SNW対話イン九州工業大学2021、基調講演「次世代炉として期待される高温ガス炉について～原子力発電の基礎知識、軽水炉との比較、
そして機械技術者としての開発体験～」
令和３年１１月２日（火） １８：００～１９：３０
WEB開催

野村 眞一
日本原子力学会シニアネット連絡会
元三菱重工業株式会社
九州大学生産機械工学専攻修士、工学博士

1

講師のプロフィール

2＊氏名：野村眞一＊学歴：九州大学工学部生産機械工学科
修士課程修了（１９７２年）、工学博士（九州大学）＊職歴：
・三菱重工業株式会社長崎造船所（１９７２年～２００９年）
火力発電プラント、地熱発電プラント等の開発・設計
高温ガス実験炉の開発・設計、及び、ﾌﾟﾛｼﾞｪｸﾄ管理
使用済み燃料の再処理設備の開発・設計
海外現地法人（ﾌｨﾘﾋﾟﾝ）及び国内関連会社の運営
・九州大学カーボンニュートラル国際研究所（２０１１～１２年）＊社会活動：
原子力学会シニアネットワーク連絡会員（２０１３年～現在）

今日のお話の概要

3

まず、原子力発電の核分裂、固有安全性、深層防護、放射線などの基礎知識を解説し、次に現在原子力発電の主流である
第3世代大容量軽水炉（100万kW級）、更に第4世代炉として近年脚光を浴びている小型モジュール炉を（SMR)と高温ガス炉の特長を説明する。
そして最後に、高温ガス炉の実験研究炉として日本原子力研究所（現 : 日本原子力研究開発機構）が茨城県大洗町に建設した「高温工学試験研究炉」 (High Temperature engineering
Test Reactor:HTTR)の設計建設に1988年～1999年にメーカーの機械技術者として携わった体験、特に冷却材温度９５０℃という類を見ない高温に特有の様々な問題を解決したエピソードなどを紹介する。
（注）HTTRは冷却材としてヘリウムを利用した黒鉛減速ガス冷却炉であり、3万ｋWの熱出力により950℃のガスを生み出し、その熱を利用して水素を製造することを目的としている。

もくじ
第１章 エネルギーと原子力発電
エネルギーの特性と必要条件（S＋３E）
原子力発電の特性（核分裂、放射線）
原子力発電の安全性（福島第一事故、深層防護）
世界の原子力発電の潮流
軽水炉の特長（加圧水型と沸騰水型）
第2章 世界の小型原子炉の開発状況と高温ガス炉について
小型原子炉（SMR)と大容量軽水炉の比較
高温ガス炉の概要
高温ガス炉の世界及び日本の開発状況と国際連携
第3章 高温工学試験研究炉（HTTR)の開発
HTTRの概要と建設スケジュール（安全審査～建設～）
設計を支えた自主技術について
安全性実証試験の概要と利用系の開発状況
第４章 まとめ4

エネルギー資源の種類

5■一次エネルギー：資源による分類①化石燃料（世界は85％～90％依存）◼

石炭、原油・石油、天然ガス、シェールオイル/ガス、オイルサンド、メタンハイドレードなど②再生可能エネルギー
安定型再エネ：水力、地熱、バイオなど◼ 変動型再エネ：太陽光、風力など◼

③原子力エネルギー◼

核分裂、核融合■二次エネルギー：一次エネルギーから生産◼

電気、都市ガス、水素、ガソリン、灯油など

エネルギーの要件は“S＋3E”「S＋３E」に具体的な内容は、資源エネルギー庁資料「日本のエネルギー2020」のQ1～Q5を参照してください。
① エネルギー安定供給

Energy Security③ 環境保全

Environment Protection④ 安全
Safety② 経済効率Economic Efficiency《基幹エネルギーに必要な４条件》① 量と質（必要な質の電力を必要な量、必要なときに確保できること）② 経済性（ライフサイクルコスト）が良いこと③ 対環境性（大気･水質汚染防止、地球温暖化対策など）④ 安全性（事故リスクの極小化、国民の健康を脅かさない）

6

世界のエネルギー資源確認埋蔵量
化石燃料資源には限りがあり、今後のエネルギー消費の増大を考慮すると、その確保が厳しい。
なお、ウランは使用済み燃料を再処理し得られたプルトニウムを高速増殖炉
により更にプルトニウムが増殖され約3000年分の燃料にすることが出来る。

