Development of a simulation model and safety evaluation for depressurization accident without reactor scram in an advanced HTGR

中川 繁昭; 七種 明雄; 國富 一彦

Nuclear Technology, 133(2), p.141 - 152, 2001/02

https://doi.org/10.13182/NT01-A3165

高圧ガス炉(HTGR)のシビアアクシデントとなる可能性を持つ事象の1つである減圧事故に原子炉スクラム失敗が重なった事故事象(DAWS)の詳細な安全解析が可能となるように、原子炉動特性及び原子炉圧力容器(RPV)表面からの間接冷却を模擬する新しい解析モデルを開発した。新しい解析モデルの特徴は以下のとおりである。(1)DAWS発生後の再臨界や出力振動を引き起こす現象を模擬できるよう既存の単チャンネル動特性解析モデルに、Xeの蓄積崩壊に伴う反応度変化を考慮できるようにした。(2)単チャンネル動特性解析モデルと2次元の炉心温度解析モデルを結合させることにより、RPV表面からの間接冷却をモデル化したこと。(3)ブロック型HTGRの燃料体としてピン・イン・ブロック型及びマルチホール型の炉心についての解析が可能であること。ピン・イン・ブロック型燃料体を採用した450MWtのHTGRについて、DAWSの解析を実施した。解析の結果、RPV表面からの間接冷却の受動的な冷却系のみで燃料最高温度は1800以下に制限されることから、シビアアクシデントフリー炉としての設計の成立性があることを確認した。開発した解析モデルについては、日本における将来HTGRの設計に適用できる。

ペブル・イン・ブロック燃料を使用した高性能高温工学試験研究炉の炉心概念検討

山下 清信; 文沢 元雄; 石原 正博*

JAERI-M 89-222, 74 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-222.pdf:1.5MB

球状燃料を黒鉛バスケット内に装荷したペブル・イン・ブロック燃料の設計検討を行い、これを用いて高性能化を図った高性能高温工学試験研究炉の炉心概念検討を行った。その結果、炉心平均燃焼度、炉心平均出力密度及び最高高速中性子束等の増大が可能で有り、燃料濃縮度種類数を1種にした高性能高温工学試験研究炉の炉心の概略的な成立性の見通しを得た。達成された炉心平均燃焼度、炉心平均出力密度及び最高高速中性子束(E0.18MeV)は各々97GWd/t、7.2W/cm及び6.710n/cm/secである。本報は、ペブル・イン・ブロック燃料を用いた高性能高温工学試験研究炉の概念設計の検討結果について報告するものである。