核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書(仮訳)

PR&PP evaluation; ESFR full system case study final report (Tentative translation)

相樂 洋; 川久保 陽子; 井上 尚子 

Sagara, Hiroshi; Kawakubo, Yoko; Inoue, Naoko

第IV世代原子力システム核拡散抵抗性及び核物質防護(PR&PP)評価手法ワーキンググループ(PRPP WG)は、同国際フォーラム(GIF)で検討されている原子力エネルギーシステムのPR&PPについて評価する手法を開発することを目的とし、「核拡散抵抗性及び核物質防護評価:仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書」を2009年10月に作成し、仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)の事例研究をまとめ、原子力システムのPR&PP評価手法開発の補助として用いた。本研究では、ESFRと核燃料サイクル施設から成る仮想的ではあるが具体的な原子力主要システム要素が想定されたESFRにおけるPR&PP評価の事例研究がなされており、我が国の将来の核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。

The Generation IV (GEN IV) International Forum Proliferation Resistance and Physical Protection (PR & PP) Working Group is in charge of developing a methodology for evaluating PR & PP of potential GEN IV options. The present report, published in Oct. 2009, was used as a supporting study for development of the evaluation methodology for PR & PP, summarizing the case study of the PR & PP evaluation of Example Sodium Fast Reactor (ESFR) co located with a dry fuel storage facility and a pyrochemical spent-fuel reprocessing facility, a hypothetical nuclear energy system, consisting of nine main system elements, and it provides for designers the practical experience of applying the PR&PP evaluation methodology to a nuclear energy system. The development of the future nuclear fuel cycle system with sufficient PR & PP features is a crucial task in Japan. With the usefulness the report, it was translated and published here as a Japanese-language edition with the concurrence of the OECD-NEA.