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論文

Thermal fatigue experiment of screw cooling tube under one-sided heating condition

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.820 - 824, 2004/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.92(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉用高熱流束機器用高性能冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。本研究では、これまでの実験の結果、最も高い限界熱流束が得られたM10ピッチ1.5のスクリュウ管の熱疲労実験を実施した結果を報告する。供試体は銅合金(CuCrZr)熱シンクにネジを切った冷却管を用い、ダイバータ形状を模擬した熱シンクには1.5mm幅のスリット加工を施している。熱疲労試験は原研にある電子ビーム照射装置で、核融合炉条件を模擬した片側からの熱負荷条件(20及び30$$rm MW/m^2$$,10秒加熱・10秒冷却)で実施した。冷却管スリット部からの水漏れは熱負荷$$rm MW/m^2$$条件で約4500サイクル、30$$rm MW/m^2$$条件で約1400サイクルにて発生した。これらの疲労寿命は有限要素解析結果をもとにしたManson-Coffin則による寿命評価とよく一致している。断面観察の結果、疲労亀裂はスリット部外側加熱側から生じ、管断面を冷却面側へ進展していることが判明した。本冷却管をダイバータに適用する際に懸念されていた冷却管内面のネジ谷からの亀裂発生がないことを実験的・解析的に示した。

報告書

LOOM-P:A Finite Element Mesh Generation Program with On-Line Graphic Display

伊勢 武治; 山崎 俊雄*

JAERI-M 7119, 41 Pages, 1977/06

JAERI-M-7119.pdf:0.94MB

2次元平面に対する有限要素メッシュを自動的に作成するプログラムを開発した。自動メッシュ作成プログラムQMESH-RENUMの出力用プログラムに相当するもので、内蔵の自動メッシュ作成ルーチンと共に、原子炉炉心の有限要素メッシュ・ネットワークを作成する。更に、良い形状をした有限要素メッシュを得る為に、幾つかの機能が備えられている。これらは皆、グラフィック・ディスプレイ上で会話的に行われ、最後に、3次元中性子拡散計算コード・FEM-BABEL用のメッシュ・ネットトワークを出力する。

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