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報告書

HTTR熱利用系炉外技術開発試験用ヘリウムガス供給系の設計

日野 竜太郎; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 会田 秀樹; 太田 幸丸; 大内 義弘; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 加藤 道雄; 茂木 春義; et al.

JAERI-Tech 96-037, 45 Pages, 1996/09

JAERI-Tech-96-037.pdf:1.49MB

HTTRという実炉を用いて世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系である水蒸気改質水素製造システムの炉外技術開発試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置のなかで原子炉システムを模擬して約900$$^{circ}$$Cの高温ヘリウムガスを水蒸気改質システムに供給するヘリウムガス供給系の設計についてまとめたものである。HENDEL全設備を調査してヘリウムガス供給系に再利用可能な機器を評価・整理した。また、新規に製作するヘリウムガス高温加熱器等の熱流動性能及び構造強度の評価を行い、その仕様と構造を定めた。

報告書

HENDELによるHTTR熱利用系炉外実証試験の検討

日野 竜太郎; 鈴木 邦彦; 羽賀 勝洋; 根小屋 真一; 深谷 清; 清水 三郎; 小貫 薫; 高田 昌二; 茂木 春義; 数土 幸夫

JAERI-Review 95-016, 115 Pages, 1995/10

JAERI-Review-95-016.pdf:3.5MB

HTTRの目的の一つは高温核熱利用の有効性を実証することである。HTTRに熱利用系を接続するのに先立ち、熱利用系及び構成機器の性能、熱利用系と原子炉システムとの整合性、安全性能などを検証する必要がある。そこで、HENDELを用いた炉外実証試験を提案し、これまで熱利用系の候補として挙げられてきた水素/メタノール製造システム(水蒸気改質システム)、熱化学法及び高温水蒸気電解法による水素製造システム、ガスタービン発電等について、R&Dの現状、技術的問題点、システムの概要などについて検討を行った。本報告はその検討結果を示すものであり、水蒸気改質システムは他のシステムより容易に設計・製作が可能であるため、HENDELに早期に設置し、炉外実証試験を通して、システム特性の把握、運転制御法の確立等を行うとともに、将来の核熱利用系に対して汎用性のある高温隔離弁、受動的冷却型蒸気発生器などの各種安全機器・技術を検証・高度化することができることを示した。

報告書

高温下での外圧による厚肉伝熱管のクリープ座屈

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950$$^{circ}$$C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。

論文

炉内構造物実証試験部(HENDEL T$$_{2}$$)の建設,(I); 試験部の概要と試験体

國富 一彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 根小屋 真一; 宮本 喜晟; 秋定 俊裕*; 山口 茂

日本原子力学会誌, 30(4), p.333 - 342, 1988/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:29.57(Nuclear Science & Technology)

炉内構造物実証試験部(T$$_{2}$$試験部)は日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬した実寸大のモデルである。本試験部は炉床部の伝熱特性および炉床部の構造健全性を確認することを試験目的としており、昭和58年3月に設計、製作を開始し、昭和61年6月完成した。本報ではT$$_{2}$$試験部の概要について述べると共に、炉床部の建設および予備試験より得られた結果を示す。

論文

Thermal and hydraulic tests in HENDEL T$$_{2}$$ supporting the development of the core bottom structure of the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

國富 一彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 鈴木 邦彦; 根小屋 真一; 宮本 喜晟

Nucl. Eng. Des., 108, p.359 - 368, 1988/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:46.81(Nuclear Science & Technology)

炉内構造物実証試験部(HENDEL T$$_{2}$$)は、高温工学試験研究炉の炉床部を模擬した実寸大の部分モデルである。

報告書

Operation, Maintenance and Inspection of HENDEL from March 1986 to February 1987

下村 寛昭; 奥山 邦人; 近藤 康雄; 加治 芳行; 根小屋 真一; 国玉 武彦; 藤崎 勝夫; 川路 哲; 小林 敏明; 加藤 道雄

JAERI-M 87-058, 48 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-058.pdf:4.28MB

1986年3月~1987年2月に至る期間中、HENDELの運転を通して その技術的な主要事項とT$$_{1}$$およびT$$_{2}$$試験部を除く試験内容、障害等を含めて要約した。当期間においてT$$_{1}$$および新たに設置したT$$_{2}$$試験部を含めてM+Aル-プは比較的安定に運転された。T$$_{2}$$試験部に関連して、既設高温配管を解体、検査すると共にM+Aル-プとT$$_{2}$$試験部との間に新たに高温配管および中温配管を設置した。運転及び改造の外に官庁検査及び安全対策の為の調整、整備を実施した。当該期間内にはガス循環機及び電気系統に関する障害等も発生した。これらに対する対策及び試験を通してガス循環機及び圧力容器等に関する有用な技術情報が得られた。これらは高温ガス試験研究炉 或いは一般産業機械技術にとって有益なものとなろう。尚、本報の主用内容についてはHENDEL/KVK協定に基づいて62年3月の定期協議においてドイツ側に報告した。