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発電コスト検証WG（2021年7月）結果■2030年に新たな発電設備を建設・運転した際の発電コスト（円/kWh)
単体コスト 再エネ（太陽光・事業用）11.2～原子力10.5■太陽光・風力（自然変動電源）の大量導入により、火力の効率低下や揚水の活用などに伴う費用が高まるため、これも考慮する必要がある。
統合コスト（システムコスト）
再エネ18>原子力148

ライフサイクルＣＯ２排出量9◼ 再生可能エネルギーや原子力は発電時にCO2を発生させないゼロエミッション電源。
◼ 設備の建設・運用・廃棄に伴うCO2排出を考慮しても、火力発電に比べて僅か。

ゼロエミッション電源

ウラン235とプルトニウム239の核分裂
ウラン235が核分裂した時に発生する熱エネルギーにより蒸気を発生し電気を作る

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核分裂の結果、ウラン
235は2つのより小さい物質になり、これが高レベル
放射線廃棄物となる

アインシュタインの特殊相対性理論「質量がエネルギーに変換する。」

E＝ｍｃ２
E:熱エネルギー（cal=4.18J、J=kgm2/s2)、ｍ：消失質量（ｇ）、Ⅽ:光の速度=3×10８m/ｓ

一部のウラン238は中性子を吸収し、プルトニウム239になる。この一部は核分裂し熱エネルギーを発生、一部が残る。このプルトニウム239を再利用するのが核燃料サイクルである。
10

11
化石燃料に比べ極少量で同じエネルギーを出す

11

ウラン235の核分裂エネルギー
は石油の200万倍、石炭の250
万～700万倍という膨大なエネ
ルギーを発生放射線、放射性物質、放射能の違い＜放射線＞＜放射性物質＞＜放射能＞＜シーベルトとベクレルの違い＞◇シーベルト（Sv）は人間が放射線を受けた時の影響を表すもの。
◇ベクレル（Bｑ）は放射性物質から発生する放射能の強さを表すもの。

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1年間に自然界から受ける放射線被曝量

宇宙から
0.39
ミリシーベルト

呼吸による
空気中の
放射線

体

大地から 外0.48
から
ミリシーベルト
食物から
0.29
ミリシーベルト

体内に

1.26
ミリシーベルト

合計すると１年間に2.１ミリシーベルトの放射線を受けている
医療被曝が３．９ﾐﾘｼｰﾍﾞﾙﾄ加算される

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世界における国別自然放射能の年間平均被ばく量14放射線利用は色々な分野で社会の役に立っている

15

15

放射線は正しく怖がることが大事

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自然界には放射線が満ちている◼ 放射線は五感では分からないが、精度良く測定できる。
◼ 人体への悪影響のあるレベルを超えない厳格な管理をしている◼ 放射線の性質（距離、遮蔽、時間）を活用して、被曝防護が出来る◼ 放射線は日常生活で利用され役に立っている◼ 薬は適量で効果を発揮、度を越すと毒になる
放射線も同じ◼

原子炉固有の安全性
軽水炉は核分裂性ウラン235の中性子吸収が減速された中性子に対して反応しやすくなります。
減速材の温度効果とは水温が上がると密度が減少
し（あるいはボイド率が上昇
し）中性子の減速が低下す
る。

PWR
や

BWR

燃料のドップラー効果とは
熱中性子とウランとの衝突
吸収反応は両者の相対速度に依存します。温度が上がれば燃料のウランの熱振動が活発になり、中性子との相対速度の分布が広がります。ということは、中性子の共鳴吸収される確率が増すことになります。

