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坂場 成昭; 橘 幸男; 中川 繁昭; 濱本 真平
Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4499 - 4511, 2005/08
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験による成果は、将来高温ガス炉及び第四世代原子炉システムの候補の一つであるVHTRの経済性の向上につながることが期待されている。安全性実証試験の一つとして実施されている冷却材流量の部分喪失を模擬した循環機停止試験では、温度及び冷却材であるヘリウム中の不純物組成が過渡状態となる。そこで、循環機停止試験における、温度及びヘリウム中の化学組成の実測値をもとに、1次系の主要な機器である、高温二重管,1次加圧水冷却器等の健全性を評価した。温度変化に基づく応力評価及び化学組成変化による炭素析出の評価の結果、原子炉出力100%からの試験における1次系主要機器の健全性が確認された。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*
Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950
Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3
mは、十分な厚さであることを確認した。
竹田 武司; 國富 一彦; 中瀬 毅*; 今井 修*; 岡崎 泰三*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.417 - 420, 1995/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速、ヘリウムガス冷却型の原子炉であり、原子炉出口温度は950C、熱出力は30MWである。HTTRの炉心と1次熱交換器を接続する二重管の内管の内側にあるライナは高温ヘリウムガスバウンダリを形成し、その材質はハステロイXRである。ライナと内管の熱膨張差はライナにスライドジョイントを設けることにより吸収した。それ故に、スライドジョイントの焼付き及び異常な摩耗を防止する必要がある。そのため、ハステロイXRの表面に熱CVD法を用いて窒化チタン(TiN)を3mの厚さでコーティングすることを考え、焼付き及び摩耗実験を行った。その結果、950Cのヘリウムガス雰囲気でハステロイXRとTiNコーティング材の凝着は生じなかった。また、950CにおけるTiNの摩耗は3mより薄い厚さであった。従って、ハステロイXRの表面にTiNをコーティングすることにより、焼付き及び異常な摩耗を防止できる。
井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 鈴木 邦彦
Nuclear Technology, 105, p.293 - 299, 1994/02
被引用回数：2 パーセンタイル：37.25(Nuclear Science & Technology)高温二重配管の熱的特性は、内部断熱構造に大きく左右される。この内部断熱層は、断熱材、スタッド、仕切板等からなり、複雑な構造を有している。このような内部断熱方式の高温二重管に関する報告は今までにない。そこで、T
試験部に設置した実寸大の高温二重配管について、実機条件下での内管表面のホットスポットの有無、内部断熱層の有効熱伝導率を測定し、その健全性を評価した。その結果、内管表面にホットスポットの発生はなく、その温度は、その設計値を十分下回っていた。また、内部断熱層の有効熱伝導率と平均温度の実験式を示した。長期運転後も、内管表面温度、有効熱伝導率に変化はなく、その健全性も確認した。
井岡 郁夫; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 下村 寛昭
日本原子力学会誌, 32(12), p.1221 - 1223, 1990/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.32(Nuclear Science & Technology)今までに、内部断熱方式の高温配管について、数多くの試験結果が報告されているが、それらはすべて単管方式の結果であり、HTTRに用いられる二重管方式の高温配管についての報告はない。そこで、HENDELのT試験部に設置した実寸大の高温二重配管について、実機条件下での内管表面のホットスポットの有無、内部断熱層の有効熱伝導率を測定した。その結果、内管表面にホットスポットの発生はなく、その温度は、設計温度を十分下回っていた。また、内部断熱層の有効熱伝導率と平均温度の実験式を示し、HTTRの高温二重配管の設計が十分安全であることを明らかにした。
井岡 郁夫; 國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-056, 18 Pages, 1985/05
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、繊維系の内部断熱層を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELの運転で、耐圧管表面温度・熱流束・有効熱伝導率の計測を行ってきた。本報では、伝熱コードAYERを用いて過渡時の温度分布を解析し、高温配管の内部断熱層の温度伝導率等を求め以下の結果を得た。温度伝導率:1.5
10
(m
/s) 比熱:1.16(KJ/Kg.K)
國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-008, 20 Pages, 1985/02
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、耐圧管の内側に繊維系断熱材を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELのNO1~NO6サイクルの運転では耐圧管表面温度、熱流束等の計測を行ってきた。この熱流束の計測には薄膜の熱流束計を用いてきたが、昭和58年5月~7月にかけて行ったNO8~NO9サイクルの運転では、さらに詳細な熱流束を計測するために、耐圧管の周囲に空冷ダクトを設置し耐圧管表面を強制冷却することにより耐圧管表面からの放散熱量を求めた。本報は、空冷ダクト試験装置の概要について述べると共に、NO8~NO9サイクルの運転の試験結果をまとめたものである。
菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
Nucl.Eng.Des., 83, p.91 - 103, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.52(Nuclear Science & Technology)抄録なし
國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 83-082, 55 Pages, 1983/06
HENDEL(Helium Engineering Demonstration Loop)は、1982年3月に完成し、現在までに検収運転を含めて3回の試験運転を行った。HENDELの本体部であるマザーナアダプタループ(M+Aループ)には、温度1000C、圧力40気圧、流量最大4kg/sのヘリウムガスの流れる高温配管が設置されている。本報告書は、この高温配管の温度分布の計測結果について述べたものである。この結果、高温配管表面温度は最大230Cであり、設計温度の350Cを十分下回るものであった。又、高温配管断熱材の有効熱伝導率は、0.4~0.49kcal/mhCであった。なお、本報告は、原研東海研究所で1982年12月に行われた、原研-ユーリッヒ研との第3回コンポーネントタスクミーティングに提出されたものである。
