|
|
|||||
|
|||||
大洗工学センターに国内では画期的であった実規模試験施設(重水臨界実験装置、大型熱ループ、コンポーネントテストループ、安全性試験施設)を造り、多くの実験や試験を行い、炉心の核特性や伝熱流動特性、事故時の冷却特性など設計に必要 なデー |
タを自ら採取して評価・検証し、独自の設計手法や解析コードを開発しました。またATR特有の炉心を構成する機器については、試作、試験、改良と地道な作業を積み重ね、性能や信頼性、耐久性を実証するなど、自主開発の理念は具体的な行動として発揮されました。 |
||||
 |
||||||
 重水臨界実験装置(DCA)全景 |
■重水臨界実験 濃縮ウラン燃料、天然ウラン燃料、プルトニウム燃料による臨界試験を始めとする各種試験を行い、「ふげん」の炉心設計や安全審査に必要なデータを採取しました。また「ふげん」の運転制御性や炉心特性の解析に使用する解析コードの精度評価などを実施するために多くの貴重なデータを提供しました。 |
|||||
|
|
|||||
|
||||||
|
 14MW大型熱ループ(HTL)全景 |
|||||
|
||||||
|
||||||
■流動伝熱試験 ここで得られたデータは、「ふげん」の熱設計や燃料集合体設計、熱水力解析コードの開発などに活用され、原子炉熱除去および燃料の伝熱流動特性を解明するとともに、「ふげん」燃料要素の熱的健全性を実証して、その性能の評価を行いました。 |
||||||
|
||||||
