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論文

Flushing phenomena and flow structure by microwave heating

藤田 峻也*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 長南 史記*; 湯浅 朋久*; 八巻 辰徳*; 瀬川 智臣; 山田 美一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

核燃料サイクルにおける使用済み燃料の再処理の転換工程においてマイクロ波加熱脱硝法が使用されている。マイクロ波加熱では沸騰現象を伴うことから、突沸及び噴き零れを避ける運転条件を十分に把握する必要がある。マイクロ波加熱時の突沸現象を明らかにするため、突沸の発生について高速度カメラによる詳細な観察を実施した結果、マイクロ波照射により加熱が進行し単一気泡による突沸に至るケース、気泡の生成と停止が間欠的に起こり、最終的に単一気泡による突沸に至るケース、気泡生成を伴わず蒸発が進行するケースの3種類に分類できることを明らかにした。また、突沸を引き起こす単一気泡周辺の流れ構造の可視化に成功した。さらに、液体表面の微小気泡を観察し、その生成と成長に対する必要熱量とマイクロ波加熱に伴う放出熱量との比較評価を行い、突沸と微小気泡との関係性を明らかにした。

論文

Use of fusion energy as a heat for various applications

小西 哲之

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.1103 - 1107, 2001/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.69(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の電力以外の多目的利用について検討した。核分裂炉と異なり、ブランケットがプラズマと独立に設計できることから、ブランケット構造材にODSフェライト鋼を使用することで超臨界水や過熱水蒸気などの一般の工業熱源に多く使われる400~500度のプロセススチームが発生でき、各種化学工業への利用が考えられる。ことに温室効果ガスの低減が地球環境問題から重視されており、将来のエネルギー需給においては分散電源や水素など合成燃料の比率が高まると想定されているため、核融合炉はこのような社会では水素製造により、燃料電池などの分散電源や輸送用燃料の供給に寄与することが重要と考えられる。核融合は、多目的熱利用により送配電網の完備していない社会へも導入が可能であり、核拡散抵抗性を生かして発展途上国での利用可能性がある。

報告書

JT-60Uにおける110GHz局所加熱/電流駆動システムの高周波入射系の基本設計

池田 佳隆

JAERI-Research 99-061, p.46 - 0, 1999/12

JAERI-Research-99-061.pdf:1.76MB

JT-60Uにおいては、高周波加熱装置の周波数を110GHzとすることで、電子サイクロトロン(EC)波による局所加熱/電流駆動が可能である。本研究では、その局所加熱/電流駆動システムの入射系の設計検討を行い、110GHzのEC波を局所的に吸収させるためのプラズマ入射条件を明らかにした。またray-traceとFokker-Plant ckの数値計算コードにより、中心電子温度が8keVの高$$beta$$プラズマにおいて、1MW入射時に、幅10cm程度にブートストラップ電流と同程度の電流密度の局所電流駆動が可能であることを示した。これらの結果をもとに、JT-60Uにおいて、プラズマ中心部から周辺部までの加熱/電流分布制御が可能なRFビームの入射系の基本設計を行った。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応,1; ドラムの熱解析

三浦 昭彦; 今本 信雄

JNC-TN8410 99-044, 189 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-044.pdf:7.18MB

本報告はアスファルト固化処理施設における火災爆発事故の原因を究明するために実施された種々の解析結果についてまとめたものである。本報告における種々の解析は、放冷試験の結果を参考にして、事故直後(平成9年春から)から実施されたものであり、当時多くの物性値、化学反応系を特定できていなかったため詳細な検討には至らなかったが、本報告の後に実施されたドラム内混合物の解析の基礎となった。これらの解析では、伝熱の理論および安全性評価の理論(Semenovの理論、Frank-Kamenetskiiの理論)を基本としている。したがって、第1編において各解析に共通なこれらの理論についてまとめた。また、第2編において種々の計算結果についてまとめた。これらの計算は各々速報の形式でまとめられたため、作成順にこれを編集してある。また、おもな解析の方法は、まず放冷試験の結果を参考にして固化体モデルの条件を設定した。設定したモデルを使用し、固化体内の全域あるいは一部で発熱が生じた際にどのような温度分布をたどるかを計算した。安全性評価の理論はこれらの発熱・放熱のバランスから、どの程度の発熱が生じれば発熱が放熱を上回り、熱暴走に至るかを評価することができるため、本解析では各々のモデル・解析法における限界発熱量を見積もった。

