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山田 政治; 荒 克之
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.609 - 616, 1994/06
被引用回数：1 パーセンタイル：17.84(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉内温度計測のために、長期間最高温度1250
C、短期間最高温度1350Cの使用温度に耐え得る白金モリブデン合金熱電対を開発した。熱電対素線として+側Pt-5%Mo,-側Pt-0.1%Moを用いた。開発した熱電対について、1000~1400Cの温度における炉外高温試験およびJMTRにおける炉内照射試験を行った。熱中性子照射量は8.1
10
n/cm
であった。これらの試験の結果、熱起電力の変化は
2%以内であり、要求仕様を満足するものであった。本熱電対は将来の改良型高温ガス炉およびHTTR利用研究における炉内温度計測に有用なものである。
荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 小林 一夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.480 - 489, 1987/06
被引用回数：2 パーセンタイル：29.71(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス炉用炉内温度センサとして、白金モリブデン合金熱電対を実用化するため、Pt-5%Mo/Pt-0.1%Mo熱電対の裸素線を試作し、高温アルゴン中および高温真空中で加熱して、熱起電力、機械的強度、金属組織の安定性を調べた。高温アルゴン中では不純物ガスによるMoの選択的な酸化や炭化が生じ、機械的強度が大巾に低下し、粒界腐食が生じたが、真空中では熱電的、機械的、金属組織的な諸特性はすべて安定していた。これより、素線回りの雰囲気管理の重要性が明らかとなり、不純物ガスのゲッター材であるタンタルをシースとしたTaシース熱電対を試作して1200C3000時間の長期高温試験を実施した。その結果、熱起電力ドリフトは0.7%以下で、素線の機械的強度の劣化もなく、すべて良好に作動した。これより、実用化へ向かっての開発の見通しが得られた。
藤村 薫; 椎名 保顕
日本原子力学会誌, 29(4), p.328 - 334, 1987/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス炉の冷却材循環機事故時には冷却材流量の低下に伴なって、流れ場が乱流から遷移領域を経て層流に移行する可能性がある。しかし、遷移域の流動特性は不明な点が多い。ここでは、円管流路の場合について、遷移域で間欠的な乱流領域が層流に挟まれた形で発生する過程を実験的に調べた。
柳瀬 真一郎*; 藤村 薫; 水島 二郎*; 後藤 金英*
Journal of the Physical Society of Japan, 55(1), p.106 - 114, 1986/00
被引用回数：4 パーセンタイル：41.48(Physics, Multidisciplinary)多目的高温ガス炉の高温伝熱機器においては、流体運動に起因する振動が発生する可能性がある。その原因としては、各種ジェットやウェーク中の不安定波が考えられる。ここでは、ジェットやウェーク中の非周期的な不安定波の挙動を調べた。その結果、不安定波のスペクトルは時間と共に鋭くなることが明らかになった。本研究は相模工大との59年度協力研究に基づくものである。
)の概要と建設井沢 直樹; 高瀬 和之; 丸山 創; 下村 寛昭; 菱田 誠; 田中 利幸; 鈴木 靖之*; 秋定 俊裕*
日本原子力学会誌, 27(12), p.1136 - 1146, 1985/00
被引用回数：3 パーセンタイル：47.02(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス炉は、ヘリウムガスを冷却材とし、黒鉛を減速材とするガス冷却炉の一形式であり、原子炉から取り出される熱エネルギを、種々の化学工業プロセスに、直接利用することを目的としている。原研では、昭和44年以来、その実験炉の建設を目指して研究開発が進められている。実験炉の原子炉出口冷却材温度は、約950Cであり、高温下にさらされる炉の構成機器、すなわち、黒鉛ブロック燃料体,高温炉床構造物,中間熱交換器,高温配管等は、その成果に基づいて設計が行われている。本報は、実験炉とほぼ同条件下において、機器の性能,強度等の総合性能,安全性の確認を行うために建設された大型構造機器実証試験装置(HENDEL)の最初の試験部である燃料体スタック実証試験部(HENDEL T)の構成,試験計画等について述べる。
