飯垣 和彦 
; 坂場 成昭 ; 川路 さとし; 伊与久 達夫
Iigaki, Kazuhiko; Sakaba, Nariaki; Kawaji, Satoshi; Iyoku, Tatsuo
原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化,高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTRを建設し、1998年11月10日に初臨界を達成した。HTTRの原子炉格納施設は、原子炉格納容器(CV),サービスエリア(SA)及び非常用空気浄化設備から構成し、減圧事故時等に外部へ放出する放射性物質の量を低減する役目を担う。このため、CVには漏洩率、SAには機密性、非常用空気浄化設備にはSAの負圧維持,ヨウ素及び微粒子の除去効率並びに起動時間を規定している。CV漏洩率試験では、1次冷却材Heに適応するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを閉鎖したまま試験を実施する従来の軽水炉等とは異なる新しい試験方法を確立し、規定値を満たすことを確認した。試験の結果、減圧事故時に外部へ放出する放射性物質の量は所定値内に低減することができるといえる。
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使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
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巻 |
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号 |
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ページ数 |
: | 7 Pages |
発行年月 |
: | 2001/08 |
発表会議名 |
: | 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) |
開催年月 |
: | 2001/08 |
開催都市 |
: | Washington, D. C. |
開催国 |
: | U. S. A. |
キーワード |
: | HTGR; HTTE; Reactor Containment Structure; Reactor Containment Vessel; Service Area; Emergency Air Purification System; Engineeried Safety Features; Comissioning Test; FP; Performance Test |
論文URL |
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論文解説記事 |
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