三菱重工技報 VOL.43 NO.4: 2006

2

技術展

世界的な原子力リーディング総合カンパニーとしての技術開発の現状と今後の取組み

望

Overall Strategy for Technology Development
as World Leading Nuclear Company
山澄＊1

内岡 田 敬 三＊2

Kiyoshi Yamauchi

Keizo Okada

当社は，1970 年の関西電力（株）美浜１号機の運開以来，国内唯一の加圧水型原子炉（PWR）メーカーとしてプラントの設計，製造，現地工事からアフターサービスにわたる広範な技術開発に取組んできた．また，近年の地球温暖化の問題や原油価格の高騰を受けて原子力発電の必要性が全世界的に高まる中で，米国向け新設プラント US-APWR を始めとする新たな海外事業展開や，将来のエネルギーセキュリティ確保に向けた新型炉や核燃料サイクルにおける技術開発にも取組んできている．これらの取組みについて紹介し，世界的な原子力リーディング総合カンパニーとしての当社の技術開発の現状と今後の展望を明らかにする．

1．はじめラント（1990 年代：７基）という技術開発の変遷をに経て今日に至っている（図１）．

当社では，これまでに 23 基の PWR プラントを建

現在，これまでの技術を集大成し，更に最新技術を設し，また，これらのプラントの運転・保守に係わる取り入れて出力向上，運転性・信頼性の向上を図った

様々な製品と技術サービスを供給する中で，電気事業（株）泊３号機（電気出力 91.2 万 kWe）を
北海道電力

者のニーズにこたえる技術の改良，開発とこれを支え建設中であり，また，改良型 PWR プラント（APWR）る総合プラントメーカーとしての幅広い技術基盤の確（株）敦賀３，４号機（電初号機となる日本原子力発電保に努めてきた．この間，国，電気事業者，メーカー

気出力 153.8 万 kWe）の安全審査が行われている．

が一体となって三度にわたるプラント改良標準化プロ

当社はこれらプロジェクトの玉成に向けて鋭意取組ん

グラムに取組み，PWR 技術の国産化とともに，安全性，でいる．

信頼性，経済性，運転・保守性の向上を図り，自主技

また，電気事業者のニーズにこたえて安定運転と信術としての高度化を達成してきた．年代別にみると，頼性向上のための検査・保守分野においても様々な技海外技術の導入による初期プラント（1970 年代：９基）術開発に取組んできており．これら成果はアフターから，これらの経験を踏まえ信頼性，安全性の向上をサービス活動を通じてプラントの信頼性向上に貢献し図った自主技術プラント（1980 年代：７基），経済性，ている．
これらプラントの設計・建設からアフターサービス

運転・保守性の向上で更なる改良開発を進めた最新プ
1980年代1990年代2000年代

海外技術の導入 運転経験に基づく 経済性・安全性
信頼性向上と国産化／信頼性向上9基
6 793 MWe

敦賀3，4号機運開
APWR

第1次 第2次 第3次
APWR 開発・高度化

安全審査・建設

海外向け

US-APWR
100万kWe級プラント

図１
＊1
＊2

PWR プラントの開発経緯

原子力事業本部原子力技術センター長
原子力事業本部原子力技術センター原子力技術部長

2.0

2020年代泊3号機運開（2009）

7基
6 768 MWe

7基
5 805 MWe

通商産業省（現経済産業省）
軽水炉改良標準化プログラム

2010年代

停止回数／年・ユニット

1970年代1.41.2

1.2

1.3

1.61.61.3

1.00.80.6
0.40.2
0図２
注：日本
：米国

1.8
1.6

0.3
2000

0.020010.12002
（年）

0.2
2003

0.12004

PWR プラントの計画外停止率（注）出典：原子力施設運転管理年報，（独）原子力安全基盤機構
Power Reactor Status Report/Monthly Operating Report,
NRC

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3に至る活動により，プラントの信頼性を示す指標の一発によりコンパクト化，高性能化を図り，１次冷却材つである計画外停止率は 0 〜 0.3 回／年・ユニットでポンプは大容量化，高効率化を図っている．炉内構造

