Development of core dynamics analysis of coolant flow reduction tests of HTTR

HTTRにおける冷却材流量喪失試験に対する動特性手法の開発

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,原子炉出口冷却材温度950Cの黒鉛減速,ヘリウムガス冷却の高温ガス炉である。HTTRを用いた循環機停止試験は、強制循環冷却機能の部分喪失を生じさせ、原子炉保護設備が通常の流量設定値で作動しない場合でも、負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落着き、この間、冷却材温度,炉内構造物温度等の変化が緩慢であることを実証した。また、動特性解析では、炉心全体の熱移動を考慮したモデルと燃料チャンネルモデルを結合し、1点炉近似動特性方程式を解くことで、実機の試験データを再現することが可能となり、設計・評価に関する解析手法を高精度化することができた。さらに、適切な安全裕度を仮定することで、経済的に優れた超高温ガス炉(VHTR)システムの設計が可能となった。

The high temperature engineering test reactor (HTTR) is a graphite-moderated gas-cooled reactor with a thermal power of 30 MW and a reactor outlet coolant temperature of 950C. The coolant flow reduction test is one of the safety demonstration tests for the HTTR. This test simulates a rapid decrease in reactor power by tripping one or two out of three gas circulators without operating the reactor power control system. A numerical analysis code was developed to analyze the reactor dynamics including the flow behavior in the HTTR core. We used a conventional method that utilizes a fuel channel model and a reactor kinetics model with a single temperature coefficient taking into account the temperature variation in the core. This paper describes the validation results of the analysis code using the experimental results of the coolant flow reduction tests.