総合講演・報告4「第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドライン」研究専門委員会報告（4） 安全設計ガイドラインに適合した設計概念
三菱FBRシステムズ
島川 佳郎

日本原子力学会 2017年 秋の大会、北海道大学、9/13-15

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発表内容
 各国のSFR開発状況
 各国の次期SFRの安全設計概念

 次世代SFR（日本） ASTRID（フランス）
 BN-1200（ロシア） 各国の次期SFRのSDC/SDG要件への適合性

 ATWS系DECへの要件に対する適合性
 LOHRS系DECへの要件に対する適合性
 まとめ

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1．各国のSFR開発状況 (1/2)（1） 主要なSFR開発国の状況 [1]
増殖技術を習得済み、放射性廃棄物対策が中心

仏

原型炉Phenix
実証炉Super-Phenixの開発経験あり

米実験炉EBR-II、Fermi等の運転実績あり
1977年の政権交代で、核不拡散政策の変更により高速炉計画を改め、商業化を延期
現在は、技術維持の観点から、国際協力により研究開発を実施中

2030年頃実証炉
ASTRID2040年代
商用炉
導入予定

エネルギーセキュリティの観点から高増殖を指向、早期の本格導入を目指す

露

運転中
原型炉
BN-600印

2017年運開予定
原型炉
PFBR

中

ロシアの技術を導入することで原型炉をスキップ

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運転中
実証炉
BN-8002025年頃商用炉
BN-1200
2025年頃
実証炉・商用炉
CFBR（600MW[e]）2025年頃
実証炉
CFR6002030年頃商用炉
CFR1000 (*)(*) FR17では「CCFR」[12]31．各国のSFR開発状況 (2/2)（2） 各国の実用化戦略
FaCT（日）・2050～2060年頃の高速炉の本格導入
・安全性・信頼性、経済性、持続可能性及び核不拡散性に係る高い目標を設定（GIFの目標とほぼ同等）
仏・露・印・中 将来の基幹電源として高速炉サイクルを活用（共通）
国名仏

開発目標全般持続可能性安全性・信頼性、資源有効利用性、核不拡散性について
GIFと同様の目標を設定

放射性廃棄物の発生量の低減を重視

経済性
未設定

・高い増殖比は当面不要

露印
中安全性・信頼性、経済性、持続可能性についてGIFと同様の目標を設定

増殖性能を重視・露：窒化物燃料
・印・中：金属燃料の導入も視野

軽水炉等と同等の経済性を目標

GIF：第4世代原子力システム国際フォーラム
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2．各国の次期SFRの安全設計概念（1/5）（1） 各国の次期SFR
各国次期炉の安全設計概念を調査
・第4世代炉（或いはそれに向けた実証炉）として設計していると推測（SDC/SDGへの適合を意識していると考えられる）・①炉心設計、②受動的炉停止方策、③CDA対策、④液位確保方策
及び⑤除熱源確保方策の概要を示す
国名名称

電気出力型式位置付け

日次世代SFR

750MW[e]ループ型実証炉

仏ASTRID

600MW[e]

タンク型

実証炉露

BN-1200

1220MW[e]

タンク型

商用炉

印

CFBR

600MW[e]

タンク型

商用炉

中CFR1000

1000MW[e]

タンク型

商用炉

中国のCFR1000については設計情報が不明なので、調査対象外とした

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2．各国の次期SFRの安全設計概念 (2/5)（2） 次世代SFR（日本）の安全設計概念 [5][6]①炉心設計
・MOX燃料均質炉心②受動的炉停止方策・キュリー点式電磁石による制御棒切離機構(SASS)を採用④液位確保方策・原子炉冷却材バウンダリの2重構造化（ＧＶ、外管）
・高い信頼性を確保して、RVとGVの2重漏えいを実質回避
・冷却系での2重漏えいを想定しても除熱確保できる設計③CDA対策⑤除熱源確保方策・ボイド反応度を6＄程度以下に制限（即発臨界防止）
・ＦＡＩＤＵＳによる溶融燃料の早期排出（即発臨界防止）
・炉内コアキャッチャによる溶融
燃料の原子炉容器内保持・SDG要件を満足する系統構成
・自然循環能力の活用を重視
PRACS(NC)×2
DRACS(NC)×1
補助炉心冷却系(FC)×1

