module)
幾何形状
崩壊熱 入力データ 実効断面積 実効断面積
入力データ
組成
燃料コンパクト
冷却材
黒鉛
反射境界
図3.3-3 予備解析に用いた炉心カラム配置 GTHTR300（ウラン燃料）での燃料の範囲
Pu燃焼のために、新たに追加した燃料の範囲
図3.3-4 予備解析に用いたTAC-NCの解析モデル
領域幅 0.2163 0.3240 0.2000 0.1100 0.0500 0.0500
外半径 0.2163 0.4326 0.5723 0.7799 0.9429 1.1446 1.3158 1.5142 1.6895 1.8858 2.0635 2.2584 2.4378 2.7617 2.8941 3.0207 3.1422 3.2711 3.4000 3.6000 3.7100 3.7600 3.8100 3.8930 3.9760
領域幅 下端位置 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26
0.245 0.245 2 8
0.92 1.165 3 10
0.2 1.365 4 15
5 6.365
5 14
0.4 6.765 6 4
7.115 7 7.465 8 7.815 9 8.165 10 8.515 11 8.865 12 9.215 13 9.565 14 9.915 15 10.265 16 10.615 17
10.965 18 2 3 1 5 6 7 8
11.315 19 11.665 20 12.015 21 12.365 22 12.715 23 13.065 24 13.415 25 13.765 26 14.115 27 14.465 28 14.815 29 15.165 30 15.515 31 15.865 32 16.240 33 16.615 34
0.4 17.015 35 11
2.2 19.215
37 12
0.8 20.015 38 13
0.25 20.265 39 6
3.96
24.225
40 14
0.166 24.391 41 8
領域番号
1 外側可動反射体 固定反射体
2 内側可動反射体最外周 固定反射体 空隙率0.386
内側可動反射体 固定反射体
3 燃料体 コアバレル
上部可動反射体下段 側部コアバレルと炉容器の間の空間
下部可動反射体上段 圧力容器
上部可動反射体上段 上部コアバレルと炉容器の間の空間 下部可動反射体下段 高温プレナムブロック
4 上部遮へい体 高温プレナム
下部断熱層
下部コアバレルと炉容器の間の空間 シュラウド
0.3706 0.1660
1.05
0.2578
0.3729 0.3737 0.3740 0.3742 0.3804
1.05
1.05
1.05
0.75
0.3560
0.7
1.05
1.05
1.05
1.05
図3.3-5 予備解析に用いた定格運転時の軸方向出力分布
0 2 4 6 8
軸方向位置 ( 段数 )
出力密度 (MW/m
3)
1 2 3 4 5 6 7 8
プルトニウム炉心 ウラン炉心
径方向平均値 1
2 3 4 5 6 7 8
図3.3-6 ウラン炉心の出力分布での減圧事故時の燃料温度変化
図3.3-7 プルトニウム炉心の出力分布での減圧事故時の燃料温度変化
800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200
0 50 100 150 200
燃料温度（℃）
スクラム後の時間 (hr) 600MWth 500MWth
400MWth
800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200
0 50 100 150 200
燃料温度（℃）
スクラム後の時間(hr) 600MWth
400MWth
350MWth
300MWth
図3.3-8 定格出力と事故時燃料最高温度との関係 1400
1500 1600 1700 1800 1900 2000 2100 2200
300 350 400 450 500 550 600
燃料最高温度（℃）
出力 (MWth)
プルトニウム炉心の出力分布
ウラン炉心の出力分布
図3.3-9 「減圧事故+スクラム失敗」の再臨界挙動の解析結果
200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800
0 1 2 3 4 5 6 7 8
0 100 200 300 400
温度(℃)
出力(%)
時間( h )
←出力
炉容器最高温度→ 燃料最高温度→
青線：プルトニウム炉心 350MWth 赤線：プルトニウム炉心 400MWth 黒線：ウラン炉心 600MWth
-0.03 -0.02 -0.01 0.00 0.01 0.02 0.03
0 100 200 300 400
反応度Δk/k
時間(h)
Xe反応度
全反応度
燃料反応度
減速材反応度
減速材反応度 燃料反応度 青線：プルトニウム炉心 350MWth 赤線：プルトニウム炉心 400MWth 黒線：ウラン炉心 600MWth
(a) 燃料144カラム炉心
(b) 燃料126カラム炉心
(c) 燃料90カラム炉心
