原子力システム　研究開発事業　成果報告会資料集

燃料取扱い系システムの開発

１．研究開発の背景とねらい

　本事業では、高速増殖炉サイクル実用化研究開発（以下、FaCT）で開発を進めているナトリウム冷却炉（以下、実用炉）に適合する燃料取扱い系システムの技術開発を行う。課題は、経済性向上のためのコンパクト化された原子炉構造に適合可能なこと、燃料交換時間短縮による稼働率向上、廃棄物処理系の負荷低減、高発熱TRU 新燃料の輸送効率を向上させることである。これらの課題に対して、以下の技術開発を行う。
(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（燃料交換機の開発）
(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（ナトリウムポットの開発）
(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（洗浄システムの開発）
(4)TRU 燃料輸送時の除熱技術の開発（輸送キャスクの開発）

２．研究開発成果

　本事業は、平成18 年度から4 カ年計画で実施している。全体の概略工程を図1 に示す。以下にはこれまでの成果について記載する。

(1)燃料交換機の開発
　FaCT では、経済性向上の一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。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、この狭隘なスリット部にアクセスし、燃料交換を行う。
　平成18 年度は、これまでの研究開発で提案された2種類の候補（パンタグラフ式とマニプレータ式）について概念検討を行い、通常運転機能、保守・補修性及び異常時対応性等の評価を行った。狭隘部の遠隔操作という実用炉特有の条件下において、折り畳み不能となった異常時に、駆動軸を外部から強制的に引き上げる操作のみでアームが折り畳め、燃料交換機の取出しが可能となるパンタグラフ式の方が適応性は高いと判断し、平成19 年度以降の技術開発の対象に選定した。平成19 年度では、試験装置の製作設計を行い、構成機器の製作を行った。平成20 年度では、試験装置の全体組立を実施し、燃料交換機の剛性、作動性、位置決め精度等に関わる試験を実施し、実用燃料交換機に要求される位置決め精度、作動性を満足することを確認するとともに、実機設計用データを取得した。試験装置の全体概要を図3 に示す。
　平成21 年度は、異常時対応性に関わる試験として、電源喪失を想定した試験を行い、設計の妥当性を評価するとともに、これまでの試験結果に基づき、実用炉用燃料交換機の実機設計を行う予定である。

(2)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炉心構成要素の数が約220 体（燃料集合体165 体、制御棒57 体）と想定される。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つながり、稼働率の向上に寄与できるため、FaCT では使用済燃料集合体2 体を同時に移送することを検討している。高い発熱量を有する使用済燃料集合体を安全に移送するためには、移送中に燃料の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。そのため、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。本項目では、コーティング施工されたフィン付きナトリウムポットが使用済燃料集合体を2 体収納した状態で、移送中の異常（原子炉上部吊り上げ停止）が生じた場合を想定した試験を行い、ナトリウムポットの冷却能力の評価を行うこととしている。
　平成18 年度では、ポット外面のフィンの加工性、コーティング施工性を試験により確認し、後述のナトリウムポット試験体のフィン形状、コーティング施工法を設定した。また、ナトリウムが付着しているコーティング面からの輻射率を測定するための輻射率測定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、ナトリウムが付着したコーティング面からの輻射率データを取得した。また、平成20 年度の試験に使用するナトリウムポット試験体、試験装置製作及びナトリウム試験ループへの据付を行った。ナトリウムポット試験体のナトリウムポット部を図4 に示す。
　平成20 年度は、実規模大のナトリウムポット試験体を用いて除熱能力を確認する試験を実施し、輻射伝熱に関する特性データを取得した。また、ナトリウムポットの除熱性能を評価するための解析手法を開発し、試験データに基づき検証し、解析モデルの妥当性を確認した。
　平成21 年度は、ナトリウム環境における除熱量低下の要因と除熱特性への影響を把握する試験を実施するとともに、これまでの試験で得られたデータに基づき実機解析を実施し、ナトリウムポットの成立性評価を行う予定である。

(3)洗浄システムの開発
　使用済燃料は、炉外燃料貯蔵槽（EVST）に収納し、一定期間冷却した後に取り出され、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。FaCT では、使用済燃料が、燃料出入機によりEVSTから吊り上げて取り出す途中で、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乾式洗浄方式を検討している。乾式洗浄方式の概念を図5 に示す。本方式は、従来の蒸気及び水を用いた洗浄方式に比べ、専用の洗浄槽が不要で、液体廃棄物量も少ない。一方、FaCT 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。本項目では、内部ダクトを有する燃料集合体の洗浄性を試験の結果に基づき評価を行う。
　平成18 年度は、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、内部ダクト部を模擬した試験体（内部ダクト試験体）の製作を完了した。平成19 年度は洗浄試験装置と燃料集合体を模擬した試験体（模擬集合体）の製作を完了するとともに、内部ダクト試験体を用いた試験を行い、内部ダクト内ナトリウムのドレン性及びナトリウム除去性に関するデータを取得した。平成20 年度は、模擬集合体を用いた試験を行い、実用炉燃料の残留量を評価するためのデータを取得した。
　平成21 年度では、試験で取得したデータに基づき、実用炉燃料集合体への残留ナトリウム量の予測評価を行う。

(4)輸送キャスクの開発
　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）が含まれているため、従来の燃料に比べて高発熱、高線量となる。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よく輸送するキャスク概念を検討する。本項目では、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 年度は、キャスクに適用する冷媒の調査を行い、特性、取扱い性等からヘリウムと水を選定した。また、燃料の発熱条件を2.2kW/体に設定して、5 体用ヘリウムキャスク、10 体用ヘリウムキャスクの概念を構築した。5 体用ヘリウムキャスクの概念を図6 に示す。平成19 年度ではキャスクの温度解析を実施し、キャスク、燃料の各部の温度が制限値以下であることを確認した。
　平成21 年度では、燃料の発熱量をパラメータとして、収納できる燃料集合体の体数とキャスクの主要仕様を検討し、設計データを取得する予定である。

３．今後の展望

(1)燃料交換機の開発
　平成21 年度に実施する実用炉用燃料交換機の実機設計データについては、平成22 年度以降にFaCT にて実施するナトリウム中環境下での信頼性・耐久性を確認する試験の検討に活用する。

(2)ナトリウムポットの開発
　これまでの試験結果及び平成21 年度に実施する実機解析結果については、燃料出入機冷却設備等の関連設備の設計検討に活用する。

(3)洗浄システムの開発
　平成21 年度に評価を行う実用炉燃料集合体の残留ナトリウム量については、使用済燃料プール浄化系設備等の関連設備の設計検討に活用するとともに、不活性化処理に関する試験の検討に活用する。

(4)輸送キャスクの開発
　平成21 年度に評価した収納体数については、新燃料受入設備の設計検討及び新燃料受入作業工程検討に活用するとともに、構築した概念は、今後FaCT で実施する除熱試験の検討に活用する。

４．参考文献

1)近澤他、“切込付炉心上部機構に適合した新型燃料交換機の開発”、JAEA-Research 2007-001、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-”JAEA-Research 2006-042、2006 年4 月