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竹田 武司; 橘 幸男
Nuclear Engineering and Design, 223(1), p.25 - 40, 2003/07
被引用回数：2 パーセンタイル：18.66(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の16対の制御棒は反応度変化を制御するため用いられる。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
C,熱出力は30MWである。原子炉圧力容器の上部に取り付けられている制御棒用スタンドパイプには、制御棒駆動装置が1個ずつ収納されている。制御棒駆動装置の温度が180Cを越える場合、電磁クラッチの電気絶縁性が低下し、制御棒駆動装置が正常に機能しない恐れがある。31本のスタンドパイプはスタンドパイプ室に林立しており、中央にある制御棒用スタンドパイプを効果的に冷却すべきである。そこで、適切な空気吹出しノズルと空気吸込口を有する1対のリング状ダクトを介して、空気の強制循環により制御棒駆動部を間接的に冷却することとした。解析結果に基づくリング状ダクトをスタンドパイプ室に据え付けた。HTTRの出力上昇試験の評価結果から、全出力運転及びスクラム時において、制御棒用スタンドパイプ内の電磁クラッチ及びその回りのヘリウムガス雰囲気温度はそれぞれ180C,75Cを下回ることが明らかになった。
村尾 良夫; 落合 政昭
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 2, p.1075 - 1085, 1997/00
運転・保守技術者の原子炉安全性に与える依存性を減らす為、原研において簡素化受動的安全炉概念(JPSR)を開発した。本概念においては、一次系に接続された系統と放射性物質を含む系統は全て、格納容器に格納された。本概念を専門家に評価してもらったところ、大きな技術的長所とともに、いくつかの経済的短所が指摘された。この短所を減らすため、概念の改良を行い、JPSR-II概念を開発した。この改良により、圧力容器の小型化、原子炉停止失敗の可能性の排除、受動的安全系、補機系の機器類の個数と容量の減少を達成した。本報告は、JPSR-II概念について述べるとともに、その長所について議論する。
佐藤 拓未; 山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二
no journal, ,
The reaction between the molten metallic debris pool and the structural materials of reactor pressure vessels (RPV) is important in understanding the RPV failure behavior. In this study, the ELSA (Experiment on Late In-vessel Severe Accident Phenomena)-1 test, which focuses on the damage caused by the eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD) structures, was conducted. A test sample simulating the CRD structure at the lower head was fabricated and loaded with Fe-Zr alloy as the simulated metal debris. The sample was gradually heated to about 1400 C using the LIESAN test facility, and in-situ observation was performed using a video camera. The test results showed that the CRD structural material reacted with the metal debris and melted at about 1050-1250 C, which was lower than the melting point of the CRD itself. It was also observed that the molten material flowed into the CRD, suggesting that the CRD structure was preferentially damaged during the severe accident.
