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高速炉燃料集合体の内部ダクトとラッパ管の溶接技術開発に関し、レーザー溶接の適用性を確認するため、それらを模擬した厚さ2mmと5mmのフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)板材を用いてレーザー溶接試験を実施した。その結果、スポット溶接とビード溶接それぞれについて、溶接欠陥が少なくかつ十分な溶込み深さが得られる見通しを得た。スポット溶接については、溶接時の冷却速度を低下させることで、また、レーザーをパルス照射にすることで、溶接部の割れや空孔の発生を抑制できることが分かった。また、690circCtimes103minの溶接後熱処理により、溶接部のひずみはほぼ除去され、硬さも母材と同程度まで回復した。さらに、せん断試験の結果、溶接部は十分なせん断強度を有していることを確認した。これらの結果から、PNC-FMSラッパ管と内部ダクトの接合方法として、レーザー溶接は有望な手段と考えられる。, Laser welding of ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) sheets with different thicknesses (2 mm and 5 mm) was examined to investigate the weldability between the inner and outer duct in fast reactor fuel assemblies with inner duct structure (FAIDUS); the objective of the inner duct is to avoid the re-criticality in case of the core melting accident. Laser-spot and melt-run welding was performed at various laser powers, welding times and velocities to find out the appropriate welding conditions with few defects and enough penetration depth. As for the spot welding, furthermore, slow cooling rate or pulsed laser irradiation could reduce the crack and porosity in the welded zone. The strain of the welded zone almost disappeared and the hardness was comparable with that of the base metal by applying post welding heat treatment at 690 circC for 103 min. In addition, the shear strength of welded joints was confirmed to be sufficiently higher than the provisional allowance shear stress. These results indicate that laser welding would be probably applied to the PNC-FMS inner and outer ducts., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Technology 2015-004

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。, The characteristics of sodium-cooled metal fuel core compared to MOX fuel core are given by its higher heavy metal density and superior neutron economy. By taking advantage of these characteristics and allowing flexibility in metal fuel specification and core design conditions as sodium void reactivity and bundle pressure drop, core design with high burnup, high breeding ratio and low fuel inventory features will be achievable. On ground of the major achievements in metal fuels utilization as driver fuels in sodium fast reactors in U.S., the metal fuel core concept is selected as a possible alternative of MOX fuel core concept in FaCT project. This report describes the following items as a result of the joint study on "Reactor core and fuel design of metal fuel core of sodium-cooled fast reactor" conducted by JAEA and CRIEPI during 4 years from fiscal year 2009 to 2012., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2012-041

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度などの種々の炉心概念を検討することを目的として、電力中央研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(3)」を平成19年度sim平成20年度にかけて実施することとなった。本報では本共同研究の成果として、(1)金属燃料仕様の設計範囲に関する検討,(2)高増殖炉心の設計検討,(3)高速増殖炉サイクル実用化研究で設計された金属燃料炉心の安全性に関する検討について実施した結果を示す。, A metal fuel core has specific features on high heavy metal density, hard neutron spectrum, and efficient neutron utilization. Enlarged applicable design envelops would improve core performances and features: higher breeding ratio, compacted reactor core, and, smaller amount of Pu-fissile inventory. A joint study on "Reactor Core and Fuel Design of Metal Fuel Core of Sodium Cooled Fast Reactor" by Japan Atomic Energy Agency and Central Research Institute of Electric Power Industry has been conducted during Japanese fiscal years of 2007 and 2008. This report shows the results on (1) the study on applicable design ranges of metal fuel specifications, (2) the study on conceptual core designs for high breeding ratio, and (3) the safety study on metal fuel core designed in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) Project., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2009-025

高速増殖炉サイクル実用化研究開発の主概念であるナトリウム冷却炉大型MOX燃料高内部転換型炉心についての2006年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。(1)MA含有燃料を用いた炉心の検討では、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおいて構築した大型MOX燃料高内部転換型炉心をもとに、MA含有率の高いALWR使用済燃料のTRUを用いた炉心を構築した。本検討では、燃料重金属のMA含有率を3wt%と暫定、従来概略評価にとどめていた熱特性及び燃料健全性の詳細評価を行い、設計成立の見通しを得た。(2)ブランケットへのPu添加による核不拡散性向上炉心の検討では、高速増殖炉の内的(intrinsic)な核不拡散性を向上させる一方策として、ブランケット燃料に炉心燃料用のPu(あるいはTRU)をあらかじめ添加することにより、ブランケットにおけるPuを常に原子炉級以下(240Pu同位体組成比で>18%)に保つ核不拡散性向上炉心概念を構築した。ブランケットへのTRU添加率を最大でも5wt%とすれば、軸方向ブランケット,径方向ブランケットともに、平均Pu組成を原子炉級に保つことができることを見いだした。, The sodium-cooled large-scale "high internal conversion (HIC) type" core with MOX fuel is the most promising core concept in FaCT Project in Japan. Design study on core and fuel in JFY2006 is reported. (1) Design study of the core with MOX fuel containing MA; Based on the large-scale HIC type core in FS Phase II, we have developed a core using TRU of high MA content recovered from ALWR spent fuel. MA content in the fuel heavy metal is temporarily assumed to be 3 wt%. We have confirmed the core design feasibility with the detailed evaluations of thermal hydraulic characteristics and fuel integrity. (2) Design study of the nonproliferation core by adding Pu to the blankets; As one of the measures to enhance the intrinsic nonproliferation property of fast reactors, we have developed the nonproliferation core concept that can keep the Pu in blankets to "Reactor Grade (240Pu isotope abundance ratio > 18%)" with premixing Pu (or TRU) of core fuel to blanket fuel., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2007-084