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原子力発電の安全確保

緊急時に
止める
自動的に制御棒を入れ
停止させる

制御棒

冷やす
放射能を

閉じ込める

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福島第一原子力発電所事故

19■午後2時46分地震発生、運転中1，2，3号機は制御棒が燃料に自動挿入、核分裂反応停止。非常用ディーゼル発電機起動、非常用炉心冷却系作動。
■午後3時27分頃に津波第1波、3時35分頃に第2波が襲来し、1～4号機は被水。非常用全電源（交流、直流）喪失。炉心冷却不能となり、炉心溶融（1，2，3号機）、水素発生（1，2，3号機）、格納容器漏洩により原子炉建屋水素爆発（1，3，4号機）。多くの住民が避難した。
■水素は燃料被覆管の主材料であるジルコニウム（Zr)が水（H２０）と化学反応を起こして、水素（H２）と熱が発生。 Zr+2H20=ZrO2+2H2＋586ｋJ/mol「原子力学会事故調最終報告書」より
事故の直接要因20（１）不十分であった津波対策
事前に得られていた2つの重要な警鐘を対策に活かせなかった。
（869年貞観三陸沖地震津波、1938年福島県東方沖地震。）（２）不十分であった過酷事故対策⚫ 地震、津波等外的事象起因の過酷事故対策が行われず。
⚫ 2001.9.11米国同時多発テロ後の米国内テロ対策を反映せず。
（３）不十分な緊急時対策，事故後対策や種々の緩和・回復策⚫ 10km以内と想定していた緊急時の避難範囲が不十分。
⚫ オフサイトセンターが地震により使用できなかった。

事故の間接要因（１）事業者の安全意識と安全に関する取組の不足（２）規制当局の組織的不備、安全に対する意識の不足（３）国際的な取組みや海外事例から謙虚に学ぶ取組みの不足（４）安全確保のための人材教育および組織運営基盤の不足

事故後の原子力の安全強化対策

21

１．政府の原子力規制組織を抜本的改革（2012年9月）「原子力安全・保安院」と「原子力安全委員会」を廃止し、新たに内閣（総理大臣）からの干渉を受けない独立した組織 「原子力規制委員会」を設置。原子力規制行政を一元化、専門家多数配置。
２．福島事故の教訓を盛り込み 「新規制基準」を2013年7月制定
非常用電源多重化、多様化、長時間電力供給、過酷事故対策、
低頻度大規模災害（竜巻、火山、大火事）、テロ対策などへの対処出来るよう安全性を強化。
既設原子力はこの新基準に適合しないと再稼動できない。
３．地震と津波に対しては過去最大を超える規模を「基準地震動」、「基準津波」
活断層検査と耐震解析、防潮堤・機密扉など設置。
４．過酷事故後の放射能放出抑制策
事故時の緊急制御室（免震、放射能対策）を設置、格納容器機能強化、ベント
フィルター設置など
５．周辺自治体の避難計画
等々の安全性強化により、炉心溶融事故の起こる確率は１０－４、大量放射能放出は１０－６と、福島事故以前より格段に安全性は向上。

福島事故の教訓を踏まえ 「新規制基準」を2013年7月制定

22

深層防護を3層から5層へ
第１層

第2層

第３層

第４層

異常発生
防止

異常拡大
防止

異常の影
響緩和

過酷事故
防止

非常用原子炉
冷却装置

確率的手法で
潜在的危険性評価

原子炉格納容器

操作手順と設備強化で防止と緩和余裕ある安全設計（地震対策等）

異常の検知

フェイルセーフ

原子炉の自（安全側へ作動）

動停止

インターロック（誤操作防止）

止める

冷やす
閉じ込め
る

これまでの深層防護（安全審査の対象）

第５層
放射線影
響緩和

オフサイト
センター設
置
合同対策協
議会
屋内避難・
退避

今後はここまで規制対象に（福島第一では）原子炉の冷却に失敗、水素爆発、閉じ込めに失敗

炉心溶融、放射性物質異常放出

非常電源、冷却手段・水源の多重化、多様化必
要、

過酷事故後対策、避難計画必要、

23

使用済み燃料の再処理施設

24◆青森県六ケ所村に建設、来年度操業開始予定。
◆使用済燃料は全国の原発から貯蔵プールに冷却・貯蔵。
◆その後、十分に放射能が弱まった後、約3～4cmの長さに細かくせん断し、燃料の部分を硝酸で溶かし、ウラン、プルトニウム、核分裂生成物に分離。
◆ウラン溶液とプルトニウム溶液は、精製、脱硝してウラン酸化物とウラン・プルトニウム混合酸化物。MOX燃料として原発に活用。
◆核分裂生成物を含む廃液はガラス原料と混ぜ合わせガラス固化体。50年
間地上保管冷却後に、300m以深へ地層処分。

