新型炉部会 「2024年春の年会」企画セッション
次世代革新炉(高速炉と高温ガス炉)開発の最前線(2) 高速炉開発における中核企業の取り組み

三菱重⼯原⼦⼒技術資料︓クラスB

2024年3月27日
三菱重⼯業株式会社 原⼦⼒セグメント
先進炉技術部碓井 志典© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

本資料は当社及び(又は)協⼒会社の商業機密を含んでおりますので、本提出(貸与)目的以外に使用されることはご遠慮下さい。
また、当社の同意なく本資料の全部又は⼀部を第三者に公開、開示されることのないように願います。
三菱重⼯業㈱目次
1. 高速炉開発の意義
2. 高速炉開発の歴史
3. 高速炉の開発体制
4. 提案概念
5. 今後の取組み
6. まとめ

本資料は、経済産業省からの委託事業である「⾼速炉の国際協⼒等に関する技術開発」及び「⾼速炉に係る共通基盤のための技術開発」の一環として実施した成果を含む。
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三菱重⼯原⼦⼒技術資料︓クラスB

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1. 高速炉開発の意義
燃料サイクルとは、使用済燃料を再処理・加⼯し、燃料として再使用すること
燃料サイクル確⽴により①資源の有効活用、②高レベル放射性廃棄物の減容化/有害度低減が可能
資源の少ない⽇本ではエネルギーセキュリティの観点から、資源を有効活用できる燃料サイクル確⽴が必要
⾼速炉サイクルの確⽴により、エネルギーの⻑期安定供給が可能(軽水炉使用済MOX燃料で⽣成される高次化Puを再利用可能︓次ページ参照)①資源の有効活用• 使用済燃料から再利用可能なウラン・プルトニウムを回収し、MOX燃料に加⼯
出典︓電気事業連合会ホームページ②⾼レベル放射性廃棄物の減容化/有害度低減
約10万年

1

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原⼦燃料サイクルの概要© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

1/7

減容化の効果(直接処分時体積との比)

約8000年

約300年

有害度低減(※)の効果(※) 天然ウランと同⽔準の放射能レベルまで低減する年数、経産省資源エネルギー庁資料に基づき作成
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1. 高速炉開発の意義
プルサーマルの使用済みMOX燃料中には熱中性⼦では燃えないプルトニウム（Pu240、Pu242等偶数核種）の割合が増える。（プルトニウムの⾼次化）
そのため再処理を繰り返すと臨界しにくくなり、プルトニウム全体の割合を⾼める必要あり。（扱えなくなる）⇒ プルサーマルだけでのサイクルには限度あり
高速炉で使用済みMOXを燃焼させることで、燃えないプルトニウムの割合を減らせ、サイクルが継続可能

Pu242
中性子捕獲核分裂

出典︓三菱重⼯業㈱ ホームページ

⾼速炉は捕獲断⾯積に対する核分裂断⾯積の値が⼤きく、偶数核種であっても、核分裂を⽣じる。
⾼速中性⼦で燃えないプルトニウム（核分裂しない偶数核種）の割合を下げる。
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核分裂
軽水炉（熱中性⼦領域）

中性子捕獲

高速炉
（高速中性⼦領域）

出典︓JAEA 核データ研究グループ JENDL-4.0
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32. 高速炉開発の歴史
三菱重⼯業(MHI)は1970年代から、実験炉「常陽」や原型炉「もんじゅ」などの開発、設計、製作を実施し、メーカとして主導的な役割を担ってきた。そして、もんじゅに続く炉の開発が三菱重⼯ループ型炉を基に進められた。
2007年に国は中核企業１社に責任と権限及びエンジニアリング機能を集中することを決定し、公募の結果、MHIが中核企業に選定され、三菱FBRシステムズ(MFBR)を設⽴ した。
MHI及びMFBRは、我が国の⾼速炉開発の中核として、⽇仏国際協⼒によるタンク型炉の開発や、将来の多様化するニーズに柔軟に対応するため国のNEXIP事業も活用し、⾼速炉の開発に取り組んでいる。
年度
JAEA
高速実験炉
「常陽」

1970

1980

設計/建設/性能試験

1990

MK-Ⅰ

2000

MK-Ⅱ

改造

(100MWt)(75MWt)

2010

2020

MK-Ⅲ

新規制基準対応(140MWt)

