Doc. No. SPR-2022-000008
PSNN-2022-0153

原⼦⼒発電部会企画セッション︓
エネルギー基本計画改定を踏まえたプラントメーカによる
原⼦⼒事業展開活動

次世代原⼦⼒プラントへの取組みについて2022年3⽉16⽇
東芝エネルギーシステムズ浅野 和仁© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

⽬次

1. 開発プラント概要
2. 特⻑⽐較
3. まとめ© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

2

1. 開発プラント概要
2. 特⻑⽐較
3. まとめ© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

3

次世代炉開発ラインアップ
今回紹介するプラント
(MWe)

電気出⼒

1000

⾼温ガス炉
• 優れた⾃⼰安定性• 多様な熱利⽤

1000MWe︓マルチユニット
200MWe100

800MWe東芝次世代BWR︓iB1350• 事故時緊急避難不要• 優れた経済性
50MWe

10

1

4MWe
3MWe

東芝超⼩型炉︓
MoveluXTM• 受動的安全性

10MWe

概念設計

基本設計

東芝⼩型⾼速炉︓4S• ⾼い安全性• ⻑期燃料交換不要

許認可性（建設実績）

1600MWe

詳細設計

技術の成熟度（設計ステージ）

社会的要請に応えるプラントを開発© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

4東芝次世代BWR︓iB1350*
 緊急避難不要を実現する安全コンセプト 過酷事故時でも⾼信頼度で格納容器ベント不要
 ７⽇間のグレースピリオド
⼆重円筒格納容器、静的安全系の採⽤
 実績ある⼯法の採⽤
 建設実績あるＡＢＷＲがベース
 ⾼い経済性 航空機対策格納容器建屋により、特重施設を合理化可能

Ref.ICONE26-82428* innovative, intelligent and inexpensive BWR

地域社会と共⽣可能で経済性に優れた⾰新的安全炉© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

5⼆重円筒格納容器
 外殻にも耐圧性と気密性があり、外殻でFPを⼆重閉じ込め
 事故時の圧⼒を内殻と外殻で分散し、設計圧を低減(45psig)
 ペネのある円筒部のPCVバウンダリーは外殻のみ。

⼆重化によりSA時圧⼒の低減、FPの閉じ込めに加え耐震性も強化© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

6

iB1350︓静的安全系

Ref.ICONE26-82428

頑健な格納容器建屋内に防護された静的安全システムにより安全性を確保© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

7⾼温ガス炉 HTTRの実績をベースに⼩型デモプラントの早期実現が可能
 優れた安全性
 耐熱性に優れたセラミックス被覆燃料→燃料溶融しない ⿊鉛減速材による事故時の緩慢な温度変化 →事故時の早急な対応不要
 不活性なヘリウム冷却材→燃料と化学反応しない(⽔素・⽔蒸気爆発しない) 750℃以上の⾼温ガスを取り出し可能 発電⽤途以外のポテンシャル⼤ ガスタービンに移⾏できた場合、発電効率は10％以上の向上ポテンシャルあり

本事業は経済産業省からの補助事業「令和2年度 社会的要請に応える⾰新的な原⼦⼒技術開発⽀援事業」の⼀環として実施した成果を含みます。
尚、本事業は富⼠電機との共同研究として進めるものです

固有の安全性を有し、「⽔素社会との共⽣」等、多種多様な要求へ対応© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

8⾼温ガス炉 プラント概要 実⽤化に向けた開発⽅針
 安全性向上に向けた取り組み
 スリーベッセル※構造概念の導⼊（②）
 パッシブな⾃然循環冷却による事故時の崩壊熱除去（③）
 経済性向上に向けた取り組み 原⼦炉出⼝温度を低温化し、RPVの材料を2・1/4Cr鋼から軽⽔炉で実績のある低合⾦鋼(Mn-Mo鋼)へ変更（①）
 RPVとSGの横並び（サイド・バイ・サイド）配置による⾼温配管短縮（②）
③ 炉容器
冷却設備
 固有安全性を⽣かした格納容器を不要とする④
コンファインメント
閉じ込め概念（コンファインメント）（④）②

 早期実⽤化に向けた取り組み
 実⽤化済みの蒸気タービン発電採⽤（⑤）

蒸気タービン発電機⑤①（⽔素製造オプションも可能）※スリーベッセル︓原⼦炉圧⼒容器と蒸気発⽣器を横に並べ、これらの間を2重管構造の圧⼒容器で接続した構造。接続構造は圧⼒容器扱いとし、供⽤期間中検査を⾏うことで⼆重管破断回避を図る。

原⼦炉
圧⼒容器
蒸気発⽣器

⾼温ガス炉の固有安全性を維持しつつ経済性向上し早期実⽤化
固有安全性を維持しつつ経済性向上により早期実⽤化
RPV:原⼦炉圧⼒容器、SG︓蒸気発⽣器© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

9⾼温ガス炉 プラント概要 原⼦炉系の基本仕様
主要⽬
原⼦炉熱出⼒
冷却材

HTTR
30MW

実⽤炉
600MW

変更の考え⽅
熱出⼒の最⼤化－

原⼦炉⼊⼝温度
原⼦炉出⼝温度
冷却材圧⼒
炉⼼構造材
炉⼼有効⾼さ
平均燃焼度
出⼒密度
燃料
燃料体形式
原⼦炉圧⼒容器
原⼦炉圧⼒容器内径
発電⽅式
閉じ込め機能炉容器冷却設備

395℃

325℃

850(950)℃
4MPa

750℃
7MPa

⾼温化による技術課題を回避し、実⽤的な選定

ヘリウムガス

⿊鉛
2.9m
8.4m
22GWd/t
120GWd/t
35.8MW/m3
2.5MW/m
⼆酸化ウラン・被覆燃料粒⼦/⿊鉛分散型
ピン・イン・ブロック型
2・1/4Cr-1Mo鋼
Mn-Mo鋼⾼圧化によるコンパクト化－
出⼒増加による⼤型化
JAEA殿開発中－－
軽⽔炉の実績（材料）

