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FaCTプロジェクトについて ～FBRサイクルの研究開発 ...

高速増殖炉システムに係る革新技術
高速増殖炉システムに係る革新技術
の研究開発の進捗
の研究開発の進捗
2009 年8月7日
2009 年8月7日
独立行政法人日本原子力研究開発機構
独立行政法人日本原子力研究開発機構
次世代原子力システム研究開発部門
次世代原子力システム研究開発部門
森下
森下
正樹
正樹
高速増殖炉サイクル実用化研究開発
FaCTプロジェクト
中間報告会


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
Japan Atomic Energy Agency
本発表の概要
本発表の概要
1
○炉心安全性の向上
○耐震性の向上
○ナトリウムの取扱技術
○建屋容積・物量の削減
○高燃焼度化による長期運転サイクル
の実現
①配管短縮のための高クロム鋼の開発
⑬建屋の3次元免震技術
④原子炉容器のコンパクト化
⑦炉心燃料の開発
③1次冷却系簡素化のための
ポンプ組込型中間熱交換器開発
②システム簡素化のための
冷却系２ループ化
⑫炉心損傷時の再臨界回避技術
⑧配管2重化による
ナトリウム漏洩対策強化
⑪受動的炉停止と
自然循環による炉心冷却
経済性向上に係る課題
経済性向上に係る課題
信頼性向上に係る課題
信頼性向上に係る課題
⑨直管2重伝熱管蒸気発生器の開発
安全性向上に係る課題
安全性向上に係る課題
⑤システム簡素化のための
燃料取扱系の開発
⑥物量削減と工期短縮のための
格納容器のSC造化
⑩保守、補修性を考慮したプラント設計
今回の発表項目


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
Japan Atomic Energy Agency
2
配管短縮のための高クロム鋼の開発
配管短縮のための高クロム鋼の開発
目的：
高温強度と熱的特性がバランスよく優れる高クロム鋼
を冷却系機器に採用することにより，配管短縮と機器コンパ
クト化を図る
目的：
目的：
高温強度と熱的特性がバランスよく優れる高クロム鋼
高温強度と熱的特性がバランスよく優れる高クロム鋼
を冷却系機器に採用することにより，配管短縮と機器コンパ
を冷却系機器に採用することにより，配管短縮と機器コンパ
クト化を図る
クト化を図る
0.0
0.5
1.0
1.5
2.0
引張強さ
クリープ強度
線膨張係数
(
逆数）
熱伝導度
SUS304
316FR
Mod 9Cr
強い，良好
設計降伏点
課題

新材料の規格・基準化

実規模部材の製作性・健全
性見通し

溶接施工法および継手強度
評価法の開発

高温構造設計指針の整備
課題

新材料の規格・基準化

実規模部材の製作性・健全
性見通し

溶接施工法および継手強度
評価法の開発

高温構造設計指針の整備
－目的と課題－
－目的と課題－


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
Japan Atomic Energy Agency
配管短縮のための高クロム鋼の開発
配管短縮のための高クロム鋼の開発
ー新材料の規格・基準化ー
ー新材料の規格・基準化ー
3
60年設計に対応する材料強度基準整備の基本方針

許認可申請時：

60年設計用材料強度基準を以下の方針で作成

長時間データを取得し，時間外挿を 3倍以内に抑
える

金属組織学的検討等により時間外挿の妥当性
を示す

運転開始後：

運転開始後の裕度（健全性）を以下により確認

超長時間データ（プラント供用期間に先行するデ
ータ）の取得

サーベイランス／モニタリング／NDEの実施
長時間
データ取得
金属組織学的検討
TTP線図による
温度加速の妥当
性検証
改良 9Cr-1Mo鋼
550～600℃
改良 9Cr-1Mo鋼
550～600℃
改良 9Cr-
1Mo鋼
改良 9Cr-
1Mo鋼


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
Japan Atomic Energy Agency
薄肉小口径伝熱管試作
（φ15.7mm×t1.4mm×L17m）

CSEJ部でも材料強度基準の最適疲労線図を適
用できることを確認
配管短縮のための高クロム鋼の開発
配管短縮のための高クロム鋼の開発
ー各種部材の試作および評価ー
ー各種部材の試作および評価ー
CSEJ (Convoluted Shell Expansion Joint)
改良9Cr-1Ｍｏ鋼
室温
0.1
1
10
1.0E+02

