原子力システム研究開発事業
成果報告会開催

原子力システム 研究開発事業 成果報告会資料集

軽水冷却スーパー高速炉に関する研究開発

(受託者) 国立大学法人東京大学
(研究代表者)岡 芳明 大学院工学系研究科原子力専攻 教授
(再委託先)国立大学法人九州大学、独立行政法人日本原子力研究開発機構、東京電力株式会社

1.研究開発の背景とねらい

 軽水炉利用の長期化が見込まれ、使用済み燃料を資源として有効利用することは環境、資源、エネルギー安全保障の点でますます重要になっている。その最大の課題は、軽水炉に勝る経済性を持つ高速炉を開発することである。軽水冷却スーパー高速炉(以下、スーパー高速炉)は、貫流型、超臨界圧水冷却による簡素化、コンパクト化および高い熱効率という利点がある。本事業の目的は、経済性と安全性の向上・環境負荷低減を目標としたスーパー高速炉の概念を開発し、その主要技術に係る研究開発を通して原子力技術基盤の発展に貢献することにある。

2.研究開発成果

2.1 サブテーマ1:プラント概念の構築
 貫流型システムとして合理的な概念を創出することを目標に、燃料・炉心・高温構造設計と制御・安全性検討を実施する。スーパー高速炉の原子炉構造を図1に示す。

2.1.1 燃料・炉心検討
2.1.1.1 燃料・炉心・高温構造設計
 燃料・炉心設計は本事業の中核であり、他の研究課題のリファレンスとなる。
 燃料棒仕様の1次案および基本炉心を設計した。次に局所ボイド反応度を改善した改良炉心を設計した。現在は通常運転中の燃料棒挙動解析および出力密度を向上した炉心設計を進めている。
 燃料棒に囲まれた流路(サブチャンネル)内における流動の非均一性による燃料被覆管表面の周方向温度分布をグリッド計算機に汎用流体解析ソフトを搭載して評価している。まず基本炉心の1/6対称サブチャンネル体系を解析した。次に燃料集合体端の構造的非対称サブチャンネルを解析し、流路形状と被覆管周方向温度分布の関係を検討した。現在は燃料棒出力に分布を付けた熱的非対称サブチャンネルを解析中である。
 スーパー高速炉は冷却水の出入口温度差が大きく、高温構造設計面での検討は避けて通れない。まず構造健全性の課題を検討した。代表的な熱過渡条件で原子炉出口ノズル部および上部支持板部の応力を推定し、その発生メカニズムおよび構造健全性の確保について検討した。現在はシュラウド部を含めた更に詳細な解析によって、構造健全性の課題解決策を具体化・詳細化している。
 スーパー高速炉のバックエンド(燃料再処理および廃棄物処理処分)を含む燃料サイクルシステムとしての可能性を明らかにするために、核変換性能(高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核種を短寿命核種に変換する性能)を解析する。出力・運転サイクル長をPWRの値に補正した場合、スーパー高速炉1基でPWR1.3基分のマイナーアクチノイドを変換できることを示した。現在は超ウラン元素について解析・検討している。これらはバックエンドリスク評価に反映する。
2.1.1.2 核変換性能解析法整備
 核変換性能解析のためのコード群が必要である。軽水炉使用済み燃料に対する燃焼ベンチマーク解析により、使用するコードの妥当性を確認した。最新の核データとスーパー高速炉の仕様に基づく断面積ライブラリを作成した。現在は燃焼計算結果に対する誤差評価手法を整備している。
2.1.1.3 バックエンドリスク評価
 炉心設計や核変換性能解析と連携してスーパー高速炉の環境負荷低減性を評価する。人間健康影響リスク指標と環境影響リスク指標を設定した。処分場仕様決定のために廃棄物組成と発熱量に関する条件を設定し、スーパー高速炉由来の廃棄物埋設条件を決定した。スーパー高速炉のバックエンドリスク指標の計算と検討を進めている。リスク評価にあたって重要な核種の環境中での物理的・化学的振る舞いを予測するための実験データを取得中である。
2.1.1.4 3次元2流体モデルによる熱流動計算コード整備
 3次元2流体モデルによる熱流動計算コードACE-3Dを超臨界圧流体の解析ができるように改良し、サブテーマ2の実験結果などにより検証する。このコードを介して炉心伝熱流動実験データを次段階の本格的な研究開発と設計で利用できる。まず超臨界圧領域を包含する水および模擬流体(フレオン)の物性値ルーチン、燃料集合体形状を効率的に解析するための境界適合格子機能、および壁近傍を細かく取り扱える乱流モデル(低レイノルズ数k-εモデル)をACE-3Dに組み込んだ。このコードによる既往の熱伝達試験の予測性能を評価した。現在は、サブテーマ2の基礎伝熱特性試験および燃料棒群特性試験の条件で解析を進めている。並行して、システム解析に必要な1次元解析機能と3次元解析機能を組み合わせたテスト計算を実施している。
2.1.1.5 原子炉特性に関する考察
 電力ユーザの観点からスーパー高速炉に望ましい原子炉特性について考察する。まず沸騰水型原子炉と先行して研究されている熱中性子炉(スーパー軽水炉)の特徴を参考として、スーパー高速炉の原子炉特性に関して考察すべき項目について検討し、(1)燃料設計、(2)炉心設計、(3)安全性、(4)プラント特性、の4項目を抽出した。これまでに、(1)燃料設計に望ましい特性を考察した。現在は、(2)炉心設計に望ましい特性を考察している。

