平成26年度発電用原子炉等利用環境調査（革新的...

平成２６年度発電用原子炉等利用環境調査

（革新的原子炉の研究開発動向等に関する調査）

報告書

平成 27 年 3 月

日本原子力発電株式会社

日本エヌ･ユー･エス株式会社

目次- 1

目次

目次 ............................................................................................................................. 目次- 1

略語 ............................................................................................................................. 略語- 1

1. はじめに……………………………………………………………………………………..1 - 1

2．諸外国及び国際機関の研究開発動向調査 ................................................................... 2 - 1

2.1 諸外国の動向 ........................................................................................................... 2 - 1

2.1.1 米国 .................................................................................................................. 2 - 1

2.1.2 英国 ................................................................................................................ 2 - 15

2.1.3 仏国 ................................................................................................................ 2 - 32

2.1.4 露国 ................................................................................................................ 2 - 39

2.1.5 中国 ................................................................................................................ 2 - 45

2.1.6 韓国 ................................................................................................................ 2 - 51

2.1.7 インド ............................................................................................................. 2 - 54

2.1.8 ベルギー ......................................................................................................... 2 - 57

2.1.9 インドネシア .................................................................................................. 2 - 60

2.1.10 カザフスタン ................................................................................................ 2 - 62

2.2 国際機関の動向 ................................................................................................... 2 - 64

2.2.1 GIF の動向 ..................................................................................................... 2 - 64

2.2.2 IAEA の動向 ................................................................................................... 2 - 76

2.2.3 OECD/NEA の動向 ........................................................................................ 2 - 86

2.2.4 EURATOM の動向 ......................................................................................... 2 - 89

2.3 安全基準、規制の動向 ....................................................................................... 2 - 102

2.3.1 次世代炉の安全要求、安全基準に関する動向 .............................................. 2 - 102

2.3.2 各国の安全規制プロセスの動向 IAEA の動向 .............................................. 2 - 105

2.3.3 産業界の動き ................................................................................................ 2 - 112

3. 主要炉型の開発に関する評価 ..................................................................................... 3 - 1

3.1 炉型分類の考え方 ................................................................................................... 3 - 1

3.2 評価指標 .................................................................................................................. 3 - 4

3.3 各炉型の燃料サイクル ........................................................................................... 3 - 6

3.4 各炉型の評価結果 .................................................................................................... 3 - 9

3.4.1 ナトリウム冷却高速炉（SFR） .......................................................................... 3 -9

3.4.2 重金属冷却高速炉（LFR） .............................................................................. 3 - 21

3.4.3 ガス冷却高速炉（GFR） .................................................................................. 3 -30

3.4.4 溶融塩高速炉（MSR）..................................................................................... 3 - 40

目次- 2

3.4.5 中小型軽水炉 .................................................................................................. 3 - 46

3.4.6 高温ガス炉（HTGR） .................................................................................... 3 - 51

3.4.7 フッ化物塩冷却高温炉（FHR） ..................................................................... 3 - 56

3.4.8 超臨界圧水冷却炉（SCWR） ......................................................................... 3 - 61

3.4.9 トリウム燃料炉 .............................................................................................. 3 - 68

3.4 10 加速器駆動システム（ADS） ....................................................................... 3 - 79

3.4.11 核融合炉 ....................................................................................................... 3 - 83

4．外部有識者委員会によるレビュー ............................................................................. 4 - 1

5．データ集（一件一葉） ............................................................................................... 5 - 1

5.1 ナトリウム冷却高速炉（SFR：Sodium-Cooled fast reactor ) ........................... 5 - 3

5.2 重金属冷却高速炉（LFR：Lead-cooled fast reactor） .................................... 5 - 29

5.3 ガス冷却高速炉（GFR：Gas-cooled fast reactor) ............................................ 5 - 42

5.4 溶融塩高速炉（MSR：Molten salt reactor) ..................................................... 5 - 47

5.5 中小型軽水炉（SMR：Small and medium reactor) ........................................ 5 - 51

5.6 高温ガス炉(HTGR：High temperature gas cooled reactor) ............................ 5 - 86

5.7 フッ化物塩冷却高温炉（FHR：Fluoride salt-cooled high-temperature reactor)

....................................................................................................................................... 5 - 97

5.8 超臨界圧水冷却炉（SCWR：Super-critical water-cooled reactor) ................ 5 - 104

5.9 トリウム燃料炉 ............................................................................................... 5 - 110

5.10 加速器駆動システム(ADS：Accelerator-driven system) .............................. 5 - 114

5.11 核融合炉 ........................................................................................................ 5 - 119

