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論文

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

論文

高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒の温度計測

濱本 真平; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 澤畑 洋明

日本原子力学会和文論文誌, 16(4), p.169 - 172, 2017/12

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒温度を測定するために、制御棒の先端に溶融ワイヤを設置した。原子炉出力100%の状態から原子炉をスクラムさせた後、溶融ワイヤを制御棒から取り出し、外観を目視で観察した。その結果、融点が505$$^{circ}$$C以下の溶融ワイヤは溶融しており、融点が651$$^{circ}$$C以上の溶融ワイヤが溶融していないことが確認できた。よって制御棒先端の最高到達温度は、溶融ワイヤが設置されている位置で505$$^{circ}$$Cから651$$^{circ}$$Cの範囲にあることが分かった。また運転中の制御棒の最高到達温度は、制御棒被覆管材Alloy800Hの使用制限値900$$^{circ}$$Cを超えていないことを確認した。

論文

Loss of core cooling test with one cooling line inactive in Vessel Cooling System of High-Temperature Engineering Test Reactor

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 高田 昌二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041013_1 - 041013_8, 2017/10

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

論文

Measurement of temperature response of intermediate heat exchanger in heat application system abnormal simulating test using HTTR

小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120$$^{circ}$$Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。

論文

Investigation of absorption characteristics for thermal-load fluctuation using HTTR

栃尾 大輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 中川 繁昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(1), p.13 - 21, 2017/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではGTHTR300Cの設計研究を行っている。水素製造施設のような熱利用系において発生した異常による熱負荷の変動が発生した場合でも、原子炉システムは、安定かつ安全な運転、更に安定な電力供給を継続することが求められている。そのためには、熱負荷変動を原子炉システムで吸収でき、安定かつ安全な運転を継続できることを実証する必要がある。原子力機構では、原子炉及びIHXによる熱負荷変動吸収特性を明らかにするために、核熱を伴わない熱負荷変動吸収試験を計画・実施した。その結果、原子炉は予想より大きな吸収容量を有しており、IHXも熱利用系で発生した熱負荷変動を吸収できることを明らかにすることができた。このことから、原子炉及びIHXは、熱利用系で発生した熱負荷変動の有意な吸収容量を有していることを確認した。さらに、RELAP5/MOD3に基づいた安全評価コードは、熱負荷変動吸収挙動を保守的に評価できることを確認した。

論文

Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1$$^{circ}$$C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

論文

Nuclear heat supply fluctuation tests by non-nuclear heating with HTTR

稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.041001_1 - 041001_7, 2016/10

高温ガス炉の熱利用系は、化学プラントメーカーの参入拡大と経済性向上のため、非原子力級として設計される。したがって、熱利用系で異常事象が生じても、原子炉の運転を続けられることが必要である。原子力機構は、異常事象後に原子炉の運転を続ける際の熱負荷変動吸収を評価するための計算コードを開発し、HTTRの運転データを用いてコードを改良してきた。しかしながら、更なるコードの改良のためには、原子炉入口冷却材温度の変動に対応する炉側部金属及び炉心支持黒鉛構造物の過渡温度挙動に関するデータが不足していた。そこで、HTTRを使った核熱供給変動試験を、熱的効果に焦点を絞った非核加熱運転で実施した。試験では、冷却材ヘリウムガス温度をガス循環機の圧縮熱によって120$$^{circ}$$Cまで加熱し、新しい試験手順を考案することによって17$$^{circ}$$Cの十分高い温度変動を核出力のない理想条件下で原子炉入口冷却材に加え、炉側部金属及び炉心支持黒鉛構造物の温度応答を調べた。試験結果は、炉側部金属の温度応答が炉心支持黒鉛構造物より速いことを予測通り適切に示した。また、炉側部金属による熱負荷変動吸収のメカニズムを明らかにした。

