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（資料４）中間評価 総合所見公表用 原子炉容器の高温構造設計評価技術及び破損燃料位置検出器の開発
（資料４）中間評価 総合所見公表用 原子炉容器の高温構造設計評価技術及び破損燃料位置検出器の開発
原子力システム研究開発事業−特別推進分野−中間評価 総合所見公表用
１．研究開発課題名及び研究開発分野
原子炉容器の高温構造設計評価技術及び破損燃料位置検出器の開発
２．研究開発の実施者
| 機関名：独立行政法人日本原子力研究開発機構 | 代表者氏名：笠原 直人 |
| 機関名：三菱ＦＢＲシステムズ株式会社 | 代表者氏名：神島 吉郎 |
３．研究開発の概要
原子炉容器をコンパクト化するための方策として、容器径の増大要因となる熱応力に対する保護構造（実証炉では炉壁内側に冷却材循環用の堰を設置）の削除と、小径の単回転プラグ（もんじゅは２重回転プラグ）を採用した燃料交換機に適合するスリット付き炉上部機構の採用が期待されている。本研究では、前者の結果生じる厳しい熱応力に対しても健全性を保つ原子炉容器の構造設計を実現するため、設計成立に必要な評価精度を有し、かつ設計時の不確定性に対する安全性を確保した、原子炉容器の高温構造設計評価技術を開発する。また、後者の実現のため、スリット付き炉上部機構を有するナトリウム冷却大型炉に適用可能であり、原子炉容器内構造物及び回転プラグ等の配置と整合し、原子炉出力状態で破損燃料の位置検出が可能なセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器（以下SV方式FFDL）を開発する。
４．研究開発予算
| 平成18年度 | 263,978千円 |
| 平成19年度 | 551,472千円 |
| 平成20年度 | 316,351千円 |
| 平成21年度(予定) | 335,800千円 |
５．研究開発期間
平成18年10月 〜 平成22年3月（４年計画）
６．平成19年度までの目標
【研究開発項目１】 熱応力が支配荷重となるナトリウム冷却炉の原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発
(1) 荷重設定法
原子炉容器の上部胴のうち炉心出口領域において生じる成立性に支配的な熱過渡事象において、その際発生する熱応力への各種影響因子を摘出・整理するとともに、解析に基づき熱過渡応力規模に与える各種因子の影響を検討する。
炉心支持スカートと原子炉容器の接合部及び上記部位の熱応力を支配する熱過渡事象において、熱応力への影響が比較的大きいと判断される因子の組合せをパラメータとしてプラント熱過渡解析を行う。また、それらの熱過渡条件を入力として炉心支持スカートと原子炉容器の接合部及び原子炉容器上部胴の熱過渡応力解析を行う。
前者の解析に当っては、平成18年度に実施した炉心支持スカート廻りの熱流動解析結果を反映する。
平成18年度に検討した軽水炉の熱過渡事象の調査・整理及び熱過渡回数の検討結果に基づいて熱過渡想定回数の合理化を検討・提案する。また、各影響因子による不確定性の現れ方とその応力への影響を検討する。
原子炉容器の上部胴のうち炉心出口領域において生じる成立性に支配的な熱過渡事象において、その際発生する熱応力への各種影響因子を摘出・整理するとともに、解析に基づき熱過渡応力規模に与える各種因子の影響を検討する。
炉心支持スカートと原子炉容器の接合部及び上記部位の熱応力を支配する熱過渡事象において、熱応力への影響が比較的大きいと判断される因子の組合せをパラメータとしてプラント熱過渡解析を行う。また、それらの熱過渡条件を入力として炉心支持スカートと原子炉容器の接合部及び原子炉容器上部胴の熱過渡応力解析を行う。
前者の解析に当っては、平成18年度に実施した炉心支持スカート廻りの熱流動解析結果を反映する。
平成18年度に検討した軽水炉の熱過渡事象の調査・整理及び熱過渡回数の検討結果に基づいて熱過渡想定回数の合理化を検討・提案する。また、各影響因子による不確定性の現れ方とその応力への影響を検討する。
(2) 構造解析法
a. 構成モデル
