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論文

平面乱流衝突噴流熱伝達の直接数値シミュレーション; 上壁を有する場合の衝突距離による局所熱伝達率の影響

服部 博文*; 佐藤 博; 長野 靖尚*

日本機械学会論文集,B, 70(696), p.1919 - 1926, 2004/08

衝突噴流はよどみ点近傍で高い熱及び物質伝達率が得られるため工業上の広い分野で多用されている。また、衝突噴流は物質・生命科学実験施設に設置される減速材容器の冷却に使用される。そのため、その流動及び伝熱特性を明らかにすることは各種機器の性能を向上させるために重要である。本研究では、平面衝突噴流熱伝達場に着目し、高精度差分法による直接数値シミュレーションを行った。熱伝達場に最も影響する衝突距離をパラメータとして計算を行い、特に局所熱伝達場の第2極大値の出現に対する熱輸送機構を精査した。

論文

核融合装置用超伝導コイルの電磁現象; 強制冷却型超伝導コイル

濱田 一弥; 小泉 徳潔

プラズマ・核融合学会誌, 78(7), p.616 - 624, 2002/07

現在、ITER等のトカマク型核融合炉の設計には、高磁場性能,高耐電圧性能,電磁力に対する高剛性の要求から、強制冷却型超伝導コイルが採用されている。強制冷却型超伝導コイルにおいては、超伝導の電気抵抗ゼロの特性や反磁性という性質に、ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)特有の複雑な構造が加わることにより、多様な電磁現象が発生することが知られている。最近特に解明に労力が注がれているのは,導体内部に発生する不均一電流による通電安定性に対する影響や変動磁場で発生する導体の交流損失現象である.CICCの開発においては、超伝導素線のヒステリシス損失及び交流損失及び導体内部での不均一電流による不安定性について研究が進展し、素線のフィラメント配置の最適化や、素線間の接触抵抗の制御を行うことによって、ITERモデル・コイルのような大型超伝導コイルの開発に成功することができたので、その概要を報告する。

論文

Experimental results of pressure drop measurement in ITER CS model coil tests

濱田 一弥; 加藤 崇; 河野 勝己; 原 英治*; 安藤 俊就; 辻 博史; 奥野 清; Zanino, L.*; Savoldi, L.*

AIP Conference Proceedings 613, p.407 - 414, 2002/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルが日本,欧州,ロシア及び米国の国際協力により、製作され、性能試験が行われた。CSモデル・コイルは、強制冷却型ケーブル・イン・コンジット導体を採用しており、導体内部に4.5Kの超臨界ヘリウムを流して冷却する。導体の圧力損失を調べることは、コイルの熱的な性能及び冷凍機の負荷の観点から、極めて重要である。今回CSモデル・コイルの実験において、ITER実機規模の超伝導導体として初めて、4.5Kの超臨界圧ヘリウムによって圧力損失特性が測定されたので、その結果について報告する。

論文

AC loss performance of the 100kwh SMES model coil

浜島 高太郎*; 花井 哲*; 和智 良裕*; 嶋田 守*; 小野 通隆*; Martovetsky, N.*; Zbasnik, J.*; Moller, J.*; 高橋 良和; 松井 邦浩; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.812 - 815, 2000/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:45.07(Engineering, Electrical & Electronic)

100kwh SMESモデルコイルの交流損失特性を原研の試験装置及び、米国ローレンス・リバモア国立研究所の試験装置を用いて試験し、両結果はほぼ一致した。長時定数の結合損失の存在も確認した。改良導体として、CuNi被覆素線を用いた導体で小コイルを製作し、結合損失を1/6まで減少することができた。また、小コイルでは長時間の時定数は測定されなかった。

論文

An Evaluation of the inlet flow reduction for a cable conduit conductor by rapid heating

杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 西島 元; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 辻 博史

Cryogenics, 39(11), p.939 - 945, 1999/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:86.12(Thermodynamics)

