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

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、平成21 年度に終了した。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、炉内の炉上部機構（以下、UIS という）に切り込み（スリット）を設け、その中を燃料交換機（以下、FHM という）のアームが移動する新たな概念を採用することで、UIS を炉心上部から移動させることなく燃料交換を可能とし、炉容器径の拡大を抑えてコンパクト化を図っている^1）,2）。本項目では、十分な剛性、位置決め精度、及び、動作速度を有する実用炉用FHM の概念を構築する研究開発を実施した。
　開発にあたっては、実用炉のプラント仕様を考慮して、機器機能、安全、異常時対応、保守・補修等の観点からFHM の設計要求を設定し、これに適合するパンダグラフ式のFHM 概念を具体化した。この概念の実機適用性評価に必要なデータを取得するため、実寸大の燃料交換機試験体を用いた気中での実規模動作試験を実施した。その結果、位置決め精度については、燃料集合体等の荷重の影響でアームが傾き、制御盤指示位置と実位置にずれが生じるが、制御盤での指示値を補正して制御することで（図2 中一点鎖線）アーム開閉動作に係る位置決め精度を±1mm とする見通しを得た^3）。また、試験データに基づき実用炉用FHM の設計を行い（図3）、設計要求に基づく実機適用性を評価して、剛性、位置決め精度、燃料交換速度に関して要求に適合すること、設計基準地震動に対して周辺機器との干渉を回避できることを確認し、スリット付きUISに適用可能な実用炉用FHM の成立性を見通した。

（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。燃料交換時間の短縮はプラントの停止期間の短縮につながり、稼働率向上に寄与できるため、FaCT では使用済燃料集合体2 体の同時移送を検討している。高発熱量の使用済燃料集合体を安全に移送するためには、移送中の異常を想定しても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、コーティング施工し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った。
　実規模大のナトリウムポット試験体を用いた試験を行う準備として、まず、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てナトリウムポット試験体のフィン形状、コーティング施工性を設定した。また、試験片レベルにより、ナトリウムが付着したコーティング面からの輻射率測定試験を行い、除熱性能評価に用いるための輻射率データを取得した。
　実規模大のナトリウムポット試験体により除熱能力を確認する試験では、図4 に示すように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て、解析モデルの妥当性を確認した。本試験の結果では、ポットの案内管内筒へ蒸発ナトリウムが再付着することにより、輻射率が0.32 まで低下することが観察された。このため、ポット冷却系の設計評価では輻射率低下の不確かさを考慮して、実機ではポット案内管は基本的にナトリウム浸漬しないが、ナトリウム浸漬により内筒へナトリウム付着させた場合の試験結果から、輻射率を0.1 として保守的に実機ポット除熱解析を実施した。本評価結果から輻射による間接冷却に加えて裸燃料取扱いのために設置されているAr ガス系を用いた直接冷却を新たに併用することにより、大きな設備変更なしに設計要求を満足できることを確認し、2 集合体ポットの実機適用性の見通しを得た。

（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。水プール貯蔵の前には、使用済燃料に付着しているナトリウムの除去が必要である。FaCTでは、使用済燃料を燃料出入機によりEVST から吊り上げて取り出す途中において、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。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 で採用した燃料集合体には、炉心燃料の溶融に至るような過酷事故の際に、溶融燃料の凝集による再臨界（即発臨界）へ進展することを防止するため、溶融燃料を炉心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燃料集合体内に設けている。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した。
　洗浄試験では、まず内部ダクトのみを模擬した試験体による試験を行い、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。次に模擬集合体を用いた試験を行い、図5 に示すように洗浄後のナトリウム付着状況を確認し、実用炉燃料の残留ナトリウム量を評価するためのデータを取得した。以上の結果に基づき、実用炉燃料集合体における残留ナトリウム量を評価し、設計検討用の残留ナトリウム量を400g/体と設定した。またこの400g/体を用いてナトリウム不活性化処理、使用済燃料プールの水浄化処理への影響がないことを確認した。

（4）輸送キャスクの開発

　実用炉で検討している超ウラン元素（TRU）を含む新燃料（以下、TRU 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マイナーアクチニド及び低除染で使用済燃料をリサイクルすることにより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こととし、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を構築することを目標に設定した。
　キャスク開発に当たっては、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。次に、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。これらのキャスク概念について温度解析を実施し、キャスク、燃料の各部の温度が制限値以下となることを確認した。また、図7 に示すように燃料の発熱量をパラメータとして、キャスクの仕様毎に収納できる燃料集合体の体数を整理することにより、設計データを取得した。

３．今後の展望

（1）燃料交換機の開発
　本技術開発にて取得した試験データ及び実用炉用燃料交換機の実機設計データについては、今後、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 年度に実施した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 年度に評価した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や、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�U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

3）A.Katoh, Y.Chikazawa, "Development of Advanced Fuel Handling Machine for JSFR," Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 47, No.7, 2010