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広瀬 正史*; 寺田 和道*; 関口 喜之*; 鈴木 俊明*; 山本 寿*
PNC TN941 82-81, 153 Pages, 1982/03
高速実験炉「常陽」は,昭和53年7月5日に第1期出力である50MWを達成し,50MW定格運転を2サイクル経た後,昭和54年7月16日に第2期出力である75MWを達成した。本報告書は,出力上昇手順の確立の為に実施した各種の試験結果及び出力上昇の経過に伴なうデータの採取結果を報告するものである。試験の結果,以下の出力上昇手順が最適であることを確認した。1)温態待機状態から系統のナトリウムを370
まで昇温する最適温度上昇率は,約20/hrで,この時の炉出力は1
3MWである。なお,調整棒楳作は1.5mm/5minで行なう。2)系統のナトリウム温度が370に達した後の最適出力上昇率は,約5MW/20minで,5MW毎に約10分間出力保持を行なう。なお調整棒操作は,1mm/2minで行なう。3)自然通風冷却から主送風機を起動して強制通風冷却に移行する最適な原子炉出力は約10MWである。なお,初めて到達した出力とその日付は下記の通りである。50MW出力上昇試験‥昭和53年4月22日9MW、5月18日15MW、5月24日25MW、6月22日40MW、7月5日50MW、75MW出力上昇試験‥昭和54年7月11日65MW、7月16日75MW
鈴木 利明*; 寺田 和道*; 広瀬 正史*
PNC TN941 80-205, 224 Pages, 1980/11
床下メンテナンス時除熱能力試験は「常陽」性能試験の一項目として昭和53年9月に実施され,炉容器内ナトリウムの自然循環による崩壊熱除去能力が確認された。試験の実施にあたっては,原子炉容器まわりの応力解析,試験実施時の原子炉容器まわりプロセス量の予測および床下メンテナンスモード終了後のプラント復帰方法の検討を行い,試験実施時の制限条件ならびに試験工程を決定した。試験終了後,得られた結果をもとに原子炉容器およびリークジャケットの応力解析を行い,これらの機器が健全であることを確認するとともに,試験結果から最大除熱能力の予測を行った。
山本 寿*; 関口 善之*; 広瀬 正史*; 三田 敏男*; 田村 誠司*; 古平 清*; 寺田 和道*
PNC TN941 80-179, 402 Pages, 1980/10
高速実験炉「常陽」は昭和52年4月24日臨界を達成し,昭和53年7月にはMK―1炉心の第1期出力の50Mwtに到達した。その後予定された50Mwt定格2サイクルの運転を行ない,昭和54年7月には75Mwt出力上昇試験を開始し7月16日にはMK―1炉心の最終原子炉出力である75Mwtに到達した。昭和55年2月には連続定格出力100時間運転を終り,MK―1炉心に於ける全性能試験を終った。本性能試験は炉心及びプラントに関する約40項目の試験から成り,試験の結果,「常陽」の諸性能は設計条件を満足し,引き続き予定されている75Mwt定格サイクル運転に支障がないことが確認された。本資料は臨界から50Mwt出力上昇及び75Mw出力上昇試験にかけて実施された,「常陽」MK―1炉心に於ける全性能試験の結果をまとめたものである。
土井 基尾*; 遠藤 雅行*; 七島 健司*; 前谷 弘道*; 速水 雅尚*; 和田 穂積*; 広瀬 正史*
PNC TN941 80-65, 269 Pages, 1980/05
本試験は主冷却系の主中間熱交換器及び主空気冷却器について,その設計性能を確認するものである。試験は下記三通りの定常状態において行った。原子炉出力75Mwtに至る各ステップ(25,40,50,65,75Mwt)の定常状態における試験原子炉入口ナトリウム温度を270に制御して原子炉出力を上げ,各ステップ(30,50.60,65Mwt)の定常状態における試験。2次ナトリウム流量を下げ,約80%,50%の定常状態における試験。試験の結果‥1)主中間熱交換器については前報(SN94179-128)で報告した性能から予想された結果が得られた。2)主空気冷却器については高風量域までのデータが得られ,ほぼ設計値と良い一致を示した。主中間熱交換器(A)における性能低下の原因は,シェル側流体のバイパス流によるものと考えられたので,確認のため上記3)の試験を実施し予想と一致した結果が得られた。主空気冷却器については,原子炉出力75Mwtで定格風量の約1/2であるため,上記2)の試験を実施し熱負荷運転状態における高風量域のデータを得ることが出来た。
