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久保 篤彦
JNC TN9410 2000-010, 72 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-010.pdf:2.14MB
高速実験炉「常陽」は、昭和57年に照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来、31サイクルの定格出力運転を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。その間、「常陽」では多くのプラント特性試験データを蓄積しており、これをMK-II炉心の運転開始に先立って原子炉の性能を確認する性能試験、原子炉の安全な運転を確保するためサイクル毎に実施する運転特性試験、高速炉開発に関するデータ取得と解析評価手法の開発・整備のために実施する特殊試験がある。本報告書では、試験項目毎にその内容と結果を示した。また、本文中に記載したデータの他、動特性に関する時系列データを含め、ユーザーがこれらのデータを机上のPC環境下で利用できるように、光磁気ディスクにて支給可能とした。
伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*
JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB
高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。
月森 和之; 古橋 一郎*
JNC TN9400 2000-049, 93 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-049.pdf:2.82MB
ナトリウム冷却ループ型大型炉の設計において、1次系配管に発生する応力の低減が設計成立の重要な鍵のひとつである。本件は、炉容器と中間熱交換器を結ぶ基本的な配管系として面内S字型のレイアウトを対象として、想定される寸法範囲で弾性計算によるパラメータサーベイを行い、配管ルーティングに依存した発生応力の傾向を把握し、最適のルーティング候補を選定することを目的とする。得られた主要な見解は以下のとおりである。(1)概して、ノズルよりもエルボ部の応力が厳しくなる。炉容器出口ノズルと中間熱交換器入口ノズル間レベル差と炉容器出口ノズルと液面までの距離を大きくすると、エルボの応力は減少する傾向にある。(2)超90度エルボを適用することで、エルボに発生する応力を大幅に低減することが期待できる。暫定的に応力制限を課した場合、超90度エルボ配管引回しは、従来の90度エルボ配管引回しに比べて広い寸法パラメータ範囲で成立する。(3)告示501号ベースでエルボの応力評価を行った場合、エルボ端部で応力強さが最大となる場合、シェル要素による計算された応力よりも過大となる傾向にある。この場合、エルボ中央と端部最大応力の平均を最大値とみなすことで、簡便かつ保守的に最大応力強さを評価できる。(4)従来の90度エルボによる配管引回しでエルボ部の応力強さが最小となるケース(炉容器出口ノズルと中間熱交換器入口ノズル間レベル差V=7m、炉容器出口ノズルと液面までの距離V1=5m)に対して、105度エルボを前提として、ノズル間レベル差の最小化および同寸法で発生応力の大幅低減という2つの観点からそれぞれについて、V=5m,V1=4mおよびV=7m,V1=5mという代替引回しを提示した。いずれの場合もノズル部の応力は、90度エルボ配管引回しに比べて減少する。
武藤 康; 羽田 一彦; 小池上 一*; 木佐森 演行*
JAERI-Tech 96-042, 41 Pages, 1996/10
高温ガス炉の2次冷却系に中間熱交換器を介して閉サイクルガスタービン発電システムを接続することにより、保守に関する問題の無い高効率発電システムを得ることができる。しかしながら、中間熱交換器の寸法が過大となる難点がある。そこでガスタービンのみの間接サイクル(IDC)と蒸気タービンと組み合せた間接サイクル(IDCC)に対して中間熱交換器の設計を試みた。先ず150MWの容量に対してパラメトリックに設計検討を行い、各設計パラメータと伝熱管本数の関係を求めた。この結果、原子炉出口温度950
Cで複合サイクルの場合が最適であることが判明したので、これについて構造設計を含めた詳細な設計を行った。以上の検討の結果、中間熱交換器の下流にボイラを設置する複合サイクルに対しては十分設計可能であることが明らかにされた。
武藤 康
JAERI-Tech 96-006, 86 Pages, 1996/02
