受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 3. 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発 Research and Development on Reduced-Moderation Light Water Reactor with Passive Safety Features 原研 JAERI 岩村公道、大久保努、秋江拓志、久語輝彦、新谷文將、呉田昌俊、石川信行、 T. Iwamura T. Okubo H. Akie T. Kugo F. Araya M. Kureta N. Ishikawa 中塚亨、岡嶋成晃、奥村啓介、与能本泰介、鈴木元衛、峯尾英章 T. Nakatsuka S. Okajima K. Okumura T. Yonomoto M. Suzuki 原電 大西恒二、最首貞典、山本一彦、松浦真 JAPC K. Onishi （株）日立 Hitachi Ltd. 東工大 S. Saishu H. Mineo K. Yamamoto M. Matsuura 竹田練三、青山肇男、守屋公三明 R. Takeda M. Aoyama K. Moriya 有冨正憲、木倉宏成 Tokyo Institute of Tech. M. Aritomi S. Kikura 要旨 我が国におけるエネルギーの長期安定供給を確保するため、原研、原電、日立及び東工大が 連携して、受動的安全性を具備した低減速軽水炉の技術開発を実施した。低減速軽水炉は既に実 績のある軽水炉技術に立脚して、高燃焼度・長期サイクル運転、プルトニウム多重リサイクル及 びウラン資源の有効利用を可能とするものである。炉心は中性子の減速を抑制して転換比を高め るため、MOX 燃料の稠密格子で構成されている。原子炉システムとしては、安全性及び経済性向 上の観点から、受動的安全システムを具備した小型自然循環 BWR を採用する。 本技術開発では、負のボイド反応度係数と高い転換比を目指した炉心設計、受動的機器を採用 した原子炉システム設計、稠密炉心での除熱性能や自然循環特性を確認するための熱流動実験及 び解析、核的成立を確証するための炉物理実験、高中性子照射下での高富化度 MOX 燃料の安全 解析、及び燃料サイクル上の課題である MOX 燃料再処理技術の検討を実施する。 平成 12 年度には以下の成果が得られた。 炉心設計では、電気出力 330MWe、連続運転期間 26 ヵ月の小型低減速軽水炉心概念を構築し た。主な性能としては、核分裂性プルトニウム残存比：1.01、負のボイド反応度係数、炉心部取 出平均燃焼度：60GWd/t、自然循環冷却方式、である。炉心は、外径 13.0mm の燃料棒 217 本が 間隙 1.3mm で三角格子に配列された六角形燃料集合体 282 体から構成され、安全設計目標であ る、1.3 以上の MCPR、1.0%Δk 以上の炉停止余裕を満足している。 原子炉システムは、安全系統から人的要因をできるだけ排除して分かりやすい安全性を目指し た受動的安全性を採用するとともに、初期投資コストが小さく分散型立地も可能な小型自然循環 BWR 型炉とした。受動的長期冷却設備としては、格納容器外周冷却プールを採用した場合と、受 動的格納容器冷却系を採用した場合について比較検討した。 シビアアクシデントの防止のためには、1) 自動減圧系，2) 重力注入系，及び 3)プールに浸さ れた横型熱交換器を用いた受動的格納容器冷却系(横型 PCCS)を使用し、シビアアクシデントの影 響緩和のため、新たに提案するサイフォン式注入管、及び溶融燃料炉容器内保持が可能となるよ うな原子炉容器設計を採用した。また、格納容器頂部より低い場所に設置可能な低位設置型 PCCS プールの使用により、耐震性にも優れたシステム概念を構築することができた。さらに、サイフ ォン式注入管の挙動が熱水力解析コード RELAP5 で適切に解析できることを確認した。 本技術開発で対象とする炉心は、稠密、低流量、高ボイド率、軸方向二重炉心、ボイド反応度 係数の絶対値が従来炉より約１桁小さい、自然循環運転という特徴を有しているため、実用化の ためには限界熱流束及び安定性に係わる熱流動的特性を確認する必要がある。限界熱流束に関し ては、試験体の製作およびデータ評価に役立てるため、稠密二重炉心試験体を対象とした予備解 析としてサブチャンネルコード COBRA-TF を用いて、発熱棒と流路壁間ギャップ幅が流動特性 に及ぼす影響を評価した。安定性に関しては、不安定流動の発生機構の整理を行うと共に、安定 性解析に用いる解析コードの検証に用いるガイセリングのデータベースの構築並びに安定性実験 −1− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 装置の製作を行った。また、ガイセリングに対する TRAC-BF1 コードの適用性を検証し、流動安 定限界を比較的よい精度で予測できることがわかった。対象炉のチャンネル安定性、炉心安定性 の特徴を把握するための感度解析を行い、主要なパラメータについては、既存 BWR と同様な安 定性への影響の傾向があることが確認された。 炉物理特性を確認するとともに、炉心設計手法の精度を評価するために、高速炉臨界実験装置 （FCA）を用いた模擬実験を行う。１２年度は、実験体系の予備解析と実験準備を進めた。予備解 析では、SRAC コードへ３次元輸送計算コード DANTSYS を導入すると共に、FCA 実験解析シ ステムへ SRAC コードシステムを導入した。導入後の試計算として、FCA において実施された高 転換軽水炉模擬実験を解析した。実験準備では、実験で使用する減速材模擬物質の水分含有量を 分析するとともに、転換比測定で使用する箔反応率測定システムのデータ処理部の更新を行った。 低減速軽水炉の照射条件での MOX 燃料棒の熱的・機械的成立性と安全性を確認するため、燃 料解析コード FEMAXI-V を改良して FEMAXI-RM コードを開発し、想定された条件で予備解析 を行った。予備解析では、炉心のピーク出力の燃料棒に対し、その初期から 115GWd/t の最後ま での照射履歴を追った。改良コードによる温度、FP ガス放出、内圧、被覆管変形などの燃料の安 全性に関係する項目についての解析計算は成功し、コードの解析能力が確認された。ただし、MOX 燃料中心温度に若干の不安定が見出された。これは、MOX の熱伝導率モデルに起因すると考えら れる。 以上の検討結果から、本技術開発で提案した低減速軽水炉は設計目標を満足し、魅力的な原子 力発電システムとして成立する見通しを得た。 −2− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） Research and Development on Reduced-Moderation Light Water Reactor with Passive Safety Features T. Iwamura, T. Okubo, H. Akie, T. Kugo, F. Araya, M. Kureta, N. Ishikawa, T. Nakatsuka, S. Okajima, K. Okumura, T. Yonomoto, M. Suzuki, H. Mineo JAERI K. Onishi, S. Saishu, K. Yamamoto, M. Matsuura JAPC R. Takeda, M. Aoyama, K. Moriya Hitachi Ltd. M. Aritomi, S. Kikura Tokyo Institute of Tech. Abstract In order to ensure sustainable energy supply in Japan, research and developments of reduced-moderation light water reactor (RMWR) with passive safety features have been performed by JAERI in collaboration with JAPC, Hitachi and TIT. The RMWR can attain the favorable characteristics such as high burn-up, long operation cycle, multiple recycling of plutonium and effective utilization of uranium resources based on matured LWR technologies. The reactor core consists of MOX fuel assemblies with tight lattice arrangement to increase the conversion ratio by reducing the moderation of neutron energy. As for the reactor system, a small size natural circulation BWR with passive safety systems is adopted to increase safety