6. おわりに………………………………………………………………………………..……6 - 1

略語- 1

略語

ABB Asea Brown Boveri アセア・ブラウン・ボバリ社

AC Alternating Current 交流

ACR Advanced Candu Reactor 改良型 CANDU 炉

ADS Accelerator Driven System 加速器駆動システム

AEC Atomic Energy Commission 原子力委員会（NRC の前身）

AECL Atomic Energy of Canada Ltd. カナダ原子力公社

AFA Advanced Fuel Assembly 改良型燃料集合体（フランス、

Framatome）

AFCI Advanced Fuel Cycle Initiative 先進的燃料サイクルイニシアティブ

AHTR Advanced High Temperature Reactor 改良型高温炉

AHWR Advanced Heavy Water Reactor 改良型重水炉

ALFRED Advanced Lead Fast Reactor European

Demonstrator 改良型鉛冷却高速炉欧州実証炉

ALMR Advanced Liquid Metal Reactor 新型液体金属炉

ANL Argonne National Laboratory アルゴンヌ国立研究所（米国）

ANS American Nuclear Society 米国原子力学会

ANSI American National Standards Institute 米国規格協会

ARE Regulation de Debit d'Eau Alimentaire 給水制御系（フランス）

ASME American Society of Mechanical Engineers 米国機械学会

ASTRID Advanced Sodium Technological Reactor for

Industrial Demonstration

産業実証用改良型ナトリウム冷却炉

AVB Antivibration Bar 防振金具（SG）

B&W Babcock and Wilcox Co. バブコック・アンド・ウィルコックス社

BARC Bhabha Atomic Research Centre バーバー原子力研究センター

BNL Brookhaven National Laboratory ブルックヘブン国立研究所

BOP Balance-of-Plant NSSS 以外の系統設備の総称

BWR Boiling Water Reactor 沸騰水型原子炉

CADS Chinese Accelerator Driven System 中国加速器駆動システム

CAEA China Atomic Energy Authority 中国国家原子能機構

CANDU Canada Deuterium Uranium CANDU 炉

CCWS Component Cooling Water System 原子炉補機冷却系

CDF Core Damage Frequency 炉心損傷頻度

CEA Commissariat a l'Energie Atomique 原子力庁（フランス）

CERN Conseil Europeen pour la Recherche

Nucleaire

欧州合同原子核研究機関

略語- 2

CFR Code of Federal Regulations 連邦規則（米国）

CIAE The China Institute of Atomic Energy 中国原子能科学研究院

CNEIC China Nuclear Energy Indusry Corporation 中国原子能工業公司

CNNC China North Nuclear Fuel Corporation 中国核工業集団公司

CNSC Canadian Nuclear Safety Commission カナダ原子力安全委員会

COL Combined License コンバインド・ライセンス

CP Construction Permit 建設許可

CP Contrat Programme CP シリーズ（フランス）

CRDM Control Rod Drive Mechanism 制御棒駆動機構

CVCS Chemical and Volume Control System 化学体積制御系

DBA Design Basis Accident 設計基準事故

DBT Design Basis Threat 設計基準脅威

DC Design Certification 設計証明

DC Direct Current 直流

DG Diesel Generator ディーゼル発電機

DOE Department of Energy エネルギー省(米国）

DRACS Direct Reactor Auxiliary Cooling System 直接原子炉補助冷却系

EBR Experimental Breeder Reactor 増殖実験炉

EC Eddy Current 渦電流

EC European Committee 欧州委員会

ECCS Emergency Core Cooling System 非常用炉心冷却系

EDF Electricite de France フランス電力

EFPD Effective Full Power Day 全出力換算日

EHRS Emergency Heat Removal System 非常時熱除去系統

EPR European Pressurized Water Reactor 欧州 PWR

EPR Evolutionary Power Reactor 革新的原子炉（米国版 EPR）

EPZ Emergency Planning Zone 緊急時計画区域

ESBWR European Simplified Boiling Water Reactor 欧州版単純化 BWR

ESP Early Site Permit 早期サイト許可

ET Event Tree イベント・ツリー

EU European Union 欧州連合

EURATOM European Atomic Energy Community ユーラトム（欧州原子力共同体）

FBNR Fixed Bed Nuclear Reactor 固定床原子炉

FBR Fast Breeder Reactor 高速増殖炉

FBTR Fast Breader Test Reactor 高速増殖実験炉

FHR Fluorite-salt-cooled High Temperature 溶融塩冷却高温炉