推移し，米国のプラントに比べ著しく優れた成績を達物にはリングブロック方式の中性子反射体を採用する．
成している（図２）

ことにより，在来型バッフルフォーマー構造に比べ原2．軽水炉発電プラントにおける技術開発
2．1

軽水炉発電プラントの技術開発の動向

2．1．1

子炉容器への中性子照射量を約 1/3 に低減するとともに，炉心領域で使用するボルトの大幅な削減を図っている．

新設プラントでの取組み

安全設計では，安全系の多重性を強化した機械系４

泊３号機は 2003 年 11 月に着工したが，最新３ルー系列構成を採用するとともに，パッシブ技術を用いたププラントとして経済性，信頼性，運転性の向上のた高性能蓄圧タンクを採用し，事故時における炉心注入めの最新技術を適用している．まず，電気出力向上の流量の自動切替を可能とすることで低圧注入機能も併観点から炉心の安全を確認した上で 1 次系温度を上げせ持たせることにより，低圧注入系を削除した．一方，て蒸気圧を高め，排気損失を低減した 54 インチター

高圧注入系は原子炉容器直接注入方式の適用により設ビンと組合わせて電気出力 91.2 万 kWe を達成してい備容量を適正化し，安全系全体として最適化を図ってる．低圧タービンには，ISB 翼（インテグラルシュいる．さらに，安全系機器の水源である燃料取替用水ラウド翼）を採用して信頼性向上を図っており，このピットを格納容器内に設置することにより事故時の弁開発においては，実物大の回転振動試験や実蒸気によ切替操作を不要とするなど，安全性能の大幅な向上をる約 50 ％スケールでの実負荷試験を行い，振動特性，実現している．

構造健全性及び性能を十分に検証している．プラント

2．1．2

今後のプラント開発への取組み

運転性，経済性の観点では，総合デジタル化技術を用

米国では長らく新設プラントの建設が途絶えていたいた新型中央制御盤を採用し，CRT を用いたソフトが，地球温暖化防止や原油価格の高騰などを背景に原オペレーションにより運転員の負担軽減を実現すると子力発電の必要性が高まり，2030 年頃までに数十基ともに，多重伝送によるケーブル物量の低減を図っての新設プラントの需要が見込まれる有望市場となっている．新型中央制御盤の開発ではモックアップ試験設いる．当社では，APWR をベースに米国電気事業者備による操作性の事前検証を十分に行い，2006 年 10のニーズを反映するとともに，十分に検証済みの最月には工場での総合組合わせ試験を完了している．

新の技術を採り入れた 170 万 kW 級プラントである

この他にも２次系給水中の鉄濃度の低減対策（高10US-APWR（図３）を米国市場に投入すべく，2006pH 化），未臨界維持に有効なほう素（ B）を含有す

年７月より米国原子力規制委員会（NRC）の型式証

る高稠密使用済燃料ラック適用による貯蔵容量の増明（Design Certiﬁcation：DC）取得に向けた活動を

強，冬季を避けた格納容器の一シーズン建設工法とし開始した．これに併せ，当社の現地法人としててトップドーム一体吊り込みなど，信頼性，運転性の原子力システムズ （MHI Nuclear Energy Systems

向上や工期短縮のための最新技術を取り入れており，Inc.）をワシントン D.C. に設立した．

2009 年 12 月の営業運転開始に向けプラント建設中である．
敦賀３，４号機に採用される改良型 PWR（APWR）

US-APWR では，実証済み技術により構成されるAPWR と同じ炉心熱出力で蒸気発生器やタービンの更なる高性能化を図り，電気出力 170 万 kWe 級を実は，プラント電気出力の大容量化や安全系設備に革新的技術を採用して経済性・安全性の大幅な向上を狙って開発を進め，1981 年から 1985 年の国，電気事業者，メーカーによる第三次改良標準化，その後 1986 年からの電気事業者と当社による高度化検討により主要な開発検証を行い，世界最大級の電気出力 153.8 万 kWe
プラントとして安全審査が行なわれている．
炉心設計は，燃料集合体を従来型４ループプラントの 193 体から 257 体に増やして炉心熱出力を大きくし，蒸気発生器や１次冷却材ポンプなど高性能大容量機器の開発により出力向上を達成している．蒸気発生器は 3/4 インチ伝熱管の採用や高性能気水分離器の開MHI

図３US-APWR（3D-CAD モデル）

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4現している．蒸気発生器の高性能化では伝熱管を三角ラントへの適用に向けて準備中である．

