Analysis of core heat removal capability under DLOFC accidents for HTGRs

減圧事故時における高温ガス炉の除熱特性評価

佐藤 博之  ; 大橋 弘史 ; 橘 幸男 ; 國富 一彦 ; 小川 益郎

Sato, Hiroyuki; Ohashi, Hirofumi; Tachibana, Yukio; Kunitomi, Kazuhiko; Ogawa, Masuro

本報告では、減圧事故時において能動的及び受動的設備の動作に期待することなく崩壊熱及び残留熱を除去可能な高温ガス炉の除熱特性を評価した。炉心,原子炉圧力容器及び土壌、それぞれを集中定数化した簡易モデルを用いて非定常の温度挙動評価を行うとともに、炉心高さ,初期炉心温度,反射体厚さ,炉室サイズ及びピーキング係数をパラメータとした検討を行った。計算結果から、炉心の出力密度及び原子炉出力と半径の相関関係を得るとともに、崩壊熱及び残留熱除去の観点から超安全高温ガス炉が成立する見通しを得た。

Design criteria of prismatic High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs) in terms of core heat removal capability under depressurized loss-of-forced-circulation accidents without operating active or passive decay heat removal systems are investigated. Lumped element models consist of core, RPV and surroundings and soil are presented in order to evaluate transient response of core and RPV temperatures. The results clarified the design criteria for the Inherently-safe HTGR in terms of core heat removal under DLOFC accidents.