ウランと
プルトニ
ウムを混
合

高レベル放射性廃棄物

ガラス固化体を多重バリアシステムにより地層処分

地層処分施設
電気のゴミ「ガラス固化体」

出典； 電事連原子力・エネルギー図面集２０１６25

地層処分地の調査は3段階

26◆下図のように３段階の処分地選定調査を行う。
◆各段階では技術的検討、地域経済社会への効果、影響など調査し、市町村に処分場受け入れ可否を総合判断できる情報を提供。
◆各段階で結果を公表、次の段階の調査の計画を示し、知事や市町村長のご意見を伺い、反対の場合には次の段階には進まない。
◆施設の安全性については国の原子力規制委員会による審査。
文献調査申
請は市町村
長のみの意
見で可

閉
操業
鎖

現在北海道
2町村で文
献調査中

期間
交付金

約2年
10億円/年

約4年20億円/年

約14年
未定

約10年
未定

約50年
未定

皆さんの故郷の自治体が文献調査に申請しようとしたら、賛成ですか反対ですか？

福島第一事故後の世界の原子力発電の潮流
世界の潮流は原子力推進へ
将来的に利用
・米国
[99]
・フランス
[58]
・中国
[37]
・ロシア
[35]
・インド
[22]
・カナダ
[19]
・ウクライナ [15]・英国
[15]・スウェーデン[8][]は運転基数

・チェコ[6]・パキスタン [5]・フィンランド [4]・ハンガリー [4]・アルゼンチン [3]・南アフリカ [2]
・ブラジル
[2]
・ブルガリア [2]
・メキシコ
[2]
・オランダ
[1]

現在、原発を利用
・韓国※1 [24]（2017年閣議決定／2080年過ぎ閉鎖見込）・ドイツ [8] （2011年法制化／2022年閉鎖）
・ベルギー [7]（2003年法制化／2025年閉鎖）
・台湾[6] （2017年法制化／2025年閉鎖）
・スイス※2[5] （2017年法制化／－）[]は運転基数

脱原子力
政策は
5か国
（脱原発決定年／脱原発予定年）

・トルコ
・ベラルーシ・チリ・エジプト・インドネシア・イスラエル・ヨルダン・カザフスタン・マレーシア・ポーランド・サウジアラビア・タイ・バングラディシュ・ＵＡＥ・スタンスを表明していない国も多数存在

現在、原発を利用せず
・イタリア（1988年閣議決定／1990年閉鎖済）
・オーストリア（1979年法制化）
・オーストラリア（1998年法制化）※1 韓国では5基の建設が続行（うち、新古里5・6号機については、
討論型世論調査を実施した結果、建設の継続を決定）※2 スイスは運転期間の制限を設けず

将来的に非利用

出所：World Nuclear Associationホームページ (2017/8/1)より資エ庁作成（注）主な国を記載

32

27

主要国の原子力発電（運転中、建設中） 28
世界の電力の１６％を原子力で供給⇒中） 2050年までに25％を目標

2019年に中国が日本を追い越した。つい最近フランスも追い抜き、2030
年には米国も追いぬいて世界一になる予想！

現在進捗無し【出典：ENERGY BALANCES OF OECD COUNTRIES 2002-2003 他】

世界に原子力発電所は442基運転中

29

世界の炉型別原子力発電設備容量

約90％は軽水炉

加圧水型軽水炉
沸騰水型軽水炉

重水炉
黒鉛減速軽水冷却炉
ガス冷却炉
高速炉

PWRが７０％、BWRは１９％

ref.世界の原子力発電開発の動向2018, 原子力産業会議

日本の原子力発電50年の歩みと時代区分

1990年代ABWR、APWR

1980年代国産化完了

1960年代米国と技術提携

原子力建設ラッシュ/事故・事件頻発
石油
危機

TMI2

チェルノブ
イリ事故

ルネッ
サンス

懺悔/復興
福島第一
事故

30

PWRとBWRの原理と特徴比較
加圧水型軽水炉：PWR
Pressurized Water Reactor

31

沸騰水型軽水炉：BWR
Boiling Water Reactor
送電網

送電網
格納容器

加圧器

格納容器
蒸気発生器

主蒸気(放射性)

