Technical Report HTTR核熱供給試験(コールド試験)データによるシステム解析コードの検証及び水素製造施設異常時の原子炉挙動予測評価

本多 友貴  ,  佐藤 博之  ,  中川 繁昭  ,  高田 昌二  ,  栃尾 大輔  ,  坂場 成昭  ,  沢 和弘

pp.1 - 17 , 2015-06 , JAEA
Description
日本原子力研究開発機構では、水素製造施設の接続に係る高温ガス炉の安全設計方針案を作成しており、水素製造施設の状態によらず原子炉施設の状態量が通常運転の範囲を逸脱しないことを水素製造施設の一般産業化の条件として提案している。本報告では、これらの条件が原子炉施設の設計を充足することを示すため、高温ガス炉システムを対象としたシステム解析コードを用いて平成27年1月にHTTRを用いて実施した核熱供給試験(コールド試験)の再現解析を行い、当該解析コードが冷却材強制循環条件下における原子炉温度過渡挙動評価へ適用可能であることを明らかにした。また、HTTRに接続予定の水素製造施設での異常時における原子炉挙動の予測解析を実施し、原子炉出力や原子炉出口冷却材温度等の注目パラメータについて、過渡変化を吸収し通常運転時の許容変動幅内に制御する設計が可能であることを示し、水素製造施設の一般産業化の条件を充足する設計が工学的に成立する見通しを確認した。
著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA)
Full-Text

http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Technology-2015-012.pdf

Number of accesses :  

Other information