主要な設計パラメータ（一次荷重等）が変化した場合の実機挙動分析を通して、原子炉容器の実機使用条件下での非弾性変形機構を把握し、開発する構成モデルの具備すべき要件を抽出する。 上記変形機構を模擬するための基本となる等温モデル、及びその非等温モデルへの拡張法について候補を選出する。また、候補となる構成モデルを汎用構造解析プログラムの中に容易に組み込み、かつ簡便に使用できるように、プログラム側の受け入れ機能の拡充を進める。さらに、候補構成モデルの設計への適用性について検討する。
上記変形機構を支配する原子炉容器の温度、応力条件を模擬した材料挙動試験を実施するとともに、基本的な構造要素挙動試験を開始する。
非弾性解析法の妥当性確認のための構造物モデル挙動試験を実施する。
主要な設計パラメータ（一次荷重等）が変化した場合の実機挙動分析を通して、原子炉容器の実機使用条件下での非弾性変形機構を把握し、開発する構成モデルの具備すべき要件を抽出する。 上記変形機構を模擬するための基本となる等温モデル、及びその非等温モデルへの拡張法について候補を選出する。また、候補となる構成モデルを汎用構造解析プログラムの中に容易に組み込み、かつ簡便に使用できるように、プログラム側の受け入れ機能の拡充を進める。さらに、候補構成モデルの設計への適用性について検討する。
上記変形機構を支配する原子炉容器の温度、応力条件を模擬した材料挙動試験を実施するとともに、基本的な構造要素挙動試験を開始する。
非弾性解析法の妥当性確認のための構造物モデル挙動試験を実施する。
b. 非弾性解析に基づく設計評価法
上記ａ．に示した構成モデルを用い、設計で想定される不確定性を勘案してラチェット変形とクリープ疲労を保守的に評価するために必要な、荷重サイクル設定法、初期応力設定法、及び材料特性のばらつきによる影響を検討する。
上記ａ．に示した構成モデルを用い、設計で想定される不確定性を勘案してラチェット変形とクリープ疲労を保守的に評価するために必要な、荷重サイクル設定法、初期応力設定法、及び材料特性のばらつきによる影響を検討する。
(3) 強度評価法
a. クリープ疲労評価法
原子炉容器の負荷条件の特徴を考慮した中間保持クリープ損傷評価法に関して、大気中の中間保持クリープ疲労試験と環境効果等の影響を排除した真空中の中間保持クリープ疲労試験を実施する。上記の結果に基づいて中間保持クリープ損傷評価法の素案を提示する。
時効に関しては、高温下で生じる熱時効と、これに引張荷重が重畳した条件を模擬した負荷時効試験を、母材および溶接部に対し実施する。また、時効の強度への影響把握試験を実施するとともに、長時間クリープ疲労寿命評価に、時効の効果を考慮に入れる方法の素案を提示する。
ひずみ集中評価法について、日本高圧力技術協会で提案されている応力緩和軌跡法を応用した評価法を開発するため、上記協会関係者からのレビューを受けながら、適用性範囲を明らかにするための解析的検討を実施し、評価法の素案を作成する。
開発したクリープ疲労評価法の妥当性を総合的に確認するため、原子炉容器の負荷条件を模擬した構造物モデルの強度試験を実施する。
原子炉容器の負荷条件の特徴を考慮した中間保持クリープ損傷評価法に関して、大気中の中間保持クリープ疲労試験と環境効果等の影響を排除した真空中の中間保持クリープ疲労試験を実施する。上記の結果に基づいて中間保持クリープ損傷評価法の素案を提示する。
時効に関しては、高温下で生じる熱時効と、これに引張荷重が重畳した条件を模擬した負荷時効試験を、母材および溶接部に対し実施する。また、時効の強度への影響把握試験を実施するとともに、長時間クリープ疲労寿命評価に、時効の効果を考慮に入れる方法の素案を提示する。
ひずみ集中評価法について、日本高圧力技術協会で提案されている応力緩和軌跡法を応用した評価法を開発するため、上記協会関係者からのレビューを受けながら、適用性範囲を明らかにするための解析的検討を実施し、評価法の素案を作成する。
開発したクリープ疲労評価法の妥当性を総合的に確認するため、原子炉容器の負荷条件を模擬した構造物モデルの強度試験を実施する。
b. ラチェット変形許容値
原子炉容器の負荷条件下における、変形と破損の相互作用を明らかにするため、ラチェットクリープ疲労試験を実施し、ラチェット変形量に対するクリープ疲労寿命の低下傾向を把握する。そのうえで、ラチェット変形許容値の暫定値を提示する。
原子炉容器の負荷条件下における、変形と破損の相互作用を明らかにするため、ラチェットクリープ疲労試験を実施し、ラチェット変形量に対するクリープ疲労寿命の低下傾向を把握する。そのうえで、ラチェット変形許容値の暫定値を提示する。
