もんじゅ燃料体取出し作業報告書; 2020年度の「燃料体の取出し」作業

塩田 祐揮; 有吉 秀夫; 塩濱 保貴; 磯部 祐太; 竹内 遼太郎; 工藤 淳貴; 花木 祥太朗; 浜野 知治; 高木 剛彦

JAEA-Technology 2022-019, 95 Pages, 2022/09

JAEA-Technology-2022-019.pdf:7.59MB

もんじゅ廃止措置計画の第1段階では「燃料体取出し作業」を行う。燃料体取出し作業では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体(以下「模擬体」という。)等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、4つのキャンペーンに分けて炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。本作業報告書は、全4キャンペーンのうち、第3キャンペーンの「燃料体の取出し」作業について纏めたものである。第3キャンペーンにおける「燃料体の取出し」作業では、炉心に装荷されていた72体の炉心燃料集合体と74体のブランケット燃料集合体(合計146体)を炉心から取出し、炉外燃料貯蔵槽へと貯蔵した。また、炉外燃料貯蔵槽にあった模擬体(145体)及び固定吸収体(1体)(合計146体)を炉心へ装荷した。その間、13種類、36件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響しない想定内事象であった。よって、燃料体落下等の重大な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止する可能性がある事象は発生していない。また、機器の動作・性能に係る不具合に対しては直接要因を除去し、安全を確保した上で作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりであるため、標準化が進んだ軽水炉の燃料取扱設備のように多くの経験は無い。そのため、様々な事象を想定し、それを基に事象が発生する頻度をできる限り抑える対策、工程影響を最小化する復旧策を施した。

多様な冷却系システムの熱流動評価

大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*

JNC TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB

実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。

モンテカルロ法を用いた充填模擬法による3次元剛体球空間分布計算コード: MCRDF

村田 勲*; 森 貴正; 中川 正幸; 白井 浩史*

JAERI-Data/Code 96-016, 79 Pages, 1996/03

JAERI-Data-Code-96-016.pdf:2.81MB

HTGRで用いられている燃料体は、通常、燃料要素としてUOの燃料核をセラミックで被覆した球状燃料体を用いている。従って、この原子炉の設計では、多数の球状燃料体が不規則に配列している体系を取り扱うことになるため、現状では、衝突確率法等の近似を用いて作成した実効断面積を用いるなどして核設計を実施している。本報は、このような球状燃料体を多数含む体系を正確に取り扱うことができるモンテカルロ法に基づく計算に必要な、不規則に配列した球の空間分布を計算するコードについて、その使用方法等をまとめた。このコードにより、多数の球が不規則に配列した体系はもちろん面心立方格子、体心立方格子等の規則配列体系について、体系の統計量、すなわち径方向分布関数(Radial distribution function)、最近接粒子分布(Nearest neighbor distirbution)、2次元径方向分布関数(2-dimensional radial distribution function)、球入射角度分布、隣接球分布等を評価することができる。

Numerical simulation of turbulent heat transfer in an annular fuel channel augmented by spacer ribs

高瀬 和之; 秋野 詔夫

Proc. of the 30th Intersociety Energy Conversion Engineering Conf., 0, P. 95_169, 1995/00

HTTRのようなピン・イン・ブロック型燃料体の場合、冷却材であるヘリウムガスは燃料棒外径と冷却孔内径とで構成される燃料チャンネルを下向きに流れながら加熱される。燃料チャンネルは等価直径が10mm以下の環状流路で、燃料棒と冷却孔とのクリアランスを一定に保つために燃料棒外表面にはスペーサリブと呼ばれる突起が設けられている。本研究はスペーサリブを有する環状燃料チャンネルに対して、3次元乱流解析を行って燃料チャンネルの熱流動特性を数値的に評価したものである。数値予測した燃料チャンネルの熱伝達率や摩擦係数はHENDELにおける従来の実験結果と15%以内の誤差で一致し、本解析で得た数値データは十分な精度で実現象を模擬しているものと考えられた。本研究で明らかにしたスペーサリブ周りの局所の熱伝達率や乱流エネルギー分布等を通して、粗面付き環状流路の伝熱促進機構の解明に大きな成果を得ることができた。

FCAに於ける高転換軽水炉(HCLWR)模擬炉心(Phase-1)の出力分布の測定

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

JAERI-M 91-186, 63 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-186.pdf:1.5MB

高転換軽水炉の炉物理量を把握するために、FCAにウラン燃料及び減速材としてポリスチレンを用いたゾーン型模擬炉心(FCAXIV)を構築した。減速材ボイド率、減速材対燃料体積比及び燃料濃縮度をパラメータに、線計測法により径及び軸方向の出力分布を測定した。板状燃料に対する線計測性の特色を活用して、非均質性を有するセル内の核分裂率微細構造を求めた。さらにこの出力分布からバックリングを求め、計算により求めた移動面積を用いて無限増倍率kを求めた。径方向分布については、どの炉心についてもSRACによる計算値は実験値を過大評価しているが、軸方向については両者は良く一致している。セル内の核分裂率分布の計算値は、実験値を概ね再現しているものの、スペクトルの軟い炉心では過小評価する。無限増倍率kは両者実験誤差内で一致している。

燃料体スタック実証試験部(T)多チャンネル試験結果,V; 流路閉塞試験結果

日野 竜太郎; 高瀬 和之; 宮本 喜晟

JAERI-M 90-163, 45 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-163.pdf:1.16MB