報告書

HENDEL冷却水系の水処理 (第1報)

近藤 康雄; 井岡 郁夫; 根小屋 真一; 星 良雄; 下村 寛昭

JAERI-M 85-070, 34 Pages, 1985/06

JAERI-M-85-070.pdf:1.81MB

HENDEL M$$_{2}$$ループに設置されている加熱器H$$_{3}$$1、H$$_{3}$$2及び冷却器C$$_{3}$$1の圧力容器胴板の腐食状況から、HENDEL冷却水系の水処理方法の検討を行った。各圧力容器銅板の腐食速度は、一般の冷却水系における炭素鋼の腐食速度の2倍以上の値であった。また、加熱器H$$_{3}$$1、H$$_{3}$$2の圧力容器銅板には開口径が0.5~5mm、深さ1.3mm以下の孔食がほぼ全面に認められ、特に加熱器H$$_{3}$$2の突き合わせ溶接部には最大深さ1.7mmの線状腐食が発見された。これらの腐食の発生は、運転・停止が不規則に繰り返されるHENDEL冷却水系の運転状態に起因するところが多く、また、冷却水の水質が使用薬剤の十分な効果が期待できるものでないことも判明した。このため、現状の冷却水の水質において十分な防食効果が期待できるリン酸亜鉛系の防食剤と分散剤を併用水処理方法に改善した。

報告書

高温燃料試験,2; 高温配管

秋野 詔夫; 椎名 保顕; 根小屋 真一; 滝塚 貴和; 江森 恒一; 佐野川 好母; 岡本 芳三

JAERI-M 9195, 41 Pages, 1980/11

JAERI-M-9195.pdf:2.69MB

本報告書は、高温燃料試験体を大型高温ヘリウムガスループ(HTGL)に接続するために製作された高温配管の設計・製作・運転・性能等についてまとめたものである。本配管は、HTGLの加熱体から高温燃料試験体までの入口配管と、試験体からHTGLの再生熱交換器までの戻り配管とから成り立っている。戻り配管の試験体側には、混合冷却器が組み込まれている。本配管の方式は、内部断熱の単管である。構造上の特徴は、ガス流路と一体化された金属箔パッケージ型の断熱層を用いた点にある。また、バイパス流れを防止するための区画板も一体化されている。本配管の外径は216mm$$Phi$$、流路径は38mm$$Phi$$、最高温度は850$$^{circ}$$C、最高圧力は40気圧である。

報告書

高温燃料試験,1; 高温燃料試験体

秋野 詔夫; 椎名 保顕; 根小屋 真一; 滝塚 貴和; 江森 恒一; 佐野川 好母; 岡本 芳三

JAERI-M 9194, 59 Pages, 1980/11

JAERI-M-9194.pdf:4.58MB

大型ヘリウムガスループ(HTGL)を用いて、多目的高温ガス炉燃料棒の伝熱流動試験を炉心と同じ条件(1000$$^{circ}$$C、40気圧)で実施した。本報告書は、試験に使用した高温燃料試験体の構造・成先・性能試験・成果の概要について記したものである。黒鉛を伝熱面とする模擬燃料棒(電気加熱体)を取り付けて試験を行い、伝熱特性を精度良く測定できることを実証した。その結果、乱流域・遷移域・層流域の境界のレイノルズ数が2600及び4800程度であることを明らかにした。

論文

水素透過減少法に関する実験,2; カロライズ処理法

菱田 誠; 佐野川 好母; 大内 光男; 滝塚 貴和; 根小屋 真一; 小川 益郎; 江森 恒一

日本原子力学会誌, 22(4), p.251 - 263, 1980/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.98(Nuclear Science & Technology)

第2報では、元来金属母材の耐腐食,耐酸化法として開発されたカロライズ処理を、原研の水素ガス二次系熱交換器の伝熱管に施したところ、水素透過量を約1/50に減少させることに成功した。この実験はヘリウムガス温度1000$$^{circ}$$C,水素ガス温度900$$^{circ}$$C,圧力40気圧の条件で、積算約7週間行われたが、劣化の傾向は全く見られなかった。実験終了後、熱交換器を解体してカロライズ浸透層の組織検査を行ったが、試験前と全く変りなく、割れやはがれなども観察されなかった。この方法は、水素透過減少法として、実用的にもかなり有用な方法と思われる。

論文

水素ガス2次冷却系の建設と試験,1; 水素ガス2次冷却系の概要

菱田 誠; 根小屋 真一; 江森 恒一; 小川 益郎; 大内 光男; 岡本 芳三; 佐野川 好母; 中野 忠典*; 萩原 威一郎*; 時枝 潔*; et al.

