新型炉部会セッション：「福島第一原子力発電所事故の技術的知見と第4 世代炉の安全性」：
報告３

シビアアクシデント対策を取り入れた
第4世代SFRの安全設計アプローチ- JSFR Approach -日本原子力発電（株）
小竹 庄司
日本原子力学会 2012年 秋の大会 広島大学

複製禁止 目的外使用・複製・開示等禁止 2012.9 日本原子力発電株式会社

目 次
1. 序 論2. 安全確保の基本的な考え方
3. JSFRの安全設計アプローチ– 止める– 冷やす– 閉じ込める

4. 結 論

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2序 論• 第4世代炉の開発目標；安全確保を前提とし、資源の有効利用と環境負荷低減の両立と、核拡散抵抗性を備えた基幹電源の開発を目指す。
• 基幹電源として、スケールメリットを追求し、軽水炉並の大型炉を対象。
• ＳＦＲは各国で運転実績が有り、運転安全、事故対応に関する知見が蓄積されてきている。シビアアクシデント関連を含む炉心安全やナトリウム安全に関する多くの研究開発がなされてきており、これらを基盤として第4世代炉の安全設計概念の構築が可能。

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序 論• 「もんじゅ」を含むSFRでは従来よりシビアアクシデントに相当する炉心損傷事故を考慮した安全設計・評価が行われてきているが、東電福島事故の教訓を踏まえて、炉心損傷防止及び影響緩和対策を強化していくことが重要。
• 「もんじゅ」で発電炉としての運転実績を積み、東電福島事故の教訓も踏まえて、事故管理方策を含むシビアアクシデント対策を具体化することは、第4世代炉の開発にとって不可欠。
• このような経験と実績に基づいて将来のSFRが満足すべき実効性のある安全設計クライテリアを構築し、各国で共有していくことが重要。
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4安全確保の基本的な考え方• 「深層防護の考え方」：「異常発生防止」「異常の拡大防止」「事故の影響緩和」に加えて、シビアアクシデントを含む「炉心損傷の防止と影響緩和」が必要であり、第4世代炉ではここを強化して、実質的に「サイト外緊急時活動の不要化」を目指す。このために、設計拡張
状態：DECに対する炉心損傷防止と炉心損傷時の影響緩和の徹底を図る。

深層防護
レベル 1

レベル 2

レベル 3

レベル 4

強化！
炉心損傷の防止 と影響緩和
従来

設計拡張状態5

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安全確保の基本的な考え方• 東電福島事故では、地震と津波によって全ての電源が失われた結果炉心崩壊熱の除去ができなくなり炉心損傷に至った。
• 特に、安全機能を確保するために必要な電源や冷却系統が津波等の外部事象による共通要因によって機能喪失しない対策が必要。
• このために、安全設備の多様性の強化が重要であり、能動的な安全設備の多様性強化に加え、安全機能発揮のために必要な機器を簡素化できる受動的な機能の導入による安全性向上が重要。
• ＳＡに対する設計対策を予め組み込み、設備設計の合理化を図れる「Built-in」対策が重要。このためには、安全設計上の特徴を有効に活用して、受動的に「止まる」「冷える」ようにする。これらの対策により、ＳＡ状態でも運転員の負担を軽減した安全確保が可能。
• ナトリウムの化学反応についても、深層防護の考え方を適用し、これまでの経験を踏まえて炉心安全性へ波及しない頑健性を確保することが重要。
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JSFRの安全設計アプローチ
包括的な安全設計アプローチ = 能動的な工学的安全施設+ SAを終息させるための自然現象 (受動的機能) + アクシ
デントマネジメント• 「もんじゅ」等の経験を踏まえて、能動的な安全機能の「多重性または多様性及び独立性」により信頼性を確保し、「異常を早期に検知し、軽微な段階で事象終息できる設計対策」を基盤とする。
• これに、受動的な炉停止と崩壊熱除去機能を組み込んで炉心損傷防止能力を強化する。
• 更に、炉心損傷を想定しても自然現象に基づいて事象終息し格納機能が確保できるようにする。
• 自然循環による崩壊熱除去と炉心損傷の影響を格納することについては、「もんじゅ」に採用されている技術を基盤とする。これに加え、「もんじゅ」等で検討される事故管理方策も適切に取り入れる。
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JSFRの安全設計アプローチ
包括的な安全設計アプローチ = 能動的な工学的安全施設 + SAを終息させるための自然現象 (固有の又は受動的な機能) + アクシデントマネジメント
深層防護

レベル 2

レベル 1

レベル 4

レベル 3

強化

(1) 異常発生防止(2) 異常の拡大防止(3) 事故の影響緩和(4) 炉心損傷の防止と影響緩和

設計拡張状態

異常状態/設計基準事故 炉心損傷の防止適切な安全裕度
信頼性の確認

止める

予防保全(検査, オンラインモニタリング等)
参考文献
H.Yamano et al.,”Safety
Design and Evaluation in a
Large-Scale Japan SodiumCooled Fast Reactor” Scienceand Technology of Nuclear
Installations,volume 2012.

