Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

Irradiation test about oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11

高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.210/m、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.210/mであった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。

A Summary of sodium-cooled fast reactor development

青砥 紀身; Dufour, P.*; Hongyi, Y.*; Glats, J. P.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*; 宇都 成昭

Progress in Nuclear Energy, 77, p.247 - 265, 2014/11

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.05.008

ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する基盤技術の多くが、これまでの長期にわたる高速炉開発で蓄積された経験により築き上げられてきた。これらは仏国フェニックスでのEOL試験、我が国もんじゅの運転再開、露国BN-600の寿命延長、中国CEFRの運転開始等により確証されようとしている。新たに露国BN-800及びインドPFBRが2014年の運転開始を計画しているが、開始されればSFRの基盤技術の確証レベルはさらに深まることとなる。近年、SFR開発は持続可能なエネルギー生産およびアクチニド管理に重点をおいた第4世代炉の構築を目指したものへと進化し、JSFR, ASTRID, PGSFR, BN-1200, CFR-600等の先進的なSFR概念の開発が進められている。第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)は、系統・機器設計、安全及び運転、先進的燃料、アクチニドサイクル等、第4世代SFRの開発に必要な様々な研究開発を進めるための国際協力の枠組みであり、SFR開発国が過去の経験や最新の設計及び研究開発データを共有できる場を提供し、SFRの研究開発の促進に有益な役割を果たす。

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Design, 271, p.309 - 313, 2014/05

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2013.11.052

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発と共に、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

The Screening methodologies and/or achievement evaluation in Japanese FR cycle development program with the changing needs for evaluation

塩谷 洋樹; 宇都 成昭; 川口 浩一; 篠田 佳彦*; 小野 清; 難波 隆司

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07

本報告では、「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」での高速増殖炉サイクル概念の特性評価とFaCT(高速増殖炉サイクル実用化開発)プロジェクトの性能目標達成度評価を議論する。我が国では、達成度評価は評価のニーズや目的に応じて変化してきた。FSでは意思決定手法が適用されたが、FaCTフェーズIでは開発の方向性の確認が重視された。とりわけ、FaCTフェーズIでの達成度評価では、高性能を達成するために設計要求が挑戦的に設定されたため、幾つかの点で未達の項目もあったものの、全体的には、日本の原子力委員会によって設定された性能目標はおおむね達成された。

Development of transfer pot for JSFR ex-vessel fuel handling

平田 慎吾; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2009/cn176/cn176_BoeS.pdf

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)では、システム簡素化のための燃料取扱系の開発を進めている。炉外燃料取扱については、燃料交換時間を短縮し稼働率を向上するために、コンパクト化原子炉容器に適合した燃料集合体を2体同時に移送できる2集合体移送ポットを開発している。燃料集合体2体同時移送において、移送系の故障等に対しても収納した燃料を制限温度内に抑え除熱成立性を確認するための試験及び解析研究について示す。

Design study and R&D progress on Japan sodium-cooled fast reactor

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.463 - 471, 2011/04

https://doi.org/10.3327/jnst.48.463

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 三原 隆嗣; 久保 重信*; 宇都 成昭; 神島 吉郎*; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 170(1), p.133 - 147, 2010/04

https://doi.org/10.13182/NT10-7

原子力機構は、電力会社と協力して「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」プロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、JSFRの概念設計検討とJSFRに取り入れる革新技術の開発を、両者の整合性に留意しつつ実施している。2015年頃までに開発を行うことが現時点での目標であり、その後、JSFR実証炉の許認可手続きに入っていくこととなる。本論文は、設計要求,JSFR設計の特徴及び経済性に関する評価結果について記述したものである。さらに、JSFRの主要な革新技術について開発状況を簡潔に紹介した。

Conceptual design for Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 1; Current status of system design for JSFR

宇都 成昭; 堺 公明; 三原 隆嗣; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司; 青砥 紀身

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9298_1 - 9298_11, 2009/05

FaCTで進めている我が国の先進ループ型高速炉(JSFR)の設計研究及び関連する革新技術開発の現状を報告する。JSFRでは経済性向上のためコンパクトな原子炉容器を設計しており、水試験による炉内流動適正化や新しい燃料交換機開発のための実規模試験体の設計・製作などを設計に反映した。建設コスト削減のため格納容器と原子炉建屋の一体化を目指しており、その技術的実現のための要素試験を行った。受動安全による安全性向上のため自己作動型炉停止機構(SASS)と自然循環による崩壊熱除去システムを取り入れており、「常陽」を用いたSASS構成要素の照射データ取得,3次元熱流動評価手法の開発成果を各々の設計に反映した。高速炉の特徴に適合する保守・補修及び検査の方針を策定し、革新的な検査技術の開発を進めている。その他、短縮化2重配管,ポンプ組込型中間熱交換器,直管2重管型蒸気発生器,再臨界回避概念,免震システムなどの重要な革新技術についても、解析的及び実験的研究とともに開発を進めている。本研究の成果は、2007年に開始した実証炉の概念検討の結果と合わせて、2010年の革新技術の採否判断の不可欠な材料となる。

BN-600ハイブリッド炉心の設計検討(II) -我が国の手法による燃料健全性評価及び炉心核特性評価-

杉野 和輝; 宇都 成昭; 永沼 正行; 水野 朋保

JNC TN9400 2004-042, 55 Pages, 2004/08

JNC-TN9400-2004-042.pdf:2.08MB

ロシアの余剰核兵器解体プルトニウム(以下、解体Puと称する)処分の一環として、解体Puをバイパック燃料製造技術でMOX燃料にし、現在ロシアで稼動中の高速炉BN-600で燃焼(ハイブリッド化)させる計画が進行しているが、契約先であるロシア実験機械製造設計局OKBMとの設計作業が完了し、設計図書を入手した。 入手したBN-600ハイブリッド炉心の設計情報に基づき、我が国の手法を用いて同炉心の設計基準事象における燃料健全性評価及び核特性評価を行った。その結果、被覆管及び燃料の最高温度、冷却材(ナトリウム)ボイド反応度、反応度係数の解析結果が、ロシアが設定した設計制限・目標を充足し、かつロシア規則を遵守していることがわかった。 今回得られた結果より、ロシアが選定したBN-600ハイブリッド炉心の炉心・燃料仕様は炉心の安全設計及び核設計の観点から妥当である可能性を有すること、我が国の手法による評価結果はロシア設計の信頼性向上に寄与し得ることが示された。