| 研究課題/領域番号 |
25289047
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| 研究機関 | 独立行政法人日本原子力研究開発機構 |
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研究代表者 |
達本 衡輝 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 原子力科学研究部門 J-PARCセンター, 研究員 (70391331)
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| 研究分担者 |
塩津 正博 京都大学, エネルギー科学研究科, 名誉教授 (20027139)
白井 康之 京都大学, エネルギー科学研究科, 教授 (60179033)
成尾 芳博 国立研究開発法人宇宙航空研究開発機構, その他部局等, 助教 (70150050)
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| 研究期間 (年度) |
2013-04-01 – 2016-03-31
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| キーワード | 液体水素 / 熱伝達 |
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| 研究実績の概要 |
最近、高い熱伝導率や比熱を有する液体水素は、高温超伝導機器の冷媒として注目されている。本研究では、冷却特性と超伝導特性の観点から液体水素冷却高温超伝導導体の設計や安定性評価に必要であるが、これまでになかった液体水素の強制冷却下における過渡熱伝達特性と高温超伝導線材の過渡特性に関するデータを取得することを目的としている。
平成27年度は、平成26年度に引き続き、CICC（ケーブルコンジット）導体のような直接冷却方式の超伝導導体内の冷却特性を解明するために、直径1.2mmのPtCoワイヤ発熱体の長さを60mm、120mm、200mmと変化させ、それらをそれぞれ直径5.78mm、8mm、5mmの円管断熱流露内の中心軸上に支持して、圧力を0.4MPaから1.5MPaの超臨界圧に至るまでの圧力条件下において、液温を20Kから飽和温度まで広範囲に変化させて、飽和およびサブクール液体水素強制冷却下における沸騰熱伝達を指数関数状の発熱率を与えて連続的に熱伝達を測定した。本実験では、発熱率上昇周期をパラメータとして過渡熱伝達特性を測定した。導出した表示式の精度向上させるため昨年と同様の供試体を用いて、新たな圧力、温度、流速条件下でのデータを取得した。
さらに、提案した液体および超臨界圧水素の循環試験装置を完成させた。新たにポンプユニットを導入し、既存の実験装置を断熱真空配管で連結することにより長時間安定に液体水素を循環できる実験装置である。循環ループ性能試験では、設計どおり最低到達温度は22K、7時間の長期連続運転を安全に実施することができた。昨年度不具合のあったオリフィス流量計を改良した。循環ループの一部にワイヤ1.2mm、長さ200mmのPtCoワイヤ発熱体流路を設置し、これまでに測定できなかった高流速域と擬臨界付近での定常および過渡熱伝達を測定することができた。これまでに習得したデータを基に液体水素の過渡熱伝達特性相関式を導出することができた。
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| 現在までの達成度 (段落) |
27年度が最終年度であるため、記入しない。
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| 今後の研究の推進方策 |
27年度が最終年度であるため、記入しない。
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| 次年度使用額が生じた理由 |
27年度が最終年度であるため、記入しない。
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| 次年度使用額の使用計画 |
27年度が最終年度であるため、記入しない。
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