原子力システム研究開発事業及び原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ　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

１．研究開発の背景とねらい

　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・コンパクト化および高い熱効率という利点に加えて、減速材が不要で熱中性子炉より高出力密度である高速炉の特徴を生かすことができる。日本発の概念で第４世代原子炉にも選ばれている。
　本事業では超臨界水を冷却に用いることで貫流型による原子炉システムの簡素化・コンパクト化と発電効率向上を実現しうる革新的原子力システムとしてスーパー高速炉の概念を開発し、その概念としての成立性を示すと共に、伝熱流動と材料に関する主要課題について実験し、開発の基盤となる基礎的なデータベースの構築を目標とする。

２．研究開発成果

2.1　サブテーマ１：プラント概念の構築

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、制御・安全、高温構造設計と密接に連携しつつ設計を進め、スーパー高速炉の概念と性能を明らかにした。具体的には、リファレンスとなる炉心（基本炉心と呼ぶ）の燃料棒の一次案を設計するとともに、3次元核熱設計手法により基本炉心（約700MWe）を設計し、設計目標である軽水炉(約100kWe/cc,PWR)を上回る高出力密度(約160kWe/cc)、高い冷却水出口温度（500℃以上）を達成した。これをもとに改良炉心②を設計した。さらに制御・安全検討と一体的に改良をすすめ、燃料棒の細径化をはかるとともに、炉心構成や流量配分、プルトニウム富化度分布を改良することで、事故時と異常過渡時の燃料被覆管温度基準(それぞれ1260℃と850℃)を満たす改良炉心③を設計した（図1）。これにより、設計目標、設計基準、安全基準を満たす炉心概念を創出し、特性を明らかにした。
　スーパー高速炉は燃料棒間隔が約1mmと小さいので様々な狭隘サブチャンネルの被覆管周方向温度分布を３次元汎用流体解析コードを用いて感度解析し、そのデータベースを構築した。炉心設計の改良に対応した圧力容器、原子炉構造、原子炉内部構造の寸法・構造を具体化した高温構造設計試案を完成させた。蒸気出口ノズルおよび上部多孔板の定常時、過渡時の熱応力を安全解析結果を参考に解析し、構造健全性が確保できることを確認した。　

2.1.1.2　核変換性能解析法整備

　核変換性能評価に必要な燃焼計算コードを整備し、スーパー高速炉解析用の炉定数ライブラリを作成した。バックエンドリスク評価で重要となる代表的な長寿命核種について燃焼燃料組成の誤差を評価し、スーパー高速炉の使用済み燃料組成に対する誤差とその要因を明らかにした。主要核種の核データ起因誤差は、マイナーアクチノイド（MA)装荷に関係なく１%以下であることがわかった。核変換性能の誤差評価法は炉物理分野の最先端の成果である。

2.1.1.3　バックエンドリスク評価

　バックエンドリスクを炉物理と廃棄物処理処分の観点より一体的に研究し、水素化物層を含むため多様なスペクトル場を持つスーパー高速炉の核変換性能を評価した。超ウラン元素（TRU）、MAのみならず長寿命核分裂生成物のバックエンドリスクを考慮した。人間影響評価指標（被ばく線量率）と環境影響リスク指標（環境中に放出される放射性物質の毒性）を指標として採用し、バックエンドリスクの重要核種を選んだ。スーパー高速炉１基でPWR約11.6基分のMAおよびPWR約3.1基分のTRUを変換できることを明らかにした。⁹⁹Tcおよび¹²⁹Iに対するスーパー高速炉の核変換性能のサポートファクターは液体金属高速炉に対しそれぞれ4.6倍と1.1倍である。¹³⁵Csは中性子捕獲断面積が小さく核変換できないが、マルチリサイクルで閉じ込める方策がある。

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

　超臨界から亜臨界圧まで扱える3次元2流体モデルによる熱流動計算コードACE-3Dを整備し、起動・停止、事故時等を含む熱流動解析を可能にした。サブテーマ２の超臨界圧流体実験データで検証し、有効性を確認した。

