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論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 3; Progress of component design

江沼 康弘; 川崎 信史; 折田 潤一*; 衛藤 将生*; 宮川 高行*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

第4世代炉のナトリウム冷却高速炉に関する安全設計クライテリアを現在開発中である。そのため、原子力機構,日本原子力発電および三菱FBRシステムズは、開発中の高速炉JSFRが、本クライテリアを満足するように設計検討を実施している。また、本クライテリアを満足するための安全対策のほかに、保守補修性の向上も同時に図っている。本論文は、主要機器の設計進捗を説明したものであり、原子炉構造においては、検査用アクセスルートを増加させ、ポンプ中間熱交換器合体機器においては、交換性の向上を図った内容を説明している。蒸気発生器に関しては、2重管の選定状況を説明している。

論文

Coolant chemistry characteristics during safety demonstration test using HTTR

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男

Transactions of the American Nuclear Society, 91, P. 377, 2004/00

HTTRを用いた安全性実証試験における1次冷却材中の化学的不純物濃度実測値を用いて、黒鉛減速,ガス冷却炉において起こり得る炭素析出現象について評価を行った。炭素析出は、原子炉圧力容器,中間熱交換器等の約400$$^{circ}$$C程度の低温部に起きやすいが、評価の結果、安全性実証試験等における温度変化時等において、1次冷却材中の化学的不純物濃度組成は、炭素析出を起こすような組成分布に至っていないことが確認された。

報告書

オンサイトプラントアナライザの開発(1)-モデル構築GUI・プラントデータ取り込み機能の開発-

not registered

JNC TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06

JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB

オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する

論文

Seismic test of a heat exchanger with a helically coiled tube bundle

二川 正敏; 内匠 秀樹*; 高田 昌二; 宮本 喜晟

Nuclear Technology, 118(1), p.83 - 88, 1997/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.04(Nuclear Science & Technology)

ヘリカルコイル型伝熱管群を有する中間熱交換器IHXの地震時の振動挙動は、センターパイプと伝熱管群との相互作用により複雑となることが考えられる。そこで、IHXの部分モデルを制作し、大型振動台による耐震試験を実施した。これにより、共振時には伝熱管群はセンターパイプとほぼ一体となった振動挙動を示すことが明らかとなった。さらに、伝熱管群をセンターパイプの付加質量として取り扱った簡易モデルによる解析結果を試験結果と比較した。その結果、簡易モデルはIHXの共振特性を表すために有効であるこが分った。

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:39 パーセンタイル:92.45(Nuclear Science & Technology)

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

ヘリカル型中間熱交換器の構造健全性評価試験

加治 芳行; 井岡 郁夫; 深谷 清

日本原子力学会誌, 38(10), p.47 - 56, 1996/10

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)は、冷却系を構成する重要な高温機器であり、その健全性の確保が安全上重要である。特にIHXのマニホールド部及び下部連絡管部は、自重及び内外差圧による応力の他に、熱膨張による熱応力を受け、通常運転時には温度が900$$^{circ}$$C以上になるため、厳しい設計条件下にある。そこで、HTTRのIHXのマニホールド及び下部連絡管を模擬した同材質、実寸大の構造モデルにより、運転条件を加速した条件(950$$^{circ}$$C、ヘリウム中、相対変位50mm)下での試験を実施した。その結果2本の伝熱管に貫通き裂が発生し、伝熱管コイル部、下部エルボー部の垂れ下がり及び下部連絡管立ち上がり部の傾きが認められた。Garofaloタイプのクリープ構成式を用いた弾性クリープ解析結果と時間損傷則を用いた破損寿命予測法では、非常に安全側の寿命予測を行うことがわかった。

