2010 national symposium on atomic energy, tokyo, … · gen-hsp-a010-1....
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グローバルな展開に向けたグローバルな展開に向けた
三菱の原子力技術三菱の原子力技術
2010年5月26日
GEN-HSP-A010
原子力事業本部
原子力技術センター長
駒野
康男
原子力総合シンポジウム2010 2010 National Symposium on Atomic Energy, Tokyo, Japan
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原子力総合シンポジウム2010
目 次
1.三菱原子力事業のビジョン
2.三菱原子力技術の半世紀
3.PWR最新建設実績:泊3号機
4.US-APWR
5.欧州そして世界へ
6.ものづくり力の国際展開
7.まとめ
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原子力総合シンポジウム2010
社是
一.顧客第一の信念に徹し,社業を通じ て社会の進歩に貢献する。
一.誠実を旨とし,和を重んじて公私の別 を明らかにする。
一.世界的視野に立ち,経営の革新と技 術の開発に努める。
1.三菱原子力事業のビジョン
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原子力総合シンポジウム2010
社是:「社会の進歩に貢献」海に,空に,そして大地に
クリーンエネルギー : 原子力,先進的火力発電技術 再生可能エネルギー
1.三菱原子力事業のビジョン
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原子力総合シンポジウム2010
1.三菱原子力事業のビジョン 社是:「世界的な視野」
原子力技術に求められるもの
多様なニーズに応えるソリューション– 大きなものから小さなものまで取揃えたラインアップ
多様な制約条件へのカスタマイズ、 適化– 総合技術力で対処
安全かつ経済的な原子力発電をスムーズに世界展開– 「世界標準化」を極力志向
世界が求めるクリーンで安価なエネルギー
地球温暖化, エネルギーセキュリティ, 経済格差,そして不拡散問題 …
–原子力で世界人類を幸福に!
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原子力総合シンポジウム2010
継続的な新規プラント建設/大型機器取替工事
大型機器取替
工事
蒸気発生器取替
上部原子炉容器取替
炉内構造物取替
タービンロータ取替
中央制御盤取替
1970年代 1980年代 1990年代 2000年代 2010年代 ~2030年代
プラント新設
独自に経済
性、
運転保守性
を向上
9基
独自に経済
性、
運転保守性
を向上
泊3号機
2009/3 初臨界2009/12 営業運転開始予定
敦賀3/4号機
川内3号機
2016/2017運転開始予定
次世代炉
2019運転開始予定
7基 24基目
第二期第一期 第三期
7基
技術導入信頼性
安全性向上経済性向上
2030更新
(APWR)
*1・・・日本発の世界標準炉,環境にやさしく高効率で経済的な
3S(Safety, Security, Safeguard)を実現する自律型プラント
2.三菱原子力技術の半世紀
実績:12プラント
204
146
*1
高燃焼度炉心/MOX炉心対応検討(炉心・安全解析の高度化)
(ハード)
(ソフト)
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原子力総合シンポジウム2010
運転中PWR(24プラント)敦賀3/4号機
(APWR:安全審査中)
泊原子力発電所
敦賀原子力発電所
美浜原子力発電所
伊方原子力発電所
大飯原子力発電所
玄海原子力発電所
六ヶ所再処理工場
常陽もんじゅ
国内PWR26基の全てに貢献
1960年代 国内初のPWR美浜1号機から新鋭のAPWRまで
80~90年代の海外における原子力低迷期にも、新規建設工事、大型取替工事継続により技術力を維持・向上
国、電力殿のご支援を受け、経験を蓄積
長い経験に裏打ちされた三菱自主技術が「コアコンピタンス」
2.三菱原子力技術の半世紀三菱原子力技術の経験と実績
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原子力総合シンポジウム2010
プラント総合技術力による大型機器取替工事
実績豊富な
蒸気発生器取替
国内32基
世界初の中央制御盤取替
制御系デジタル化と中央制御盤
取替を同時に実施
運転性の大幅向上高経年化への信頼性向上と寿命延長
世界初の炉内構造物取替
高放射線環境下で、短工期
・高精度で据付
2.三菱原子力技術の半世紀
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原子力総合シンポジウム2010
世界に通用する品質保証
