新型炉部会セッション
研究開発段階発電用原子炉に対する規制基準に関する論点

規制基準の内容と規制基準の内容とナトリウム冷却高速炉の特徴との関連
日本原子力発電（株）
久保 重信

日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学

1ご説明内容 新しい設置許可基準の概要と検討を要する点
 ナトリウム冷却高速増殖炉の特徴（軽水炉とのちがい）

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2新しい設置許可基準の概要（軽水炉）新しい設置許可基準の概要（軽水炉）

日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学

3新しい設置許可基準の概要（軽水炉）新しい設置許可基準の概要（軽水炉）

日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学

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研究開発段階炉基準の現状
 今回の新基準は、法律により７月までに施行することが求められていることから、軽水炉の新基準（地震・津波の基準を含む）をベースとして、旧原子力安全委員会が定めた「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」の要求事項を加える等により策定したもの。
 今後、安全審査を行うまでに、パブリックコメン
トによる意見も含め改めて検討し基準を見直すこととし、今回は修正を行わない。
（研究開発段階発電用原子炉の関係規則等に係るパブリックコメントで寄せられた意見への対応について（平成２ ５ 年６ 月１ ２ 日 原子力規制庁））
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研究開発段階発電用原子炉の設置許可基準の構成
ー設計基準に係る部分ー
設計基準に係る部分ー
第一章 総則
1.
2.

適用範囲
定義

第二章 設計基準対象施設
設計基準対象施設の地盤地震による損傷の防止
5. 津波による損傷の防止
6. 外部からの衝撃による損傷の防止
7. 発電用原子炉施設への不法な侵入等の防止
8. 火災による損傷の防止
9. 溢水による損傷の防止等
10. 誤操作の防止
11. 安全避難通路等
12. 安全施設
13. 運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故等の拡大の防止
14. 全交流動力電源喪失時対策設備
15. 炉心等
16. 燃料等の取扱施設及び貯蔵施設
3.
4.



17. 原子炉冷却材圧力バウンダリ等
18. 蒸気タービン
19. 非常用炉心冷却設備
20. 一次冷却材の減少分を補給する設備
21. 残留熱を除去することができる設備
22. 最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設

備
23. 計測制御系統施設
24. 安全保護回路
25. 反応度制御系及び原子炉停止系統
26. 原子炉制御室等
27. 放射性廃棄物の処理施設
28. 放射性廃棄物の貯蔵施設等
29. 敷地周辺における直接ガンマ線等からの防護
30. 放射線からの放射線業務従事者の防護
31. 監視設備
32. 原子炉格納施設
33. 保安電源設備
34. 緊急時対策所
35. 通信連絡設備
36. 補助ボイラー

設計基準部分は、実用設計基準部分は、実用軽水
実用軽水炉を対象とした軽水炉を対象とした新規制基準
炉を対象とした新規制基準と同じ構成
新規制基準と同じ構成
従来の原安委の安全設計審査指針をベースに強化
高速炉の特徴は「
高速炉の特徴は「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」の内容を加味することでは「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」の内容を加味することで考慮
高速増殖炉の安全性の評価の考え方」の内容を加味することで考慮

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研究開発段階発電用原子炉の設置許可
研究開発段階発電用原子炉の設置許可基準の構成
設置許可基準の構成－重大事故(SA対策）に係る部分対策）に係る部分－－重大事故対策）に係る部分－
第三章 重大事故等対処施設
37. 重大事故等の防止等
38. 重大事故等対処施設の地盤

51. 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための39. 地震による損傷の防止

設備
52. 原子炉格納容器の損傷を防止するための設備
53. 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
54. 使用済燃料貯蔵槽を冷却するための設備
55. 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
56. 原子炉停止系統失敗時に炉心の著しい損傷及び格納容器破損を防止するための設備
57. 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
58. 電源設備
59. 計装設備
60. 原子炉制御室
61. 監視測定設備
62. 緊急時対策所
63. 通信連絡を行うために必要な設備