高温ガス炉(HTGR)と閉サイクルガスタービン(GT)を組合わせた発電システムにより約50%の高い熱効率を達成できる可能性がある。これには直接サイクル間接サイク及び間接複合サイクルの3つのシステム形式が考えられる。本報告書ではこの間接複合サイクルについて、機器接続や蒸気系圧力とサイクル熱効率との関係を検討した。この結果、機器接続にはPerfect Cascade TypeとSemi-Cascade Typeが考えられ、後者は更に、Case A、B、Cに分類できることを示し、これらについてサイクル熱効率が最も高くなる条件を明らかにした。更に、これらの中から、安全性及びプラント配置も考慮した場合に最適と考えられる3つのシステム構成案を提案した。
not registered
PNC TN1440 96-026, 51 Pages, 1995/12
高速増殖原型炉もんじゅ40%出力試験中における2次系ナトリウム漏えいについて(第2報)標記の件について、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第67条第1項及び試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第21条第2項の規定に基づき、別紙のとおり報告いたします。
加治 芳行; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.363 - 368, 1995/00
核熱利用の新たな展開において、1次系と2次系冷却ガスの熱交換を行う中間熱交換器(IHX)は、高温ガス炉(HTGR)の重要機器である。その中で、特に伝熱管の構造健全性を確認することが重要である。起動停止時において、伝熱管の下部連絡管は高温ヘッダーとヘリカル管との熱膨張及び温度差による熱応力を受ける。したがって、950Cヘリウムガス環境中において、伝熱管の寿命を評価するためにIHXの実規模モデルを用いたクリープ疲労試験を行った。また非弾性解析を用いた寿命予測を行い、以下の結論を得た。(1)4576サイクルで最内層のサポート角度が90Cの伝熱管のスタブ部と下部連絡管の間の溶接部にき裂が発生した。(2)非弾性解析により計算されたクリープ損傷を用いた寿命予測結果は、実験結果に比較して非常に保守的であった。
井岡 郁夫; 加治 芳行; 照沼 勲*; 根小屋 真一; 宮本 喜晟
JAERI-Data/Code 94-010, 60 Pages, 1994/09
JAERI-Data-Code-94-010.pdf:3.76MB
2次冷却系減圧事故時における中間熱交換器(IHX)伝熱管のクリープ座屈時間の評価方法を確証するため、IHX伝熱管を模擬したハステロイXR製の厚肉円筒試験体を用いて、ヘリウムガス中950Cで外圧によるクリープ座屈試験を行い、試験結果と有限要素構造解析コード「ABAQUS」による解析結果を比較した。伝熱管の座屈挙動及び座屈時間に関して、試験結果と解析結果は比較的よく一致し、評価方法の妥当性を検証した。また、座屈後試験片の供用後検査により、引張応力の発生する試験片外側表面に多数の微細な亀裂が確認されたが、その亀裂は試験片を貫通しておらず、伝熱管が座屈しても圧力境界としての健全性が保たれることを確認した。
茂木 春義; 田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1994, 0, p.305 - 310, 1994/00
日本原子力研究所は、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化を図るとともに高温工学に関する先端的基礎研究を行う熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度850Cの高温工学試験研究炉(HTTR)を平成10年の臨界を目指し建設中である。本報は、HTTR建設の経緯、高温ガス炉の特徴、HTTRの概要及び建設の現状を日本機械学会が主催する「第4回動力エネルギー技術シンポジウム 動力エネルギー技術の最前線94」に発表するため、まとめたものである。
武藤 康
日本機械学会第72期全国大会講演論文集,Vol.III, 0, p.649 - 651, 1994/00
出力450MW、出口温度950Cの高温ガス炉に閉サイクルガスタービンシステムを組み合わせることにより、50%近い熱効率の地球環境保全に役立つシステムが得られる。この際ガスタービンを1次系につける直接サイクルと2次系につける間接サイクル、更に蒸気タービンも組み合わせた複合間接サイクルの3つの形式がある。これらについて達成可能な熱効率の値を求めた.特に複合間接サイクルについては、蒸気系の給水加熱器、ボイラ、主蒸気過熱器及び再熱器を熱源に接続する3つの方式について検討した。検討の結果、1次系にボイラを接続し、ガスタービンの排熱を主蒸気の過熱と再熱ならびに給水加熱に用いる複合間接サイクルが、中間熱交換器の大きさを原子炉圧力容器の2/3に抑え、原子炉入口温度も395Cに抑え、かつ熱効率47%を達成できて最も良いことが分った。
