Present status of high-temperature engineering test reactor (HTTR) program

高温工学試験研究炉計画の現状

Tanaka, Toshiyuki; Baba, Osamu; Shiozawa, Shusaku; Okubo, Minoru; Tobioka, Toshiaki

熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却炉であり、原子炉冷却材出口温度は、最高950 $^{circ}$ Cである。1991年3月、建設に着手し、現在原子炉建家躯体工事はほぼ終了し、近く原子炉圧力容器、中間熱交換器、加圧水冷却器等の主要機器据付工事を開始する。1995年から原子炉圧力容器内に黒鉛構造物等の据付を行い、同年10月一次系耐圧漏洩試験、1996年から1997年にかけて各種機能試験を実施後、1998年6月初臨界の予定である。HTTR計画は、高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化に係わる研究開発を進めるとともに、高温環境等を利用した基礎研究を実施することとしている。このような高温工学試験研究を効率的に推進するため、IAEA等を中心とする国際協力などを通じて、HTTRを広く国内外の研究者に解放し、試験研究を実施する体制等について検討を進めている。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 1
巻	:	0
号	:
ページ数	:	p.297 - 301
発行年月	:	1994/00
発表会議名	:	9th Pacific Basin Nuclear Conf.
開催年月	:	1994/05
開催都市	:	Australia
開催国	:
キーワード	:	高温ガス炉; 核燃プロセス利用; 研究炉; 照射試験

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登録番号 : B19940106
抄録集掲載番号 : 220436
論文投稿番号 : 12424

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