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若井 隆純; 鬼澤 高志; 小原 智史; 中島 崇*; 横山 哲夫*; 伊勢田 敦朗*; 小雲 信哉*; 二神 敏*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.171 - 181, 2011/07
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の蒸気発生器に適用予定の密着型2重伝熱管の製作性見通しを得ることを目的として、過去に製造実績のない改良9Cr-1Mo鋼製薄肉小径伝熱管の製作性見通しを、国内メーカーの有する既存の工業規模製造設備を用いた試作によって得るとともに、試作管に対する機械的試験や金属組織観察を通じて、所要の性能が具備されていることを確認した。また、試作管を用いて密着2重伝熱管を試作し、長さ15mまでの製作性見通しを得た。さらに、密着2重伝熱管に求められる内外管間の空隙幅,面圧及び等価熱伝導率を測定し、種々の製作パラメータについて検討するとともに、今後の課題を抽出した。
Complex for Super-DIREX Process紙谷 正仁; 三浦 幸子; 野村 和則; 小山 智造; 小雲 信哉*; 森 行秀*; 榎田 洋一*
2nd International Conference ATALANTE 2004, 4 Pages, 2004/00
Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため,照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80
のTBP錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。ウラン及びプルトニウムの抽出及び核分裂生成物との除染について実験データを取得した。
三浦 幸子; 紙谷 正仁; 野村 和則; 宮地 茂彦; 小山 智造; 小雲 信哉*; 島田 隆*
Super Green 2003:The 2nd Int. Symp. on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment App, 30 Pages, 2003/00
Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため、照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80のTBP硝酸錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。直接抽出プロセスにおけるウラン及びプルトニウム回収の可能性が示唆される。
小雲 信哉*; 辻田 芳宏*; 安藤 将人; 堀 徹*; 早船 浩樹
no journal, ,
密着型2重伝熱管を採用し、かつプラント定検時の内外管検査(ISI)によって2重管の健全性を確認することで、直管型2重管SGにおいてNa・水反応防止対策を検討した。
二神 敏; 早船 浩樹; 江沼 康弘*; 小雲 信哉*; 平山 智之*; 村上 久友*
no journal, ,
JSFRのSGは、直管2重伝熱管型を採用し、主要構造の材料として、高い伝熱性能と低熱膨張の観点から改良9クロム鋼を採用した。伝熱管は、Na-水バウンダリの2重化を指向し、製作性,ギャップ部の通気制限等の観点から密着2重管とする。また、伝熱管束と胴の熱伸び差を吸収するため、胴下部には胴と同材の高クロム鋼リング鍛鋼品の切削加工によるCSEJを設置する。さらに、管-管板継手は、検査が可能なスタブ部の突き合せ溶接と水リーク率を抑制するための管板貫通部の拡管からなる構造とする。本発表では、現在開発中であるこれらSG主要構造に関する試作試験等による実機の製作性見通しについて報告する。
島崎 正則; 早船 浩樹; 二神 敏; 江沼 康弘*; 河村 雅也*; 小雲 信哉*
no journal, ,
高速増殖実証炉に向けた大型構造物の開発を実施中である。本発表では、高クロム鋼を用いた大型長尺蒸気発生器を対象として、経済産業省からの受託事業である「発電用新型炉等技術開発」の一環として平成20年度,平成21年度に実施した機器開発試験における試験計画と10MWt級蒸気発生器試験体の予備評価として、伝熱流動等の解析評価等の設計検証や大型構造物が有する課題となっている製作性検証結果について行う。
河村 雅也*; 宇敷 洋*; 江沼 康弘; 二神 敏; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*
no journal, ,
JSFRのSGについて、2次ナトリウム系と水・蒸気系のバウンダリである伝熱管破損に伴うナトリウム-水反応事故への対応策として、密着防護伝熱管の採用を検討している。構造健全性確保等の観点から、伝熱管相互の温度差を低減する必要があり、その一因となる内外管の接触熱抵抗のバラつきは接触状態に依存する。そのバラつきを抑えるために、内外管の平滑な接触状態を妨げる界面の酸化スケールを低減し、接触熱抵抗の上限値を低減する方策として、素管製造時の熱処理(焼ならし及び焼戻し)に水素炉等を適用した。界面の酸化スケールを低減していないものと比べることで、酸化スケールの低減効果、及び、界面の酸化スケールの低減が内外管の接触熱抵抗に及ぼす影響を確認した。
神田 大徳; 江沼 康弘; 二神 敏; 河村 雅也*; 宇敷 洋*; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*
no journal, ,
The Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is one of the most promising concepts suggested for Generation-IV nuclear reactor systems. Some SFRs adopt Steam Generator (SG) as their heat exchange system between sodium and water. In the tube failure accident within a SG, sodium-water reaction occurs. By this reaction, the tube failure may propagate to adjacent tubes resulting in a large scale tube failure. In an advanced loop-type SFR design promoted by Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a straight double-walled tube SG is adopted to prevent this sodium-water reaction. In this paper, tube failure propagation has been calculated to assess property protection performance on outer tubes. The evaluation results showed that the total leakage rate is limited to one double-ended guillotine scale hence the double-walled tube SG has the property protection performance. By additional calculations assuming the loss of the mitigation function, a sever event in DECs is cleared. These calculations suggest that increase of the reliability of water blowdown system and enhancement of the pressure release system are effective for the boundary integrity between primary and secondary sodium. There is an issue to be addressed to adopt the concept described above, that is, the decrease of temperature difference between exchange tubes especially for structural integrity of the straight double-walled tube SG for its thermal contact resistance between double tubes and its lack of bending part to release thermal stress. The dispersion of thermal contact resistance between tubes causes temperature difference there due to their heat transfer rate difference. To suppress this dispersion, the oxidized scale is decreased on the interface between the inner and the outer tubes by applying heat treatment using hydrogen furnace for the tube element production.