加治 芳行; 武藤 康
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. L; SMiRT 12, p.129 - 134, 1993/00
高温ガス炉の中間熱交換器の伝熱管は、起動停止時の熱膨張による熱応力を受ける。特に曲り管は、中間熱交換器構造物の中での重要なものの1つである。冷却系の圧力境界となっていることから伝熱管の寿命に対する安全率を確認することは重要である。そこで高温曲り管多軸試験機を製作し、変位制御の面内および面外曲げ試験を行った。その結果をFEMコードABAQUSの解析結果と比較検討した。面内および面外曲げ疲労試験において主き裂の位置および進展方向は、解析結果とよく一致した。クリープ構成式を用いた非弾性解析結果をもとに時間分数和則によって予測した寿命と実験値の比較を行う。
寺野 壽洋; 田村 政昭; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-325, 71 Pages, 1991/10
高速実験炉「常陽」の2次主冷却系統設備は、昭和51年1月のナトリウム初充填から平成2年1月の原子炉熱出力 100Mw第20サイクルまで、約 123,000時間の運転実績を得た。この間の原子炉運転時間は約40,190時間となり、2次主循環ポンプは約96,000時間、主送風機は約 700時間もの運転実績を得ることができた。本報告書は、2次主冷却系統設備の運転実績および2次主循環ポンプの運転実績、補修履歴、主送風機の運転実績などをまとめたものである。
木村 英隆; 菅谷 全*; 加藤 猛彦*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 和田 雄作
PNC TN9450 91-003, 28 Pages, 1991/03
高速炉構造用SUS316の高温強度特性やNa環境効果および中性子線照射効果等の試験が進展している。この結果,本鋼は優れた各種特性を有することが確認されてきており現在実証炉以降の炉容器,配管,中間熱交換器等の構造材料として採用される方向で作業が進んでいる。今後,本鋼を採用したプラントの検討や実際の設計では,本鋼のクリープ破断式とクリープひずみ式,および材料の損傷等を見積もるのに用いる材料評価法が必要となる。現在これらの特性式や評価法の策定に関して検討が行われており,暫定基準が策定されてきている。本報告では,今後必要となる本鋼の特性式や評価法の再検討・再策定に資するように,昨年クリープ破断式とクリープひずみ式の暫定基準策定に用いたクリープ破断データと,現在までに入手できた高温疲労およびクリープ疲労試験データをまとめた。
近藤 達男
日本鉄鋼協会西山記念技術講座, p.247 - 276, 1990/00
高温ガス炉の歴史、特徴、炉型概念、開発状況を概観したのち、プロセス加熱炉に焦点をあて、そのための材料の標題及び炉工学的な問題点、研究開発方法論、素材の開発と改良について総説した。さらに各論においては、高温工学試験研究炉のために行われた材料開発研究の結果として実用に到ったハステロイXRについてその改良原理と長期耐久性にかかわる研究結果を関連技術を含めて紹介した。また、耐圧部構造材料として改良と試験の対象となった21/4Cr-1Mo鋼についてもその経年劣化、健全性などについての試験研究の成果を要約し、最後に将来の高度化に向けた材料開発の代表的なものとしてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発戦略として代様創出までの経過を述べた。
谷山 洋*
PNC TN9410 88-132, 132 Pages, 1988/09
本研究は高速増殖大型炉の主要な技術的課題について、多角的な観点から検討評価を行い、実証炉の基本仕様選定に資すること並びに研究開発課題を示すことを目的として、昭和61年度から大洗工学センター技術開発部プラント工学室が主体となって実施してきたものである。本報告書は、「常陽」、「もんじゅ」の開発成果、大洗工学センターでの基盤技術の研究成果を踏まえて、実証炉の炉心・燃料、技術指針、原子炉蒸気供給系(NSSS)及びその他の系統設備(BOP)に関するそれぞれの主要目について、パラメータサーベイや規格・基準の高度化等による幅広い検討評価を行った結果を総合的にまとめたものである。また、昭和60年度の「要素技術設計研究」で設定したプラント概念について、本検討結果をベースに見直しを行い、各システムの間の整合性を取ってプラントイメージとしてまとめている。
田村 政昭*; 竹内 則彦*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-103, 115 Pages, 1988/08
