2014年9月10（水） 13：00-14：30

原子力学会2014秋の大会 新型炉部会セッション

もんじゅ研究計画について〜プラント技術成立性の確認と安全技術体系の構築〜

写真提供：JAEA

東京大学大学院 工学系研究科原子力国際専攻 笠原直人
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ご説明内容 「もんじゅ」で行う研究開発の分類
 プラント技術成立性の確認
 安全技術体系の構築
 研究開発段階発電用原子炉活用について（報告者意見）
謝辞
本報告は、文部科学省 原子力科学技術委員会 もんじゅ研究計画作
業部会報告書 および 日本原子力研究開発機構からの同部会提出資料を引用して作成しました。ここに謝意を表します。

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「もんじゅ」で行う研究開発の分類「もんじゅ」で研究開発可能な技術
炉心・燃料技術

高次化Ｐｕ／Ａｍ含有組成燃料で構成された炉心の設計技術
実用規模燃料等の設計技術等

機器・システム設計技術

ループ型炉プラント系統設計技術・評価技術
ループ型炉の大型機器設計技術・評価技術等

ナトリウム取扱技術

原子炉容器・１次主配管用ＩＳＩ技術
蒸気発生器伝熱管用ＩＳＩ技術等

プラント運転・保守技術トラブル等から得られる知見の集積による運転技術・保守技術の向上
燃料取扱系機器の保守管理技術

安全機能確認・評価技術

大規模系統での自然循環除熱設計技術・評価技術
シビアアクシデント発生防止・影響緩和に係る設計対応技術等
以下の観点で技術をそれぞれ再整理(A1〜C3)

高速増殖炉開発における技術の重要度「もんじゅ」を利用することの優先度

A. 高速増殖炉開発において鍵となる技術

1. 「もんじゅ」でなければ開発できない技術

B. 高速増殖炉開発において重要又は補強となる技術

2. 「もんじゅ」で開発することが合理的な技術

C.高速増殖炉の成果の取りまとめには入らない技術

3. 「もんじゅ」以外で開発することが可能な技術
3

 重要度・優先度の高い研究課題の選定

4 重要度・優先度の高い課題に関して以下を考慮して研究計画を策定
 運転パターン
計画的に運転を継続するため、十全な保全期間が必要。また、故障の克服とその経験蓄積を行うことも重要な役割。従って、性能試験終了後の本格運転以降は、１サイクル（４か月）の運転に加え、８か月程度の点検を行う運転パターンを当面は想定する。

 炉心構成燃焼の進んでいない初装荷炉心で性能試験を行い、臨界特性及び出力特性を把握する。
１/４ずつの燃料交換により５サイクルで平衡炉心（約５万ＭＷｄ/ｔ程度）に、その後13サイクル程度で高燃焼度炉心（約８万ＭＷｄ/ｔ程度）に移行する。

 設備の信頼性（故障の発生段階）・経年特性
運転開始から５年程度の初期故障フェーズ、１０年程度のランダム故障フェーズ、その後の経年的な故障フェーズを想定する。

次頁にA1課題に関する計画例を示す
56プラント技術成立性の確認
 機器・システム設計技術 目的
実機データを用いて、システム設計技術や大型ナトリウム機器及びナトリウム炉特有計測設備等の機器設計技術を検証する。
定格運転を通じて、機器・システムの経年特性や健全性を実証する。
 実施項目• プラント系統の設計・評価技術• ホットベッセル原子炉容器等の設計評価技術• 大型機器設計・評価技術• ナトリウム炉特有の計測設備の設計・評価技術• 燃料取扱システム設計技術• 蒸気発生器等設計・評価技術• 発電所補助システム設計技術
7 機器・システム設計技術の例ープラント系統の設計・評価技術
性能試験データを用いてプラント運転制御特性を評価するコードを検証
プラント全系動特性解析モデル

RVのＦＮＭ構築

１次主冷却系<< 上部プレナム熱流動解析結果 >>２次主冷却系

℃

ＳＨ
ＲＶ

ＩＨＸ

ＳＧ

ＡＣ
ＥＶ

６０秒後

１８０秒後

流速分布・温度分布把握

←

３００秒後

プラント全系動特性解析モデルに組込み
CL ナトリウム液面E
上昇

オーバーフロー

←

主要機器のフローネット ワークモデル（ＦＮＭ）の構築
・原子炉容器（ＲＶ）、中間熱交換器（ＩＨＸ）、空気冷却器（ＡＣ）、蒸気発生器（ＳＧ）（蒸発器（ＥＶ）、 過熱器（ＳＨ））について、詳細熱流動解析にもとづ
きＦＮＭを構築（左にRVの例を示す）

