2023年秋の大会

講演情報

一般セッション

IV. 原子力プラント技術 » 402-1 原子力安全工学(安全設計,安全評価,マネジメント)

[2O11-14] 新型炉

2023年9月7日(木) 14:45 〜 15:50 O会場 (工学部5号館2F 522)

座長:松場 賢一(JAEA)

14:45 〜 15:00

[2O11] HTTRを用いた強制冷却喪失試験の解析評価

*長瀬 颯太1、澤 和弘1、長住 達2、石塚 悦男2、飯垣 和彦2 (1. 北大、2. JAEA)

キーワード:高温ガス炉、高温工学試験研究炉、強制冷却喪失、TAC/BLOOST

日本原子力研究開発機構にて高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて強制冷却喪失(LOFC)の試験が進められている。本試験では、制御棒による原子炉出力操作を行うことなく、炉心を直接冷却する冷却材ヘリウムガスの流量をゼロとし、冷却能力が著しく低下した状態を模擬して高温ガス炉の安全性を示すことを目的としている。
本研究では、動特性解析コードTAC/BLOOSTコードを用いて、強制冷却喪失試験における冷却材の流量を様々な値に変化させ、原子炉出力や反応度の評価を行っている。