1GNEPの動向
丹羽 元
次世代原子力システム研究開発部門
FBRサイクル統括ユニット・FBRシステムユニット
戦略調査セミナー
2006年7月26日
研究会資料06-9 2
目次
(1)GNEP構想の概要
(2)各国の状況
(3)我が国の対応と基本的考え方の案
(4)協力を検討している分野
(5)小坂大臣とボドマン長官との間での
合意項目を含む協力項目案の協議の現
状と今後の方針 3○しろまる米国の海外の化石燃料への依存度を下げ、経済成長を促進す
る。
○しろまる核拡散抵抗性を高める先進的技術を活用して核燃料リサイク
ルを行い、より多くのエネルギーを再生産するとともに廃棄物を
低減する。
○しろまる世界の成長と繁栄、クリーンな開発を奨励する。
○しろまる世界の核拡散のリスクを減らすため、最新の技術を利用する。
GNEPの狙い
2006年2月6日、米国エネルギー省(DOE)のボドマン長官は、 ブッシュ大統領
の先進エネルギー戦略構想の一環として、グローバル原子力パートナーシッ
プ(GNEP)を立ち上げる旨を発表した。GNEPGNEPの概要
の概要 4検討の経緯(1/2)
・2月6日のGNEP構想の発表を受け、2月7日、4府省(内閣府、
外務省、文科省、経産省)はこれを評価する見解を公表
出典:科学技術・学術審議会 研究計画評価分科会 原子力分野の研究開発に関する委員会
第13回会合資料「米国「国際原子力エネルギー・パートナーシップ」構想に対する見解」
(平成18年2月24日)
米国が、原子力発電の世界的な発展拡大を許容しつつ核不拡散
を確保するための構想を提案したことを評価する。
また、本構想が、エネルギー効率を高め、放射性廃棄物を低減
するため、使用済燃料のリサイクルを進める方向を明示したことは、
米国の新たなイニシアティブとして注目される。
我が国としては、今後、どのような貢献ができるかという観点か
ら、本構想に関する検討を行っていく考えである。 5検討の経緯(2/2)
・2月末、政府間会合においてDOEからの協力要請を受けた。
・ GNEPの目標は環境負荷低減、核拡散抵抗性等、実用化
戦略調査研究の目標と一致しているため、原子力機構内で
も前向きに協力可能な点の検討を開始。
・ 機構内ではGNEP対応検討会を設置し、対応の基本方針、
協力可能分野、項目、方法、留意点等を検討してきた。
・ 米側とは4月と6月にはJAEAとDOE・国研研究者レベルで、
5月には政府間会合にて意見交換を行ってきた。 6米国及び燃料供給国
1米国における
原子力発電の拡大
3放射性廃棄物の
最小化
2核不拡散性の
高いリサイクル
7先進的
保障措置
4先進燃焼炉
原子力発電のみでの使用国
5確実な燃料供給サービス
(燃料供給国から供給)
6小型炉
1米国に新世代の原子力発電所を建設する。
2核拡散抵抗性の高い先進リサイクル技術を開発する。
3放射性廃棄物を最小化する。
4先進燃焼炉(ABR)を開発する。
5燃料供給サービス計画を確立する。
6小型炉を開発する。
7先進的保障措置手法を開発する。
GNEPの主要な取組みGNEPGNEPの概要
の概要 7Global Nuclear Energy Partnership
米国内及び世界的な
原子力利用の拡大
核不拡散
燃料サイクル国
原子炉国
小型炉
(軽水炉)
UREX(+ )
高速炉
(乾式法/湿式法)
リサイクル
廃棄物
処分
使用済燃料
使用済み燃料の米国内既貯蔵量53,000MT。年間発生量2,100MT。YM規模
70,000MT(うち7,000MT分は政府分)。よって2010年に満杯の計算。U 8
GNEP Element-1: 米国における原子力発電の拡大
概要
NP2010計画でのサイト選定・建設・運転に係る規制の合理化、エネルギー政策法2005(EPACT2005)における
インセンティブを実施する。 原子力発電は、全電力量の20%、第2位の位置にあるが、継続した安定なエネルギ
未来へ国家を導くには、原子力発電の拡大が必須である。
EPACT2005
z 先進原子力施設に対する
税金クレジット
z 低放射能放出技術に対する
ローン保証
スケジュール
z2006 :EPACT2005の支援条項、最初の申請者の保護
に関する法案作成完成(目標)
z2007 : 3つのESPを発給予定
z2007〜2008 : 事業者からCOL申請
z 〜2010 : 事業者が建設を進めるかの判断
(出典 :DOE)