(4) 原子炉容器の設計評価技術と適用性確認
荷重設定法、構造解析法、強度評価法を組み合わせた原子炉容器の高温構造設計評価技術を体系化するため、現行評価法とも整合し、かつ技術の発展を阻害しない評価体系を検討する。
原子炉容器設計評価技術構築に必要な試験結果と評価技術を格納するデータベースを作成する。
荷重設定法、構造解析法、強度評価法を組み合わせた原子炉容器の高温構造設計評価技術を体系化するため、現行評価法とも整合し、かつ技術の発展を阻害しない評価体系を検討する。
原子炉容器設計評価技術構築に必要な試験結果と評価技術を格納するデータベースを作成する。
【研究開発項目２】スリット付き炉上部機構に適用可能な破損燃料位置検出器の開発
（1） 大型炉向けSV方式FFDLシステム開発
平成18年度は、SV方式FFDLへの要求条件を検討・整理し、その要求条件に適合するSV方式FFDLシステム基本概念と設計方針を検討する。これらの成果に基づき、実用大型炉のスリット付き炉上部機構及び燃料集合体の数に対応するセレクタバルブ形状、各構成機器の基本構造概念を検討する。
平成19年度は、平成18年度検討したSV方式FFDLへの要求条件、システム基本概念、構成機器の構造概念等の検討結果に基づき、各機器構造を具体化し、ＤN検出器周りの詳細検討を含めた破損燃料に対するSV方式FFDLの検出性能を評価する。これらの結果に基づき、SV方式FFDLシステム全体の運用方法を検討する。
平成18年度は、SV方式FFDLへの要求条件を検討・整理し、その要求条件に適合するSV方式FFDLシステム基本概念と設計方針を検討する。これらの成果に基づき、実用大型炉のスリット付き炉上部機構及び燃料集合体の数に対応するセレクタバルブ形状、各構成機器の基本構造概念を検討する。
平成19年度は、平成18年度検討したSV方式FFDLへの要求条件、システム基本概念、構成機器の構造概念等の検討結果に基づき、各機器構造を具体化し、ＤN検出器周りの詳細検討を含めた破損燃料に対するSV方式FFDLの検出性能を評価する。これらの結果に基づき、SV方式FFDLシステム全体の運用方法を検討する。
（2） スリット部のサンプリング手法開発
平成18年度は、1/10全炉心モデル水試験によるスリット部の流況把握及び1/5部分モデル水試験装置仕様の具体化検討を実施する。また、1/10全炉心モデル水試験及び1/5部分モデル水試験を対象とした流動解析、並びに1/5部分モデル水試験の模擬FP濃度予測解析を行う。これらの結果より、スリット部に対するサンプリング管配置を含むFFDLとしての検出性能向上方策を検討し、1/5部分モデル水試験の条件を具体化する。
平成19年度は、1/10全炉心モデル水試験による流速場計測及び1/5部分モデル水試験による濃度計測を実施する。また、平成18年度に検討した検出性向上方策を適用した1/5部分モデル水試験を対象に代表的燃料破損想定位置について、濃度解析を実施する。水試験結果と解析結果をもとに流況及び濃度分布の比較を実施し、本研究で採用している流動解析手法の適用性を評価する。
平成18年度は、1/10全炉心モデル水試験によるスリット部の流況把握及び1/5部分モデル水試験装置仕様の具体化検討を実施する。また、1/10全炉心モデル水試験及び1/5部分モデル水試験を対象とした流動解析、並びに1/5部分モデル水試験の模擬FP濃度予測解析を行う。これらの結果より、スリット部に対するサンプリング管配置を含むFFDLとしての検出性能向上方策を検討し、1/5部分モデル水試験の条件を具体化する。
平成19年度は、1/10全炉心モデル水試験による流速場計測及び1/5部分モデル水試験による濃度計測を実施する。また、平成18年度に検討した検出性向上方策を適用した1/5部分モデル水試験を対象に代表的燃料破損想定位置について、濃度解析を実施する。水試験結果と解析結果をもとに流況及び濃度分布の比較を実施し、本研究で採用している流動解析手法の適用性を評価する。
７．これまでに得られた成果
【研究開発項目１】 熱応力が支配荷重となるナトリウム冷却炉の原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発
(1) 荷重設定法