中島 裕治*; 根本 典雄*; 遠藤 清*; 引地 貴義*; 安 哲則*; 広瀬 正史*; 今泉 英之*
PNC TN941 79-161, 50 Pages, 1979/10
出力上昇試験期間中に,アルゴンおよび窒素廃ガス処理系の廃ガスを捕集容器にサンプリングして,廃ガスに含まれる放射性ガスの核種分析・濃度測定を,多重波高分析装置(MCA)振動容量電位計(VRE)で行った。▲MCAで得られた
線スペクトルでは,アルゴン41(T/1/2=183hr,E/=1.29MeV,E/
=1.20MeV)のみが確認され,VREによる減衰特性の結果では,アルゴン41の他に長半減期核種の存在も確認された。長半減期核種については,試料の分析(凝縮法+液シン)により水素3(T/1/2=12.26y,E/=0.018MeV)が一部混入していることが判明し,さらには諸々の条件により炭素14(T/1/2=5730y,E/=0.156MeV)が推定された。▲以上の核種分析の結果に基づいて廃ガス試料の濃度を評価したが,原子炉出力との相関は不明確であった。全体の傾向としては,長半減期核種の濃度(
Ci/cm
3)が,出力上昇試験期間中に10-5から10-5オーダーに1桁程度増加し,アルゴンおよび窒素系から,各々水素3,アルゴン41が支配的に廃ガス処理系へ到達していることが認められた。▲本試験では,核種の同定が不完全で廃ガスデータについての十分な解析結果が得られていないが,今後は実績をふまえて,プラント状態に合致させたサンプリング,連続測定の方法の検討,水素3,炭素14の定性・定量分析の可能な測定方法の導入,および廃ガス発生源の放射性ガスの核種・濃度・発生量などに関する試験の充実により総合的な解析・評価を進める。▲尚,試験期間中の廃ガスの濃度・放出率は,管理基準値を十分に満足していた。▲
広瀬 正史*; 妹尾 誠*; 七島 建志*; 古平 清*; 鈴木 利明*; 遠藤 雅行*
PNC TN941 79-119, 31 Pages, 1979/08
高速実験炉「常陽」の50MW出力上昇に先立って,最小臨界炉心(炉心燃料64本体系)および初期炉心,(炉心燃料70本体系)における等温反応度係数を測定した。最小臨界炉心における等温反応度係数の測定は,引続いて行われる初期炉心構成の際の炉心燃料本数を決定するための重要なものである。▲等温反応度係数の測定は,1次系冷却材温度を約6/hrで昇温,降温させる段階の約10間隔毎に臨界点を取り,その時の調整棒の位置から炉心余剰反応度を算出し求める方法によった。また,冷却材温度変化に伴なう調整棒延長管の熱膨張効果を調べるため,調整棒のラッチ位置,保持位置の温度依存性を測定した。▲以下,測定結果および解析結果について述べる。▲炉心,燃料64本体系(最小臨界炉心)および70本体系(初期炉心)に対し,等温反応度係数の測定値としてそれぞれ-3.6710-3%
K/K/,-3.7710-3%K/K/を得た。▲上記の各測定値に対し,設計値は-3.6310-3%K/K/(炉心,燃料67本体糸)であり,相対偏差約4%で一致した。▲調整棒延長管の熱膨張効果を測定した結果,冷却材温度変化に伴なう系統的な熱膨張効果は認められず,等温反応度係数データの補正は行わなかった。▲炉心,燃料70本体系に対する解析を「CITATION」コードを使用して実施し,等温反応度係数(200250)として測定値と非常によく一致した-3.7610-3%K/K/を得た。▲
広瀬 正史*; 遠藤 雅行*; 七島 建志*; 土井 基尾*; 榎本 俊彦*; 鈴木 幸夫*; 関口 善之*; 山本 寿*
PNC TN941 79-91, 81 Pages, 1978/12
補助冷却系は、主冷却系による熱除去が期待出来なくなった時、炉内ナトリウムレベル低下時、及び炉内検査時に崩壊熱除去系として用いられる。その設計除熱量は2.6MWtであり、本試験はその除熱能力を確認するものである。 本試験は原子炉熱出力を求め易いよう炉内ナトリウムレベルを下げ、又試験中の異常時に崩壊熱を冷却材熱容量で吸収させるため、冷却材温度を定格条件より下げて行った(A/C出口250に設定)。 試験は原子炉出力1.16MWt、及び2.16MWtにて定常状態を保ち測定を行い、測定結果より定格条件での除熱能力を推定した。 試験結果‥試験温度条件において原子炉出力2.16MWtに対応する補助冷却器入口ベーン開度は72%であった。これを定格温度条件に外挿すると原子炉出力2.6MWtにおいてはベーン開度に余裕があり、(定格条件をさらに延長すれば)その最大除熱能力は約3.1MWtと推定された。
