2021年秋の大会：オンライン開催
新型炉部会セッション(6) 国内燃料サイクル柔軟性拡大へ寄与する
軽水冷却高速炉
2021年9月10日
日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
日野 哲士© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

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目次
1. はじめに
2. RBWRの概要
3. 適用シナリオ
4. 開発項目
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

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1. はじめに背景 日立はBWRプラントメーカとして、冷却水(中性子減速材)が沸騰するBWRの特徴を活かした軽水冷却高速炉RBWRの開発を進めてきた
 燃料サイクルの短中期から長期の課題に対応すべくRBWRの様々なバリエーションを提案
RBWR: Resource-renewable Boiling Water Reactor

本発表での報告内容
 バリエーションの中で、高速炉サイクルへの本格移行までに起こりうる課題に対応すべく開発を進める、既設炉バックフィットタイプのRBWRについて報告© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

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1. はじめに
2. RBWRの概要
3. 適用シナリオ
4. 開発項目
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2-1. RBWR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
タービン建屋

現行BWR燃料
155 mm
4m

原子炉建屋

燃料棒

炉心

RBWR燃料約20m

プラント概観© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

冷却水

圧力容器

2.4 m

199 mm
194 mmAll Rights Reserved. Copyright© 2021,
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Information4.

2-2. RBWRの導入ビジョン
 プルサーマルの高度化として四角格子RBWRを導入
それぞれのニーズに応える
住民：信頼性廃棄物対策

六角格子RBWR
廃棄物燃焼
資源持続性

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• Pu富化度増加• 燃料多重リサイクル
四角格子RBWR
Pu利用促進Pu再利用容易化

高性能化
プルサーマル
Pu利用
8×8MOX© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

10×10MOX

プルサーマル高度化• 既設炉にバックフィット• 現行の再処理･MOX燃料技術利用

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2-3. 四角格子RBWR
 既設炉にバックフィットするため現行BWRと同じチャンネルボックス
 現行燃料からの移行性を重視した長尺燃料に開発を注力

燃料棒長さ：現行燃料と同じ

フォロワ付き制御棒

燃料棒

燃料棒長さ：
現行燃料の1/2
フォロワ制御棒(現行燃料と同じ)

チャンネル
ボックス
(現行燃料と同じ)

長尺燃料© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

制御棒
水排除板

短尺燃料
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1. はじめに
2. RBWRの概要
3. 適用シナリオ
4. 開発項目
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3-1. 想定する四角格子RBWRの役割
 高速炉サイクルへの本格移行まで、現行軽水炉での対応を強化
分離済みPu利用(六ヶ所再処理)
2020

2030

ウランBWR/PWR,
プルサーマル

高速炉サイクル(第二再処理)

2050

Time

四角格子RBWR
高速炉① Pu利用量増加し、再処理促進するとともに、使用済MOX燃料体数を減らして使用済燃料蓄積量を低減② 核分裂性Puを温存し、使用済MOX燃料の再利用を容易化© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

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8.

3-2. ①使用済燃料蓄積量の低減

8×8MOX*150100

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

500-50四角格子RBWR
012 使用済MOX燃料の発生体数を1/3以下に低減
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) BWR全体での使用済ウラン+MOX燃料の蓄積量増加を抑制

3

ABWR1基でのPu利用量 (tPu/年)

11/3以下0.5

08×8MOX*

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. 2020. All rights reserved.

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9.

3-3. ②使用済MOX燃料の再利用容易化
 核分裂性Puを温存し、 高燃焼度化しても長期貯蔵後も高速炉で再利用可
MA発生量抑制
貯蔵期間に関わらず核分裂性Pu回復プロセスなしで高速炉で再利用可

0.6四角格子RBWR

0.50.4

高次化燃料に対する
高速炉設計例[2]0.30.28×8MOX[1]50100150

貯蔵期間 (年)200BWRプルサーマル[1]15四角格子RBWR
10330405060244Cm

21

評価条件
■装荷時の核分裂性Pu/TRU=0.670241Pu+241Am

20

TRU中割合 (wt%)

TRU中の核分裂性Pu割合

0.70

四角格子RBWR
30405060

取出平均燃焼度 (GWd/t)[1] 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[2] 高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究 フェーズII技術検討書(2006)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

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1. はじめに
2. RBWRの概要
3. 適用シナリオ
4. 開発項目
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4-1. 四角格子RBWRの主な開発項目
 現行BWRと異なる中性子スペクトル・熱水力条件に対する評価手法適用性確認
中性子束(相対値)

 実炉照射実績範囲を超える富化度・燃焼度での被覆管・ペレット適用性確認
0.3
0.20.1
01.E-03

Pu含有率と燃焼度

四角格子長尺燃料 六角格子
(中央燃料棒セル) (炉心平均)

四角格子(長尺)

ABWR(炉心平均)

