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論文

Hydrogen permeation through heat transfer pipes made of Hastelloy XR during the initial 950$$^{circ}$$C operation of the HTTR

坂場 成昭; 大橋 弘史; 武田 哲明

Journal of Nuclear Materials, 353(1-2), p.42 - 51, 2006/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:52.88(Materials Science, Multidisciplinary)

HTTRの中間熱交換器(ハステロイXR製)におけるトリチウム透過の防止は、高温ガス炉に化学プラントを接続する際の重要な課題の一つである。本報では、HTTRに水素製造装置を接続する際に化学プラントであるISシステムの非原子力級可に資するため、HTTRの高温試験運転における実測値をもとに水素透過を保守的に評価した。ハステロイXRの活性化エネルギー及び頻度因子は、707Kから900Kにおいて、それぞれ、65.8kJ/mol, 7.8$$times$$10$$^{-9}$$m$$^{3}$$(STP)/(m$$ast$$s$$ast$$Pa$$^{0.5}$$)と評価された。これらの値は、従来の値と同程度である。また、最確値による評価の結果から、トリチウム透過を妨げる酸化膜が伝熱管表面に形成されていることが示唆された。

論文

Structural integrity assessments of helium components in the primary cooling system during the safety demonstration test using the HTTR

坂場 成昭; 橘 幸男; 中川 繁昭; 濱本 真平

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4499 - 4511, 2005/08

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験による成果は、将来高温ガス炉及び第四世代原子炉システムの候補の一つであるVHTRの経済性の向上につながることが期待されている。安全性実証試験の一つとして実施されている冷却材流量の部分喪失を模擬した循環機停止試験では、温度及び冷却材であるヘリウム中の不純物組成が過渡状態となる。そこで、循環機停止試験における、温度及びヘリウム中の化学組成の実測値をもとに、1次系の主要な機器である、高温二重管,1次加圧水冷却器等の健全性を評価した。温度変化に基づく応力評価及び化学組成変化による炭素析出の評価の結果、原子炉出力100%からの試験における1次系主要機器の健全性が確認された。

報告書

HTTRの中間熱交換器の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2005-040, 39 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-040.pdf:1.88MB

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$$^{circ}$$C/950$$^{circ}$$C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、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、主冷却系に設置されている熱交換器のうちの中間熱交換器(IHX)について伝熱性能を評価した。また、設計時におけるIHXの熱交換性能との比較を行い、設計時に用いたIHX伝熱性能評価手法の妥当性を検討した。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の熱交換器の伝熱性能評価結果(受託研究)

清水 明; 大橋 弘史; 加藤 道雄; 林 光二; 会田 秀樹; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 森崎 徳浩; 榊 明裕*; et al.

JAERI-Tech 2005-031, 174 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-031.pdf:20.71MB

従来、高温ガス炉と水素製造設備を接続するためのシステムインテグレーション技術の確立を目的として、HTTRへメタンガスの水蒸気改質による水素製造設備の接続が検討されて来た。その水素製造設備のモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を2001年度に完成し、これまでに水蒸気改質器をはじめ、各種の熱交換器に関する運転データを取得した。本報告では試験装置の水蒸気改質器,蒸気過熱器,蒸気発生器,放熱器,ヘリウムガス冷却器,原料ガス加熱器,原料ガス過熱器等、試験に使用した熱交換器の仕様と構造,文献に掲載された管外と管内の熱伝達率算出式を摘出整理した。また、試験において実測された各熱交換器の出入口温度,圧力,流量のデータから伝熱性能を評価するコードを新規作成した。実測データから得られた熱貫流率と、伝熱式を使って計算した熱貫流率とを比較し評価した。その結果、全機器において伝熱性能と熱効率が妥当であることが確認できた。

論文

高温ガス炉HTTRの高温試験運転における主冷却系熱交換器の性能評価

栃尾 大輔; 中川 繁昭; 古澤 孝之*

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.147 - 155, 2005/06

日本原子力研究所の高温ガス炉HTTRでは、2004年3月から7月にかけて高温試験運転を行い、世界初となる原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。HTTRの熱交換器は、原子炉で発生した熱の除熱及び原子炉入口冷却材温度を所定の温度に維持するという観点から、伝熱性能が設計時に想定した範囲内でなければならない。本報では、本試験運転で得られた実測データを用いて、主冷却系に設置されている熱交換器の伝熱性能を評価した。さらに、伝熱性能について評価値を設計値と比較し、熱交換器の設計手法が妥当であることを確認した。

