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論文

Comparative methodology between actual RCCS and downscaled heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 133, p.830 - 836, 2019/11

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、崩壊熱除去を行う際、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、それらを失う可能性が大幅に低減される。そこで、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、実験を開始した。本研究では、実機のRCCSと等倍縮小した除熱試験装置を比較する方法を提案する。

論文

Thermophysical properties of molten stainless steel containing 5mass%B$$_{4}$$C

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1154 - 1163, 2019/09

316Lステンレス鋼溶融物(SS316L)及び5mass%B$$_{4}$$C含有SS316Lの密度,表面張力,輻射率,熱容量及び熱伝導率を測定するために、静磁場印加電磁浮遊法を用いた。5mass%B$$_{4}$$CをSS316Lに加えることで、液相温度,密度,輻射率及び熱伝導率において、SS316Lの液相温度で、それぞれ111K, 6%, 19%, 6%減少した。熱容量は、この追加により5%まで増加した。表面張力に関して、5mass%B$$_{4}$$Cの追加による影響は明確には認められなかったが、SS316Lに溶解した硫黄により表面張力が大幅に減少した。

論文

Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06

本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942$$^{circ}$$Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840$$^{circ}$$C、融点は840-850$$^{circ}$$Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20$$^{circ}$$C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$やNa$$_{4}$$SiO$$_{4}$$等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は$$lambda$$=1-3W/m-Kとなった。これは、xNa$$_{2}$$O-1-xSiO$$_{2}$$ (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700$$^{circ}$$Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。

論文

The Effects of plutonium content and self-irradiation on thermal conductivity of mixed oxide fuel

生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*

Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO$$_{2}$$燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。

論文

Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。

論文

Experimental study on heat removal performance of a new Reactor Cavity Cooling System (RCCS)

細見 成祐*; 明石 知泰*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。

論文

Thermal conductivity of U-20 wt.%Pu-2 wt.%Am-10 wt.%Zr alloy

西 剛史; 中島 邦久; 高野 公秀; 倉田 正輝; 有田 裕二*

Journal of Nuclear Materials, 464, p.270 - 274, 2015/09

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の熱伝導率は高速炉で用いるマイナーアクチノイド(MA)含有金属燃料の炉心設計に必要不可欠な物性値である。本研究では、2つのU-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金を調製し、測定した比熱及び熱拡散率を用いて熱伝導率の評価を行った。U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の比熱は金属U及びU-Zr合金の文献値とほぼ一致しており、Pu及びAm添加に伴う影響は小さいことを確認した。一方、U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の熱伝導率はU-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値よりわずかに高い値を示した。U-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値はいくつかの仮定に基づいて算出した熱伝導率であるため、実測値との差は文献値の精度の低さに原因があると考えられる。さらに、MA含有金属燃料の炉心設計に必要な誤差を伴う熱伝導率評価式も提唱した。

論文

衝突噴流熱伝達特性の実験的解明とJSNS用モデレータ設計への応用

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 日野 竜太郎; 達本 衡輝; 加藤 崇

日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.179 - 189, 2006/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。そこで、衝突噴流による冷却特性に着目し、水素の温度上昇を抑えて水素密度が大きく変化しないように容器構造と流動条件を検討することとした。容器壁のある閉空間における衝突噴流による熱伝達特性を評価するために、2次元定常熱伝導の逆問題解を用いた熱伝達率を求める手法を導入し、JSNSモデレータの円筒型容器を模擬した試験体による実験結果から、熱伝達率分布は、壁のない水平平板に対する分布と異なり、容器壁の影響によって噴流Re数の増加に伴い容器壁周辺の熱伝達率が増加し、モデレータ容器底面r=0$$sim$$70mmの範囲における平均ヌセルト数Nuavは、ノズル高さH/d$$<$$0.4の場合、管内強制対流熱伝達のDittus-Boelterの式の2.5倍以上となることを明らかにした。そして、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような実機運転条件を評価した。

論文

Estimation of JSNS moderator flowing condition based on impinging jet heat transfer

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 達本 衡輝; 加藤 崇; 池田 裕二郎

LA-UR-06-3904, Vol.2, p.385 - 394, 2006/06

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を提案したが、モデレータ容器内の狭い空間内における衝突噴流部の熱伝達特性が不明だったため、水による実規模モデルのモデレータ容器を用いた熱伝達実験を実施した。2次元定常熱伝導の逆問題解を円筒座標系に適用し、熱伝達率を求める手法を確立して容器内熱伝達特性を把握するとともに、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような運転条件を評価した。

