Thermal analysis of heated cylinder simulating nuclear reactor during loss of coolant accident

原子炉の冷却材喪失事故を模擬した円柱の非定常熱伝導解析

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、冷却材喪失事故時の原子炉の崩壊熱除去特性について評価を行った。原子炉を模擬した円柱体系での非定常熱伝導解析により、崩壊熱除去の成立性の支配因子を決定するとともに、導出した支配因子をパラメータに非定常熱伝導計算を行い、燃料温度制限値を満足する設計範囲を導出した。計算結果から、冷却材喪失時に崩壊熱除去を可能な原子炉の設計範囲が、炉心平均出力密度に対応した原子炉の熱容量と熱伝導率の関係式で表されることを明らかにした。また、被覆燃料粒子の適用により、Zr被覆管燃料に対し、設計範囲が大幅に増大することが示された。さらに、高温ガス炉は冷却材喪失時に崩壊熱除去を可能な範囲に設計可能であることが見出された。

Transient analyses are presented of temperature behavior of reactor during loss-of-coolant accident with scram. The influence of reactor thermal properties, operating power density, geometry of active core and selection of fuel type on the capability of decay heat removal against the accident are studied. It is shown that the reactor design envelope is fully determined by the key parameters. The range of the envelope is shown to enlarge considerably by selecting high refractory fuel. High temperature gas-cooled reactor (HTGR), a graphite-moderated reactor with TRISO coated fuel particle, is the primary candidate which can fulfill the requirement to the design concept of nuclear reactor independent of coolant for decay heat removal.