ピッチ配列とし機器サイズの大型化を極力抑えて伝熱さらに，将来の炉心高度化に伴う複雑化にも精度よ面積を増加する設計を採用している．タービン設計でく対応することができるように，次世代核設計手法とは低圧タービンの 70 インチ級までの長翼化など，新して，燃料棒を計算単位とした三次元炉心計算手法開技術を適用して性能向上を図っている．

発に取組んでいる．この手法は，極めて詳細な手法と燃料は，下部炉内構造物の簡素化により原子炉容器なり計算量も膨大なものとなるが，最新の加速計算技のサイズは変えず 12 ft から 14 ft に長尺化し，低出力術，並列計算など，精度を維持しつつ時間を短縮する密度炉心とすることで経済的な 24 ヵ月程度の長サイための技術の開発も進めている．

クル運転を可能としている．炉内核計装は，米国電気事業者の要求に基づき原子炉容器の上部から挿入する方式に変更し，下部管台を廃止している．

2．2．2

安全設計手法最近の高燃焼度化燃料や MOX 燃料の許認可などにおいては保守的な解析条件や物理モデルを組合わせた

非常用電源は，米国電力網の信頼性を考慮し，４系手法で評価を実施してきた．今後の出力向上策や超高列に強化して安全系設備の完全４系列化を図り，運転中燃焼度化などの炉心運用改善に対しては，適切な安全保守を可能とするとともに，ガスタービン発電機を採用

裕度を評価できる手法を適用することが期待されていしてユーティリティ設備を簡素化する設計としている．

る．
最近の著しい計算機と数値解析技術の進歩により，プラント建屋設計では，米国の低震度条件の適用に詳細なモデル化を行うことで，より実現象に近い予測より，小型分散建屋を採用して建屋容積の低減を実現を行える解析コードなど新技術の適用が可能となり，している．

適切な安全裕度を評価できる新しい安全解析手法の開一方，170 万 kW 級の US-APWR に加え，海外に発に取組んできた．

おける電気事業者の様々な需要規模に対応すべく，最LOCA 解析では，従来の保守的な解析条件や物理新技術を採用した 100 万 kWe 級プラントの早期開発モデルを重ね合わせた決定論的評価手法に対し，原子を仏 AREVA 社と協調のもと着手することとしている．

炉容器内などの現象をより現実に近く予測する最適評

また，国内では 2005 年に策定された
大綱

原子力政策

価コード MCOBRA/TRAC を開発するとともに，予において，2030 年以降の国内でのプラント建測の不確かさを定量化する統計的評価手法を開発し替え需要を睨んだ次世代軽水炉の開発の必要性が謳わた．本手法の開発により LOCA 時の燃料被覆管温度れ，国主導のもと官民一体となったプラント開発になどの正確な模擬や安全裕度の適正化を実現した．

着手しており，当社も国内唯一の PWR プラントメー

Non-LOCA 解析では，従来のプラント挙動，核特カーとして開発検討プロジェクトに参加している．

性，熱水力特性に応じた複数の解析コードによる保守

2．2

軽水炉発電プラントの技術の高度化

2．2．1

炉心設計手法

炉心設計では，高燃焼度燃料が装荷された炉心においても所定の設計精度を維持・向上するための開発に的な評価に対して，各特性間の自動連成計算を行う三次元核熱結合評価手法を用いた三次元核熱結合コード
SPARKLE を開発し，事故後のプラント挙動の精緻な模擬と安全裕度の適正化を図っている．

取組んでいる．核設計では，従来の軸方向一次元＋水これら新技術は，出力向上策や超高燃焼度化に今後平方向二次元の合成で実施していた炉心計算コードを適用する予定であり，安全審査にも使用できるように改良･高度化し，三次元炉心計算コードを導入した．

国の審査を受けるべく準備を進めている．

これは，近代ノード法に基づく炉心計算コードであり，2．2．3

プラント設計手法

炉心核特性を三次元計算で直接求めることができるた

プラント設計では，機器配置のみならず，建屋内にめ，今後採用が予定される炉心の多様化に精度よく対設置する配管・ダクト・トレイルートなどについても，応することができる．