論文

核融合炉用高熱伝導セラミックス製ダイバータプレートモデル試験体に関する基礎的研究

石山 新太郎

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.288 - 297, 2004/09

低放射化/軽量材料のSi/xSiC金属マトリックス複合材と高強度/項熱伝導SiCを用いて核融合炉用ターゲットプレートモデル試験体を試作し、5MW/m$$^{2}$$$$times$$30secの熱負荷試験を実施し、試作モデルに異常のないことを検証した。

論文

Thermal property measurements on Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ added with TiO$$_{2}$$

星野 毅; 小林 剛*; 梨本 誠*; 河村 弘; 土器屋 正之*; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*; 高橋 洋一*

JAERI-Conf 2004-012, p.140 - 147, 2004/07

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、良好なトリチウム回収特性等の観点より、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料として期待されている。核融合炉で発生した熱はブランケット内の冷却材へ伝達されることから、トリチウム増殖材料の熱物性を把握することは、核融合炉の設計に必要不可欠である。しかしながら、高温保持による粒成長抑制の面からLi$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$の組成比を変化させたLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の使用が検討されているが、この組成の熱容量,熱伝導率等は、正確に確立されていない。本研究では、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$について、Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$の組成比(1.00$$sim$$0.80)による熱物性への影響について調べた。1100Kまでの熱伝導率を評価した結果、Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$の組成比の減少とともに熱伝導率が低くなること,700K以上では熱伝導率が理論式から算出した値よりも小さくなることを明らかにした。また、熱天秤を用いた重量変化測定及びX線回折により、Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$比の減少とともに不定比性化合物へと変化すること,Li$$_{4}$$Ti$$_{5}$$O$$_{12}$$の第2相が生成することがわかり、この構造変化がLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の熱物性データに大きく影響を与えることを解明した。

論文

High-temperature thermophysical property measurements on non-stoichiometric composition of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$

星野 毅; 小林 剛*; 梨本 誠*; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*; 高橋 洋一*

Journal of the Ceramic Society of Japan, Supplement, Vol.112, No.1 (CD-ROM), p.S354 - S357, 2004/05

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、良好なトリチウム回収特性等の観点から、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料として期待されている。しかし、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$は不定比構造を持つため、熱物性データに影響を与えると思われるが、これまでに報告されている熱容量や熱伝導率などの測定値は、研究者により異なり確立されていない。本研究では、Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$の組成比を変化させて作成したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$について、レーザーフラッシュ法により1100Kまでの熱物性を測定し、不定比構造による熱物性への影響について比較検討を行った。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の熱伝導率は、Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$比の減少とともに不定比性化合物へと変化することや、Li$$_{4}$$Ti$$_{5}$$O$$_{12}$$の第2相が生成することの影響で低下することがわかった。また、熱伝導率の温度依存性は700Kを境に、理論式から算出した値と明らかな差異が見られ、高温X線回折により格子定数の変化が熱伝導率の温度依存性に大きな影響を与えていることを解明した。

論文

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.

Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12

 被引用回数:90 パーセンタイル:5.83(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m$$^{2}$$ に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。

論文

Thermal conductivity of neutron irradiated Be$$_{12}$$Ti

内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.499 - 503, 2003/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:23.99

原型炉用中性子増倍材として期待されているBe$$_{12}$$Tiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBe$$_{12}$$Tiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBe$$_{12}$$Tiサンプル($$phi$$8 mm$$times^{t}$$2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(E$$>$$1MeV) 4$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$の条件で330,400 and 500$$^{circ}$$Cにおいて照射した。熱拡散率と比熱をレーザーフラッシュ法にて1000$$^{circ}$$Cまで測定し、熱伝導率を計算した。中性子照射したBe$$_{12}$$Tiは、照射による熱伝導率の低下が見られたが、充填層の有効熱伝導率を計算モデルにより推測したところ、十分に設計可能な範囲内であった。

論文

Effective thermal conductivity of a Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble bed for a demo blanket

秦野 歳久; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 古作 泰雄; 秋場 真人

Fusion Science and Technology, 44(1), p.94 - 98, 2003/07

 被引用回数:17 パーセンタイル:25.77(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットの開発において、微小球充填層の有効熱伝導度を少ない試料体積で精度良く測定する方法として熱線法を採用し、各種候補増殖材微小球についての系統的なデータを取得してきた。試料には候補増殖材であるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を用い、充填層として直径2mmのみの微小球充填層と、それに直径0.3mm以下を加えた微小球の混合充填層について有効熱伝導度を測定した。圧縮荷重がない場合一次球充填層に対して混合充填層の熱伝導度は上昇し、それらはSZB式と精度良く一致することを確認した。さらに、ピストンにより充填層に荷重を加えて熱伝導度を測定すると歪に対する熱伝導度の傾きが一定で歪1%につき0.035W/mK増加する結果が得られた。これより原型炉ブランケットの増殖材として有望なLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$について微小球充填層の有効熱伝導率を測定し、混合充填と荷重の及ぼす影響を初めて明らかにした。