ATWS時の炉心損傷防止、炉心損傷時のIVR達成（格納機能確保）を図る
LORL起因、PLOHS起因の炉心損傷防止を図る
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LORL : Loss of Reactor Sodium Level
PLOHS : Protected Loss of Heat Sink

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2．各国の次期SFRの安全設計概念 (3/5)（3） ASTRIDの安全設計概念 [5]①炉心設計④液位確保方策・MOX燃料軸方向非均質炉心（CFV炉心）・ボイド反応度を約0＄まで低下

・主容器（MV)に安全容器（SＶ）を設置
・MVとSVの2重漏えいをDECとして想定しても、炉心露出を回避し、除熱確保できる設計 [7]②受動的炉停止方策
・LOF型ATWS事象対応
流体圧浮遊式制御棒(RBH)・LOHS型ATWS事象対応(CPEM)③CDA対策 [6]・炉心領域からの溶融燃料排出機構（TT）
・炉内コアキャッチャによる溶融燃料の原子
炉容器内保持（全炉心規模の損傷を想定）⑤除熱源確保方策・防護ライン法（LoD）の考え方に基づく系統構成
・多様性追求を重視
貫通型DRACS(FC)×2
浸漬型DRACS(NC)×3
RVACS(FC)×1

ATWS時の炉心損傷防止、炉心損傷時のIVR達成（格納機能確保）を図る
LORL起因、PLOHS起因の炉心損傷防止を図る
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2．各国の次期SFRの安全設計概念 (4/5)（4） BN-1200の安全設計概念 (2/3) [5][8]①炉心設計
・MOX燃料/窒化物燃料炉心・上部Naプレナム付き（推測）④液位確保方策②受動的炉停止方策

・主容器（MV)に安全容器（SＶ）を設置（1次系全体をカバー）
・MVとSVの2重漏えいの想定の有無については不明

・流体圧浮遊式制御棒(PAZ-G）
・温度作動型制御棒（PAZ-T）⑤除熱源確保方策③CDA対策・炉内コアキャッチャによる溶融燃料の原子炉容器内保持（全炉心規模の損傷は想定していないと推測）・4系統のDRACSで構成される崩壊熱除去系を検討
・自然循環除熱が可能な貫通型
DRACSを検討中 [9]・SDG要件とした「代替除熱手段」の有無は不明

ATWS時の炉心損傷防止を図る
炉心損傷時のIVR達成（格納機能確保）を図る（推測）LORL起因、PLOHS起因の炉心損傷防止を図る（推測）日本原子力学会 2017年 秋の大会、北海道大学、9/13-15

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2．各国の次期SFRの安全設計概念 (5/5)（4） BN-1200の安全設計概念 (2/2) [8]ロシアのSFR（BNシリーズ）の安全設計概念の推移
項目

BN-600BN-800BN-1200

受動的炉停止
システム

なし

PAZ-G

PAZ-G及びPAZ-T

コアキャッチャなし

設置

設置（炉内）

事故時放出閉じこめ型なし

なし

設置（詳細不明）

1次系のリーク
ジャケット

部分的部分的

1次系全体をカバー

崩壊熱除去系

水・蒸気系に設置

2次系に設置

1次系に設置シビアアクシデント
発生確率

1.7E-5/炉年

2.8E-6/炉年

5.0E-7/炉年

受動的炉停止方策を充実させるとともに、炉心損傷時のIVRを追求
液位確保方策と除熱源確保方策の信頼性向上を追求
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3．各国の次期SFRのSDC/SDGへの適合性 (1/4)（1） ATWS系DECへの要件に対する適合性 (1/2)
SFRの特徴：炉停止に失敗すると短時間で炉心損傷に至り、炉心の再臨界ポテンシャルが顕在化する恐れがある
ATWS系DECに対する要件：
・炉心損傷防止：受動的な炉停止機能
又は固有の反応度フィードバック特性を活用した出力低減機能を備え、炉心損傷を回避して炉停止できること・格納機能確保：炉心損傷を想定しても、原子炉冷却材バウンダリの機械的破損を防止すること（IVR）

損傷炉心のIVRを達成
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3．各国の次期SFRのSDC/SDGへの適合性 (2/4)（1） ATWS系DECへの要件に対する適合性 (2/2)
国名日名称

炉心損傷防止次世代SFRSASS

仏ASTRID

RBH
CPEM

露

BN-1200

PAZ-G
PAZ-M

印

CFBR

HSAR
Ultimate Shutdown
System 等

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格納機能確保
ボイド反応度制限
FAIDUS
炉内コアキャッチャ

