Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：44.75(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
JSME International Journal, Series B, 47(2), p.323 - 331, 2004/05
軽水炉の冷却材流路には燃料棒間のギャップ幅を一定に保つためにスペーサ等の突起がしばしば設置される。狭隘流路内のスペーサ周辺の熱流動に関する定量的な研究は、単相流では数多く見られるが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路に存在するスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。解析体系は3次元流路とスペーサを簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に検討した。本研究の成果は次のとおりである。(1)気液界面に作用するせん断応力によって界面不安定性が起こり、気相と液相の相対速度とあいまって波立ち発生へと現象が進行することを数値的に確認した。(2)突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されることがわかった。
徳田 伸二
Journal of Accelerator and Plasma Research, 5(1), p.87 - 108, 2000/00
トカマクにおける2次元Newcomb方程式に随伴する新しい固有値問題を導き、それを数値的に解いた。固有値問題の定式化では、重み関数と境界条件を固有値問題のスペクトルが実の可算個の固有値(点スペクトル)だけからなり、連続スペクトルをもたないように選んだ。本定式化はいくつかの著しい特徴をもつ。まず、この定式化により理想MHD的に安定な状態を特定できる。次に、抵抗性MHD安定性理論において本質的な役割をはたす外部領域接続データを、理想MHD的に臨界安定に近い場合にも計算することができる。
徳田 伸二; 渡辺 朋子*
Physics of Plasmas, 6(8), p.3012 - 3026, 1999/08
被引用回数：58 パーセンタイル：83.29(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクのような軸対称トロイダルプラズマにおける2次元ニューコム方程式の新しい固有値問題を提示する。この定式化においては、固有値問題のスペクトルが可算無限個の実数の固有値(点スペクトル)のみからなり、連続スペクトルを持たないように、重み関数(運動エネルギー積分)と有理面における境界条件とを設定した。理想m=1モードへ適用し、本定式化が不安定状態のみならず、安定状態も特定できること、及び、数値的に得られた固有関数が有理面で理論的に予想される特異性を示すことを実証した。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋; 勝田 博司
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.440 - 445, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.35(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)の一環として行った、高速の液体リチウム板状ジェットターゲット流の熱流動特性に関する、水での模擬実験と数値解析の結果をまとめた。実寸大に模擬したジェット流では、試験条件内(流速≦17m/s,長さ約130mm)で安定した流れが得られ、数値解析により、熱的安定性を確認した。最近の実験で行った詳細な流速分布の計測から、遠心力による静圧分布のため、ジェット流の厚さ方向に自由渦流れと同様の流速分布が形成させると共に、この流速分布の影響が上流の吹き出しノズル内にまで及んでいることがわかった。2次元の正方メッシュを用いた解析を行い、このようなノズル出口付近の流速分布変化を良く予測できることを確認した。
-ZrO(Y){or ThO}-AlO
-MgO at burn-up of 20 MWd/kg柳澤 和章; 大道 敏彦; 金澤 浩之; 天野 英俊; 山原 武
JAERI-Research 97-085, 31 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-085.pdf:2.38MB
2種類の燃料を製造した。一つは20w/oPuOにThO-AlO-MgAlO
を混ぜたものであり、もう一つは23w/oPuOにZrO(Y)-AlO-MgAlOを混ぜたものであり、燃料の形態として外径3mm肉厚1mmのディスク[円板]状を採用した。この2種類の燃料につき、通常運転下での燃料ふるまいを研究する目的で試験研究炉(JRR-3M)を用い平均燃焼度20MWd/kg(最高27MWd/kg)まで照射を実施した。照射後試験にて以下の事柄を見出した。(1)低い照射温度(
1000