高速増殖炉(LMFBR)の開発においては、実用化の観点から軽水炉並みの安全性を確保しつつ、如何にしてフラント建設コストを低減するかが重要な課題となっている。現在、建設コストの低減のため多大の努力が傾注されているが、熱輸送系配管の短縮化もその有効な方策の一つと考えられている。配管短縮化方策としては種々提案されているが、ここでは軽水炉で採用されて充分な実績を有する機器浮動支持方式を対象に、中間熱交換器を浮動支持した一次主冷却系について、LMFBRの特徴を考慮した設計手法を取り入れてその成立性を評価した。配管については自重、定格運転時および熱過渡時の熱膨張並びに地震に対して、ノズルについては内圧、自重、地震応力、熱膨張応力および熱過渡に対して評価した。その結果、すべての項目について許容値におさまり、また配管支持装置も実現の高いものであることが明らかとなり、その成立性が十分あることが確認できた。
羽田 一彦
Nucl.Eng.Des., 97, p.279 - 296, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.46(Nuclear Science & Technology)クリープ曲線のばらつきが高温構造物のクリープ挙動に及ぼす影響を解析的に検討した。ヘリウム/ヘリウム中間熱交換器の平管板式高温管板を解析対象構造物として通常運転第6サイクルまでの解析を行なった。これは以前の検討では第1サイクルのみを解析しており、その後のクリープ挙動への影響を明らかにするためである。その結果、次サイクルに有効な応力緩和を生ずるような単純な応力変化パターンの場合にはそのクリープ挙動のばらつきは基本クリープ特性のばらつきと類似していることが明らかになった。また、クリープ特性の平均値を用いて予測される応力履歴にASMEB.IP.V.Code Case N-47のクリープ損傷評価則を適用して求められるクリープ損傷値は、クリープ損傷のばらつきを考慮しても安全側な値であることが推測された。
片山 高*; 吉川 進*; 山下 芳興*; 石岡 克浩*
PNC TN941 83-08, 51 Pages, 1983/03
高速実験炉「常陽」の補助冷却系統について,昭和52年1月から昭和56年12月までのMK―I炉心の運転実績を報告する。主な運転実績は次のとおりである。1次補助冷却系統は大きな故障もなく良好な運転実績が得られた。定検等で主系統での炉心崩壊熱が除去できない際に1次補助冷却系統が運転された時間は約530時間であった。1次補助循環ポンプが自動起動したのは6回であった。その内5回は,各種試験による計画的なものであった。他の1件は昭和56年7月26日にオーバフローポンプトリップによる炉容器液面低低で自動起動した。しかし主冷却系統での炉心冷却が可能であったため,補助冷却系統の冷却運転には至らなかった。2次補助冷却系統は100%流量で約39,140時間運転されその間2次補助循環ポンプは4回トリップしている。その原因は外部電源喪失によるもので,系統には問題なかった。その他,系統内の故障件数は1次補助冷却系統と比べ多少多かったが,それを原因として系統の運転を停止するような重大な故障はなかった。2次補助冷却系統も概ね良好な運転実績が得られた。
鈴木 一彦; 武藤 康
日本機械学会論文集,A, 49(439), p.293 - 303, 1983/00
文献データを基にしてハステロイXのクリープ構成方程式を作成した。また、作成したハステロイXのクリープ構成方程式に対して感度解析を実施した。その結果、以下のことが明らかになった。(I)クリープ構成方程式が異なることによるクリープ挙動の差異は小さくなく、設計上配慮を要する。(II)ASME Boiler and Pressure Vessel Code Case N-47の基準に従って累積クリープ損傷を求める際に、クリープひずみ曲線の平均値を記述するクリープ構成方程式による非弾性応力解析結果を用いる方法は、クリープひずみ曲線のばらつきに起因するクリープ損傷量のばらつきを考慮すると、安全側な評価を与える方法とは言えない。
田所 啓弘; 江崎 正弘; 鈴木 勝男; 瀬谷 東光
JAERI-M 82-043, 44 Pages, 1982/05
本報告書は第1次概念設計における冷却系のシステム上の問題について検討した結果をまとめたものである。平常運転時に対しては、中間熱交換器や蒸気発生器の伝熱面積余裕による2次冷却系高温側ヘリウム温度の上昇を調節できる冷却系統改良案をいくつか立案した。そのなかで性能、経済性、安全性の面から総合評価した結果、蒸気発生器に新たにバイパスノズルを取り付ける方式が最も高く評価された。事故時に対しては、主冷却系から補助冷却系への切換えに伴なう関連機器の熱衝撃に関して温度挙動解析を行ない、冷却材温度変化の大きい箇所は単管ミキサ部であることが分かった。また単管ミキサ部の発生応力は構造強度解析の結果から十分に許容できる応力であることが判明した。以上の2項目の調整を経て、平常時及び事故時に求められる冷却機能を満足する冷却系等が可能になった。
