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本多 友貴; 深谷 裕司; 中川 繁昭; Baker, R. I.*; 佐藤 博之
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.704 - 713, 2016/11
高温ガス炉は固有の安全性を保有しており、この安全性を実証するために高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施している。原子炉出力9MWにおけるLOFC試験では、原子炉出力低下後に再臨界が確認された。これまで、強制冷却喪失事象を評価するため、RELAP5-3Dコードを用いて一点炉動特性解析手法の高度化を進めてきている。本研究では、高温ガス炉は原子炉出入口に大きな温度差があり、過渡時の温度変動領域が大きいことから、Xe-135反応度の温度依存性に着目し、Xe-135の吸収断面積の温度依存性について、原子炉出力9MWにおけるLOFC試験における再臨界への影響を評価した。その結果、このXe-135反応度の温度依存性の影響は非常に大きく、高温ガス炉の強制冷却喪失事象においてはこの温度依存性を適切に考慮することが重要であることを明らかにした。
本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; Bayless, P.*; Strydom, G.*; Baker, R. I.*; Gougar, H.*; 坂場 成昭
no journal, ,
原子力機構と米国アイダホ国立研究所(INL)は、日本の高温工学試験研究炉(HTTR)、米国の炉外試験装置(HTTF)等の試験データ(公開資料)、コード及びモデルの相互活用により、高温ガス炉用シミュレーション手法の検証・高度化を目指した協力研究を開始した。本研究は、炉心入口と炉心出口の冷却材の温度差が大きく過渡時の温度挙動が複雑となる高温ガス炉のための動特性評価手法の構築及びHTTRの炉心流量喪失試験(LOFC試験)データを用いた検証を目指す。本報では、使用するコード及びモデルの概要、並びにHTTRのLOFC試験のシミュレーション結果を示す。