5.5m

7.6m

出⼒増加による⼤型化－
鋼製格納容器
強制⽔冷

蒸気タービン
コンファインメント
空冷⾃然循環発電機能を追加
コスト低減等
パッシブ化による信頼性向上

HTTR実績に加え、実⽤化・経済性向上の施策取り込み
HTTRの実績に加え、実⽤化・経済性向上の施策を取込み© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation10

1. 開発プラント概要
2. 特⻑⽐較
3. まとめ© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation11

iB1350 / ⾼温ガス炉 ⽐較
課題

Politics / 規制基準
- 技術成熟度・
許認可性

iB1350

⾼温ガス炉

1350MWe

1008MWe（４モジュール）

建設実績のあるABWRに基づく

HTTR(試験炉)の実績に基づき発電炉に発展／新規制基準をクリアしたHTTR実績を踏襲

Economy / 経済性

⼤型化による規模の経済性確保

出⼒を抑えることで初期投資低Technology /更なる安全性の追求①

⼆重円筒格納容器、静的安全系 固有の安全性によりの採⽤による緊急時避難不要を実 炉⼼溶融を回避可能
現する安全コンセプト

Technology /更なる安全性の追求②- 耐震性

・⾼地震地域に建設実績のある
ABWRに基づく・⼆重円筒格納容器の採⽤による更なる⾼耐震化を追求

⾼地震地域でのHTTR（試験炉）の建設実績に基づくTechnology / 柔軟性① 熱を利⽤した多⽬的利⽤のポテン- 多⽬的利⽤
シャルあり

⾼温ガスのメリットを活かした⽔素製造

Technology / 柔軟性② 流量制御による負荷追従- 負荷追従性
60%/分
（調整⼒）

⾼温ガスのメリットを活かした
蓄熱システムを採⽤© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation12課題に向けた対応 －更なる安全性の追求－
福島第⼀事故の教訓である■ 重篤な系統依存による多重故障（SBO, LUHS）への対策- iB1350・⾼温ガス炉
静的安全系の採⽤による交流電源（DG/GTG）・海⽔系（補機冷系・サービス⽔系）に依存しない安全系により信頼性向上■ SA対策- iB1350
SA（炉⼼溶融、⽔素発⽣）を前提とした
コアキャッチャ設置、⼆重格納容器（アウターウェルによる容積拡⼤）採⽤等により緊急時避難不要

iB1350は他⼤型炉よりCDFを２桁程度低減- ⾼温ガス炉
燃料溶融しない、⽔素・⽔蒸気爆発しない
固有の安全性

⾰新的な安全性（炉⼼損傷リスク激減、静的安全系等）を具備© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

13負荷追従性（調整⼒）■⾼温ガス炉︓
蓄熱システムを⽤いて再エネの変動に合わせて発電量を柔軟に調整■BWR︓
再循環流量制御による出⼒調整-原⼦炉熱出⼒⼀定︓稼働率を下げずに発電調整可能-最⼤出⼒時の夜間を定格，蓄熱主体の昼間は20％出⼒(最低出⼒) (タービン最低出⼒20％より設定)

ABWR
出⼒変化率

約60%/分(約1%/秒)(炉⼼流量60%-111%の範囲)

再エネ拡⼤の変動に合わせて発電量を柔軟に調整© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

14多⽬的利⽤（⽔素製造）■東芝では、⾼温⽔蒸気電解(SOEC※)の開発を推進■⽔を原料とし熱源と組み合わせる⾼温⽔蒸気電解による⽔素製造は⾼温ガス炉と相性良好→３０％効率向上

⾼温⽔蒸気電解法(HTE)︓ 燃料
電池の逆反応で⽔を分解※ SOEC︓Solid Oxide Electrolysis Cell
／固体酸化物型電解セル

⾼温ガス特性を活かした⽔素製造の開発を推進© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

15

1. 開発プラント概要
2. 特⻑⽐較
3. まとめ© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation

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まとめ
 iB1350
 ⼤規模電源としての原⼦⼒への期待に対応
 ⼤型軽⽔炉でありながら、⾰新的安全性、建設容易性、⾼い経済性を有したプラントコンセプトを確⽴
 ABWRベースであるため新設への対応も柔軟に可能 ⾼温ガス炉 再エネと共存可能な電源としての期待に対応
 社会的受容性、調整⼒、多⽬的利⽤を満たすプラントコンセ
プトを確⽴ JAEAの試験研究炉であるHTTRの知⾒を最⼤限活⽤し、開発リスクを低減© 2022 Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation17

2022年 春の年会
原子力発電部会セッション
AE-BX-0160

カーボンニュートラル実現に向けた日立の原子力事業展開

2022年 3月16日
日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
吉川 和宏©©Hitachi-GE
Hitachi-GENuclear
NuclearEnergy,
Energy,Ltd.
Ltd.2022.
2017.All
Allrights
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目次

１． カーボンニュートラルに向けた原子力の貢献
２． 日立の原子力ビジョン
３． 高経済性小型軽水炉BWRX-300の開発
４． 燃料サイクルへの貢献© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

１． カーボンニュートラルに向けた原子力の貢献©©Hitachi-GE
Hitachi-GENuclear
NuclearEnergy,
Energy,Ltd.
Ltd.2022.
2017.All
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１-１． 世界の原子力市場の動向
新設プラント実績

今後の新設計画

廃炉（閉鎖）の増加

既存プラントの活用• 過去10年の運開プラ
ントの約60%を中国が占める。

• 計画中プラントの大半を中国・ロシアが占める。

• 各国で既存プラントの活用を強化。

• ロシアはリプレース建設が堅調。

• 米国，英国，カナダの新設計画は少数。

• 政府方針の他，経済性を理由とした古いプ
ラントの廃炉が増加。

• パリ協定に基づき，120以上の国とカーボン地域が2050年CNを宣言。
ニュートラル• 再生可能エネルギーの大規模導入を
(CN)
計画。

新型炉
開発

• 米国では既存プラント
稼働率向上、60年運転を推進。

• 米国で先進的原子炉設計の実証プロ
グラム(ARDP)開始。
• 水素製造等，電源以外の利用を目的とした革新炉の開発も進行中。

将来の環境変化に対応した原子力の役割に応じた準備が必要© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

