原子力システム　研究開発事業　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

　軽水炉利用の長期化が見込まれ、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。本研究開発では燃料・炉心設計と制御・安全解析によりスーパー高速炉の概念を開発し、伝熱流動と材料に関する主要な項目について実験を行いそのデータベースを構築する。これらの研究開発を通して原子力技術基盤の発展に貢献する。

２．研究開発成果

2.1　サブテーマ１：プラント概念の構築

　軽水冷却の高速炉では燃料棒間隙の狭い稠密燃料集合体を用いる必要があるが、貫流型炉では炉心流量が軽水炉よりはるかに少なくポンプも強力なので、圧力損失やポンプ動力の増加が設計上の制約にはならない。これを生かした合理的な炉概念を創出することを目標に、燃料・炉心・高温構造設計と制御・安全性検討を実施している。スーパー高速炉の原子炉構造を図１に示す。

2.1.1 燃料・炉心検討
2.1.1.1 燃料・炉心・高温構造設計

　まず燃料棒および炉心の１次案を設計した。次に局所ボイド反応度を負に保ちつつ出力密度を約300W/cm³まで高めた改良炉心を設計した（表１）。通常運転時について、炉内で最も厳しい条件に曝される燃料棒数本のふるまいを解析した。これをもとに、初期加圧量、ペレット-被覆管初期ギャップ幅、ペレット初期粒径の設定可能範囲を明らかにした。現在は制御・安全性検討から情報を得て異常な過渡変化時の燃料棒のふるまいを解析するとともに、他のサブテーマの成果を炉心設計にフィードバックしている。燃料棒に囲まれた様々な狭隘流路（サブチャンネル）の燃料被覆管表面の周方向温度分布を汎用流体解析ソフトで評価し、被覆管温度評価と設計の参考にするためのデータベースを構築している。燃料棒3本に囲まれた通常のサブチャンネルに加えて燃料集合体端の構造的非対称サブチャンネルを解析し、流路形状と温度分布の関係を検討した。更に燃料棒出力に分布を付け、非均一な発熱による流動の偏りが温度分布に与える影響を検討した。現在は燃料棒7本の小規模バンドル体系で解析を進めている。スーパー高速炉は原子炉容器の出入口冷却水温度差が大きく、高温構造設計面での検討を行っている。特に重要な部位として原子炉出口ノズル部、上部支持板部およびシュラウド部を選定した。代表的な熱過渡条件での応力を推定しその発生メカニズムを検討するともに、応力低減の具体案を検討した。現在は非弾性解析でラチェットやクリープを評価するとともに、合理的な設計手法の体系化を進めている。スーパー高速炉のバックエンド（燃料再処理および廃棄物処理処分）を含む燃料サイクルシステムとしての可能性を明らかにするために、水素化ジルコニウム層を含む多様なスペクトル場を持つこの炉の特徴を生かして核変換性能（高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核種を短寿命核種に変換する性能）を解析している。スーパー高速炉１基でPWR1.3基分のマイナーアクチノイドおよび2.1基分の超ウラン元素を変換できることを示した。現在は超半減期の核分裂生成物について解析・検討している。これらの解析・評価は、後述のバックエンドリスク評価と密接に連携して進めている。

2.1.1.2 核変換性能解析法整備

　核変換性能解析のためのコード群を整備した。最新の核データとスーパー高速炉の仕様に基づく断面積ライブラリを作成するとともに、燃焼計算結果に対する誤差評価手法を整備した。これはこの分野の最先端の研究である。現在は、核変換性能解析の誤差評価を進めている。

2.1.1.3 バックエンドリスク評価

　スーパー高速炉の環境負荷低減性を核変換性能解析と密接に連携しつつ評価している。まず人間健康影響リスク指標（被ばく線量率）と環境影響リスク指標（放射能毒性）を設定するとともに、重要な核種の環境中での物理的・化学的振る舞いを予測するための実験データを取得した。炉心設計から得られたスーパー高速炉の使用済み燃料データを解析し、上記リスクの低減にはCs-135とNp-237（及びその娘核種Th-229）の削減が有効であることを明らかにした。現在は核変換によるスーパー高速炉のバックエンドリスク低減量を評価するとともに、実験データ取得を続けている。

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

　3次元2流体モデルによる熱流動計算コードACE-3Dをサブテーマ2の実験との比較により検証することで、設計条件が少し変わっても、このコードを介して炉心伝熱流動実験データを次段階の本格的な研究開発と設計で利用できる。このためにACE-3Dを超臨界圧流体の解析ができるように改良し、サブテーマ２の7本バンドル体系の試験などと比較・検証した。また、本コードをシステム解析に適用するために、3次元解析機能に1次元解析機能を付加した。現在は、燃料集合体を簡略模擬した体系の実炉解析を進めている。