実用化戦略調査研究(FS)におけるNa冷却MOX燃料炉心の設計では、ペレット燃料を採用した炉心を中心に評価を実施している。一方、FSでは、燃料形態として、振動充填燃料も検討対象としている。振動充填燃料を採用した炉心では、ペレット燃料との燃料挙動の相違を反映した設計検討が必要であるが、十分な検討がなされていない状況である。そこで、本検討では、設計評価上重要と考えられる燃料熱設計モデルについて、現状の知見の範囲で適当と判断されるモデルを選定し、炉心・燃料仕様,核特性への影響を評価した。検討の結果、燃料熱設計モデルに関しては、組織変化開始温度,組織変化領域密度等の組織変化モデル条件の設定が重要であることがわかり、照射後試験結果との整合性から選定した。このモデルでは、振動充填燃料の設計線出力は390W/cm程度まで低減される可能性があることがわかった。この結果を反映し、FSの代表炉心を対象に影響評価を行ったところ、燃料ピン径等の仕様の一部に見直しは要求されるものの、核特性に与える影響は小さく、FSの設計条件,炉心性能目標を満足できる設計が可能であることがわかった。, In the core and fuel design of sodium-cooled MOX fuel FR of FS, core designs with pellet fuel were mainly evaluated. However, vibro-packed fuel and sphere-pac fuel are also considered one of the candidates. Besides, the design must be affected by difference of the fuel behavior, however, the influence had not yet been evaluated adequately. Thus, authors examined the fuel thermal design model and evaluated the influences to the core and fuel design quantitatively. As a result, in the fuel thermal design model, selection of restructuring conditions was found to be important. Proper values were evaluated from the viewpoint of fitting PIE results. In applying this model, limitation of the stationary LHR was reduced to 390 W/cm. For FS phase-II reference cores, though it is required to modify specifications due to the decrease of LHR, the influence to nuclear performance is found to be benign. Therefore, the design that meets the requirements and targets of FS is possible for those fuels., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2006-087

実用化戦略調査研究の候補概念であるナトリウム冷却炉MOX燃料炉心についての2005年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。本年度は、フェーズIIのまとめに向けた各種の設計検討を行った。(1)高内部転換型炉心の検討:(i)軽水炉使用済燃料から回収したTRUを用いた場合の炉心・燃料設計への影響評価を行った。(ii)大型MOX燃料高内部転換型炉心の被覆管材をPNC-FMS鋼とした代替材炉心を構築した。(iii)大型MOX燃料高内部転換型炉心の遮へい特性評価を行った。(iv)大型MOX燃料高内部転換型炉心を対象とした制御棒長寿命化方策の検討を行った。(2)高増殖炉心の検討:高い増殖性の要求に対応する炉心について、2004年度の大型MOXコンパクト型炉心をベースに検討した。, Sodium cooled fast reactor with mixed oxide fueled core is one of the promising candidates in "Feasibility Study on Commercialized Fast Reactor Cycle System" in Japan. The results of the study on the reactor core and fuel design in the JFY2005 are reported. (1)Design studies of high internal conversion (HIC) type core: (i)Influence of TRU composition variation on the HIC type core and fuel designs was evaluated. (ii)In adopting PNC-FMS steel as alternative cladding material of ODS steel, influence to the reactor core and fuel design was evaluated for the large-scale HIC type core. (iii)Shielding property of the large-scale HIC type core was evaluated. (iv)Some measures to extend the lifetime of control rod were studied for the large-scale HIC type core. (2)Design study on high breeding performance: The core design corresponding to a requirement of high breeding performance was studied based on the large-scale compact type core designed in the JFY2004., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2006-061