2.1.1.5　原子炉特性に関する考察

　原子炉ユーザーの立場からスーパー高速炉の燃料、炉心、安全性、プラント特性の望ましい特性を考察し、設計改良に役立てた。

2.1.2　制御・安全性検討

　プラント動特性解析コードを用いて従来の制御方式に、出力/流量比偏差、出力偏差、出力変化率のフィードバック項をそれぞれ加えた3種類の改良制御系を設計した。出力/流量比を一定に保つ効果により、改良制御系は出力変更時の主蒸気温度変動を低減できることを確認した。貫流型で高出力密度、かつ冷却水密度反応度フィードバックが小さいスーパー高速炉の特性を考慮した安全系を設計した。改良炉心③について通常運転時および異常な過渡変化事象・事故事象時の燃料解析を実施し、いずれの事象も最高被覆管温度や最高使用圧力などの安全基準を満たすことを明らかにした(図2)。
　炉心緊急減圧時等に評価が必要となる蒸気の液体中での凝縮特性の数値解析法がない問題に対処するため、革新的数値解析法である粒子法により凝縮特性を解析する方法を検討した。さらに発展的に研究し実験値との比較を行い良い一致を得た。従来の数値解析法では困難であった凝縮特性解析について途を開いた。
　プラントコンパクト化について検討し、貫流・直接サイクル型(SG・加圧器・再循環系削除、2ループ、高い比エンタルピー蒸気）、高出力密度・原子炉圧力容器小型化等により格納容器必要体積やフットプリントが同程度出力の軽水炉に比べて半減できる可能性があることが分かった。

2.2　サブテーマ２：炉心伝熱流動等に関する研究開発

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

　実機の狭い燃料棒間隔流路に相当する小内径の円管試験体を用いて試験した。実機と同じ定格条件では、上昇流と下降流ともに正常熱伝達の特性を示し、熱伝達は Watts-Chou の相関式でよく再現できることを明らかにした。

2.2.1.2　燃料棒群特性試験

　模擬流体伝熱流動試験装置を用いてスペーサの形状と間隔を変えた４種類の７本バンドル試験体（Ⅰ〜Ⅳ）で試験し、熱伝達率と圧力損失のデータベースを構築した。バンドル流れでは、熱伝達劣化は生じにくいことを明らかにした。各バンドル試験体について熱伝達の相関式を作成した(図3)。試験体Ⅳの羽根付き型スペーサを用いると、高エンタルピーの過熱蒸気域でも、良好な伝熱が維持されることを明らかにした。スペーサの圧力損失係数の相関式を作成して、加熱流におけるバンドル流れの摩擦圧力損失の予測方法を確立した。

2.2.1.3　亜臨界圧限界熱流束試験

　円管、バンドル試験体Ⅰ及びⅡを用い、限界熱流束が生じやすい臨界圧近傍で限界熱流束試験を実施した。臨界圧近傍の亜臨界圧域では、膜沸騰による限界熱流束状態が発生しやすいことを明らかにして、この領域の限界熱流束のデータベースを構築した。

2.2.1.4　放出・凝縮特性試験

　超臨界圧の高温蒸気をプール液中に放出し、その際の凝縮挙動のデータベースを構築した。超臨界流体の凝縮に伴う圧力振動の振幅は、サブクール度の増加とともに増大し、あるサブクール度で最大となった後減少する傾向を示すことを明らかにした 。超臨界圧過熱蒸気の気中放出試験を行い、放出過程における流量変化は、圧縮性流体力学の考え方を適用して見積もることができることを明らかにした。

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

　単管形状で非加熱の基礎伝熱試験部（Ⅰ）と燃料棒を模擬したヒータを持つ単ピン形状の基礎伝熱試験部(Ⅱ)を用いた実験により、圧力損失および熱伝達係数評価のための基礎データを取得した。これらの基礎データは熱流動計算コードACE-3Dの計算精度の検証に活用された。

