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論文

プール核沸騰における銅伝熱面上の乾き面挙動観察と伝熱面温度分布計測

上澤 伸一郎; 小野 綾子; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之

第55回日本伝熱シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/05

核沸騰による高効率除熱には限界があり、その限界熱流束(CHF)を超えると冷却体伝熱面温度は急激に上昇し、伝熱面が焼損することが知られている。その発生機構解明において、伝熱面上の乾き面の形成が主要因であることは示唆されているが、金属伝熱面における乾き面の動的挙動は明らかにされていない。本報では、水深を浅くしたプール沸騰実験を実施し、沸騰面上部から乾き面の目視観察と銅面裏側から赤外線カメラを用いた伝熱面温度瞬時分布計測の実施によって、伝熱面上で乾き面が形成後、乾き面周囲への熱伝導量上昇に伴う沸騰活性化による高熱流束域形成により液損耗が激しくなり、乾き面が拡大し、ついにはCHFに至ることを明らかにした。

論文

二重管内強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測

Liu, W.

第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.391 - 392, 2015/06

軽水炉の安全性評価のためには、限界熱流束の評価が重要であるが、炉心内強制流動サブクール沸騰条件での限界熱流束の予測手法は確立されていない。本研究では、PWR炉心に対する強制流動サブクール沸騰条件での限界熱流束予測手法確立の一環として、炉心燃料集合体を簡略化した二重管を対象として、強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測手法を検討した。Nouriによる二重管内液相速度分布式をLiquid sublayer dryoutモデルと組み合わせることにより、水及びR113を試験流体とした既存実験データを$$pm$$20%程度で予測できることを確認した。

報告書

Energy confinement and transport of H-mode plasmas in tokamak

浦野 創

JAERI-Research 2004-027, 131 Pages, 2005/02

JAERI-Research-2004-027.pdf:5.69MB

Hモードプラズマのエネルギー閉じ込め特性のプラズマ密度依存性,プラズマ形状効果,不純物ガス導入の効果及びコアプラズマの熱流束の影響をそれぞれ解明した。また国際マルチマシンデータベースを用いて、JT-60UにおけるHモードの閉じ込め特性の他装置との比較を行った。高密度領域では、ペデスタル肩の温度の低下に伴って、コア部の温度勾配特性長を一定に保つように中心部温度が低下した。高三角度化及びアルゴン注入によるHモードについても、ペデスタル温度の上昇が炉心プラズマの閉じ込めを決定することがわかった。また炉心プラズマの熱流束が増加しても、温度勾配特性長を一定に保つように熱拡散係数が増大した。国際マルチマシンデータベースを用いた検討では、高三角度化が将来のトカマク炉において適した運転手法であることを示した。

論文

Effect of cladding surface pre-oxidation on rod coolability under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1083 - 1090, 2004/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.09(Nuclear Science & Technology)

反応度事故(RIA)条件下で被覆管表面予備酸化膜が燃料棒の冷却性に及ぼす影響を調べた。照射済燃料棒の表面では膜沸騰遷移(DNB)が抑制され、またクエンチが早く生じるため、結果的に未照射燃料棒よりも冷却性が高いことがNSRR実験により示されてきた。沸騰遷移に影響を与え得る要因を考察した後、最も可能性が高いと考えられる表面予備酸化膜の影響について、未照射燃料に対するパルス照射実験により検証を行った。被覆管表面の条件としては、酸化膜無し,1ミクロン及び10ミクロン厚酸化膜付の3通りを用意した。温度計測結果により、酸化表面では温度及び燃料エンタルピに関するDNB発生しきい値が上昇し、同時に、クエンチ発生温度が上昇することで膜沸騰継続時間が短縮されることが示された。これら限界熱流束点及び極小熱流束点の変動は表面ぬれ性の増大により起こり得る。本実験においては、酸化膜の厚さではなくその有無が結果を左右していることから、酸化時の表面粗さ増大ではなく、酸化による化学ポテンシャルの変化が表面ぬれ性に影響を与えたと考えられる。

論文

Critical power correlation for axially uniformly heated tight-lattice bundles

呉田 昌俊; 秋本 肇

Nuclear Technology, 143(1), p.89 - 100, 2003/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.68(Nuclear Science & Technology)

