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大岡 紀一; 伊与久 達夫; 石井 敏満; 多喜川 昇*; 塩沢 周策; 神戸 護*; 三木 俊也*; 緒方 隆昌*; 河江 秀俊*
JAERI-M 93-003, 26 Pages, 1993/01
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及びその支持黒鉛構造物に使用される原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110)素材に対しては非破壊検査として超音波探傷試験を計画している。しかしながら、多孔質材料の黒鉛材料はその特性が金属材料と異なる上に、超音波探傷試験の実績がないため、本報告において黒鉛受け入れ検査における超音波探傷試験の方法及び条件を明確にした。これに基づきHTTRで使用を予定している黒鉛素材の受入検査を行う。
伊与久 達夫; 多喜川 昇*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 辻 延昌*; 山田 邦貴*; 杉原 哲哉*
JAERI-M 93-002, 28 Pages, 1993/01
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛検査基準は、材料検査、非破壊検査、寸法検査及び外観検査からなる。材料検査については、黒鉛及び炭素材料に対して特に考慮する項目について解説されているが、その詳細は規定されていない。このため、銘柄検査、不純物検査及び機械的強度検査からなる材料検査について、黒鉛及び炭素で材料に特有の検査方法、判定基準等を検討した。検討に際しては、HTTRで使用する黒鉛及び炭素材料について、従来取得してきたデータを体系的に調査・分析すると共に、製造メーカに問い合わせた最新の製造実績を考慮した。検討の結果、一部の明確に規定されていなかった材料検査の検査方法及び判定基準を具体的に設定することができた。HTTRの黒鉛及び炭素の材料検査は、本成果に基づいて行う予定である。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 白井 浩史*; 多喜川 昇*
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. C; SMiRT 12, p.167 - 172, 1993/00
HTTRの炉内黒鉛構造物の寿命は、中性子照射による残留ひずみに起因する照射応力により決定される。この照射応力の評価には、炉内黒鉛構造物の温度分布、中性子照射量及びこれらの履歴を考慮する必要があり、計算コードによる解析以外に応力の厳しい箇所を選定することができない。そこで、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価のために、応力の厳しいブロックを選定する簡易粘弾性応力解析コードと、選定後に詳細な応力解析を実施する有限要素法による粘弾性応力解析コードを組み合わせ、効率的に黒鉛構造物の健全性が評価できる応力解析コードシステムを確立した。本論文では、この計算コードシステムによるHTTR燃料体の健全性評価結果を示し、HTTRに限らず他のガス炉にも有用であることを論じた。
伊与久 達夫; 二川 正敏; 白井 浩*; 塩沢 周策; 石原 正博; 多喜川 昇*
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. K; SMiRT 12, p.97 - 102, 1993/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物は、耐震解析上、炉心黒鉛ブロックと炉床部黒鉛構造物を個別に扱っている。本論文は、その相互連成効果を振動試験及び解析により検討した結果をまとめたものである。得られた主要な結果は以下のとおりである。(1)炉心黒鉛ブロックの最大応答値は、炉床部構造を連成させることにより、単独で得られる値よりも減少することが分かった。(2)炉床部構造に用いているキー構造に作用する衝突力は、炉心黒鉛ブロックの影響を受けないことが分かった。(3)サポートポストに作用する垂直荷重は、搭載重量が増加するに従い、動的荷重集中係数C値は減少する。
豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策
JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。
丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 多喜川 昇*; 早川 均*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-154, 147 Pages, 1988/08
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950C達成のため適切な流量配分を定めている。