2030

2040

MK-Ⅳ

(100MWt)▼初臨界(1977)

JAEA
高速増殖原型炉「もんじゅ」

設計

電⼒
実証炉研究

各社にてループ/タンクを検討

安全審査

建設/性能試験

Na漏えい改造⼯事

廃止措置

運転準備

▼初臨界(1994)

概念研究

概念設計
▼電⼒が三菱重⼯ループ型炉を選定(1990)
アイデア公募

JAEA
実用化研究

実用化
戦略
調査研究

実用化
研究開発
▼国が三菱重⼯ループ型炉を実用炉概念として選定(2007)▼国が三菱重⼯を中核企業として選定(2007)▼MFBR発足(2007)
安全性向上研究

⽇仏国際協⼒NEXIP事業

震災後の高速炉開発
実証炉開発

概念検討

概念設計

基本設計

詳細設計

建設・試験 運転▼国が三菱重⼯を中核企業として選定(2023)

出典︓重⼯技報 Vol.57 No.4(2020) ⾼速炉開発への取組み に加筆© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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2. 高速炉開発の歴史 〜MHIが保有する高速炉R&D施設(Na試験)〜
⾼速炉設計評価手法の開発やNa機器の性能確認などに資する目的で、Na試験施設を保有（1970年代から順次導入し、現在は温度、流速等の特徴が異なる3つの試験設備を保有）
Na試験施設の運転を通じて蓄積されたNa取扱技術を高速炉の開発に反映
⺠間で唯⼀、3つのナトリウムループを保有する
写真

特徴

多目的ナトリウム試験装置(MTL-3)・大口径のナトリウム試験容器を具備し、ナトリウム機器の性能特性試験（材料試験等）が可能
・最⾼温度︓550℃
・流量︓50 l/min
・運転中のNaの純度管理可能。

ナトリウム熱流動試験施設(SGTF)

・大規模・大容量のナトリウム熱流動試験装置
・国内メーカ最大規模（流量︓毎分800リッター）
・最⾼温度︓600℃
・運転中のNaの純度管理可能。

ナトリウム熱過渡試験施設(SASS)

・高温ナトリウムの高速注⼊による温度過渡変化の試験が可能
・最⾼温度︓750℃
・温度変化率30℃/sec
出典：三菱重工技報 Vol.47 No.3(2010),p121-123© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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3. 高速炉の開発体制 〜高速炉開発⼯程〜
2022年7月29⽇の原⼦⼒⼩委⾰新炉WGにて、2040年代に高速炉実証炉を運転開始する技術ロードマップが提示された。

出典︓経済産業省 第4回 原⼦⼒⼩委員会 ⾰新炉ワーキンググループ (2022.7.29) 資料3「カーボンニュートラルやエネルギー安全保障の実現に向けた⾰新炉開発の技術ロードマップ(骨⼦案)」© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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3. 高速炉の開発体制 〜高速炉中核企業公募〜
2022年12月に改定された戦略ロードマップでは、2024年度から実証炉の概念設計・研究開発、2028年度に実証炉の基本設計・許認可手続きへの移⾏判断の計画。
2024年度から開始される実証炉の概念設計対象となる炉概念仕様と、その製造・建設を担う中核企業が2023年3月に資源エネルギー庁から募集。
2023年7月に開催された⾼速炉開発会議・戦略ワーキン
ググループでMHIが中核企業に選定された。

出典︓経済産業省 資源エネルギー庁 ホームページ© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

出典︓三菱重⼯業㈱ ホームページ
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3. 高速炉の開発体制 〜実証炉概念設計の開発体制〜
2024年度からの概念設計では、開発の司令塔組織及び、中核企業(MHI)/エンジニアリング専業会社(MFBR)が事業推進の主体として、プラント概念構築を進める。

出典︓経済産業省 第21回 ⾼速炉開発会議 戦略ワーキンググループ (2023.7.12) 資料2「⾼速炉の開発体制について」© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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4. 提案概念 〜ナトリウム冷却タンク型高速炉〜
⾼い経済性が期待できる⼤型炉への拡張が容易な中型ナトリウム冷却タンク型高速炉。
国内先⾏炉・既往プロジェクトの技術蓄積 並びに 国際協⼒で獲得した知⾒をベースに、高い技術成熟度を実現。
東電福⼀事故の教訓や国際的な安全設計基準※反映による新規制基準適合を考慮した安全設計。
※ 国際的標準であるGIF-SDC/SDG（第4世代炉国際フォーラムの安全設計クライテリア/安全設計ガイドライン）に準拠

