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論文

Study on surface tension modeling for mechanistic evaluation of vortex cavitation

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河村 拓己*; 中峯 由彰*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/11

ナトリウム冷却高速炉における液中渦キャビテーション研究の一環として、半径方向圧力分布と蒸気圧、気液界面における圧力ジャンプ条件に基づいてキャビティ半径を計算する表面張力モデルの開発を行い、液中渦キャビテーション評価手法を改良した。基本検証として基礎実験を対象とした評価を行い、流速の増加によって渦中心圧力が低下してキャビティ半径が大きくなるという現象が定性的に再現できることを確認した。また、液中渦キャビテーション挙動に大きな影響を与える粘性について評価を行った。

論文

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept,1; Thermal-hydraulic characteristics of annular swirl tube

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.521 - 529, 2004/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.54(Nuclear Science & Technology)

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値($$rm28MW/m^2$$)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折り返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

論文

Experience of HTTR construction and operation; Unexpected incidents

藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。

論文

Effect of electromagnetic force on the pressure drop and coupling loss of cable-in-conduit conductor

濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 加藤 崇; 奥野 清

Cryogenics, 44(1), p.45 - 52, 2004/01

 被引用回数:19 パーセンタイル:39.34(Thermodynamics)

日本原子力研究所は、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・モデル・コイルとCSインサート・コイル(CSIC)の通電試験を行った。その結果CSICの圧力損失が通電時に減少することや結合損失が電流値とともに大きくなることを観測した。これらは、電磁力によりジャケット内部で撚線が圧縮変形し、新たに流路ができたこと、また、圧縮により素線間の接触抵抗が低減し、結合時定数が増加したことが原因と考えられる。本論文では、これらの現象を定量的に説明することを試みた。その結果、電磁力によって撚線は最大1.4mm変形することが予想される。この結果から、電磁力による結合時定数の変化を考慮して結合損失を計算すると、通電電流値と共に結合損失は増加する計算結果を得ることができ、実験結果を定量的に説明することができた。

論文

Heat transfer characteristics of the steam reformer in the HTTR hydrogen production system

武田 哲明

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/00

原研では、高温ガス炉を用いた熱利用システムとして核熱による水素製造システムの技術開発を進めている。本研究の目的は、HTTR水素製造システムの熱伝達性能を明らかにするとともに高空隙率で金属細線を挿入した流路の伝熱特性,圧力損失特性を取得することである。円管流路を用いた実験から、金属細線を挿入する方法が、高温条件下ではさらなる熱伝達の向上が可能であることがわかった。

報告書

Quantitative experiments on thermal hydraulic characteristics of an annular tube with twisted Fins

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-084, 49 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-084.pdf:1.94MB

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値(28MW/m$$^{2}$$)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

論文

Nb$$_{3}$$Al導体の電磁力下での圧力損失特性; 圧力損失特性と撚線剛性の関係

濱田 一弥; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.417 - 424, 2003/08

日本原子力研究所は、 ITERの工学設計活動の一環として、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイル等を製作し、13Tの磁場下で国際共同実験を行った。これらの実験の結果、通電中の導体の圧力損失の変化を調べることによって、コイル状態では見ることのできない導体内部の撚線の動きを推測できることが明らかとなった。今回、Nb$$_{3}$$Sn素線とは機械的性質が異なるNb$$_{3}$$Al線材を用いた導体について、電磁力に対する圧力損失の挙動に注目して圧力損失を測定し、過去に行われた導体の測定結果とともに解析してまとめた。その結果、(1)定常状態における圧力損失は、Nb$$_{3}$$Snを使用した導体とNb$$_{3}$$Al導体は、撚線構造が同じであれば、同様の特性を示すことがわかった。(2)同じ撚線構造でも、圧力損失特性にはばらつきが見られる。これは4次撚線とジャケット,中心チャンネル間に発生する隙間の効果であり、撚線ピッチが長い導体に発生し易いと考えられる。(3)圧力損失に対する電磁力の影響は、同じ撚線構造のNb$$_{3}$$Sn導体よりもその影響は小さく、Nb$$_{3}$$Al撚線は剛性が高いことがわかった。(4)ボイド率が小さくなるにつれて、圧力損失に対する電磁力の影響は少なくなり、撚線の動きを低減できることが明らかとなった。