報告書

圧力開放板(Alloy 600)の低温クリープ及び応力腐食割れ試験

加藤 章一; 小山 祐司*; 吉田 英一; 青砥 紀身

JNC-TN9400 2000-011, 33 Pages, 1999/03

JNC-TN9400-2000-011.pdf:13.45MB

平成10年3月3日に「もんじゅ」ナトリウム・水反応生成物収納設備のAループ過熱器用圧力開放板に損傷が確認された。このため、損傷の原因調査の一環として低温クリープおよび応力腐食割れ試験を行った。その結果,(1)低温クリープが破損原因である可能性は小さい。(2)損傷はガラスビーズに吸着した水分とNa蒸気との反応で生成したNaOH環境下での応力腐食割れが原因と考えられる。(3)損傷部には比較的多くのガラスビーズが残存しており,また圧力開放板とバキューム・サポートとの間隙が他の部分と比較して狭く,相当時間Na蒸気に曝されていなかったという複数の偶然が重なったため,応力腐食割れによる完全粒界割れが生じたものと考えられる。損傷部以外の部位については,多量のNa蒸気により無害なNa2Oに化学変化したことなどが応力腐食割れを引き起こさなかった一因として考えられる。ということが明らかになった。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究(III)

not registered

PNC-TJ1600 98-004, 50 Pages, 1998/03

PNC-TJ1600-98-004.pdf:1.63MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理のために、中性子、$$gamma$$線の線量測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は高感度な中性子線量計としてこの分野の要求に応える有望な検出器である。作業環境はしばしば中性子・$$gamma$$線(或いは陽子や電子など)混在場であることが多く、また厳しい温度条件下におかれる場合も少なくない。種々の環境で線量測定を行なうためには、広範な放射線に対する過熱液滴型検出器の放射線検出動作の一般的理解が重要である。本研究はこれまで実施してきた過熱液滴型検出器の放射線検出動作の解析や基本特性の取得をすすめると共に、その結果に基づき、この型の検出器の現場の放射線管理への適用性を明らかにすることを目的としている。このために今年度は以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の試作とその検討(2)過熱液滴型検出器の基本特性の把握1.中性子検出感度の温度・圧力および中性子エネルギー依存性2.$$gamma$$線検出感度の計算(3)放射線管理への適用性の調査検討1.エネルギー弁別検出器の可能性2.線量評価法3.検出感度の温度依存性の補償

報告書

マイクロ波加熱による固体試料の酸溶解-ガラス固化体への適用検討-

相内 更子; 安 隆己; 菅沼 隆; 田中 康正

PNC-TN8410 97-107, 53 Pages, 1997/05

PNC-TN8410-97-107.pdf:1.27MB

再処理の溶解工程にて発生する不溶解性残渣物及び高レベル放射性廃液を安定化するガラス固化体等、固体試料中に含まれる元素を分析するには試料の溶液化が不可欠である。今回、密閉容器を用いるマイクロ波加熱酸溶解法(以下、マイクロ波加熱法と記す)の再処理関連分析への応用検討を目的として、模擬ガラス固化体の前処理及び分析を行い、従来の酸溶解分析との比較・検討を実施した。得られた結果は以下の通りである。(1)マイクロ波加熱法において模擬ガラス固化体試料の完全溶解に要する最短時間は7分であり、従来法の2時間と比較して約1/20の時間短縮が可能となった。(2)マイクロ波加熱法で溶解に要する最少の混酸量は、従来法の約1/2に低減できた。(3)塩酸で処理すると揮発性物質となるCr2O3は表示値通りの分析値が得られ、密閉容器による揮発抑制効果が確認できた。(4)従来法とマイクロ波加熱法での分析値の再現性を比較したところ、後者の変動係数の方が1.2$$sim$$1.7倍優れていた。(5)白金族を含む模擬ガラス固化体試料は、RuO2及びZrO2を除き、決定した混酸量・溶解時間で高い溶解率が得られた。(6)白金族を含む模擬ガラス固化体試料のZrO2は、溶解時間と添加する混酸量を増やすことにより、完全に溶解できた。一方、RuO2の最大溶解率は12%程度と低値を示した。

