Improvement of analysis technology for high temperature gas-cooled reactor by using data obtained in high temperature engineering test reactor

HTTRのデータを使った高温ガス炉解析技術の高度化

中川 繁昭  ; 栃尾 大輔 ; 高松 邦吉  ; 後藤 実  ; 武田 哲明

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

第四世代原子炉の一つである超高温ガス炉は、水素製造と高効率発電を可能とする高温ガス炉である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、日本で初めての高温ガス炉であり、原子炉の特性を確認する出力上昇試験において、2004年4月に原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。2002年からはHTTRを用いた安全性実証試験を開始し、高温ガス炉の固有の安全性を実験的に実証しているところである。これらの試験で得られた試験データは、経済性の優れた超高温ガス炉を設計するために必要不可欠のものである。HTTRの試験データにより検証された解析モデルは、高温ガス炉特性の正確な解析に適用でき、超高温ガス炉の研究開発に貢献することができる。

The Very High Temperature Reactor (VHTR) system, which is one of generation IV reactors, is the high temperature gas-cooled reactor (HTGR) with capabilities of hydrogen production and high efficiency electricity generation. The High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) is the first HTGR in Japan. The HTTR achieved full power of 30 MW at a reactor outlet coolant temperature of about 950 C in April, 2004 during the "rise-to-power tests" confirming the reactor performance. The safety demonstration tests by using the HTTR started from 2002 and are under going to demonstrate inherent safety features of HTGRs. The experimental data obtained in these tests are inevitable to design the VHTR with the high cost performance. The analytical models validated through these tests in the HTTR are applicable to precise simulation of an HTGR performance and can contribute to the research and development of the VHTR.