（4）鉛冷却高速炉の開発状況と計画Development status and plan of lead-cooled fast reactors

高 橋 実Minoru Takahashi

東京工業大学Tokyo Institute of Technology

新型炉部会セッション第４世代原子炉の国内外の開発動向Development progress of domestic and foreign Generation-IV reactors

1

予稿の内容

1. 鉛系重⾦属の特⻑

2. 鉛系重⾦属を冷却材に⽤いる⾼速炉の特徴

3. GIFにおける鉛冷却炉に関する活動状況

4. 世界の主な鉛冷却⾼速炉の開発動向

2

鉛系重⾦属（鉛、鉛ビスマス共晶合⾦）空気や⽔と接触しても激しく反応しない。

鉛冷却⾼速炉(LFR) 固有の安全性が⾼い。 核燃料サイクルに適している（エネルギー資源の

持続性） 核拡散抵抗性や核物質防護に利点がある。 経済性に優れている（遠隔地⽤の⼩型炉の需要に

も応えられる。）

Ⅰ．はじめに

3

相平衡図

Ⅱ．鉛系重⾦属冷却材の特徴１．鉛および鉛ビスマス共晶合金

世界の埋蔵量

Pb 8千万トンBi 11万トン

⾼速炉1基当り必要量：数千トン

Pb-Bi Pb融点 124.5 327沸点 1,670 1,737

単位：℃２．核的中性⼦特性

捕獲断⾯積は⾮常に⼩さい。 弾性散乱断⾯積は⽐較的⼤きい。 平均⾃由⾏程が短い。 減速能と減速⽐は⼩さい。ポロニウムの生成

209Bi + n → 210Bi → 210Po210Po : α崩壊 (5.3MeV)、半減期138.4日

⾼密度 低融点（Pb-Bi) ⾼沸点 低飽和蒸気圧

３．物理化学的性質

4

３．物理化学的性質（続き） ⽔と化学的に反応しない。 ⽔と平衡しているとき酸化されない。 鋼材表⾯に保護膜が形成される。 ⾼温で空気に触れるとPbOになるが、

燃焼反応は起こらない 。

Ni⾦属の溶解度が⾼い。４．溶解度

(1)減速能が⼩さいため硬い中性⼦スペクトル• ⼤きい燃料棒配列ピッチ• ブランケットがなくてもPu増殖可能• MAの核変換にも適している。• 冷却材ボイド反応度を負の⽅向にしやす

い

Ⅲ．鉛冷却炉の特徴１．利点

5

(2) 良好な中性⼦閉じ込め性能反射体不要、⼩型炉の設計が容易

(3) 低い余剰反応度と⻑寿命炉⼼低い反応度損失、１ドル以下の余剰反応度、⻑寿命炉⼼可能

(4)⾼沸点沸騰による反応度印加の排除

(5)⼆次冷却系の削除(6)直接給⽔による機械式ポンプと蒸気発⽣器の削除(7) 優れた⾃然循環冷却性能（⼤きな燃料棒配列ピッチ）(8) ⼤きい⽐重による安全性

• 炉⼼崩壊事故時に燃料ペレットが上⽅へ分散し、再臨界事故回避

Pb, Pb-Bi Na 軽⽔保有熱 少量の顕熱 少量の顕熱 ⼤量の潜熱蒸気圧 低い 低い ⾼い

化学的性質 空気中 不活性 燃焼 不活性⽔ 不活性 H2発⽣ ーZr ー ー ⾼温⽔蒸気H2発⽣

５．冷却材の潜在的リスク

6安⼼ 不安 不安

(1) 鉛の選択少ないBi資源量と210Po⽣成の対策：純Pbを冷却材に⽤いる(2) ⼤きい⽐重

耐震：中・⼩型炉、浮き上がり防⽌、エロ−ジョン防⽌（流速2m/s以下）

２．課題

(3) ポロニウム対策固体ペイント処理、内部被ばく対策

(4) 酸素濃度制御・計測（10-8〜10-7wt%）冷却材酸化、構造材溶解腐⾷・酸化腐⾷防⽌

200 300 400 500 600 700

-500

-450

-400

-350

-300

-250

-200

-150

-100

(1/3)Cr2O3

(1/4)Fe3O4

H2ONiO

PbO

(1/3)Bi2O3

10-8

10-710-610-510-410-3C (w t.%)

G

o ,

GO

x, (1

/2)R

T ln

PO

2

(kJ/

g at

m O

)

Temperature (°C)

