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田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*
日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。
栃尾 大輔; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2005-041, 109 Pages, 2005/08
JAERI-Tech-2005-041.pdf:4.48MB
定格熱出力30MWのHTTRでは、原子炉で発生した熱を加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器により大気に放散している。HTTRの主冷却系熱交換器は原子炉出口冷却材温度850
C/950Cを達成しつつ原子炉で発生した30MWの除熱を行わなければならず、主冷却系の熱交換器は設計時に定めた伝熱性能を有していなければいけない。本報では主冷却系に設置されている熱交換器のうちの加圧水空気冷却器(ACL)について、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータからACLの伝熱性能の評価及び設計値との比較を行い、実際に設置されたACLが設計時に要求された伝熱性能を有していることの確認を行った。さらに、外気温度に対する出力100%時の原子炉の除熱について検討し、ACL入口における空気温度が設計で想定した33Cの条件において、原子炉で発生した熱を除熱する能力を有していることを確認した。
栃尾 大輔; 中川 繁昭; 高田 英治*; 坂場 成昭; 高松 邦吉
JAERI-Tech 2003-097, 55 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-097.pdf:3.34MB
定格熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉で発生した熱を加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器(ACL)により大気に放散している。したがって、ACLの2次側の条件となる外気温度は原子炉の除熱に影響を及ぼす運転上重要な因子である。外気温度の経時変化に対しては、冷却材である加圧水及び空気の流量を変化させることによりACLにおける冷却材温度を調整して安定な原子炉入口温度制御を可能としている。HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータからACLの除熱性能を評価し、原子炉の除熱の観点から最も厳しい条件となる夏季の外気温度における原子炉の除熱について検討した。その結果、夏季の外気温度の条件においても30MWの除熱が可能であることが示された。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 片西 昌司; 小杉山 真一; 皆月 功*; 三好 保行*
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.341 - 351, 2002/12
GTHTR300発電系設計では、経済性を高めるため、動力変換機器の高性能化,中間冷却器無サイクルの採用による物量低減を行った。タービンと圧縮機には3次元翼設計により、スラスト力を10kNに低減し、各々93.90%の高ポリトロープ効率を達成し、発電効率45.8%を得た。圧縮機ではサージマージン30%を得た。ターボマシンは横置とし、またダイヤフラムカップリングにより発電機とターボ圧縮機の振動絶縁を行い、磁気軸受負荷容量を低減しつつ軸系振動振幅をISO管理値75
m以下とした。熱交換器設計では、小型化・物量低減を行った。プレートフィン型再生熱交換器では1.2
1.2mmの正方フィンを採用し、温度効率95%を確保した。前置冷却器はローフィン管ヘリカルコイル型とした。本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 片西 昌司; 小杉山 真一; 塩沢 周策
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.189 - 192, 2002/00
本論文では、GTHTR300実証プラントの発電系設計により得られた成果について報告する。本プラント設計では、経済性を高めるために、主要機器の物量を低減することと高性能化を目指した。本プラントでは、ターボマシン,発電機及び再生熱交換器,前置冷却器を動力変換容器及び熱交換機収容器内に収納する。これらの機器や容器の寸法を最小化させて物量を低減する必要がある。本プラントでは中間冷却器のないサイクルを採用するとともに、前置冷却器はコンパクトなローフィン質ヘリカルコイル型として物量を低減した。タービンと圧縮機のポリトロープ効率の設計目標値をそれぞれ93%,90%まで高くして、翼形状を3次元化するなどして設計目標値を満足できるようにした。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
片桐 政樹
電気学会原子力研究会資料(NE-01-23), p.9 - 14, 2001/10
新しい素材という観点からは、バンドキャップエネルギーが最も大きいダイヤモンド検出器及び逆にバンドキャップエネルギーが最も小さなInSbを取り上げる。ダイヤモンド検出器はその大きなバンドギャップエネルギーから想像できるように、高温での使用が見込まれる放射線検出器と成りうる。一方、InSbについてはバンドギャップエネルギーが小さく、電子・ホールの電離エネルギーが非常に小さくなることが予想されるため、大きな信号出力が得られることからX線スペクトロスコピーに不可欠なエネルギー分解能の改善が見込まれる。また、小型のスターリング冷却器を用いた冷却方式について計測システムとしての現状を報告する。特に、携帯
