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論文

Simulation of quench tests of the central solenoid insert coil in the ITER central solenoid model coil

高橋 良和; 吉田 清; 名原 啓博; 枝谷 昌博*; Mitchell, N.*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.783 - 786, 2006/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:48.15(Engineering, Electrical & Electronic)

クエンチ時の導体の振舞いを明らかにするため、CSインサートのクエンチ実験を直流及びパルス・モードの条件で行った。その導体は実機CSとほぼ同じ形状とパラメータを有している。導体の長さは約140mである。直流モードにおいて、導体の中央部の磁場の高いところに取付けられた誘導ヒータにより人為的にクエンチを起こした。また、パルス・モードにおいて、CSインサートは0.4-2T/sの掃引速度でクエンチした。これらのクエンチ実験における導体内の電気的及び熱流体的振舞いのシミュレーションを行った結果、実験結果とよく一致した。ITERにおける実機CSのクエンチ検出は、ピックアップ・コイルを用いた電圧法で行う予定である。実験で得られた結果と比較して、その感度やクエンチ時の導体の最高温度について検討した結果、ITER-CSのクエンチ検出システムは十分な検出感度を有することが示された。

論文

Quench detection using pick-up coils for the ITER Central Solenoid

高橋 良和; 吉田 清; Mitchell, N.*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 15(2), p.1395 - 1398, 2005/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:44.97(Engineering, Electrical & Electronic)

超伝導コイルのクエンチ検出はコイルを保護するために重要かつ不可欠である。ITER中心ソレノイド(CS)においては電圧タップ法と冷媒の流量計法が検討されている。電圧タップ法は応答速度が速いので、クエンチ検出の主たる方法と考えられている。ITER-CSは6個のそれぞれ独立の電流パターンで運転されるパンケーキ巻きモジュールで構成される。パルス運転中の常伝導転移による抵抗性の電圧(常伝導電圧)を検出するため、巻き線部の誘導電圧を打ち消す必要がある。まず打ち消すためのピックアップコイルの形状の最適化を行った。その結果、打ち消された電圧は誘導電圧に比べて非常に小さく(70mV)、十分なクエンチ検出感度が得られた。次に、運転中のCS巻き線部のホットスポット温度(導体の最高温度)を打ち消し電圧の解析とCSモデルコイル(CSMC)のクエンチ実験結果より算出した。得られたホットスポット温度は約144Kで、ITERの設計基準(150K以下)を満足した。これより、コイルはクエンチしても、保護回路により壊れないと考えられる。これらの検討により、十分な検出感度を有するピップアップコイルを用いたITER-CSのクエンチ検出システムを設計することができた。

論文

Core thermal-hydraulic design

高田 英治*; 中川 繁昭; 藤本 望; 栃尾 大輔

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.37 - 43, 2004/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:58.07(Nuclear Science & Technology)

HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492$$^{circ}$$Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495$$^{circ}$$Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600$$^{circ}$$Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463$$^{circ}$$Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

論文

ITER-CSインサート・コイルのクエンチ特性

礒野 高明; 松井 邦浩; 加藤 崇; 高橋 良和; CSモデル・コイル実験グループ; 長谷川 満*

低温工学, 36(6), p.373 - 380, 2001/06

ITER-CSインサートコイルのクエンチ特性について報告する。常伝導伝搬速度は、今までと比較して遅く、圧力上昇も少ない結果であった。温度上昇は、ホットスポット計算結果と一致していることがわかり、設計条件の150K以下を満足していることが判明した。常伝導伝搬速度を断熱的な伝搬速度と比較すると5~30%と遅く、時間依存性もほとんどなく、従来測定された0.5~0.6乗という結果とは、違った測定結果となった。

論文

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.68(Nuclear Science & Technology)

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495$$^{circ}$$C、運転時の異常な過渡変化時1600$$^{circ}$$C)を下回ることを確認した。

論文

Three-dimensional thermal stress numerical convergence analysis of a hot spot in a thin pipe using the boundary element method

Bains, R.S.*; 杉本 純

Engineering Analysis with Boundary Elements, 14, p.267 - 275, 1994/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:76.68(Engineering, Multidisciplinary)

局所的なホットスポットを含む薄肉配管に対する数値解の収束解析を実施した。空間メッシュの細分化に基づいた収束解のパターンが存在する。ホットスポットの近傍で配管内面とホットスポットの温度変化を記述するために温度遷移領域(TTR)を導入した。TTR内の唯一可能な温度場は、BEM法で用いられる内挿関数で表現されるものである。さらに、TTRが薄すぎると数値的な不安定性が起こり、正しくない解を与える場合があることを明らかにした。

論文

Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:70

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492$$^{circ}$$Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495$$^{circ}$$Cを下回っている。

論文

Evaluation of hot spot factors for thermal and hydraulic design of HTTR

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:69.12(Nuclear Science & Technology)

HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

論文

Thermal and hydraulic design for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 新藤 隆一; 数土 幸夫

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.304 - 311, 1990/09

本報は、HTTRの熱流力設計手法、評価結果等についてまとめたものである。熱流力設計においては、核計算から得られた出力分布及びフルエンス分布に基づいて、HTTRの炉心構造、燃料等に関連したR&D結果を考慮し、炉内流量配分、燃料温度分布を評価する。原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cの高温試験運転において、炉心有効流量88%、燃料最高温度1495$$^{circ}$$Cが得られた。

報告書

高温工学試験研究炉の炉心入口冷却材温度の評価

藤本 望; 丸山 創; 数土 幸夫

JAERI-M 89-049, 53 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-049.pdf:1.23MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)について、原子炉圧力容器入口から、炉心入口部までの冷却材の熱流動解析についてまとめたものである。HTTRでは、原子炉圧力容器に流入した冷却材は、炉心と原子炉圧力容器の間を上方へ流れて上部プレナムへ至り、上部プレナム内で反転して下降流となり炉心へ流入する。本報では、冷却材が炉心と原子炉圧力容器の間を上昇する際の冷却材温度上昇及び温度上昇誤差の評価、上部プレナム内における冷却材の3次元熱流動解析による冷却材温度混合の評価についてまとめたものである。また、炉心入口温度の燃料最高温度評価に及ぼす影響についても検討を加えた。

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