報告書

JRR-4熱交換器の管理技術

堀口 洋徳; 大山 光樹; 石黒 裕大; 平根 伸彦; 伊藤 和博; 亀山 巌

JAERI-Tech 2005-001, 38 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-001.pdf:2.79MB

JRR-4では、1992年に炭素鋼製からステンレス鋼製の熱交換器に更新した。その後、熱交換器の管理方法の検討を重ねてきた。その主なものが、熱交換器の洗浄技術である。旧熱交換器の冷却性能の回復には化学洗浄のみを行ってきたが、新たな方法として化学洗浄と乾燥洗浄を組合せた回復・維持を行っている。これは、伝熱管や配管への負担を軽減するとともに、コスト面にも大きな役割を果たしている。本書では、実績に基づく熱交換器の管理技術のまとめとして、JRR-4熱交換器の性能管理方法,洗浄方法及び冷却水の管理方法について報告する。

論文

Experimental evaluation of tritium permeation through stainless steel tubes of heat exchanger from primary to secondary water in ITER

中村 博文; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.183 - 187, 2004/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:21.18(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERの熱交換器ステンレス配管を通じた1次冷却水から2次冷却水へのトリチウム透過量を正確に把握するために模擬実験を実施した。実験には、直径6mm,肉厚0.5mm,長さ30cmの316Lステンレス鋼の細管37本を集合させた試験体を用意し、細管の内側に1次冷却水を模擬した7.4MBq/cm$$^{3}$$のトリチウム水を、外側には純水を充填して、0.9MPa-423Kの条件でトリチウム透過量を測定した。その結果、100時間経過後に有意なトリチウムの透過が観察されはじめ、その後直線的な純水中トリチウム濃度の上昇が観察された。本実験結果から評価される定常状態におけるトリチウムの透過率は、3.4$$times$$10$$^{-11}$$$$Delta$$C$$times$$A/d(Bq/hr)である。ここで、$$Delta$$C, A, dは、それぞれトリチウム濃度差,細管の表面積及び肉厚である。今回得たトリチウム透過率は、従来用いられてきたガス透過の結果に基づく評価値より約3桁小さい。これは、ガス状態で接した場合の材料表面のトリチウム濃度がSievert's則で規定されるのに対し、水状態で接した場合の表面トリチウム濃度が水中の水素イオンもしくは水酸イオン濃度に規定されているためであると推察される。以上の結果は、これまで評価されてきたITERの2次冷却水中のトリチウム濃度が十分保守的であることを証明するものである。

論文

Permeability of hydrogen and deuterium of Hastelloy XR

武田 哲明; 岩月 仁*; 稲垣 嘉之

Journal of Nuclear Materials, 326(1), p.47 - 58, 2004/03

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.65(Materials Science, Multidisciplinary)

高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムでは中間熱交換器の伝熱管や水蒸気改質器の反応管に使用される高温耐熱合金の水素同位体透過が重要な問題となる。そこで、中間熱交換器の伝熱管に使用されているハステロイXRの水素,重水素透過係数を取得するため水素同位体透過実験を実施した。本論文ではハステロイXRの水素及び重水素透過係数の活性化エネルギーと前指数部の係数を求めた。

論文

Heat removal performance of auxiliary cooling system for the High Temperature Engineering Test Reactor during scrams

竹田 武司; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 武仲 五月*

Annals of Nuclear Energy, 30(7), p.811 - 830, 2003/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.55

