燃料安全研究グループ

軽水炉では、二酸化ウラン等を焼き固めたペレットを金属製の管(被覆管)に詰めて両端を密封溶接したものを燃料として使用しています(図1)。本研究グループでは、原子炉で事故が起こった時に燃料がどのようなふるまいをするか、どのような条件で燃料が壊れるのか、そして、燃料が壊れた場合に原子炉の安全性にどのような影響を及ぼすのかを明らかにするための研究を行っています。

原子炉を設計する際、その安全性を評価するために想定しなければならない事故(設計基準事故)として、原子炉出力が急上昇する反応度事故(RIA; Reactivity-Initiated Accident)があります。この反応度事故を模擬するために、短い時間だけ出力を上昇させる(パルス運転)ことのできる原子炉安全性研究炉NSRRを用いています(図2)。調べたい燃料棒を試験用カプセルに入れ、NSRRの中心部分に配置してパルス運転を行うことで、安全に反応度事故時のふるまいを調べることができます。また、このような実験結果を解析するための燃料ふるまい解析コードを開発し、燃料棒に生じる種々の現象のメカニズム解明等に利用しています。同じく設計基準事故で、原子炉から冷却材が流出してしまう冷却材喪失事故(LOCA; Loss of Coolant Accident)時の燃料挙動についても、原子炉を使わずに事故を模擬できる実験装置を用いて研究を行っています。

本研究グループで取り組んできた主要な研究テーマの一つは、原子炉で長期間使用された燃料(高燃焼度燃料)のふるまいを調べることです。燃料の燃焼に伴い、被覆管は徐々に腐食しまたペレットには核分裂生成物が蓄積するなど、様々な変化が起こります。燃料を安全に、また無駄なく利用していく上では、こうした変化が通常運転時のみならず事故時の燃料ふるまいにどのような影響を及ぼすかを十分に調べておく必要があります。これまでに、ペレットと被覆管の機械的相互作用による燃料の破損や、核分裂生成物ガスの急激な放出など、燃焼が進むにつれ現れてくる様々な現象が事故時に与える影響を明らかにしてきました(図3)。新しい被覆管材料や新しいタイプの燃料へと研究対象を拡げつつ、これらの現象に関するメカニズムの解明と燃料の安全性の確認に取り組んでいます。

もう一つの重要な研究テーマは、設計基準事故の範囲を超えて事故が進展した場合の燃料のふるまいを調べることです。東京電力福島第一原子力発電所事故では、設計基準事故の範囲を超えて事故が進展し、燃料が極めて過酷な条件下に置かれた結果、燃料中の放射性物質が発電所外へ放出されるに至りました。同様の事故を再び起こすことのないよう講じられる対策の有効性を評価する上で、設計基準事象を超える条件下で燃料に生じる変化を把握することが重要です。設計基準事故を超える条件を想定した事故模擬実験の実施や計算コードを用いた解析を通じて、シビアアクシデント時の燃料ふるまいに関する評価手法の高度化などに役立つ情報を発信していきたいと考えています。

図1
図1:軽水炉燃料の構造
パルス運転時のVSRR炉心
図2:パルス運転時のVSRR炉心
パルス実験で破損した高燃焼度燃料
図3:パルス実験で破損した高燃焼度燃料

【原子炉施設の安全評価で想定された事故】

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