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高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.42(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200
Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 小川 益郎; 柴田 光彦
JAERI-Tech 96-012, 91 Pages, 1996/03
核融合炉で真空容器破断事象(LOVA)が発生すると、真空容器内外の温度差のために破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は、破断口を通って容器外部から内部に流入する一方、トリチウムや放射化ダストを伴って容器内部から外部へと流出する。したがって、核融合炉の安全性の観点からこれら放射化物質を伴う置換流の流動挙動を定量的に評価することが極めて重要である。そこで、破断口部に生じる置換流量を定量的に評価する新技術を開発するため、可視化計測による評価手法の可能性を検討した。その結果、LOVA条件下では相関法が最も有効であるとの結論を得た。この結論をもとに、小型の真空容器を使って破断口部を通る置換流の可視化実験を行い、その流動挙動を観察した。また、相関法による画像解析を行って置換流の局所流速分布を求め、この値を使って平均の置換流量を算出した。可視化実験から得られた置換流量は、精密電子天秤による置換流量測定値に比較的よく一致した。本研究は、LOVA条件下における破断口部の置換流量が可視化計測によって定量的に評価できることを明らかにしたものである。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
日本原子力学会誌, 38(11), p.904 - 906, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉のための安全性研究として、真空容器が破断した場合に生じる密度差駆動型置換流の挙動を、ITERのトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬したLOVA予備実験装置を使って調べている。実験パラメータは破断口位置、破断口径、破断口長さ等である。作動流体にはヘリウムガスと空気を使用した。本報は一連のLOVA予備実験で得られた結果の一例について報告しており、今までに次の成果が得られた。(1)置換量は真空容器設置面から破断口までのポテンシャルエネルギーの大きさに強く依存する。(2)真空容器上部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は対向流となる。一方、真空容器側部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は成層流になる。(3)置換量は破断口径の増大とともに増加し、破断口長さの増加とともに減少する。