40. 津波による損傷の防止
41. 火災による損傷の防止
42. 特定重大事故等対処施設
43. 重大事故等対処設備
44. 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
45. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
46. 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
47. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
48. 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
49. 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
50. 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備•

下線部は「今後安全審査を行うまでに、意見も踏まえ、見直しをすることとし、原案どおり」とされ、今後の検討課題とされている事項。

日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学• 研究開発段階炉としての追加的要求
 実用軽水炉には存在しない7

パブリックコメント対応状況（例）日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学

8軽水炉と比較した高速炉の特徴
軽水炉と比較した高速炉の特徴
軽水炉

ナトリウム冷却高速炉

炉心・• 最大反応度にない体系• 最大反応度体系
燃料特性 • 冷却材喪失及び燃料溶融 • 炉心中心領域でNaボイド反応度正時に大きな正反応度挿入 • 溶融燃料の集中で大きな正反応度なし
冷却材の • 水(熱伝導率低)特性 低沸点
100℃(大気圧)
345℃(16MPa) 化学的活性小• Na(熱伝導率高) 高沸点
883℃(大気圧)
 化学的活性大原子炉冷 • 高圧（70～150気圧）
却系圧力• 大気圧と同程度(数気圧以下)

材料の• 比較的低温
使用環境 • 熱中性子場• 高温(300～600℃)• 水冷却材
日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学• 高速中性子場• Na冷却材9炉心特性の違いと設計対策
 軽水炉は、冷却材の沸騰や喪失による反応度フィードバックは負であり、原子炉停止系不作動時の過渡は比較的緩慢
 SFRは、冷却材沸騰によって正のボイド反応度が投入されるため、原子炉停止系不作動時には短時間で炉心損傷に至りうる
軽 水 炉
影 響

起因事象

異常の重ね合わせ

異常な
過渡変化

原子炉停止
系不作動

固有の反応度
フィードバックにより出力低下

対 策

代替制御棒挿入、ほう酸水注入等の運転員操作によって炉心損傷防止

SFR
異常な
過渡変化

原子炉停止
系不作動

冷却材沸騰による正ボイド反応度により炉心損傷後備炉停止系の自動挿入によって炉心損傷防止
炉心損傷した場合の格納機能確保（５項事象の対象）（手厚い対策）日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学

10除熱・格納特性の違いと設計対策（PWR））
除熱・格納特性の違いと設計対策（
 LOCA時の減圧沸騰による冷却材喪失、除熱異常に対処するための減圧・注水・熱除去設備を装備
 格納容器内で冷却材を保持し、炉心を注水冷却
アニュラス空気浄化設備

事故時
事故時の範囲通常運転時の通常運転時の範囲

格納容器スプレイ設備
原子炉停止系（制御棒）

化学体積制御設備（ホウ酸注入による炉停止）

原子炉冷却材バウンダリ

安全弁

アニュラス

２次系

加圧器

1次系
次系
タービン

Ｇ

非常用炉心冷却設備
炉心SG

余熱除去設備再循環サンプ

原子炉格納バウンダリ

日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学

11除熱・格納特性の違いと設計対策（SFR））
除熱・格納特性の違いと設計対策（
 除熱異常時にも減圧・冷却材注入は不要であり、炉心を冷却材で覆い、ヒートシンクとの間を循環させることで除熱 ガードベッセルで冷却材を保持
アニュラス空気浄化設備

アニュラス

崩壊熱除去系

原子炉停止系（制御棒）原子炉カバーガスバウンダリ

通常運転時のの範囲
通常運転時
事故時
事故時の範囲
水・蒸気系
２次系

1次系次系

タービン

IHX

炉心ＧSG

原子炉冷却材バウンダリ
ガードベッセル
原子炉格納バウンダリ

日本原子力学会 2014年 春の年会 東京都市大学

蒸気発生器伝熱管漏えい対策設備

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