3１-２． カーボンニュートラルに向けた原子力の貢献
原子力活用による脱炭素，産業貢献で社会的受容性を向上①電力部門の脱炭素化•再エネ大量導入に適応•レジリエンス向上②非電力部門脱炭素化•エネルギー転換に適応③産業・医療への貢献•国民生活基盤維持他

石炭火力の
代替電源

調整力供給(負
荷追従)

熱源の民生
向け利用

水素製造
(熱、電気)

国内技術,人財,
ＳＣ育成

産業・医療用ＲＩ製造・中性子利用

系統安定性確保
(慣性力)

宇宙産業の
動力に利用
ＲＩ：Radio Isotope, ＳＣ：Supply Chain

社会に受け入れて頂ける原子力に向けた取組み

既存炉• 安全対策工事完遂• 継続的な安全性向上

新設炉• 社会に受け入れられる
性能目標設定• 革新的技術開発

燃料サイクル• Puの利活用• 最終処分廃棄物減容© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

4１-３． カーボンニュートラルに向けた原子力の貢献
第6次エネルギー基本計画に対する産業界の重要な活動
2020年

2030年代

2050年• 福島第一の廃炉• 安全性の絶え間ない向上• 既存炉の再稼働加速• 稼働率の向上

稼働率向上実施• 建設中プラントの完遂• 発電プラント設備容量の確保（新増設，リプレース）

新設プロジェクト

• 原子力の電源以外の活用（水素製造等）

産業界への導入• 放射性廃棄物処理技術の開発• 核燃料サイクルの推進© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

5１-４． カーボンニュートラルに向けた日立の炉型開発
社会的/電力会社様のニーズに貢献できる炉型の選択
ABWR
1350MW級(既存技術)

大型炉

 安全対策を実施した再稼働
 建設炉の完成
 更なる安全性向上

 高い電気出力
 ベースロード電源
多様な選択肢小型モジュール炉 既存技術をベース
 革新的技術採用
 静的安全性導入

燃料サイクル プルサーマル高度化
 国際協力による高速炉開発

 小さい敷地面積
 再生エネとの共存 初期投資の低減

 使用済燃料削減
 長半減期核種削減© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

6

２． 日立の原子力ビジョン©©Hitachi-GE
Hitachi-GENuclear
NuclearEnergy,
Energy,Ltd.
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２-１． 日立の新型炉開発ビジョン
 BWR建設経験と燃料サイクル技術を元に，初期投資リスク低減，長期的な安定電源，放射能有害度低減を実現する
新型炉をオープンイノベーションで国際共同開発
2000

2020

2010

大型軽水炉

2030
島根3

柏崎6/7
浜岡5，志賀22040

10×10MOX

RBWR(4角格子)
Pu利用量増大
使用済燃料削減

BWRX-300（高経済性
小型軽水炉）

小型化
高経済性

ABWR

RBWR

（軽水冷却
高速炉）

Pu燃焼
有害度低減

日米共同開発

ESBWR

2060

東通，上関，次期新設・・・

大間（フルMOX）

英国ABWR国際標準設計(GDA取得)

2050

EBR-Ⅱ
（1960年代運転開始）

高速炉開発
ABWR: Advanced Boiling Water Reactor
ESBWR: Economic Simplified Boiling Water Reactor

日米共同開発RBWR: Resource Renewable Boiling Water Reactor
EBR-II: Experimental Breeder Reactor-II

PRISM: Power Reactor
Innovative Small Module

PRISM
（金属燃料
Na高速炉）© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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２-２． 日立が取り組む新型炉の目的と特徴
原子力発電のみならず燃料サイクルを意識した開発を推進
原子炉名
BWRX-300（電気出力
300MW級）

PRISM
（電気出力
311MW）

RBWR

炉型

小型沸騰水型
軽水炉

開発の狙い
 静的安全性の適用
 簡素なシステムで安全性と経済性を両立
 小型であり既存プラントのリプレース可能
 国民への負担を縮小化（米国EPZゼロ化）

 金属燃料と静的安全システムの採用
小型ナトリウム 米国で開発されたNa冷却高速炉ベース
冷却高速炉
 日米協力による開発体制の構築を目指す
軽水冷却
高速炉

 MOXの後継でプルトニウム燃焼/長半減期核種削減
 当面は既設軽水炉を活用した四角格子燃料の開発に重点© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

9２-３． グローバルな開発連携体制
 BWRX-300とPRISMはGE Hitachi Nuclear Energy（GE日立）社との連携を軸とした日米共同開発で実用化し，北米で初号機または試験炉を建設後，国内を含めた世界に事業を展開。
 RBWRは日米英協力を軸とした国際共同開発体制を構築。

NNL, Jacobs,
英国アカデミア

PRISM

RBWR

DOE

INL
ANL

日立

GE日立, GNF-A

METI, JAEA, 電中研

BWRX-300

JAEA： 日本原子力研究開発機構
METI： 経済産業省
NNL： 英国国立原子力研究所

ANL：米国アルゴンヌ国立研究所
DOE：米国エネルギー省
GE日立：GE Hitachi Nuclear Energy
GNF-A：Global Nuclear Fuel-Americas
INL：米国アイダホ国立研究所© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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３． 高経済性小型軽水炉BWRX-300の開発©©Hitachi-GE
Hitachi-GENuclear
NuclearEnergy,
Energy,Ltd.
Ltd.2022.
2017.All
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３-１． カナダ電力によるBWRX-300選定
2021年12月，カナダ電力OPG（Ontario Power Generation）社は，
同社Darlingtonサイトの新設プロジェクトにBWRX-300を選定した旨を公表


OPGとGE日立は，カナダ初のSMR建設を2028年に完了することを相互の目標とし，エンジニアリング，設計，許認可準備，サイト
準備において協働していく。



サスカチュワン州もオンタリオ州に続き，2030年代初頭に初号機の運転開始，最大4基のSMR建設を検討している。



英国，米国，フランス，ポーランド，エストニアを含む諸外国もSMR建設に関心を示しており，オンタリオ州はカナダ・国際的なサプライチェーンに貢献する。



サイト準備は適切な承認を待って2022年春に開始予定。OPGは建設許可(LTC)を2022年末までに規制局(CNSC)に申請することを目標としている。

Darlingtonサイト

記者発表するOPGのHartwick CEO© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

12３-１． 【参考】 BWRX-300完成予想図

https://nuclear.gepower.com/build-a-plant/products/nuclear-power-plants-overview/bwrx-300© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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３-２． 開発背景


