Development of a fast reactor for minor actinides transmutation, 1; Overview and method development

竹田 敏一*; 宇佐美 晋; 藤村 幸治*; 高桑 正行*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.560 - 566, 2015/09

本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。Na冷却型高速炉における効率的かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施している。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析してきている。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「常陽」、PFR等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースの構築を進めている。本発表では、当該プロジェクトの概要とともに、高速炉によるMA核変換に係る手法の開発と数値解析結果等について説明する。

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明; ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験

下山 一仁; 西村 正弘; 宇佐美 正行; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

PNC TN9410 97-085, 163 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-97-085.pdf:6.17MB

「もんじゅ」2次主冷却系でのナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、動燃大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置SOFT-1を用いた燃焼実験を2回実施した。本実験の目的は、破損した温度計からのナトリウムの漏えい速度と漏えい形態の確認、温度計周辺の配管保温構造とフレキシブルチューブへの影響の確認、及び温度計の温度履歴の「もんじゅ」との比較である。漏えい速度は、実験に用いた模擬温度検出器の流路が確保された条件で56(2)g/secが得られた。この漏えい速度を「もんじゅ」事故当該部に補正し53g/secの値を得た。ただし、熱電対ウェル先端アニュラス部の流路断面積は公称寸法を、また漏えいナトリウムの加圧圧力は漏えい期間中の最高圧力値1.65kg/cmGとした。漏えい形態について、特に初期の挙動は温度検出器コネクタとフレキシブルチューブの接続状態が漏えいナトリウムの落下の様子に影響を与える。第1回実験では、「もんじゅ」事故後に現場で確認された状況に合わせて、チューブを始めから外して実験を開始したのに対し、第2回実験では接続した状態で実験を開始した。第2回実験では、漏えい開始から17秒後にチューブをコネクタのエルボ部に固定するふくろナットによる接続が外れて、第1回実験の初期状態と同じになった。接続が外れるまでの漏えい形態は、エルボ部継ぎ目からの液滴の飛散やチューブの被覆を貫いて流線状の流れが特徴的であったのに対し、接続が外れてからの漏えい形態は、チューブの内外を伝って最下端部から連続的に滴下する流れが主流であり、時折散発的にエルボ部付近からの飛散が見られた。配管保温構造(外装板等)への影響については、第1回実験においてコネクタのエルボ部に近い部分の外装板に腐食による穴が開いたが、第2回では特に穴等の損傷は見られず、その差はナトリウム漏えい時間の違いによると考えられる。温度検出器の熱電対信号は、「もんじゅ」の当該温度と極めて良く似た挙動が得られ、ナトリウムの流出と熱電対信号履歴の関係を十分説明できることが確認できた。

高クロム系SG伝熱管財溶接部のウェステージ特性 微小リーク,小リーク,ウェステージ試験

下山 一仁; 小林 十思美; 宇佐美 正行; 田辺 裕美; 吉田 英一; 萩 茂樹*

PNC TN9410 91-288, 72 Pages, 1991/07

PNC-TN9410-91-288.pdf:2.3MB

高速増殖炉の設計を合理化する手段として、蒸気発生器を一体貫流型にする案が検討されている。それを採用するためには、耐応力腐食割れ性とい高温強度の両方の特性を満足する伝熱管材が必要で、現在高クロム系鋼が候補材として挙がっている。これまでその代表3鋼種(Mod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼、9Cr-1Mo-Nb-V鋼)の伝熱管母材部について、ナトリウム-水反応時の耐ウェステージ試験を実施し、上記の特性を十分満足することを既報で確認した。しかし、蒸気発生器としての総合的な評価を行うためには、母材部のみでなく伝熱管の中で初期次陥発生の可能性が最も高い溶接部についての耐ウェステージ性を把握しておく必要がある。そこで上記3鋼種を代表としてMod.9Cr-1Mo鋼を選定し、その溶接部に関する微小リーク領域と小リーク領域のナトリウム-水反応時のウェステージ試験を実施した。試験によって、以下に示すことが明らかになった。1)微小リーク領域において、伝熱管溶接部自身の耐ウェステージ性は、溶接部の初期リーク孔位置(溶接金属部、ボンド部、溶接熱影響部)に依存せず、母材部との間に有意な差はない。2)小リーク領域において、ターゲットとなる伝熱管溶接部の耐ウェステージ性は、母材部との間に有意な差はない。これらの結果から、一体貫流型蒸気発生器で9Cr系鋼の伝熱管材を採用する場合の微小小リーク・ナトリウム-水反応事象の評価には、9Cr系鋼母材部の試験で導いた実験式を溶接部も含めた全伝熱管部に適用できることが確認できた。