HTTR(高温工学試験研究炉)の補助冷却設備は、強制循環による炉心の冷却が可能な事故時での原子炉スクラム時に工学的安全施設として除熱する。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950$$^{circ}C$$,熱出力は30MWである。炉心黒鉛構造物に対する過度な熱衝撃及び水の沸騰を防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。HTTRの20MWまでの出力上昇試験の中で、9MWからの手動トリップ模擬試験,15MWからの商用電源喪失模擬試験を実施した。補助冷却設備の除熱性能をこれらの試験により確認し、試験に基づく補助冷却設備のヘリウム/水熱交換器と空気冷却器の熱通過率が得られた。原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$,30MW運転からのスクラム時における補助冷却設備の流体温度を予測し、この条件における炉心黒鉛構造物(燃料ブロック)の健全性を応力解析により検討した。評価の結果、空気冷却器のルーバーが全開の条件で補助冷却設備の水が沸騰せず、かつ、炉心黒鉛構造物の過冷却を防止できる見通しを得た。

報告書

HTTRの出力上昇試験結果に基づく中間熱交換器の構造強度評価

竹田 武司; 橘 幸男; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2002-091, 45 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-091.pdf:1.77MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の中間熱交換器(IHX)は、ヘリウム/ヘリウムの熱交換器であり、高温ガス炉の核熱利用を将来実証するうえで重要な機器である。IHXの熱容量は10MWであり、ヘリカルコイル状の伝熱管を96本有している。IHXの構造設計では、内部構造物のうち、ハステロイXR材である伝熱管,内筒等に対して弾クリープ解析を実施している。HTTRの出力上昇試験の中で、原子炉スクラム時におけるIHX内の冷却材温度変化は設計時の想定より早いことがわかった。そこで、出力上昇試験で得られた冷却材温度データに基づき、想定した高温試験運転で全出力(30MW)からの原子炉スクラム時の冷却材温度変化が、IHXの伝熱管,内筒下部レジューサの構造強度に及ぼす影響について調べた。その結果、寿命期間中(10$$^{5}$$h)の累積クリープ主ひずみ,累積クリープ疲れ損傷係数は、「高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針」に定められた制限値を満足していることを確認した。

論文

Multi-dimensional thermal-hydraulic analysis for horizontal type PCCS

新井 健司*; 栗田 智久*; 中丸 幹英*; 藤木 保伸*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 山口 献*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

次世代型BWR格納容器の過圧破損を防ぐ静的格納容器冷却系(PCCS)横型熱交換器の総合性能の確認を目的として、13年度から大型モデル試験を行っている。この大型モデル試験の開始に先立ち、TRACコードの3次元炉心モジュールに改造を施した多次元二相流コードを用いてPCCS熱交換器2次側のボイド率分布及び1次側の熱交換器伝熱管間の流量配分を求めた。この結果、除熱性能と圧力損失の双方で要求性能を満たすこと、膜沸騰が生じないこと、上部管束と下部管束との間からかなりの2次側冷却水の流入があること,除熱管間の流量配分が各管の除熱量に依存することなどを予測した。

論文

Experimental investigation of thermal-hydraulic performance of PCCS with horizontal tube heat exchangers; Single U-tube test

中村 秀夫; 安濃田 良成; 田畑 広明*; 小幡 宏幸*; 新井 健司*; 栗田 智久*

JAERI-Conf 2000-015, p.177 - 184, 2000/11

横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)は、水平管内での非凝縮性ガスを含む凝縮伝熱流動に関する研究が少ないため、除熱性能の評価を十分行えない。そこで、横型PCCSの除熱性能評価に必要なデータを取得して凝縮伝熱モデルを作成するため、単一の水平U字管(伝熱長約8m、口径19, 32, 43mmの3体)を用いた管内凝縮の基礎伝熱試験を行う。発生する現象を予測するため、三菱による伝熱劣化の実験相関式をRELAP5/MOD3.2コードに導入し、32mm口径管でU字面が水平の場合につき、予備解析を行った。用いた相関式は条件を外挿適用しており、計算された流動様式もおおむね分離流と解析上の課題は残されたが、小さな出入口間差圧でもPCCSに要求される凝縮伝熱流動(ガス排気、凝縮水の排水を含む)を得る可能性があることが確認された。

論文

Single U-tube Testing and RELAP5 code analysis of PCCS with horizontal heat exchanger