原子炉容器の上部胴の内、炉心出口領域において生じる成立性に支配的な熱過渡事象において、その際発生する熱応力への各種影響因子を摘出し、影響を検討した。流体温度変動への影響度が大きい因子は、a)熱出力及び１次系流量（初期運転状態）、b)制御棒挿入から１次ポンプ回転数低下開始遅れ（検出から原子炉トリップ）、c)1次及び2次ポンプ低速回転数並びに給水低流量（ポンプ低速回転数及び給水低流量運転）、d)崩壊熱であった。
炉心支持スカートと原子炉容器の接合部及び上記部位の熱応力を支配する手動トリップ及び主給水管破損事象に対し、上記の熱過渡影響因子と不確定幅に基づき実験計画法の直交表L18を用いて因子の割付けを決定し、熱過渡解析のパラメータとその組合せを表に整理した。プラント熱過渡解析及び炉心支持スカートと原子炉容器の接合部の熱過渡応力解析を行い、影響因子が変動した場合の最大応力を標準ケース（全ての影響因子をノミナル値としたケース）と比較した結果、手動トリップ事象で1.2〜1.4倍、主給水管破損事象で約1.2倍であった。また原子炉容器上部胴では、手動トリップ事象で1.1〜1.2倍であった。
各影響因子による不確定性の現れ方とその応力への影響を検討した結果、影響度が大きいのは1次系出入口温度差、1次ポンプ低速回転数、2次ポンプ低速回転数、給水低流量及び再循環流量であった。
平成18年度に検討した軽水炉の熱過渡事象の調査・整理及び熱過渡回数の検討結果に基づき熱過渡想定回数の合理化を検討した結果、従来は通常停止及び運転状態IIの想定回数を各々180回及び450回としていたが、これを各々80回及び240回とすることを提案した。
原子炉容器の上部胴の内、炉心出口領域において生じる成立性に支配的な熱過渡事象において、その際発生する熱応力への各種影響因子を摘出し、影響を検討した。流体温度変動への影響度が大きい因子は、a)熱出力及び１次系流量（初期運転状態）、b)制御棒挿入から１次ポンプ回転数低下開始遅れ（検出から原子炉トリップ）、c)1次及び2次ポンプ低速回転数並びに給水低流量（ポンプ低速回転数及び給水低流量運転）、d)崩壊熱であった。
炉心支持スカートと原子炉容器の接合部及び上記部位の熱応力を支配する手動トリップ及び主給水管破損事象に対し、上記の熱過渡影響因子と不確定幅に基づき実験計画法の直交表L18を用いて因子の割付けを決定し、熱過渡解析のパラメータとその組合せを表に整理した。プラント熱過渡解析及び炉心支持スカートと原子炉容器の接合部の熱過渡応力解析を行い、影響因子が変動した場合の最大応力を標準ケース（全ての影響因子をノミナル値としたケース）と比較した結果、手動トリップ事象で1.2〜1.4倍、主給水管破損事象で約1.2倍であった。また原子炉容器上部胴では、手動トリップ事象で1.1〜1.2倍であった。
各影響因子による不確定性の現れ方とその応力への影響を検討した結果、影響度が大きいのは1次系出入口温度差、1次ポンプ低速回転数、2次ポンプ低速回転数、給水低流量及び再循環流量であった。
平成18年度に検討した軽水炉の熱過渡事象の調査・整理及び熱過渡回数の検討結果に基づき熱過渡想定回数の合理化を検討した結果、従来は通常停止及び運転状態IIの想定回数を各々180回及び450回としていたが、これを各々80回及び240回とすることを提案した。
(2) 構造解析法
a. 構成モデル
原子炉容器の想定条件を包含する板厚・重量・内圧および構成モデルの主要パラメータを変化させた非弾性解析を行った。板厚の増加に対しては1次荷重によって発生する応力は低減するが熱応力が上昇することによりラチェットひずみは増加する傾向を呈する。構成モデルに関して、加工硬化、αリセット無、繰返し硬化は予測ひずみを小さくする方向に作用することが分かった。ただし、軸方向ひずみに比べて周方向ひずみについては差が小さく、特に設計重量および設計内圧を含む場合は全てのケースで差はほとんどなかった。
候補構成モデルのひとつとしてαリセットの概念を一般化して応力・ひずみ関係の多直線近似に展開した「多直線応力反転リセット硬化モデル(略称MK-SRRモデル)」を開発し、汎用プログラムへの組込みを行った。また、繰返し硬化、温度履歴依存性を考慮したより高度な構成モデルについても基本的な定式化と中核概念の検証を実施した。
316FR材の材料挙動試験として、熱膨張測定試験、定温引張り特性試験、定温繰返し特性試験、温度変化付き引張り試験および温度・ひずみ繰返し試験を実施し基礎的なデータを取得した。また、構造要素モデル挙動試験として3本棒ラチェット試験を実施してデータを取得するとともに、構成モデルの多軸挙動模擬性検証のための多軸挙動試験計画を策定した。さらに、構造物モデル挙動試験として液面モデルラチェット試験を実施し、データを取得した(全6体分の2体)。また、期中に起きた中越沖地震に鑑み、板厚増加に伴う多軸挙動を明らかにするための試験について検討を行い、分科会において次年度実施を了承された。