主蒸気(非放射性)
原子炉
圧力容器

制御棒
給水(非放射性)

タービン

タービン

給水
(放射性)

発電機

発電機

燃料
燃料
再循環ポンプ

復水器

原子炉
圧力容器

復水器

制御棒

冷水(海水)

冷却材ポンプ
循環水ポンプ
給水ポンプ

冷却水(海水)水

循環水ポンプ

圧力抑制プール

給水ポンプ

冷却系：間接サイクル
原子炉内 ：加圧水
タービン側 ：非放射線管理
制御棒挿入 :上部から（緊急時重力落下）

冷却系：直接サイクル
原子炉内 ：沸騰水
タービン側 ：放射線管理区域
制御棒挿入 :下部から（緊急時水圧挿入）

原子炉メーカー：三菱重工
電力会社：関西電力、九州電力、四国
電力、北海道電力、日本原子力発電

原子炉メーカー：日立、東芝
電力会社：東京電力、東北電力、中部
電力、北陸電力、中国電力、日本原子力発電、電源開発© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

31

32

33

原子力発電所の内部（PWR）

格納容器
蒸気発生器
制御棒
原子炉

原子燃料

34

AＰＷＲの基本仕様
項 目
炉心熱出力
電気出力
燃料集合体
炉
燃料集合体 体数心
炉心まわりの構造
蒸気発生器
1 次冷却材ポンプ
工学的安全設備
タービン
計測制御設備中央制御室

MHI Copyright Reserved

35

APWR
最新４ループ PWR
4,451 MWt
3,411 MWt
三菱新型ＰＷＲ（４ループ）
既設ＰＷＲ（最新４ループ）
1,538 MWe
1,180 MWe
改良型 17×17
17×17
257
193
中性子反射体バッフルフォーマ
70F-1
52F（19.05mm 伝熱管 6,500m2） （22.23mm 伝熱管 4,870m2）
100A（25,800m3/h）
93A-1 型（20,100m3/h）
機械系４サブシステム
２系列構成
TC6F54
TC6F44
総合デジタル（制御系・保護系）
デジタル（制御系）
新型中央制御室
改良型中央制御室

三菱重工の次世代PWR
APWR3ループ、120万kW

SNW#21シンポジウム、三菱重工プレゼン資料.2021.9.15.

36

BWRの原子炉構造

37

38

39

40

日立の次世代BWR
ABWR、138万ｋW

SNW#21シンポジウム、日立プレゼン資料.2021.9.15.

41

世界の原子力発電の世代交代

42

現在運転中の原子力発電所は大部分が第２世代、一部第３世代、第３世代プラスで、全て軽水炉。２０３０年代以降は第４世代（高速増殖炉、高温ガス炉など）が主流となると言われている。

我が国の原子力開発の短・中・長期構想
（代表例）

短期
中期
長期

SNW#21シンポジウム、三菱重工プレゼン資料.2021.9.15.

43

もくじ
第１章 エネルギーと原子力発電
エネルギーの特性と必要条件（S＋３E）
原子力発電の特性（核分裂、放射線）
原子力発電の安全性（福島第一事故、深層防護）
世界の原子力発電の潮流
軽水炉の特長（加圧水型と沸騰水型）
第2章 世界の小型原子炉の開発状況と高温ガス炉について
小型原子炉（SMR)と大容量軽水炉の比較
高温ガス炉の概要
高温ガス炉の世界及び日本の開発状況と国際連携
第3章 高温工学試験研究炉（HTTR)の開発
HTTRの概要と建設スケジュール（安全審査～建設～）
設計を支えた自主技術について
安全性実証試験の概要と利用系の開発状況
第４章 まとめ44小型炉（Ｓmall Ｍodular Ｒeactor)

