Takeda, Takeshi; Tachibana, Yukio; Iyoku, Tatsuo; Takenaka, Satsuki*
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
,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950,30MW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。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 30 |
号 |
: | 7 |
ページ数 |
: | p.811 - 830 |
発行年月 |
: | 2003/05 |
キーワード |
: | HTGR; HTTR; Rise-to-power Test; Reactor Scram; Auxiliary Cooling System; Heat Exchanger; Air Cooler; Fuel Element; Reator Core; Graphite |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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InCites™ |
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パーセンタイル：10.88 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
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