論文

高温工学試験研究炉の中間熱交換器の構造設計

國富 一彦; 竹田 武司; 篠崎 正幸; 大久保 実; 丸山 茂樹*; 小池上 一*

日本原子力学会誌, 37(4), p.316 - 326, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.1(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)は、10MWの熱交換能力を有するヘリカルコイル型のヘリウム-ヘリウム熱交換器である。IHXは原子炉から輸送された950$$^{circ}$$Cの1次ヘリウムガスと熱交換して、最高905$$^{circ}$$Cの2次ヘリウムガスを得るため、ハステロイXR製の伝熱管等の内部構造物は、常時約930$$^{circ}$$Cのクリープ域で使用する。これらは、原子炉の1次系バウンダリを形成しており、弾性解析に基づいた設計方法では必要な安全余裕を確保できない。そこで、初めて、本格的にクリープ解析を導入して構造設計を行った。本報は、クリープ解析に基づく構造設計の方法及び結果を示したものである。この結果、HTTR10万時間の寿命期間中の内部構造物のクリープひずみ及びクリープ疲労損傷は、運転初期の数サイクルで急速に増加するものの、その後は穏やかに増加し、制限値を超えないことを明らかにした。

論文

Structural integrity test for heat transfer tube of intermediate heat exchanger

加治 芳行; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.363 - 368, 1995/00

核熱利用の新たな展開において、1次系と2次系冷却ガスの熱交換を行う中間熱交換器(IHX)は、高温ガス炉(HTGR)の重要機器である。その中で、特に伝熱管の構造健全性を確認することが重要である。起動停止時において、伝熱管の下部連絡管は高温ヘッダーとヘリカル管との熱膨張及び温度差による熱応力を受ける。したがって、950$$^{circ}$$Cヘリウムガス環境中において、伝熱管の寿命を評価するためにIHXの実規模モデルを用いたクリープ疲労試験を行った。また非弾性解析を用いた寿命予測を行い、以下の結論を得た。(1)4576サイクルで最内層のサポート角度が90$$^{circ}$$Cの伝熱管のスタブ部と下部連絡管の間の溶接部にき裂が発生した。(2)非弾性解析により計算されたクリープ損傷を用いた寿命予測結果は、実験結果に比較して非常に保守的であった。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電の技術的可能性

武藤 康; 羽田 一彦

動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1994, 0, p.311 - 316, 1994/00

出口温度950$$^{circ}$$C、熱出力450MWのモジュラー高温ガス炉と閉サイクルガスタービンサイクルを組み合わせることにより50%近い高熱効率の発電プラントを実現できると期待されている。高温ガス炉とガスタービンを直接接続するシステム(直接サイクル)では、ターボ機械へのFPのプレートアウトによる保守やガスタービン系統の機器を1つの圧力容器に収納する必要性といった難点があり、この解決等として間接サイクルや間接複合サイクルが提案されている。これらの3つのシステム形式の熱効率は、原子炉出入口温度、ターボ機械の断熱効率、再生熱交換器効率、IHXを含む熱交換器類の熱交換温度差に強く依存している。本報告では、これらの条件について検討し、標準的な値のケース、保守的な値のケース、及び将来の開発を見込んだケースを設定し、各システム形式の熱効率を求めることにより、これらの優劣についての検討を行った。

論文

Development of designing method for intermediate heat exchanger in the HTTR

國富 一彦; 篠崎 正幸; 大久保 実; 小池上 一*; 丸山 茂樹*

Proc. of ARS 94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.188 - 192, 1994/00

高温工学試験研究炉(HTTR)には、熱交換能力10MWで、950$$^{circ}$$Cの1次系ヘリウムガスを2次系と熱交換する中間熱交換器が設置してある。中間熱交換器の内部構造物の温度は、通常運転時でも900$$^{circ}$$Cを超えるため、内部構造物の構造評価は非弾性解析で行わなくてはならない。本発表では、(i)非弾性解析のための評価事象の選定方法、(ii)初期の数サイクルの解析結果から寿命末期のクリープ損傷を外挿する方法を中心に内部構造物の構造評価について述べる。また、内部構造物のうち高温ヘッダ部の評価結果を示す。

