次世代原子炉が拓く新しい市場(第3章, 第4章, 第5章, 第7章)

上出 英樹; 川崎 信史; 早船 浩樹; 久保 重信; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎; 佐賀山 豊; 西原 哲夫; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.

次世代原子炉が拓く新しい市場; NSAコメンタリーシリーズ, No.28, p.14 - 36, 2023/10

高速炉、高温ガス炉を始めとする次世代原子炉の開発が進み、日本を含む世界の電力あるいは熱利用など産業利用の市場への貢献が目前となっている。ここでは、世界の動向を含め日本の開発状況についてまとめ、特に第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)の活動ならびに日本の高速炉、高温ガス炉、世界のSMRについて開発の現状を解説した。

Development of safety design criteria and safety design guidelines for Generation IV sodium-cooled fast reactors

二神 敏; 久保 重信; Sofu, T.*; Ammirabile, L.*; Gauthe, P.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

In the framework of the GIF, an effort to develop Safety Design Criteria (SDC) for SFR systems was initiated in 2011. For this purpose, an SDC task force (SDC-TF) was formulated in July 2011. The SDC-TF members consist of representatives of CIAE (China), CEA (France), JAEA (Japan), KAERI, KINS (Republic of Korea), IPPE (Russia), ANL, INL, ORNL (United States of America), EC and IAEA. This paper describes the outline of the SDC and SDGs contents and its development background as shown above. These SDC and SDGs refer related IAEA safety standards, such as SSR-2/1 Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSG-52 Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants. This paper focuses on both technology neutral aspects, which are common parts between the SDC/SDG and IAEA standards, and SFR specific aspects.

第4世代原子炉の開発動向,7; ナトリウム冷却高速炉(SFR)

上出 英樹; 伊藤 隆哉*; 小竹 庄司*

日本原子力学会誌ATOMO, 60(9), p.562 - 566, 2018/09

ナトリウム冷却高速炉は、ウラン資源の利用率を飛躍的に向上させるとともに、プルトニウム他の長寿命TRU核種を効率的に燃焼させ、使用済み燃料の減容化・潜在的な有害度低減を可能にする優れたポテンシャルを持ち、実証段階へと進みつつある有望な高速炉概念である。ロシアのBN-800が2016年10月より商業運転を開始したことはその実用化に向けて大きな一歩であり、ロシアはこれにより商用段階に入ったとしており、次期炉であるBN-1200ではGIFの掲げる安全性, 経済性目標の達成を目指している。中国では600MWeの実証炉の建設を開始し、インドは原型炉PFBRの運開を目前に控え、これに続き実用炉6基の建設計画を有している。ここでは各国のナトリウム冷却炉の開発の進展を概観するとともに、日本における開発状況と今後の方向性をまとめた。

Recent activities of the safety and operation project of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV International Forum

Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; 山野 秀将; Kang, S.-H.*; Ashurko, I.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

安全運転(SO)に関するタスクは3つのワークパッケージに分類している。具体的には、WP-SO-1「手法、モデル及びコード」では安全評価のためのツール開発、WP-SO-2「実験計画及び運転経験」では実験施設やナトリウム冷却高速炉(例えば、もんじゅ、フェニックス、BN-600やCEFR)のメンテナンスや試験経験、WP-SO-3「革新的な設計や安全システムに関する研究」では第4世代炉の安全技術、例えば、能動的及び受動的安全系や他の特定設計設備に関連したものである。本論文は、そのSOプロジェクトの最近の活動について記述する。

Activities of the safety and operation project for the international research and development of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV international forum

堺 公明; Ren, L.*; Tsige-Tamirat, H.*; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Ashurko, Y.*; Fanning, T.*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

https://doi.org/10.1115/ICONE24-60502

The Generation IV (GEN-IV) international forum is a framework for international cooperation in research and development for the next generation of nuclear energy systems. The SFR Safety and Operation (SO) project addresses the area of the safety technology and the reactor operation technology developments. The aim of the SO project includes (1) analyses and experiments that support establishing safety approaches and validating performance of specific safety features, (2) development and verification of computational tools and validation of models employed in safety assessment and facility licensing, and (3) acquisition of reactor operation technology, as determined largely from experience and testing in operating SFR plants. In this paper, recent activities in the SO project are described.

Japan-France collaboration on the astrid program and sodium fast reactor

Rouault, J.*; Le Coz, P.*; Garnier, J.-C.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; 飯塚 透*; 持田 晴夫*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.832 - 837, 2015/05

https://hal-cea.archives-ouvertes.fr/cea-02506803

仏国は、2010年から2013年にかけて各国の機関とASTRIDプロジェクト支援協力を実施してきた。2014年、ASTRID及びナトリウム冷却高速炉に係る日本との協力関係がプロジェクトに組み込まれた。本協定機関であるCEA, AREVA, 原子力機構, 三菱FBRシステムズ及び三菱重工業は、設計及び研究開発協力に加えてジョイントチームを構成し、これは日本の貢献をフォローするとともに、共通課題に対する共同評価を実施することを特徴としており、両国の関心を共有していくこととしている。

革新的高温ガス炉燃料・黒鉛に関する技術開発計画(受託研究)

沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔

JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB

第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は1520%FIMA,高速中性子照射量610m(E0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。

Safety demonstration tests using high temperature engineering test reactor

中川 繁昭; 高松 邦吉; 橘 幸男; 坂場 成昭; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.301 - 308, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.016

HTTRを用いた安全性実証試験が、HTGRの固有の安全性を実証するため、及びHTGR用安全解析コードの検証のための実測データを提供するために実施中である。安全性実証試験は2つのフェーズに分けられ、最初のフェーズでは異常な過渡変化やATWSを模擬した試験を実施する。次のフェーズでは事故を模擬した試験を実施する。制御棒の誤引抜きや流量低下事象を模擬した最初のフェーズについては、2002年度から開始され2005年まで実施する予定である。事故を模擬する次のフェーズの試験については、2006年度から開始する予定である。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。

Safety demonstration test (S1C-2/S2C-1) plan using the HTTR (Contract research)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 栃尾 大輔; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2003-074, 37 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-074.pdf:1.83MB

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。本報は、2003年8月に計画している循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。事前解析の結果、循環機停止後、負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着き、この間の炉内温度変化が緩慢であることが示された。

ZrC-TRISO被覆燃料粒子の開発計画とZrC蒸着試験装置の製作

植田 祥平; 飛田 勉*; 猪 博一*; 高橋 昌史*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-085, 41 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-085.pdf:2.66MB

被覆燃料粒子をさらに高温領域で使用するために、従来の被覆層として使用されている炭化ケイ素(SiC)よりさらに耐熱性の高い被覆材を用いることが有効である。炭化ジルコニウム(ZrC)は約2000の高温下で健全性を保ち、通常運転条件下での燃料核移動,核分裂生成物による腐食に対して耐性が高く、GENERATION-IVにおいてはVHTR燃料の候補として提案されている。商用規模でのZrC被覆燃料粒子の開発を行うため、先行研究のレビューにより今後の研究開発の課題を摘出し、これに基づいて研究開発計画を作成した。本研究では臭化物プロセスによる100gバッチ規模のZrC蒸着試験装置を製作し、各種試験を実施することとした。本報告では先行研究のレビュー,摘出した研究開発課題及び研究計画,ZrC蒸着試験装置の概要について述べる。