低減速スペクトル炉の炉心は、三角格子状の稠密な燃料棒配列であり、高ボイド率条件で運転する特徴を有する。このため冷却限界の評価が重要な課題である。そこで、低減速スペクトル炉の基礎的な限界出力特性を評価する目的で限界出力実験を実施した。本報では、質量速度等パラメータが限界出力に及ぼす影響と、熱設計に用いてきた限界出力計算式の評価結果、そして本データと準稠密バンドル体系のBAPLデータを用いて導出した新限界出力相関式に関して報告する。本実験により、稠密炉心における質量速度,入口水温,出口圧力、そして径方向熱流束比の限界出力に及ぼす影響を明らかとした。また、熱設計に用いてきた限界出力計算式(Arai式)が限界出力を過小に計算することを示した。新相関式は、371点の原研・BAPLデータに対して$$pm$$4.6%の誤差で軸方向に一様発熱している稠密バンドルの限界出力を計算できる。

論文

軸方向一様発熱稠密バンドルの限界出力

呉田 昌俊; 秋本 肇

日本機械学会論文集,B, 69(682), p.1469 - 1476, 2003/06

低減速スペクトル炉の熱的成立性を評価する目的で、軸方向の発熱が一様な稠密三角格子バンドル試験体を用いて限界出力実験を行った。本報では、流動パラメータが限界出力へ及ぼす影響を明らかとし、限界クオリティを計算する無次元相関式を本実験データとBAPLデータを用いて導出した。用いた試験体は低減速スペクトル炉の燃料棒7本分の領域を模擬した形状であり、低減速スペクトル炉の定格運転条件を広く包含する実験条件で約400点の限界出力データを系統的に蓄積した。導出した無次元相関式の計算精度は、371点のデータに対して$$pm$$4.6%である。本相関式の適用範囲は、棒間間隔が1$$sim$$2.3mm,質量速度が100$$sim$$2500kg/(m$$^{2}$$s),圧力が2$$sim$$8.5MPa,周方向ピーキング係数が1$$sim$$1.5,発熱棒数が7$$sim$$20本である三角格子配列のバンドル流路である。

報告書

水を用いた外部冷却による超高限界熱流束の研究; 超高熱流束冷却の実現と限界熱流束の予測精度の改善,原子力基礎研究 H11-004(委託研究)

門出 政則*; 光武 雄一*; 石田 賢治*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2003-013, 56 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-013.pdf:2.8MB

次世代原子力機器での100MW/m$$^{2}$$オーダーの超高熱流束除熱技術の確立を目的として、高サブクール衝突噴流冷却による超高限界熱流束の実現の可能性を実証するための実験的研究を、噴流速度5~60m/s,系圧力0.1~1.0MPa,噴流サブクール度80~170Kの範囲で行った。その結果、限界熱流束の最大値として、圧力0.5MPa,サブクール度151K,噴流速度35m/s,加熱面長さ5mmの条件で212MW/m$$^{2}$$が達成された。なお、大気圧条件下の限界熱流束は、気液界面での気体分子運動論に基づく理論上の最高熱流束の48%まで到達し、従来の最高値30%に対して60%も向上できた。本研究の結果、衝突噴流による超高熱流束冷却の実現の可能性が示された。

論文

Study on point of net vapor generation by neutron radiography in subcooled boiling flow along narrow rectangular channels with short heated length

呉田 昌俊; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 秋本 肇

International Journal of Heat and Mass Transfer, 46(7), p.1171 - 1181, 2003/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:59.89

ボイド率と沸騰開始点の実験データ及びシステムパラメータの影響評価が、高熱流束限界熱流束予測モデルの検討を進めるうえで必要であった。そこで著者は、中性子ラジオグラフィ高速度撮像法によるボイド率計測技術を開発し、サブクール沸騰流の瞬時ボイド率及び時間平均ボイド率を計測し、ボイド率データベースを蓄積してきた。本研究では、瞬時ボイド率の計測結果から瞬時及び時間平均の沸騰開始点を求め、システムパラメータが沸騰開始点での熱平衡クオリティに及ぼす影響を評価した。評価の結果、システムパラメータの影響が小さいことがわかった。次に、既存の沸騰開始点評価式の短加熱長矩形流路への適用性を検討し、既存の評価式は沸騰開始点での熱平衡クオリティを過小評価することを示した。また、沸騰開始点の評価が限界熱流束モデルによる限界熱流束予測に及ぼす影響を試算し、予測精度が向上することを示した。

