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中村 武彦; 池田 良和; 谷内 茂康; 大河原 正美; 吉永 真希夫; 田苅子 功; 豊川 俊次; 片西 昌司; 傍島 眞
JAERI-Tech 2000-019, p.162 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-019.pdf:6.02MB
軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では、高速炉燃料をナトリウム冷却条件でパルス照射して、過渡出力事故時の燃料挙動を解明するためのナトリウム取り扱い設備として、(1)純化・充填及び試験部循環設備、(2)試作ナトリウム・カプセルの開発と製作・設置を行った。本報告書は、この内、ナトリウムの純化運転等を行う(1)純化・充填及び試験部循環設備の開発及び製作・設置について、その目的、概要、仕様、性能、運転結果等をまとためものである。純化・充填設備はNSRR原子炉施設の一部であり、同設備により照射用カプセルへのナトリウムの注入が可能となった。また、試験部循環設備では、実験燃料を模擬としたヒーターピンを用いて伝熱特性試験や実験用計装の各種開発試験を行う。さらに、照射実験を実現するためには、パルス照射後の燃料やナトリウムで汚染されたカプセル等を取り扱う解体設備等を整備する必要がある。
斎藤 伸三; 助川 友英
JAERI-M 9114, 185 Pages, 1980/10
NSRR実験用ナトリウムループを試作し、特性試験を行った。試作ループは、NSRR実験孔内に挿入可能なもので、ナトリウム循環系、カバーガス系、真空排気系及び冷却空気系より成る。試料部は7本の燃料ピンまで装荷出来、パルス照射時の試験燃料の発熱量を高めるため外側に水素化ジルコニウムの減速材層を設けた。ナトリウム機器・配管は、全て外筒内に納め外部へのナトリウム漏洩を防止すると共に、外筒内部を真空にし断熱効果を有する設計とした。特性試験の結果、設計目標であるナトリウム温度500
C、流速8m/secは十分安定かつ安全に達成出来た。しかし、電磁ポンプ駆動による発熱が大きいためナトリウム温度を低くして高流速を維持することは難しいことが明らかになった。また、ナトリウム注入に先立って試料部交換のための切断、溶接試験を実施し作業の難易性、問題点を把握した。
古川 和男
配管と装置, 13(3), p.11 - 27, 1973/03
液体ナトリム用バルブは、ナトリウム機器、部品の中で最も開発が遅れているものであろう。その理由は、ナトリウム技術上の原理的難問を最も多くかかえこんでおるからであって、その主なるものは、(1)熱衛撃による歪み防止(カジリ、弁生ナトリウム漏洩)、(2)軸封方式の確立(ナトリム凝固軸封の困難)、(3)酸化され、また懸濁物をもったナトリウムによるトラブルの防止、完全なドレイン、(4)ナトリウムハンマ、振動、カジリ防止等である。これらはしばしばバルブ一般における要請と矛盾して、現実に洗練された設計は完成されていなかったといえる。ここでは、ナトリウム冷却炉における使用条件、開発実績、過去のトラブル等を紹介しつつ、今後の大型バルブの開発方向、新しく提案された設計などを示した。