線計測システムとして、電源を入れると短時間に冷却が完了し線スペクトル分析を開始する機能を持ち、かつ取り扱い操作が簡単なポータブル電気冷却式Ge線スペクトルモニタの実用化について述べる。
福田 敬則*; 大嶋 巌*; 大田 裕之; 村山 志郎*; 中村 武則*; 伊藤 健司
PNC TJ2164 97-004, 38 Pages, 1997/10
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片桐 政樹; 小林 義威; 高橋 幸嗣*; 田口 芳人*; 内田 年雄*
KEK-Proceedings 96-4, 0, p.209 - 213, 1996/07
液体窒素を使うことなく簡便に冷却でき持ち運びが可能なスターリング冷凍機を用いた小型電気冷却式Geガンマ線検出器の開発を進めている。3個のスターリング冷凍機を用いた相対検出効率17%のPopTop型スターリング冷却式Ge検出器を開発した。エネルギー分解能が液体窒素冷却方式とほぼ同等であり、スターリング冷凍機を用いて冷却するPopTop型のGe検出器が充分実用になることを確認した。また、ポータビリティ及びGe検出素子の交換可能という利点を生かして今後加速器等を用いた実験などに幅広く使用されることが期待される。
高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-056, 40 Pages, 1995/08
JAERI-Research-95-056.pdf:1.17MB
IAEAの高温ガス炉事故時における崩壊熱除去に関する国際協力研究(CRP-3)に必要なベンチマーク問題について、冷却パネル特性試験装置の詳細と実験データに基づき作成されたベンチマーク問題を報告するとともに、数値解析コード-THANPACST2-により得られた数値解析結果を述べる。崩壊熱除去に関するベンチマーク問題として、圧力容器内真空、ヒータ出力35.27kWの条件及び圧力容器内ヘリウムガス圧力が0.9MPa、ヒータ出力が56.57kWの条件で得られた実測値を用いて、圧力容器表面の温度分布と圧力容器から冷却パネルへの除熱量を計算する。-THANPACST2-による圧力容器表面温度の数値解析は実験値に対して最高+38、-29Cの精度で、また、圧力容器から冷却パネルへの除熱量の数値解析結果はヒータ出力の実験値に対して最高-14.6%の精度で予測が可能であった。
高田 昌二; 柴田 光彦; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 太田 幸丸; 小林 敏明; 林 晴義
JAERI-M 94-013, 89 Pages, 1994/02
逆U字管内を流れる二相流は、気泡が管内に滞留して冷却水流速が0となる閉塞型不安定流動を誘起する。逆U字型伝熱管を用いているHENDELの冷却器C
は、冷却水注水時に伝熱管に滞留する空気が原因で、除熱性能の変化、異常振動の発生及び伝熱管の腐食が生じるものと考えられた。そこで、冷却器Cの構造を模擬した水室と逆U字管に並列なバイパス流路により構成される実験装置を使用して、逆U字管内における二相流の閉塞現象を確認し、その発生条件を明らかにした。また、あらかじめ逆U字管内に滞留した空気を除去する方法であるダイナミックエアベントは可能であることを上記実験装置により確認するとともに、真空冷却水注水法を冷却器Cに適用してその有効性を確認した。
礒崎 和則; 辰野 国光; 拝野 寛; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-008, 129 Pages, 1993/07
高速実験炉「常陽」では、プラントの諸特性を把握し、原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に、運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは、運転特性試験のうち、一次主循環ポンプの運転制限条件を把握する系統圧損測定、主冷却器及び主送風機の風量制御特性を把握するベーン・ダンパ開度特性試験、温度制御経の安定範囲を把握するM系列試験及びプラント全体の外乱に対する安定性を把握する安定性試験を対象に試験実施及びデータ処理要領と手順についてまとめたものである。
岸田 雅子*; 吉岡 直樹*; 内田 正治*
PNC TJ9214 93-001, 51 Pages, 1993/03
ATRの重水冷却系は、1次系より発生した熱を2次側と交換し、重水温度を下げてカランドリアタンク内へ循環される。先行炉の設計では、この重水の循環は、ポンプによる強制循環であったが、本研究では自然循環による冷却の可能性を検討した。下記に、本研究の実施内容の要旨を示す。 1)重水冷却系圧力低減方策の検討 ATRECSコードによる解析に先立ち、発生する自然循環流量を概略把握し、重水冷却系圧力損失低減方策を検討した。 2)解析モデルの設定とATRECSコード用入力データの作成 圧力損失低減方策に基づき、重水冷却系の設備・構造概念を定めると共に解析モデルを設定し、解析用入力データを作成した。 3)ATR重水系自然循環解析 カランドリアタンクからの重水出口温度および重水冷却器高さをパラメータとした定常解析を行い、重水流動に対する影響をサーベイした。 4)重水冷却器2次側の検討 事故時の重水冷却器2次側のヒートシンクについて、自然放熱等を利用した方策を検討した。本報告書は、上記研究の成果報告をまとめたものである。
日野 竜太郎; 西本 武志*; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(1), p.73 - 75, 1991/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.3(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の加圧水冷却器伝熱管破損事故を模擬した試験を行い、伝熱管破損時の系統の圧力及び流量変動と浸入水量について調べた。破損してからガス・水差圧低(0.1MPa)の信号が発令されるまでに20秒以上を要し、その間に水側の圧力は急激に上昇・降下した。破損直後には相当な圧力波が発生していると考えられている。循環水量は破損後急激に減少し、差圧低の信号が発令されて30秒を経過する頃には元の流量まで回復した。破損した伝熱管には水はほとんど流れず、水浸入は隔離弁閉止後に起こることが観察された。浸入水量については、安全解析の重力落下による水浸入の仮定の妥当性を確認するとともに、ポンプの押し込みによる水浸入はほとんどないことが分かった。
