(1)スリット付き炉上部機構に適用可能な燃料交換機の開発
　高速増殖炉サイクル実用化研究開発では、経済性向上の1つに原子炉容器のコンパクト化があり、原子炉容器直径の低減に寄与できるスリット付き炉上部機構を検討している。本項目では、スリット付き炉上部機構に適用可能な燃料交換機の開発研究を行っている。ここでは、今までの設計研究において提案されている2種類の燃料交換機構造（パンタグラフ方式とマニプレータ方式）を対象に、まず実用炉に適用する概念の比較検討を行って候補となる構造を選定し、選定した燃料交換機構造について基本機能・性能（剛性、作動性、停止精度等）を試験により確認することとしている。スリット付き炉上部機構に適用した燃料交換機の概念を図2に示す。
　実用炉の炉上部機構スリット部の大きさは、幅約41cm、高さ約5.9ｍ、奥行約2.6mであり、燃料交換機はこのスリット部内を水平に移動する。燃料集合体の大きさは、長さ約4.7m、最大幅約23cm、重量は約690kgであり、燃料交換機は、このスリット部内で炉心からの燃料集合体の出し入れを行う必要がある。この燃料交換操作は、ナトリウム中で遠隔操作により行われる。そのため、燃料交換機は、狭いスリット部内を移動できる寸法であると共に重量物を取り扱える剛性と正確で安定した操作性を持つことが要求される。
　平成18年度の研究から狭いスリット内での異常時の操作の要求に対して、より適用性が高いと評価したパンタグラフ方式燃料交換機を研究対象に選定した。パンタグラフ方式燃料交換機の概念を図3に示す。
　平成19年度は、図3に示すパンタグラク式燃料交換機の実規模大の試験装置の設計、製作を進めている。

(2)燃料集合体を2体同時移送可能なナトリウムポットの開発
　実用炉は、1回の燃料交換時に取り扱う燃料集合体の数が約220体と想定される。そのため、燃料交換時間を短くすることはプラントの停止期間の短縮に繋がり、プラント稼働率の向上に寄与できることとなる。燃料交換時に原子炉容器から取り出した使用済燃料集合体は、高い発熱量を持つためナトリウムで満たしたポットに収納して貯蔵場所である炉外燃料貯蔵槽（以下、EVST）に移送する。この移送に要する時間が全体の燃料交換時間を支配することになっている。この移送時間の短縮を図るため、使用済燃料集合体2体を同時に移送することを検討している。
　本項目では、使用済燃料集合体2体を同時に移送可能なナトリウムポットの開発を行うことを目的としている。高い発熱量を有している使用済燃料集合体を安全に移送するためには、移送中に使用済燃料集合体温度が過度に上昇しないよう十分な冷却機能をナトリウムポットに持たせる必要がある。移送停止時で冷却が最も厳しくなるのは、ナトリウム中からアルゴンガス中に取り出された状態で、燃料出入機の故障等により案内管途中で停止した場合である。この時、ナトリウムポットは、案内管の外側を流れる空気による間接的な冷却のみとなる。この時の状態を図4に示す。そのため、ナトリウムポットから案内管への伝熱性を高めるためにポットの外側にはフィンを設けるとともに輻射伝熱性を高めるためのコーティング施工を行うこととしている。この時、ナトリウムポットから案内管までの熱伝達は、対流、輻射、伝導が組み合わさった複雑な状態となるため冷却が十分に行われるかを試験により確認することとしている。
　平成18年度は、ナトリウムポットを製作する基礎データを取得するためにポット外面のフィンの加工性及びフィンに対するコーティングの施工性を確認する試験を実施した。また、ポットの外面には取り出した時のナトリウムが付着しており、そのためにコーティング面からの輻射率の低下が考えられる。そこで、ナトリウムが付着した表面の輻射率を測定するための試験装置の製作を行った。
　平成19年度は、輻射率測定装置を用いて輻射率の測定試験を行い、データを取得した。また、フィン加工及びコーティング施工の成果に基づいて実規模大(ただし、長さは、実規模の約半分)のナトリウムポット試験体の製作、及びこれを用いて実用炉で検討されている運転条件を模擬した環境下で除熱性能を確認するためのポット除熱試験装置の設計、製作を行っている。また、ナトリウムポットの除熱性能を解析により検討、評価する研究も合せて進めている。

