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野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.
水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.
2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
関 正之; 平子 一仁*; 西山 元邦; 豊島 光男; 石橋 藤雄; 井坂 和彦*; 上村 勝一郎
PNC TN8410 96-050, 59 Pages, 1996/02
溶接部超音波検査法は、平成元年度よりPMW(パルス磁気溶接)法による固相接合法溶接部欠陥探傷および固相接合長さの測定を目的に検査法の確立と検査装置の開発を行ってきた。そしてこれら開発試験の中から装置のノイズと対策と探傷駆動条件の安定の2つを今後の課題とした。(PNC PN8410 94-010、PN841093-074にて報告。)現在、新たに開発を進めているPRW(抵抗溶接)法の溶接部に発生する溶接欠陥は微細であり、クラック形状となるため、PMW法以上に現行のX線検査による検査が困難となる。そこでPMWと同様に超音波による溶接部検査法の開発を行うこととした。しかし、PRW溶接部の形状は、PMWのそれと異なっており、溶接部に発生する欠陥形状も異なることから溶接部超音波検査装置の改造を行い、新たな検査方法の開発に着手するとともに問題となっていた装置のノイズ対策と探傷駆動条件の安定性の確保についても解決を図った。また、今後、PMW、PRWの品質保障体制を確立する上で参考とするためTIG法溶接部の欠陥探傷についても試験を行い検討を加えた。
西山 元邦; 上村 勝一郎; 関 正之; 塚田 竜也*; 石橋 藤雄; 井坂 和彦*
PNC TN8410 95-046, 81 Pages, 1995/01
抵抗溶接法は、接合面近傍の母材は溶融せず、軟化した状態で接合するため、熱影響部の幅はTIG溶接法等の融接法に比べ非常に小さくなる。そこで、酸化物分散強化型鋼(以下「ODS鋼」と言う)を溶接するため、加圧抵抗溶接(PRW-Pressurized Resistance Welding)法の技術開発を行うこととし、本溶接法に関しての基本特性の把握、クミール5照射試験(高速実験炉「常陽」にて実施する)のための試験片の製作を行い、その結果が得られたので報告する。(1)今回13KA(電流)2cycle(通電時間)250kgf(加圧力)で溶接した試料は、未接合部は無く被覆管と端栓の接合状態は良好なものが得られたが、高温引張試験において接合部破断となった。また、熱影響部の幅は、1.0mmとBN社のものより若干大きい程度であった。今後は、硬さ低下を少なくする、熱影響部の幅を狭くする等の溶接条件のさらなる検討(入熱パターンを変える・突き合わせ部の変更等)を行う必要がある。(2)今回、接合面の元素分析の結果、EPMAレベルではTi、Y等の耐熱元素の凝集は確認されなかった。今後は、接合部に溶融相が残っているかどうかをTEM等により解析を行う必要がある。(3)装置付属機器の改善について以下のことがらを実施した。1.被覆管コレットチャックの隙間を0.3mmにすることにより、全体にわたり熱が均一にもたらされ、未接合部の無い接合部が得られた(今後はさらに狭くする)。2.多分岐型の給電部にすることにより、チャックとホルダの接触面の電食を無くした。(4)今回は、常温・高温引張試験のみによる強度評価を行ったが、今後は、これらの試験に加えて内圧・単軸クリープ、回転曲げ疲労試験等のデータを採取し接合部の健全性評価を行う。(5)接合部の品質保証は、モニタリング機器による溶接条件の管理および超音波探傷法を用いた検査法の開発を行う予定である。
上村 勝一郎; 井坂 和彦*; 関 正之; 豊島 光男; 石橋 藤雄
PNC TN8410 95-029, 47 Pages, 1995/01