論文

ELM energy and particle losses and their extrapolation to burning plasma experiments

Loarte, A.*; Saibene, G.*; Sartori, R.*; Becoulet, M.*; Horton, L.*; Eich, T.*; Herrmann, A.*; Laux, M.*; Matthews, G.*; Jachmich, S.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.962 - 966, 2003/03

 被引用回数:91 パーセンタイル:1.5

Type I ELMによる熱流束はダイバータの損耗に大きく影響し、ITERの設計における大きな研究課題である。JET,DIII-D,ASDEX-U,JT-60Uから得られたType I ELM発生時の蓄積エネルギー,周辺ペデスタル部の温度,密度の変化のデータベースをもとに、ELM熱流(エネルギー損失量)のスケーリングを考察し結果をまとめた。(1)ELM熱流は、ペデスタルの衝突率の増加,磁場シアにより減少する。またELM粒子流は、おもにELMにより影響される領域の幅に比例し増減する。(2)JETとDIII-Dにおいて、ELM発生時、ペデスタルでの温度の減少が無い対流輸送的な小さなELM熱流が観測された。(3)ELM熱流束のダイバータへの照射時間は、ELM発生時間に依存せず、境界層でのイオン輸送時間に比例する。さらに、ELM熱流と粒子流のITERにおける予想について議論を行う。

報告書

第5回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書; 2002年3月8日,東海研究所,東海村

中野 佳洋; 石川 信行; 中塚 亨; 岩村 公道

JAERI-Conf 2002-012, 219 Pages, 2002/12

JAERI-Conf-2002-012.pdf:17.4MB

日本原子力研究所(原研)では、革新的原子炉として低減速スペクトル炉の研究を進めており、最新の研究成果を報告するとともに、所内関連部門の研究者及び大学,研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者との情報交換を行い、研究の効率的推進に資する事を目的として、「低減速スペクトル炉に関する研究会」を平成9年度より毎年開催している。第5回となる平成13年度は、日本原子力学会北関東支部との共催で、平成14年3月8日に開催し、95名の参加者があった。まず原研における低減速スペクトル炉研究開発の現状として、「低減速スペクトル炉の研究開発の現状と展望」,「低減速炉心の設計研究」,「MOX燃料の安全解析」,「稠密炉心の限界熱流束実験」の4件の発表があった。続いて革新的原子炉を巡る内外の動向として、「革新的中小型炉検討の意義について」,「第4世代を中心とする革新炉技術開発戦略」,「実用化戦略調査研究フェーズ2の状況」の3件の発表があった。本報告書では、講演論文,講演に対する質疑応答の概要を掲載するとともに、付録として研究会当日に発表者が使用したOHP資料及び研究会プログラム,参加者名簿を掲載した。

論文

稠密炉心の限界熱流束実験

呉田 昌俊

JAERI-Conf 2002-012, p.47 - 52, 2002/12

低減速スペクトル炉の除熱限界を評価する目的で実施した限界熱流束実験の結果と検討,そして除熱限界を決定する沸騰遷移現象に関して報告する。低減速スペクトル炉の炉心は、三角格子状の稠密な燃料棒配列であり高ボイド率条件で運転する特徴を有する。このため冷却限界の評価,すなわち熱的成立性の検証が重要な課題であった。一連のPWR体系及びBWR体系で実施した限界熱流束実験により、熱設計に用いてきた限界出力計算式や解析コードが保守的に評価し、炉心熱設計が妥当であることを検証した。次に、沸騰遷移現象を限界クオリティと質量速度の関係から3つの領域に分類し、壁温上昇開始位置がその領域の境界で変化することを示した。また、サブチャンネル解析コードによる実験解析の結果、高クオリティ領域では実験値と近い計算値となることを示した。最後に、中性子ラジオグラフィによるモデル実験の結果を紹介し、沸騰遷移現象の理解に関して報告する。

論文

Effect of cladding pre-oxidation on rod coolability during reactivity accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