詳細領域

ＦＮＭ
構築

AC

D2内筒B

D1
F フロー

炉心ブランケット
出口
出口

ホール

FNMをつなぎ合わせたプラント全系動特性解析モデルを検証・構築したＦＮＭを用いて、プラント全系の動特性解析を実施
・ 「もんじゅ」性能試験により検証（主要機器の出入口温度変化・流量化、フローコーストダウン特性データ、プラント運転制御特性データ）

8 ナトリウム取扱技術
 目的
ループ型高速増殖炉特有の検査技術、世界に例のない蒸気発生器伝熱管の検査技術を開発する。
ナトリウム関連の管理データ（純度管理、放射化物挙動、ナトリウム蒸気挙動、ナトリウム洗浄等）を取得し、これらを用いてナトリウム管理技術を検証・確立する。

 実施項目••供用期間中検査（ＩＳＩ）技術
ナトリウム管理技術

9 ナトリウム取扱技術の例ー供用期間中検査（ＩＳＩ）技術
原子炉容器、１次主冷却系配管および蒸気発生器伝熱管の検査装置について、「もんじゅ」に適用し、高温・高放射線環境などを特徴とする高速炉機器のＩＳＩ技術を開発する。

注）蒸気発生器伝熱管ＩＳＩ技術は、水系を有する大型ナトリウム施設でしか取得できず「もんじゅ」が最適。
原子炉容器や１次主配管用ＩＳＩ技術の実証は、高放射線環境下である実機ループ型炉である「もんじゅ」でしか実施できない。

「もんじゅ」系統図
原子炉容器

ガード
ベッセル

検査プローブ
検査ロボット原子炉容器周り検査装置
特徴・高温雰囲気（約200℃）
・高放射線環境（最大10Sv/hr）
・無軌道の狭隘（幅30cm）空間を自動走行など

１次系の主配管検査ロボット

１次主冷却系配管検査装置
・配管屈曲部（エルボ）の自動走行/検査・高放射線環境（配管への取付時間：目標５分以内）
特徴
・ｶﾌﾟﾗﾝﾄ（接触媒質）不要のﾀｲﾔ型超音波探触子など

蒸気発生器

蒸気発生器伝熱管検査装置
特徴

・強磁性体材料（蒸発器）
・厚肉（3.5mm以上）
・プローブの挿入が困難な長尺（約90m）
かつ複雑形状の伝熱管 など

10 プラント運転・保守技術
 目的
運転保守経験を通じ、運転手順等の運転管理技術、保全計画等の保守管理技術について成立性確認及び経験蓄積を行う。
トラブル対応から得られる知見を集積する。

 実施項目• 高速増殖炉発電プラントの保守管理技術• 高速増殖炉発電プラントの運転管理技術•

トラブル対応から得られる知見の集積による運転・保守技術の向上

11 プラント運転・保守技術の例
ー高速増殖炉発電プラントの保守管理技術
運転・保守の経験を通じて成立性を確認し知見を蓄積する。また、初期故障とその後のランダム故障の経験・克服に基づき、高速炉の特徴を考慮した保全技術を確立する。
１．高速炉用保全計画の開発
・高速炉の特徴を踏まえた保全技術の確立
保全計画の策定

Plan
是正・改善
Act
有効性評価
Check

保全の実施
Do

保全情報から保全タスク、点検周期等の保全内容の最適化
保守経験からナトリウム冷却炉特有設備の劣化メカニズムの把握

保全プログラムの適用性確認、課題の抽出・改善

高速炉の特徴：２．保守管理システムの構築・整備・点検、補修等の保全情報を蓄積・管理・機器外形図等の設計情報、保修票等の故障情報、積算運転時間等の保全に有用な情報を集約