45

従来型＆改良炉

小型モジュール炉

主な用途

一極集中型大容量電力供給

分散型地域需要対応（電力、暖房、脱塩など）

サイズ
電気出力

格納容器高さ30～70ｍ、直径 モジュール高さ20m、直径5m程度
30～40m
50万～140万kW
概ね30万Kw以下

建設費（1基当り）

数千億～1兆円オーダー

初号機3千～4千万円

安全設計

耐震性強化、機能多重化（冷却系、非常電源など）により安
全性向上

受動的炉心冷却、災害時
非常電源、追加冷却不要化、運転員操作不要化

小型モジュール炉のタイプと事例➢ 軽水炉型
NuScale Power45MW、三菱小型軽水炉300MW、
日立小型軽水炉（BWRX-300）➢ 高温ガス炉型

950℃高温ガス炉（JAEA-三菱重工）➢ 高速炉型

GE日立PRISM炉（燃料取替サイクル30年、発電や暖房）
東芝４Ｓ炉（10MW程度、ナトリウム冷却、シンプル）45

SMRの特徴

46①安全性 ：小型低出力で事故時に自然停止、対流やふく射で冷却でき固有・受動の安全性高い、合理的機器・設備簡素化や防災計画エリア縮小可能。
②工場生産性 ：工場でモジュール製造・組立て、建設地に運搬・据付可、品質維持・向上、工期の短縮及び建設コスト削減。
③柔軟性 ：• 大規模インフラ不要、電力需要小地域や電力グリッド
未発達な地域（未開発地、寒冷地、僻地、離島等）設置可能。
• エネルギー需要に応じて、原子炉モジュールの設置数を調整.
• 発電以外に周辺産業（水素製造等）や地域への熱供給源として利用可、再エネの出力変動調整の炭素無排出電源としても期待。
④その他 ：• 事故時対応軽減、保守容易、製作・維持コスト減。
• 燃料交換不要又は頻度減少、核セキュリティ・核不拡散性良好。
• １基の炉価格が低く、短建設期間のため、早期投資回収可能。
段階的な容量増加等、柔軟な選択が可能で投資リスク小。
出典： 日本原子力研究開発機構高速炉・新型炉研究開発部門（2021.10.14掲載）

SMRの課題

47①経済性 ：スケールメリットによるコスト削減に反し、SMRの特長を生かした設計や安全基準確立や緊急時計画区域、将来的に炉型集約による標準化・量産化による発電コスト低減必要。
②安全基準 ：既存の軽水炉と炉型が異なるためSMRの安全基準が確立されるまでは、許認可に時間がかかる等、負担が大きくなる可能性がある。なお、安全基準確立の取組として、以下のような活動が行われている。
• 米国原子力規制委員会（NRC）とカナダ原子力安全委員会（
CNSC）は、SMRや新型炉の共同技術審査の実施、双方の専門的知見を共有する等の協力を実施中。
• 国際原子力機関（IAEA）は、大型軽水炉用に策定された既存のIAEA安全基準類のSMRへの適用性を検討中。

出典： 日本原子力研究開発機構高速炉・新型炉研究開発部門（2021.10.14掲載）

米国におけるSMRの開発と導入の動向

48

・米国NuScale Power社は、PWR技術に基づいた熱出力200
MWt、電気出力50 MWeのSMRのNuScale Power Module（NPM）を開発中。開発にはDOEによる支援（2013年の2億2,600万ド
ル等）を受け、2029年にアイダホ国立研究所（INL）敷地内で
NuScale Power社初のNPMの運転開始を目指す。
・NPMの設計（電気出力50 MWe版）は、NRCより標準設計承認（SDA）の発行を受け、これにより同設計はNRCの安全・規制要件を全て満たした米国初のSMR設計となり、電気出力77 MweのSDA取得申請は2022年予定。
・NPMの発電単価は、58$/MWh（1$=110円換算で6.4円/kWh）、経済産業省の発電コスト検証ワーキンググループが算出した原子力発電の平準化発電単価は11円代後半～/kWh。
・・・NuScale SMRの概要は次のスライド参照・・・
出典： 日本原子力研究開発機構高速炉・新型炉研究開発部門（2021.10.14掲載）

NuScale SMRの概要

49

米国NuScale Power社は、PWR技術に基づいた熱出力200 MWt、電気出力77MWeのSMRであるNuScale Power Module（NPM）を開発中である。