原子炉容器の想定条件を包含する板厚・重量・内圧および構成モデルの主要パラメータを変化させた非弾性解析を行った。板厚の増加に対しては1次荷重によって発生する応力は低減するが熱応力が上昇することによりラチェットひずみは増加する傾向を呈する。構成モデルに関して、加工硬化、αリセット無、繰返し硬化は予測ひずみを小さくする方向に作用することが分かった。ただし、軸方向ひずみに比べて周方向ひずみについては差が小さく、特に設計重量および設計内圧を含む場合は全てのケースで差はほとんどなかった。
候補構成モデルのひとつとしてαリセットの概念を一般化して応力・ひずみ関係の多直線近似に展開した「多直線応力反転リセット硬化モデル(略称MK-SRRモデル)」を開発し、汎用プログラムへの組込みを行った。また、繰返し硬化、温度履歴依存性を考慮したより高度な構成モデルについても基本的な定式化と中核概念の検証を実施した。
316FR材の材料挙動試験として、熱膨張測定試験、定温引張り特性試験、定温繰返し特性試験、温度変化付き引張り試験および温度・ひずみ繰返し試験を実施し基礎的なデータを取得した。また、構造要素モデル挙動試験として3本棒ラチェット試験を実施してデータを取得するとともに、構成モデルの多軸挙動模擬性検証のための多軸挙動試験計画を策定した。さらに、構造物モデル挙動試験として液面モデルラチェット試験を実施し、データを取得した(全6体分の2体)。また、期中に起きた中越沖地震に鑑み、板厚増加に伴う多軸挙動を明らかにするための試験について検討を行い、分科会において次年度実施を了承された。
b. 非弾性解析に基づく設計評価法
荷重サイクル設定法のために大小繰返し荷重の負荷パターンと累積ひずみの関係を単純な構造モデルのパラメータ解析によって検討し、傾向を整理した。クリープ損傷評価を保守的かつ合理的に行うため、初期応力設定に関して既往の評価法による試評価を実施し比較検討した。材料特性のばらつきによる影響評価方針について検討した。
荷重サイクル設定法のために大小繰返し荷重の負荷パターンと累積ひずみの関係を単純な構造モデルのパラメータ解析によって検討し、傾向を整理した。クリープ損傷評価を保守的かつ合理的に行うため、初期応力設定に関して既往の評価法による試評価を実施し比較検討した。材料特性のばらつきによる影響評価方針について検討した。
(3) 強度評価法
a. クリープ疲労評価法
原子炉容器の負荷条件下で生じる中間保持クリープ損傷評価法に関しては、試験計画に則り600℃-10分保持-1％といった短時間保持の条件において、真空中および大気中の中間保持クリープ疲労試験データを取得した。文献データ及び取得データに基づき、中間保持クリープ損傷評価法の検討を行い、評価応力を履歴中の最大応力から保持開始時点の応力に変更した合理的な評価法の素案を作成した。これまでに取得した試験データは、保持開始時点の応力に基づく評価においても、ファクター２の精度を有しており、この合理化案は、今後採用することが可能と判断している。
時効に関しては、母材および溶接部の熱時効および負荷時効試験を計画通り実施するとともに、母材について時効試験の終了した20万時間相当の熱時効後の強度試験を実施した。そのうえで、時効が、硬さ、引張、衝撃、疲労およびクリープ特性に与える影響を検討した。現時点で取得している強度データは、時効による材料特性の変化は有意ではなく、評価法に修正を加える必要がないことを示していた。
ひずみ集中評価法に関しては、応力緩和軌跡法を応用し、クリープ疲労評価に必要なひずみ範囲および応力緩和挙動を予測する方法の素案を作成した。また、典型的構造不連続部（スカート構造）の非弾性解析を通し、本予測法は、評価部位が局所的に塑性領域にはいっている場合に有効なことを確認した。
開発したクリープ疲労評価法の妥当性を総合的に確認するため、原子炉容器の負荷条件を模擬した構造物モデルの強度試験を実施し、一次応力30MPaの保持なし条件等一部の強度データを取得した。