論文

熱輸送解析

白井 浩

プラズマ・核融合学会誌, 79(7), p.691 - 705, 2003/07

エネルギーバランスの式に基づいたトロイダルプラズマにおける熱輸送解析及び熱輸送シミュレーションの手法をまとめた。ジュール加熱,NBI加熱,RF加熱,$$alpha$$加熱の概要を説明した。エネルギー損失機構の中で、熱伝導損失と放射損失は、それぞれプラズマ中央部及び周辺部において支配的である。トカマクにおいてによって生じる異常輸送は新古典輸送よりもはるかに大きい。輸送を増加させるその他のメカニズムである鋸歯状振動及び磁気島形成についても示す。

論文

潜熱蓄熱円筒カプセルの融解特性に及ぼす実効熱伝導率の影響に関する研究

椎名 保顕; 稲垣 照美*

日本機械学会論文集,B, 69(681), p.1233 - 1241, 2003/05

潜熱蓄熱の蓄熱媒体を多孔体金属に含浸させた複合蓄熱体について、実効熱伝導率が融解特性に及ぼす影響を解析的に調べ以下の結論を得た。解析で想定した蓄熱媒体はOctadecane,水,Li$$_{2}$$CO$$_{3}$$,NaCl,多孔体金属は銅,アルミニウム,炭素鋼である。(1)複合蓄熱体の実効熱伝導率を向上させることにより融解時間を減少させることができることを示した。蓄熱媒体の熱伝導率が低いほど、また、伝熱流体の熱伝達率が高いほど融解時間の減少率は大きくなる。(2)Stが小さい場合に、融解時間を表す近似解析結果を求め、数値解析結果とよく一致することを示した。(3)複合蓄熱体を用いるとフィンの場合より数倍から十倍程度相変化時間を短縮できる可能性がある。(4)非一様熱伝達率を用いた場合と、一様熱伝達率を用いた場合の融解時間の差はたかだか10%程度であり、一様熱伝達率を用いても大きな誤差は生じない。

論文

円管内の伝熱流動に及ぼす多孔性材料の影響

植村 拓也*; 武田 哲明; 一宮 浩一*

日本機械学会山梨講演会講演論文集(020-4), p.49 - 50, 2002/10

伝熱面を加工することなく流路内に繊維状の金属細線を挿入し、熱伝導率及び伝熱面積の拡大を利用した伝熱促進法において、熱伝導率の高い銅線を用いて空隙率が高い場合の熱伝達,圧力損失などの基本特性を調べる実験を行った。その結果、レイノルズ数1500から5000の範囲において平滑管の場合より20%以上の伝熱促進効果が得られた。流路壁温度が240$$^{circ}C$$以下の場合、ポンプ動力一定条件下では、熱伝達率が1.3から1.5倍増大した。

論文

Edge-core relationship of ELMy H-mode plasmas in JT-60U

浦野 創*; 鎌田 裕; 白井 浩; 滝塚 知典; 久保 博孝; 竹永 秀信; 三浦 幸俊; 波多江 仰紀; 福田 武司

Plasma Physics and Controlled Fusion, 44(5A), p.A437 - A443, 2002/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:49.41(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおける高三角度及びAr入射のELMyHモードの高ペデスタル温度到達の機構及びコアプラズマの熱輸送を解析した。高三角度では、境界温度は高パワー加熱による$$beta_{p}$$の増加とともに上昇し、コア部の温度分布形状は保存され、ペデスタル温度に依存しないことを明らかにした。一方、Ar入射放電では、中心がピークした密度分布が得られ、重水素放電と比べると、相対的にペデスタル密度が減少することから、ペデスタル温度は上昇した。さらに、温度勾配特性長は保存され、コアの温度も上昇した。また、同じNBIパワーで重水素放電と比較すると、放射損失流の増加により、熱伝導流束は減少することから、熱拡散係数が減少することを明らかにした。

論文

ペレット熱特性

中村 仁一

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.93 - 98, 2001/06

UO$$_{2}$$ペレットは燃焼度の増大とともにFPの生成と固溶、照射損傷の蓄積等により種々の熱特性、熱伝導率、比熱容量(比熱)、融点等が変化する。これらの熱特性は燃料の温度、FPガス放出、PCMI等に影響を与え、燃料挙動を支配する重要な因子である。最近の軽水炉燃料の高燃焼度化に伴い、これらペレットの熱特性の燃焼度依存性データが蓄積されつつある。本報は、最近のUO$$_{2}$$の熱特性研究の現状をまとめたもので、原研の行った高燃焼度燃料の熱拡散率測定や、比熱測定の成果を含め、熱伝導率に対する燃焼度及びリム組織生成の影響、比熱及び融点に対する燃焼度の影響等を説明している。

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