and reduce construction cost. The proposed R&D activities include a core design with high conversion ratio and negative void reactivity coefficient, a reactor system design with passive safety components, thermal-hydraulic experiments and analyses to investigate the critical power and natural circulation characteristics of tight lattice core, and critical experiments to confirm the reactor physics characteristics. Furthermore, safety analysis of MOX fuel with high enrichment plutonium under hard neutron spectrum and evaluation of MOX fuel reprocessing technologies for economical fuel cycle are also performed within the framework of the project. In FY 2000, following results were obtained. The conceptual core design was accomplished to the 330MWe RMWR with the operational cycle of 26 months. A breeding ratio of 1.01, negative void coefficient and natural circulation cooling of the core were realized under the discharged burnup of 60GWd/t. The core consists of 282 of hexagonal fuel bundles, which each have 217 of fuel rods with outer diameter of 13.0mm arranged in triangular lattice of 1.3mm in gap width. Safety design targets of MCPR more than 1.3 and cold shut down margin more than 1% Δ k were accomplished. Passive safety components were adopted to eliminate human factors from safety systems as much as possible and realize transparent safety. A small-scale natural circulation BWR was selected to meet the requirements for lower initial capital cost and distributed site. As for the passive long term cooling systems, a water pool system to cool the containment outer surface and a passive containment cooling system were investigated. For the prevention of severe accidents, used passive systems include 1) the automatic depressurization system, 2) the gravity-driven safety injection system, and 3) the passive containment cooling system (PCCS) utilizing horizontal heat exchangers submerged in a cooling pool. For the mitigation of severe accidents, used components include a newly proposed injection system called “siphon injection pipe” and a reactor vessel design that enables the retention of molten fuel in the reactor vessel by cooling the outside of the vessel −3− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） (In-Vessel Retention). The proposed system also has advantages in the earthquake resisting due to the use of the PCCS pool that can be placed on a level lower than the containment top elevation such as the ground level. In the analysis using the thermal-hydraulic computer codes RELAP5, it was confirmed that the performance of the siphon injection pipe can be calculated reasonably. The thermal-hydraulic feasibility studies including the characteristics of boiling transition (BT) and stability are needed because of the specific characteristics such as the tight lattice core, lower flow rate, high void fraction, axially double piled core, lower void reactivity coefficient, and natural circulation operation. As for the preliminary analytical studies of BT, effects of rod-wall gap on flow characteristics were evaluated with a sub-channel code COBRA-TF to design the test section and evaluate the experimental data. As for the stability, the mechanisms of thermal-hydraulic instabilities that may appear in a natural circulation BWR were described, and the database for geysering instability were established for assessment with computer codes. Experimental calculations were performed for assessment of the applicability of the computer code TRAC-BF1 to the geysering instability. Calculation results showed that stable flow limitation of geysering can precisely be predicted with TRAC-BF1. The sensitivity calculations were performed on the channel and core stability to investigate the characteristics of the RMWR. The results showed that the core stability characteristics with respect to major parameters are similar to those of the current BWRs. To investigate the core characteristics and to estimate the prediction accuracy in the core design study, the mockup experiment was planed in the fast critical assembly (FCA). In