報告書

ナトリウムの沸騰開始過熱度と限界熱流束に関する研究 - 先行基礎工学分野に関する平成8年度報告書 -

塩津 正博*; 畑 幸一*; 濱 勝彦*; 白井 康之*; 竹内 右人*; 堺 公明

PNC-TY9604 97-002, 15 Pages, 1997/03

PNC-TY9604-97-002.pdf:0.41MB

本研究は、高速炉の安全裕度を評価する上で、燃料破損の要因となりうるような大きなナトリウムの沸騰開始過熱度や沸騰開始後の膜沸騰への遷移がどのような条件下で発生するかを明確にするために、自然対流下のナトリウム中の試験発熱体における初期沸騰温度と限界熱流速を系統的に求め、実験開始以前の履歴、発熱率上昇速度、液サブクール度等の沸騰開始過熱度及び限界熱流束への影響を明らかにし、それらの物理的機構を解明することを目的とする。平成8年度は、実験開始以前履歴の影響、コールドトラップ温度の影響について実験を実施した。その結果、沸騰開始過熱度について、実験開始以前の加熱履歴の明確な影響は認められず、沸騰開始過熱度が10$$^{circ}C$$から50$$^{circ}C$$近傍に到る一群と100$$^{circ}C$$から250$$^{circ}C$$近傍に至る一群の大きくばらついた結果が得られた。沸騰開始過熱度が50$$^{circ}C$$以下の場合には一旦核沸騰を経過して限界熱流速に到達し発熱体温度が急上昇したが、沸騰開始過熱度が100$$^{circ}C$$以上の場合には、非沸騰状態から沸騰開始と同時に膜沸騰遷移が起こり温度が急上昇した。100$$^{circ}C$$以上の沸騰開始過熱度はコールドトラップ温度が120$$^{circ}C$$以下に集中しており、酸素濃度が初期沸騰に大きく影響することが推測される。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究(II)

not registered

PNC-TJ1600 97-002, 97 Pages, 1997/03

PNC-TJ1600-97-002.pdf:4.13MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、$$gamma$$線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴検出器に比べ低いことから、特に$$gamma$$線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究では現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い、更に適応範囲の広い有用な検出器開発のための知見を得ることを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.中性子検出感度の計算2.$$gamma$$線検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の測定1.過熱液滴型検出器の温度・圧力依存性2.単一液滴の中性子誘起気化の観測

報告書

先行基礎工学分野に関する平成7年度研究概要報告

not registered

PNC-TN1430 97-001, 28 Pages, 1997/01

PNC-TN1430-97-001.pdf:1.3MB

事業団は、大学との研究協力の推進を図るため、平成6年度に大学との研究協力のあり方等を検討した。その審議結果に基づき、平成7年度から、先行基礎工学研究協力制度として実施している。先行基礎工学研究協力制度は、事業団の施設を主に利用した原子力工学分野に関する基礎的研究を大学との研究協力により推進するために、新たに設けた制度である。この制度は、事業団が設定した研究協力テーマに対して、大学側からの研究協力課題、研究者の応募をもとに、研究協力課題を選考し、大学との共同研究の設定、客員研究員の受入れ、研究生の受入れ等により研究協力を実施してきた。本報告書は、平成7年度に実施した高速増殖炉関係の先行基礎工学に関する8研究協力テーマ9件の実施結果の概要をまとめたものである。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究

成田 正邦*; 澤村 晃子*

PNC-TJ1600 96-005, 52 Pages, 1996/03

PNC-TJ1600-96-005.pdf:1.4MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、$$gamma$$線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は$$gamma$$線に感度がないこと、検出限界が現在実用に供されている中性子検出器に比べ低いことから、特に$$gamma$$線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究は現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い基本特性を解明することを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.臨界エネルギーの計算2.中性子検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の把握1.過熱液滴型検出器の温度・圧力の依存性2.過熱液滴型検出器の$$gamma$$線に対する感度特性