報告書

高温工学試験研究炉の中間熱交換器伝熱管強度評価

國富 一彦; 篠崎 正幸; 深谷 好夫; 大久保 実; 馬場 治; 丸山 茂樹*; 大谷 章仁*

JAERI-M 92-147, 77 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-147.pdf:1.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器は、10MWの熱交換能力を有するたて置きヘリカルコイル型の熱交換器であり、平成6年完成を目指して、現在、製作を進めている。最大900$$^{circ}$$Cを超える状況で使用される伝熱管の強度評価のために、原子炉の運転中に発生すると考えられるすべての運転状態の応力及び非弾性ひずみ等を解析により求めた。本報は、伝熱管の強度評価の手法、クリープ解析の手法及び評価結果を示したものである。解析により、伝熱管に発生する非弾性ひずみ及びクリープ疲れ損傷は、原子炉出口温度850$$^{circ}$$C又は950$$^{circ}$$Cの運転の第1~2サイクルで大幅に増加し、その後の増加は僅かであり、HTTRの寿命20年の間、許容値を超えないことが分かった。また、1次応力も全ての運転状態で許容値を満足した。

論文

Application of new design methodologies to very high-temperature metallic components of the HTTR

羽田 一彦; 大久保 実; 馬場 治

Nucl. Eng. Des., 132, p.13 - 21, 1991/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:20.44(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉第1種機器の高温配管及び中間熱交換器は、約900$$^{circ}$$Cという高温で使用される。このような高温では、耐熱金属材料の機械的強度は低く、一方、構造部材の熱膨張は大きい。それ故、これらの超高温機器に作用する機械荷重及び熱荷重を低減することが是非とも必要であり、そのためには斬新な設計法が必要となる。HTTRでは、圧力荷重及び熱荷重を低減する方法として、耐圧耐熱機能を分離する二重管(あるいは二重胴)構造及び自由熱膨張を許す支持構造を採用し、更に、1次冷却材と2次ヘリウムの圧力をほぼ等しくしている。原研では、これらの設計法がHTTRに適用できることを実証するため、多くの設計・開発研究を実施してきた。本論文は、上記の設計法並びにそれらの実証性について詳細に述べたものである。

論文

A Simplified method for predicting creep collapse of a tube under external pressure

西口 磯春; 加治 芳行; 井岡 郁夫; 山村 外志夫*; 山田 嘉昭*

J. Pressure Vessel Technol., 112, p.233 - 239, 1990/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:55.65(Engineering, Mechanical)

外圧作用下における円管のクリープ座屈挙動を予測するための簡易解析法を提案した。本法においては円管の変形挙動はShape factorと呼ぶ単一の変数で表現され、その進展は常微分方程式で与えられる。弾性の効果を考慮するとともに、種々のクリープ構成方程式を用いることができる。有限変形理論に基づく有限要素法および従来の簡易解析法による解との比較も行なった。

論文

いま、注目される高温ガス炉; 現状と将来展望

斎藤 伸三; 数土 幸夫; 福田 幸朔; 中島 甫; 奥 達雄; 宮本 喜晟; 田中 利幸

原子力工業, 36(4), p.20 - 62, 1990/04

高温ガス炉の特徴と開発の状況を国別及び分野別に詳細に解説した。全体構成は次の通りである。1.高温ガス炉の特徴と開発の経緯、2.海外における高温ガス炉開発状況、3.高温工学試験研究炉の概要と計画、4.高温ガス炉の燃料、5.高温ガス炉の材料、5.1耐熱合金、5.2黒鉛・炭素材料、6.高温ガス炉の高温機器、7.高温ガス炉を用いた熱利用系

論文

Structural integrity evaluation of a helically-coiled He/He intermediate heat exchanger

大久保 実; 羽田 一彦; 馬場 治

High Temperature Metallic Materials for Gas-Cooled Reactors, p.42 - 49, 1989/00

本報では、高温ガス炉の中間熱交換器の構造健全性評価結果を紹介し、高温構造部材であるハステロイXRの材料データを取得する上での要求条件を明らかにした。まず、低差圧設計及び自由熱膨張設計とすることにより中間熱交換器での発生応力を低減していることを示している。ついで、ハステロイXRのような耐熱合金であっても約900$$^{circ}$$C以上の超高温では強度が低下し、このために、伝熱や高温ヘッダ等の高温構造物の寿命は、温度勾配等による局所的な熱応力や差圧と自重による1次応力によって生ずる累積クリープ損傷やクリープひずみにより定まることを具体的な構造健全性評価結果から示した。

