Core dynamics analysis for reactivity insertion and loss of coolant flow tests using the HTTR

HTTRを用いた反応度添加試験及び冷却材流量喪失試験の炉心動特性解析

高松 邦吉  ; 中川 繁昭  ; 武田 哲明

Takamatsu, Kuniyoshi; Nakagawa, Shigeaki; Takeda, Tetsuaki

HTTRの原子炉動特性と炉心熱流動を解析するACCORDコードは、4本の燃料チャンネルモデルと20個の温度係数を用いることができるよう改良した。さらに、炉心冷却材流量低下試験時の、燃料チャンネルと炉心部の伝熱現象を考慮できるよう、本コードに炉心構造材の解析モデルを追加した。本報告では、反応度添加試験及び循環機1, 2台停止試験の実測値を用いて行った、新しい解析コードの評価結果を述べる。最後に、循環機3台停止試験の事前解析結果についても述べる。原子炉出力は、負の反応濃度フィードバック効果により、30MWから崩壊熱レベルまで低下するが、約5時間後に再臨界となった。しかし、再臨界時の出力ピーク値は、ほんの2MWであった。

The numerical analysis code, ACCORD, has modified to use a model with four parallel channels and twenty temperature coefficients in the core. Furthermore, we added another analytical model of the core structural materials for calculating the heat conduction between the fuel channels and the core in the case of the coolant flow reduction test. This paper describes the validation results for the newly developed code using the experimental results of the reactivity insertion test as well as the coolant flow reduction test by tripping one or two out of three gas circulators. Finally, the pre-analytical result of the coolant flow reduction test by tripping all gas circulators is also discussed. The reactor power decreases to decay heat level from 30 MW due to the negative reactivity feedback effect. Although the reactor power becomes critical again about five hours later, the peak power value is merely 2 MW.