Loss of forced cooling test for HTGRs with inherent safety features

固有の安全性を持つ高温ガス炉を用いた強制冷却喪失試験

高松 邦吉  ; Yan, X. ; 中川 繁昭  ; 坂場 成昭 ; 國富 一彦 

Takamatsu, Kuniyoshi; Yan, X.; Nakagawa, Shigeaki; Sakaba, Nariaki; Kunitomi, Kazuhiko

固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)において、強制冷却喪失事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失(LOFC)時の解析結果を示す。解析より緊急炉心停止系が作動しなくても、炉心の負の反応度フィードバック特性により、原子炉出力がすぐに崩壊熱レベルまで低下し、炉心構造材の高い熱容量により炉内の温度分布がゆっくり変化することを明らかにした。以上により高温ガス炉固有の安全性を示すことができた。

All three-gas-circulators are tripped at 9 MW. The primary coolant flow rate is reduced from the rated 45 t/h to 0 t/h. The control rods are not inserted into the core and the reactor power control system does not operated. Analytical results for the reactor transient during the test are presented in this report. It is determined that the reactor power immediately decreases to the decay heat level due to the negative reactivity feedback effect of the core, even though the reactor shutdown system is not operational, and that the temperature distribution in the core changes slowly because of the high heat capacity due to the large amount of core graphite.