海外炉を用いた中性子照射試験,1; キャプセル温度制御システムを用いた照射試験の検討(共同研究)

高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.

JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB

中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温300Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108454

A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.

Boron chemistry during transportation in the high temperature region of a boiling water reactor under severe accident conditions

三輪 周平; 高瀬 学; 井元 純平; 西岡 俊一郎; 宮原 直哉; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3), p.291 - 300, 2020/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1671913

BWR重大事故における制御材ホウ素の移行挙動を、セシウム及びヨウ素に与える化学的影響の観点から評価するため、高温領域を移行するホウ素の化学挙動を実験的に調べた。核分裂生成物放出移行再現実験装置を用いて水蒸気雰囲気にて酸化ホウ素試料の加熱実験を実施した。放出した酸化ホウ素蒸気は1,000K以上においてステンレス鋼への凝集により多量に沈着した。さらに、この酸化ホウ素の沈着物、もしくはホウ素蒸気種とステンレス鋼が1,000K以上において反応することで、安定な鉄-ホウ素の複合酸化物(FeO)BO化合物を形成することが分かった。この結果は、重大事故時において、破損したBWR制御ブレードから放出されるホウ素は圧力容器内等の高温領域に保持されることを示している。このことから、セシウム蒸気がホウ素の沈着物と反応することで低揮発性のホウ酸セシウム化合物を形成し、圧力容器から低温領域に移行するセシウム蒸気が減少することなどが可能性として考えられる。

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.09.063

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

小型軽量化を極限まで追求した超安全・超小型原子炉の研究,原子力基礎研究 H11-002(委託研究)

神戸 満*; 角田 弘和*; 三島 嘉一郎*; 川崎 亮*; 岩村 公道

JAERI-Tech 2003-016, 68 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-016.pdf:4.37MB

本研究は、月面用の超安全・超小型原子炉RAPID-L(ウラン窒化物燃料リチウム冷却高速炉:電気出力200kW)に関するものである。原子炉はリチウム冷却の高速炉で、熱電変換システムにより発電し、廃熱はラジエーターパネルからの放射によって逃がす。RAPID-Lでは10年間連続運転が可能なウラン窒化物燃料の炉心を採用している。さらにRAPID燃料交換方式を採用する。これはカートリッジ式の一体型炉心を使う方式で、月面上でも迅速容易な燃料交換を可能にしている。したがって燃料交換後さらに10年間の運転が可能になる。本原子炉では従来型の制御棒を削除し、液体ポイズンのリチウム-6を使用する反応度制御装置(Lithium Expansion Module: LEM),原子炉停止装置(Lithium Injection Module: LIM)及び原子炉起動装置(Lithium Release Module: LRM)を採用し、無人での完全自動運転を可能とした。原子炉は総重量7.6tonで、通常のロケットにより1回で打ち上げが可能な寸法及び重量である。原子炉構造は直径2m,高さ6.5mである。信頼性向上のため可動機器を削除する方針で、エネルギー変換方式としては筆者らが開発中の高性能熱電変換システムを採用する。

Safety shutdown of the High Temperature Engineering Test Reactor during loss of off-site electric power simulation test

竹田 武司; 中川 繁昭; 本間 史隆*; 高田 英治*; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.986 - 995, 2002/09

https://doi.org/10.3327/jnst.39.986

HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速,ヘリウムガス冷却型の日本で初めての高温ガス炉である。HTTRは、2001年12月7日に初めて定格運転で全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、スクラムを伴う異常な過渡変化のシミュレーション試験を30MW運転からの商用電源の手動遮断により実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機,加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。16対の制御棒は、設計値(12秒)以内で重力落下により炉心に2段階で挿入した。商用電源喪失から51秒で、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後40分で、炉心黒鉛構造物(例えば、燃料ブロック)の過渡な熱衝撃を防止するため、補助ヘリウム循環機2台のうち1台を計画的に停止した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。HTTR動的機器のブラックアウトシーケンスは設計通りであった。商用電源喪失シミュレーション試験により、スクラム後のHTTRの安全停止を確認した。