略語- 3

Reactoｒ

FOAK First-Of-A-Kind 初号機

FP Fission Product 核分裂生成物

FR Federal Register 官報

GA General Atomic Company ゼネラル・アトミック社

GCR Gas-Cooled Reactor ガス冷却炉

GE General Electric Company ゼネラル・エレクトリック社

GFR Gas Cooled Fast Reactor System ガス冷却高速炉システム

GIF Generation IV International Forum 第四世代国際フォーラム

GL Generic Letter （NRC の一般通達の 1 つ）

GM General Motors ゼネラル・モーターズ（GM）社

GNEP Global Nuclear Energy Partnership 国際原子力エネルギーパートナーシ

ップ

HBWR Halden Boiling Water Reactor ハルデン炉

HEU High Enriched Uranium 高濃縮ウラン

HLW High Level Waste 高レベル放射性廃棄物

HM Heavy Metal 重金属

HP Health Physics 保健物理

HP Human Performance ヒューマン・パフォーマンス

HT Hold-Up Tank 一次冷却材貯蔵タンク

HTGR High Temperature Gas Reactor 高温ガス炉

HTR High Temperature Reactor 高温ガス炉

I&C Instrumentation and Control 計装制御

IAEA International Atomic Energy Agency 国際原子力機関

IFNEC International Framework for Nuclear Energy

Cooperation

原子力エネルギー協力の国際枠組

み

IFR Integrated Fast Reactor 一体型高速炉

IGCAR Indira Gandhi Centre for Atomic Reasearch インディラガンジー原子力研究センタ

ー

INEL Idaho National Engineering Laboratory アイダホ国立工学研究所

INL Idaho National Laboratory アイダホ国立研究所

IPWR Integral Pressurized Water Reactor 一次系一体型 PWR

IRIS International Reactor Innovative and Secure IRIS 炉

IRP Integrated Research Project 総合研究プロジェクト

ITER International Thermonuclear Experimental

Reactor

国際熱核融合実験炉

略語- 4

JAEA Japan Atomic Energy Agency 日本原子力研究開発機構

JANUS Japan NUS Co., Ltd. 日本エヌ・ユー・エス（株）

JAPC The Japan Atomic Power Company 日本原子力発電（株）

JRC Joint Research Center イスプラ共同研究所（CEC）

KAERI Korea Atomic Energy Research Institute 韓国原子力研究所

LANL Los Alamos National Laboratory ロス・アラモス国立研究所（米国）

LBE Licensing Basis Event 認可ベース事象

LCO Limiting Condition for Operation 運転制限条件

LFR Lead-Cooled Fast Reactor System 鉛冷却高速炉システム

LMFBR Liquid Metal Fast Breeder Reactor 液体金属高速増殖炉

LOCA Loss of Coolant Accident 冷却材喪失事故

LR License Renewal 運転認可更新

LTA Lead Test Assembly 先行試験集合体

LWBR Light Water Breeder Reactor 軽水増殖炉

LWR Light Water Reactor 軽水炉

MA Minor Actinide マイナーアクチニド

マイナーアクチノイド

MARCH Melt-Down Accident Response

Characteristics

炉心溶融事故応答解析コード

MASLWR Multi-Application Small Light Water Reactor マルチ小型軽水炉

METI Ministry of Economy, Trade and Industry 経済産業省

MHTGR Modular High-Temperature Gas-Cooled

Reactor

モジュール型高温ガス冷却炉

MIT Massachusetts Institute of Technology マサチューセッツ工科大学

MOSART Molten Salt Actinide Recycler & Transmuter 溶融塩アクチニドリサイクル転換炉

MOU Memorandum of Understanding 覚書

MOX Mixed (Uranium and Plutonium) Oxide Fuel 混合酸化物燃料

MP Monitoring Post モニタリング・ポスト

MPC Maximum Permissible Concentration 最大許容濃度

MSBR Molten Salt Breeder Reactor 溶融塩高速増殖炉

MSFR Molten Salt Fast Reactor 溶融塩高速炉

MSR Molten Salt Reactor 溶融塩炉

MYRRHA Multipurpose hYbrid Research Reactor for

High-tech Applications

先進多目的ハイブリッド研究炉

NDA Nuclear Decommissioning Authority 原子力廃止措置公社（英国）

NEA Nuclear Energy Agency 原子力機関（OECD）

略語- 5

NEI Nuclear Energy Institute 原子力エネルギー協会

NGNP Next Generation Nuclear Plant 次世代原子力プラント（DOE)