もんじゅからの⼤型化、タンク型固有の課題解決は⽇仏国際協⼒等も活用。
常陽による照射試験を⾏い、経済性向上のための高燃焼度燃料(太径中空ペレット)を採用。
原型炉「もんじゅ」

ナトリウム冷却高速炉

出⼒

280 MWe400 〜 650 MWe（ニーズに合わせ対応可能）

炉型

ループタンク（国際協⼒で知⾒獲得）

燃料（ペレット）

MOX（中実ペレット）

MOX（太径中空ペレット）

炉⼼出口温度

529 ℃

550 ℃

原⼦炉容器径約8m〜 約 16.5 m

主要構造材

SUS304316FR鋼（高温強度を高めた高速炉用ステンレス鋼）

ナトリウム冷却タンク型⾼速炉（経済産業省委託事業研究成果を含む）© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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4. 提案概念 〜ナトリウム冷却タンク型高速炉〜[原⼦炉構造]⾼温低圧のため、原⼦炉容器の板厚は約50㎜
1次系Naは1次系ポンプにより原⼦炉容器内を循環
中間熱交換器により炉心で発⽣した熱を2次系Naに伝達

炉心
1次系
ポンプ

[崩壊熱除去系]

多様性・多重性を確保するため、3方式、6系統の崩壊熱除去系（最終ヒートシンクは空気）を設置①IRACS︓2次系Naを使って⼤気に放熱。自然循環（4系
統）②浸漬型DRACS︓1次系Naの⾼温側に熱交換器を浸漬させて除熱し、⼤気に放熱。自然循環（1系統）③貫通型DRACS︓1次Naの⾼温側から低温側に熱交換器を貫通させて除熱し、⼤気に放熱。強制循環（1系統）×４

中間熱交換器
原⼦炉
容器

本報告は、経済産業省からの受託事業である「令和２年度⾼速炉に係る共通基盤のための技術開発」の一環として実施した成果である。

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本報告は、経済産業省からの受託事業である「令和3年度高速炉に係る共通基盤のための技術開発」の一環として実施した成果である。

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4. 提案概念 〜ナトリウム冷却タンク型高速炉〜[機器配置]

線量が低い2次系（2次系Na、蒸気発⽣器等）は格納容器外に配置
⾼温運転時の熱膨張応⼒を低減するため、2次系ナトリウム配管はエルボを用いた引き回しを実施
崩壊熱をナトリウムから⼤気に放出するため、建屋外にスタックを設置
崩壊熱除去系の多様性・多重性を確保するため、5本のスタック＋1本のダクトを設置
自然循環⼒による崩壊熱除去を可能とするため、順次レベルを上げて設備を配置
スタック出口↑⾼温空気
空気冷却器（Na/空気熱交換器）↑⾼温Na ↓低温Na
中間熱交換器（Na/Na熱交換器）↑⾼温Na ↓低温Na
炉心

スタック

ダクト

蒸気発⽣器
(⽔・蒸気系配管は省略）
空気冷却器
2次系
ナトリウム配管

中間熱交換器
炉心
格納容器バウンダリ本報告は、経済産業省からの受託事業である「令和元年度⾼速炉の国際協⼒等に関する技術開発」の一環として実施した成果である。

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4. 提案概念 〜ナトリウム冷却タンク型高速炉〜[燃料交換設備]

Naは空気と反応するため、アルゴンガスにより密閉した状態を維持
Naが付着した使用済み燃料は、アルゴンガス空間を順次受け渡して使用済み燃料プールに取り出す①原⼦炉容器 → ②燃料出入機 → ③燃料洗浄設備 → ④使用済み燃料プール
燃料出入機(左右に移動)使用済み燃料取出しルート