NP2010 (Nuclear Power 2010)
z 新規原子力発電所のサイト選定、改良標準化プラントの設計、規制の合理化
の実施のために、政府-産業界が共同で費用負担する試み
z申請者に新しい原子炉設計の適用が容易なように、規制関連の遅れや、
全出力運転を遅らせる訴訟に対して、連邦リスク保険を整備
新しい規制システム
z 事前サイト許可(ESP)
z 建設・運転を一括許可(COL)
-規制リスクを減少-
z 事業者のコントロール外の遅れで
かつ1994年から承認された原子炉
設計の場合に対する保証。
• COLを受領し、建設を開始している
最初の2プラントは、500百万$まで
補償。
• 次の4プラントは、250百万$を
上限に50%補償。 9GNEP Element-2: 核拡散抵抗性の高いリサイクル技術の実証
構 想
3⁄4 GNEPパートナー国と共に、核拡散抵抗性の高い技術による燃料リサイクル実証-工学規模実証(ESD)
3⁄4 50年以上の試験ニーズに応えるため、多目的のR&D施設である先進燃料サイクル施設(AFCF)を設置
3⁄4 使用済燃料からのUおよびTRU(Np, Pu, Am, Cm)の回収と新燃料の製造を行うリサイクルプラントは、核
拡散リスク低減のため燃料供給国にのみ設置
3⁄4 燃料供給国との技術開発協力を模索
技術開発
3⁄4 TRUの再利用、廃棄物低減、核拡散抵抗性向上のため、
TRU元素を一括して取り扱う分離プロセスを開発(例:UREX+)
3⁄4 工学規模実証(ESD):
UREX+: 実験室規模で高純度ウランの分離と全TRUの回収に成功
商用プラント(2000t/y以上)の設計と操業に資するコスト&性能データ取得
先進燃焼炉(ABR)の燃料試験のためのTRU供給も
3⁄4 先進燃料サイクル施設(AFCF):
50年以上の試験ニーズに応える多目的のR&D施設
モジュール型の柔軟な建設方法を採用
短期的には、ABRで用いる燃料の製造と品質確認
3⁄4 先進シミュレーションラボ(ASL):
コンピュータシミュレーションとビジュアル化により研究を支援
試験費の抑制、AFCFの設計支援
スケジュール
2008 : ASL運用
2010まで : AFCF設計
2011〜15: ESDリサイクルプラント運転開始目標
2016〜19: AFCF(第一次研究モジュール)運転開始 出典: http://www.gnep.energy.gov/
出典: http://www.gnep.energy.gov/ 10GNEP Element:3 放射性廃棄物の最小化
概要
米国は、今世紀、原子力発電所から発生する放射性廃棄物の処分に最終処分場が必要である。
次世紀まで新規の最終処分場が不要となるよう、使用済燃料の効率的な管理を目指す。
どのようにリサイクル・管理を行うか
使用済燃料のTRUをABRで燃焼し、
残渣は、最終処分場での処分のため
形態を整える。
GNEPは、処分場での使用済燃料
の廃棄のため3つの改善を計画して
いる。
(a)廃棄物の容量の画期的な減少
(b)廃棄物の形での熱負荷を減少
させることによる熱管理の高度化
(c)長寿命核種を減少
ユッカマウンテンは、米国の原子力
発電所から供用中に発生する全ての
使用済燃料を収容する技術的能力が
ある。
2007年度:544.5百万$要求
(出典 :DOE) 11GNEP Element-4: 先進燃焼炉(ABR)の開発
概要
原子力発電所の使用済燃料に含まれるTRUを燃焼させる炉の開発。 高エネルギーまたは高速中性子を用い、
長寿命核種を短寿命核種に変換し、その過程で発生するエネルギーは電気エネルギーに変換する。
本来ならば廃棄物となるものから有用なエネルギーを生むとも言える。
どのような機能を備えるか
現行の軽水炉と補完的(共存)に機能する(Advanced Nuclear Fuel Cycle) 。
即ち、LWRがTRUを生産し、ABRで消費する。
- ABRは、経済的な観点でモジュール化の可能性がある。
100万kWe級のサイトに2〜3モジュールが建設され得る。
安全の確保
供用中は、温室ガス効果低減に寄与し、安全な設計・運転は当然のこと
であるが、このABRプログラムのキーは、NRCのDesign Certification
を取得することであり、将来はNRCの許認可に基づき運転される。
スケジュール
z フェーズ1(〜2014〜2019):先進燃焼実験炉(ABTR)