日本原子力学会誌, 22(3), p.181 - 188, 1980/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:22.79(Nuclear Science & Technology)

水素ガス二次冷却系は、既設ヘリウムガスループの二次系として設置された最高温度900$$^{circ}$$C,最高圧力42kg/cm$$^{2}$$・Gの水素ガスを循環させる試験装置であり、製鉄に用いる還元ガスとヘリウムガスとの熱交換系を水素ガスとヘリウムガスとの熱交換系で模擬した装置である。本装置は昭和52年1月末に完成し、今日まで約1000時間の高温運転に成功した。また、ヘリウム/水素・熱交換器の水素透過試験をはじめとする各種の試験を行い、多くの貴重なデータを得た。とくに、水素透過の試験では、熱交換器の伝熱管にカロライズ処理を施すことによって、水素透過量が1/30~1/50に減少すること、積算約1000時間の高温運転、温度変化に対しても安定であることを実証した。本報では、水素ガス二次冷却系の概要について報告する。

論文

水素ガス2次冷却系の建設と試験,2; 水素ガス2次冷却系による試験結果

菱田 誠; 滝塚 貴和; 小川 益郎; 根小屋 真一; 江森 恒一; 大内 光男; 佐野川 好母

日本原子力学会誌, 22(5), p.326 - 334, 1980/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:33.85(Nuclear Science & Technology)

水素ガス二次冷却系を構成している熱交換器,高温配管などについて伝熱試験や断熱性能試験を行った。試験条件は、水素ガス温度~900$$^{circ}$$C,水素ガス圧力~40kg/cm$$^{2}$$・G,ヘリウムガス温度~1000$$^{circ}$$C,ヘリウムガス圧力~40kg/cm$$^{2}$$・Gであり、多目的高温ガス炉の運転条件とほぼ同じ範囲である。得られた試験結果は次のとおりである。 (1)熱交換器の伝熱性能を表す熱通過率や温度効率などの実験値は計算値と良く一致した。また、本報で行った伝熱特性の解析方法もほぼ妥当であると言える。(2)高温機器の耐圧管の温度分布はほぼ一様であり、目立ったホットスポットも発生しなかった。また、内部断熱材の有効熱伝導率は他の実験結果と良く一致していた。すなわち、本装置の内部断熱材の施工方法は良好であったと考えられる。

報告書

HENDELのメイクアップ系および精製系の基本設計

戸根 弘人; 根小屋 真一; 大内 義弘; 下村 寛昭; 田中 利幸; 藤田 久美雄; 岡本 芳三

JAERI-M 8309, 73 Pages, 1979/07

JAERI-M-8309.pdf:1.56MB

HENDELは多目的高温ガス実験炉の炉内構造物、中間熱交換器、高温配管などの性能および健全性を実証するため、1980年未完成を目標に、その設計製作が進められている。この設計製作にさきだち、HENDELの基本的な全体系統設計、各部系統設計および構成機器設計を行なった。本報告書はHENDELの主要な構成機器設計を行なった。本報告書はHENDELの主要な構成要素であるメイクアップ系および精製系の構造、構成機器、設計データ、物質収支、熱収支など基本製作設計を遂行する過程で実施された検討内容をまとめたものである。

論文

大型高温ヘリウムガスループの概要

中野 忠典*; 下村 寛昭; 萩原 威一郎*; 鈴木 宜弘*; 四宮 義明*; 根小屋 真一; 河村 洋; 江森 恒一; 岡本 芳三

FAPIG, (68), p.216 - 223, 1973/00

大型ヘリウムガスループは製作者と技術的な打合わせを進めながら、建設を進めているが、11月現在でほぼ、設計および試作試験を修了した。46年8月以来、ループシステムの計画、加熱器および再生熱交にかんする、開発試験にかんし、数多くの調査、検査、試作、設計を重ねてきたので、これらの経験を集約し、この分野における、技術資料として提示すべく、まとめを行なった。

論文

High temperature gas loop and experiments of finned fuel-elements

岡本 芳三; 根小屋 真一

Bull.JSME, 9(33), p.166 - 174, 1966/00

抄録なし

論文

高温ループとフィン付燃料要素の実験

岡本 芳三; 根小屋 真一

日本機械学会論文集, 31(224), p.615 - 623, 1965/00

ガス冷却形原子炉燃料要素の熱設計を行なうためには、炉心と同一の条件の下での熱工学的諸特性を試験することの可能な装置により、各種の試験を行なう必要がある。フィン付管、管群などが、ガス冷却形原子炉燃料要素に使用された場合、炉心使用条件の下での伝熱流動特性をこのような装置を使用して求めることにより、炉心の熱設計の基本試料をうることが可能となる。したがって、これらの装置の設計、製作は、ガス冷却形原子炉の開発にとって重要な役割を果すことになる。本報告は、このような主旨に従い、原子炉炉外ループ(out-pile mock-up loop)として設計、製作の行なわれた、高温加圧ガスループ(high-temperaturepressurized loop)の主要仕様、設備、防護安全装置、特性試験およびその改善事項についてのべたものである。

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