HTTRの安全性実証試験結果によるTAC-NCコードの検証

Validation of the TAC-NC code through the experimental results of safety demonstration test using the HTTR

高松 邦吉  ; 中川 繁昭  

Takamatsu, Kuniyoshi; Nakagawa, Shigeaki

本研究では、HTTRの安全評価で用いた2次元非定常伝熱解析コード(TAC-NCコード)を検証するため、安全性実証試験の1次冷却材流量部分喪失試験の一つである循環機停止試験の最適解析を実施し、実測値と比較した。その結果、定常解析において解析値は実測値に対して20Cの範囲内で一致することが明らかになった。また、循環機1台及び2台停止試験の過渡解析において、炉内温度変化の解析値は実測値を十分再現できることが明らかになった。さらに、本解析モデルを用いた循環機3台停止試験の過渡解析を行い、燃料温度は上昇することなく安定状態になることを確認した。一方、HTTRの安全評価時の1次冷却設備二重管破断事故(減圧事故)の解析(安全裕度を考慮した解析)の結果と最適解析の結果を比較し、燃料温度について約100C安全裕度があることを明らかにした。これらの成果は、今後の実用高温ガス炉の開発及び第4世代原子炉(GenerationIV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に活用できる。

This paper describes the validation of the TAC-NC code using the measured value of the test by tripping of one and two out of three gas circulators at 30% (9MW). By upgrading the code, the analytical result can evaluate accurately the measured value of the transient temperature distribution within 20C. Also, the improved code can analyze the maximum fuel temperature and temperature distributions of the test by tripping all the three gas circulators. The result of this study can be applied to development for not only the commercial HTGRs but also the Very High Temperature Reactor (VHTR) such as one of the Generation IV reactors.