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近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 坂場 成昭; 君島 悟; 黒羽 操; 野地 喜吉; 青野 哲也; 早川 雅人
JAEA-Testing 2006-002, 55 Pages, 2006/07
JAEA-Testing-2006-002.pdf:6.36MB
原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉格納容器(CV)バウンダリの気密性の確認を目的として、JEAC4203-2004「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に準拠し、CV全体漏えい率試験(A種試験)を実施している。A種試験は、一般に、原子炉冷却材圧力バウンダリをCV内雰囲気に開放して実施する。しかしヘリウムガスを原子炉冷却材とするHTTRでは、圧力バウンダリを開放できないため、これを閉鎖したままA種試験を実施するという方法を確立し、採用している。また、HTTRでは、CV漏えい率試験データ収録処理装置を開発したが、近年、より高精度,高信頼度の計測
処理能力をもたせ、試験状態の監視機能の強化を図るなどの改良を加えて、本試験をより確実に実施できるようにした。この他、平成16年にJEAC4203が改定されたことを受けて、試験時に適用するCVバウンダリ構成の見直しを行い、さらには、CV内温度測定用検出器の校正方法を改善するなど、試験方法の改善に努めている。本報では、HTTRのCV全体漏えい率試験について、漏えい率の評価方法,試験の実施体系及び実施手順等を中心に記述するとともに、これまでの試験経験を踏まえて、今後、さらに効率的に試験を実施していくうえで有効と考えられる課題についてまとめている。
野地 喜吉; 亀山 恭彦; 江森 恒一; 青野 哲也
JAEA-Testing 2006-003, 47 Pages, 2006/06
JAEA-Testing-2006-003.pdf:7.43MB
原子炉通常運転時、燃料の健全性を監視するための設備として、HTTRには燃料破損検出装置(Fuel Failure Detection(FFD) System)が設置されている。本装置は、7領域に分割した原子炉の高温プレナム部から1次冷却材をサンプリングし、それぞれの領域の短半減期核分裂生成物希ガスを検出することにより、燃料破損が発生した際に、その領域を特定できるようになっている。設計では、本装置における1次冷却材サンプリング流量は運転中変更する必要がないと考えていた。しかしながら、原子炉の運転状況により変化する1次冷却材圧力の影響でサンプリング流量が変動し、測定値が不安定になることが明らかとなった。また、サンプリング流量の変更は、運転中立入が制限されるサービスエリア内に設置された手動弁で行わなければならないため、運転中の流量調整が困難であった。そこで、サービスエリア外からサンプリング流量の制御ができるように流量制御系を改善した結果、安定した計測が可能となった。また、計測時のノイズの低減化,ガス圧縮機のオイルレベル計の改善等を実施したことにより、現在は良好な運転状態を維持している。本報は、FFDを運用するうえでの検出器(プレシピテータ)による検出性能の維持,設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。