世界に向けた 単体機器輸出実績
ドエル1号機向SG
オルキルオト3号機向RV
「シングル・レスポンシビリティ」を可能と する総合的技術
概念検討・基本設計・詳細設計・製造・ 建設から保全サービスまでもカバー
2.三菱原子力技術の半世紀
世界に通用する総合的な原子力技術
欧州 米州 アジア 合計
原子炉容器 1 - 3(1) 4(1)
上部原子炉容器 3 17(2) - 20(2)
蒸気発生器 25 (12) 6(2) - 31(14)
一次冷却材ポンプ - - 8(4) 8(4)
タービン 2 2 6(4) 10(4)
( ) : 製造中または据付前(内数)
(2010年5月現在)
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原子力総合シンポジウム2010
3. PWR 新建設実績:泊3号機
泊3号機
原子炉熱出力:2,660MWt電気出力
:912MWeループ数
:3ループ泊 1/2号機
1号機:1989年運転開始, 579MWe2号機:1991年運転開始, 579MWe
神戸東京
泊
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原子力総合シンポジウム2010
高信頼性
先行プラントの運転経験
高効率タービン
・
54インチ翼
・
完全3次元流動設計翼
総合デジタル
計装・制御設備
新型中央制御盤
・タッチコンソール・大型表示板
高信頼性高品質高出力
高い運転・保守性
電気出力の増加熱効率の改善
確実な建設工程先行23プラントの
建設実績
3. PWR 新建設実績:泊3号機
プラントの特徴
炉内構造物改良
等
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原子力総合シンポジウム2010
3. PWR 新建設実績:泊3号機信頼性の向上例:炉内構造物
原子炉容器上蓋管台の損傷防止
・インコネル690の採用
・原子炉容器頂部温度低減(バイパス流増加)
炉心バッフルの信頼性・保守性向上
・長尺ボルト採用による応力低減
・L型バッフル採用によるボルト本数2割低減
・熱遮へい体幅縮小によるボルト保守性向上
・バッフル領域温度低減(バイパス流増加)
L型バッフル板ボルト 長尺ボルト平板バッフル板
熱遮へい体先行3ループ 泊3号機
上蓋管台原子炉容器頂部
炉心バッフル
熱遮へい体
バッフル板
炉心バッフル部拡大(上視図)
フォーマ板
フォーマ板
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原子力総合シンポジウム2010
2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009
岩盤検査
掘削工事
基礎コンクリート工事 CV内部コンクリート打設
営業運転開始
格納容器(CV)据付 機器据付工事
試運転
初臨界(3/3)
(12/22)
燃料装荷(1/ 25)
CV外
CV内
設置許可
3. PWR 新建設実績:泊3号機建設工程
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原子力総合シンポジウム2010
資材調達管理
CAM*
溶接検査
現地据付検査
建設工程管理
3D-CAD
によるEPC管理
•CAM : Computer-Aided Manufacturing
設計、調達、検査、建設で使用する総合共通データベース
3. PWR 新建設実績:泊3号機
3D-CADデータの共通データベース化
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原子力総合シンポジウム2010
配置配管設計
Turbine
Main Component
保守性検討
高圧SIポンプの保守・
点検
建設工程
3. PWR 新建設実績:泊3号機
3D-CADデータの活用
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原子力総合シンポジウム2010
格納容器円筒部建造 と
上部半球部組立・高精度溶接 の並行実施
上部半球部組立・高精
度溶接
格納容器円筒部建造
3. PWR 新建設実績:泊3号機
7ヶ月短工期での格納容器建設(1)
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原子力総合シンポジウム2010
超大型サイドクレーンによる一体つり込みと高精度位置決め
直径 約40m
3. PWR 新建設実績:泊3号機
7ヶ月短工期での格納容器建設(2)
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原子力総合シンポジウム2010
3. PWR 新建設実績:泊3号機
ソフトオペレーション化ソフトオペレーション化
大型表示パネル大型表示パネル
運転操作性の向上運転員の負担軽減運転操作性の向上運転員の負担軽減
コンパクトなオペレータ・コンソールコンパクトなオペレータ・コンソール
デジタル計装・制御設備、新型中央制御盤 による信頼性、運転性の向上
