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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。
佐々木 誠; 鈴木 惣十*; 宮川 俊一; 大竹 俊英*; 関口 善之*; 中沢 正治*; 井口 哲夫*
PNC TN941 80-116, 84 Pages, 1980/07
本報告書は、S54年度に実施したドシメトリ計画の成果をまとめ、その業務内容と成果を高速実験炉部内で紹介した際に配布した資料を、まとめたものである。内容として、「常陽」ドシメトリーの計画、米国DOEとの情報交換、ドシメトリーの測定装置の準備、解析手法の確立等について、述べている。S54年度ドシメトリー作業計画は順調に進み、ドシメトリーの測定装置、解析手法はほぼ確立し、S55年度には本格的にドシメトリー試験が実施される。
鈴木 惣十*; 宮川 俊一; 大竹 俊英*; 佐々木 誠; 関口 善之*
PNC TN908 80-03, 33 Pages, 1980/05
高速実験炉「常陽」の炉内には現在材料サーベイランス試験片が裝荷され,一定期間照射後取出して試験が行われる。又燃料集合体等の炉心構成要素についても定期的に取出して照射試験がおこなわれる。将来,照射用炉心に移行した時には,各種の燃料材料照射試験が計画されている。これらの試験の重要なパラメータの一つとして中性子照射量があり,この値を精度良く評価することが照射試験データの精度を決定する。高速実験炉では,照射試験結果の評価の基礎データを決定すると共に,「常陽」の炉心特性をより正確に把握するために,高温・高出力状態での炉内中性子スペクトルおよび中性子照射量を測定・解析する手段を開発するよう計画している。この計画は,当然のことながら,PNC内の各部門からの協力はもとより,外部諸期間との協力関係を有して進める必要がある。本資料は,これらの開発計画の概要を述べたものである。
鈴木 利明*; 関口 善之*
PNC TN941 80-64, 111 Pages, 1980/04
高速実験炉「常陽」の格納容器床下に設置されている1次冷却系の配管,機器には原子炉運転中,370
468のナトリウムが循環しており,室内のそれら配管・機器の密度も高いため,室内雰囲気温度および冷却状態を知ることは床下雰囲気に設置されている機器の環境を把握する上で,又今後のプラントに対する有益な経験を得る上で重要である。50MW出力上昇試験および75MW出力上昇試験において室の出入口部の温度を測定し,室ごとの熱負荷を求めた。得られた結果および機器の配置から室の冷却状態は次の3種に分類することができる。室内の機器・配管密度が低く,冷気吹出口の位置も適切で室内がほぼ均一に冷却されている。室内の機器・配管の密度は高いが冷気吹出口の位置が適切で冷却風量も多いため室内は比較的良く冷却されている。室内の機器・配管の密度が高く,冷気吹出口の位置,風量ともにあまり適切でないため,室内に熱滞留部が生じ,冷却の効果は上っていない箇所もある。室の冷却状態を知るためのバックアップデータを得るために1次冷却系配管・機器の保温材表面君度の計測を行った。主冷却系ホットレグ側の平均温度は約85,コールドレグ側の平均温度は的77であった。
山本 寿*; 関口 善之*; 三田 敏男*; 池上 哲雄*; 妹尾 誠*; 石井 愛典*
PNC TN941 80-58, 85 Pages, 1980/04
臨界試験高速実験炉「常陽」は昭和52年4月24日初臨界を達成した後,初期炉心を構成するために必要なデータを得るための下記の臨界試験を行った。1)調整棒N-2について,ペリオド法及び未臨界法を用いて全ストロークの反応度曲線を求めた。2)冷却材ナトリウム温度,170から250の範囲の等温反応度係数を測定した。3)炉心周辺の燃料1体の持っ反応度価値を測定した。上記の他に中性子源効果等の臨界測定に関する基礎的な試験を行った。上記の結果はいずれも設計計算値と良く一致し,これらをもとに,初期炉心に必要な追加すべき燃料本数を6本と決定した。初期炉心構成初期炉心への炉心燃料装荷は3ステップに分けて行ない,それぞれのステップで炉心の余剰反応度を確認して,最終段階に於いて炉心燃料本数70本の,50MW定格出力上昇のための初期炉心を構成した。本炉心の持つ余剰反応度は250に於いて2.2%
