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高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12
日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。
小澤 正明*; 天谷 政樹
日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.185 - 200, 2020/12
発電用軽水炉(LWR)では、冷却材喪失事故時に炉心の冷却可能形状を維持するとともに放射性核分裂生成物の公衆及び環境への放出を最低限にするために設計された非常用炉心冷却系(ECCS)が設けられている。LWR用ECCSに関する規制基準は、設計上の安全機能及び性能の評価並びに安全評価結果の安全裕度を確保するために定められている。日本における現在の基準は1981年に定められ、これは旧基準に対し当時の知見を加えたものである。この基準制定以降、燃料被覆管の材質、設計等を変えることで燃料燃焼度が進展し、これに伴い高燃焼度燃料のLOCA時の安全性を評価する研究を通して更に知見が蓄積されてきた。本論文では、日本の現行のECCS基準の高燃焼度燃料への適用性に関する最近の研究成果と今後の課題をまとめた。現在までに得られている研究成果によれば、燃焼度進展がLOCA時の被覆管酸化や急冷時破断限界に及ぼす影響は小さく、現行基準が高燃焼度燃料にも適用可能であることが分かった。
鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08
Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05
酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。
深谷 裕司; 西原 哲夫
Nuclear Engineering and Design, 307, p.188 - 196, 2016/10
被引用回数：4 パーセンタイル：36.53(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の高燃焼度、熱効率による高レベル放射性廃棄物の減容及び処分場専有面積の低減効果の研究を行った。ヘリウム冷却黒鉛減速商用高温ガス炉はGTHTR300として設計され、その特徴には、120GWd/t程度の非常に高い燃焼度、50%程度の高い熱効率、およびピンインブロック型燃料があげられる。このピンインブロック型燃料は再処理時の黒鉛処理量低減のために導入された経緯があり、本研究では、この特徴を直接処分に利用した効率の高い廃棄物装荷法を提案する。結果として、直接処分に対し、高温ガス炉の発電量当たりのキャニスター発生体数とその処分場専有面積は、軽水炉の代表ケースに対し60%減となることが分かった。これは、高い燃焼度、発電効率、少ないTRU発生量と提案した効果的な廃棄物装荷法によるものである。一方で、再処理時の高レベル廃棄物のキャニスター発生体数とその処分場専有面積に関しては、発電効率の30%程度高い高温ガス炉のものが軽水炉に比較し30%低減することが確認できた。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.53 - 62, 2016/09
軽水炉用改良型燃料について、現行の安全基準の妥当性及び安全余裕を評価するため、また今後の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構ではALPS-IIと呼ばれる原子力規制庁からの委託事業を開始した。この事業は、商用PWR及びBWRで照射された高燃焼度改良型燃料を対象として、主として反応度投入事故及び冷却材喪失事故を模擬した試験から構成されている。最近、高燃焼度改良型燃料のRIA時破損限界がNSRRにて調べられ、パルス照射試験後の燃料を対象とした照射後試験が行われている。LCOA模擬試験に関しては、インテグラル熱衝撃試験及び高温酸化試験が燃料試験施設で行われ、高燃焼度改良型燃料被覆管の破断限界、高温酸化速度等が調べられた。本論文では、この事業で取得された最近のRIA及びLOCA模擬試験結果について主に述べる。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 杉山 智之
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Part.2 (Internet), p.10 - 18, 2015/09
