高温ガス炉向けRPV冷却システムの開発

高松 邦吉

革新的冷却技術; メカニズムから素子・材料・システム開発まで, p.179 - 183, 2024/01

高温ガス炉は優れた安全性を有しており、原子炉冷却材が喪失するような事故時においても、炉心における崩壊熱や残留熱を原子炉圧力容器(RPV)外表面から放熱でき、燃料温度は制限値を超えることなく静定する。一方、RPVから放出された熱を最終ヒートシンクまで輸送する冷却システムに関しては、ポンプ等による水の強制循環を用いた能動的システムや、大気の自然循環を用いた受動的システムが提案されている。しがしながら、冷却性能が動的機器の動作や気象条件の影響を受けるという課題があった。本稿では、これらの課題解決を目的に提案されている放射冷却を用いた新たな冷却システム概念の概要や、当該概念の成立性確認を目的とした解析と実験の結果を紹介する。

事故時の原子炉圧力容器及び炉内構造物の解析評価に用いる強度特性データ集

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB

発電用原子炉である軽水炉において、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム,炭化ホウ素,ステンレス鋼,ニッケル合金,低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率,比熱,密度)や材料特性(熱膨張係数,ヤング率,ポアソン比,引張,クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。

Constraint effect on fracture mechanics evaluation for an under-clad crack in a reactor pressure vessel steel

下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/PVP2020-21441

JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。

A Rapid evaluation method of the heat removed by a VCS before rise-to-power tests

高松 邦吉

Journal of Thermal Science, 24(3), p.295 - 301, 2015/06

https://doi.org/10.1007/s11630-015-0787-x

出力上昇試験前、原子炉圧力容器(RPV)からの放熱量、または炉容器冷却設備(VCS)による除熱量の実測値は当然得ることができない。よって、高温工学試験研究炉(HTTR)が供給する原子炉出口冷却材温度を出力上昇試験前に評価することは運転員にとって困難である。一方、原子炉出口冷却材温度が967 (C)に達すると、原子炉スクラムに至るため、RPVからの放熱量やVCSによる除熱量の実測値が出力上昇試験中に変化した場合、原子炉出力100(%)時, 30(MW)時におけるVCSによる除熱量が幾らになるのか、原子炉出口冷却材温度が幾らになるのか、運転員は直ぐに評価する必要がある。そこで本論文では、運転員が迅速にVCSによる除熱量を評価できる方法を提案する。

Post-irradiation annealing and re-irradiation technique for LWR reactor pressure vessel material

松井 義典; 井手 広史; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 石川 和義; 阿部 新一; 井上 修一; 清水 道雄; 岩松 重美; 渡辺 直樹*; et al.

KAERI/GP-195/2002, p.33 - 40, 2002/00

最近の軽水炉圧力容器材の照射損傷研究では中性子照射効果の焼鈍による回復効果の研究が行われており、JMTRを用いた照射試験と照射済試料の焼鈍さらに焼鈍後の照射効果の研究が計画された。このため、材料試験炉部では照射後に試料の焼鈍と交換を行い、その後、さらに再照射が可能なキャプセルを開発した。本再照射キャプセルの開発には、交換可能な内部キャプセルから延びた熱電対のシース線の接続を着脱可能にするための気密コネクタと、試料交換のためのキャプセル底部プラグに使用するメカニカルシールの技術開発が必要であった。開発・製作した再照射キャプセルによる照射試験は、照射されたキャプセルのカナルでの取扱いやホットセル内での遠隔操作による試料交換を計画通り実施でき、再照射の際の試料温度も目標範囲を満足するなど、開発目標を達成することができた。

Quench of molten aluminum oxide associated with in-vessel debris retention by RPV internal water

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

NEA/CSNI/R(98)18, p.243 - 250, 1999/02

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施した。本実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムをシビアアクシデント時に生成される溶融炉心模擬物として用い、水で満たした圧力容器下部ヘッド試験容器に投入した。実験後に実施した種々の試験及び試験容器壁の熱応答から、固化した酸化アルミニウムと試験容器壁との境界にギャップが形成されたことが明らかになった。原研で開発を進めている圧力容器内溶融炉心冷却性解析コードCAMPを用いて実験後解析を実施した。酸化アルミニウム及び試験容器の熱的挙動に及ぼす境界ギャップの影響を調べ、境界ギャップの存在を仮定することにより、試験容器壁の初期温度上昇を定性的に再現可能であることを確認した。

軽水炉圧力容器の寿命予測評価と材料試験上の課題

中島 伸也; 中島 甫; 近藤 達男

JAERI-M 84-208, 25 Pages, 1984/11

JAERI-M-84-208.pdf:0.95MB

軽水炉圧力容器の寿命予測評価のため、特に材料試験データに主眼をおいた基本的予測計算プログラム(RPVLE-I)を作成した。このプログラムは多くの仮定を設けることを前提としており、試計算の結果、材料試験上の課題として次のことが明らかとなった。(1)定常状態における高応力比の繰り返し数および応力幅は寿命に大きく影響する。(2)非破壊検査の検出限界は材料の破壊靭性値や腐食疲労などによるき裂進展速度などと組合せて決める必要がある。(3)初期の破壊靭性値は望ましい最低値が存在する。(4)KthあるいはKisccなどのデータ蓄積が寿命計算上重要である。(5)高温高圧下での新しいき裂モニタ法、き裂開閉口および水化学分析に関する技術の検討が必要である。

Development and systematic application of surface inspection methods used for in-service inspection of reactor pressure vessel

二村 嘉明; 鎌田 裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(10), p.750 - 763, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jnst.16.750

原子炉圧力容器のISIでは、クラックの事例や破壊力学からも表面検査を体積検査と同等以上に重視する必要がある。JPDRでは表面検査に重点をおいて遠隔Bore Scope Method及び遠隔Smeck Methodにより圧力容器のISIを1968年以来3回実施して来た。両法では、それぞれ3回共ほぼ同じ結果が得られ、且つその方法の有効性も立証された。遠隔Smeck法の検出能力(深さ)は1mm、位置の再現性は3mmであることが立証された。また、Shadowing Broe Scope Methodの開発により、表面欠陥検出能力及び精度の向上が示された。JPDRのISI結果より、ISI法のSystem化が欠陥の検出精度及び定量評価の向上に寄与するものと考えられる。

受動的冷却機能を持つ原子炉圧力容器冷却設備に関する研究

高松 邦吉; 舩谷 俊平*; 坂野 雅樹*

no journal, , 

自然災害により発生した福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)の後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで福島事故のようにヒートシンクを喪失することもなく、動的機器及び非常用電源等も必要とせず、事故時の崩壊熱を受動的に除去できる、極めて信頼性が高く、メルトダウンが起こりえない、新たな原子炉圧力容器の冷却設備(以下、RPV冷却設備)を提案する。一方、外気の自然循環を用いた除熱方法は、外乱の影響を受けやすいため、自然災害が発生した場合、除熱能力が著しく減少する可能性がある。そこで本研究では、自然対流や自然循環よりも、できるだけ放射冷却や輻射を用いたRPV冷却設備を開発した。放射冷却を用いたRPV冷却設備は、自然災害発生時でも、安全に確実に除熱できることを実証した。