注：斜線のカラムが燃料を示す。
図3.3-10 炉心幅を変更した場合の燃料カラムの配置
図3.3-11 炉心出力、炉心幅を変化させた場合の減圧事故時の燃料最高温度時間変化 800
1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200
0 50 100 150 200
燃料温度（℃）
スクラム後の時間(hr) 144カラム、600MWth
144カラム、400MWth
144カラム、300MWth 126カラム、400MWth 126カラム、600MWth
126カラム、300MWth 90カラム、600MWth
90カラム、400MWth
90カラム、300MWth
図3.3-12 炉心出力と減圧事故時の燃料最高温度の関係
図3.3-13 炉心燃料カラム数と事故時燃料温度条件を満足する原子炉出力の関係
1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200
300 350 400 450 500 550 600
燃料 最高 温度 （ ℃ ）
原子炉出力 (MWth)
144カラム炉心
126カラム炉心
90カラム炉心
300 350 400 450 500 550 600
80 90 100 110 120 130 140 150
原子炉出力 （ MWth ）
炉心燃料カラム数
図3.3-14 原子炉スクラム時の制御棒挿入による反応度添加特性
(a) 出力、燃料最高温度の変化
(b) 反応度変化
図3.3-15 反応度添加0.15%Δk/kの場合の解析結果
1200 1300 1400 1500 1600
0 50 100 150 200 250 300 350 400
0 2 4 6 8 10
温度 (℃ )
出力 (% )
時間 (s)
ウラン炉心
←出力
燃料最高温度→ プルトニウム炉心
ウラン炉心 プルトニウム炉心 添加反応度0.15%Δk/k スクラムあり
↓原子炉スクラム
-0.003 -0.002 -0.001 0.000 0.001 0.002
0 5 10 15 20
反応度(Δk/k)
時間(s) 減速材反応度
燃料反応度 全反応度 添加反応度0.15%Δk/k
赤：プルトニウム炉心 黒：ウラン炉心
(a) 出力、燃料最高温度の変化
(b) 反応度変化
図3.3-16 反応度添加0.28%Δk/kの場合の解析結果
1200 1300 1400 1500 1600
0 100 200 300 400 500 600 700 800
0 2 4 6 8 10
温度 (℃ )
出力 (% )
時間 (s)
ウラン炉心
←出力
燃料最高温度→
プルトニウム炉心
ウラン炉心
プルトニウム炉心 添加反応度0.28%Δk/k
スクラムあり
↓原子炉スクラム
-0.003 -0.002 -0.001 0.000 0.001 0.002 0.003
0 2 4 6 8 10
反応度(Δk/k)
時間(s) 減速材反応度
燃料反応度 添加反応度
全反応度
↓原子炉 スクラム
添加反応度0.28%Δk/k 赤：プルトニウム炉心
黒：ウラン炉心
図3.3-17 スクラムする場合の反応度添加量と最高出力、燃料最高温度の関係 1200 1300 1400 1500 1600 1700 1800
100 200 300 400 500 600 700 800
0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5
燃料最高温度（℃）
最高出力(%)
反応度添加量 （%Δk/k）
←出力
燃料最高温度→
ウラン炉心 プルトニウム炉心
スクラムあり
図3.3-18 TAC-NCの解析モデル
領域幅 0.2163 0.3240 0.2000 0.1100 0.0500 0.0500
外半径 0.2163 0.4326 0.5723 0.7799 0.9429 1.1446 1.3158 1.5142 1.6895 1.8858 2.0635 2.2584 2.4378 2.7617 2.8941 3.0207 3.1422 3.2711 3.4000 3.6000 3.7100 3.7600 3.8100 3.8930 3.9760
領域幅 下端位置 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26
0.245 0.245 2 8
0.92 1.165 3 10
0.2 1.365 4 15
5 6.365
5 14
0.4 6.765 6 4
7.115 7 7.465 8 7.815 9 8.165 10 8.515 11 8.865 12 9.215 13 9.565 14 9.915 15 10.265 16 10.615 17
10.965 18 2 3 1 5 6 7 8
11.315 19 11.665 20 12.015 21 12.365 22 12.715 23 13.065 24 13.415 25 13.765 26 14.115 27 14.465 28 14.815 29 15.165 30 15.515 31 15.865 32 16.240 33 16.615 34