中村 秀夫; 近藤 昌也; 浅香 英明; 安濃田 良成; 田畑 広明*; 小幡 宏幸*

Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.336 - 343, 2000/00

横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)の性能評価に必要なデータを得るため、単一の水平U字管を用いた管内凝縮伝熱の基礎試験を(株)日本原子力発電との研究協力で行った。口径32mm、伝熱長8mの試験体を用いた基準流動条件(圧力: 7気圧、入口蒸気流量: 1%崩壊熱出力相当、非凝縮性ガス分圧: 1%)での試験等から、高いガス分圧($$leq$$20%)でも良好な除熱性能が得られることや圧力損失、排気、排水の各特性でも良好な結果を得て、横型熱交換器のPCCSへの適用性を確認した。RELAP5/MOD3コードを用いた実験後解析では、オリジナルコードが凝縮伝熱を過小評価したため、基礎伝熱試験をもとに選定した凝縮伝熱やガスによる伝熱劣化のモデル群を組み込むとともに、凝縮終了後の伝熱管内ガス停滞挙動を表現するノード法の考案等で、実験を良好に予測するコード改良ができた。今後、計画中の多次元流動に着目した大型モデル試験の解析を行うとともに、実機での各種過渡におけるPCCS挙動を予測・評価する。

報告書

ヘリカルコイル型熱交換器における伝熱管群の流体励起振動挙動と流動伝熱特性に関する研究

稲垣 嘉之

JAERI-Research 97-069, 31 Pages, 1997/10

JAERI-Research-97-069.pdf:1.02MB

HTTRのヘリカルコイル型中間熱交換器(IHX)の伝熱管群の流体励起振動挙動、並びに圧力損失、伝熱特性をIHXの実寸大部分モデル試験装置を用いて明らかにした。試験モデルは、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群とセンターパイプを模擬したもので、試験流体には空気を用いた。流体励起振動に関しては、伝熱管破損の主原因となる流出渦による振動及び伝熱管群の流力弾性振動について評価を行った。その結果、伝熱管群はセンターパイプと連動した振動が主であること、さらに振動による振幅も0.1mm以下と微小なものであり、IHXの運転条件下では伝熱管破損の原因となるような振動が生じていないことを明らかにした。流動伝熱特性については、伝熱管外の強制対流による伝熱及び圧力損失についての実験式を導出した。ヌセルト数についてはRe$$^{0.56}$$、抵抗係数についてはRe$$^{-0.14}$$に比例する相関式が得られた。さらに、熱放射板による伝熱促進効果を定量的に明らかにした。

論文

Feasibility study on the applicability of a diffusion-welded compact intermediate heat exchanger to next-generation high temperature gas-cooled reactor

竹田 武司; 國富 一彦; 堀江 哲次*; 岩田 克雄*

Nucl. Eng. Des., 168, p.11 - 21, 1997/00

 被引用回数:32 パーセンタイル:8.85

次世代の高温ガス炉(HTGR)において、プロセス熱利用を行うための高温の熱を輸送する中間熱交換器(IHX)の開発は重要である。PFCHXを長期間、高温条件下において使用した場合、プレートとフィン接合に用いるろう付けの信頼性は不十分である。そのため、凹凸プレート(CP)の接合に固相拡散接合法、材料にニッケル基長合金であるハステロイXRを用いた凹凸プレート形コンパクト熱交換器(CPCHX)を提案した。本研究では、はじめに、CPCHXのCPの固相拡散接合に対する最適条件を、ハステロイXRの試験片を用いた実験により見いだした。つぎに、固相拡散接合法を用いた小型CPCHXを設計、製作し、試験ループに据え付けることで、固相拡散接合の信頼性を調べた。漏洩試験の結果として、固相拡散接合は十分な信頼性を有していることが確認できた。性能試験から、小型CPCHXの熱コンダクタンスは計算値より優れていることを示した。さらに、CPCHXの設計研究を行い、次世代のHTGRのIHXに対する固相拡散接合法を用いたCPCHXのフィジビリティを調べた。

論文

Application of neutron radiography to visualization of cryogenic fluid boiling two-phase flows

竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 後 俊彦*; Iwatani, Junji*; 村田 裕*; 持木 幸一*; 田口 亮*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377(1), p.174 - 176, 1996/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.64