効果的なTRU燃焼概念の実証、燃料・材料開発、NRC許認可支援。
現行の原子力発電所の1/10規模。
z フェーズ2 :ABR(標準)初号機をABTR運開から約10年後
までに運開。現行の原子力発電所規模。
(出典 :DOE) 121燃料供給国が『コンソーシアム』を設立し、原子力発電利用のみの国に燃料供給保証
○しろまる濃縮・再処理を放棄する国には、信頼性の高い核燃料へのアクセスを保証
○しろまるユーザー国は、原子力の恩恵に浴し、核拡散の懸念も受けず、巨額なインフラ投資も不要
*本構想の鍵: 燃料供給の信頼性、即応性、競争的市場価格という魅力的な誘因(→濃縮・再処理の放棄につながる)
→米国の当面の政策: 信頼性の高い燃料供給サービス・システム(GNEPの目標と合致するもの)の設立
(燃料供給国による『燃料バンク構想』、米国は燃料備蓄のため高濃縮ウラン17.4t拠出表明)
(先進リサイクル技術の実証・配備を前提として)
2『揺り籠から墓場まで』の『燃料リースシステム』を構築
○しろまる燃料供給国は、使用済み燃料をリサイクルと最終処分のため引き取り、Puを単体で分離せずに先進リサイクルし、先進燃焼炉で燃焼
○しろまるユーザー国は、濃縮・再処理を放棄した国で、一定の条件、適切な保障措置の下で原子力発電(小型炉含む)のみを行う国。資金面、安全面、
保障措置上の負担軽減が図れる
燃料供給国 ユーザー国
原子力発電所 原子力発電所
原子力発電所
濃縮
先進燃焼炉 使用済燃料
リサイクル
廃棄物処分
[米国の説明内容]
GNEP Element-5: 信頼性の高い燃料サービス確立 13GNEP Element-6: 小型炉の建設・開発
概要
発展途上国、需要の小さな市場において、経済成長、都会化等による電力需要の増加に対処し、化石燃料の
使用を押さえるため、核拡散抵抗性が大きく、高い安全性、運転がシンプルな小型炉を提供する。
どのような機能を備えるか
9 長寿命燃料(可能ならば供用中燃料交換なし)
9 効果的で安価なIAEA査察
9 サボタージュ、テロに対する核物質防護
9 5万kWe〜35万kWe
9 地域暖房、簡易水供給の可能性
9 完全な受動的安全システム
9 最小の原子力インフラで運転可能(シンプル)
9 可能な限り現存の許認可、技術を活用
現状と今後の進め方
9現在完成品はなく、GNEPメンバーとの評価・探求が、
開発・設置についての将来決定を支援することになる。
9研究、開発、概念設計は、先進国にて実施中である。
9GNEPは、Advanced Fuel Cycle Demonstrationと
並行して、市場性のある設計の加速、運転実証プラント
の設置のため、国際的パートナーシップの形成を模索
している。
An example of a "small reactor" is IRIS,
International Reactor Innovative and Secure
(出典 :DOE) 14核拡散抵抗
リサイクル
先進燃焼炉
信頼性の高い
燃料サービス
先進的
保障措置技術
1先進的保障措置を、新規の原子力システムと核燃料サイクル施設に、設計・建
設段階から直接組込む
・基本目標:核物質の転用・仕様の変更が直ちに探知できるシステムとする
・IAEAの査察の効果・効率の向上 + 原子力技術提供国(小型炉等)が保障措置設計に関与
2先進的保障措置技術開発の国際協力を進め、技術の統合を図る
・保障措置技術をリサイクル施設、先進燃焼炉、関連する核物質貯蔵・輸送の設計段階から組み込む
・高信頼性、遠隔・非立会監視技術、先進式封込め・監視、高度保障措置情報収集・管理・分析システム、原子力施設使
用目的管理システム、次世代非破壊分析・工程監視センサーの開発
・先進的核物質追跡手法、工程管理技術、施設工学設計、遠隔監視、環境サンプル手法の研究開発
・保障措置技術の試験・実証を行なう国際施設
・核物質防護、核物質管理の『ベスト・プラクティス』の国際的な奨励
[米国の説明内容]
GNEP Element-7: 先進的保障措置技術の開発 15GNEPの技術実証アプローチ
第1段階
立上げ期間 第2段階
評価期間 第3段階
実証期間
2006年9月終了
2008年9月終了
2009年〜2020年
・計画の必要性の承認(済)
・計画の内容検討
・AFCIの加速的実施
・予算 250ドルM→120ドルM
→250ドルM
(→220ドルM〜250ドルM?)
