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Temperature evaluation of core components of HTGR at depressurization accident considering annealing recovery on thermal conductivity of graphite

黒鉛熱伝導率のアニーリングを考慮したHTGR減圧事故時の温度解析

角田 淳弥 ; 柴田 大受 ; 中川 繁昭  ; 塙 悟史 ; 伊与久 達夫; 石原 正博 

Sumita, Junya; Shibata, Taiju; Nakagawa, Shigeaki; Hanawa, Satoshi; Iyoku, Tatsuo; Ishihara, Masahiro

黒鉛材料は、熱・機械的特性が優れているため、HTGR炉心の構成要素として用いられる。原子炉の運転中に、黒鉛構造物の熱伝導率は中性子照射によって低下するが、照射温度以上に加熱されるとアニーリング効果が期待されるため、熱伝導率がある程度回復すると考えられる。本研究では、HTGRの減圧事故時についてアニーリング効果を考慮した温度解析を実施し、アニーリング効果が燃料最高温度に及ぼす影響について検討した。検討の結果、アニーリング効果を考慮した燃料最高温度の解析値は約100$$^{circ}$$C低くなり、燃料最高温度をより精度よく評価できることが明らかになった。また、HTTRで実施した安全性実証試験について、アニーリング効果を考慮した評価手法を適用し解析を行った。

Graphite materials are used for structural components in High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) core because of their excellent thermo/mechanical properties. Thermal conductivity of graphite components is reduced by neutron irradiation in reactor operation. The reduced conductivity is expected to be recovered by thermal annealing effect when irradiated graphite component is heated above irradiated temperature. In the present study, temperature analyses considering the annealing effect of the HTGR core at a depressurization accident were carried out and influence of annealing effect on maximum fuel temperature was investigated. The analyses show that the annealing effect can reduce the fuel temperature about 100$$^{circ}$$C at the maximum, and it is possible to evaluate the maximum fuel temperature more appropriately. It was also shown that the core-temperature of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) at the safety demonstration tests can be analyzed with the developed evaluation method considering annealing effect.

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