これからの原子力プロジェクトは，高い安全性に加え建設コスト（初期投資）低減が課題。
新市場の開拓に向け，BWRの特性を生かした高経済性小型炉BWRX-300を日立GEと米国GE日立社
にて共同開発中。

資本コストによる2050年エネルギミックスの評価(米国)

発電コスト

新設
原子炉

建設費

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３-３． BWRX-300の概要
 シンプルなBWRを更に簡素化し，他電源に対して競争力のある小型軽水炉を開発
 第10世代BWR 300MWe級SMR (Small Module Reactor)
 “Design to Cost”の概念「隔離弁一体型原子炉」採用による事故発生リスクの徹底的低減（炉廻り安全設備の簡素化）‐ 建屋面積の縮小と先進建設工法の採用による建設
コストの大幅な低減‐

 世界最高水準の安全性，実証済み技術の採用，充実した

燃料及び機器供給網

高い安全性と経済性の両立を目指した設計© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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３-４． BWRの発展の歴史
技術革新/社会的ニーズに応じたＢＷＲ発展
BWR-2

自
然
循
環
系

BWR-1

商業炉が
多い炉型

強制循環系
BWR-7

BWR-8

BWR-4～6

BWR-9(米国設計認証
取得済み）

BWR-3

従来の建設プラントの多くは強制循環系を採用
 高出力プラントの採用
 燃料性能の最大化
 再循環ポンプの採用⇩
社会的要請への対応
 建設コストの削減
 燃料性能の技術革新 自然循環系，静的安全系の採用

BWR-10© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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３-５． 世界最高水準の安全性
 革新的な隔離弁一体型原子炉の採用により，冷却材喪失事故（LOCA）の発生確率を大幅に低減
 自然力を用い，外部動力や支援に頼らない静的安全設備（非常用復水器）で事故を収束
 “シンプルなシステム”を追求し，高い安全性・信頼性と，高い経済性を両立

大容量冷却プール

電源や人的操作が不要な
静的安全設備（非常用復水器）
原子炉の蒸気を自然循環力で大容量冷却プール内の熱交換器に導く

原子炉と一体化した隔離弁
冷却材喪失事故（LOCA）の
発生確率を
大幅に低減

プール水の沸騰により崩壊熱を除去地下埋設型原子炉格納容器
外部ハザード、テロに対する安全性とセキュリティを向上© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

17３-７． 物量低減による経済性の実現
 隔離弁一体型原子炉と非常用復水器の採用により，安全性を確保しつつ，大幅な物量低減を実現：
 設備の簡素化： 動的注水設備，主蒸気逃し安全弁，サプレッションプール等の削除
 設備単純化に伴い，計装制御系も簡素化
 原子炉格納容器の小型化，建屋容積低減

15,000 m3
電気出力： 300 MW級

161,000 m3
電気出力： 1,500 MW級

ESBWRとの比較： 出力1/5，
物量1/10> 建屋容積およびコンクリート物量50%低減（出力あたり）

 建設期間短縮，メンテナンス
物量低減に寄与ESBWR (Economic Simplified BWR):
米国GE日立社が開発済みの大型BWR, 2015年に米国規制局から設計認証取得済み© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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３-８． 実証済み技術を活用した早期実用化
 システム・機器の多くは，建設・運転実績豊富なABWR/BWR，米国で設計認証（Design Certification）

取得済みのESBWRの技術を用いて設計
 成熟した技術と革新的な安全性向上策を融合し，早期に市場導入
BWRX-300原子炉周りの実証済み技術

蒸気乾燥器：
ABWR, ESBWRと同型

ESBWR技術/許認可実績：
自然循環，非常用復水器，
規格基準への適合性等

原子炉圧力容器（RPV）：
ABWR, ESBWRと同じ材料，製造方法

気水分離器：
ABWR, ESBWRと同型

原子炉燃料：
海外で多数の使用実績がある燃料（GNF2燃料）を使用

制御棒：
ABWRと同型

自然循環力向上構造（チムニー）：ESBWRやDodewaardの技術を採用し，さらに簡素化

制御棒駆動機構（FMCRD）：
ABWR, ESBWRと同型© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

19３-９． 小型炉のメリットを活かした建設単価低減
 実績あるモジュール設計技術を小型炉設計に活用し、建設費・工期を低減
ABWRモジュール実績

 小型炉特有メリット最大化‐ 工場完成型の一体据付（モジュール化推進）‐ 小型炉の陸上輸送(内陸向け)
 他産業で実績のある機器，製造技術，

工法の採用© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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３-１０． 社会的受容性向上へのチャレンジ
 国際的なアプローチ，プラント安全性をもとに，緊急時防護措置準備区域の敷地境界レベルへの縮小を目指す。
 米TVA*1・DOE*2 ， IAEA*3は，小型炉特有の特性からEPZの縮小を検討：‐‐‐

炉内の核燃料が少なく，事故時放射性物質放出量が少ない
先進的小型炉の安全特性(例：電源喪失時７日間の炉心冷却維持)の考慮
TVA Clinch Riverサイトの例では，FP放出の頻度が閾値以下に抑えられる場合はリスクを許容し，閾値を超える
場合は被ばく評価によりEPZを設定

緊急時防護措置準備区域

Urgent Protective Action Planning
Zone(UPZ) : 30 km

先進的小型炉に適した緊急時計画範囲(例：米国dose-based, consequence oriented methodology)

予防的防護措置準備区域

発電炉
（日本）

Precautionary Action Planning
Zone (PAZ): 5 km

サイト敷地境界*1. “Clinch River Nuclear Site Early Site Permit Application”, TVA (2017追記), NRCが申請受理済み*2. “The Pathway to SMR Commercialization”, DOE SMR Workshop Final Report (2016)*3. “Report from Working Group on Emergency Planning Zone”, IAEA SMR Regulator’s Forum (2018)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