・実証用施設のプロジェク
ト(Critical Decision-1)
-概念設計
-コスト見積もり
・環境影響調査の実施
・実証用施設のプロジェクト
−詳細設計(CD-2)
−建設開始(CD-3)
−運転開始(CD-4)
・実証用施設の運転
出典: Report to Congress: Spent Nuclear Fuel Recycling Program Plan, May 2006, (DOE webサイトより) 16The system should:
- be protective of public health, safety and the environment.
- maximize the amount of material recovered from spent fuel
for use in producing additional energy and minimize the
amount that needs disposal in a geological repository.
- make available the energy value of separated materials for
future use.
- reduce proliferation risk.
- be deployable within the GNEP-TDP timeframe (20-25
years).
- remain as economical as possible.
GNEP:システム技術への要求
出典: Report to Congress: Spent Nuclear Fuel Recycling Program Plan, May 2006, (DOE webサイトより)
安全性
資源有効利用・環境負荷低減
資源有効利用
核拡散抵抗性
経済性 17ABTR/ABRの計画
• ABTRの目的
1. 炉心規模でのTRU燃料の核変換の実証、ABRのため
のTRU燃料や材料の性能確認、NRCによるABR設計
認証の基盤
2.革新技術の取り込み、保障措置・セキュリティ技
術の実証、ABRへ向けた各種インフラの整備
y 工程
y 06年10月:概念設計→ 08年3月 (その後CD-1)
y 14年〜19年:運転開始
y ABRの運開はABTRの運開から約10年後か
critical decision
出典: Report to Congress: Spent Nuclear Fuel Recycling Program Plan, May 2006, (DOE webサイトより) 18ESDの計画
• 狙い:核拡散抵抗性が高いリサイクル技術の工学規模での実証
• TRUを一括回収できる先進的分離プロセス(ex.UREX+)の利用
– 超ウラン元素をエネルギー源として再利用
– 廃棄物を最小化
– PUREXより、更に核拡散抵抗性を向上させる
• UREX+の開発
– 実験室規模で、ピュアなUの分離と全TRU捕集に成功
– 次段階は、将来の商用プラントの設計・運転に向けたコスト及
びパフォーマンスデータを取得するための工学規模実証(ESD:
Engineering Scale Demonstration)の実行
– ESDの処理規模は〜100tHM/y規模か
(ABTRで行う燃料試験のための燃料供給)
• 工程
– 06年 〜 :概念設計
– 11年〜15年:運転開始
出典: Report to Congress: Spent Nuclear Fuel Recycling Program Plan, May 2006, (DOE webサイトより) 19米国で開発されている湿式再処理技術
UREX+法
• Uの分離(PUREX法をベースと
したUREX法(Puの錯化剤として
アセトヒドロキサム酸を利用))
• 更に、異なる抽出剤により段階
的に、
・Sr-Cs
・Pu-Np-Am-Cm (TRU)
を分離・回収
*1 Uranium extraction
*2 Chlorinated cobalt dicarbollide – Polyethylene glycol
*3 Neptunium extraction
U, Tcの回収
Tcの分離
Sr-Csの回収UFP
溶 解TRUTRU(-ランタニド)回収
