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快速中子增殖反应堆原型堆“文殊”号
随着1967年10月2日原日本动力反应堆及核燃料开发事业团(PNC)成立,日本核能研究所绘制的快速中子增殖反应堆(FBR)实验堆“常阳”和新型转换堆(ATR)原型炉“普贤”号的概念图转给了PNC。PNC在反应堆厂商的协助下,进行详细设计,最终将这些反应堆建成并投入运行。
而快速中子增殖反应堆原型堆“文殊”号是以技术开发为目的,由PNC在反应堆厂商的协助下独立进行概念设计乃至详细设计,从而建成并投入运行的反应堆。图1是“文殊”号的系统图,图2是温度计的截面图。
图1: “文殊”号的系统构成
图2:温度计的截面图 未在温度计管粗度突变的部分设置R,因此在液体钠的流力振動所引起的覆变应力下破损,钠通过温度計内部从接头上部流出。
从时间顺序可以看出,“文殊”号的设计没有充分反映常阳的运行业绩。温度计是由石川岛播磨重工(现IHI)设计、由东京都大田区的街道工厂制造的。为避免应力集中而在段差位置设置R是行业常识,但该温度计却直接采用了跟管内钻头顶端角度平行的段差形状。没有发现这种低级设计失误证明街道工厂的熟练工人越来越少。而IHI的设计人员也没做实验。液体钠(Na)和水的流力特性非常相似,可以用水中实验来代替。但“文殊”号跟陆奥号一样,不是因反应堆本身的缺陷也是因周边技术的缺陷而失败的*14。
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