this fiscal year, the preliminary analysis and preparation for the experiment were performed. In the preliminary analysis, the 3-dimensional transport calculation code, DANTSYS, was introduced in the standard core calculation code system, SRAC, and the SRAC code system was implemented in the FCA experimental analysis system. By using the new system, the mockup experiments for HCLWR performed at FCA were analyzed to verify the implementation procedure. In the preparation for the experiment, the contents of hydrogen in the moderator materials to be used in the experiments were analyzed and the data processing system for the reaction rate measurement was renewed. To confirm the safety and feasibilities in terms of thermal and mechanical behaviors of MOX fuel rods in RMWR irradiation conditions, the FEMAXI-RM code was developed by modifying the fuel performance code FEMAXI-V, and a preliminary analysis has been performed in assumed conditions. In the preliminary analysis, a peak power MOX rod in the core was dealt with from BOL to EOL, or up to 115GWd/t burnup. The analysis succeeded for such safety concern points as fuel temperature, fission gas release, internal pressure rise, and cladding deformation, and the analytical capability of the code was confirmed. However, a slight instability of pellet temperature appeared, which is considered due to thermal conductivity model of MOX fuel. The above-mentioned R & D results in FY2000 indicated that the proposed RMWR concept meets the required design goals and has the possibilities to be an attractive nuclear power plant system. −4− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） １．はじめに 我が国におけるエネルギーの長期安定供給を確保するため、原研、原電、日立及び東工大が 連携して、受動的安全性を具備した低減速軽水炉（低減速スペクトル炉）の技術開発を進めた。 低減速軽水炉は既に実績のある軽水炉技術に立脚して、高燃焼度・長期サイクル運転、プルトニ ウム多重リサイクル、及びウラン資源の有効利用を可能とするものである（第１図参照） 。炉心は 中性子の減速を抑制して転換比を高めるため、MOX 燃料の稠密格子で構成されている。原子炉 システムとしては、安全性及び経済性向上の観点から、受動的安全システムを具備した小型自然 循環 BWR を採用した。 本技術開発では、1)負のボイド反応度係数と高い転換比を目指した炉心設計、2)受動的機器を 採用した原子炉システム設計、3)稠密炉心での除熱性能や自然循環特性を確認するための熱流動 実験及び解析、4)核的成立を確証するための炉物理実験、5)高中性子照射下での高富化度 MOX 燃料の安全解析、及び 6)燃料サイクル上の課題である MOX 燃料再処理技術の検討を実施する。 第２図に技術開発の課題と実施体制を示す。 本計画は３年間で実施する予定であり、１２年度は初年度として 1)∼5)の技術開発を実施し、 以下の成果を得た。 現行軽水炉 ー 核燃料サイクル上の課題 － ● ウラン資源の有効利用 ● 再処理で取り出したプルトニウムの有効利用 ● 放射性廃棄物発生量の低減 既に実用化している 軽水炉技術を活用 中性子エネルギーの減速を抑制するため 稠密炉心を採用 低減速スペクトル軽水炉 水冷却増殖炉心 プルトニウムの多重リサイクル 高燃焼度・長期サイクル運転 第１図 低減速スペクトル炉の特長 技術開発の総括（原研） ○ 全体計画の調整、取りまとめ 炉心設計（日立、原研） ○ 基本設計 ○ 詳細設計 ○ 燃焼解析 炉物理的成立性（原研） ○ FCA臨界実験 熱流動的成立性 （東工大、原研） ○ 除熱性能試験/解析 ○ 炉心安定性解析 ○ 自然循環特性試験/解析 原子炉システム設計 （原電、日立、原研） ○ 基本設計 ○ 詳細設計 ○ 安全解析 燃料の安全性（原研） ○ 高富化度MOX燃料の照 射時挙動 燃料サイクル検討（原研） ○ MOX燃料再処理技術 の評価 第２図 技術開発課題と実施体制 −5− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） ２．炉心設計 報告者等が有する低減速スペクトル炉の設計に関する知見 1), 2), 3) を活用し、下記の炉心性能を 達成する電気出力 330MWe の受動的安全性を具備した自然循環冷却方式の小型低減速スペクト ル炉心概念の構築を目指して炉心設計検討を実施した。 ・ 転換比（核分裂性プルトニウム残存比） ： 1 以上 ・ ボイド反応度係数： 負 ・ 炉心部取出平均燃焼度： 60GWd/t ・ 運転サイクル長： ２年以上 低減速スペクトル炉で一般的に採用されている稠密格子炉心では、圧力損失が大きくなる傾向 を有する。従って、自然循環冷却方式を採用する上では、如何に圧力損失を低くするかが炉心設 計上の重要な点の一つである。この観点から、圧力損失を低く設計することが可能な扁平かつ高 ボイド率の炉心概念を基本として設計を実施することとした。これまで報告者等が実施してきた 低減速スペクトル炉心設計に関する知見によれば、本炉心概念に基づく１ｍ強の高さと 70％程度 の炉心平均ボイド率を有する扁平炉心の圧力損失は、ABWR の場合の 1／4 程度以下にすること が可能であり、十分に自然循環冷却の可能な設計となる。 炉心設計に当たっては、受動的安全性を具備したシステムの採用を考慮して、燃料棒の細径化 による除熱上の余裕の増加を図った設計を想定することとした。この観点から、当面の燃料棒外 径を 12mm 程度に想定するとともに、これまでの設計の知見に基づいて燃料棒 217 本を間隙 1.3mm で三角格子状に配列した集合体を設定し、MOX 部平均核分裂性プルトニウム(Puf)富化度 を 18％として比較的単純な模擬炉心モデルを用いたモンテカルロ計算によるパラメータサーベ イを実施した。本サーベイ計算においては、燃料棒外径および MOX 部長さの２つの形状因子を パラメータとして、ボイド反応度係数，転換比，燃焼度等の炉心特性に及ぼす影響を検討すると ともに、上記設計目標を満足する可能性の高い外径および MOX 部長さの範囲に対する情報を得 ることを目的とした。この結果、燃料棒外径が 13mm 程度で、MOX 部長さが 450mm 程度以下 の形状範囲が有望であるとの結果を得た。 上記サーベイ計算結果を考慮しつつ、核熱水力を結合し各燃料集合体を独立に取り扱う詳細な 三次元炉心燃焼計算を実施した。本詳細炉心設計においては、核熱水力を結合した三次元燃焼計 算プログラムをエネルギー群数 12 群で使用し、燃焼計算と燃料交換を繰り返して平衡炉心を作 成した。燃料集合体群の核的定数は、燃焼計算と結合したエネルギー群数 190 群のモンテカルロ 計算で作成した。 その結果得られた炉心は、第３図および第４図に概略を示す様に、外径 13.0mm の燃料棒 217 本が間隙 1.3mm で三角格子状に配列された六角形燃料集合体 282 体から構成され、水対燃料実 効体積比が 0.18 で炉心外接直径が 4,140mm の設計となっている。また、燃料装荷パターンは、 集合体 75 体を基本単位とした 3.76 バッチとし、出力分布の平坦化を図ったものとした。