TRUの回収
Sr-Cs
ランタニド
使用済燃料
ガラス固化 Tc 20y フランス(2006年1月5日、シラク大統領)
y 第4世代原子炉のプロトタイプを2020年頃に運転開始するとの目標
y アメリカ(2006年1月一般教書演説、ブッシュ大統領)
y グローバル原子力パートナーシップ(GNEP)計画では、2014年〜19年頃
にNa冷却高速炉の先進燃焼試験炉を運開、その約10年後に商用1号炉
を運転開始
y また、2011〜15年に分離技術の工学規模実証施設ESD、 2016〜19年に
先進的分離技術と燃料製造技術の試験施設AFCFを運転開始
y ロシア
y 停滞していたBN-800炉の建設を再開するため連邦予算を計上
y 中国
y 実験炉を建設中。2030年に商用炉の運転開始
y 2050年頃に200GWe程度のFBRの設備容量を計画
y インド
y 2010年に原型炉50万kWe(建設中)。2020年までに4基のFBRを建設。
y 2050年頃に270GWe程度の原子力の設備容量(FBRの割合は不明)
主要国における高速炉導入の情勢
(参考)
日本の発電設備容量
(平成16年度末推定実績)
・総発電設備容量: 238GWe
・原子力: 47GWe 21インドの発電設備容量推移237794001605802702050
2.1 11.7 4060165060096072.43272377940016058027020502.1 11.7 4060165060096072.4327中国の発電設備容量推移
出典)Mi Xu, Status and Prospects of Sustainable Nuclear
Power Supply in China, GLOBAL2005, No.511, Tsukuba,
JAPAN (2005).
出典)Government of India, Department of Atomic Energy (DAE),
http://www.dae.gov.in/
(参考) 日本の発電設備容量(平成16年度末推定実績)
・総発電設備容量: 238GWe
・原子力発電設備容量: 47GWe
中国、インドにおける将来の発電設備容量推移 22FBRサイクル技術の研究開発に関する
国際協力の基本方針(案)
以下のような基本的な考え方に基づき、今後の研究開発協力を進める。
1 我が国が進めている高速増殖炉サイクル研究開発と目標を共有すること。
2 我が国の技術が世界標準となるよう目指すこと。
3 我が国にとって研究開発のリスクや資源負担の低減、研究開発に要する期
間の短縮などの利益が明確であること。
4 必要に応じ、二国間協力に限らず、三国間あるいは多国間協力の選択を検
討すること。
5 提示する情報、供与する技術等に係る知的所有権の確保に留意すること。
6 協力によって我が国の研究開発計画へ悪影響が生じないように留意するこ
と。
出典:科学技術・学術審議会 研究計画評価分科会 原子力分野の研究開発に関する委員会
原子力研究開発作業部会 第13回会合資料13-5(平成18年7月19日) 23協力を打診された分野
・高速炉設計
・燃料開発
・分離技術開発
・AFCF設計(廃棄物形
態を含む)
・先進的設計用ソフトウェア・
アーキテクチャ
・保障措置技術
JAEAが協力を希望して
いる分野
・高速炉設計と技術
・燃料開発
・燃料サイクル技術
・基盤技術(シミュレー
ション)
・保障措置技術
・高レベル廃棄物処分
基本方針にしたがってJAEAが協力を希望している分野 24GNEP構想への協力 (小坂文科大臣とボドマンDOE長官合意)
1 米国における原子力発電の拡大
2 放射性廃棄物の低減
3 核拡散抵抗性の高いリサイクル
技術の実証
4 先進燃焼炉(ABR)の開発
5 燃料供給サービスの確立
6 輸出可能な小型炉の開発
7 先進的保障措置技術の開発
(1) 我が国の再処理及びMOX燃料製造
技術に基づく米国の核燃料サイクル
施設の共同設計活動
(2) 「常陽」、「もんじゅ」を活用した共同
燃料開発
(3) 原子炉をコンパクト化する構造材料の
共同開発
(4) ナトリウム冷却炉用主要大型機器
(蒸気発生器)の共同開発
(5) 我が国の経験に基づく核燃料サイクル
施設等への保障措置概念の共同構築
GNEPの7つの事業・技術開発 5つの研究開発協力課題