これまで強制冷凍導体(ケーブル・イン・コンジット導体)の交流損失に伴う発熱により引起こされる流量低下現象の研究を行ってきた。本論文では、より急速に加熱が行われる場合に引起こされる流量低下現象を取り扱う。急速加熱の場合の流量低下現象は、「流体法」と呼ばれるクエンチ検出技術に応用され、実用化されている。しかし、これまでこれらの定量的研究は全くなされていなかった。本論文では、急速加熱による流量低下現象の定量的研究のため、まずサンプルにより実験的に流量低下を測定した。次にこれらの評価を行うため「実効加熱時間」を定義・導入し、その評価法を考案した。

論文

Flow reduction by AC losses for a forced flow superconducting coil with a cable-in-conduit conductor

杉本 誠; 加藤 崇; 礒野 高明; 吉田 清; 辻 博史

Cryogenics, 39(4), p.323 - 330, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:75.33(Thermodynamics)

ケーブル・イン・コンジット導体を用いた強制冷凍型超電導コイルの交流損失による流量低下現象について定量的解析手法を示した。この手法による流量低下評価は大型超電導コイルを用いた実験結果と良く一致した。また本手法を用いた評価により、ITER実機の超電導コイルや商用の超電導電力貯蔵用コイルのパルス運転に対する安定な動作条件について、大型・大容量の低温ポンプが必要不可欠であることを示した。

論文

Critical heat flux at high velocity channel flow with high subcooling

数土 幸夫; 神永 雅紀

Nucl. Eng. Des., 187, p.215 - 227, 1999/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.24(Nuclear Science & Technology)

本研究では、流路内強制対流下の限界熱流束(CHF)についてCHFに影響を及ぼす基本的なパラメータを明らかにしながらCHFの発生メカニズムを調べるために定量的な解析を実施した。対象とした流動条件は、加熱流路出口で高サブクールとなるような高質量流束のものである。解析で採用した流動モデルは、蒸気ブランケットのマクロ液膜に対する相対速度がホルムヘルツの臨界波長に基づく界面の不安定状態に達した時にCHFが発生するというものである。本モデルの特徴は、CHFの判断基準を新たに加熱壁面上のマクロ液膜の過渡領域モデルに適用したことにある。このモデルに基づき、CHFに影響を及ぼす基本的パラメータである質量流束、入口サブクール度、流路形状、圧力等を考慮したCHFを与える解析的相関式を提案した。その結果、提案した相関式は既存の円管や矩形流路のCHF実験結果を的確に精度良く予測できることが明らかとなった。

論文

An evaluation of the inlet flow reduction for a cable-in-conduit conductor in pulsed operation

杉本 誠; 礒野 高明; 辻 博史; 吉田 清; 高野 一朗*; 浜島 高太朗*; 佐藤 隆*; 篠田 公之*

Cryogenics, 38(10), p.989 - 994, 1998/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:74.94(Thermodynamics)

ケーブル・イン・コンジット導体は、その高い熱・機械・電気特性から核融合炉用コイルのような大型機器に応用されている。またその高い熱特性から、核融合用あるいは磁気エネルギ貯蔵コイルでのパルス運転用としても利点を有している。通常ケーブル・イン・コンジット導体は強制冷凍にて冷却されるため、多数の冷却流路を持つ。パルス運転による交流損失による発熱は、その大きな冷却ペリメータにより速やかに除去される。一方、導体内部の発熱は、導体入口流量の低下を招く。従ってパルス運転による交流損失による発熱により、入口流量の低下を招き、これがパルス運転への制約となる。この入口流量低下と内部発熱量の関係を定量的に論じる。併せて、パルス運転時の入口流量低下に関する設計基準を提案する。

論文

SMESモデルコイル; パルス通電特性

浜島 高太郎*; 嶋田 守*; 小野 通隆*; 瀧上 浩幸*; 花井 哲*; 和智 良裕*; 高橋 良和; 松井 邦浩; 伊藤 智庸*; 礒野 高明; et al.

