Core dynamics analysis on reactivity insertion and loss of coolant flow tests for HTGRs

高温ガス炉の反応度添加試験及び冷却材流量喪失試験に関する炉心動特性解析

高松 邦吉  ; 中川 繁昭  ; 武田 哲明

Takamatsu, Kuniyoshi; Nakagawa, Shigeaki; Takeda, Tetsuaki

HTTRを用いた安全性実証試験は、高温ガス炉(HTGR)の固有の安全性を実証し、安全評価及び設計手法を高度化するために実施されている。反応度添加試験はHTTRの安全性実証試験の一つであり、原子炉出力制御系が動作しない状態で制御棒を引き抜くことで、急激な原子炉出力の上昇を模擬する。また、冷却材流量喪失試験は循環機3台中の1台又は2台を停止することで、原子炉出力の急激な減少を模擬する。本報告では、これら安全性実証試験の実測値を用いて新しい解析モデルを評価した結果を示す。特に、領域別温度係数,領域別温度上昇及び出力密度分布の関係を表す数式を用いて反応度の変化を明らかにした。

Safety demonstration tests using the HTTR are in progress to verify its inherent safety features and improve the safety technology and design methodology for High-Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs). The reactivity insertion test is one of the safety demonstration tests for the HTTR. This test simulates the rapid increase in the reactor power by withdrawing the control rod without operating the reactor power control system. In addition, the loss of coolant flow tests has been conducted to simulate the rapid decrease in the reactor power by tripping one, two or all out of three gas circulators. This paper describes the validation results for the newly developed code using the experimental results of the safety demonstration tests. Especially, the reactivity was clarified using an original mathematical expression which shows the relationship among region temperature coefficient, region temperature rise and power distribution.