IAEA-TECDOC-1320, p.102 - 110, 2002/11

燃料棒被覆管表面の酸化が、反応度事故条件下における燃料棒の冷却性に及ぼす影響について論ずる。NSRR実験では照射済燃料実験の方が、未照射燃料実験より低い被覆管表面温度を示してきた。その原因の一つとして、照射済燃料の被覆管外表面に生成されていた酸化膜が伝熱を増大させた可能性が挙げられた。この仮説を実証するため、表面酸化膜なし,酸化膜厚さ1$$mu$$m及び10$$mu$$mの3種類の燃料棒を用いてパルス照射実験を行った。被覆管表面温度の過渡測定より、酸化膜付被覆管では限界熱流束及び最小熱流束がともに増大することを明らかにした。これらの挙動において酸化膜厚さ1$$mu$$mと10$$mu$$mの燃料棒で顕著な違いがなかったことから、酸化膜の効果はその厚さではなく有無に依存すると考えられる。

論文

Critical heat flux correlation for subcooled boiling flow in narrow channels

呉田 昌俊; 秋本 肇

International Journal of Heat and Mass Transfer, 45(20), p.4107 - 4115, 2002/09

 被引用回数:26 パーセンタイル:26.04

本研究では、片面加熱狭隘矩形流路における高熱流速限界熱流束実験を行い、狭隘流路内サブクール沸騰流用無次元限界熱流束相関式を提案することを目的とした。まず、片面加熱狭隘矩形流炉用無次元相関式を、各種パラメータの限界熱流束に及ぼ影響を整理しなから導出した。従来の限界熱流束予測式を片面加熱狭隘矩形流路へ適用した場合と比べて、計算精度が2~10倍程度改善できた。次に、得られた式の両面加熱狭隘矩形流路,半周加熱小口径鉛管,全周加熱小口径鉛管への適用性を検討し、各種狭隘流路に対して限界熱流束を統合的に評価できる式を提案した。

論文

Fast measurement of ELM heat and particle fluxes, and plasma flow in the scrape-off layer of the JT-60U tokamak

朝倉 伸幸; 櫻井 真治; 内藤 磨; 伊丹 潔; 三浦 幸俊; 東島 智; 小出 芳彦; 坂本 宜照

Plasma Physics and Controlled Fusion, 44(5A), p.A313 - A321, 2002/05

 被引用回数:22 パーセンタイル:37.27(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合炉のダイバータにおける照射エネルギー,時間,及び幅を予測するために、特にELM発生後に放出されダイバータ板に到達する熱・粒子束の輸送過程について、解明する必要がある。本発表では、ELMy Hモードプラズマにおいて、ELM発生直後、磁力線方向に発生するプラズマ流を、トカマク装置では初めて3箇所(外側赤道面,ダイバータX点及び内側バッフル上)のポロイダル位置に設置したマッハプローブで同時測定した結果を示す。X点下の外側ダイバータで測定したプラズマ流速は、ELM発生後、100-200$$mu$$s間のみマッハ速度1(イオン音速)程度に増加する。また、増加が観測されたSOL幅はセパラトリクスから1-1.5cm(赤道面の磁気面へマッピング)外側に限られた。高速赤外カメラで、熱流束の急速な増加を観測したが、熱流の照射時間は、カメラの時間分解能程度(250$$mu$$s)であり、熱流束の幅は、1cm程度であった。この結果から、多くが熱流束はプラズマ対流輸送によることを明らかにした。これに対し、内側境界層においては、ELM直後ダイバータへの高速のプラズマ流が観測されず、むしろ流れの逆転が観測された。今後、予行過程の理解が必要である。

論文

Critical heat flux experiment for Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR)

呉田 昌俊; 秋本 肇; 山本 一彦*; 岡田 祐之*

Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

低減速スペクトル炉の炉心は、三角格子状の稠密な燃料棒配列であり、BWR型炉は高ボイド率条件で運転する特徴を有する。このため冷却限界の評価、すなわち熱的成立性の検証が重要な課題であった。そこで、BWR型低減速炉スペクトル炉の除熱限界を評価する目的で限界熱流束実験を実施した。本報では、質量速度等パラメータが限界出力に及ぼす影響と、熱設計に用いてきた限界出力計算式の評価結果に関して報告する。本限界熱流束実験により、燃料棒間ギャップが1.0mmである稠密炉心における質量速度,入口水温,出口圧力,そして径方向熱流束比の限界クオリティに及ぼす影響が明らかとなった。また、熱設計に用いてきた限界出力計算式(Arai式)が保守的に評価し、炉心熱設計が妥当であることを検証した。

