Reactor internals design

角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.013

高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。

高温工学試験研究炉(HTTR)炉心支持黒鉛構造物の健全性

稲垣 嘉之; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 90-020, 70 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-020.pdf:1.85MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物は、黒鉛ブロック及びポストの積層構造で構成され、炉心を支持するとともに炉心で加熱された冷却材の流路を形成する。炉心支持黒鉛構造物は、原子炉の供用期間中(約20年間)に一度の交換も予定しない永久構造物である。その健全性を維持するために、十分な開発試験に基づいた余裕のある設計を行っており、万一、炉心支持黒鉛構造物の破損あるいは破壊が生じたとしても、原子炉の安全性が確保されることを確認している。また、製作時には厳重な品質管理を行うとともに、供用期間中に目視観察やサーベイランス試験を行い、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認する計画である。本報は、炉心支持黒鉛構造物の健全性を保証する基本的な考え方について報告するものである。