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第7回低減速軽水炉研究会報告書

2004年3月5目、東海研究所、東海村

(編)秋江拓志・鍋島邦彦・内川貞夫

日本原子力研究所

Japan Atomic Energy Research Institute

本レポートは、日本原子力研究所が不定期に公刊している研究報告書です。

入手の問合わせは、日本原子力研究所研究情報部研究情報課(干 319-1195茨城県

那岡郡東海村)あて、お申し越し下さい。なお、このほかに財団法人原子力弘済会資料

センター(干 319-1195茨城県那岡郡東海村日本原子力研究所内)で複写による実費

頒布を行っております。

This repo此 isissuedπe肝 larly.

lnquiries about availability of the reports should be addressed to Research

Infonnation Division， Department of Intellectual Resources， Japan Atomic Energy

Research Institute， Tokai-mura， Naka-♂m，Ib訂aki-ken干319-1195，Japan.

⑥ Japan Atomic Energy Research lnstitute， 2005

編集兼発行日本原子力研究所

JAERI -Conf 2005 -009

第7回低減速軽水炉研究会報告書

2004年3月5日、東海研究所、東海村

日本原子力研究所東海研究所エネルギーシステム研究部

(編)秋江拓志・鍋島邦彦・内川貞夫

(2005年 7月 1日受理)

「低減速軽水炉研究会」は、日本原子力研究所(原研)が革新的水冷却炉として研究を進めて

いる低減速軽水炉について、研究の効率的推進に資することを目的として、所内関連部門の研究

者と、大学、国公立試験研究機関、電力会社、原子力メーカ一等の所外研究者とが情報交換を行

う場として開催しているものである。本研究会は、平成 10年3月の第 l回会議以来毎年開催され

ており、第 7回となる今回は平成 16年3月5日に原研の東海研究所で日本原子力学会北関東支部

の共催を得て行われ、所内外から 95名の参加があった。

今回のプログラムは、講演 5件と総合討論により構成され、講演では原研における革新的水冷

却炉(低減速軽水炉)の研究開発の現状と展望が説明された後、 FBRサイクル実用化戦略調査研

究における水冷却炉の検討・評価について原研と核燃料サイクル開発機構から各 1件、および燃

料サイクル長期展望と低減速軽水炉の導入シナリオについて原研から、次世代炉開発戦略へのメ

ーカーの取組みについて日立から講演がそれぞれあった。また、総合討論では、 Na冷却炉、低

減速軽水炉の導入効果、今後の開発の進め方等について意見の交換がなされた。

本報告書は、各講演の論文と質疑応答集、および総合討論の議事録を掲載するとともに、付録

として研究会当日に発表者が使用したプレゼンテーション資料及び研究会プログラム、参加者名

簿を掲載した。

東海研究所:干319・1195茨城県那珂郡東海村白方白根 2-4


Summary Report of the 7th Reduced-moderation Water Reactor Workshop

-March 5， 2004， JAERI， Tokai -

(Eds.) Hiroshi AKIE， Kunihiko NABESHIMA and Sadao UCHIKAWA

Department ofNuclear Energy System

Tokai Research Establishment


Tokai・mura，Naka-gun， Ibaraki-ken

(Received July 1， 2005)

As a research on the fu同reinnovative water reactor， the development of Reduced-Moderation Water

Reactors (RMWRs) has been performed in Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). The

workshop on RMWRs is aiming at information exchange between JAERI and other organizations such as

universities， laboratories， utilities and vendors， and has been held every year since 1998. The 7th workshop

was held on March 5， 2004 under the joint auspices of JAERI and North Kanto branch of Atomic Energy

Society of Japan.

The program of the workshop was composed of 5 lectures and an overal1 discussion time. The workshop

started with the lecture by JAERI on the status and fu旬reprogram of RMWR research and development，

followed by the two presentations by JAERI and Japan Nuclear Cycle Development Institute， respectively，

on the investigation and evaluation of water cooled reactor in Feasibility Study Program on

Commercialized Fast Reactor Systems. The lectures were also made on the Japan's nuclear fuel cycle and

scenarios for RMWRs deployment by JAERI， and on the next generation reactor development activity by

Hitachi， Ltd. The main subjects of the overall discussion time were Na cooled fast reacto巳deployment

effects of RMWRs and the future plan ofthe RMWR research and development.

This report includes the original papers presented at the workshop and summaries of the questions and

answers for each lecture， as wel1 as of the discussion time. In addition in the Appendices， there are

included presentation handouts of each lecture， program of the workshop and the participants Iist.

Keywords: Innovative Water Reactor， Reduced Moderation， RMWR， Feasibility Study， Fast Reactor，

Nuclear Fuel Cycle， Reactor Deployment Scenario， Next Generation Reactor

11


目次

1.まえがき...・H ・.....・H ・'"・H ・.............•...... .........•.......... ............•• ............ ..... ......... .............................. .........•. 1

2.講演および質疑応答….....・H ・-……H ・H ・...................................................................................................3

2. 1 革新的水冷却炉「低減速軽水炉Jの研究開発の現状と展望(内川貞夫) ..・H ・...・H ・....… 5

2. 2 FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価…....・H ・-…....・H ・.22

2. 2. 1 技術検討(大久保努、他)…H ・H ・.............................................................................22

2. 2. 2 フェーズ II中間評価(小竹庄司、他) ....・H ・.........................................................32

2. 3 燃料サイクル長期展望と低減速軽水炉の導入シナリオ(佐藤治、他) .…H ・H ・...・H ・.....42

2. 4 次世代炉開発へのメーカーの取組み(山下淳一)・………H ・H ・-…....・H ・.....・H ・.....・H ・...・H ・-… 51

3. 総合討論…一…H ・H ・.....・H ・....…..........・H ・-…....・H ・....・H ・-…H ・H ・-…H ・H ・-…H ・H ・.........・H ・..…・・…H ・H ・-…H ・H ・…H ・...55

付録 1 プレゼンテーション資料集....・H ・....・H ・....・H ・..............................................................................59

1・l 革新的水冷却炉「低減速軽水炉Jの研究開発の現状と展望.................................................59

1・2 FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価:技術検討.…....・H ・.85

1・3. FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価:

フェーズ1I中間評価....・H ・........・H ・-…….....・H ・....…....・H ・....…・.......................................................97

1・4 燃料サイクル長期展望と低減速軽水炉の導入シナリオ…・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・目................117

1・5 次世代炉開発へのメーカーの取組み....・H ・....・H ・....・H ・....・H ・.......................................................131

付録 2 研究会プログラム....・H ・....…....・H ・.....・H ・....・H ・........・H ・….....・H ・-…・・H ・H ・....・H ・....・H ・-…H ・H ・..…H ・H ・..145

付録3 参加者リスト H ・H ・...・H ・....……H ・H ・-…H ・H ・-…...・H ・-…H ・H ・・H ・-…・…....・H ・-……H ・H ・....・H ・....・H ・.......149

III

JAERI -Conf 2005ー009

Contents

1. Preface...…...・H ・H ・H ・.....・H ・H ・H ・.....・H ・.....・H ・....・H ・...・H ・.....・H ・.....・H ・..………………...・H ・H ・H ・..……...・H ・.....・H ・.....・H ・.1

2. Papers and Summaries ofQuestions and Answers....・H ・.....・H ・..………....・H ・.....・H ・..………...・H ・.....・H ・H ・H ・..…・ 3

2.1 Status and Future Program ofResearch and Development on Reduced-moderation

Water Reactors (S. Uchikawa)…H ・H ・..................................................................................................5

2.2 Investigation and Evaluation ofWater Cooled Fast Reactor in the Feasibility Study

on Commercialized Fast Reactor Cyc1e Systems ...・H ・.....・H ・..・・・H ・H ・.....・H ・..……H ・H ・......・H ・.....・H ・..…・ 22

2.2.1 Technical Investigation (T. Okubo， et al.ト...............................................................................22

2.2.2 Intermediate Evaluation ofPhase-II Study (S. Kotake， et al.)..:............................................... 32

2.3 Long-term Perspective of Japan's Nuclear Fuel Cycle and Scenarios for Deploying RMWRs

(0. Sato， et al.)………...・H ・...…...・H ・.....・H ・-……...・H ・......・H ・.....・H ・..…・…...・H ・.....・H ・...........・H ・-…...・H ・...42

2.4 Next Generation Reactor Development Activity at Hitachi， Ltd. (J. Yamashita)....・H ・...・H ・....………・・ 51

3. Overal¥ Discussion …...・H ・..……...・H ・..……...・H ・H ・H ・.....・H ・.....・H ・-…...・H ・H ・H ・..………...・H ・.....・H ・H ・H ・.....・H ・..…..55

Appendix 1 Handouts.…………...・H ・..…...・H ・H ・H ・.....・H ・..………...・H ・..…………....・H ・.....・H ・-・…...・H ・...……………… 59

1・1Status and Future Program of Research and Development on Reduced-moderation

Water Reactors ……H ・H ・-…H ・H ・-…H ・H ・-…H ・H ・...……H ・H ・...….....・H ・-…H ・H ・...・H ・........・H ・H ・H ・...・H ・-…...・H ・-・ 59

l ・2Investigation and Evaluation ofWater Cooled Fast Reactor in the Feasibility Study

on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems : Technicallnvestigation.…....・H ・..........・H ・.....・H ・..85

1-3 Investigation and Evaluation of Water Cooled Fast Reactor in the Feasibility Study

on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems : Intermediate Evaluation of Phase-II Study....... 97

1-4 Long-term Perspective of Japan's Nuc1ear Fuel Cycle and Scenarios for Deploying

RMWRs...・H ・.....・H ・........・H ・-…....・H ・....・H ・....・H ・....・H ・-…....・H ・....・……....・H ・...・ a・...…-……・・...・H ・.....・H ・-…117

1-5 Next Generation Reactor Development Activity at Hitachi， Ltd. ....・H ・........・H ・....・H ・....・H ・...・H ・....・H ・131

Appendix 2 Program ....・H ・........・H ・-…....・H ・-…..............................................................................................145

Appendix 3 Participants Liは.......................................................................................................................149

IV


1. まえがき

我が国で現在発電に使用されている 52基 (2004年 2月現在)全ての原子炉は、ウラン燃料を

用いた軽水炉であり、その使用済燃料中には核燃料として使用可能なプルトニウムが多く含まれ

る。これら軽水炉使用済燃料中のプルトニウムは、エネルギー資源として再処理、回収し、高速

増殖炉において再利用するのがウラン資源有効利用の観点から望ましく、わが国も国策としてこ

のリサイクル路線をとっている。

しかし、高速増殖炉導入に遅れが生じてきている現状では、余剰のプルトニウムを持たないと

する国際公約を守るために、フル卜ニウムの軽水炉利用が現実的な選択肢となっている。当面は

既存の軽水炉でプルトニウムを利用することになるが、既存軽水炉は取出燃料中のプルトニウム

組成の劣化により多数回のプルトニウムリサイクルは難しく、ウラン資源、の利用効率も限られた

ものにならざるを得ない。

このような状況のもと日本原子力研究所(原研)では、実績のある軽水炉技術に基づきつつ高

い燃料転換比を実現できる革新的水冷却炉「低減速軽水炉」を、核燃料サイクル上の広範囲なニ

ーズに対応できる柔軟性のある原子炉として研究開発を進め、ウラン資源の有効利用によるエネ

ルギーの長期安定供給に資することを目指している。

本研究会は、この「低減速軽水炉」の最新の研究成果の報告と、大学、外部研究機関、電力会

社、原子力メーカ一等との研究開発における意見、情報交換の場として、平成 9年度より毎年開

催されてきた。これまでの研究会の報告書は、文献[1.1-1.6]にまとめられている。今回の第 7回

研究会は、原研と日本原子力学会北関東支部との共催により、所内外 95名の参加を得て平成 16

年3月5日に原研東海研究所で開催された。本研究会では 5件の発表が行われた後に総合討論

の時間が設けられ、燃料サイクルの課題に対応した炉型戦略について出席者を交えた議論が行わ

れた。以下に 5件の発表と総合討論の概要を簡単にまとめる。

(1) r革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の研究開発の現状と展望」では低減速軽水炉の代表概

念を紹介した後、熱流動、燃料要素・材料技術、炉物理実験、安全性評価、実用化戦略調査研究

を中心とする研究の現状と、実用化に向けた開発シナリオや技術実証計画を含む今後の展開につ

いての報告があった。

(2) rFBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価」には2件の報告が

あり、まず「技術検討」では実用化戦略調査研究における水冷却炉検討の経緯と実際の技術検討

の内容を、「フェーズ、 II中間評価」では実用化戦略調査研究フェーズ、 Hでの設計研究の成果と研

究開発課題を、水冷却炉とその他の炉型で比較し、各炉型の技術総括と今後の展開が説明され

た。

(3) r燃料サイクル長期展望と低減速軽水炉の導入シナリオ」では、核燃料サイクル上の課題

に対応するためのウラン燃料軽水炉、プルトニウム燃料軽水炉、低減速軽水炉などの炉型導入の

いくつかのシナリオが示され、各シナリオの再処理量、使用済燃料蓄積量、天然ウラン消費量、

コスト等を比較することにより、低減速軽水炉の炉型戦略上の特徴が明確にされた。

(4) r次世代炉開発戦略へのメーカーの取組み」では、中期的な開発対象の次世代炉システム

と長期的目標の将来炉システムに分けた日立製作所における開発の考え方と、原子炉と燃料サイ


クル技術両面についてのそれぞれの開発目標が示され、そのために実際に開発中の具体的な概

念・技術が原子炉、サイクルそれぞれについていくつか紹介された。

( 5 )総合討論では、 Na冷却炉に対する見解、低減速軽水炉の導入効果、今後の新法人におけ

る革新的原子炉の開発の進め方等について、電力からの参加者、原研および核燃料サイクル開発

機構の関係者等の間で率直な意見の交換がなされた。

参考文献

1.1. 中島伸也、落合政昭(編)“低減速スペクトル炉に関する研究会報告書ヘ JAERI・Conf

98-013 (1998).

1.2. 中島伸也、落合政昭(編)“水冷却炉における PU利用の高度化に関する研究会報告書"、

JAERI-Conf99・014(1999).

1.3. 石川信行、中塚享、岩村公道(編)“第 3回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書"、

JAERI-Conf 2000・010(2000).

1.4. 中塚事、石川信行、岩村公道(編)“第4回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書ヘ

JAERI-Conf 200 1・013(2001).

1.5. 中野佳洋、中塚享、石川信行、岩村公道(編)“第5回低減速スペクトル炉に関する研究

会報告書"、 JAERI-Conf2002・012(2002).

1.6. 鍋島邦彦、中塚事、石川信行、内川貞夫(編)“第6回低減速軽水炉に関する研究会報告

書"、 JAERI-Conf2003・020(2003).

今

4

J AERI -Conf 2005 -009

2.講演および質疑応答

-3一

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JAERI -Conf 2005-009

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2. 1 革新的水冷却炉.r低減速軽水炉Jの研究開発の現状と展望

Status and Future Program of Research and Development

on Reduced-Moderation Water Reactors

内川貞夫

Uchikawa Sadao



2. 1. 1 低減速軽水炉の目的

わが国では、今後長期にわたって軽水炉およびその改良型が原子力発電の中核となる見通しで

あり、核燃料サイクルの早期確立のためには、実績のある軽水炉技術に立脚したプルトニウム利

用技術の開発が重要である。日本原子力研究所では、将来のエネルギー安定供給の有力な選択肢

として、プルトニウムの利用効率を高め、将来的には増殖への発展も期待できる、革新的水冷却

炉「低減速軽水炉J の研究開発を進めている[2.1- 1) ~[2.1-6]。

軽水炉燃料の再処理で得られるプルトニウムを着実に利用することが、今後長期にわたって原

子力利用を進めるための重要な課題である。当面は、プルトニウムを軽水炉で利用する(プルサ

ーマル)ことになるが、使用済 MOX燃料中の核分裂性プルトニウムの割合が低下するため、プ

ルサーマルによるプルトニウムの再利用は困難で、使用済燃料の蓄積量低減や資源有効利用の面

での限界がある。このため、中長期的にはプルトニウムの多重リサイクルを実現し、増殖への発

展が期待できる原子炉の開発が望まれる。

革新的水冷却炉(低減速軽水炉)は、水による中性子の減速を抑制して中性子エネルギーを高

くして運転することで lを超えるプルトニウム転換比を実現する水冷却炉であり、実績のある軽

水炉の技術基盤を最大限に活用することにより、プルトニウムの多重リサイクル利用の早期実現、

ウラン資源の有効利用によるエネルギーの長期安定供給を目指している。(図 2.1・1)

2. 1. 2 研究開発の協力体制と経緯

原研では、これまで電気事業者(日本原子力発電、東京電力、東北電力)、軽水炉メーカー(東

芝、日立製作所、三菱重工業)、核燃料サイクル開発機構、大学等との協力のもとに、低減速軽

水炉の研究開発を進めてきた。図 2.1・2に低減速軽水炉の研究開発体制を示す。

国内軽水炉メーカとは、現行軽水炉技術を最大限に活用して低減速軽水炉の早期実用化を目指

した研究開発の円滑な推進を図るため、「革新的水冷却炉の研究開発に係わる検討会」を組織し、

連携して開発を進めている。

日本原子力発電を中心とした電力会社とは、平成 10年より共同研究「低減速スペクトル炉心の

研究J(2.1-7]において、炉心概念設計、核及び、熱水力設計手法の改良、臨界実験検討、及び熱流動

実験等を実施してきた。

-5-


また、経済産業省の「革新的実用原子力技術開発提案公募事業Jにおいて、原研、原電、日立、

東工大の 4機関が連携して「受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発Jを平成 12

年度から 14年度までの 3年計画で実施した[2.1-8)。本事業は、低減速軽水炉の研究を小型受動的安

全炉システムに適用したものである。

さらに、平成 14年度からは、文部科学省の競争的特会公募事業「革新的原子力システム技術開

発」にて「超高燃焼水冷却増殖炉用燃料集合体に関する技術開発Jが採択され、原研、原電、東

芝、目立、三菱、東大、阪大の 7機関の連携のもとに、 14年度から 18年度の 5ヵ年計画で低減

速軽水炉の実用化に必要な要素技術の基盤的な研究開発を実施している。

核燃料サイクル開発機構とは、平成 II年度に高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究に関す

る研究協力取決めを締結し、平成 13年度からのフェーズ、Eとして低減速軽水炉の水冷却高速増

殖炉としての評価を共同で実施している。また、海外については、米国DOEとの情報交換、ロ

シアのRIAR研究所については燃料照射関連での協力を推進している。

2. 1. 3 低減速軽水炉の概要

低減速軽水炉は、経験豊富な軽水炉技術を基盤として、現行軽水炉の優れた運転・保守性を維

持するとともに、プルトニウム多重リサイクルを可能とする革新的水冷却炉概念である。低減速

軽水炉では、水による中性子の減速をできる限り低く抑えて中性子のエネルギーを高めるために

燃料棒を従来よりも欄密に配置し、炉心の高さを低くしかっ中間にブランケットを適切に配置し

た調密格子・肩平型炉心とすることで、現行軽水炉のもつ優れた安全性を維持しつつ高い転換比

を実現する[2.1・91。 (図 2.1・3，4)

これまでの設計研究により、1.0を超える転換比、設計条件に応じて1.04ないし1.師、また平

均燃焼度 45""65GWdJtの達成が可能であることが示されている。図 2.1・5に設計目標を達成した

1，356MWe BWR型低減速軽水炉の炉心・燃料構成を示す。表 2.1・1に主な設計諸元と炉心性能を

まとめた。燃料集合体は燃料棒の三角格子配列に最適な六角形のチャンネルボックスに納められ

る構成であり、各燃料棒には平均核分裂性プルトニウム富化度が 18%のMOX燃料ペレットと劣

化ウランを使用したプランケットペレットが図に示す高さ方向の構成で詰められている。即ち、

2カ所に分けられた MOX領域は高さが約 20cmで、その聞に中間ブランケット領域が設けられ、

さらに上下にプランケットを有し、全体の高さが 1.2m程度の短尺な構造となっている。転換比

(Pu残存比)は1.04と lを上回り、ポイド反応度係数は負の値を達成している。中間ブランケ

ットを含む炉心部の平均燃焼度は 65GWdJtである。

プルトニウム多重リサイクル性についての検討では、マイナアクチニドや核分裂生成物を含む

低除染再処理燃料を使用する場合でも 1以上の転換比を確保でき、環境への負荷低減にも寄与で

きるとの結果が得られている[2.1-10，11)。燃料サイクルを含めた経済性については、プルサーマルと

ほぼ同等であり、高燃焼度化と MOX燃料再処理費の低減により軽水炉なみの経済性が達成でき、

建設費は ABWRとほぼ同等であると評価され、核燃料サイクル開発機構が中心になって進めて

いる高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究での候補概念のーっとして採択されているI2l-1210

-6-


2. 1. 4 研究開発状況

低減速軽水炉では、実証済の軽水炉フラント技術が活用できるため、新たに行うべき研究開発

の主要課題は、低減速軽水炉の特徴部分である炉心・燃料分野に関するものであり、具体的には、

調密格子炉心からの熱除去の確認、高性能燃料被覆管の開発及び照射下の燃料挙動の確認等、が

挙げられる。原研では、低減速軽水炉を実現するための研究開発として、成立性確認のための研

究開発及び実用化のための要素技術開発を、電気事業者、原子力メーカ一、大学等との協調・連

携のもとに推進している。以下にその概況をまとめる。

(1)欄密格子炉心の除熱特性試験

低減速軽水炉で、は、燃料棒間隔が狭い欄密炉心を採用するため、除熱性能の確認が不可欠であ

る。原研では、これまでに低減速軽水炉の調密炉心体系を模擬した 7本ロッドバンドルの限界出

力試験を行い、限界出力設計式の妥当性を評価し、定格運転条件での成立性に問題のないことを

確認した [2.卜13.14]。さらに、平成 15年より、流量依存性、流路壁近傍の流路面積や軸方向出力分

布の影響、燃料棒間隔や燃料棒曲がり等の除熱性能への影響についてのデータ取得、ならびに調

密炉心での限界出力予測手法の確立を目的として、 37本バンドル試験体を用いた大型熱特性試

験を実施している。(図 2.1・6，7)

図 2.1-8に大型熱特性試験の基準試験体を示す。燃料棒外径は 13mm、燃料棒間隔幅は 1.3mm

とし、燃料棒の長手方向出力分布は、肩平二重炉心の軸方向出力分布を模擬し、 37本の燃料棒

をグループ分けして出力割合を制御することにより、バンドル内の径方向出力分布の影響を調べ

られる構造としている。これまでに質量速度、入口水温、出口圧力、径方向出力分布をパラメー

タとして定常限界出力試験を行い、従来の小規模体系 (7本バンドル)と同様の冷却特性を確認

した。図 2.1・9に大型熱特性試験(定常限界出力試験)で得られた代表的なパラメータ依存性を

示す。流量の増加、または入口水温の低下に伴い、限界出力は単調に増加し、 7本バンドルで得

られた結果と定性的に同様の結果となっている。また、運転時の異常な過渡変化の状況を包含す

る範囲で過渡限界出力試験を行い、流量低下事象、並びに出力上昇事象に対応する実験データを

取得し、過渡時においても除熱性能を確保できるとの見通しが得られた。

200本程度の燃料棒を束ねた実炉の燃料集合体の詳細設計を行うには、集合体のスケール効果

を定量的に評価することが必要となる。 37本規模の限界出力試験とサプチャンネル解析手法を

組み合せて、スケール効果の評価を進めている。 [2.1-15]。さらに、 37本バンドルでの限界出力試

験データを用いて、 7本バンドルデータで開発された限界出力相関式を大型バンドル用までに拡

張し、原研以外でで、実施された実験のデ一夕ともよく一致することを確認している[ロ仰2.口.1ト.叫。

( 2 )燃料要素・材料技術

低減速軽水炉の燃料設計の観点から留意すべき特徴を図 2.1・10に示す。これらの特徴を踏まえ

て、燃料要素・材料に関する研究開発を推進している。

1)高富化度 MOX燃料の照射挙動予測

低減速軽水炉では核分裂性プルトニウム富化度 15%以上の高富化度 MOX燃料を、高中性子ス

-7一


ベクトルの照射条件下で使用する。このような条件での燃料の健全性を確認するための解析的な

研究として、高富化度 MOX燃料の照射挙動の予測評価を進めており、燃料棒の温度履歴，燃料

棒の内圧の変化，被覆管の歪み量等の検討を実施している。原研で開発を進めている燃料ふるま

い解析コード FEMAXI-FM[2.1・17Jを用いて、現在の炉心設計で設定しているジルカロイ 2被覆管

を使用した燃料の挙動解析をした結果の一例を図 2.ト日に示す。これらの結果をもとに、燃料要

素の設計仕様の最適化を進めている。

2)燃料被覆管開発

低減速軽水炉では、燃料棒の被覆管は現行軽水炉に比べて高速中性子束及び、燃焼度の高い条件

で使用されることから、それらに十分耐える能力を持つことが要求される。現行軽水炉で使用さ

れているジルカロイ被覆管の適用性検討と併行して、これまで原研で開発を進めてきた 25Cr

・35Ni・O.2Ti系オーステナイトステンレス鋼(改良sus材)[2.1.18Jについて、基礎照射試験や特

性評価試験により材料改良技術の有効性を確認するとともに、実際の高速中性子照射下での耐照

射性評価試験計画の具体化検討を進めている。改良ステンレス被覆管材料の開発状況を図 2.1・12

に示す。

3)燃料要素・燃料集合体の健全性の検討

低減速軽水炉での燃料要素、燃料集合体、炉心構造の機械的健全性の観点からの検討と実施内

容を図 2.1-13に示す。

燃料棒問、燃料ーチャンネルボックス問、チャンネルボックス間の各間隙およびスペーサーの

拘束条件等は、肩平二重炉心の定常運転や想定される過渡変化における熱流動や出力変動を想定

しても、燃料中心温度や塑性査の制限条件に対して十分な安全余裕を確保できることが必要であ

る。また、重照射に伴う照射クリープおよび積層燃料の温度変化に伴う熱疲労等により、線出力

密度の高い MOX燃料部および固定端にける局所変形や全体的なボウイングの変形の観点から、

材料間の局所的接触を生じないことが必要であり、これらに係る設計検討ならびに健全性確認の

ための試験を計画している。

(3 )低減速炉心体系の臨界実験

低減速炉心の炉物理特性を詳細に検討するため、原研の高速臨界実験装置 (FCA) を用いて

低減速軽水炉の炉心中性子スペクトルを模擬した体系での臨界実験を実施し、臨界性、増殖性、

反応度係数など主要核特性に関する実験データを取得している。図 2.1-14に実験計画を示す。

U燃料を用いた第 1フェーズの実験では、 FCAにおいて低減速軽水炉の炉心中性子スペクト

ルの模擬が可能であることを確認した[2.1・19]。第2フェーズの MOX燃料体系模擬の実験では、

ボイド率を系統的に変えた体系での実験を実施している。また、実験と並行して、すでに終了

した体系での実験解析とともに、臨界実験の実機適用性評価を行うために感度解析コードを整備

し、炉心模擬性指標の理論的検討を進めている[2.1却 1ll。 (図 2.ト15)

-8一


(4)安全性の検討

低減速軽水炉の異常な過渡変化時および事故時の安全性については、 ABWRの設計基準事象

を参考に、低減速軽水炉の特徴および事象の包絡性を考慮して対象とする設計基準事象を選定・

評価し、被覆管の温度上昇はわずかで、設計基準事象に対して十分な安全性を有するとの結果が

得られている。 [2ト9]。

低減速軽水炉では高富化度 MOX燃料を使用するため、炉心損傷時に再臨界発生およびその後

の厳しい事故影響に至る可能性についての評価・検討が重要である。この再臨界の発生可能性を

把握をするために、事故時の冷却材分布、炉心溶融挙動、下部フレナムでの再臨界挙動に関する

熱的および核的検討を実施している。 [2.1-8，22]。

これまでの検討で、軽水炉特有のメカニズムにより炉心で再臨界が生じる場合には水が存在し

ないことから、構造物の健全性に影響するような機械的エネルギー発生は生じ難いことが示され

ている。また、炉心溶融挙動では、炉心が半径方向に中心から周辺部へ順に崩壊していくことを

解析評価し、ジルコニウム被覆管酸化物と MOX燃料融点の差が小さいことから、燃料と被覆材

の分離が生じ難く再臨界は生じにくいとの見通しを得ている。今後は、燃料棒の崩壊分布と被覆

管が溶融した後の燃料ペレットの状態を考慮した検討を詳細に評価していく。

下部プレナムでの再臨界性については、炉心デプリと被覆管デブリが混合する場合には、再臨

界が生じないことを核計算により確認するとともに、デプリベッドの再溶融が生じ溶融金属と燃

料が分離した場合でも、現実的な形状の中性子吸収材を制御棒ハウジングに取り付けることによ

り、下部プレナムでの再臨界を防止できるとの結果を得ている。

2. 1. 5 今後の展開

低減速軽水炉の実用化に向けた基本的な考え方は、低減速軽水炉の成立性、安全性確認のた

めの要素技術開発と、その成果にもとづく低減速軽水炉技術の早期実証ならびに実用炉燃料の段

階的高燃焼度化である。図 2.1・16に低減速軽水炉の 2020年代実用化を目指した技術体系整備ま

での道筋を示す。

低減速軽水炉は軽水炉技術に立脚しているものの、高富化度 MOX燃料棒を欄密に配列した燃料

集合体から構成されるこれまでに経験のない炉心構成であり、実用炉で想定される高速中性子ス

ペクトルおよび、中性子束密度でかつ高温高圧沸騰水環境を同時に模擬した条件下での燃料棒およ

び燃料集合体の照射経験はこれまでに存在しない。したがって、その成立性の実証のためには、

実際の原子炉において低減速軽水炉固有の中性子照射場・熱水力環境を構築し、調密燃料集合体

の総合的な健全性を確認することが不可欠である。この技術実証用の原子炉施設(技術実証炉)

を 2010年代前半に構築する。

技術実証用原子炉を早期に構築するために、原子炉の運転開始段階の炉心燃料については、燃

料被覆管は実績のあるジルカロイ -2被覆管とするとともに、取出燃焼度や中性子照射量を現在

までの軽水炉における実績ベースで許認可を取得できる範囲に設定し、調密格子炉心における高

ボイド率運転という低減速軽水炉の基本技術を確立する。

一方、実用炉での経済性向上の観点から、技術実証用原子炉を先行使用燃料体の照射炉として

活用して照射実績データを取得し、実用炉で使用する燃料の高燃焼度化技術を確立する。具体的

には、技術実証用原子炉の運転開始当初から燃焼度伸長のための先行使用燃料集合体を少数体装

-9-


荷し、約 5年ないし 8年間炉内に滞在させて照射して燃料棒および燃料集合体各部の健全性を確

認し、実用炉向け燃料の基本技術を確立するとともに、先行使用燃料体と同一設計の燃料を技術

実証用原子炉の取替燃料として装荷する。また、先行使用燃料集合体を装荷するための許認可用

データは、技術実証炉の建設に先行して、ロシア RIAR等の照射炉にて低減速軽水炉環境を模擬

した燃料棒少数本照射で取得する計画である。図 2.ト17に技術実証用小型原子炉の炉心構成案

を示す。

技術実証用原子炉と低減速軽水炉実用炉の炉心構成および燃料要素は基本的には変らず、実用

炉の炉心部以外のシステムには ABWRで確立された技術を採用できることから、技術実証用原子

炉で確証された技術をもとに実用炉への展開は可能であり、 2020年代から低減速軽水炉の実用

化が実現できる。

参考文献

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98・013(1998)

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2002・012，(2002).

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2.1.12安藤将人、他:“FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズEの中間評価一(2)炉システ

ムの技術総括の見通し"、日本原子力学会 f2004年春の年会」、岡山大学 (2004)

-10-


2.1.13呉田昌俊、他:“低減速軽水炉の研究 (40)一限界出力実験ー"、日本原子力学会 f2003

年春の年会j 、アルカス佐世保 (2003).

2.1.14玉井秀定、他:“低減速軽水炉の研究 (41)ー限界出力実験解析一"、日本原子力学会

f2003年春の年会」、アルカス佐世保 (2003).

