原子力システム　研究開発事業　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

　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。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[1]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

　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、H20 年度までに、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、実験計画法から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。H21 年度は、予測した最大熱応力の保守性を熱応力の分布傾向に基づき確認し、実験計画法に基づくプラント熱過渡条件設定法を提案する。研究内容を図1に示す。
　構造解析法に関しては、これまでに、原子炉容器の実機運転条件下での応力ひずみの発生メカニズムの分析を行い、ひずみの発生機構を模擬するための構成モデルの開発を実施している。その中で、温度依存性、繰返し硬化特性を表現できる高精度構成モデルの開発及び汎用プログラムへの組込み・検証を継続実施するとともに、過去に実施した材料挙動試験について、上記候補構成モデルの適用性等を分析するために再現解析を継続実施している。さらに、多軸試験及び構造物モデル挙動試験を実施している。図2 は薄肉円筒試験片を使った2 軸繰返し挙動試験の概念と試験結果の一例を示している。また、平成20 年度明らかになった時効の影響について、その要因とメカニズムを検討するための試験を継続実施している。

　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、中間保持クリープ損傷、長時間高温使用中の時効、及びラチェット変形とクリープ疲労損傷の相互作用といった実機運転中に考えられる現象を模擬した各種の強度試験を継続実施するとともに、強度評価法の暫定案を提示し、その検証を開始した[2]。
　原子炉容器の設計評価技術と適用性確認に関しては、荷重設定法、構造解析法、強度評価法を組み合わせた評価体系の試適用に着手している。また、将来の規格基準化のための根拠となる検証データ等を蓄積するデータベースの構築を継続した。

（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、研究開発を行っている。 大型炉向けSV 方式FFDL システム開発に関しては、これまでに、実用大型炉の要求条件に基づきSV 方式FFDL システムを構成する機器の詳細構造を検討し、これらの機器が原子炉の炉上部構造、回転プラグ内配置と整合する見通しを得ている。また、詳細構造検討結果を基に、セレクタバルブ耐久試験装置の設計・製作を実施し、大型セレクタバルブの製作性を確認している。セレクタバルブ耐久試験を終了し、セレクタバルブ摺動部の耐久性評価作業に着手している。さらに、DN 検出器の検出効率を遮へい解析により評価し、スリット部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ている。この検出性能予備評価、ガス系及び安全系破損燃料検出系（FFD）を含めた定格出力時における運用方法の検討により、定格出力時において、FFD が破損を検知した後にFFDL を起動することで、破損規模が原子炉スクラムレベルに達する前に破損燃料の同定又は絞り込みが完了する見通しを得ている。図3 にFFDLの代表的な運用例を示す。また、原子炉起動時、及び部分負荷運転時等の中間出力時における検出性能評価を実施している。

　スリット部における破損燃料位置検出のための冷却材サンプリング管は燃料集合体直上の炉心上部機構に取り付けることができないため、スリット近傍位置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）による流況計測試験と3 次元流動解析を実施している。試験結果と解析結果が概ね一致していることから、3 次元流動解析モデルによる予測の妥当性を確認している。図4に試験及び解析により得られた流速分布を示す。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模擬FP（核分裂性生成物）の目標サンプリング濃度を満足していること、及び破損燃料の位置特定に有効なピークを保有する濃度分布が取得できることを確認している。図5 に濃度計測試験結果の例を示す。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、濃度分布解析はサンプリング濃度を予測できることを明らかにしている。さらに、原子炉内に設置するSV-FFDL ユニット数を削減することを目標に、改良FHM プラグ構造を用いた1/5 部分モデル水試験を実施して、SV-FFDLユニット数を削減できる可能性を示している。

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、(1)熱過渡の影響因子と発生熱応力の関係を直接把握し、設計時の不確定要因による応力の変動を包絡する系統熱過渡荷重設定法を開発する。(2)実機応力場の特徴を模擬した精密制御高温材料試験データに基づき開発した非弾性解析法について、構造物ひずみ計測試験により検証することにより、推奨構成モデルとしての要件の充足性を確認する。また、非弾性解析に基づく設計評価ガイドラインを整備する。 (3)原子炉容器の支配破損様式となるラチェット変形とクリープ疲労に関して強度評価法を開発し、実機条件を模擬した熱応力による構造物強度試験により検証する。(4)原子炉容器の設計例題に対して上記提案手法による評価を行い、その適用性を示す。
　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は、原子炉容器内構造物等の配置と整合したSV-FFDL システムの構造検討及び検出性能評価に加えて、セレクタバルブのナトリウム中における摺動部等の耐久試験を実施して実機適用性を検証する。スリット部における破損燃料位置検出については、濃度計測試験データにより、原子炉に設置するSV-FFDL ユニット数を判断するとともに、3 次元流動解析を交えて、スリット部のサンプリング手法の実機への適用性を確認する。

４．参考文献

[1] 発電用新型炉の高温構造設計手法と３次元免震技術の開発、井上和彦,柴本 宏,高橋健司,生玉真也,森下正樹,青砥紀身,笠原直人,浅山泰,北村誠司、原子力学会、原子力学会誌, Vol.48,No.5(2006)

[2] 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発−その２：中間保持クリープ疲労評価法−、川崎信史,加藤章一,山内雅文,永江勇二,菊地浩一,笠原直人、JSME 2009 年次大会、(2009)