論文

Pressure loss of single-phase slanting cross flow in rod bundle

刑部 真弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.498 - 500, 1987/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.43(Nuclear Science & Technology)

ロッドバンドル中における単相斜交流の特性は、原子炉の炉心や蒸気発生器チューブバンドルにおける2次元的な流れの理解及び、特に高速増殖炉(FBR)のIHXとして注目されているジグザグ型コンパクト熱交換器の設計上重要である。流れがロッド軸に対し異なる迎え角を持つ斜交流の圧力損失を計測した。この結果、斜交流の圧力損失は、直交流の圧力損失よりも比較的小さいことが判明した。これは、流れがロッドを斜めに横切ることにより、フォームロスが減少するためと考えられた。また、この実験データと従来行なわれているロッドバンドル内2次元流の計算方法による予測と比較検討した。この結果、この従来法による予測値は、ほぼ実験結果と一致するが、正確な計算のためには、さらに改良検討すべきことが判明した。

報告書

多目的高温ガス実験炉中間熱交換器設計の現状と課題

馬場 治; 西口 磯春; 藤倉 明*; 笠羽 道博*; 森 治嗣*; 溝上 頼賢*; 猪狩 敏秀*; 小宮山 忠仁*

JAERI-M 85-182, 304 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-182.pdf:9.26MB

本報告書は、多目的高温ガス実験炉の中間熱交換器について、これまでの設計の変遷、熟流力設計および構造設計の方法と詳細設計(II)における実例、製作・検査・補修等に関する現状と課題、中間熱交換器開発における関連試験のこれまでの成果と今後の課題等について、総合的にまとめたものである。

報告書

耐熱合金とセラミックス熱交換器

岡本 政治

JAERI-M 84-080, 40 Pages, 1984/04

JAERI-M-84-080.pdf:1.36MB

将来のガスタービンプラントやプロセスヒートプラントは、運転温度が高くなって行くことが予想される。温度が高くなると耐熱強度の点からセラミックが優利である。本報は、耐熱材料としての耐熱合金とセラミックスについて調査したもので、更に海外におけるセラミック熱交換器の開発状況の調査と、高温ガス炉の中間熱交換器への適用の可能性についても、検討を行なった。

報告書

ヘリカルコイル形熱交換器の耐震解析; モデル作成と固有値解析

谷田部 広志; 西口 磯春

JAERI-M 83-212, 54 Pages, 1983/12

JAERI-M-83-212.pdf:1.32MB

多目的高温ガス実験炉の高温機器の1つである中間熱交換器は、原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要な機器である。本報告書は、中間熱交換器の地震時健全性を確認するために行っている耐震解析のうち、解析手法および振動特性に関する検討結果をまとめたものである。多層多列のヘリカルコイル状伝熱管群を内部に含む複雑な構造物である中間熱交換器を各構造要素に分割し、3次元有限要素により詳細モデルを作成して固有値解析を行った。次に、この結果に基づいて工学的に妥当な簡略化された全体モデルを作成し、固有値解析を行った。その結果、伝熱管群及びセンターパイプが同位相で振動し、その1次固有周期は0.4Hzであることが明かになった。

報告書

25MW直管モジュール型中間熱交換器の試設計

岡本 政治; 田中 利幸

JAERI-M 83-150, 27 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-150.pdf:0.77MB

本報は、GA社が高温ガス炉の開発した421MWの直管モジュール型IHXを、実験炉スケール(25MW)にて試設計したものである。本IHXは大容量のガス-ガス熱交換器をいかにコンパクトに経済的に製作するかという点を重視した設計であり、小口径伝熱管を使用し伝熱部単位容積当りの伝熱面積を大きくとりコンパクト化を図ったものである。本試設計の結果、小口径伝熱管を使用した直管モジュール型熱交換機は、他の型式と比較して軽量でコンパクトな性能を持った型式であることが解った。

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