NIST National Institute of Standards and

Techonology

米国技術基準協会

NRC Nuclear Regulatory Commission 原子力規制委員会

NRO Office of New Reactor 新設炉局（NRC）

NRU National Research Universal Test Reactor 国立研究試験炉（カナダ）

NSSS Nuclear Steam Supply System 原子炉蒸気供給系

OECD Organization for Economic Cooperation and

Development

経済協力開発機構

ORNL Oak Ridge National Laboratory オークリッジ国立研究所（米国）

PA Public Acceptance パブリック・アクセプタンス

PBMR Pebble Bed Modular Reactor ペブルベッド型モジュール式原子炉

PCMI Pellet Clad Mechanical Interaction ペレット-被覆管機械的相互作用

PFBR Prototype fast breeder reactor プロトタイプ高速増殖炉

PHWR Pressurized Heavy Water Reactor 加圧型重水炉

PIE Post Irradiation Examination 照射後試験

PIUS Process Inherent Ultimate Safety プロセス固有超安全型原子炉

（Asea-Atom 社提唱の概念）

PM Predictive Maintenance 予知保全

PM Preventive Maintenance 予防保全

PNNL Pacific Northwest National Laboratory パシフィック・ノースウェスト国立研究

所

PRISM Power Reactor Inherently Safe Module 動力炉固有安全モジュール（GE 社液

体金属炉）

PSA Probabilistic Safety Analysis 確率論的安全評価（解析）

PSAR Preliminary Safety Analysis Report 予備安全解析書

PSI Pre-Service Inspection 供用前検査

PWR Pressurized Water Reactor 加圧水型軽水炉

QA Quality Assurance 品質保証

R&D Research and Development 研究開発

RCC Regles de Conception et de Construction 設計建設基準（フランス）

RCP Reactor Coolant Pump 一次冷却材ポンプ

RES Office of Nuclear Regulatory Research 原子力規制研究局（NRC）

RHR Residual Heat Removal 余熱除去（PWR）、残留熱除去

（BWR）

略語- 6

RHRS Residual Heat Removal System 余熱除去系（PWR）、残留熱除去系

（BWR）

RI Radioisotope 放射性同位元素

RI Resident Inspector 常駐検査官

RI Risk-Informed リスク情報を活用した

RIC Regulatory Information Conference 規制情報会議（NRC）

RO Reactor Operators 原子炉運転員

RPV Reactor Pressure Vessel 原子炉圧力容器

RV Reactor Vessel 原子炉容器

SA Severe Accident シビアアクシデント、苛酷事故

SAFR Sodium Advanced Fast Reactor ナトリウ冷却増殖炉

SBWR Simplified Boiling Water Reactor 単純化 BWR

SCC Stress Corrosion Cracking 応力腐食割れ

SCWR Supercritical-Water-Cooled Reactor

System

超臨界水却炉システム

SECY Office of the Secretary 秘書室（NRC）

SF Spent Fuel 使用済燃料

SFR Sodium-Cooled Fast Reactor System Na 冷却高速炉システム

SG Steam Generator 蒸気発生器

SI Safety Injection 安全注入

SI Special Inspection 特別検査（NRC）

SI Systems Interaction 系統間相互作用

SINAP Shanghai Institute Of Applied Physics

Chines Academy of Sciences

上海応用物理研究所

SMART System integrated Modular Advanced

Reactor

一体型モジュール先進炉

SNL Sandia National Laboratory サンディア国立研究所

SR Stability Ratio 安定性比

SR Surveillance Requirement サーベイランス要件

SRS Savannah River Site サバンナ・リバー・サイト

SSC Structure, System and Component 構築物、系統及び機器

THTR Thorium-Hochtemperatur-Reaktor トリウム高温ガス炉（ドイツ）

TMI Three Mile Island スリーマイル・アイランド原子力発電

所

TRP Technical Review Plan 技術的審査計画

TRU Transuranic Element 超ウラン元素

略語- 7

TVA Tennessee Valley Authority テネシー・バレー開発公社

TWG Task Working Group タスク作業グループ

UC Unistrut Corp. ユニストラット社

UP Usine Plutonium UP 再処理工場（フランス）

USA United States of America アメリカ合衆国

USA Utilities Service Alliance 事業者サービス・アライアンス

VHTR Very-High-Temperature Reactor System 超高温ガス炉システム

WG Working Group 作業グループ

WH Westinghouse Electric Company ウェスチングハウス・エレクトリック社

1-1

1. はじめに

1.1 事業名

平成 26 年度発電用原子炉等利用環境調査（革新的原子炉の研究開発動向等に関する調査）

1.2 事業目的

平成 26 年４月に閣議決定されたエネルギー基本計画では、「高速炉や、加速器を用い

た核種変換など、放射性廃棄物中に長期に残留する放射線量を少なくし、放射性廃棄物

の処理・処分の安全性を高める技術等の開発を国際的なネットワークを活用しつつ推進

する」、「プルトニウムの回収と利用のバランスを十分に考慮しつつ、プルサーマルの推

進等によりプルトニウムの適切な管理と利用を行うとともに、米国や仏国等と国際協力

を進めつつ、高速炉等の研究開発に取り組む」、「水素製造を含めた多様な産業利用が見

込まれ、固有の安全性を有する高温ガス炉など、安全性の高度化に貢献する原子力技術

の研究開発を国際協力の下で推進する」等とされている。

国際的には、現在、第４世代原子力システムフォーラム（ＧＩＦ）等の枠組みにおい

て、高度な安全性、持続可能性、良好な経済性等を開発目標とした革新的原子炉の研究

開発が進んでいる。また、小型モジュラー炉、高温ガス炉、高速炉等の研究開発が、米

国、英国、仏国、露国、中国、印国といった国々で進められ、さらには、アジア、中東、

中南米等の諸国でも革新的原子炉を含む原子力の研究開発・導入への関心が高まってい

る。

こうした状況に鑑み、本事業では、各国の革新的原子炉に関する政策、研究開発等の

情報を調査し、比較・検討することを通じて、革新的原子力技術に関する政策検討に資

することを目的とした。

1.3 事業内容

（１）本事業では、米国、英国、仏国、露国、中国、韓国、印国、ベルギー、インドネシ

ア、カザフスタンの各国や、ＧＩＦ、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）、経済協力開発機構

／原子力機関（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ）、欧州原子力共同体（ＥＵＲＡＴＯＭ）の多国間枠

