Inherent core safety performance of small sodium-cooled fast reactor with oxide fuel

高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04

MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。

今後の高速炉サイクル研究開発; 原子力機構の取組

早船 浩樹; 前田 誠一郎; 大島 宏之

日本原子力学会誌ATOMO, 61(11), p.798 - 803, 2019/11

https://doi.org/10.3327/jaesjb.61.11_798

2018年12月の原子力関係閣僚会議で決定された「戦略ロードマップ」では、今後の10年程度の開発作業が特定され、その中で原子力機構(JAEA)が果たすべき役割が提示された。これを受けて、JAEAでは、高速炉サイクルの炉システム分野と燃料サイクル分野(再処理技術,燃料製造技術,燃料・材料開発)の当面5年程度の研究開発計画の大枠を作成した。今後は当該研究開発計画を元にしてJAEAとしての主体的な研究開発を推進すると共に、得られた研究開発成果をJAEAが有する各種の試験機能と合わせて民間等の活動に提供すること等を通じて、今後の高速炉開発に対して積極的に貢献していく。本稿では、JAEAの取組方針、これを受けた大枠の研究開発項目の概要(先進的設計評価・支援手法: ARKADIAの整備、規格基準体系の整備、安全性向上技術の開発、燃料サイクル分野の研究開発)、国際協力の活用方針と人材育成、今後の展開について解説した。

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

Development and verification of the thermal behavior analysis code for MA containing MOX fuels

生澤 佳久; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 前田 宏治; 加藤 正人; 前田 誠一郎

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

https://doi.org/10.1115/ICONE22-30005

MA-MOX燃料の設計技術開発のためには、MA-MOX燃料の照射挙動評価モデルを開発し、PIE結果を用いて解析コードの精度を確認する必要がある。本研究では、MA-MOX燃料の熱伝導度、融点及び蒸気圧の評価が可能な熱物性評価解析モジュール「TRANSIT」を開発し、更にMA-MOX燃料の照射挙動を解析するために、このモジュールと燃料ピン挙動解析コード「DIRAD」を組合せた「DIRAD-TRANSIコードシステム」を開発した。更に、常陽で実施されたMOX燃料及びMA-MOX燃料の照射後試験結果を用いて、このコードシステムの検証を行った。検証の結果、DIRAD-TRANSIコードシステムは、数%のアクチニドを含むMOX燃料に対して、燃料温度及び組織変化といった照射挙動を再現できることを確認した。

Short-term irradiation behavior of low-density americium-doped uranium-plutonium mixed oxide fuels irradiated in a fast reactor

前田 宏治; 勝山 幸三; 生澤 佳久; 前田 誠一郎

Journal of Nuclear Materials, 416(1-2), p.158 - 165, 2011/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.11.027

Amを含有する低密度燃料の熱的挙動を把握するため、短期・高線出力照射試験(B14)を高速実験炉「常陽」において実施した。照射試験パラメータとして、燃料O/M比及び燃料-被覆管ギャップ幅を設定し、4本の燃料ピンを装荷した。燃料ピンは48時間のプレコンディショニングにより組織変化させた後、最大線出力470W/cmまで急昇させて10分間保持された。照射後に破壊試験により燃料溶融が生じていないことや、PuやAmの再分布について調査した。本破壊試験結果は、これまでに取得したデータと比較して熱的性能を検討した。

「もんじゅ」における実用化像実証炉心の設計検討,2

齋藤 浩介; 前田 誠一郎; 樋口 真史*; 高野 光弘*; 中沢 博明

JAEA-Technology 2006-035, 76 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-035.pdf:5.25MB

耐スエリング性に優れた酸化物分散強化型フェライト鋼(ODS鋼)を炉心材料に適用し、太径中空ペレットを用いた燃料を取替燃料として装荷し、実用化段階で想定される炉心・燃料像(取出平均燃焼度約150GWd/t,長期運転サイクル)を高速増殖原型炉「もんじゅ」で実証する構想の検討を進めている。2003年度に実施した設計検討時点からODS鋼の材料強度基準案が改訂されたことを踏まえ、その影響を把握するとともに核・熱・燃料設計の成立性に関して改めて確認した。ODS鋼の材料強度の低下に対応して被覆管強度評価の成立性が確保できるように被覆管肉厚と外径との比を増加させるように燃料仕様を見直した。これに伴って被覆管外径,運転サイクル期間等の炉心・燃料に関する基本仕様を再設定した。なお、本検討では現行の原子炉出力を維持できる127本バンドル炉心案を対象とした。核設計検討では、燃料仕様変更による燃料体積率の低減に伴う影響を受けるものの、最大線出力,燃料反応度等の主要な評価項目について設計目標を満足し、成立性が確保される見通しを確認した。熱・燃料設計では、被覆管強度評価を満足する被覆管最高温度を把握するとともに炉内出力分布を踏まえ、この被覆管最高温度を満足するように冷却材流量配分設計が可能な見通しであることを確認した。

高レベルガラス固化体の性能評価に関する研究; 現状と信頼性向上にむけて

稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎*; 牧野 仁史*; 石黒 勝彦*; 亀井 玄人*; 河村 和廣*; 前田 敏克; 上野 健一*; 馬場 恒孝*; 油井 三和*