(目的)新被覆管材料開発の一環として行われている、Fe-Ni基オーステナイト鋼(以下、「高Ni鋼」と言う。)は将来、高速増殖炉炉心燃料用被覆管として有望視されている。そこで従来からSUS316相当鋼の燃料用被覆管の端栓溶接法として採用している、タングステンイナートガス(以下、「TIG」と言う。)溶接法を用いて溶接試験を行い、高Ni鋼の溶接の可能性を把握する。(方法)評価対象の高Ni鋼としては、40S材及び43G材を用い、溶接特性は主に、実績データの豊富なSUS316相当鋼との比較によるところとし、溶接欠陥の有無、引張試験、単軸クリープ試験、圧縮疲労試験等の機械強度等の測定を行った。(結果)1.断面金相試験において、溶接部は40S材及び43G材ともSUS316相当鋼と同様な柱状晶組織が得られ、アンダーカット、クラック、ピンホール、肩垂れ等の有害な欠陥は発生しなかった。また溶接ビードの特異な盛り上がりも無かった。2.引張試験において、常温引張強度は40S材及び43G材ともSUS316相当鋼より強かった。しかし、素管と比較した引張強度は、母材強度に対して40S材は12%減であるのに対し、43G材は30%減となり、強度低下が大きくなった。これに対し高温(650
C)引張強度は、母材の高温(650C)引張強度に対して40S材及び43G材ともに約13%減となった。3.単軸クリープ試験において、クリープ破断強度は40S材及び43G材ともSUS316相当鋼より高くなった。また43G材が40S材よりクリープ破断強度が大きくなった。4.圧縮疲労試験において圧縮疲労強度は40S材及び43G材ともSUS316相当鋼より高くなった。また43G材は40S材より破断回数で2倍程度の値を示した。(結論)今回行った試験結果から高Ni鋼(40S材及び43G材)のTIG溶接法による端栓溶接は可能である。この材料は端栓側(深さ方向)への溶け込みが浅く、試験当初被覆管肉厚以上の溶け込みを確保できなかったが、溶接中に電極の位置を被覆管側に移動する方法を採用したことにより解消された。また、機械的強度についても、いずれの鋼種ともSUS316相当鋼よりも高強度を示した。
関 正之; 平子 一仁*; 西山 元邦; 豊島 光男; 井坂 和彦*; 飛田 典幸; 上村 勝一郎
PNC TN8410 93-074, 74 Pages, 1993/04
現在,開発を実施しているPMW(パルス磁気溶接)法は,固相接合となるため,従来の融接法と異なった接合状態と接合欠陥が発生する。また,PMW法の場合,その溶設強度を担保する上でその接合長さの測定が,重要な役割を占めている。従来,溶接部の欠陥検査はX線による透過撮影法により行われてきたが,PMW法により発生しうる溶接欠陥は,X線の解像度(
200
m程度)より小さく,しかもPMW法溶接部の強度評価において最も重要である接合長さの測定が行えない。そこで従来のX線法に変わる固相接合面の検査方法として超音波を利用した検査装置の開発に取り組みその駆動機構の設計,製作,試運転の結果を1991年に(PNC PN8410 91-010)報告した。本報告書は,この駆動装置に新たに付加した画像処理システムの設計,製作,試運転の報告と超音波の検査に不可欠である標準試験片の設計,製作並びにPMW試料溶接部の超音波検査試験に関するものである。
西山 元邦; 関 正之; 井坂 和彦*; 石橋 藤雄
PNC TN8410 92-278, 119 Pages, 1992/10
期間平成3年4月平成4年4月 高強度フェライト/マルテンサイト鋼(以下、「高強度F/M鋼」と称す。)は、溶接により溶接部近傍が焼き入れ硬化し、延性、じん性等に劣る。そこで、溶接後の熱処理が行える装置の開発及び熱処理条件の確立を行い、「常陽」で照射する、B型特殊燃料集合体の製造に反映させることが必要となった。IFK材、HT9M材の端栓と被覆管を溶接した試料及びIFK材のラッピングワイヤーを玉止めした試料を用い熱処理装置の性能を確認する性能試験、本部材の熱処理特性を確認し最適な熱処理条件を決める熱処理試験、本装置の焼きもどし信頼性を確認する信頼性試験、溶接部の健全性を評価する機械的強度測定試験を行った。1.高強度F/M鋼の溶接部熱処理条件確立試験 ・加熱部の温度は設定温度に対し+-5度C程度の誤差で収めることができた。
蔦木 浩一; 関 正之; 飛田 典幸; 長井 修一朗; 西山 元邦; 井坂 和彦*; 平子 一仁*
PNC TN8410 91-256, 64 Pages, 1991/05