広瀬 正史*; 遠藤 雅行*; 七島 建志*; 藤原 昭和*; 坂井 茂*; 山本 寿*
PNC TN941 79-90, 47 Pages, 1978/12
本試験は,50MWt「100」時間運転の後に行われたものである。試験の目的は,▲1)原子炉通常運転状態より原子炉停止を行い,2)停止後の崩壊熱を,主冷却系により除熱出来ること,3)上記の間,冷却材温度降下率が-50/hrを越えない,ことを確認するものである。▲試験時の操作は,主に以下の方法で行った。▲1)原子炉停止に当っては,調整棒を1mm/minの割合で挿入し,各ステップで約15分間保持した。▲2)主送風機の停止は10MWtで行い,1MWtで調整棒一斉挿入により原子炉を停止した。▲3)停止後は,2次系のダンパ,ベーンを手動制御し,温態待機の状態に移行させた。▲上記の結果,冷却材温度降下率は-50/hrを越えることなく,原子炉出力50MWtより,原子炉停止を経て,温態待機への移行が完了し,その操作手順が確立された。▲
七島 建志*; 遠藤 雅行*; 榎本 俊彦*; 広瀬 正史*; 山本 寿*
PNC TN941 79-128, 204 Pages, 1978/12
本試験は主冷却系の主中間熱交換器及び主空気冷却器について,その設計性能を確認するものである。主中間熱交換器こついてはIHX(A)及びIHX(B)について測定を行い、主空気冷却器については4台の内2Bについてのみ測定を行った。試験は原子炉出力50Mwtに至る各ステップ(15, 25, 40, 50Mwt)の定常状態において行った。試験の結果、(1)IHX(A)については設計性能を下回る結果となり、IHX(B)についてはほぼ設計性能を満足する結果となった。(2)主空気冷却器については2550Mwtの範囲でほぼ設計値と良い一致を示した。IHX(A)における性能の低下は主としてシェル側流体のバイパス流(伝熱管一内胴間、及び内胴一外胴間)によるものと考えられるが,今後の出力上昇(50Mwt以降)に伴う間題点とからめて検討する予定である。主空気冷却器については、原子炉出力50Mwtでは、まだ低風量域であるため。定格性能を予想することは困難であり、今後の出力上昇試験において確認する予定である。
山本 寿*; 関口 喜之*; 広瀬 正史*; 三田 敏男*; 遠藤 清志*
PNC TN941 78-143, 310 Pages, 1978/01
高速実験炉「常陽」は1977年4月24日臨界に達し,1978年7月5日50MW定格出力に到達した。▲「常陽」の性能試験は1)臨界試験,2)低出力試験,3)出力上昇試験の各段階において,炉心およびプラントの性能が約40項目にわたって試験された。▲本試験期間中プラントはきわめて順調に稼動し試験工程はほとんど遅延もなく,1978年9月16日予定された全項目を無事終了し「常陽」が50MW定格出力において安全かつ十分な運転性能をもっことが実証された。▲本資料は臨界試験から出力上昇試験にかけて実施された性能試験の結果についてまとめたものである。▲
山本 寿*; 妹尾 誠*; 関口 喜之*; 古平 清*; 三田 敏男*; 石井 愛典*; 広瀬 正史*
PNC TN908 78-04, 315 Pages, 1976/12
「常陽」の性能試験はプラントの諸機器の据付後に行われた総合機能試験に引き続いて行われ,臨界試験,低出力試験および出力上昇試験の3段階にわたって炉心及びプラントの性能を確認し,原子炉が定格出力に於いて安全かつ十分な運転性能をもつことを実証するものである。臨界試験に於いては,炉心燃料の装荷から始まる臨界近接試験と出力上昇のための余剰反応度を持つ初期炉心の構成までを含む。引き続いて行なわれる低出力試験に於いては,制御棒特性,出力較正,反応率分布,および反応度係数等の炉物理試験の外に,炉心流量分布測定,炉雑音試験等についても試験を行ない,さらに炉心まわりについて遮蔽性能についても試験する。出力上昇試験に於いては,原子炉出力の各段階に於いて,プラントの核的・熱的特性,放射線遮蔽特性について測定し,またプラントの小外乱に対する安定性試験,あるいは炉雑音,パイルオシレータ試験を行ない,またポンプトリップ・電源喪失等の異常時の過渡特性についても試験を行ない,原子炉が安全に停止するための崩壊熱除去試験も行なう。本試験計画資料は,その計画段階に於いて,動燃事業団FBR開発本部の「性能試験専門委員会」で技術的検討が行なわれたもので,関連する試験項目毎にまとめられたものを集大成したものである。
