Transient analysis of depressurized loss-of-forced circulation accident without scram in high temperature gas-cooled reactor

高温ガス炉のスクラム不作動を伴う減圧事故時における過渡挙動評価

佐藤 博之  ; Yan, X. ; 橘 幸男 ; 國富 一彦 ; 加藤 之貴*

Sato, Hiroyuki; Yan, X.; Tachibana, Yukio; Kunitomi, Kazuhiko; Kato, Yukitaka*

高温ガス炉のスクラム不作動を伴う減圧事故に対する設計上の重要な因子の摘出を目的として、通常運転時の炉心温度及び温度係数をパラメータとした原子炉出力及び温度の過渡挙動評価を行った。解析結果から、通常運転時の燃料温度を低減することで、再臨界発生時刻が遅延し、燃料最高温度の低減を図ることができることを明らかにした。また、減速材温度係数が負の炉心においては、通常運転時の減速材温度を低減することで、燃料最高温度が低減されることを見いだした。本結果から、冷却材喪失に加え、炉停止系が作動しない条件下においても燃料温度に対する判断基準を満足する炉心が成立する目途を得た。

Transient response of HTGR to DLOFC combined with failure of all reactor trip systems is analyzed. The characteristic behavior of the reactor during the long-term conduction cooldown event is found to be shaped by several parameters that are usually not considered in the safety design of the HTGR. For example, the reactivity coefficient of temperature of the graphite moderator is found to be a critical parameter to determining the final settling temperature of the fuel. Furthermore, this study finds that the peak fuel temperature reached during this event is correlated strongly even to the initial core operating temperatures prior to the initiation of the transient event. These and other results of this study are expected to provide useful input to the development of enhanced safety design guidelines for commercial HTGR reactor in the aftermath of the Fukushima accident.