Oxygen potentia l in Pb-Bi GOx

Oxygen potentia ls of oxides Go

(1/3)Al2O3

(1/2)SiO2

200 300 400 500 600 700

-500

-450

-400

-350

-300

-250

-200

-150

-100

(1/3)Cr2O3

(1/4)Fe3O4

H2ONiO

PbO

(1/3)Bi2O3

10-8

10-710-610-510-410-3C (w t.%)

G

o ,

GO

x, (1

/2)R

T ln

PO

2

(kJ/

g at

m O

)

Temperature (°C)

Oxygen potentia l in Pb-Bi GOx

Oxygen potentia ls of oxides Go

(1/3)Al2O3

(1/2)SiO2

(5) 材料腐⾷防⽌• 酸化膜形成• ⾼Cr鋼、Si、Al添

加、Al-Feコーティング

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IV.GIFの活動鉛冷却炉暫定運営委員会（LFR-pSSC）

覚書（MOU）署名2010年 東⼯⼤（⽇本）、EU2011年 ROSATOM（ロシア）2015年 国⽴ソウル⼤学（韓国）2018年 ⽶国エネルギー省中国も近く署名の⾒通し

ELFR（EU）

BREST-OD-300（ロシア）

SSTAR（⽶国）

型式 ⼤型炉 中型炉 ⼩型炉プール型 プール型 プール型

熱出⼒ (MW) 1500 700 45電気出⼒(MW) 600 300 20

熱効率(%) 42 42 44冷却材温度(℃) 炉⼼⼊⼝ 400 420 420

炉⼼出⼝ 480 540 567⼆次系流体 過熱蒸気 過熱蒸気 超臨界CO2

タービン⼊⼝ 蒸気温度(℃) 450 505 553圧⼒(MPa) 18 18 2

8

直径4.5m, ⾼さ 7.5m

１．ロシアの鉛冷却炉Ⅴ．鉛冷却炉の開発の動向

⼩型⾼速炉SVBR-100電気出⼒：100MW冷却材：鉛ビスマス共晶合⾦燃料：酸化ウラン炉⼼寿命：7〜10年（⻑寿命炉⼼）モジュール炉

固有の安全性が⾼く、⼯場⽣産・遠隔地輸送・運転に適し、電⼒だけでなく熱・蒸気供給、海⽔淡⽔化にも利⽤できる。

実施主体：AKMEエンジニアリング（株主：国営原⼦⼒企業ロスアトム)

2017年7〜8⽉ウリヤノフスク地域に初号機建設決定2022〜2025 年研究開発・設計完了2025年 初号機建設開始2026年〜2027年運転開始

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開発指針• 公衆の避難を要する事故を起さない。• ウランを最⼤限利⽤し、低放射能レベルで廃

棄物を処分• ウラン濃縮・プルトニウム増殖を⾏わない。• 最⼩限の核物質輸送

ロシアの鉛冷却炉 鉛冷却⾼速炉BREST-OD-300

仕様電気出⼒300MWe炉⼼直径2.3m, ⾼さ1.1m 燃料交換 毎年燃料5年間燃焼

BREST (bystry reactor so svintsovym teplonositelem)

特⻑• 液位差により循環• ポンプ停⽌後も慣性による循環• 多層コンクリートにより冷却材の漏えい

なし（冷却材が⾼融点であるため）• ⼀次系の弁なし。循環停⽌なし• ⾃然循環⽅式の緊急冷却系

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鉛冷却型⾼速炉BREST-OD-300ロシアの鉛冷却炉

• 炉⼼内で増殖可能• 余剰反応度を１ドル以下

に抑えて即発臨界事故を排除

熱出⼒/電気出⼒, MW 700/300炉⼼ 燃料 (U+Pu+МА)N

燃料寿命, eff.days 1800サイクル平均増殖⽐ ~1.05直径 mm 2650⾼さ mm 1100

燃料集合体

ピン本数 199ピン直径 mm 9.7; 10.5 ピンピッチ mm 13.0シュラウド なし

平均/最⾼燃焼度 MW·d./kg 53/84温度С 炉⼼⼊⼝/出⼝ 420/540

被覆管最⾼温度 650SG ⼊⼝/出⼝ 340/505

圧⼒, MPa SG 出⼝ 18設計寿命, y 30

オンサイト核燃料サイクル（核燃料・廃棄物の最⼩限外部輸送）

実施主体：NIKIET建設地：Siberian Chemical Combine(SCC)

2009、 2010 技術提案、概略設計2011 〜 2014 ⼯学設計・評価改善2011 〜 2017 R&D 2011 〜 2019 燃料取扱技術開発;2011 〜 2019 燃料製造施設建設等2015〜 詳細設計2025年ごろ 運転開始の⾒通し 11

２．欧州の鉛冷却炉

段階的開発GUINEVERE - 零出⼒炉(ベルギーMol、 2011年運転開始)ELECTRA - 教育訓練炉 （スウェーデンKTH）未臨界実験炉 MYRRHA 100 MWt

(Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) LFRパイロットプラント(開発主体： SCK•CEN - ベルギーMol)

鉛冷却実証炉 ALFRED 300 MWt(Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator)送電線に接続

⼤型鉛冷却炉 ELFR 600 MWe（European Lead Fast Reactor)商業１号炉

PROLFR- 実証炉 800/1200 MWtIndustrial Prototype

EUでは欧州持続的原⼦⼒産業構想（ESNII）の中でSFRの代替炉としてLFRとGFRを選択している。

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意義• ELFRを開発するための原型炉• ⼩型モジュール炉(SMR)

電気出⼒：120MWe （将来600MWe）燃料：MOX冷却材：鉛温度：550℃

ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator)

Bayonet Tube

過熱乾き蒸気の発⽣

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開発主体（概念設計）：Ansaldo Nucleare（イタリア）機器開発研究：ENEA （イタリア）グループ名：Falcon (Fostering Alfred Construction) コンソーシアム：

ENEA（イタリア）、ICN（ルーマニア）、CV Rez Laboratory（チェコ）等

情報交換：EURATOM−⽶国 I-NERI、LEADER(EU)−BREST

建設予定地；南ルーマニアPitesti近郊のMioveniのICN敷地内（CANDU炉2基の燃料製造を⾏っている）

2013年12⽉ ALFRED建設に関する協⼒覚書Ansaldo NucleareRomaniaʼs Nuclear Research Institute (ICN)

〜 2021年 成⽴性研究〜 2023年 ⼯学的許認可〜2025年 設計・建設の許認可達成

安全性と廃棄物最⼩化の実証2025 年〜2030年 ALFRED設計・建設

ルーマニアに建設開始をめざしている（予算次第）

欧州の鉛冷却炉 ALFRED

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ALFRED とELFR

ALFRED ELFR電気/熱出力 (MWe) 123 / 300 MW 600 / 1500 MW燃料被覆管材質 15-15Ti (coated) 15-15Ti or T91 (coated)燃料 MOX ( 大Pu富化度 30%) 初期装荷 MOX、MA 装荷

高燃焼度 (MWd/kg-HM)

90～100 100

蒸気発生器二重管バイオネット型原子炉容器内挿入交換可能

スパイラル型または代替型原子炉容器内挿入交換可能

崩壊熱除去系 二重・冗長系（能動型、受動型）

同左

崩壊熱除去系1 蒸気発生器組み込みIC（⼆次側：⽔）8蒸気発⽣器 の4箇所に4基

同左

崩壊熱除去系2 崩壊熱除去系1の補助全出力の260%除熱熱

ELSY W-DHR の代替検討中

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欧州の鉛冷却炉

炉内構造を単純化したホットレグポンプ⽅式

ELFR

出⼒： 1500 MWt, 600 MWe炉⼼直径： 4.5 m炉⼼⾼さ： 1.4 m 炉⼼燃料： MOX （初期装荷）冷却材温度： 400/480oC被覆管最⾼温度： 550oC熱効率： ~42%

原⼦炉容器、内側容器 16

出⼒ MW 187.5

鉛⼊⼝温度 ℃ 480出⼝温度 ℃ 400

⽔ ⼊⼝温度 ℃ 335

蒸気

出⼝温度 ℃ 471蒸気 出⼝圧⼒MPa 18

ヘリカル型蒸気発⽣器

１次主循環ポンプ（ホットレグ）

外側インペラー直径, m 1.1 ハブ直径, m 0.43 インペラー速度, rpm 140 ベーン数 3ベーン分布 NACA

23012吸込み管速度, m/s 1.6 ベーンtip速度, m/s 8.7 Meridian (インペラー⼊⼝出⼝) 速度, m/s

3.1

候補材料 Ti3SiC2

蒸気発⽣器

１次主循環ポンプ

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建設・運転実績• 電気加熱模擬実験装置CLEAR-S• 零出⼒鉛炉CLEAR-0• 鉛炉計算機シミュレーターCLEAR-Vの開発• 機器試験：鉛ビスマス循環ループKYLIN-II等

研究開発CLEAR炉の設計、安全性評価、設計・解析ソフト開発、鉛ビスマス循環実験、機器開発

中国の鉛冷却炉

熱出⼒ 10MW

燃料（濃縮度） UO2(19.75%)

⼀次系冷却材⼊⼝/出⼝温度⼆次系冷却材

鉛ビスマス~300/385℃

Water

被覆材構造材

15-

15Ti/316Ti

316L

開発主体：中国科学院（CAS）核能安全技術研究所(INEST)⽬標：ADSと鉛冷却⾼速炉の開発計画： CLEAR （China LEAd-based Reactor）