(2006年5月5日) 255つの研究開発協力課題
5つの研究開発協力課題
我が国の高速増殖炉サイクル研究開発
高速増殖炉
核燃料サイクル施設
(5) 我が国の経験に基づく核
燃料サイクル施設等への保障
措置概念の共同構築
(1) 我が国の再処理及び
MOX燃料製造技術に基づ
く米国の核燃料サイクル施
設の共同設計活動
(2) 「常陽」、「もんじゅ」を
活用した共同燃料開発
(3) 原子炉をコンパクト
化する構造材料の共同開発(4) ナトリウム冷却炉用
主要大型機器(蒸気発生
器)の共同開発 26今後の対応
− 政府間で情報の交換と協力の枠組みについて検討し、
研究機関間で情報交換と協力項目の検討を実施して
いる。
原子炉の分野
燃料サイクルの分野
・・・
・・・
− 協力項目の議論は比較的短期の項目に重点
(2008年9月の第2段階までを視野に) 27炉技術に関する協力項目の案
− 設計に関する協力
− 燃料や材料の共同開発
− 主要機器に関する情報交換、共同開発
− 我が国のNa試験施設の利用
− モデル化とシミュレーションに関する協力 28燃料サイクル技術に関する協力項目の案
− ESD概念設計のレビュー
− AFCF概念設計のレビュー
− 高速炉燃料の製造・再処理に関する項目 29留意点
− 米国の政治動向
− 他国の動向、協力関係(特に仏)
− GIF、INPROとの関係
− 燃料供給保障などの核燃料サイクル
の国際的な秩序に関する動向を注視。 30UREX+法について
Process
UREX+1
UREX+1a
UREX+2
UREX+3
UREX+4
Prod #1UUUUUProd #2TcTcTcTcTcProd #3
Cs/Sr
Cs/Sr
Cs/Sr
Cs/Sr
Cs/Sr
Prod #4
TRU+LnTRUPu+Np
Pu+Np
Pu+Np
Prod #5FPAll FP
Am+Cm+Ln
Am+CmAmProd #6FPAll FPCmProd #7
All FP
Notes: (1) in all cases, iodine is removed as an off-gas from the dissolution process.
(2) processes are designed for the generation of no liquid high-level wastes
U: uranium (removed in order to reduce the mass and volume of high-level waste)
Tc: technetium (long-lived fission product, prime contributor to long-term dose at Yucca Mountain)
Cs/Sr: cesium and strontium (primary short-term heat generators; repository impact)
TRU: transuranic elements (Pu: plutonium, Np: neptunium, Am: americium, Cm: curium)
Ln: lanthanide (rare earth) fission products
FP: fission products other than cesium, strontium, technetium, iodine, and the lanthanides
出典:"Closing the Fuel Cycle Can Extend the Lifetime of the High-Level-Waste Repository" , E.D. Collins,
ANS2005 Winter Meeting, November, 2005
出典:"Closing the Fuel Cycle Can Extend the Lifetime of the High-Level-Waste Repository" , E.D. Collins,
ANS2005 Winter Meeting, November, 2005 31AFCI戦略の比較
引用:"AFCI Comparison Report", DOE, May, 2005)