2.1.15呉田昌俊、他:“欄密二重炉心限界出力特性とスケール効果の評価"、日本原子力学会

f2004年春の年会J、岡山大学 (2004)

2.1.16劉維、他:“欄密格子体系用改良限界出力相関式"、日本原子力学会 f2004年春の年

会J、岡山大学 (2004)

2.1.17 M.Suzuki他:"Analysis of MOX Fuel Behavior in Reduced-Moderation Water Reactor byFuel

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2.1.18 木内清、他:“高性能燃料被覆管材質の研究"、

JAERI-Research 2002・008，(2002)

2.1.19 岡嶋成晃、他:“低減速軽水炉の研究 (39)ーFCAにおけるU燃料を用いた炉物理模

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2.1.20 安藤真樹、他:“高富化度 MOX高調密格子炉心核特性予測技術の開発(1)一FCA基準ボ

イド率炉心での実験及び解析、日本原子力学会 f2004年春の年会」、岡山大学 (2004)

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測定と解析"、日本原子力学会 f2004年春の年会j 、岡山大学 (2004)

2.1.22 三原隆嗣、他:“FBRシステム技術検討書一平成 12年度報告一"、 JNCTY9400

2001・012、(2001)

← 11一


表 2.1-1 低減速軽水炉の主要諸元と炉心性能

項目

電気崩力原子炉圧力炉心外接事徳撚料集合体数

炉心部平均取出燃燐度一一炉心取出燃焼度市1

炉心部高さ……炉心流量炉1(，'出口クォリ子イ山握手心部平均ボイド率

炉心圧損………一…炉心部平均Puf富化度

炉心部Puf装荷量増殖比(Pu残存比)最大線出力密度最小隈界出力比ボイド反応度係数連続運転期間

位一石川

a…

4

一ん…

p

n

単一

M

M

I

低減速軽水炉

13.56 7.2 3.80

9∞…-65 50

0.855*2 1.8 51

70 0，Q43 9.6 16.1

1.04 16 1.3 -0.5 15

間一関

27255η253旧…

F

酬一切

12ι4…4

1一F

札口同一

4一位…

a

A一

2…

3…8

3

J1 .. …a守

E

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-るEt--4EL

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一

M

h

w…W

…

mmu一切

G…G

ゎ

%

MPa %

kW/ft:一一

10-4 fl k/k/%void

炉心部:MOX+中間ブ、ランケット(上下フ‘ランケットを除く PUf:核分裂プルトニウム+ウラン濃縮度ホ 1上下ブ.ランケットを含めた取出燃焼度 *2:上下ブ‘ランケット22.18cm付設

畿軽水炉技術をベースとして、軽水炉事IJ用の長期化に対応した

柔軟なプルトニウムリサイクん利用を早期実現重量蒋来の増殖サイクんへの移行により、ウラン資灘消費量を大幅低減し、エネルギーの長期安定供給を確保

中性子のエネルギー分布 l 0.16

円

L

n

O

8

斗

4

l

n

u

n

u

n

u

n

u

n

u

中性子・東(相対値、--" 。

中性子エネルギー(eV)

図2目1・1 革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の目的

ウIH


B震研

革新的水冷却炉の研費開発に保わる検討会

[東芝 11 日立 11 主義|(圏内軽水炉メーカー)

|東工大|東大|醸大|(電力)

実用化戦略調査研究での

評価委託

(公募特会等)

統合後は一体化

図 2.1-2 低減速軽水炉の開発協力体制

重量実績のある軽水炉技術に立脚し、現行軽水炉の鍾れた運転a保守性を維持するとともに、

早期にかつ低開発コストでの実用化を実現。

毒事持続的なPU多重リサイクル利用を可能とする1を超える高転換比を実現。

ABWRIこ準拠したシステムを採用し、

同等の安全性を実現

，

低減速スベクトJレ

MOX撚料炉1[>

句、

原子炉容器

図 2.ト3 低減速軽水炉の基本概念

「、d

JAERI-Conf 2005 009

璽 1を越える転換比(増殖性)の確鍵水による中性干の議速を

抑制するため、

欄密炉心を採用

題負の~イド反応護保数の確保督ヨ心の験熱i正下時に接反応を

自然抑制するため、

霜平二重炉心を採用

現行事吉ID 鞠密葬玉心

図闘ox撚料口ブランケット

-1.5mI

、um一炉

二

重4ニ平一掃

蟻料捧笹約料開閉村均14.5師間

関停電 3mm 約1隅開

図 2.ト4 低減速軒水炉の炉心概念

電箆出力 1，356醐We 博基 r 制御捧

J 館料鱒

J ，

ブランケット官官一〆川 228mm

1ゆ .. 牟

7.600 mm

錯斜譲合体 9関体

観種軍事事 283本

炉心全体繍鰭閤

館料韓議 2H;;il主査護料縛舛鐘 13.7mm 童書斡纏闇麟 1.3mm

欝料鍵合体繍障害国

同 2.1-5 (lIMJ1f，jif:;JdJ iのか心・燃料情JJ~

-14 -


これまでに実施した基礎賦験および小規模誤験(7本バンドル)で見通しを得た調曹格子炉心

における除熱性能を、高温島高圧条件下での37本バンドルによる大規模試験により確認する

Z蓋岱大型熱特性試験回流路壁の影響が排除で、きる規模の高調密格子炉心

母一一一| 体系でのデータ取得

園高欄密格子炉心の熱工学成立性の確認

基礎試験と解析コード開発闘高信頼性の燃料集合体用3次元ニ相流解析コード

の開発

固3次元熱流動分布計測技術の開発

(中性子ラジオグラフィj去など)

E 形状効果/スケール効果の解析的評価

⑧流路壁の影響が少ないG 流路壁の影響が大きい

217本(宴炉)

図 2.1-6 桐密格子炉心の大型熱特性試験の目的

{実施内容}

①隈界出力 a圧力損失闘ポイド率固熱伝達データを取得し、評価する

②既存の予潰.IJ式の評価と新相関式の開発(改農)

③数値解析コードの評価と改農

課題分類項目年度

流量聞水温・圧力効果 H15-H17

亙童局所出力分布効果 H15-H17 限界出力試

ギャップ幅効果 H16 限界出力関自負

燃料棒の曲がり効果 H17 安全余裕

流量低下 H15-H17 の評価

出力上昇 H15-H17 通遺試験

圧力上昇"低下 H15-H17

水温上昇 H15 -H17

図2.1-7 大型熱特性試験の実施内容

ベd


A::"Pグループを盤、立f己申l糊して、¥、出力分布o欝響を髄握

図 2.1-8 大型熱特性試験の試験体

ニ霊炉心出力分布を麓嬢

1.26

{E}N

EEOFN

刊

~o[[ Q I.!¥

事0.5}ム，ニミ

!長

一Eε的

FN

業謹種学'，1

試験体の使用限界<7SkWjm)

言1500

0

~ 1000 O 0..

悶u

:言 500u

Flat Distribution

税来の設計案)

:Cホットチャンネル流量):ノミナル条件

: Tsat=2880C Pexニ7.2MPa

O 200 400 600 800 Mass Velocity， G [kg/(m 2S)]

T in roC] 一関-238 -傘ー 248... 258

268 --@- 278

• 283 -喧ト 286

1200

図 2.1-9 大型熱特性試験の試験結果一流量および、入口水温の限界出力に及ぼす影響

16


鐙燃料構造

調密格子、 MOX/U02ブランケット積層構造(濡平二重炉』む)

曾MOX撚料プルトニウム富化度

低減速軽水炉金Pu: "'30% 核分裂Pu: '" 18出

向サーマル炉全Pu: 9-11九核分裂Pu: 6"'7%

鐙燃焼度

MOX燃料部の燃焼度が軽水炉ウラン燃料の約2倍(""'1 OOGWd/t) 欝高速中性子東

E>1MeV 以上の中性子東がABWRの約4倍 (1.5x1014n/ cm2s)

欝中性子照射量

E>1MeV 以上の中性子照射量が軽水炉ウラン燃料実績の約4倍

審冷却材(出口)温慶および圧力

低減速軽水炉

Na冷却高速炉(もんじゅ)

2870C/7MPa

5290C/0.8MPa

(5x1026n/m2)

高ボイド率

図 2.ト10 低減速軽水炉の燃料設計上の特徴

ベレットスエリングによる被覆管の直鐙変化の解析

全長の平鞠的変形 vs園醐oxペレットリッジ音sの豪華影量

150

~ 100~.1 %歪ふFMATPRO

三 model¥

樹 50慰~ 旺凹 O 脚揮

-50

o 20 40 60 80 100

MOX燃料ピーク燃焼度 (GWd/tHM)

全長解析による平均的直佳変化

150 E --.-1∞ ml副ム2

塩田主主

君 o

j50[V¥即時附el

o 20 40 60 80 100 MOX燃料ピーク燃焼度 (GWd/tHM)

局所解析によるリッジ部直鐙変化

図 2.1-11 高PU富化度MOX燃料の照射挙動予測解析

17一


関罪状況

園軽水露五の炉心構造材料の腐童に闘する最新知見を基lこ、高鯨鵠鹿轍料轍霊童管犠補材の仕捕を策定固適用する防食闇理及び酎照射性や撞械的特性の故醤手法の蛋当性の韓証圃襲用化に向けた課題の明確化と照射賦験計画の策定

改良ステンレス鋼仕様.γ相安定25Cr-35Ni-O.2了i鋼

超高純化(不純物<100ppm)

析出分散(O.2Ti)&微細粒化

.耐PCI性Nb合金ライナー

従来被覆材(SUS304系鋼)の課題・高温水側IGSCC/IASCC;成分偏析/延性低下

開発材鼠作管

-燃料根IJPCI;トリチウム脆化&透過

被覆管中の略善問格子間侵入型元素国勢静

Bの粒界偏析傾向

母委盟臨強静模擬時効材の

粒界属食試験後表面性状

むつ被覆管

改良ステンレス鋼被覆管材料の開発図 2.1-12

燃料要素炉心構造燃料集合体

燃料薬会体聞の流速変動.間際の蓋圧振動&制御棒との摺勤を考臆したチャンネルホトッ似の健全性照射脆化と環境割れ対策

反射体iシュラウド，圧力容器等

耐ボウインダ性

ヲレツデインゲ抵抗性

高強度部材の耐IASGC性

多段藤属製燃料(MOX燃料&U02プランケット〉

MOX部で高綿出力の太控燃料

材料特性課題

用作亙

験一相

試一、桝河

童-疲坦九価

評一〈評

jr礎

少基

品川の

燃料要素・燃料集合体の健全性の検討

-18--

図 2.1-13


第1フェーズ:U燃料を用いた体系(H13年度末-H14年度)中性子エネルギースペクトル槙援に重点比較的素直な中性子エネルギースペクトルの形成(Pu按種の共鳴反応による膨曹を排除)第2フェーズ実践に備えた実験手法の確盟

第2フェーズ:MOX燃料模擬体系(H14年度-H16年度)異なるポイド率体系での実験(師、 65%、95%)

第1フェーズとの比較によるMOX燃料の特徴を把握

ーーーー-1st Phaa8

ー 2ndPhase (0% vold) - - 2nd Phase (45%刊 Id)-一一一 2ndPhas. (65% void)

.• 2nd Pha.. (95% vold)

10.'

-J一J'

『

h

J

J，J

T

一••

V

官官

2PEt--}M3EEE吉・

z

測定項目第1フェーズ第2フェーズ臨界性 O O 反応率比

中心核分裂率比 O O 増殖性能評価 O

ボイド効果

K∞測定(反応率分布) O O ドップラ一効果

U-238 ( -8000C O O

反応度価値

PU同位体効果 O O B4C遭縮度効果 O

10' 10' 10'

En・rgy(eV)

FCAにおける低減速軽水炉体系の臨界実験計画

10' 10' 10"

10・

図 2.1-14

|FCA臨界実験:ボイド率を系統的に変えた実験を継続実施

JENDL-3.2 JENDL-3.3 • •

度

数

ム温係

ー

ム

Pu

反応度

ム

増殖性

ム

臨界性

1.2

UJ ¥、、

~ 1.1

思

議1.Q

¥ 壇 Q.9 肱司111

Q. 8

~ -15年6月:第1(基準)炉心XXII-1(65V)

~ 15年7月第2炉心XXII-1(45V)

~ (16年度 :第3炉心XXII-1(95V) )

-基準炉心で臨界性、増殖性、反応度係数

等に関する実験データを取得

・基準炉心で、の実験を解析中(核デー夕、

解析手法の影響を検討中)

~JENDL-3.2と3.3に大きな相違なし

eFCA固有の実験制約に伴う系統的な誤差

要因を摘出・分析中

・第2炉心で実験データを取得中

|FCA臨界実験の実機適用性評価 JENDL-3.2と3.3の比較

》感度解析コードの整備

》炉心模擬性指標の理論的検討

の状況第 2フェーズ、臨界実験 (MOX燃料模擬)

- 19一

図 2.ト15

203~ 2025. 4


2020. '201!i.

要誕益面開発-・-D調密炉u需品流動実験

②燃料要素・

材料開発

③燃料集合体

機織的特性評価

~安全技術開発

実用炉対応高燃焼度鰭料開発

および照射データ取得完7:V

運転/燃料照射

低減速軽水炉

銭術の実liIi~

安全解析評価炉心損傷時の膨響緩和対策

r==::-l.......1............~.1!許可叫時許可工開可制闘l 章E 酎 r......;.晒・~....-1 v --;円円一

-_....干ニ守宮...ト一一一←ー手..r Y 憲民鼠昆ム耳哩田町』直111

原子炉施肢

における実匝

コ-調密格子炉心熔料の犠械的・県水力的成立性の評価

.安全技術開発・許認可への

対応

> |高燃焼度化のための蜘開発と照射実績データの取得

常用 IC-T町 Ji

・日峨料棒被覆材材…L2LE嵐長通若草日鼠験 I r二二二面倒棚A晴氏:士一一 l

低減速軽水炉の実用化の道筋図 2.1-16

原子炉艶出力:180MW

原平炉匡力 7.2MPa

炉心部

:約90cm

圏MOX健料

炉心

有効高さ

:約150cm

臼フランケット

{劣化ウラン}

館料集合体構成炉心構成回剛、，【---...

127

・13.0mm

1.3mm

燃料梅本数・

燃料樺外程:

偲料待問陣:

• 約2.1m

内側炉心燃料集合体:37体

外側炉心燃料集合体:48体

O

•

-O ブランケット燃料集合体 :36体

技術実証用小型原子炉の炉心構成案

ハり、ノ-

図 2.1-17


Q主主革新的水冷却炉「低減速軽水炉」の研究開発の現状と展望(原研:内川貞夫)

(CJいまの設計検討は ABWRをベースにして早期実用化を図っているようであるが、 ABWRに

こだわらず将来の燃料サイクルに対応した、既存のプラントに代わる燃料に不安のない炉を提供

する、というパックフィット的観点をオプションとしてぜひ検討していただきたい。

(QJ:質問

(AJ:回答

(CJ :コメント

I座J:座長

-21ー


剛山山川只u

川川川川

7t

叩間山叩

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仙川恥

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山山山川

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5

川川川川

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剛山間聞

DE

川川川川川

.J

2. 2 FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価

2. 2. 1 技術検討

Investigation and Evaluation ofWater Cooled Fast Reactor in the Feasibility Study

on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems

-Technical Investigation ・

大久保努，内川貞夫

Tsutomu OKUBO， Sadao UCHlKAWA


Japan Atomic Energy Research Institute，

(1) はじめに

原研が中心となって産業界とも協力して研究開発を進めている低減速軽水炉は、これまで培わ

れてきた軽水炉技術をベースとしつつ、プルトニウムの多重リサイクルによるウラン・プルトニ

ウム資源の有効利用等を目指した革新的水冷却炉の一つであるが、一方、高速中性子の利用によ

って1.0を超える転換比を達成可能な炉概念であることから、高速増殖炉 (FB R)のーっと云

う捉え方も出来る。このため、原研では、 1999年度後半から核燃料サイクル開発機構(JNC)

が進める「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究J (略称 FS) [2.2.1]における水冷却増殖

炉の検討に協力することとして、その検討対象の一つである低減速軽水炉に関する原研の研究成

果を JNCに提供し、 FSの活動の中における関連する検討について共同で実施している。

本報告では、このFSにおける水冷却炉の技術検討の現状を紹介するとともに、 FSにおいて

基準として設定している TRUリサイクルを対象とした検討と、原研が低減速軽水炉の研究にお

いて基準として設定している PUリサイクルを対象とした検討との違いについて述べる。

(2) F Sにおける検討の経緯

JNCが進める FSで検討対象としている水冷却炉には、低減速炉と超臨界圧炉の 2種類があ

るが、このうち低減速炉に関しては、原研はその研究成果を FSでの検討に提供するとともに、

FSにおける検討を行うために、両者が参加する「水炉検討会j を設けて共同で議論を進めてい

る。本協力は、 2000年初めに締結された原研と JNCとの FSに関する研究協力協定の一環と

して開始されたものであり、毎年の検討内容は、水炉検討会報告書 (JNCTY9400. . .の報告書番

号)としてまとめられている。

また、現在、 FSのフェーズn(2001""'"'5の5年間)における 2003年度までのまとめとして、

中間報告書のとりまとめが行われているが、その別問技術検討書(3冊)の一つである「システ

ム技術検討書j における低減速炉に関する部分の原稿は、原研が執筆して JNCとの議論を経て

まとめられているところである。

-22-


(3) F Sにおける検討の全体的内容

まず、 FSのフェーズEの検討の目標は、以下の 2つである[2.2-1]。即ち、

実用化候補概念の明確化

実用化に向けて必要な研究開発計画の策定

であり、この具体的な検討内容は、

候補概念に関する設計要求達成度，運転保守性及び技術的実現性の検討・評価

.研究開発課題に関する成果の見通し

実用化までのロードマップの策定

である。また、 FSにおいては、 FBRサイクルシステムに対して以下の 5つの開発目標

①安全性 :社会の既存リスクより小さいこと

②経済性 :将来の軽水炉の発電単価に比肩できること

③環境負荷低減性:地層処分への負荷を低減できること

④資源有効利用性:持続的な核燃料生産ができること

⑤核拡散抵抗性 :純粋な状態で単体P Uの存在がないこと

が設定されているが、それらの内容の詳細とそれらをさらに具体化したFBRシステムおよび燃

料サイクルシステムへの主な設計要求を図 2.2・lおよび2に示す。

(4 ) 技術検討の状況

低減速軽水炉概念に基づ、く水冷却炉概念、の最大の特長は、優れた運転・保守性を有し、国内に

おいても 30年以上となる実機での使用経験が豊富な軽水炉技術を発展させて、 PUの多重リサ

イクルを可能とできる点である。この特長を活かし、新たな開発要素を炉心や燃料に関連する原

子炉容器内の構成要素に限定して他のシステムおよび機器を軽水炉のものと同じにすることが可

能であるため、本検討においては主として代表炉心概念に関する検討を実施し、それに基づいて

設計要求達成度の評価・検討や運転保守性および技術的実現性の評価・検討を進めている。

1)燃料サイクルの設定条件

代表炉心の設定に当たっては、想定する燃料の組成が重要な条件となる。即ち、燃料にマイナ

ー・アクチニド (MA)や核分裂生成物 (FP)を含むか否かが、炉心特性に大きな影響を与え

る。 FSでは、環境負荷低減性や資源有効利用性等の観点から、低除染燃料と呼ばれるMAやF

Pを含む燃料の使用を想定し、その燃料を供給する低除染燃料サイクルとの組合わせを基本とし

ている。

一方、原研における低減速軽水炉の検討においては、低除染燃料の使用を前提とはしておらず、

高除染(現行PUREX再処理よりは 100倍程度低い除染係数を有するものの、上述の低除染再

処理よりは造かに高い除染係数を有する)燃料の使用を標準としつつ、低除染燃料の使用にも対

応可能なシナリオを基本としている。この考え方は、上述の水冷却炉概念が有する最大の特長を

活かす様に、既存の軽水炉技術等の実証された技術・経験およびそこから見込まれる範囲をベー

スとしつつ、炉のみならずサイクルにおいても既存の技術を十分に活用して新たな開発要素を極

、3今，ム


力少なくして実現を目指すと云うものである。

図2.2・3に、 FSの基準とされている低除染湿式再処理[2.2-1]の概要を、現行PUREX再処理

と比較して示す。 PUREX再処理における分配および精製工程を削除して工程の簡素化を図る

とともに、共除染の前に晶析工程を追加してUの予分離を行うとともに、 TRU回収工程を追加

してA mおよびCmの回収を実施している。この結果、 FPに対する除染係数 (0F) は、 ¥07

程度となる PUREX法に比べて ¥0.........¥03程度と大幅に低下する。このため、後続の燃料製造に

おいては、これまで JNCで実施されてきた高除染燃料製造に対するグロープボックスを用いた

方式を使用できず、セルを用いた遠隔操作を基本とする方式への変更が必要となる。一方、図

2.2-4に、原研が提案する簡素化 PUREX再処理[2.2.2]の概要を、現行PUREX法と比較して

示す。 PUREX法における精製工程を削除して工程の大幅な簡素化を図るとともに、共除染後

段を多少強化してNpおよびFPの除去機能を追加している。この結果、 FPに対するOFは、

上述の低除染方式に比べて遥かに大きい¥05程度を確保でき、後続の燃料製造においても、これ

までのグローブボックスを用いた方式を使用可能となる。従って、本再処理法の採用により、燃

料製造技術への新たな負荷を軽減でき、既存サイクル技術の活用による実現性への見通しを大き

くすることができると考えており、低減速軽水炉と組合わせる燃料サイクル技術として適切な物

であると考えている。

この 2種類の燃料サイクルの設定条件の扱いに対する統一的な考え方の合意はまだ得られてお

らず、今後さらに議論を進めて行くこととなっている。なお、前述の中間報告書においては、 F

Sでの基準とされている低除染ケースを主として記述し、原研が提案する高除染ケースについて

は、「システム技術検討書Jに付録として記述することとなっている。

2)代表炉心概念の設定

水冷却炉の代表炉心概念、を図 2.2・5に示す。また、主要な炉心諸元と炉心特性を表 2.2-¥にまと

めた。短尺なMOX部が軸方向に中間ブランケットを介して 2段に重ねられた肩平 2重炉心構成

のBWR型炉心概念である。本概念は、 1.356MWeBWR炉心をベースに構築したもので、低除

染湿式再処理を想定した多重リサイクル平衡時において、増殖が可能でかつ負のボイド反応度係

数を達成可能な炉心を有する概念として設計したものである。また、設計にあたっては、できる

だけ燃焼度を高くすることとしたが、燃焼度は転換比とトレードオフの関係にあるため、本設計

においては1.03以上の核分裂性Pu (Puf)残存比を実現する範囲で炉心を設計し、 Pu-24¥の崩

壊やサイクル工程口ス等が存在しても十分に持続可能な多重リサイクルが実現可能であると考え

ている。

想定した低除染湿式再処理では、炉心から排出される使用済み燃料中のMAは ¥00%回収され

て燃料にリサイクルされると仮定するとともに、 FPの混入は、対応する 10.........¥03の除染係数に

基づくものとした。炉心の設計においては、これまでの設計をベースとして、新たに考慮するリ

サイクル燃料組成に対応した炉心とするために、 MOX部の平均Pu富化度は変更せず、軸方向

高さの調整を図って、多重リサイクル平衡時の炉心概念の構築を行った。表 2.2-¥の特性値は、

3次元炉心解析によってリサイクルを繰り返して平衡状態に達するまで評価した本炉心の多重リ

サイクル平衡時の値である。また、その時の燃料の TRU組成を表の欄外に示す。多重リサイク

AUT

今ノ-


ルにより、 Puの組成としては、 PU・239および PU・240が増加し、 PU・241および PU・242が減少す

ると云う一般的な傾向を有するが、 PU中の核分裂性割合は 56.2%で、 TRU中の核分裂性PU

の割合としては 52.7%である。 MAに関しては、 Np・237が 0.5%，Amおよび、Cmが各々全体で

4.8および 0.9%含まれており、 MOX燃料中の含有率としては、全体で 2.1wt%であり、 FPの

含有率は 0.04wt%である。主として、これらの混入したMAによるポイド反応度係数の悪化の

ため、上下ブランケットを短尺化するとともに、それによる転換比の低下を補償するため中間ブ

ランケットを長くする設計調整を行った。

この結果、核分裂性PU残存比は1.03であり、負のボイド反応度係数を有する炉心を構築でき

た。中間ブランケットを含めた炉心部燃焼度は54GWdltで、上下ブランケットを含めた全炉心燃

焼度は 45GWdltである。連続運転期間は 18ヶ月で、核分裂性PU装荷量は 15.4tである。

炉心の全体構成は、図 2.2・5に示す様に、六角形の燃料集合体 900体から構成され、炉心外接

半径は 3.8mである。また、燃料集合体の問には、燃料集合体 3体にほぼ 1体の割合でY字型の

制御棒が配置されており、全部で 283体である。制御棒は、制御材として濃縮 B4Cを用いたもの

で、 BWRと同様に下方から挿入される。本炉心では中性子スペクトルが硬くなるため、 B-10

による反応度制御効果が減少する。その対応策として、 90%濃縮ポロンを用いることとし、余剰

反応度が最も大きいサイクル初期においても炉停止余裕は1.0%~k以上を確保している。制御棒

の上部には、制御棒を引き抜いた時に水を排除できるようフォロア部を設けている。燃料集合体

の炉心高さ方向の構成は、劣化ウランの中間フランケット 4Icmの上下に、平均核分裂性PU富

化度 18wt%で厚さがそれぞれ21.5cmおよび22cmのMOX燃料部を設けた炉心部と、さらにその

上下にそれぞれ 15cmの劣化ウランのフランケットが付設された軸方向非均質となっており、炉

心全体の高さは 114.5cmである。

燃料集合体断面は、図 2.2・5に示す様に、六角形の燃料集合体の外周を構成するチャンネルボ

ックスの外辺間距離は 228mmである。増殖性を達成するためには水対燃料実効体積比を大幅に

低減する必要があり、燃料棒間隙は 1.3mmとし、外径 13.7mmの太径燃料棒 217本を三角格子状

に配列した燃料集合体構成である。

表 2.2・lには、高除染ケースでの多重リサイクル平衡時の炉心特性値も併記してあるが、燃料

組成の違いを反映して軸方向の各領域長さを調整した設計となっている。 MOX燃料中のMAの

含有率としては、全体でO.lwt%であり、 FPの含有率は0.0wt%である。表の欄外に、低除染ケ

ースと同様に燃料組成を示してある。このため、炉心性能は低除染ケースに比べて向上しており、

負のポイド反応度係数を達成し核分裂性PU残存比で1.04を確保しつつ、中間プランケットを含

めた炉心部燃焼度は65GWdltで、上下ブランケットを含めた全炉心燃焼度は50GWdltで、ある。連

続運転期間は 15ヶ月で、核分裂性PU装荷量は 16.1tである。

なお、 FSにおいては、軽水炉の使用済燃料に含まれるMAやFPを消滅・燃焼させる観点か

ら最大で各々5および 2wt%の混入を考慮する事としているが、具体的に以下の4ケース

①「基準」として、 45''''... -49GWdlt燃焼の軽水炉取出燃料から 4年冷却後に回収したもの、

②「代表Jとして、 60GWdlt燃焼の軽水炉取出燃料から 4年冷却後に回収したものと 40年間中

間貯蔵した 45........ -49GWdlt燃焼の軽水炉取出燃料から回収したものを 5:5で混合したもの、

③「極端Jとして、 60GWdlt燃焼の軽水炉取出燃料から 4年冷却後に回収したものと 100年間

，、d

今，&


中間貯蔵した 45""'49GWdJt燃焼のプルサーマル取出燃料から回収したものを 5:5で混合した

もの、

④「参考Jとして、 45"""'49GWdJt燃焼の軽水炉取出燃料から 4年冷却後に回収したものと 40

年間中間貯蔵した 45"""'49GWdlt燃焼のプルサーマル取出燃料から回収したものを 9:1で混合

したもの、

の炉心性能評価用燃料組成が設定されており、さらに FPの添加率として 2vol%の混入を考慮す

るとしているが、それらについてはまだ評価を実施していない状況である。これら 4種類のTR

U組成とこれまで低減速軽水炉の検討で考慮したTRU組成をまとめて表 2.2-2に示す。

3)設計要求に対する達成度の検討

図 2.2-2に挙げられている FBRシステムに対する 8項目の設計要求に対して、代表炉心概念

をベースにそれらの達成度を現時点では以下に述べる様に検討・評価している。

①発電単価:設計要求値は4円IkWhであるが、定量的な検討はまだ終了していない。資本費

に関しては、今後のABWR建設費の 30%低減等を考慮して1.5円IkWh程度への削減が期待

される。また、最近の情報として、国の総合エネルギー調査会電気事業分科会のコスト等小

委員会の報告書において、 80%設備利用率での軽水炉の発電単価として 5.3円IkWhと云う数

値が報告されているが、設備利用率は発電単価に大きな影響を与え、本炉で想定している

93%設備利用率の場合にはそれだけで 4.6円IkWh程度まで下がる。 2001年および 2002年の

米国での平均設備利用率は、各々90.7および 91.5%であり、我が国でも近い将来においてこ

の程度の値を十分に達成可能であると考えられる。また、同じく米国の実績データとして、

燃料コストを含めた運転・保守コストが、 2001年および 2002年で各々1.70および1.71セン

トIkWhと云う値が達成されており、これらの実績や経験は軽水炉技術をベースとする本炉

においても有効に反映できると考えられる。

②連続運転期間:設計要求値は 13ヶ月であるが、それを上回る 18ヶ月を達成している。

③建設工期:設計要求値は 42ヶ月であるが、次世代軽水炉並の 48ヶ月以下の達成が期待され

る。

④増殖性能:低除染燃料を想定した場合の増殖比は、設計要求値1.0以上となり増殖比1.05を

達成している。また、複利システム倍増時間については、要求値である 30年以下は達成でき

ず、 100年以上となる。

⑤ TRU燃焼:低除染TRU燃料を想定したリサイクルは可能であると考えられるが、 MAや

FPの含有量の増加に対して燃焼度の低下が予想される。定量的な評価については、まだ終

了していない。

⑥ FP核変換(1， Tc) 未検討である。

⑦放出放射能:基本的に現行軽水炉システムを使用できるので、現行軽水炉と同等以下の達成

が可能と考えられる。

⑧安全性:基本的に現行軽水炉システムを使用できるので、炉心損傷頻度に関しては現行軽水

炉と同等以下で¥0-6/炉年未満の達成が可能と考えられる。また、再臨界回避に関しては、こ

れまでの検討から可能と予想されるものの、まだ検討は終了していない段階である。

AU

吋ノ-


4)運転・保守性および技術的実現性の検討

水冷却炉の運転・保守性に関しては、これまでの軽水炉での豊富な経験・実績を十分に活用で

きるとともに、今後FBRシステムが導入されても、さらに 100年程度の期間にEって軽水炉と

共存しながら順次置き換わって行くこととなるため、今後もさらに軽水炉の経験・実績が蓄積さ

れて行くこととなり、それらも有効に水冷却炉に反映・活用されることが十分な信頼性をもって

期待できる。従って、水冷却炉の運転・保守性に関しては、軽水炉の運転・保守性に基づいた信

頼性の高い見通しが得られていると考えている。

また、技術的実現性に関しても、軽水炉技術をベースとしていることにから高い実現性を有し

ていると言うことができ、研究開発課題は、炉心や燃料に関連するものに限定される。今後の研

究開発課題としては、以下の4つの項目が挙げられている。即ち、

高燃焼度MOX燃料の照射特性評価

調密燃料集合体の機械的特性評価

調密炉心での熱流動特性評価

高富化度MOX炉心損傷時の影響緩和対策

であり、それらを中心として、水冷却炉の総合的な技術実証のための炉の建設を含めた実用化へ

のロードマップを図 2.2-6に示す様にまとめた。この計画に基づいて、 2014年までに技術基盤整

備を進めることとしている。

( 5 ) まとめ

FSにおける水冷却炉概念として選択された BWR型低減速軽水炉概念に関する技術検討の状

況について紹介した。 FSにおいて基準とされている低除染燃料を使用する代表炉心概念を構築

し、それをベースに設計要求に対する達成度の検討や運転・保守性および技術的実現性の検討を

進めており、実用化に向けたロードマップを策定している。設計要求に対してはほぼ達成可能な

見込みではあるが、既存の軽水炉技術等の実証された技術・経験をベースとした高い運転・保守

性および技術的実現性を有する観点から原研が提案する高除染燃料を使用するシナリオとの関係

に関してはまだ統一的な考えに集約されておらず、今後さらに議論を進める必要がある。

参考文献

2.2-1 佐藤浩司:“ 2. 6 実用化戦略調査研究フェーズHの状況-燃料サイクルシステム

一第6回低減速軽水炉に関する研究会報告書， JAERI・Conf2003・020(2003).

