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論文

Steam generator with straight double-walled tube; Development of fabrication technologies of main structures made of high chrome steel-made

黒目 和也*; 河村 雅也*; 江沼 康弘*; 辻田 芳宏*; 佐藤 充*; 二神 敏; 早船 浩樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

Steam generator (SG) with straight double-walled tube is adopted for the Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR). This paper describes the research and development of the SG with straight double-walled tube. To improve reliability of the SG against sodium-water reaction, the Double-walled tube is adopted. Double-walled tubes consist of inner and outer tubes, and they are mechanically contacted each other. It is important to keep high reliability without incurring a performance penalty. Therefore we put a cap on the amount of clearance less than a few micro meters, and design to keep contact in operating conditions. In this report, manufacturing technologies of the Double-walled tube and fabrication technologies such as welder for narrow space are reported.

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 5; Reactor cooling system design

木曽原 直之; 石川 浩康; 二神 敏; Xu, Y.*; 下地 邦幸*; 河村 雅也*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10

JSFRの冷却系システムは革新技術として、ポンプ組込型IHX,2重壁構造蒸気発生器、及びショートエルボー配管の採用を検討している。これらは国内のFBRでは初めての経験であり、種々の設計検討や研究開発(R&D)が実施されてきている。本論文はこの新技術に対して、熱流動特性や構造健全性の観点で解析や設計評価を行った結果をまとめたものである。これまでの研究成果から、この革新技術の適用性見通しが得られつつあるところである。

口頭

高速増殖実証炉に向けた大型構造物の開発

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。

口頭

JSFR実用炉の概念設計,7; 直管型2重伝熱管蒸気発生器

早船 浩樹; 二神 敏; 佐藤 充*; 河村 雅也*; 小竹 庄司*

no journal, , 

JSFRの蒸気発生器(以下、SG)に革新技術として直管型2重伝熱管SGの導入を検討している。FaCTプロジェクトで進めている本革新技術について、これまでの採否評価結果を報告する。

口頭

ナトリウム冷却炉の地震津波評価,1; 主要機器の耐震性評価

深沢 剛司*; 下地 邦幸*; 河村 雅也*; 岡村 茂樹*; 木曽原 直之; 江沼 康弘

no journal, , 

近年に生じた地震と同規模の地震動がナトリウム冷却炉(JSFR)に作用した場合を想定し、主要機器を対象に耐震性を評価した。本報ではその結果について述べる。

口頭

JSFRにおける機器開発,2; 密着防護伝熱管SGのナトリウム-水反応対策概念

二神 敏; 江沼 康弘; 河村 雅也*; 神田 大徳*; 市原 隆司*

no journal, , 

JSFRにおける蒸気発生器(SG)のナトリウム-水反応対策について、GIF安全設計ガイドラインの設計拡張状態への対応も考慮して、密着防護伝熱管SGの概念を検討した。密着防護伝熱管は、2重バウンダリによる水リークの未然防止とナトリウム-水反応事故時の影響緩和を期待するものである。2重バウンダリによる水リークの未然防止については、共通要因による伝熱管と防護管の同位置破損と伝熱管破損時の内圧による防護管の従属破損を防止し、伝熱管が破損しても水リークが発生しないようにする。ナトリウム-水反応事故時の影響緩和については、万が一の初期水リークから大規模破損に至るような影響緩和機能の喪失等の設計拡張状態に対して、防護管肉厚による耐ウェステージ性を実力として期待する。なお、伝熱管と防護管のギャップは狭隘であることから、現実的には初期破損管の水リーク率は抑制される。上記で検討した密着防護伝熱管SGについて、万が一の初期水リークからの破損伝播解析を実施し、最大水リーク率が1DEG(1本ギロチン破断相当)に抑制されたことにより、資産保護性を有すると評価した。

口頭

JSFRにおける機器開発,3; SGの伝熱管製作性

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。

口頭

直管型密着防護伝熱管SGの構造成立性検討

天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 宇敷 洋*; 河村 雅也*; 市原 隆司*

no journal, , 

革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の安全設計要件に適合する設計取り纏めに向け、各機器の成立性に関する課題への検討を実施している。SGは直管型密着防護伝熱管を採用しており、伝熱管相互の温度差に起因する軸力に対する伝熱管の座屈防止が重要となる。伝熱管相互の温度差の要因としては、管束部入口からの2次系ナトリウムの横流れに起因する径方向温度差や密着防護伝熱管の伝熱性能のばらつきなどが考えられる。後者は試作試験によりばらつきを抑えられる見通しを確認した。本報では、前者の径方向温度差の低減対策について報告する。

口頭

A Study on the straight double-walled tube steam generator design against sodium-water reaction in DECs

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.

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