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高温ガス炉における領域別温度係数の適用効果及び伝熱計算モデルの改良

Application effect of region temperature coefficients and improvement of heat transfer analysis model in HTGR

高松 邦吉; 中川 繁昭 ; 武田 哲明

Takamatsu, Kuniyoshi; Nakagawa, Shigeaki; Takeda, Tetsuaki

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395$$^{circ}$$C,出口850$$^{circ}$$C/950$$^{circ}$$Cの我が国初の高温ガス炉(HTGR)である。一般にHTGRは非常に大きな固有の安全性を持つとされている。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、動特性解析コードの検証を行った。検証の結果、単チャンネルモデルを用いた1点炉近似の解析結果は試験データと差があるため、新たに炉心全体のモデルを追加した結果、試験データが再現され炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。

The HTTR, which has thermal output of 30 MW, coolant inlet temperature of 395 $$^{circ}$$C and coolant outlet temperature of 850 $$^{circ}$$C/950 $$^{circ}$$C, is a first high temperature gas-cooled reactor (HTGR) in Japan. The HTGR has a high inherent safety potential to accident. Safety demonstration tests using the HTTR are underway in order to demonstrate such excellent inherent safety features of HTGRs. The coolant flow reduction test demonstrates that rapid decrease of reactor power during tripping of the gas circulators is restrained by only the negative reactivity feedback effect without operation of the reactor power control system, and the temperature transient of the reactor is slow. A one-point core dynamics approximation with one fuel channel model could not simulate accurately the reactor power behavior. On the other hand, an original new method using a connection between some fuel channel models and whole core component model is adopted for calculating heat transfer in the core.

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