2.2-2 内山軍蔵，他使用済燃料の革新的再処理プロセス技術の開発ぺ第 8回動力・エネル

ギー技術シンポジウム講演論文集， P23・12(2002).

守

J吋〆lE


表 2.2-1 代表炉心概念の主要諸元と炉心特性

項目単位設計値高除染ケース

電気出力 MWe 1，356 1，356

炉心外接半径行1 3.8 3.8

炉心部平均燃焼度 GWd/t 54 65

全炉心平均燃焼度傘 GWd/t 45 50

炉心部高さ m 0.845 0.855 上・下ブ、ランケット長 m 0.15/0.15 0.22/0.18 炉心部平均ボイド率 % 69 70

炉心圧損 MPa 0.04 0.04

MOX部平均Py富1ι度一 % 32.0 31.2

炉心部平崎Puf富化度 % 9.3 9.6

Puf残存比一 1.03 1.04

ボイド反応度係数 10-4 d. k/k/%void -0.5 一0.5

ー連m続運転期間一一一一 L…~…一 18 15

MA・FP含有率 % 2.1/0.04 0.1/0.0

*:上下ブランケットを含めた取出燃焼度

TRU組成:Np/Pu-238/239/240/241 12421 Am/Cm =0.51 2.6148.4/34.514.314.01 4.81 0.9 (wt%) =0.01 0.9152.5/37.8/5.0/3.51 0.31 0.0 (高除染ケース)

表 2.2-2 炉心特性評価用のTRU組成

i三N. 水炉水炉

水炉

高速炉水炉多量リサ多重リサ多重リサ

多量リサ基司匹代表極描司書考

高除接MAl MA2 FPl FP2

イヴIL- イクJレイヴJレ

イヴル (乾式) (;買式){簡素化

湿式)

同.-238 1.1 2.2 2.1 2.2 2.2 2.7 2.4 3.6 2.7 2.2 2.7 2.6 0.9

Pu-239 54.1 47.0 46.8 37.7 45.3 47.9 42.9 27.1 47.9 52.2 47.0 48.4 52.5

Pu-240 32.1 23.2 23.3 27.9 24.1 30.3 27.2 34.2 30.3 31.5 35.7 34.5 37.8

Pu-241 4.3 10.7 6.1 5.4 9.8 9.6 8.6 9.9 9.6 5.9 4.3 4.3 5.0

Pu-242 3.9 6.5 6.7 9.9 7.1 8.5 7.6 14.6 8.5 7.9 4.1 4.0 3.5

Np-237 0.5 5.6 6.4 4.6 5.2 。 5.6 0.6 。。 0.4 0.5 。Am-241 2.0 3.1 6.8 9.6 4.3 1.0 3.9 5.9 1.0 0.3 3.7 3.6 0.3

Am-242m 。。。。。。 0.1 0.3 。。 0.2 0.2 。Am-242 。。。。。。。。。。。。。Am-243 1.0 1.3 1.4 2.6 1.6 。 1.3 2.7 。。 1.0 1.0 。Cm-242 。。。。。。。。。。。。。Cm-243 。。。。。。。。。。。。。Cm-244 1.0 0.4 0.3 0.3 0.4 。 0.4 1.0 。。 0.7 0.7 。Cm-245 。。。 0.1 。。。 0.1 。。 0.2 0.2 。Pu/TRU 95.5 89.6 85.0 83.1 88.5 990 88.7 89.4 99.0 99.7 93.8 93.8 99.7

PuflTRU 58.4 57.7 52.9 43.1 55.1 57.5 51.5 37 57.5 58.1 51.3 52.7 57.5

MAlTRU 4.5 10.4 14.9 17.2 11.5 1.0 11.3 10.6 1.0 0.3 6.2 6.2 0.3

Pu/HM 31.0 31.0 38.7 31.0 30.9 32.9 32.0 31.2

内Jf/HM 18.0 18.0 16.0 18.0 18.0 18.0 18.0 18.0

TRU/HM 31.3 35.0 43.2 31.3 31.0 35.1 34.2 31.3

MA/HM 0.3 3.9 4.6 0.3 0.1 2.2 2.1 0.1

FP/HM 。。。。。。 0.5 1.1 1.3 0.04 。。

。。今''-


-安全性・取り扱い物質の特性(化学的活性度、毒性など)やプロセス条件(運転温度など)を踏まえた安全対策・ FBRサイクルの導入リスクが、社会にすでに存在するリスクに比べて十分小さい

原子炉・炉心損傷に至る恐れのある事象の発生を防止するとともに、その発生を仮定しても炉容器または格納施設内で収束

燃料サイクル・臨界安全、閉じ込め機能の確保

・経済性・将来の軽水炉に比肩する発電単価の達成・世界に通用するコスト麓争力の確保

より一層の物量削減海外調達、など

・環境負荷低語性・長寿命核種(TRUおよびLLFP)の燃焼または分離変換による地層処分への色荷軽温・運転・保守および廃止措置にともなう廃棄物の発生量低減

・貨車有効利用性・優れた中性子経済を活用し持続的に核燃料を生産

. TRU燃料の多重リサイクル-軽水炉TRUのリサイクル

・エネルギー源としての多横なこーズへの対応・水素製造、海水淡水化、熱供給、分散電源など

・核極散抵抗性・核物質防護および保障措置への負荷軽減(単体プルトニウムが純粋な状態で存在しないこと、など)・核不拡散性制度の運用の効率化(連隔保守・監視、自動化技術など)

下線はフェーズ1からの変更点

図 2.2・1 F B Rサイクルシステムの開発目標

FBRシス子ム(基幹置盟)

・発電単価 4.0円/kWh

(同時代の軽水炉並み)

・連続運転期間:13ヶ月以上

・建設工期: 目標値として、大型炉42ヶ月

中型モジュール炉36ヶ月

・増殖性能:低除染TRU燃料を前提l二、LLFP極変換多行う場合、増殖比1.0

且よι目標値として、増殖比1.2以上、

複利システム倍増時間30年以下

• TRU燃焼:低除染TRU燃料を前提lこ、

FBRマルチリサイクル及び長期間

軽水炉使用済燃料を視野に入れた

サイクルを考慮

• FP核変換:1. Tc

・放出放射能:現行軽水炉の申請書記載

値と同等以下

。安全性:受動安全機能、再臨界回避、

炉心損傷頻度10-6/炉年以下


蝿輯サイクルシステム

4・燃料サイクル費1.1円〆kWh以下

(燃料輸送費等を含む)

・稼働率; ‘ 200日/年

・建設工期 60ヶ月

4・ U.Puの回収率 99%以土(サイクル全体

として)

目標値として99.9%

・分離対象核種:1. Tc. Cs. Sr.M笠.Pd

・放出放射能:現行軽水炉燃料サイクル

施設の申請書記載値と

同等以下

・安全性:軽水炉燃料サイクルと同等

施設肉での敢射性物質の大規

模漏洩の発生頻度の目槙値と

して10-6/炉年以下(暫定)

図 2.2-2 F B Rサイクルシステムの主な設計要求

-29-


先進湿式法(NEXT)(簡素化溶媒抽出+晶析+TRU回収)

U

Am/Cm/FP

亡ゴの工程を削除

亡コの工程を付加

使来PUREX法

U/Pu混合転換

FPのDF:10"""103 FPのDF:.......107

低除染湿式再処理法のプ口セス概要図2.2-3

轡轡士会差型企t.=70

0空手塑-.2js:教務理

使用済撚料溶解液

~T 回収U

MOX製品

回収U

高レヘル廃液 Np+FP

(Tc)

回精製工寝なしでFPを十芳分の1程度

に除染可能(DF......105)

白 Npも除去可能(DF....，100)

園 FPを一千万分の1まで除去(OF-107)

高除染燃料により燃料製造技術への新たな負荷軽減

簡素化 PUREX再処理の概要

ハリ今、u

図 2.2-4

電気出力 1，356MWe

ド7.600 mm

燃料集合体 900体

制御棒 283本

JAERI -Conf 2005--009

燃料棒数 217本

Y字型

制御棒

燃料棒

燃料縛外径 13.7mm

燃料棒間隙 1.~mm

炉心全体概略図燃料集合体概略図

図 2.2・5 代表炉心概念の概要

2005 2010 2015 2020

燃料照射特性材料特性 lii|酬的椅性用デー高岡射畳特性評価

評価評価ウリブ庫労相互作用ー酎廟耗性評価

炉内照射燃料披車材&炉心材料の高連炉条件下開討陣臨

試験

開料棒由1丘露連軽水虫戸模慌照射出世・RIA位験

下評価コード

|燃料ふるまい解析コード改且削4集合休/炉心材料の長期耐久性評価ユド整備整備

高燃焼度高曲曲直轄料車合体先行開射目験

照射時料棒問射民腫 R凶鼠踏

..・・・・・・・ E ・a ・.... ...................，.... ..... -・ .. .... ..圃 a .... ..... .... .... .... .... .... ー... .... -・・ .. ..... ..... -・・ .. ー...

燃料集合体機燃料棒・燃料集合 I 燃ボ料ー要イノ素ゲ陶評東価力m鼠a級w | I

械的特性評価体機械特性評価

|クリーゴ醐試輯酎醐評価試験

燃料集合体総合棉料集合体落下!'it軸

健全性誌験モックアッゴ炉心陣流動情遣鼠鞍

-・ ..

.......ー・・ e・・・・・・ ..・・・・................冒'..... -・ .. .... -・・・ー -・・， .... -・ .. .... .... -・・ー..... ..... ..... ..... -・・ .. ..... .... 綱密炉心熱j斎検証デ一世 I~町民ハノドル限界出力開動特性評価取得

| 開流動基礎自験

熱流動設計 |限界出力~Hrt開発手法開発

の検証

................. .，.... .... ..・. .... -・... .... -・・・ -・・ー -ー .. .... -・・...... ..... ..... ..... ..... .... ".... 炉心損傷時影炉心損傷安全審査用

響緩和対策事象評価壁画酎R、碕串誼的安主日田悟桁拭眠

炉施設建設技術実~~炉回基本設計安全解析

詳細誼計建設運転設計・建設実mi，岨

20141:f正で/ご/，t{tfi若手盤整緩~庁芳子E図 2.2-6 実用化のための口ードマップ

-31 -

2025

....

....

....


1111111111111111111111111111111111111111111111111111111

2. 2 FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価

2. 2. 2 フェーズ H中間評価

InvestigationlEvaluation ofWater Cooled Fast Reactor in the Feasibility Study on Commercialized Fast

Reactor Cyc¥e Systems

-lntermediate Evaluation of Phase-lI Study -

小竹庄司、西川覚

Syoji KOTAKE andAkira NISHIKAWA

核燃料サイクル開発機構

Japan Nuclear Cyc¥e Development Institute

(1)はじめに

核燃料サイクル開発機構(JNC)は、電気事業者、電中研、原研の参画を得てオールジャパン体

制のもと、 rFBRサイクル実用化戦略調査研究jを実施している。 [2.2斗実用化戦略調査研究の経

緯とその開発目標を図 2.2・7に示す。

2001年度から 5カ年の計画で、フェーズHを実施中であるが、 3年目となる 2003年度を一つの

区切りとして中間評価を行った。

フェーズEでは、フェーズ Iで抽出した実用化候補概念についての設計研究を深めるとともに、

成立性のキーポイントとなる要素技術開発を実施している。これらの結果を基に FBRサイクル

としての総合的な評価を実施した上で、有望な実用化概念の明確化を図る。また、実用化に至る

までの研究開発計画を提示する。

本研究は、安全確保を大前提に、将来の軽水炉サイクルおよびその他の電源と比肩する経済性

を達成し得るよう、 FBRサイクルが本来有する長所を最大限に活用した実用化像を創出し、併

せて将来の多様なニーズに柔軟に対応できる開発計画を提示することにより、 FBRサイクルを

主要なエネルギー供給源として確立する技術体系を整備することを目的としている。研究を進め

るにあたり、エネルギー資源の需給動向や環境負荷低減への社会ニーズ等に視点を置き、「安全

性J、「経済性J、「資源有効利用性J、「環境負荷低減性J、「核拡散抵抗性j の5つの開発

目標を設定した。

本報告は水冷却炉を含む FBRシステム全般の検討状況ついて述べる。 [2.2-4]

(2) FBRシステムに関する技術的検討

実用化戦略調査研究フェーズEにおいて検討対象とした FBRシステムとして「ナトリウム冷却

高速炉Jr鉛ビスマス冷却高速炉Jrヘリウムガス冷却高速炉Jr水冷却炉」を対象とした。図 2.2-8

には各炉システム概念の特徴と採用した革新技術、開発目標への適合性の概要を示す。図 2.2・9

には各炉概念の主な研究開発課題を示す。

1) ナトリウム冷却高速炉

今ノ-、‘d


(i)検討対象の概念

ナトリウム冷却高速炉としては、アドバンスト・ループ型炉を代表概念に選定し、中型モジュ

ール炉 (75万 kWe、4モジュール)および大型炉 (150万 kWeツインプラント)について検討を

行っている。 [2.2-5] 炉心燃料としては、これまでに開発が進められてきた酸化物燃料と、我が国

では開発実績が乏しいものの高性能が期待できる金属燃料を対象とした。

これらの概念では、物量を削減するため、 2ループシステム、炉容器のコンパクト化、配管短

縮等の革新技術を採用した。大型炉では、これにスケールメリットの追求によるコスト削減効果

を加えて、建設単価は設計要求値の約 91%(設計要求値:20万円/kWe)を達成できる見込みであ

る。炉心性能については、経済性(燃焼度、連続運転期間等)、資源の有効利用性(増殖比等)、環

境負荷低減性(マイナーアクチニドの燃焼、長寿命核分裂生成物の核変換)、その他の設計要求に

対しても、表 2.2・3に示すとおり十分満足できる見通しである。 [2.2-6]加えて、金属燃料を採用す

ることにより、炉心性能に関わる設計要求への適合性をさらに高めることが可能である。

(ii)革新技術の導入

本研究で検討対象としたナトリウム冷却高速炉は、これまでの開発実績と最新の科学技術知見

を取り入れた革新的な概念であるが、これに加えてさらなる経済性の向上を目指し、 2ループシ

ステム、炉容器のコンパクト化、ポンプ組込型中間熱交換器(IHX) 、高クロム鋼の採用による

配管短縮等の革新技術を採用している。

(iii)技術的課題と技術的成立性

ナトリウム冷却高速炉の主な開発課題としては、経済性向上に関するものとして、炉容器をコ

ンパクトにしたことに伴うガス巻込み防止構造等に関する検討、ループ数の削減に伴う高速配管

内流動に関する検討等の課題が挙げられる。安全性に関するものとしては、炉心損傷時の再臨界

を回避できる集合体概念の試験研究等が挙げられる。燃料開発については、高燃焼度 ODS鋼燃

料ピン照射、低除染の TRU酸化物燃料ピン照射、 ODS鋼燃料ピンと FMS鋼ラッパ管を用いた燃

料バンドル照射等が必要である。さらに運転信頼性向上の観点から、高信頼性蒸気発生器 (SG)、

保守補修技術、維持基準の開発等、ナトリウムの特性に起因する課題がある。

こめようにナトリウム冷却高速炉の技術課題は、実用化に向けた性能向上、経済性向上に係る

ものであり、基本的な概念成立性に関わる課題は存在しない。開発期間としては、 2015年頃ま

でに枢要課題の要素技術開発を終了し、プラント建設に必要な技術体系の整備が可能となる見通

しであり、比較的早期の実用化が可能と考えられる。

2)鉛ビスマス冷却高速炉


鉛ビスマス冷却高速炉は冷却材重量が過大となり、耐震性の観点から 150万kWe程度の大型炉

の成立性が見通せないため、中型モジュールタンク型炉を選定した。主冷却系の循環方式につい

ては、鉛ビスマスが自然循環炉に適した特性を持つことから、自然循環炉の可能性も追求したが、

耐震性、経済性、炉心性能及び保守・補修性の観点で優れる強制循環炉を鉛ビスマス冷却炉の代

表概念として選定した。 [2.2-7] 強制循環炉 (71万 kWe-4モジュール)の概念構築においては、鉛

ビスマスの優れた核的特性を活用し、防食技術の見通せる範囲内で炉心性能を追求した。加えて、

句、“吋

3


保守・補修性に配慮しコンパクトで合理的に配置された炉心、炉内機器により、耐震性の見通せ

る範囲内でスケール効果の追求・経済性向上を指向した。炉心燃料としては、酸化物燃料では被

覆管腐食制限等から炉心性能を十分引き出すことができないため、開発に長期を要するものの炉

心性能向上が期待できる窒化物燃料と組み合わせた設計を検討の代表概念とした。

その結果、建設単価は約 107%(設計要求値:20万円/kWe) を達成できる見込みである。燃焼

度、連続運転期間等、その他の設計要求に対しても、表 2.2-3に示すとおり設計要求値を満足で

きる見通しであり、特に全体平均の燃焼度では 143GWd/t(経済性重視型炉心)と最も優れた性能

を達成している。ただし、フェーズII後半では、材料腐食試験の成果を反映し、炉心設計時に設

定した腐食制限条件(温度、腐食代等)を見直す予定である。現状の見通しでは、特に腐食代が

より厳しくなる見通しであり、炉心性能が低下する確度が高いことに留意する必要がある。


鉛ビスマス冷却高速炉は、それ自体が我が国では開発経験のない冷却材と燃料を組み合わせた

検討途上の革新概念である。設計検討においては、化学的活性度が低く、中間冷却系が必要でな

い冷却材の特長を活かして、格納容器のコンパクト化を図ったタンク型を採用した。また、冷却

材重量が大きいため、 3次元免震技術を採用することにより、プラント概念成立を目指してい

る。


鉛ビスマス冷却高速炉の技術課題としては、基本的な概念成立性を左右する課題として、防食

技術、保守補修技術、 3次元免震および鉛ビスマス環境下での燃料破損限界、破損後挙動の解明、

再臨界回避技術が挙げられる。この他の主な課題としては、炉心性能向上の観点から採用した窒

化物燃料の開発、燃料安全に関わる試験研究、重金属炉用蒸気発生器、大容量ポンプの開発、受

動安全性確保のための自己作動型炉停止機構(SASS)の開発が挙げられる。

このように基礎的な段階の技術課題が多く、実用化に向けた技術基盤整備には、まず実験炉を

設計、建設し、実炉体系での防食技術の実在、燃料バンドルの照射実績の蓄積、運転実績の蓄積、

冷却系機器および保守補修技術の実証が必要と考えられる。したがって、実用化までの開発期間

としては、 30年以上の長期を要すると考えられる。

3)ヘリウムガス冷却高速炉


ヘリウムガス冷却高速炉としては、大型炉(約 110万 kWeツインプラント)について検討を進

めている。炉心燃料に関しては、被覆管型燃料や被覆粒子型燃料に加え、その他の新型燃料形態

についても検討を進めている。 [2.2.8] 中間評価においては、フェーズE前半の検討の範囲で最も

検討が進んでいる被覆粒子燃料・冷却材横流れ集合体型を代表概念とする。なお、酸化物燃料で

は十分な性能が引き出せないことから、開発期間は長期になるものの窒化物燃料を検討対象とし

た。

本概念では、経済性向上のため電気出力を約 110万 kWeと大きくするとともに、コンパクトな

銅製原子炉容器を採用し、原子炉出口温度を 8500

Cと高温にして、ガスタービン 4基(発電機モ

A斗句、J


ジュール方式)を直接駆動することにより、高いプラント熱効率が可能なシステムを指向してい

る。これにより建設単価は設計要求値の約 lIO%(設計要求値:20万円/kWe) となる見通しであ

る。ただし、課題は増えるものの、更なるスケールメリットの追求による経済性向上が可能な見

通しである。燃焼度、連続運転期間等、その他の設計要求に対しては、表 2.2・3に示すとおりで

ある。


ヘリウムガス冷却高速炉は、高温化による熱効率の向上、水素製造技術への適用性を考慮した

多目的利用の魅力を追求できる革新的な概念であり、この魅力を追求するため、被覆粒子窒化物

燃料や新型の燃料集合体概念等の革新的な技術を採用している。


ヘリウムガス冷却高速炉の技術課題としては、基本的な概念成立性を左右する課題として、被

覆粒子窒化物燃料の製造、再処理、炭化珪素 (SiC)製燃料集合体の製作性、構造健全性、照射特

性等や、 3次元免震、耐高温材料等の技術開発が挙げられる。この他の主な課題としては、経済

性向上のための単軸縦型ガスタービンの開発、安全性確保のための燃料破損限界および破損後挙

動の解明、 SASS(高温感知合金の開発を含む)およびコアキャッチャの開発が挙げられる。

このように概念成立性を左右する基礎的な段階の技術課題が多く、我が国単独での開発を想定

すれば、鉛ビスマス炉と同程度の長期の開発期間を要すると考えられる。一方、仏国で計画され

ている実験炉計画が実現すれば、国際的な役割分担の下、合理的な開発も期待できる。

4)水冷却炉


水冷却炉としては、フェーズ Iでは PWR型高速炉、 BWR型高速炉(2.2-9]および超臨界圧水冷却

高速炉 (SCFBR) (2.2-10]を検討対象候補とした。フェーズ、Eでは、 PWR型高速炉は重水を利用す

るため設備費が高くなること、また、 SCFBRは材料開発等の基礎・基盤的研究開発が必要であ

ること等から、水炉の評価対象としては BWR型高速炉を選択した。

BWR型高速炉 (1356MWe) は、これまで、の豊富な運転実績と経験を有する軽水炉のプラント

システムを基礎とし、炉心を欄密化することで炉心燃料体積比を大きくして高速炉心を成立させ

ようとする概念である。このため、プラント建設単価は次世代の軽水炉と同程度(20万円/kWe)と

なる見通しである。一方、増殖比は1.03程度であること、出口温度が低く熱効率が35%程度であ

ること、炉心燃料インベントリが多く燃料サイクルを循環する燃料量が多くなること、 MA燃焼

や LLFP核変換に限界があること等、他の高速炉概念に比べて性能に限界がある。設計要求値に

対する各値は、表 2.2・3に示すとおりである。


水冷却炉は、これまでの軽水炉での豊富なプラント技術、特に ABWRのプラントシステム技

術を適用できる特徴がある。

炉心概念としては、上下軸ブランケットを両端に、中心に内部ブランケットを挟んで炉心燃料部

を上下に配置した軸非均質炉心構成としており、低除染 TRU多重リサイクル燃料で増殖比1.03

F3 、、d


を達成した。


水冷却炉の技術課題としては、高速中'性子と水環境に適合する被覆管材料に関する研究開発、

炉心損傷時の再臨界回避と事故影響緩和対策、調密炉心の熱水力特性に関する研究開発(調密格

子炉心の除熱性能)等の技術課題がある。

このように、水冷却炉は豊富な運転実績と経験を有する軽水炉のフラントシステムを活用する

ことができる一方、炉心燃焼度が低いこと、増殖比が小さいこと、炉心に装荷するプルトニウム

インベントリも多いこと等、高速炉としての性能に限界がある。しかし、開発課題が明確であり、

高速中性子・水環境下での被覆管開発と炉心損傷時の影響緩和対策等について今後さらに開発計

画を検討し、その解決見通しを明確にしていく。

フェーズEにおける炉システムの技術総括を表 2.2-4に示す。

(3 )まとめ

ナトリウム冷却炉は、開発目標への適合性が高く、また、技術成立性を見通すための課題が明

確化されており、高い確度でその実現性を見通せる。また、金属燃料炉心を採用することにより、

更に高い炉心性能を引き出せるポテンシャルを有する。ナトリウム冷却炉固有の課題(軽水炉並

みの運転・保守・補修性、ナトリウム漏洩・水反応対策)を克服するための諸課題を解決できる

見通しを得ることが重要である。

鉛ビスマス冷却高速炉は、窒化物燃料炉心を採用することにより、ナトリウム冷却炉一金属燃

料炉心と同様、高い開発目標適合性を達成できるポテンシャルを有する。高温・高流速環境下で

の耐食性(耐食材料、防食技術等の開発が必要)確保という技術的な壁を克服できる見通しを得

るための基礎研究が必要である。炉心損傷時の再臨界回避の設計要求を満たすためには、鉛ビス

マス中での窒化物燃料の炉心損傷事象推移が把握できる必要があるが、当該知見はほとんどなく、

燃料破損挙動等に関する基礎研究が必要である。今後とも材料開発等におけるプレークスルーに

期待し、 GEN-Nや大学等で実施されている研究成果に注視する。

ヘリウムガス冷却高速炉は、安全性確保と高速炉としての高い性能の両立を目指す設計の工夫

を行ったが、開発目標への適合性はナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉にやや劣る。しかし、

他の炉型を超える高温熱源としての多目的利用のポテンシャルがあるとともに、ガスタービン発

電と組み合わせ経済性を向上させる概念を構築可能な見通しである。燃料被覆材料、集合体材料

及び構造、窒化物燃料の再処理・製造方法などの基礎的な研究開発(照射試験、破損試験、溶解

試験など)から着手する必要があり、現時点では、実用化見通しが得られていない。なお、仏米

等国際的にも関心度の高い概念であり、 CEAとの共同研究等によって効率的な開発が行える可

能性がある。

水冷却炉は、低増殖であること、炉心燃料インベントリが多く燃料サイクルを循環する燃料量

が多くなること等他の高速炉概念に比べて性能に限界がある。一方で、軽水炉の運転経験から冷

却材の取扱性という観点で優れるとともに、技術課題が明確にされており、水炉の位置付けを判

断するため、水冷却炉の技術実現性(被覆管、炉心損傷事故対応等)と実用化までに要する期間

LU

、3


の見極めが重要である。

以上に各炉のこれまでの成果と今後の展開をまとめた。

実用化戦略調査研究フェーズE全体のこれまでの成果と今後の展開を図 2.2-10に示す。

参考文献

2.2・3. K.AIZAWA，“R&D for Fast Reactor Fuel Cycle Technologies in JNC"， Global 200 1， Paris，

France (2001).

2.2-4. Y.SAGAYAMλ， et al.，“Overall Plan and Progress Situation of “The Feasibility Study on

Commercialized FR Cycle System"ヘGlobal2003， New Orleans (2003).

2.2・5. M.lCHIMIYA， et al.，“A Promising Sodium-Cooled Fast Reactor Concept and its R&D Plan"，

Global 2003， New Orleans (2003).

， 2.2-6. T. MIZUNO，“Advanced Fast Reactor Fuel Concepts and their R&D Plan"， Global 2003， New

Orleans (2003).

2.2・7. Y.ENUMA， et al.，“Conceptual Design of a Medium Scale Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor"，

GENES4/ ANP2003， No.1085， Kyoto， Japan (2003).

2.2-8. M.KONOMURA， et al.，“A Promising Gas-Cooled Fast Reactor Concept and its R&D Plan"，

Global 2003， New Orleans (2003).

2.2・9. T.OKUBO， et al.，“Design Study on Reduced-Moderation Water Reactor(RMWR) Core for

Plutonium Multiple Recycling"，GENES4/ ANP2003， No.1145， Kyoto， Japan (2003).

2.2・10. Y.OKA， et al.，“Overview of Design Studies of High Temperature Reactor Cooled by

Supercritical Light Water at the University of Tokyo"， GENES4/ANP2003， No.1168， Kyoto，

Japan (2003).

