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報告書

高温工学試験研究炉の異常状態時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準の検討

林 君夫; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 伊与久 達夫; 浅海 正延*; 菊地 孝行; 沢 和弘; 中川 繁昭; 鹿志村 悟; 菊地 啓修; et al.

JAERI-M 91-140, 61 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-140.pdf:2.38MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価を行なうため、運転時の異常な過渡変化時及び事故時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準を検討した。異常な過渡変化時の判断基準は、炉心燃料については、「燃料最高温度が1600$$^{circ}$$Cを超えないこと」とし、燃料限界照射試料については「試料温度が2500$$^{circ}$$Cを超えないこと」とした。一方、事故時の判断基準は、(i)燃料要素が黒鉛ブロック内に留まっていること、(ii)サポートポスト及びポストシートが炉心を支持するのに十分な強度を有していること、とした。以上のように設定することの妥当性を燃料から見た代表的な異常事象における燃料の挙動を取り上げて示した。

報告書

HENDEL T$$_{2}$$試験部の圧力容器主フランジのシール特性試験

井岡 郁夫; 浅海 正延*; 稲垣 嘉之; 松本 公則*; 近藤 康雄; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟

JAERI-M 90-221, 21 Pages, 1990/12

JAERI-M-90-221.pdf:0.68MB

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の炉内構造物実証試験部(T$$_{2}$$試験部)に使用されている21/4Cr-1Mo鋼製の圧力容器は、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器と同規模、同材質の圧力容器であり、主フランジのシール構造も同じ二重金属Oリング方式を用いている。そこで、T$$_{2}$$試験部主フランジの金属Oリングのシール特性を明らかにして、HTTRの原子炉圧力容器主フランジに用いられるシール構造の健全性を確証した。18回の起動・停止を含む約7700時間運転後のT$$_{2}$$試験部主フランジの漏洩量を加圧放置法により測定した。HTTR実機条件下(ヘリウムガス:400$$^{circ}$$C、40kg/cm$$^{2}$$G、4kg/s)で、内側金属Oリングからの漏洩量は、測定限度9.6$$times$$10$$^{-7}$$atm・cm$$^{3}$$/sec以下であった。この結果から、HTTR寿命中ヘリウムガスの漏洩は、二重金属Oリングにより防止され、$$Omega$$シールには圧力がほとんどかからず、主フランジシール部の健全性が保たれるものと予想される。

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