各燃料 集合体は、第４図に示す様に、ジルカロイ製のチャンネルボックスに納められ、その集合体間の 間隙に翼の厚さ 14.4mm の Y 字型制御棒が集合体３体にほぼ１本の割合で合計 85 本挿入される 構成である。燃料集合体の炉心高さ方向の構成は、第３図に示す様に、劣化ウランから成る 300mm 長の内部ブランケットの上下に平均 Puf 富化度が 18wt%で厚さが各 220mm の２つの MOX 燃料部を設けた炉心部と、その上下にそれぞれ 280mm および 240mm の劣化ウランのブ −6− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） ランケットが付設されたものとなっている。 本炉心設計の結果得られた炉心主要諸元および特性を第１表にまとめて示す。本設計結果によ り、核分裂性プルトニウム残存比は 1.01、ボイド反応度係数は負の値で−0.5×10-4Δk/k/%void、 また、炉心部平均取り出し燃焼度および運転サイクル長は各々60GWd/t および 26 ヶ月と上記の 設計目標を達成し、さらに、炉心圧力損失が 0.04MPa、最小限界熱流束比（MCPR）が 1.3、最 大線出力密度が 43kW/m、炉停止余裕が 1.0%Δk 以上であること等を確認した。 第１表 炉心主要諸元および特性 項 目 単 位 MWe 電気出力 m 炉心外接半径 GWd/t 炉心部平均取出燃焼度 m 炉心部高さ % 炉心出口クォリティ % 炉心部平均ボイド率 MPa 炉心圧損 炉心部平均Puf富化度 % Puf残存比 － kW/m 最大線出力密度 ＭＣＰＲ － -4 10 Δk/k／%void ボイド反応度係数 連続運転期間 月 設計値 330 2.07 60 0.741 52 68 0.04 10.7 1.01 42.7 1.3 -0.5 26 １：別途、上下ブランケット28.0，24.0 cm付設 制御棒 燃料棒 チャンネル ボックス 280 220 300 1,260 mm 220 240 218 mm 4,140 mm 燃料集合体 制御棒 燃料棒数 燃料棒外径 燃料棒間隙 282体 85本 第３図 炉心全体概要 217本 13.0mm 1.3mm 第４図 集合体概要 −7− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） ３．システム設計 ３．１ システム設計への要求 本技術開発で目指す受動的安全性を具備した低減速軽水炉システムは、以下のような要件を満 足することを目標とする。 ・ 安価な電力供給ができるよう、大型軽水炉並みの経済性が確保できること ・ エネルギーセキュリティの観点から、ウラン資源の有効利用が可能なこと ・ 環境負荷低減の観点から、使用済燃料発生量の低減が図れること ・ 需要地近接立地を想定して、わかりやすい安全性を有すること ・ 人工島、第四紀層等、多様な立地が可能なこと ・ 新たな技術開発要素は最小とすること ・ 導入に伴うインフラ整備は最小限であること ・ 導入時期としては、2015~2020 年を目標とすること このため、原子炉システムとしては以下の３要素を有するものとした。まず炉心は、前節で述 べたように、高転換比、プルトニウム多重リサイクル、高燃焼度等の特長を有する「低減速炉心」 とする。原子炉システムとしては、安全系統から人的要因をできるだけ排除して自然のメカニズ ムを活用して分かりやすい安全性を目指した「受動的安全性」を全面的に採用する。また、受動 的安全系の導入の容易さとともに、工場一体製造や現地一体搬入等の経済上のメリットもあり、 需要地近接立地も可能な「小型炉」とする。 以上の３項目の特性を満たす原子炉として、受動的安全性を具備した低減速軽水炉の技術開発 を行う。具体的には、電気出力は将来の導入が見込まれる規模として約 300MWe とし、原子炉の 形式としては、ボイド効果による低減速化を図ると同時に機器の簡素化による経済性向上を図る ため、受動的機器を有する自然循環 BWR 型炉とした。 第５図に原子炉圧力容器の概念を示す。本原子炉は自然循環冷却方式で炉心出口の流速が極め て小さいため、気水分離器は不要であり、蒸気乾燥器も設置しない。従って圧力容器上部の構造 は簡素化される。自然循環駆動力を確 保するため、炉心上部にはチムニー部 を設置する。圧力容器の大きさ等につ いては、今後熱流動解析を実施して最 適な形状を決定する。 原子炉システムの設計に際しては、 まず複数の概念を並行して検討し、安 原子炉システムの特徴 原子炉圧力容器 ・電気出力300MWe ・自然循環BWR ・受動的格納容器冷却システム チムニー 上部格子板 全性の確認や設計要求への適合性等を 炉心 シュラウド 総合的に評価して概念の絞込みを行う 炉心支持板 こととした。１２年度は２種類のシス 制御棒駆動機構 テム概念を検討した。受動的機器を導 入して安全性向上とシステムの簡素化 第５図 原子炉圧力容器概念 −8− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） を図る点では共通であるが、炉心崩壊熱の長期冷却方式として、システム構成案１では鋼製格納 容器の外周にプールを設置して熱伝導と対流により自然放熱冷却する方式を検討し、システム構 成案２では受動的格納容器冷却系（PCCS）を設置し、格納容器内に放出された蒸気を自然循環 により凝縮冷却する方式を検討した。また、システム構成案２では、シビアアクシデントの影響 緩和のため、新たにサイフォン式注入管を提案した。以下では各システム構成案の検討内容を述 べる。 ３．２ システム構成案１ 蓄圧式炉心注入系 低減速炉心 重力式気水分離 （１）システム概念 モジュール 工場一貫生産方式 工場 システム構成案１の概念を第６ 図に示す。このシステムの特徴は以 モジュール 下の通りである。 (1) 建屋の標準化：原子炉圧力容器 モジュール 現地一体搬送方式 一次系自然循環 を下方に配置し、低重心化する ことによって耐震設計上の制 静的格納容器冷却系 （自然冷却） 約を回避しており、炉心および 建屋設計の標準化を図った。 (2) 建設工期短縮：鋼製原子炉格納 容器の採用、鉄骨を多用した建 第６図 プラントシステム概念の例 （システム構成案１） 屋や構造および建屋自体のコンパクト化によって、建設工期を大幅に短縮。 (3) 蓄圧式炉心冷却設備の採用：蓄圧タンク方式による炉心冷却設備を採用し、炉心冠水維持を 図るとともに、系統設備の容量を大幅に低減している。また、本設備機能により事故事象に 対し、運転員の操作に頼ることなく迅速に処理できる設計としている。 (4) 自然循環炉の採用：炉心からの熱移送は、自然循環方式とし、再循環系機器、電源系をなく し、炉心冷却系および炉内構造物の単純化を図っている。 (5) 自然放熱能力の確保：事故時に格納容器内に放出された熱エネルギーは、サプレッションプ ール水で長期にわたり吸収可能（事故後１日程度）にするとともに、更に長期にわたる場合 は原子炉格納容器の外側に設置した外周プール水の自然蒸発によっても除去可能な設計とし ている。これにより、設計基準事故 だけでなく過酷事故に対しても、よ り十分な時間的余裕を持って炉心 蓄圧注水系 鋼製格納容器 ADS 給水管 主蒸気管 冠水・冷却ができる設計としている。 隔離時 冷却系 （２）安全系 安全系の基本構成を第７図に示す。 本原子炉では、主蒸気配管、給水配管 などの大口径配管は全て炉心上端より 外周プール 残留熱除去系 サプレッション プール 第７図 ECCS 設備の概要（システム構成案 1） −9− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） Q （MW） 上方に設置する設計とした。このため、 配管破断によるＬＯＣＡを想定した 場合においても、小容量のＥＣＣＳで 7 8 5 崩壊熱 4 3 全放熱量 子炉容器を外周に設置したプールの 水で冷却する方式を特徴とする。格納 容器外周プールの放熱特性解析結果 の例を第８図に示す。事故後４日間の 崩壊熱はサプレッションプール水と 外周プール水の温度上昇で吸収され、 それ以後は外周プール水の蒸発によ 0 10 20 30 40 （Day） Time （Day） 温度 （C） 50 60 2 0 10 20 プール水位 （m） 140 30 40 50 60 30 40 50 60 Time （Day） （Day） Time 15 圧力抑制プール 120 100 12 外周プール 圧力抑制プール 6 60 3 0 10 20 30 Time （Day） 外周プール 9 80 40 ドライウエル圧力 4 0 本システム概念では長期冷却に原 許容圧力 5.81ata 6 6 2 炉心を冠水維持することができる。 圧力 （ata） 10 40 50 60 0 0 10 20 Time （Day） 第８図 自然放熱型格納容器の放熱特性解析結果 ［外周プールと空冷（スタック考慮）の併用］ り放熱する。この放熱量は、外周プール温度が１００℃となって以降はサプレッションプール水 温度との差の拡大に伴い炉心で発生する崩壊熱を上回る（事故後約５日）ため、サプレッション プール水温度およびドライウェル圧力の上昇が抑制される。その後外周プールでは、冷却水の蒸 発に伴って水位が低下し、事故後約２０日後にはサプレッションプール水位よりも低下する。す ると外周プールからの放熱量が減少するため再びサプレッションプール水温とドライウェル圧力 が上昇を始める。