Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Lukash, V.*; 杉原 正芳; Gribov, Y.*; 藤枝 浩文*
Plasma Physics and Controlled Fusion, 47(12), p.2077 - 2086, 2005/12
被引用回数：10 パーセンタイル：33.14(Physics, Fluids & Plasmas)ITERのディスラプション時における垂直移動の方向を、幅広い条件のもとでDINAコードにより調べた。(1)電流減衰率,(2)熱クエンチに伴う内部インダクタンスの変化量,(3)初期の垂直位置の三つの要因が、移動方向を決定する主要因であることを示し、移動方向を規定するパラメータ領域を明らかにした。これにより装置中心から55cm上方に設定された現在の標準配位においては、電流減衰率が200kA/msより大きく、内部インダクタンスの変化量が0.2より小さい場合には上方に移動することがわかった。
塙 悟史; 小嶋 崇夫; 角田 淳弥; 橘 幸男
JAERI-Tech 2002-024, 46 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-024.pdf:3.29MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度が950
であり、1次系の機器配管系は非常に高温になる。そのため、これら機器配管系の熱変位挙動を確認することは健全性確認の観点からも重要である。さらに、機器配管系の支持方法には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を知るうえでも重要である。HTTRの出力上昇試験(2)では、1次系高温配管の熱変形測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。本試験により、支持構造物の抵抗力が効きの熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、またその抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認するとともに、定格運転時における機器健全性を確認した。
塙 悟史; 石原 正博; 橘 幸男; 小池上 一*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.9 - 0, 2000/00
原子炉プラントにおける高温機器及び配管に対しては、機器の健全性確保の観点からも、発生する熱膨張を吸収する構造が重要である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1次冷却材温度が出口で最高950、原子炉入口でも395と高温であるため、主冷却機器の支持構造物にはコンスタントハンガ及びオイルスナバ等による浮動支持方式が採用されている。HTTRの出力上昇に先立ち、この浮動支持方式による高温機器の熱変位特性を調べるため、非核熱による実機を用いた特性試験を実施した。同時に解析的評価を実施し、試験結果との比較検討を行った。本報告では、特性試験の結果及び解析結果、並びに浮動支持方式を採用した冷却機器の熱変位特性について述べる。