能動的炉停止系

受動的な炉停止機能

影響緩和
格納機能
再臨界回避

冷やす

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自然循環型崩壊熱除去系

事故後安定冷却保持（多重性・多様性有）アクシデントマネージメント

固有のメカニズム

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ＳＦＲの安全設計の特徴
深層防護の設計⇒「止める」「冷やす」「閉じ込める」（軽水炉と同様）
項目

軽水炉

高速炉

炉心

反応度最
大構成

最大でな
い

冷 系統圧力却材 化学的活性度

高い

低い

低い

高い

•配管破損を想定しても、静的機器により液位を確保すること。Naの特長を活かした自然循環除熱。
冷やす•漏えいナトリウムの燃焼対策、蒸気発生器伝熱管破損時のナトリウム-水反応対策が必要
炉心安全に影響させない
高速炉

軽水炉（PWR）

中間熱交換器 蒸気発生器
タービン

蒸気発生器
原子炉

高速炉の安全確保の考え方•炉心損傷事故の発生を防止すること止める•仮に炉心損傷事故を想定しても放射性物質を格納すること
閉じ込める

タービン

原子炉
発電機

発電機
送電線
送電線
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JSFRの安全設計アプローチ
PRACS: Primary Reactor Auxiliary
Cooling System
DRACS: Direct Reactor Auxiliary
Cooling System

参考文献：
日本原子力学会,“高速炉熱流動・安全評価に関する調査報告書”,平成23年1月.

崩壊熱除去（冷やす）

ナトリウム化学反応の防止と影響緩和

DRACS

PRACS
１次系ナトリウム

PRACS

制御棒
中間熱交換器

２次系ナトリ
ウムポンプ

原子炉停止
（止める）

2重バウンダリ構造とする
ことで漏えいナトリウムを保持→ECCS不要、ナトリウム燃焼を抑制

２次系ナトリウム

１次系ナトリ
ウムポンプ

蒸気発生器

原子炉容器
格納容器

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格納（閉じ込める）
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10止める

参考文献：①日本原子力学会,“高速炉熱流動・安全評価に関する調査報告書”,平成23年1月.
②H.Yamano et al.,”Safety Design and Evaluation in a
Large-Scale Japan Sodium-Cooled Fast Reactor” Scienceand Technology of Nuclear Installations,volume 2012.

２つの独立した能動的炉停止系[主炉停止系と後備停止系]

Holding Force

Normal condition+ 受動的炉停止機能(キュリー点電磁石方式を採用した受動的制御棒挿入機構)①holding by②temperaturemagnetic force
increases③loss ofmagnetic force

CR holding force

Residual force
for CR drop
Limit Temperature

Actuation Temperature(Curie point)

Temperature※参考文献①

Loss of flow without SCRAM

Temperature（℃）

Sensing alloy
Coolant flowfrom the core

Control rods

①normalSafety criterion of coolant：1020℃
Coolant

control rods
insertion

Sensing alloy

Passive de-latch
temperature：660℃core※図はJAEA提供。

Actuation②abnormal

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③control rods insertion

Time（s）

複製禁止 目的外使用・複製・開示等禁止 2012.9 日本原子力発電株式会社※参考文献②11自己作動型炉停止機構 (SASS)
キュリー点電磁石方式を採用した制御棒駆動機構
受動的制御棒挿入機構
9 全てのタイプのATWS（ULOF, UTOP及びULOHS）に対して有効磁路

コイル
鉄心燃料集合体

温度感知合金(Ni-Co-Fe)

制御棒

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9 重力を利用し、1次元的に制御棒を落下挿入させる単純な機構であり不確さが小さい
9 投入される負の反応度は炉停止するために十分であり、かつ、不可逆性を有する

9 耐震設計要求に対応した拘束炉心構造とす
結合面ること、制御棒吸収体取付け部の可動構造とすることで、制御棒案内管との3点接触によるロッドジャミングの可能性を大きく低減
9 切離し部位は、能動的と受動的の両方で操作・確認できるため、運転期間中に機能確認が容易にできる