このため、外周プール上方の格納容器外壁に空冷ダクト、排気塔（スタック） を追設し、鋼製格納容器壁を介した空気の自然通風によりドライウェル部を冷却することを可能 とする。このように空冷を併用しても、事故後５０日をすぎると圧力バウンダリとなるドライウ ェル圧力は格納容器許容圧力を上回る。しかし、プラント運転員が外周プールへの補給水源を確 保するのに必要な時間的余裕が非常に大きく、プラントの安全性は十分確保できる。 （３）システム設計 システム設計の特徴は、現行 ABWR プラントに比べて大 幅な設備簡素化を図ってい る点である。第９図に建屋の 立面図を ABWR と比較して 示す。 ３．３ システム構成案２ 本年度は、システム構成案 ２として、安全系の概念検討 と熱水力コード解析を行っ た。概念検討では、受動安全 炉 SBWR 4) の炉概念をベー 低減速軽水炉 （システム構成案１） 第９図 建屋/PCV 立面図の比較 −10− ABWR 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） スにし、安全系合理化及びシビアアクシデント対策強化の観点から SBWR 炉概念に変更を加えた。 熱水力コード解析では、機器サイジングのための入力データ整備と解析モデルの組み込みを行っ た。 受動的ホウ酸水注入系(BIT) PCCS蒸気吸入口 （１）安全系概念検討 ドライウェル 第２段階ADS 本技術開発で検討した安全系概念を第 第１段階ADS 10 図に示す。SBWR と比較した場合の本炉 概念の主要な特徴は、a) 重力注入・圧力抑 制兼用タンク、b) 低位設置型 PCCS(Passive containment cooling system)プール、c) 横型 PCCS、 d) 溶融 燃料炉容器内保持のためのサイフォン式注 バキューム ブレーカー 受動的格納容器冷却系(PCCS) z横型PCCS z低位設置型PCCSプール 初期水位 重力注入系入口 プレナム サイフォン式 注入管 受動的炉容器 外部冠水系 入管、等の採用にある。各機器の特徴につ 炉容器外部 冠水用底板 重力注入・圧力 抑制兼用タンク ベント管 重力注入配管 ADSクエンチャー 第 10 図 安全システム概念 （システム構成案２） いて以下に示す。 a) 重力注入・圧力抑制兼用タンク SBWR は、格納容器内にサプレッションチェンバ(SC)と重力注入タンクの二つの大きな水タン クを有している。本炉概念では、SC に、蒸気加圧による格納容器破損を防止する機能と、重力注 入を行う機能を持たせることにより安全系の合理化を図る。設計基準事故では、炉容器外部冷却 のために水を注入した後にも、重力注入配管ノズルより上部に十分な量の水が存在するようにす る。設計基準を超える事故時に、SC 水位が重力注入ノズルより低くなる場合でも、PCCS が作動 していれば重力注入が継続できるように、第 10 図に示すような重力注入系入口プレナムを設け、 PCCS 熱交換器出口配管からの戻り水はこのプレナムに落下させる。 b)低位設置型 PCCS プール PCCS の除熱源である PCCS プールには、受動安全炉のグレースペリオドの間、崩壊熱を除去 するのに必要な多量の水量を貯える必要がある。SBWR では、PCCS プールは格納容器の直上部 に配置されるが、本炉概念では耐震性や機器配置上の合理性の観点から、場所的に余裕のある地 表高さ等の低位にプールを設置する。このため熱交換器入口配管の吸入口を格納容器上部に配置 し、格納容器上部に蓄積する傾向のある蒸気を優先的に熱交換器に導き凝縮させる。 c) 横型 PCCS SBWR では、縦型熱交換器を用いた PCCS を採用しているが、本炉概念では、原研が、原電と 協力し検討を進めている横置き U 字管式熱交換器を用いた静的格納容器冷却系（横型 PCCS）を 用いる。縦型 PCCS と比べて、横型 PCCS は、プール水量の低減、保守性、耐震性等の向上が図 れ、さらに、プール水深による制限が少ないため熱水力的に最適な設計を行なうことができる。 d) 溶融燃料炉容器内保持(In-vessel retention:IVR)のためのサイフォン式注入管 −11− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） IVR のための炉容器外部冠水を確実に行うために、逆 U 字管形状のサイフォン式注入管を使用 する。逆 U 字管の一方の端部は SC プールに、もう一方の端部は、ドライウェルに接続する（第 10 図参照）。通常運転状態には、逆 U 字管の頂部は SC 水位より高い位置にある。大破断 LOCA が生じると、まず、ドライウェル側から気相が U 字管を通り SC に流入する、同時にベント管か ら多量の蒸気が流入し凝縮し水位が上昇する。ドライウェル圧力と SC 気相部圧力の差が、U 字 管頂部サブマージェンスに相当する水頭より低くなると、U 字管内の水は頂部を超え、ドライウ ェルに流入する。以後、SC 水位が頂部より低下した後もサイフォン効果により、注入が継続され る。この注入系は、事故時に弁操作を必要としないことから、その信頼性は極めて高い。本手法 では、大量の水を保有する SC のほぼすべてのインベントリを炉容器側に供給可能であることか ら、炉容器外部冠水用底板が破損し、水が下部ドライウェルに落下した場合でも、炉容器下部の 外側冠水維持が行えるような設計が可能である。 （２）コード解析 提案する安全系概念を定量的に検討することを狙いとし、解析コードの改良(TRAC コードへの 14 ータの整備を行った。RELAP5 コードによる 12 機器解析の一例として、SC 水位を境界条件 10 として変動させた時のサイフォン式注入管 8 サイフォン管頂部を超えることにより注水 が開始し、以後、SC 水位がサイフォン管頂 5 注入流量 0 6 Liquid level 挙動の解析結果を第 11 図に示す。SC 水位が (kg/s) ための RELAP5 及び TRAC コード用入力デ 10 Flow rate 16 (m) PCCS モデルの組み込み)、及び、機器解析の 4 サイフォン管 上昇流部 サイフォン管 -5 サプレッションチェンバ 下降流部 2 サイフォン管下端 部より低くなっても注水が継続されるとい 0 0 う本注入システムの特徴がコードにより適 切に計算されている。 200 400 Time 600 (s) 800 -10 1000 第 11 図 サイフォン注入管の挙動 （３）システム構成案２のまとめ 本検討では、シビアアクシデントの防止及び影響緩和を、受動的機器を用いて行うことにより、 高い安全性を実現する原子炉システムの概念構築を目指した。シビアアクシデント防止のために は、1) 現行 BWR と同様な自動減圧系，2) 原理的に単純なために信頼性の高い重力注入系，3) プールに浸された横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(横型 PCCS)を使用する。シビアアク シデントの影響緩和のためには、本技術開発で新たに提案するサイフォン式注入管、及び、溶融 燃料炉容器内保持が可能となるような原子炉容器設計を採用する。横型 PCCS 及びサイフォン式 注入管という事故時に、弁等の機器の作動を一切必要としない安全機器を使用することにより、 高い安全性を有するシステム概念を構築することができた。又、格納容器頂部より低い場所に設 置可能な低位設置型 PCCS プールの使用により、耐震性にも優れたシステム概念を構築すること ができた。解析作業では、サイフォン式注入管の挙動が熱水力解析コードで物理的に適切に解析 できることを確認した。今後は、サイジング、事故解析を行い、システムを具体的に検討すると −12− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） ともに、シビアアクシデント解析を行う。又、船殻構造等の採用による経済性の向上を図る。 ４．熱流動的成立性 ４．熱流動的成立性 本技術開発における検討対象炉心は、既存の BWR と異なる熱流動特性を有する。即ち、対象炉 心は、既存炉と比較して、高稠密、低流量、高ボイド率であり、出力分布も軸方向に二つのピー クを持つ二重炉心である。更に、核的にはボイド反応度係数の絶対値が既存炉より約１桁小さい という特徴を有している。また、本炉は自然循環運転を行う炉として設計されており、現在日本 で稼動中の原子炉と異なっている。このため、このような特徴から、熱流動的成立性として、限 界熱流束及び安定性に係わる検討を行うこととした。限界熱流束に関しては、平成１３年度及び １４年度において限界熱流束の実験を行うこととしている。このため、今年度は実験装置の仕様 を検討するために必要なデータを得るための解析的予備検討を行った。安定性に関しては、不安 定流動の発生機構の整理を行うと共に、安定性解析コードの検証に用いるガイセリングのデータ ベースの調査並びに安定性実験装置の製作を行った。更に、この調査を受けてガイセリングに対 する解析コードの適用性を検証するための解析、対象炉の安定性の特徴を把握するための感度解 析を TRAC-BF1 コード及び TRAC-BF1/MLK3D コードを用いて行った。 ４．１ 除熱性能試験の予備検討 本技術開発で対象としている炉心は、従来の BWR 炉心と比較して以下の点が大きく異なる。