炉物理の研究

第 54 号 (2002 年 9 月)

＜炉物理夏期セミナー若手研究会報告２＞
宇宙用原子炉を基盤とした可搬型小型熱供給炉の炉心概念設計
東北大学工学研究科

郡司 智
GUNJI Satoshi

岩崎智彦
IWASAKI Tomohiko

１． 緒言

必要な無限増倍率が得られるように適宜ピン

21 世紀を迎え，エネルギーの需要と供給の径とピンピッチの変更を行った。挿入するヒー体系は，新たな展開を見せつつある。化石燃トパイプは構造材が Mo，作動流体が Li のもの料の枯渇が懸念され，新エネルギー開発の目とした。燃料部分は BeO 反射体によって側面，処が付かない状況で，我々は現在の技術で両端部を覆われ，うち側面反射体には 12 本十分に実現可能なシステムであり，電源炉，の制御ドラムを装備する。これは BeO で構成

熱供給炉として使用できる小型汎用原子炉にされた円筒形のドラムの 1/3 ほどの表面に吸着目した。本報告はこのような観点に立ってロ収体として B4 C を取り付けた回転式のもので，シアの宇宙用原子炉を原型炉とした小型汎用吸収体を内向きにすることで炉に負の反応度炉心の概念設計とその核的特性について述を投じる。目標実効中性子増倍 1.06，燃料無べる。

交換で目標寿命約 10 年として設計した炉心の諸元は，表 1 のようなものである。

２．基本設計
今回ベースとした炉心は，ロシアの炉心ヒー３．核特性の解析結果と検討

トパイプ挿入型高速炉である[1]。この炉は熱設計した炉心の核的特性をモンテカルロコ電子発電炉であり，高濃縮ウラン燃料(濃縮度ード MVP 及びその燃焼計算である90%)炉心からヒートパイプを用いて熱を炉心

MVP-BURN の各計算コードと JENDL-3.2 のラ外に取り出して熱電子発電を行い，展開したイブラリを用いて評価した。主な解析項目は次放熱板から熱を放出している。この炉の大きのようなものである。

な特徴は，メンテナンスフリーで可動部分がな(1) 制御棒価値

いヒートパイプを冷却系も兼ねた熱輸送媒体制御棒を全て吸収体が外を向いた状態からとして用いることで，それまで高速炉の冷却材回転制御した場合，回転角が 60°を超えたあとして主に用いられてきた液体金属冷却系をたりから急激に負の反応度が投入され，最終排することにより高い信頼性を獲得している点的には実効増倍率が 0.931 程度となる。回転にある。しかし，本研究を始めるにあたりロシ式制御ドラムを使用した宇宙炉は制御ドラム

ア宇宙炉に関する文献を調査したところ，材を強制排除し，炉心からの中性子漏洩を大き

質や寸法等はある程度書かれていたが，核くしてスクラムをかけるが，この場合の実効増特性についてはほぼ皆無であった。

倍率は 0.785 となる。これらの値は設計上十そこでこのヒートパイプ使用炉を原型とし，分な値である。また，制御ドラムの幾何形状にヒートパイプ出口より高温を取り出すことが可起因する反応度係数の回転角度依存もみら能な炉心を試設計した。装荷燃料は 90%濃縮れた。の二炭化ウラン燃料とし，燃料ピン中央にヒー(2) エネルギースペクトル

トパイプを配した。ピン配置は三角配列とし，60

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炉心燃料部における中性子エネルギー70

小型汎用熱供給炉として，ロシアのヒートパ群に対する中性子束分布を図 2 に示す。全体

イプ炉心挿入型宇宙用原子炉の技術に着目として硬いスペクトルを持っているが中心部よし，熱出力 5～10MWt を想定し燃料無交換でり両端部の方が軟らかいスペクトルになって10 年間の運転寿命を達成する高速炉炉心のおり，この部分では反射体の存在によって熱核的試設計を行った。核的検討の結果，この中性子による核分裂の割合が大きくなってい小型炉心はほぼ充分な核特性を持ち，制御ることが分かる。熱外領域で見られる吸収ピ面でも十分な能力を有しており，今後の検討ークはヒートパイプの構造材である Mo によるに値することを示すことが出来た。本研究で得ものであると思われる。また，炉心にメッシュられた核モデルは今後必要となる熱水力特性を切って出力ピーキングを調査した結果，1.24

解析，動特性解析，材料評価，遮蔽計算，熱という値が得られた。

輸送計算などの基礎データとして活用できる。

(3) Li 喪失事象によるボイド反応度の評価
ヒートパイプ作動流体である Li が何らかの原因で漏洩した場合のボイド反応度を調査し[1] G.M.Gryaznov, et al., “PARAMETRICた。その結果 Li 封入量が初期値の 1/10 程度

ANALYSIS OF A NUMBER OF SPACEになるまで断続的に正の反応度を投じること

NUCLEAR POWER SYSTEMS WITH Aが明らかになった。最終的に投入されるボイド

HEAT-PIPE ENERGY-CONVERSION

反応度は 0.47%Δk/k であった。この値は比較

SYSTEM”, Atomic Energy, Vol.89, No.1, 2000

的大きいものであり，制御棒によって投じられ
表1

る負の反応度によって十分に相殺可能な値で設計炉心諸元化させた場合のドップラー反応度を調査した。

90%濃縮二炭化ウ
ラン
反射体材料
酸化ベリリウム
吸収体炭化ホウ素
ヒートパイプ構造材/作 Mo/Li

この場合負の反応度が投入され，その値は動流体-0.084%Δk/k であった。この値は前述したボ

ヒートパイプ内径/外径 16mm/18mm

イド反応度に比べて小さい。
熱出力を 5MWｔ，７MWｔ，10MWｔとして54.5cm
炉心等価直径44.6cm
燃料ピン(ヒートパイプ 91 本 (91 本)

MVP-BURN コードで燃焼計算を行った。この

挿入数)

結果，順におよそ 4700 日，3600 日，2500 日の燃料ピン直径あるが，今後の検討課題である。

使用燃料(4) ドップラー効果の評価
燃料温度を冷態停止状態(室温=300K)より炭化ウランの融解温度である約 2600K まで変炉心有効高さ(5) 燃焼寿命

3.7cm
ピンピッチ
3.8cm
実 効 中 性 子 増 倍 率 1.081 (±0.035%)

燃焼日数が得られ，熱出力約 7MWｔで目標寿命の 10 年を満たすことが判明した。計算結果を図 3 に示す。

[ k eff ] (計算誤差)
４．まとめ

61

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680mm

エンド反射体446mm

燃料被覆管(SUS)

制御ドラム

高濃縮ニ炭化ウラン
ヒートパイプ構造材(Mo)ヒートパイプ作動流体(Li)545mm

ヒートパイプ

図1

設計炉心概略図

Neutron Flux

1E-5

1E-6

1 upper
23
4567
8 bottom

1E-7

1E-8

1E-9
10-1

100

101102103

104105

106

Neutron Energy [eV]

図２

エネルギースペクトル91 pin power ( include 91 heat-pipes)

Keff1005mm

核燃料

1.09
1.08
1.07
1.06
1.05
1.04
1.03
1.02
1.01
1.00
0.99
0.98
0.97
0.96
0.95
0.94
0.93

出力 5.0MWt
出力10.0MWt
出力 6.9MWt

010002000

燃焼日数 (day)

図３

燃焼計算結果6230004000107