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「常陽」におけるSASS試験
キュリー点電磁石を用いたSASSにより、模擬制御棒を安定して保持できることを実証Æ SASSの過渡温度応答、切り離し特性試験等は、気中及びナトリム中にて実施済み
SASS 試験装置
照射試験装置
キュリー点電磁石

上部炉心構造温度感知合金照射試験用容器下部案内管※JAEA提供

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模擬制御棒

SASS装置※JAEA提供

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冷やす
• ＳＦＲでは、炉心出入口温度差を大きくとることができ、ナトリウムの高い熱伝導度とあいまって、伝熱中心の高低差を確保した設計とすることで、大気放熱する恒久的な自然循環型の崩壊熱除去系とすることができる。
• 自然循環冷却システムの基本的性能は「常陽」等によって実証されている。
• 「もんじゅ」にて自然循環を確認することが、SFR商業化への重要なステップとなる。

高低差により自然循
環力を確
保Temperature（℃）

ヒートシンク(空気)Core outlet coolant temp
Safety criterionCore inlet coolant temp

崩壊熱発生(炉心)日本原子力学会 2012年 秋の大会 広島大学

Time（s）
参考文献：
日本原子力学会,“高速炉熱流動・安全評価に関する調査報告書”,平成23年1月.

※参考文献
H.Yamano et al.,”Safety Design and Evaluation in a LargeScale Japan Sodium-Cooled Fast Reactor” Science andTechnology of Nuclear Installations,volume 2012.

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冷やすシステムの特徴

自然循環能力を有した崩壊熱除去系により、崩壊熱除去機能が長期間に亘って機能喪 ・低圧系であるためG/V等によって冷却材液位の確保が容易（冷却材注入が失する可能性は著しく小さくできる不要）• 最終ヒートシンクは空気であり、原子ヒートシンク
炉冷却系に直接浸漬させた熱交換器(空気)からの自然循環によって安定除熱が可能
高低差に• 操作が必要となる空気冷却器のダンより自然循環力を確
パーは、多重化や手動操作によって機保能喪失を防止可能• 通常除熱源の水-蒸気系～海水冷却系も利用可能であり、ここでのAM操作による冷却機能確保も可能
崩壊熱発生• 外部飛来物に対しては、建屋による防参考文献：(炉心)
日本原子力学会,“高速炉熱護と分散配置によって機能喪失を防止
流動・安全評価に関する調査報告書”,平成23年1月.
可能
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冷やす
崩壊熱除去機能を確保するには、原子炉冷却材及び空気冷却系（二次冷却系）の液位確保が必須
ナトリウムバウンダリの二重化

定期的な検査による健全性確認
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漏洩監視及び状態監視による健全性確認

参考文献：
日本原子力学会,“高速炉熱流動・安全評価に関する調査報告書”,平成23年1月.

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閉じ込める• 格納機能に対する主なチャレンジ要因は、仮想的な炉心崩壊事故（CDA）時の即発臨界によって生じる、機械的エネルギー放出により原子炉容器が損傷する可能性や原子炉容器上部プラグ部などから噴出される冷却材ナトリウムの燃焼影響である。
・ 主なチャレンジ要因を排除するには、以下の２つが必要。
①機械的エネルギー放出の回避
炉心のナトリウムボイド反応度等を制限して炉心損傷初期の即発臨界に到達させない炉心設計とともに、炉心燃料が溶融破損した場合に分散する特性を利用して早期に炉心外へ流出させる設計対策を講じる②損傷炉心を原子炉容器内に安定保持
炉心冷却材液位の確保と損傷炉心と分散したデブリの長期安定冷却を達成できる炉心下部構造と自然循環冷却機能を確保する
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CDA の放出エネルギー評価の変遷• 炉心損傷に関する研究成果により、機構論的な物理モデルや解析コードが整備され、炉心損傷初期に想定される機械エネルギーは低減。
• 大型炉心でも、ボイド反応度等を制限する炉心設計によって即発臨界を超過する可能性は排除できる。

※JAEA提供

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反応度価値※JAEA提供- 反応度価値大きさは次の通り

燃料 > 被覆材 > 冷却材- 冷却材沸騰開始時においては、ナトリウムボイド反応度が支配的。
- その後、溶融燃料と被覆材の挙動に伴う反応度が支配的となる。
- 溶融燃料の分散挙動により、大きな負の反応度がフィードバックさせる。

