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大山 一弘; 川原 啓孝; 石田 公一; 有吉 昌彦; 礒崎 和則; 菅谷 和司*; 深見 明弘*
JNC TN9410 2005-006, 121 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-006.pdf:10.81MB
高速実験炉「常陽」は、MK-III性能試験において、原子炉出力を約20%、50%、75%、90%および100% (140MWt)と段階的に上昇させ、平成15年10月28日にはMK-III炉心の定格熱出力である140MWtに到達した。その後、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。本報告書は、性能試験のうち、主送風機起動特性確認試験、出力上昇試験および定格出力連続運転試験の結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1)}温態待機状態(系統温度250
)から、原子炉出力を段階的に通常の運転操作(出力上昇率は約5MWt/20minで、5MWt毎に約10分間出力保持を行う)により上昇させ、平成15年10月28日に定格熱出力(140MWt)を達成した。また、各出力レベルで、各部温度および流量が警報設定値以内であることを確認した。(2)}原子炉熱出力をパラメータにして、主送風機起動に関する一連の操作を行い、冷却材温度に与える影響を確認した。その結果、自然通風冷却状態から主送風機を起動する最適な原子炉出力は約18MWtとし、起動手順は4基の主送風機を1基ずつ順次起動する方法(1A
2A1B2Bの順)とした。(3)}原子炉熱出力35MWtから制御棒2本同時挿入による原子炉停止操作を行い、制御棒挿入から主送風機停止に至る一連の操作が十分な時間的余裕をもって行うことができることを確認した。この原子炉停止操作方法を採用することにより、運転員の操作を軽減し、プラント特性も向上することを確認した。(4)}11月14日に原子炉を定格熱出力まで出力上昇し、その後11月20日10時30分まで、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。24時間間隔でプラント各部のデータを取得し、警報設定値以内であることを確認した。
大山 一弘; 川原 啓孝; 有吉 昌彦; 礒崎 和則; 菅谷 和司*; 深見 明弘*
JNC TN9410 2005-005, 56 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-005.pdf:14.56MB
高速実験炉「常陽」のMK-IIIでは、定格熱出力が1.4倍となることに対応し、主中間熱交換器(以下、IHXと略称)および主冷却機(以下、DHXと略称)を交換するとともに、1次主冷却系、2次主冷却系の流量を増加させた。これらの交換機器を含めた冷却系が十分な除熱性能を有することを確認する試験の一つとして、定常伝熱特性試験を行い、ヒートバランス、IHXおよびDHXの除熱性能を評価した。本報告書は、性能試験のうち、原子炉出力が約20%、50%、70%、75%、90%および100% (140MWt)時の定常状態でのプラント各部の定常伝熱特性およびヒートバランスを確認した結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1) 定格熱出力でのヒートバランスより、改造したプラントが所定の性能を有することを確認した。(2) 2ループある冷却系のうちB系のIHXの2次側入口温度がA系より約6高い。これは、ループ間の1次系流量の差(約2%)が要因の一つと考えられ、A系の1次系流量を正としB系を補正流量とすると、A系とB系の除熱量はバランスし、A系とB系のIHXの伝熱性能はほぼ等しいことが確認できた。その結果、主中間熱交換器の熱貫流率はAループが設計値の約125%、Bループが設計値の約129%であり、2つのIHXが同等の性能および十分な除熱性能を有することを確認した。(3) DHX入口空気温度を約20とし、定格熱出力運転時のDHXNa側除熱量とDHX出入口空気温度からDHX出口空気風量を算出すると、DHXでは、設計値(6,750m
/min)の85
90%の風量で定格熱出力に相当する除熱能力を確保できることが確認できた。定格熱出力運転時の主送風機入口ベーン開度が性能試験期間を通じ、約35%であったことも含めると、DHXは十分な除熱性能を有することを確認した。
大山 一弘; 川原 啓孝; 有吉 昌彦; 菅谷 和司*; 深見 明弘*
JNC TN9410 2005-004, 74 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-004.pdf:14.44MB
