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論文

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,VI; HENDEL多チャンネル試験装置によるクロス流れ試験結果

高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 33(6), p.564 - 573, 1991/06

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の多チャンネル試験装置(T$$_{1}$$-M)は、HTTRの炉心1カラムを模擬した大規模試験装置である。このT$$_{1}$$-Mを使って、クロス流れ試験を実施した。本試験の目的は、黒鉛ブロックの外周から冷却材流路内にギャップを通ってクロス流れを生ずる場合の燃料体の熱流動特性を調べることである。クロス流れは、加熱領域の上部から3段目と4段目の黒鉛ブロック間に設定した平行ギャップにより、強制的に発生させた。平行ギャップ幅が0.5~2mmの場合のクロス流量は、加熱時には総ヘリウムガス流量の43~56%、等温流時には5~37%であった。また、クロス流量はギャップ幅の減少に伴ってNo.1~6流路で構成される内側流路よりもNo.7~12流路から成る外側流路に多く流れ込むことがわかった。

論文

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,III; HENDEL多チャンネル試験装置による不均一発熱試験結果と解析

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

日本原子力学会誌, 29(2), p.133 - 140, 1987/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.54(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉心の1カラムを模擬したHENDEL燃料体スタック実証試験部(T$$_{1}$$)多チャンネル試験装置により、カラム内の模擬燃料棒の発熱量に任意の分布を与えた伝熱流動試験を実施した。併せてカラム内の発熱量分布に起因する黒鉛ブロック温度分布を調べるために、3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させる不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験および炉心内出力分布を模擬した傾斜出力試験における黒鉛ブロック水平断面内温度の最大値と最小値の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20$$^{circ}$$Cであった。

論文

Experimental studies on the thermal and hydraulic performance of the fuel stack of the VHTR, Part I; HENDEL single-channel tests with uniform heat flux

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 菱田 誠; 下村 寛昭

Nucl.Eng.Des., 102, p.1 - 9, 1987/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:31.46

多目的高温ガス実験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T$$_{1}$$)により、燃料チャンネル1本分に関する伝熱流動試験を行った。試験の結果、燃料棒の摩擦係数と熱伝達率は内面加熱時の平滑環状流路の値と比較して、それぞれ約20%、約15~60%高い値を示した。この原因として燃料棒表面に取り付けられたスペーサリブによる伝熱促進効果、あるいは両面加熱による熱伝達率の向上が考えられる。また低レイノルズ数域において、熱放射が有効な伝熱機構であることが確認された。

論文

Experimental studies on the thermal and hydraulic performance of the fuel stack of the VHTR, Part II; HENDEL multi-channel test rig with twelve fuel rods

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

Nucl.Eng.Des., 102, p.11 - 20, 1987/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:47.38

高温ガス試験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T$$_{1}$$)により、燃料体1カラムに関する伝熱流動試験を行った。併せて3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。均一出力分布試験により得られた燃料棒の熱伝達は、1チャンネル試験の結果と良く一致し、スペーサゾブにより伝熱が促進されることが確認された。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させた不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験及び炉心内出力分布を模擬した傾斜出力分布試験における黒鉛ブロック水平断面内の最高温度と最低温度の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20度であった。

論文

Fuel densification and swelling; Relationship between burn-up induced asial and radial fuel dimensional changes

柳澤 和章

Nucl.Eng.Des., 96, p.11 - 20, 1986/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:50.49

ハルデン炉(HBWR)では、燃料寸法変化の評価に、炉内測定した燃料スタック長を用いて来た。測定では、照射初期に、焼きしまりが生ずるのが観察された。燃料の半径方向の寸法変化を(ギャップメーターで)測定した。最近の照射後試験では、これまで行われて来た軸方向寸法変化の測定結果が、実際に生じている燃料の径方向スウェリングを正確に反映していない事が分った。それは、燃料のスウェリングが主として燃料ペレットの中央部で生じているのに対し、軸方向変形は燃料ペレットの外側部(肩の部分)で生じており、そこではスウェリングが支配的でない為である。この事実を炉内及び照射後試験から測定した燃料軸方向の寸法変化と、半径方向の寸法変化から明らかにした。

報告書

IFA-208および224の照射・照射後試験および評価

柳澤 和章

JAERI-M 7726, 95 Pages, 1978/07

JAERI-M-7726.pdf:6.84MB

IFAー208および224をHBWRにて照射した結果の解析が終了したので報告する。IFAー208は中心孔付のフラット、片端ディッシュ、両端ディッシュペレットを平均線出力615W/cmで平均燃焼度5.1GWd/Tuo$$_{2}$$まで照射を行なった。照射後この燃料は優秀な寸法安定性を有していた事が示された。IFAー224は中実および中心孔付のフラット、両端ディッシュペレットを用い平均線出力590W/cmで平均燃焼度11.8GWd/Tuo$$_{2}$$まで照射を行なった。照射後大きな欠陥ほ観察されなかったが、2本の棒に1個所ずつ小さなサンバースト・ブリスターがみられた。被覆管の歪は非常に小さく1リッジ変形は見られなかった。PCIに関する設計変数の効果、高線出力・低密度燃料と高線出力高密度燃料によるPCI挙動等について比較・検討を行った。燃料中心温度等もあわせて報告した。

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