HTTRを用いた安全性実証試験におけるヘリウム系機器の健全性評価,1(受託調査)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男

JAERI-Tech 2004-045, 67 Pages, 2004/04

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高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち、1次冷却材流量の低下を模擬した試験である循環機停止試験において、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台のうち1台あるいは2台が停止される試験が2002年から2005年に実施され、全3台を停止する試験が2006年以降に計画されている。本報は、安全性実証試験における循環機1台あるいは2台停止時の加圧水冷却器の構造健全性を確認するとともに、循環機3台停止時の1次系内の自然対流発生の可能性について、出力上昇試験中に実施されたスクラム試験の実測データをもとに検討した結果を示す。

1次加圧水冷却器ヘリウム流量低によるHTTR自動停止の調査結果

高松 邦吉; 中澤 利雄; 古澤 孝之; 本間 史隆; 齋藤 賢司; 石仙 繁; 鎌田 崇; 太田 幸丸; 石井 喜樹; 江森 恒一

JAERI-Tech 2003-062, 94 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-062.pdf:26.47MB

本報告は、平成12年7月8日に高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR、熱出力30MW)で生じた原子炉自動停止の調査結果をまとめたものである。原子炉運転中の1次ヘリウム循環機の振動センサの温度挙動により、パルス状の振動信号(擬似信号)が発生することを明らかにした。また、振動センサが温度の影響を受け難くなる熱遮へい対策、並びに擬似信号による循環機トリップ事象を除外するため、上下振動センサが同時にトリップ設定値を長時間越えた場合にトリップ動作を行うとする対策について報告するものである。

高温用加圧水冷却器の管外熱伝達相関式の高精度化

國富 一彦; 竹田 武司; 今西 克臣*; 大久保 実; 溝上 頼賢*; 原 輝夫*; 菊池 洋*

日本原子力学会誌, 38(8), p.665 - 672, 1996/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.665

高温工学試験研究炉(HTTR)の1次加圧水冷却器(PPWC)は、原子炉から流入する950Cの1次ヘリウムガスを約400Cまで冷却する逆U字型伝熱管を有する熱交換器である。PPWCの通常運転時の設計除熱量は30MWであるが、除熱量が30MW7%の範囲に入らないと、HTTRに要求されている原子炉出口ガス温度950C、熱出力30MWの同時達成が不可能になる。しかし、原子炉の1次系の機器として、このような高温用PPWCが使用された実績はなく、詳細な伝熱性能は明らかではなかった。そこで、1/2スケールの試験装置を用いた伝熱性能試験により、管外熱伝達式を明らかにした。また、伝熱性能の改良のために設置した受衝板、シール機構の影響等を調べ、PPWCの伝熱設計に反映した。