高温工学試験研究炉燃料体の安全性試験の一環として、燃料チャンネルが閉塞したときの燃料体カラム内の流量配分等を調べる試験(流路閉塞試験)をHENDELの多チャンネル試験装置を用いて行なった。試験は、模擬燃料体カラムに設けられた12本の燃料チャンネルのうちの1本を90%閉塞させ、ヘリウムガス雰囲気中で行なった。燃料チャンネルに挿入した模擬燃料棒を加熱しない等温流動条件下では、閉塞させた燃料チャンネルを流れるヘリウムガス流量は平均流量よりもかなり少なく、平均流量に対する偏差はレイノルズ数が約2300から14000において28%~33%であった。加熱した場合には等温流動下ほどの減少はみられなかった。これは、黒鉛ブロックを介して各燃料チャンネル間をかなりの熱が移動して、チャンネルの加速損失が変化するためと考えられる。

HTTR燃料体からのセシウム放出割合の評価法

沢 和弘; 岡本 太志*; 佐々木 克徳*; 塩沢 周策

JAERI-M 90-063, 42 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-063.pdf:1.2MB

高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)の通常運転時における燃料体からの金属性核分裂精製物(セシウム)の放出割合を評価するための解析モデル及びパラメータ(拡散計数及び吸着平衡係数)についてまとめた。本解析モデルに基づくCs-137の放出割合の計算はTRAFICコードを用いて行い、その値は、スィープガスキャプセル照射試験及びOGL-1燃料体照射試験における測定値と同程度か約1桁大きい値しなった。従って、本解析モデル及びパラメータは、十分保守的でありHTTRの設計及び安全解析に十分適用できるとの結論を得た。

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,V; HENDEL多チャンネル試験装置による高温試験結果

日野 竜太郎; 丸山 創; 高瀬 和之; 宮本 喜晟; 下村 寛昭

日本原子力学会誌, 31(4), p.470 - 476, 1989/04

https://doi.org/10.3327/jaesj.31.470

高温ガス炉(VHTR)燃料体の熱設計および安全性の評価に寄与するため、大型ヘリウムガスループ(HENDEL)の燃料体スタック実証試験部(T)に12本の電気加熱方式の模擬燃料棒を挿荷した燃料体1カラムの実寸大模型「多チャンネル試験装置」を用いて、ヘリウムガスを1000Cまで加熱する高温試験を行った。本報は、模擬燃料体カラム内の発熱分布を均一にした場合と、傾斜状に変化させて実機燃料体カラム内の発熱分布を模擬した場合の高温試験結果について報告するものである。12本の模擬燃料棒の発熱量を均一にした試験では、ヘリウムガスはほぼ一様に配分されること、熱放射による伝熱量が相当に多いこと、模擬燃料棒の熱伝達率は既報の整理式とよく一致することが明らかとなった。また、燃料体カラム内の出力を傾斜させた試験結果をもとに燃料ブロック内温度分布の数値解析を行った。

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,(I); HENDEL 1チャンネル試験装置による一様発熱試験の結果

高瀬 和之; 丸山 創; 日野 竜太郎; 菱田 誠; 井沢 直樹; 下村 寛昭

日本原子力学会誌, 28(5), p.428 - 435, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.28.428

多目的高温ガス実験炉(VHTR)の炉心燃料体を実寸規模で模擬した燃料体スタック実証試験部(T)を用いて、実験炉と同等の高温高圧のHeガスの条件のもとで、伝熱流動試験が行われている。本報は、燃料体スタック実証試験部のうちの1チャンネル試験装置で得られた試験結果について報告するものである。試験条件は流路入口で290~620K、0.4~4.0MPa、発熱量は最大90kW、環状流路の内外径比は0.865である。また、使用した模擬燃料棒は、軸方向に一様な発熱分布を有している。本試験の結果、模擬燃料棒の摩擦計数と熱伝達率は、平滑環状流路の値に比べてそれぞれ約20%、約15~60%高い値を示した。この原因としては、模擬燃料棒の表面に取り付けたスペーサ・リブの効果によるものと考えられる。

燃料体スタック実証試験部(T):1チャンネル試験装置の試験結果; 第1報,軸方向に一様発熱分布を有する場合

高瀬 和之; 丸山 創; 日野 竜太郎; 菱田 誠; 井沢 直樹; 田中 利幸; 下村 寛昭

JAERI-M 85-084, 41 Pages, 1985/06

JAERI-M-85-084.pdf:1.09MB

多目的高温ガス実験炉(VHTR)の炉心燃料体を実寸規模で模擬した燃料体スタック実証試験部(T)では、実験炉と同等の高温高圧のHeガスの条件のもとで伝熱流動試験を実施している。本報は、燃料体スタック実証試験部のうちの1チャンネル試験装置で得られた試験結果を整理したものである。試験条件は、入口温度290~620K、入口圧力0.4~4.0MPa、流量1.0~44g/s、発熱量は90kWである。また、使用した模擬燃料棒は、軸方向に一様な発熱分布を有している。本試験の結果、模擬燃料棒の摩擦係数と熱伝達率は、レイノルズ数が2,000以上の範囲では平滑環状流路の値に比べて、それぞれ約20%、約15~60%高い値を示した。この原因としては、模擬燃料棒の表面に設置してあるスペーサ・リブが乱流促進体として有効に作用していると考えられる。