HTTR出力上昇試験の制御特性試験計画

中川 繁昭; 齋藤 賢司; 本間 史隆; 橘 幸男; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-009, p.88 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-009.pdf:6.19MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)の出力上昇試験における制御特性試験は、出力上昇段階において初めて実施可能な加圧水温度制御系、原子炉入口温度制御系、原子炉出力制御及び原子炉出口温度制御系を対象とした試験である。これらの制御系に対して、定値制御特性及び外乱応答特性を明らかにするための試験計画を立案した。この試験によりHTTRの制御特性が明らかになるとともに、比例ゲイン及び積分時定数等の通常運転における制御定数が決定される。また、試験のため原子炉に人為的に外乱を与えることから、試験実施時の安全確保について必要な検討を実施した。本報告書は、HTTR出力上昇試験における制御特性試験の内容及び試験実施時の安全性について検討した結果をまとめたものである。検討の結果、制御特性試験を安全かつ効率的に実施できる見通しを得るとともに、試験対象の制御系について外乱に対する安定領域を明らかにすることができた。

高温工学試験研究炉の本設中性子源に対する取扱い技術の確立

竹田 武司; 飛田 勉*; 茂木 春義; 五味 邦博*

JAERI-Tech 99-053, 57 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-053.pdf:2.91MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の本設中性子源(NS)には、優れた中性子収率を有し、使用温度(約600C)で安定なCfを用いた。NSは、フランスで製作し、日本アイソトープ協会のホットケーブに移送後、放射性同位元素輸送容器から取り出した。NSをホルダに入れることにより、遠隔での取り扱いによるNSの交換を可能にした。NS入りホルダは、放射性同位元素移動容器に収納してHTTRに移送した。HTTRのメンテナンスピットにおいて、マニプレータを遠隔操作することにより、新たに考案したNS用取り扱い治具を介して、ホルダを制御棒案内ブロックのNS挿入孔に装荷した。炉心とメンテナンスピット間の制御棒案内ブロックの移動は、燃料交換機を用いて行った。提案した取り扱い手順で、NSはHTTRの炉心に安全かつ確実に装荷でき、HTTRのNSに対する取り扱い技術を確立した。

HTTR(高温工学試験研究炉)系統別・総合機能試験

田中 利幸; 大久保 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦; 竹田 武司; 坂場 成昭; 齋藤 賢司

日本原子力学会誌, 41(6), p.686 - 698, 1999/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.41.686

日本原子力研究所では、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTR(高温工学試験研究炉)の建設が進められている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850C、高温試験運転時950Cの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉で、燃料・材料等の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。HTTRでは、プラントを構成する全設備が燃料を装荷できる状態に仕上がっていることを確認するため系統別・総合機能試験を実施した。試験項目の選定に当たっては、本試験が計測制御系統施設を本格的に使用し、正規の操作手順で実施する最初の起動・運転であること、将来高温ガス炉開発のためのデータ取得を行うこと等を考慮した。試験は、1996年10月から1998年4月に渡り、この期間に4回に分けて実施した。試験期間は延べ8ヶ月である。本報では、系統別・総合機能試験における主な試験項目とその結果について述べる。

高燃焼度フルMOX PWR炉心の核的検討

久語 輝彦; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 落合 政昭

JAERI-Research 98-059, 40 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-059.pdf:1.73MB

将来型軽水炉の一つのオプションとして、高燃焼度フルMOX PWRの炉心概念の検討を進めている。燃料ピン間隔を13.8mmに広げることにより減速材対燃料体積比を2.6に増加させて、電気出力60万kW、平均取り出し燃焼度100GWd/tを達成する炉心を提案し、核的成立性について検討した。本炉心には、12%の核分裂性プルトニウム富化度を要した。B-10を40%濃縮したホウ酸水を使用すれば、ホウ素タンクの増強をせずに、燃焼反応度の制御は可能である。また、天然ボロンカーバイド(BC)を使用した制御棒クラスターを集合体3体につて1体を設置すれば、2%dk/kk'以上の炉停止余裕を確保することができる。減速材ボイド係数及び減速材温度係数は運転中は負であり、可燃性毒物等の使用は不可欠ではないが、GdO及びErO等の可燃性毒物の使用により、径方向ピーキング係数を約0.1低減できる。