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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
石塚 悦男; Ho, H. Q.; 北川 堪大*; 福田 理仁*; 伊藤 諒*; 根本 将矢*; 楠木 捷斗*; 野村 拓朗*; 長瀬 颯太*; 橋本 温希*; et al.
JAEA-Technology 2023-013, 19 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-013.pdf:1.75MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2022年度夏期休暇実習において、5つの大学から8名が参加した。参加者は、原子力電池の検討、HTTR炉心の燃焼解析、
Cf製造の検討、冷却機能喪失時の挙動解析、炉容器近傍の熱流動解析について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと、他の大学生との議論が良い経験となった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
Li, F.; 成川 隆文; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The seismic resistance of fuel cladding during the long-term core cooling after loss-of-coolant accidents (LOCAs) was investigated by performing cyclic four-point bending tests (4PBTs) of up to 1000 cycles with fresh fuel cladding samples that experienced integral thermal shock test, simulating LOCA conditions, including ballooning, rupture, oxidation, and quench. 4PBTs were performed on the samples that survived the quenching process. The results showed that up to 1000 cycles and 5.8 Nm of cyclic loading moment, there was no apparent effect on the bending fracture limit of the fuel cladding under the 4PBT. The scatter of the bending fracture limit for a given equivalent cladding reacted (ECR) evaluated by the Baker-Just oxidation rate equation (BJ-ECR) is attributed to two primary factors: first, the difference between the prescribed and the actual oxidation behavior, confirmed by comparing the BJ-ECR and the ECR evaluated based on metallographic observation (M-ECR), and second, the variated shape of the rupture-opening area after the integral thermal shock test. The strength of the alpha phase-dominant zone near the rupture opening seems to contribute to the bending fracture limit.
松本 俊慶; 岩澤 譲; 杉山 智之
Proceedings of Reactor core and Containment Cooling Systems, Long-term management and reliability (RCCS 2021) (Internet), 8 Pages, 2021/10
本研究ではBWRのシビアアクシデント(SA)時のウェットキャビティ戦略(事前注水方策)の下での格納容器内デブリ冷却性を評価するための方法論的枠組みを開発している。この評価手法を実証するために、戦略下での格納容器内デブリの冷却成功確率を解析した。炉心溶融進展に関連する5つのパラメータの不確実さを考慮したMELCORコードによる多ケース解析によりRPVから放出される溶融物条件の確率分布を取得した。パラメータセットは、ラテン超方格サンプリング(LHS)によって生成した。JASMINEコードにより水中及び床面上の溶融物の挙動を予測し、アグロメレーション(凝集)及びメルトプールの質量を予測した。JASMINEコード解析のための59個の入力パラメータセットは、MELCOR解析の結果から決定した溶融物条件の確率分布を用いて、再度LHSにより生成した。複数のキャビティ内初期水プール深さ条件でJASMINE解析を行い、堆積デブリ高さをMCCI発生の判定基準値と比較した。判定結果を集計することで溶融物の冷却成功確率を求めた。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2020-019, 58 Pages, 2021/01
JAEA-Data-Code-2020-019.pdf:3.85MB
ROSA-IV計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-SL-01)が1990年3月27日に行われた。ROSA/LSTFSB-SL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の主蒸気管破断(MSLB)事故を模擬した。このとき、両ループの蒸気発生器(SG)二次側への補助給水(AFW)とともに、非常用炉心冷却系である高圧注入(HPI)系から両ループの低温側配管内への冷却材注入を仮定した。MSLBにより、破断ループのSGは急減圧し、破断ループのSG二次側広域水位は低下した。しかし、破断ループのSG二次側へのAFWにより、破断ループのSG二次側広域水位は回復した。一次系圧力は、MSLB直後一時的に若干低下したが、SG主蒸気隔離弁の閉止に従い16.1MPaまで上昇した。一次系圧力が10MPa以下に低下した数分後、HPI系から両ループの低温側配管内へ冷却材を手動注入した。一次系圧力は、HPI系からの冷却材注入により上昇したが、加圧器逃し弁の開放により16.2MPa以下に維持された。実験中、炉心はサブクール水で満たされた。健全ループでは、流れが停滞し、HPI系からの冷却材注入時に低温側配管での温度成層が観察された。一方、破断ループでは、顕著な自然循環が継続した。HPI系からの冷却材の連続注入による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。取得した実験データは、PWRのMSLBを伴う多重故障事故時の回復操作および手順の検討に役立てることができる。本報告書は、ROSA/LSTFSB-SL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07
被引用回数：6 パーセンタイル：60.71(Nuclear Science & Technology)To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO
, M5
, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range (
15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.
石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.
JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB
2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2018-004, 64 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2018-004.pdf:3.33MB
LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復するとともに、一次系と破断ループSG二次側の圧力は均圧した。放射性物質の大気放出に関して、健全ループSGのRV開放後、破断ループSGのRVは一回開いた。実験中、炉心は飽和ないしサブクール水で満たされた。健全ループSGのRV開放後、健全ループで顕著な自然循環が継続した。また、特に両ループのHPI系から高温側配管への冷却材注入時に高温側配管での顕著な温度成層が生じた。一次系と破断ループSG二次側の圧力が均圧後、健全ループ一次系冷却材ポンプの再起動による冷温停止状態を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-SG-10実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
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。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07
JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB
LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
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
C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。
深谷 裕司
Annals of Nuclear Energy, 81, p.301 - 305, 2015/07
被引用回数：1 パーセンタイル：9.74(Nuclear Science & Technology)多重燃料装荷炉心におけるトリウム転換に対する炉外冷却効果を考慮するための簡易手法と炉外冷却効果の特性の研究を行った。溶融塩増殖炉やぺブルベット高温ガス炉のような多重燃料装荷炉心では、燃料は炉内を移動し炉外へ排出される。炉外滞在時には核種の減衰が起こるため、その特性が顕著な場合は考慮される必要がある。本研究ではトリウム転換を正確に評価するため
Paの炉外冷却を考慮する。本研究では、この効果を考慮するために、炉外冷却の模擬を行わなくても炉外冷却時と同等のPaの平衡濃度を実現できる実効崩壊定数を提案する。この実効崩壊定数により、炉外冷却の効果がセル燃焼計算により生成されるマクロ断面積を用いるコードシステムでも、システムの変更を一切行うことなく考慮することができる。また、トリウム転換に対する炉外冷却効果の特性を溶融塩増殖炉とぺブルベット高温ガス炉について検討した。その結果、炉内の燃料塩流速の早い溶融塩増殖炉の転換性能の向上には適している一方で、炉内滞在期間が100日程度であり、Paの半減期の27日よりも長いぺブルベット高温ガス炉ではその効果は顕著ではなく、転換比の劇的な改善につながらないことがわかった。
鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(1), p.55 - 64, 2006/01
被引用回数：10 パーセンタイル：56.98(Nuclear Science & Technology)原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系不作動時にアクシデントマネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系(AIS)から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。AISからガス流入がない場合の計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガス流入を想定した計装管10本破断実験では、SG伝熱管の凝縮熱伝達が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定した実験では、炉心露出以前にLPIが作動し長期冷却の可能性を示した。これらのガス流入によるSG伝熱管内凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえ、AM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。
鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫
JAERI-Research 2005-014, 170 Pages, 2005/06
JAERI-Research-2005-014.pdf:7.64MB
大型非定常試験装置(LSTF)を使用したROSA-V計画において、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)模擬実験を実施し、高圧注入系(HPI)不作動時に重要なアクシデント・マネージメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。LSTFはウェスティングハウス社の4ループPWR(3423MWt)を実高,容積比1/48で模擬する装置である。この実験(SB-PV-03)では、PWRコールドレグ0.2%破断に相当する原子炉容器底部計装管10本破断を模擬し、HPIの不作動と蓄圧注入系(AIS)からの非凝縮性ガス流入を想定し、定率-55K/hでの2次系減圧と30分間の補助給水(AFW)作動を運転員のAM操作として実施した。その結果、これらのAM操作はAIS注入終了圧力1.6MPaまでは1次系減圧に効果的であったが、その後、非凝縮性ガスが流入したため減圧効果は低下した。このため低圧注入系(LPI)の作動開始が遅れ、破断口では水流出が継続していたので全炉心露出に至った。本報ではこれらの熱流動現象に加え、1次系保有水量の推移及びAM操作と関連づけた炉心加熱挙動、1・2次系間の熱伝達及び1次系ループへの非凝縮性ガス流入等に関する解析結果について述べる。
竹田 武司; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 武仲 五月*
Annals of Nuclear Energy, 30(7), p.811 - 830, 2003/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.88(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の補助冷却設備は、強制循環による炉心の冷却が可能な事故時での原子炉スクラム時に工学的安全施設として除熱する。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950
