HTTRの燃料温度評価モデルの高度化

Development of HTTR fuel temperature estimation model

栃尾 大輔 ; 藤本 望; 野尻 直喜 ; 中川 繁昭  

Tochio, Daisuke; Fujimoto, Nozomu; Nojiri, Naoki; Nakagawa, Shigeaki

日本原子力研究開発機構の高温工学試験研究炉(HTTR)では、2004年4月に原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。HTTRで従来用いられている核特性計算及び燃料温度評価では、燃料ブロック等を領域ごとにメッシュ分割したモデルを用いており、メッシュ効果を表わす工学的安全因子を考慮して領域内の燃料最高温度を計算している。この方法は設計時に用いられた手法であり、保守的な結果を得ることを目的としている。一方、FPの放出挙動の評価の観点から、より現実的な燃料温度評価が求められている。本研究では従来用いられている燃料温度評価モデルを高度化し、原子炉出口冷却材温度950C運転時の燃料温度評価を行った。

In the High Temperature engineering Test Reactor established in JAEA, the reactor outlet coolant temperature of 950 C is achieved at April, 2004. In the current HTTR fuel temperature estimation model, the homogenized fuel block model is used and maximum fuel temperature is estimation with the consideration of hot spot factor representing heterogeneous-model effect. This method was used in the HTTR designing and constructed for the purpose of estimation of conservative fuel temperature. On the other hand, from the point of view of FP release behavior, more realistic fuel temperature estimation is required. In the present research, the realistic core-shape estimation model is constructed, and fuel temperature is estimated for reactor outlet coolant temperature 950C.