低温工学, 33(7), p.492 - 499, 1998/00

SMESモデルコイルのパルス性能試験として、100kWh SMESで予想される磁界変化率でモデルコイルの定格以上まで通電し、その性能を実証した。また、パルス運転による交流損失を測定し、短尺導体の試験結果との比較を行った。その結果、予想できない長い時定数を持つ損失があることが判明した。

報告書

ヘリカルコイル型熱交換器における伝熱管群の流体励起振動挙動と流動伝熱特性に関する研究

稲垣 嘉之

JAERI-Research 97-069, 31 Pages, 1997/10

JAERI-Research-97-069.pdf:1.02MB

HTTRのヘリカルコイル型中間熱交換器(IHX)の伝熱管群の流体励起振動挙動、並びに圧力損失、伝熱特性をIHXの実寸大部分モデル試験装置を用いて明らかにした。試験モデルは、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群とセンターパイプを模擬したもので、試験流体には空気を用いた。流体励起振動に関しては、伝熱管破損の主原因となる流出渦による振動及び伝熱管群の流力弾性振動について評価を行った。その結果、伝熱管群はセンターパイプと連動した振動が主であること、さらに振動による振幅も0.1mm以下と微小なものであり、IHXの運転条件下では伝熱管破損の原因となるような振動が生じていないことを明らかにした。流動伝熱特性については、伝熱管外の強制対流による伝熱及び圧力損失についての実験式を導出した。ヌセルト数についてはRe$$^{0.56}$$、抵抗係数についてはRe$$^{-0.14}$$に比例する相関式が得られた。さらに、熱放射板による伝熱促進効果を定量的に明らかにした。

報告書

Numerical prediction of local transitional features of turbulent forced gas flows in circular tubes with strong heating

江里 幸一郎*; A.M.Shehata*; 功刀 資彰; D.M.McEligot*

JAERI-Research 97-029, 36 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-029.pdf:1.61MB

従来の管内流加熱層流化の解析では、流路内の速度場及び温度場の局所分布に関する実験結果が得られていなかったため、熱伝達係数や圧力損失等のマクロ特性量との比較のみで議論されてきた。近年、Shehata and McEligotは強加熱を受ける鉛直円管内空気流について、加熱条件に応じて乱流から層流が発生するまでの3条件で実験を行い、管内の局所的な速度及び温度分布を初めて報告した。本研究では、この実験で得られた乱流の加熱層流化に伴う局所特性量の変化について、高精度な低レイノルズ数型2方程式乱流モデルを用いた数値解析を行い、上記実験条件に対するマクロ特性量のみならず速度及び温度分布の良好な一致を得ることに成功した。本研究により、大きな熱物性変化を伴う乱流や層流化現象を速度分布等の局所量を含め高精度に予測できる解析手法を確立することができた。

論文

Cryogenic helium pump system for the development of superconducting magnets in a Fusion Experimental Reactor

加藤 崇; 高橋 強*; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 濱田 一弥; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 三宅 明洋*; 辻 博史

Fusion Technology 1992, p.887 - 891, 1992/00

核融合実験炉には大型で、超臨界圧ヘリウムを冷媒とする強制冷却型超電導磁石が必要とされる。このような磁石を効率良く冷却する方法として極低温ポンプを用いた循環ループ・システムが最も適している。日本原子力研究所はこの極低温ポンプを2台、設計・製作し、性能試験を行なった。その結果、目標としたポンプの特性を充分に得ることができ、特に、ポンプの断熱圧縮効率は、最高86%に達し、極低温ポンプを用いた強制冷却型超電導磁石の冷却方法の優位性を実証することができた。

論文

DPC-TJ実験結果; 安定性

小泉 徳潔; 吉田 清; 礒野 高明; 樋上 久彰*; 佐々木 崇*; 高橋 良和; 安藤 俊就; J.R.Armstrong*; 西 正孝; 辻 博史; et al.