守-今

3

，JAERI -Conf 2005 009

【現行「原子力長官十』で認知](2000年11月24日)

圃「呈羽並盤監盟査監査i等手引王争続王争推進する。

実用化戦略調査研究の開始固国は臨時チェッ2Z~~Jレ丘二Lうさを行う。・サイクル機構、電気事業者、電中研等が一休となり、オールジャパン体制

1999年7月より、 FBRサイクルの突用化戦略翻査研究を開始。

圏

(大洗工学セン世ーに推進部隊を設置)

閤豆2企聞発目標の設定

闘噛広い選択肢(冷却材止鍛斜形態)の

組舎せの検討

炉システム .約40概念

再処理システム・約10概念

燃料製造システム目約10概念

時圏各候補概念の設計研究やキーポイントとなる要

素試験等を実施し、中間的な取りまとめを行う。

悪夢複数の候補概念の明確化

@研究開発計画の策定

園田によるチェックアンドレビューを受けるo

究:，Hê~i-;~.売手元のあるF自民ザィ力行

図 2ユー7 実用化戦略調査研究の経緯とその開発回標

各冷却材の原子炉シス予ムのプラント概念を構築⑧革新技術の導入重量開発目標適合性の追求 @技術的成立性の検討

ナトリウム冷却炉開発目糠への適合性が高〈、

豊富な関鎚謀総のある炉型

鉛ビスマス冷却炉化学的活性度が低〈、中間冷

却系を必箆としない炉型

ヘリウムガス冷却炉高温化による熱効率向上、多

目的利問の魅力を有する機念

車車塑堕軽水炉の豊富なプラント枝衡

を治闘するζとのできる概念

φABWRプラントシステムφ高出口温度(850

0C)φ$1ンク型

@革新技術による設計合理化

-高クロム銅・ループ数削減(2ループ化)

.ポンプ組込型IHXφ柔軟に対応可能な炉心性能

-資源型、経済型炉心

-金属燃料による性能向上

φナトリウム固有の課題を克服

できる見通しを得ることが重要

・格納容器のコン1¥ク卜化φ窒化物燃料の採用

-優れた炉心性能

争中型モジュール

-大型では耐震性不成立

・設備共用、量産効果φ材料腐食、窒化物燃料開発

などの基礎的開発課題ありφ3次元免震が必須

-熱効率向上

・多目的利用(水素製造等)

φ直接ガスヲービン発電

。耐熱性に優れる炉心燃料.TiN被覆・窒化物燃料

φ室化物燃料・材料等の基礎

自{Jな開発課題あり

令3次元免Jよが必須

-既存のプラン卜技術を適用司

令高調密格子炉心により高速炉

心を達成可能で、あるが、{也槻

念に比べ炉心性能に限界あり

φ被覆管材料開発、炉心損傷緩

和対策の見通しを得るととが

重要

5

同 2.2-8 フェーズEにおける炉システムの設計研究の成果

-38


圏各冷却材の原子炉システムの研究開発課題の摘出

件 Jウム冷ヘリウムガス冷却炉

ir 水冷却炉経済性向上のための革新技術技術的成立性の確認技術的成立性の確認技術的成立性の確認. i!i膨張/高強~材(高Cr銅)採用 {固有の課題含む) [悶有の隣組合む} -燃料被覆管材料1::よる21レフ化・防食技術(被謹管、構造材) -被覆粒子窒化物燃料 -炉心損傷時の影響緩和対策

-高燃焼度用被覆管(OD8銅) 11.3次元免震 (製造及び再処理技術)

-ポンプ組込型中間熱交換器・保守・補修技術(腐食性考慮) -耐高温燃料集合体 l…上…発-燃料安全(窒化物燃料) .3次元免震

-高欄密格子炉心ナトリウム固有の課題克服

-炉心損傷時の影響緩和対策 -燃料安全(窒化物燃料)(熱流動、機械的成立性)

-ナトリウム v反応対策高信頼性蒸 -耐高温材料/断熱材料気発生器(二重管8G、等)

経済性向上のための技術開発 -炉心損傷時の影響緩和対策

-保守・補修技術-蒸気発生器

-大容量ポンプ 11 経済性向上のための技術開発

-単軸縦型ガスヲーピン

鑑盤盤呈盤盤

ポンプ組込型中間熱変換器

図 2.2-9 フェーズEにおける炉システムの研究開発課題

重量実用化戦略調査研究フェーズ II(2000年度......2003年度)は、次の事項を計

画どおり実施した。

圏フェーズ Iで抽出したFBRシステムおよび燃料サイクルシステムの候補概念について、革新的技術を取り入れ、それぞれの魅力を最大限に引き出すとの観点から設計研究を進めた。

圏革新的技術の開発に努めるとともに、主要技術の成立性見通しおよび候補概念の明確化に必要な定量的データ取得のための要素技術開発を実施している。

審研究の目的に対してフェーズEの現時点での中間的なとりまとめを実施。

O 盤数の実用化候補技術の明確化(見通し)

O フェーズE以降の研究開発計画i寒)(f)重重

審今後は、国等による評価をいただく予定。 (2004年度早々に評価を受ける。)

その評価を受け、適宜研究開発計画の見直しを行い、 2005年度の最終とり

まとめに向けて研究を推進する。

重量次期「原子力長期計画J策定等に向けて、積極的な情報の発信を行う。

図 2.2-10 実用化戦略調査研究フェーズEのこれまでの成果と今後の展開

3りー

JAERI --Conf 2005 009

表 2.2-3 各炉システムの設計要求達成度の評価結果

ナトリウム炉/中型1/J-~ 1750刷，1-大型(1.500刷e)

MQX 金属

設計要求置;原聖軽ヨ守型

~を燃習J 焼置置源の型基つ¥'骨

iiififj f闘の基 fJ判官〕高足しつつの{正耳を高足しつ殖性駐在追した炉，L' 殖性能を追求

た炉心た炉心

間炉心平均 1150GWdノt以上l148GWd/，1大)- 145GWd/tl中)-

153GWd/t 152GWd/t 150GWd/tl中1 149GWd/tじた)

焼55GWd/tl中)- 101 GWd/，1中)-

直全体平均 160GWd/1以上l63GWd/'(大) 110GWd/t(大)

72GWd/t 131GWd/t

連結亜転期間 118ヶ月以上l 18ヶ月 26ヶ月 20ヶ月 22ヶ月

経

開幌反応贋3.2%，'，ドドk'(大)- 2.4% t.k/kk'(大)-

2.2唱fIk/kk' 1.5九flk/kk'3.7%，'，kl凶(中) 2.9気，'，k/kk'(中)

炉i車曲率 193‘以よ) 93%程度 9師程度 93も程度 96句程度

IL、出口温庄 550

0C 550

0C 505'C 5500C

毎熱効率/所内白荷宰 42% 1 4% 42% 1 4% 40'込15% 42% 1 4%

増殖lt11.0-1. 1程度l 1.151中)-1.16(大) 1.04(中、大) 1.16 1.04

権利γλj!倍増時間 46年 39年

資初苦荷t炉心に必甚となる 4.4，/GWe(大)- 5.9，/GWe(大)-

4.Ot/GWe 4.8t/GWe 極分割性拘置E 4.7t1GWe(中) 6.OtIGWel中)

環 MA燃焼。市。本。牟。*

F P枝聖換核変換可能仲核車検可能柿

炉建設単価 120万円IkWe以下l 相対値 90%(大)-93%(中)

'L:、経睦股工期〔;2ヶ月比型:J 36ヶ月 l中1-46ヶ月(大l6守月 l中型l

よらわ受動安全性¥'-l導入自知循環崩壇艶陪去+S~SS[炉外・炉問鼠殴興施中l

ず安

再臨拝聞選対質再臨界因遺憾料銭合体(炉外・炉内院段実催中)共

通

宇高直!P1.1A均質リサイクル平街期組成刷A含有宰lwt%程度)， l附憧用，斉燃料組成刷A吉有草画大4w'省程度lのいずれに

も対応可能市牟自己生'"分のllFP{1.129と1"c-99)(J)抜聖換は可能性あり

...水冷却炉の増殖比1志向揺存比を書記

出下配の蝕値1;1:現時晶での慌時推定健

P17窒b1』化0BMlW物炉el

11 窒H12化e炉4 刷物el 11.水3M5O炉6X MWel

[弘法FL4、tJ:l

119 GWd!t 157 GWd/， (資)-

88 GWd/t 159GWdノtl経)

58 GWd/tl貴)- 105 GWd/t 1資)-

80印刷It(経) 143GWd/t(経)45 GWd/'

20ヶ月(資)-18ヶ月 18ヶ月

19ヶ月(経)

0.8 fI k/kk 0.9% fI k/kk ' (資)-

1.1 % fI k/kk 0.7%lIk/kk'(経)

93%程度 93%程度 93句程度

8500C 4450C 287'C

47% / 3% 38% / 3、 35略/3も

117(資)-1.031経) 1.151資)-¥，041経〉 ¥.03ヰ宇ヰ

73年(資) 48年(資) 200年以上

9.6t/GW自

5.8t1GWe(資)-l1t/GWe程度

5.6t/口Wel経)

。本。ホ。牢 LWR憧用班酷料組成に

ついては未許価

核変換可能仲核変換可能仲

未検討(増殖性能との両立可能)

相対値 111.5% 棺対値 107同 ;x世代経水炉と同等

37ヶ月46ヶ月

(1t;/l-'"分l次世代軽水Fと伺等

自問ぇ穏高曹温司崩E噛~S馳M除5 圭，+ 自鰐循環胸場熱隙去+S~SS 散不が要大l開吉R〈とA同h棚憶侍に可時能定]

hゴ型鍛合体とコア検討不可(安薗全性革砲デー強肘中

キャッチャの股櫨タの醤が必要)

経軽清性質貰調有効利用調環境白荷低減安安全性{大)大型Na炉、(中)中~Na炉、(買)貰潤型炉心(桂)桂済型炉心

表 2.2-4 フェーズEにおける炉システムの技術総括

ナトリウム鉛ビスマスへリウムガス水冷却炉

冷却炉冷却炉冷却炉

開発目標に対する適経済性、炉心性能に関経済性、炉心性能に関高速炉としての炉心合性が最も高く、豊するポテンシャルを有するポテンシャルを有性能に限界が有るが、

評価富な開発実績から技する。するとともに、高温化軽水炉の豊富なプラ術実現性が見通せる。による熱効率向上、多ン卜技術を活用でき

技術総括目的利用の魅力あり。る。

ユーザにとって使い材料腐食評価、耐腐燃料被覆材、高温構品速中性子・水冷却勝手の良いシステム食材料開発等、概念造材の開発等、概念環境下での被覆管材

課題とするための検査・成立性に係わる技術成立性に係わる技術料開発等が必要。補修技術、新型SG等課題がある。諜題がある。

の技術開発が必要。

-概念検討と革新的四材料腐食試験を継 -炉心燃料偲念の技技術的成立牲に関わ技術に関する研究開続し、その結果を反術的成立性、課題等る研究開発成果を取発を進めるとともに、映した材料腐食評価の検討を深め、有望り込んだ評価を行う

フェーズE後半の検査・補修技術、 SG 式に基づく経済性やな炉心概念の明確化とともに、水冷却炉等の課題解決に向け炉心性能の評価を実を進める。の果たし得る役割、

進め方た検討を進める。施する。 'Gen-N等を活用して位置付け等に関する

'Gen-N等を活用して 'Gen-N等を活用して効率的に進める。検討を進めるo

効率的に進める。効率的に進める。 -仏CEAとの連携が期

待-大さ学れ等ると。の連携が期侍される。

-開発目標への適用性 -開発目標に適合する可能性を有しているが、概上記の課題解決の見が高く、技術的成立性念の成立性を左右する基礎的課題があることか通しを得た上で、位置

中間報告でのまとめを見通すための課題ら、これらの課題解決の見通しを得た上で、今後付けも含め、今後の進

が明確化されている。の進め方を検討する。め方を検討するo

-40ー


Q生A FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価

(原研:大久保努、サイクル機構:小竹庄司)

[c) (水冷却炉について)炉心の半径が 3. 6mとなると RPV内径が9mくらいになる。既存の

インフラを活用して軽水炉の実績・経験を生かすのであれば7m前後にしたほうが受け入れられ

やすいと思われる。

[A] 8. 9mくらいと予想している。日本で、アルセeンチンの重水炉向けの内径 8m台の容器を

作った実績がある。この 9m程度のサイズであればちょっとしたステップアップで可能ではない

かと考えている。

A『

四川川四四

nu

川川川川

QU

剛山山間

A『

川川

m川川

nu

山川山川

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川川川川氏d

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nυ

剛山町山

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山川

m川川，J


2. 3 燃料サイクル長期展望と低減速軽水炉の導入シナリオ

Long-tenn Perspective of Japan's Nuclear Fuel Cycle and Scenarios for Deploying RMWRs

佐藤治、立松研二、大滝清

Osamu Sato， Kenji Tatematsu and Kiyoshi Ootaki



2. 3. 1 はじめに

我が国の原子力開発利用においては、当面、六ヶ所再処理工場の操業と現行軽水炉におけるプ

ルトニウム利用(プルサーマル)を開始することが最優先課題であるが、より長期的な視野から

みると、再処理費の大幅な低減等により燃料サイクルの経済性を改善すること、また、高い増殖

比の可能なナトリウム冷却高速増殖炉(以下 FBR)の実用化の展望が不透明になる中で、プルト

ニウムの多重リサイクルと増殖の技術を実用化し、使用済み MOX燃料貯蔵量とウラン資源消費

量の際限ない増大に歯止めをかけて原子力発電利用の持続性を確保することが必要である。

ここでは、我が国の燃料サイクルの長期展望の下で、フルトニウム増殖の可能な低減速軽水炉

(RMWR)がいかなる役割を果たし得るかについて検討した。併せて、 RMWRを導入した場合

に原子力発電システム全体のコストがどの程度増加するかについても検討した。

2. 3. 2 燃料サイクルの長期シナリオ

発電炉・燃料サイクルの長期シナリオとして、表 2.3.1に示す4ケースを検討した。なお、原

子力発電の総設備規模として 2020年に 70GWe、2030年に 75GWe、2050年以降は 80GWeで一定

と想定した。 RMWRとしては炉心部 (MOX部+内部ブランケット)の燃焼度 45GWd/t、転換比

1.06の設計の特性データを用いた。これらの前提条件は RMWRの導入効果と燃料リサイクル条

件の影響に関する検討報告書[2.3-1]に詳細にまとめられている。

4ケースのシナリオのうち、 AとBはプルサーマルのみでフルトニウム利用を行うケースであ

る。 Aでは六ヶ所再処理工場のみの下でプルサーマルを実施する場合、 Bでは2030年に第 2再処

理工場を建設、さらにその後も再処理工場を建設して使用済み U02燃料を全量再処理し、フル

MOX炉で回収プルトニウムを利用する場合である。 CとDはRMWRを導入するケースであり、

Cでは 2030年に、また Dでは 2046年(六ヶ所工場閉鎖後)に第 2再処理工場が操業開始するこ

とを想定している。

各ケースにおける原子力発電設備の炉型構成、再処理量、及び使用済み燃料貯蔵量を図 2.3_1

~図 2.3.4に示した。また、各ケースにおける天然ウラン累積消費量を図 2.3.5に示した。これら

の図の比較から得られる所見を以下にまとめる。

①想定した原子力発電設備規模の下では、 (六ヶ所再処理工場の処理能力を上回る使用済み燃料

が毎年発生するので)2050年以前でも使用済み燃料貯蔵量は漸増するが、ケース Aのように第

今ノ旬

A『


2再処理工場を建設しない場合には使用済み燃料の貯蔵量は 2050年以降急増し、 2075年には

7万トン程度の規模になる。

②ケース Bのように使用済み U02燃料を全量再処理し、回収プルトニウムをフルMOX炉で利用

する場合には、使用済み MOX燃料の貯蔵量が増大していく。このケースのように使用済み

MOX燃料の再処理を一切行わないと仮定した場合には、 2100年時点の貯蔵量は約 12000トン

に達する。(使用済み MOX燃料を 1回だけ再処理すると仮定した場合には貯蔵量は半分以下

の水準に抑制できるが、時間とともに際限なく増大していく点は同じである。)

③RMWRの転換比は約1.06であり、本検討の条件下では燃料サイクル工程でのロス分 (Pu・241

の崩壊によるロスを含む)を除いた正味の転換比が1.0を超えるので、プルトニウム増殖シス

テムの構築が可能である。したがって、ケース Cと Dの結果に見るように RMWRは 2200年

前後には濃縮ウラン軽水炉を完全に置換することができる。また、当然のことながらプルトニ

ウムの多重リサイクルを行うので、使用済み MOX燃料貯蔵量はフルトニウム需要に応じた必

要在庫程度の水準にまで抑制される。

④RMWRは、上記のように濃縮ウラン軽水炉を完全に置換することにより、ウラン資源消費量

の際限ない増大に歯止めをかけることができる。ウラン資源の究極消費量はケース Cで約 160

万トン、ケース Dでは約 177万トンである。ケース Dでは第 2再処理工場を六ヶ所再処理工場

閉鎖後に建設し、 RMWRの本格利用開始が遅れるので、ケース Cに比べて所要量が 1割ほど

大きくなっている。

なお、図 2.3.5に点線で示すように、もし増殖比1.2程度の FBRが2050年頃から本格導入でき

れば、濃縮ウラン軽水炉を2100年過ぎに完全に置換し、ウラン資源の究極消費量を 120万トン程

度の低い水準に留めることができる。

しかしながら、技術的信頼性と経済性を備えた FBRが実現できる目途は未だたっておらず、

原子力発電を基幹電源として長期にわたって持続的に利用するためには、 FBR実用化のリスク

に対するパックアッフ戦略がどうしても必要である。 RMWRはウラン資源消費量を FBRほどの

低水準に抑制することはできないが、既存の軽水炉技術を活用できるので実用化に際してのハー

ドルは低く、上記パックアップ戦略のための有望な技術選択肢であると考えられる。

2. 3. 3 低減速軽水炉の導入コスト

今後の約半世紀問、計画どおりにプルサーマルを実施する場合(ケース A) と、第 2再処理を

2030年から操業開始し、部分 MOX炉によるプルトニウム利用を止めて RMWRを導入する場合

(ケース B) とについて、原子力発電システムのコストを試算した。燃料サイクル諸量とコスト

の定量的検討に必要な前提条件のうち主要なものを表 2.3.2にまとめた。これらのコストデータ

は主にプルトニウム利用の経済性に関する検討[2.3-2)の中で調査したものである。また、ケース A

及びケース Bにおける原子力発電の炉型構成をそれぞれ図 2.3.6及び図 2.3.7に示した。

これらの両ケースの原子力発電システムコストは図 2.3.8に示すとおりである。ここで、投資

コストは割引率 3%1年の想定の下で技術耐周年数 60年にわたって年経費化した。この結果によ

れば、 RMWRの導入による原子力発電システムの追加コストは 2030年で年間 2800億円程度、

2040年で年間 3500億円程度(いずれも各年の前後 5年間の平均値)である。これをそれぞれの

、3A『

JAERIーConf2005 -009

時期の発電電力量で割ると 2030年頃で約 0.5円/kWh、2040年頃で約 0.6円/kWhである。

これらの追加費用は現時点の発電原価と比較して大きなものではないが、長期的にみた場合に

原子力発電の持続性を保証するための費用として十分に許容可能なものか否かについては、他の

競合電源、特に天然ガスを利用した将来発電技術等との比較も必要であると考えられる。

2. 3. 4 おわりに

今回の検討では RMWRの設計例の中で増殖比がやや高めで、燃焼度が低めのものを用いた。

一方、転換比は1.04とやや低めであるが、炉心部燃焼度が65GWd/t程度の経済性を重視した設計

も行われているので、今後は転換比がこれより低い場合の効果についても検討を行う必要がある。

また、一般に単一技術への依存は発電システムのリスクを高めるので、供給安定性にも配慮した

シナリオ、例えば FBRとRMWRが共存するようなシナリオも長期的な原子力利用戦略の中で大

きな意味を持ち得ると考えられる。こうしたシナリオの検討も今後の課題である。

参考文献

2.3・1 立松研二，佐藤治:“低減速軽水炉の導入効果と燃料リサイクル条件の影響

JAERI-Research 2004・024(2005).

2.3-2 立松研二，田中洋司佐藤治:“フルトニウムリサイクルの経済性に関する分析

JAERI-Research 2001・014(2001).

A『

A『


表 2.3.1 発電炉・燃料サイクルの長期シナリオ

炉型の構成

LWR LWR 低減速炉

ケース LWR (部分MOX) (フjレMOX) 第2再処理の

(U02) 0:廃炉までMOX 0:大間+追加導入 0:2020年に

導入開始

1:::.:2016年から 1:::.:大聞のみ導入開始

U02切り替え

A O O A なし

B O O O 2030年

E O A A O 2030年

F O A A O 2046年

1.各発電プラントの耐周年数は40年とする。

2.2020年以降の新設プラントの設備利用率は90%とする。

3. 2010年以降に新設のしWR(遭縮ウラン)としWR(フルMOX)は、 2020年以降の燃焼度を60GWdIトンとする。4 リード・ラゲタイム:燃料加工=2年(初装荷)、 1年(平衡)、再処理=2年

(増殖炉サイクルの炉外時間=3年)5.燃料加工=0.5%、再処理=0.5% (プルトニウムのリサイクルロス=1%)

表 2.3.2 原子力発電システムコスト計算のための主要な前提条件

(a)原子力発電プラントの特性

軽水炉部分 MOX炉全 MOX炉 RMWR

燃焼度 [GWd/t] 60 45 33 45

設備利用率[%] 90 83.3 86.7 90

耐周年数 60年

燃料装荷量15.6

14.2 (U02) 29.9 31.67 [t/GWel年] 7.1 (MOX)

建設費[万円 IkWe] 20

運転維持費平均年間費用を建設費の 5.3%とする

廃炉費用解体及び解体廃棄物処分費用を建設費の 20%とする

(b)核燃料サイクル工程単価

軽水炉全 MOX炉 I RBWR 単位

天黙ウフン 17.16 ドルIIbU30a

UF6転換 6 ト'JI.-/kg・U

;富縮 125 ドルIkg・SWU

カ日 ;軍縮ウフン燃料 8 万円 Ikg・U

工 MOX燃料 26 31 万円 Ikg'HM

使用済燃料輸送 2 万円 Ikg'HM

再濃縮ウラン燃料 35 万円 Ikg'U処理 MOX燃料 35 46 万円 Ikg'HM I

HLW処分 7600 万円 1;本

ウフンクレジット o ト'JI.-/kg'U

PUクレジット。円Ig'Puf

-45 -

90

80

70

60

50

40

30

20

10


-ケースA2.5

再処理量(干トン/年)

-LWR+プルサーマル計画2

一第2再処理:なし 1.5

0.5

炉型構成(GWe) 。2000 2025 2050

6ト使用済燃一一軽水炉

5r料貯蔵量MOX

LWR (万トン)(濃縮ウラン) 4

3

4〆

0 1975 2αm 2025 2050

0

2075 年 21∞ 2000 2025 2050

90

80

70

図 2.3.1 炉型構成と燃料サイクル諸量(ケース A)

-ケースB

ーフルMOX軽水炉を追加導入

一第2再処理:2030年操業開始

炉型構成(GWe)

LWR (濃縮ウラン)

2.5

再処理量(干トン/年)2

1.5

0.5

0

20∞ 2025 2050

6

5

4

使用済燃料貯蔵量(万トン)

2075 年 2100

dv

濃縮ウラン

2075 年 2100

2075 年 2100

60

50

40

30

20

10

3 軽水炉MOX

0 1975 2α)() 2025

2

濃縮ウラン。2050 2075 年 21∞ 2000 2025 2050 2075 年 2100

図 2.3.2 炉型構成と燃料サイクル諸量(ケース B)

-46一


再処理量(干トン/年)2.5

1.5

2

。目5

-ケースE一低減速炉導入


21∞ 年2075


2050 2025

0

2∞o

6

5

軽水炉MOX

e

もン-フ-

--t

ウ『

~縮叶

:圏直三

4

3

2

炉型構成(GWe)90

80

70

ω

関

40

30

20

--'-r-

2025

。ト

2000

10

。2100

年2075 2050

炉型構成と燃料サイクル諸量(ケース E)

22∞ 2150 年

図 2.3.3

21∞ 2α氾2αx)

再処理量(干トン/年)2.5

2

1.5

0.5

-ケースF-低減速炉導入


21∞

使用済燃料貯蔵量

(万トン)

年2075 2050 2025

0

2∞o

6

軽水炉MOX

;富縮ウラン

5

4

2

3

炉型構成(GWe)ω

ω 70

ω

30

20

切

40

0

2000

10

。2100

年

2075 2050

炉型構成と燃料サイクル諸量(ケース F)

守，A『

2025 22∞ 年 2150

図 2.3.4

21∞ 初回2αx)

n

u

n

u

n

u

n

U

F

O

n

U

内ζ

4

1

唱，

天然ウラン積算消費量

GWe 90 r一

80

70

60

50

40

30

20

10

0

2000


万トンU

50

V 伊μ 濃縮ウランLWRJ F:低減速炉導入

のみの場合ノグ/ 第2再処理2046年

ー唱=士ー

L--戸-一一ミ当..

V / B:プルサーマルを

に回'回'長期的に実施日'--

問~、て司::1;';; l....1li て九、、

b 広~ 回' E:低減速炉導入第2再処理2030年

同 . 崎、 -・・・・・・・・・・・・・・・・圃

~IIIIIIIII じ二注て

FBRを2050年から

導入した場合

M μ 戸

凶

0

20∞ 2200 2250 年2050 2100 2150

図 2.3.5 各ケースにおける天然ウランの累積消費量


(2012年から2047年フルMOX炉までの36年間運転)

2010 2020 2030 2040 2050

年

図 2.3.6 発電設備の炉型構成(ケース A)

-48 -


仙一n

unu

70


60

50

40

30

20 ~部分MOX炉

10

0

2000 2020 2040 2060 2080 2100

年

図 2.3.7 発電設備の炉型構成(ケース B)

3生監杢

2

ケースA

(注)

1.発電プラントの投資コストを技術的耐周年数(60年)で年経費化2.既存設備についてもモデル上の単価を使用しているため、両ケース

のコスト差のみが有意

0

2020 2030 2040 2050年

図 2.3.8 原子力発電システムの年間コスト

-49 -


Q全企燃料サイクル長期展望と低減速軽水炉の導入シナリオ(原研:佐藤治)

[Ql]増殖比1.04の低減速炉でシナリオを立てていると思うが、仮に第 1世代の低減速炉は増殖

ではなく転換比 0.8くらいのものが 40・50年入ったとしても、第2世代から増殖比1.04の炉にな

ればそれほど極端に計算結果は違わないと考えてよいか。

[A]そう思う。増殖比1.05とか1.06の炉でも 2200年くらいまでかけてやっと自立する。最初の

部分で技術的実現可能性とか経済性を重視したスペックにしても、長期的な戦略的意義はあまり

変わらない。

[Q2]使用済燃料の中間貯蔵量がキーポイントになるように思われる。これに制限値を設けたよう

なシミュレーション計算は考えられないか。

[A]モデル分析では中間貯蔵量を物理的に制約した検討はしていない。短期的には、いつまでに

どれだけ中間貯蔵の容量が確保できるかは現実的に重要な制約だと思われる。ただ長期的には、

中間貯蔵所が確保できるかどうかは、中間貯蔵であることを確証できるか、つまり永久貯蔵にな

らないという保障を国が与えられるかどうかが関係してくるのではないか。 2050年あるいはそれ

以降の長期的将来に関しては、中間貯蔵の規模の物理的制約が戦略に非常に重要な意味を持つと

はあまり考えていない。ただしこれは、他の見解がありうるかもしれない。もちろん 2010年とか

2015年の短期の貯蔵規模は非常に重要で、各サイトで確保するかまとめた中間貯蔵所を作るかは、

しばらくの聞は電力会社にとって重要な検討課題になると思う。

[Q3]最後のコストのところで、ケース A (軽水炉+Puサーマル)とケース B'(軽水炉+Puサー

マル+低減速炉)で年間 5000億円くらい違う。ケース Bでは第 2再処理工場を作るからそのく

らいの差があってもよいのだが、 5000億円の投資に見合う利益がないとやる意味がない。その利

益について経済的なコストに換算したものはないか。

[AJ リサイクルの利益というのは何かというのが、大きな社会的議論の種になると考えている。

そこの利益が良く見えないということが、リサイクルに対するハードルになっている。たとえば

5000億円だと kW時あたり 1円くらいのコストになる。長期的に見てこの 1円が高いのか安いの

か、長い目で見た場合にエネルギーセキュリティーのコストとして、社会がそれを支払うことを

正当化できるかどうかという観点からの議論になると思う。

nu 戸、“


HHHHHH4EE

川川山川只u

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A『

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J

2. 4 次世代炉開発へのメーカーの取組み

Next Generation Reactor Development Activity at Hitachi， Ltd.

山下淳一

JunichiYamashita

日立製作所

Hitachi， Ltd.

2. 4. 1 次世代炉開発戦略

(1)基本的考え方

我が国の原子力開発利用においては原子炉と燃料サイクルの整合性を持ちつつ、原子炉利用範

囲をいっそう拡大する革新的原子炉システムの開発が重要である。革新的原子炉システムは信頼

性確保を前提に、経済性・安全性に優れ、燃料サイクルを廻る状況変化に柔軟に対処し、発電、

水素製造、熱利用など様々な用途に適用できる必要がある。このように、革新的原子炉システム

には多様なニーズや多くの開発課題のあることを踏まえ、開発ステッフを 2段階に分け「次世代

炉システム」と「将来炉システムJを並行して開発し段階的に実用化するのが妥当であると考え

られる。

( 2 )中長期炉型戦略全体構想

大型炉から小型炉までを含む、原子炉とサイクルの基本システムとしての革新的原子炉システ

ムを、次世代炉システムと将来炉システムの 2つの開発ステップに分ける。次世代炉システムは、

信頼性を確保しつつ早期に実用化するシステムと位置付けられ、原子力の競争力強化と燃料

サイクルの多様なニーズへの対応が主要課題となる。そのために、次世代炉システムには多様な

選択肢の提供が求められる;例えば(l)Pu多重リサイクル、 (2)使用済燃料中間貯蔵、 (3)使用済燃

料の簡易再処理と fpu+FPJと fUJの分離保管、 (4)Puサーマル後の使用済燃料貯蔵、 (5)以上

の複数の組み合わせ、である。一方将来炉システムは、究極・理想のリサイクルシステムの実現

を目指才もので、世界的なエネルギーの需要急増への対応や放射性廃棄物変換などの課題がある。

これら基本システムを利用する応用システムとしては、発電システム、熱供給設備、水素製造

システム、海水淡水化設備、需要地近接等が考えられる。

( 3 )革新的原子炉システムの開発目標

次世代炉システムおよび将来炉システムの開発目標を、(1)資源有効利用、-(2)経済性、 (3)安全性、

.(4)環境負荷低減、 (5)核拡散抵抗性の観点からあげると、次世代炉システムでは(1)持続的エネルギ

ー供給の確保、 (2)サイクルを含め実現性の高い技術による競争力の確保、 (3)現行炉並みの安全性

(負のボイド係数等)、 (4)マイナーアクチニド (MA)蓄積量の低減、 (5)Pu単独での存在をなく

し、さらに PUを低除染化する、のようになる。

一方将来炉システムでは、(1)エネルギー需要急増への対応、 (2)新エネルギーを凌駕する経済性、

(3)過酷事故時に退避が不要であり、さらにテロ対策がなされる、 (4)MAと長寿命核分裂生成核種

，、，M

JAERI -Conf2005ー009

(LLFP) の分離転換、 (5)r炉+サイクル」のコロケーションシステム、があげられる。

革新的原子炉システムの開発目標の考え方としては、次世代炉システムでは経済性と柔軟性が

最重要で，他の目標は経済性を損なわない範囲で現行炉並み以上とする一方、将来炉システムは、

究極理想の原子力システムとして達成すべきレベルのものとする。

(4 )革新的原子炉システムの構成と相関

次世代炉システムは低減速炉/先進再処理による PU多重リサイクルを基本とし、燃料・制御

棒等の入替により、経済性・安全性などを確保しつつ、燃料サイクルを廻る多様なニーズに柔軟

に対応可能とする。具体的には、 MOX燃料を用いた調密格子配列の燃料と、 MOXまたは U02

燃料棒を比較的疎に配列した燃料を入替え、転換比 l程度の低減速炉心と転換比 0.6程度の高減

速炉心を変換するなどして、先に述べた、 PUリサイクル、 PUサーマル、中間貯蔵、分離保管な

どに柔軟に対応する。

次世代再処理技術は中長期にわたる原子力利用を支える基本技術であり、官・民の協力による

開発実用化が重要である。次世代炉に対する再処理技として、中期対応の次世代再処理技術は高

除染の "pure"な MOXを生産しペレットに加工、 MAや LLFP変換を含む長期対応の先進再処理

技術は、低除染の "dirty"な MOXを振動充填する技術が考えられる。

2. 4. 2 日立の次世代炉概念・技術開発

目立で検討中の次世代炉概念・技術開発例を、原子炉とサイクルに分けて紹介する。

・(1)原子炉

1) ABWR改良発展炉 (ABWR・11)

電気出力 1，700MWの大型炉。大容量化と簡素化により経済性を徹底追求する。大型 K格子炉

心や静的崩壊熱除去システムの採用により、炉心設計の柔軟性や炉停止余裕が向上し、過酷事故

(SA)時の格納容器過圧防護も強化される。これらを生かして、発電コストの低減に加え、高燃

焼度化、運転サイクル長期化、 MOX燃料利用など、燃料サイクルへ柔軟に対応

することができる。

2 )日立低減速炉 (RBWR)

原研の低減速炉と同様の概念。 BWRの特徴を活用し、調密六角燃料格子、高減速材ボイド率、

フォロアー付き制御棒の採用により水対燃料比を低減し、1.0の高転換率を達成する電気出力

1300MW級原子炉。エネルギーの長期安定供給と長寿命放射性廃棄物の有効利用に資することが

できる。

3) ABWR・900

ABWR (電気出力 1350MW級)の技術を基盤とし、出力を低減しても経済性が悪化しないよう

に、設備の徹底簡素化をはかった、電気出力約 960MWの中型 ABWRo 10X 10燃料の採用による

高出力密度化、静的・動的システムを組み合わせた安全系、コンパクトな機器配置などの特徴に

より ABWRと比べプラント建屋全容積を 66%と、出力規模相当にまで小型化している。

4) DMS-400

ABWR・900からさらにスケールダウンし、かつコストデメリットをおさえた、経済性・初期投

資コスト抑制に優れた、電気出力 400MW級の自然循環型 BWR。日本原子力発電(株)との協力

ヲム，、J


で開発している。短尺/自然循環炉心の採用、気水分離器削除、原子炉圧力容器 (RPY) と圧力

格納容器 (PCy)の小型化などにより、建屋容積を ABWRと比べ出力比並みの 32%にまで低減

している。

5)超臨界圧水冷却炉 SCPR

東京大学で検討を進めている、超臨界圧水を冷却材に用いた水冷却炉[2.4-1]。超臨界圧水の密度

が BWRの減速材ポイド率 60・65%に相当するため、低減速炉にも適している。高熱効率やシス

テム簡素化が可能である。さらに、この SCPRを間接サイクル型とするアイディア[2.4-2]を提案

し、間接サイクルの特徴を活用したタービン系などの設備合理化と、高温蒸気を活用した水素製

造などの熱利用の拡大も考えている。

( 2 )核燃料サイクル技術

1) FLUOREX法

低減速炉や FBRが軽水炉と共存する時代向けの再処理技術。フッ化物揮発法は Uを選択的に

気化し純度を高くできるが、 Puは純度良く取り出せない。そこで PUREX法を組み合わせ高純度

(高除染)の U/Puを分離する。ペレット型燃料製造に対応した早期導入可能な技術である

2)改良フッ化物揮発法

低減速炉や FBRの燃料のみでのサイクルに向けた長期対応の再処理技術。フッ化物揮発法によ

り得られる純度の高くない(低除染)PUは長期的にはむしろ好都合となる。ほぽ球形の粉末形状

のU02/Pu02が得られ、振動充填が可能となる。

参考文献

2-4・LY Oka and S_ Koshizuka : "Design Concept of Once-ThroughCycle Supercritical-Pressure Light

Water Cooled Reactors"， SCR・2000，Nov_ 6・8，2000， Tokyo (2000)_

2-4・2_木藤和明，西田浩二，松浦正義，志賀重範"超臨界圧水冷却炉の実用化に関する技術開発:

間接サイクル型プラント概念"日本原子力学会 2002年秋の大会， M22 (2002)_

、3戸、d


Q全企次世代炉開発へのメーカーの取組み(日立:山下淳一)

