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報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 「常陽」炉心上部機構の交換

伊藤 裕道*; 大田 克; 川原 啓孝; 小林 哲彦; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2016-008, 87 Pages, 2016/05

JAEA-Technology-2016-008.pdf:18.11MB

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、炉心上部機構交換作業を平成26年3月24日に開始し、同年12月17日に完了した。炉心上部機構は、交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないため、旧炉心上部機構を引き抜くことができないリスクがあった。このため、旧炉心上部機構ジャッキアップ試験を実施し、旧炉心上部機構を確実に引き抜ける見通しを得た。引き続き、旧炉心上部機構引抜作業を実施し、当該作業を完遂できた。新炉心上部機構据付作業では、装荷前に仮蓋を案内スリーブに通過させることにより装荷に必要なスペースが確保されていることを確認した。また、位置調整・揺動防止のためのガイドローラー及び所定の位置に精度よく据え付けるための拘束治具を使用した。この結果、有害な干渉がなく装荷され、要求据付精度$$pm$$1.02mmに対し、0.35$$pm$$0.1mmの精度で据え付けることができた。

論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 炉心上部機構の交換作業

高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。

報告書

「常陽」交換用炉心上部機構の設計・製作

大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB

高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。

論文

Replacement of upper core structure in experimental fast reactor Joyo, 1; Existing damaged upper core structure jack-up test

伊藤 裕道; 鈴木 信弘; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 長井 秋則; 坂尾 龍太*; 村田 長太郎*; 田中 淳也*; 松坂 康智*; 立野 高寛*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.1058 - 1067, 2015/05

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害の復旧のため、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術の開発を進めている。炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブのギャップは最小5mmと小さいため、旧炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、3点支持構造を有するジャッキアップ治具を開発した。また、各ネジジャッキにロードセルを設置し、旧炉心上部機構が炉心上部機構案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、干渉位置を同定する手法を開発した。旧炉心上部機構引抜性確認試験は、2014年5月14日に実施され、旧炉心上部機構が1000mm位置まで許容荷重を超過することなく引き抜くことが可能であることを確認した。本作業で蓄積された稀少な知見・経験は、「常陽」の復旧のみならず、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に大きく資するものと期待される。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 「常陽」炉心上部機構の交換に向けた技術開発,2

伊藤 裕道; 高松 操; 川原 啓孝; 長井 秋則

JAEA-Technology 2014-024, 28 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-024.pdf:17.45MB

回転プラグの案内スリーブ内に挿入された炉心上部機構の交換にあたっては、炉心上部機構と案内スリーブのギャップが最小5mmと小さいため、炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、(1)高精度な位置・姿勢制御機能を有するジャッキアップ治具、(2)干渉発生時に、当該方位を同定し回避する手法について検討した。(1)では、3本のネジジャッキを有するジャッキアップ治具を開発した。3点支持構造としているため、厳密な水平度管理(約0.039$$^{circ}$$以下)が実現できる。また、(2)では、各ネジジャッキにロードセルを設置し、炉心上部機構が案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、その偏荷重から、干渉位置を同定する手法を開発した。これらの機能については、実機大の模擬体を用いた炉外確認試験により、実機作業に適用可能なことを確認した。

論文

Restoration work for obstacle and upper core structure in reactor vessel of experimental fast reactor "Joyo", 2

高松 操; 芦田 貴志; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 伊東 秀明; 長井 秋則

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置であるMARICO-2試料部が炉内燃料貯蔵ラック上で屈曲し、燃料交換機能を阻害するとともに、炉心上部機構を損傷させたことが確認されている。「常陽」の復旧作業にあたっては、(1)旧炉心上部機構のジャッキアップ、(2)旧炉心上部機構の引抜・収納、(3)MARICO-2試料部の回収、(4)新炉心上部機構の装荷のステップで進められる。炉心上部機構の交換やMARICO-2試料部の回収は、あらかじめ想定したものではなく、高温・高線量等の高速炉特有の作業環境を考慮した治具類を設計・製作する必要がある。現在、2014年に計画されている復旧作業に向け、治具類の設計・製作を進めているところであり、本作業の完遂及び蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術開発に大きく資することができるものと考えている。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 炉内ルースパーツの挙動評価