機能的要求を満足させながら最も効率的な配置とする

熱水力設計では，改良統計的熱設計手法を導入した．

ための総合調整・検証作業が必要である．膨大なデー

これにより，炉心の熱的な余裕がより明確となるため，タ量を取扱うこれらの配置総合調整・検証作業を効率

燃料パターンの選定などで設計の自由度を増すことが的かつ高精度に実施するために三次元 CAD を全面的できる．また，出力向上した状態でも，現行と同程度に適用している．また，三次元 CAD データを核として，の炉心安全性の余裕を保ち，炉心運用の自由度を確保

上流の基本設計から詳細設計，製作，据付に至る情報できるように，三次元炉心動特性コード ANCK と三を全て一元管理する NUWINGS システムを開発・適次元熱流動特性コード MIDAC を開発し，核設計と用することで，プラント設計データの信頼性・作業効熱水力設計を融合した核熱結合手法を開発して，実プ率の向上を図るとともに，精度向上による現地での手三菱重工技報 VOL.43 NO.4: 2006

戻り防止などに寄与している．
2．2．4

燃 料 設 計5構造や高性能気水分離器などがあり，これら技術により機器の信頼性，性能を向上している．

三菱 PWR 燃料は 1970 年に美浜１号機に初めて供（株）伊方１，２号機及び九州電力
このほか四国電力給して以来，現在まで約 17 000 体以上の製造実績が（株）玄海１号機での世界初の炉内構造物の取替（図あり，豊富で良好な使用実績を有している．特に，不５）や，九州電力（株）玄海１，２号機の中央制御盤の適合（燃料リークを含む）に対する原因究明と対策を取替を完遂するとともに，米国オマハ電力フォートカ

着実に行った結果，1991 年より約 13 年間燃料リーク

ルフーン発電所向けに，高出力密度ヒータを採用したゼロという非常に良好な使用実績がある．燃料開発と世界初の取替用の加圧器を上部原子炉容器，蒸気発生しては，高燃焼度化を推進し取替燃料体数の削減によ器と合せて受注し，2006 年 5 月に現地納入を完了した．

る燃料費の低減を段階的に達成してきており，現状でこれら取替用機器については国内外の設計・製造基準

は取出燃焼度制限 55 000 MWd/t の燃料が実プラントへの適合はもとより，厳重な品質管理，工程管理を行に適用されている．また，55 000 MWd/t 燃料は中性い顧客から高い信頼を得ている．

子経済向上のためのジルカロイグリッドの適用，耐食２次系タービンでは，ISB 翼を用いた長翼への換性を向上させた被覆管（MDA）の適用，異物捕捉性装，ドレン除去性能の改善，復水器管群の省スペース・能を向上させた異物フィルターの適用などを取り入れ

短期取替工法などの換装技術を国内外の既設プラント信頼性，経済性の両面に優れた燃料となっている．の換装工事に適用し，性能向上を達成している．2006

今後の燃料開発では，長サイクル運転や出力向上策

年４月にはスロベニアのクルスコ発電所に 54 インチに対応できる改良燃料の開発や，更なる高燃焼度化燃

ISB 翼低圧タービンを納入し，短工期のうちに取替工料の開発に取組んでいる．炉心の熱出力向上に伴う炉心の熱的余裕を十分に確保するために，DNB 性能向上を図るための燃料グリッドの改良を行った．更なる高燃焼度化に対しては，現行の三菱被覆管（MDA）の耐食性を更に改良した耐食性向上改良管（M-MDA）の開発を行っている．これはスペイン PWR プラントにおいて４サイクル照射中であり，耐食性の改良効果が認められている．また，更に耐食性の優れた被覆管材として，Zr-Nb 系の新合金 J-Alloy TM の開発を国内産業界共同で実施しており，炉外試験をほぼ終了し，本年春からスペイン PWR プラントにおいて照射試験を開始した．ウラン資源の有効活用についても，既に国内外の回収ウラン燃料を実プラントにて利用しており，プルサーマルについても電気事業者が海外での図４