(Q]燃料サイクルに柔軟に対応できる次世代炉概念の話のところで、中間貯蔵が大量になった時

にPUとM Aを取り出して Uだけを使うという話であったと思うが、どのようなことが次世代炉

でできるのか。

(A] Uも使わないで分離して管理する。貯蔵量がどんどん増えたときに、貯蔵設備が deadlockに

なってしまう。考え方としては、本当に難しい管理をしなければならない物質 (Pu+MA) と、比

較的ゆるやかに管理できるもの (U) を分離して、管理を柔軟にしてゆくというもの。

(Q]これは FLUOREXを使うのか。

(AIはい。 FLUOREXは非常に適している技術であると思う。 PUREXの部分を省略すると、 Uだ

けを選択的に分離できる。残ったものだけをガラス固化体なりペレット化なりして管理するのに

適している

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5. 総合討論

I座l山下さんの発表はおもに次世代炉の話だ、ったが、将来炉についてはどう考えるか。特に、低

減速軽水炉は当然次世代炉という位置づけであるが、その技術の延長上で将来型炉にも使えると

いうことで開発が進められると考えられるか。

I山下l将来炉のミッション(開発目標)を紹介したが、そこに掲げてあるような目標に対する満

足度、目標が達成できるかどうかをよく検討する必要がある。今急いで結論を出す必要はないと

思っている。ベストのものをゆっくり開発してゆけばよい。時間がかかると思うので、並行して

やってゆく必要はあるのではないか。

I座lサイクル機構の FSに関する発表があったが。 FSの考え方としてはもう少し早く将来炉を導

入しようということであったと思うが。

I小竹l我々が FSの中で 2015年をひとつの開発目標(マイルストーン)にしているのは、 2050

年まであるからといって自分たちの世代でやれる責任範囲を不明陳にしたまま次の世代に渡すこ

とはできない、基本的には自分たちの世代の中でどこまできちんとしたマイルストーンをおける

かという考えからである。2050年とか 2100年が目標だからといって色々なものに手を染めても、

工学的にものになるとは思っていない。アイディアとしてはいろいろあると思うが、本当に世の

中のものになるのは限られる。原子力の利用は 1960年代から始まっているが、淘汰されて軽水炉

に集約されてきている。次の世代は、 GenerationIVの話でもあるが、 2010年くらいを目標に開発

方針を明確にしようとしている理由はそこにある。何らかのマイルストーンを適宜おいてゆくと

いうのは、開発の考え方としてはごく普通であると思う。

[QIJシナリオのお話をされた佐藤さんに伺いたい。天然ウラン累積消費量は、軽水炉から低減速

炉に引き継いでいった場合約 170万トンという数字がある。これは人類が使える消費量の何%で、

日本はそれを使わせてもらえるとお考えかどうか教えてほしい。

[佐藤lよく出る話であるが、はっきりした答えを出すには不確実性があまりにも大きい。ただし、

経済的に使えるウラン資源が無限にはない、かなり制約があることは確かである。だからいずれ、

資源論的見地からも、増殖性能を持った炉というのが必要になる。それがいつかは今のところわ

からない状況にある。 170万トンという量が多いか少ないかも意見が分かれる可能性があり、こ

ういう検討は明快な答えが出てこないところに難しさがある。

[QIJ日本にとって FBRが不要であるという状況も充分ありうると考えられるか。

I佐藤l資源論的に原子力が将来行き詰まる可能性があるかどうかという趣旨のご質問であると

思うが、私としては資源論的な対策は取っておくべきであると考える。たとえば、海水ウランに

可能性があるからといって、 FBRがいらなくなる可能性が充分あるので開発する必要はない、と

は思わない。重要な選択肢のーっとして開発は続けるべきである。あとはプライオリティの問題

であろう。

[Q21山下さんに伺いたい。 ABWR-I1の目標で建設コスト 20%削減ということがあげられていた

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が、今後の原子力の競争力ということを考えたときに、直近の次世代炉、あるいはその先の次世

代炉をメーカーとしてはどうお考えか。

I山下l国内あるいは国外での製造、納入か、など具体的シチュエーションによってかなり違い一

概に言えないが、物の作り方、調達の仕方といったものをすべて同レベルとして、炉の性能だけ

で経済性を上げるには、圧倒的にスケールメリットの効果が大きい。コスト 20%を設計のスペッ

クで改善するのはきわめて困難。メーカーとしてはスペック以外のところでの努力がかなり大き

いウェイトを占める。炉の設計もさることながら、ものの作り方などトータルで考えなければな

らない。

[Q2)最近の原子力委員会の公聴会における意見で、近年の先進国の送電網につながれた発電設備

容量を考えると、原子力の業界が言っているような 1500MWといった炉の市場はない、というも

のがあった。原子力以外のいろいろな新しい電源との競合に勝っていくために、メーカーはどの

ようなことを考えているか。

I山下l出力については、ごく最近フィンランドで 1500MWでの新規引合いがあった。今後、国

内で 30年 40年を考えるとリプレイスの時代である。電力会社が、かつて 700MWクラスの炉を

何基か作っていたサイトで、炉を大型化してゆくというのは、当然経済性追求のひとつの方向と

してあると思う。メーカーとしては、他の電源に勝つためにどうするかというのは最大の技術開

発の課題である。たとえば、今回ご紹介した超臨界圧炉のように熱効率を上げてゆくのは、技術

的サイドから見たときの経済性向上のためのひとつの手段であろう。

[Q3]使用済み燃料の蓄積など、軽水炉サイクルに問題はあるものの、ここ 50年くらいは軽水炉

で充分と考える人もいると思う。そういう人から見るととりあえず Na高速炉の開発を進めてお

いて、難しいところにぶつかったら低減速炉の開発を進めれば良いのではないかと思うが。

I内JII)今の FSの状態は 1970年代のもんじゅを作り始めたころと変わっていないのではないか。

そのころの見通しでは 2010年ころには FBRは実用炉ができているはずだ、った。しかし、現在、

その先が見えないとすると、原子力のエネルギー供給の観点からからするとまず、い。 Na冷却炉を

否定するわけではなく、もうひとつ別の選択肢を持っていることは重要と考える。

低減速軽水炉と現行軽水炉の違いは転換比が1.0を超えるか超えないかにある。 1を超えるの

と超えないのとでは質的な違いがある。自立的にエネルギーを供給できる炉で、あるかないかが一

番重要である。それが実現できる可能性があるのであれば、低減速炉を開発すべきと考える。

I座)FBRをやってみてだめだというのはどこで誰がいつ判断するのか。もんじゅを運転して実用

炉を作ってから、やっぱりだめだというのか。 Na高速炉は現時点ですでに 40年の経験がある。

もっとタイミングは早くなるであろう。

また、だめだから次をやればよいというのは技術開発からするとおかしい。いろいろなオプシ

ョンの中で有望ならば先立ってスター卜すべきである。あとは資源の配分、バランスの問題であ

る。

I佐藤l国全体として Na高速炉がだめというという判断を示すのは難しい状、況にある。 Na高速炉

は性能的には魅力がある炉である。しかも、長期的に増殖は必要であるとも考えている。しかし、

実現性の観点から見ると、難しくなるのではないか。もんじゅの卜ラブ〕レにより Naに対する社

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会的な見方は良くない。一方、実用化には水炉が辿ったような 20年あるいはそれ以上の長い技術

的な商業炉としての習熟期間がいる。そのようにして Na技術を実用技術にもっていけるかどう

かである。社会的にそのような開発は許されず、実用化は難しいのではないか。

I小竹JNa高速炉はフランスでもアメリカでも、政治的あるいは経済的理由がおもな原因で止まっ

ているので、技術的に Naが使いこなせないという理由で撤退したのではない。事実ロシアでは

BN600は軽水炉と比べても最も高い稼働率にある。要は使いこなし方だと思う品もんじゅのトラ

ブルは技術的な問題ではなく、 Naのポテンシャルが否定されたとは考えていない。今回の FSで

5年問、メーカーを含めて意見交換をしてきたが、 Naはだめという話にはなっていない。

様々な状況にも対処できるように技術開発を行なう、という考え方で FSを実施している。鉛

高速炉やガス高速炉とか開発課題はあるけれどもそちらに乗り換える魅力があるだろうか、そこ

までの魅力はないのではないか。水炉も被覆管材料、安全性、導入シナリオなど意見が分かれて

いる。まだこれから 2年間いろいろな議論をしっかりしていけばよい。 FSで大事なのは各炉型に

ついて、良い所悪いところをきちんと並べて議論することである。本研究会のような場でもオー

プンに本音で議論すべきであろう。

I座l非常に良いまとめで、まさにそれに尽きると思う。原研とサイクル機構も統合を控え最終的

には一緒に将来炉の開発にあたってゆくことになる。今日のような機会を通していろいろな議論

を踏まえてゆきたい。

守

F，、d


付録 1 プレゼンテーション資料集

付録ト1

革新的水冷却炉「低減速軽水炉」の研究開発の現状と展望

内川貞夫 (原研)

-59一


第7回低減速軽水炉研究会(平成16年3月5日)

革新的水冷却炉「低減速軽水炉」の研究開発の現状と展望


エネルギーシステム研究部

内川貞夫

l 発表の要旨 .

1.軽水炉技術をベースとして、軽水炉利用の長期化に対応した柔軟なプルトニウムリサイクル利用の阜期実現を目的として、低減速軽水炉の研究開発を推進。

2.負のボイド反応度係数を確保し、 1を越える高い転換比を実現する欄密格子・扇平型炉心概念を構築o

3.欄密格子炉心の除熱性能、核的性能等の基礎的データの取得、燃料・被覆管の健全性評価・基礎試験、安全性評価等、実用化に向けた研究開発を推進。

4. FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズEにおいて、低減速軽水炉のFBR炉システムとしての評価を実施。

5.実用化までの開発の道筋を検討し、技術実証用の原子炉施設の検討を開始。

-61一


革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の目的

轡軽水炉技術をベースとして、軽水炉利用の長期化に対応した

柔軟なプルトニウムリサイクル利用を早期実現

舗将来の増殖サイクルへの移行により、ウラン資源消費量を大幅低減し、エネルギーの長期安定供給を確保

中性子のエネルギー分布

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低減速軽水炉の研究開発全体計画

捌捌AZ|羽2よlAllはよ|捌;説明lzi項目と内容

大型炉の設計研究

小型炉の設計研究

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出錯討中念設申r-ー官密密密

綱貴格子キ規模鴎界出均実験

超帯燃焼ヰ被覆管技術司発

FCI¥臨界実駿臨輯騨砲撃盤磁器臨調

技術実証用原子炉の設計研究

要素技術開発

陣頭リ F8Rサイクル実用化戦略調査

研究(水冷却炉)フ土ーズE

-62一


協減速軽水炉の開発協力体制

革新的水冷却炉の研究開発に係わる検討会

|東芝 11 自立 11 三菱|(圏内軽水炉メーカー)

(電力) (大学)

実用化戦略調査研究での

評価

統合後は一体化

イ思減速軽水炉の研費開発の現状

炉心概愈の確立と性能評価@ 1を越える転換比と負のポイド反応鹿{嘉数を喪現できる炉心概念を構築

⑧炉心の詳細論討、制御韓計画、マルチリサイクル特性等の検討を翼施@ABWRをベースとした大型炉シス予ムを構築

@受動安全性を具備した小型炉のシステムを構築

⑧安全評髄解析、コスト評価等を喪施

@実用化戦略調査萌究での設計要求に対する達成度評価を実施

成立性の確認のための研境開発⑧繍欝格子炉心の融界熱出力試験と解析コード闘発

@撚料要葉箇燃料集合体の機械的成立性園鍵全性の犠討および特性ヂ-11の取得

⑧FCAによる臨界実験による設計芋j去の繍度評鏑

経済性の向上のための要素技術開発@高撚擁度(100GWd/t)被覆管材料の開発

@革新的撚料再処理ブ口セス技術の開発

実用化に向けた開発シナリオの構築⑧技情実証用原子炉施設の繍念設計

63


低減速軽水炉の代表概念(BWR型炉)

運勢翼繍のある軽水炉技術に立脚し、現行軽水炉の鍾れた運転担保守性を維持するとともに、

早期にかつ低開発コストでの実用化を実現。

重量持続的なPU多重リサイクjレ利用を可能とする1を超える高転換比を襲現。

同題担

ABWRIこ準拠したシステムを採用し、 !~I\'rI'T 同等の安全性を実現 | 原子炉容器

AV J

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低減速スベクトJレ

醐ox撚料静心

BWR型低減速軽水炉わ炉心概念

関 1を越える転換比(増殖性)の確保

水による中性子の減速を

抑制するため、

調密炉心を探用

現行炉，CJ 帯電車警炉IL¥

撚料棒径

間隔

約付mm

3mm

村田14.5mm

約1mm

盤負の*イド反応度係数の確保

炉心の除熱鑑下時に接反応を

自然抑制するため、

覇平ニ章炉』むを採用

関 MOX撚料亡ゴブランケット

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JAERI -Conf 2005 --009

呂WR型低減速軽水炉の主要諸元と炉心性能

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BWR型低減速軽水炉の炉心園燃料構成

電気出力 1，356MWe も一γ J制御捧

撚料権

チャンネルボックス

ブランケット官官

ド7.600 mm

撚料集合体 900体

制御権 283本

事ヨ心全体概略園

228 mm

撚料購数 217本

嬬料轄外桂 13圃7mm撚料捧間隙 1.3mm

鱗料集合体繍略図

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i鍾調密格子炉心の熱流動

燃料要素飽材料技術

i議{底減速炉心体系の臨界実験

盛安全性評価研究

長選実用化戦略調査研究での評価

低減速軽水炉の熱工学的特徴

調密炉心罵平ニ重炉心低質量速度

-66


欄密格子炉心の大型熱特性試験(公募型文科省特金研究)

これまでに翼施した基礎賦験および小規模賦験(7本バンドル)で見通しを得た欄曹格子炉心における除熱性能を、高iEE高圧条件下での37本パンドJレによる大規模試験により確寵する

Z室 φ大型熱特性試験-流路壁の影響が排除で、きる規模の高欄密格子炉心

噂-田園| 体系でのデータ取得

園高欄密格子炉心の熱工学成立性の確認

基礎試験と解析コード開発闘高信頼性の燃料集合体用3次元二相流解析コード

の開発

固3次元熱流動分布計測技術の開発

(中性子ラジオグかラフィ法など)

固形状効果/スケール効果の解析的評価

@流路壁の影響が少ない0流路壁の影響が大きい

217本(婁炉)

大型熱特性試験の実施内容

[実施肉審}①隈界出力園庄力損失圃ポイド率園熱信連データを取得し、評価する

②既存の予測式の評価と新相関式の開発(改鹿)

③数値解析コードの評価と改良

課題分類項目

流言・7J<.;.皇居圧力効果

皇賞局所出力分布効果

限界出力試ギャップ幅効果

限界出力固験燃料棒の曲がり効果

安全余裕流量低下

の評価出力上昇

過遮試験圧力上昇・低下

水温上昇

67

年度

H15-H17

H15-H17

H16

H17

H15 -H17

H15 -H17

H15・H17

H15 -H17


大型熱特性試験装置

加熱部

(柑附叩お哨融制

mvEE口恒三

試験体の写真主i騎磁;f.ンブ

の試験体大型熱特性試

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-68-


試験結果一流量効果一

質量速度増加および入口水温低下に対して単調増力

試験体の使用限界(75kW/m)

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言1500

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:(従来の設計案)

:(ホットチャンネル流量)

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T in [oC] 一盛ト 238ー⑪一 248一会一 258一号一 268ー@ー 278-----283 ー晶一 286

200 400 600 800 1000 Mass Velocity， G [kg/(m 2S)]

試験結果 -71<温効果一

G [kg/(m2s)] 試験体の使用限界(75kW/m)

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Pex = 7.2 MPa

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1200

JAERI -Con[ 2005 009

試験結果一沸騰遷移発生位置-

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醐ox出国端+ 中央の3"'tブチャンエドん領域に闘した熱電対で、島丁を多く検出

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Q

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基礎実験&解析コード開

沸騰遷移に関連する支配因子差圧混合乱流混合

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合体力日熱実験装置

試験部 JRR・3M炉室に設置した実験装置

中性子ラジオグラフィによる水率分布の軸方向変化

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模擬燃料集合体内ニ相流解析結果

ボイド率分布

初期条件:燃料捧周

囲に液膜を均等に配

@

@

1.日日

0.80

0.2口

日日日

0.60

口4口

算スケール効果(本数効果)の

1操料集合体あたりの撚料構本数が、 37本から127本/217本に増えると、 3......5%の範囲内で、 1本あたりの隈界出力が増加する

サフチャンネル解析

(NASCA)

Q~ _Uj:l -:.::-----_ -_ -( -T -ーー岬 c=、:;1ーーーーーー

f\ ---O---~υ;)217本(j---¥......I 127~ 大平l炉

亡~--=:'---!-一一?研f実jEF一一一一一一一37本基準

条件

①様間ギャップ=1.3mm

②棒一壁間ギャップ=1.05mm

③出力分布等は37本試験体と同じ

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l 研究開発の状況 1

. ~周密格子炉心の熱流動

.燃料要素・材料技術

.低減速炉心体系の臨界実験

.安全性評価研究

・実用化戦略調査研究での評価

低減速軽水炉の燃料設計上の特徴

-燃料構造欄密格子、 MOX/U02ブ、ランケット積層構造(扇平二重炉心)

・MOX燃料プルトニウム富化度

低減速軽水炉全Pu: -30%核分裂Pu: -18%

PUサーマル炉全Pu: 9-11%核分裂Pu: 6-7%

・燃焼度

MOX燃料部の燃焼度が軽水炉ウラン燃料の約21，音(-1 OOGWd/t)

・高速中性子束

E>1MeV 以上の中性子束がABWRの約4倍(1.5x1 014nl cm2s)

・中性子照射量

E>1MeV 以上の中性子照射量が軽水炉ウラン燃料実績の約4倍(5x1026n/m2)

-冷却材(出口)温度および圧力

低減速軽水炉 2870C/7MPa 高ボイド率

Na冷却高速炉(もんじゅ) 5290C/0.8MPa

今

3守，


低減速軽水炉の燃料・材料技術の開発

1.低減速軽水炉照射条件下での高富化度MOX燃料の

照射挙動解析と燃料仕様の最適化

2.高燃焼度対応燃料被覆管

・:，))レ力口イ及び、改良Zr合金の適用性検討

.改良ステンレス鋼被覆管材料の開発試験

3.燃料・被覆管の高速中性子照射試験計画

4.燃料要素・燃料集合体構造の機械的健全性評価

高PU富化度MOX燃料のふるまい予測解析

燃料の健全性保持の観点から、燃料の燃焼に伴う熱的・機械的挙動を I燃料ふるまい解析コードFEMAXI-RMにより評価 1

検討肉容:

・燃料温度

.FPガス放出と肉圧上昇

-燃料および被覆管の外形変化

.ペレット境界における局所PCMI

検討対象:

・Endof Lifeにおいて燃焼度最大となる

1本の燃料棒について、全照射履歴を追跡。

軸方向の出力分布、 PUの富化度分布等を

考慮。

-被覆管はジルカロイー2

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内向調べ

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JAERI-Conf 2005-009

高PU富化度MOX燃料のふるまい解析結果

ベレツトスエリングによる被覆管の直径変化の解析金長の平均的変形 vs. MOXペレットリッジ音sの変形量

E…1叩問…0∞一J戸L~ model ¥

制 50邸~ 旺凹 n 嗣 U

1挙

0

M

O

H

，，，J'

10

L

凶

制

」悶度

一f焼

↓

燃一0・ク

一4

一

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ピ一

dtT

一O巾平

-nt拍HFN

」

VA

一

O

」

O

M

nu EU

全長解析による平均的直笹変化

Clel':ldi司

f

20 40 60 80 ∞ MOX燃料ピーク燃焼度 (GWd/tHM)

局所解析によるリッジ部直径変化

改良ステンレス鋼被覆管材料の開発

開発状況

s軽水炉の炉心構造材料の属食に関する最新知見を基!こ、高齢鵠度撤料轍霊童管韓補材の仕捧を襲定贋適用する防食原理及び闘照射性や犠輔的特性の改蕃手法の妥当性の韓証・翼用化に向けた謀題の明確化と照射器験計画の策定

改良ステンレス鋼仕様.γ相安定25Cr-35Ni-O.2Ti鋼

超高純化(不純物く100ppm)

析出分散(O.2Ti)&微細粒化

.耐PCI性Nb合金ライナー

開発材試作管

従来被覆材(SUS304系銅)の課題・高温水側IGSCC/IASCC;成分偏析/延性低下髄生

(保護世主蒸気齢、北限、信;r，I5tJ1負荷時的宮IJれ) i対策・燃料{目IJPCI;トリチウム脆化&透過

被覆管中の縄憂国格子間侵入型元素陣争静

Bの粒界偏析傾向

模擬時効材の穏和粒界属食誌験後血幹

表面性杖

『J

「/


燃料被覆管の主要な耐照射性評価項目評価項目評価パラメータ PIEでの評価試験内容 PIE場所評価・解析・設計との関係

照射量;スァンレス鋼の照射機構が

4000Cの上下で大きく変化。実

スエリングMax.150dpa 密度測定

RIAR 炉運転温度でのスエリングは殆照射温 TEM組織観緊

ど無し。実演IJにより候補材でも度;300-4000C

確認。

7-プ応力照射量毎に圧力管式試験被覆管最大歪(1%)の到達条件

照射クリープ;-300MPa 片取出、試験片の外径変

RIAR を照射クリープ実験式を基に解照射量;Max 化測定、照射クリープ量評

析。150dpa 価

引張試験よる降伏応力、構成式を基に、被覆管の許容

引張特性試験温引張強さ、破断伸びの評

JAERI 応力、許容歪及び被覆管の変度;RT-3500C 価。バースト試験による周

形量を解析。方向破断歪の評価

照射量;10-150dpa BWR高酷化条件模擬高温候補材のIASCC抑制効果を現

IASCC感受性照射温度; 水中のSSRT等による粒界

JAERI 用のSUS304L&316L鋼と比較破面率や破断査減少率等

評価。280陶 3500C で評価

応力振幅:3条件照射後室温及び350

0Cの使用期間中の発生応力(歪)変

疲労試験を行い疲労寿命動条件を想定した疲労解析を疲労特性試験温度:

を評価JAERI

行い、累積疲労係数1未満の条RT&350

0C

件を評価

超高燃焼度燃料要素技術の開発(公募型文科省特会研究)

改良SUS(25Ci35Ni-O.2Ti鋼)被覆管製燃料要素及び燃料集合体の健全性の検討

炉心構造

燃料集合体聞の流速変動，

間隙の差圧振動&制御棒

との摺動を考慮したチャンネルホ.ッヲスの健全性

照射脆化と環境割れ対策

反射体.シュラウト¥圧力容器等

燃料集合体

耐ボウイング性

フレツテイング抵抗性

高強度部材の耐IASCC性

燃料要素

多段積層型燃料(MOX燃料&U02プラン守ヲト)

MOX部で高線出力の

太径燃料

検討↓課題

・炉心の熱流動/応力解析.放射性物質の1次冷却系肉

質量移行

検討 ψ課題

・燃焼条件の不均一性.燃料被覆材の耐食性

.熱流動特性

・水処理;クラッド沈着(DO.DH&金属イオン組成)

課題

-県変動&照射効果{積層燃料境界都の過渡変形).熱出力変動条件{炉運転制御性能)

・高ポイド率流体撮動

検討

材料特性課題

設計&運転~.士椋選定

-燃料集合体設計と小型槙撮体試作

・水処理条件最適化

評価試験+数値解析

.変形挙動解析/評価

.熱表面水反応評価試験

.環境割れ発生条件解析国四一一用試験評価

-76一


燃料被覆管熱変形挙動評価試験

目的多段積層型燃料棒構造(MOX燃料&U02プランケット)を反映した被覆管の疲労特性クリープ特性、およびそれらの相互作用を評価

l!t;.星部

|燃料要素の静的応力変動要因

.不均一な軸方向温度分布 l¥

.軸方向拘束力制

.内圧皇~

|出力変動に伴う動的応力変動要因|富

BWRと問機な想定運転条件を解析して試E条件の疲労成分に反映

サイクル条件予想サイクル

室温から 100'出力 -41年

高温待織状態から 100%出力 -12/年

50%出力から 100'出力 -601年

r-.-.ー・ 1・

冷却倒俸

制窃嘉

t冷却来1

.‘ー::Î~ i

70%出力から 100%出力

100%出力から愚高過出力状態

-2501年

-0.51年燃料被覆管熱変形挙勤評価試験装置

(多軸応力クリープ試験装置)

l 研究開発の状況 l . ~周密格子炉心の熱流動

.燃料要素・材料技術

.低減速炉心体系の臨界実験

.安全性評価研究

・実用化戦略調査研究での評価

-77-

JAERI -Conf ~005 --009

低減速炉心体系的臨界実験(公募型文科省特会研究)

0高富化度、欄密格子炉心の設計精度検証に必要な実験データの取得

。主要核特性(転換比、反応度係数等)の実験的検証

0実験解析から解析手法の計算精度を評価

我が国唯一の高速炉臨界集合体

水平2分割型、 1967年初臨界

片側:2.7m x 2.7m x 1.3m

特徴

組成、形状の自由度が大

燃料板&模擬物質板を引出しに装填高速炉臨界実験装置(FCA)

験計画FCAにおける臨界第1フェーズ:U燃料を用いた体系(H13年度末......H昨年度)

中性子エネルギースペクトル模揮に璽点比較的棄直な中性子エネルギースペクトルの形成(pu核種の共鳴反応による影響を排除)

第2フェーズ実験に備えた実験手法の確盟

第2フェーズ:MOX燃料模擁体系(H14年度......H16年度)異なるポイド率体系での異験(0%、65%、95%)第1フェーズとの比較によるMOX撚料の特徴を把握

(乞巳コ』』用地』】工』』用地

)

Xコ一』

EO』wコ

ωZ

10.'

測定項目第1フェーズ第2フェーズ

臨界性 O O 反応率比

中心核分裂率比 O O 増殖性能評価つ O

ボイド効果

K∞測定(反応率分布) O O ド、ツプラー効果

U-238 ( ~ 8000C O O 反応度価値

PU同位休効果 O O B4C;農縮度効果つ O

10'

。門司/

103 10'

Energy (eV)

10 ' 10 '

10る

100


第2フェーズ臨界実験(MOX燃料模擬)の状況

|FCA臨界襲験:ボイド率を系統的に変えた実験を継続襲施 |

;;.. .....15年6月:第1(基準)炉心XXII-1(65V)

;;.. 15年7月第2炉心XXII-1(45V)

;;.. (16年度 :第3炉心XXII-1(95V) )

⑧基準炉心で臨界性、増殖性、反応度係数

等に関する実験データを取得

@基準炉心での実験を解析中(核デー夕、

解析手法の影響を換討中)

;;..JENDL-3.2と3.31こ大きな相違なし

-FCA固有の実験制約に伴う系統的な誤差

要因を摘出回分析中

⑧第2炉心で実験デ-51を取得中

|FCA臨界襲験の襲機適用性評価

〉感度解析コードの整備

》炉心模擬性指標の理論的検討

1. 2 〆戸、、LU ¥¥

~1.1 世1

2警， fl {ffK ，. V

¥ 壇 0.9融~

0.8 臨界性増殖性 PU 温度

反応度係数

JENDL-3.2と3.3の比較

協減速軽水炉の安全性評価研提

欝設計基準事故の範囲では、 ABWRと同等の安全性を確保可能。

重量高富化度プルトニウム様料(MOX部平均18wt出)を使用するため、

再臨界を含む炉心損儀事故についての評価固検討が必要。

|炉心損傷事故時の再臨界性の評価結果|

(1 )炉心での再臨界

-発生の可能性:被覆管が大規模に溶融落下し燃料と分離した場合

・炉心溶融開始時には炉内に水が存在しないため、再臨界が仮に発

生した場合でも、炉容器の健全性に影響を与えるような水の体積膨張

による機械エネルギーは発生しない。

(2)下部ブレナムでの再臨界

-溶融した燃料・被覆管の混合物が下部プレナムに落下蓄積しても、

粒状デブリの生成と水流による揖梓効果により燃料と被覆管材料

が良く混合されたデブリベッドが生成されると考えられるため、

再臨界は生じない0

.デブリベッドの再溶融により金属相と燃料相が分離した際の再臨界は、

下部制御棒支持構造物への中性子吸収材の設置により回避可能。

MVPによる再臨界性解析

パラメータ:下部プレナム内構造物

溶融物質組成

空孔率(0.26-0.53)

空孔内ボイド率(0-100%)

Keff計算結果 0.80-0.95

。ノ勺/


実用化戦略調査研究での水冷却炉の評価

|フェーズEでの水冷却炉の評価条件 i国 FBRサイクル

炉システム

燃料形態

燃料製造システム

再処理システム

凶燃料サイクル

BWR型低減速軽水炉

酸化物燃料

簡素化ペレット法

先進湿式再処理法

低除染TRU燃料を前提に多重リサイクル

凶評価項目安全性、経済性、資源有効利用性、

環境負荷低減性、核拡散抵抗性

運転・保守性、技術的実現性

-80-


低減速軽水炉の実用化に向けた開発シナリオ実証済の軽水炉プラント技術が活用でき、研究開発課題は低減速軽水炉の特長である炉心及び炉容器内の問題に限定できる。

②安全技術開発

・許認可への対応

?炉心損傷時i(j)影響緩和対策ー

③高速中性子照射環境における

燃料被覆管材料の健全性

④実用炉対応高燃焼度燃料の開発

要素鏡術開発

D調密炉心需品流動実験

②燃料要素・

材料開発

③燃料集合体機織的特性

評価

め安全技術

開発

原子炉施殴における実匝

実用化への考え方

ステップ①低減速軽水炉基本技術の実匝

-現行軽水炉における照射実績データをベースに

低減速軽水炉固有の中性子照射・熱水力環境を

実現できる原子炉施設(技術実証炉)を構築し、

低減速軽水炉固有の調密格子炉心、高ポイド率運転

を実証枕息ステップ②高燃焼度化技術の開発と実証

-技術実証炉を利用して、先行使用燃料体の照射に

あわせて、被覆管材料の高照射環境下での健全性

を逐次確認してし、く。

-技術実証炉を先行使用燃料体の照射炉として活用し、

実用炉の取替燃料の許認可データを取得。

/

-81-


技術襲証用原子炉施設の構築

(1 )原子炉設備、プラント設備は現行軽水炉設計に準拠

(2)軽水炉での襲績データにもとづく炉』む毘撚料設計の謀関

重量制ox部蟻競度はブJレサーマJレ許認可翼績以下

警警被覆管の高速中性子照射璽lまウラン燃料襲鯖以下

重量ジJレカ口イ被覆管

(3)高燃蟻度化のステップ(案)

燃料仕様取出燃焼度(GWd/t)案

炉心部平均 MOX音s平均

(上下プランケットは除く)

ステップ I 約20 約30

ステップE 約30 約45

ステップE 約45 約70

ステップN 約60 事~90

被覆管材料(案) I 備考

ジルカロイー2 I MOX部燃暁度は現行PUサーマル相当

改良sus材/Zr合金 I MOX部燃焼度は現行ウラン燃料

相当

改良sus材/Zr合金 |実用炉対応高燃焼度燃料

改良sus材/Zr合金 |実用炉対応超高燃焼度燃料

j京子炉施設の運転計画運転開始か I 1 I 2 らの年数

8 I 9 110 I 11 I 12 I 13 114 I 15 I 16

運転

取替燃料型式

種参ii~翼連軽水帯システムの基本韓衛・基本機能の躍盟

曾鱗鵠度伸f霊雄輔の確立

窃現行プJ~サー守J~椙当髄鵠鹿(MOX45GWd/t)離料の開発完了

-r』

QO

JAERI-Conf 2005 -009

技術実証用小型原子炉の炉心構成案

原子炉熱出力:180MW 原子炉圧力 : ，7.2MPa

。• 。

炉心構成燃料集合体構成

約2.1m燃料棒本数: 127

内側炉心燃料集合体:37体燃料棒外径: 13.0mm

外側炉心燃料集合体目48体燃料棒間隙: 1.3mm

ブランケット燃料集合体:36体

炉心有効高さ

:約150cm

炉心部:荷90cm

圃MOX燃料(Puf富化度 14-1

圏ブランケット(劣化ウラン)

実用化に向けた新法人技術基盤の活用


.rふげんJMOX燃料設計開発・燃料製造技術

・「ふげんjにおけるMOX燃料リサイクル技術

・ rふげんJプラント運転技術

.ATR実証炉対応のMOX燃料高燃焼度化技術

-高富化度MOX燃料設計開発・製造加工技術(もんじゅ、常陽)

・使用済MOX燃料再処理技術(常陽)

.FBRサイクル実用化戦略調査研究での先進燃料サイクル技術


-高燃焼度ウラン及び高燃焼度MOX燃料の安全性研究

.革新的再処理プロセス技術

-H3一


結言1 .軽水炉技術をベースとして、軽水炉利用の長期化に対応

した柔軟なプルトニウムリサイクル利用の早期実現を目的として、低減速軽水炉の研究開発を推進。

2.負のボイド反応度係数を確保し、 1を越える転換比を実現する炉心概念を構築。

3.禰密炉心の除熱性能、核的性能等の基礎的データの取得、燃料・被覆管の健全性基礎試験、安全性評価等、実用化に向けた研究開発を推進。

4. FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズEにおいて、FBR炉システムの候補概念としての評価を実施。

5.実用化に向けた開発シナリオを検討し、技術実証用の原子炉施設の検討を開始。

-84一


付録ト2

FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価:技術検討

大久保努 (原研)

-85-


原研

大久保努

低減速軽水炉研究会(第7回)

子zJj)t16年3)j5E，原研東海研忽ijf

lF持容(t開明日!的検討経緯j騒 FSで検討する水冷却炉のうち、低減速軽水炉に闘し

て、原研はその研究成果を提供するとともに、 FSにお

ける検討を行うために、両者が参加する「水炉検討会Jを設けて共同で議論。

長率原研一サイクル機構のFSfこ関する研究協力協定の一環

として1999年後半に開始。検討内容は水炉検討会報

告書としてまとめられている(JNCTY9400固園田)。

盛フェーズII(2001 ~5)中間報告書の「炉システム技術検討書Jにおける低減速軽水炉に関する部分の原稿

は、原研が中心となって執筆し、サイクル機構との議論

によりまとめている O

-87


|FSにおける検討内容|

@フェーズEの目標

.実用化候補概念の明確化

-実用化に向けて必要な研究開発計画の策定

@具体的な検討内容

-候補概念に関する設計要求達成度、運転保守性及び技術的実現性の検討・評価

・研究開発課題に関する成果の見通し

.実用化までのロードマップの策定

|代表炉心概念の設計検討ie基本概念

優れた運転・保守性を有し、経験豊富な軽水炉技術を発展させ、 PU多重リサイクルを可能とする概念

@代表炉心の設定

先進湿式再処理下での多重リサイクル平衡時を想定した低除染燃料に対応する低減速軽水炉心

@設計要求達成度の検討5つの開発目標の観点から検討・評価

@運転保守性及び技術的実現性の検討開発課題及び実用化へのロードマップの検討

-88一


|代表炉心概念の概要|

電気出力 1，356MWe

~

7.600 mm 燃料棒数

燃料集合体 900体撚料棒外径制御棒 283本蛾料棒間隙

217本

Y字型

制御棒

燃料棒

チャンネル

ボックス

13.7mm 1.3mm

炉心全体概略図燃料集合体概略図

l代表炉心概念の主要諸克および特性 iI頁目単位設計値高除染ケース

電気出力 MWe 1，356 1，356

炉心外接半径昨1 3.8 3.8 ー-・・ .‘・.