原子炉容器の負荷条件下で生じる中間保持クリープ損傷評価法に関しては、試験計画に則り600℃-10分保持-1％といった短時間保持の条件において、真空中および大気中の中間保持クリープ疲労試験データを取得した。文献データ及び取得データに基づき、中間保持クリープ損傷評価法の検討を行い、評価応力を履歴中の最大応力から保持開始時点の応力に変更した合理的な評価法の素案を作成した。これまでに取得した試験データは、保持開始時点の応力に基づく評価においても、ファクター２の精度を有しており、この合理化案は、今後採用することが可能と判断している。
時効に関しては、母材および溶接部の熱時効および負荷時効試験を計画通り実施するとともに、母材について時効試験の終了した20万時間相当の熱時効後の強度試験を実施した。そのうえで、時効が、硬さ、引張、衝撃、疲労およびクリープ特性に与える影響を検討した。現時点で取得している強度データは、時効による材料特性の変化は有意ではなく、評価法に修正を加える必要がないことを示していた。
ひずみ集中評価法に関しては、応力緩和軌跡法を応用し、クリープ疲労評価に必要なひずみ範囲および応力緩和挙動を予測する方法の素案を作成した。また、典型的構造不連続部（スカート構造）の非弾性解析を通し、本予測法は、評価部位が局所的に塑性領域にはいっている場合に有効なことを確認した。
開発したクリープ疲労評価法の妥当性を総合的に確認するため、原子炉容器の負荷条件を模擬した構造物モデルの強度試験を実施し、一次応力30MPaの保持なし条件等一部の強度データを取得した。
b. ラチェット変形許容値
600℃ひずみ範囲0.7％を中心とするラチェットクリープ疲労試験を実施し、ラチェット変形量に対するクリープ疲労寿命の低下傾向を把握した。クリープ損傷が疲労損傷と同程度以上発生している条件においても、ラチェットによるクリープ疲労寿命の低下は有意でない見通しを得ている。そのため、ラチェット変形許容値は、ラチェット疲労試験データに基づく変形許容値と同じ許容値を適用できると判断している。現段階で取得している強度データからは、膜ひずみに対し１％、膜+曲げひずみに対し２％のひずみ制限下では、ラチェット変形は、強度に影響を及ぼさないと考えている。
600℃ひずみ範囲0.7％を中心とするラチェットクリープ疲労試験を実施し、ラチェット変形量に対するクリープ疲労寿命の低下傾向を把握した。クリープ損傷が疲労損傷と同程度以上発生している条件においても、ラチェットによるクリープ疲労寿命の低下は有意でない見通しを得ている。そのため、ラチェット変形許容値は、ラチェット疲労試験データに基づく変形許容値と同じ許容値を適用できると判断している。現段階で取得している強度データからは、膜ひずみに対し１％、膜+曲げひずみに対し２％のひずみ制限下では、ラチェット変形は、強度に影響を及ぼさないと考えている。
(4) 原子炉容器の設計評価技術と適用性確認
非弾性解析による設計とクリープ疲労評価法に関する現行評価法を調査・分析し現行評価法とも整合し、かつ技術の発展を阻害しない、高温構造設計評価体系の考え方を検討した。図１にその概要を示す。そのうえで、荷重設定法、構造解析法、強度評価法それぞれの位置づけと特徴を考慮し、既存体系との組み合わせの考え方を示した。
構造設計評価技術の根拠データを蓄積して将来の規格基準化に備えるために、調査結果と試験成果を格納するデータベースを設計し、データベースの構成と格納データの例を提示した。
非弾性解析による設計とクリープ疲労評価法に関する現行評価法を調査・分析し現行評価法とも整合し、かつ技術の発展を阻害しない、高温構造設計評価体系の考え方を検討した。図１にその概要を示す。そのうえで、荷重設定法、構造解析法、強度評価法それぞれの位置づけと特徴を考慮し、既存体系との組み合わせの考え方を示した。
構造設計評価技術の根拠データを蓄積して将来の規格基準化に備えるために、調査結果と試験成果を格納するデータベースを設計し、データベースの構成と格納データの例を提示した。
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図１ 荷重設定・構造解析・強度評価を組み合わせた高温構造設計評価技術
【研究開発項目２】スリット付き炉上部機構に適用可能な破損燃料位置検出器の開発
図２ SV方式FFDL基本構造概念図
図２ SV方式FFDL基本構造概念図
(1) 大型炉向けSV方式FFDLシステム開発
