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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
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
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。
寺戸 昇輝*; 橘 幸男; 國富 一彦; 深谷 好夫
JAERI-Tech 96-034, 120 Pages, 1996/08
高温工学試験研究炉(HTTR)に用いる原子炉圧力容器(RPV)は、内部に炉心を構成する燃料体等を収納し、原子炉冷却材圧力バウンダリの一部を形成するものであり、HTTRの最重要機器の一つである。RPVは定常運転時に約400Cと高温になるため、主要材料に高温強度の優れた21/4Cr-1Mo鋼をRPV材料として初めて使用した。RPVの構造設計は、非クリープ温度域では発電用原子力設備の構造等の技術基準に準拠した技術基準を、クリープ温度域では新たに策定された高温構造設計指針及び材料強度基準に基づき健全性を確認した。平成6年8月に原子炉格納容器内にRPVの圧力容器胴を据付け、内部に炉内構造物等を組立てた後、圧力容器ふたを締結し、平成8年3月に原子炉冷却系統施設との系統耐圧漏洩検査を受検した。
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。
安達 公道; 数土 幸夫; 深谷 好夫; 鈴木 紀男; 若林 隆雄; 傍島 真; 大山 勉; 新妻 泰; 岩村 公道; 刑部 真弘; et al.
JAERI-M 83-080, 171 Pages, 1983/06
平板炉心試験装置は、円筒炉心試験と共に、大型再冠水効果実証試験計画の一部をなし、PWRの冷却材喪失事故の再冠水課程における、二次元的な炉心熱水力挙動を実験的に解明することを主目的としている。本計画は、日本、米国、西独間の研究協力取極め(2D/3D協定)に基づき、三国間の共通の基盤に立って進められている。本報告書は、平板炉心試験装置(SCTF)第一次炉心の設計の方針および愛用を紹介して、本試験から得られるデータの有効利用を計るものである。
4 本間接発熱体による実験):熱伝達率データ杉本 純; 村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 大久保 努; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明; 南雲 宏一*
JAERI-M 8169, 369 Pages, 1979/03
44本間接発熱体による再冠水実験(シリーズ6実験)目的は、次の7項目である。1)完全埋込熱電対付間接加熱発熱体を用いた実験による再冠水現象の全体的把握 2)低冠水速度でのクエンチ特性の把握 3)炉心差圧特性の把握 4)クエンチ時刻以前の熱伝達率の把握 5)炉心出口への冷却材流出挙動の把握 6)非発熱棒効果の把握 7)強制的に冠水速度を振動させた時の系の応答特性の把握。本報告は、シリーズ6実験における主要実験条件、データ処理法および熱伝達データをまとめたものである。
4本間接発熱体による実験),変動流量強制注入実験,システム効果実験須藤 高史; 村尾 良夫; 井口 正; 数土 幸夫; 杉本 純; 大久保 努; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明; 南雲 宏一*
JAERI-M 8162, 270 Pages, 1979/03
この報告書は、1978年3月から6月にかけて行なわれた再冠水シリーズ6実験(44本間接発熱体による実験)のうち、変動流量強制注入実験とシステム効果実験により得られた温度、差圧、流量等のデータをまとめたものである。シリーズ6実験の目的は、1)完全埋込熱電対付間接発熱体を用いた実験による再冠水現象の全体的把握 2)低冠水速度でのクエンチ特性 3)炉心の差圧特性 4)クエンチ時刻以前の熱伝達率の把握 5)炉心出口への冷却材流出挙動の把握 6)非発熱棒の効果の把握、および7)強制的に冠水速度を断続させた時の系の応答特性である。
杉本 純; 村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 7450, 209 Pages, 1978/01
本報告書は、1977年3月から4月にかけて行われた再冠水実験シリーズ5のデータをまとめたものである。本実験の目的は以下の3点である。(1)ステップ状流量可変方式による低冠水速度でのクエンチ特性の測定。(2)定常状態での炉心内差圧の測定。(3)炉心入口抵抗が小なる時のシステム振動特性の測定。本報告書はこれらの実験の主要実験条件、測定データ、データより計算された熱伝達挙動、およびシステム振動特性を図示したものである。
深谷 好夫; 数土 幸夫; 村尾 良夫; 平野 見明
JAERI-M 7446, 31 Pages, 1977/12
原子炉の配管破断等による冷却材喪失事故に対する炉心の再冠水現象を究明するために試験装置を製作した。本報告書は製作された再冠水試験装置のうち、炉心燃料体を模擬したテスト部について述べた。テスト部は、1号機、2号機および3号機と実験の進行に伴い順次製作された。このテスト部の設計・製作の要点および製作上の技術的問題点について述べた。
須藤 高史; 村尾 良夫; 井口 正; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 7169, 193 Pages, 1977/07
本報告書は、1976年6月から7月において行なわれた再冠水実験シリーズ4のデータをまとめたものである。本実験では、装置の改良等を行なったのちに、(1)系圧力の影響、(2)発熱体の熱容量の影響を検討することを目的として、一定注水実験、システム注入実験の2種の実験が行なわれた。本報告書は、これらの実験の主要実験条件、測定データおよびそれらのデータから計算された温度応答特性、熱伝達挙動を図示したものである。