出典： NUScale SMRについて、日揮グループ２０２１．４月１４日

英、カナダ、露、中国におけるSMRの開発と導入の動向

50

・英国：電気出力1,000 MWe以下の小型軽水炉及びヘリウムガ
ス、ナトリウム、溶融塩等、軽水以外を冷却材とするAMRの開発実施中。この目的を達成有望なAMRとして、高温の熱利用が可能な高温ガス炉を選定。
・カナダ原子力研究所（CNL）：SMR実証施設建設･運転プロジ
ェクト は、 SMR実証炉の許認可と建設提案を審査中で、この中に高温ガス炉が含まれている。
・露国：ROSATOM社は、世界で唯一の浮揚式原子力発電所のアカデミック・ロモノソフ号を開発、建設。この海上浮揚式原子力ユニットは2019年3月に出力100％に到達。
・中国：SMRの中で、高温ガス炉は清華大学核能及新能源技術研究院（INET）が中心となり、高温ガス炉実証炉HTR-PMを山東省威海市石島湾に建設。2021年９月に臨界、2022年に全出力運転開始を予定し、これに続く商用炉設計中。
出典： 日本原子力研究開発機構高速炉・新型炉研究開発部門（2021.10.14掲載）

高温ガス炉の概要

出典：日本原子力研究開発機構資料

51

高温ガス炉発電と利用系の概要とシステム構成

出典：HTTRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

52

ポーランド、英国、EU,米国と協力した高温ガス炉開発53

出典：THHRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

世界の高温ガス炉開発状況

出典：THHRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

54

もくじ
第１章 エネルギーと原子力発電
エネルギーの特性と必要条件（S＋３E）
原子力発電の特性（核分裂、放射線）
原子力発電の安全性（福島第一事故、深層防護）
世界の原子力発電の潮流
軽水炉の特長（加圧水型と沸騰水型）
第2章 世界の小型原子炉の開発状況と高温ガス炉について
小型原子炉（SMR)と大容量軽水炉の比較
高温ガス炉の概要
高温ガス炉の世界及び日本の開発状況と国際連携
第3章 高温工学試験研究炉（HTTR)の開発
HTTRの概要と建設スケジュール（安全審査～建設～）
設計を支えた自主技術について
安全性実証試験の概要と利用系の開発状況
第４章 まとめ55

高温工学試験研究炉の仕様

ＨＴＴＲ（高温工学試験研究炉 最大熱出力：30MW）が、令和3年7月30日に運転再開
出典：原子力研究所資料56

高温工学試験研究炉却系統
断熱二重配管
2次冷却系

断熱二重配管
1次冷却系

出典：日本原子力研究開発機構資料

57

高温工学試験研究炉（HTTR）建設、試験スケジュール

58

高温ガス炉特有の仕様➡構造設計に係る開発

出典：HTTRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

59高温工学試験研究炉の自主技術開発

60

取組み方針：次の基盤技術の融合と、関係者の緊密な連携＊機械工学・・熱力学、流体力学、機械力学・材料力学・機械設計など＊原子力工学・・炉物理、放射線防護、放射線による材料の劣化＊原子力＆火力プラント設計と運転経験
説明１）高温ガス炉（HTTR）の特性への備えと検証について
ⅰ)９５０℃で４MPaの冷却材ヘリウムが流れる領域では、これに直接接する構造
部材の設計手法ⅱ）高温ヘリウムの中で接する金属の固着防止対策ⅲ)耐圧部材の部材温度を通常の構造設計ができる値まで低下させて健全性を確保するため、長期間の運転で性能が劣化しない断熱材設計・施工手法ⅳ）漏れやすい冷却材ヘリウムのリークタイトⅴ）ヘリウム雰囲気下での材料の腐植と強度の低下現象の把握と対策
説明２）高温ガス炉（HTTR）に工場品質監査の実施を経た輸入機器の採用
ⅰ)1次＆2次系ガス循環器(仏)、空気冷却器(蘭)を、所轄官庁の認可を得て据付

高温工学試験研究炉の自主技術開発の一例（高温２重配管）
外管材質：低合金鋼
内管材質：低合金鋼
断熱材：ｱﾙﾐﾅ・シリカ系
ﾗｲﾅｰ材質：ﾊｽﾃﾛｲX

技術課題
・部材の熱膨張の対策
・熱履歴に対する長期間の断熱性能維持・高温部部材の長期間の健全性維持ﾍﾘｳﾑガス３５０℃、４Mpa
利用系➡炉心ﾍﾘｳﾑｶﾞｽ９５０℃、４Mpa
炉心➡利用系
出典：日本原子力研究開発機構資料

