Reactor response during thermal load fluctuation test using HTTR

HTTRを用いた熱負荷変動試験中の原子炉の応答

長谷川 俊成  ; 長住 達; 久保 真治  ; 飯垣 和彦 ; 篠原 正憲 ; 中川 繁昭  ; 島崎 洋祐 ; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮

Hasegawa, Toshinari; Nagasumi, Satoru; Kubo, Shinji; Iigaki, Kazuhiko; Shinohara, Masanori; Nakagawa, Shigeaki; Shimazaki, Yosuke; Nakajima, Kunihiro; Sakurai, Yosuke

高温ガス炉の熱を利用した水素製造実現のため、原子力機構では高温工学試験研究炉(HTTR)と水素製造施設の接続を計画している。これを実現するためには、水素製造施設で発生した除熱変動による原子炉への影響を把握しておく必要がある。本研究ではHTTRの運転中に熱負荷変動試験を実施し、除熱変動に対する原子炉の応答を調べた。本試験は原子炉出力90%の状態で実施し、水素製造施設における除熱変動の再現として、原子炉入口温度を約11C上昇させた。その結果、原子炉出口温度はほとんど変化せず、原子炉入口温度上昇分に相当する熱が炉心の黒鉛ブロックに伝達されることを確認した。さらに、黒鉛ブロックの温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより、制御棒を操作しなくても原子炉出力が低下し約88%で一定となった。したがって、原子炉入口温度に生じた外乱の影響は黒鉛ブロックへの蓄熱によって抑制されることが分かった。

JAEA has planned a hydrogen production test using the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) to demonstrate hydrogen production utilizing the heat from a high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). To realize the coupling of a hydrogen production facility with an HTGR, one of the key issues is to confirm the effect of thermal load fluctuations in the facility on the reactor. In this study, a thermal load fluctuation test was conducted during HTTR operation to investigate the reactor's response. The test was performed at 90% reactor power, during which the reactor inlet coolant temperature was increased by 11C to simulate a thermal load fluctuation. As a result, the reactor outlet coolant temperature remained almost unchanged, and the heat corresponding to the inlet temperature increase was absorbed by the core graphite blocks. Furthermore, due to the negative reactivity feedback effect associated with the rise in graphite block temperature, the reactor power decreased to 88% and stabilized without any control rod operation. These findings indicate that disturbances in the reactor inlet coolant temperature are mitigated by the heat storage capacity of the core graphite blocks.