組みを対象として、革新的原子炉に関する動向を調査した。

① 調査の対象事項の大枠は以下のとおり。

Ａ）各国政府等機関の政策方針及び研究開発等取組の現状

Ｂ）多国間の枠組みにおける取組方針と取組の現状

Ｃ）各国産業界独自の取組方針と研究開発等取組の現状

② 上記①のＡ）～Ｃ）のそれぞれにおいては、以下の細目を含むこととした。

Ａ）方針の概要（政策方針や取組方針の有無や概要、開発目標、運用構想、技術開発ロ

1-2

ードマップの有無や概要等）

Ｂ）開発体制（開発主体、関係組織・機関等）

Ｃ）開発予算（予算出資・投資主体、予算・投資規模等）

Ｄ）技術の概要（検討炉型や仕様、燃料サイクル構想等）

Ｅ）開発計画に係る各種評価の動向（経済性評価、安全性評価）

Ｆ）技術レベル（技術習熟度、実用化見通し、今後の課題等）

Ｇ）国際協力の動向

Ｈ）規制制度に関する動向（許認可取得動向等含む）

Ｉ）政策方針や研究開発等取組の経緯（過去からの開発の経緯、基礎・実証・実用化等

の段階別整理等）

③ 調査対象炉型は主に以下のとおり。

Ａ）ナトリウム冷却高速炉、高温ガス炉、超臨界水冷却炉、重金属冷却高速炉、ガス

冷却高速炉、溶融塩炉、フッ化物塩冷却高温炉（溶融塩冷却炉）の革新的原子炉

Ｂ）小型モジュラー炉

Ｃ）将来型軽水炉

Ｄ）その他（加速器駆動システム、核融合炉、トリウム燃料炉）

（２）（１）の調査結果を踏まえ、（１）③の対象炉型について、実用化を目指した技術開

発を行う場合のメリットやデメリット等を客観的かつ実態に則して評価した。

1.4 実施方法

（１）本調査の実施に当たっては、各炉型や新規の技術について、公開情報に加え、関連

会合への出席を通じた情報収集、海外関係者へのヒアリングを行うものとした。なお、

ヒアリングを行う対象炉型については、ＧＩＦの６炉型（ナトリウム冷却高速炉、高

温ガス炉、重金属冷却高速炉、ガス冷却高速炉、溶融塩炉、超臨界圧冷却炉）、小型モ

ジュラー炉（軽水熱中性子炉）、将来型軽水炉、加速器駆動システム、核融合炉とした。

ヒアリング調査対象国は、米国、英国、仏国、露国、ベルギーの５カ国とした。

特に、ナトリウム冷却高速炉については、仏国・米国等の主要開発国において開発

戦略に直接携わっている関係者からヒアリングし、超臨界圧水冷却炉に関しては、Ｇ

ＩＦシステム運営委員会（於：フィンランド）及び超臨界圧水冷却炉に関する第 7回

国際シンポジウム（於：フィンランド）への参加を通じた調査・ヒアリングを実施し

た。

（２）優れた知見を有する外部有識者５名を構成員とする委員会を設置して２回開催（第

４章参照）し、有識者のレビューを受け、1.3（１）③の対象炉型について実用化を目

指した技術開発を行う場合のメリットやデメリット（国内における設計、建設、運転・

1-3

保守の経験等の観点も考慮）を含めて、各炉型の比較評価を行った。

実施体制図を図 1-1 に示す。

1.5 調査結果の報告及び報告書の作成

本事業の調査結果を報告書として作成した。また、本事業により得られた情報につい

て、月に１回程度定期的に報告した。

1.6 事業期間

委託契約締結日から平成２７年３月３１日まで

1.7 納入物

（１）調査報告書電子媒体（ＣＤ－Ｒ等）１枚

（２）調査報告書電子媒体（ＣＤ－Ｒ等）２枚（公表用）

（３）調査報告書（冊子）１部

1.8 納入場所

資源エネルギー庁電力・ガス事業部原子力政策課

図 1-1 実施体制

2 - 1

2．諸外国及び国際機関の研究開発動向調査

2.1 諸外国の動向

2.1.1 米国

米国では、原子力発電所の新設を支援するための活動が進められてきた。このうち大型

軽水炉については、DOE の「Nuclear Power 2010 プログラム」による支援を受けて許認可

プロセスの実証が終わり、AP1000 の建設が既に開始されている。

米国は、老朽石炭火力のリプレース用として初期投資が小さい SMR の開発を進めている

が、エネルギー価格の低下に伴い事業者のニーズが相対的に低下している状況にある。

将来の実用炉としては GIF に参加している SFR と HTGR を想定しているが、実用化に向け

た開発は行わず、基礎的な研究を継続している。

(1)原子力発電の現状と将来の計画

米国は、合計 100 基（2014 年 1 月現在）の商用発電炉が稼働しており、原子力の発電設

備容量は世界第一位の 103GWe である。2012 年に 30 数年ぶりに V.C.サマー2，3号機と A.W.