椎名 保顕; 藤村 薫
JAERI-M 84-201, 29 Pages, 1984/11
多目的高温ガス炉の強制対流冷却そう失事故時の炉心内伝熱流動特性を模擬する目的で炉心内逆流実験を行った。炉心内多チャンネル流れを2チャンネルで模擬し、自然対流、および混合対流時の壁温分布、循環流量、流体内温度分布等の測定を行った。その結果、自然対流流量とグラスホフ数の関係、混合対流時の壁温・流量特性などが得られた。
辻 宏和; 近藤 達男
JAERI-M 84-014, 29 Pages, 1984/02
冷却材近似He中での900CにおけるハステロイXおよびXRの設計疲労曲線の確立に資するためのデータ取得を目的として、標準的な試験条件下で高温低サイクル疲労試験を行い、次の知見を得た。(1)ハステロイXとXRの不純He中高温低サイクル疲労強度に本質的な差はなく、全データ点をManson-Coffinの関係式で整理すると
'
t=e+p=0.00228Nf
+0.447Nf
となる。(2)冷却材近似He中での高温低サイクル疲労寿命は、本研究の試験条件下では両合金共に、超高真空中における場合の70%程度であった。(3)破壊モードは、粒内破面および粒界破面の両方が観察されるが、概して、延性ストライエイションを伴う粒内疲労破面の方が支配的である。(4)本研究で取得したデータは、これまでに報告されている類似の条件下でのハステロイXの疲労データ群と比べると、それらの作るデータバンドのほぼ中央に位置している。
藤村 薫
ながれ, 3, p.94 - 107, 1984/00
高温伝熱機器において発生が予想される流体による異常振動の原因としてはいく種類かのものが挙げられるが、ノズルやエッジをすぎる流れの中の不安定波もその原因の1つである。これらの流れは本質的に非平行であるが、非平行流中の不安定波の解析はむつかしく、最近になってようやく解析法が確立されるに到った。本報ではこの解析法についての解説を行う。
河村 洋; 虎石 昭雄
高温学会誌, 9(4), p.132 - 140, 1983/00
高温ガス炉の必要性を述べたのち、なぜ高温ガスが発生できるかという点を説明し、さらに軽水炉と比較した隙の高温ガス炉の特徴を述べた。また、西独および米国における開発の現状、さらに我国における多目的高温ガス実験炉の開発状況を概説した。
安野 武彦; 武藤 康; 田所 啓弘; 江崎 正弘; 鈴木 勝男
JAERI-M 8881, 73 Pages, 1980/06
単管構造の高温ガス実験炉1次冷却系高温配管について、構造設計およびレイアウト計画を行ない、これに基づきシステム上の問題について検討を加えた。圧力管の外径は660.4mmとし、内部断熱構造としてはライナ側に積層金属断熱層、圧力管側に繊維状断熱層を設ける方式を採用した。本方式の断熱構造は、断熱構造に欠陥の生ずる可能性が少なく、また減圧事故時のライナの座屈強度の点からも、優れた構造であることが判明した。原子炉容器と配管の接続部の構造は、単管方式で、従来どおり下鏡に取り付けるのが良いと考えられる。配管破断事故時の炉心安全性について、2重管との比較の観点から検討を行なったが、差異は認められなかった。
大内 信平; 岡本 芳三
Gas-Cooled Reactor with Emphasis on Advanced Systems,Vol.2, p.219 - 236, 1976/00
多目的高温ガス冷却実験炉(VHTR)の開発プログラムの一環として、炉内照射試験・炉外伝熱流動試験を行うため各種のヘリウムガスループがつくられた。インパイルガスループ(OGL-1)はJMTRにとりつけられ、燃料・材料の照射等を行うためのもので建設中である。OGL-1製作に伴う諸問題解決の為実施した開発試験のうち、炉内管の試作,HTGLによる伝熱流動実験,膨張吸収機構試験,材料試験,断熱材試験などについて述べる。炉外高温ガスループはVHTRのコンポーネントの伝熱流動テスト,燃料要素の伝熱流動特性テストなどのために作られたものである。これらの研究のうち、炉心チャンネル内での層流化現象と対策,配管の熱損失,水素透過などの研究について述べる。
