Core dynamics analysis for reactivity insertion and loss of coolant flow tests using the high temperature engineering test reactor

高温工学試験研究炉を用いた反応度添加試験及び冷却材流量喪失試験に関する炉心動特性解析

高松 邦吉  ; 中川 繁昭  ; 武田 哲明

Takamatsu, Kuniyoshi; Nakagawa, Shigeaki; Takeda, Tetsuaki

高温工学試験研究炉(HTTR)における安全性実証試験は、高温ガス炉(HTGR)に関する固有の安全性の実証,安全技術及び設計手法の検証のために実施中である。安全性実証試験の一つである反応度添加試験は、原子炉出力制御系を作動させない状態で制御棒を引き抜くことにより、原子炉出力の急激な上昇を模擬する。一方、冷却材流量喪失試験は、循環機3台中の1台又は2台を停止することにより、原子炉出力の急激な減少を模擬する。これらの試験は、高温ガス炉の固有の安全性及び負の反応度フィードバック効果を明らかにできる。数値解析コード(ACCORD)は4チャンネル、20温度係数を用いており、HTTR炉心の流動現象を含む炉心動特性を解析できる。さらに新たな炉心解析モデルを統合させ、冷却材流量喪失試験における燃料チャンネルと炉心の熱伝導を模擬する。本報告は、試験結果を用いた改良後の解析コードの評価について述べ、さらに改良効果について定式化して説明する。最後に、循環機3台停止試験の事前解析結果についても述べる。

The reactivity insertion test simulates the rapid increase in the reactor power by withdrawing the control rod without operating the reactor power control system. In addition, the loss of coolant flow tests has been conducted to simulate the rapid decrease in the reactor power by tripping one, two or all out of three gas circulators. The experimental results have revealed the inherent safety features of HTGRs, such as the negative reactivity feedback effect. The numerical analysis code, which was named ACCORD, was developed to analyze the reactor dynamics including the flow behavior in the HTTR core. We have modified this code to use a model with four parallel channels and twenty temperature coefficients. Furthermore, we added another analytical model of the core for calculating the heat conduction between the fuel channels and the core in the case of the loss of coolant flow tests. This paper describes the effect of the model is formulated quantitatively with our proposed equation.