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國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; Yan, X.; 小杉山 真一
JSME International Journal, Series B, 47(2), p.261 - 267, 2004/05
高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)は、原子炉の1次系にガスタービンを設置して発電を行う高効率発電システムであり、2010年代の実用化を目指している。本システムでは、可能な限り既存の技術を用いることで、開発要素を少なくする設計としているが、主要機器である圧縮機,磁気軸受等の開発試験が必要である。開発試験は、1/3スケールのヘリウムガス圧縮機の空力性能試験,磁気軸受の制御性確認試験,全体システムの運転制御性試験からなる。このうち、ヘリウムガス圧縮機の空力性能試験では、ボス比が大きくなりブレード周りのヘリウムガスの2次流れの空力性能の影響が大きくなるヘリウムガス圧縮機の特性を考慮した試験計画を定めた。本報は、GTHTR300の優れたタービン系の特長を示すとともに、開発試験の試験計画,試験内容を示す。
小杉山 真一; 武井 正信; 滝塚 貴和; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.532 - 545, 2003/12
GTHTR300の発電系設備に対して既に提案されている保守・点検方針に基づき、点検方法・手順の検討を行った。定期的に開放点検あるいは分解点検を行うこととしたガスタービン,圧縮機及び発電機は1次系圧力バウンダリである動力変換容器内に設置されている点,原子炉冷却材ヘリウムガス環境で使用されるため有意なFP沈着が想定される点で既存の発電プラントにおけるタービンと比べて特徴的であり、従来とは異なる点検方法が必要と考えられる。線量率評価の結果、ガスタービン及び圧縮機廻りの線量率が点検時に有意な被ばく影響を与え得る程度であることを確認した。したがって、開放点検は専用の点検エリアで一定期間の保管冷却後に行うこととした。動力変換容器からの取出し手順は、発電機収納部を切離した後にガスタービン-圧縮機一体のアセンブリとして容器内から引出し、天井クレーンで点検エリアに運ぶこととした。さらに、点検期間短縮の観点から、ガスタービン-圧縮機は予備アセンブリで入替える運用とした。ここで提案した方法・手順により設備利用率90%以上確保に見通しが得られた。なお、被ばく低減対策が今後の重要な検討課題であることを併せて確認した。
小杉山 真一; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 片西 昌司; 高田 昌二
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.319 - 331, 2003/09
GTHTR300の発電系設備に対する保守・点検の基本方針について検討し、提案を行った。検討に際しては、機器ごとに運転時の使用環境,構造,材料等を考慮し、機能の維持に支障を来す可能性のある劣化・損傷事象を予測した。特に留意すべき事象は、ガスタービンの動翼・静翼に対する高温クリープ及び熱疲労による割れ及び変形等であり、定期的な開放点検により健全性を確認することとした。なお、動翼・静翼には寿命評価による管理が必要であり、劣化傾向を把握し計画的に取り替えることとした。開放点検の周期は設計上の寿命も考慮すると、技術的には最長6年程度までなら妥当であるとの見通しを得た。そのほか、腐食・浸食が予測される前置冷却器及び発電機冷却ガス冷却器の伝熱管をはじめ、圧力バウンダリ機器には軽水炉の相当の検査を行うこととした。また、プラント運転時には巡視点検は行わず、モニタリングにより機器状態を確認することとした。
Guillemet, L.*; Jager, B.*; Haange, R.*; 濱田 一弥; 原 英治*; Kalinin, G.*; 加藤 崇; Millet, F.*; Shatil, N.*
Proceedings of 19th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC-19), p.105 - 108, 2002/07
ITER国際チームは、日本原子力研究所との共同で、国際熱核融合実験炉(ITER)の超伝導コイルを冷却するためのヘリウム冷凍システムを設計した。本冷凍機は、核融合試験装置用としては世界最大規模であり、4Kで48kWの冷凍能力と0.16kg/sの超臨界ヘリウムの供給能力を有する。本設計には、原研のITER中心ソレノイド・コイルの冷却で実績のある、超臨界ヘリウム・ポンプと低温排気圧縮機の技術が採用されている。ITERでは、低温熱負荷がプラズマ燃焼試験と共に変動するので、冷凍機の動作が不安定になることを避けるために、熱負荷を平準化する機構を冷凍システムに設けた。この様な工夫により、冷凍システムの規模を極力小さくすることができるとともに、コイルを安定に運転することが可能となった。
西沢 市王; 坂本 勉*; 勝山 和夫; 進士 義正; 三戸 規生; 松元 章
JAERI-M 9910, 37 Pages, 1982/01
3m
/hrの処理能力をもつ蒸気圧縮型蒸発処理装置を1978年3月に設置した。設置後、コ各種の試験を実施し装置の特性、最適運転条件を調べた。続いて実廃液の処理を実施し、さらにメンテナンスについても経験を積んできた。これらの経験から、(1)定格処理量は、設計条件である3m/hrが満足できた。また処理量を50%まで安全に制御して運転できた。さらに除染係数は10以上が得られた。(2)運転維持費に関係する蒸発比は、単効用蒸発処理装置と比較して14倍になった。したがって加熱源は1/14ですむ。(3)伝熱面に付着したスケールは、化学除染法でほぼ完全に除去できた。(4)主要機器の性能低下は、実廃液を約3,000m処理した時点においても見られない。 このことから、放射性廃液の処理に、蒸気圧縮式蒸発処理法も有力な処理手段であることが実証された。
青地 哲男; 中根 良平*; 高橋 修一郎*
IAEA-CN-36/552, p.127 - 141, 1977/00
本報告は、1977年5月ザルツブルツグで開催されたIAEA国際会議「Nuclear Power and Its Fuel Cycle」で発表されたものである(論文No.IAEA-CN-36/552)。ガス拡散濃縮工場の経済性を支配する隔膜特性と、財務/(政策)計画とについて述べる。隔膜特性については、孔径40
という各種隔膜が作られ、そのうち、PTFE製がもっともすぐれていることを見出し、また、UF
循環用の軸流圧縮材についていは、断熱効率90%以上を得た。また経済性については、プラントの最適設計(経済性の上から)を行う方法を提示し、隔離孔径、UFのコスト、プラント容量、プラントの運転費に関し感度回折をも行っている。また財務計画については、自己出資分を最小にすること、OFF-TAKE契約を電力会社と結ぶこと、などが必要であり、このため、建設、運転工程、CASH FLOW 分折が、さらに、国際的なかつ政府の援助が重要な問題となる。