バンドル平均Pu含有率(wt%)～13a

ペレット最高Pu含有率(wt%)

18a

中性子エネルギースペクトル

バンドル平均
MA含有率(wt%)

ーa,b

熱水力パラメータ

取出平均燃焼度(GWd/t)55

ノード最高燃焼度(GWd/t)～90

1.E-01

1.E+01

1.E+03

現行燃料 四角格子(eV)
1.E+07

1.E+05

稠密燃料試験*

燃料棒配列

正方

正方

三角

燃料棒外径(mm)

10～12

8.0

12.3,13.0 6.4,7.1

燃料棒棒間ギャップ(mm)

2.5～4

2.0

1.0,1.3

水力等価直径(mm)

10～14

6.1

2.4～4.4 4.2～6.5© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

1.5～2.3

a 分離済みPu利用での設計例

b 241Puの崩壊で生成されるもの除く* W. LIU, et al., J. Nucl. Sci. Technol., Vol. 44, pp. 558-571 (2007)
M. KURETA, et al., JAEA-Data/Code 2006-007 (2006)
B.W. LETOURNEAU, et al., WAPD-TM-1013 (1975)

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12.

4-2. 核計算手法の適用性
 RBWRの炉心非均質性、現行炉との中性子スペクトルの違いが核計算手法へおよぼす影響をベンチマーク計算で評価中
六角格子RBWR四角格子RBWR

炉心の非均質性に対する精度を評価(’20)

ウラン燃料との隣接時の影響も考慮

燃焼の進んだ燃料
進んでいない燃料
TRU領域
A

ブランケット領域

B

現行ウラン燃料相当

四角格子
RBWR
燃料相当

格子平均
水素対燃料原子数比～3.9(ボイド率40%時)

2日立GE

相対出力1.5• 無限格子で作成した核定数を使用ミシガン大1ケンブリッジ
日立GE・JAEA

0.50A• 軸方向の非均質補正により改善を確認

モンテカルロ

炉心径方向位置

四角格子
RBWR
燃料相当

現行ウラン
燃料相当

Gd含有燃料棒(Gd濃度～9wt%)

体系例：2×2燃料体系

B© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

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13.

4-3. 熱水力計算手法の適用性
 評価技術の高度化と要素試験による検証を実施中
ボイド率評価技術の高度化
ボイド率 0.0（水）液膜流動モデルの高度化*2
1.0（蒸気）燃料棒径: 10mm
ピッチ: 12mm

評価技術（相関式、CFD）高度化に資する

試験データベース不足

オープンイノベーションによるスケーリング試験
及び評価技術の高度化に着手*1 METI委託事業 発電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業（燃料露出過程における熱流動現象の解析手法の高度化）© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

液滴飛散

液膜蒸発

𝑑𝑑𝐺𝐺𝑓𝑓 4= (𝑚𝑚𝑑𝑑 − 𝑚𝑚𝑒𝑒 + 𝑚𝑚𝑒𝑒𝑒𝑒 − 𝑚𝑚𝑣𝑣 )𝐷𝐷
𝑑𝑑𝑑𝑑
沸騰による液滴飛散モデル meb（Uedaモデルを改良）

7.0MPa7.5MPa
圧力5.0MPa
全質量流束 150kg/m2/s、蒸気質量流束 20kg/m2/s

四角格子＋燃料棒狭隘配置に対するボイド率データの例*1

液滴付着

𝑚𝑚𝑒𝑒𝑒𝑒 = 𝐶𝐶 ⋅2𝑞𝑞nb/𝐻𝐻fg 𝛿𝛿𝜎𝜎ℎnb0.75

ここで, 𝑞𝑞nb =⋅ 𝑞𝑞ℎnb +ℎfc
核沸騰寄与分のみ

⋅𝑞𝑞nb
𝐻𝐻fg

熱伝達率モデル（Chenのモデル)
S, F : 二相流係数ℎnb = 𝑆𝑆 ⋅ ℎpb
hpb : プール沸騰熱伝達率ℎfc = 𝐹𝐹 ⋅ ℎlhl : 強制対流熱伝達率

要素試験によるモデルの妥当性検討を実施中*2 Y. Narushima and K. Katono, Nureth-18, pp. 473–484 (2019).
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14.

目次
1. はじめに
2. RBWRの概要
3. 適用シナリオ
4. 開発項目と計画
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2020. All rights reserved.

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5. まとめ 燃料サイクルの短期から長期のさまざまな課題に対応するため、BWRポテンシャルを最大限活用する軽水冷却高速炉RBWRのバリエーションを検討してきた。
 プルトニウム利用の促進、使用済MOX燃料の削減、高速炉サイクルへの移行時の負担軽減により、国内燃料サイクルの柔軟性拡大に寄与する、既設炉バックフィットタイプのRBWRに注力して開発を進める。

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