2.1.2 制御・安全性検討
 スーパー高速炉の制御性・安全性を解明するとともに、燃料・炉心設計へフィードバックする。制御性に関しては、プラントの基本動特性を解析し、これを基に、原子炉出力を制御棒で、主蒸気温度を給水ポンプで、主蒸気圧力を主蒸気加減弁でそれぞれ調整する制御系を設計した。制御系を考慮したプラント安定性解析を実施し、外乱発生時にプラントが定常に収束することを確認した。主蒸気温度変化を低減するために、出力/流量比制御方式を付加した改良型の制御系を検討・設計し、より安定に制御できることがわかった。安全性に関しては、まず安全確保の基本方針および安全系作動方針について検討し、安全系を設計した。異常過渡事象を選定し、解析に必要なシナリオや安全系のモデルを整備した。異常過渡事象を解析し、判断基準が満たされることを確認した。例として外部電源喪失の解析結果を図2に示す。現在は各種パラメータの影響を感度解析によって検討している。また、安全性に関する検討を軽水炉などと比較しつつ進めている。
 スーパー高速炉の原子炉格納容器は沸騰水型軽水炉と同様の圧力抑制型を想定している。高温高圧の超臨界水が圧力抑制プールに放出されるときの格納容器の健全性評価が将来必要になる。粒子法に基づく数値流体力学計算コードの凝縮特性解析への適用可能性について検討するため、まず本コードに模擬流体(フレオン)の物性値を導入し、グリッド計算機を用いて小気泡の凝縮特性を解析することで、圧力挙動や気泡形状などを評価した。現在は大気泡を解析している。

2.2 サブテーマ2:炉心伝熱流動等に関する研究開発
 スーパー高速炉の熱流動設計に用いるデータを実験的に取得する。系統的で多様な実験が容易な模擬流体(フレオン)を用いた試験により、超臨界圧流体の伝熱流動特性、放出・凝縮特性および亜臨界圧の限界熱流束データを取得する。超臨界圧水を用いた試験をおこない、模擬流体の試験結果から超臨界圧水の特性を推定する妥当性を確認する。