,熱出力は30MWである。炉心黒鉛構造物に対する過度な熱衝撃及び水の沸騰を防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。HTTRの20MWまでの出力上昇試験の中で、9MWからの手動トリップ模擬試験,15MWからの商用電源喪失模擬試験を実施した。補助冷却設備の除熱性能をこれらの試験により確認し、試験に基づく補助冷却設備のヘリウム/水熱交換器と空気冷却器の熱通過率が得られた。原子炉出口冷却材温度が950,30MW運転からのスクラム時における補助冷却設備の流体温度を予測し、この条件における炉心黒鉛構造物(燃料ブロック)の健全性を応力解析により検討した。評価の結果、空気冷却器のルーバーが全開の条件で補助冷却設備の水が沸騰せず、かつ、炉心黒鉛構造物の過冷却を防止できる見通しを得た。
竹田 武司; 中川 繁昭; 本間 史隆*; 高田 英治*; 藤本 望
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.986 - 995, 2002/09
被引用回数：4 パーセンタイル：29.25(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速,ヘリウムガス冷却型の日本で初めての高温ガス炉である。HTTRは、2001年12月7日に初めて定格運転で全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、スクラムを伴う異常な過渡変化のシミュレーション試験を30MW運転からの商用電源の手動遮断により実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機,加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。16対の制御棒は、設計値(12秒)以内で重力落下により炉心に2段階で挿入した。商用電源喪失から51秒で、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後40分で、炉心黒鉛構造物(例えば、燃料ブロック)の過渡な熱衝撃を防止するため、補助ヘリウム循環機2台のうち1台を計画的に停止した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。HTTR動的機器のブラックアウトシーケンスは設計通りであった。商用電源喪失シミュレーション試験により、スクラム後のHTTRの安全停止を確認した。
杉山 憲一郎*; 井口 健太郎*
JAERI-Tech 2002-010, 67 Pages, 2002/03
シビアアクシデントの際、溶融炉心は直径数センチメートルから数十センチメートルのジェット状態で、圧力容器下部ヘッドへ落下する可能性がある。仮に溶融炉心ジェットが十分分散されずに下部ヘッドへ堆積すれば、冷却性が悪く溶融炉心は圧力容器内に保持されない可能性がある。したがって、溶融炉心ジエットの分散機構は、溶融炉心ベッドの冷却性を評価するうえで、良く理解されなければならない。本実験研究の目的は、流体力学の分野で知られている周囲流体とジエットとの組織的運動(organized motion)に起因して、高温溶融物ジェット内に冷却材が捕らえ込まれることによって引き起こされる分散機構を確認することである。最初の実験は、直径25mmまでの溶融錫ジェットを用いて行われた。溶融錫の動粘性係数の値は溶融UO
に比べて小さく、組織的運動による変形が容易に生じ、冷却材がジェット内に捕らえ込まれやすい。錫実験の結果を受けて、動粘性係数の値が溶融UOとほぼ同じである溶融銅ジェットの実験を行った。この実験においても冷却材捕捉型のジェットの分散が噴霧領域と呼ばれている高い周囲ウェーバー数域まで観察できた。本報で報告するジェットの分散機構により、150kg規模の溶融コリウム実験のジェット長さと8kg規模の鉛ビスマス実験のジェット長さとの見かけ上の相違が説明できる。また、高温溶融物ジェット中に効率よく冷却材が捕らえ込まれる機構は、ジェットの高い冷却性を保障する。
井口 正; 岩城 智香子*; 安濃田 良成
JAERI-Research 2001-060, 91 Pages, 2002/02
JAERI-Research-2001-060.pdf:6.34MB
従来のポストCHF試験に比べて、2MPa~18MPaの広い圧力範囲,33kg/m
s~1651kg/msの広い流量範囲,過熱度500Kまでの広いヒータ温度範囲で、定常ポストCHF試験を行い、沸騰遷移領域,限界熱流束,ポストCHF熱伝達率に関するデータを得た。試験体は、BWR燃料と同径・同長のヒータによる4
4管群流路とした。試験の結果、沸騰遷移は複数のグリッドスペーサの直下で生成し、加熱量の増加とともに、沸騰遷移領域は下方に伸長することがわかった。グリッドスペーサー上方は核沸騰状態であるのに対し、グリッドスペーサ下方は膜沸騰状態になる。したがって、限界熱流速は、グリッドスペーサからの距離に影響される。グリッドスペーサ直上の限界熱流束は、同じ局所条件で比べるとグリッドスペーサ直下の限界熱流束の約1.15倍であった。ポストCHF熱伝達は、伝熱体の加熱度が十分大きければ、蒸気乱流熱伝達が支配的であり、単相流の熱伝達相関式が適用できる。加熱度が十分には大きくない場合、ポストCHF熱伝達率は、単相流の熱伝達相関式による予測値よりも大きくなる。ポストCHF熱伝達率を単相流の熱伝達相関式による予測値で規格化することにより、質量流束の影響を表現できる。ただし、圧力,過熱度,位置の影響を表現できない。試験結果によれば、ポストCHF熱伝達率に及ぼす圧力,過熱度,位置の影響は、ヒータ温度及び位置の関数で表現できた。ポストCHF熱伝達率は、グリッドスペーサ直下で最小であり、グリッドスペーサから上流に離れる程増加する。グリッドスペーサ1スパン区間で、ポストCHF熱伝達率は約30%増加した。
鈴木 光弘; 安濃田 良成
JAERI-Tech 2000-016, p.173 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-016.pdf:7.25MB
本報告は大型非定常実験装置(LSTF)において実施した0.5%低温側配管破断LOCA実験結果をまとめ、2次系減圧操作の効果と炉心過熱事象が繰り返し発生する原因を明らかにしたものである。本実験(SB-CL-24)では、高圧注入系と蒸気発生器補助給水系が作動しない場合を想定し、蒸気発生器逃し弁開作動により1次系の減圧を促進した。この結果、蓄圧注入系が作動したが、低圧注入系の作動圧力(1.29MPa)まで1次系圧力が低下しないうちに2次系保有水が喪失して1次系は昇圧し、蓄圧注入系の停止後にボイルオフ状態で炉心の上半分が過熱状態になった。加圧器逃し弁等の1次系減圧操作で急減圧し、低圧注入系作動により炉心過熱状態は解消した。過渡条件下でループシールクリアリングは3回発生した。本報では、事故検出計装による炉心冷却不全事象の検出特性等についても詳細に評価した。
)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.53(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。