① 三角格子状に燃料棒が稠密に配置される。②2 段の MOX 燃料部とその上下および中間にブランケ ット燃料部を配置する。このため、軸方向出力分布が既存炉と大きく異なる。③定格運転条件で の炉心内平均ボイド率が高い。④既存炉と比較して流量が低く、加熱長が短い。 このように冷却流路が稠密でボイド率も高いため、熱的に厳しい状態にさらされるものと考え られる。また、軸方向出力分布も既存炉と違うため、既存の限界熱流束予測手法やデータベース では不十分である。そこで本技術開発では、対象炉心を模擬した限界熱流束実験を行い、除熱限 界の評価に必要な基礎データを取得することとした。 出口 気液分離器へ 本限界熱流束実験で使用する試験体(第 12 図)は、可能な限り炉 心核設計で決定された仕様及び流動条件を実現するものとした。 対象炉心と大きく異なる点は発熱棒の本数であり、試験では発熱 発生位置を試験前に解析的に評価することにより、限界熱流束実 験の有効性を高めることができる。そこで、実験用試験体を製作 する前に予備検討として以下の２種類の解析を実施した。 （１）3 流体サブチャンネルコード COBRA-TF を用い、発熱棒と流 路壁間のギャップ幅（以下、棒-壁間ギャップと記す）の流 二重炉心模擬発熱部 棒を７本とした。実験データの対象炉心への適用性や沸騰遷移の ヒータ７本 グリッドスペーサ 入口 動特性に及ぼす影響の評価。 （２）過渡プラント熱流動解析コード TRAC-BF1 を用い、沸騰遷移 第 12 図 限界熱流束実験 テスト部容器断面図 発生位置の予測。 −13− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 1 径方向ピーキング係数を１とし、棒-壁間ギャ ップが 0.65mm の場合と 1.3mm の場合とでボイド 0.8 その結果、棒-壁間ギャップが 0.65mm の場合は、 ボイド率 率分布等を計算し、両者を比較した（第 13 図） 。 0.6 中心側流路 壁側流路 0.4 壁近傍での局所ボイド率が高いが、1.3mm までギ ャップを広げると中心棒近傍の局所ボイド率が 0.2 高くなる傾向があることがわかった。 0 0 予備検討及び現在までの実験結果を総合的に 0.2 0.4 0.6 0.8 1 1.2 1.4 発熱部高さ (m) 検討し、棒-壁間ギャップや径方向ピーキング係 (a)軸方向ボイド率(棒-壁間ギャップ 0.65mm) 数を決定する。平成 13 年度は、上記検討結果を 1 ふまえた試験体を製作し、平成 14 年に限界熱流 束実験を実施する予定である。 ４．２ 炉心流動安定性と解析コード検証用デー ボイド率 0.8 0.6 中心側流路 壁側流路 0.4 タベース 25 年程前に大型自然循環ボイラが開発された 際に，起動時に不安定流動が発生した事例がある． 0.2 0 0 ボイラの場合は仮に不安定流動が発生しても，起 0.2 0.4 0.6 0.8 1 1.2 1.4 発熱部高さ (m) 動時には蒸発管を損傷しない程度の低出力運転 (b)軸方向ボイド率(棒-壁間ギャップ 1.30mm) を行うことにより，運転を続行することは可能で 第 13 図 COBRA-TF による解析結果 ある．しかし，低温・低圧条件下から核加熱する 自然循環沸騰水型炉では，起動時に不安定流動が発生すれば，流路内のボイド率が大幅に変動し て，熱中性子束を変動させるため，出力変動を誘発する．その結果，出力上昇運転を持続させる ことが困難になる恐れがある．一方，オランダで運転されていた自然循環沸騰水型炉である Dodewaard 炉や我が国の JPDR では，起動時に不安定流動を経験したことがないと云われている． 本技術開発では，両者の起動特性の差異を生む要因について考察し,低減速自然循環沸騰水型炉の 概念の成立性と密接に関連する起動時，定格運転時，並びに，部分負荷運転時の炉心安定性に関 連する不安定流動の発生機構を明らかにし，発生抑止策を検討するとともに，合理的な起動手順 とそれを達成するための炉の形状を提言することを目的として実施し，本年度は下記のことを明 らかにした． (1) 従来報告されている沸騰二相流の不安定流動に関する研究成果をレビューし，低減速自然循 環沸騰水型炉では，起動時，定格運転時，並びに，部分負荷運転時に炉形状と起動手順によ っては，①ガイセリング，②自然循環流量振動，③密度波振動と④Ledinegg 型の不安定流動 が発生する可能性があることを見出した．そして，それらの不安定流動の発生機構を明らか にするとともに，系圧力の増加によりガイセリングと自然循環流量振動の発生を抑止できる 可能性を見出した． (2) 低減速自然循環沸騰水型炉の概念の成立性を解析的に評価するために必要な炉心安定性に関 する数値解析法の課題を明らかにし，次年度に実施すべき課題を摘出した． −14− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） (3) 低減速自然循環ＢＷＲの概念の成立性を評価する解析コードの整備のために，今日まで数値 解析に関して実績が乏しいガイセリングを取り上げ，東京工業大学原子炉工学研究所有冨研 究室で従来実施してきた研究成果をまとめ，安定限界，不安定領域の流量振動の特性，並び に，発生機構を検証するための実験結果を解析コード検証用データベースとして取りまとめ た． (4) 従来の研究では，実験装置の制約上，実験できる系圧力の上限は 0.25MPa であり，加熱部下 流側の非加熱ライザー部の長さも 0.25m 程度であり，本技術開発で提唱している低減速自然 循環ＢＷＲの炉概念を模擬してはいなかったため，上記の研究成果を基に，提唱する炉概念 を適切に模擬し，以下の課題を解明することを目的とした実験装置を新たに製作した． ①起動時に発生する可能性のあるガイセリングの発生機構と発生抑止策の検証， ②安全解析コードに対するガイセリングと密度波振動の安定限界と不安定領域の流量振動特 性に関する検証用データベースの構築 ③流路間隙の狭い低減速自然循環沸騰水型炉の起動時，部分負荷運転時，並びに，定格運転 時において発生する可能性のある不安定流動現象とその発生機構，並びに，発生抑止策の 解明 ④低減速自然循環ＢＷＲの安定，かつ，合理的起動手順の確立 ４．３ 安定性解析コードの適用性評価 −ガイセリング実験解析― 自然循環沸騰水型炉である Dodewaard 炉や我が国の JPDR では，起動時に不安定流動を経験した ことがないと云われているが、SBWR においては、起動時にガイセリング不安定性への注意が必要 になることが指摘されている。ガイセリン 20 えられており、プラント毎にどのような領 域でガイセリングが発生するかについて評 価し、合理的な起動手順を確立する必要が ある。 平均入口流速（cm/sec） グは適切な起動手順により回避できると考 東京工業大学で従来実施してきたガイセ 15 10 Stable Unstable 解析結果（Stable） 解析結果（Unstable） 5 0 0 20 40 60 熱流束（kW/m2） リングについての研究成果として，安定限 界，不安定領域の流量振動の特性，並びに， 1.50E-02 コード検証用データベースとして取りまと 1.00E-02 められている。本技術開発では、このデー 流速（m/sec） 5.00E-03 0.00E+00 8.00E+02 析コード TRAC-BF1 のガイセリングへの適 -5.00E-03 用性について検討する。 -1.00E-02 実験で安定な流動が確認されている流動 100 (a)流動安定判別図上での解析と実験の比較 発生機構を検証するための実験結果が解析 タベースを用いて、プラント過渡熱流動解 80 8.20E+02 8.40E+02 8.60E+02 8.80E+02 9.00E+02 9.20E+02 9.40E+02 9.60E+02 9.80E+02 1.00E+03 -1.50E-02 時刻（秒） (b)加熱部入口流量計算例 条件の場合について解析を行い、実験と同 第 14 図 TRAC-BF1 によるガイセリング解析結果 −15− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 様な安定流動状態が得られることを確認した。安定流動状態において、徐々に出力を上昇させ、 振動が発生する状態に設定し、実験と同様な振動現象が得られた。安定限界の計算結果は実験に よる流動安定判別図とよく一致し、TRAC-BF1 による解析によりガイセリングによる安定限界を比 較的よい精度で予測できることがわかった（第 14 図） 。 実験データに見られる流動振動が解析でも再現できたが、振動周期、振幅に相違が見られ た。そこで、これらの特性に与える影響が大きいと考えられる入口部オリフィスの圧損係数 について感度解析を行った。その結果、入口部オリフィスの圧損係数を適切に設定すること により振幅が実験値とよく一致することがわかった。また、出口プレナムからの逆流時の流 体温度を実験に近くなるよう高く設定することにより、周期が実験値に近付く傾向があるが 異なる様相の振動が現れることがわかった。出口プレナムから逆流する流体のモデル化につ いては今後検討が必要である。 ４．４ 安定性感度解析 低減速スペクトル炉は、稠密炉心として設計されているため、既存炉と比較して圧損が大きく なる要因を含んだ設計になっている。