The Preliminary analysis of the loss of primary coolant flow test in the HTTR

HTTRにおける1次冷却材流量喪失試験の予備解析

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*

高温ガス炉において最も厳しい事故として選定される減圧事故のような事故条件における固有の安全特性を実証するため、HTTRを用いた1次冷却材流量喪失試験を計画している。本試験においては、すべてのガス循環機を停止するとともに、すべての制御棒の位置を試験開始時の位置に保持する。流量の喪失直後に炉心温度が上昇するので、原子炉出力は負の反応度フィードバック効果により、流量が減少するにつれて減少し、原子炉は未臨界となる流量が喪失し未臨界となった以降の原子炉挙動は、炉心温度変化及びXe濃度の変化による反応度の収支により支配される。HTTRを用いた1次冷却材流量喪失試験は減圧事故を模擬するものであり、試験により得られたデータは、将来の高温ガス炉の安全解析に適用される計算コードの検証や高精度化に役立つものである。

Loss of primary coolant flow test is under planning by using the HTTR to demonstrate the inherent safety features during the accident condition such as the depressurization accident which is selected as the severest accident in the HTGR. All the gas circulators are tripped in the test and the position of all control rods keeps its initial one. Because the core temperature increases just after the loss of coolant flow, the reactor power decreases according to coolant flow decrease due to negative reactivity feedback effect and the reactor becomes subcritical. The reactor performance after becoming subcritical during the loss of coolant flow is subject to a reactivity balance of core temperature and xenon concentration changes. The loss of primary coolant flow test in the HTTR simulates the depressurization accident and the data obtained from the test is useful for the validation and improvement of the calculation code applied to the safety analysis in the future HTGR.