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

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

１．研究開発の背景とねらい

図-１ 原子炉容器コンパクト化と研究開発の目的

　経済性向上に有効な原子炉容器のコンパクト化を実現するため、容器径の増大要因となる熱応力に対する保護設備の削除と、燃料交換機の小型化を実現するスリット付き炉上部機構の採用が期待されている（図-１）。このため、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を検出可能なセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器（SV方式FFDL）を開発する。

２．研究開発成果

（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

図-2　実験計画法を用いた最大熱応力と裕度

　原子炉容器の高温構造設計に必要な荷重設定法、構造解析法及び強度評価法を組み合わせトータルな評価を可能とする設計評価技術を開発している。荷重設定法に関しては、原子炉容器で高い熱応力が発生する上部胴及び炉心支持スカートと原子炉容器の接合部を対象として、応力に対する主要な影響因子を摘出・整理し、実験計画法を用いて熱応力が最大となる影響因子の組み合わせと最大熱応力の予測を行った。また、予測した最大熱応力の保守性を熱応力の分布傾向と対比して示した。図-2に示す。以上より、実験計画法に基づく系統熱過渡荷重設定法を提案した[1][2]。
　構造解析法に関しては、実機挙動分析を通して原子炉容器のラチェット変形機構を明らかにするとともに、非弾性解析の核となる構成モデルの開発及び汎用構造解析プログラムへの組込みを行った。開発構成モデルは、簡易モデルと位置付けられる多直線応力反転リセットモデル（MK-SRRモデル）と、高精度モデルと位置付けられる二曲面繰返し硬化モデル（TCPモデル）が含まれる。これらの構成モデルの検証及び妥当性確認のため、材料挙動試験、構造要素挙動試験、及び構造物モデル挙動試験を実施した。また、設計解析用の構成モデルの備えるべき要件を整理するとともに、設計評価に非弾性解析を適用するためのガイドライン暫定案をまとめた。
　強度評価法に関しては、原子炉容器の主要破損様式であるクリープ疲労とラチェット変形の評価法に関連し、評価手法暫定案の提示と、この検証のための各種強度試験を実施した。時効試験及びラチェットクリープ疲労試験の結果から、クリープ疲労寿命評価に対して、時効及び2%以下の累積非弾性ひずみによる強度低下を考慮するための修正は必要ないとの判断を行った。また、応力緩和軌跡法に基づくひずみ集中評価法とその適用条件を提示した。さらに合理的なクリープ緩和初期応力を設定できる中間保持クリープ損傷評価法を提案し、単軸試験及び構造物モデル強度試験によってその妥当性を示した。
　荷重設定法、構造解析法、強度評価法を組み合わせ、原子炉容器の高温構造設計評価技術を開発し、FaCTプロジェクトにおける設計研究に資する構造設計方針書として、「系統熱過渡荷重設定に関するガイドライン」、「非弾性設計解析に関するガイドライン」、「実用高速炉高温構造設計方針」を整備した[3]。さらに、その解説書と根拠となる試験結果のデータベースを作成した。構造健全性上の課題となる容器上部、容器中間部及び容器下部を対象に設計例題を設定し、上記で開発した原子炉容器構造設計評価技術の適用性を確認した（図-3）。原子炉容器液面近傍部に生じるラチェットひずみに関して、従来法（DDS弾性解析）に比較して提案法（MK-SRRモデルとMKモデルによる非弾性解析）による予測ひずみ合理化されていることが分かる。