高燃焼度領域での燃料性能を向上させるとともに既設の原子炉の安全性を向上させるため、高耐食性被覆管や核分裂生成ガス放出を抑えたペレットで構成された改良型燃料が事業者や燃料メーカによって開発されてきた。このような改良型燃料の現行の規制基準や安全裕度の妥当性を評価するため、またこれらに係る将来の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構はALPS-IIと呼ばれる新しい研究プロクラムを開始した。このプログラムは、欧州から輸送された高燃焼度改良型燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬試験及び冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験から主に構成されている。本論文では、このプログラムの概要及び現在までに得られているRIA及びLOCA模擬試験結果について述べる。
更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫; 永瀬 文久
Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.633 - 645, 2005/10
NSRRでは軽水炉燃料の反応度事故(RIA)時挙動の研究を行っている。最近実施したOI-10及び-12実験では燃料破損には至らず、OI-11実験では破損時エンタルピが高いという結果を得た。これらの結果は、PWR運転中の耐食性が向上した新型被覆管の性能を反映しており、これらの被覆管を備えた燃料はジルカロイ4被覆燃料に比べてより大きな安全裕度を有すると言える。加えて、大粒径ペレットによる粒界ガス蓄積量の低減は、OI-10実験で観測されたように、RIA時のFPガス放出量を抑制し得る。VA-1実験は燃焼度78MWd/kgUのMDA被覆PWR燃料に対して実施した。高い燃焼度及び約81
mという厚い酸化膜にもかかわらず、破損時エンタルピは燃焼度50
60MWd/kgUで40m程度の酸化膜を持つ燃料に対する結果と同程度だった。この結果は、ペレットの固体熱膨張がPCMIの主要因であるため、ペレット周辺部の高燃焼度組織(リム組織)が破損時エンタルピの低下に及ぼす影響は小さいことを示唆している。
関本 博*
JAERI-Tech 2005-008, 111 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-008.pdf:15.9MB
CANDLE燃焼は原子炉の新しい燃焼法であり、これを採用すると、燃料領域は、燃焼に伴い核種数密度や出力の空間分布を変えることなく、軸方向に出力と比例した速さで移動していく。燃焼反応度制御のための装置は不要であり、燃焼が進んでも反応度も炉特性も変化しない。安全はもとより安心を与える原子炉と言えるであろう。この燃焼法を中性子経済に優れる高速炉に適用すると、取替新燃料として濃縮ウランやプルトニウムを必要としなくなり、新燃料として用いた天然ウランや劣化ウランの約40%が燃える。われわれは既に大量の劣化ウランを保有しているが、これを用いれば、ウラン採鉱も濃縮施設も再処理施設も無しに、何百年も原子力を利用し続けることができる。また燃焼度の高い分、使用済み燃料の量も飛躍的に少なくなる。このような高燃焼度を達成するためには革新的な燃料を開発する必用がある。これには多くの時間がかかるであろうが、被覆材を交換するだけの簡易再処理を採用すれば、上記のシナリオは容易に達成できる。高速炉への本燃焼法の適用には幾つかの技術開発を必要とするが、ブロック燃料を用いた高温ガス炉ならほとんど技術開発無しに適用することが可能である。本書では、高温ガス炉と中性子経済に優れる高速炉への適用についての研究について説明する。
杉山 智之; 更田 豊志; 小澤 正明*; 永瀬 文久
Proceedings of 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, p.544 - 550, 2004/09
改良被覆管を備えた燃焼度約60GWd/tのPWR UO
燃料を対象として2回の反応度事故模擬実験を行った。MDA被覆及び大粒径(約25m)ペレットを備えた燃料棒に対しピーク燃料エンタルピー条件435J/gで実施したOI-10実験では、約0.7%の被覆管周方向残留歪が生じた。一方、ZIRLO被覆及び従来ペレットの燃料棒に対して行ったOI-11実験では、燃料エンタルピーが500J/gに達した時点でペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)による燃料破損が生じた。発熱部全長に及ぶ縦割れが被覆管に生じ、微粒子化した燃料ペレットが冷却水中に放出された。破損時の燃料エンタルピーは、当該燃焼度に対するPCMI破損しきい値209J/gを大きく上回っていた。本実験の結果は、従来のジルカロイ4と比較し、耐食性が向上した被覆管がPCMI破損に対してより大きな安全余裕を持つことを示した。