高速実験炉「常陽」は、MK-III性能試験において、低出力から定格熱出力までの各原子炉熱出力段階において原子炉熱出力を測定し、核計装設備の中間系及び線形出力系の校正を行った。本報告書は、性能試験のうち、熱出力校正の結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1) 低出力から定格熱出力までの各原子炉熱出力段階において、原子炉熱出力を測定し、核計装設備の中間系及び線形出力系の校正を行った。これより、線形出力系と原子炉熱出力との間には、良好な直線性があることが確認できた。(2) 定格熱出力で原子炉の運転を継続した11/1411/20での原子炉熱出力と黒鉛遮へい体温度の推移より、黒鉛遮へい体温度(83-5,6,7)は約97まで上昇しているが、定格熱出力到達後6日目でほぼ飽和している。なお、この期間内に熱出力校正を4回実施した。(11/14,15,16,18)(3) 定格時における熱出力測定の全誤差は、
3.42%(=4.8MWt)である。MK-III炉心の熱設計で使用した原子炉熱出力誤差内(3.6%)である。(4) 核計装出力と原子炉熱出力との偏差を補正するために導入している「中性子検出信号への黒鉛温度フィードバックシステム(GAPS)」での補正係数を検討した。MK-III版GAPS補正係数の最確値は、今後継続してMK-III炉心での本格運転開始後データの蓄積を行い、十分検討を詰めた上で求めることとする。
石田 公一; 有吉 昌彦; 深見 明弘*; 菅谷 和司*; 黒羽 隆也*
JNC TN9410 2004-018, 91 Pages, 2004/05
JNC-TN9410-2004-018.pdf:4.31MB
「常陽」MK-III総合機能試験の一環として実施した炉心内流量分布測定及び系統圧損測定についてまとめた。炉心内流量分布測定試験の結果、各集合体の流量が必要流量を十分上回り炉心内の流量配分が適切であることを確認した。また、系統圧損測定試験結果より、1次主冷却系の系統圧損がポンプの健全性上の運転制限値を満足していることを確認した。
礒崎 和則; 小川 徹; 久保 篤彦; 菅谷 和司*; 青木 裕; 小澤 健二
PNC TN9410 98-055, 92 Pages, 1998/05
「常陽」において、配管合流部におけるサーマルストライピングが問題となる箇所がないか簡易評価による検討を実施した。この結果、2次主冷却系及び2次補助冷却系プラギング計ユニット内部の合流部(以下内部合流部という)では、合流部温度差(
Tin)が大きく、詳細なサーマルストライピング評価が必要となった。したがって、Tinが最も大きい2次補助冷却系プラギング計を対象として、内部合流部に温度応答特性の良好な0.5mm
の熱電対を15点取り付け配管外面の温度ゆらぎ測定を実施した。また、温度ゆらぎ測定結果と非線形構造解析システム"FINAS"を用いた配管熱伝導解析結果を用いて、配管内面温度ゆらぎと配管板厚方向に発生する応力を評価した。評価結果は、以下のとおりであった。(1)発生する最大温度ゆらぎは、常に内部合流部中心から下流側10mmの位置であった。(2)最大温度ゆらぎ幅は、配管外面で約33
Cであった。また、温度ゆらぎの支配的周波数は、0.04Hz、0.09Hzであった。(3)FINASによる熱伝導解析の結果、ゆらぎの支配的周波数0.04Hz、0.09Hzでは、配管内面及び配管外面の温度ゆらぎに時間的遅れがほとんどなく、配管板厚方向に大きな温度分布が生じないことを確認した。(4)温度ゆらぎ測定結果とFINASによる熱伝導解析結果を用いて、配管内面温度ゆらぎと配管板厚方向に発生する応力を評価した。その結果、配管内面温度ゆらぎ幅は、ほぼ外面温度ゆらぎ幅と同一で、発生応力は、2次主冷却系及び2次補助冷却系プラギング計内部合流部の材料であるSUS304の設計疲労限を十分下回る小さな応力であることを確認した。
吉田 昌宏; 鈴木 俊宏; 鈴木 惣十; 菅谷 和司*
動燃技報, (103), 21 Pages, 1997/09
高速実験炉「常陽」では、炉心へ流入する1次冷却材ナトリウムの流量変化に伴う反応度変化が観測されている。このメカニズムの検討の一環として、有限要素法により炉心支持構造の変形を解析してそれに起因する反応度を求めて測定で得られている反応度と比較した。冷却材流量を0から100%に変化させると炉心支持板は全体的に0.3から0.4mm上方に変位し、炉容器上部の回転プラグに支持されている制御棒は相対的にこの量だけ炉心に挿入される。この時に投入される反応度は約0.01%K/KK'で、これは「常陽」の流量変化時に実際に観測される反応度の2050%である。本研究の結果、「常陽」の炉心支持板変位にはリブが設けられているため流体圧力による変位量が小さいこと、またその結果として投入される反応度の流入反応度係数に占める割合も小さいことが明らかとなった。