21

３-１１． 海外状況
 カナダ・オンタリオ州における建設炉の候補として選定• 2021年12月，オンタリオ州営電力会社のOntario Power Generation（OPG）社は，2028年のSMR運転開始を目指し，BWRX-300を選定。
 米国電力が設計・許認可・詳細プロジェクト計画を推進• 2022年2月，米国の国営電力会社TVA（Tennessee Valley Authority）は，BWRX-300の設計・許認可・詳細
プロジェクト計画を予算$200MM（2～3年）で推進する旨を公表。
 カナダでの許認可手続き• カナダ規制当局（CNSC）は，実際の建設許認可に先立ち事前に炉型を評価するプロセス（VDR）を構築。
• SMR開発各社が申請・審査中であり，BWRX-300も2019年から審査を開始。
 米国での許認可手続き• BWRX-300は，既に認可されているESBWRの設計認証をベースとしており，ESBWRからの変更点をLicensing Topical Report（LTR）として提出し，米国規制当局（NRC）が審査中。
• 既にBWRX-300の基本コンセプトとして重要な3件のLTRが承認済み。
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22

４． 燃料サイクルへの貢献- 金属燃料Na冷却高速炉（PRISM）- 軽水冷却高速炉（RBWR）©©Hitachi-GE
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４-１． 燃料サイクルに貢献する新型炉の開発
Ｎａ型高速炉開発と軽水炉を活用した更なる使用済燃料削減の併用
現在から２０５０年まで

２０５０年以降の将来課題

 運転継続に向けた使用済燃料削減
 日米協定によるプルトニウムの削減

 使用済みMOX燃料の蓄積
 長半減期核種の削減

具体的対策 プルサーマルの本格的な導入
 更なるプルサーマルの高度化
 プルサーマル推進に向けた国の支援 Ｎａ型高速炉本格導入に向けた開発
 （Ｎａ型高速炉バックアッププラン）■ 新たな技術提案のコンセプト
ＲＢＷＲ（軽水冷却高速炉）

ＰＲＩＳＭ（金属燃料Ｎａ冷却高速炉)
【特徴】

【特徴】

小型炉，受動的安全系により初期投資削減

既存BWRを活用可能。炉心燃料技術で実現。

コンパクトな燃料サイクルを実現する金属燃料の採用とIFRへの展開

プルサーマルを高度化し，再利用に適した使用
済みMOX燃料の組成で温存。

IFR： Integral Fast Reactor© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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４-２． PRISMの概要
革新的小型ナトリウム冷却高速炉PRISM
革新的安全システム
 受動的な崩壊熱除去

自然循環空気冷却により崩壊熱除去

優れた経済性と建設性
冷却後
自然排出
外気
自然吸入

システム単純化，小型モジュール化による工期削減 異常時の出力抑制可能な金属燃料流入空気で原子炉容器の外
側から空冷
上昇流

原子炉容器

下降流

原子炉容器内に機器を収納
 熱交換器 ポンプ
 一次系配管削除

拡張性

長半減期核種低減
高速中性子利用 プルトニウム増殖（資源有効利用） マイナーアクチニド
燃焼（有害度低減）PRISM:
Power Reactor Innovative Small Module

米国で２つの実炉計画に採用
VTR： 高中性子密度を利用した試験炉
Natrium： 蓄熱ｼｽﾃﾑを備えた高速炉
VTR（多目的試験炉）

Natrium*（ARDP採択）
高温溶融塩槽
蒸気発生器

原子炉

放射性毒物継続期間短縮（約10万年→約300年）

タービン

低温溶融塩槽*TerraPower社とGE Hitachi Nuclear Energy社の共同開発© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

25

４-３． NatriumTMプロジェクト
 米国DOEが，Advanced Reactor Demonstration Program (ARDP)2基のうち1基にPRISMをベースとしたNatriumを選定

出典） TerraPower社ホームページ https://www.terrapower.com/us-doe-selects-advanced-reactor-designs/© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

26

４-４． RBWR炉心の概要
 稠密燃料と冷却水沸騰により水対燃料比を減少，中性子を高速化
 炉心以外は現行BWR技術を適用
199 mm

燃料棒

制御棒
194 mm
2.4 m

プレナム領域

水排除板

中性子吸収体超ウラン元素（TRU）領域

ブランケット(劣化ウラン)
燃料集合体数： 720
制御棒体数: 223

制御棒（中性子吸収材領域）© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

27

４-５． RBWRの開発ステップ
プルサーマルの高度化を実現するＲＢＷＲ 住民，事業者，国それぞれのニーズに対応
住民：安全性
廃棄物対策

六角格子燃料
高速炉サイクル実現

事業者：経済性
発電コスト低減

国：燃料サイクル推進
国際公約の遵守(Pu削減)
資源有効利用
長半減期核種低減• 次世代再処理(多重リサイクル)

四角格子燃料
プルサーマル高度化• 最新燃料

プルサーマル
Pu利用
8×8MOX

10×10MOX• 既設炉に適用可能• 効果的なPu利用• 既存の再処理･MOX
燃料技術利用RBWR: Resource-renewable BWR© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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４-６． 使用済み燃料の低減効果
 BWR全体での使用済ウラン＋MOX燃料の低減
8×8MOX*

150
100

評価条件
■BWR発電量14.9GWe(原子力比率22%の半分)■フルMOX-ABWR1基のみでPu利用■Pu利用とバランスする分だけ
再処理

50
0
-50

四角格子RBWR
0

1

2

3

ABWR1基でのPu利用量 (tPu/年)

Pu利用量当たりの使用済MOX燃料体数(相対値)

使用済燃料蓄積量増加割合(tHM/年)

蓄積量増加を抑制

 使用済MOX燃料の発生体数を1/3以下に

1

1/3以下

0.5

0

8×8MOX*

四角格子
RBWR* 安藤良平他、使用済軽水炉燃料の核種組成評価、JAERI-Research 99-004 (1999)に基づく© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

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５． まとめ©©Hitachi-GE
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まとめ