報告書

リブ付き狭隘矩形流路における限界熱流束,1; 実験装置と予備実験

木下 秀孝; 寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2001-061, 43 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-061.pdf:5.21MB

陽子ビーム窓やセーフティハルの構造設計では、冷却水量を低減して中性子吸収量を抑制する観点から、低流速の狭隘流路構造とする必要がある。低流速で高熱伝達率を維持するために、製作性の良い2次元リブ付き流路に着目して、安全性にかかわる限界熱流束(CHF)を調べる実験に着手した。本報では、従来のリブ付き流路における熱伝達特性をまとめ、さらに、実験装置の概要と予備実験の結果を報告する。予備実験では、リブのない流路に対して壁面摩擦係数は約3倍,熱伝達率については約2倍の値を得、限界熱流束は従来のモデルとほぼ同一の値を示した。

論文

Critical heat flux test on saw-toothed fin duct under one-sided heating conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 谷口 正樹; 花田 磨砂也; 荒木 政則; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.291 - 295, 2001/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.88

核融合炉プラズマ対向機器の冷却を目的として、鋸歯状内部フィン付き矩形管の限界熱流速測定実験を行った。この矩形管では、加熱面側に鋸歯状に三角柱のフィンを取り付けて、伝熱性能の向上を図っている。実験では、フィンの形状・特に設置角度やフィン高さが限界熱流速へ及ぼす影響を調べた。今回の実験パラメータはフィン寸法高さを1.7と3.5mm、フィン設置角度を流れ方向に対して70と90度である。実験の結果、フィン高さ3.5mm、設置角度70度の矩形管を用いた場合、軸流速10m/sec、局所圧力1MPa、入口温度25$$^{circ}C$$の冷却条件で43MW/m$$^{2}$$の限界熱流速が得られた。この値は、同冷却条件において、ほぼ同一水力等価直径のスロット状のフィンを有する矩形管(ハイパーベイパトロン)の1.3倍の値であった。

論文

高熱負荷狭隘流路におけるサブクール沸騰限界熱流束

呉田 昌俊; 秋本 肇

日本機械学会論文集,B, 67(662), p.2550 - 2557, 2001/10

核融合炉中性子工学研究用中性子源(FNS)の回転ターゲットや核破砕中性子源の固体ターゲットは、冷却流路として狭隘な矩形流路が検討されており、流路の片面から大強度のビーム入射がある高熱負荷機器である。これらの機器の最適設計を行ううえで狭隘矩形流路内のサブクール沸騰限界熱流束を適切に評価することが重要である。本研究では、片面加熱狭隘矩形流路における高熱流速限界熱流束実験を行い、無次元限界熱流束相関式を提案することを目的とした。本報では、片面加熱狭隘矩形流路の無次元相関式を導出した。従来の限界熱流束予測式を片面加熱狭隘矩形流路へ適用した場合と比べて、計算精度が2~10倍程度改善できた。次に、得られた式の両面加熱狭隘矩形流路,半周加熱小口径円管,全周加熱小口径円管への適用性を検討し、各種狭隘流路に対して限界熱流束を統合的に評価できるように検討を加えた。

論文

Impurity injection to plasmas with improved plasma confinement

伊丹 潔; 玉井 広史; 櫻井 真治; 久保 博孝; 木島 滋; 朝倉 伸幸

プラズマ・核融合学会誌, 77(10), p.1027 - 1034, 2001/10

JT-60Uでは、不純物ガスの注入による、主プラズマ閉じ込め性能とダイバータ熱流束の低減という研究課題に取り組んだ。高三角度のELMy H-modeプラズマ(Ip=1.2MA,BT=2.5T,NB加熱パワー=18MW)において、Ar注入を行い、放射損失パワーを加熱入射パワーの約80%まで増加させるとともに、H$$_{89}$$~1.6の閉じ込め改善度を維持することに成功した。Ar注入により全放射損失率(放射損失パワー/NB加熱パワー)が上昇するとともにELM周波数は低くなるが、ELM熱流束には影響が少なかった。負磁気シアプラズマ放電における不純物注入では、プラズマ中心部を冷却しにくい点でArより優れている、Neを用いて負磁気シアプラズマの閉じ込め改善度(約2)を維持したまま、ダイバータデタッチ状態を実現してダイバータ熱流束を低減できた。

報告書

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC-TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

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