ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2025-034, 83 Pages, 2025/12

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日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、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(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという、1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因の調査・検証では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、高温時の溶融実験でのデータ取得方法を検討し、溶解現象の有無を判断する解析フレームワークの構築及び剛体バネモデル解析において、加熱による体積変化を組み込む数値解析手法の構築を実施した。また、(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムとして、実際のペデスタル部の温度・注水履歴の整理を実施し、実験時のコンクリートの曝露条件の決定及び材料選定や膨張量の測定手法の確立を行った。さらに、高温加熱後の水分供給による膨張現象の既往知見を整理した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故時の1号機PCVコンクリートの熱条件を評価するための伝熱予備解析を実施した。また、(2)コンクリート破損に関わる特殊な外部環境要因に対する要素挙動試験と総合試験として、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験の予備試験と金属デブリとコンクリートの反応挙動に関する反応予備試験を実施した。さらに、ウラン酸化物の酸素量に着眼した試験に供するウラン含有亜酸化物を作製した。本研究では、これらの調査・検証により1F1号機固有のコンクリート損傷の発生メカニズムに関わる総合的な知見を蓄積した。

Nuclear heat supply fluctuation test by non-nuclear heating using HTTR

高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。

世界のトップを走るHTTRプロジェクト

塩沢 周策; 小森 芳廣; 小川 益郎

日本原子力学会誌, 47(5), p.342 - 349, 2005/05

http://ci.nii.ac.jp/naid/10014336574

原研では、高温の熱利用による原子力エネルギーの利用拡大を目的として、高温工学試験研究炉を建設し、高効率発電,水素製造等の熱利用を目指した高温ガス炉システムに関する研究開発を進めている。本記事では、HTTRプロジェクトの研究開発を中心に、その経緯,これまでの主要な成果,現状,国際的な動向及び高温ガス炉水素製造システムに関する将来計画等を紹介する。なお、本解説記事は、文部科学省の革新的原子力システム技術開発公募事業「高温ガス炉固有の安全性の定量的実証」に関する技術開発の一環として実施された成果、並びに、文部科学省から原研が受託して実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」により得られた成果の一部である。

核熱利用システムの現状と将来動向

稲葉 良知; 文沢 元雄; 菱田 誠; 小川 益郎; 飯塚 隆行; 有富 正憲*; 神前 康次*; 桑原 信一*; 野村 眞一*; 村上 信明*; et al.

JAERI-Review 96-007, 87 Pages, 1996/05

JAERI-Review-96-007.pdf:2.66MB

本来核エネルギーの持つ大きな可能性を、長期的な世界のエネルギー需給において現実に利用可能なものとしていくためには、核熱利用の様々な可能性を具体的な利用システムとして構築していく必要がある。本報告書では、このような課題に対し、核熱利用システム導入の前提条件と導入シナリオについて検討した。特に、高温核熱と石炭改質を組み合わせたシステムに重点を置いてシステムの設計検討と評価を行った。その結果、本システムでは炭酸ガス排出量を従来のシステムに比べて抑制できる反面、その経済性については炭酸ガス課税がキーポイントになることがわかった。

Future potential of nuclear heat utilization in energy, economy and environment

田所 啓弘; 佐藤 治; 安川 茂; 林 敏和*

Nucl. Eng. Des., 136, p.211 - 217, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(92)90131-E

小型モジュール型高温ガス炉が経済的競合力を有するための条件及び高温核熱利用のエネルギー・環境面からみた役割について検討し、以下の結論を得た。小型モジュール型高温ガス炉はモジュラー化、安全系の設計簡素化などによりスケール指数0.7程度が可能であれば、習熟のスロープが0.9程度でも大型炉と充分に競合しうることが示された。また、電力市場においては、需要地近接立地を想定すれば、建設費及び運転維持費が大型炉の1.4倍高くなっても、石炭火力やLWR発電と比較して完全な競争力を有することが判った。更に、高温核熱を化石燃料の改質、水素製造、メタノール合成等に利用することにより、石油輸入量を低く抑え、SO,NO,CO排出消滅にも多大に寄与する可能性があることが示された。

Research and development of high-heat temperature resistance type mineral insulated cables for severe accident in LWR

中野 寛子; 武内 伴照; 広田 憲亮; 井手 広史; 塙 正成*; 土谷 邦彦

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故以来、過酷事故時の原子力発電所の状況を監視するために研究開発を行った。過酷事故時には、原子炉容器が高温・高放射線に曝されることから、原子炉容器内の温度や圧力を長時間測定することが困難になる可能性がある。そのため、耐放射線性及び耐熱性に優れた無機絶縁(MI)ケーブルの開発が必要である。本研究では、過酷事故模擬環境下でも使用可能なMIケーブルを開発するために、過酷事故模擬条件においてMIケーブルの電気特性及び腐食特性を評価した。その結果、過酷事故模擬環境下でも使用可能な高温MIケーブルとして、ニッケル合金をシース材に用いたMIケーブルを提案できる見通しが得られた。