片西 昌司; 武井 正信; 中田 哲夫*; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.67 - 75, 2004/03
日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)の開発経験をもとに、実用高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計研究を進めており、その一環として、燃料棒の構造設計を実施した。2種類の燃料棒構造を考案し、照射中に予想される変形や応力に対する構造強度検討,流路圧力損失,製作性等の観点で比較を行い、成立性を確認した。第一の構造は、燃料棒に支持用スペーサを取り付け流路内での水平方向支持を行うものであり、第二の構造は、燃料棒を装荷する流路の内壁に燃料棒支持用のリブを設けるものである。どちらも構造強度上は成立性があり、圧力損失及び製作性の観点で第一の構造が有利であるとの結論を得た。今回の燃料棒としての構造検討結果と既に報告した被覆燃料粒子の健全性評価結果とを併せて、GTHTR300用の高燃焼度燃料の構造を決定し、その成立性を明らかにした。
ホット試験室
JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01
JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB
本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。
永瀬 文久; 谷本 政隆*; 上塚 寛
IAEA-TECDOC-1320, p.270 - 278, 2002/11
高燃焼度燃料のLOCA時挙動を評価するための基礎データを取得することを目的に、原研は体系的な研究計画を進めている。これまでに、非照射被覆管を用いた高温酸化試験を実施し、酸化速度に対する予備酸化と予備水素吸収の影響を分離的に調べた。また、被覆管の急冷時耐破断特性に及ぼす予備水素吸収の影響を調べるためにLOCA条件を模擬した「総合的な熱衝撃試験」を行った。試験の結果、軸方向拘束のない条件下では、破断限界となる酸化量に、予備水素吸収の影響が見られないことが示された。一方、拘束される条件では、予備水素吸収により破損限界酸化量が低下することが判明した。
大久保 努; 鈴木 元衛; 岩村 公道; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10
出力300MWe程度の小型低減速スペクトル炉(RMWR)概念の検討を進めている。炉心の設計としては、1を超える高転換比達成のために、高い炉心平均ボイド率のBWR型炉概念に基づいた稠密格子燃料棒配列を導入した。同時に、負のボイド反応度係数の達成も要求され、非常に扁平な短尺炉心概念採用した。この炉心の設計は、炉心の自然循環冷却を可能とするうえでも不可欠なものである。この炉心の設計で、60GWd/tの燃焼度と24ヶ月の運転サイクルも達成可能である。システムの設計としては、自然循環冷却に加え、受動的安全機能を採用してシステムの単純化を図ることを、プラントコストを低減させる基本的な方策とした。その例として、ポンプを使用する高圧注水系を受動的な蓄圧注水系に変更して、非常用ジーゼル発電機を削減することができ効果的にコスト低減を行った。これにより関連機器のコストを20%低減出来た。また、RMWRのMOX燃料のプルトニウム富化度は約30wt%で高燃焼度となるため、燃料安全評価を実施し、先ず熱的な成立性の観点から許容範囲内であるとの結果が得られた。
中田 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-066, 51 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-066.pdf:7.79MB
高温ガス炉ガスタービン発電システム(以下、GTHTR300)は、熱出力600MWtで固有の安全特性を有する高温ガス炉と50%近い高い熱効率を持つガスタービンを組み合わせてモジュール化することにより、簡素で経済性に優れた発電システムとしたものである。本報告では、その炉心の核設計に用いた手法の概要と設計結果の特長を示す。GTHTR300では、燃料交換間隔2年・90%以上の稼働率確保,取り出し平均燃焼度12万MWd/t,初期及び残存ウラン濃縮度を極力低くするといった厳しい設計目標を設定している。これに対して本設計では高性能の燃料やサンドイッチシャッフリングという新しい燃料交換方式を採用し、ほぼ目標に近い性能を確保することができた。
岩村 公道; 大久保 努; 与能本 泰介; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