燃料、被覆材、及び冷却材の反応度比較(JSFRの例)- 正のナトリウムボイド反応度は負 →ボイド反応度が正であっても適切にの燃料反応度によって打ち消され抑制することで、有意なエネルギーる。
放出は回避可能日本原子力学会 2012年 秋の大会 広島大学

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19••

燃料破損の過程における、大きな負の反応度フィードバックを伴う軸方向の溶融燃料分散は自然現象に基づくものである。
CABRIやTREAT等での炉内試験により観測・検証されている。
CABRIによる溶融燃料分散についてのSAS4A解析の例
CABRI E13 test

SAS4A解析
測定値 (hodoscope)

85cm

Normalized powerfissile

燃料減少増加Power0.2

0.4

0.6Time (sec)
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0.8
参考文献：
佐藤一憲（JAEA）,“CABRI試験からの高速炉安全研究に係る主要な知見”,日本原子力学会
誌,Vol.48,No.10(2006)

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20

•
•

即発臨界に至るか否かは負/正反応度成分の競合に依存する。
これを防止するためには、ナトリウムボイド反応度の制限のように、適切な炉心設計パラメータを取り込む必要がある。

初期段階での反応度成分の競合

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参考文献
I.Sato et al.,”Elimination of severe
recriticality events in the Core
Disruptive Accident of JSFR aiming
at In-Vessel Retention of the corematerials”FR09.
広島大学

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21

••

エネジェティックスの潜在的要因は、初期の出力過渡後の大規模溶融燃料凝集であり、それを防ぐためには早期燃料流出が必要となる。
この目的のため、 内部ダクト付燃料集合体（FAIDUS）を導入。

FAIDUS の概念

現在の取組み
早期燃料流出[Fuel Assembly with Inner Duct Structure]

炉心溶融

ラッパー
チューブ

溶融燃料

グリッド
スペーサー

燃料流出無しUABCoreLAB

大規模燃料凝集の回避

凝集運動
内部ダクト
内部ダクトサポート

厳しい出力バーストの回避
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厳しい出力バーストの可能性
“再臨界”
参考文献：
日本原子力学会,“高速炉熱流動・安全評価に関する調査報告書”,
平成23年1月.

集合体断面FAIDUS*

Modified FAIDUS

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••

カザフスタンの安全研究炉IGRにて、FAIDUSの溶融燃料流出挙動を把握。
CDA時の事象進展を再臨界に至ることなく終息する。

Fuel pins to bemolten

1000

Fuel discharge
path
Simulated
sodium plenum-1010Power

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Reactivity

0.61-200.1-300.2-40
150.0

カザフスタンの安全研究炉IGR
EAGLE Project :SAにおいて燃料流出を強化するための実験・研究

0.8
Reactivity ($)

Simulated corepart0Fuel mass

100
Relative power (-)

IGRdriver1.00.01-5SAS4A SIMMER-III
0510Time after power burst (s)JSFRにおけるULOF解析

0.4

Fuel mass fraction in core (-)

0.96$
148Po10

参考文献：
日本原子力学会,“高速炉熱流動・安全評
価に関する調査報告書”,平成23年1月.

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溶融炉心の冷却• 炉容器内のコアキャッチャーにてデブリを保持・冷却• デブリの冷却はナトリウムの自然循環で行われる。
Core debris cooling capability①原子炉容器③ガードベ
ッセル

Temperature(℃)

1000
900
800
700
600
500
4003000②コアキャッチャー

5000

10000

15000

20000

Time(s)④格納容器
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結 論
• 第４世代SFRの安全性を実現していくためには、 これまでのSFRの開発経験を活かすとともに、炉心損傷防止と影響緩和の両面において、自然現象に基づいて事象影響が緩和・終息に向かう特性を活用し、受動的な安全性で想定すべきSAに対応できる設計方策を取り入れるべき。
• 東電福島事故の教訓とSFRの特徴を踏まえ、設計基準を超える過酷なプラント状態を考慮しても自然に「止まる」「冷える」「閉じ込める」、さらに炉心損傷を想定しても格納できるようにしていくことが重要。
• このような設計を実現するためには、SFRのSAに関する研究開発を幅広かつ深堀できるよう、国際協力を活用していくことが重要。
• 「もんじゅ」は我が国のSFR技術の重要な成果の１つであり、第4世代炉のアプローチを先取りした炉心損傷の格納性までを考慮して具現化されたプラント。今後の運転によって得られる実績と保守経験とともに、東電福島事故の教訓を反映して構築されるＡＭ策は、第4世代炉の安全及びプラント設計にとって極めて重要。
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