ヒューマン・システム・インターフェース(HSI)を改善し、運転信頼性を向上
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原子力総合シンポジウム2010
APWRの技術をベースとし、URD* に適合させた 世界 大 170万kWe級の第3 +世代PWR
US-APWR : 米国向け170万kW級第3+世代炉
*URD :米国電力要求文書(Utilities Requirements Document)
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原子力総合シンポジウム2010
高い安全性、信頼性、経済性
上部挿入型 ICIS の採用により原子炉容器底部の貫通部を削除
パッシブ設備とアクティブ設備をベストミックスした完全4トレン構成の安全系により、運転中保守(OLM)を実現
14-ft 長尺燃料採用により新たな熱的余裕を創出、24ヶ月長サイクル運転が容易
日本国内での経験に基づき、総合デジタル計装制御設備 を採用
航空機衝突 及びシビアアクシデント 条件下での格納容器長期健全性も考慮
注:下線部はUS-APWRで採用の技術
SH SH
SHSH
RWSP
RVACC ACC
US-APWR : 米国向け170万kW級第3+世代炉
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原子力総合シンポジウム2010
米国原子力規制委員会(NRC)の新設プラント許認可体系
•
早期立地許可(ESP: Early Site Permit)
サイトの立地適性を審査し立地のみ許可申請者:設置者
•
標準設計認証(DC: Design Certification)
炉型毎にサイトに依存しない標準設計範囲を申請(型式認定)申請者:プラントメーカー
•
建設運転一括許認可(COL: Combined License)
サイト毎に建設認可と運転許可を一括して審査し、認可ESP、 DC引用による簡素化可能申請者:設置者(通常電力会社)
R-COL:Referenced-COL ある炉型の初回審査S-COL:Subsequent-COL 後続案件。R-COLと
の重複部分は、原則、審査しない
開閉所
COL スコープDCスコープ
発電所エリア
クーリングタワー、廃棄物保管設備、消火水設備等サイトに依存する機器・設備類
原子炉建屋
タービン建屋
補助建屋
原子炉建屋
4.US-APWR
DC
R-COL標準設計
から変更サイト固有設計
S-COL 標準設計と同じR-COLのサイト
固有設計と同じ
標準設計
R-COLから変更
標準設計と同じ
から変更
標準設計
太枠は審査範囲
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原子力総合シンポジウム2010
DC審査は順調に進捗中2006.7.13 第1回申請前レビュー(PAR)会合開催 於NRC本部- 全体で10回のPAR会合を開催
2007.11. ワシントンD.C.にて集中的な申請
前品質監査を受審
2008.2. NRCがDC申請を受理
2009.6. Safety Review Phase 1 (First Round of RAI*s) 完了
2011.9. Final SER** 発行予定
* Request for Additional Information (追加情報要求)
** Safety Evaluation Report(安全評価書)
4.US-APWR
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原子力総合シンポジウム2010
コマンチェピーク
3/4号機2008. 9. ルミナント電力、US-APWRでCOL申請。2008.12. COL受理、2011年審査 完了予定2009. 1. MHI/ルミナントで、建設・運転合弁会社
Comanche Peak Nuclear Power Company (CPNPC)設立
2009. 7. MHI/CPNPC、プラント供給契約交渉開始に
合意、覚書に調印
MNESが原子力プラント設計者に認定2006.7. 米国に100%出資でMNES: Mitsubishi Nuclear Energy Systems, Inc.設立。
ノースアナ
3号機2010.5. ドミニオン電力、バージニア州に建設計画中のノースアナ3号機の炉型にUS-APWRを選定
4.US-APWR3/4号
1/2号
コマンチェピーク完成予想写真
米国原子力エネルギー協会(NEI)は、MNESをNuclear Plant Designerに認定。
AREVA、GE-日立ニュークリア・エナジー、ウェスティングハウスに続き4社目
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原子力総合シンポジウム2010
APWR標準技術を基に、欧州電力要求(EUR)への適合性を向上
EU-APWR : 欧州向け170万kW級第3+世代炉
5. 欧州そして世界へ
トレン1
トレン4
トレン2
トレン3
トレン1
トレン4