引用:"AFCI Comparison Report", DOE, May, 2005)
戦 略 ワンス・スルー
リサイクル
限定(Limited)期 移行期 持続可能期実行可能な技術オプション
概 要
全ての使用済燃料は地層処分場
に移送
・TRU元素を1回リサイクル
・TRUとLLFPは地層処分場へ
・使用済燃料のU、劣化U、短半減期FPは低レベル廃
棄物として処分
・全て熱中性子炉を利用する戦略
・TRUがなくなるまでリサイクル(地層
処分にはTRUなし)
・限定リサイクルよりチャレンジングであり
更なる研究開発が必要
・Uはリサイクルするか処分
・LLFPは地層処分か少量を炉で
核変換
・短半減期FPは低レベル廃棄物と
して処分
・初期は熱中性子炉を利用し、あ
る程度の高速炉が必要
・移行期とは異なり、
劣化Uもリサイクル
・GEN-IV炉を利用
原子炉 軽水炉 熱中性子炉(軽水炉orVHTR)
熱中性子炉(10-
20%の高速炉を
含む)
高速炉(0〜30%の熱
中性子炉を含む)
燃 料UO2(標準の燃焼度)軽水炉用高燃焼
度UO2(又は
VHTR用
oxycarbide)
U-Pu混合酸化
物(又は
oxycarbide)
TRU混合酸化物
(又はoxycarbide)
TRU-IMF
(又は
oxycarbide)
TRU-IMF又は
混合酸化物(又
はoxycarbide)
TRU-IMF又は混
合酸化物(又は
oxycarbide)
その後、高速炉燃
料を付加
TRU-金属燃料
TRU-MOX
炉で1回リサイクル燃料
熱中性子炉で
繰り返し使用
熱中性子炉で1回
使用後、熱中性子
炉と高速炉での混
合使用に移行
高速炉で繰り返し使用分 離 なし UREX+
UREX+、
パイロプロセス
パイロプロセス、
UREX+ 32「5つの研究開発協力課題」の解説
協力分野:1.我が国の再処理及びMOX燃料製造技術に基づく米国の核燃料サイクル施設の共同設計活動
協力テーマ:ESD(工学規模実証施設)設計への協力
米国ESD施設の
設計活動に参画
我が国技術の国際標準化
U, Tcの回収
Tcの分離
Sr-Csの回収UFP
溶 解TRUTRU(-ランタニド)回収
TRUの回収
Sr-Cs
ランタニド
使用済燃料
ガラス固化 Tc
UREX+法
東海再処理工場
バッチ式
溶解槽
【軽水炉使用済燃料
を硝酸により溶解】
U-Pu混合転換技術
【マイクロ波を用いて、U-Pu混合
溶液から硝酸を除去し、MOX
粉末を製造】
FBR再処理用機器開発
遠心抽出器
【コンパクトで処理速度が速く、遠隔保
守にも対応可能な、U-Pu-Npを分
離・回収する溶媒抽出装置】
我が国の
再処理技術(機器)
運転経験 33協力分野:1.我が国の再処理及びMOX燃料製造技術に基づく米国の核燃料サイクル施設の共同設計活動
協力テーマ: AFCF(先進燃料サイクル施設)での再処理及び燃料製造に関する要素技術の提供
米国AFCF施設(先進
燃料サイクル施設)の
設計活動に参画
我が国のNEXT法の
技術開発成果
解体・せん断
溶解
晶析
共抽出
脱硝・転換・造粒
ピン組立・集合体組立
成型・焼結
MA回収
富化度調整
廃棄物
我が国が開発を進めている
NEXT法+簡素化ペレット法
連続溶解槽
【使用済燃料を硝酸
により溶解】
• 我が国の技術が反映されれば、関
連機器を日本のメーカが受注
• 我が国技術の国際標準化
遠心抽出器
【溶媒抽出によりU-Pu-
Npを分離・回収】
混合転換、造粒
【U-Pu-MAを含む硝酸溶液
から硝酸分を除去し、MA
含有MOX粉末を製造】
成型・焼結
【 MA含有MOX粉末
からペレットを製造】
「5つの研究開発協力課題」の解説 34協力分野: 2.「常陽」、「もんじゅ」を活用した共同燃料開発
協力テーマ: 新型燃料(超ウラン元素(TRU)燃料)開発
米国TREAT施設
我が国で照射したTRU燃料
TREATでの安全性試験データ
「もんじゅ」
実用炉の安全設計
「常陽」
TRU燃料:超ウラン元素(Trans-Uranium:原子番号がウランを超える元素(Pu、Np、Am、Cmなど)を含有する燃料
TREAT : Transient Reactor Test Facility
我が国の高速炉(「常陽」「もんじゅ」)で照射した