上部原子炉容器の輸送MOX 燃料加工の契約を締結し，当社も実プラント向け MOX 燃料の加工に関する準備を行っている．
2．2．5

主要機器設計

国内では電気事業者が予防保全の観点から１次系／２次系主要機器の設備更新を行っており，当社も最新技術を適用した取替機器を供給し信頼性向上や高性能化で顧客ニーズにこたえてきた．海外でも国内の実績を活かし 2003 年以降，欧米を中心に上部原子炉容器，蒸気発生器などで数多くの受注実績を挙げている．
主な開発技術は，上部原子炉容器では CRDM 管台貫通部への耐食性に優れる高ニッケル合金 690 の適用，上部鏡とフランジの一体型鍛造化，世界初の上部原子炉容器と CRDM の一体での輸送，搬入などがある（図４）．また，蒸気発生器では伝熱管への高ニッケル合金 TT690 の適用，独自設計のＵベンド部支持

図５

世界初の炉内構造物の取替

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6

事を完了している．
2．2．6

製 造 技 術PWR プラント主要機器の製造において，当社は高度な溶接，機械加工，組立技術を有している．
溶接技術では，継手溶接の低入熱化を図った電子短工期で建設する計画である．
2．2．8

運転・保守技術

プラント運開後もプラントメーカーとしての総合力を活かして，電気事業者のニーズにこたえて運転・保守に係わる技術開発や設備改善を行ってきた．

ビーム溶接，レーザービーム溶接，並びに蒸気発生器

運転技術に関しては，燃料の高燃焼度化に伴う１次のインコネルプラズマ溶接，原子炉容器のエレクトロ系水質管理の見直し，溶存水素濃度の適正化検討，２スラグ溶接などの高品質のクラッド溶接技術を開発し次系構成機器の腐食防止や性能維持の観点から高 pH実用化している．原子炉容器は，当社製超大型複合工運転によるスケール付着の抑制，蒸気発生器の化学除作機械スーパーミラーにより現地と同じ縦置き状態の染などに電気事業者と共に取組んでいる．

ままで加工でき，累積誤差を排除して高精度化を図っ

被ばく低減技術では，環境改善・作業改善・設計変ている．蒸気発生器は，伝熱管の挿入，拡管などに専更など多面的な取組みを行っている．これまでにも作用自動装置を用い加工，組立の信頼性を向上している．

業改善の観点からは，高線量環境下での検査・補修作

また，２次系タービンでは翼の成型・加工からロータ業の遠隔化・自動化に取組んできたが，近年では１次加工，本体組立までを一貫製造できる技術及び製造設系水質への亜鉛注入の線量低減効果が検証されてお備を保有している．

り，環境改善の観点から実プラント導入に向けた取組

これら製造技術により高い品質の機器供給を実現しており，引き続き技術開発，改良に取組んでいく．
2．2．7

プラント建設技術みを開始している．
保全技術では，経済性向上と信頼性の維持・向上の 同時達成が 大 きなテーマとなっている．経済性

プラント建設の分野においても様々な技術開発や新の 向 上 の 観 点 か ら は，RCM（Reliability Centered工法の確立を行い，プラントに適用している．泊３号Maintenance）手法などに基づく保全の適正化が注目

機では，新規に 1 200 t 吊能力の大容量クレーンを導されており，電気事業者と一体となって，設備点検の入した格納容器鋼板半球部の大ブロック一体搬入工法

頻度・内容などの最適化にも積極的に取組んでいる．

．敦賀３，４を適用し，短工期で工事を完了した（図６）

信頼性向上の観点からは，運開後 30 年を経過したプ号機では，鉄筋コンクリートの鉄筋の代わりに鋼板がラントの高経年化対策への取組みとして，特に，１次強度を負担する鋼板コンクリート構造を格納容器内部系の主要機器に使用している 600 合金の応力腐食割れコンクリートに全面適用することで，格納容器内の組（PWSCC）対策への技術開発に重点的に取組んでい立工事量の大幅な削減を図っている．また，大容量クる．主な開発技術には，① 原子炉容器管台，蒸気発レーンを最大限に活用し，工程上のクリティカルとな生器伝熱管などを対象としたインテリジェント ECT，る主蒸気管室などの大型ブロック化工法や，重量機器フェーズドアレイ UT などの検査技術，② 溶接部にの対するショットピーニング，ウォータージェットピー

青空搬入を適用することで，大出力プラントをニング，レーザー外面照射応力改善法などの残留応力改善技術，③ 600 合金を耐 SCC 性に優れた 690 合金へ取替えて材料改善を行うための補修技術などがあり，これらの開発技術を用いてプラントの安定・安全運転に貢献している．

