高速実験炉「常陽」性能試験報告書; PT-42補助冷却系による熱除去

"JOYO" Start-up test report; PT-42 Decay heat removal by auxiliary cooling system

広瀬 正史*; 遠藤 雅行*; 七島 建志*; 土井 基尾*; 榎本 俊彦*; 鈴木 幸夫*; 関口 善之*; 山本 寿*

Hirose, Tadashi*; Endo, Masayuki*; Nanashima, Takeshi*; Doi, Motoo*; Enomoto, Toshihiko*; Suzuki, Yukio*; Sekiguchi, Yoshiyuki*; Yamamoto, Hisashi*

補助冷却系は、主冷却系による熱除去が期待出来なくなった時、炉内ナトリウムレベル低下時、及び炉内検査時に崩壊熱除去系として用いられる。その設計除熱量は2.6MWtであり、本試験はその除熱能力を確認するものである。 本試験は原子炉熱出力を求め易いよう炉内ナトリウムレベルを下げ、又試験中の異常時に崩壊熱を冷却材熱容量で吸収させるため、冷却材温度を定格条件より下げて行った(A/C出口250に設定)。 試験は原子炉出力1.16MWt、及び2.16MWtにて定常状態を保ち測定を行い、測定結果より定格条件での除熱能力を推定した。 試験結果‥試験温度条件において原子炉出力2.16MWtに対応する補助冷却器入口ベーン開度は72%であった。これを定格温度条件に外挿すると原子炉出力2.6MWtにおいてはベーン開度に余裕があり、(定格条件をさらに延長すれば)その最大除熱能力は約3.1MWtと推定された。

This system is used to remove reactor decay heat in cases where the main cooling system is inoperable for unexpected reasons, a lower than normal sodium level exists in the R/V or during in-service inspection in the R/V. The purpose of this test is to verify that the design heat removal rate (2.6MWt) can be achieved by the Auxiliary cooling system. With the sodium level lowered below main cooling system outlet nozzles and the coolant temperature (DHX outlet temperature) controlled at 250 C, the reactor power was increased first to approx. 1MW (1.16 MWt actual) and then to 2 MW (2.16 MWt actual) to provide the "decay heat". At both steps, steady-state conditions were verified and test data were recorded, from which the heat removal rate at design conditions was calculated. (Testing was terminated after the second step to maintain the calculated distortion of the partially-filled R/V within prescribed limits.) Test Results : At the second test condition (reactor power = 2.16 MWt) the R/V inlet Na temperature of 267 C corresponded to a 72% open DHX inlet vane setting. Extraporating this to the design condition (R/V inlet temperature = 370C), a 100% DHX vane opening would permit the removal of 3.1 MWt decay heat.