高温工学試験研究炉の炉容器冷却設備に関する試験データ

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高温工学試験研究炉の炉容器冷却設備に関する試験データ
• Author/Editor: 七種 明雄; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫
• Author Heading: 七種 明雄; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫
• Publication Date: 2003-02
• Publication Date (W3CDTF): 2003-02
• Alternative Title: Data on test results of vessel cooling system of High Temperature Engineering Test Reactor
• Periodical title: JAERI-Data/Code 2002-027
• Text Language Code: eng
• Target Audience: 一般
• Note (General): High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) is the first graphite-moderated helium gas cooled reactor in Japan. The rise-to-power test of the HTTR started on September 28,1999 and thermal power of the HTTR reached its full power of 30 MW on December 7, 2001. Vessel Cooling System (VCS) of the HTTR is a first Reactor Cavity Cooling System applied for High Temperature Gas Cooled Reactors. The VCS cools the core indirectly through the reactor pressure vessel to keep core integrity during the loss of core flow accidents such as depressurization accident. Minimum heat removal of the VCS to satisfy its safety requirement is 0.3MW at 30 MW power operation. Through the performance test of the VCS in the rise-to-power test of the HTTR, it is confirmed that the VCS heat removal at 30 MW power operation is higher than 0.3MW. This paper shows outline of the VCS and test results on the VCS performance.; 高温工学試験研究炉(HTTR)は、日本で建設された最初の黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である。1999年9月28日から出力上昇試験を開始し、HTTRは2001年12月7日に定格出力30MWに到達した。HTTRの炉容器冷却設備(VCS)は、高温ガス炉に実用化された最初のReactor Cavity Cooling System (RCCS)であり、炉心の強制冷却が喪失する減圧事故時に炉心の健全性を維持するために原子炉圧力容器を介して間接的に炉心を冷却する。そのために、定格出力時に0.3MW以上の除熱量を確保できるように設計されており、HTTRの出力上昇試験時に実施した性能試験によって、定格出力時に0.3MW以上の除熱量が確保されていることを確認した。本報では、炉容器冷却設備の概要及び出力上昇試験時の試験結果について報告する。
• Source: /JAERI-Data-Code-2002-027.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Data-Code-2002-027.pdf
• 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.: High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) is the first graphite-moderated helium gas cooled reactor in Japan. The rise-to-power test of the HT...