2.2.2.2　燃料棒群特性試験

　スペーサを有する実機の燃料棒集合体を模擬した7本バンドル形状の燃料棒群特性試験部を設計製作し、燃料棒群特性試験をおこなって熱伝達および圧力損失に関するデータを構築した。これらの結果により模擬流体を用いた炉心伝熱流動に関する試験結果から実際の超臨界圧水の伝熱流動を推定することとの妥当性を確認した。

2.3　サブテーマ３：高耐久性燃料被覆管材料等の開発

2.3.1　炉心材料開発

2.3.1.1　炉心材料開発高温

　クリープ特性に優れたオーステナイト鋼被覆管材料PNC1520（以下、標準組成PNC1520と呼ぶ。）をベースに、チタン添加型およびジルコニウム添加型の試作材を製作し、高温クリープ特性試験、高温高圧水中（290℃、8MPa）および超臨界圧水中（600℃、25MPa）での腐食挙動試験(図4)、中性子照射材腐食挙動試験などを実施した。ジルコニウム添加型材の高温クリープ特性は標準組成PNC1520と同等であることがわかった。高温高圧水中および超臨界圧水中の腐食挙動試験の結果、ジルコニウム添加型が腐食、強度とも優れた特性を示す。

2.3.1.2　複合環境照射試験

　高温高湿セル内での複合環境照射試験を実施した。3種類の試作材（標準組成PNC1520、チタン添加型材、ジルコニウム添加型材）のなかでジルコニウム添加型材は全面腐食、粒界感受性、照射硬化の面から最も優れた特性を示した 。

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

　高耐熱性断熱材料の候補材料として、高温安定性と中性子吸収特性などにより、ジルコニアにイットリアを固溶させたイットリア安定化ジルコニア（YSZ: Yttria-Stabilized Zirconia）を選定した。造孔材添加量や焼結温度の最適化によって、焼結密度がジルコニアの25％程度、熱伝導率がジルコニアの20分の1程度の高性能な断熱材料が得られた。

2.3.2.2　高耐熱性断熱材料の照射挙動評価

　高速実験炉「常陽」で中性子を照射したYSZの熱定数を測定し、中性子照射の影響を評価した。その結果、照射の影響で促進されるイットリア相分離による熱拡散率上昇と、照射に伴う照射欠陥の形成による熱拡散率低下により、熱定数に温度依存性が生じることが明らかになった。

2.3.3　溶出特性評価手法の開発

　臨界圧水中におけるステンレス系放射化材料の溶出挙動評価試験装置を開発し、スーパー高速炉環境での炉心材料の溶出特性を評価した。超臨界水条件での温度特性試験では、400℃以上で材料の酸化腐食、溶解度低下、水の物性変化などが重畳することにより擬臨界温度以下の条件に比べ、溶出が著しく低下することがわかった（図5）。同じ酸化皮膜状態下でも、温度の変化に伴う水の物性変化によって溶出挙動が大きく変化することが分かった。同じ水の環境下でも、初期の酸化皮膜が厚いと溶出が抑制されるとの知見が得られた。温度や溶存酸素濃度などの水環境条件を複合的に変化させた条件も含めて溶出特性の基礎データベースを構築した。

2.4 まとめ

　平成17−21年度の事業項目を実施し、当初の目標を計画通りすべて達成した。さらに想定以上の成果を得た。プラント概念開発・伝熱流動・材料と多くの分野からなる研究開発チームを一体的に運営し組織的な研究開発を行い世界をリードする成果を挙げた。

３．今後の展望

　本研究開発の展開発展型に採用され、実用炉の概念とその最適化、伝熱流動と材料・冷却材相互作用の重要課題について発展的に研究を行う。中国では実験炉建設が計画されており、欧州では炉内ループによる試験計画がある。これらの世界の研究開発をリードしつつ新たな展開を開きたい。この炉はまだ建設されたことがないが、実験炉が建設されると実用炉開発リスクの大幅低減が期待できる。