TRU燃料を、米国の安全性試験炉「TREAT」に輸送
し、安全性試験(燃料破損限界などを調べて安全性
にどれだけ余裕があるかを確認する試験)を行う。
新型燃料(TRU燃料)に関し、我が国の「常陽」「もんじゅ」で燃料ピン
や燃料集合体の照射試験を行い、燃焼特性を確認する。
(照射用TRU燃料の原料は、日本あるいは米国からの供給を想定している。)
「5つの研究開発協力課題」の解説 35 我が国が世界で先行して開発を進めている新型燃料被覆材(ODS被覆管:
高燃焼度化が可能で高温強度が高い)を用いた燃料について、「常陽」、
「もんじゅ」用いた照射試験を実施し高燃焼度までの性能を評価する。
協力分野: 2.「常陽」、「もんじゅ」を活用した共同燃料開発
協力テーマ: 新型燃料被覆材開発
ODS被覆管:酸化物分散強化型(Oxide Dispersion-Strengthened)被覆管
TREAT : Transient Reactor Test Facility
ODS燃料被覆管(手前側)
「もんじゅ」
「常陽」
米国TREAT施設
我が国で照射した新型被覆材燃料
TREATでの安全性試験データ
実用炉の安全設計
我が国の高速炉で照射した新型燃料被覆材を用いた
燃料を、米国の安全性試験炉「TREAT」に輸送し、安
全性試験(燃料破損限界などを調べて安全性にどれ
だけ余裕があるかを確認する試験)を行う。 36協力分野: 3.原子炉をコンパクト化する構造材料の共同開発
協力テーマ:高クロム鋼開発
高クロム鋼採用
等による配管短
縮、機器コンパ
クト化
[下記 注参照]
原型炉 もんじゅ
熱出力 71.4万kW
電気出力 28万kW
建屋容積 81万m3
Na冷却大型炉
熱出力 357万kW
電気出力 150万kW
建屋容積 13万m3
原子炉容器
中間熱交換器/
一次ポンプ
合体機器
冷却系
冷却系
原子炉容器
中間熱交換器
一次ポンプ
冷却系 注:3ループのうちの
1ループ
原子炉建屋 原子炉建屋
配管(SUS30
4)の熱膨張に
よる変形を吸
収するため配
管のひきまわ
しが必要
[注]高クロム鋼はSUS304と比較して熱膨張率が小さく、高温強度が優れているため、
配管引き回しの大幅簡素化が可能。また、熱伝導特性が良いため、熱交換器の
伝熱面積の減少により中間熱交換器と蒸気発生器のコンパクト化が可能。原子炉
建屋についても縮小が可能と見込まれる。
米国機械学会と日本機械学会で
並行して規格化し、国際的標準化
共同開発のイメージ
材料規格策定に必要な、多数かつ広範囲の
データを、効率的に取得するため、日米双方
で材料供給と材料データ取得を分担実施
「5つの研究開発協力課題」の解説 37協力分野: 4.ナトリウム冷却炉用主要大型機器(蒸気発生器)の共同開発
協力テーマ:FBR用蒸気発生器(2重管SG)開発給水管束部Na蒸気Na密着型
2重管
(12Cr鋼)
内管
外管
水・蒸気
胴ベローズ
蒸気室
給水室
直管2重伝熱管蒸気発生器 概念
2重伝熱管などの主要部材の製作
小規模パイロット試験体での運転性確認
伝熱管製作 概念
日本で主体的に開発
・材料開発
・主要部材製作
・安全性試験ABTR250MWt
(米国)
共同開発のイメージ
小規模パイロット試験体
50〜100MWt
(日本)
次期炉
〜1800MWt
(日本)
2重管SG試験経験
(日本)+EBR-IIの2重管SG
運転経験(米国)
機器設計・製作(日本)
「5つの研究開発協力課題」の解説 38協力分野:5.我が国の経験に基づく核燃料サイクル施設等への保障措置概念の共同構築
協力テーマ:先進サイクル施設の保障措置概念構築
先進サイクル施設
[米国]
ESD,AFCF
[日本]
先進湿式サイクル施設
米国SESAME
プロジェクト
米国の保障措置技術
日本の保障措置技術
入量槽 出量
槽 Pu 貯槽タンク
溶液測定・監視システム
被覆管
廃棄物測定ガラス固化
廃棄物測定
近実時間計量管理
近実時間計量管理
の適用区域
の適用区域
封じ込め
封じ込め
監視区域
監視区域
東海再処理施設の保障措置システム
プルトニウム第3開発室の保障措置システム
その他の保障措置システム
核拡散抵抗性方法論
ゲーム理論
保障措置
概念の構築
先進保障措置
標準システム
先進保障措置機器
装置の開発
「5つの研究開発協力課題」の解説