K/Kで,設計通りの性能を持つものと予想される。
石川 真*; 巽 良隆*; 関口 善之*
PNC TN941 80-33, 136 Pages, 1980/04
高速実験炉「常陽」50MW性能試験の一項目として実施された燃焼係数試験(NT―35)の結果について報告する。本試験は,原子炉運転期間中の炉心,余剰反応度及び原子炉積算熱出力を測定する事によって,原子炉の燃焼に伴う反応度の変化量を求める事をその内容とする。測定方法として,原子炉起動時の臨界点の変化を追跡する方法と,原子炉が定格出力で連続運転している際の制御棒位置の変化を追跡する方法の2種が,適宜採用された。燃焼係数試験は,19781979年の50MW出力上昇試験・印MW定格第1・第2サイクルの3期にわたって実施され,以下の主要諸点が確認された。1)燃焼係数は負であり,測定の最確値として以下の値を得た。燃焼係数I(Np239の効果を含む):―7.9(+1.0/-0.3)
10-3%k/k/50MW・DAY燃焼係数II(Np239の効果を含まない):―7.7(十0.9/-0.5)10-3%k/k50MW・DAY燃焼による反応度降下曲線は,50MW定格到達直後から約1週間にわたって,下に凸のカーブを描き,その後直線となる。これは,Np239(半減期2.35日)の蓄積のためであり,その反応度降下量は約-1-2
と測定された。燃焼係数の測定誤差は,絶対値に対して+6-12%と見積られる。誤差幅が負の方向に偏っているのは,主として,使用した制御棒価値が過大評価であったと推定されるためである。定格連続運転時の反応度降下曲線は,データのバラツキが0.7以下と非常に少ない。しかし,原子炉停止前後の反応度降下勾配を比較すると約5%の差がある。これは見積った再現性誤差を大きく超える量であり,今後の検討課題として残された。
石川 真*; 遠藤 雅行*; 関口 善之*
PNC TN941 80-06, 83 Pages, 1980/01
高速実験炉「常陽」50MW出力上昇試験の一項目として実施された出力係数試験(NT―34)の結果について報告する。本試験は,出力上昇時の定格出力までの各出力レベルにおいて,原子炉の熱出力及び余剰反応度を測定する事によって,出力上昇に伴う反応度変化量(出力係数)を求める事をその内容とする。出力係数は。1978年7月から8月にかけて計6回の出力上昇・下降時に測定され,その結果,以下の主要諸点が確認された。1)出力係数は,50MW定格までの全出力範囲で負であり,非常に良い再現性をもって,下式で表わせる。出力係数fp(%k/k/MW)=-5.9310-5P-6.0510-3P‥炉熱出力(MW)(11MW
P53MW)出力係数は,10MW時の―6.610-3%K/K/MWから50MW時の―9.010-3%k/k/MWまで,直線的に負の方向に大きくなる。出力係数の絶対値に対する測定誤差は+4.6―9.7%であり,その大部分が系統誤差である。内訳では,制御棒延長管と炉容器の熱膨張の差による誤差が約+-4%で最大の寄与である。誤差幅が負の方向に偏っているのは,試験時に用いた調整棒価値が干渉効果の変化・炉心配置の変更・調整棒の燃焼のために,現実の価値よりも数%過大評価であったと見積られるためである。出力係数は,出力上昇と下降時で差異が見られない。原子炉は,新しい出力レベルに到達した後,約20分経過すれば,炉容器も含めて反応度的・熱的に充分な平衡に達する。
山本 寿*; 石井 愛典*; 野本 昭二*; 関口 善之*; 原 忠*; 坂田 肇*
PNC TN941 80-04, 221 Pages, 1980/01
高速実験炉「常陽」の臨界近接試験は昭和52年3月16日より開始された。炉心は,総合機能試験の初期の段階で55本のダミー燃料,203本のブランケット燃料,48本の反射体が装荷された。中性子源はアンチモン-ベリリウム型で予想された臨界炉心の境界に装荷された。中性子源強度は約1010n/secであった。中性子計測用の予備チャンネルは3系統用意され,これらの計測系はミニコンに入力され,タイプライタ及びカラーディスプレイに自動的に表示できるようプログラムされた。臨界近接は中心のダミー燃料(最終段階では1部のブランケット)と炉心燃料と置換することによって行われ,燃料装荷は15ステップにわけて実施された。燃料装荷にあたっては逆増倍曲線より推定される燃料装荷本数の1/2を装荷する「1/2クライテリア」が適用された。臨界近接の過程で,炉内燃料貯蔵ラックに一時貯蔵される燃料の中性子増倍により,中性子計測か大きな影響を受けたが,実測されたラック内燃料効果を用いて補正することにより,良好な逆増倍曲線が得られた。初臨界は4月24日に達成され,最小臨界本数は64本であった。予測された臨界本数は61+-5であり,試験結果との一致は良好であった。