ボーグル 3，4号機の合計 4基の AP-1000 の建設計画が NRC より認可され、建設が一時中断

されていたワッツバー2号機（WH 社 PWR）を加えて合計 5基の建設が進められている。

2014 年 6 月現在、NRC に一括運転許認可(COL)の申請書は 28 基提出され、4 基承認済み、

12 基審査中（内訳は、ABWR（東芝）2 基、AP-1000（WH 社他）6 基、US-EPR(アレバ) 2 基、

ESBWR（GE 日立）2基）、9基保留中、3基は取り下げられている[1]。

既設発電所の運転免許の有効期間は 40 年であるが、更新すれば 20 年の延長が可能であ

り、2012 年 10 月現在で、73 基、約 7割超の発電所が更新手続きを終えている[2]。

米国の総発電量に占める原子力発電の割合は 19%前後であり、ベースロード電源としての

役割を担っている。既存軽水炉の代替電源としては AP1000、ABWR、ESBWR、US-EPR などを

建設する計画であるが、軽水炉に続く将来の原子炉としては、短期的には DOE が許認可を

支援している SMR が候補であるが、中長期的には GIF においてシステム取決めに署名して

役割を分担して研究開発・協力を実施しており、国立研究所等の取組が先行している SFR(ナ

トリウム冷却高速炉)と HTGR(高温ガス冷却炉)が有力な候補と考えられる。

SFR については PRISM が NRC の申請前審査まで進展した実績があり、HTGR は NGNP で研究

開発が行われ、ともに建設する民間を探している状況で、基礎研究（SFR の核燃料サイクル

研究を含む）が継続されている。SFR の原子炉とサイクルを合わせたシステムとしては、100

～300MWe の小型炉(PRISM)と金属燃料乾式再処理としている。ただし、米国では軽水炉燃料

の再処理技術は、湿式と乾式のどちらにするかはまだ決めていない。湿式技術では、将来

の放射性廃棄物の高度化に資する目的で、使用済燃料からウランのみを抽出する UREX 法に

加え、その廃液からプルトニウム（Pu）、マイナーアクチニド（MA）さらにはストロンチウ

2 - 2

ム（Sr）、セシウム（Cs）等の核分裂生成物の元素まで分離する方法について UREX1, 2, 3,

4 と番号を付けてその開発を実施中である。

(2)DOE の Nuclear Power 2010 プログラム

米国エネルギー省（DOE）は、2001 年頃より米国内での原子力発電所の新規建設を支援す

るための検討を開始した。これは、電力会社、ベンダー、国立研究所、大学等の専門家で

構成される短期グループ（NTDG）が 2010 年までに原子力発電所を新規に建設するための技

術的、制度上、規制上の問題を把握することを目的に検討を行うものだった。DOE 長官は、

2002 年 2 月 14 日の世界エネルギーサミットでこれを「Nuclear Power 2010」と呼び、以下

の内容を発表した[3]。

・政府と民間がコストを分担する。

・新型／改良型原子炉技術の開発と早期サイト許可（ESP）の実証を行う。

・ 2005 年頃に新規原子力発電所の建設に着手し、2010 年までに運転を開始する。

・ DOE は、2002 会計年度に 300 万ドル、2003 会計年度に 3850 万ドルを本プログラムに

予算計上する。

Nuclear Power 2010 プログラムは、2010 年までに原子力発電所を新規に建設することを

目標に掲げ、8 炉型（ABWR、SWR1000、ESBWR、AP600、AP1000、IRIS、PBMR、GT-MHR）に対

して 2010 年までの実現可能性を評価した[3]。この中で、革新的原子炉に分類される 3 炉

型に対する評価はいずれも厳しいものだった。

・ IRIS（WH）：不可能。概念設計の段階。広範な試験・解析が必要。WH 社の計画では新

規建設の可能時期は 2010 年より後である。

・ PBMR（ESCOM）：可能性はある。ただし、南アフリカのプロジェクトの成功、Exelon

社の意志継続と製造期間の長い機器の（COL 取得前からの）調達、ESP/COL の速やか

な取得、技術的問題（燃料信頼性、エネルギー変換系、炉内高温材料等）の解決等

が必要。

・ GT-MHR（GA）：不可能ではない。ただし、露国のプロジェクトの成功（米国政府の継

続的支援）、米国に建設するための工学的及び許認可上の検討を行う資本、ESP/COL

の速やかな取得、技術的問題（燃料信頼性、エネルギー変換系、炉内高温材料等）

の解決等が必要。

Nuclear Power 2010 では、この後、早期サイト許可（ESP）プロセス実証プロジェクト、

建設運転一括認可（COL）プロセス実証プロジェクト、一般 COL 活動プロジェクトなどで産

業界を助成し、10CRR Part52 に基づく許認可プロセスの実証を行ない、ABWR、AP1000 など

の大型軽水炉の新規建設の基盤を築いた。

2 - 3

(3)DOE の小型モジュラー炉（SMR）認可技術支援（LTS）プログラム

安全でクリーンで手頃な価格の原子力という選択肢は、DOE の原子力エネルギー局の「原

子力エネルギーの研究開発ロードマップ」における重要な要素である。この戦略の一部と

して、SMR 認可技術支援（LTS）プログラムによって SMR の商業化を加速することは DOE と

して優先順位が高い[7]。DOE は、現行軽水炉の代替として GWe 級の大型原子炉と、中小石

炭火力発電所の代替としての SMR の二つの需要があると考えている。そのため、米国での