トレン2
トレン3
トレン5
トレン6
トレン7
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シビアアクシデント対応
(cf. 米国:SAMDA)独立した専用設備の設置要求
デブリ冷却の強化米国:炉心損傷後24時間はCV健全性を維持欧州:長期的な冷却性を実証
航空機衝突対応欧州特有の条件で健全性維持の要求
分離設計区画分離の徹底(トレン,チャンネルの厳格な分離を要求)
欧州電力・規制要求の米国規制要求からの違い(代表例)
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原子力総合シンポジウム2010
米国でシビア・アクシデント(SA)対策評価に適用される考え方
• 新たなSA対策候補のコストとメリット*を金額換算し、申請プ ラントのSA対策が十分であること示す。
• 基本的な考え方– 更なるSA対策で人的被害及び経済的被害が低減される金額(メ
リット)と、それらSA対策のコスト(デメリット)を比較し、デメリット
がメリットを上回れば追加対策は不要。• ガイドライン
– NUREG/BR-0184(1997)• リスクを金額に換算するガイドライン
– NUREG/BR-0058(2004)• 安全目標への適合性を審査するガイドライン
– NEI 05-01(2005)• 産業界のSAMA実施ガイドライン• NUREG/BR-0184、NUREG/BR-0058に準拠
SAMDA: Severe Accident Mitigation Design Alternative
*:確率論的評価
GEN-HSP-A010 -30
原子力総合シンポジウム2010
世界有数の総合プラントメーカである三菱重工とアレバ社が 共同開発
両社が保有する 新技術,及び建設・許認可・マーケティ ング活動の経験を活用
検証された技術に裏打ちされた確かな信頼性
柔軟な運転性 (12ヶ月~24ヶ月運転, 負荷追従運転,周波数調整,100%までのMOX燃料装荷)
高レベルの安全性(完全独立3系列構成 ,高性能蓄圧タンク,格納容器内燃料取替用水ピットによる信頼性の高い動的安全系,コアキャッチャー 等)
ATMEA1TM : 110万kW級第3+世代炉
5. 欧州そして世界へ
電気出力 (送電端) : 1,100MWe1次系ループ構成 : 3ループ
GEN-HSP-A010 -31
原子力総合シンポジウム2010
三菱重工とAREVAが2007年に合弁会社 ATMEATM
を設立
ATMEA1TM 開発状況
ATMEA1™ の基本設計は ATMEATM, 三菱重工,AREVA の技術陣により完了。
ASN(仏原子力安全規制機関)によるATMEA1™炉の安全設計要求ならびに安全設計の審査が(IRSN(原子力安全・放射線防護研究所)の支援の下に)開始されている。
ATMEATM は世界の中型炉市場に対して ATMEA1™ を売り込み中。
ATMEA1TM : 110万kW級第3+世代炉
5. 欧州そして世界へ
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原子力総合シンポジウム2010
原子力導入国への展開
5. 欧州そして世界へ
規制・インフラ
プラント
運転・保守
資 金
教
育
原子力関連の法体系・基盤制度に関する支援
プラント供給
運転・保守に関する支援
人材育成に関する支援
供給国側からの資金協力
官民(電力・メーカ)一体の取組みが必要
GEN-HSP-A010 -34
原子力総合シンポジウム2010
• 米国連邦法(U.S. Federal Law) :10CFR50
• NRC ガイドライン
:RG*, SRP**• 原子力工業標準(Industrial Standard for Nuclear)
– ASME“Boiler and Pressure Vessel Code” Section III• Class 1/2/3/MC Components, Supports etc.
• 工業標準(Industrial Standard)(ASTM,IEEE 等)
6.ものづくり力の国際展開
US-APWRのものづくりに適用される
現地法規・標準
各機器の設計仕様*RG: Regulatory Guides **SRP:
Standard Review Plan
GEN-HSP-A010 -35
原子力総合シンポジウム2010
MNES
三菱重工三菱電機
その他機器・設備の詳細設計・調達・据付
主要機器・設備の詳細設計・製作
原子炉容器蒸気発生器タービン発電機総合デジタル制御設備他
三菱重工許認可申請に係る基本計画・基本設計
6.ものづくり力の国際展開
US-APWRサプライチェーン構築の基本方針
米国パートナー機器・設備ベンダ
GEN-HSP-A010 -36
原子力総合シンポジウム2010
1年目 2 年目 3 年目
標準設計仕様
開発・準備社内レビュー
ベンダー候補
レビュー
/仕様調整
ベンダー候補
引合
ベンダー評価 ベンダー選定プラント設計に
反映
標準設計仕様の開発
設計仕様の調整/ベンダー引合/選定のための情報取得