三田 敏男*; 大谷 秀二*; 佐野 健一*; 牧戸 正紀*; 綱島 幹泰*; 村松 寿晴; 関口 善之*
PNC TN941 79-218, 99 Pages, 1979/12
高速実験炉「常陽」の動特性試験の一環として,炉雑音試験を行った8本試験では,50MWまでの出力上昇の各段階において,中性子束,燃料出口温度,主冷却系1次系回り及び2次系回りの温度信号のゆらぎを測定した。解析においては,各信号のパワースペクトル密度,相関関数,伝達関数及びコヒーレンス関数を求めて,これより原子炉の特性の解析を行った。▲主な試験結果は,以下の通りである。▲原子炉に不安定現象がないことを確認した。▲各信号とも低周波領域で変動が大きく,信号間の相関が強い。この領域における中性子束及び原子炉出口温度の定常変動の要因を検討した。▲中性子束の自己パワースペクトル密度には,約1.8Hz及び約0.025Hzに顕著なピークが存在するが,前者のピークは制御棒振動効果によるものであり,後者のピークは炉出力依存性が顕著であり,検出器位置による空間依存性が存在する。▲2次系回りの各信号の相互相関関数から各信号間の輸送遅れ時間を求めた。この結果は,流速と配管長から計算される値とよく一致した。▲
三田 敏男*; 池上 哲雄*; 山口 幸四郎*; 佐野 健一*; 牧戸 正紀*; 関口 善之*
PNC TN941 79-191, 78 Pages, 1979/10
高速実験炉「常陽」の初期炉心において,各制御棒が十分な反応度制御能力があることを確認するため,また以後の各種反応度測定の基礎として制御棒特性試験を行った。▲主な試験桔果は以下の通りである。▲制御棒較正曲線を測定したが,ほぼ設計曲線と一致した。全制御棒価値に関しては,測定値が設計値より約10%大き目であった。▲安全棒に対するワンロッド・スタック基準及び制御棒に対するワンロッド・スタック基準を十分満足していることを確認した。▲ロッドドロップ法(InverseKinetics法)によりスクラム時の安全棒の落下時間とそれに伴なう炉心挿入反応度曲線を測定した結果,スクラム時間は平均0.657秒であり,全安全棒に関して設計条件(1秒以下)満足していた。このうち,実際に反応度が挿入され始めてから全挿入されるまでの時間は約0.4秒であった。▲制御棒間の干渉効果を各種方法で測定した結果,測定した干渉係数は設計値と比較的よく一致した。▲
石川 真*; 遠藤 雅行*; 小沢 健二*; 佐久間 孝志*; 揃 政敏*; 関口 善之*
PNC TN941 79-179, 198 Pages, 1979/10
高速実験炉「常陽」出力上昇試験の一項目として実施された熱出力較正試験(PT―11)の結果について報告する。▲本試験は,低出力から50MW定格出力までの各段階において熱出力を測定し,核計装設備における出力系の較正を行なう事を目的とする。原子炉の熱出力は一次主冷系のNa出入口温度及び流量を測定する事によって求められ,出力系及び中間系はその指示値が熱出力に一致するように電子回路を調整した。▲本試験は1978年4月から8月まで実施され,この結果以下の主要諸点が確認された。▲1)出力系指示値と熱出力の間には,非常に良好な直線性がある。▲出力系と中間系は,3デカード以上の充分なオーバーラップを示す。▲3)出力系指示値は,原子炉の運転履歴に依存して変動する。▲起動直後の出力系指示値は,原子炉熱出力に対して小さめの値を示し,その後次第に増加して,起動後約1週間で安定する。その変動量は最大で約6%である。▲
山本 寿*; 関口 善之*; 田村 誠司*; 古平 清*; 寺田 和道*; 佐々木 誠; 洲崎 輝雄*
PNC TN941 79-164, 185 Pages, 1979/09
