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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
次世代原子力機器での100MW/m
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。
M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(9), p.671 - 678, 1998/09
被引用回数：17 パーセンタイル：77.73(Nuclear Science & Technology)大強度核破砕中性子源となる固体ターゲット板に発生する高熱流束を除去するためのターゲット冷却流路の設計に資することを目的として、0.2mmの高さの矩形リブをピッチと高さの比(p/k)が10と20の条件で設けた片面一様加熱の狭隘矩形流路の乱流域における圧力損失及び熱伝達特性を実験的に調べ、それらの実験式をレイノルズ数(Re)が、2,400~98,500の範囲で導出した。高さ1.2mmの流路においてp/kが10の場合、Re数が8,000~30,000の範囲でリブのない平滑な流路よりも圧力損失は2倍、熱伝達率は2~2.5倍増大した。流路高さが3.2mmの場合には、圧力損失及び熱伝達率は平滑な流路よりも大きいものの、高さが1.2mmの場合よりも低い結果を得た。
M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫
JAERI-Tech 97-032, 49 Pages, 1997/07
片面均一加熱の矩形リブ付き狭隘流路の乱流域における摩擦損失計数と熱伝達率を実験的に調べ、実験データを基にしてそれらの実験式を導出した。実験は、リブピッチと高さの比(p/k)が10及び20(リブ高さは0.2mm)の条件で、流路高さ(H)を1.2mm、2.97mm、3.24mmと変えて行った。熱伝達率はリブのない平滑な流路よりも2倍以上向上するが、Re数が5000以上で、p/kが10、流路高さが1.2mmの場合には、圧力損失が2.8~4倍増大した。流路高さが1.2mmの実験結果は、H=3.24mmの場合よりも高い熱伝導率と摩擦損失計数を示した。得られた成果は、大強度陽子加速器システムにおいてターゲット板に発生する12MW/mの高熱流束を除去するためのターゲット冷却材流路の設計に役立つものと考えられる。
M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫
JAERI-Tech 97-008, 46 Pages, 1997/03
1.5MWの陽子ビームを受けるターゲットでは最高12MW/mの高熱流束を発生し、それを除去するためにターゲットの冷却材流路である矩形狭隘流路の伝熱促進は極めて重要な工学技術である。本報告では、片面加熱のリブ付き狭隘矩形流路の熱伝達率と摩擦損失係数を従来の実験式を用いて評価した。このとき、リブのピッチ(p)と高さ(k)の比(p/k)を10~30、また、リブ高さと等価直径(De)の比(k/De)は0.025~0.1で与えた。リブ付き伝熱面は、Re=10000、p/k=10、k/De=0.1のとき、平滑な面よりも熱伝達率が約4倍向上することが示された。このような熱伝達率の向上により、12MW/mという極めて高い熱流束においても、流動不安定を引き起こす沸騰を生じることなく熱除去が可能なことが分かった。このようなリブ付き矩形狭隘流路の伝熱促進をターゲット冷却と同じ水流動条件下でさらに詳細に調べるための試験装置を検討した。
高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 35(11), p.996 - 998, 1993/11
被引用回数：1 パーセンタイル：25.98(Nuclear Science & Technology)HTTRの第2次炉心に適用する高熱流束燃料棒の伝熱流動試験を、HENDELのT
試験部を使って実施した。本燃料棒は、外面に多数の微小矩形突起を軸方向に一定間隔で設置して、乱流熱伝達率を従来のHTTR標準燃料棒の値よりも向上させたものである。矩形突起の形状は高さ(h)0.5mm,幅(w)0.5mmであるが、ピッチ(p)がそれぞれ5mm、10mm、20mmである3種類の模擬燃料棒を使って試験を行った。HTTRの炉心流動範囲では、燃料棒の熱伝達率は標準燃料棒の値よりもp/h=10で約230%、20で約200%、40で約170%上昇した。これら試験データから、p/hをパラメータとして矩形突起付き燃料棒の熱流力相関式を導出した。さらに、乱流促進体としての矩形突起の伝熱促進効果を明らかにした。
