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井口 正; 浅香 英明; 中村 秀夫
JAERI-Research 2002-006, 152 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-006.pdf:5.52MB
筆者らは、BWR炉心での核熱水力不安定性の機構を解明するために、THYNC実験を行っている。THYNC実験では、実炉の炉心流動を忠実に模擬すべく、試験部出口にオリフィス抵抗体を、試験部内に丸セル型スペーサを設置している。THYNC実験データの解析には、オリフィス抵抗体やスペーサの流動抵抗を知っておく必要がある。そこで、THYNC試験装置のオリフィス抵抗体及びスペーサの単相流時及び二相流時の流動抵抗を測定した。その結果を用いて、流動抵抗のパラメータ依存性を検討した。併せて、分離流などの基本的な二相流モデルの二相流増倍係数に対する適用性を検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)単相流時の流動抵抗は、Re数の関数として、圧力,質量流束の影響を表現できる。また、流動抵抗の予測には、従来の予測法により、流動抵抗を精度よく予測できる。ただし、スペーサについては、流路占有率などの複雑な形状依存性があるため、流動抵抗の高精度の予測には、実験で実験定数を定める必要があった。(2)二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力2MPa~7MPaでは線型関係とみなせる。二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力,形状に依存し、質量流束の影響は小さい。(3)オリフィス及びスペーサの二相流増倍係数は、分離流モデルで
20%の精度で予測できる。適用範囲は、圧力2MPa~7MPa,質量流束133kg/m
s~667kg/msである。一方、均質流モデルでは、実験定数を導入しないと高精度の予測はできない。形状に依存した実験定数を導入することにより、20%の精度で予測できる。
小泉 興一; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 高津 英幸; 多田 栄介
JAERI-Tech 96-048, 73 Pages, 1996/11
核融合実験炉の第一壁は、高熱負荷と粒子負荷により破損を被る可能性が極めて高く、破損時には容易に交換可能であることが要求される。この要求を満足するため重量物であるブランケット本体から機械的に分離し、独立冷却を行う第一壁を提案した。本提案の第一壁は、プラズマ対向部に金属金網を挟みこんだ薄肉二重壁構造を採用し、リークの発生を未然に防止するフェイル・セーフ機能を実現し、0.3MW/m以上の表面熱負荷と核発熱に対する除熱性能、並びに2MPaの面外方向電磁力に対する機械的強度を満足する信頼性の高い設計とした。小型パネル構造(~350kg/パネル)を有する本案の第一壁は、保守時間の短縮、放射性廃棄物の最小化等の利点も有している。本報告は、分離第一壁の本体構造、冷却、支持方式、熱構造解析と小型モックアップ試験による製作性とリーク検出特性評価試験の成果をとりまとめたものである。
宮原 義一
Journal of Synchrotron Radiation, 3, p.207 - 212, 1996/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.62(Instruments & Instrumentation)非常に長いアンジュレータはいくつかのアンジュレータに分割し、アンジュレータ間にすき間をおいて製作するのが便利である。このようなアンジュレータの放射光スペクトルについて検討した。結果は、それぞれのアンジュレータからの放射光の位相を整合すれば、かなり大きなすき間があっても、スペクトルには劣化しない。またすき間にアポールウィグラーを設置して電子軌道長を調整すれば、位相整合ができることをSPring-8の30m長直線部を例にとり具体的に示した。
小泉 興一; 渋井 正直*; 中平 昌隆; 高津 英幸; 多田 栄介; 関 昌弘; 常松 俊秀
Fusion Engineering and Design, 27, p.388 - 398, 1995/00
核融合実験炉の炉内機器の設計には遠隔保守との整合性を有することが要求される。特にプラズマからの高熱負荷と粒子負荷、ディスラプション時の巨大電磁力を受ける第一壁の場合には局所的な熱負荷のピーキングにより損傷を受ける可能性が大きく、遠隔保守によって容易に交換可能な構造が不可欠である。この要求を満足する概念として原研では大型・大重量構造物であるブランケットから機械的に分離された第一壁構造を提案している。本構造の特徴は、(1)軽量で組立・分解時の取扱いが容易、(2)休止時間の短縮が可能、(3)高い熱流束から分離してブランケットの熱応力が低減できる、(4)ブランケットより高温で第一壁の運動が可能である事である。構造は、フェイル・セーブ機能をもつ金属メッシュが挿入された信頼性の高い二重壁シェル構造を基本としており、0.3MW/m以上の高熱負荷条件でも低熱応力で運転が可能である。現在SS316のキルティング構造について検討を進めているが、Cu合金の採用も可能でありディスラプション時の電磁力低減のための電気接続にも効果的である。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.269 - 276, 1991/00
