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報告書

HTTR原子炉格納施設に関する機能試験

坂場 成昭; 飯垣 和彦; 川路 さとし; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 98-013, 152 Pages, 1998/03

JAERI-Tech-98-013.pdf:7.69MB

HTTRの原子炉格納施設は、主冷却設備、補助冷却設備等を配置する原子炉格納容器(CV)、1次ヘリウム純化設備、1次ヘリウムサンプリング設備等を配置するサービスエリア(SA)及び非常用空気浄化設備から構成し、1次冷却設備の二重管破断事故(減圧事故)時等に外部へ放出する放射性物質の量を低減する役目を担っている。このため、CVには漏洩率、SAには気密性、非常用空気浄化設備にはSAの負圧維持、ヨウ素及び微粒子の除去効率並びに起動時間を規定している。これら規定した事項を、原子炉格納施設の系統別機能試験として燃料装荷前に確認した。CVの漏洩率試験では、1次冷却材がヘリウムガスであるHTTRに適応するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを閉鎖したまま試験を実施するという従来の軽水炉等とは異なる新しい試験方法を確立し、規定値を満たすことを確認した。また、SA及び非常用空気浄化設備の機能試験では、所定の性能を発揮することを確認した。原子炉格納施設の機能試験の結果、減圧事故時等に外部へ放出する放射性物質の量は所定値内に低減することができるといえる。

報告書

多目的高温ガス実験炉設備設計の概要; 詳細設計(II)に基づく

多目的高温ガス実験炉設計室

JAERI-M 84-210, 221 Pages, 1984/12

JAERI-M-84-210.pdf:11.06MB

本書は、昭和59年3月に終了した最新の設計である詳細設計(II)に基づいて、多目的高温ガス実験炉の設備設計を「原子炉設置許可申請書 添付書類ハ」の形式にまとめたものである。詳細設計(II)は、原子炉熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C等を基本条件とするプラント全体設計であり、安全性の妥当性も安全解析によって確認されている。本設計のプラント系統・安全計画に関しては、安全設計の方針、安全設計上の要求とその適合のための設計方針、耐震設計並びにプラント配置としてまとめる。さらに、実験炉を構成する系統・設備については、設計の方針、主要仕様、主要設備の順に記述する。

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