炉心部平均燃焼度 GWd/t 54 65

全炉心平均燃焼度* GWd/t 45 50

炉心部高さ昨1 0.845 0.855 上 E 下ブ、ランケット長昨1 0.15/0.15 0.22/0.18

炉心部署均iEイド事 % 69 70

炉心圧揖 MPa 0.04 0.04

MOX部平均PU富化度 % 32.0 31.2

炉心部平一均Pllf'富化度 % 9.3 9.6

Puf残存比 1.03 1.04

ボイド反応度係数 10-411 k/k/%void -0.5 -0.5

連続運転期間月 18 15

MA"FP含有率 2.1/0.04 0.1/0.0

*・上下ブ、ランケットを含めた取出燃焼度

TRU組成:Np/Pu-23812391240/241 /242/ Am/Cm =0.5/ 2.6/48.4/34.5/4.3/4.0/4.8/0.9 (wt%) ニ0.0/ 0.9/52.5/37.8/5.0/3.5/ 0.3/ 0.0 (高除染ケース)

89一


lJ炉システムの:開発目標|.FSにおける5つの開発目標:

①安全性 :社会の既存リスクより小

②経済性 :将来の軽水炉の発電単価に比肩

③環境負荷低減性:地層処分への負荷低減

④資源有効利用性:持続的な核燃料生産

⑤核拡散抵抗性 :純粋な状態で単体PU存在無し

に基づく設計要求の設定。

-低減速軽水炉では、安全性，経済性(建設及び運転維持費)において、今後も含めた軽水炉での豊富な実績・経験を十分に活用する

FBRサイクルシステムの開発目標

-安全性・取り扱い物質の特性(化学的活性度、毒性など)やプロセス条件(運転温度など)を踏まえた安全対策・ FBRサイクルの導入リスクが、社会にすでに存在するリスクに比べて十分小さい

原子炉・炉心損傷に至る恐れのある事象の発生を防止するとともに、その発生を仮定しても炉容器または格納施設内で収束

燃料サイクル・臨界安全、閉じ込め機能の確保

・健続性・将来の軽水炉に比肩する発電単価の達成・世黒にi重用するコスト重量争力の確保

・より一層の物量削減・海外調達、など

・環漬負荷低減性・長寿命核種(TRUおよびLLFP)の燃焼または分限変換による地層処分への負荷軽減・運転・保守および廃止指置にともなう廃棄物の発生量低減

・資.有効制用性・優れた中性子経済を活用し持続的に核燃料を生産

• TRU燃料の多重リサイクル-軽水炉TRUのリサイクル

・エネルギー源としての釜盤益三=亙への対応-水素製造、海水淡水化、製供給、分散電源など

.犠鉱散抵銑性・核物質防趨および保障措置への負荷軽減(単体プルトニウムが純粋な状態で存在しないこと、など)・核不拡散性制度の運用の効率化(遠隔保守・監視、自動化技術など)


-90一


F'BRシス子ム{基僻置.)

・発電単価 4.0円/kWh

(同時代の軽水炉並み)

・連続運転期間:13ヶ月以上

・建霞工期: 目標値として、大型炉42ヶ月中型モジュール炉36ヶ月

・増殖性能:低除染TRU燃料を前握Iこ、

LLFP紘変極安行う場合‘僧殖比1.0

且よL 目槙値として、増殖比1.2以上、

複利システム倍増時間30年以下

• TRU燃焼:低除染TRU燃料を前提に、

FBRマルチリサイクル及び長期間

軽水炉使用済燃料を視野に入れた

サイクルを考慮

• FP核変換:1. Tc

・放出放射能:現行軽水炉の申請書記載

値と同等以下

・安全性:受動安全機能、再臨界回避、

炉心損傷頻度10-ii/炉年以下


燃料サイクルの設定条件i.FSにおける燃料サイクルの基本は、

I!I/tt#f~瀞8ぎメ芳のシナヅ~

(環境負荷低減性資源有効利用性核拡散抵抗性

等の向上を目指す)

@他方、原研での低減速軽水炉の検討で、は、低除染

燃料の使用を前提とはせず、

嘉彦弁栄燃がの8ぎ房~標準とι、 I!I/J.弁Aem:がのfPfIj/ごる対応耳7足音Sシナヅ~

(既存の軽水炉技術等の実証された技術・経験及びそこから見込まれる範囲をベースとしつつ、炉及びサイクルの実現を目指す)

-91一

009 JAERI--Conf 2005

|低除染のPU多重リサイクル(ex先高毘塾長]従来PUREX法 : 先進湿式法(NEXT)

FPのDF:10-103

先進j霊式i去のブ口セスフ口ーの額l

FPのDF:-107

|簡素化PUREX):去によるPU多重けイク)(.;I ZFEJELたプDぜf~irJ)抜本的虜葉佑

使用済燃料溶解液

収目

白

血下向回収U

高レへやI~鹿 j盈 Np+FP

(Tc)

・精製工程なしでFPを十万分の1程度

に除染可能(DF.....105)

'Npも除去可能(DF.....100)

高レ""I~鴎;{長

'FPを一千万分の1まで除去(DF.....107)

吋|高除染燃料により燃料製造技術への新たな負荷軽減

今ノ-

ハヲ


;'F5 における低除染燃料の設定条伴t

-低除染燃料は以下の状況を想定して設定

①先進湿式再処理リサイクル:評統浮み

②乾式再処理リサイクル:厚紙芳み

③軽水炉SFのTRU組成 tif.鯨浮み

:禾~tifZfõ5④軽水炉中間貯蔵SFのTRU組成(4ケース)

代表ケース:60GWd/t+40年中間貯蔵45-49GWd/t

CMA/TRU:14.9wt%)

極端ケース:60GWd/t+1 00年中間貯蔵45-49GWd/tMOX

CMA/TRU:17.1wt%)

. MA及びFPの含有率は、各々最大5及び2%までを

想定。

LスN. 水炉水炉

高速炉水炉事量リサ事量リサ

事量リサ&皐代表極構 .考

高除"MA1 MA2 FP1 FP2

イヲルイイ)Jレイイ)Jレ {舵式) {温式)

Pu-238 1.1 2.2 2.1 2.2 2.2 2.7 2.4 3.6 2.7 2.2 2.7 2.6

Pu-239 54.1 47.0 4&.8 37.7 45.3 47.9 42.9 27.1 47.9 52.2 47.0 48.4

Pu-240 32.1 23.2 23.3 27.9 24.1 30.3 27.2 34.2 30.3 31.5 35.7 34.5

PU・241 4.3 10.7 6.1 5.4 9.8 9.6 8.6 9.9 9.6 5.9 4.3 4.3

Pu-242 3.9 6.5 6.7 9.9 7.1 8.5 7.6 14.6 且5 7.9 4.1 4.0

Np-237 0.5 5.6 6.4 4.6 5.2 。 5.6 0.6 。。 0.4 0.5

Am-241 2.0 3.1 6.8 9.6 4.3 1.0 3.9 5.9 1.0 0.3 3.7 3.6

Am-242m 。。。。。。 0.1 0.3 。。 0.2 0.2

Am-242 。。。。。。。。。。。。Am-243 1.0 1.3 1.4 2.6 1.6 。 1.3 2.7 。。 1.0 1.0

Cm-242 。。。。。。。。。。。。Crn-243 。。。。。。。。。。。。Cm-244 1.0 0.4 0.3 0.3 0.4 。 0.4 1.0 。。 0.7 0.7

Cm-245 。。。 0.1 。。。 0.1 。。 0.2 0.2

PufTRU 95.5 69.6 65.0 83.1 88.5 99.0 68.7 89.4 99.0 99.7 93.8 93.8

PuffTRU 58.4 57.7 52.9 43.1 55.1 57.5 51.5 37 57.5 58.1 51.3 52.7

MAfTRU 4.5 10.4 14.9 17.2 11.5 1.0 11.3 10.6 1.0 0.3 6.2 8.2

Pu/HM 31.0 31.0 38.7 31.0 30.9 32.9 32.0

Puf/HM 16.0 18.0 16.0 18.0 18.0 18.0 18.0

TRU/HM 31.3 35.0 43.2 31.3 31.0 35.1 34.2

MAlHM 0.3 3.9 4.6 0.3 0.1 2.2 2.1

FP/HM 。。。。~空 0.5 ~一一1.3 0.04

-93-

多水量炉リサ |

イヲJレ(簡11化選式〉

0.9

52.5

37.8

5.0

3.5 。0.3 。。。。。。。

99.7

57.5

0.3

31.2

18.0

31.3

0.1 。。


設計要求に対する達成度検討J①盆量単価(4円/kWh):定量的検討は未終了。資本費は、今後の軽水炉建

設費30%低減等を考慮し1.5円/kWh程度への削減期待。

②連続置転期間(13ヶ月): 18ヶ月を達成。

③建盤主盟(42ヶ月):次世代軽水炉並の48ヶ月以下の達成期待。

④増殖性能(低除染燃料想定で増殖比1.0以上，複利システム倍増時間30年以下):増殖比1.05を達成。複利システム倍増時間は100年以上。

⑤TRU盤盤(低除染TRU燃料サイクル):マルチリサイクルは可能。軽水炉SF

からのMA"FP含有燃料の定量的評価は未終了。

⑥FP極変換(1， Tc) :未検討。

⑦放出放射能(現行軽水炉と同等以下):軽水炉システムベースで達成可能。

⑧宝全並(炉心損傷頻度10-6/炉年未満.再臨界回避):現行軽水炉システムベースで達成可能。再臨界回避は可能と予想されるが、検討は未終了。

運転j榊J跡搬糊実現~~.~-運転保守性に関しては、今後も含めた軽水炉での豊富な実績・経験を十分に活用できることから、信頼性の高い見通しが得られる

-技術的実現性も、軽水炉技術をベースとしていることから高く、研究開発課題は、炉心・燃料関連に限定できる

[主要都究開発課題|.燃料照射特性評価

・燃料集合体機械的特性評価

.欄密炉心熱流動特性評価

-炉心損傷時の影響緩和対策

-94-


;剰;ビ瞬時設業悌君主|2010 2015 20:回 2025

燃料照射特性 l糊特色 I亙 .. 山崎闘.....-.・....1 ........同評価 1"画 l E盲目判ー市....帽酎闘包...!

|I I I 炉向悶射 l詰 1 ・閥酎岬輔即日向肝・剛・

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燃料集合体僧 l僅軒帽・僅料鏑吉 ~..~.・掴・|織的特性癖価|体橿極特性肝価」主二塁~

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健全性鼠鳳 l トー-'-'-1.一一」奄，.アヲプ"U1 ・a・・遺恨.

調密炉心撚流 l績笹子-， 1 尖・・I'~:"ドル."幽力低・ l 勤特性肝価 l取骨 ←一一一一一=l l'

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2014年までに技術基盤整備を行う計画

εJ

QJ


付録 1-3

FBRサイクル実用化戦略調査研究における水冷却炉の検討・評価:

フェーズ11中間評価

小竹庄司 (サイクル機構)

-97一

JAERI --Conf 200fi -009

@

磯野義料サイタJL.-開発機構FBRサイクん関鐙推進部

炉シス予ム夕、Jレーブ

小竹産関

JNC

FBRサイクル実用化戦略調査研究の経緯とその開発目標

{原子力政策円車会隠】

{高速増菊炉懇畿会](1997年12月)

将来のエネルギー葱の一つの有力な選択肢として、R量逮璃摺炉の奥周化の可能

性を技衛的・社会的に追求するために、その研究開発を進めることが妥当。

実用化戦略調査研究の開始二塁察毅=ー-

・サイクル盤機、寵気署審議者、億中研毒事が一体となり、オールジャパン体制で、

1990年7月より、 FBRサイクルの実用化戦略調査研究を開始。

(大洗エ学センターに後進部隊を殴盤)

.2∞o年1月より、原研も参圏(研究協力取決め締結)

(1999年7舟 ~2ω1年3月)

圏5つの開発日揮の骨量~安全性社会に既存のリスクに比べて十分小さい

経済性将来の軽水炉の発電単価に比肩

E富士喜負荷低E毒性地層処分への負荷低減

資額有効利用性持続的に核燃料を生産ollll多用なニーズへの対応

核拡散抵抗性単体プルトニウムが純粋な状態で存在しない等々時圏閣広い摸根肢(冷却材と嫁料形態)の組合せを績討対重量としな

炉システム約40概念

再処理システム豹10概念

燃料製造システム約10概念

-9りー

I [現行「原子力轟計』で認知1↓人 (2即日年11月24日)いT実用f島戦略闇進研窓」害事F引き続き推進する。

い閣は臆股T2;.立女z反fkピユ三さを行う。

合

圏各候補概念の設計研究やキーポイント

となる要素賦験等を実施し、中間的な取り

まとめを行う。

要議櫨数の候補概念の明確化

重量研究開発計画の策定

圏固によるチェックアンドレビューを受ける。


JNC

フェーズEにおける炉システムの設計五丑'9t0)盛墨

圏各冷却材の原子炉システムのプラント概念を構築@革新技街の導入 ⑧開発目標適合性の追求 ⑧技術的成立性の検討

ナトIj空ム冷却炉鉛ビスマス;金却炉へIjウムガス漕却炉水冷却炉開発目纏への適合性が高〈、豊化学的活性皮が低く、中間冷却高温化による熱効率向上、多目軽水炉の豊富なプラント抜衡を

富な開発実綴のある炉型系を必要としない炉型的利用の魅力を有する概念活用することのできる概念φうZンク型 @高出口温度(850

0C)

令革新技術による設計合理化 -格納容器のコン1¥クト化 -熱効率向上φABWRプラントシステム

-高クロム鋼令窒化物燃料の採用 -多目的利用(水素製造等)-既存のプラント技術を適用可

-ループ数削減(2ループ化) -優れた炉心性能 φ直接ガスヲーピン発電φ高調密格子炉心により高速炉

-ポンプ組込型IHX φ中型モジュール φ耐熱性に優れる炉心燃料心を達成可能であるが、他概念

令柔軟に対応可能な炉心性能 '大型では耐遊性不成立 -TiN被覆・窒化物燃料に比べ炉心性能に限界あり

-資源型、経済型炉心 -設備共用、量産効果 φ室化物燃料・材料等の基礎的φ被覆管材料開発、炉心損傷緩

-金属燃料による性能向上令材料腐食、室化物燃料開発なな開発謀題あり手口対策の見通しを得るLとが重

@ナトリウム固有の課題を克服どの基礎的開発課題あり +3次元免震が必須要

できる見通しを侍ることが重令3次元免溢が必須

JNC

フェーズEにおける炉システムの研究開発課題

圏各冷却材の原子炉システムの研究開発課題の摘出

土臼12皇連盟IE経済性向上のための革新技術

.低膨張/高強j吏材(高Cr鍋)採用による210-7化

・高燃焼度用被覆管(ODS鋼)

.ホ'ン7"組込型中間熱交換器

ナトリウム固有の課題克服

・ナトリウムー反応対策高信頼性蒸

気発生器(二重管SG、等)

・保守・補修技術

ホノプ組込型中間熱交換器

盤己主主主造車1恒

銭術的成立性の確認

{固有の際組合む}

-防食技術(被覆管、構造材)

・3次元免震

・保守・補修技術(腐食性考慮)

・燃料安全(窒化物燃料)

-炉心損傷時の影響緩和対策

経済性向上のための技術開発

.蒸気発生器

・大容量ポンプ

全旦.2主主五車盟車

筏術的成立性の確箆

(固有の探題吉む)

-被覆粒子室化物燃料

(製造及び再処理技術)

E 耐高温燃料集合体

-3次元免震

・燃料安全(窒化物燃料)

.耐高温材料/断熱材料

・炉心損傷時の影響緩相対策

経済性向上のための技術開発

.単軸縦型ガス告ービン

強厘闇」三主一一-f高密度仁川 ~色、....，/~、" T

~一ー一、 KI ls 1.94 mm

¥1モ f!/ パ巴フア商強制核¥-'- 二 .，-/極官OCTri-l)

」ーて稽斑粒圭鑓割

被覆粒主賢官

-100-

車車盟主里

技衛的成立性の確認

.燃料被覆管材料

・炉心損傷時の影響緩和対策

炉心性能向上のための技術開発

.高欄密格子炉心

(熱流動、機械的成立性)

5


ナトリウム冷却炉の安全設計の特徴

昆常発生しに〈いシステム檎築.コンパクトかつ簡素な系統構成

-新材料(原子炉構造材料用12Cr鋼、燃料被覆管用ODS銅)採用

" 3次元免震技術採用

歴圭E健止丞・多様性・多重性を確保した2系統の急速炉停止系

-受動的炉停止機能としてSASS(自己作動型炉停止系)を付加

炉心栂傷対策

・ボイド反応度制限・溶融燃焼排出を考慮した

新型燃料集合体

・コアキャッチャの設置

SG伝熱轡漏洩対策

(Na炉の弱点を克服

すべくSG型式を含め

て検討中)

(2JV~1(

I~市却系

血盤盤陸去丞・ナトリウムの高い自然循環

力を活用した多重かつ多

椋な系統構成

JNC

ナトリウム冷却炉心の検討結果(酸化物燃料大型炉)JNC

炉心概念図

主要仕様

資源有効

利用

環境負荷

低減

資源型炉心 | 経済型炉心[ttT23f値を満足しつつ増殖性能を]I [燃料廿イクル費の低減を追及した炉心

原子炉熱出力

原子炉出入口温度

熱効率

炉心等価直径

炉心材料!被覆管15")げ管]

燃料ピン外径 8.8mm 運転サイ州長古川'汁数 18ヶ月14ハ'ッチPU富化度*'[内側/外{A11l 21. 5/24 l.t% 取出平均燃焼度[l"jiケット含むJ63GWd/t 医大高速中性子照射盤" 4. 6xl01J n/cm' ドッTう係数[Tdk/dT] -4" 7 x 1 0-3

原子炉的出力

原子炉出入口温度

熱効率

炉心等価直怪

炉心材料[被覆管17，ハ.管]燃料t"ン外径 10.4mm 運転判外長さ1/1ヮT数 26ヶ月14ハ11Pu富化度申 1 [内閣'1/外側 183/10. 9.t% 取出平均燃焼度[J":iンヴフト含む111印刷It愚大高速中性子照射璽旗 5.3xl021 n/cm' ト1)'j係数 [Tdk/dT] -54xl0-3

LLFP核変換炉心[資源型炉心をベースとした棋変換対応炉心]

[対象LLfPI立lとTcの2元素1

運転引川長さ/ハ 11数 18ヶ月14ハッチPU富化度牢 1[内世'11外側21.8/15 4.t% 取出平均燃焼度[)";ンヴッ卜含む190GWdlt 愚大高速中性子照射盤.2 4" 9Xl01J n/cm' トップ 3係数 [Tdk/dTl -4 7X 10-3

増強比 ¥. ¥6 増殖比 104 増殖比 1. 03 複合;;l.TL倍増時間 46年 |複合'I;l.JA倍増時間一 |複合双子A倍増時間一初装荷Pu-f量 4.4t/GWe 初装荷Pu-f鐘 5. 9 t/GWe 初装荷Pu-f量 4. 4 t/GWe

・高速炉MA均質リ例外平衡期のT~U組成に基づく憾料出A含有率1.1%程度i による炉心械料設計を実施 1"自己生成分のLLfP11-129とrc-991の核軍E換は

lWR使用済燃料から回収したTRU組成に基づく問料 IMA含有率最大4.1%程度)を使用した場合でも | 可能性あり e

炉心特性への影響は小さく適用可能 1" MA燃焼については左記に同し

Ii.主記1・1Pul重金属; . 2 00 lMeV， J" joJ' j/ケット

-101 -


JNC

ナトリウム冷却炉の主な研境開発課題

項目現状の達成度開発期間

燃焼度向上を目的としてODS銅を採用。 ODS燃料ピンおよびODS銅

現在、 BOR-印にて燃料ピン照射試験を実施中。バンドルの実証照射に10年

配管短縮を目的として、低膨張・高強度材の12Crクリープ試験、ク

経リープ疲労試験、熱;斉

12Cr系銅系銅を採用。現在、許認可に必要となる長時間材時効試験等の長時間

性料特性データを取得中。

材料試験に15年

物量削減を目的として、 1次系ポンプと IHXを一体

ポンプ組込型IHX 化。現在、ポンプ回転振動に起因するフレッティ振動試験および流動ング磨耗により生じる伝熱管の減肉量を把握する試験lこ5年ため、 114スケール振動試験を実施中。

SG水漏えいの対応として、二重管伝熱管によりSGの開発(安定性、

7l<-ナトリウム反応を排除する概念、早期漏えい伝熱流動、製作性、 l

固有の課高信頼性蒸気発生器

検知により水ーナトリウム反応を局限化する概念漏えい検出、 IS 1) 及びSG水リーク反応!

題克服を検討中。の確証lこ8年

保守補修技術ナトリウムの特性を考慮した検査部位、検査頻度 ISI &R技術の開発にを検討中。 10年

機器開発燃料集合体の照射試験、再臨界回避確認試験、炉最短で2012年度までその他

許認可j'サ取得内熱流動試験、大口径高流速配管の健全性確認等に技術基盤整備が可が必要。能な見通し

更なる性金属燃料資源有効利用、環境負荷低減

燃料破損限界、破損能向上後挙動の試験に15年

EAGLEブ田ジェクトの試験状況JNC

炉心が損傷した場合でも溶融した燃料が炉心から早期に排出されることにより、事故が拡大して再臨界

のような厳しい事態の発生が回避できること、また、これを容易に達成できるような炉心設計が可能であ

ることについて、実験的担拠をもって技術的な見通しを得ること。

試験概要

試験施設としてカザフスタン共和国国立原子力センターの安

全性誌験炉IGRと炉外燃料溶融施設を使用。

溶融燃料がナトリウムを内包したスチールダクトを溶融させ流

出する過程を模擬するインテグラルな炉内試験を最終試験と

し、炉外誌験及び炉内試験を段階的に実施していくことにより

誌験技術獲得と現象の把握を進め、これを実現する。

炉心溶融の開始

大きな出力上昇の可能性

(再臨界問題)

EAGLE: Experimental Acquisition of Generalized ;Logic to Eliminate recriticalities

-102 -

J AERI-Conf 2005 ~ 009

高性能被覆管の開発

I際魁1取出平均燃焼度150GWd/1に相当するピーク燃焼度250GWd/1、ピーク照射盤以1027n/m2 (E>O.l MeV)に適用可能な

高性能被覆管の開発

I関発内容1・メイン候補材であるODSフヱライト鱈について、製造コスト低減化も含めた実用規模製造技術評価を進めるとともに、

材料照射及び燃料ピン照射に向けた準備を実施している。. ODSフェライト鋼被覆管の代替材としてE自室-FMSを選定して、照射後試験を実施するとともに、集合体規模での照射

試験による性能確認を行う。

[2003年度の主な成果1重量爽用規模製造技衡解鏑:. 9Crマルテンサイト系ODS銅被覆管について、強度のバラツキを最小限にする製造技術を開発した。また、今年度実

施した大型中空力J'tk押出し法と大型HIP-押出し;去について性能を評価するとともに、長尺被覆管製造についても検討して、低J}，ト盤産技術による大型素管・長尺被覆管製造の実用化見通しを評価した。

塁塁ODSフェライト鋼被覆管評価『常陽」でのODS銅燃料ピン照射のための設工認準備として、ナトリウム環境効果などを考慮した材料強度基準

(案)を策定した。

重量照射鼠験:• BOR-60照射試験.ロシアRIARでの燃料ピン製造、集合体組立(図l参照)を完了し、 2003年6月から照射試験を開始

した。• r常陽j材料照射試験 2005年照射開始に向け、試験計画の策定及び試験片加工を実施中。・I常陽j燃料ピン照射試験:2007年照射開始に向け‘下部端栓溶接の準備を行った。

重量代替材 (PNC-FMS)評価:I常陽』照射PNC-FMS燃料ピンの照射後試験を実施して、米国HT-9との比較でPNC-FMS被覆管の照射特性を評価した。

吋欝F

I今後のE善隣 (20O4年E齢、3 ぇ :

※BOR-60での第1期照射試験は2004年秋に終了し(ピーク燃続度50GWdjt)、照射後試験に着手する。※I常陽j材料照射試験準備を完了するとともに、『常陽j撚料ピン照射試験のための設工認を取得する。※目標強度を有する照射試験用ODSフェライト鋼被覆管を製造する。※PNC-FMS燃料ピンの照射特性評価及び集合体照射試験に向けた準備を行う。

ナトリウム冷却炉のISI&R検討方針

Na炉の補修の特融

.JNC

.JNC

J 冷却材と檎造材との共存性が優れ、水・蒸気系と比較して腐食が起こりにくい

103

補修に関する弱点克服の方針

J設計上の方針

-損傷事例の多い小口径配管の数を限定・機器のアクセスルートを確保・取外し構造の検討

Lの方針弘「 λ以来繍館

示、

比え滋:ょ

J主要なナトリウム機器の補修方法を検討

J 必要な設計対応を整理

J 補修装置開発の課題摘出

く軽水炉と同等な補修を目指す〉


ナトリウム冷却炉のISI装置(笹112

ナトリウム中超音波目調装置二重管SG伝熱管体積試験装置

ECTセンサ

+ 一一咽合参同国-g.口合国園田朴骨匝臨盟盟国

直接磁場一............... ::::v-、、、~、-------戸------

センヲリングユニット

(-CF:71L三官一-fiト4山;:7F二f:j

ゾ二重管SGの体積試験装置

JNC

J超音波マルチセンサによるNa中目視試験装置・関口合成;去を用いた画像合成(VT-3程度)

・高解像度化、小型化、耐放射線性、画像合成速度が課題・ナトリウムー水反応防止の安全シナリオでは2重伝熱管の体積

試験が要求される

J自泳搬送装置で炉内の検査部位にアクセス・1云熱管内面からの;同流探傷伐験および超音波探傷訳験

・位置誘導システム開発、ナトリウム中モ-$lの小型化、静止性能が課題

・欠陥(滅肉、き裂)の検出能力の設定、検査時間の短縮が課題

ナトリウム冷却炉概念の研提開発計画

@ ナトリウム冷却炉は、基本的成立性に係わる課題は存在しない。

高除染/中燃焼度燃料であれば、「常陽Jrもんじゅ」等を利用して燃料開発を行う

ことにより、最短で2012年度段階での技術基盤整備が可能な見通し。低除染/

高燃焼度燃料についても、 2015年度頃には技術基盤整備が可能な見通し。

Q ナトリウム炉の弱点克服として、ナトリウム漏えい対策、ナトリウムー水反応対策、

保守補修に関する技術開発を行い、安心して使えるプラント観念を構築する。

!04

JNC

.JAERI Cunf 2005 -009

JNC

[基本概念1冷却材の特徴(化学的不活性、高沸点、核的特性)を活用し、システム簡素化による経済性を

追求すると共に、固有の安全性を強化したタンク型鉛ビスマス冷却モジュール炉

(中間冷却系削韓Lシステム簡素化による物蜜削減

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鑑圧力損失額心Na炉並みのポンプ動力低流速化(エロージョン対策)

漏詩語め議開ODS被覆管〈高燃焼度〉

12竺杢平均竿由民…蝋日

繭重量技舗闘鱒冷却材中酸緊滋度制御安定な酸化防磁皮践の形成

&R韓舗鉛ビスマスの特性(不透明、高温、寓腐食性)を考慮した検査部位、検査頻度の設定と検査技術の開発

喪壷韓衛関錯受動的炉停止機構(SASS)受動的炉心冷却(自然循環等)炉心損鰯時の臨界回避安全性データの取得

3~提売先躍荷盤条件緩和による酎箆性向よ盈金鼠炉では必須要件

JNC

鉛ビスマス冷却炉の安全設計の特徴

車車常舞金しにくいシステム構築

.コンパクトかっ簡素な系統構成

-高熱伝導の窒化物燃料と高沸点の

Pb-Bi 冷却材を採用することで、異常

時の燃料温度の許容上昇帽を拡大し、

固有安全を強化する

日

SG伝拠管漏渇対策

-ポンプ吸い込み口を高所として、

蒸気泡をカバーガスへ流出さ

せ炉心への大規模な侵入を防

止・圧力開放系を設置し1次系昇圧

を防止

炉心損傷対策

窒化物燃料の溶融挙動等の

安全性に関する基礎的知見に

乏しく、適切な方策を具体化で

きる技術レベルに到達してい

ない。再臨界回避及びデブリ

の安定冷却を達成するための

試験研究が必要。

c、J

崩壊総除去系

・鉛ビスマスの高い自然

循環力を活用

原子炉停止系

目多重性を確保した2系統

の急速炉停止系

-受勤的炉停止機能とし

てSASS(自己作動型炉

停止系)を付加

遭遇盤童・腐食性を考慮し、コール卜‘ベッセ

ルを採用

-タンク型を採用し冷却材ハψウンゲ')をRIVIこ限定

009 JAERI -Conf ~005

JNC

LLFP核変換炉心

] I [資源型qzニヰ位認?Zfff応炉心]

向側。百J 刷刷タキ側一、

鐙ピ丞空^浩却堕iliの検討結果(窒化物燃料、強制館建型型1E2

運転判。If長さ/ハリ数 18ヶ月/6ハッTPu富化度宇， [内{J!ll/外側 151/18. 5wt% 取出平均燃娩度[7言汁叶含む175GWd/t 最大高速中性子照射盤傘 4.9x 1023 n/cm' ト ~T 5係数 [Tdk/dTl.'，