プラント設計(3D-CAD)反映
6.ものづくり力の国際展開
サプライチェーン構築のステップ
GEN-HSP-A010 -37
原子力総合シンポジウム2010
海外EPC工事の課題と打ち手(US-APWR)
• 現地施工会社の原子力 発電所建設経験不足
(TMI事故後約30年の ブランク)
• 熟練作業者の不足(経験者不足、経験者
高齢化)
• 現場作業員の不足建設ラッシュによる人員
不足の懸念
• 米国AE会社との建設計 画,共同検討の早期開始
• 3D-CAD等を活用した 建設手順の「視える化」
分かりやすい作業指示の工夫
• モジュール化、プレファブ 化による現場作業量削減
課題、リスク 打ち手
6.ものづくり力の国際展開
GEN-HSP-A010 -38
原子力総合シンポジウム2010
主蒸気管室モジュール
鋼板コンクリート(SC)モジュールバルブ操作室モジュール(配管ユニット)
格納容器半球部モジュール
6.ものづくり力の国際展開モジュール工法(1)
モジュール化、プレファブ化、超大型クレーン活用による現場作業量削減
GEN-HSP-A010 -40
原子力総合シンポジウム2010
米国原子力プラントでは、過去の不適合経験から、成果物(図書、製品)に対して、許認可申請(DC、COL)記載内容から逸脱することなくプラント
の設計・調達・建設・運転・保全を行っている状態を保証する仕組み = Configuration Management、CM、構成管理が求められている。
DR(Design
Requirements)
FCI(Facility
Configuration Information)
PC(Physical
Configurations)
Physical Configuration=「設備実体」
:プラント施設の実体
Facility Configuration Information=「設備情報」
:プラント施設に関わる各種情報
(設計、検査・試験、運転・保守
に関わる情報)
Design
Requirements=「設計要求」:規格・規制、客先要求仕様、設計要求…
6.ものづくり力の国際展開
コンフィグレーション・マネジメント(1)
GEN-HSP-A010 -41
原子力総合シンポジウム2010
コンフィグレーション・マネジメントのツール
管 理 項 目 概 要
CM:構成管理
Configuration Management
要求管理
設計情報のデータベース化及びトレイサビリティ機能
により、顧客要求仕様、規格・基準と製品の適合性確認(要
求管理)を基本設計から試運転に至る各フェーズで実現
設計管理
3D-CAD(配置設計)、系統図等の設計ツールの入出力及び
設計図書データをシステム上でデータ統合し、コラボレー
ション作業、変更管理等を効率化
図書管理
図書の電子化対応(ペーパレス化)、情報漏えい対策/アク
セス管理の徹底により、オンラインでの情報共有を実現す
る図書管理システム
INPO*による定義:CMとは、プラントオーナー(ユーティリティ事業者)がプラントの全ライ
フサイクルにわたり、原子力発電施設に関わるレギュレーション、与えられた許認可から逸脱することなく、安全なプラントの建設・運用・保全を行うことを担保するための仕組み
(*1)出典:INPO AP-929 ‘Configuration Management Process Description’
INPO*による定義:CMとは、プラントオーナー(ユーティリティ事業者)がプラントの全ライ
フサイクルにわたり、原子力発電施設に関わるレギュレーション、与えられた許認可から逸脱することなく、安全なプラントの建設・運用・保全を行うことを担保するための仕組み
(*1)出典:INPO AP-929 ‘Configuration Management Process Description’
6.ものづくり力の国際展開
コンフィグレーション・マネジメント(2)
*INPO: Institute of Nuclear Power Operations、米原子力発電運転協会
GEN-HSP-A010 -42
原子力総合シンポジウム2010
6. まとめ
三菱重工は過去半世紀にわたり日本のPWR技術をリー ドし国内PWRプラント26基全てに貢献。
北海道電力(株)泊3号機は平成21年12月22日,計画通り の工程で商用運転を開始。
初めてのプラントフルパッケージ輸出となる
US-APWR は現在,規制・技術両面で順調に進捗。
第III+世代PWRのラインアップとして,欧州向けの大型炉 EU-APWR,全世界向けの中型炉ATMEA1TM を準備し, 世界の様々な需要に対応可能。
ものづくり力の国際展開に向け、サプライチェーンの構築, モジュール工法の適用 等で現地EPCの遂行準備を着々
と推進中
GEN-HSP-A010 -43
原子力総合シンポジウム2010
国内プラント建設実績
機器単体輸出実績次世代PWR* 世界標準炉
の展開米国にプラント展開
欧州にプラント展開
導入国にプラント展開
世界展開のステップ
*・・・環境にやさしく高効率で経済的な
3S(Safety, Security, Safeguard)の実現