また、炉心が高ボイド率になるような状態で運転するため に炉心入口流速が小さく、沸騰開始点が既存炉に比べて入口に近い位置にある。軸方向出力分布 に関しては、軸方向にブランケットを配した二重炉心という特徴から、既存炉とは大きな差があ る。また、核的にはボイド反応度係数の絶対値が既存炉と比較して 1 桁程度小さいという特徴も 有する。更に、本技術開発の対象炉は自然循環運転をする炉である。上に述べた特徴は核熱水力 的な安定性に大きな影響があると考えられることから、低減速炉心の安定性上の特性を把握して おく必要がある。 そこで、本技術開発では、すでに設計がなされている大型の低減速スペクトル炉心を解析対象 として取り上げ、その特性として、種々のパラメータ変化に対する安定性への影響の傾向を調べ る解析を行うことにより、その特性を検討することとした。このことは、本技術開発で対象とす る炉心と大型炉心で、基本的にはサイズが異なるのみで、安定性上の特性には大きな違いがない と考えられるためである。もちろん安定性の一つの指標である減幅比の値そのものは、両者で異 なると考えられることから、ここでは、各種パラメータの安定性への影響の傾向のみを議論する ことにする。 本件の検討は、3 次元核熱結合解析コード TRAC-BF1/MLK3D を用いて行うこととした。本コード は、プラント過渡熱流動解析コード TRAC-BF1 第２表 と 3 次元核動特性コード MOSRA-LIGHT を結合 チャンネル安定性感度解析における減幅比 パラメータ したコードシステムである。本コードを用い ノミナルケース チャンネル出力 るのは、安定性に係わる多くの事象をこのコ ードのみで解析する機能が備わっているこ チャンネル流量 とから、一貫した解析が可能になることによ 軸方向出力分布 る。本技術開発では、安定性に係わる評価項 目の内、チャンネル安定性の解析、及び炉心 入口オリフィス係数 −16− 条件 減幅比 80％ 90％ 0.037 0.018 0.022 110％ 120％ 下 部 燃 料 部 ： ＋ 10％ 下 部 燃 料 部 ： ＋ 20％ 1/2 0.012 0.019 0.036 0.030 0.099 1/4 0.127 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 安定性、領域安定性に係わる解析準備を行った。 チャンネル安定性に関しては、チャンネル出力、チャンネル流量、軸方向出力分布、入口オリ フィス抵抗係数をパラメータとする感度解析を行った（第２表） 。その結果、解析対象として取り 上げた炉心は、熱流動的にはパラメータ変動に対する安定性の影響の傾向は既存炉と同様の傾向 を有しており、その感度は小さいものであった。これは、炉心長が比較的短く流体の炉心通過に 伴う時間遅れが小さいという本炉の特徴に由来していると考えられる。 炉心安定性の解析としては、チャンネル安定性解析で用いた入力データを炉心部の模擬のため に用い、圧力容器内を模擬するデータを追加することにより炉心安定性の感度解析を行った。感 度解析パラメータとして炉心安定性に影響を有するボイド反応度係数、出力分布、入口オリフィ ス抵抗係数に関して実施した。 また、領域安定性に関しては、チャンネル安定性と炉心安定性の感度解析から、両者とも減幅 比が十分小さな値であることから、領域不安定性の発生可能性はかなり低いと言うことができる。 この点を解析的に実証するため、TRAC-BF1/MLK3D により炉心内に局所的な反応度外乱を入れた際 の炉心の応答を求める解析を実施する予定である。今年度は、解析に用いる入力データの作成を 行った。 ５．炉物理的成立性 本炉の炉物理的成立性の検討として、炉心性能を実験により検証し、設計精度を評価するため に、FCA を用いた模擬実験を計画している。FCA では、1980 年代後半に、多様な炉心組成と炉 心中性子スペクトル模擬が可能である特徴を活かして、高転換軽水炉模擬実験を実施した。この 模擬実験での炉心中性子スペクトルは、低減速軽水炉心のそれに比較的近く、また、炉心ボイド 率が系統的に変化した実験を実施していることから、低減速軽水炉模擬実験の予備検討には適し た体系である。そこで、詳細設計に基づく模擬実験体系を検討するための予備解析として、解析 コードを改良し高転換軽水炉模擬実験を解析するとともに、模擬実験の準備を行った。 ５．１ 実験体系の予備解析 （１） 実験解析コードの改良 中性子輸送方程式を SN 法で有限差分法を用いて解く計算コードとして、これまで利用されてき ている TWOTRAN に代わって、DANTSYS コードの導入を図った。TWOTRAN が２次元形状ま でしか取り扱えないのに対して、DANTSYS は 1 次元形状から 3 次元形状まで取扱うことができ る。また、拡散合成法を用いた加速法の採用によって、同じ 2 次元体系であっても TWOTRAN より高速に解を求めることができる。そこで、DANTSYS コードを原研の計算機に導入するとと もに、SRAC95(1996 年公開版)及びその発展版として改良を進めている新 SRAC で作成する巨視 的断面積を DANTSYS に利用するための断面積インターフェイスコードを開発した。また、格子 計算の効率化を図るため、SRAC を改良した。 ａ． DANTSYS コードの導入 DANTSYS を原研の共用計算機であるアプリケーションサーバ(PRIMEPOWER 1000)及び富 士通の高速ベクトル計算機である VPP-5000 に移植することを試みた。アプリケーションサーバ −17− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） については DANTSYS に付属のサンプル計算結果が一致することを確認した。一方、VPP-5000 については、富士通の FORTRAN が扱う組み込み関数が DANTSYS に備え付けのものと仕様が 異なるなどの理由により、動作確認までには至らなかった。今後もソースプログラムの調査と改 良を継続し、VPP-5000 または SR-8000 で動作できるようにする。それまでは、計算規模が制限 されるが、アプリケーションサーバで DANTSYS を利用することとした。 ｂ． DANTSYS 用の断面積インターフェイスの作成 SRAC95(1996 年公開版)及びその発展版として改良を進めている新 SRAC で作成する巨視的断 面積を DANTSYS で利用するための断面積インターフェイスプログラムを作成した。同プログラ ムは、SRAC が出力する断面積 PDS ファイル(MACRO)から必要なメンバーのデータを読み込み、 DANTSYS で扱える代表的な 2 種類の形式(テキスト形式及びバイナリー形式)に変換してファイ ルに出力する。このプログラムは、さらに、原研で開発した多群モンテカルロ計算コード GMVP や従来使用してきた輸送計算コード ANISN や TWOTRAN などの断面積を用意することも可能 とした。これによって、実験解析の目的や用途に応じて多様な解析手法を選択できるようになる。 ｃ． SRAC の改良 SRAC の格子計算において、粗いタイムステップでも高精度な燃焼計算結果が得られるように、 Predictor-Corrector 法を導入して格子計算の効率化を図った。また、ブランチオフ計算をユーザ ーが指定するタイムステップのみで行うように改良して、反応度解析の効率化を図った。これら の改良により、低減速軽水炉の空間依存動特性解析や炉心燃焼解析に必要となる巨視的断面積テ ーブルの作成が大幅に効率化できる。 （２）FCA 標準高速炉解析システムへ SRAC コードシステムの導入と予備解析 ａ．FCA 標準高速炉解析システムへ SRAC コードシステムの導入 低減速軽水炉の炉心設計で使用する SRAC コードシステムを用いて実験解析を行い、設計精度 を直接評価するために、FCA での実験解析に使用してきた標準的な高速炉解析システムへ、SRAC コードシステムを導入した。 ｂ．高転換軽水炉模擬実験の解析結果 FCA 標準高速炉解析システムへ SRAC コードシステムを導入した後の試計算として、並びに低 減速軽水炉模擬実験の予備解析として、高転換軽水炉模擬実験を解析した。実効増倍係数では、 JENDL-3.2 を用いた解析結果は、JENDL-2 による解析結果より 1%前後大きくなった。これは、 JENDL-2 から JENDL-3.2 へと核データを変更したことによるものであると考えられる。 ５．２ 実験準備 （１） 減速材模擬物質の水分含有量分析 低減速軽水炉模擬実験で使用する減速材模擬物質並びに炉心中性子スペクトルを軟化させるた めの模擬物質板（グラファイト板）の水分含有量分析を行った。 （２） 転換比測定用箔反応率測定システムのデータ処理部の更新 模擬実験での転換比測定で使用する反応率測定システムにおいて、放射化箔からの放射線デー タに関する測定時刻データ等を処理する機能の 2000 年問題に対処できるようにシステムを更新 し、今後の実験に備えた。 −18− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） ６．燃料の安全性 低減速スペクトル炉の照射条件での MOX 燃料の熱的・機械的成立性に関しては、燃料棒設計 の信頼性を確保し、燃料集合体の安全性を確認するために燃料ふるまい解析コードにより解析・ 評価することがきわめて重要である。