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論文

Procedure to prevent temperature rise of primary upper shielding in high temperature engineering test reactor (HTTR)

橘幸男; 本谷浩二*; 竹田武司; 七種明雄; 篠崎正幸; 磯崎実; 伊与久達夫; 國富一彦

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.227 - 238, 2000/10

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(00)00277-6

被引用回数：3 パーセンタイル：26.10(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)では、平成9年2月に非核加熱で1次冷却材を昇温する試験を実施したが、その際、原子炉容器上部のスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。HTTRの定格運転時に、これらの温度が設定値を超えることが予測されたため、昇温を防止するための対策について検討し、対策を施した。2段階の昇温防止対策を施工後、対策の効果を実証するための確認試験を実施した。確認試験結果及び温度解析結果から、昇温防止対策が適切であり、定格運転時に設計温度を満足する見通しを得た。

報告書

高温工学試験研究炉の1次上部遮へい体の昇温防止対策; 実機炉心における確認試験結果について

橘幸男; 本谷浩二*; 小嶋崇夫; 竹田武司; 江森恒一; 猿田徹; 伊与久達夫; 國富一彦

JAERI-Tech 2000-026, p.61 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-026.pdf:2.18MB

高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを昇温する試験を実施中にスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。スタンドパイプ内構造物の一部構造変更後、温度は大幅に低下したが十分ではなかった。そこで、追加の昇温防止対策について検討し、確認試験により決定した。昇温防止対策を所定のスタンドパイプに設置した後、確認試験を再度実施し、昇温防止対策の効果について最終的に確認した。本報告は、再度実施した確認試験の結果及び昇温防止対策の効果についてまとめたものである。有限要素法解析の結果、定格条件での1次上部遮へい体最高温度は、確認試験と同条件で67 $^{circ}C$ 、実機パージガス流量配分条件で75 $^{circ}C$ となり、1次上部遮へい体の設計温度88 $^{circ}C$ を満足できる見通しを得た。