A Rapid evaluation method of the heat removed by a VCS before rise-to-power tests

出力上昇試験前に炉容器冷却設備(VCS)による除熱量を迅速に評価する方法

高松 邦吉  

Takamatsu, Kuniyoshi

出力上昇試験前、原子炉圧力容器(RPV)からの放熱量、または炉容器冷却設備(VCS)による除熱量の実測値は当然得ることができない。よって、高温工学試験研究炉(HTTR)が供給する原子炉出口冷却材温度を出力上昇試験前に評価することは運転員にとって困難である。一方、原子炉出口冷却材温度が967 (C)に達すると、原子炉スクラムに至るため、RPVからの放熱量やVCSによる除熱量の実測値が出力上昇試験中に変化した場合、原子炉出力100(%)時, 30(MW)時におけるVCSによる除熱量が幾らになるのか、原子炉出口冷却材温度が幾らになるのか、運転員は直ぐに評価する必要がある。そこで本論文では、運転員が迅速にVCSによる除熱量を評価できる方法を提案する。

Before rise-to-power tests, the actual measured value of heat released from the Reactor Pressure Vessel (RPV) or removed by the Vessel Cooling System (VCS) cannot be obtained. It is difficult for operators to evaluate the reactor outlet coolant temperature supplied from the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) before rise-to-power tests. Therefore, when the actual measured value of heat released from the RPV or removed by the VCS are changed during rise-to-power tests, operators need to evaluate quickly, within a few minutes, the heat removed by the VCS and the reactor outlet coolant temperature of 30 (MW), at the 100% of the reactor power, before the temperature achieves to 967 (C) which is the maximum temperature limit generating the reactor scram. In this paper, a rapid evaluation method for use by operators is presented.