実用大型炉の要求条件に基づきSV方式FFDLシステムの基本仕様を検討し、大型炉の炉上部機構、回転プラグ内配置と整合するセレクタバルブ、DN検出器等のシステムを構成する機器の設計検討を行った[図２参照]。セレクタバルブのサンプルポートについては、ポート数の増加に対応して製作性を考慮した水平分割構造を採用し、分割面の隙間からのバイパス流れの影響を評価した結果、分割面の隙間を50μm以下とすることで、シール性能の低下を2％程度に抑えられることを確認した。また、DN検出器の検出効率を遮へい解析により評価し、これらの結果とセレクタバルブ構造の検討結果を反映して、スリット部の集合体を含めた実用大型炉における検出性能の予備評価を実施した。
さらに、破損燃料のFPガスを検出するガス系及び安全系破損燃料検出（FFD）系を含めた代表的な運用方法の検討を加えた結果、FFD系が燃料破損を検知した後にFFDLを起動することで、破損の程度が原子炉スクラムレベルに達する前に破損燃料位置の同定又は絞り込みを完了出来る見通しを得た。
実用大型炉の要求条件に基づきSV方式FFDLシステムの基本仕様を検討し、大型炉の炉上部機構、回転プラグ内配置と整合するセレクタバルブ、DN検出器等のシステムを構成する機器の設計検討を行った[図２参照]。セレクタバルブのサンプルポートについては、ポート数の増加に対応して製作性を考慮した水平分割構造を採用し、分割面の隙間からのバイパス流れの影響を評価した結果、分割面の隙間を50μm以下とすることで、シール性能の低下を2％程度に抑えられることを確認した。また、DN検出器の検出効率を遮へい解析により評価し、これらの結果とセレクタバルブ構造の検討結果を反映して、スリット部の集合体を含めた実用大型炉における検出性能の予備評価を実施した。
さらに、破損燃料のFPガスを検出するガス系及び安全系破損燃料検出（FFD）系を含めた代表的な運用方法の検討を加えた結果、FFD系が燃料破損を検知した後にFFDLを起動することで、破損の程度が原子炉スクラムレベルに達する前に破損燃料位置の同定又は絞り込みを完了出来る見通しを得た。
(2) スリット部のサンプリング手法開発
実用大型炉の炉上部機構を含む原子炉上部プレナムをフルセクターで模擬した1/10全炉心モデル水試験により、スリット部に位置する集合体からの流れの状況を把握するとともに可視化計測手法を適用して定量的な流速場データを取得した。これにより、1/5部分モデル水試験装置で原子炉上部プレナムの一部を切り出してモデル化する際に、切り出す断面を横切る顕著な流れがないことを確認し、部分モデルの妥当性を示した。また、実用大型炉のFP濃度分布解析手法を開発・検証する目的で、スリット付きの多孔板で構成された炉上部機構など複雑な形状をもつ1/10全炉心モデル水試験の流動解析を実施した結果、計測した流速分布とよく一致し、適用した解析手法によりスリット部近傍の流速分布を定量的に予測できることを明らかにした。さらに、FHMプラグ位置をパラメータとして1/5部分モデル水試験の予測解析を実施し、スリット部の集合体から放出される模擬FP濃度の分布を求めた。これにより、スリット部内層の集合体については炉上部機構の第2バッフル板（第２BP）のスリット境界位置で模擬FP濃度が比較的高いこと、スリット部の最外層にあたる燃料集合体では、FHMプラグの下端をレファレンス形状より下げて炉上部機構の第1BP高さにすれば、プラグの下面とスリットに向かう側面位置で比較的高い模擬FP濃度が得られることを明らかにした。これらの結果に基づきスリット部の集合体の検出のためのサンプリング管の配置として、FHMプラグ位置は第1BPとし、サンプリング管は第２BPのスリット境界位置ならびにFHMプラグの下面と側面に決定した[図３参照]
図３ サンプリング管設置位置
以上の結果を反映し、スリット部を含むスリット近傍を部分的にモデル化した1/5部分モデル水試験を実施した。目標とするサンプリング濃度は、DNの検出効率やSN比を考慮して集合体出口での濃度との相対値で2%とした。試験の結果、スリット部の全ての燃料集合体について模擬FPのサンプリング濃度が目標値を満足できることがわかった。1/5部分モデル水試験の試験解析を代表的な集合体位置について実施し、模擬FPの濃度分布を試験結果と比較した結果、濃度を低めに評価する傾向はあるもののサンプリング濃度を予測できることを明らかにした。
以上により、炉上部機構スリット部に位置する燃料集合体について燃料破損を検出可能な、FHMプラグを含むFPサンプリング手法、並びにその実機評価を行う解析手法を開発できる見通しが得られた。