2050年カーボンニュートラル実現に向けて，原子力発電に対する期待が国内外に存在しています。



こうした社会的要請に応えるため，日立GEは初期リスク低減，長期的な安定電源確保，放射性廃棄物有害度低減を目指した新型炉BWRX-300，PRISM，
RBWRを開発しています。
BWRX-300： 小型化･簡素化により安全性と経済性の両立を目指した次世代小型軽水炉。
PRISM：
固有安全性を追求した金属燃料･液体金属冷却の革新的高速炉。米国では実証炉(NatriumTM)の建設も計画中。
RBWR：
現行のABWRを発展させ，超ウラン元素燃焼や高転換を早期に実現する炉心概念。



日米英国際協力の枠組み，大学･国立研究機関等と連携し，オープンイノ
ベーションにてこれらの炉の開発を推進します。
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31

END
カーボンニュートラル実現に向けた日立の原子力事業展開
2022年 3月16日
日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
吉川 和宏©©Hitachi-GE
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日本原⼦⼒学会 2022年春の年会 企画セッション 原⼦⼒発電部会

カーボンニュートラル実現に向けた
三菱重⼯ 原⼦⼒事業の取組み
2022年3月16日
三菱重⼯業株式会社 原⼦⼒セグメント
原⼦⼒技術部神﨑 寛© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

目次

１．三菱重⼯ 原⼦⼒事業の取組み
２．革新型軽水炉開発の取組み
３．将来炉、核融合炉開発の取組み© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

1１．三菱重⼯ 原⼦⼒事業の取組み© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

カーボンニュートラルに向けた原⼦⼒事業の取組み
原⼦⼒はカーボンフリーかつ大規模・安定電源であり、エネルギーセキュリティ上の観点も含め重要なベースロード
電源。2050年カーボンニュートラル(CN)の達成に向け、将来に亘って原⼦⼒の活⽤は必須
⼀⽅、国内では、東日本⼤震災以降、国⺠の原⼦⼒に対する信頼は低下しており、その信頼回復が最重要課題であり、当社は既設プラントの再稼働支援/継続的な安全性向上に取組むことで信頼回復に努める。
更に世界最高水準の安全性を実現する次世代軽水炉の実⽤化により脱炭素社会の実現に貢献していく【短期】既設プラント（PWR、BWR）の再稼働/特重※1設置の推進、燃料サイクルの確⽴、更に次世代軽水炉により発電分野のCO2排出を大幅削減【中期】多様化する社会ニーズに応じて小型炉、高温ガス炉、高速炉等を開発・実⽤化【⻑期】恒久的な”夢のエネルギー源”である核融合炉の実⽤化へ挑戦
既設
軽水炉他
革新型
軽水炉

既設軽水炉の再稼働/特重推進
燃料サイクルの確⽴
次世代軽水炉

小型炉

研究開発

将来炉
(非軽水炉)
核融合炉

高温ガス炉、高速炉、マイクロ炉

原型炉

ITER計画※2

核融合炉(©ITER Organization, http://www.iter.org/)

2020

2030

2040

2050

※1 特定重⼤事故等対処施設︓プラントとは完全に独⽴し、航空機衝突やテロ等の際に安全に運転停⽌できる⼤規模施設※2 ITER計画︓核融合炉実験炉実現に向け7極(日,EU,米,露,中,韓,印)政府により進められている⼤型国際PJ© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

3

既設プラント再稼働/特重設置の推進
2030年温室効果ガス排出量46%削減の前提である原⼦⼒の発電⽐率20~22%を達成するためには多くの既設プラントの再稼動が必須

⼀⽅、東日本⼤震災に伴い原⼦⼒に対する信頼は低下しており、信頼回復が最重要課題。その信頼回復に向け、PWRのみならずBWRも含め新規制に適合させるべく、安全対策⼯事(※)/特重設置を最大限支援中※安全設備/電源設備の強化、⾃然ハザードに対する耐性強化(耐震補強、⻯巻対策)等

PWR再稼動は順調に進捗。40年超プラントである高浜1/2号、美浜3号の再稼動（国内初）も着実に進捗。美浜3号は2021年6月に再稼動。高浜1/2号は再稼動⼯事を完了しており、特重⼯事完了後に運転開始予定(高浜1号は燃料装荷し、⾃主点検を実施)
PWR:
BWR:
サイクル施設:＜再稼働対応の状況＞

稼働(予定):
設置許可済:※：再稼動工事完了済/地元合意済。運転開始は特重工事完了後© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

4

核燃料サイクルの確⽴に向けた取組み
原⼦⼒の⻑期活⽤、エネルギーセキュリティ確保の為には、燃料サイクルの確⽴が必須であり、六ケ所再処理⼯場、MOX燃料加⼯⼯場の早期竣⼯に向けて、主幹会社として⼯事推進中
使⽤済燃料の再処理までの中間貯蔵対策として、輸送・貯蔵兼⽤キャスク(設計/製造他)も積極的に対応【MOX燃料加⼯⼯場】【再処理⼯場】

輸送

輸送
2020

2021

2022

2023

2024

▼7.29事業変更許可

輸送

RRP

安全審査

▼12.24設工認申請

新規制対応工事︓使⽤済燃料の動き
︓MOX燃料の動き【貯蔵・輸送乾式ｷｬｽｸ】© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

設工認審査▼竣工(2022/上期)▼12.9事業変更許可

安全審査

J-MOX

▼12.24設工認申請

新規制対応工事

設工認審査

竣工(2024/上期) ▼※ RRP; 六ケ所再処理工場、J-MOX; MOX燃料加工工場
5

２．革新型軽水炉開発の取組み© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

革新型軽水炉開発の意義
カーボンニュートラル達成及び将来のエネルギー安定供給（セキュリティ、技術⾃給率）確保の観点から、将来に亘って原⼦⼒の活⽤は必須であり、国内新増設が必要と認識
革新型軽水炉シリーズとして、2030年代半ばの実⽤化を目標に、高い経済性に加え、革新技術を採⽤した世界最高水準の安全性を実現する次世代軽水炉の開発を推進。そこで培った技術を活かして、将来の多様化する社会ニーズに応えるべく、小型軽水炉の開発も推進
世界に誇る⽇本の原⼦⼒技術、産業基盤維持のためにも早期の新増設計画の具体化が必要
〜2020