(3)使用済燃料の直接水プール貯蔵に適用する燃料洗浄システムの開発
　使用済燃料は、EVSTに収納し、一定期間冷却した後、取り出され水プールに貯蔵される。水プールに貯蔵する前には、使用済燃料に付着しているナトリウムを除去する必要がある。使用済燃料は、燃料出入機によりEVSTから吊り上げて取り出す時に、約300℃のアルゴンガスを吹き付けて燃料に付着しているナトリウムを除去する。除去されたナトリウムは液体金属の状態でEVSTへ回収される（概念を図5に示す。）。更に使用済燃料に残ったナトリウムは、水プールに入れる前に蒸気により安定化処理を行う。本方式は、従来の蒸気及び水を用いた洗浄方式と比較すると、専用の洗浄槽が不要なため設備が合理化され、また液体廃棄物量も削減することができる。
　実用炉で検討している燃料集合体には、燃料の溶融に至るような過酷事故の際に、更に厳しい事故への発展を防止するため、溶融した燃料を燃料集合体から早期に排出するための内部ダクトと呼ばれる構造を設けている。これは従来にない構造であるため、本項目では、燃料集合体の乾式洗浄方式による洗浄性を試験により確認することとしている。
　平成18年度では、乾式洗浄試験を実施するための試験体及び試験装置の設計検討を行うとともに、試験体の一部を製作した。また、平成19年度では、試験体を継続して製作するとともに乾式洗浄試験装置の製作も行った。引き続き年度末にかけて乾式洗浄試験を行い、内部ダクトの洗浄性を確認する。

(4)TRU燃料輸送時の除熱技術の開発
　実用炉で検討している新燃料には、軽水炉及び高速炉の使用済燃料から回収された超ウラン元素（TRU）及びこれに随伴し混入する核分裂生成物（FP）が含まれている。特に回収TRUには、高発熱、高放射性の核種が含まれているため、TRU含有新燃料（以下、TRU燃料）は従来の燃料に比べて、高発熱、高線量となる。そのため、TRU燃料を輸送するキャスクは、遮へいが設けられることにより重量が重くなる。本項目では、TRU燃料を燃料製造工場から発電施設まで安全かつ効率良く輸送するキャスク概念を検討する。ここでは、発熱量が1〜3kW/体の新燃料を5〜10体収納できる輸送キャスクの概念構築を目標に設定した。
　平成18年度では、キャスクに適用する冷媒の調査を行った。抽出された冷媒候補について、燃料輸送キャスクとして要求される特性、取扱い性等の観点で評価し、TRU燃料輸送キャスクの冷媒としてヘリウムと水を選定した。また、燃料の条件として、製造側の制限値以下で最も発熱量の高いTRU燃料を選定し、キャスクの寸法や重量については、現状のインフラ施設が使用できることを条件として、キャスク概念の検討を実施した。ヘリウムキャスクについては、除熱性を高めるために、燃料集合体を収納するバスケットをアルミブロック構造にした。ヘリウムキャスクについて、除熱性を確認するための解析評価を行い、5体収納可能であることを確認した。5体収納用ヘリウムキャスクの構造概念を図6に示す。また、水キャスクについては、寸法及び重量の制限下で最大10体収納できる概念を構築した。
　平成19年度では、前年度の構造概念に基づき、キャスクと燃料集合体の詳細な温度解析を行っている。ヘリウムキャスクについては、キャスクの各部温度は設計条件以下であることを確認した。また燃料集合体の最高温度については約360℃となり、空気と接触すると表面が酸化する可能性があることから、受入設備側で設備対応を行う必要があることが分かった。

1)近澤他、“切込付炉上部機構に適用した新型燃料交換機の開発”、2007年2月

2)日本原子力研究開発機構、“高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究 フェーズII技術検討書-(1)原子炉プラントシステム-”、2006年4月