報告書

HTTRを用いた熱負荷変動試験(非核加熱試験); 温度過渡に対する高温ガス炉システム応答特性の確認

本多 友貴; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 高田 昌二

JAEA-Technology 2016-016, 16 Pages, 2016/08

JAEA-Technology-2016-016.pdf:2.84MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、温度過渡に対する高温ガス炉システム全体の応答特性を明らかにしシステム解析コードに反映することを目的とし、熱負荷変動試験(非核加熱試験)を実施した。原子炉システムでの熱負荷変動特性に対して、炉床部炉内構造物等のフィン効果等が影響する。一方、原子炉の運転中では炉心での発熱による干渉により、フィン効果の定量化が困難となる。このため、本試験では、上記弊害を排除できる非核加熱という理想的な条件において実施した。熱負荷変動試験(非核加熱試験)は、温度過渡に対する原子炉の応答特性を確認する核熱供給試験(非核加熱試験)と、中間熱交換器の応答特性を確認する熱利用系異常模擬試験(非核加熱試験)により成る。HTTRを用いた2つの非核加熱試験により、温度過渡に対する高温ガス炉システムの応答特性データを取得した。

論文

Confirmation of seismic integrity of HTTR against 2011 Great East Japan Earthquake

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 西原 哲夫; 高田 昌二; 沢 和弘; et al.

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 12 Pages, 2016/06

2011年3月11日、地震の強さを示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時は、HTTR施設は定期検査中であったため原子炉を停止していた。地震の最大加速度は、HTTRの設計基準の最大値を超過していた。HTTR施設の耐震健全性を確認するために、目視点検を実施するとともに、HTTR施設の観測波を用いた耐震解析を実施した。HTTR施設の健全性評価の方針は、「設備点検」と「耐震解析」の2つに分けられる。基本的な設備点検は、原子炉の運転に関係する設備・機器に対して実施した。設備点検や耐震解析の結果と評価基準を比較し施設の健全性は確認される。設備点検及び耐震解析の結果として、原子炉の運転に影響を与える損傷や機能低下は無いため、運転への問題は無いことを確認した。HTTR施設の健全性は、2011年, 2013年, 2015年に実施された原子炉出力無しのコールド状態での3回の運転により確証を得た。

論文

Loss of core cooling test without one cooling line in Vessel Cooling System (VCS) of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

論文

Improvement of exchanging method of neutron startup source of high temperature engineering test reactor

澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 山崎 和則; 柳田 佳徳; 藤原 佑輔; 高田 昌二; 篠崎 正幸; 濱本 真平; 栃尾 大輔

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06

HTTRでは、起動用中性子源として$$^{252}$$Cfが使用され、定期的に交換を行っている。本交換作業において、2つの課題が挙げられていた。1つは、中性子線漏洩による作業員の被ばくであり、もう一つは、中性子源輸送容器の取扱性能の信頼性である。中性子線漏洩による被ばく線量の低減については、PHITSコードを用いて漏洩源である燃料交換機の解析を行い、効果的な遮へい方法を考案し、簡易に取付・取外しができるポリエチレン製のブロックと粒子を冷却流路に設置した。その結果、集団線量を約700人・$$mu$$Svから約300人・$$mu$$Svまで低減できた。中性子源輸送容器については、容器を小さくすることにより、取扱性能を改善して取扱作業を安全に完遂した。

論文

Thermal mixing behavior in the annulus of co-axial double-walled piping in HTGR

栃尾 大輔; 藤原 佑輔; 小野 正人; 篠原 正憲; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06

過去の原子力機構のHTTRの運転経験から、高温ガス炉の二重管環状部におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにしておく必要がある。本論文では、T合流部を有する二重管環状部におけるヘリウムガスの熱流動解析を実施した。異なる流路高さ及び異なる流量の条件で解析を行った。その結果、熱的混合挙動は流量にあまり影響を受けないことが示された。更に、高さがない環状流路では、混合しづらいことも示された。この結果から、二重管環状部においてヘリウムガスを流体力学的に混合することは難しく、混合するためには混合を促進する装置が必要であることが示された。

論文

Characteristic confirmation test by using HTTR and investigation of absorbing thermal load fluctuation

本多 友貴; 栃尾 大輔; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 小野 正人; 藤原 佑輔; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 5 Pages, 2016/06

現在HTTRでは特性確証試験を実施しており、これらのうち、熱負荷変動試験をHTTR再稼働後に予定している。予備解析から、熱負荷変動により原子炉入口温度が変動した場合でも原子炉出口温度が安定することを確認している。これは、高温ガス炉が熱負荷吸収特性を持つことを意味している。本論文はこの高温ガス炉の熱負荷吸収のメカニズムに注目し、高温ガス炉の熱負荷吸収特性は大きな負の減速材反応度に起因することを解析により示した。さらに、原子炉中間地点において、黒鉛減速材反応度の添加傾向が逆転していることを明らかにした。本傾向は原子炉入口と原子炉出口のHe温度の差が大きい高温ガス炉特有のものと考えられる。