SMR は輸出用と言うよりも国内需要を当面の目標としてその開発に取り組んでいる。EIA に

よれば 2030 年までには約 535～645GWe の電力需要が見込まれ、石炭火力発電に代わる部分

の約150GWe相当をSMRが担える部分と考えている。このプログラムは、SMRの設計証明（DC）

及び建設運転一括認可（COL）取得のための経費を、DOE と民間が分担するものである。（民

間は少なくとも費用の 50%を負担する）

DOE の予算は 6 年間で 4 億 5,200 万ドルである（2017 年まで）[7]。米国産業界が SMR

に強い興味を示したことから、米国原子力エネルギー協会（Nuclear Energy Institute: NEI）

は SMR に興味を持つ事業者を集めたタスクフォースを発足させた。TVA のクリンチリバーサ

イトが立地候補として注目されている。中小の一般電気事業者は、初期投資が小さく、順

次運転開始を行うことなどにより投資の早期回収が見込める SMR に興味を示している。

2012 年 11 月に、mPower 社米国チームが DOE の SMR 開発支援対象として選定された。mPower

社米国チームは、Babcock＆Wilcox（B&W）社、Bechtel 社、そして TVA 社（Tennessee Valley

Authority）から構成される民間のパートナーシップである。TVA 社はｍPower 社の SMR に

興味を持ち、様々な設計検討を進めている。

DOE が費用を分担する目的は、mPower 社の SMR 設計の開発と、テネシー州のオークリッジ

近傍の TVA が所有するクリンチリバーサイトに SMR を設置するための基礎となる設計証明

や許認可の文書化を支援することである。

2014 年 2 月に、B&W 社は投資者と顧客がいないことから mPower 社プロジェクトの投資を

減少させる決定をした。そのときに DOE は、B&W 社が投資者を探して交渉する間は協力協定

を延長するという措置を講じているが、2015 年 2 月に協力協定の新の延長が終了し、DOE

の資金提供が中断されている[18]。

2013 年 12 月、DOE は革新と展開の可能性という基準を満たす善の選択肢を代表する設

計として、NuScale 社を 2 つ目の LTS プログラムの開発支援対象として選定した。NuScale

社の設計は革新的で、工場生産、輸送可能、出力変更可能な SMR 技術であり、すでに認証

を受けている原子炉設計よりも高いレベルの安全性を達成できると予想されている。

NuScale 社の設計は、複雑さを減らして安全性を改善するようないくつかの特徴を結合する

証明された軽水炉技術を基礎にしている。NuScale 社は、設計に必要な活動や技術者を説明

する包括的なスケジュールを作成しており、このプログラムの目標を満たすために設計証

明の申請書を作成することになる。DOE は、NuScale 社の NRC に対する認可活動のための技

術支援の資金を準備している。また西部電力のコンソーシアム（＊）が、NuScale 社の設計

2 - 4

に興味を持ち、アイダホ国立研究所（Idaho National Laboratory：INL）で技術実証され

た後に、建設を決めるつもりであるとしている。

（＊）米国西部 8州に電力を供給する地方自治体電力会社 46 社の連合（ユタ・アソシエー

テッド・ミュニシパル・パワー・システムズ（UAMPS））

DOE は、SMR 技術の商業化の展開において、SMR 固有のサイト認可手法とプロセスを確立

することが重要な側面であると考えている。2016 年度予算要求には、プログラムの資金の

範囲内で NuScale 社のパートナーとなる資金受領者と電気供給者が、サイト許可と関連す

る許認可活動のための資金を受けることを認めている。

米国には、大規模な電気事業者が少ないため、一般の電力会社は GWe 級原子炉を建設す

る経済力がない。SMR は初期投資が小さく、順次運転開始を行うことで、投資の早期回収を

見込める利点があるとしている。許認可が必要であり、重大事故関連（PRA の活用、ソース

ターム・線量計算手法など）の技術的課題を NRC から指摘されているが、申請すれば 39 ヶ

月で終了すると見込まれている。SMR の許認可申請は 2016 年になる予定である。

将来的な SMR の導入拡大には、次の 2 段階を検討している。第 1 段階では、原子炉の各

ユニットがサイトで建設されるが、需要が増加すれば、原子炉製造工場のプロトタイプを

建設し、6～12 基／年のペースで導入する。第 2 段階では、原子炉を完全に工場で製造し、

25～50 基のペースで SMR を増やす。第 1段階では、許認可プロセスを補助する（資金提供）。

その後、タックスクレジット（免税）を提供することを考えている。原子炉製造工場が導

入されたら、製造をタックスクレジットの対象とすることも可能であり、また、製造施設

へのローンギャランティ（融資保証）についても検討している。

DOE は SMR の安全性については、配管をなくして原子炉容器内に SG を収納した一体型で

あり、システム構成を単純化でき、配管破損からの LOCA の想定が不要となり、安全性は向

上すると考えている。また、運転員のアクションまでの時間余裕を、従来の 8 時間から 72

時間、さらには 30 日等まで伸ばせることも魅力と考えている。

2 - 5

図 2.1.1-1 mPower 炉：原子炉モジュールは地下格納容器内に設置[13]