井口 正; 村尾 良夫; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 6983, 298 Pages, 1977/03
この報告書は、1975年12月から1976年1月にかけて行われたシリーズ3実験のデータ集である。シリーズ3実験では、一次系ループ部の流動抵抗、流路外壁温度をパラメトリックに変化させた。また、発熱体表面温度測定用熱電対の取付法の改良の効果や1000Cまでの耐熱性・耐久性も調べられた。
村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 6982, 44 Pages, 1977/03
この報告書は、1976年6月から7月にかけて行われたシリーズ4実験の結果をまとめたものである。シリーズ4実験の目的は、(1)系圧力の影響、(2)1000Cまでの実炉に近い熱容量の発熱体による実炉に近い一次ループ系流動抵抗でのシステム効果を調べることである。実験の結果、次のことが明らかとなった。1)系圧力が高いと、炉心冠水速度が大で、クエンチが早く起る。2)炉心冷却が可能である領域を示す炉心差圧(炉心蓄水量)と炉心出力密度との関係が系圧力をパラメータとして、マップ上で表わされた。3)炉心出力密度一定の時、熱的な定常状態が存在することがわかった。
村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 6981, 71 Pages, 1977/03
この実験報告書は、1975年12月から976年1月にかけて行われたシリーズ3実験の結果をまとめたものである。シリーズ3実験の目的は、1)熱電対取付法の改良による温度応答、熱電対の耐久性のチェックのための予備実験、2)流路外管温度、一次系ループ抵抗をパラメータとした一定注水水頭システム効果実験である。実験の結果、次のことが明らかとなった。1)熱電対取付法の改良は、多少の問題はあるが有効であり、耐久性も向上し、最高1000Cで使用できる。2)流路外管温度は、再冠水現象に大きな影響を与え、特に振動現象の支配因子である。3)一次系ループ抵抗は、炉心注水速度を決定し、結果的に再冠水現象に影響を与える。
村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 6788, 83 Pages, 1976/12
この実験報告書は、1975年4月~5月にかけて行なわれたシリーズ2B実験の結果を纏めたものである。シリーズ2B実験は、一次系流動抵抗模擬部を有する再冠水テスト部へ、冷却水をダウンカマーラインより一定水頭で注入する実験であり、系圧力は、大気圧、発熱体出力は実験中一定、最高発熱体許容温度600Cの条件下で、行なわれたものである。本実験の目的は、システム効果の定性的把握と、再冠水実験装置のシステム効果試験装置としての確証試験を行なう事である。実験の結果、ダウンカマー一定水頭注入法の効果、振動現象相互間の対応、炉心内伝熱流動特性の概要を把握することが出来、実験装置上の問題点が明らかと成った。
村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 6787, 88 Pages, 1976/11
この報告書は、1975年2月~4月に行なわれた再冠水シリ-ズ2A実験の結果について述べたものである。シリ-ズ2A実験は、大気圧下で最高発熱体温度を600Cに設定したテスト部一定流量注水実験である。実験デ-タの解析により、炉心内の注目点の伝熱様式は断熱・蒸気流熱伝達・膜沸騰・クエンチ・核沸騰と推移する事が明かにされた。また、各伝熱様式と熱伝達率の値との相関の定性的把握がなされると共に、次の項目が認識された。(1)圧力振動現象の存在と、それの発熱体表面温度応答、熱伝達率特性に大きな影響を与えること。(2)注水速度の大小が、キャリ-オ-バ-比に大きな影響を与えること。即ち、注水速度が大きい時キャリーオーバー比が大きいこと。
村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 6551, 67 Pages, 1976/06
この報告は、1974年9月~10月に行われた再冠水シリーズ1実験結果について述べたものである。シリーズ1実験は、大気圧下で最高温度600Cに設定したテスト部一定流量注水実験であり、データの収集とともに実験上の問題点を見いだすことが目的である。実験の結果、FLECHTデータより速くクエンチすることクエンチ時の温度効果がFLECHTデータより非常に速いこと、飛散水滴がクエンチの原因の一つとなることが見いだされた。また、装置・データ処理の問題点も指摘されたが、一般的には、当初の目的を達していることがわかった。
Cのリチウム中における1100時間腐食実験二瓶 勲; 住谷 功; 深谷 好夫; 山崎 彌三郎
JAERI-M 5683, 32 Pages, 1974/05
原研においては、核融合材料に関する一連の共存性実験が計画され進められている。本報告は、最初の試験材料として選択された18-8系ステンレス鋼の、液体リチウム中における共存性に関する第1回実験結果である。実験装置としては自然循環型腐食試験儀置(ポット)が使用され、リチウム温度600Cまでの実験が行なわれた。実験条件は次のように設定された。実験装置材料:SUS304、試験材料:SUS304、SUS316、最高リチウム温度A:400C、B:500C、C:600C、リチウムの温度差:約100C、リチウム循環量:約200cc/min浸漬時間:1100hr。次の実験結果が得られた。(1)腐食機構は全面腐食である。(2)600Cにおける腐食速度は、SUS304:11.6
/year、SUS316:11.9/yearであった。