3．新型炉プラントにおける技術開発
3．1

高速増殖炉（FBR）

FBR は発電しながら使用した燃料以上の燃料を生み出すことが可能であり，ウラン資源の利用効率が飛躍的に高まることから，国家プロジェクトとして研究開発が行われており，当社は高速実験炉「常陽」，高速増殖原型炉「もんじゅ」の設計，建設，また，電気事業者が取組んだ実証炉の設計や技術開発にも参画してきた．
図６

泊３号機格納容器頂部半球部の吊り込み「常陽」，「もんじゅ」の設計，建設を通じて当社は

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7

ソフト，ハード両面で FBR プラントをほぼすべて（炉が検討を続けた トップエントリ方式ループ型炉 が電心・安全設計，主要機器（原子炉容器，蒸気発生器な気事業者によりその後の設計対象として選定された．

ど）設計，製作など）経験している．また，建設期間を通じて大きなトラブルは発生していない．
実証炉に関し当社は 1970 年代後半から設計，技術1990 年度以降の設計研究は４社が分担して進めることとなったが，当社は設計においてプラント全体のエンジニアリング（炉心設計，安全設計，系統設計，配置設計など）や原子炉容器，熱交換器，ポンプなど開発に着手し，技術力を培ってきた．
1981 年度から 83 年度まで，電気事業者から FBECの機器・設備設計など幅広く実施した．また，R&D：当社，（株）日立製作所，（高速炉エンジニアリング（株）

においては東芝，富士電機システムズ（株）が出資）に委託さ（株）の現象（多液面揺動，スロッシング，ガス巻込みなど）れた実証炉の概念設計研究を４社分担にて実施したの究明，対策検討に加え高温構造設計の高度化，構造が，「もんじゅ」をベースとした設計であったことも材料開発，一体貫流ヘリカル型蒸気発生器の開発などあり，建設費が当時の軽水炉を大きく上回ったことかを主体的に推進した．電気事業者からの委託による４ら，電気事業者から建設費の抜本的な低減要求が出さ社の共同設計は 1999 年度で終了し，プラント概念がれた．この要求に応え当社は単独で，1984 年に建設構築されたが，実用化に向けては更なる経済性の改善費の大幅な低減が可能な概念としてが必要となった．

トップエントリ方式ループ型炉 （図７）を考案した．
本概念は，原子炉容器に加え中間熱交換器及び１次トップエントリ方式ループ型炉に特有

1999 年度より，経済性を有する実用化像とそこに（独）日本原子至るまでの研究開発を明確にする目的で系ポンプを容器内に設置し，それら容器間を逆 U 字力研究開発機構（JAEA）を主体に新たにFBR サ型の配管で結ぶことにより，１次系配管長を「もんイクル実用化戦略調査研究じゅ」の約半分に短縮している．これを可能としたの目的は将来社会の多様なニーズに柔軟に対応できるは，高温強度を高めた 316 FR 鋼の開発と高温設計基FBR サイクルの候補技術を，幅広い選択肢の評価を準の評価手法の高度化であるが，いずれも当社が取組経て抽出することである．FBR については冷却材（ナんだ成果である．さらに高クロム鋼の開発により，一トリウム，ガス，重金属など），燃料（MOX，金属など），体貫流型の蒸気発生器を可能とし，物量低減に大きくプラントサイズにより数十種類の概念の組み合わせが寄与した．その他の合理化概念を取り入れた炉システ可能であるが，当社はナトリウム冷却の大型炉，中型ムの建設費は，100 万 kWe 換算で当時の軽水炉の約 1.5炉（150 万 kWe，75 万 kWe）を始めヘリウムガス冷倍と評価された．