0.4 17.015 35 11
2.2 19.215
37 12
0.8 20.015 38 13
0.25 20.265 39 6
3.96
24.225
40 14
0.166 24.391 41 8
領域番号
1 外側可動反射体 固定反射体
2 内側可動反射体最外周 固定反射体 空隙率0.386
内側可動反射体 固定反射体
3 燃料体 コアバレル
上部可動反射体下段 側部コアバレルと炉容器の間の空間
下部可動反射体上段 圧力容器
上部可動反射体上段 上部コアバレルと炉容器の間の空間 下部可動反射体下段 高温プレナムブロック
4 上部遮へい体 高温プレナム
下部断熱層
下部コアバレルと炉容器の間の空間 シュラウド
0.3706 0.1660
1.05
0.2578
0.3729 0.3737 0.3740 0.3742 0.3804
1.05
1.05
1.05
0.75
0.3560
0.7
1.05
1.05
1.05
1.05
(a) BOC（ 燃 焼1日 ）
(b) BOC（ 燃 焼180日 ）
(c) EOC（ 燃 焼300日 ）
図3.3-19 出 力 分 布
0 2 4 6 8 10
1 2 3 4 5 6 7 8
出力密度 (MW/m
3)
上から の段数
0 2 4 6 8 10
1 2 3 4 5 6 7 8
出力密度 (MW/m
3)
上から の段数
0 2 4 6 8 10
1 2 3 4 5 6 7 8
出力密度 (MW/m
3)
上から の段数
図3.3-20 燃 焼 日 数 と 減 圧 事 故 時 の 燃 料 最 高 温 度
図3.3-21 燃料温度、圧力容器温度の時間推移
1400 1450 1500 1550 1600
0 60 120 180 240 300
燃料最高温度（ ℃ ）
燃焼日数（日）
600MWth 90カラム
燃料最高温度の制限
200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800
0 50 100 150 200
減圧事故時の温度（℃）
スクラム後の時間(hr)
燃料温度（MOC）
圧力容器温度（BOC）
圧力容器温度制限 燃料温度制限
図3.3-22 減 圧 事 故+ス ク ラ ム 失 敗 時 の 燃 料 温 度 、 出 力 挙 動
図3.3-23 減 圧 事 故+ス ク ラ ム 失 敗 時 の 反 応 度 挙 動
400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200
0 2 4 6 8 10 12 14 16 18
0 50 100 150 200
温度(℃)
出力(%)
時間( h )
←出力
燃料最高温度→
黒線：GTHTR300（600MWth) 赤線：Pu炉心（600MWth）
-0.03 -0.02 -0.01 0.00 0.01 0.02 0.03
0 50 100 150 200
反応度Δk/k
時間(h)
Xe反応度
全反応度
燃料反応度 減速材反応度 黒線：GTHTR300（600MWth) 赤線：Pu炉心（600MWth）
減速材反応度 燃料反応度
図3.3-24 スタンドパイプ破断時の反応度添加量と最高出力・燃料最高温度の関係
1100 1200 1300 1400 1500 1600 1700 1800
100 200 300 400 500 600 700 800
0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5
燃料最高温度（℃）
最高出力(%)
反応度添加量 （%Δk/k）
←出力
燃料最高温度→
ウラン炉心 プルトニウム炉心
スクラムあり
3.4 セキュリティ強化型安全燃料の試作と製造検討（H26～H29）（再委託先：原子燃料工業）
3.4.1 CeO2-YSZ模擬燃料核粒子の製造試験（H26～H29）
(1) 目的
プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料では、イットリア安定化 ジルコニア(Yttria Stabilized Zirconia: YSZ)を母材とする二酸化プルトニウム(PuO2)の燃料核 (PuO2-YSZ)を燃料核として採用している。本試験では、Puの模擬物質としてCeを用いる模擬3S
（Securiy, Safety, Safeguard）-TRISO（Tri-isotropic）燃料の製造試験等に供するため、CeO2 -YSZ 模擬燃料核粒子(以下、「模擬燃料核」と記す。)の製造を行い JAEA（Japan Atomic Energy Agency）で実施するZrC層被覆試験、及び原燃工で実施するBuffer～O-PyC層被覆試験に供する 必要量の粒子を供した。
(2) 試験の準備（H26）
模擬燃料核の製造試験を実施するための準備として、滴下装置、熟成装置、チューブ炉等の必 要な設備の整備を行い、整備した設備の動作試験等を実施した。また、Puの模擬物質として用い るCeがゲル化することを確認するために、試験管レベルの小規模先行試作試験を実施、ゲル化す ることを確認した。図3.4.1-1に本研究で整備した主な設備の外観を示す。
