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藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。
橘 幸男; 本谷 浩二*; 竹田 武司; 七種 明雄; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦
Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.227 - 238, 2000/10
被引用回数：3 パーセンタイル：26.10(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)では、平成9年2月に非核加熱で1次冷却材を昇温する試験を実施したが、その際、原子炉容器上部のスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。HTTRの定格運転時に、これらの温度が設定値を超えることが予測されたため、昇温を防止するための対策について検討し、対策を施した。2段階の昇温防止対策を施工後、対策の効果を実証するための確認試験を実施した。確認試験結果及び温度解析結果から、昇温防止対策が適切であり、定格運転時に設計温度を満足する見通しを得た。
橘 幸男; 本谷 浩二*; 小嶋 崇夫; 竹田 武司; 江森 恒一; 猿田 徹; 伊与久 達夫; 國富 一彦
JAERI-Tech 2000-026, p.61 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-026.pdf:2.18MB
高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを昇温する試験を実施中にスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。スタンドパイプ内構造物の一部構造変更後、温度は大幅に低下したが十分ではなかった。そこで、追加の昇温防止対策について検討し、確認試験により決定した。昇温防止対策を所定のスタンドパイプに設置した後、確認試験を再度実施し、昇温防止対策の効果について最終的に確認した。本報告は、再度実施した確認試験の結果及び昇温防止対策の効果についてまとめたものである。有限要素法解析の結果、定格条件での1次上部遮へい体最高温度は、確認試験と同条件で67
、実機パージガス流量配分条件で75となり、1次上部遮へい体の設計温度88を満足できる見通しを得た。
村田 勲; 新藤 隆一; 多田 恵子*; 佐々木 研治*; 吉田 匡志*
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.359 - 364, 1994/00
HTTRの一次上部遮へい体は、31本のスタンドパイプ(S/P)が貫通しているため、その周りのギャップをストリーミングする放射線によるオペレーティングフロア上の線量当量率が増大することが予想された。このため、パラメータ計算により、S/Pの貫通構造は、S/Pからの線量当量率の寄与がコーベルからの寄与と同程度になるよう遮へい対策が施された。一方、遮へい設計において、S/Pを2次元モデルにより適切に考慮した計算を実施し、オペレーティングフロア上への線量当量率が十分小さいことを確認すると共に、S/Pからの寄与がコーベル部からの寄与と同程度であり合理的な遮へい構造になっていることを確認した。しかし、S/Pは実際には複雑な形状をしているため、3次元モンテカルロコードMCNPを用いた計算を行い、S/Pの林立効果を考慮したストリーミング係数を評価した。その結果を、2次元輸送コードを用いた遮へい設計のストリーミング係数と比較し、遮へい設計手法が妥当であることを確認した。本報は、これらの解析結果をまとめたものである。
