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論文

Thermodynamics Investigation on pressure-induced superconductor CeNiGe$$_3$$ by ac calorimetry

立岩 尚之; 芳賀 芳範; 松田 達磨; 池田 修悟; 中島 美帆*; Thamizhavel, A.*; 摂待 力生*; 大貫 惇睦

Journal of the Physical Society of Japan, 75(Suppl.), p.174 - 176, 2006/08

われわれは重い電子系圧力誘起超伝導物質の研究を熱電対を用いた高圧下交流比熱測定を通して行ってきた。この手法では高精度の測定が可能であり、超伝導転移温度などが精密に決定することができる。本会議では、CePt$$_3$$Si, CeNiGe$$_3$$, UIrなどの圧力誘起超伝導物質についてわれわれの最近の研究結果を報告する。研究の結果得られた圧力相図を示し、これらの物質の磁性と超伝導の関係について議論する。

報告書

サーマルストライピング現象における流体内混合に関する実験研究 - 平行三噴流間の混合過程と吐出速度の影響 -

木村 暢之; アキラ トーマス トクヒロ; 上出 英樹

JNC-TN9400 2000-027, 181 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-027.pdf:10.28MB

高温と低温の流体の混合により発生する温度変動が、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を定量化することは重要な課題である。本研究では、流体内の混合特性を明らかにする観点で、複数噴流の混合の過程を定量化することを目的とし、水を作動流体として低温噴流の両側に高温噴流を平行スリットから吐出させた3本鉛直噴流体系を用いた実験を実施した。実験パラメータは噴流吐出速度とし、噴流の混合過程を超音波流速計と移動式熱電対により計測した。三噴流の吐出速度差がないときは、噴流に周期的な振動が発生し、噴流の振動により混合が促進される。振動周期は噴流吐出速度に基づくStrouhal数で整理できることがわかった。一方、噴流吐出速度差があるときは、噴流に振動は生ぜず、噴流混合は、噴流吐出速度差がないときに比べ、緩やかに行われている。また、位相平均を用いることにより、温度変動を周期成分とランダム成分に分解することができた。それによると、噴流吐出速度が大きくなるにつれて、噴流が激しく混合する領域では、温度変動の周期成分の割合が大きくなり、ランダム成分の割合が低下することが明らかになった。

論文

Beamline performance of 500 keV negative ion-based NBI system for JT-60U

伊藤 孝雄; NBIグループ

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.123 - 128, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:65

JT-60高密度プラズマにおける電流駆動実験及び中心加熱実験のため500keV負イオンNBI装置を1996年4月に完成した。それ以来、負イオンNBIの入射実験を行ってきた。その入射実験で重要な課題の1つは、残留イオンビーム用偏向磁場の制御方法である。JT-60N-NBIにおいて、残留イオンの偏向にJT-60からの漏洩磁場を積極的に使っている。即ち、残留イオンビームによるビームダンプ表面の熱負荷の位置が一定となるようにJT-60からの漏洩磁場と偏向コイルの磁場との組合わせを制御する。イオンダンプ上の正及び負イオンビームによる熱負荷分布はイオンダンプ表面上に銀ロー付けした熱電対で測定する。ここでは、偏向磁場の性能及びイオンビーム熱負荷について、入射実験結果を報告する。

報告書

ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験 実験データ集

下山 一仁; 宇佐美 正行; 三宅 収; 西村 正弘; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC-TN9450 97-007, 81 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-007.pdf:1.72MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、第1回目を平成8年2月15日に、第2回目を平成8年3月28日に、大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)を用い、温度計を模擬してナトリウム漏えい速度、漏えい形態の確認実験を行った。なお本実験データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

ナトリウム漏えい燃焼実験-I 実験データ集

川田 耕嗣; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 寺奥 拓史; 三宅 収

PNC-TN9450 97-005, 145 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-005.pdf:2.48MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、平成8年4月8日に、大洗工学センターの大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)内の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用い、「もんじゅ」2次系配管室の温度計、換気空調ダクト、グレーチング、床面には同仕様の受け皿等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-Iを行った。なお本データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

