Analysis on temperature distribution of reactor vessel cooling system during loss of coolant flow in HTTR

高温工学試験研究炉での冷却材流量喪失時における炉容器冷却システム内の温度分布解析

武田 哲明*; 一宮 浩一*; 西尾 仁志*; 中川 繁昭  ; 高松 邦吉  

Takeda, Tetsuaki*; Ichimiya, Koichi*; Nishio, Hitoshi*; Nakagawa, Shigeaki; Takamatsu, Kuniyoshi

超高温ガス炉(VHTR)の安全審査に対して、炉心の固有の安全性及び解析手法の妥当性を示すために、高温工学試験研究炉(HTTR)で実施された安全性実証試験のデータを用いて、炉内温度分布解析を行った。比較対象としては、原子炉スクラムを生じない冷却材流量部分喪失試験の実測値を用いた。また、すべてのガス循環機をストップさせる冷却材喪失試験及び、前者の試験と同時に炉容器冷却機能を喪失させる炉容器冷却設備停止試験の事前解析も行った。これらの試験中の炉内温度分布を汎用解析コードSTAR-CDを用いて高精度で解析できれば、本研究で用いた手法をVHTRの設計に活用することができる。本研究では原子炉圧力容器,炉容器冷却設備及びコンクリートを含めた炉内温度分布解析の結果を示し、冷却材流量喪失時における輻射伝熱の重要性について明らかにした。

Safety demonstration tests using the HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) are being performed to verify the inherent safety features and to validate the numerical code for the safety assessment of the VHTR (Very High Temperature Reactor). The partial loss of coolant flow test was performed under the condition of the ATWS (Anticipated Transient without Scram). We are planning to perform the test of loss of coolant flow and stopping the vessel cooling system (VCS). The test of the loss of coolant flow as one of safety demonstration tests is carried out by tripping all gas circulators, and the stopping VCS test is performed continuously after the loss of coolant flow. The objective of this study is to evaluate the temperature distribution of the reactor pressure vessel (RPV) and the VCS during the tests. It is necessary to consider the effect of thermal radiation from the RPV for evaluation of temperature of the VCS and concrete vessel.