C)にも拘わらず、著しい割合のFPガス放出(FGR)が起こっており、燃料の微細組織を研究した結果、FPガスが燃料マトリックスから開気孔を通じて直接ギャップ空間に放出されたと考えられた。(2)セシウム(Cs)が燃料マトリックスからプレナム領域まで移行していた。その量は、生成量の約20%程度である。この原因の一つは、使用した円板型燃料の半径方向温度分布がわずかであるが一定でなかったためであり、もう一つは製造段階からこの燃料はセシウム保持能力が弱かったためであろうと考えられる。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1268 - 1275, 1997/00
IFMIF装置の液体リチウムターゲットを水流で模擬し、その凹面壁を流下する高速の板状噴流の安定性を、約17m/s以下の流速で調べた。今回新たに採用した直列2段の2次元レデューサノズルは、内壁で剥離を生ずること無く、安定で均一な流速分布の噴流を生成した。噴流の表面には長さに沿って2次元、3次元の界面波が生じたが、全長130mmに渡り、大きさの変化は小さかった。噴流内の流速分布は、ノズル出口付近で自由渦の流速分布(半径に反比例)に変化し、この結果噴流の厚さが増加した。1次元運動方程式を用いた厚さ予測は、この変化を考慮に入れることで実験結果を良く予測した。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors; ASRR-IV, p.58 - 69, 1993/00
試験・研究炉では、燃料濃縮度を低減化(例えば40wt%
Uから20wt%U)するため、燃料のシリサイド化(7wt%Si+93wt%U)が進められている。原研の安全性試験研究炉(NSRR)では、シリサイド燃料の過渡時ふるまいを研究するため、パルス照射を未照射シリサイド燃料板(
=4.8gU/cc)に課す試験研究を実施した。本報は、燃料被覆材(AG3NE)の溶融である640Cをはるかに超えた970Cに至るまでの、高温下に於ける燃料板の健全性について、パルス後の照射後試験データから得た知見をとりまとめたものである。その結果、400C以上になると燃料の寸法安定性が喪失して行くこと、また95cal/g・fuel以上になると「焼き割れ」による機械的破損が生ずること等が明らかになった。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Proc. of the 16th RERTR Meeting, 16 Pages, 1993/00
低濃縮小型シリサイド板状燃料(19w/oU,4.8gU/c.c.)は研究炉用燃料として用いられる実機燃料板を小型化したものであるが、これを用いて過渡実験を実施したのでその結果につき報告する。研究の主たる目的は、1)燃料破損しきい値と破損メカニズムの究明,2)140Cから970Cに渡る温度領域に於いての燃料板の寸法安定性の検証、等である。小型燃料板は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。
石黒 幸雄*
JAERI-M 85-017, 298 Pages, 1985/03
原子力における様々な分野のソフトウェア開発の研究を活性化するため、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催による第1回の「原子力におけるソフトウェア開発研究会」が昭和59年9月27~28日、日本原子力研究所・東海研究所において開催された。この報告書は当研究会での報告を概括したものである。今回の研究会では第1回目としての試みもあり、(1)三次元輸送コードの開発、(2)原子力コードのベクトル化、(3)熱水力・安全解析コードに関する発表を行った。また、招待講演による発表も含んでいる。
畑山 明聖*; 杉原 正芳; 平山 俊雄
JAERI-M 82-147, 25 Pages, 1982/11
トカマク型核融合炉における熱的不安定性に関して、密度摂動、粒子リサイクリング等、密度のダイナミックスの効果を考慮に入れることのできる解析手法を開発した。不安定性の成長率は、イオン密度及び電子・イオン温度に対する1次元輸送方程式を摂動について線形化して得られる固有値方程式を解くことによって計算される。この手法を、イントールスケーリング則の場合に適用し、密度-温度平面上における熱的不安定領域を明らかにした。また、捕捉イオン不安定則の場合、密度主体の熱的不安定性が励起されることが知られているが、ここではこの種の不安定性モードが粒子リサイクリングを考慮するとき完全に安定化されることを示した。さらに、以上の結果を1次元トカマクコードにより摂動の時間変化を直接追跡する方法を用いて確かめた。
滝塚 知典; 常松 俊秀; 徳田 伸二; 安積 正史; 栗田 源一; 津田 孝; 伊藤 公孝; 田中 幸夫*; 松浦 俊彦*; 竹田 辰興
JAERI-M 9354, 76 Pages, 1981/02
トカマク・プラズマの数値解析を広範囲にわたり進めている。各種の数値解析モデル(有限要素を用いたMHD方程式のマトリクス解法、時間依存・多次元流体モデル、モンテ・カルロ法を加えた粒子モデル)を用いて多くの計算コードを開発した。これらのコードを適用して、軸対称環状プラズマの平衡(SELENE)、高べ一夕・トカマク・プラズマの時間発展(APOLLO)、INTORトカマクにおける低nのMHD安定性(ERATO-J)および高nのバルーニング・モード安定性(BOREAS)位置的不安定性(AEOLUS-P)や抵抗性内部モード(AEOLUS-I)等の非線形安定性、およびダイバータ機能の解析を行った。