2.2.1 模擬流体を用いた炉心伝熱流動等に関する研究開発
2.2.1.1 基礎伝熱特性試験
 模擬流体伝熱流動試験装置と円管試験体を設計・製作した。上昇流と下降流における試験を実施して、擬臨界点を含む広い流体エンタルピー範囲の基礎伝熱流動特性データを得た。実機の定格条件に近い質量速度では、上昇流・下降流ともに正常熱伝達の特性を示し、この流量条件では比較的高い熱負荷であっても熱伝達の急激な劣化は生じにくいことを明らかにした。低い質量速度で熱流束が大きい場合には流動方向で熱伝達に差異がみられ、下降流では熱伝達劣化は生じないものの上昇流では熱伝達劣化が生じて管壁温度が急上昇する結果を得た。
2.2.1.2 燃料棒群特性試験
 簡略な形状のグリッドスペーサを有するバンドル試験体I(図3)を設計・製作し、上昇流の定常試験で基礎データを得た。スペーサ直後の下流域では伝熱が十分促進されることを確認した。バンドル流れでは、基礎伝熱特性試験で得た円管内の同じ上昇流の場合と比較して熱伝達劣化が生じにくいこと、また熱伝達の低下を生じない正常熱伝達では管内流とバンドル流れでほぼ同じ伝熱特性を示すことを明らかにした。現在は、定常試験とともに新たに過渡試験を実施中である。
 窒素ガスを流してバンドル流れを模擬する模擬流動試験装置を製作し、5タイプのグリッドスペーサについて、伝熱と密接に関連する流れの乱れを測定した。流体通過出口部に羽根を取り付けたグリッドスペーサの流れ乱れ効果が最も大きくなることが分かった。これを踏まえて、羽根付きグリッドスペーサを有するバンドル試験体IIを設計した。この試験体を製作中である。
2.2.1.3 亜臨界圧限界熱流束試験
 円管試験により限界熱流束のデータを取得した。臨界圧近傍の亜臨界圧領域で限界熱流束状態が発生しやすいこと、この領域の限界熱流束は従来の限界熱流束の整理式では予測できないことを明らかにした。現在はバンドル試験体Iを用いたバンドル試験を進めている。
2.2.1.4 放出・凝縮特性試験
 模擬流体を使用して超臨界圧の高温蒸気を低圧低温のプール液中に放出し、その際の凝縮挙動の基礎データを取得する試験装置を設計した。現在は装置の製作を進めている。

2.2.2 超臨界圧水を用いた炉心伝熱流動等に関する研究開発
2.2.2.1 基礎伝熱特性試験
 単ピン形状の試験部(図4左)を製作し、定常試験により熱伝達係数評価のための基礎データを取得した。試験結果はACE-3Dコードの検証にも用いる。
2.2.2.2 燃料棒群特性試験
 模擬流体の試験結果などを反映して、燃料棒群特性試験部(図4右)の製作を進めている。

2.3 サブテーマ3:高耐久性燃料被覆管材料等の開発
 スーパー高速炉の被覆管材料に向けたオーステナイトステンレス鋼を開発し、その特性を明らかにする。大きな温度差がつく制御棒案内管などの熱応力軽減のための高耐熱性断熱材料を開発し、その特性を評価する。超臨界水への炉心材料溶出挙動評価手法を開発し、溶出特性の基礎評価を試みる。

2.3.1 炉心材料開発
2.3.1.1 炉心材料開発
 ナトリウム冷却高速増殖炉用に開発されたPNC1520は優れた高温クリープ強度特性を有する。この材料の製造仕様を可能な限り踏襲しつつクリープ特性を損なわずに水環境での耐食性を改良することが、スーパー高速炉用の炉心材料開発の合理的な道筋となる。チタン添加型PNC1520と標準組成PNC1520の試作材に対し高温引張試験および高温クリープ試験をおこなった。得られた0.2%耐力、引張強度ならびに高温クリープ強度は両者の間でほぼ同じであった。超臨界圧水中全面腐食試験の結果(図5)、チタン添加型PNC1520は標準組成PNC1520よりも耐食性が若干劣ることがわかった。また、600℃の場合500℃に比べ腐食量が最大10倍程度増加することがわかった。高温高圧水中低ひずみ速度引張試験(SCC感受性試験)の結果、両試作材に粒界割れ破面は認められなかった。このようにチタン添加型PNC1520は標準組成PNC1520と比べて明確な優位性を示さなかったが、これは強度と耐食性に関し標準組成PNC1520の溶体化処理材が比較的バランスの取れた材料である可能性を示唆している。次に照射済みPNC1520の高温高圧水中での腐食試験およびSCC感受性試験をおこなった。中性子照射材の腐食量は同条件で試験したSUS316L未照射材に比べ10倍程度大きくなった。また、応力腐食割れの発生が示唆された。現在は、腐食挙動の時間依存性の確認を目的として、チタン添加型PNC1520の超臨界圧水中および高温高圧水中での長時間腐食挙動試験を、中性子照射済みPNC1520に対しては高温高圧水中での長時間腐食挙動試験を実施している。今後の改良の方向性は、標準組成PNC1520に対し耐照射性の向上、特に照射誘起応力腐食割れの抑制に着目したものが妥当と考えられる。この目的で、ジルコニウムを添加したPNC1520の試作材を製作中である。ジルコニウムは、微量添加により照射環境下での組織安定性の向上が見込めると共に製管性、溶接性などへの影響が少ないと考えられる。
2.3.1.2 複合環境照射試験
 照射と腐食の複合環境における材料挙動の解明を進めている。標準組成PNC1520とチタン添加型PNC1520の超臨界水腐食試験をおこない、標準組成PNC1520の方が侵食度が小さく耐食性がよいことを確認した。高温イオン照射試験の結果、2x10-1dpaまでのイオン照射試験では両材料とも表面組織に未照射材との顕著な違いは認められなかった。現在は、超臨界水腐食試験および高温イオン照射試験を継続中である。また、照射と腐食を重畳した複合環境試験を実施している。

