Development of transient behavior analysis code for metal fuel fast reactor during initiating phase of core disruptive accident

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

U-Pu-Zr metal fuel fabrication for irradiation test at JOYO

中村 勤也*; 加藤 徹也*; 尾形 孝成*; 中島 邦久; 岩井 孝; 荒井 康夫

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

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

国内で初となるU-Pu-Zr金属燃料の照射試験が高速実験炉「常陽」で計画されている。U-Pu-Zr金属燃料の製造では、まずU及びPu酸化物を原料として2つの方法でU-Pu合金を調製した。一方は酸化物の電解還元であり、もう一方は電解精製と還元抽出である。照射試験用燃料仕様に合致するように調製したU-Pu合金にU金属及びZr金属を加え、射出鋳造法でU-Pu-Zr合金スラグを製造した。さらに、模擬燃料ピンを用いた試験により、Naボンディング工程の条件を確立した。現在、「常陽」照射試験用U-Pu-Zr燃料ピン6本が製作中である。

高速実験炉「常陽」照射試験用金属燃料要素の製造

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J10.038

「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。

Japanese programs in development of pyro-processing fuel cycle technology for sustainable energy supply with reduced burdens

小山 正史*; 尾形 孝成*; 明珍 宗孝; 荒井 康夫

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

我が国では電力中央研究所が中心となって進めている金属電解法を主プロセスとする乾式再処理に基づく燃料サイクルの研究開発に関する講演である。原子力機構は約15年にわたる電力中央研究所との共同研究において、溶融塩や液体金属中のアクチノイド元素の挙動や照射済MOX燃料を出発物質として金属燃料スラグを製造する工程の連続試験などを実施してきた。講演ではこれらの研究開発の現状を紹介するとともに、福島第一原子力発電所の事故に伴い、今後大きな課題となることが予想される溶融燃料の処理技術に乾式法を適用する場合の利点や関連する研究開発課題についても議論する。

Fabrication of metal fuel slugs for an irradiation test in JOYO

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 加藤 徹也*; 中島 邦久; 荒井 康夫

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1487 - 1495, 2009/09

「常陽」での照射試験を行うため、U-Pu-Zr合金燃料スラグを実験室規模の射出鋳造装置を用いて製造した。原料として用いたU-Pu合金は、U-Pu酸化物を電解還元することにより調製した。製品のU-Pu-Zrスラグは、先行試験結果及び米国EBR-IIでのドライバー燃料の仕様から定めたスペックをすべてクリアした。燃料スラグ中のアメリシウムとプルトニウムの比率は射出鋳造前の値に比較するとやや減少した。

Study on enhanced performance sodium-cooled metal fuel core concepts by adopting advanced fuel and flexible design criteria

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。本研究では、これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度,高MA変換率などの種々の炉心概念を検討することが目的である。これらの炉心概念のうち、本報では高増殖炉心について設計検討を行った。設計条件として、ボイド反応度が8以下、炉心高さが150cm以下、被覆管最高温度は650 C以下で、バンドル部圧損を0.4MPa以下とした。その結果、ブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。

燃料サイクルシステムの技術総括

船坂 英之; 滑川 卓志; 佐藤 浩司; 難波 隆司; 尾形 孝成; 横尾 健*

no journal, , 

実用化戦略調査研究フェーズ2(2001年度2005年度)では、4つの有力な実用化候補概念(先進湿式法+ぺレット法,先進湿式法+振動充填法(スフェアパック),酸化物電解法+振動充填法(バイパック),金属電解法+鋳造法)を選定し、それらの開発計画を提示することを目標として、5つの開発目標(安全性,経済性,環境負荷低減性,資源有効利用性,核拡散抵抗性)への適合可能性を考慮しつつ、各候補概念の設計検討,それに供するデータを得るための各要素試験を進めてきた。これらの4つのサイクル概念に対して、設計要求をできるだけ満足するような実用化プラントの概念設計研究を実施した。この設計研究をもとに、燃料サイクルコスト,TRU回収率,発生廃棄物量などを評価し、これらを設計要求値と比較することで開発目標への適合可能性を評価し、次に国際協力の可能性を含めた技術的実現性を加味したうえで技術総括を行い、有望な候補概念の選定と重点化の方針を検討した。本報告では、フェーズ2で検討対象とした4つの実用化候補概念の各々に対して、設計したシステムの概要,開発目標への適合可能性,開発の現状と技術的課題を示すとともにとりまとめに向けての評価の現状を紹介する。

金属燃料の特性を活かした魅力的な高速炉炉心の検討,1; 高増殖ブランケットレス炉心の検討

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

no journal, , 

液体ナトリウム冷却金属燃料炉心の良好な中性子経済,硬い中性子スペクトル,高い重金属密度などの特性を活かした魅力ある炉心を検討している。その候補概念の一つである高増殖炉心について、燃料組成及び熱流力的な成立性も考慮して設計した。Pu富化度2領域炉心でワイヤ径を0.90mm、集合体数を765体とすることでブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。