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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。
柴沼 清
JAERI-M 93-064, 119 Pages, 1993/03
JT-60中性粒子入射加熱装置(NBI)の水素及びヘリウムガス排気用大容量クライオポンプを開発するための重要課題として、クライオポンプの冷却に関する(1)液体ヘリウム配管用多層断熱材の伝熱、(2)並列流路内の気液二相ヘリウムの流量分配、及び(3)水素及びヘリウムガスのクライオポンプによる排気時における三次元任意形状構造物内での圧力分布の各評価手法の確立が挙げられる。このため、これらの各課題に対して、新たな解析手法を提案し、実験結果と比較することにより、その有効性を実証し、水素及びヘリウムガス排気用大容量クライオポンプの設計手法を確立した。
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。
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：24.17(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950
C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。