温度計の流力振動防止のための設計方針(案)

岩田 耕司; 井上 達也*; 古谷 章*; 和田 雄作*; 鵜川*; 峰*; 金谷*

PNC-TN9410 97-042, 8 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-042.pdf:0.29MB

平成7年12月に高速増殖原型炉「もんじゅ」において発生した2次主冷却系配管からのナトリウム漏洩事故は、温度計さやの流力振動による破損が直接の原因であった。今後、「もんじゅ」において同種の破損の発生を防止するため「温度計の流力振動防止のための設計方針(案)」を作成した。本設計方針(案)は、高速炉の配管に設置された熱電対温度計さやを対象として、供用中の流力振動に対する構造健全性の評価方法ならびに判定条件を規定しており、現行の「もんじゅ」技術基準類の規定を補足するものとして位置づけられる。本設計方針(案)は、「もんじゅ」既存設備の健全性の確認ならびに今後必要に応じて実施される改良設計に適用することを念頭に置いた動力炉・核燃料開発事業団としての案である。なお、本設計方針(案)の検討作業は、平成8年5月$$sim$$11月の間、動力炉・核燃料開発事業団内に設けられた温度計設計方針検討会において行われたものである。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故調査・検討タスクフォ-ス第1$$sim$$15回会合提出資料

not registered

PNC-TN1420 96-017, 346 Pages, 1996/10

PNC-TN1420-96-017.pdf:14.89MB

本資料は、もんじゅナトリウム漏えい事故の調査報告を取りまとめるために、科学技術庁の「もんじゅナトリウム漏えい事故調査・検討タスクフォース」の第1$$sim$$15回会合に事業団から提出した資料をまとめたものである。尚、本資料は上記タスクフォースの公開資料の一部として平成8年10月29日に科学技術庁によって公開されている。

報告書

ウェル型熱電対時定数に関する解析的検討 -「もんじゅ」主冷却計ウェル型熱電対Na中応答特性確認試験の解析-

山下 卓哉

PNC-TN9410 96-154, 103 Pages, 1996/07

PNC-TN9410-96-154.pdf:2.59MB

「もんじゅ」の主冷却系ウェル型熱電対の温度応答特性を調べるために、「もんじゅ」に設置されている温度計と半径方向が同寸で1/3の長さを有する温度計を製作し、小型熱衝撃試験装置を用いて温度に対する1次遅れの応答性を求めた。この試験から得られた知見を解析的な見地から確認するために、FEMによる温度応答解析を実施した。主な結果をまとめると以下のようになる。(1)時定数に対する流速依存性、初期温度依存性及び温度変化幅依存性については、試験と同様な結果が得られた。これらの要因による時定数のバラツキは、試験と同様に約2秒であることが確認できた。(2)時定数に対する流速依存性の要因は、流速の違いによる熱伝達率の変化に起因するものではなく、Na温度の立ち上がり速度に起因することが確認できた。(3)Na温度が高温になるにつれて時定数が短くなる傾向と温度変化幅が大きくなるにつれて時定数が短くなる傾向は、熱電対の材料の温度依存性に起因することが確認できた。(4)ウェルとシース間のギャップ間隔をパラメータとした解析から、ギャップ間隔が熱電対の時定数に与える影響が最も大きいことがわかった。1次系及び2次系熱電対のいずれもプラスの製作公差を持つ場合に時定数が大きくなり、最大の製作公差を許容した場合5$$sim$$7秒の時定数の遅れになる。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明 IHX入口温度計ウェル調査報告書

