Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
二川 正敏; 菊地 賢司
日本原子力学会誌, 28(4), p.337 - 343, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉の1次冷却系配管には二重配管構造が使用される。この二重配管構造の減衰振動特性にスペーサの設置間隔及び内管内部断熱材が与える影響について調べるために、直管より構成される二重配管構造試験体によって、ハンマリングによる加振試験を行った。また、これらの結果は二重配管を平行はりにモデル化したCOSMOS-7の有限要素解析結果と比較した。その結果、次のような結論を得た。(1)二重配管構造の減衰比は、スペーサの設置間隔が小さくなるに従って、増大する。(2)レイリー比例減衰比を導入した平行はりモデルによる過渡応答波形の計算結果は、実験結果とほぼ一致した。
二川 正敏; 菊地 賢司
日本原子力学会誌, 27(6), p.553 - 562, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉の1次冷却系配管には二重配管構造が使用される。この二重配管構造の固有振動数、固有振動モードにスペーサの設置間隔が与える影響について調べるために、直管型と曲管型の二つの試験体を製作した。固有振動数と振動モードはハンマリングによる衝撃応答特性から推測された。これらの実験結果は二重配管を平行はりと等価剛性単一はりにモデル化したSAP-Vの有限要素解析結果と比較・検討を行った。その結果、次のような結論が得られた。(1)二重配管構造の固有振動数及び固有振動モードは平行はりモデルによって表わされる。(2)二重配管構造の固有振動数及び固有振動モードはスペーサの設置位置に大きく依存する。
)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1000
C、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。
國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸
JAERI-M 83-151, 23 Pages, 1983/09
多目的高温ガス実験炉の炉心周囲に配置されている固定反射体は炉心拘束機構によって締め付けられる設計となっている。現在、炉心拘束機構の形式としては、バンド方式、スプリング方式が考えられておりそれぞれの形式について検討が行われている。本報告書では、バンド方式炉心拘束機構のリラクセーションについての検討を行った。すなわち、2 1/4Cr-1MoとSUS304で模擬炉心拘束バンドを製作し、リラクセーションの試験を行い、その結果を2 1/4Cr-1Mo標準試験片で行ったリラクセーション試験の結果と比較し、炉心拘束バンドのリラクセーションは標準試験片のリラクセーション挙動から予測できることを確認した。また、同様の方法により実験炉の炉心拘束バンドリラクセーション特性について考察した。
伊与久 達夫; 元木 保男
JAERI-M 82-058, 48 Pages, 1982/06
本計算コードFLOSAは、多目的高温ガス実験炉の炉心拘束機構を対象として、地震時における拘束バンド方式およびリンク・バネ炉心拘束機構の設計用解析コードである。計算コードFLOSAの目的は、(1)炉心拘束機構の要素およびタンジェンシャルキー部分に地震時に作用する荷重を解析し、(2)固定反射体の変位を計算し、(3)リンク接合部に存在するギャップの影響を評価することである。計算例として、拘束バンドについてはシステム総合設計を、リンクバネ拘束方式については詳細設計(I)をベースにして検討した。
伊与久 達夫
JAERI-M 9447, 57 Pages, 1981/04
多目的高温ガス実験炉の炉心は約2000個のブロックを使用しており、各ブロックは地震加振状態で運動することができるので、地震時における炉心耐震性の実証は必要となる。その一環として、垂直2次元炉心モデルに対して数個のブロックを一体化する簡略モデル解析を実施し、その解析モデルの特徴および垂直2次元炉心の振動特性を調べた。得られた結論は次の通りである。(1)パラメータ・サーベイには8ブロックモデル解析が有効であり、より詳細な解析には10ブロックモデル解析で十分である。(2)モデルを簡略化するほどコラムのソフトスプリング特性は弱まり、共振周波数は高周波数側にスライドする。(3)簡略モデル解析の実用範囲は加振加速度レベルにより制限される。(4)加振周波数、加速度およびオリフィスギャップが振動特性に与える影響を明らかにした。
下川 純一; 安野 武彦; 安川 茂; 三竹 晋; 宮本 喜晟; 武藤 康; 新藤 隆一; 田所 啓弘; 幾島 毅; 荒井 長利; et al.
JAERI-M 6141, 394 Pages, 1975/06
本報告書は、昭和49年1月から同年8月まで実施した多目的高温ガス実験炉の基本概念設計を次の項目にわたり詳細に編成したものである。同設計は、原子力関係メーカーから設計書、付属書類形式で納入された報告書により統一的に理解できるものであるが、しかし原研側による評価は記載されていない。したがって、原研研究報告書の編集に当っては、つとめて構想樹立の経過、設計方針、評価の結論などについて、克明な説明を施すことにした。1.概要(はしがき、今後の展望)2.敷地、建家、プラント配置等3.原子炉本体(燃料、炉容器、反応度制御室、熱設計等)4.冷却系(第1次、2次冷却系、純化系等)5.燃料取扱系、廃棄物処理系6.計装制御系、工学的安全系7.安全解析、評価
江崎 正弘; 三竹 晋; 篠田 度
JAERI-M 4523, 49 Pages, 1971/07
本報告書は、多目的高温ガス実験炉の予備設計炉心の動特性解析について述べたものである。解析は数値計算コードによっておこない、定常運転時の反応度挿入事故、起動事故、冷却材流量変動事故、ガス循環材流量喪失事故および冷却材人口温度変動事故などのときに、炉心がどのような応答を示すかを検討した。これらの検討の結果、概ね次の結論を得た。(i)炉心の動特性は十分に安定なものであって、事故発生時においても原子炉を安全に制御することができる。(ii)炉心部諸温度の変化は、出力の変化より大きな遅れをもっており、温度フィールドバックは約20秒後からその効果を表わす。(iii)冷却材流量が完全に喪失しても、原子炉の温度上昇率は小さく、安全操作をおこなうに十分な余裕がある。
野沢 俊弥; 能澤 正雄
日本原子力学会誌, 13(8), p.468 - 474, 1971/00
原子炉から得られる熱エネルギーを,電気に変えずにそのまま熟エネルギーとして利用するという考えは従来からもあり,また実際に行われてもいる。しかし,これらは水冷却炉からの水蒸気の形で実施されることが多く,地域暖房や製紙,化学などの産業に.おける利用のみに限られていた。