報告書

中性子検出器の開発研究

not registered

PNC-TJ1600 95-002, 54 Pages, 1995/03

PNC-TJ1600-95-002.pdf:1.77MB

原子炉施設、核燃料取扱施設等においては、施設内の線量監視や放射線業務従事者の被曝管理において、$$gamma$$線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は$$gamma$$線に感度がないこと、検出線量限界が現在実用に供されている中性子検出器に比べ低いことから、特に$$gamma$$線と中性子が混在する作業環境における中性子線量や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究は、加熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い基本特性について解明するとともに、この検出器の応用範囲の拡大を目的とする。今年度は、以下について検討した。(1)過熱液滴型検出器の動作原理の解析(2)検出液体の検出動作に関連する物性値調査(3)臨界エネルギーの計算(4)検出器の試作

報告書

SWAT-3改造予備設計

森 建二*; 大音 明洋*; 井上 正明*; 青木 俊夫*; 中村 武則*; 小*; 塩田 達也*

PNC-TJ9164 94-006, 133 Pages, 1994/03

PNC-TJ9164-94-006.pdf:3.4MB

本研究は、実証炉蒸気発生器の設計基準水リーク率(DBL:DESIGN BASIS LEAK)の妥当性を確認するため、既設の蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)の適用性及び改造内容に関し、予備的検討を行ったものである。以下に成果を示す。1) 基本仕様の検討 破損箇所(管束上部、管束下部)及び水側流動状態(定格状態、30%部分負荷状態、ブローダウン状態、起動時)が高温ラプチャに及ぼす影響について、実証炉SG条件を模擬した隣接伝熱管壁温度評価を行い、次の結果を得た。a.破損箇所については、水側条件が過熱域である管束上部が厳しくなる。b.水側流動状態の影響として、管壁温度は水側条件に依存し、定格状態、部分負荷、ブローグウンの順で厳しくなる。c.上記結果より、水リーク率約1KG/S, 管束上部破損、部分負荷30%条件を模擬した試験を基準ケースとして設定した。また、破損箇所(管束下部破損)、運転条件、注水継続時間、水リーク率及び接液型ラプチャディスクの有無等をパラメータとした試験ケース(計10ケース)を設定した。2) 改造に伴う系統・機器設計 a.系統・機器設計仕様の設定に当たり、試験時の注水管及び隣接管の計11本がギロチン破断した場合の大リーク解析(水噴出率解析、準定常圧解析)を実施した。水噴出率解析の結果、1本当たりの最大噴出率は7.2KG/S, その後3.1KG/Sとなる。また、前記水噴出率を用いた準定常圧解析の結果、最大圧力は注水点近傍で9.7KG/CM2A 、配管部で18.1KG-2- であり、現状のSWAT-3の設計条件の範囲内であることを確認した。 b.改造に伴う系統構成を検討し、系統図を作成するとともに、リスト類(配管リスト、弁リスト、計装品リスト)を作成した。 c.準定常圧解析結果に基づき、改造に伴い新規製作が必要となる、反応容器、水加熱器(注水管用、隣接管用)及びダンプタンクに関する、設計仕様を明確にするとともに、構造図を作成した。 d.反応容器は実証炉SGの1/3スケール(胴内径10--、全高7000MM)、ナトリウム入口ノズルは2系統設け、1試験体で2回の注水試験が可能な構造とした。伝熱管は、実証炉伝熱管寸法及び材質を模擬するとともに、本数は注水管2本、隣接伝熱管20本及び窒素ガス封入管38本から構成されている。また、改造範囲内の配管についても、

