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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:43.58(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。

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

Development of an in-service inspection technique for the intermediate heat exchanger tubes of the High-Temperature Engineering Test Reactor

稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*

Nuclear Technology, 104, p.106 - 117, 1993/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.44(Nuclear Science & Technology)

HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の開発を行い、その性能試験を実施した。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME基準を満足しており、さらに$$phi$$0.5mmの貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であることを確認した。また、報告例の希な溶接継手部についても検出特性を明らかにし、多重周波数法により計測可能であることを確認した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッド内に据え付け、作動性能を確認するとともに、伝熱管内での検出器の移動挙動を解明した。

報告書

HTTR中間熱交換器伝熱管の供用期間中検査機器の性能試験

稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 加藤 潔*; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*

JAERI-M 92-151, 49 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-151.pdf:1.57MB

HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の性能試験を行った。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME Code基準を満足しており、さらに$$phi$$0.5mm貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であった。伝熱管支持構造部や溶接継手部については、多重周期数法によりノイズの除去が可能であったが、検出性能は低下した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッダ内に安定して据え付けられ、支障なく検出器の挿入・引抜きが可能であった。伝熱管内における検出器の移動挙動については、ケーブルのたわみが移動速度のばらつきや検出器位置の測定誤差の原因になることを確認した。

論文

Developments of metallic materials and a high-temperature structural design code for the HTTR

羽田 一彦; 西口 磯春; 武藤 康; 辻 宏和

Nucl. Eng. Des., 132, p.1 - 11, 1991/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:90.12(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)においては、第1種機器はヘリウム雰囲気下で通常運転時の最高温度が900$$^{circ}$$Cを超えることがあり、また、制御棒は原子炉スクラム時に約900$$^{circ}$$Cまで加熱される。超高温で使用する第1種機器用材料としてはニッケル基耐熱超合金のハステロイXRを開発し、また、制御棒用材料としては耐照射性を考慮し鉄基耐熱超合金のアロイ800Hを選定した。上記超合金のHTTRにおける使用条件は、LMFBRに適用する高温構造設計方針の適用範囲を超えているため、新たに高温構造設計方針を開発することが是非とも必要である。また、超高温ではクリープが非常に顕著に生ずるため、構造解析法としてクリープ解析法が必要になる。本論文は、上記超合金の選定・開発並びに高温構造設計方針及びクリープ解析法の開発成果を述べたものである。

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