受動的方策の導入・強化を検討中

ボイド反応度低減
TT
炉内コアキャッチャ
ボイド反応度低減
炉内コアキャッチャ
ボイド反応度低減
炉内コアキャッチャ

IVR達成を目指す方向で検討中（一部推測）
全炉心規模の損傷を想定しない炉もあると推測（露）
[11]

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3．各国の次期SFRのSDC/SDGへの適合性 (3/4)（2） LOHRS系DECへの要件に対する適合性 (1/2)
SFRの特徴：Na沸騰までの温度上昇余裕が大きく炉心損傷に至るまでの時間余裕が大、また、高い自然循環能力を有し、静的機器による液位維持が可能
LOHRS系DECに対する要件：
・炉心損傷防止： RVとGVの信頼性を確保して炉容器液位を確保（LORL防止）するとともに、崩壊熱除去系の機能強化や独立性の高い代替手段により冷却性を維持（PLOHS防止）して、炉心損傷を 実質回避すること炉心損傷を防止しIVR達成
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3．各国の次期SFRのSDC/SDGへの適合性 (4/4)（2） LOHRS系DECへの要件に対する適合性 (2/2)
国名名称

LORL防止日次世代SFRRVとGVの高信頼度確保（2重漏えい実質回避）

仏ASTRID

MVとSVの2重漏えい
時にも炉心露出回避

露BN1200不明

印

CFBR

MVとSVの高信頼度確保（2重漏えい実質回避）

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PLOHS防止
自然循環能力活用
代替冷却手段確保
LORL
起因の炉心損傷を実質回避（一部推測）

多様性追求を重視
自然循環能力活用
自然循環能力活用

PLOHS
起因の炉心損傷を実質回避（一部推測）

自然循環能力活用
追加的系統の追設

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4．まとめ(1) 各国の次期ＳＦＲの安全設計の概要を調査した。
(2) 各国とも、安全対策の強化を図る方向で検討を進めており、総じて、SDC/SDGの要件を満足する方向で安全設計が進んでいると考えられる。
日本の高速炉技術（安全関連R&Dに基づくハード技術・安全設計方針等のソフト技術）を国際的に示すとともに、各国の次期SFRの安全性向上に貢献できたと考える。
(3) 第4世代SFRを称する以上は、SDC/SDGの要件を満足する必要がある。
個別の安全対策における要件への適合性については、今後とも、各国の次期SFRの設計をフォローしてゆく必要がある。

本報告は、経済産業省からの受託事業である「平成27年度高速炉等技術開発」、「平成28年度高速炉国際協力等技術開発」及び「平成29年度高速炉の国際協力等に関する技術開発」の成果を含む。

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14参考文献[1] 世界と日本の高速炉開発について（平成28年4月1日 JAEA）[2] “French Transition Scenarios Toward a Symbiotic Nuclear Fleet” ,ICAPP2016-15732（CEA）[3] “A Preliminary Study of P&T Scenario on a Sustainable Energy System in China” ,FR17,IAEA-CN- 245-110（CIAE）[4] “Study on the sensitivity analysis of the installed capacity and the high-level waste
generation based on closed nuclear fuel cycle” ,FR17, IAEA-CN-245-Cx2（CIAE）[5] 第7回SDG研究専門委員会資料 系統別SDGのポイント（各国概念）（2016年1月12日）[6] “France-Japan Collaboration on the Severe Accident Studies for ASTRID : Outcomes andFuture Work Program” ,ICAPP2017-17378 (CEA,JAEA,AREVA,MFBR)[7] “Current trends for Sodium Fast Reactors design options –An industrial perspective-”,FR13[8] “Evaluation results of BN-1200 compliance with the requirements of Generation IV andINPRO”,FR17, IAEA-CN-245-399（OKBM,IPPE）[9] “Integrated R&D to Validate Innovative Emergency Heat Removal System for BN-1200Reactor”,FR17, IAEA-CN-245-416（JSC-OKBM）[10] “Advanced Design Features of MOX Fuelled Future Indian SFRs” ,FR17, IAEA-CN-245300(IGCAR)[11] “Safety Assurance for BN-1200 Power Unit During Accident” ,FR17, IAEA-CN-245385(Afrikantov OKB Mechanical Engineering)[12] “Research,Development and Deployment of Fast Reactor and Related Fuel Cycle inChina”,FR17, IAEA-CN-245-585（CIAE）

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