検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 5 件中 1件目~5件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of prototype reactor maintenance, 1; Application to piping system of sodium-cooled reactor prototype

小竹 庄司*; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 大高 雅彦; 久保 重信; 荒井 眞伸; 桾木 孝介; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

研究開発段階炉の保全の考え方を提案した。ナトリウム冷却炉の場合は材料との共存性がよく基本的に劣化はないが、ナトリウム純度および熱過渡の管理が重要である。運転初期の段階では運転経験の少なさを考慮して代表部位の検査をするが、実績を積むことにより試験間隔を延長していくことが可能であると考えられる。実用炉においてはナトリウムの材料共存性を考慮して、定期的な検査を不要とすることを目指している。

論文

Development of prototype reactor maintenance, 2; Application to piping support of sodium-cooled reactor prototype

荒井 眞伸; 桾木 孝介; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 久保 重信; 小竹 庄司*; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

研究開発段階炉の保全の適用先としてもんじゅの配管支持構造物を検討した。配管支持構造物の寿命はプラント寿命より長いことは試験的に確認されている。初期段階としてアクセス可能な支持構造物について目視検査が考えられるが、高速炉の特徴として配管熱膨張が大きいため、最終的には配管変位監視による支持構造物の健全性監視が可能になると考えられ、その場合は、目視検査は代表部位のみに限定できると考えられる。

報告書

原子炉容器上部プレナム温度評価試験,1; 40%出力試験定常時および過渡時温度測定結果

土井 禎浩; 村松 壽晴; 桾木 孝介

PNC-TN9410 96-117, 60 Pages, 1996/05

PNC-TN9410-96-117.pdf:1.94MB

高速炉のスクラム過渡時に発生する温度成層化現象は、構造材に熱応力を与えるため、温度成層界面の特徴を評価することは機器の構造健全性および安全性の観点から重要である。本報告は、高速増殖原型炉「もんじゅ」における40%出力定常時、および40%出力定常時からのスクラム過渡時の上部プレナム内軸方向温度測定結果により、成層界面の特徴を評価したものである。定常時の測定結果からは、上部プレナム内の軸方向温度分布および温度変動を評価した。軸方向各位置の温度は、内筒取付台と炉心頂部間では約410$$^{circ}$$Cと温度が低く、下部および上部フローホール間付近では約480$$^{circ}$$C、上部フローホールより上方では約490$$^{circ}$$Cで、定常時に温度成層界面が形成されている。また、下部および上部フローホール付近の温度変動(RMS値)はそれぞれ約1.6$$^{circ}$$C、2.0$$^{circ}$$ Cである。この温度変動の原因は、温度の異なる冷却材が混合することにより発生すると考えられる。過渡時の測定結果からは各時刻の上部プレナム内軸方向位置における温度降下率、温度勾配および成層界面上昇速度を評価した。原子炉スクラム後の温度降下率は、炉心出口付近では約5.0$$^{circ}$$C/sec、フローホール付近では約1.5$$^{circ}$$C/secであり、上部フローホールより上方の領域の温度降下率は最大約0.3から0.4$$^{circ}$$C/secである。温度勾配は原子炉スクラムから約120秒後の成層界面形成初期で約160$$^{circ}$$ C/m、原子炉スクラムから約180秒後の温度勾配は約90$$^{circ}$$C/mである。また、原子炉スクラムから600秒後の温度勾配は約45$$^{circ}$$C/mである。原子炉スクラムから約1800秒以降の内筒頂部付近の温度勾配は、原子炉スクラム後約4800秒で約170$$^{circ}$$C/mである。成層界面上昇速度は、原子炉スクラム後120秒から600秒の間では約1.0m/h、原子炉スクラム後600秒以降では約0.6m/hであった。また、内筒頂部付近の成層界面位置の変化量は、原子炉スクラムから4800秒後と7800秒後で約150mmあり、成層界面上昇速度は約0.2m/hである。

口頭

20年間のもんじゅプラントデータから得られた成果について,5; 1次主冷却系循環ポンプの自然対流防止板の効果

森岡 辰也; 澤崎 浩昌; 内田 武伸; 佐藤 健; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 桾木 孝介

no journal, , 

もんじゅの1次主冷却系循環ポンプでは、過去のR&Dにおいて類似長尺ポンプで発生した周方向温度差に起因するナトリウム軸受部の軸固着を防止するため、内部ケーシングと外部ケーシングの間に自然対流防止板を設置し、周方向温度差が発生しないように設計している。ナトリウムを冷却材とした大型・長尺の機械式立て型自由液面式遠心ポンプであるもんじゅ1次主冷却系循環ポンプの健全性確保に自然対流防止板の効果があったことを、プラントデータを用いて確認する。

口頭

20年間のもんじゅプラントデータから得られた成果について,10-2; 1次主冷却系循環ポンプの自然対流防止板の効果

森岡 辰也; 橋立 竜太; 澤崎 浩昌; 桾木 孝介

no journal, , 

もんじゅの1次主冷却系循環ポンプでは、過去のR&Dにおいて類似長尺ポンプで発生した周方向温度差に起因するナトリウム軸受部の軸固着を防止するため、内部ケーシングと外部ケーシングの間に自然対流防止板を設置し、周方向温度差が発生しないように設計している。2017年春の年会において、もんじゅ1次主冷却系循環ポンプの健全性確保に自然対流防止板の効果があり、周方向温度差が設計許容範囲を超えないことを20年間のプラントデータを用いて報告した。今回は、既に評価結果から、ガス層上部及び中部に比べ、ガス層下部の周方向温度差が大きいということが分かっていることを踏まえ、温度差が大きいガス層下部について測定箇所の角度による温度の違いは、ナトリウム防渦板により影響されていると推定し、ナトリウム防渦板の位置と温度分布を評価した結果、推定通りであることを確認した。

5 件中 1件目~5件目を表示
  • 1