ROSA-IV/TPTF装置を用いて、内径180mmまでの大きさの水平管で、圧力3~12MPaでの蒸気/水二相流実験を実施してきた。これまでの実験から、分離流(層状、波状)との間歇流(スラグ、プラグ)間の流動様式遷移条件は、圧力、配管内径などに依存することがわかっている。特に8.9MPaより高い圧力では、スラグ流は観察されていない。ここでは、流動様式遷移条件の配管内径依存性及び、流体密度信号の統計的解析に基づく確率密度関数及びモーメントと流動様式との相関関係について調べた。その結果、流動様式遷移条件の配管内径依存性は、無次元見掛け液流速で良く表現されること、更に、流体密度の統計的解析は、流動様式の判別に有効であることがわかった。
加藤 崇; 多田 栄介; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 川越 英司*; 石田 秀昭*; 吉田 純*; 上谷内 洋一*; 島本 進
Fusion Technology 1990, p.1535 - 1539, 1991/00
原研では、核融合実験炉用冷凍システムの設計を進め、合わせて、本システムに必要とされる冷凍機器の開発も行っている。本冷凍システムは、約100kW程の冷凍能力が必要とされ、これを賄う為に、夫々の能力が30kWの冷凍システム4ユニットにて構成する。また、超臨界圧ヘリウムを冷凍する超電導コイルの冷却には、極低温ヘリウムポンプを用いた冷却システムを採用した。冷凍機器開発として、10kW級膨張タービン及び、600g/s級極低温ヘリウムポンプの開発を行なった。これらの開発結果は、30kW級冷凍システム開発における技術ベースを与えるに充分のものであっ。
佐藤 一男; 村尾 良夫; 田坂 完二
日本原子力学会誌, 28(10), p.887 - 907, 1986/00
BWRのLOCA時の安全性研究はこの10年間に多くの進展をとげた。BWRの安全性研究はブローダウンからECCS作動後、炉心再冠水に至るシステム挙動の研究に始まり、現行の許認可コードに大きな保守性があること、及びその保守性の原因となる諸現象が明らかにされた。次いで、これらの諸現象を定量的に把握するための分離効果実験が実施され、種々の実験相関式が得られた。これらの成果は安全解析コードの開発と検証に有効に利用され、現在ではBWRはLOCA時に充分な安全余裕があることが明らかとなった。以上の成果を学会誌の解説として寄稿するものである。
岩村 公道; 黒柳 利之
JAERI-M 9012, 75 Pages, 1980/08
流量低下バーンアウト実験を解析するため、分離流モデルにより沸騰二相流過度挙動の計算を行なって、以下の諸点が明らかとなった。1)流速減少率が2%/sec以下では、出口バーンアウト質量速度計算値G
および入口バーンアウト質量速度Gは、定常値G
にほぼ一致した。2)流速減少率が大きくなるほど、GとGの差は拡大する。3)圧力が2~3.9MPaの場合、流速減少率が2~20%/secの範囲では、G/Gが約1.0~0.9とやや低下しているにもかかわらず、G/Gはほぼ1となる。また、流速減少率が20%/sec以上ではG/Gは1よりやや大きくなる傾向にある。4)約1MPa以下の圧力では、流速減少率が2%/sec以上になるとG/Gは1より小さくなる。
Mascari, F.*; 中村 秀夫; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*
no journal, ,
In the development and safety evaluation of LWRs, thermal hydraulic analysis of the reactor, containment and their coupling is essential to understand the accident phenomena. To reproduce the behavior in a scaled model, it is necessary to properly characterize thermal hydraulics both in the local and integral responses. The facility geometry and test conditions should then be correctly derived according to scaling laws to avoid scaling distortions that could compromise the target phenomena identified by PIRT process. Many scaling approach and methods have thus been developed. Together with the scaling analysis, computer codes may be used in supporting the design of test facilities, assessing the scale distortions, and verifying the selected scaling method. However, since the closure laws in the computer code are mainly based on scaled test data, the extrapolation of code results remains a challenging and open issue. This paper provides some insights about the methods used in the scaling.