論文

ケーブル・イン・コンジット導体の交流損失特性; 撚線の機械的特性が結合損失の減衰に及ぼす影響

松井 邦浩; 高橋 良和; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.410 - 416, 2003/08

ITER計画の一環として、中心ソレノイド・モデル・コイル、CSインサート・コイル、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイルを製作し、2002年までにそれらの試験を実施した。これらのコイルの交流損失測定は、コイルの特性を明らかにするために重要な試験項目の一つである。CSインサート・コイルとNb$$_{3}$$Alインサート・コイルの交流損失を、それぞれ熱量法及び磁化法で測定した。両コイル内には、複数の時定数を持つ結合損失が存在し、コイルに取り付けられた電圧タップやホール素子で循環電流が観測された。結合損失は、素線間の焼結が電磁力を受けることで剥がれ、素線間の接触抵抗が大きくなり、ある減衰定数をもって指数函数的に減少した。また、圧力損失の測定及び解析結果より、撚線とコンジットの間に電磁力により発生する隙間が、導体内を流れる冷媒の圧力損失に依存することが示されている。本論文では、結合損失の減衰定数が導体内に発生する隙間に依存することを明らかにした。仮に、コイルの本運転前にこの減衰定数を知ることができ、減衰定数に相当する電磁力をコイルに加えることができるならば、コイルの運転開始時には損失が低下した状態で使用することが可能となる。

論文

ITER TFインサート・コイルの流体特性; 流体特性に対する電磁力の影響

濱田 一弥; 河野 勝己; 松井 邦浩; 加藤 崇; 杉本 誠; 原 英治*; 奥野 清; Egorov, S. A.*; Rodin, I.*; Sytnikov, V. E.*; et al.

低温工学, 37(10), p.531 - 538, 2002/10

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動において、トロイダル磁場(TF)コイル用超伝導導体の製作性や性能を実証することを目的として、TF実寸導体を使用したTFインサート・コイルを開発し性能試験を行った。流体特性として、圧力損失特性が電磁力や通電履歴に依存する特性を示すか否かを検証した。過去の研究では、撚線は電磁力によって変形し、ジャケットと撚線との隙間に新たな流路が形成され、圧力損失が変化すると考えられる。また電磁力が繰り返し加わることによって撚線断面が塑性変形し、圧力損失の永久的な変化が起きると考えられるが、過去のモデル・コイル実験では、永久的な圧力損失の変化は明確には観測されていない。測定の結果、コイルを通電すると圧力損失は低下し、電磁力の影響を観測した。また、通電を積み重ねることによって、永久的な圧力損失の変化が生じることを観測した。圧力損失の変化を説明する撚線の変形量を計算した結果、13T,46kAで撚線は電磁力により1.4mm変形したと考えられる。

論文

ケーブル・イン・コンジット型超伝導導体の圧力損失及び結合損失に対する電磁力の影響

濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 加藤 崇; 奥野 清

低温工学, 37(6), p.257 - 264, 2002/06

日本原子力研究所は、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・モデル・コイル(CSMC)及びCSインサート・コイル(CSIC)の通電実験を行った。その結果、CSICの圧力損失が通電時に減少することや結合損失が電流値に依存することが観測された。これらの原因は、電磁力によってジャケット内部で超伝導撚線が圧縮変形して、新たに流路ができたことや、撚線部の変形により素線間の接触抵抗が変化したことが考えられるので、本論文ではこれらを定量的に説明することを試みた。その結果、電磁力によって撚線が約1.3mm変形すると実験と同様に圧力損失が低下することがわかった。また、圧力損失の検討結果等から導体の結合時定数を電磁力の関数として評価しCSICの結果損失を計算した。その結果、計算値は測定値とほぼ一致し、電磁力の影響を定量的に説明できた。