金属容器内及び熱交換器内における液体窒素の沸騰二相流をJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置において武蔵工業大学が開発した動画像処理装置を用いて可視化及び画像処理・解析した。金属容器内液体窒素プール中におけるアルミニウム垂直シリンダーからの核沸騰及び膜沸騰の様子が実時間で疑似カラーを用いて観察された。また、アルミニウム製のフィンを用いたタイプの熱交換器では液体窒素の分布が画像処理により得られ、質量流束条件の違いによる液体窒素の流れ方の違いが良く観察された。これらの実験結果より、中性子ラジオグラフィが低温沸騰二相流の可視化及び低温熱交換器の設計に応用できることが示された。

論文

Measurement of dynamic behavior of void fraction in tube-banks of a simulated fluidized-bed by neutron radiography

小澤 守*; 梅川 尚嗣*; 松田 健*; 竹中 信幸*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.610 - 616, 1996/00

流動層熱交換器に関してボイド率の分布は、一つの重要な設計要因である。この分野における最近の研究の進展により、特に熱交換用管群周りのボイド率の動的挙動把握の重要性が強調されている。本研究では、実時間中性子ラジオグラフィ及び画像処理を模擬流動層内の管群周りの流動に適用し、実時間二次元ボイド率分布の計測を行った。その結果、画像データから流動層熱交換器周りの定量及び定性的な流動情報が得られ、中性子ラジオグラフィの流動層への適用の有用性が確認された。

論文

高温用加圧水冷却器の管外熱伝達相関式の高精度化

國富 一彦; 竹田 武司; 今西 克臣*; 大久保 実; 溝上 頼賢*; 原 輝夫*; 菊池 洋*

日本原子力学会誌, 38(8), p.665 - 672, 1996/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の1次加圧水冷却器(PPWC)は、原子炉から流入する950$$^{circ}$$Cの1次ヘリウムガスを約400$$^{circ}$$Cまで冷却する逆U字型伝熱管を有する熱交換器である。PPWCの通常運転時の設計除熱量は30MWであるが、除熱量が30MW$$pm$$7%の範囲に入らないと、HTTRに要求されている原子炉出口ガス温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの同時達成が不可能になる。しかし、原子炉の1次系の機器として、このような高温用PPWCが使用された実績はなく、詳細な伝熱性能は明らかではなかった。そこで、1/2スケールの試験装置を用いた伝熱性能試験により、管外熱伝達式を明らかにした。また、伝熱性能の改良のために設置した受衝板、シール機構の影響等を調べ、PPWCの伝熱設計に反映した。

論文

Void fraction profile in tube-banks of a simulated fluidized-bed heat exchanger

小澤 守*; 梅川 尚嗣*; 松田 健*; 竹中 信幸*; 鶴野 晃; 松林 政仁

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.144 - 147, 1996/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.27

操作性及び環境保護の点から石炭用そしてまた焼却炉の燃焼用としての流動層式燃焼型ボイラーの開発に注目が集まっている。このような流動層システムにおいて熱交換器を設計するためには、管群内における適切な熱伝達相関を得る必要がある。このため本研究では、模擬流動層内管群周りの流れの可視化をJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置を用いて行った。さらに可視化された画像に画像処理を施し、管群内のボイド率プロファイルを得た。その結果、観察された流動様式及びボイド率プロファイルにより、流動層熱交換器においては管の配置が重要であることが分かった。

論文

Experimental study on heat transfer characteristics of a high-temperature gas-gas heat exchanger with helically coiled tube bundles

稲垣 嘉之; 小磯 浩司*; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.633 - 637, 1996/00

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)の実寸大部分モデルを用いた空気流動伝熱実験を行い、ヘリカルコイル型熱交換器の伝熱管外の熱伝達特性、圧力損失特性等を評価した。試験体は、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群、センターパイプ等から構成される。本熱交換器の各層の伝熱管群の間には、伝熱促進のために熱放射板が設置されている。空気温度300$$^{circ}$$Cの条件までで、この熱放射板により伝熱管外の熱伝達率が5~13%促進されることを確認した。また、強制対流による伝熱管外の熱伝達率はRe$$^{0.56}$$、圧力損失係数はRe$$^{-0.14}$$の関数で表されることを明らかにした。

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