國富 一彦 
; 竹田 武司 ; 篠崎 正幸; 大久保 実; 丸山 茂樹*; 小池上 一*
Kunitomi, Kazuhiko; Takeda, Takeshi; Shinozaki, Masayuki; Okubo, Minoru; not registered; Koikegami, Hajime*
高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)は、10MWの熱交換能力を有するヘリカルコイル型のヘリウム-ヘリウム熱交換器である。IHXは原子炉から輸送された950
Cの1次ヘリウムガスと熱交換して、最高905Cの2次ヘリウムガスを得るため、ハステロイXR製の伝熱管等の内部構造物は、常時約930Cのクリープ域で使用する。これらは、原子炉の1次系バウンダリを形成しており、弾性解析に基づいた設計方法では必要な安全余裕を確保できない。そこで、初めて、本格的にクリープ解析を導入して構造設計を行った。本報は、クリープ解析に基づく構造設計の方法及び結果を示したものである。この結果、HTTR10万時間の寿命期間中の内部構造物のクリープひずみ及びクリープ疲労損傷は、運転初期の数サイクルで急速に増加するものの、その後は穏やかに増加し、制限値を超えないことを明らかにした。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 37 |
号 |
: | 4 |
ページ数 |
: | p.316 - 326 |
発行年月 |
: | 1995/00 |
キーワード |
: | HTGR; HTTR; IHX; Hot Header; Heat Transfer Tube; Creep; Creep Strain; Creep Damage; Creep Analysis |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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InCites™ |
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パーセンタイル：17.51 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
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