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石山 新太郎; 丸山 茂樹*
Journal of the Ceramic Society of Japan, Supplement, Vol.112, No.1 (CD-ROM), p.S159 - S166, 2004/05
ISプロセス用セラミックス硫酸蒸発器実機の設計検討を行うことにより、下記結論を得た。(1)ブロック型セラミックス製熱交換器のほうが、シェルインチューブ型よりセラミックス製造法の特異性並びにコンパクト性から有利である。(2)ブロック型セラミックス硫酸蒸発器熱交換部のセラミックスブロック実寸法の試作を行い、製作が可能であることを実証した。(3)セラミックス製熱交換部用セラミックス材の硫酸腐食選定試験の結果、炭化ケイ素のほうが窒化ケイ素より優れていることがわかった。(4)セラミックス製熱交換部用セラミックス素材において新規開発した反応焼結型炭化ケイ素は、平均強度が1200MPaの世界最強値を達成した。(5)同上の素材の接合試験を実施した結果、接合強度が500MPaの世界高強度接合強度を達成するとともに、硫酸蒸発器構造体の発生応力レベルに対して十分の接合強度を有していることがわかった。以上の結果から、ブロック型セラミックス製熱交換器実機の製作が近い将来において可能であるとの見通しを得た。
國富 一彦; 竹田 武司; 篠崎 正幸; 大久保 実; 丸山 茂樹*; 小池上 一*
日本原子力学会誌, 37(4), p.316 - 326, 1995/00
被引用回数:1 パーセンタイル:17.54(Nuclear Science & Technology)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950C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。
國富 一彦; 篠崎 正幸; 大久保 実; 小池上 一*; 丸山 茂樹*
Proc. of ARS 94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.188 - 192, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)には、熱交換能力10MWで、950Cの1次系ヘリウムガスを2次系と熱交換する中間熱交換器が設置してある。中間熱交換器の内部構造物の温度は、通常運転時でも900Cを超えるため、内部構造物の構造評価は非弾性解析で行わなくてはならない。本発表では、(i)非弾性解析のための評価事象の選定方法、(ii)初期の数サイクルの解析結果から寿命末期のクリープ損傷を外挿する方法を中心に内部構造物の構造評価について述べる。また、内部構造物のうち高温ヘッダ部の評価結果を示す。
國富 一彦; 篠崎 正幸; 深谷 好夫; 大久保 実; 馬場 治; 丸山 茂樹*; 大谷 章仁*
JAERI-M 92-147, 77 Pages, 1992/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器は、10MWの熱交換能力を有するたて置きヘリカルコイル型の熱交換器であり、平成6年完成を目指して、現在、製作を進めている。最大900Cを超える状況で使用される伝熱管の強度評価のために、原子炉の運転中に発生すると考えられるすべての運転状態の応力及び非弾性ひずみ等を解析により求めた。本報は、伝熱管の強度評価の手法、クリープ解析の手法及び評価結果を示したものである。解析により、伝熱管に発生する非弾性ひずみ及びクリープ疲れ損傷は、原子炉出口温度850C又は950Cの運転の第1~2サイクルで大幅に増加し、その後の増加は僅かであり、HTTRの寿命20年の間、許容値を超えないことが分かった。また、1次応力も全ての運転状態で許容値を満足した。
椎名 保顕; 國富 一彦; 丸山 創; 藤田 茂樹; 中川 繁昭; 平野 雅司; 伊与久 達夫; 新藤 雅美; 数土 幸夫
JAERI-M 90-034, 104 Pages, 1990/03
本報告書は、高温工学試験研究炉(HTTR)の異常事象の解析を行うコードとその検証についてまとめたものである。異常事象の解析に使用したコードは、1.BLOOST-J2コード、2.THYDE-HTGRコード、3.TAC-NCコード、4.RATSAM6コード、5.COMPARE-MOD1コード、6.GRACEコード、7.OXIDE-3Fコード、8.FLOWNET/TRUMPコードである。上記コードのうち、1、3、4、5、6、7は、マルチホール型炉心のガス炉用コードとして開発されたものをHTTR用に改良したものであり、2は軽水炉のLOCA時の熱過渡流力解析コードをHTTRの熱過渡流力解析用に改良したものである。それぞれのコードに対して、検証実験及び検証済み計算コードとの比較を行い、その妥当性を検証した。
星 明男*; 根井 弘道*; 大島 厳*; 河村 豊*; 大谷 良一*; 丸山 茂樹*; 武田 正行*; 請地 一敏*; 小俣 一平*
PNC TJ201 83-16, 165 Pages, 1983/05
本報告書は,高速増殖炉もんじゅの二次主冷却系配管にNa漏洩が生じた場合を想定し,漏洩Naに対する接触防止板の必要性を検討するため,Na漏洩時の配管保温構造の健全性及びNa漏洩挙動に対する知見を得ることを目的として,Naに換えて水を使用し実機と同寸大の試験体を用いて水噴出試験を行なった結果をまとめたものである。試験体は,配管からの漏洩箇所と内装板フランジとの相対位置関係をパラメータとして,計7体を製作し,二次主冷却系コールドレグ配管の通常運転圧力(最大値)によって試験を行なった。以下に,本試験の結果,明らかになった事項を示す。1)全てのケースについて内装板の崩壊は生じなかった。2)内装板のみの試験では,ある程度の上向きまたは水平方向のスプレーは生じたが,外装板を装着するとこれらスプレーは生じなかった。3)内装板と外装板の間の保温材設置による水漏洩形態の顕著な差は生じなかった。4)漏洩Naが建屋の天井,壁を直撃することを防止するための接触防止板については,保温構造外装板の設計を工夫することにより削除できる可能性のあることが判明した。5)接触防止板を削除するために,今後Naを用いて行う必要のある試験項目をとりまとめた。
鈴木 哲*; 丸山 茂樹*; 上條 智春*; 大谷 章仁*; 菅 憲夫*; Yan, X.; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 大橋 弘史; 橘 幸男
no journal, ,
原子力機構が開発途上国への展開を目指して概念設計を進めている小型高温ガス炉は、水素・電力を併産可能なシステムとする計画であり、水素製造設備に高温2次ヘリウムを供給する中間熱交換器及び発電設備へ蒸気を供給する蒸気発生器を設ける。中間熱交換器は交換熱量20MWt、ヘリカルコイル型であり、HTTRの中間熱交換器を参考に設計を行った。また、小型高温ガス炉のプラント配置設計では、原子炉建屋や蒸気タービン建屋等のほか、将来的にガスタービン建屋、水素製造設備を増設する計画を考慮して敷地内レイアウト並びに主要建屋内の機器配置の検討を行った。本発表では、中間熱交換器設計結果、配置概念の検討結果について、その概要とHTTRとの相違点等について報告する。