2.3.2 高耐熱性断熱材料の開発
2.3.2.1 高耐熱性断熱材料の開発
 ジルコニア(ZrO2)にイットリア(Y2O3)を7〜10mol%固溶させた安定化ジルコニアであるYSZ(Yttria-Stabilized Zirconia)の候補材料粉末を用いて密度の異なる焼結体を作製し、その集合構造を確認した。高性能な高耐熱性断熱材料を創出するために、8mol%イットリアを固溶したジルコニア(8YSZ)粉末を用いて、焼結温度および造孔材の添加により密度が異なる焼結体を作製した。製作した候補材料粉末の焼結体の熱伝導率をレーザーフラッシュ法で測定した。焼結温度を下げることや造孔材を添加することで焼結密度が低下すること、焼結密度を下げることで熱伝導率が小さくなることが分かった。造孔材添加量や焼結温度の最適化によって、より焼結密度と熱伝導率が小さい8YSZ組成の断熱材料用焼結体候補材料を作製した。現在は、その表面顕微鏡観察と熱伝導率測定を進めている。

2.3.3 溶出特性評価手法の開発
 300℃以上の高温水への放射性核種移行挙動の評価手法を確立するための技術開発と、スーパー高速環境での炉心材料合金元素溶出特性の基礎評価を試みる。溶出特性評価手法の開発に必要な試験装置を設計・製作し、長時間実証試験をおこなった。また、放射化材料を用いた溶出特性試験に必要となるガンマ線計測系などを準備した。現在は、純水かつ脱気条件下において溶出量の温度依存性を明らかにするための試験を実施中である。

3.今後の展望

 平成17〜19年度の事業項目を実施し、当初の目標を計画通り達成しつつある。引き続きサブテーマ1「プラント概念の構築」では、燃料解析、炉心設計、高温構造設計、安全解析などによってその性能を定量的に解明する。バックエンドリスク評価と連携した核変換性能解析およびその誤差評価、3次元2流体モデルによる熱流体計算コードの整備と実炉解析を進める。原子炉特性について電力ユーザの観点から考察を続ける。サブテーマ2「炉心伝熱流動等に関する研究開発」では、模擬流体および超臨界圧水で7本バンドルの試験を実施し、伝熱流動特性を解明する。模擬流体を用いた亜臨界圧限界熱流束試験および放出・凝縮特性試験を進める。サブテーマ3「高耐久性燃料被覆管材料等の開発」では、PNC1520の改良材の開発・評価を続ける。照射と腐食を重畳した試験も継続する。断熱材料の製作、表面観察、構造解析および照射による特性変化の評価を進める。炉心材料の冷却水への溶出特性については、温度特性に続いて環境特性、更に両者の複合試験を実施する。
Japan Science and Technology Agency
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