Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

https://doi.org/10.1115/1.4032478

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

Study on natural convection heat transfer in vertical annular space of a double coaxial cylinder

稲葉 良知; 武田 哲明

JAERI-Research 2000-062, 73 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2000-062.pdf:2.83MB

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つのに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがある。高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を水により冷却した同心二重円筒容器内の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験を行った。実験において、加熱壁面-冷却壁面間距離を代表長さとしたレイレー数は、ヘリウムに対して6.810<Ra<1.810、窒素に対して4.210<Ra<10となった。試験空間内の自然対流と熱放射の効果について調べ、その結果熱放射を伴う自然対流伝達の相関式をレイレー数,試験空間のアスペクト比,加熱壁面・冷却壁面温度及び熱放射率の関数として得た。また実験を模擬した数値解析を行い、実験結果に対する解析の妥当性を評価したところ、両者は比較的良く一致した。

Safety analyses in the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR) related to the inherent safety during depressurization accidents

國富 一彦; 中川 繁昭; 藤本 望; 新藤 雅美; 数土 幸夫

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.281 - 286, 1990/10

本報は、HTTRの減圧事故の解析についてまとめたものである。解析の結果、減圧事故時に炉容器冷却設備に単一故障を仮定した場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。また、炉容器冷却設備が不作動の場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。これは事故後の崩壊熱等に比較して高温ガス炉の特徴である炉心及び生体遮へいコンクリートの熱容量が大きいことによるものである。