Analytical results of coolant flow reduction test in the HTTR

HTTRにおける冷却材流量低下試験の解析結果

高松 邦吉  ; 中川 繁昭  ; 伊与久 達夫

Takamatsu, Kuniyoshi; Nakagawa, Shigeaki; Iyoku, Tatsuo

高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析SIRIUSコードの検証を行った。SIRIUSコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、SIRIUSコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。

Safety demonstration tests using the HTTR are in progress to verify the inherent safety features, to improve the safety design and the technologies for High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs). The coolant flow reduction test by tripping one or two out of three gas circulators is one of the safety demonstration tests. The reactor power safely becomes a stable level without a reactor scram and the temperature transient of the reactor-core is very slow. The SIRIUS code was developed to analyze reactor transient during the tests with reactor dynamics. This paper describes the validation of the SIRIUS code with the measured values of one and two gas circulators tripping test at 30% (9 MW). It was confirmed that the SIRIUS code was able to analyze the reactor transient within 10% during the tests. The result of this study and the way of resolving problems can be applied to development for not only the commercial HTGRs but also the Very High Temperature Reactor (VHTR) as one of the Generation IV reactors.