Reactor kinetics in a loss-of-forced-cooling (LOFC) test of HTGRS

高温ガス炉の強制冷却喪失試験(LOFC)における原子炉動特性

高松 邦吉  ; 沢 和弘

Takamatsu, Kuniyoshi; Sawa, Kazuhiro

高温ガス炉の強制冷却喪失試験(LOFC)における原子炉動特性を、HTTRの強制冷却喪失事故の模擬試験の結果をもとに検討した。これにより、ドップラー反応度,減速材反応度,キセノン反応度が、再臨界時刻,再臨界時の出力ピーク及び全反応度に与える影響を明らかにした。さらに、何百時間にも渡る原子炉出力の過渡変化について評価した結果、炉心内へ制御棒が挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない状態での、高温ガス炉における冷却材喪失事故時の緊急時運転(制御)方法を提案することができた。これらの評価結果は、カザフスタン高温ガス炉(KHTR)の設計,建設への応用、及び商業炉である超高温ガス炉(VHTR)の実現に反映される予定である。

A core dynamics analysis of the loss-of-forced-cooling test of the HTTR is performed. The relation between the reactivities (namely, the Doppler, moderator temperature, and xenon reactivities) affecting re-critical time and reactor peak power level and total reactivity is addressed. Furthermore, the analytical results for the reactor transient for a long time such as hundreds of hours are presented in this report. They can teach emergency operating procedures in case of loss of coolant accident (LOCA) of HTGR when the control rods are not inserted into the core and the reactor power control system does not operated. The analytical results will be utilized for the design and construction of the Kazakhstan High Temperature Reactor (KHTR) and the realization of commercial Very High Temperature Reactor (VHTR) systems.