61

高温ガス炉の安全性

出典：HTTRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

62高温工学試験研究炉安全性試験の概要

出典：HTTRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

63高温工学試験研究炉安全性実証試験

出典：日本原子力研究開発機構資料

64高温ガス炉と熱利用系

出典：HTTRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

65

水の熱分解による水素製造

出典：THHRの概要、日本原子力研究開発機構 令和元.11月

66高温ガス炉の負荷追従性

67

高温ガス炉を用いた水素製造と高効率発電以外に周辺産業(
水素製造等)や地域への熱供給減としても利用でき、再生可能
エネルギーの出力変動を調整する炭素無排出電源としても期待されている。また、水素需要や発電の変動に合わせて発電
量/水素製造量のバランスを取り、原子炉出力を一定に維持することによって原子炉の稼働率を維持するといった、需要変動に対応する機動性に優れた高温ガス炉コジェネプラントの開発が進められている。このタイプの原子炉の制御特性は次の通り＜原子炉の制御特性＞
原子炉出力は負の温度係数で自動的に制御➡異常時：核分裂反応の制御に制御棒操作は不要➡通常運転時は原子炉出口温度の微小な変化を補完するよう、制御棒位置が調整される
出典：日本機械学会 原子力・再生可能エネルギー
調和型エネルギーシステム研究会報告書 令和3年7月、

もくじ第１章 エネルギーと原子力発電
エネルギーの特性と必要条件（S＋３E）
原子力発電の特性（核分裂、放射線）
原子力発電の安全性（福島第一事故、深層防護）
世界の原子力発電の潮流
軽水炉の特長（加圧水型と沸騰水型）
第2章 世界の小型原子炉の開発状況と高温ガス炉について
小型原子炉（SMR)と大容量軽水炉の比較
高温ガス炉の概要
高温ガス炉の世界及び日本の開発状況と国際連携
第3章 高温工学試験研究炉（HTTR)の開発
HTTRの概要と建設スケジュール（安全審査～建設～）
設計を支えた自主技術について
安全性実証試験の概要と利用系の開発状況
第４章 まとめ68まとめ（１/２）

69

・人類の生存に不可欠なエネルギーの安定確保の要件を基に埋蔵資源量、発電設備別の発電コストや環境負荷が比較。これに関連して原子力の基礎知識（日常生活と関連付けた放射線、固有の安全性）を解説。
・東京電力福島第一原子力発電所（１F）事故の原因分析を教訓にして深層防護を導入した安全強化策として制定された“新規制基準”を解説。
・１F後の世界の原子力発電所の潮流を解説。
・軽水炉（PWR,BWR）についての比較に続き、現在の原子力発電の主流である第3世代軽水炉に続く第3世代プラス大容量軽水炉開発と、これと炉心体系を異にする炉型を形成する第４世
代炉を紹介。この中で近年脚光を浴びている高温ガス炉と小型化の利点を活かした小型原子炉SMRを紹介。

まとめ（２/２）

70

・冷却材にヘリウム、減速材に黒鉛を使用して、固有の安全性が高い特性を有し、利用系との接続が期待される高温ガス炉を紹介。これに関連して“高温ガス炉開発の国際連携体制”と“世界での開発状況”を紹介。
・日本原子力研究開発機構の大洗研究所に建設された“高温工学試験研究炉（HTTR）”の概要紹介、安全性試験結果に続いて高温ガス炉との接続が計画されている利用系の開発状況を紹介。
・炉心出口冷却材（９５０℃、４Mpa）という前例のない条件下で設計・建設されたHTTRに関し、研究開発、及び、長年のプラン
ト設計・建設で蓄積されてきた技術を基盤とし、これにHTTR固有の設計条件下（最高温度９５０℃、４Mpaのヘリウム環境）で実験炉プラント納入を支えた自主技術開発の歩みが実例を交えて紹介【付録】 技術者に期待するもの

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チャレンジ精神成長への意欲異文化への柔軟さ
進取の気性 等
社会貢献

技術者への志科学技術向上
技術者倫理 等
技術志向

ものづくりへの情熱

課題に取り組む粘り強さ
工夫を生む創造力 等

土台：確かな基礎学力
MHI Copyright Reserved

大学・高専等教育機関に期待すること

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ご清聴ありがとうございました