川原 啓孝; 山本 雅也; 富田 悦夫; 高松 操

JAEA-Technology 2012-030, 50 Pages, 2012/09

JAEA-Technology-2012-030.pdf:6.16MB
JAEA-Technology-2012-030-appendix(CD-ROM).zip:21.06MB

「常陽」では、炉内観察結果より、計測線付実験装置(MARICO-2)試料部集合体のハンドリングヘッドとラッパ管継ぎ手を接続する固定ピン6本が脱落していることが確認された。よって、炉内で脱落した固定ピンの原子炉の安全性に対する影響を評価するため、炉内でのルースパーツの挙動を評価した。

報告書

高速実験炉「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験

大川内 靖; 前田 茂貴; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史; 石田 公一

JAEA-Technology 2009-047, 130 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-047-1.pdf:44.46MB
JAEA-Technology-2009-047-2.pdf:38.7MB
JAEA-Technology-2009-047-3.pdf:33.16MB

原子力分野の研究・開発・利用にかかわる人材育成を強化する目的で、教育研究活動の支援プログラムを国が推進している。このような背景に鑑み、大学との連携強化を図り、原子力分野の人材育成に貢献するため、高速実験炉「常陽」及び関連施設を用いた実践的研修を行うシステムを整備してきた。本書は、「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験について、その内容をまとめたものである。実習は、「常陽」運転訓練用のフルスコープ原子炉シミュレータを用いて行われ、原子炉の起動から臨界,制御棒校正試験,原子炉の温度や出力変化に伴う反応度係数の測定,高速炉心のフィードバック反応度測定等の各実験を通して、原子炉固有の安全性(自己制御性)を理解するとともに、原子炉の運転操作を体験できるものである。

報告書

高速実験炉「常陽」の確率論的安全評価にかかわる研究; 内的事象に対するレベル1PSA

石川 宏樹; 高松 操; 川原 啓孝; 三原 隆嗣; 栗坂 健一; 寺野 壽洋; 村上 隆典; 則次 明広; 井関 淳; 齊藤 隆一; et al.

JAEA-Technology 2009-004, 140 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-004.pdf:2.0MB

確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)は、原子炉施設の合理的安全規制・安全管理活動の一つであり、日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉のPSA手順標準化のための技術基盤整備を目的に、定格出力運転時における内的事象に対するPSAにかかわる研究を実施している。当該研究の一環として、高速実験炉「常陽」について、レベル1PSAを試行し、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスの同定及び炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0$$times$$10$$^{-6}$$/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載された炉心損傷頻度の目標値である10$$^{-4}$$/炉年(既設炉に対して)及び10$$^{-5}$$/炉年(新設炉に対して)を下回っていることを確認した。

論文

Development of fast reactor structural integrity monitoring technology using optical fiber sensors

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.545 - 556, 2008/00

ナトリウム冷却型高速炉では、運転時の原子炉出口温度が高温で、原子炉出入口温度差も大きいため、1次冷却系配管に有意な熱応力が発生する。このため、プラント各部の温度,ひずみ,変位及び振動を高精度で測定することが構造健全性監視上重要である。構造健全性監視技術を高度化する手段として、温度やひずみの連続分布,変位や振動を測定可能な光ファイバを適用することが有効である。高速実験炉「常陽」では、高速炉の構造健全性監視への光ファイバの適用性実証を目的として、FBGセンサを用いた1次系配管の変位及び振動の測定を実施している。原子炉運転に伴う高放射線量率環境下で測定を行い、原子炉運転約120日分に相当する積算$$gamma$$線量4$$times$$10$$^{4}$$Gyまでの照射では、反射光強度の低下による測定への有意な影響はなかった。また、1次系配管サポートの変位測定結果は、当該部の温度変化量に線膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、配管サポートの振動スペクトルの主なピーク周波数が加速度計による測定結果とおおむね一致した。これらの測定結果は、高放射線環境下の変位や振動監視への光ファイバの適用性を示すものである。