・低圧であり、急速な破断を生じにくい・材料との共存性がよく、腐食を生じにくい・熱応力によるクリープ・クリープ疲労が支配的な劣化
・バウンダリ開放時の空気混入防止が必要
・ナトリウム冷却炉に特有の機器が存在（ナトリウム漏えいに対する設備、ポンプ、計装品など）

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安全技術体系の構築
研究開発成果は、 「安全基準」 、 「安全設計・運転」 、 「安全評価」 の３つの観点から集約し、互いに連携させつつ安全技術としての体系化を図る。「もんじゅ」は主として赤字部の研究開発に活用される。
安全基準
安全目標、基本安全原則
第4世代炉の国際標準への反映を目指す

安全設計クライテリア：SDC （安全要件）
安全設計ガイドライン：SDG （安全ガイド）
安全基準に適合する深層防護各レベルの安全設計・運転

安全設計・運転に関わる研究成果の反映

安全設計・運転

安全評価に関わる研究成果の反映

安全性強化
策の評価

安全評価
・決定論的安全評価
安全評価手法（ＤＢＡ/ SA)

設計基準の安全設計・運転対策
シビアアクシデントマネジメント策と訓練・運用

安全基準に適合する深層防護各レベルの安全評価

検証データ（「もんじゅ」/「もんじゅ」以外）

安全評価に基づく
安全性強化

・確率論的安全評価
頻度

発生頻度と影響評価手法

信頼性データ（「もんじゅ」）
影響

図提供：JAEA

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 「もんじゅ」で実施する項目とそれ以外で実施する項目を整理
福島原子力発電所事故の経験を踏まえた高速炉の安全技術体系を構築するため、「もんじゅ」でシビアアクシデント（ＳＡ）対策に関する実践的な研究開発を実施する

 主として「もんじゅ」で実施する項目• ＳＡ評価技術の構築と安全性向上策の摘出•

ＳＡＭ（シビアアクシデントマネジメント）策の充実とその実証的な確認や訓練・運用

 主として「もんじゅ」以外で実施する項目• 損傷炉心燃料等の安定的な冷却手段の多様化のための研究開発••

炉心損傷時の再臨界の防止と事象の炉容器内終息を図るための研究開発
高速炉の安全基準に資する研究開発

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 ＳＡ評価技術の構築と安全性向上策の摘出
 目的
確率論的安全評価（ＰＳＡ）を踏まえたＳＡに対する安全性強化の研究を、「もんじゅ」という実機プラントへの適用を通じて実施する。
高速増殖炉のＳＡの評価技術を構築する。
自然循環による崩壊熱除去を実機スケールで実証する

 実施項目• ＰＳＡ評価技術の構築と安全性向上策の摘出• 「もんじゅ」の安全性に関する総合評価• 自然循環除熱システムの設計技術・評価技術• 設計基準ベースの安全設計・評価技術

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 ＳＡ評価技術の構築と安全性向上策の摘出の例ー自然循環除熱システムの設計技術・評価技術「もんじゅ」性能試験において、自然循環試験を実施する。
全交流電源喪失時の炉心冷却手段として、自然循環によっても炉心崩壊熱除去ができ、安全にプラントが停止できることを実証する。
【高速炉の自然循環による炉心冷却】

自然循環除熱能力を有した設計

大気へ熱を放散

冷却材の流れ（熱いナトリウム）

空気冷却器

空気冷却器の中心冷やす所（空気冷却器）

中間熱交換器
原子炉容器

約17ｍ

空気熱の出る所（炉心）① 空気冷却器を最終除熱源とすることから高所配置が可能で、伝熱中心差を大きくとることが可能② 動的機器が少ないので、信頼性が高い③ 冷却材が単相なので、安定して循環し易い

約7ｍ
原子炉の中心中間熱交換器の中心冷却材の流れ（冷たいナトリウム）【ループ型高速増殖炉の自然循環除熱性能を実証】試験で確認する内容①自然循環冷却能力
自然循環により炉心崩壊熱が除去できることの確認②自然循環時運転特性
自然循環時のプラントの動特性の把握

