高温構造設計評価技術の開発
ナトリウム冷却の高速増殖炉は高温低圧で運転されることから、繰り返し熱応力によるクリープ疲労き裂の発生やラチェット変形が防止すべき主たる破損様式となる。ここでは、熱応力の緩和装置や、炉壁をクリープ温度以下に保つための冷却設備を用いなくとも、熱応力に対して十分な信頼性を持った原子炉容器の構造設計を実現する高温構造設計評価技術を開発する。
期待される成果は、以下の開発要件を満たす評価技術、その技術の持つ不確定性に対して保守性を確保した設計手法及び保守的である根拠を示すデータの提示である。
本技術開発課題における具体的な開発要件は以下のとおりである。
・クリープ疲労評価法
繰り返し熱応力下のプラント寿命中の健全性に影響する、ひずみ集中、応力緩和、時効を考慮にいれたクリープ疲労評価法を提案する。
・ラチェット変形許容値
コンパクト化によって厳しくなるクリープ疲労とラチェット変形に対して、両者の相互作用を考慮に入れたラチェット変形の許容値を定める。
・非弾性構成式
設計で想定される様々なバラツキ（材料特性、温度条件等のバラツキ）に対して原子炉容器のラチェット変形を保守的に予測するための非弾性構成式と適用方法を、保守性を示す根拠とともに提示する。
・非弾性解析に基づく設計評価法
非弾性解析結果に基づき、クリープ疲労とラチェット変形を保守的に評価するための荷重サイクル設定法とクリープ疲労損傷係数の算出法を提案する。
・系統熱過渡荷重設定法
原子炉容器の支配荷重である系統熱過渡荷重を、プラント過渡特性の不確定性を考慮した上で設定する方法を開発する。
・荷重と強度を考慮した設計係数の適正な設定法
熱荷重設定のバラツキを考慮して、原子炉の信頼性を確保するために必要な設計係数を定める手法を開発する。
・原子炉容器設計への適用性確認
前提条件及び技術検討書を参考に、コンパクトな原子炉容器の設計例題を設定し、液面近傍部や炉心支持構造に代表される高応力部に対して上記で提案した手法による評価を行う。これらの部位の構造健全性を示すことにより、手法の適用性を確認する。
破損燃料位置検出器の開発
ＦＳフェーズIIでは原子炉容器をコンパクト化するために、スリット付き炉上部機構を採用することとしている（図２参照）。このスリット部分は燃料交換機の移動スペースとなるため、燃料交換時には、破損燃料位置検出に関連する機器がこの部分にあってはならない。また、運転の自由度を拡大するため燃料の破損状況を監視しながら運転を継続する技術への対応も考慮に入れ、ガスリーク型燃料破損のみならず、ナトリウム・燃料接触型の破損にも適用可能とする。これらの条件に適合する破損燃料位置検出器を開発する。
期待される成果は、以下の開発要件を満足するシステムの概念図、仕様及び技術的成立性の根拠となるデータである。
本技術開発課題における具体的な開発要件は以下のとおりである。
・炉心燃料集合体に偶発的なガスリーク型及びナトリウム・燃料接触型の破損が生じた場合に、原則として破損検出時の原子炉出力状態で、破損燃料集合体の位置検出が可能であること。
・スリット部以外の燃料破損については、破損燃料集合体の１体同定ができること。
・スリット部での燃料破損については、少なくとも数体まで破損燃料を含む可能性のある燃料集合体を絞り込むことができること。
・スリット部では、燃料交換時には、燃料交換に必要なスペースを確保すること。
・破損燃料位置検出器は、原子炉容器、原子炉容器内構造物、回転プラグ等の配置と整合するものであること。