経済型炉'L，'[燃料サイヲル賢の低減を追及した炉心

内側炉心燃料外.iI!ll炉心餅判

1.フョ(35cm)

/ -vo臨.-'X).::H:':""出品m;:主炉停止Y 験時拶~o\ 炉心醐

制御棒 t ぷおLLtM蔽体 t上臨7潮崎}

原子炉熟出力 1，8751.1Wt 原子炉出入口!E度 520/352"(; 熱効率 40% 炉心等価直径 4.41m 炉心材料!被種管/jッハ.管 ODS/PNC-FMS 燃料ピン外径 7 3mm 運転例外長さ/ハッチ数 18ヶ月/7ハ')fPu富化度噂 1 [内側/外側 147/18. Owt% 取出平均燃慨度 [J'jI'J"ト含む1143GWd/t 最大高速中性子照射塁、 6.6 x 1023 n/ cm' 卜.，]"う係数 [Tdk/dTl -3 OX 10 J

{上部軸T

原子炉熱出力 1. 875刷 t原子炉出入口温度 520/352"C 熱効率 40% 炉心等価直径 4 41m 炉心材料[被覆'i"i/うッハ.m ODS/PNC-FMS 燃料ピン外径 7.3mm 運転リイ州長さ/ハッf数 18ヶ月/7ハ.ッTPu富化度事， [内側/外側 15.2/182wt%取出平均燃焼度[7'5汁叶含む1105GWd/t 島大高速中性子照射鼠.2 6 4 x 1 0" n/ cm' トリヲ係数[Tdk/dTl 2.9X 10-'

炉中心λテ Jレ

炉心概念図

主要仕様

増殖比 1. 16 複合γλ弘倍増時間

初装荷Pu..f盤 5.8 t/GWe

-自己生成分のLLFP[[-12りとTc-991の核変換は

可能性あり。

-MA燃焼については左記に閉じ

増殖比 1. 15 増殖比 1 04 怯合'17，';[，倍棺時間 48年 |抱合以払倍明時間

初装荷Pu-f霊 5. 8t/GWe 初装荷Pu-f璽 5 6t/GWe

・高速炉MA均質。例外平衡期のTRU組成に基づく燃料川A含有率Iwl%程度)による炉心燃料設計を実施

-LWR使用潰燃料から回収したTRU組成に基づく燃料川A含有率最大4wl%程度)を使用した場合でも

炉心特性への影響は小さく適用可能

資源有効

利用

環境負荷

低減

(;圭記J • 1 Pu/重金属!櫓， 00 1MeV ; 事， 2月末に記鼓予定; 7うつうノOット

JNC 鉛ビスマス冷却炉の主な曹究開発課題

3次元免震

鉛ビスマス

原子炉容器座屈、支持板変形による投入反応度、制御棒挿入性、燃料交換装置の構造・機能について耐震評価を実施し、耐震成立性見通しを得ている。技術的成

立性(固有の課題 Ii!;l Ó!?~Mr:.j.:I:-~ I材料腐食の厳しい重金属炉では、ナトリウム炉よりも検査要求が厳し

|保守補修技官| ー含む)-1 "'''ff1ll '~f:l{ filiJ 1くなると共L、高比重の流体なので検査手法に難しさがある。

鉛ビスマス環境下での重化物燃料破損限界、破損挙動に関する試験研究が必葵

大容望『ンプ

経

済

性

受動的安全機|浮力を打ち消すための錘を採用し‘ Na炉と同禄の構造のキュリ一点式構 ISASSを採用。感知合金の耐食性見通しが得られれば成立する見通し。

安

全

性

鉛ビスマス冷却高速炉は、過去の開発経験に乏しく、実用化する上では、実験炉からの段階的な開発が必要 o

実験炉用機器開発・許認可 1 5年以上の長期を要する。

106

注)色付け部分は基本的成立性に係る課題

その他

JAERI .. Conf 2005 -009

鉛ビスマス冷却炉概念の研究開整監圏

鉛ビスマス炉では、腐食特性把握、材料開発、伝熱特性等各種相関式取得等の基

礎的な課題からの開発が必要であり、開発工翠(期間、資金)の不確かさが極めて

大きい。

実用化のためには、実験炉からの段階的な開発が必要であり、 30年以上の長期を

要する。

実験炉では、実炉体系での防食技術の実証、燃料バンドルの照射実績、燃料交換

を含むプラントの運転実績、鉛ビスマス冷却系機器及び保守補修技術の実証等、

実用化のための技術基盤整備を行う。

。 Generation-Nでの鉛炉の研究の進捗をフォローする。

被覆粒子燃料ヘリウムガス冷却高速炉概念

【基本概念]

冷却材ヘリウムガスの化学的安定性及び機騒粒子燃料の酎需品性を活かして、炉心出口温度を高温にし、原子炉出口から箇鐙ガスタービン発電を行うことにより、高いプラント熱効率とシステム簡索化による経済性を追求した概念。

E量購ガスタービン露関縦型短軸30万kWe高温システム-850OC高熱効率-47%

主罷管の3重量管化外管檎造による減圧事故影響の緩和、ヨンハ.外な配管檎成

多目的利用高温ガスの多目的利用。(高効率発電、水素製造等)

費全韓舗閤艶高温キュリ一点式SASS格納容器肉コアキャッチヤー

107

JNC

JNC

JAERI .. Conf 2005 009

JNC

ヘリウムガス冷却炉の安全設計の特徴

崩壊勲除去系

タービントリップ時の差圧を感

知し(グラピ、ティダン1¥)、自動

駆動可能な崩壊熱除去システ

ムの採用

伊，r>栂傷対空査

-コアキャッチャの設置

-室化物燃料の溶融挙動等の安全

性に関する基礎的知見に乏しふ

本方策の成立見通しを得るため耐火リウム溜洩(減圧}対箆

減圧抑制機構(3重管構

造)の採用の基礎研究が必要。

炉心概念図

主要仕械

資源有効

利用

環境負荷

低減

、'Joムガス冷却吊速五戸忍S合格JIX団

配管以外の枝管は配管

径を帝IJ限

ヘリウムガス冷却炉心の墳討結果(窒化物被覆粒手燃料大型炉)

資源型炉心 | 経済型炉心 LLFP核変換炉心

JNC

[燃料サイ川賢の低減を追及した炉心 ] I [資規型明言立品百九137禁l対応炉心]

原子炉部出力

原子炉出入口温度勲効率炉心等価直径

炉心材料[円筒状7リット/支柱!被覆粒子燃料外荏

運転例外長さ/ハツ子教 20ヶ月/8ハ}!

PU富化度"[内組.'1中央部/上下部l170/21 7.1% [外側中央部/よ下部l212127 8.1%

取出平均燃焼度[J"5汁沖合む1 58GWd/1 トッlう係数 [Tdk/dTl ー10x10.'

原子炉抽出jJ原子炉出入口温度

熱効率炉心等価直径 5 64m 炉心材料[円筒状7リフト/支柱 s，c被覆粒子燃料外径 1. 94mm 運転別州長さ/ハ "JT数 19ヶ月/日ハ"Jf

PU宮化度'1[内側中央部/上下部117 0122 7.1% [外側中央部/上下部l2J2127 8.1%

取出平均燃焼度[)"J/tッ卜含む1 80GWd/1 トッlJ係数[Tdk/dT]" -IOX10 J

PU富化度・'[内側中央部/上下部l170122 9.1% [外側中央部/上下部l218129 6.1%

取出平均燃焼度[J"j乃叶含む 87GWd/1卜'17"j係数 [Tdk/dT].1

増殖比 117 増殖比 1 03 増殖比 1 00 怯合双子A倍増時間 73年 l複合は弘倍増時間一 l複合泊拍倍増時間

初装荷Pu-fJll 9 61/GWe 初装荷Pu.f畳 9.61/GWe 初装荷Pu-f盤 10 II/GWe

・高速炉1M均質リサイ川平衡期のTRU組成に基つく撚料 IMA含有率1.1%程度iによる炉心娯料設計を実施|ー自己生成分のLLFP11129とrc-991の鞍変換は

. LWR使用済燃料から回収したTRU組成に基づく館料 IMA含有率愚大4.1%程度)を使用した場合でも | 可能性あり。

炉心特性への影響は小さく適用可能卜MA燃焼については左記に同じ

じ圭記)判 Pu/重金属叫資源型炉心と同程度と推算￥ J 2月末に記鼓予定 ) ;0)" ンゲ/

一 108-

技術的成立性

(固有

の謀題含む)


ヘリウムガス冷却炉の主な研境開発課題

項目 | 現状の達成度 | 開発期間

雨時化問12量管世間鱗謀総憎併説明君臨ア騒音| |検討中。

燃料集合体

燃料安全

3次元免震

横方向流れの力ゴ型 (SiC製)蹴料集合体の製作性、照射健全性及|四四回~山 n'"-川， ~~ び多孔板透過率均一性(流動特性への影響)の確認が必要。定格 121月二回 ιu....-柚...L. V.J~

|期を要。開発費は時・自然循環時の流量配分の成立性、構造健全性を検討中。但し|町宮

、|検討中。仏国では他概念の可能性についても検討が進めらる。 I

炉内試験が必要であり被積粒子窒化物燃料破損限界、破損挙動に関する試験研究が必要。い 5年以上の長期を要

する。

経済性|単軸縦型ガスタービン

タービン、磁気軸受等要素開発、発電システム機能等の確認が必|開発には10年以上の長要。現状実績は27万kWe程度の横置き火力タービンであるが、世界|期を要する。開発費は的な高温ガス炉の開発成果を反映できる可能性がある。 1検討中。

安受動安全

全

性 | コアキャッチャ

実験炉用機器開その他|発・許認可データ取

f尋

|機器開発そのものは5高温化に対応したキュリ一点電磁石方式SASSの感知合金の開発が|

|年程度。開発費は検討必要。 I

|中。

溶融燃料を未臨界を維持でき、長期安定冷却可能な形状、材料を||炉外試験が必要であり

用いた炉外コアキャッチャーの開発と炉外試験等による有効性の|15年以上を要する。確認が必要。自然循環能力の確保方策の具体化に不確かさがある。|

ヘリウム冷却高速炉は、過去の開発経験に乏しく、実用化する上|11 0年以上の長期を要

では‘実験炉からの段階的な開発が必要@冷却系機器に関しては、!iする

高温ガス炉の知見を活用した合理化の可能性がある。，

ヘリウムガス冷却炉観念の研費開発計画

@ ヘリウム冷却炉で、は、 TiN被覆燃料粒子(窒化物燃料)、 SiC燃料集合体、燃料製造

及び再処理技術に係る基礎的な課題からの開発が必要であり、開発工程の不確か

さが大きい。

@ 実用化のためには、実験炉からの段階的な開発が必要であり、 30年以上の長期を

要すると考えられる。

。翼験炉として1;1:， HTTRの大幅改造、我閤単独での新規欝設、他国止の閤際協力と

いった方法が考えられる。

仏国で2010年代にヘリウム冷却炉の実験炉建設が計画されており、この計画が実

現すれば、国際協力の下、合理的な開発が期待できる。

Generation-lVでの力、ス炉の研究の進捗をフォローする。

109 -

JNC

JNC

JAERI -Con[ 2005 -009

水冷却炉の験討経緯.JNC

、、

フェーズ I一一一←一一一一一一一…一一ーーーー可

高転換比PWR型高速 -現行軽水炉プラン卜技術の利用

炉 -三角配列欄密燃料に加え重水を1次冷却材に使用することにより増殖性を確保

高転換比BWR聖!品速 -現行軽水炉プラン卜技術の利用炉 -三角lie?11網密燃料に加え高ボイド率化により水対燃料体積比を低減

一一一一一一一一一一一一一』一一一一一一超臨界圧水冷却高速増 -高熱効率を狙った超臨界圧軽水冷却高速増殖炉性を確保 I殖炉 -三角配列欄密燃料に加え超臨界圧水の利用によって水対燃料体積比を低減し増殖 /

./

フェーズE中間報告 ¥ 品転換比 -欄密配置による転換比の向上PWR型高 -大量の軸、径方向ブランケットの配置によりボイド係数負を維持→フ、ラン速炉ケットインベントリ過大、高燃焼度達成困難

-重水の使用により転換比向上→設備インパク卜大

高転換比 -調密配置による転換比の向上BWR型高 -ポイド反応度係数対策も炉心の超偏平化のみで逮成しており炉心構成が速炉単純

時評価対象概念として

"60GWd/t程度の炉心部燃焼度が達成可能高転換比BWR型-低除染再処理燃料を使用したプルトニウムの多重リサイクルに対応可能な

高速炉を選択設計

超臨界圧 -類似の熱中性子炉概念について、材料開発等の基礎・基盤研究が別途実

水冷却高施されている段階速増殖炉 -高速炉特有の課題である炉心揖傷時の再臨界問題については、その影響

と緩和方策について検討の途についた段階

判てフド、、』ー，〆

.JNC

BWR型水冷却炉繍念

【基本概念]経験豊富な軽水炉技術を発展させた軽水冷却高速炉。現行軽水炉の優れた運転園保守性

を維持すると共に、 PU多重リサイクルを可能とする水冷却炉概念。

ABWRプラントシステムABWRIこ準拠したシステムを採用し、同等の安全性を実現

増殖炉心

3次元免璽

サイト標準化のために重要、

-110

高調曹格子露五心寓欄密炉心の採用により、炉心の冷却性能を維持しつつ、高速炉心化を図る

轍璽管材料の開発

安全技師開発炉心損傷時の再臨界防止と事故

影響の緩和対策(試験デ一世と解析手法整備)

J AERI --Conf 2005 -009

本遺組担盛安全盤盤自立錨翠JNC

シビアアクシデント時の再臨界挙動の検討

これまでの結果

・軽水炉安全解析コードRELAP5による事故時炉容器内冷却材分布解析にもとづく炉心再臨界発生を仮定した場合の機械エネルギ一発生

の検討をしたが、炉心溶融開始時には炉内に水が存在しないため、炉心で再臨界が生じる場合でも水の体積膨張による機械工ネル

ギーは発生しないことを確認

・軽水炉シビアアクシデント解析コードMELCORによる炉心溶融挙動の解析を実施し、ジルコニウム被覆管燃料の場合、被覆管の大部分

が溶融落下する前に燃料棒が崩壊しかっ1000秒以上かけて炉心径方向に非一線に炉心が崩嬢する等、扇平炉心特有の挙動を把握

・デブリヘッド生成過程に関する従来の知見から、少なくともデブリベッドが再溶融するまでは、溶融した燃料と被覆管が良く;昆合されると

考えられ、このような場合は、下部プレナムで再臨界は生じ無いことをMVP解析で確認

今後の計画

・シビアアクシデント解析の継続(ステンレス被覆管の影響、リロケーション挙動、デブリベッド再溶融後の再臨界性等に着目)

Maximum PowcrRcgioll 出 3000 … I 下」午長一一

2000 r ア~t~~--i~IOOO ，ji/upperco

ld/Fucl collfps/

。---~一一一」ーム」ヨr i m e (s)

MELCORによる燃料温度解析結果

炉心を径方向lこ9分割し挙動を解析

MVPによる再臨界性解析モデル

下部プレナム内構造物、溶融物質組成、空隙率、水ボイド

率をJ¥ラメー告として再臨界性を解析

水冷却炉の経清性検討結果

-炉心、燃焼度調整しても最大1.05程度

JNC

増殖性能・低除染TRU燃料多重リサイクル(MA2.2%、FP1.3%の混入)では1.01程度となり、再処

理ロス等を考慮し、代表炉心としては増殖比1.03を選択

被利システム倍増時間

燃焼度

連続運転期間

設備利用率

燃料インベントリ

-200年以上

-MOX燃料部平均燃焼度

・内部ブ、ランケットを含めた炉心部平均燃焼度

.上下ブ、ランケットを含めた全炉心平均燃焼度

い

-18ヶ月以上

7.600何百円、

τ7ラ二ノそJ ット吉区

ー|

88GWd/t

54GWd/t

45GWd/t

・検査停止期間41日を想定すると約93%の設備利用率を達成できる見通し

-燃料インベントリが他の炉型と比較して大きく、燃料サイクル費が相対的に高い。(炉心に装荷されるプルトニウムがナトリウム冷却炉に比べて3倍程度大。)

ナトリウム冷却炉

初装荷燃料核分裂性プルトニウム約3.5t

電気出力1000Mweで比較

-111 -


水冷却炉心の検討結果 JNC

-----h、、、

/ 項目代密炉心概念ケースl ケーλ2 ケース1 ケス4 ケース5 ケス6 ケース7

¥ 取り出し燃焼度 GWdI， 54/45 45 55 60 ← 55 54 65

炉心流量 104νh 1.8 1.7 1.9 1.7 ← ← 1 8 !向

出ロワオリ7イ % 51 51 ← .5.5 51 汚1 51 51

平均ボイ下率 % 69 70 』 71 u9 70 69 70

増殖比 1.03 1 01 1.03 1 04 1.02 1.01 1.03 1.04

最大線出力密度 k、NIft 16 17 ← 16 15 17 16 1(，

連続運転期間月 18 1(， 19 21 』 19 18 15

軸方向5領国のl'u IlU cm tlU 15.0 11.0 5.0 21.(1 lu.u 80 15.() 22.0

寓化度分布(;主1)W/O cm 18 21.5 21.5 21汚 22.0 2.1.0 22.5 21.5 22.5

IlU じm llU 41.0 40.0 400 40.0 40.() 40.0 41.0 40.()

、ν10 ~m 18 22.0 22.5 n5 21.0 240 2¥.(1 22.0 210

tlll cm llU 15.¥1 1.¥.0 140 17.0 16.0 140 15.0 18.0

M 混̂入皇 Wl% 2.1 1り 4.5 0.1 01 2.2 Z 。11'1'混入量 wt% 0.04 。。。。 0.5 11 11 004 。。

一一一一一寸電気出力 L356MWe ，~ムミ

主主ミL

ケース1;軽水炉のU02燃料再処理を想定、 FP混入無し

熱出力 3.926MW' ケース2;軽水炉のMOX燃料再処理を想定、 FP混入無し

バ戸;x;x:x; ケース3;1¥l;除染燃料、湿式再処理

原子炉圧力 72MPa

l輔輔臨炉心外按半径 3.Bm

ケース5‘多重')サイワJレケース(RIAR法)

燃料集合 900体ケース6白書重リサイヴJレケス(低除染湿式再処理;去)

ケース7;1].重リサイヴJレケース(単サイヴJレPUREX法】原研)

制御栂 283本(i主1)PU富化度はケス2を除き1Bw/o回ケース21立16w/o，

』一M一C一P一R一ーu

JNC

本冷却炉の主な研費開墾翠最重

項目現状の達成度開発期間・費用

現行軽水炉で使用されているジルカ口イ被覆材や開発が進めら候補材の照射試験等を2014

れている改良ZI合金の適用性検討を進めるとともに、非Zr系候年までに海外の照射炉等で

燃料被覆管開発梢材として25Cr-35Ni -O.2Ti系安定オーステナイトステンレス実施し、その後技術実証炉

銅についての材料特性評価試験ならびに照射試験計画の検討にで燃料集合体および燃料

を開始した。棒を10年程度照射する計画開発費は検討中o

燃料集合体の健全性燃料要素拘束力試験、クリープ疲労試験、燃料集合体-炉内

2009年までにデータ取得可

構造総合健全性試験等が必要。能な見通し。開発費は検討

中。

炉心損傷時の影響緩和燃料破損後の溶融挙動データの解析を実施中。

実証試験での確認項目の摘

対策出も含め、合理的な開発計

画を検討中。

桐密炉心の熱流動澗密格子炉心の除熱性能を桟証するため、 37本大規模ロッド1本開発には5年程度必要。開

系での除熱限界に関する実験を開始した。発費は検討中。

-112-

，JAERI ~- Conf 2005 ~ 009

JNC

成績却炉、要素同技術開発の主な成果

c) I:~配酢叫3幻川…7球附即恥本恥制い…Jパ巾川\:.'+'ン出ドJルレ一/過渡時の割勲島特性デ一亨の温泊測'1陪定z杢号開始

18実炉への拡張性を評価する熱特性予測手法の開発を

古代つ叫

H:口圧力 τ7:>MP;，

"0*，' .183'， I

i実扱佃 l 1..-.0

p日?，qF三日会余枯 | β含む山e

~C.，\

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扇平二重.tfi IU~11 椋相 rう指マ金¥.，.，，， ~;

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R 出

IG主ER ト!l.-!>...-/守防;

出 J二竺ミL

JNC

水冷却炉擁念の研境開発言十園

技術課題は、炉心固燃料圃安全にかかわるものに限定され、プラント技術はABWR

の技術を活用できる。

被覆管開発には、水環境で、高速中性子場を提供する照射場が必要なこともあり、早

期に小出力の技術実証炉を導入することとしている。

技術実証炉で、炉心・燃料関連技術を実証した後は、 ABWRサイズの実用炉へつ

なげる考えとなっているo

水炉の位置付けを判断するため、水冷却炉の技術実現性(被覆菅材料の開発、炉

心損傷影響の緩和、燃料集合体の機械的成立性等)と実用化までに要する期間の

見極めが必要である。水炉の枢要課題の研究は、原研等で着手された段階であり、

今後2年程度の研究成果に基づき、フェーズ E終了時点で判断する。

、、-

JAERI-Conf 2005-009

.JNC

各炉システムの詮量要求達成度の註価錆果旅下E四置恒l皐現時畠で四軍帽世主圃

ナトリウム炉/中型!i，-&11印刷.1-大型(1.500刷.)...ox 壷属

[か日目ト磁k銅山JI 盤計要求 lga誠司阻5・E 資調E

高出口温直む世上aクn114bl 11.水3M5L1炉6I 刷el

〔哩附イク4坦使置の畢準つ畠 "曲奪回向道Eしつつ ~温足しつと哩科ザイ殖世睦を直置の包括~ 噌摘世能を追求瞳合してい白いた炉心 'l<した炉.. ' した炉心追求した炉

I!!IO'心平均 1150団dlt以上l148白Wd/t(大)- 145GWd/t(中)-

153GWd/t 152GWd/t 119 GWd九157 GWd/t (貴)ー

88 GWd/t 150GWd/t(中} 149GWd/t(文) 159GWd/t(経)

E提55GWd/t(申}ー 105 GWd/t (置)-直全体平均 160C刷111;1上} IOIGWd/t(中)-

72GWd/t 131GWd/t 58口Wd/t{責)- 45 GWd/t

回GWdノt(大) 11OGWd/t(文} 80GWd/t{経) 143GWd/t(経)

豊田直EIIII間 118ヶ月以上} 18ヶ月 26ヶ月 20ヶ月 22ヶ月20ヶ月{置)-

18ヶ月日ヶ月経 19ヶ同(経)

健後亘応直 32句Akノkk¥大)- 24‘Ak/kk¥:丈)-2.2喝d.k/kk' 1.5喝凸k/kk 0.8 d.k/kk'

0.9喝d.k/kk'(資)- 1.1喝d.k/kk3.7‘a νkk'(中} 2田 Akノkk¥申} 0.7‘企k/kk'l経}

"&'IIO. (9J'1e1よ} 93叫呈度 9同程度目、坦度 9師程度 93¥程度目、程度 93‘程壇

~I f 也口車置 5日℃ 目。℃ 505・c 550'C 850'・c 445"c 287"c

""鮪寧/所内負商事 42‘ノ 4¥ 42¥ 1 4¥ 4国 15% 42'1 I 4¥ 47‘13¥ 38も/3'‘ 35¥ 1 3¥

毎 1 1 樹園比 11.0-1.1回置l 1.1S(中}ー1.16(文} 1.04(中.大} 1.!6 1.04 1.17(貰)-1.03(経) 1.15 (責)-1.04(経) 1.03 *** 掴刊~~7A惜噌同間岨年 39'手 73年[責) 48年(貴) 2回年以上

間接間炉心!こ~曹となる 4.4νGWe(大)- 59t1GW.(大)-4.0νGW. 48t/GWe 9.6tノGW.

5.8t/GWe(責)-llt/GWe程鹿

資l 磁分割世物冒量 4.7t1GW.(中} 6.OtIGW.( <;>) 5.6νGWe(軽)

0・MA恒俊 0・ 0・ @・ @・ 0・ 0・ LWR使用涜盤制組成につ

いては末評価倒産憤可舵帥

FP瞳IlIII l 祖藍掻可能..1 l桟置憤可舵帥 E 積宜憤可能帥 I(憎殖性能との両立可未検討鮭)

炉II瞳E単価 11防円Ikle以下11 相対値 90剛丈)-93崎(中相対値 111.5崎 l相対値 107軸 l 次笹代唖水炉と同等心 1o:1_~T" モ||闘工期 [:::=2)| 恥月剛~伽月凶 | 伽月 | 11J九九 I"=1!!代唖水炉と間帯

号II 畳眠自白羽入目 :liJf'r-岡田園鵬髄叫S酬・町問問刷... ~人一 :1民間占25F+高|時j-gpp白+1可REFf郡詰F~， 1安1i:"~ ハ"引手 l' "，;有プ「、司品、川.皇、トー~司 I 弘、 μt 2I11:ナ再圃界園町圃-，'1 再岡田醜l'"齢体側・炉内醐描刺 1"'三官PJrdlF号24器2ZRI ;蜘舟

;v，直炉臥均置IJHU平副聞阻成醐宮有事1.同程置)， l制使用済陸料岨且l1IA吉有事園大幅内圏直l町いずれにも封応可能.. 自己生底分のLLFP{I.t29とT，一明}のIAIl検..可能性あり

邑縄3奇怪置貨却有司刷用置環境負荷iII混安安全住{大}大聖Nal戸‘{申)qJ~Na炉(貨}資調聖炉心(日}健司奇型炉心

-・・水冷!I1Ø'の噌殖比t~Pu司存比を衰 I~

.JNC

フェーズEにおける炉システムの技術総括

ナトリウム鉛ビスマスヘリウムガス水冷却炉

冷却炉冷却炉冷却炉

開発目僚に対する適合経済性、炉心性能に関経済性、炉心性能1::関高速炉としての炉心性性が最も高〈、豊富なするポテン‘ンャルを有すするポテンシャルを有す能に限界が有るが‘軽

評価開発実績から技術実現る. るとともに、高温化による水炉の畳富なプラン卜性が見通せる. 熱効率向上、多目的利妓術を活用できる.

技術総括用の魅力あり。

ユーザにとって使い勝材料腐食評価、耐腐食燃料被覆材‘高温構造高速中性子・水冷却環手の良いシステムとす材料開発等、概念成立材の開発等、概念成立境下での被覆管材料開

躍題るための検査・補修技性に係わる妓術課題が性に係わる妓術課題が発等が必要。

術‘新型SG等の技術開ある。ある。

売が必要.

-概念検討と革新的技 -材料腐食鼠験を継続 -炉心燃料概念の技術技術的成立性に関わる術に関する研究開発をし‘その結果を反映し的成立性、課題等の検研究開発成果を取り込

進めるとともに‘検た材料腐食評価式に基討を深め、有望な炉心んだ評価を行うととも

フェーズE後半の査・補修妓術‘ SG等のづく経済性や炉心性能概念の明確化を進める. に.水冷却炉の果たし課題解決に向けた検討の評価を実施する. "Gen-IV等を活用して効得る役劃‘位置付け等

進め方を進める. 'Gen-IV等を活用して効率的に進める。に関する検討を進める.

• Gen-IV等を活用して効率的に進める. -仏CEAとの逮慌が期待

率的に進める. -大学等との連慌が期待される。される。

-開発目標への適用性が -開発目標に適合する可能性を有しているが、概念上ieの謀題解決の見通高仁枝術的成立性を見の成立性を左右する基礎的課題があることから、こしを得た上で、位置付け l

中間報告でのまとめ通すための謀題が明確れらの課題解決の見通しを得た上で、今後の進め方も含め、今後の進め方を

化されている。を検討する。検討する。

一114一


実用化戦略調杏研現における国際協力の状況と今後の展開

(イギリス}

・値制敏a・-値動究篇値制に闘する箇カ・再処理(晶析盛}に闘する協力等

tフランス)・再処理に闘する也カ・組ウラン元粛、長.ef車種目担設備に闘する也カ

・ガス炉に闘するCEAとの情相変..

{ロシy)

・値動究篇煙車唱に闘する箇カ・聴式再処理に闘する箇カ・飴冷却に闘する也力等

{アメリカ}・厳軍艦軒開発1:闘する也カ・値制安全鼠麟研究計画の積討..金属冷却炉に闘する也力等

GEN-TV -ナトリウム冷却高速炉(SFR)i ・ガス冷却高速炉(GFR) トJNC

・鉛冷却高速炉(LFR) )

・超高温炉(VHTR)

・超臨界水冷却炉(SCWR)

.溶融塩炉(MSR)

GEN-lV筈への陸り組み

JNC

二国間協力の持組み

• rもんじゅJr常陽」の国際的な照射場としての活用.情報共有のための連絡会

・グローパルスタンダードとなる次世代原子力の構築を目指し、国瞭憧力の申心止の位置付け

-新規の基礎・基盤技術に関する研究協力

・共通枢要技術を中心とした国際的協力体制による研究開発の推進 (rもんじゅJr常陽』の活用を含む}

-将来的には国際共同プロジェクトによるシステム設計の実施

JNC

実用化戦略調杏研究フェーズEのこれまでの成果と今後の展開

-実用化戦略調査研究フェーズII(2000年度-2003年度)は、次の事項を計画どお

り実施した。

・フェーズ Iで抽出したFBRシステムおよび燃料サイクルシステムの候補概念について、革新的技術を取り入れ、それぞれの魅力を最大限に引き出すとの観点から設計研究を進めた。

・革新的技術の開発に努めるとともに、主要技術の成立性見通しおよび候補概念の明確化に必要な定量的データ取得のための要素技術開発を実施している。

・研究の目的に対してフェーズEの現時点での中間的なとりまとめを実施。

O 複数の実用化候補技術の明確化(見通し)

O フェーズE以降の研究開発計画(案)の策定

・今後は、国等による評価をいただく予定。 (2004年度早々に評価を受ける。)

その評価を受け、適宜研究開発計画の見直しを行い、 2005年度の最終とりまとめ

に向けて研究を推進する。

・次期「原子力長期計画J策定等に向けて、積極的な情報の発信を行う。

-115一


付録 1-4

燃料サイクル長期展望と低減速軽水炉の導入シナリオ

佐藤治 (原研)

-117一


IH--燃料;サイクル長期展望と:'_.'低減速軽水炉の導入1シナリオ

第7回低減速軽水炉研究会

平成16年3月5日


エネルギーシステム研究部システム評価研究グループ

1 .核燃料サイクルの課題と対応

-直面している課題 (2010年頃まで)

怒川2ト叩|時

-発電所サイト貯蔵容量拡大

.中間貯蔵施設の建設

場の揖婁

プルサーマルの開始 1 .........

(短期・緊急避難的対応)I T'"寸

-その先の課題と対応.-『司司..........-

MOX燃料加工工場

の建設・操業

①螺科サイクル経済性改善め展望を確立(2010年代1) ーゆ

再処理費等を大幅に低減できる技術の開発・実匝

②臆;協議認)殖システム|時

-119-

低減速炉+低コスト・サイクル技術による多重リサイクル

JAERI-Conf 2005-009

核燃料サイクルの選択股

¥¥¥

、¥

¥

一料…

一縛輝一

一wm涜一

一附畑一

一iTj一一

friox等;L使用済娼料i

2.

多重リサイクルによるPU同位体組成変化の検討事例{注)高速増殖炉l立、①径ブランケットからのPUも含めて多量リサイクル.②FPの遥加なし、と想定。

炉型再処理

Na冷却高速増殖炉れ印刷d/t)

先進式[広1lap-z行]低減速軽水炉 (45GWd/t)

高除染[広:1ロ2132]初装荷PU

PU残存比 1.20(4回リサイヴル時)

PU全体に占めるPu(旬、 PU・239、PU・241の比率(%)

70

80

50

40

30

20

10

o 4 0 2 3 4 5

(0が初装荷の組成、 nはリサイクルn回目の装荷組成を示す)

-120-

I I -Pu(f】I I -0-Pu-239 I ~ -Pu・241 ~PU!!存比l-一一一一一ー (咽 Jサイ

、「ー

PUのリサイクル回数

プルサーマルMOX燃料からの回収PU

{注)低減速炉の結果

lま全炉心一括交換を

仮定した簡略計算に

よるものである.