論文

光ファイバを用いた高速炉構造健全性監視技術の開発

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史

第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.13 - 14, 2007/06

ナトリウム冷却型高速炉では、運転時の原子炉出口温度が高温で、原子炉出入口温度差も大きいことに起因して、1次冷却系配管に有意な熱応力が発生する。このため、プラント各部の温度,ひずみ,変位及び振動を高精度で測定することが構造健全性監視上重要である。高速実験炉「常陽」では、光ファイバを用いた高速炉構造健全性監視技術開発の一環として、FBGセンサを用いた1次冷却系配管サポートの変位・振動測定を行っている。原子炉運転に伴う高放射線環境下($$gamma$$線吸収線量率16Gy/h)で測定を行った結果、原子炉運転約180日分の積算吸収線量7$$times$$10$$^{4}$$Gyまでの照射では、FBGセンサの反射光強度の減衰による測定への影響はないことを確認した。また、変位の測定値は、当該部の温度変化幅に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、振動測定では、配管サポート部の固有振動数や、ポンプ回転数とインペラ数を乗じて求めた冷却材の圧力脈動周波数の計算値と一致する周波数成分が検出された。これらの測定結果は、FBGセンサが変位・振動にかかわる高速炉構造健全性監視への適用性を有することを示すものである。

論文

Development of fast reactor structural integrity monitoring technology using optical fiber sensors

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

ナトリウム冷却型高速炉では、運転温度が高温であり、原子炉出入口温度差も大きいため、構造材に有意な熱応力が発生する。したがって、高速炉の構造健全性を担保するためには、1次系配管の温度変化や熱応力を監視することが重要である。構造健全性監視技術を高度化する手段として、温度やひずみの連続分布,変位や振動を測定可能な光ファイバを適用することが有効である。高速実験炉「常陽」では、高速炉の構造健全性監視への光ファイバの適用性実証を目的として、FBGセンサを用いた1次系配管の変位及び振動の測定を実施している。原子炉運転に伴う高放射線線量率環境下で測定を行い、原子炉運転約120日分に相当する積算$$gamma$$線線量4$$times$$10$$^{4}$$Gyまでの照射では、反射光強度の低下による測定への有意な影響はなかった。また、1次系配管サポートの変位測定結果は、当該部の温度変化量に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、配管サポートの振動スペクトルの主なピーク周波数が加速度計による測定結果とおおむね一致した。これらの測定結果は、高放射線環境下の変位や振動監視への光ファイバの適用性を示すものである。

論文

Introduction of the experimental fast reactor JOYO

松場 賢一; 川原 啓孝; 青山 卓史

JAEA-Conf 2006-003, p.24 - 37, 2006/05

None

論文

光ファイバ技術を用いた高速炉構造健全性監視技術の開発

松場 賢一; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 吉田 昌宏; 仲井 悟

UTNL-R-0453, p.12_1 - 12_10, 2006/03

高速炉構造物の健全性監視を精度よく行うためには、構造健全性を支配する温度やひずみなどを詳細に測定する必要がある。高速実験炉「常陽」では、高温・高放射線環境下にある高速炉構造物の温度やひずみなどを詳細かつ合理的に測定する技術を開発するため、光ファイバを用いた1次冷却系配管の温度分布及びひずみ・振動測定を行っている。これらの測定を通じて、放射線により誘起される測定誤差の補正法を適用することにより、1次冷却系配管の温度分布を3$$^{circ}$$C程度の誤差範囲内で測定できることを確認した。また、1次冷却系配管の温度変化による配管外装板の熱膨張や主循環ポンプの運転に伴う配管サポートの振動を検出できることを確認し、光ファイバを高速炉構造物の健全性監視に適用できる見通しを得た。

報告書

高速実験炉「常陽」の定期的な評価; 高経年化に関する評価

礒崎 和則; 小川 徹; 西野 一成; 皆藤 泰昭; 市毛 聡; 住野 公造; 須藤 正義; 川原 啓孝; 鈴木 寿章; 高松 操; et al.