燃料洗浄設備
使用済み燃料プール

原⼦炉容器

炉心

本報告は、経済産業省からの受託事業である「令和元年度⾼速炉の国際協⼒等に関する技術開発」の一環として実施した成果である。

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5. 今後の取組み最も実績があり、技術的に成熟したナトリウム冷却高速炉(主概念)の開発に加え、NEXIP事業(METI事業)で開発した革新的高速炉の成果、国際協⼒で蓄積した知⾒も活用。
2024年度から概念設計を開始し、21世紀半ば頃の現実的なスケールの高速炉運転開始を目指す。
これを推進する上で、①常陽(燃料の照射試験等、重要な役割あり)の再稼働、②国際協⼒のテーマ適正化(国内開発への有効性）、③技術伝承の観点からも高速実証炉の早期建設判断 が非常に重要。
これまで東京に拠点を置いていたMFBRの設計部隊を順次、MHIの原⼦⼒プラントの設計・製造拠点である神⼾造船所へ移転し、2024年度からはMFBRとMHIとが⼀体で設計を開始する。
＜⾼速炉開発工程案＞
’19

’20

’21

’22

’23

⾼速炉開発

’25

’26

’27

中核企業選定概念検討

NEXIP(ｲﾉﾍﾞ事業)’24

⾰新的⾼速炉 概念検討

常陽
再稼働

新規制基準対応

国際協⼒(⽇仏)

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’28

’29

’30

〜

’40〜

建設判断

概念設計

基本設計

国際 協⼒
成果 反映
再稼働
⾼速炉用燃料照射試験

詳細設計

製作・建設

国内実証炉
運開

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5. 今後の取組み
⾼速炉の実用化に向けて、プラント概念検討と並⾏して、技術課題に対する研究開発を推進する。
2028年度の基本設計・許認可⼿続きへの移⾏判断に向けて、必要となる数々の研究開発を、 JAEA、MHI総合研究所を中心に実施していく。
＜実施中の研究開発（例）＞
開発項目

目的

1

炉⼼耐震評価手法

地震時，水平時及び上下方向に変位し，相互に衝突する炉⼼構成要素の群振動挙動を評価可能な手法の開発

2

スロッシング評価手法

地震時のスロッシングにより，原⼦炉容器のナトリウム液面が原⼦炉容器天井へ衝突することで発⽣する荷重を評価可能な手法の開発

33次元免震システム

水平免震装置と同程度のスペースに配置が可能で，水平に加えて上下方向の地震⼒を低減可能な免震システムの開発

4

受動的炉停止系システム

高温で磁⼒を失う電磁⽯の特性のみにより，ナトリウムの温度上昇で制御棒の挿⼊が可能な炉停止システムの開発

5

高温中性⼦計装6ナトリウム中目視検査装置

7

座屈評価手法8

高温構造材料特性の取得

原⼦炉容器内の高温条件で中性⼦を計測可能な装置の開発
超⾳波を用いて，不透明なナトリウム中での目視検査を可能とする検査装置の開発
高速炉機器の特徴である薄肉大口径容器の座屈評価手法の開発
500℃以上の高温で使用される構造材料の高温⻑時間材料特性データの取得
出典︓重⼯技報 Vol.57 No.4(2020) ⾼速炉開発への取組み,
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6. まとめ
三菱重⼯業(MHI)は⾼速炉開発の初期から、「常陽」、「もんじゅ」の炉⼼設計や安全評価等のエンジニアリング、主要機器の設計、製作、現地⼯事、保守などを分担。各段階における技術や人材を蓄積してきた。
実用化研究にも参画し、2007年に中核企業として三菱FBRシステムズ(MFBR)を設⽴。⾼速炉開発技術の拡充と人材の涵養に注⼒。また、高速炉開発会議の下、「高速炉開発の方針」に基づき策定された「戦略ロードマップ」に則り、MOX燃料によるナトリウム冷却タンク型炉開発を念頭に、NEXIP事業の活用、⽇仏協⼒などの国際協⼒も活用しつつ、自国の技術として、国内高速炉開発に貢献してきた。
今回のエネ庁公募にて中核企業に選定。2024年度から概念設計を開始し、2028年度末の建設判断に向け、プラントの成⽴性を⾼めていく。
2024年度から開始される実証炉概念設計にむけ、これまで東京に拠点を置いていたMFBRの設計部を順次、MHIの原⼦⼒プラントの設計・製造拠点である神⼾造船所へ移転し、2024年度からはMFBRとMHIとが⼀体で設計を開始する。また、MHI総合研究所では2028年度の基本設計への移⾏判断に向け必要となる数々の研究開発を実施する。
今後も、高速炉開発の中核企業として国内高速炉の実用化を推進していく。
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