50MWe出力Na冷却金属燃料炉心の「長寿命追求型概念」について、燃料スミア密度に関する照射実績を重視した設計研究を実施した。本概念は、プラント寿命中の燃料無交換と炉心出口温度550circC(水素製造の観点)の達成を目指すものである。燃料スミア密度の上限を75%とし、燃料仕様を調整することによって、炉心寿命30年、炉心出口温度550circCを達成する可能性を示した。制御棒については、炉心寿命中に吸収体-被覆管機械的相互作用が発生し得ないことを確認した。遮へい性能の向上と炉心コンパクト化の観点から選定したZr-H遮へい要素において、被覆管にPNC316を用いることで炉心寿命中における水素透過量の制限目安(H/Zr比が1.53以上)を満足する可能性を示した。, A design study on "Long-life Type Concept" of a 50MWe sodium-cooled metal-fueled reactor core was performed with more emphasis on irradiation results regarding fuel smear density. The concept aims at no refueling in a core life time, and achieving higher core outlet temperature such as 550circC which is advantageous to hydrogen production. The restriction of upper fuel smear density limit to 75% along with adjustments of fuel specifications showed feasibility of attaining core life time of 30 years and core outlet temperature of 550circC. No indication of occurrence of absorber-cladding mechanical interaction (ACMI) was found in the evaluation of ACMI for a control rod element. A shielding with Zr-H was selected in view of enhancement of shielding performance, and the feasibility was shown to satisfy the target allowance level of the ratio of hydrogen to zirconium, more than 1.53, with PNC316 used as the cladding material., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2006-060

実用化戦略調査研究(FS)では、環境負荷低減の観点から、高速実用炉を用いたLLFP核変換に関する検討を行っている。本報告では、LLFP集合体装荷法,FSの各炉型におけるLLFP核変換特性,サポートファクタ(SF)向上炉心の実現性に関する検討を行った(SF:LLFP核種の変換/生成量の比)。LLFP集合体装荷法について、炉外・炉内装荷方式を適用した核変換炉心の設計評価に基づき定量的な比較を行った。炉内装荷では大幅に初装荷LLFP重量を低減できる結果が得られ、核変換炉心の導入ペース向上が望める炉内装荷方式を選定した。FS検討の各炉型におけるLLFP核変換特性について、フェーズIIで設定した代表炉心を基準炉心として、LLFP核変換炉心の評価を行った。いずれの炉型についても、設計条件を確保しつつ1.0以上のSFを達成する見通しが得られた。また、SF向上炉心の実現性について、実用炉の設計条件のうち幾つかの項目の制限を緩和することで、どの程度SFの向上が可能か感度評価を行った。いずれの項目もSFへの感度は小さく、実用炉でSFが2を超えるような大幅な向上は困難との結論に達した。, In the Feasibility Study in Japan (FS), transmutation technology of LLFP using commercial fast reactors has been studied to reduce the environmental burden. In this report, loading type of LLFP target assembly, transmutation performances of FS designed cores and capability of transmutation core with high SF (transmutation / production ratio) are studied. Design studies for two loading types cores (in-core and ex-core loading type) were conducted for comparison. The in-core loading type core was found to decrease LLFP inventories significantly, thus, that was selected as the reference of FS. For FS phase-II designed cores, LLFP transmutation performances were evaluated. Every core was confirmed to have the capability to attain SF > 1.0. Then, we conducted sensitivity evaluations of design conditions to SF for transmutation core with high SF. Since sensitivities of every condition were found to be small, we concluded that large SF may be impossible for the commercial reactors., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2006-063

ヘリウムガス冷却高速炉は、実用化戦略調査研究における候補概念の1つと考えられ、設計研究を進めている。そのうち、被覆粒子型燃料炉心については、成立性を左右する要素技術として燃料粒子の被覆層材が挙げられ、TiNが候補の一つとして考えられることから基礎的な試験・評価を実施している。今回の検討では、TiNの厚膜蒸着特性,Ti金属のガス窒化特性に関する基礎試験を行った。厚膜蒸着特性について、PVD(Physical Vapor Deposition), CVD(Chemical Vapor Deposition)の2種類の蒸着法について試験を実施し、いずれの蒸着法とも、実機燃料を想定した100mum程度の厚膜蒸着の形成に向けて可能性があることがわかった。また、TiN厚膜蒸着の代替案として、Ti金属を蒸着し、その後窒化することでTiN層を形成する方法を考案し、高温ガス窒化に関する基礎試験を行った。厚さ100mum程度の試料では、窒化後試料の機械特性に課題があるものの、窒化温度1,200circCtimes処理時間48hでおおむね全面に窒化が進行することがわかった。, Helium gas cooled FBR is one of attractive core concepts, so that the design studies have been performed in the Japanese feasibility study. Here, the coated particle fuelling core is considered to be promising. One of key issues of that fuel is the coated layer material, and TiN is regarded as one of possible materials. Therefore, tests of thick coating of TiN and gaseous nitriding of Ti metal were conducted in this study. In the thick coating tests, PVD (Physical Vapor Deposition) and CVD (Chemical Vapor Deposition) are selected as coating methods. As a result, both methods are found to have capability to form 100 micrometer that is the target of the practical design. Then, as an alternative method to form thick layer, authors contrived the method to nitride Ti metal by nitrogen gas and conducted tests. As a result, the specimen with 100 micrometer thickness was found to be nitrided entirely in 1,200circC and 48 hours. However, the nitrided specimen has tendency to be brittle., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2006-075