図-3　原子炉容器の設計評価技術と適用性確認

（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

　本項目は、①大型炉向けSV方式FFDLシステム開発、及び②スリット部のサンプリング手法開発の2課題に関し、研究開発を行った。大型炉向けSV方式FFDLシステム開発に関しては、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、遅発中性子（DN）検出器等のシステムを構成する機器の基本構造を構築した。この結果に基づいてセレクタバルブの実寸大モックアップを試作し、大型化に伴う製作性に問題がないことを確認した。さらに、セレクタバルブ摺動部について、耐久試験を600℃の高温ナトリウム中において実施し、寿命中は機能を維持できることを確認した。また、遮へい解析から求めたDN検出器の検出効率、DN先行核の輸送時間などの各種条件を考慮して、燃料破損規模とその検出に要する時間を評価した。さらに、上記の検出性能評価を踏まえて、原子炉スクラムレベル（暫定2500cm²R）に至るまでに破損燃料の同定または数体への絞り込みが可能なFFDLの運用方法を考案した（図-4）。以上により、設計寿命60年の実用大型炉において、所定の性能を満足するFFDLシステムを構築できた。
　炉上部機構（UIS）は燃料交換用のスリットを設ける構造としている。このスリット部直下の集合体について破損燃料位置検出のための冷却材サンプリング管は集合体の直上に取り付けることができないため、UIS内部に設けたノズルからのサンプリング手法の開発を行っている。これまでに、スリット周辺の流況を把握するため、1/10全炉心モデルを用いた粒子画像流速測定法（PIV）による流速場計測と3次元流動解析を実施した。試験結果と解析結果は概ね一致し、3次元流動解析による予測の妥当性を確認した[4]。また、スリット部とその近傍を部分的にモデル化した1/5部分モデル試験を実施して、スリット部に位置する全ての燃料集合体についてUIS内のサンプリングノズルにて模擬DN先行核の目標濃度（破損集合体出口濃度で規格化した値で2％以上）を満足していることを確認した（図-5）。1/5部分モデル水試験を対象とした濃度分布解析を実施し、3次元解析によりサンプリング濃度を予測できることを明らかにした。さらに、UISスリット部の正面に設置する円筒構造物の下端形状を改良し、スリット外周部の集合体についてもUIS内部のサンプリング管だけで目標濃度の模擬DNを採取できることを明らかにした。これにより、SV-FFDLユニット数を2体に削減できることを示した。

図-4　FFDLの代表的な運用方法（安全系FFD含む）

図-5　濃度計測試験結果（1/5部分モデル）

３．今後の展望

　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に関しては、適用範囲の拡大と検証データの拡充を通して設計・建設規格にその成果を反映することにより、高速炉の建設に貢献するものと考えられる。また、荷重と構造応答に関しては、これを連携させて発生応力の確率分布を評価できるようにした。この方針をさらに強度評価まで含めて進めることにより、「荷重-構造応答-強度一貫評価に基づく積極的な最適設計法」が実現可能になり、さらなる安全性と経済性の向上に寄与するものと考えられる。さらに、本技術は荷重と強度の両者の確率分布の比較に活用可能であることから、荷重・耐力係数法等と組み合わせることにより新しい信頼性設計を実現するものと期待される。
　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について、本研究成果によりJSFRに適合する破損燃料位置検出器の技術的実現性を示した。

４．参考文献

[1] 高速炉原子炉容器の熱荷重設定法の開発　(1)熱荷重設定法と手法開発の意義、佐藤健一郎,徐陽,佐藤充,神島吉郎,笠原直人、日本原子力学会、2010年秋の大会

[2] 高速炉原子炉容器の熱荷重設定法の開発　(2)実験計画法を用いた手法開発及び原子炉容器への適用、徐陽,佐藤健一郎,佐藤充,神島吉郎,笠原直人、日本原子力学会、2010年秋の大会

[3] Naoto KASAHARA, Kenichiro SATOH, Kazuyuki TSUKIMORI and Nobuchika KAWASAKI, Proposals of guidelines for high temperature structural design of fast reactor vessels, ASME, PVP2010-25414, (2010)

[4] H. Kamide and K. Aizawa, et al., “Investigation on Slit Jet through Upper Internal Structure (UIS) in Highly Compact Vessel of Sodium-Cooled Fast Reactor,” AESJ, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 47, No. 9, pp. 810-819(2010)