HTTR流量喪失試験における原子炉挙動の解析

Analysis on reactor performance during the loss of flow test in HTTR

中川 繁昭  ; 高松 邦吉  ; 後藤 実  ; 武田 哲明; 中尾 安幸*

Nakagawa, Shigeaki; Takamatsu, Kuniyoshi; Goto, Minoru; Takeda, Tetsuaki; Nakao, Yasuyuki*

高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度850C/950Cのヘリウム冷却・黒鉛減速の高温ガス炉である。HTTRを用いた安全性実証試験としての流量喪失試験は、高温ガス炉の設計基準事故の中で最も厳しい減圧事故を模擬した試験として実施し、高温ガス炉の固有の安全性を実証するとともに、解析技術を高度化(解析コードを高精度化)することを目的としている。流量喪失試験においては、ヘリウム循環機の全数を停止して1次冷却材の強制循環を停止させるが、試験中には冷却材純化設備の運転のため、炉心に最大で定格流量の0.5%程度のわずかな冷却材の流れが生じる可能性がある。このわずかな冷却材の流れに対する試験時の原子炉出力の挙動について解析し、原子炉動特性に対する影響を調べた。解析結果、純化設備の運転による流量が大きいほど炉心除熱に寄与し、炉心の温度低下に伴う反応度フィードバック効果の反応度の添加が大きくなるので、再臨界後の出力ピークの出現時刻は早くなり(最短で7.5h後)、静定出力は高くなる(最大550kWで静定する)ことが明らかとなった。

no abstracts in English