却炉，鉛及び鉛ビスマス冷却炉，小型炉（ナトリウムが開始された．本研究の1984 年度から６年間にわたり，ループ型炉（当社）冷却及び鉛ビスマス冷却）と７種のプラント概念を提（株）東芝）の設計研とタンク型炉（（株）日立製作所，案し，フェーズⅠとして２年間の設計研究を単独で実究が並行して実施されたが，1990 年６月に日本の開発施した．フェーズⅠの終了時点である 2000 年度末に経験・実績，耐震性，保修の容易性などの理由で，当社JAEA などによる比較評価が行われ，当社が提案した上記の概念のうち，鉛冷却炉を除く６概念が選定された．
選定された６種のプラント概念について，フェーズⅡとして 2005 年度まで設計研究を実施し，主たる概念の絞込みを行い，ナトリウム冷却大型炉（図８，150 万 kWe，２ループ）が， FBR サイクル実用化戦略調査研究にて定めた，安全性（炉心損傷時の再臨界回避など），経済性（実用化段階の建設費 20 万円/ kWe など），環境負荷低減（低除染 TRU 燃料の燃焼）などの設計要求に対して高いレベルで適合すること，これまでに実施された要素技術開発などを考慮し，技術的実現性もあるとの判断により，主概念として選定された．
本概念は，プラントの大容量化を図るとともに，ループ数の削減，高温強度に優れた低膨張率の高クロム鋼
図７

トップエントリ方式ループ型炉の採用，上部流出入配管システムによる配管の短縮化，

三菱重工技報 VOL.43 NO.4: 20068

当社はガスタービンの基本設計及び炉心槽の基本設計，材料調達を受注し現在対応中である．今後は製作，建設段階へと移行し，2009 年以降に現地据付けが予定されている．
3．3

原子力水素製造（高温ガス炉利用）

JAEA の HTTR（High Temperature Test Reactor）
は，原子炉出口温度 850 〜 950℃の被覆粒子燃料−黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で，2004 年 4 月には定格出力 30 MWt，原子炉出口冷却材温度 950℃を達成した．当社は機電 4 社の幹事会社として設計をまとめるとともに，格納容器，高温機器などの設計・製作に携わっている．
2004 年度から開始された高温ヘリウムを利用した熱化学分解法（I-S プロセス．I：Iodine，S：Sulfur）による水素製造技術開発において，当社はセラミックス製熱交換器（SO3 分解器）を製作し，高温で耐食性
図８に優れた機器開発の見通しを得ている．

ナトリウム冷却大型炉

3．4

核融合

究極のエネルギー源として期待される核融合では，ポンプ組込型中間熱交換器による１次冷却系簡素化な

JAEA の JT-60U，JFT-2M など，多種の核融合実験

どの革新技術を採用し，物量を可能な限り低減するこ装置における設備・機器（主に真空容器，トリチウムとを目指したもので，建設単価を大幅に低減できる可関連設備，燃料給排設備など）の技術開発，設計・製能性があることを示した．また，特に重要な革新技術作に積極的に取組んで来た．これらの経験は，国際プである原子炉容器コンパクト化，ポンプ組込型中間熱ロジェクトである国際熱核融合実験炉 ITER に生かさ交換器，L 字配管については成立性確認試験を行い，れる予定である．

成立の可能性を示した．
以上より 1990 年の電気事業者によるトリ方式ループ型炉

トップエンの選定，2006 年の JAEA など

4．核燃料サイクルにおける技術開発
4．1

使用済燃料の再処理によるナトリウム冷却大型炉の選定と，過去に実施さ使用済燃料は，プルトニウムなどの核分裂性物質をれた２回の炉型選定において，ことごとく当社のルー含む有用なリサイクル資源として位置づけられていプ型炉が選ばれている．

る．日本原燃（株）は，軽水炉使用済燃料の再処理を2006 年３月には総合科学技術会議において国家行うため，青森県六ヶ所村に PUREX 法（溶媒抽出法）に位置付けられ，2025 年頃までの FBR 実を採用した再処理工場を建設し，2007 年度の操業開証炉の実現（運転開始），更に 2050 年前の商業ベース始を目指し，現在，使用済燃料を用いたアクティブ試での本格導入に向け，研究開発が重点的かつ加速的に験を実施中である．

基幹技術推進されている．

当社は六ヶ所再処理工場建設において，使用済燃料

2007 年度からは，文部科学省に加え，経済産業省の受入〜貯蔵，せん断〜溶解，分析などの主要施設をの予算により FBR サイクルの実証・実用化に向けた担当し，これら施設の機器や設備に対応した技術開発研究開発が本格的に開始されるが，当社は JAEA ののみならず，プラント運転操作性向上を目指した機下で革新技術に関する主要な試験を担当することと器・配管などの検査機器の開発，被ばく低減と省力化なっている．