青砥 紀身; 天藤 雅之; 木村 英隆; 堀切 守人; 小峰 龍司; 平川 康

PNC-TN9410 97-076, 29 Pages, 1996/06

PNC-TN9410-97-076.pdf:27.5MB

高速増殖原型炉-もんじゅ-2次主冷却系Cループ中間熱交換器(IHX)出口温度計からのナトリウム漏えい事故に関連して、当該温度計破損部の原因調査に資するため、同2次系CループIHX入口部の温度計ウェルを調査した報告(概要)である-調査は、主に熱電対ウェル段付部の損傷調査およびウェル管台溶接部の健全性に関する情報を得る目的で種々の試験検査を実施した。試験検査は、温度計、ウェル段付部、太径および細径ウェル部ならびにウェル-管台溶接部等で、以下に示す通りである。(1)精密寸法計測(2)ウェルの打振試験(3)各部非破壊検査(4)成分分析(5)金属組織観察(6)ウェル段付部の詳細観察(7)硬さ試験(8)隙間腐食に関する調査(9)ウェルの強度特性試験(10)シース高温曲げ試験

論文

2進コード化熱電対式水位計の開発試験

荒 克之

非破壊検査, 45(3), p.189 - 194, 1996/00

原子炉容器内の水位を直接的に計測する2進コード化熱電対式水位計を開発し、その基本特性試験及び実際の原子炉内での作動試験を行った。その結果、十分に実用性をもつものであることが確認できた。本水位計はヒータを内蔵した外径1.6mmのインタネルシース差動熱電対列を数本用いて構成し、デジタル式に水位を検出するものである。この原理について解説すると共に、実際の水位計の構成及び製作、その後の各種試験結果を紹介した。

報告書

照射済燃料棒への熱電対再計装技術の開発; UO$$_{2}$$ペレット中心孔加工技術及び燃料棒組立技術

清水 道雄; 齋藤 順市; 大島 邦男; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 中川 哲也; 相沢 静男; 川又 一夫; 田山 義伸; 河村 弘; et al.

JAERI-Tech 95-037, 87 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-037.pdf:5.14MB

軽水炉燃料棒のPCI機構の解明には、出力変動時のペレットからのFPガス放出及びペレットの中心温度の情報が重要である。照射済燃料棒に中心孔を穿孔する技術開発は、バリウムフェライトペレットを充填した模擬試料を使用して種々の穿孔試験を行った。このとき、動力炉で生じたペレットの割れをそのまま保持した状態で穿孔することが重要であるため、穿孔の間は炭酸ガスでペレットを凍結し、ダイヤモンドドリルで穿孔した。これらの開発試験により、深さが54mmで直径が2.5mmの中心孔ができることを確認した。炉内確証試験は、1995年1月にJMTRに装荷して行った。本報告書は、UO$$_{2}$$中心孔加工技術及び燃料棒組立技術についてまとめたものである。

論文

シース型ナイクロシル・ナイシル熱電対の高温特性

山田 政治; 荒 克之

計測と制御, 33(12), p.1070 - 1075, 1994/12

HTTR炉心出口ガス温度の監視用センサとして、ナイクロシル・ナイシル熱電対の採用を検討するため、高温ヘリウム中で長期間の加熱試験を行った。試験の目的は、熱電対をシース型として使用するため、高温ヘリウム中でのシース材料と熱電対素線の両立性、及びシース材の耐久性を調べることである。シース材料として耐熱金属の中からインコネル600、インコロイ800、インコロイ825、ハステロイX、ナイクロシルの5種を選択し、実用サイズとして予定されているシース外径8mm中の試料を製作し、ヘリウム雰囲気中で約1200$$^{circ}$$C、20000時間の加熱を行った。この結果、長時間の使用ではシース材料によって熱起電力の安定性に大きく差が出ることが認められた。加熱中の温度の記録、及び加熱後の試料の分析、検査の結果から、シース材としてナイクロシルを使うことにより要求を満足するとの結論が得られた。

論文

加熱型差動熱電対式液面計の開発

荒 克之; 片桐 政樹; 若山 直昭; 小笠原 俊彦*

計測と制御, 33(8), p.700 - 707, 1994/08

高温高圧環境で使用できる液面計として加熱型差動熱電対を用いた液面計を開発した。本液面計は原子炉水位計測に用いることを目的として開発したが、一般産業における厳しい環境での液面計としても使用することができる。本液面計による液面測定の絶対確度は液面センサ内に設けられた差動熱電対の温接点の幾何学的配置によって保証され、また液面近くでのセンサ内温度分布を反映したアナログ信号出力によって高精度かつ連続的な液面追従性能を示すことができた。本液面計のセンサ部の構造は金属シース多芯熱電対とよく似ており、単純且つ堅牢な構造なので高温高圧環境での信頼性が高いものと思われる。