これらの検討には、高速増殖炉サイクル実用化研究開発（FaCT）の設計進捗（BP間隔の変更）を反映した。当初1/5部分モデル水試験で用いる模擬FPとして砂糖水とする計画であったが、排水に関する試験実施業者と当該市の協定により、模擬FPを塩水に変更し、環境に配慮した試験を実施できた。
実用大型炉の炉上部機構を含む原子炉上部プレナムをフルセクターで模擬した1/10全炉心モデル水試験により、スリット部に位置する集合体からの流れの状況を把握するとともに可視化計測手法を適用して定量的な流速場データを取得した。これにより、1/5部分モデル水試験装置で原子炉上部プレナムの一部を切り出してモデル化する際に、切り出す断面を横切る顕著な流れがないことを確認し、部分モデルの妥当性を示した。また、実用大型炉のFP濃度分布解析手法を開発・検証する目的で、スリット付きの多孔板で構成された炉上部機構など複雑な形状をもつ1/10全炉心モデル水試験の流動解析を実施した結果、計測した流速分布とよく一致し、適用した解析手法によりスリット部近傍の流速分布を定量的に予測できることを明らかにした。さらに、FHMプラグ位置をパラメータとして1/5部分モデル水試験の予測解析を実施し、スリット部の集合体から放出される模擬FP濃度の分布を求めた。これにより、スリット部内層の集合体については炉上部機構の第2バッフル板（第２BP）のスリット境界位置で模擬FP濃度が比較的高いこと、スリット部の最外層にあたる燃料集合体では、FHMプラグの下端をレファレンス形状より下げて炉上部機構の第1BP高さにすれば、プラグの下面とスリットに向かう側面位置で比較的高い模擬FP濃度が得られることを明らかにした。これらの結果に基づきスリット部の集合体の検出のためのサンプリング管の配置として、FHMプラグ位置は第1BPとし、サンプリング管は第２BPのスリット境界位置ならびにFHMプラグの下面と側面に決定した[図３参照]
図３ サンプリング管設置位置
以上により、炉上部機構スリット部に位置する燃料集合体について燃料破損を検出可能な、FHMプラグを含むFPサンプリング手法、並びにその実機評価を行う解析手法を開発できる見通しが得られた。
これらの検討には、高速増殖炉サイクル実用化研究開発（FaCT）の設計進捗（BP間隔の変更）を反映した。当初1/5部分モデル水試験で用いる模擬FPとして砂糖水とする計画であったが、排水に関する試験実施業者と当該市の協定により、模擬FPを塩水に変更し、環境に配慮した試験を実施できた。
８．中間評価の過程における主な指摘事項
【全体】
・順調に研究開発が進展している。
【研究開発項目１】熱応力が支配荷重となるナトリウム冷却炉の原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発
・中越沖地震の影響により原子炉板厚は増加する可能性が高くなっている。これにより炉壁保護構造の削除が困難になることも考えられるが、この場合においても、本課題で開発する評価技術を適用して合理的な炉容器設計が可能であると考える。
・引き続き網羅性の検討の一環として、全体的な挙動の把握に努めてもらいたい。
・網羅性を補償する取り組みをしているが、炉全体に対する解析は軸対称に留まっているので、熱流動の詳細化と併せて、引き続き検討を進めてもらいたい。
【研究開発項目２】スリット付き炉上部機構に適用可能な破損燃料位置検出器の開発
・信頼性試験は今回新たに工夫した設計（設計変更点に焦点を絞って）が検証できるような計画とし、また、信頼性の検討を進める一環として、検出限界を定量化しながら進めてもらいたい。
・燃料取り扱い設備近傍の濃度解析については、分析や濃度分布を追加して技術資料としての充実を図られたい。
・スリット部における破損燃料の検出精度の向上はナトリウム中での保守作業の困難性を考えると大変重要と考える。
９．中間評価結果
・研究開発項目１，２とも、ナトリウム冷却炉の開発に重要な課題である。
・順調に研究開発が進展している。網羅性の検討、検出限界の定量化に留意してさらなる研究の質の向上に努めてもらいたい。
10．総合評価
| ○ | a（継続すべき） |
| b（継続すべきだが、計画について調整の必要がある） | |
| c（継続すべきだが、計画の一部見直しの必要がある） | |
| d（継続するためには、計画の大幅な見直しの必要がある） | |
| e（継続すべきではない） |