報告書

「もんじゅ」模擬過熱器ウォーミング試験結果 管板部における温度変動の原因調査と抑制効果の検証

大滝 明

PNC-TN9410 90-062, 145 Pages, 1990/04

PNC-TN9410-90-062.pdf:3.21MB

分離貫流型蒸気発生器を構成する過熱器(以後,SHと略す)はオーステナイト系ステンレス鋼で製作されているため,その運転においては応力腐食割れの発生に留意した運転操作が肝要である。50MW蒸気発生試験施設の運転経験では,通常操作の一つである。SHウォーミング時に湿分流入が原因と考えられる急激な温度変動がSH入口蒸気管板部(以後、管板と略す)に発生し易いことが判っている。同様な事象は「もんじゅ」用蒸気発生器でも発生する可能性を秘めているため,「もんじゅ」模擬SHウォーミングを実施して湿分の発生流入に関する調査を行った。その結果、ウォーミング蒸気が低温の主蒸気管内で冷却されて飽和化し,その後SH入口ナトリウム温度相当に昇温されている管板に流入して過渡的な温度変動をもたらすことが判明した。また,湿分流入防止策としてSH入口蒸気配管予熱用トレースラインを使用した湿分流入防止効果評価試験を行い,同トレースラインの湿分抑制効果や管板に生じる温度変動の緩和効果を実験的に確認した。この試験では,トレースラインによりウォーミング蒸気供給前の主蒸気配管は飽和温度を超える260$$^{circ}C$$まで昇温可能であり,管板部の温度変動を大幅に抑制できることが確認できた。

報告書

サーミスター型センサーによる飽和層土壌中の水流速測定

山本 忠利; 斎藤 和明; 武部 愼一; 和達 嘉樹

JAERI-M 84-231, 15 Pages, 1985/01

JAERI-M-84-231.pdf:0.46MB

飽和層(帯水層)土壌中における放射性核種の移動速度を水の移動速度と関連して評価するため、サーミスター型センサーを用いたパルス加熱検出方式による水流速測定装置を試作し、土壌中における水流測定に関する基礎的な検討を行なった。本装置は土壌中にヒーターとセンサーを埋設し、ヒーターにパルス過熱を行ない、センサーが検出した温度変化を計ることにより、土壌中水流速を求めるものである。本測定法により飽和層土壌中の水流速測定が可能であることを確認した。また、測定における最適条件も見出した。

報告書

トムソン散乱法により測定されたJFT-2Mトカマクプラズマの電子温度・密度特性

山内 俊彦; 柳沢 一郎*; 小田島 和男; 松本 宏; 荘司 昭朗; 森 雅博; 玉井 広史; 小川 俊英; 松田 俊明; 鈴木 紀男; et al.

JAERI-M 84-206, 22 Pages, 1984/11

JAERI-M-84-206.pdf:0.9MB

トムソン散乱測定装置を駆使してJFT-2Mトカマクプラズマの電子系の特性を明らかにした。まずチタンゲッタリングおよびプラズマ電流を上げることにより電子密度の空間分布ne(r)が広がることを示した。そしてICRF加熱効率にne(r)の制御が重要であることを述べた。次にジュール加熱プラズマのスケーリング(Te$$alpha$$Ip,TeEおよびTEG$$alpha$$ne,(ne,Te)$$alpha$$PIN$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{7}$$$$^{5}$$)を実験的に求めそれらをICRF加熱プラズマに適用した。その結果ICRF加熱プラズマでは近似的に同様のスケーリングが成り立つことを実験的に示した。そしてICRF加熱プラズマはジュール加熱プラズマと比べNBI過熱プラズマで生ずるような閉じ込め特性の悪化がないことを明らかにした。

報告書

Observation of ICRF Waves During Neutral Beam Injection in Tokamaks

大塚 英男; 山本 新; 前野 勝樹; 松田 俊明; 三浦 幸俊; 鈴木 紀男; 森 雅博; 荘司 昭朗

JAERI-M 84-150, 10 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-150.pdf:0.95MB