低温工学, 27(3), p.233 - 238, 1992/00

本論文ではDPC-TJ実験結果のうち、安定性試験の結果について報告する。試験は通電電流および加熱時間の安定限界への依存性について調査した。試験結果より導体と冷媒の間の熱伝達は熱伝導が支配的な役割を果たす過渡熱伝達が比較的長時間に渡って継続することがわかった。過渡熱伝達率は加熱時間の平方根に反比例するので、ワイヤーモーション等による機械的攪乱に対しては高い伝熱性能が期待され、したがって高い安定性が期待される。これに対して、交流損失等による長時間の攪乱では、加熱による流量低下に伴い、熱伝達が長い間過渡状態を維持するようになり、伝熱性能の劣化が起る危険性が示唆された。したがって、長時間に渡って攪乱が持続する場合は、流量低下に伴う安定性能の劣化に注意をする必要がある。

報告書

COOLOD-N; A Computer code for the analyses of steady-state thermal-hydraulics in plate-type research reactors

神永 雅紀

JAERI-M 90-021, 61 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-021.pdf:1.33MB

COOLOD-Nコードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力計算が行える。本コードは、COOLODコードの改良版であり、強制対流冷却のみならず、自然循環冷却にも適用できる。主要な改良点は、自然循環冷却時の熱水力解析が可能なように、自然循環時の流量計算機能を追加したこと、JRR-3改造炉用に作成した、ONB温度、DNB熱流束等の計算機能を持つ「熱伝導パッケージ」を組込んだことである。研究炉は、一般に炉心内で沸騰が起こらないように設計されている。しかし、炉心内で沸騰を許すような研究炉においては、安全余裕を確認する方法として、流動不安定(Flow instability)が発生する条件に対してどの程度余裕を持っているかを調べる方法がある。COOLOD-Nコードの最新版には、このため流動不安定が発生する時の熱流束計算機能を追加した。

論文

Verification tsets of the Nb$$_{3}$$Sn demo poloidal coil(DPC-EX)

高橋 良和; 安藤 俊就; 西 正孝; 辻 博史; 檜山 忠雄; 奥野 清; 吉田 清; 中嶋 秀夫; 小泉 興一; 多田 栄介; et al.

Proc. of the 11th Int. Conf. on Magnet Technology,Vol. 2, p.862 - 867, 1990/00

現在製作が進められているDPC-EXは、Nb$$_{3}$$Sn導体のトカマク型核融合炉用ポロイダルコイルへの適応性を実証するための超電導コイルである。本コイルの内径及び外径は、1m及び1.6mで、定格電流値は10Tにおいて10kAである。cable-in-conduit型強制冷却導体である。この実寸大導体の80kレベル及び4kレベルにおける圧力損失および8Tから11Tにおける臨界電流値を測定したので、その結果を報告する。

論文

Performance test results of cryogenic system for demonstration poloidal coil

多田 栄介; 加藤 崇; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 星野 雅弘*; 山村 秀政*; 佐藤 昌彦*; 島本 進

Proc. of the 12th Int. Cryogenic Engineering Conference, p.519 - 523, 1988/00

原研では、核融合炉用超電導ポロイダルコイル開発の一環として、実証ポロイダルコイル計画を進めている。本計画では、3個の強制冷却型超電導パルスコイルが配置され、定格時350g/s、10bar及び4kの超臨界圧ヘリウムにて冷凍される。この様な大流量の超臨界圧ヘリウムの供給循環は、極低温ポンプを始めとして20,000l液体ヘリウム貯槽及び低温回収タンク等の低温機器を既設超電導工学試験装置に付加した冷凍システムによっておこなわれる。本件では、実証ポロイダルコイル用冷凍システムの設計諸元及び性能試験結果について報告する。