2.1.1.5 原子炉特性に関する考察

　電力ユーザの観点からスーパー高速炉に望ましい原子炉特性について考察している。対象項目として(1)燃料設計、(2)炉心設計、(3)安全性、(4)プラント特性を抽出した。これまでに、燃料設計および炉心設計に望ましい特性を考察した。現在は安全性に望ましい特性を考察している。

2.1.2 制御・安全性検討

　スーパー高速炉の制御性・安全性を解明するとともに、燃料・炉心設計へフィードバックする。
　プラント動特性解析により、原子炉出力を制御棒で、主蒸気温度を給水ポンプで、主蒸気圧力を主蒸気加減弁でそれぞれ調整する制御系の1次案を設計した。次に、主蒸気温度に加えて出力/流量比または出力または出力変化率を給水流量にフィードバックする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。安全確保の基本方針および安全系について検討した（図２）。想定される各種異常過渡事象を解析し、判断基準が満たされることを確認した。各種パラメータの影響を感度解析によって検討した。次に事故事象を解析し、特に厳しい全流量喪失事故時の安全性確保の観点から炉心仕様への改善要求をまとめた。現在は、冷却材喪失事故(LOCA)の解析を進めている。
　スーパー高速炉の原子炉格納容器は沸騰水型軽水炉と同様の圧力抑制型を想定している。高温高圧の蒸気が圧力抑制プールに放出されるときの凝縮特性は格納容器の動荷重評価と関連して重要である。粒子法による凝縮特性解析は数値流体力学の先端分野である。粒子法の凝縮特性解析への適用可能性について検討するため、グリッド計算機を用いて模擬流体（フレオン）の小気泡および大気泡の凝縮特性を解析し、圧力挙動や気泡形状などを評価した。現在は水中での凝縮解析を進めている。

2.2 サブテーマ２：炉心伝熱流動等に関する研究開発

　スーパー高速炉の熱流動設計に用いるデータを実験的に取得する。系統的で多様な実験が容易な模擬流体（フレオン）を用いた試験により、超臨界圧流体の伝熱流動特性、放出・凝縮特性および亜臨界圧の限界熱流束データを取得する。並行して超臨界圧水を用いた試験をおこない、模擬流体の試験結果から超臨界圧水の特性を推定する妥当性を確認する。

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

　円管試験体を用いて上昇流と下降流における定常および流量・圧力減少過渡時の試験を実施し、幅広い範囲の基礎伝熱流動特性データを得た。

2.2.1.2 燃料棒群特性試験

　ヒータピン7本を簡単な形状のグリッドスペーサで束ねたバンドル試験体Ｉを用いて、定常および流量・圧力減少過渡時の試験を実施した。前述の基礎伝熱特性試験で得られた管内流の結果と比較して、バンドル流れでは熱伝達劣化が生じにくいことを明らかにした（図３）。また、窒素ガスでバンドル流れを模擬する模擬流動試験装置を用いて、伝熱と密接に関連する流れの乱れを7タイプのグリッドスペーサについて測定した。最も乱れ効果が大きかった羽根付きグリッドスペーサを用いるバンドル試験体IIを製作した。現在は、この試験体を用いた試験を実施するとともに、グリッドスペーサの間隔を変えたバンドル試験対IIIを製作中である。

2.2.1.3 亜臨界圧限界熱流束試験

　円管試験体およびバンドル試験体Ｉで限界熱流束のデータを取得した。臨界圧近傍の亜臨界圧領域で限界熱流束状態が発生しやすいこと、この領域の限界熱流束は従来の整理式では予測できないこと、管内流と管外流で最高壁温が異なることを明らかにした。現在は、バンドル試験体IIを用いた試験を進めている。

2.2.1.4 放出・凝縮特性試験

　超臨界圧を含む高温高圧の模擬流体蒸気を低温低圧のプール液中に放出し、その際の凝縮挙動の基礎データを取得する試験装置を製作した。本装置を用いて、蒸気凝縮の際の圧力・温度変動を測定し、また凝縮様相を光学的に観察した。現在は本装置に放出特性試験装置を増設し、高圧流体の放出試験により臨界流などのデータ取得を進めている。

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

　単ピン形状の試験部を用いる定常試験により熱伝達係数評価のための基礎データを取得した。

2.2.2.2 燃料棒群特性試験

　図４に示す7本バンドルの燃料棒群特性試験部を製作し、超臨界圧水の流動特性基盤データを取得した。現在は、グリッドスペーサの形状を模擬流体試験のバンドル試験体IIと同様の羽根付きタイプに変更した新しい試験部で試験を進めている。

