高温ガス炉の炉特性・安全性解析手法の高度化; 冷却材流量喪失試験

Development of analytical methodology regarding reactor performance and safety characteristics of HTGR; Loss of coolant flow tests

高松 邦吉  ; 武田 哲明; 中川 繁昭  ; 後藤 実  

Takamatsu, Kuniyoshi; Takeda, Tetsuaki; Nakagawa, Shigeaki; Goto, Minoru

日本原子力研究開発機構では、高い固有の安全性と経済性を有するVHTRシステムの開発に資するために、高温工学試験研究炉(HTTR)における安全性実証試験の実測データを用いて、原子炉動特性解析コードを開発し、高温ガス炉の事故時における動特性挙動の評価手法を高度化する研究を行っている。本研究では、多領域反応度フィードバックを考慮した炉心モデルを用いて冷却材流量部分喪失試験、及び冷却材流量喪失試験の解析を実施した。冷却材流量部分喪失試験については実測値と一致していることを確認した。さらに本解析モデルを用いて冷却材流量喪失試験の解析を行った結果、循環機停止直後に原子炉出力は崩壊熱レベルまで低下し、再臨界が生じても原子炉出力は直に低下することを確認した。

Safety demonstration tests using the HTTR are in progress to verify the inherent safety features and to improve the safety technology and design methodology of high temperature gas-cooled reactors (HTGRs). The numerical analysis code was developed to analyze the reactor dynamics including the flow behavior in the HTTR core. We have modified this code to use a model with four parallel flow channels and twenty temperature coefficients in the core. This paper describes an analytical result of the loss of partial coolant flow test using the newly developed code. The analytical result of transient reactor power shows good agreement with the measured value during the test. Moreover, this paper refers to an analytical result of the loss of coolant flow test. The reactor power decreases to decay heat level due to the negative reactivity feedback effect of the core. Although the reactor power becomes critical again later, the peak power value is very small.