Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

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

プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2017年度に実施した模擬のCeO-YSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約3から18mのZrC層の被覆に成功した。

HTGR燃料ブロック冷却流路の流動特性の研究

辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 橘 幸男; 大橋 弘史; 高松 邦吉

FAPIG, (190), p.20 - 24, 2015/07

強制冷却喪失事故時、高温ガス炉の崩壊熱は輻射、熱伝導および自然対流で除去される。そのため、受動的な除熱量を評価し高温ガス炉の固有の安全性を確認することは重要である。本論文では、汎用熱流動解析コードを用いて、通常運転時の強制対流および強制冷却喪失事故時の自然対流を解析した。その際、燃料温度は自然対流に大きく影響されるため、炉心領域の自然対流を精度良く評価することが重要である。また、マルチホール型燃料とピンインブロック型燃料の熱流動特性についても比較を行った。

Study of the applicability of CFD calculation for HTTR reactor

辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10

固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

A Study of air ingress and its prevention in HTGR

Yan, X.; 武田 哲明; 西原 哲夫; 大橋 一孝; 國富 一彦; 辻 延昌*

Nuclear Technology, 163(3), p.401 - 415, 2008/09

https://doi.org/10.13182/NT08-A3998

高温ガス炉においては、1次系冷却材配管が破断することによる冷却材喪失事故(減圧事故)においても炉心燃料が制限温度を超えて破損しないように炉容器室冷却系等の設計が行われるが、減圧事故においては崩壊熱による原子炉内の自然循環が発生して空気が持続的に炉心に供給され炉心燃料ブロックが酸化し炉心を崩壊する現象も同時に防止しなければならない。高温ガス炉の設計においては、この減圧事故時の空気侵入を防止する機構(SCAD: Sustained Counter Air Diffusion)が提案されている。高温ガス炉のブロック型炉心を有する圧力容器内に低温の冷却ガス流路構造及び断熱構造を付加し、スタンドパイプを圧力容器内に内蔵することを可能とすることにより、異常事故発生時における制御棒飛び出し、放射性物質の放出及び炉心酸化の発生を防ぐことを可能とする原子炉圧力容器の構造が提案されている。

ガス炉用縦方向流冷却六角ブロック燃料製造システムの調査

戸澤 克弘*; 山田 裕之*; 尾崎 博*; 鈴木 嘉浩*

JNC TJ9420 2005-006, 133 Pages, 2005/02

JNC-TJ9420-2005-006.pdf:11.17MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究の一環として、Heガス冷却FBR燃料の候補概念である窒化物被覆粒子燃料を六角ブロック集合体に分散させた燃料の燃料製造システムを対象として、プラント概念を示すこと及び、廃棄物発生量および経済性を評価することを目的として詳細検討を行った。その結果以下の成果を得た。(1) 燃料製造プラント概念の調査 被覆粒子はTiNとSiCの2層の被覆を考慮して、物質収支、機器系統数、全体システム構成を検討した。その上で六角ブロックの製造方法としては炉心部は縦置き、ブランケット部は横置きで被覆粒子を振動充填した後、ブロック枠にSiC蓋を接合する組立方式を設定し、対応する製造設備概念を具体化した。燃料集合体は六角ブロックにエントランスノズル、ハンドリングヘッドをネジ止めする設備概念を具体化した。六角ブロックの検査項目を整理し、密度検査はX線CTによる方式とした。試薬回収設備は湿式振動充填法の概念に基づき系統を具体化した。(2) システム評価に関するデータの評価 主工程、分析、保守補修により発生する気体、液体、固体廃棄物を評価した結果、気体、液体廃棄物については試薬回収工程においてIPA、硝酸、アンモニア水を回収することで排出量を大幅に削減できる可能性が示された。 また、構築したプラント概念に対して経済性評価を行い、設備費、運転費などを評価した。その結果、建設費総額の21%が主工程建設費、35%が周辺設備(廃棄物処理・分析・保守補修・計装・ユーティリティ)費、34%が建・電・換費、10%が新燃料貯蔵設備費との試算結果が得られた。

検査技術及び検査規格体系に関する調査

定廣 大輔*

JNC TJ9400 2001-020, 91 Pages, 2002/03

JNC-TJ9400-2001-020.pdf:4.01MB

高速炉の開発においては、経済性が重要な課題となっているが、従来の高温構造基準では設計計数が大きく、経済性向上を制約する要因となっていたと考えられ、裕度の適正化を狙った「システム化規格」の検討・開発が進められている。本研究は、システム化規格の開発に資することを目的に、検査技術及び検査規格体系について調査・検討を行ったものである。本年度の成果は以下の通りである。1)検査の位置付けの整理:現行規格・基準の調査・整理を行うとともに、裕度交換手法のの一つとして考えられるリスク評価例の調査を行い、システム化規格での規格化項目案として、検査精度、検査間隔、検査の種類、検査箇所及び検査方法等を摘出した。摘出した項目に対して、調査結果に基づいて検査の合理化への影響を検討した。この結果、特に検査精度と検査間隔の合理化への寄与が大きいと考えられた。2)検査技術に関する調査: 1)の検討で、検査精度が重要な項目と考えられたため、 ISIの体積検査手法の一つである超音波探傷法について、検出限界の推定は困難であるが、き裂深さ12mm程度の検査精度は見通せるものと考えられる。モニタリング技術としては、疲労モニタ、き裂モニタ等の導入により機器の交換時期の適正化等の合理化が期待できる。3)規格体系に関する検討:上記の調査結果に基づき、システム化規格化項目を摘出し、システム化規格で考慮する範囲及び検査に関する部分基準の枠組みを検討した。システム化規格は具体的な方法論を与える基準であると考え、原稿のJEAC、JEAG等を対象とするとともに、告示の材料検査等も含めるものとした。また、摘出した規格化項目により、他の部分基準との裕度交換ルートを検討し、検査に関する部分基準の枠組みを暫定した。

