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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.
黒目 和也*; 村上 久友*; 辻田 芳宏*; 二神 敏; 早船 浩樹
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.637 - 644, 2010/06
The Japan Atomic Energy Agency(JAEA), Mitsubishi FBR Systems, Inc (MFBR) and Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. (MHI) have been cooperated to study the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project. In order to improve the economic of commercialized FBR plant, many innovative design concepts are adopted and started to investigate. For example, two-loop piping system and integrated IHX/pump are adopted to reduce the number of components and volume of the building. And double-walled tube SG is adopted to improve the reliability. In the FaCT project, these concepts have been studied, and many tests and evaluation have been carried out. In this report, our activities for the main components of JSFR such as two-loop piping system, integrated IHX/Pump, and steam generator are summarized.
清水 克祐*; 小野塚 正紀*; 碓井 志典*; 浦田 一宏*; 辻田 芳宏*; 中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 大森 順次; 柴沼 清
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2081 - 2088, 2007/10
被引用回数：5 パーセンタイル：37.19(Nuclear Science & Technology)ITER真空容器の製作・組立手順を確認するため実施した以下の試験について紹介する。(1)実規模部分モデルにより、製作性を確認した。(2)現地組立作業を確認するため、試験スタンドを製作した。(3)現地溶接時の外壁外側のバックシールについて、3種類の構造について試験した。(4)UTの適用性について試験を実施した。(5)高真空環境機器への浸透探傷試験の適用性について確認した。
小野塚 正紀*; 清水 克祐*; 碓井 志典*; 浦田 一宏*; 並木 勝男*; 辻田 芳宏*; 中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 大森 順次; et al.
no journal, ,
ITER設計活動の一環として、二重壁真空容器向けに実施した次のR&Dについて概要を紹介する。(1)実規模部分モデル(40
セクター)製作計画の第1ステップとしてのインボード部直線部及び上肩部の製作性検証。(2)現地接続部モックアップ製作による、溶接、検査のアクセス性、作業性把握。(3)現地溶接施工に要するシールドガス供給方法に関する実機適用性の検証。(4)溶接部への非破壊検査としてUT、ECTによる欠陥検出性。(5)PT溶剤の適用性試験。
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。
早船 浩樹; 相澤 康介; 辻田 芳宏*; 森田 英之*; 澤 直樹*
no journal, ,
高速炉実用化戦略調査研究で、実用化高速炉の主概念と選定されたナトリウム冷却高速炉に導入した革新技術の一つであるポンプ組込型IHXの開発を実施している。ポンプ組込型IHXの技術課題は、ポンプからIHX伝熱管に伝わる振動により発生する伝熱管の摺動・摩耗を防止することであり、その防止策として解析による設計により、機器内の振動伝達を制御する設計手法を提案している。本設計手法を確立するために、1/4スケールの試験体を用いた振動伝達試験を実施している。本報告では、1/4スケール試験体を用いたポンプ振動試験を実施し、機器共振点を越える運転履歴を達成したこと、機器各部の振動スペクトルの分析によりポンプ加振による応答モード,運転中の機器固有モードを分析評価したことを報告する。
山下 卓哉; 上田 雅司; 山口 智彦; 田川 明広; 植本 洋平*; 辻田 芳宏*
no journal, ,
ループ型ナトリウム冷却高速増殖炉(JSFR)の炉内検査及び蒸気発生器伝熱管の検査に適用する検査装置の開発を進めており、それらの状況について報告する。