論文

Development of Pt-Mo alloy thermocouples for incore temperature measurement in HTGRs

山田 政治; 荒 克之

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.609 - 616, 1994/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.15(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉内温度計測のために、長期間最高温度1250$$^{circ}$$C、短期間最高温度1350$$^{circ}$$Cの使用温度に耐え得る白金モリブデン合金熱電対を開発した。熱電対素線として+側Pt-5%Mo,-側Pt-0.1%Moを用いた。開発した熱電対について、1000~1400$$^{circ}$$Cの温度における炉外高温試験およびJMTRにおける炉内照射試験を行った。熱中性子照射量は8.1$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$であった。これらの試験の結果、熱起電力の変化は$$pm$$2%以内であり、要求仕様を満足するものであった。本熱電対は将来の改良型高温ガス炉およびHTTR利用研究における炉内温度計測に有用なものである。

論文

2進コード化熱電対式水位計の開発と炉容器内水位計測への適用試験

荒 克之; 片桐 政樹; 若山 直昭; 小林 一夫*; K.P.Termaat*; T.Johnsen*

日本原子力学会誌, 35(11), p.999 - 1014, 1993/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.09(Nuclear Science & Technology)

TMI-II事故を契機に、原子炉水位を直接計測できる加熱式2進コード化熱電対BICOTHを提案し、その試作試験とオランダ・ドデワード発電炉内での作動試験を行ってきた。その結果、BICOTHの優れた特性と炉内実用性が確認できた。また実用化にあたっての改良点およびデジタル/アナログのハイブリッド式信号処理による水位の連続測定の可能性を示すことができた。BICOTHによる水位測定の絶対確度はBICOTH内接点の幾何学的配置によって保証され、また水面付近でのBICOTH内温度分布を反映したアナログ出力によって高精度かつ連続的な水位計測が可能となる。その構造は金属シース多芯熱電対とよく似ており、単純且つ堅牢で耐高温高圧性に優れている。

論文

Development of re-instrumentation technique of pressure gauge and thermocouple for irradiated fuel rod

清水 道雄; 石井 忠彦; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 斎藤 実

Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00

軽水炉燃料の経済性の観点から、LWR燃料の高燃焼が重要な課題の一つである。高燃焼度LWR燃料の照射挙動を把握するために、FPガス圧力計と中心温度測定のための熱電対を、材料試験炉部で開発した。1985年からFP圧力計再計装技術を開発し、現在までに、BOCAキャプセルへ挿入して出力急昇試験を実施した。1988年以来、照射済燃料棒への燃料中心温度測定用熱電対を再計装する技術の開発を行っている。種々の穿孔試験をバリウムフェライトペレットを充填した模擬燃料棒を使用して行った。この開発では、穿孔の間、燃料ペレットの割れを炭酸ガスを凍結して固定する技術を、中心孔加工には、ダイヤモンドドリルを使用した。これらの開発試験は完了し、深さ54mmで直径2.5mmの中心孔がこの方法で穿孔できることが確認された。

報告書

技術報告: NSRRを用いたシリサイド板状燃料実験の技術開発

柳澤 和章; 曽山 和彦; 市川 博喜; 根本 工; 星野 修; 宇野 久男; 梅田 政幸; 鈴木 敏夫; 金澤 浩之; 木村 康彦; et al.