高強度フェライト/マルテンサイト鋼を用いた照射試験計画に先だち,本材料の溶接試験を行いその溶接特性評価の一助とする。TIG及びレーザ溶接法により,高強度フェライト/マルテンサイト鋼を用いて製作した被覆管及び端栓の溶接試験を行った。また本材料は,溶接による焼入れ硬化性を示すため,コールドの焼結炉を用いて溶接後に熱処理(焼きもどし)試験を行った。1. 溶接部断面金相試験において,レーザ溶接の場合は溶接部表面に向かって成長した組織(筋状の組織)が観察された。TIG溶接では,このような現象は観察されなかった。また,結晶粒の大きさはTIG溶接の方が大きくなった。2. 溶接後の溶接部硬さは,どの溶接法の場合も母材よりも大幅に増加した。またレーザ溶接よりTIG溶接の方が硬化度は大きかった。3. 熱処理有り,無し共に引張強度及び単軸クリープ強度は溶接法に関係なく同じような値を示した。
長井 修一朗; 上村 勝一郎; 飛田 典幸; 関 正之; 井坂 和彦*; 平子 一仁*
PNC TN8410 91-099, 56 Pages, 1991/05
高速炉燃料の高燃焼度化の達成のための高度化研究開発は,材料開発を主流とした,新しい被覆管材料の開発が進められている。この,新被覆管材料の溶接装置として,今回導入した,Pulsed Magnetic Welding装置の基本的な溶接特性と溶接部の挙動を把握する目的から,SUS316相当鋼製被覆管及び端栓を用いて溶接試験を行い,試験結果が得られたので報告する。(方法)試験方法としては,次に示す条件を試験パラメータに取り溶接試験を行い,主に破壊検査(断面金相試験,硬さ測定試験等)により,接合部に関する挙動の調査を行った。(1) 充電電圧充電電圧を28kV38kVまで2kV毎に変化させた。(2) 被溶接物の設定位置溶接コイル内に於ける被覆管と端栓の設定位置を
5mm変化させた。
蔦木 浩一; 関 正之; 飛田 典幸; 西山 元邦; 井坂 和彦*; 平子 一仁*
PNC TN8410 91-174, 40 Pages, 1991/02
MA957鋼被覆管を用いての溶接試験に先立ち,被覆管形状を模擬した溶接試験を行いその溶接特性,機械的性質等に関するデータを取得し,同材料の溶接特性評価の一助とする。MA957鋼の棒材を被覆管形状に機械加工し,端栓との溶接をレーザ溶接法により溶接試験を行った。1. 従来の端栓のツバ部をテーパ型に改良することにより,溶接金属部のアンダーカットは改善された。2. 溶接金属部全周に渡り,空孔が多数観察された。3. 引張強度については,常温で約82kg/mm2となりSUS316相当鋼と同等値を示したが,600
を超えると急激な強度低下を示した。また内圧バースト試験についても同様な結果が観察された。4. 元素の分散状態としては,空孔部にチタン,イットリウムが凝集しクロムは若干減少した端栓形状を改良することによりアンダーカットは改善できたが,空孔の発生,イットリウムの凝集は解決されなかった。従って,MA957鋼の溶接は融接法であるレーザ溶接法では,健全な溶接ができないため融接法に変る溶接法を検討する必要がある。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 豊島 光男*; 井坂 和彦*
PNC TN8430 88-006, 73 Pages, 1988/09
(目的)本改良型端栓の溶接評価試験は,FBR燃料要素製造時に従来から使用されているツバ型端栓の欠点を補うために,新たに考案した改良型端栓(端栓と被覆管の嵌合形状がテーパ型になっている端栓)の溶接特性を調査する試験である。(方法)改良型端栓と被覆管を組合せ,TIG溶接法にて溶接を行い,以下に示す項目の溶接特性を評価した。1)改良型端栓と各種被覆管を組合せて溶接を行い,溶接特性を把握する。2)改良型端栓の電極位置の設定誤差許容範囲を把握する。3)改良型端栓製作時の寸法公差の許容範囲を確認する。(結果)溶接を行った結果を以下に示す。1)改良型端栓は,ツバ型端栓より全ての被覆管鋼種において引張強度が優れている。2)改良型端栓は,ツバ型端栓より溶接ビード外径が小さくなる。3)改良型端栓は,ツバ型端栓より電極位置の設定範囲が広い。4)改良型端栓は,ツバ型端栓より端栓加工(嵌合部直径)時の寸法公差許容範囲を広く設定できる。5)改良型端栓は,被溶接物に合わせ溶接条件(電極位置)を変える必要が無い。6)改良型端栓は,ツバ型端栓より溶接時の入熱量を多くする必要があるが,端栓のテーパ部に溝を付けることにより改善できる。