蒸気発生器の設計基準リーク低減のための試験研究; 伝熱管保護スリーブの破損伝播抑制効果確認試験

宇佐美 正行*; 田辺 裕美*; 姫野 嘉昭; 黒羽 光男

PNC TN9410 89-123, 54 Pages, 1989/08

PNC-TN9410-89-123.pdf:1.65MB

伝熱管溶接部からの水リークによる破損伝播を制御するために、伝熱管保護スリーブを考案・試作し、その効果を試験で確認した。試作した伝熱管保護スリーブは、(1)ターンバックル、(2)スペーサー、(3)防護用バンド状板から成り、材質はすべてSUS304である。伝熱管へは、幅30mmの防護用バンド状板を巻き付けて装着するが、ターンバックルおよびスペーサーを用いることで、短時間で容易に取付けられ、かつ溶接施工を必要としない構造となっている。試験は、模擬欠陥孔を設けた伝熱管(Mod.9Cr-1Mo鋼)に伝熱管保護スリーブを装着し、これに132kg/cm2gの蒸気を供給しておこなった。試験時のナトリウム温度は505である。試験の結果から、伝熱管保護スリーブは、次のように破損伝播に対して効果的な抑制機能を有することが確認された。1.水リークが発生すると、伝熱管保護スリーブの両端部近傍ではナトリウム-水反応が生じ、このためにリーク伝熱管自体に2次的な損耗が起こるが、隣接伝熱管は、これによる貫通破損が起こるまでの間ウェステージされない。2.水リーク率が10g/sのとき、隣接伝熱管が破損するまでの時間は、伝熱管保護スリーブを装着しない場合の約6倍に遅延され、破損伝播が起こる前に水素計による水リーク検出(検出時間120秒以上)が十分可能となる。伝熱管保護スリーブは、本試験によって、破損伝播を抑制するための有効な手段となることが実証された。しかし、その実用化には、耐久性や装着性などまだいくつかの課題がある。

ナトリウム火災防護設備基礎試験(IV); 水による二次系主配管ナトリウム漏洩模擬試験

姫野 嘉昭; 宇佐美 正行*; 木下 哲宏*

PNC TN9410 86-088, 37 Pages, 1986/08

PNC-TN9410-86-088.pdf:3.3MB

「もんじゅ」安全設計で想定されている二次系主配管に1/4・Dt(但し、Dは配管内径、tは配管肉厚)の破損孔が生じた場合について、水による漏洩模擬試験を行った。試験では、保温構造体付きのフルモックアップ配管試験体(直管、エルボ、T字管)も用い、これらで保温構造体の内の(1)内装板のみを取りつけた場合、(2)内装板と外装板の両方を取りつけた場合、のそれぞれについて、a漏洩形態の目視観察、b液滴噴流の全漏洩流量に対する割合の測定、c噴流中の液滴径の測定、およびd漏洩孔と保温構造体の流動圧力損失係数の測定、などを行った。測定結果および結果の検討から次の成果を得た。(1)内装板のみを取りつけた場合、漏洩流量の50%以上が外装板の周方向と軸方向の継目から液滴噴流となって四散し、その液滴径は、個数平均径で数㎜であった。(2)内装板と外装板を配管に取り付けた場合 液滴噴流の発生は完全に抑制できた。別途実施したNa漏洩試験から、事故時の保温構造の健全性は確保されることを明らかにしている。このため、実際の漏洩事故でもNaのスプレーの生成を完全に防止できる見通しを得たことになる。(3)1/4・Dt相当の漏洩孔を含めた保温構造体の圧力損失係数圧力損失係数の実測値は2.32.8であった。「もんじゅ」安全解析に使用されているこの値が1.0であることから、安全解析で想定されている流量には約50%の安全裕度であることを明らかにした。また圧力損失測定から、保温構造体の圧力損失の殆どは内装板で生じ、外装板に加わる噴出流の動圧は非常に小さいことも明らかにした。