(3) 製造パラメータの違いが模擬燃料核の物性に及ぼす影響の調査（H27）
模擬燃料核の製造条件をパラメータとした製造試験を行い、各条件が与える模擬燃料核の物性、
すなわち、寸法・密度、結晶構造等への影響を整理した。これらを整理した結果を反映し、模擬 燃料核の適切な製造条件を設定、割れの無い乾燥ゲル粒子を得ることが出来た。また、大気雰囲 気中における焙焼及び還元雰囲気における還元・焼結工程について試作試験を行い、熱処理条件 についても検討を行った。図3.4.1-2に滴下試験の状況を、図3.4.1-3に平成27年度成果の一部 を示す。
(4) 製造パラメータの最適化（H28）
平成27年度までに得た成果を元に、いくつかの製造パラメータを調整し、表面状態、粒度分布 等の観点において、より良好な粒子を得られる条件について検討を行った。CeO2-YSZ模擬燃料核 の作製工程について概略を図 3.4.1-4に示す。基本的な手順は、外部ゲル化法を採用しており、
本年度は、粒子の真球度、及び真球度の調整に対して、影響の大きい滴下、及び洗浄工程につい て、最適化を検討した。試作した粒子は過去に試作した粒子と比較して、各段階とも、真球度、
表面割れの観点から大幅に改善されていることが確認された。また、投影機法による粒度分布を 測定した結果、焼結後粒子の平均粒径は0.427 mmであり、また、真球度のばらつきは非常に小さ い傾向であることが分かった。表3.4.1-1 に投影機法により確認した粒子の粒度分布測定結果を 示す。その他の各種特性としては、外表面、内部ともに、有意なクラックはなく、元素の分布状 態も均一であることが確認された。改善前後の粒子外観を図 3.4.1-5 に、電子顕微鏡(Scanning Electron Microscope: SEM)に よ る エ ネ ル ギ ー 分 散 型 X 線 分 析(Energy Dispersive X-ray Specrtroscopy: EDS)による焼結粒子中の元素の分散状態について、マッピングした結果を図
燃料核の製造を開始した。
(5) CeO2-YSZ模擬燃料核粒子の製造（H28～H29）
CeO2-YSZ模擬燃料核の製造条件は、平成28年度までの成果として得られた条件を用いた。ゲル
粒子（乾燥）の製造条件及びその後の熱処理条件をそれぞれ表3.4.1-2及び表3.4.1-3に示す。
本条件にて、後述の酸素ゲッターであるZrC層被覆用として必要となる約1 kgの模擬燃料核を製 造した。製造は、滴下原液調整から大気雰囲気中における焙焼工程までを本公募で整備した各種 設備で実施した。焼結工程は、一度に多量の粒子を熱処理可能な外注先の還元・焼結炉を使用し て実施した。熱処理前後における代表的な外観を図3.4.1-7に示す。
(6) まとめ
Puの模擬物質としてCeを用いた模擬3S-TRISO燃料の製造試験等に供するため、平成28年度 までの成果として得られた製造条件を適用した模擬燃料核の製造を行った。
製造量は、後述の試験において必要となる約1 kgを製造し、酸素ゲッターであるZrC層被覆 のための試料として供給、CeO2-YSZ模擬燃料核粒子の製造を完了した。
3.4.2 ZrC 被覆が被覆された CeO2-YSZ 模擬燃料核を用いた TRISO 被覆粒子の製造試験（H26～
H29）
(1) 目的
PuO2/CeO2-YSZを燃料核/模擬燃料核とする3S-TRISO被覆粒子の概要を図3.4.2-1 に示す。3S-TRISO燃料は、PuO2-YSZを模擬したCeO2-YSZ模擬燃料核へ酸素ゲッターであるZrC被覆層と4層
の TRISO被覆を行う必要がある。そこで、前年度までに検討した小粒径少量バッチにおける製造
条件パラメータ等を基に、ZrC層が被覆されたCeO2-YSZ模擬燃料核を用いてTRISO被覆を行い 3S-TRISO被覆粒子を試作した。
(2) 試験の準備（H26）
CeO2-YSZ模擬燃料核に被覆層を蒸着する流動装置（以下、流動床と言う）の稼働準備として整
備及び試運転調整を行った。また、3S-TRISO被覆粒子製造時に流動床へ投入する、ZrC層が被覆 された CeO2-YSZ模擬燃料核を製造するZrC被覆装置はバッチ量が約 100 g/バッチと小型である ことから、高温工学試験研究炉（High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR）(1)用被覆 燃料のバッチあたりの投入量（約3000 g）と比較して極少量（数百g）となる可能性があった。
被覆対象物を流動させて化学的に蒸着する流動床において、粒子の流動状態は非常に重要なパラ メータであり流動状態に直結するバッチ投入量が大きく変わる可能性が高いことから、平均直径
0.7 mmのZrO2模擬粒子を使用して粒子投入量をパラメータとした粒子模擬流動試験を行い、粒子
投入量が100 gから4000 gにおける被覆可能ガス流量範囲のデータを得た。なお、ZrO2模擬粒子 は、正確にはイットリア安定化ジルコニア（YSZ）の粒子であるが、本稿ではCeO2-YSZ模擬燃料核 と紛らわしいことから、これ以降、通称としてZrO2と表記する。