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)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.52(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。
稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 井岡 郁夫*; 鈴木 邦彦*
Nuclear Technology, 99, p.90 - 103, 1992/07
被引用回数：9 パーセンタイル：65.12(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)を用いた混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM(
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2方程式乱流モデル)による解析を行った。実験は、中心1領域又は周辺2領域のヘリウムガス温度を他領域のヘリウムガス温度よりも高く設定し、高温プレナム及び出口管内での温度分布を測定した。その結果、ヘリウムガスは炉床部及び出口管内でよく混合され、HTTRの下流に設置された中間熱交換器等は、ホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。
稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 井岡 郁夫*; 國富 一彦; 宮本 喜晟
日本機械学会論文集,B, 57(542), p.3520 - 3525, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)による混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM(k-乱流モデル)による解析を行なった。実験は、炉心の中心1領域又は周辺2領域を加熱した場合について行い、高温プレナム及び出口管内の温度分布について解析結果と比較検討した。中心領域を加熱した場合は、高温プレナム内で冷却材が十分に混合され、出口管内でホットストリークは生じていない。また、周辺領域を加熱した場合は、高温プレナム内での混合が不十分でホットストリークが生じるが、出口管内での混合により、中間熱交換器等はホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。
稲垣 嘉之; 宮本 喜晟
JAERI-M 91-002, 22 Pages, 1991/02
高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部内の冷却材の混合及び流動特性を調べるため、炉床部の約1/7スケールモデルのプレナム温度混合試験装置を製作して混合実験を行なった。作動流体は水、試験条件は試験部入口での水の温度差が20~40
C、出口管基準のレイノルズ数が43,000~83,000である。本試験では、プレナム内にある円盤状のミキシングプロモータの混合促進効果を定量的に評価するため、ミキシングプロモータを取り外して試験を行い、ミキシングプロモータを設置した状態の試験結果と比較を行ってその効果を検討した。その結果、HTTRでは、ミキシングプロモータの有無にかかわらず、加圧水冷却器や中間熱交換器等の周辺機器は、ホットストリークの影響をほとんど受けないことが明らかになった。また、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行い、解析結果が実験結果とよく一致することを確認した。
稲垣 嘉之; 藤本 望; 元木 保男; 伊与久 達夫; 丸山 創; 塩沢 周策
JAERI-M 90-223, 30 Pages, 1990/12
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持板は、炉心及び炉心支持黒鉛構造物の鉛直方向の荷重を直接支持する機能を有し、その上部にある炉床部断熱層により、炉心内の高温冷却材(約950C)からの熱伝導を低減するとともに、その下面を低温冷却材(約400C)で冷却して、制限温度を超えない構造としている。炉心支持板下面の冷却材流路には、1次ヘリウム配管、補助ヘリウム配管及び多数の支持板支持柱等の構造物がある。これらの構造物は、冷却材を偏流させる可能性があり、その結果として炉心支持板にホットスポットが生じる可能性がある。炉心支持板下面の冷却材の流動を明らかにするために、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行なった。更に、その解析結果から得られた流速分布より、炉心支持板の温度分布を解析した結果、ホットスポットが発生するような偏流が生じないことを確認した。
宮本 喜晟; 鈴木 邦彦; 日野 竜太郎; 高瀬 和之; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫
Nucl. Eng. Des., 120, p.435 - 445, 1990/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.32(Nuclear Science & Technology)大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)は高温工学試験研究炉(HTTR)の大型機器を実証するために建設し、運転されている。HENDELのT
試験部はHTTRの燃料体スタッフを模擬し、その伝熱流動特性データを取るためのものである。軸方向に一様、指数、COSの熱流束分布をつけて1000Cの高温試験を行った。試験結果は熱流束分布と熱流束の大きさによらず、前に提案した実験式に一致していることを示している。一方、HTTRの炉床部の特性を実証するために、T試験部もHENDELに設置されている。今までの試験から炉床部が所定の性能を有していることを示している。混合特性では、高温のヘリウムガスが高温プレナムに流れる場所で混合が始まり、高温出口管の下流部で完全に混合されることが明らかになった。また、シール特性では4000時間後の漏れ量が変化しないこと、さらに、金属構造物の温度が500C以下であることが明らかになった。
稲垣 嘉之; 功刀 資彰; 宮本 喜晟
Nucl. Eng. Des., 123, p.77 - 86, 1990/00
被引用回数：9 パーセンタイル：67.09(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部内の冷却材の温度混合特性を調べるため、高温プレナム及び出口管等の炉床部の約1/7スケールの試験モデルを用いて混合実験を行った。試験流体は水・試験条件は試験部入口での水の温度差が20~40C、出口管基準のレイノルズ数が40000~100000で高温プレナム内及び出口管内の混合水の温度分布を調べた。中心の入口管(HTTR炉心の中心領域に担当)に高温水を流した場合は、高温プレナムで十分に混合が行われ、周辺の入口管(炉心の周辺領域に担当)に高温水を流した場合には、高温プレナム内での混合が不十分であり、出口管で混合が行われることを確認した。また、数値解析と実験結果の比較を行い、数値解析の妥当性を確認した。更に、高温プレナム内にある混合促進板を取外して実験を行い、混合促進板の混合効果を調べた。
稲垣 嘉之; 功刀 資彰; 宮本 喜晟
日本機械学会論文集,B, 55(514), p.1692 - 1697, 1989/06
本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の1/7スケールモデルによる実験(試験流体は水)と3次元熱流体解析コードSTREAMによる解析結果との比較検討を行ったものである。
)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。
稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 菱田 誠; 田中 利幸
日本原子力学会誌, 27(12), p.1133 - 1135, 1985/00
被引用回数：1 パーセンタイル：24.15(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉(VHTR)の炉床部には、黒鉛及び炭素等から成る断熱構造物が使用される。この断熱構造物は、炉心重量を支持すると共に低合金鋼を使用したサポートプレートを高温プレナム部に流出する約950Cのヘリウムガスから断熱し、使用温度を約500Cとする機能を果たす。また、断熱部材料は極めて過酷な条件下で長時間使用されるため、高温高圧下でも寸法安定性、圧縮強度、耐腐食性及び断熱性能が優れていることが要求される。そこで、実験炉の1領域分を模擬した約1/2スケールの炉床断熱部の試験装置を製作し、断熱特性試験を実施した。使用した炭素材は、実験炉の有力な候補材である西独SIGRI社のASR-1RBである。試験の結果、炭素層の熱伝導率は実験炉の要求値12w/m-kをほぼ満足する値であり、また、炭素ブロック1層当たりに約140Cの温度差を与えたが損傷は認められず、実験炉で使用可能な見通しを得た。
國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸
日本原子力学会誌, 26(1), p.44 - 46, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.3(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所が開発を進めている多目的高温ガス実験炉の炉心の周囲には固定反射体が配置されている。この固定反射体は炉心拘束バンド(以下拘束バンド)により締め付けられている。拘束バンドの各要素は,1Cr-0.5Mo-0.3V鋼製の中心棒のまわりに,SUS304鋼と1Cr-0.5Mo-0.3V鋼製の中空円筒状の部材を同心円状に4個交互に組み合せた構造となっている。このような構造とすることにより,拘束バンド全体の線膨張係数を黒鉛の線膨張係数と等しくし,運転中・停止中とにかかわらず常時固定反射体ブロックに一定の締付け力を与えることができなくなる可能性がある。
