Safety demonstration test plan of HTTR; Overall program and result of coolant flow reduction test

HTTR安全性実証試験計画; 全体計画及び循環機停止試験結果

坂場 成昭 ; 中川 繁昭  ; 橘 幸男 

Sakaba, Nariaki; Nakagawa, Shigeaki; Tachibana, Yukio

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当するものとして、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に実施する計画である。本報では、安全性実証試験の全体計画及び循環機停止試験の試験方法,試験条件,解析結果及び試験結果について述べる。循環機停止試験の結果、循環機停止による1次冷却材流量の急激な低下の後、原子炉スクラムを伴わずに、炉心の負の反応度フィードバック特性のみにより原子炉出力が低下・整定することが明らかにされた。

Safety demonstration tests using the HTTR are now underway in order to verify the inherent safety features and to improve the safety design and evaluation technologies for HTGRs, as well as to contribute to research and development for the VHTR, which is one of the Generation IV reactors. The first phase of the safety demonstration tests includes the reactivity insertion test by means of control-rod withdrawal and the coolant flow reduction test by tripping the gas circulators. The coolant flow reduction tests are simulation tests of anticipated transients without scram (ATWS). In the second phase of the safety demonstration tests, accident simulation tests will be conducted. This paper describes the plan of the overall safety demonstration tests and coolant flow reduction tests with test method, test conditions, and analytical and experimental results. From the results, it was found that the negative reactivity feedback of the core brings the reactor power safely to a stable level without a reactor scram in the case of a rapid decrease of the coolant flow rate after tripping of gas circulators.