(結論)今回試作した改良型端栓の溶接特性は,従来から使用されているツバ型端栓よりも種々な面(機械的特性,溶接性,各種材料への適用性,電極位置の設定位置の誤差許容範囲及び製作時の寸法公差の許容範囲)で優れている事が判明した。特に各種被覆管材料を同一溶接条件で溶接が可能であること。又,電極位置の設定誤差許容範囲が広いことは,自動化工程に無くてはならないことである。以上の内容からしても,本改良型端栓はツバ型端栓より優れている言える。しかし,ツバ型端栓と同等の溶け込み深さを得る為には,溶接時の入熱量を若干ではあるが多くする必要があるが,端栓のテーパ部に溝を付けることにより改善できる。今後は,溝付端栓の溶接特性を把握する試験を実施する。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 豊島 光男*; 井坂 和彦*
PNC TN8430 88-003, 59 Pages, 1988/08
「もんじゅ」高燃焼度炉心取替燃料用のバックアップ被覆管材として,試作された改良オーステナイト鋼6鋼種の被覆管について,端栓との溶接性及び溶接部の機械的特性を端栓の材質との関連において把握するための試験を行った。試験は,以下の様に分けて実施した。試験1:改良オーステナイト鋼の被覆管とSUS316相当鋼の端栓を溶接した試験試験2:改良オーステナイト鋼の被覆管と同鋼種の端栓を溶接した試験 以下に試験結果の概略を示す。1外観については,6鋼種共アンダーカット,クラック,ピンホール,着色はみられず,また,溶接ビート幅も全周にわたって均一であった。2断面金相状態については,6鋼種共被覆管肉厚以上の溶け込みがあり,溶接部は,SUS316相当鋼と同様な金属組織が観察された。3溶接部の引張強さは,6鋼種共素管の引張強さに比べ約94%に低下している。また,これらの値はSUS316相当鋼の引張強さと同等な値であった。4内圧バーストについては,6鋼種共被覆管部から破裂した。破裂値は,平均で約1400--/cm2で素管とほぼ同等の値であった。以上の結果から改良オーステナイト鋼の被覆管と端栓の溶接性及び溶接部の機械的特性は、端栓が同鋼種であっても、SUS316相当鋼であっても、同等の結果が得られた。従って、改良オーステナイト鋼被覆管の溶接は、従来通りのTIG溶接法及び溶接条件で可能であることを確認した。
横内 洋二*; 関 正之; 栢 明; 豊島 光男*; 堤 正順*; 蔦木 浩一; 衣笠 学*; 井坂 和彦*
PNC TN843 84-05, 168 Pages, 1984/04
高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料集合体は,UNIS-B2(以下B2Mと称す)及びUNIS-B3(以下B3Mと称す)から構成されており,高速原型炉「もんじゅ」標準型炉心燃料の確性試験及びプレナム有効容積の異なる3種類(14.7cc,10.4cc,8.0cc)による,内圧クリープ損傷和等に関する照射挙動の調査,ならびに,タグガスの有無により燃料破損位置決め効果試験さらに,被覆管材の確性試験を目的としている。 照射開始時期は,B2Mは第3サイクルから照射されB3Mは,12サイクルまでに照射され燃料要素平均燃焼度約91,000MWD/TMと高燃焼度試験を行う。 本燃料要素の加工は,昭和58年2月に先行試験を実施したのち,同年6月から約1ヶ月間で燃料要素各32本(B2M,B3M)製造終了し,その後自主検査及び官庁検査を行い,同年11月17日に大洗工学センターへ向け出荷した。 さて本報告書は,燃料要素の製造工程データをまとめたものである。また,添付資料には照射後解析等で使用頻度の高いデータをピックアップし共通データとしてまとめ,さらに,燃料要素個々のペレット配列をまとめたものを詳細データとして掲載した。
野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
no journal, ,
高温ガス炉と水素製造施設の高い安全性を実現する接続技術の確立を目的に、世界最高温度(950C)を記録したHTTRと商用技術が確立されている天然ガス水蒸気改質法による水素製造施設を接続するHTTR-熱利用試験を計画している。本稿では、HTTR-熱利用試験の全体計画、HTTR-熱利用試験プラントの基本仕様として、HTTR改造範囲及び水素製造施設の設備構成を含めた全体系統構成、定格運転時における全体熱物質収支を報告する。