佐々木 和一*; 姫野 嘉昭; 森川 智*
PNC TN9410 87-168, 65 Pages, 1987/12
FBR原子炉建物内では、一次冷却材バウンダリからの設計基準ナトリウム漏洩事故が起こった場合、漏洩ナトリウムを特定の部屋に集め、そこで周囲に放熱させつつナトリウムを凍結させて事故を終息に至らしめるよう設計されている。本試験では、このナトリウム貯留部の基礎版(床)コンクリートを対象に、(1)コンクリート類の試験前後の熱物性値測定試験と、(2)通常の床と支持構造物のある床を模擬した部分工学試験体による漏洩ナトリウムから床コンクリートへの熱伝導に関する試験を行った。この結果、前者では高い精度の熱物性値を得、後者については得たデータを基に熱伝導解析コードとの比較検討を行い、解析コードの保守性を検証した。
田辺 裕美*; 加藤木 洋一*; 黒羽 光男; 岡部 綾夫*; 吉岡 直樹*; 大音 明洋*; 藤又 和博*
PNC TN941 85-53, 144 Pages, 1985/03
高速増殖炉の蒸気発生器での大リーク・ナトリウム-水反応事故解析のための準定常温度計算コードSWAC―13Eが開発された。本コードは,大リーク・ナトリウム解析総合コードSWACSの準定常圧力計算モジュールSWAC―13にエネルギ保存式を組み込み大リーク時の温度評価も行なえるように改良したものである。本報告書は,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)での大リーク試験データを用いて行なったSWAC―13Eの検証計算結果についてまとめたものである。本検証作業で用いた主な解析パラメータは,1)相対速度計算モデル,2)気泡/液滴密度,3)注水ノード分割数,及び4)反応熱である。これらの解析パラメータの適切な選択によって,SWAT―3試験結果を保守的に評価できる事が明らかとなった。
)の特性試験田中 利幸; 下村 寛昭; 高瀬 和之; 丸山 創; 井沢 直樹; 清水 明
日本原子力学会誌, 26(4), p.318 - 326, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.96(Nuclear Science & Technology)大型構造機器実証試験装置(HENDEL)は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の主要構成部である炉心部、炉床部、高温配管、高温弁及び中間熱交換器などの実証試験を、実験炉とほぼ同じ条件の高温高圧ヘリウムガスを用いて実施する目的で建設されたものであり、マザー第1、第2ループと試験部(現在第6試験部まで計画されている)とから構成されている。本報告は、昭和58年3月までに実施された特性試験のうち、マザー第1ループ(Mループ)を構成する加熱器、循環機、冷却器などの単体構成機器の特性、及びMループ全体の性能について評価を行なったものである。この結果、Mループは最高温度450C、最大流量0.4kg/s、最高圧力4MPaのヘリウムガスを、燃料体スタック実証試験部(T試験部)に供給するのに十分な性能を有していることが確認された。
)およびアダプターループ(A)の特性試験田中 利幸; 下村 寛昭; 稲垣 嘉之; 國富 一彦; 木佐森 演行; 菱田 誠
日本原子力学会誌, 26(5), p.410 - 420, 1984/00
被引用回数：3 パーセンタイル：38.16(Nuclear Science & Technology)大型構造機器実証試験装置(HENDEL)は、多目的高温ガス実験炉の主要構成部である炉心部、炉床部、高温配管及び中間熱交換器などの実証試験を、実験炉とほぼ同じ条件の高温高圧のヘリウムガスを用いて実施する目的で建設されたものであり、マザー第1(M)、第2(M)ループ、アダプター(A)と試験部とから構成されている。本報告は、昭和58年3月までに実施された特性試験のうち、M+Aループを構成する加熱器、循環機、冷却器などの単体構成機器の特性、及びM+Aループ全体の性能について評価を行なったものである。この結果、M+Aループは最高温度1000C、最大流量4.0kg/s、最高圧力4.0MPaのヘリウムガスを将来設置が予定されている炉内構造物実証試験部(T-2)、大流量実証試験部(T-3)、高温機器実証試験部(T-4)などに供給するのに十分な性能を有することが確認された。
下村 寛昭; 田中 利幸; 高瀬 和之; 國富 一彦; 丸山 創; 稲垣 嘉之; 井沢 直樹; 飯野 徳栄*
日本原子力学会誌, 26(3), p.239 - 248, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.52(Nuclear Science & Technology)実験炉の高温構造物等を大規模モデルにより、実証試験できる試験装置として、大型構造機器実証試験装置(HENDEL)が建設された。ループ本体部であるM+Aループは、試験部に最高1000C、4MPaのヘリウムガスを供給する装置であり、昭和57年2月下旬から、温度1000Cで180時間運転するなど、述べ600時間の総合機能試験を終え、3月下旬完成した。以後、試験運転を行い、主要構成機器及びループ全体性能の特性試験を実施している。本報告書は、HENDEL計画の概要及びM+Aループの建設経過、特に直面した技術的課題について述べたものであり、別途報告する特性試験報告の序論となるものである。
小林 順; 江連 俊樹; 小野島 貴光; 小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去時の炉内熱流動現象の把握・予測のためにPLANDTL-2を用いた予備試験を実施し、試験体の基本性能ならびに定常・過渡特性を確認した。
