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石井 克典; 守田 圭介; 野口 弘喜; 青木 健; 水田 直紀; 長谷川 武史; 永塚 健太郎; 野本 恭信; 清水 厚志; 飯垣 和彦; et al.
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/09
JAEA initiated the HTTR heat application test project coupling a hydrogen production facility to the HTTR (high temperature engineering test reactor). The project aims to establish "coupling technologies" between HTGR and hydrogen production achieving large-scale, stable and economically competitive carbon-free hydrogen production using the HTGR heat. Important considerations towards establishment of coupling technologies are development of system technologies for HTGR hydrogen production systems and components required for coupling between two facilities. This paper explains a system concept of the HTTR heat application system which can maintain safe and stable operation of the HTTR against temperature transients induced by abnormal events in a hydrogen production plant with the results of operational scheme as well as heat and mass balance of the system. Development plans for hot gas duct, high temperature isolation valves and helium gas circulators are also presented.
西原 哲夫; 榊 明裕*; 稲垣 嘉之; 高見 和男*
日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.381 - 387, 2004/12
原研ではHTTR水素製造システムの研究開発を進めている。本システムの主要な機器の1つに、原子炉格納容器を貫通する高温ヘリウム配管に設置する高温隔離弁がある。高温隔離弁はアングル弁を採用し、基本構造の検討を行うとともに、応力解析を行い、構造健全性を確認した。また、許容漏えい率を定め、それを満足するための弁座構造及び締切荷重を決めるための小型要素モデルを用いたヘリウム漏えい試験を行った。くさび型の弁座は締切回数の増加とともに漏えい量が増加したが、平面型の弁座は締切回数によらず漏えい量はほぼ一定であり、許容値を十分満足するものであった。この結果から、高温隔離弁の弁座は平面型を採用し、締切荷重は30MPaに設定した。
西原 哲夫; 岩月 仁*
JAERI-Tech 99-078, p.55 - 0, 1999/11
HTTR水素製造システムでは、905
、4.1MPaの高温高圧下で格納容器隔離弁が使用されるが、本条件で使用可能な弁はない。また、原子力製鉄プロジェクトでの隔離弁の開発成果から、いくつかの検討課題も報告されている。そこで、HTTR用高温隔離弁の概念設計を行い、3次元弾性応力解析により構造健全性を確認した。次に、弁座盛金材料として、ステライト合金及びニッケル基超合金について、溶接施工性、時効特性等の予備調査を行い、使用可能性について検討した。その結果、長時間時効、ヘリウム雰囲気での特性等を把握することが必要不可欠であることがわかった。そこで、これらの問題を解決するための試験計画を立案した。
羽田 一彦; 藤崎 勝夫; 小磯 浩司*; 柴田 大受; 稲垣 嘉之; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 97-004, 113 Pages, 1997/02
核熱を利用した水蒸気改質水素製造システムは、通常、原子炉建家外に設置するため、HTTRの中間熱交換器と水素製造システムを接続する2次ヘリウム配管は原子炉格納容器を貫通する。このため、貫通部に隔離弁を設置する必要がある。中間熱交換器で加熱されたヘリウムは約905
C、4.1MPaで隔離弁を流れるが、このような高温高圧のヘリウム用隔離弁はこれまで実用化されていない。そこで、本報では高温高圧の隔離弁として適した構造のアングル弁について構造概念を提案し、さらに、HTTRでの供用に先立ちこの概念を確証するため、電気加熱による炉外実証試験装置を用いた試験の計画を定めた。
渡邉 憲夫; 平野 雅司; 及川 哲邦
JAERI-M 91-143, 173 Pages, 1991/09
本報告書では、原子炉停止時における崩壊熱除去機能の喪失に関する事例の分析結果を報告する。収集した事例は、PWRが206件(対称期間:1976年~1990年)、BWRが48件(同:1985年~1990年)である。事例収集にあたっては、米国の設置者事象報告(LER)やOECD/NEAの事象報告システム(IRS)等を参照した。米国PWRで発生した197件の事象を分析した結果、原子炉停止時に崩壊熱除去機能が喪失した事例の多くは、(1)余熱除去系(RHR)ポンプの吸込/隔離弁の閉止、(2)水抜き運転状態時のRHRポンプの空気巻き込み、(3)RHRポンプの駆動力喪失、のいずれかが直接的な原因となっている。また、その背後にある根本原因を分析すると、手順書の不備や運転員/作業員の誤操作等の人為的な要因が支配的となっている。一方、米国BWRで発生した48件の事象については、運転員/作業員の誤操作に起因する吸込/隔離弁の閉止によるものが最も多い。
安野 武彦; 武藤 康; 江崎 正弘; 鈴木 勝男; 田所 啓弘; 瀬谷 東光
JAERI-M 9277, 133 Pages, 1981/01
本報告書は第1次概念設計に引続いて行った、緊急隔離弁、1次ヘリウム主(および補助)循環機、ならびに単管形式の配管についての概念設計結果をまとめたものである。緊急隔離弁については、形式として内部断熱アングル弁を選定し、構造検討、弁座からのリーク量の推定、弁体、弁座、ディスクの軸対称モデルとしての応力解析を行った。主循環機は、4段圧縮遠心式の水潤滑軸受形式とした。駆動機はかご型誘導電磁機である。補助循環機は、ガス潤滑軸受のサブマージドタイプとした。両者について、性能曲線、羽根車強度、回転軸系特性、ケーシング強度に関する検討を行った。さらに補機系統、駆動用電動機についても検討を行った。単管については、サイジング、熱応力解析の他、保護ダクトを設け圧力管を空冷する方式についても検討を行った。以上の設計検討の結果、これら機器の形式、基本諸元、構造が定まり、フィージビリティが明らかにされた。