JAERI-M 91-114, 67 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-114.pdf:4.28MB

研究炉では、濃縮度低減のため、従来使用して来たアルミナイド板状燃料からシリサイド板状燃料に材質が変更されつつある。NSRRでは安全性の観点から、このシリサイド燃料に係るパルス照射実験を計画したが、実験開始に先立って、幾つかの克服すべき技術的課題に直面した。(1)シリサイドは金属燃料板であるため、照射実験を行っても、十分に安全が担保できる照射カプセルを設計・製作する必要性、(2)熱伝導性の良いアルミ被覆板に熱電対を抵抗溶接する技術の確立、(3)照射後試験については、NSRRでは実施経験がなく、あらたに幾つかの機器の準備、発熱量較正訓練、計量管理等を行うことの必要性、これらの技術的課題を、約4年の歳月をかけて解決したので、その成果を報告する。

報告書

溶接容器型モデル熱過渡強度試験 第2報 予備弾性解析と強度評価

町田 秀夫*

PNC-TN9410 90-103, 126 Pages, 1990/07

PNC-TN9410-90-103.pdf:4.09MB

構造物強度確性試験施設を用いた溶接容器型モデル供試体の熱過渡強度試験が予定されている。本試験は、FBR機器設計において熱過渡強度上課題となる部位の応力状態に対して、構造物の熱過渡強度及びクリープ疲労評価法の確立を目的として実施される。溶接容器型モデル供試体は、FBR構造設計で課題となっている液面近傍やスカート構造といった部位に発生する典型的な応力分布及び改良SUS316鋼に対する構造強度試験用に設計・製作された。本報は、溶接容器型モデル熱過渡強度試験用供試体の弾性熱応力解析及び強度評価について示すものである。解析は、供試体を入口ノズル部、容器上部、容器下部、出口ノズル部及び中子リング部の5つの部位に分割し、供試体製作時に実測された熱電対の設置位置に基づいてメッシュ切りした部分モデルを用いて実施した。熱過渡条件は、供試体の設計用に設定したもの(第1報)を用いた。クリープ疲労損傷は、熱応力解析から求まった供試体各部のひずみから、構造物強度確性試験施設用専用設計基準を用いて評価した。

論文

高温工学試験研究炉用熱電対のセラミックコート試験

荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 川上 春雄*; 石井 正美*

FAPIG, 0(125), p.19 - 27, 1990/07

高温工学試験研究炉の炉心出口温度計測用熱電対の黒鉛との共存性を確保するため、熱電対シース材に各種のセラミックスコーティングを行い、それらの高温黒鉛との共存性(反応の有無、コーティング膜の健全性など)を試験した。ヘリウム中1200$$^{circ}$$C、3000時間の試験の結果、シース材表面にジルコニアのプラズマ溶射膜を被覆することにより黒鉛との回相拡散反応が抑制されることがわかった。熱電対としての安定性はN型熱電対素称/ナイクロシルシースの組合わせが最もすぐれていた。シース内面では、絶縁材であるマグネシアとの反応による局部腐食が発生していたが、腐食深さは60$$mu$$m以下であり、実用上問題がない。なお、本論文の内容は1989年原子力学会年会および1990年原子力学会年会で発表済の範囲のものである。

論文

High-temperature characteristics of Pt-Mo alloy thermo-couple for in-core temperature measurements in very high temperature gas-cooled reacter

荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 小林 一夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.480 - 489, 1987/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:68.88(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス炉用炉内温度センサとして、白金モリブデン合金熱電対を実用化するため、Pt-5%Mo/Pt-0.1%Mo熱電対の裸素線を試作し、高温アルゴン中および高温真空中で加熱して、熱起電力、機械的強度、金属組織の安定性を調べた。高温アルゴン中では不純物ガスによるMoの選択的な酸化や炭化が生じ、機械的強度が大巾に低下し、粒界腐食が生じたが、真空中では熱電的、機械的、金属組織的な諸特性はすべて安定していた。これより、素線回りの雰囲気管理の重要性が明らかとなり、不純物ガスのゲッター材であるタンタルをシースとしたTaシース熱電対を試作して1200$$^{circ}$$C$$times$$3000時間の長期高温試験を実施した。その結果、熱起電力ドリフトは0.7%以下で、素線の機械的強度の劣化もなく、すべて良好に作動した。これより、実用化へ向かっての開発の見通しが得られた。

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