炉心冷却喪失コールド試験による高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画の立案

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 炉心冷却喪失コールド試験による高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画の立案
• Author/Editor: 高田 昌二; 篠原 正憲; 関 朝和; 島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 沢 和弘
• Author Heading: 高田 昌二; 篠原 正憲; 関 朝和; 島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 沢 和弘
• Publication Date: 2014-03
• Publication Date (W3CDTF): 2014-03
• Alternative Title: Proposal of safety demonstration test plan of HTTR by cold test of loss of forced cooling with vessel cooling system inactive
• Periodical title: JAEA-Technology 2014-001
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): HTTRでは原子炉出力9MWからの炉心冷却喪失試験を計画している。本試験では、原子炉の強制循環機能を全喪失させるとともに、炉容器冷却設備を停止させ炉心で発生する崩壊熱を間接的に除去する機能も全喪失させる。試験では、炉容器冷却設備の水冷管温度が上昇すると予想されているが、あらかじめ抽出した課題について解決策を提案し、その有効性を炉心冷却喪失試験を模擬したコールド試験により確認することで、安全性実証試験計画を立案することとした。本コールド試験では、非核加熱条件で、実際に、炉容器冷却設備の2系統ある冷却水系をすべて停止させて、炉容器冷却設備の水冷管や生体遮へい体温度の試験データを取得した。試験は原子炉入口温度120$^{\circ}$C及び150$^{\circ}$Cとした。炉心冷却喪失コールド試験の試験結果をもとに、安全性実証試験計画を立案するにあたっての課題に対する解決策の有効性を確認できた。; The loss of forced cooling with vessel cooling system inactive has been planned by using HTTR at the reactor power 9 MW. In this test, the forced cooling of reactor core is lost and the vessel cooling system which removes decay heat from core is tripped. In the test, the technical items such that the temperature of water cooling tubes is expected to be higher are considered. The methods to solve such technical items were proposed. The proposed methods were verified based on the test data of the cold test toward the proposal of test plan of safety demonstration test. In the cold test, the two water trains of vessel cooling system was tripped under the condition that the reactor was heated up without nuclear heating. The reactor inlet temperature was set at 120 and 150$^{\circ}$C.
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: HTTRでは原子炉出力9MWからの炉心冷却喪失試験を計画している。本試験では、原子炉の強制循環機能を全喪失させるとともに、炉容器冷却設備を停止させ炉心で発生する崩壊熱を間接的に除去する機能も全喪失させる。試験では、炉容器冷却設備の水冷管温度が上昇すると予想されているが、あらかじめ抽出した課題について...