日本における持続的なエネルギー供給を確保するため、低減速スペクトル炉(RMWR) に関する研究開発を進めている。RMWRは、成熟した軽水炉技術に基づいて、高燃焼度,長期サイクル,プルトニウムの多重リサイクル,ウラン資源の有効利用等の有用な特性を実現可能である。中性子の減速を抑えて転換比を向上させるために、稠密に配列されたMOX燃料棒の集合体が用いられる。燃焼度60GWd/tでサイクル長24ヶ月の自然循環冷却の330MWe小型RMWR炉心の概念設計が完了した。本炉心設計では、1.01の増殖比と負のボイド反応度係数が同時に達成されている。プラントシステムの設計では、経済性を向上させるために受動的安全機能が採用されている。現時点では、能動的及び受動的機器を組み合わせたハイブリッド型と完全受動安全型を候補として検討している。既に前者に関しては、原子炉機器のコストを下げるとの評価が得られている。
ホット試験室
JAERI-Review 2001-044, 95 Pages, 2001/12
JAERI-Review-2001-044.pdf:6.55MB
本報告書は、平成12年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第二発電所1号機で照射されたBWR燃料集合体の照射後試験を開始した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験,岩石型燃料の照射後試験,JNC・常陽炉で照射された混合炭窒化物燃料の照射後試験を実施した。WASTEFでは陸域における放射性核種の移行挙動等に関する研究,バリア性能研究及び再処理施設新材料耐食安全性実証試験等を実施した。ホットラボでは、NSRRパルス照射燃料,軽水炉用圧力容器鋼材及び核融合炉用材料等について、各種の照射後試験を行った。
大久保 忠恒*; 佃由 晃*; 上村 勝一郎*; 村井 健志*; 後藤 健*; 土井 荘一*; 千田 康英*; 高阪 裕二*; 木戸 俊哉*; 村田 保*; et al.
日本原子力学会誌, 43(9), p.906 - 915, 2001/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)我が国の原子力発電では、ウラン資源の有効活用及び稼働率向上を目的として、高燃焼度化が進められており、その一環として通商産業省の支援のもと高燃焼度燃料等確証試験が実施されている。PWRにおいては、高燃焼変化が2段階のステップを踏んで進められており、ステップI燃料(~48GWd/t)は平成元年から使用が開始されている。本報告では、関電(株)高浜3号機で照射されたステップI燃料について照射後試験を行い、その照射挙動について解析・評価を行った。その結果、ペレット,燃料要素,被覆管及び燃料集合体の照射挙動は従来燃料の挙動データから予測される範囲であり、特異な挙動は見られないことが確認され、ステップI燃料の健全性・信頼性を確証することができた。
北野 剛司*; 更田 豊志; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-041, 24 Pages, 2001/08
JAERI-Research-2001-041.pdf:2.75MB
水素化物リム生成が被覆管の円周方向機械特性に与える影響を定量的に評価するために、人工的に水素化物リムを生成させた被覆管の改良リング引張試験を実施した。室温における試験の結果、水素化物リムは脆く、変形初期において亀裂が生じるため、破断歪みは水素化物リム厚さの増加とともに著しく減少することがわかった。一方、573Kにおける破断歪みは、リム部の水素化物密度にも依存し、比較的厚い水素化物リムが生成していても、その密度が低い場合は大きな値を示した。延性-脆性のしきいとなる水素化物密度があり、そのしきい密度が温度とともに大きくなるため、水素化物密度の小さいリムは延性を示し、その結果、比較的厚い水素化物リムが生成している場合でも破断歪みは大きくなると考えられる。
永瀬 文久
最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.148 - 155, 2001/06
冷却材喪失事故(LOCA)時には、被覆管温度は800~1400Kに達し、緊急炉心冷却系(ECCS)により冷却されるまで、数分間高温に保たれる。温度上昇に伴い、燃料棒は膨れ・破裂する。また、被覆管は高温で水蒸気により酸化され、酸化の程度が著しい場合には脆化する。脆化した被覆管は、ECCS水により冷却される際の熱衝撃や機械荷重によって破断、破砕する可能性がある。本報告においては、主なLOCA時挙動である被覆管の膨れと破裂、高温酸化、脆化について解説するとともに、燃料の高燃焼度化がLOCA時燃料挙動に及ぼす影響に関する最近の研究成果を紹介する。
