Design result of the cryogenic hydrogen circulation system for 1 MW pulse spallation neutron source (JSNS) in J-PARC

麻生 智一; 達本 衡輝; 長谷川 勝一; 牛島 勇*; 大都 起一*; 加藤 崇; 池田 裕二郎

AIP Conference Proceedings 823, p.763 - 770, 2006/05

https://doi.org/10.1063/1.2202484

原研はKEKと共同してMW級の核破砕中性子源の建設を進めている。その中で極低温水素を用いたモデレータは、中性子性能を決定する重要な機器である。このため、超臨界水素を安定して強制循環する極低温水素循環システムの設計・製作を進めている。本システムの設計結果として、主要機器の仕様,安全性への対応について報告する。

高速実験炉「常陽」冷却材及びカバーガス純度管理データベース(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*

JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 1次主・補助冷却系運転実績

軽部 浩二; 山崎 学; 吉野 和章; 佐藤 聡; 河井 雅史; 田村 政昭

PNC TN9440 93-012, 83 Pages, 1993/04

PNC-TN9440-93-012.pdf:5.27MB

高速実験炉「常陽」の1次主・補助冷却系統の運転実績について報告する。主冷却系統は昭和57年1月から平成4年3月まで、補助冷却系統は昭和61年10月から平成4年3月までの運転実積は以下の通りである。1次主冷却系統とも特に大きな支障もなく、順調な運転を継続した。(1)1次主冷却系統主循環ポンプ運転時間は67675時間であり、総合運転時間は105970時間に達した。主循環ポンプの起動回数は212回である。(2)1次補助冷却系統、補助冷却系統は、ナトリウム初充嗔以降ほとんど待機状態であった。補助循環ポンプの運転時間は4767時間であり、総合運転時間は8667時間に達した。循環ポンプの自動起動回数は31回であり、これらの異常時の自動起動ではなく、全て計画的な各種試験によるものである。

PROFIT計画 革新技術の開発・実証計画 資料集

中本 香一郎; 林道 寛; 渡士 克己; 田辺 裕美; 一宮 正和; 山口 勝久; 浅賀 健男

PNC TN9080 92-006, 21 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-006.pdf:0.76MB

本資料は、PROFIT計画会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用した革新技術開発・実証関連OHPを資料集としてまとめたものである。

BWR/ATWS解析におけるRETRANコードの性能評価

吉田 一雄

JAERI-M 82-168, 41 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-168.pdf:0.91MB

ATWS解析コードの整備の一環として、RETRANコードを用いてBWR型原子炉でのATWS解析を行った。解析の主たる目的は、BWR/ATWS解析におけるRETRANコードの性能評価であり、併せてATWS事象の理解を深めることにある。解析は主蒸気隔離弁閉鎖事故など4ケースのATWS解析を行い、さらにホットチャンネル解析、ギャップ熱伝達モデル等に関する感度解析も行った。解析の結果、RETRANコードはBWR型原子炉の全体的な挙動解析には適したコードであることがわかった。また、炉心出力上昇に伴うペレットの温度上昇に着目する場合、ペレットと被覆管の間のギャップ熱伝達モデルが重要であるが、このモデルがRETRANにはないので組込むべきである。またATWSの事象の理解の面から見て、BWR型原子炉では再循環ポンプトリップがATWS事故の収束あるいは軽減の要因であることがわかった。

20年間のもんじゅプラントデータから得られた成果について,10-2; 1次主冷却系循環ポンプの自然対流防止板の効果

森岡 辰也; 橋立 竜太; 澤崎 浩昌; 桾木 孝介

no journal, , 

もんじゅの1次主冷却系循環ポンプでは、過去のR&Dにおいて類似長尺ポンプで発生した周方向温度差に起因するナトリウム軸受部の軸固着を防止するため、内部ケーシングと外部ケーシングの間に自然対流防止板を設置し、周方向温度差が発生しないように設計している。2017年春の年会において、もんじゅ1次主冷却系循環ポンプの健全性確保に自然対流防止板の効果があり、周方向温度差が設計許容範囲を超えないことを20年間のプラントデータを用いて報告した。今回は、既に評価結果から、ガス層上部及び中部に比べ、ガス層下部の周方向温度差が大きいということが分かっていることを踏まえ、温度差が大きいガス層下部について測定箇所の角度による温度の違いは、ナトリウム防渦板により影響されていると推定し、ナトリウム防渦板の位置と温度分布を評価した結果、推定通りであることを確認した。