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Core thermal-hydraulic design

HTTRの炉心熱流力設計

高田 英治*; 中川 繁昭  ; 藤本 望; 栃尾 大輔 

Takada, Eiji*; Nakagawa, Shigeaki; Fujimoto, Nozomu; Tochio, Daisuke

HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492$$^{circ}$$Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495$$^{circ}$$Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600$$^{circ}$$Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463$$^{circ}$$Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

The core thermal-hydraulic design for the HTTR is carried out to evaluate the maximum fuel temperature at normal operation and anticipated operation occurrences. To evaluate coolant flow distribution and maximum fuel temperature, we use the experimental results such as heat transfer coefficient, pressure loss coefficient obtained by mock-up test facilities. Furthermore, we evaluated hot spot factors of fuel temperatures conservatively. As the results of the core thermal-hydraulic design, an effective coolant flow through the core of 88 % of the total flow is achieved at minimum. The maximum fuel temperature appears during the high temperature test operation, and reaches 1492 $$^{circ}$$C for the maximum through the burn-up cycle, which satisfies the design limit of 1495 $$^{circ}$$C at normal operation. It is also confirmed that the maximum fuel temperature at any anticipated operation occurrences does not exceed the fuel design limit of 1600 $$^{circ}$$C in the safety analysis. On the other hand, result of re-evaluation of analysis condition and hot spot factors based on operation data of the HTTR, the maximum fuel temperature for 160 effective full power operation days is estimated to be 1463 $$^{circ}$$C. It is confirmed that the core thermal-hydraulic design gives conservative results.

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パーセンタイル:64.02

分野:Nuclear Science & Technology

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