期間昭和54年7月昭和54年8月▲目的高速実験炉「常揚」の75MW原子炉出力上昇を達成し,炉心及びプラントの諸性能が設計条件を満足していることを確認する。▲▲高速実験炉「常陽」は昭和53年7月に第1期出力である50MWを達成後,予定された50MW2サイクルの運転の後,昭和54年7月,75MWへの出力上昇試験を開始した。75MWへの出力上昇試験は,途中65MWで諸試験を行なって安全性を確認の上,7月16日に75MWの出力上昇を達成し,以後,炉心,プラント,遮蔽及び運転監視に関する予定した試験(Part1)を終了した。さらに55年1月には75MWの100時間連続運転時の試験(Part2)を予定しており,本試験を行なって,75MW性能試験は完遂する。これまでに行った試験により,プラントの諸性能は設計条件を満足していることがおおむね確認され,予定される連続運転により最終的に運転性能の実証を行なう。▲本資料は,75MW性能試験のうち8月23日迄の運転で得られた結果をまとめたものである。▲
山本 寿*; 関口 善之*; 石井 愛典*; 鈴木 惣十*; 川島 正俊*; 斉藤 宜弘*; 大西 恒二*
PNC TN941 79-112, 156 Pages, 1979/07
高速実験炉「常陽」の低出力性能試験のうち核出力較正試験と小型核分裂計数管による炉心中心軸上の出力分布試験の結果について述べる。▲原子炉出力は,予め較正されたPu239の小型核分裂計数偶を炉内に挿入し,得られた計数率と,計算によって得られた反応率との対応から求められた。起動系については,計数率と炉出力の関係を求め,中間系は指示計の値と原子炉出力が一致するように調整された。▲本試験の主な結果は次の通りである。▲1)起動系ch1,ch2の計数率と原子炉出力の関係は,0.1kWから10kWの範囲で直線的であることが確認された。▲2)中間系と起動系は,炉出力1kWから10kWの範囲でオーバーラップしており,この区間では中間系の指示値と炉出力の関係は直線的である。▲3)中心軸上の反応率は,Pu239Pu240,U235,U238,Th232の(n,f)反応が小型核分裂計数管によって測定された。軸方向分布の測定値から得られた軸方向ピーキング係数は1.19であり,設計値と一致した。▲4)―次冷却材の温度変化による起動系の計数率は,一次冷却材の温度が100上昇すると,約8%増加する。▲5)燃料貯蔵ラック内の燃料は,起動系の計数率に影響を与える。起動系と炉中心を結ぶ線上のラック内に炉心燃料が一本装荷されると,計数率は約25%増加する。▲その他の核特性として,6)等温係数は一3.6510-3%K/K/(190250)であった。▲7)炉中心において,燃料と試験用特殊燃料集合体の置換反応度は一0.085%K/Kであった。▲
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。
妹尾 誠*; 坂口 俊英*; 堀江 治*; 長広 義彦*; 村松 寿晴; 関口 善之*
PNC TN941 79-127, 236 Pages, 1978/12
この報告は「常陽」の出力上昇試験において実施したプラント安定性試験について述べたものである。プラント安定性試験はプラントに対する外乱の違いから,調整捧小引応答試験(PT―21)および主冷却出口温度変化応答試験(PT―22)の2つの試験に分けられている。調整棒小引抜応答試験は定常出力運転状態における反応度小外乱に対するプラント安定性の確認,主冷却器出口温度変化応答試験はA,B両ループ各2基の主冷却器に設けられている冷却材温度制御系の冷却器出口Na温度の設定値をステップで変更し,このNa温度外乱に対するプラント安定性の確認を目的としている。プラント安定性試験は,原子炉出力約20MW,25MW,40MW,50MWにおいて,調整棒小引応答試験に関しては+-3￠+-5￠の外乱,主冷却器出口温度変化応答試験に関しては+-5の温度設定値変更による外乱に対して実施した。試験の結果は下記の通りである。1)主冷却器出口温度変化応答試験では,制御系パラメータをNa側制御系の比例ゲインKc=2.5,積分時定数Tc=37.5秒,空気側制御系の比例ゲインKe=0.5,1次遅れ時定数C'c=40秒の各値に設定すれば全炉出力範囲にわたってプラント全体として安定に運転できることを確認した。2)調整棒小引抜応答試験では,+-3￠+-5￠の小反応度外乱に対してプラント全体としてきわめて安定で,冷却材温度制御系が「MANUAL」の状態においても安定性の点からは,問題のないことが確認された。
