HTTR(高温工学試験研究炉)の出力上昇試験

藤川 正剛; 大久保 実; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫

日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.361 - 372, 2002/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.1.361

高温ガス炉(HTGR)は、高温の熱を供給することができ、高い固有の安全性を有するなど優れた特徴を有する原子炉である。HTTRは、我が国初のHTGRで、2001年12月7日定格出力30MW原子炉出口冷却材温度約850に到達し、2002年3月6日使用前検査に合格した。出力上昇試験を、安全に、かつ、確実に行うため、定格出力30MWまでを約10MW,20MW及び30MWと3段階に分割して試験を行った。出力上昇試験は熱出力校正,制御特性,出力係数測定,高温配管の熱変形測定,遮へい性能,燃料及びFPの評価,異常時過渡応答等合計22の試験項目からなる。全ての試験は計画通り行われ、その結果に基づいてHTTRの性能を評価した。本レポートはHTTRの出力上昇試験の結果を報告する。

受動的安全性を高めた一体型加圧水型炉SPWRの日負荷追従特性の原子力船エンジニアリングシミュレータによる予備解析

新谷 文将; 秋元 正幸; 橋立 晃司*; 金子 邦男*; 迫 淳

JAERI-M 91-075, 31 Pages, 1991/05

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新型炉の省力的な設計支援のための「ソフトウェア統合化技術の研究」の一環として、原研で開発中の原子力船エンジニアリングシミュレータ(E/S)のソフトウェアを参考に新型炉の設計研究、並びに運転制御に関する設計評価等に活用可能な統合化ソフトウェア・システムの開発を行なっている。本報では、E/Sのソフトウェアの新型炉への適用性検討の一環として、SPWRの過渡特性として未検討であったXe効果が重要になる日負荷調整運転時負荷追従特性の予備解析にE/Sを適用した結果について、SPWRの特性把握という観点から記す。解析に重要な出力係数をSPWR条件にできる限り近づけて行った解析の結果は、E/SとSPWRの条件の差を考慮しても、SPWRは50%程度の日負荷調節に対して、一次冷却水中のボロン濃度調節等を行うことなく自動的に追従できることを示した。本解析を通して、E/Sのソフトウェアは新型炉の解析用に拡張可能である事が分かった。