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

Selection of filter media used for monitoring airbone alpha-emitting particles in a radiological emergency

木内 伸幸; 大石 哲也; 野口 宏; 加藤 正平; 石沢 昌登*

Radioisotopes, 50(9), p.403 - 407, 2001/09

再処理施設の緊急時環境モニタリングのためのアルファダストモニタを開発している。高感度な測定を行うためには、フィルタの選定が重要である。このため、国内で市販されている種々のフィルタを対象に表面捕集性能及び圧力損失について試験した。試験結果から、裏側を補強した、PTFE系メンブランフィルタが、表面捕集性能に優れ、かつ圧力損失が少ないことがわかった。

論文

CSモデル・コイルの圧力損失及び流量配分

濱田 一弥; 河野 勝己; 原 英治*; 加藤 崇; 榛葉 透*; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 36(6), p.330 - 335, 2001/06

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)モデルコイルが開発され、性能試験が行われた。CSモデルコイルは、強制冷却型超伝導コイルであり、36本のケーブルインコンジット導体を使用している。実験では、コイルの流体特性としてITER実寸導体の圧力損失特性及びコイルの流量配分について4.5Kの超臨界圧ヘリウムを使用して初めて測定を行ったので、その結果について発表する。

論文

Selection of filter media in alpha air monitors for emergency environmental monitoring

木内 伸幸; 大石 哲也; 野口 宏; 加藤 正平; 石沢 昌登*

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 4 Pages, 2000/05

緊急時環境モニタリングの充実を図るため、大気中に放出された$$alpha$$核種の放射能濃度を迅速かつ高感度で測定できるモニタリング装置の開発を進めている。この開発の一環として、$$alpha$$粒子を捕集するフィルタの選定に関する試験を実施した。国内で市販されている種々のエアフィルタについて、表面捕集性能及び圧力損失を測定した。また、ラドン娘核種のPuエネルギー領域への影響についても調べた。試験したフィルタのうち、裏側を補強したテフロン系モンブランフィルタが、モニタリング用フィルタとして適していることがわかった。

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

液体状粒子負荷試験におけるHEPAフィルタ性能の経時変化

角田 昌彦; 北野 匡四郎; 池沢 芳夫

保健物理, 32(2), p.185 - 191, 1997/00

放射性廃棄物の低減化のためには、HEPAフィルタの有効使用が必要対策のひとつであり、長期間使用における性能変化の特性を知っておくことは大変重要である。本試験では、大気じんとほぼ同一の粒度分布を有する線香燃焼粒子を重量濃度0.84mg/m$$^{3}$$でHEPAフィルタユニットに負荷し続け、圧力損失及び透過率の変化を調査し、以下の結果を得た。圧力損失は、負荷量の増加とともに2次関数的な上昇傾向を示し、負荷量が約60g/m$$^{2}$$に達したとき、圧力損失が初期圧力損失の2倍に達する。その負荷時間は約550時間である。透過率は、圧力損失の上昇とともに増加し、その増加は粒子径に依存し、粒子径が最大透過率粒子径から大きくなるにしたがって高くなる。面速が3.42cm/secにおける0.5$$mu$$mの場合において、圧力損失が初期圧力損失の2倍に到達したとき、透過率は無負荷時の約16倍である。

論文

水平矩形ダクト内波状流における気液界面せん断応力に関する実験的研究

伊藤 和宏*; 辻 義之*; 玉置 昌義*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 久木田 豊

日本原子力学会誌, 39(8), p.669 - 680, 1997/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