論文

Combined forced and free convective heat transfer characteristics in narrow vertical rectangular channel heated from both sides

数土 幸夫; 神永 雅紀; 井川 博雅

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.355 - 364, 1987/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.26(Nuclear Science & Technology)

大気圧で、両面加熱の狭い垂直矩型流路(長さ750mm、幅50mm、ギャップ18mm)に水を流した実験を行い、強制対流と自由対流とが共存する場での熱特性を調べた。レイノルズ数が40~50,000、グラスホフ数が40,000~5$$times$$10$$^{1}$$$$^{1}$$に及ぶ層流から乱流までの広い範囲を、上昇流と下向流とについて調べた。その結果、(1)強制対流が上昇流と下向流の場合の共存対流下の熱伝導率を、1つの無次元パラメータを用いて乱流強制対流及び乱流自由対流熱伝達率に対する比として簡単な形であらわすことができた。さらに、(2)この無次元パラメータを用い、上述の熱伝達率表式から共存対流が顕著である領域を定めることができた。

報告書

Investigation of a Nb-Ti Cable-in-Conduit Conductor; Experimental Results

P.E.Phelan*

JAERI-M 87-013, 35 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-013.pdf:1.11MB

Nb-Tiでできた超伝導素線を束にして、ステンレス製コンジットに封入したタイプの導体の安定性について、誘導加熱法による測定を行なった。その結果、コンジット内にヘリウムを強制的に流すことにより、導体の安定性が顕著に増大することが示された。これまで一般には、ヘリウム強制流が導体の安定性には大きく寄与しないと言う考えが支配的であった事を考慮すると、新たな知見が示されたと判断できる。

論文

Analytical study on thermal-hydraulic behavior of transient from forced circulation to natural circulation in JRR-3

平野 雅司; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.352 - 368, 1986/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:16.33(Nuclear Science & Technology)

THYDE-P1コードを用いて、オープンプール型研究炉JRR-3の過渡熱水力挙動を調べた。焦点は強制循環時下向流より自然循環時上昇流への移行時に起こる炉心流量反転時の過渡熱水力挙動である。冷却材喪失事故(LOCA)時には、漏れの生じた1時冷却ループから原子炉プールが隔離された直後、炉心流量の反転が起こる。LOCA以外の過渡変化及び事故に於いても、炉心流量の反転は必ず起こる。炉心流量の反転は、燃料温度の急上昇及びDNBRの急降下をもたらすので、特に重要な現象である。本研究の主目的は、その過渡変化中の物理現象を明らかにすると同時に、燃料最高温度及び最小DNBRに影響を及ぼすパラメータを明らかにすることである。商用電源喪失及びLOCAの事象シーケンスを仮定したTHYDE-P1の解析結果は、安全設計及び評価の観点から、定性的、定量的現象の理解に役だった。

論文

Experimental study of incipient nucleate boiling in narrow vertical rectangular channel simulating subchannel of upgraded JRR-3

数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.73 - 82, 1985/00

 被引用回数:29 パーセンタイル:7.78(Nuclear Science & Technology)

JRR-3改造炉の燃料要素内の1サブチャンネルを模擬した垂直短形流路を用いて実験を行い、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いた沸騰開始時の加熱度を予測する相関式の妥当性と誤差を調べた。その結果、(i)従来のBergles-Rohsenowの式は、実測値と比較し下限値に対し約1Kの誤差で沸騰開始時の熱流束と加熱度の関係を良く予測しうること、(ii)上昇流と下向流とで、沸騰開始時の熱流束と加熱度との関係に顕著な差が無いこと、さらに(iii)上昇流、下向流いずれにおいても、沸騰開始点の加熱度にオーバシュートがほとんど見受けられず、強制対流からサブクール沸騰にいたる熱流束と加熱度の関係にも熱流束の昇時と降下時とで、顕著なヒステリシスが見受けられないことがわかった。

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