JFT-2およびJFT-2MでのNBI実験時において、イオンサクロトロン周波数領域の波の発生を観測した。特にある波に注目し、それが以下の性質を持つことを明らかにした。(1)この波の発生はH$$^{o}$$ビームをD$$^{+}$$プラズマに入射した時に見られるがH$$^{+}$$プラズマへの入射では見られない。(2)波の発生はNB入射の初期にのみ起る。(3)周波数としてはプラズマ中心でのWciの値をとる。(4)プラズマの密度は波の継続時間には影響を与えるが周波数には与えない。(5)波長は数10cmのオーダーである。これによる波の速度と他の関連する速度とは1w/k$$>$$V$$_{A}$$$$>$$V$$_{b}$$の関係になる。ここでV$$_{A}$$はアルフベン速度、V$$_{b}$$はビーム粒子の速度である。この波のほかに、ゆるやかでかつ連続的な時間変化を示す他種の波の存在も観察した。この波の周波数は、上記サイクロトロン周波数およびその高調波からはなれた中間の値をとる。

報告書

イオンブーム熱負荷計算コード

伊藤 孝雄; 堀池 寛; 松岡 守; 松田 慎三郎; 小原 祥裕; 田中 茂

JAERI-M 9226, 46 Pages, 1980/12

JAERI-M-9226.pdf:1.6MB

JT-60用中性粒子入射加熱装置(NBI)において、イオンビームの30%が中性化されてJF60に入射される。残りのイオンビームは偏向磁石で曲げて、ビームダンプ等に当てて処理する。このイオンビームパワーはNBI1ユニットあたり5.6MWにもなると予想している。イオンビームの衝突により生じるビームライン機器の熱負荷及びその分布を見積ることはビームライン機器を設計する上で重要である。これらの見積もりを行う目的で開発したイオンビーム熱負荷計算コードでは偏向磁場が入力変数として取り扱われ、有限個の試験粒子がイオンビームを模擬している。本報では、このコードの計算方法、プログラムの概要、テストランの一部について述べる。現在、このコードによって見積られた熱負荷や熱負荷分布を用いてJT-60用NBIビームライン機器の設計を行っている。

報告書

ポリトリオキサンの融解挙動および照射効果

中瀬 吉昭; 栗山 将; 西島 啓嘉*; 小田島 晟*

JAERI-M 7086, 23 Pages, 1977/05

JAERI-M-7086.pdf:1.07MB

放射線固相重合ポリトリオキサンの微細構造を融解挙動から検討した。融解挙動と重合条件との関係,融解挙動の加熱速度依存性、および照射効果を研究した。ポリトリオキサンの低収率では2種の結晶の集合体であるが、高収率になると少なくともそのうちの1種は過熱現象を起しやすいものに変化する。高収率の試料に小線量(1MR以下)を照射した場合、あるいは低速度で加熱した場合には、過熱現象は認められず、この領域のポリマー分子は歪を持っていると考える。また、大線量照射で層状ボイドが周期的に発生することを小角X線散乱および電子顕微鏡観察で確認し、放射線損傷の受け易い領域が周期的にポリマー結晶のC軸にそって存在することを見出した。

論文

ナトリウム・プール沸騰試験; 沸騰開始過熱度および沸騰熱伝達率の測定

藤城 俊夫; 佐野川 好母; 鳥飼 欣一; 大内 光男

日本機械学会論文集,B, 40(336), p.2311 - 2320, 1974/00

高速炉の安全性や液体金属MHD発電等に関連して、ナトリウムプール沸騰に関する知見を得るために行なった実験である。実験は円筒状のステンレス製ナトリウム容器の底面に直径約40mmの水平伝熱面を設けたプール沸騰実験装置を使用し、通常機械仕上げ面状態のニッケル製伝熱面からの沸騰実験を行ない、カバーガス圧力を0.01気圧から2.0気圧までパラメータにとって沸騰開始過熱度および沸騰熱伝達率の測定を行なった。その結果、まず過熱度については、他の実験者のデータと同じく圧力低下にともなって増加するが、溶存ガスの影響を無視した理論値とは一致せず、カバーガスが沸騰開始以前の状態での飽和値近く溶存して保持されるという考えに立たないと傾向が良く説明できないようであり、溶存ガスの影響が無視できないことが示唆された。又、熱伝達率は圧力が約0。2気圧以下ではsubbotinの整理式と良く一致したが、それ以上の圧力ではやや異なった。

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