水平水-空気波状流における気液界面せん断応力を実験的に評価した。実験では、高さ0.7m、長さ12mの矩形ダクトにおいて水の見かけ流速を0.3m/s一定とし、空気の見かけ流速を4.2~6.8m/sに変化させた。水面にh界面波が生じ、その振幅は空気流量又は入口からの距離と共に増加した。プレストン管法を用いて測定した気相部壁面摩擦係数は、この界面波の影響によって滑面に対するBlasius式の予測値と異なったが、その差は$$pm$$30%であった。気液界面せん断応力は、壁面せん断応力、圧力勾配、水位及び水位勾配の各計測値を気相の運動量式に代入することで評価した。その結果、気液界面せん断応力は界面波の振幅と共に増加し、気液界面摩擦係数のBlasius式の予測値との比は4~10であった。この比は空気の見かけ流速と入口からの距離に比例して増加した。

報告書

Pressure drop characteristic in a cable-in-conduit conductor

小泉 徳潔; 高橋 良和; 杉本 誠; 濱田 一弥; 加藤 崇; 辻 博史; 島本 進

JAERI-Research 95-062, 10 Pages, 1995/09

JAERI-Research-95-062.pdf:0.72MB

核融合炉用超電導用コイルでは、大電流、高磁場および高い絶縁性能等が要求される。ケーブル・イン・コンジット導体はこれらの要求を満足する導体として有力視されている。ケーブル・イン・コンジット導体では冷媒を強制的に導体内を流すことによって導体を冷却する。そこで、導体の圧損特性が重要な設計要因となる。本報告書では、80m長のケーブル・イン・コンジット導体の圧損特性の測定結果について報告する。圧損は、低レイノルズ数領域では、ハーゲン・ポアズイユの式に一致し、高レイノルズ数では、圧損係数がレイノルズ数の0.157乗に比例することがわかった。また、この場合の比例定数は0.257であった。

論文

改良型放射性エアロゾルサンプリング用セルロース・ガラス繊維濾紙の特性

木内 伸幸; 小野寺 淳一; 吉野 敏明; 村田 幹生; 山崎 敏克*

保健物理, 30, p.309 - 314, 1995/00

代表的な放射性エアロゾルサンプリング用濾紙であるHE-40T濾紙に比べて、サブミクロン領域における捕集性能をさらに向上させる目的で、HE-40T改良濾紙が東洋濾紙(株)において試作された。本報告は、この改良濾紙の捕集効率、圧力損失および機械的強度を実用性の観点から調べた結果をまとめたものである。HE-40T改良濾紙の圧力損失特性は従来のHE-40T濾紙と同程度であるが、サブミクロン領域における捕集効率は、従来のHE-40T濾紙に比べて顕著に向上した。また、実際の施設のモニタリングに適用した結果、十分な機械的強度を有していることも確認された。

報告書

TRAC-PF1コードの圧力損失計算モデルの改良

秋本 肇; 阿部 豊*; 大貫 晃; 村尾 良夫

JAERI-Data/Code 94-006, 40 Pages, 1994/07

JAERI-Data-Code-94-006.pdf:1.26MB

PWRプラント内の熱水力挙動の解析では、各部の圧力バランスにより流体の流れ方向が決定されるため、各部の圧力損失を正しく予測することが重要である。TRAC/PF1/MOD1コードによる圧力損失計算の予測精度を改良するために、壁面剪断力の気液への配分方法の改良、壁面剪断力相関式へのBaroczy相関の導入、および流路の拡大/縮小部における運動量保存式の差分方法の改良を行った。単管実験による圧力損失データ、Marviken臨界流試験データ、および円筒炉心試験で得られた破断コールドレグにおける圧力損失データを用いて予測性能を評価した結果、上述の改良により、TRAC-PF1コードでみられた原相関式とコードによる計算結果の不一致、拡大/縮小部における数値的原因による大きな圧力損失の評価誤差がなくなること、TRAC-PF1コードに比べて格段に精度よく圧力損失を予測できることを確認した。

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