を狙った分析自動化機器の開発，経済性向上と環境負3．2

PBMRPBMR（Pebble Bed Modular Reactor）は，ESKOM社（南ア国営電気事業者），南ア政府などが出資する

荷低減を狙った合理化プロセスの検討などを実施している．
一方，JAEA と電気事業者が共同で実施している

PBMR 社が開発しているセラミックス被覆粒子燃料

FBR 燃料再処理技術開発を用いたヘリウムガス冷却炉で，熱出力は 400 MW，調査研究

原子炉出口温度は 900℃である．の開発に主体的に参画するとともに，経済性の大幅向FBR サイクル実用化戦略

では，その主概念である

先進湿式再処理三菱重工技報 VOL.43 NO.4: 2006

図９

金属製乾式キャスク（実機スケールモデル）

9

図 10

クリアランスレベル測定装置上を狙った超臨界二酸化炭素による新しい再処理技術れており，当社は，この埋設処分施設の基本設計の一開発や，燃料集合体の解体〜せん断，溶解などの前処翼を担うと共に，処分する廃棄体仕様の策定に取組ん

理プロセスの技術開発に取組んでいる．

でいる．

4．2

使用済燃料の中間貯蔵

一方，放射能レベルの極めて低い廃棄物を一般産業

これまでの使用済燃料の貯蔵対策は，貯蔵体数増廃棄物と同様に取扱えるクリアランスレベルが制度化

強のための燃料プールの改造などが主なものであっされ，原子力施設での実運用が期待されている．当社

たが，青森県むつ市に発電所敷地外としては国内初のはクリアランスレベルを効率的に測定するため，自然金属製乾式キャスク方式による中間貯蔵施設建設計

界の放射能レベルより低い微量な放射線を測定可能な画が，2010 年度の操業開始を目標に進められている．

（株）
東海発電
装置を開発し，初号機を日本原子力発電

海外でも同様に対策が急がれており，欧州，特にドイ所に納入した（図 10）．

ツでは金属製乾式キャスク方式の中間貯蔵が進められまた，再処理施設から発生する高レベル放射性廃棄物をガラス固化し地下 300 m 以深の地層に処分するている．
当社は，これら国内外の中間貯蔵に向けて安全性計画が進められており，2000 年に実施主体である原シ

子力発電環境整備機構が設立され，処分場候補地の公リーズを開発している．中間貯蔵キャスクは，輸送及募が開始された．当社は，合理的な処分に向け処分容び貯蔵両方の規則・基準を満足しつつ，より多くの燃器（オーバーパック）の開発，地下深部への搬送・定料を効率的に貯蔵できることが求められている．この置技術，処分後の安全評価技術の開発に取組んでいる．

及び経済性に優れた金属製乾式キャスク

MSF

ためボロン添加アルミニウム合金などの材料開発を初め，ドイツ許認可取得のため実機スケールモデル（図5．まとめ９）による実証試験を行うなど着実な開発に取組んで当社の技術開発の最新の取組み状況についてご紹介いる．なお，高燃焼度短冷却燃料用高性能キャスク

した．これらの技術を基盤として，今後も泊３号機をMSF-57B は，現在，輸送許認可取得のため，ドイツはじめとする国内新設プラントの建設，次世代軽水炉規制当局による厳格な審査を受審中である．の開発やアフターサービスに向けた技術開発に，国4．3

廃棄物の処理・処分や電気事業者のご指導も受けながら取組むとともに，当社は，原子力発電所などの運転に伴って発生するUS-APWR の NRC への型式証明申請など海外への新低レベル放射性廃棄物の処理技術として，二次廃棄物規事業展開に向けた技術開発を加速し，世界的な原子発生量の少ない活性汚泥法を用いた洗浄排水処理，逆力リーディング総合カンパニーとして顧客ニーズにこ洗性能を高めた精密ろ過中空糸膜処理，PWR/BWR

たえていく．

両廃液に対応できる蒸発濃縮処理，高圧圧縮処理など
廃棄物性状に応じた処理技術の開発を完了しており，それぞれ実プラントへの採用を決定している．
発電所の解体などに伴い発生する金属やコンクリー
トなど放射能レベルの比較的高い廃棄物を処分するための次期埋設施設（深度 50 m 〜 100 m 下）が計画さ

山内澄

岡田敬三