こうした見地から、本技術開発においては、MOX 燃料ふる まいのコード解析・シミュレーションによる安全性評価を目的とする。 ６．１ 計算コードの改良 FEMAXI-V コードは軽水炉燃料（単一燃料棒）解析コードとして開発されたが、物性値の追加、 モデル修正などにより多くのタイプの燃料ふるまい解析に適用可能な柔軟性がある。１２年度に おいては、予備解析を行うために既存の FEMAXI-V のモデル改良により FEMAXI-RM を開発し た。 安全解析における主たる目標は、 (1) 入力として燃料の仕様、寸法、線出力履歴、冷却材条件などを与えることにより、通常運 転時における燃料の温度、変形、FP ガス放出量、ペレット-被覆管機械的相互作用（PCMI） などを予測し、 (2) 燃料棒内圧上昇と、それによる被覆管のクリープアウト、およびペレットスエリングによ る PCMI の解析に重点を置く。また、被覆管のクリープアウトが発生する限界線出力を予測 することである。 これらを達成するためのモデルの主要な改良項目は以下の通りである。 (1) 燃料棒全長を分割してセグメントとして扱う場合の最大セグメント数を FEMAXI-V では 12 であったものを 40 に拡大した。 (2) 各軸方向セグメントごとに、燃料ペレット仕様（UO2 か MOX か、Pu 濃度、fissilePu 富 化度など）を指定可能とした。 (3) MOX 燃料ペレットの熱的性質、機械的性質を表現する複数の物性値および経験式を組み込 み、選択オプションとして計算に利用可能とした。 ６．２ 予備解析 500 MOX 燃料棒仕様および出力履歴、温度などを入力デ 400 ータとした予備解析を行い、コードの計算能力のチ ェックを行った。予備解析の計算条件を以下に示す。 (1) 炉心のピーク出力の燃料棒（１本の全長）に注目 し、その照射履歴を初期から 115GWd/t の最後まで Linear power (W/cm) 改良したコード FEMAXI-RM によって、想定上の 300 200 100 0 追った。 (2) １本の燃料棒を軸方向に 34 のセグメントに分け、 そのそれぞれについて、 UO2 か MOX かの種類指定、 0 20 40 60 80 100 120 Peak Burnup (GWd/t) 第 15 図 予備解析に用いた出力履歴 濃縮度、Pu 富化度などの種類指定を行った。さらに軸方向の線出力分布については、ピーク出力 −19− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） のセグメントを 1.0 とする相対分布を全セグメントに対して指定した。燃料棒は下部からブラン ケット―MOX―ブランケット−MOX−ブランケットの順に構成される。 高速中性子束は現時点 では不明なので、ピーク出力セグメントにおいて 5.E+13n/cm2s と想定し、その他のセグメント においてはこの値に対して線出力の相対値を掛けた値を用いた。 （第 15 図∼第 17 図には、代表的なセグメントにおける値を示す。△および▲は MOX 燃料のセ グメント、○および●はブランケットセグメントにおける値を示す。 ） (3) 被覆管温度は、冷却水の飽和温度＝284℃に固定した。なお、本炉の設計ではジルカロイ被覆 管を使用する予定であるが、予備解析ではコードの性能を広範囲な条件で評価するため、被覆管 は SUS304 と仮定した。 (4) ペレットの熱伝導率には文献値を用いた。FP ガス放出については、FEMAXI-V のモデルを そのまま用いた。 (5) 燃料棒のプレナム容積については、プレナム長を 20cm と想定し、体積も 20cm3 と想定した。 (6) 仮想的出力履歴においては、まず 470W/cm 程度の高い出力で燃焼した後、40GWd/t 付近か ら出力を漸減させ、燃焼度 115GWd/t まで照射したと想定した。 ６．３ 予備解析の結果と考察 FEMAXI-RM コードによる想定燃料棒照射条件での解析結果の特徴を以下に示す。 (1) ペレット中心温度（第 16 図） 2000 焼きしまりによりギャップが開いてギャップ熱伝達 が低下したことによって漸増した。中心温度に若干の 不連続が見られるが、これはペレット熱伝導率モデル Temperature (C) MOX 燃料ペレットの中心温度は 18GWd/t 付近まで、 1600 1200 800 に起因すると思われる。 400 0 (2) ＦP ガス放出率と内圧上昇 20 40 60 80 100 120 Peak Burnup (GWd/tU) 第 16 図 ペレット中心温度 FP ガスの放出（第 17 図）は、ブランケット部分か らはなく、MOX 燃料部からの放出が大きいが、MOX 40 ペレット中心温度が 1600∼1800℃であることを考え 30 て大きな燃焼度における 30%の放出率は、放出ガスの 絶対量としては非常に多量であり、これによるギャッ プ熱伝導率の低下は避けられない。 FGR (%) ると妥当であろう。ただし、100GWd/t というきわめ 20 10 燃料棒の内圧は、初期内圧 1MPa であったものが、 フルパワー状態で約 2.4MPa に上昇し、その後 FP ガ ス放出に伴い、単調に増大していき、照射末期で約 0 0 20 40 60 80 第 17 図 FP ガス放出率 冷却材圧力は 7.2MPa であるので、 4.8MPa となった。 照射末期でも内圧が外圧を超えることはなく、被覆管のクリープアウトは避けられる。 −20− 100 Peak Burnup (GWd/t) 120 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） (3) 被覆管直径変化 被覆管の外径は、MOX 燃料、ブランケット部とも、パワーアップ直後は熱膨張のため増大する。 その後、照射初期は冷却材外圧によるクリープダウンのため、わずかに直径が減少する。MOX 燃料部では 40GWd/t を過ぎたあたりから増加に転じるが、これは主にペレットのスエリングによ ってギャップが閉塞し、その後スエリングによって被覆管が外向きに押されていくためである。 被覆管の冷却水圧力によるクリープダウンは、SUS304 の強度が高いため少ない。 (4) ギャップ熱伝達率 MOX 燃料部のギャップ熱伝達率は、30GWd/t 付近まではギャップサイズの増減に伴う変化を 反映しているが、それ以降はギャップサイズの減少にもかかわらず減少していく。これは、主に FP ガス放出によりギャップガスの熱伝導率が低下する効果が優勢になったことに起因する。 ７．まとめと今後の予定 １２年度には、炉心及びシステム概念を構築するとともに、成立性を確認するための実験及び 解析作業の準備を行った。１２年度の総合的な成果は以下の通りである。 ・ 技術開発目標の明確化 ・ 炉心基本仕様を決定し設計の妥当性を確認 ・ 原子炉容器の基本構成を決定 ・ 受動的安全システムとして２種類の概念を比較検討 ・ 限界熱流束実験の予備解析を実施 ・ 不安定流動発生機構を調査するとともに沸騰二相流実験装置を製作 ・ 安定性解析コードの適用性確認と感度解析の実施 ・ 臨界実験の準備と予備解析の実施 ・ MOX 燃料安全解析コードの整備 これを受けて、１３年度には以下の技術開発を実施する。 ・ 炉心設計の詳細化及び炉心燃焼計算の実施 ・ 受動的安全システム検討のための安全解析の実施 ・ 限界熱流束実験装置の製作と実験準備 ・ 感度の高いパラメータについて３次元核熱結合解析を実施 ・ 流動安定性実験及び沸騰二相流伝熱流動実験の実施 ・ ウラン燃料体系での臨界実験の実施 ・ MOX 燃料の照射下挙動解析の実施 ・ 再処理フローの作成と物質収支、放射能収支の計算 参考文献 1) 岩村公道，他， “低減速スペクトル炉の研究” ，JAERI-Research 99-058 (1999). 2) Okubo, T., et al., “Conceptual Designing of Reduced - Moderation Water Reactors (1) - Design for BWR-type Reactors”, Proceedings of ICONE8, #8422 (2000). −21− 受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発（平成１２年度） 3) 将来型炉研究グループ，他， “低減速スペクトル炉心の研究 -平成 10∼11 年度報告書-（共同 研究） ” ，JAERI-Research 2000-035 (2000). 4) Upton, H.A., Torbeck, J.E., Billig, P.F., Duncan, J.D., and Herzog M., “SBWR Design Update: Passively Safe, Nuclear Power Generation for the Twenty First Century, Proc. of Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE)-4, 2, 379-393 (1996). −22−
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