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高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00
日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m
sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
中村 幸治
プラズマ・核融合学会誌, 77(9), p.843 - 856, 2001/09
ディスラプションを無害化するうえで重要な、プラズマ対向機器の損傷と深く関わっている垂直移動現象(VDE: Vertical Displacement Event)の研究について、現状を解説した。まず、VDEがハロー電流の発生と深く関わるディスラプションの主要現象であることを述べている。さらに最近、VDEの発生機構が明らかにされ、またVDE回避に有利な中立平衡点と呼ぶプラズマ配置がJT-60Uで見つかったことを述べている。同時に、原研とAlcator C-ModやASDEX-upgradeとの間で、VDE回避に関する国際協力関係が進んでいることにふれ、今後期待されるVDE回避の研究について、将来を展望している。
原子炉熱流動解析コード高度化専門部会
JAERI-Review 2000-002, p.105 - 0, 2000/03
JAERI-Review-2000-002.pdf:6.24MB
国内外で進められてきた受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を日本原子力研究所原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会で平成10年度まで約5年にわたり調査してきた。同専門部会での調査内容及び議論を踏まえ、平成9年度には提案された種々の炉型のプラント解析の現状と課題をまとめるとともに、摘出された課題の中で特に重要と考えられた多次元二相流解析の現状と課題をまとめてきた。本報告書では、平成9年度から10年度にかけて調査した内容をもとに、BWRでの核-熱結合解析、受動的安全系熱流動解析の現状と課題、並びに気液二相流解析の最新のトピックスをまとめた。ここでまとめた内容は種々の大型試験結果を含んだ軽水炉熱流動解析の最前線である。また、今後の原子炉熱流動解析コードの高度化をはかるうえでの一つの指針となることを期待する。
Zhang, Z.*; 鳴海 一雅; 楢本 洋; Wu, Z.*; 山本 春也; 宮下 敦巳; 玉田 正男
Journal of Applied Physics, 86(3), p.1317 - 1321, 1999/08
被引用回数：11 パーセンタイル：48.62(Physics, Applied)水素化炭素薄膜をSi(001)上に形成した。ここでプラズマ出力を調整することにより、密度や光学バンドギャップの異なる結晶性薄膜を作成可能であることを見いだした。その中で、水素を最も多く含有する薄膜についていくつかの物性値を評価した結果についての報告である。(1)密度:1.20gr/cm
,(2)光学バンドギャップ2.75eV、(3)膜中の水素は200
C以上で放出され、それに伴い光学バンドギャップ値の減少が見られた。
武田 道夫*; 今井 義一*; 市川 宏*; 石川 敏功*; 笠井 昇; 瀬口 忠男; 岡村 清人*
Ceramic Engineering and Science Proceedings,Part 1, p.209 - 217, 1992/00
電子線照射で不融化処理してポリカルボシランから合成した炭化ケイ素繊維の熱特性を調べた。酸素濃度を減少されることにより、耐熱性が向上し、1500Cで1h処理した後の強度は2.8GPa、ヤング率は270GPaであった。また、空気中で加熱下の強度は1200Cで2GPa、1500Cで1.4GPaを保持し、他のセラミック繊維では得られない耐熱性であることがわかった。
馬場 祐治; 佐々木 貞吉
Journal of Nuclear Materials, 132, p.173 - 180, 1985/00
被引用回数：4 パーセンタイル：54.66(Materials Science, Multidisciplinary)8keV水素イオンを照射したチタン及びバナジウムの表面化学状態をX線光電子分光法により測定した。水素イオン照射に伴い、チタン及びバナジウムの2P3/2ピークは、金属状態に比べ0.3eVケミカルシフトし、その結合へエネルギーは熱合成水素化物の場合と一致した。また、水素イオン注入チタン及びバナジウムの価電子帯領域には、フェルミレベルからそれぞれ3.5eV、5.0eVの位置に、Metal3d-HIS結合性軌道によるピークが生じる。このピーク強度は、550C、150Cまでの加熱により増加する。これは飛程付近にトラップされた水素が、加熱に伴い表層部へ移動したためと考えられる。
畑山 明聖*; 杉原 正芳; 平山 俊雄
JAERI-M 82-147, 25 Pages, 1982/11
トカマク型核融合炉における熱的不安定性に関して、密度摂動、粒子リサイクリング等、密度のダイナミックスの効果を考慮に入れることのできる解析手法を開発した。不安定性の成長率は、イオン密度及び電子・イオン温度に対する1次元輸送方程式を摂動について線形化して得られる固有値方程式を解くことによって計算される。この手法を、イントールスケーリング則の場合に適用し、密度-温度平面上における熱的不安定領域を明らかにした。また、捕捉イオン不安定則の場合、密度主体の熱的不安定性が励起されることが知られているが、ここではこの種の不安定性モードが粒子リサイクリングを考慮するとき完全に安定化されることを示した。さらに、以上の結果を1次元トカマクコードにより摂動の時間変化を直接追跡する方法を用いて確かめた。
東稔 達三
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(6), p.453 - 456, 1979/00
被引用回数：1駆動型D-Tプラズマの熱的不安定域の特性を明らかにすると共に、プラズマ粒子の閉込め時間及びリサイクリングが安定域に及ぼす効果を明らかにした。
細田 義門*; 島本 進
JAERI-M 7546, 37 Pages, 1978/02
ORNLのLarge Coil TaskのSpecificationのうち、熱的問題の検討を行った。熱的問題lこは、Stability、Nuclear Heating Simulation、及び初期冷却とWarm-upの問題が含まれる。Stabilityの問題に関しては、コイルの1/2ターンが常電導転位した時、超電導状態に復帰する条件を求めた。Nuclear Heating Simulationはヒーターテストでは殆んど問題のないことが判った。初期冷却とWarm-upに関しては、その所要時間と熱応力を求めた。所要時間は、Specificationを満足する条件を見出すことが出来た。熱応力に関しては、SUS構造材と超電導導体の間の絶縁物に発生する熱応力が最も厳しいことが判明した。
大和 春海*; 太田 充; 森 茂
Nuclear Fusion, 12(5), p.603 - 606, 1972/05
先に核融合炉が定常運転される場合炉心プラズマの温度、密度が不安定な挙動を示す領域が存在し、不安定領域で運転される場合にはフィードバック制御が必要であり、その可能性について時間遅れを考慮して検討した。しかし、その過程では、現象を概念的にとらえるために空間的に一様な温度密度分布を仮定した。ここでは円筒座標の一次元空間を考え炉心プラズマの不安定性を検討した。その結果燃料の注入が空間的に一様な場合には先の結論と同じく炉心プラズマには不安定領域が存在し、それはプラズマの粒子拡散係数及び熱伝導率の温度密度依存性に影響をうけることが判った。また高次モードの外乱を与えた場合約0.1secのオーダーでならされてしまい、その速度は高次モード程速いことが判った。