2.3 サブテーマ３：高耐久性燃料被覆管材料等の開発

　スーパー高速炉の被覆管材料に向けたオーステナイトステンレス鋼を開発し、その特性を明らかにする。大きな温度差がつく部位の熱応力軽減のための高耐熱性断熱材料を開発し、その特性を評価する。超臨界水への炉心材料溶出挙動評価手法を開発し、溶出特性の基礎評価を試みる。

2.3.1 炉心材料開発
2.3.1.1 炉心材料開発

　ナトリウム冷却高速増殖炉用に開発され、優れた高温クリープ強度を有するPNC1520の製造仕様を可能な限り踏襲しつつクリープ特性を損なわずに水環境での耐食性を改良することが、スーパー高速炉用の炉心材料開発の合理的な道筋となる。
　標準組成、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た。高温引張試の結果、ほぼ同一の短時間強度（0.2%耐力、引張強度）が得られた。高温クリープ強度も測定している。高温高圧水中（290℃、8MPa）および超臨界圧水中（600℃、25MPa）の全面腐食試験の結果、チタン添加型は標準組成の試作材よりも耐食性が若干劣ることがわかった。現在は、ジルコニウム添加型試作材および中性子照射材についても同様の腐食試験を進めている。高温高圧水中低ひずみ速度引張試験を標準組成、チタン添加型の未照射試作材ならびに標準組成の中性子照射材に対して実施した。チタン添加型およびジルコニウム添加型の試作材を製管し、短時間強度試験などを実施している。

2.3.1.2 複合環境照射試験

　照射と腐食の複合環境における材料挙動の解明を進めている。標準組成とチタン添加型試作材の超臨界水腐食試験により、標準組成の方が若干耐食性が良いことを確認した。高温イオン照射試験の結果、2x10^-1dpaまでの照射では両材料とも表面組織に未照射材との顕著な違いは認められなかった。また、両試作材に対して照射と腐食を重畳した複合環境照射試験を実施した。現ジルコニウム添加型試作材に対して腐食試験、照射試験および複合環境試験を進めている。

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

　大きい温度差に接する部位の応力低減のため高性能の断熱材料の開発が必須である。ジルコニア(ZrO₂)にイットリア(Y₂O₃)を8mol%固溶させた安定化ジルコニアである8YSZ(Yttria-Stabilized Zirconia)の粉末を用いて、焼結温度および造孔材の添加により密度が異なる焼結体を作製した。これらの表面を観察し熱伝導率を測定した。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（図５）。また、焼結体の断熱材への加工方法を決定した。現在は、熱応力および熱サイクルに対する機械強度評価を進めている。

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ジルコニアの外観を観察し、中性子照射により変色は生じるものの形状安定性は比較的高いことが確認された。現在は、中性子照射ジルコニアの熱定数を測定し、非照射材との比較により中性子照射の影響を評価している。

2.3.3 溶出特性評価手法の開発

　超臨界水への放射性核種移行挙動の評価手法を開発し、スーパー高速炉環境での炉心材料合金元素溶出特性を評価している。試験装置を製作しステンレス系の放射化材料の溶出特性試験を300℃〜550℃の範囲で実施した。材料の腐食量は温度に対して加速度的に増加する一方で、逆に水への溶出量は温度とともに大きく低下するという興味深いデータを得た（表１）。現在は溶存酸素濃度を変えて試験を継続し、溶出特性の環境依存性を評価している。

３．今後の展望

　平成17〜20年度の事業項目を実施し、当初の目標を計画通り達成しつつある。サブテーマ1「プラント概念の構築」では、燃料、炉心、高温構造、安全性などの連携した解析と総合評価によって、スーパー高速炉の概念と特徴を定量的に明らかにする。サブテーマ2「炉心伝熱流動等に関する研究開発」では、模擬流体および超臨界圧水で７本バンドルの試験を実施し、特にグリッドスペーサの効果に注目して伝熱流動特性を解明し、超臨界流体の熱伝達相関式などのデータベースをまとめる。サブテーマ3「高耐久性燃料被覆管材料等の開発」では、PNC1520の改良材の開発・評価、照射と腐食を重畳した試験を行い、オーステナイトステンレス系の被覆管候補材料を明らかにする。断熱材料について機械強度と中性子照射の影響を評価し候補材料の特性をまとめる。炉心材料の冷却水への溶出特性については、水環境の影響を評価し溶出特性の概要を解明する。なお、成果報告会は毎年開催している。平成20年10月の第16回環太平洋原子力会議（16PBNC）では本事業の成果を12件発表した。ＳＣＷＲはカナダをリード国として第四世代原子炉国際フォーラム（ＧＩＦ）で研究開発中である。本研究開発の成果は世界のＳＣＷＲ研究開発を牽引するものとしてＧＩＦに提供予定である。