原子力バックエンド研究, 10(1-2), p.69 - 84, 2004/03

https://doi.org/10.3327/jnuce.10.69

地層処分における高レベルガラス固化体の性能評価の現状について総説した。ガラス固化体の水への溶解及び核種浸出に関する現象理解は過去20-30年で大きく進展し、現時点で保守的な性能評価は可能であると考えられる。しかしながら、評価の信頼性向上の観点からは、長期の処分期間におけるガラス溶解反応メカニズムや各国で異なる実際の処分環境の影響についての基礎科学的理解をさらに深めるとともに、それらの成果を十分に反映した性能評価モデルの構築が望まれる。これら基礎研究の進展は処分システム全体の性能評価の信頼性向上、さらには処分システムの合理性や経済性の向上にも寄与できるものと期待される。我が国におけるガラス固化体の性能評価研究は、米国,フランス等における多角的な研究と比較して十分なものとは言えず、さらなる拡充が望まれる。

「もんじゅ」における実用化像実証炉心の設計検討

前田 誠一郎; 富樫 信仁*; 樋口 真史*; 高野 光弘*; 安部 智之

JNC TN8400 2003-028, 135 Pages, 2003/12

JNC-TN8400-2003-028.pdf:85.68MB

高速炉の実用化段階で想定される取出平均燃焼度150GWd/tの炉心・燃料を既存の原型炉である「もんじゅ」に装荷して先行的に実証することを想定した場合の炉心・燃料像を明確にした。この炉心・燃料像において太径中空燃料を炉心規模で適用することで、実効燃料体積率の増加による内部転換比の向上、耐スエリング性に優れたODS鋼製被覆管の採用等により、取出平均燃焼度150GWd/tまでの高燃焼度化、1年を超える長期運転が「もんじゅ」において達成できる見通しであることが示された。この太径中空燃料を用いた高燃焼度化によって、燃料加工、再処理等の燃料サイクルへの負荷が大幅に軽減された炉心像を実証することが可能となる。本設計検討においては、まず、既存プラントに係る制約条件(形状寸法、冷却系等)および実用化像実証に係る条件(高燃焼度化、長期運転等)を考慮し、集合体当たりの燃料ピンバンドル本数等をパラメータとした炉心・燃料仕様サーベイを実施し、127本バンドルと91本バンドルの2つの炉心案を炉心オプションとして選定した。ついで、これらの炉心案の炉心特性を具体的に把握すると共に核設計、熱流力・燃料設計について検討し、成立性する見通しであることを確認した。高い経済性を有する実用化像を「もんじゅ」に適用することは、「もんじゅ」自体の経済性向上にも寄与し、稼働率向上による年間発電量の増加と共に年間取替燃料体数の大幅な削減(1/2および1/3)により、実効的な運転経費の大幅な削減が可能となる。また、熱的な余裕を確保することで、低除染燃料の集合体規模の実証試験、燃料・材料開発のための照射場としての利用が可能となる。今後の「もんじゅ」中長期利用計画を検討するに際して、本検討結果が技術的裏付けを持った指針となるものと考える。

東海事業所における核燃料サイクル研究開発計画の提案 -軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの道-

中村 博文; 安部 智之; 鹿志村 卓男; 永井 俊尚; 前田 誠一郎; 山口 俊哉; 黒木 亮一郎

JNC TN8440 2003-016, 39 Pages, 2003/07

JNC-TN8440-2003-016.pdf:0.79MB

GEN-II Pjタスクフォースチームは、東海事業所の厳しい現実を見据えたうえで、現場に立脚し、かつ従業員が高いモラルや目標を維持できる東海事業所における研究開発計画をまとめることを目的として、平成14年12月19日から中堅*若手7人で活動を開始した。検討に際して、はじめに日本の核燃料サイクルを取り巻く現状を以下のように認識した。・軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの技術の流れが不明確・高速炉サイクル確立にはプルサーマル実施が必須・廃棄物関連コスト(「負の遺産」)への対応は喫緊の課題 その上で、実用化戦略調査研究(F.S.)の研究開発計画と整合のとれた核燃料サイクル研究開発計画(今後1020年)を検討し、以下に示す核燃料サイクル研究開発の基本的な取り組みと東海事業所における具体的な対応策を提案した。・エネルギー安定供給を支える「強靭な核燃料サイクル」の確立と高度化*核燃料サイクルの安定運用のための冗長性確保*異常等の発生頻度低減と迅速な対応*安全、信頼性、安心、透明性向上・長期的供給可能な基幹エネルギー源として高速炉サイクル技術を早期に確立*軽水炉サイクル技術との連携を取った研究開発*安全性、経済性、環境負荷低減、核拡散抵抗性を考慮した複数の実用可能な技術に優先順位をつけて研究開発*実用化に近い技術から早く提示・廃棄物処理、処分技術の確立と廃棄物から見た核燃料サイクル技術の最適化*廃棄物処理、処分方策の早期実現による「負の遺産」の低減*廃棄物関連技術に基づき各サイクル技術を経済性、環境負荷両面で最適化サイクル施設の除染*解体技術の開発新施設の設計*建設段階から、解体等のコストを配慮

Am含有MOX燃料高線出力試験(B14照射試験),1; 全体計画

前田 誠一郎; 水野 朋保; 青山 卓史; 北村 了一; 竹内 則彦; 安部 智之

no journal, , 

アメリシウム(Am)等のマイナーアクチニド(MA)を含有した高速炉用燃料の熱的性能を確認するために、高速実験炉「常陽」において、Amを含有させた低密度MOX燃料を用いて高線出力での照射を行うとともに照射後試験を実施している。本報告では、この照射試験にかかわる全体計画,概要について紹介する。