JNC-TN9440 2005-003, 708 Pages, 2005/05

JNC-TN9440-2005-003.pdf:31.46MB

高速実験炉「常陽」では、定期的な評価(高経年化に関する評価)として、「経年変化に関する技術的評価」及び「長期保全計画の策定」について、平成17年4月までに実施した。(1)経年変化に関する技術的評価 「常陽」における経年変化事象として、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗、侵食、(4)熱時効、(5)クリープ、疲労、(6)応力腐食割れ、(7)絶縁劣化、(8)一般劣化を抽出し、当該項目に係る技術的評価を実施した。その結果、定期的な監視もしくは更新を実施することで、安全機能上問題となるような経年変化がないことを確認した。(2)長期保全計画の策定 経年変化に関する技術的評価の結果に基づき、平成17年度$$sim$$平成26年度までの長期保全計画を策定した。 今後、高速実験炉「常陽」の設置者長期自主検査計画書における施設定期検査計画に加え、長期保全計画に基づく点検・更新等を実施していくことで、機器・構築物の健全性を確保し、その機能喪失を未然に防止することができると評価した。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験関係

伊藤 敬輔; 川原 啓孝; 森 健郎; 城 隆久; 有吉 昌彦; 礒崎 和則

JNC-TN9410 2005-008, 267 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-008.pdf:108.4MB

MK-Ⅲ冷却系を安定に制御できる制御定数の確認、及びプラントへ実際に外乱を印加した場合の安定性の確認を行うため、原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験を実施した。本制御特性試験は、M系列試験、主冷却器出口温度変化応答試験及び制御棒小引抜・挿入応答試験の3項目で構成している。試験の結果、冷却材温度制御系の主送風機ベーン開度制御範囲におけるPI定数は、比例ゲイン0.36$$sim$$1.12(MK-Ⅱの約1/2)、積分定数80秒が最適であることが確認できた。このPI定数に対する制御系のゲイン余裕は7$$sim$$19dBであった。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 主送風機起動特性確認試験(PT-303)、出力上昇試験(PT-301)、定格出力連続運転試験(PT-302)

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$$^{circ}C$$)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$$rightarrow$$2A$$rightarrow$$1B$$rightarrow$$2B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。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 定常伝熱特性試験(PT-312)

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$$^{circ}C$$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$$^{circ}C$$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$$^{3}$$/min)の85$$sim$$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。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 熱出力校正(PT-311)

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11/14$$sim$$11/20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$$^{circ}C$$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、$$pm$$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。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 異常時過渡応答試験関係

川原 啓孝; 暦本 雅史; 城 隆久; 石田 公一; 有吉 昌彦; 礒崎 和則

JNC-TN9410 2005-002, 135 Pages, 2005/02

JNC-TN9410-2005-002.pdf:17.48MB

MK-Ⅲ性能試験に係るプラント特性試験のうち、異常時過渡応答関係(手動スクラム試験、外部電源喪失試験及び主冷却系による崩壊熱除去試験)の各試験は、原子炉熱出力70MWt(50%出力)、140MWt(定格熱出力)、35MWt(原子炉通常停止時における主冷却系による崩壊熱除去試験のみ)にて実施した。試験の結果、主中間熱交換器及び主冷却機の交換等により大幅に改造した冷却系設備が、過大な熱過渡を生じることなく原子炉停止後の崩壊熱を除去できることなどが確認できた。

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