炉心と中間熱交換器、中間熱交換器と空気冷却器、それぞれの伝熱中心高さの差を適切に取ることで、十分な自然循環除熱能力を有する。
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 ＳＡＭ策の充実とその実証的な確認や訓練・運用
 目的
幅広い外部事象を含むＳＡ事象シーケンスに対して、高速炉の特徴を踏まえたＳＡＭ（シビアアクシデントマネジメント）策を検討し、安全性の向上を図る。
「もんじゅ」実機に対して、設計基準を超える外部事象等の幅広い事象に関する安全機能の維持・回復、影響緩和等の安全性向上策を整備する。
前述のＳＡ評価技術により有効性を評価するとともに、訓練・運用を通じて改良を行う。
 実施項目• ＳＡＭ策の整備

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 ＳＡＭ策の充実とその実証的な確認や訓練・運用ーＳＡＭ策の整備＜ＳＡＭ策の充実＞＜従来構築してきたＳＡＭ策＞
福島原子力電所事故教訓の反映（ＳＡＭ関係）
・事象想定の不足(外部事象）
・対策・手段の不足（代替策）
・訓練の不足（支援体制）

海外知見の反映（ＳＡＭ関係）
・ＩＡＥＡ（ＤｉＤ第４層）の安全要件
・ＩＡＥＡ ＳＡＭガイド（ＮＳ-Ｇ-2.15）
・米国の外部事象に対する安全要件＜実証的な確認や訓練・運用＞「もんじゅ」に対するＳＡＭ手順書を整備し、実機を用いた訓練等を通して適用性を実証。
結果に関する有効性をレビューし、向上策を手順書へフィードバック。

シナリオに準じた対策・操作（事象シーケンス依存）

想定範囲の拡大＜フレキシブルな対策・操作＞
外的事象等によるシナリオレスな機能喪失想定に対して使用可能なものをすべて活用し頑健性を向上
・水素爆発防止対策
・可搬型電源接続
・空冷、ＳＧ冷却操作 ・除熱源復旧対策
・ナトリウム火災対策 ・炉外燃料貯蔵槽冷却対策 等

ＳＡＭ手順書
ＳＡＭ訓練
有効性レビュー

フィードバック

これらのＰＤＣＡサイクルを継続的に実施し、安全性の継続的な向上を図る。
継続的ＰＤＣＡサイクル
18研究開発段階発電用原子炉の活用について（報告者意見）
海外に比べ、日本におけるプラントの安全は通常は高水準で維持されている。

しかし、「もんじゅ」の1995年の１回のナトリウム漏えい事故以来の長期停止に代表されるように、事故に関しては徹底した防止を要求する反面、事故経験と学びの数は少ない。
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ロシアの高速炉 BN-600の運転実績20

BN-600におけるナトリウム漏えい経験（事故対策を多く学ぶ）

21

失敗を許さず成功例をなぞったマニュアル化の弊害
システムはいろいろな技術をつないで作られる。
そして、その１つずつの技術の周りにはたくさんの知見がまとわりついている環境の変化に対応できなくなる

マニュアル化で育った人が社長になったとき想定から少しでも外れると対応がとれなくなる

マニュアル化が進みすぎたとき

個々人のチャレンジを許す場合
畑村洋太郎,技術の創造と設計,岩波書店（2006)に加筆

豊富な周辺知見に基づき、想定外の事象に対しても大失敗を防ぎ回復できる22限られた資源を安全性向上に効率的に活用するには大事故（隕石の衝突、等）

中事故（テロ、等）

事故は起こらないはず（安全神話）

事故を起こさない努力（設計基準、マニュアル、等）

小事故（機器故障、等）
実際の事故の発生頻度

事故から人と環境を守る努力

事故を拡大させない努力

事故を起こさない努力
日本での理解のされ方（二者択一）

欧米（起こり得ることすべてに対して対応）
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おわりに
 重要度・優先度の高い研究課題を摘出した上で、運転スケジュール等を考慮して策定された「もんじゅ」を活用した研究開発計画を紹介した。
 プラント技術成立性の確認と安全技術体系の構築に関する研究開発の考え方と例を紹介した。
 絶対安全は世の中に存在せず、事故は必ず起こることを前提として、そのリスクを低減する努力を続けることが、結果として安全の向上につながる。
 「もんじゅ」を研究開発段階発電用原子炉として活用するためには、研究開発と運転管理を二項対立の構図で議論するのではなく、商業用軽水炉の運転とは次元が異なる面があることも念頭に置き、大事故を起こさないようにした上で一定のチャレンジを許すべき。
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