コールドトラップによるナトリウム-水反応生成物除去試験 : SWAT-3RECT-II試験

田辺 裕美*; 渡辺 智夫*; 宇佐美 正行*

PNC TN941 85-127, 92 Pages, 1985/08

PNC-TN941-85-127.pdf:3.25MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」及びそれに続く大型炉の蒸気発生器でのナトリウム-水反応事故後の運転法の確立のため,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いた反応生成物除去試験運転(RECT―2)を実施した。これはRunl8注水試験で発生し,ナトリウム系内に残留した反応生成物を,コールドトラップを循環する高温ナトリウムによって洗浄・捕獲が可能な事を確認するものであった。大量の不純物の捕獲による閉塞を恐れてコールドトラップはメッシュレス型の物を用いた。純化運転は1984年4月4日より開始し主循環系ナトリウムのプラグ温度が187まで低下した4月26日に打切った。本試験で得られた主な結果は以下の通りである。1)試験後の観察ではEV下部やナトリウム出口配管に沈析していた反応生成物は完全に除去されていた。2)この事から,42kgの注水によって生じた生成物のうち高温ドレン後も系内に残留した14kg-H/2Oのほとんどが本運転で除去されたと結論される。3)しかし,スタグナント部やクレヴィス部を模擬した試験体中のNaOHは試験後も一部残っており,このような部分に侵入した微量生成物の除去は高温ナトリウムの循環だけでは不充分である。4)酸素の物質移動係数として210-4〔g/(cm2・Hrppm)〕が得られた。5)コールドトラップによる生成物除去を効率的に行なうにはメッシュレスタイプで極端な縮流構造を避けるなど,閉塞しにくく,また容易に閉塞物除去可能な構造が必須である。このような点に注意すれば一層のスピードアップは可能であり,本経験により「もんじゅ」でのナトリウム-水反応事故後の処置法の具体的な計画策定が可能となった。

TRANSPORT OF FRESH MOX FUEL ASSEMBLIES FOR MONJU INITIAL CORE (「もんじゅ」初装荷新燃料の輸送)

大内 祐一朗; 倉上 順一; 大内 祐一朗; 宇佐美 正行

PATRAM '95 (PACKAGING AND TRANSPORTATION OF RADIOACTIVE MATERIALS), , 

「もんじゅ」用初装荷炉心燃料の輸送は、平成4年7月から9回に分けて実施され、平成6年3月に終了した。輸送した新燃料は、MOX燃料ペレット等を充填した炉心燃料集合体205体(内側炉心109体、外側炉心91体および試験用燃料5体)であった。使用した輸送容器は、9mの落下試験や800・30分間の耐火性試験等に合格したB(U)型で、国の基準を満足する。また本輸送容器は、高性能中性子遮蔽材の使用、燃料集合体自動保持機構の採用等の特徴を有する。輸送に当たっては、輸送実施本部体制の導入、放射線管理の専門家同行等細心の注意を払うとともに、輸送経路上の各関係機関の協力のもとに、安全には万全を期した。実際の輸送においては、輸送事故等もなく計画通り輸送を完遂することができた。

JAEAにおける全社核物質管理システムの構築

竹田 秀之; 宇佐美 正行; 広沢 尚教; 藤田 喜久; 小谷 美樹; 小又 和洋*

no journal, , 

独立行政法人日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」及び「国際規制物資の使用等に関する規則」に基づき文部科学省へ、保有する国際規制物資の計量管理報告を行っている。原子力機構核不拡散科学技術センターでは、各施設から文部科学省へ報告する国際規制物資に関する計量管理報告データを一元的に管理するために、全社核物質管理システムを構築し、データベース化を図っている。本システムは、操作及びメンテナンスが容易なパソコンを利用して構築したものであり、社内回線を利用し全社にネットワーク化を図っている。また、本システムは、計量管理にかかわる報告用データの処理機能やデータ間の整合性のチェック機能の強化はもとより、プルトニウム管理状況等にかかわる公開データの抽出,集計の処理を可能とする機能も有している。本報告では、本システムのこれらの機能等について紹介する。