Experiments and validation analyses of HTTR on loss of forced cooling under 30% reactor power

原子炉出力30%状態の強制冷却喪失時におけるHTTRを用いた試験と検証解析

高松 邦吉  ; 栃尾 大輔 ; 中川 繁昭  ; 高田 昌二; Yan, X. ; 沢 和弘; 坂場 成昭 ; 國富 一彦 

Takamatsu, Kuniyoshi; Tochio, Daisuke; Nakagawa, Shigeaki; Takada, Shoji; Yan, X.; Sawa, Kazuhiro; 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。

In a safety demonstration test involving a loss of both reactor reactivity control and core cooling, HTGRs such as the HTTR, which is the only HTGR in Japan, demonstrate that the reactor power would stabilize spontaneously. In the test at an initial power of 30%, when the insertion of all control rods was disabled and all gas circulators were tripped to reduce the coolant flow rate to zero, a reactor transient was initiated and examined. The results confirmed that the reactor power would decrease immediately and become effectively zero.