3.核燃料サイクルの超長期展望

(1)発電炉・燃料サイクルのシナリオ

炉型の構成

LWR LWR 低減速炉

ケース LWR (部分MOX) (フJレMOX) 第2再処理の

(U02) 0:廃炉までMOX 0:大間+追加導入 0:2020年に

導入開始

l:I.:2016年から l:I.:大聞のみ導入開始U02切り替え

A O O ムなし

B O O O 2030年

E O A A 、 O 2030年司、

F O A ム O 2046年

1.各発電プラントの耐周年数は40年とする。

2.2020年以降の新設プラントの設備利用率は90%とする。3. 2010年以降に新設のLWR(j軍縮ウラン)とLWR(フルMOX)は、 2020年以降の燃焼度を60GWd/トンとする。4.リード・ラグタイム燃料加工=2年(初装荷)、 1年(平衡)、再処理=2年

(増殖炉サイクルの炉外時間=3年)5.燃料加工=0.5%、再処理=0.5% (プルトニウムのリサイクルロス=1%)

(2)炉型構成と燃料サイクル諸量

-ケースA 2.5 再処理量(千トン/年)

ω| ω

70

ーLWR+プルサーマル計画

一第二再処理なし

炉型構成<GWe)

2

1.5

0.5

2α)()

/ 」晴J、子三煩i ー喧WヨR?ぎ~T:~'.~サ1 5

r-，!，c~Y. . 4

40

30

m

1:医1975 2OCO 2025 20田 2075 年 2100 20∞

-121-

初 25 初50 2075 年 21∞

2025


重量ケースB

ーフルMOX軽水炉を追加導入

一第二再処理2030年

炉型構成(GWe)n

u

n

u

n

v

n

u

n

u

n

u

v

n

u

n

u

n

U

QU

貝U

『，，

auRU

局副

Tqυ

っι1

，


。1975 2αm 2075 年 21∞2025 2050

2.5

再処理量(千トン/年)

1.5

0.5

0

2000 2050 2075 年 21002025


3 f 軽水炉MOX

0

2000 2025 2050 2075 年 2100

霊童ケースE

-低減速炉導入

一第二再処理2030年

炉型構成(GWe)

40

10

。フルMOX炉

2αlO 2050 21∞ 2150 年

22∞

122-

2.5

再処理量(千トン/年)

2

1.5

0.5

0

2000 ?025 2050 2075 年 2100

使用済燃料貯蔵量一

(万トン)

3ト軽水炉MOX

濃縮ウラン

0

2000 2025 2050 2075 年 2100

ω

80

70

60

50

40

30

20

10

。


2.5

霊童ケースF再処理量(千トン/年)

ー低減速炉導入

一第二再処理2046年 1.5

0.5

炉型構成(GWe) 。2000 2025 2050

6 使用済燃料貯蔵量

51-(万トン)軽水炉MOX


フルMOX炉1~ 濃縮ウラン

。2αlO 2050 21∞年 2150 22∞ 2000 2025 2050

(3)天然ウランの累積消費量万トンU

200 天然ウフ 150ーノ積襲消費 100豆王

50

0

2000 2050 2100 2150 2200

123

2075 年 2100

2075 2100

年

2250年


(4)リサイクル条件に関する感度解析

サイクル中のPUロス{工程ロス+炉外潜在中のPU・241崩壇ロス)

分裂性PUのグロス残存比

分裂性PUの正味残存比1.09

工程ロス・0.2の%場合

1.0%の場合サイクルロス

による低下

圃• 1.08

1.07 • 1.06

1.05

1.04

1.03

• 1.02

1.01

12 11 2 3 4 5 6 7 8 9 10

燃料炉外時間(原子炉取出今再装荷、年)

。0.99

燃料炉外時間と低減速軽水炉の導入速度

冷却期間2年

冷却期鯛3年

-

m

--

rmmmωmmmdmω関

岨

却

問

愉

aωmmm岨

mmωo

，

燃料炉外時間

(再処理までの

SF冷却期間)

3年 (2年)

4年 (3年)

6年 (5年)

23c回

-124-

2210 n岨2210 則自由2150 2120 割淘0自陣。2030 民問。

JAERI-Conf 2005-009

4.燃料サイクルシナリオとコストの検討

(1 )主要な前提条件

-分析期間 : 1970年-2100年-原子力発電規模:2050年に80GWeを目指して拡大.発電炉耐周年数:60年-低減速軽水炉:2020年代後半に導入開始

・長期割引率 :30/0

・核燃料サイクルにおける物質ロスの設定

LWR しWR-MOX RMWR

UF6転換 0:0% 今一一』

濃縮 1'.0% 一一燃料加工 0;5% O~l%

、

0.1%

再処理 1.0施 0;5% 0.5%

(年)

-リード・ラグタイム(年)

(右表)

・原子力発電プラントの主要特性

(下表)

燃焼度 [GW~/t]

設備利用率[%]

耐周年数

燃料装荷量[tメGWel年]

建設費[万円IkWe]

運転維持費

廃炉費用

LWR'， RMWR，一・ ‘、一'天然。ラシ調達'J十ドヲ汗ム!工

，、、一

J

UFi;転換リードタイム • 01 "，-:-:-

ウ.フン濃縮~Jードタイム"-.. ~ 一官‘ F 品，

初装荷イー 2 2 燃料加工リードタイム、

平衡装荷" 叫臥

使用済燃料冷却期間 4 2

再処理ラグタイム。。軽水炉部分Mox炉全MOX炉 RMWR

60 45 33 45

90 83.3 86.7 90

60年

15.6 14.2 (U02)' 29.9 31.67 7.'1 (MOX)

20

平均年間費用を建設費の5.3%とする解体及び解体廃棄物処分費用を建設費の20%とする

-125-

JAERI-Conf 2005-009

-核燃料サイクル工程単価の想定

-燃料サイクルシナリオの定義

伝ζ;"，'~~2i1~.~，否認a~}~~必云裕司ふ;iJ房認~?~~~:t'\:.>if;議言部i努耐え好丸三該宗:~:n;;でご:iÕ~~'~~日当ミ於:三:Q:'宍;民主I;?i~':'.' ，，::"~，，，

き泰tM附0鰍x湾舵を沿Lν:三主♂;戸{ft!.ミ弘沿;包♂次.子々子子-ぞ庁与-~.ぐ守 ‘/!，~。鉱;;Lて~-~.ふ~;ぷぷ刈去jオ，;4::\\々与ふぶぷぶk三ら主ぶムι民'~':R附:AA!前前耐民咲:i;;7三;三ぷDJ~~，~}i::~:~:)::~I~{f~;;，与え ?J:，':，'，，~{þ:~よ三|JJ O

沫手前事処j理施設さ卜て三f>，;:~'~':;;/\，.<:1 :，:;¥:.O{<，;三|7;柄。語講処理施設;々 Jごト

-ケースAでは、六ヶ所再処理施設のフル稼働が若干遅れ2014年以降と想定.ケースAでは第二再処理の導入を想定しないため、全MOX炉は2047年まで36年間運転された後廃炉となる

-126-

GWe 90

80

70

60

50

40

30

20

10

0

2000

900

800

700

600

叶 500¥ 2400

300

200

100

。“2000


(2)シナリオのアウトライン

ケースA:炉型構成


(2012年から2047年フルMOX炉までの36年間運転)

2010 2020 2030 2040

年

ケースA:再処理量阻使用済燃料蓄積量

2050

万トン

4

3.5

3

2.5

2

1.5

0.5

0 2010 2020 2030 2040 2050年

-127

GWe 90

80

70

60

50

40

30

20 I部分MOX炉

10

0

2000 2020


ケースB:炉型構成

低減速軽水炉


2040 2060 2080 2100

年

ケースB:再処理量回使用済燃料蓄積量

万トン3 仁 1.8

1.6

1.4

2 1.2 世

入1.5」ー

11 、川 0.8T← 軽水炉U02燃料再処理

0.6

.. RMWR-MOX燃料再

♂F子λ、?れ記ど悶ぷ?♂五千九弘行三:…;5Jfirv 0。.2 2000 2020 2040 2060 2080 2100 年

128


ケースC:炉型構成

GWe 90

80

十一土低減速軽水炉

60

50

40 r LWR (濃縮ウラン)

30

20 I 部分MOX炉

10 I ¥ フlレMOX炉

。2000 2020 2040 2060 2080

年

ケースC:再処理量 a使用済燃料蓄積量

3 r:'げ白

2.5

2

社¥ λ1.5 闘ム

ト←

0.5

0

2000

「マ

- ，..，. ....1ー』ーー

2020 2040 2060 2080

← 129一

2100

万トン

3.5

3

2.5

2

1.5

0.5

0 2100年

3

25

2

~l5

0.5

。Z間

(注)


(3)コストの試算

原子力発電システムの年間総コスト

ケースB

^-.~ノ斗~

1 .投資コストを技術的耐周年数で年経費化2.既存設備についてもモデル上の単価を使用し

ているため、両ケースのコスト差のみが有意i

L一一一一一一一……一一」

却30 ま見。

5圃検討のまとめ

霊童低減速軽水炉の戦略的特徴

-Puインベントリが大争少数基による集中的リサイクル

L

Z四年

一多重リサイクル~増殖の可能性争原子力利用の持続性確保

一早期に、低開発コストで実用化の可能性

襲警今後の課題

一炉心の工学的成立性と性能に関する実誼

一高撚焼度化に向けての開発

ーサイクル技術(再処理、醐ox撚料加工)のコスト低減

130一


付録 1-5

次世代炉開発へのメーカーの取組み

山下淳一 (目立)

-131一


|第7回低減速軽水炉研究会資料|

次世代炉開発へのメーカーの取組み

平成16年 3月5日

株式会社日立製作所

山下淳一

目次

上~量ftt戸聞豊睡酪

1 .基本的考え方

2. 中長期炉型戦略全体構想

3. 革新的原子炉システムの開発目標

4. 燃料サイクルに柔軟に対応する次世代炉概念

5. 先進燃料サイクルシステム

E 目立の次世代恒橿金・控術開発

。原子炉一[1]ABWR-II 位]ABWR-900 [3] DMS-400

[4] RBWR [5] SCPR

。サイクルー [6]FLUOREX法 [7]改良フッ化物揮発法

一133ー


口--h

一・・ロ・・

1 .次世代炉開発戦略

-1- HITACHI lnspire the Ne1(l:

EEE基本的考え方

-基本認識韓国の原子力開発においては原子炉と燃料引仰の整合性

を持ちつつ、原子力利用範囲を一層拡大する革新的原子炉

システムの開発が重要である。

・開発課題;革新的原子炉システムは信頼性確保を前提に、経済性・安

全性に優れ、燃料サイクルを廻る状況変化に柔軟に対処し

発電、水素製造、熱利用など椋々な用途に適用できるこ

とが重要である。

・開発・実用化の進め方;このように革新的原子炉システムには多椋

なニーズや多くの開発課題のある事を踏まえ、開発ステッ

プを2段階に分け『次世代炉システムJと『将来炉システムj

を並行して開発し段階的に実用化するのが妥当であると

考えられる。

-2ーHITACHI lnspire the Ne1(l:

-134-


治圏園

…決闘幽圏

係閣圏

中長期炉型戦略全体構想

圏基本システム

(大型炉~小型炉)

一位置付け一

一主要課題一

圏応用システム

発電システム/熱供給設備/水素製造システム/海水淡水化設備/需用地近接等

@次世代炉システムに求められる選択肢例

①Pu多重リサイクル ②使用済燃料中間貯蔵③使用済燃料を簡易処理しrpu+FP Jとru Jを分離保管④Puサーマル後に使用済燃料貯蔵⑤上記の複数の組み合わせ

HITACHI lnspire the Nexi

-3-

中長期炉型開発ビジョン総圏園

綴圏圏

納開園圏

MA/LLFPの消滅

高い増殖性

使用済み燃料中間貯蔵

PUサーマル利用

2

0

フリー

ρb

水索製造

海水淡水化

熱効率の向上

小型分散電頴

経済性の向上

発電拡大・立地促進

省ウラン・高燃焼度燃料

側奪還瀦麟静HIτACHI lnspire the Next

-4ー

-135 -


国自自革新的原子炉システムの開発目標

⑧資源有司持鏑的工事I~ギー供給確保 -エネルギー需要愈増への対応効利用

@経済性・実現性高い技術で競争力確保(合廿イ体) .新エヰJ~ギーを凌繭(合廿イ跡、分離)

命安全性 -現行炉並み(負のホ.イド係数等) -苛酷事故時過避不要/テロ対策

⑫環境負 • MA欝積重量の低捕 • MA、LLFPの分離、転換荷低減

@核担E散圏内単独存在無しIPu低除染化圃『炉+サイMJのコロヤーション・システム抵抗性

開発目棋の考え方

<次世代炉システム>

-経済性、柔軟性が最重要。

-他の目標は経済性を損なわない範囲

で現行炉並み以上とする。

<将来炉システム>

・究極理想の原子力システムとし

て、達成すべきレベルのものと

する。

RU HITACHI

lnspiTe the Next

盟国革新的原子炉システムの構成闘相関

次世代Fシステム封建ffA首選炉シ/党議痔迎理/ごロI;.fJPusj，吉ゲずイタノ'T!:基本11:ι、議智禅ずイタノルのS客様主主三=-;;{，'f;::~普段/ご対広で:~.fJtØéず~

原子炉システム

髄轟轟轟蕗購轟欝欝藤議開纏議離輸ぐ'i!1IR!:t>(j)pu i$ J!i'/fNM r2)ct!fIJffi'i4f @:fiA嘗飯野@rpUV-7!1-j

も醗C::)札LLFP

(大型炉i小型炉)

(オプシヨン)

-6一 HITACHI lnspiTe the Next

136一

A“'・・....".，‘Z開.

JAERI-Conf 2005-009

Big燃料サイクルに柔軟な次世代炉概念

」骨量智代肝'3:.鮮持・騨館長要著書(/)λ 護軍庄/ごcktJ、結五事態.~~金雄事'~~蓄癖Lつつ‘品管斜ずイ少ノ'V~æ-!Jß~葬本ニ-;(~ご講義tf.ご岸本有7昌吉止す'-{J

[1]リサイクルの場合 |

亡コ主要仕椴

・六角炉心格子・燃料材 MOX

-燃料有効長 1-2m.調密燃料配列

主要性能

-転換率且95-1.05・ボイド係数負

凶中間貯藤の場合

仁二コ主要仕様

-六角炉心格子・燃料材 U02/MOX

-撤料有効長 3-4m.組密燃料国列

主要性能

-転換率 -0，6・ボイド係数負

購<六角格子、 Y字形下部挿入制御俸を用いたBWRの場合>

-7ー HIτA.CHI lnspire the NelCt

iij 次世代炉による多隷な燃料ザイクJ~選択肢

lnspire the Nel(t

-137ー


国自目次世代炉と先進再処理技術

次世代再処理技術は中長期にわたる原子力利用を支える基本

技術であり官園民の協力による開発実用化が重要。

〈~ 中期対応 >くこ;星通話民誉hJ4単向-1:::::〉

-9ー HITACHI lnspiTe the Ne>ct

府崎山慰留

闘醐

E園田立の次世代炉概愈個技術開発例

-10 HITACHI lnspiTe the Ne>ct

-138一


盟国 ABWR改E量発展炉供昌WR-TI)

連事長ぎft・2吃芸書牽プ止によそ5郡安事態(/)綾厳選立青

電気出力 1700 MW

運転期間 1 8ヶ月

定検期間 :20日

発電単価 25%減

稼働率

-11ー

静的水素再結合器

主墨並盤

・発電コストの低減

(1)増出力(出力密度増大)

(2)プラント設備利用率向上

(長期運転，定検期間短縮)

(3)燃料サイクル費低減

(4)制御棒駆動系員数削減

.燃料サイ仰への柔軟な対応

(1)高燃焼度化

α)運転サイクルの長期化

(3)MOX燃料利用

同町

四

国

E

、Ill-a岬町

hH

一

〕

施

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d

凪&・‘

揖一官-m

崎拍日開問

P

分一品幽h

分一里一hノ一

型一新一

iij ABWR改鹿発展炉(ABWR-TI)の特長

大型K格子炉心静的崩壊熱除去システム

:

上

の

段

財

閥

度

軟

髄白|中柔

aMtEJT

料

計

拡

燃

設

剖

炉

』A

1

4

J

肱

嗣

直

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佃|小V

A

4

糊

相

也市

Aht

静的原子炉冷却系

-12ー

LOCAlSA時に格納

容器肉庄上昇を抑制

'lI SA時の格納容器過圧防護強化

牟蒸気蒸気卒

静的格納容器冷却系

HITACHI lnspire the Next

-139 -


自国国目立低減速炉(RBWR)RBWR : Resource-Renewable BWR

項目単位 RBWR

電気出力 MWe 1356

原子炉圧力 MPa 7.2

炉心外接半径 m 2. 88

燃料集合体数 720

平均燃焼度 GWd/t 50

有効炉心長 m 1. 15

炉心流量 104 t/h 3. 2

炉心出口クオリティ日 28

炉心平均ホ、イド率同 59

炉心圧力損失 MPa 0.16

転換比 1. 01

-13ー HITACHI lnspire the Ne'Ct

鶴自由立低減速炉(RBWR)の特長

B WRI7J婦長 ~;;ff.用L で菖密費車産JiJt

水対燃料

比の低減

-調密六角格子

・高ボイド率(低炉心流量)

.フォロアー付き制御棒

燃料集合体 720本制御棒 223本

外径 10.lmm

間隙 1.3mm

~ 盤挫集金盤

14

-エネルギー長期安定供給園長寿命放射性廃棄物の有効利用

i軽水伸機標高)"崎達成，1

nu nu

nU

2 所

要

天

然

ウ1000

-フン

量O

(万 t) 20'00 2100 2200

暦年

HITACHI lnspire the Ne'Ct

- 140-


iij ABWR-90G

図現行ABWR技術に基づく設備

の徹底簡素化

園標準BWR燃料翼繍に基づく炉

心設計

圏次世代炉技術の積極取り込み

ABWR'900 ABVI尽

電気出力 960MWe 1356MWe

出力密度 59.8kWII 50.6kWII

主薬気ライン 700Ax2 700Ax4

RIP台数 4RIPs lORIPs

安全系静的シλ予ム2系統動的シλ予ム動的シλ予ム4系統 6系統

-15-

i A島開R-900の特長

特徴図10X10燃料の擢用による高出力密度化

図静的・動的システムを組み合わせた安全果

圏コンパクトな機器記置

-16ー

- 141一

同BTACH.lnsplre the Nrn

同lτA.CHIlnspire the Next

JAERI← Conf 2005 -009

DMS-40 0

圏設備コスト抑制

短尺/自然循環炉心採用気水分離器削除

RPV、PCVの小型化

圏建設コストの抑制建屋容積の低減

銅製格納容器採用PCVと建屋躯体の一体工法

原子炉廻り仕椅比較

項目 ^ BW R DM 5-400

。)隈出力 392 6M W t 1200MWt

但)路料車合体 872悼 568体

自}有効儲科長 3.7m 2.0m

明lRPV向笹 7.1 m 約5.8m

GlRPV高さ 21m 約15.5m

(6l再帽環革強制循環自帰帽環

。)虹水分隊倒有熊

〈認訴D

DMS: Modular j2implified Medium j2mall Reactor

-17ー

-...，..............--見、一_.-一、(一

司も

一向『

J 一一 ← 、、、、ー-

.....~._，

HITACHI Inspire the Next

鶴自 DMS-400の特長

函

-142

建屋容積の低減効果

(100 ) ~“一一一、

¥ロT!Bトー」r一一口C!B

¥ロR!BI

-、(32)

ABWR DMS400

HITACHI lnspire the Nexi:


韓国超臨界圧水冷却炉-SCPRー

発電性能向上

451 |超臨界炉出

システム簡素化

・機器合理化、小型化

・再循環系、気水分離系なし

熱効 40~ / μ 4000C

率〆飽和蒸気OOy-¥

(%) 35

30 5 10 15 20 25 30

圧力 (MPa)

Y.Oka_and S. Kgshizuka， SCR-20QO， Noy. 6-8， 2000，Tokyg "Design CO!Jcept of Once-Through Cycle SuI>ercritical-Pressure Light'Water Cooled Reactors

HITACHI -19- lnspire the Nexl:

間接サイクル型SCPR

特長:園間接サイクルの特徴を活用したタービン系等の設備合理化0

.高温蒸気(約5000C)を活用した熱利用(水素製造他)の拡大。

<仕犠伊~>

出 2270MWt/953MWe

力 (効率 42%)

圧

力

哩|入口/出口温度

量I280/508:C (1次系)I 250/470o

C (2次系)

く出典〉木勝和明，西国浩二，松浦正義l志賀重範日本原子力学会2002年秋の大会，M22(2002)

「超臨界圧水冷却炉の実用化に関する妓術開発間接サイクル型プラント概念J HITACHI -20- lnspire the Nexl:

-143一


器量 FLUOREX5:去一軽水炉共存時代向け-

一一静[濃縮又は保管 1 UF6

(Dト 10η

フッ化物

揮発法「

口→山z-Mλ斗」高レベル廃液

PUREX法

4， Pu: 1， MA&FP:3)

-21ー HIτACHI lnspiTe the Next

自国国改良フッ化物揮発法(飽減速炉，FBR両用)

盤関璽UO，lPuO与凝縮/吸着塔(NaFトラップ)

ー-)t UFc， (DF-107)

FP↓ |ペレツト製造へ |

フッ化物揮発法

フッ化揮発

(流動床又はフレーム炉)

「一炉 FガスリサイヴJし

.1 1-→ U02/Pu02 (DF10-1 02)

~ ) 恒竺型型空時提竺|平水l蒸気‘Il，

酸化物転換塔(Uo，流動床)

[Spheroid Pac振動

充塙燃料製造の特徴1

Pac

(仮称)

つ』つ』 HITACHI lnspiTe the Next

-144一


付録2 研究会プログラム

-145-


第 7回低減速軽水炉研究会プログラム

主催: 日本原子力研究所

共催: 日本原子力学会北関東支部

会期: 2004年 3月 5日(金)13:30・ 17:00

会場: 日本原子力研究所東海研究所先端基礎研究交流棟大会議室

13:30-13:40 開会の挨拶

l低減速軽水炉の研究開発の進展

13:40-14:25

14:25-15:10

(1)低減速軽水炉の研究開発の現状と展望

(2) FBRサイクル実用化戦略調査研究におけ

る水冷却炉の検討・評価

1)技術検討

2)フェーズ日中間評価

15:10・15:25 休憩

2.燃料サイクルの課題に対応した炉型戦略の展望

15:25-15:55 (1)燃料サイクル長期展望と低減速軽水炉の

導入シナリオ

鈴木康文(原研)

座長: 日置秀明(東芝)

内川貞夫(原研)

大久保努(原研)

小竹庄司(JNC)

座長: 岩村公道(原研)

佐藤治(原研)

15:55-16:25 (2)次世代炉開発戦略へのメーカーの取り組み山下淳一(日立)

16:25-16:55 (3)総合討論

16:55-17:00 閉会の挨拶野田健治(原研)

-147ー


付録 3 参加者リスト

-149一

所外参加者

氏名

東稔達三

北田孝典

吉井良介

小出正

角田達彦

中島甫

保志貴司

藤村研

小山正史

木村悦康

大杉俊隆

大滝明

小竹庄司

平尾和則

石川員

藤井正

西川覚

伊藤邦博

佐藤敏彦

目前l浩三

栗本泰夫

伊藤秀雄

井坂浩順

田中洋司

高波督吉

沼田守

雨夜隆之

三浦信

小久保孝

伊東賢一

永野護

小瀬裕男

鈴木貴行

中川正紀

坂本透


所属

東京工業大大学院

大阪大学大学院

東京電力(株)

中部電力(株)

東北インフォメーション・システムズ(株)

日本原子力発電(株)



電力中央研究所

(社)海外電力調査会








ニュークリア・デベロップメント(株)

三菱重工業(株)

三菱重工業(株)

助川電気工業(株)

原子力エンジニアリング(株)

原子燃料工業(株)

新型炉技術開発(株)

新型炉技術開発(株)

日揮(株)

日揮(株)

日本放射線エンジニアリング(株)

高砂熱学工業(株)

(株)グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン

(株)グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン

(株)大和システムエンジニア

(株)大和システムエンジニア

(株)日立製作所

(株)日立製作所

-151-

講演者


氏名所属

山下淳一 (株)日立製作所講演者

平政勝 (株)日立製作所

後藤幸徳 (株)日立製作所

湊明彦 (株)日立製作所

石井佳彦 (株)日立製作所

竹内健一 (株)日立製作所

竹田練二 (株)日立製作所

辻昭夫 (株)日立製作所

平岩宏司 (株)東芝

日置秀明 (株)東芝座長

中島浩雄 (株) CRCソリューションズ

大枝伸 (株) C R Cソリューションズ

秋濃藤義インフォメーションプラザ東海

所内参加者

氏名所属

鈴木康文東海研究所所長

野田健治東海研究所副所長

辻宏和企画室

小川徹原研・機構統合準備室

高野秀機大強度陽子加速器施設開発センター

水本元治大強度陽子加速器施設開発センター

梅野誠大強度陽子加速器施設開発センター

石川信行原研・機構統合準備室

串田輝雄ホット試験室

佐藤篤司ホット試験室

桜井淳安全性試験研究センター

新谷文牌安全性試験研究センター

与能本泰介原子炉安全工学部

小津正明原子炉安全工学部

傍島員国際原子力総合技術センター

岩村公道エネルギーシステム研究部座長

金子貞夫エネルギーシステム研究部

大貫万里子エネルギーシステム研究部

中川庸雄核データセンター

市原晃核データセンター

-152-


氏名所属

佐藤治システム評価研究グループ講演者

立松研二システム評価研究グループ

大滝清システム評価研究グループ

鈴木孝目システム評価研究グループ

福島昌宏炉物理研究グループ

小嶋健介炉物理研究グループ

秋本肇熱流体研究グループ

呉田昌俊熱流体研究グループ展示

吉田啓之熱流体研究グループ

永吉拓至熱流体研究グループ

井阿部夫耐食材料研究グループ

小河浩晃耐食材料研究グループ

山下利之新型燃料燃焼研究グループ

内川貞夫将来型炉研究グループ講演者

大久保努将来型炉研究グループ講演者

石田紀久将来型炉研究グループ

大貫晃将来型炉研究グループ

中島伸也将来型炉研究グループ

秋江拓志将来型炉研究グループ

鍋島邦彦将来型炉研究グループ

中野佳洋将来型炉研究グループ

小林登将来型炉研究グループ

藤原節男将来型炉研究グループ

劉維将来型炉研究グループ

Afroza Shelley 将来型炉研究グループ

一 153一

国際単位系 (SI)と換算表

表， SI基本単位および補助単位

盈名称記号

長さメート，レ町、

質量キログラム kg

時間抄 s

電流アンペ 7 A

熱力学温度ヶ，レピン K

物質量モ，レ mol

光度カンテ'ラ cd 一一一一一一一一一一一一一一平面角ラジ 7 ン rad

立体角ステラジアン sr

表 3 固有の名称をもっ SI組立単位

量名祢記号他の SI表単位による現

周波数 '¥ Jレ .. / Hz s-'

力ニュートン N m・kg/s'

圧力応力，~スカ，レ Pa N/m'

エオJレギー.仕事.熱量ジ 2 ール J N.m

工率.触射束ワ y ト w J/s

電気量.電荷クーロン C A・s

電位，電圧.起電力ポ Jレ卜 V W/A

静電 n骨-ー量ファラド F C/V

電気抵抗オ 1. Q V/A

コンタ'クタンスジーメンス S AlV

磁東ウェーパ Wb V・s

磁東密度アスフ T Wb/m'

インダクタンスへンリー H Wb/A

セル γ ウス温度セルシウス度。C

光東 Jレーメン 1m cd. sr E召度 Jレクス Ix Im/m'

放射能 r、〈クレ，レ Bq s-'

吸収線量ク' レイ Gy J/kg

線量当量ン，、，}レト Sv J/kg

IbC

0.224809

2.2ω62

粘度 1Pa.s(N.s/m')= 10 P(ポアズ)(g/(cm.s))

動枯度 Im'/s=IO'St(ストークス )(cm'/s)

表 2 SIと併用される単位

名称|記号

分 . 時 . 日

度.分.抄

min. h. d

表 5 SII妾頭語

倍数銀頭語記号

10'・エクサ E

10" '¥ タ P

1012 ア 7 T

¥0・ギカ' G

¥0' メカ' M

10' キロ k

10' ヘクト h

¥0' アカ da

10-' アシ d

¥0-' センチ c

¥0-' 、、、 m

¥0-' 7 イクロ μ

¥0-' ナ / n ¥0ーはヒ. コ p

¥0-" フェムト

10-18 ア卜 a

(注)

l 表 1-5は「国際単位系」第 5版.国際

度量衡局 1985年刊行による。ただし..1eV

および 1uの値は CODATAの 1986年推奨

値比ょった。

2 表 41Cは海里.ノット.アール.ヘクタ

ールも含まれているが日常の単位なので乙

乙では省略した。

3. barは. JISでは流体の圧力を表わす場

合IC限り表 2のカテゴリーに分頬されてい

る。

4. EC閣僚理事会借令では bar. barnおよ

び「血圧の単位JmmHgを表2のカテゴリ

ーに入れている。

圧 MPa(=IObarl kgflcm' atm mmHg(Torr) Ibflin'(psi)

10.1972 9.86923 7.50062 x 10' 145.038

力 0.09印665 0.967841 735.559 14.2233

0.101325 1.03323 760 14.6959

1.33322 x ¥0-' 1.35951 x ¥0-' 1.31579 x ¥0-' 1. 93368 x ¥0-'

6.89476 x W-' 7.03070 x ¥0-' 6.80460 x ¥0-' 51.7149

rad 照射線量

リ y トル 11. L

ン It

電子ボルト IeV 原子質量単位 Iu

1 eV=1.60218x 10-"J

1 u = 1.66054 X 10-27 kg

表 4 SIと共IC瞥定的IC

維持される単位

名祢 Z己号

オングストローム A ，、r ン b ，、z Jレ bar カー Jレ Gal

キユ Ci

レントケ'ン R

7 ド rad

レ 1. rem

1 A= 0.1 nm= 10-，om

1 b=¥OOCm'=IO-28m'

1 bar=O.1 MPa=¥O'Pa

1 Gal=1 cm/s'=¥O-'m/s'

1 Ci=3.7xIO'OBq

1 R=2.58x 10・C/kg1 rad = 1 cGy = 10-'Gy

1 rem=lcSv=IO-'Sv

換算表

1二 J(=IO'erg) kgfom kW・h cal (計量法) Btu ft 0 Ibf eV ネJレ 0.¥01972 2.77778 x ¥0-' 0.238889 9.47813 x ¥0・ 0.737562 6.24150x 10" ギ

9.80665 2.72407 x ¥0-' 2.34270 9.29487 x 10-' 7.23301 6.12082x 10" . 仕 3.6 x ¥0' 3.67098 x ¥0' 8.59999 x 10' 3412.13 2.65522 x ¥0' 2.24694 x 10" 事. 4.18605 0.426858 1.16279 x ¥0-' 3.96759 x W-' 3.08747 2.61272 x 10" 熱量 ¥055.06 ¥07.586 2.93072 x ¥0-' 252.042 778.172 6.58515 x 10"

1.35582 0.138255 3.76616 x ¥0-' 0.323890 1.28506 x W-' 8.46233 x 10 ，.

1.60218 x ¥0-" 1.63377 x ¥0-'0 4.45050 x 10一日 3.82743 x ¥0-'0 1.51857 X 10-22 1.18171 x ¥0-円

放

射

能

Ci

2.70270 X 10-11

吸収線日

100

1 cal = 4.18605 J (計量法)

= 4.184 J (熱化学)

= 4.1855 J (15・C)

=4.1868J(国際蒸気表)

仕事率 1 PS (仏馬力)

= 75 kgf.m/s

= 735.499 W

R

3876

線

B当量

100

rem

(86年 12月26日現在)

第

7回低誠速軽水炉研究会報告書

2004年

3月5日、東海研究所、東海村

巴一一一一一-tEZ=zz ーーーーーーーーーーーーー・・ー一一ーーー

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