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書誌情報
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- 資料種別
- 規格・テクニカルリポート類
- 著者・編者
- 中村 武彦池田 良和谷内 茂康大河原 正美吉永 真希夫田苅子 功豊川 俊次片西 昌司傍島 眞
- 出版年月日等
- 2000-03
- 出版年(W3CDTF)
- 2000
- 並列タイトル等
- Development of sodium facilities for NSRR fast reactor fuel tests, 1; Purification, charging and test loops
- タイトル(掲載誌)
- JAERI-Tech 2000-019
- 対象利用者
- 一般
- 一般注記
- 出版タイプ: NA軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では、高速炉燃料をナトリウム冷却条件でパルス照射して、過渡出力事故時の燃料挙動を解明するためのナトリウム取り扱い設備として、(1)純化・充填及び試験部循環設備、(2)試作ナトリウム・カプセルの開発と製作・設置を行った。本報告書は、この内、ナトリウムの純化運転等を行う(1)純化・充填及び試験部循環設備の開発及び製作・設置について、その目的、概要、仕様、性能、運転結果等をまとためものである。純化・充填設備はNSRR原子炉施設の一部であり、同設備により照射用カプセルへのナトリウムの注入が可能となった。また、試験部循環設備では、実験燃料を模擬としたヒーターピンを用いて伝熱特性試験や実験用計装の各種開発試験を行う。さらに、照射実験を実現するためには、パルス照射後の燃料やナトリウムで汚染されたカプセル等を取り扱う解体設備等を整備する必要がある。
- 一次資料へのリンクURL
- /JAERI-Tech-2000-019.pdf (fulltext)