アルコール廃液処理装置に関する概念設計

藤沢 盛夫*; 新田 和彦*; 中田 栄寿*; 守田 靖彦*

JNC TJ9410 2000-002, 412 Pages, 2000/12

JNC-TJ9410-2000-002.pdf:16.77MB

本報告書は、核燃料サイクル開発機構が計画中のアルコール廃液処理装置に関する概念設計についてまとめたものである。高速実験炉「常陽」では、放射性物質を含むアルコール廃液がタンクに貯留されている。このアルコール廃液は、現在の設備では処理して排出することができないことから、現状で約5mの3乗貯留されており、その貯留量が年々増加していることからこれを分解等の方法で処理する必要がある。このため、アルコール廃液の処理方法として触媒酸化法を基本とし、アルコール廃液の前処理から分解処理に至る一連のプロセスに係るろ過器、分離膜の調査試験と概念設計を実施した。結果、以下を明らかにした。(1)ろ過器、分離膜の調査試験1)エチラートの加水分解の指標には、電気伝導度が適する。また、エチラートを完全に加水分解するにはアルコール濃度を39%になるまで加水する必要がある。2)アルコール廃液中の固形分は、精密ろ過で分離、除去可能の見通しが得られた。3)実験室規模の試験を実施し、電気透析がアルコール廃液中のナトリウムの分離に有効であり、ナトリウム除去率は9699%達成可能であることを確認した。(2)アルコール廃液処理装置に係わる概念設計以下の3プロセスを候補とし設計を行った。(a)前処理として電気透析装置を設置し酸化触媒で分解する場合(b)前処理として電気透析装置を設置しないで酸化触媒で分解場合(c)前処理として電気透析装置を設置し浸透気化にてアルコールを抽出解する場合概念設計では、以下を検討し、既設のアルコール処理装置を触媒酸化法を基本とする装置に改造更新することによって、1.25l/h程度の処理が可能となる見通しを得た。・ 構成機器と系統・ 処理能力・ 発生廃棄物の性状・ 化学処理工程・ 火災・爆発に係る安全性・ 機器配置

YAGレーザによるセンサ追従切断試験

not registered

PNC TJ8068 96-001, 148 Pages, 1996/03

PNC-TJ8068-96-001.pdf:4.21MB

本報告書は、ハル等廃棄物処理技術開発施設(以下「HWTF」という)において発生する余剰ハル缶を減容するために有効と考えられるYAGレーザ切断において、スタンドオフ制御を適用した追従切断技術に関して検証した結果をまとめたものである。試験装置には、前年度実施したものと同様の、1KW級のスラブ型YAGレーザ装置と多軸ロボットとを使用した。ロボットに把持された加工用トーチには、スタンドオフを一定に保つことができる機能を付加した。加工用トーチとワークとの距離をセンシングする方法として、数種類のセンサの中から、静電容量式センサを選択した。模擬試験体として、平板でのセンシング機能を確認した後、湾曲や段差について検証した結果、センシング部の改良によって機能を拡張できることがわかった。その結果、ハル缶の切断線において最大の問題となる蓋部の段差4mmを追従できることを検証できた。追従確認試験の結果を踏まえ、実際に追従切断試験をおこなった。遠隔自動切断において困難と思われる実ハル缶の蓋部の切断をおこない、センシングによる切断が可能なことを検証できた。また、大きな湾曲を与えた試験体に対しても検証した。以上を基に、今後の課題と共に、実施設の構成についても提案した。

「常陽」燃料取扱設備稼働率向上の検討

井上 隆*; 守田 靖弘*; 田中 修*

PNC TJ9068 88-002, 150 Pages, 1988/03

PNC-TJ9068-88-002.pdf:3.91MB

本報告書は、「常陽」の照射ベッドとしての効率的運用のために、燃料取扱工程の短縮を図ること、及び工程遅延に至る不具合事象の発生の抑制を図ることを目的として、以下の項目について検討した結果をまとめたものである。 ① トランスファロータのバッファ貯蔵容量増加の検討 ② 冷却用ポットを廃止し、燃料移送ポットに置換える検討 ③ 案内スリーブの必要性の検討及びホールドダウン機構下降不能防止対策の検討 ④ グリッパの回転可能な燃料交換機の検討 ⑤ 燃料出入機接続部ガス置換時間短縮の検討 ⑥ 燃料洗浄設備、燃料缶詰設備操作所要時間短縮の検討 検討の結果、トランスファロータが燃料移送のバッファ機能を有することが可能であり、格内作業と格外作業を分離することの見通しが得られた。 また、原子炉停止に行う格内の燃料交換作業の短縮期間を検討した結果は、以下のとおりである。 ① 冷却用ポットを廃止し、その分を移送用ポットに置換えた場合には、約2.5日/燃交が短縮となる見通しが得られた。 ② 案内スリーブを廃止した場合には、約2日/燃交が短縮となる見通しが得られた。 ③ 炉上部での燃料出入機接合部のパージ所要時間は、燃料出入案内筒をドアバルブ付きとすることにより半減できる見通しが得られた。