熱出⼒10MW、100MW、1000MWの3段階CLEAR-I（10MWt）

臨界炉と未臨界炉CLEAR-MC：遠隔地電⼒供給のための提案（ 2017年）

初期概念CLEAR-M（Mini-reactor）鉛ベースモジュール炉、電気出⼒：1〜10MW

⾰新炉の考案：⽔素製造炉CLEAR-H等

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⺠間企業の参⼊AS-200 （Hydromine社）

電気出⼒：200MW燃料：UO2、MOX冷却材：鉛

鉛冷却⾼速炉（Westinghouse）

SMRの可能性の検討⽶国ーEUの INERI（International Nuclear Energy Research Initiative）プロジェクト

米国の鉛冷却炉

CLOSURE HEAD

CO 2 INLET NOZZLE (1 OF 4)

CO2 OUTLET NOZZLE (1 OF 8)

Pb-TO-CO2 HEAT EXCHANGER (1 OF 4)

ACTIVE CORE AND FISSION GAS PLENUM

RADIAL REFLECTOR

FLOW DISTRIBUTOR HEAD

FLOW SHROUDGUARD VESSEL

REACTOR VESSEL

CONTROL ROD DRIVES

CONTROL ROD GUIDE TUBES AND DRIVELINES

THERMAL BAFFLE

⼩型炉SSTAR（Small Secure Transportable Autonomous Reactor）⼯場⽣産・運搬・現地運転

電気出⼒, MW 20MW〜180MW冷却材 鉛燃料 超ウラン窒化物、濃縮N15

濃縮度, % 径⽅向5領域, TRU/HM 1.7/3.5/ 17.2/19.0/20.7

炉⼼寿命, y 30炉⼼⼊⼝/出⼝温度e,ºC

420/567

冷却材循環 ⾃然循環⼆次冷却系 超臨界圧CO2ブレイトンサ

イクル取出燃焼度, MWd/Kg HM

平均 (ピーク) 81(131)

AS-200

SSTAR(ANL)

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核変換炉PEACER-300：Multi-national Fuel Cycle Park電気出⼒：300MW燃料：⾦属（U-TRU-Zr）冷却材：鉛ビスマス

鉛ビスマス冷却⾼速炉URANUS-40：Ubiquitous, Robust, Accident-forgiving, Nonproliferating and Ultra-lasting Sustainer電気出⼒：40MW燃料：UO2地下設置カプセル型(⾼い核拡散抵抗性)⾃然循環⼩型炉

韓国の鉛冷却炉

鉛ビスマスループHELIOS（Heavy Eutectic liquid metal Loop for the Integrated test of Operability and Safety）熱流動解析コードのベンチマーク試験

国⽴ソウル⼤学の提案

URANUS-40

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JLFR（750MWe）

鉛ビスマス冷却 コールドレグポンプ(JLFR) ポンプ削除（PBWFR,PLFR）

日本の鉛冷却炉

Steam(296℃)

Direct contact BoilingGas Lift Pump

Pb-BiControl Rod

Feed Water(220℃)

Core

CRDM penetrationCRDM

SteamSupply water

DHX

Fuel assembly

Reactor vesselGuard vessel

Steamupply water

ChimneyWater pipes

Ring header

Pads

Core

SeparatorDryer

熱出力 / 電気出力 MW 450/150熱効率 % 33燃料 U-Pu窒化物

線出力密度 W/cm 363 （最高）

ポンプ形式 / 基数 ガスリフト/1温度, 炉心入口 / 炉心出口 ˚C 310/460

温度, 給水 / 蒸気 ˚C 220/296蒸気圧力 MPa 7.0燃料交換間隔 y 10

GTurbine

Feed-water pump

Steamgenerator

Condenser

Water droplet lift pump

Core Water pump

Steam

Pressurizer

Liquid water

直接給水-沸騰型炉PBWFR(150MWe)

PBWFR

直接給水-非沸騰型炉 PLFR(150MWe) 21

可搬型小型炉LSPR（50MWe）

1. ロシアの設計が最も実⽤化に近く、中国が急速にこれを追っており、EUは⼀定の技術レベルにある。

2. EUはロシアのBURESTや⽶国のSMRとも協⼒関係を結び、中国とも技術交流を図っている。

3. ⽶国では、近年DOEが鉛冷却炉を取り上げ、⺠間企業も参⼊している。

4. GIF-LFR pSSCには各国が参加するようになり活動が活発化している。

5. このように鉛冷却⾼速炉の研究開発は国際的な情報交換により徐々に発展している。

Ⅵ．今後の展望

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