2030

2040

2050〜

現⾏の規制基準の改訂
炉型に合わせた新基準の制定
規制基準整備次世代軽水炉• 万⼀の事故時にも放射能影響
を発電所内に限定• プルーブンな技術をベースに高い経済性を確保

将来の多様化するニーズに応えて分散化

小型軽水炉（分散型電源）• 主機⼀体型炉他の採⽤による物量低減© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

超安全・安心地震／津波／テロに高い耐性を持ち、放射性物質を閉じ込め、影響を発電所内に限定

地球に優しくCO2を出さず、柔軟な出⼒調整で再生可能エネルギーと共存

大規模な電気を安定供給

国際情勢、天候に左右されない準国産エネルギー7次世代軽水炉の特徴
地震・津波その他⾃然災害への対応、大規模航空機衝突・テロ対策、シビアアクシデント対策等の世界最高水準の安全対策に加え、⾃然エネルギーとの共存等の社会ニーズを踏まえたプラント機能向上

放射性物質放出防止

セキュリティ高度化

万⼀の事故時にも、事故影響
を発電所敷地内に限定

大型航空機衝突への対策

最先端技術を適⽤した
サイバーセキュリティ

航空機衝突に耐えうる格納容器
外部遮蔽壁の強靭化
原⼦炉格納容器

多重性・多様性

吸着塔

炉心冷却のための設備、電源等の多重性・多様性を強化

２系列 ⇒ 3系列＋シビアアクシデント(SA)専⽤システム

耐震性向上

格納容器スプレイ

凝縮タンク

高性能
蓄圧タンク

蒸気発生器
加圧器

(高圧注入系)(低圧注入系/
格納容器スプレイ系)

溶融炉心対策
炉心溶融が起こってしまった
場合でも、最終障壁である格納容器を防護原⼦炉容器 ⼀次冷却材
ポンプ
燃料取替⽤水ピット
代替炉心注水/代替スプレイポンプ© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

補助給水ピット

コアキャッチャ

補助給水ポンプ

地下式構造(岩盤埋込)

津波、その他
⾃然災害への耐性
津波・⻯巻・台風・⽕山等の⾃然災害への耐性を強化

再生可能エネルギーとの共存

出⼒調整機能（周波数制御、負荷追従）の強化
8小型軽水炉の開発（概要）
⼤規模グリッドが整備された地域等では、出⼒規模が⼤きい中・⼤型炉の⽅が発電コスト⾯で優位となるが、イニシャルコストが安い分散型電源として小型炉が注目されている
将来の多様化する社会ニーズに応じて小規模グリッド向け発電炉や、離島向けモバイル電源・災害
非常⽤電源などに適⽤する船舶搭載炉への展開を⾒据えた小型軽水炉開発を⾃社技術で推進中
発電⽤小型軽水炉(〜30万kW)•原⼦炉内⾃然循環による炉心冷却•外部電源を必要としない静的安全システム•二重格納等を採⽤した安全・安心の追及•完全地下⽴地による災害/テロ耐性強化© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

船舶搭載⽤小型軽水炉(〜3万kW)•モバイル利⽤を実現する超コンパクト原⼦炉•メンテナンスを最少化する⻑寿命炉心•海上運⽤を想定した搖動/傾斜対策
9

小型軽水炉の開発（発電⽤小型炉の特徴）
⾃然循環冷却によって冷却材ポンプを不要とし、原⼦炉容器内に蒸気発生器等を内蔵する一体型
原⼦炉を採⽤して主冷却材配管を削除することにより、冷却材喪失等の事故発生を原理的に排除
事故時に動的機器を使⽤しないパッシブ安全システムの採⽤により、安全性を向上
原⼦炉建屋を地下⽴地とすることによる航空機衝突等への耐性強化や、二重格納の採⽤によって放射性物質の閉じ込め機能を強化し、安全・安心を徹底追及
従来炉

小型炉
制御棒
駆動装置

蒸気発生器

蒸気発生器

加圧器
約21m

約18m

原⼦炉建屋の地下⽴地

約12m

原⼦炉容器

⼀次冷却材
ポンプ

主機一体原⼦炉

主機一体原⼦炉の採⽤（主冷却材配管の削除）➡ 冷却材喪失事故等の排除© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

⾃然循環冷却
炉心燃料➡ 航空機衝突等への耐性強化
二重格納の採⽤➡ 放射性物質の閉じ込め機能強化10

３．将来炉、核融合炉開発の取組み© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

三菱革新炉のラインナップ

当社は、革新型軽水炉(次世代軽水炉、軽水小型炉)に加えて、将来の多様な社会的ニーズに応える
革新炉（高温ガス炉、高速炉、マイクロ炉）の開発も推進

革新型軽水炉シリーズ

次世代軽水炉

小型軽水炉

既存グリッド向発電(電気出⼒:〜120万kW)
2030年代半ばの実⽤化を目標に、高い経済性に加え、革新技術を採⽤した世界最高水準の安全性を実現

分散型、小規模グリッド向発電 (電気出⼒:30万kW)
安全系のフルパッシブ化、主機⼀体型炉他の採⽤

放射性物資放出防止システム

蒸気発生器

炉心燃料

コアキャッチャ

高温ガス炉

高速炉

マイクロ炉

超高温（900℃以上）の核熱利⽤により⼤量かつ安定的な水素製造を実現
鉄鋼業界など産業界の脱炭素化に貢献

核燃料サイクルの実現により、資源の有効活⽤、高レベル放射性廃棄物の減容化、有害度の低減が可能

離島・僻地・災害地⽤電源など多目的利⽤を可能とするポータブル原⼦炉
三菱独⾃設計の全固体原⼦炉

高温ガス炉

水素製造システム

高温ヘリウムガスによる熱供給© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

※ 本図は、経済産業省からの受託事業である“高速炉の国際協⼒等に関する技術開発”の成果を含みます※

12高温ガス炉の開発
高温ガス炉は、超高温（900℃以上）の核熱利⽤※1を特徴とし、カーボンフリーの高温熱源を利⽤して高効率な水素製造が可能。また、万⼀の事故により冷却材を失った場合でも、炉心の熱が原⼦炉外表⾯から⾃然に放熱・除去され、炉心溶融を起こさない優れた安全性（固有の安全性）を有する※1︓ 日本の高温ガス炉技術は、世界最高の950℃を達成しており、他国に⽐べて優位な技術を保有