......
た温度
感知合金の開発

材料照射効果の試験
課題

SASSの有効性の評価

切離し温度を最適化した温度
感知合金の開発

材料照射効果の試験
組成を変えて６ 種類作製
SASSの動作によって冷却材沸騰温度への到達を
阻止可能
29
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却
ー自己作動型炉停止機構の開発状況ー
ー自己作動型炉停止機構の開発状況ー


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
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系統構成
PRACS×2 系統+DRACS×1 系統により冗長性を確保
PRACS : Primary Reactor Auxiliary Cooling System
DRACS : Direct Reactor Auxiliary Cooling System
DRACS
PRACS×２
RV
IHX/PUMP
PUMP
2重管SG
課題

自然循環による十分な流量の確保

異常時に確実に機能させること
課題

自然循環による十分な流量の確保

異常時に確実に機能させること
30
自然循環
冷却材の温度差に基づく密度差を駆動力
にした循環
高温部と 低温部の高低差（伝熱中心差）と、
その間の流路が決まれば、温度差が発生す
れば冷却材は自然に循環する
出典：藤家
洋一著「原子力
-自然に学び、自然を真似る-」ERC出版（2005）
伝熱中心差
Na流路
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却
ー自然循環における崩壊熱除去ー
ー自然循環における崩壊熱除去ー


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
Japan Atomic Energy Agency
31
0
0.5
1
1.5
2
0
50
100
150
200
250
300
0
1000
2000
3000
Air Velocity
Below AC Inlet Vane
Downstream from Outlet Damper
Air Duct 1 (Upstream)
Air Duct 2
Air Duct 3 (Downstream)
Air
Velocity
(m/s)
Temperature
(C )
0
5
10
15
20
25
30
250
300
350
400
450
0
1000
2000
3000
PRACS Loop Flow
AC Inlet
AC Outlet
PRACS HX Inlet
PRACS HX Outlet
Na Flow
Rate
(l/min)
Temperature
(C )
Time (s)
過渡試験時の温度、流量変化
システム水試験装置（系統図）
水試験による1 次系流量の過渡変化
外部電源喪失時に、
炉心除熱する十分な
自然循環流量を確保
できることを確認
1/10 縮尺モデルによる 1 次主冷却系の水試験
PRACS冷却器の実寸大伝熱管を用いた
ナトリウム試験
空気の自然通風から1
次系まで自然循環が
スムーズに起動することを確認
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却
ー自然循環崩壊熱除去システム開発の現状ー
ー自然循環崩壊熱除去システム開発の現状ー


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
Japan Atomic Energy Agency
32
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却システム開発
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却システム開発
ー今後の展開ー
ー今後の展開ー


受動的炉停止
受動的炉停止

製作した温度感知合金の試験データ取得

選択した温度感知合金を用いたSASSの有効性確認


自然循環による炉心冷却
自然循環による炉心冷却

水試験及びナトリウム試験により、様々な条件での自然循環除熱を確認し、評価手
法を検証

検証した評価手法により、代表事象に対して炉心の健全性が確保されることを確認
2010年度以降、原子炉容器内の伝熱流動特性を模擬したナトリウム試験やその結果
を許認可に反映 するための評価手法を開発し、2015年の設計概念構築に反映


Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Fast Reactor Cycle Technology Development Project
Japan Atomic Energy Agency
Japan Atomic Energy Agency
33
技術開発のまとめと今後の展開
技術開発のまとめと今後の展開
２０１０年まで
２０１５年
炉システムに係る技術開発を実施
炉システムに係る技術開発を実施
•革新技術（13 課題）の研究開発を、ほぼ計画通り進めている。
•今後は 2010年の採否判断に必要な試験データの取得・拡充及び評価
手法の開発・検証を継続する。
革新技術の採否判断
各課題について順次評価し、採否を決定
概念設計の提示
要素技術開発、機器開発試験・システム試験を継続実施
実用炉・実証炉の概念設計に反

ウエッブサイト:-------http://www.pdffind.com/pdf/4i2kdn/