木内 清; 石山 孝; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.477 - 480, 1991/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.86(Materials Science, Multidisciplinary)水冷却型核融合炉の第一壁に使用する構造材料には、耐照射性や機械的性質及び高熱流束下の健全性等の諸性質と共に高温水との両立性を合わせもつ総合特性が要求される。そこでIASCC等の重照射腐食の原因となる低温鋭敏化を起こしにくいように、オーステナイトの相安定性の向上と清浄化を計り、さらに既開発のSAR法と呼ばれる加工熱処理法により改質したオーステナイトステンレス鋼を開発した。その試作合金について、上記に関連した基本特性を、JIS規格腐食試験、1MeV電子線照射試験、定速低歪速度引張り試験及び水素ビーム照射試験等により調べた。この結果、試作合金は、SUS316鋼に比較して耐スウェリング性が大巾に改善されると共に、PCAのように高熱流束下で割れを起し易いような問題も無く、また細粒化と分散強化の両効果により、中高温の機械的性質も優れていることが明らかとなった。
木内 清; 菊地 正彦; H.Bolt*; 荒木 政則; 関 昌弘
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.282 - 285, 1991/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)ディスラプション等の高熱流束負荷に対する健全性が核融合炉第一壁等のプラズマ対向材料を選定する条件の一つとなっている。実用炉では、アーマー材なしの第一壁が考えられているが、ステンレス鋼等の第一壁構造材料に関するプラズマ近似条件の溶融・飛散損失や割れ感受性に対する詳細な検討がなされていない。本報告では、JT-60の水素ビーム入射装置を用いて、高熱流束負荷試験を行い、上記の表面現象とステンレス鋼の構成相及び組成の関連性を調べた。約30種の各ステンレス鋼の代表鋼種とそれらの成分調整材について、90MW/m、100msの水素ビーム単照射試験を行い、溶融・飛散損失及び溶融凝固割れ、高温変形割れ感受性を、重量減少及び割れの長さ、深さの定量によりそれぞれ求めた。溶融・飛散損失は、構成相の違いに依存し、フェライト系、二相、オーステナイト系の順に増大した。割れ感受性は、C、Si、P量と共に増大した。
炉設計研究室
JAERI-M 89-202, 119 Pages, 1989/12
本設計は、核融合エネルギーの実用化を目指したブランケット総合開発計画に反映することを目的とし、特に固体増殖材を使用する増殖ブランケットの開発に必要な開発手順と試験項目並びに試験設備について検討を行い、そのうちの下記試験設備について概念設計を行ったものである。1.高熱負荷試験設備、2.伝熱・流動試験設備、3.健全性試験設備、4.製造技術開発設備
蕪木 英雄; 横川 三津夫; 関 昌弘; 有澤 孝
Heat Transfer in High Energy/High Heat Flux Applications, p.43 - 49, 1989/00
電子ビーム等による金属の高熱流束下の溶解過程は、原子法同位体分離過程の原子蒸発部、核融合炉プラズマ・ディスラプション時の第一壁の表面溶融、レーザー・電子ビーム加工技術など幅広い分野でその基礎的な溶解のメカニズムの解明が求められている。本論文では、2次元の領域に対して電子ビームによる金属の溶解過程のシミュレーションを行った。計算ではエネルギー(移流-拡散)方程式とナビエ・ストークス方程式を連立させ、差分法により数値計算を行い、固-液境界面の時間発展を求めた。この結果をアルミニウムによる実験結果と比較し、両者が良く一致することを示した。また、対流項の差分化に対し、3種類(1次風上法、ハイブリッド法、QUICK)の手法を用いて計算し、これらが数値計算結果に与える影響を評価した。また、計算格子の影響についても検討した。
木内 清; B.Harald*; 菊地 正彦; 関 昌弘; 荒木 政則
耐熱金属材料第123委員会研究報告 29(2), p.189 - 197, 1988/00
実験炉以降の水冷却型核融合実験炉の設計では、冷却効率及び維持管理上の点から、真空第一壁材が直接プラズマと面する構造を考えている。これまで第一壁材の開発には、対照射性、中高温の機械的性質等が中心に検討されていたが、プラズマとの両立性とくにデイスラプションのような高熱流束に対する健全性も重要な因子の一つと考えられる。本研究では、高熱流束下の健全性としてステンレス鋼の凝固割れや高温変形割れに対する抵抗性と合金の組成・構造の関連性を明らかにするために、Cr当量とNi当量の比、C、Si、P等の微量合金元素を変えたオーステナイト、二相及びフェライトの各字について数種の合金を選定し、中性粒子照射装置を用いて、60KV、31Aの水素ビーム照射試験を行った。
関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三
Journal of Fusion Energy, 5(3), p.181 - 189, 1986/03
プラズマディスラプション時に予想されるような非定常高熱負荷を受ける固体壁の挙動を調べるため実験を行った。高熱負荷用熱源として電子ビームを用いた。ビームの焦点をぼかし、試験片表面での熱流量を一様とした。試験体は直径5mmの304SS,Al、Zn製で、熱流束10-110MW/m、加熱時間90-180msの範囲で実験を行った。溶融、蒸発解析コードDAT-Kを開発し、実験値と比較した。溶融量については、実験と解析とは良く一致したが、蒸発量についてはさほど良くなかった。