当社は水素製造に必要な熱源を供給する高温ガス炉を開発、大量かつ安定的な水素製造を実現し、鉄鋼業界※2をはじめとした産業界の脱炭素化に貢献※2︓ 鉄鋼業界では、水素還元製鉄への転換を目指した取組みが進められており、その実現には⼤量の水素が必要
当社取組み

鉄鋼業界

高温ガス炉
• CO２を発生しない高温(900℃以上)熱源

熱

高温ガス炉

水素製造
・水蒸気改質法↓将来的に↓
・CO2フリー水素製造技術
水素製造システム

水素

水素還元製鉄• 高炉に投入するコークス(C)の⼀部
を水素で代替、段階的に水素の添加割合を高め、CO2を低減• 将来は100%水素還元を目標
従来

水素還元

H2

高温ヘリウムガスによる熱供給© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

ref. 資源エネルギー庁HP “水素を使った革新的技術で鉄鋼業の低炭素化に挑戦”
https://www.enecho.meti.go.jp/about/special/johoteikyo/course50.html

13

HTTRにおける当社実績
JAEA殿の下でHTTR開発の幹事会社を担当、また、プラント全体設計と主要機器の設計・製作・据付を経験
高温ガス炉実⽤化を目指し、HTTRで培った技術を活かして、HTTR改造、実証炉建設に積極的に取り組む
予定
主要機器製作例

ＪＡＥＡ

開発体制

18.5m

正︓三菱
副︓富士

三菱

富士

原⼦炉格納容器

幹事会社
東芝

日⽴

高温ガスクーラ（1次加圧水冷却器）

プラント全体設計
・システム設計
・安全設計
・遮へい設計・配置設計
・プラント制御設計
他

直発社

30m

熱輸送配管
（高温二重配管）
To
中間熱交換器
From
約0.9m
原⼦炉容器

約8m

To
1次加圧水
冷却器

7.6m

* : HTTRホームページ(http://httr.jaea.go.jp/)© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

2.1m
14

高速炉の開発
高速炉は、炉心冷却材として水（減速材）を使⽤せず、中性⼦を高速状態（高速中性⼦）のまま活⽤可能であり、高速中性⼦による高レベル放射性廃棄物の減容化/有害度低減が可能
当社は日本の高速炉開発の中核企業として、経産省の高速炉開発事業、原⼦⼒イノベーション推進（NEXIP）事業での技術開発や、⽇仏/⽇⽶国際協⼒※に参画し、開発を推進。21世紀半ばの高速炉運転開始を目指す※ 2022年1月、⽶国テラパワー社/⽇本原⼦⼒研究開発機構(JAEA)殿/当社間で、テラパワー社が開発する高速炉「Natrium」実証炉建設プロジェクトでの技術協⼒に向けた覚書を締結
高速炉開発の意義

高速炉プラント概念（例）

電気出⼒

65万kW

燃料

MOX燃料（混合酸化物燃料）（経済産業省からの受託事業である“高速炉の国際協⼒等に関する技術開発”の成果を含みます）© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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マイクロ炉の開発
離島・僻地・災害地⽤電源など多目的利⽤を可能とするポータブル原⼦炉（コンテナ内に収納可能）を開発中
燃料交換が不要で⻑期間の遠隔・⾃動運転、メンテナンスフリーを実現
高熱伝導体※1を⽤いた全固体原⼦炉（環境へのリーク、事故原因を排除）※1 ⿊鉛系材料
発熱部
（炉心）

制御ドラム
（原⼦炉の
出⼒制御）
反射体

コンテナ内に原⼦炉＋発電設備を収納
原⼦炉容器

炉心
停止⽤
制御棒

【マイクロ炉の主要仕様】
炉心サイズ

直径1m以下、⻑さ2m以下

冷却⽅式

高熱伝導体による熱伝導

熱出⼒/電気出⼒

1MWt〜/500kWe〜

発電系供給温度

〜850℃

高熱伝導体
（固体による炉心冷却）

離島© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

僻地・極地

災害地
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核融合炉の開発
2050年以降も⾒据えた⻑期的視野に⽴ち、恒久的な夢のエネルギー源である核融合炉の開発
を世界の主要な先進国と共同※1で推進中
⼤型国際PJ ITER計画※2において、2026年のファーストプラズマに向けて、高度な詳細設計・製造技術を活かした主要機器の製造等を通じて引き続き貢献していく
更にITER計画に続いて、核融合実現に必要な原型炉概念設計等の活動にも参画中※1 :7極(日,EU ,米,露,中,韓,印)政府、※2 :核融合実験炉の実現に向けた⼤型国際PJ

プロトタイプ
製作を受注済水平ランチャ（プラズマ加熱装置）(©ITER Organization, http://www.iter.org/)

ダイバータ（外側ターゲット）

世界に先駆け
初号機を出荷(右写真︓
完成式典の様⼦)

トロイダル磁場コイル© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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まとめ
原⼦⼒は確⽴したカーボンフリーかつ大規模・安定電源であり、エネルギーセキュリティ上の観点も含め重要なベースロード電源。2050年カーボンニュートラル達成に向け、将来に亘って原⼦⼒の活⽤が必須と認識
三菱重工は、既設プラントの再稼働支援/継続的な安全性向上に取り組むことで国⺠の信頼回復に努め、さらに世界最高水準の安全性を実現する次世代軽水炉の実⽤化により、カーボンニュートラルの実現に貢献していく
さらに、その先を⾒据えて、将来の多様化する社会ニーズに応える分散型電源としての小型軽水炉、高温ガス炉、高速炉、マイクロ炉の開発や、恒久的な夢のエネル
ギー源である核融合炉の実⽤化への挑戦を続けていく© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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