論文

Thermal mixing characteristics of helium gas in high-temperature gas-cooled reactor, 1; Thermal mixing behavior of helium gas in HTTR

栃尾 大輔; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。

論文

Evaluation on seismic integrity of HTTR core components

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 高田 昌二; 沢 和弘

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.363 - 371, 2016/03

HTTRは黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で六角柱状黒鉛ブロックの燃料構成要素を有する。黒鉛ブロックは砕けやすい材質であるため、大きな地震によるブロック同士の衝突により損傷するおそれがある。HTTRサイトの地震挙動を確認するために地震観測装置が設置された。2011年3月11日にマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。福島第一原子力発電所の事故後、原子炉の安全性は最も重要な懸案事項となった。HTTR炉内構造物の耐震健全性を確認するために、HTTRサイトでの観測波と周波数伝達関数の関係に基づく評価地震動を用いて耐震解析は実施されたとともに、原子炉出力無しのコールド状態での主冷却設備の確認試験及び原子炉建家や炉心支持構造物の健全性確認を実施した。結果として、黒鉛ブロックの応力値は許容値を満足し、HTTR炉内構造物の健全性は確認された。HTTR炉内構造物の健全性は、原子炉出力無しのコールド状態での運転により確証された。運転で得られたデータは、地震前の健全な原子炉のプラントデータと比較され、結果として、HTTR施設の健全性は確認された。

論文

Development of transportation container for the neutron startup source of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03

HTTRでは起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型($$phi$$1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・$$gamma$$線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺($$phi$$155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化($$phi$$820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化($$phi$$75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。

論文

Thermal hydraulic safety research at JAEA after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident

与能本 泰介; 柴本 泰照; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; 岡垣 百合亜; 孫 昊旻; 栃尾 大輔

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5341 - 5352, 2015/08

This paper summarizes thermal-hydraulic (T/H) safety studies being conducted at JAEA based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. New researches have been initiated after the accident, which are related to containment thermal hydraulics and accident management (AM) measures for the prevention of core damage under severe multiple failure conditions. They are conducted in parallel with those initiated before the accident such as a research on scaling and uncertainty of the T/H phenomena which are important for the code validation. Those experimental studies are to obtain better understandings on the phenomena and establish databases for the validation of both lumped parameter (LP) and computational fluid dynamics (CFD) codes. The research project on containment thermal hydraulics is called the ROSA-SA project and investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product (FP) transport. For this project, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), which is characterized by the capability of conducting high-temperature experiments as well as those on hydrogen risk with CFD-grade instrumentation of high space resolution. This paper describes the plans for those researches and results obtained so far.

報告書

HTTR核熱供給試験(コールド試験)データによるシステム解析コードの検証及び水素製造施設異常時の原子炉挙動予測評価

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 高田 昌二; 栃尾 大輔; 坂場 成昭; 沢 和弘

JAEA-Technology 2015-012, 17 Pages, 2015/06

JAEA-Technology-2015-012.pdf:11.38MB

日本原子力研究開発機構では、水素製造施設の接続に係る高温ガス炉の安全設計方針案を作成しており、水素製造施設の状態によらず原子炉施設の状態量が通常運転の範囲を逸脱しないことを水素製造施設の一般産業化の条件として提案している。本報告では、これらの条件が原子炉施設の設計を充足することを示すため、高温ガス炉システムを対象としたシステム解析コードを用いて平成27年1月にHTTRを用いて実施した核熱供給試験(コールド試験)の再現解析を行い、当該解析コードが冷却材強制循環条件下における原子炉温度過渡挙動評価へ適用可能であることを明らかにした。また、HTTRに接続予定の水素製造施設での異常時における原子炉挙動の予測解析を実施し、原子炉出力や原子炉出口冷却材温度等の注目パラメータについて、過渡変化を吸収し通常運転時の許容変動幅内に制御する設計が可能であることを示し、水素製造施設の一般産業化の条件を充足する設計が工学的に成立する見通しを確認した。

論文

Nuclear heat supply fluctuation test by non-nuclear heating using HTTR

高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120$$^{circ}$$Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。

論文

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1$$^{circ}$$C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

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