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Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

HTTRを使った非核加熱試験をもとにした熱負荷変動吸収特性に関する数値的評価

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Takada, Shoji; Honda, Uki*; Inaba, Yoshitomo; Sekita, Kenji; Nemoto, Takahiro; Tochio, Daisuke; Ishii, Toshiaki; Sato, Hiroyuki; Nakagawa, Shigeaki; Sawa, Kazuhiro*

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

Nuclear heat utilization systems connected to HTGRs will be designed on the basis of non-nuclear grade standards for easy entry of chemical plant companies, requiring reactor operations to continue even if abnormal events occur in the systems. The inventory control is considered as one of candidate methods to control reactor power for load following operation for siting close to demand area, in which the primary gas pressure is varied while keeping the reactor inlet and outlet coolant temperatures constant. Numerical investigation was carried out based on the results of nuclear heat supply fluctuation tests using HTTR by non-nuclear heating operation to focus on the temperature transient of the reactor core bottom structure by imposing stepwise fluctuation on the reactor inlet temperature under different primary gas pressures below 120C. As a result, it was emerged that the fluctuation absorption characteristics are not deteriorated by lowering pressure. It was also emerged that the reactor outlet temperature did not reach the scram level by increasing the reactor inlet temperature 10 C stepwise at 80% of the rated power as same with the full power case.

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