(4)DOE の新型炉技術の研究開発

DOE が原子炉の研究開発を担当しているが、その中で新型炉技術に関する主な活動を以下

に示す。米国での新型炉の開発における資金負担の考え方は、プロトタイプ炉は政府 80％

出資（民間 20％）、実証炉では政府 50％出資（民間 50%）が基本となっている。

新型炉技術の研究開発

- 先進原子炉技術（Advanced Reactor Technology）

- 次世代原子力プラント実証プロジェクト（NGNP）

- 技術レビューパネル（TRP）プロセス

第 4 世代原子力システムの研究開発に関する国際フォーラム（GIF）は、経済性、安全性

／信頼性、持続可能性及び核拡散抵抗性／核物質防護に優れていて、2030 年までに商業化

を目指す一つ以上の第 4 世代原子力エネルギーシステムの技術実証までの研究開発を多国

間で協力する枠組である。GIF では、第 4 世代原子炉技術ロードマップを作成し、2030 年

までに展開可能な 6～8種類のも有望な原子炉システム及び核燃料サイクル概念、並びに

これらシステム／概念の商業化のための研究開発を進めていく上で必要な研究開発項目を

摘出した。終的に 6 炉型が選定され、研究開発における技術ロードマップが 2002 年 12

月及び2003年3月に公表された[4]-[6]。DOEは6炉型の中で、ナトリウム冷却高速炉（SFR）、

超高温ガス炉（VHTR）の 2 つの炉型についてのシステム取決めに署名し、役割を分担して

研究開発・協力を実施している。

DOE は、2005 年エネルギー政策法第 645 条において位置づけられた NGNP 計画の中で VHTR

の研究開発を進めており、第 4 世代システムの研究開発については、新しく開始する「原

子炉概念研究・開発及び実証（Reactor Concepts Research, Development and Demonstration）」

2 - 6

プログラムの中で、NGNP と SMR の研究開発と合わせて支援を続けていくと 2010 年 2 月に発

表している[13]。

「原子炉概念研究・開発及び実証」プログラムの中で、新型炉の研究開発に関わるのは

「先進原子炉技術（Advanced Reactor Technology）」サブプログラムであり、その予算は

2016 年度予算要求書によると以下のとおりである[7]。

表 2.1.1-1 「先進原子炉技術」の予算

（単位：百万ドル）

会計年度 2013 2014 2015 2016

予算 81.3 82.9 98.0 74.9

（要求額）

SMR、NGNP（HTGR）、そして SFR 等の研究開発は、「先進原子炉技術」サブプログラムの

予算で実施される。SMR については、このサブプログラムにおいて、認可技術支援を実施す

るプログラム（2.1.2 参照）とは別に、先進的な SMR の研究開発を支援している。

また、研究開発の方向性を産業界のニーズに合わせるための新たな取組みとして、2012

会計年度から技術レビューパネル（TRP）プロセスを導入している。

①先進原子炉技術

先進原子炉技術サブプログラムは、既存の軽水炉の技術と運転経験を基礎にして、改善

された安全性、機能性、そして値ごろ感を提供する新型炉の技術開発を支援する。このサ

ブプログラムは、先進原子炉技術に取り組むことによって技術的障壁を克服する研究を支

援するとともに、GIF における国際的な活動、先進的な原子炉の運転や安全に関する国際協

力を継続的に支援する。開発に時間がかかる長期的な概念に関する価値の高い研究、中期

的な概念の研究開発の必要性、複数の先進的な原子炉概念に対して共通の利益をもたらす

革新的な技術開発、将来的な概念のための新しいアイデアを生み出すことに重きを置いて

いる。短期的には、先進的な SMR に用いられる先進的な原子炉機器と技術を重要視してい

る。また、核拡散抵抗性とセキュリティを強化すること及び、より高効率のエネルギー変

換のための研究開発も支援している。更には、法律や基準の作成、センサや計装、確率論

的リスク評価手法、そして先進的な原子炉システムの開発に役に立つその他のユニークな

技術も含むような原子力技術の研究開発を実施する研究所／大学と産業界のプロジェクト

を支援する。2015 会計年度から先進的 SMR サブプログラムはこのサブプログラムに統合さ

れている。

このサブプログラムで考慮されている先進原子炉技術は、互いに技術的な成熟度のレベ

ルが異なる。研究開発活動は、主に以下の 3つの先進的な概念に向けられる。

・液体ナトリウムを使用する高速炉（SFR）

2 - 7

・高温炉（溶融塩冷却高温炉（FHR（＊）））

・高温ガス炉（HTGR）

（＊）DOE と中国科学院は、2011 年 12 月に FHR の開発に関する協定を締結している[15]

SFR 等の高速炉の研究開発予算は、年間～15M$程度と小規模である。高温炉の研究開発は、

FHR と HTGR の両方で使用される TRISO 被覆粒子燃料及びグラファイトの認定

（qualification）を含んでいる。HTGR の TRISO 燃料に関して、米国では再処理は行わない

方針であり、その研究も実施していない。むしろ TRISO 燃料は安定であり、そのまま処分

するのに適しているとの判断である。また、Deep Burn 燃料の研究は積極的には行っていな

い。米国では HTGR はワンススルー利用を考えており、使用済燃料も米国内で直接処分可能

と考えている。

さらに先進原子炉技術の研究開発は、多数の異なる先進的な原子炉システムに利益をも

たらすこと（たとえば、高温及び高速炉環境で使用可能な原子炉材料、エネルギー変換技

術や計測制御）を遂行している。革新、技術進歩の結合を奨励し、これらのシステムの性

能とともに安全性を向上させるために新しいアイデアを募集して評価することを継続する。

また、アルゼンチンでは、2016 年の運転開始を目指して一体型 PWR の CAREM（出力 25MWe）

を建設中であるが、その開発に DOE は協力していない。英国の NNL とは SMR のフィージビ

リティ調査を計画しているが、英国は大型炉に興味を持っており、本格的な協力は進んで

いない模様である。仏国も、SMR の研究開発に興味を持っているようであるが、共同研究等

は実施していない。

なお、加速器駆動炉（Accelerator Driven System：ADS）に関しては、2003 年の DOE の

議会報告において、AAA（Advanced Accelerator Application）のターゲット技術は基礎的

な研究として大学や研究機関に任せ、そこで培ったサイクル技術を上手に使い、第 4 世代

炉イニシアチブと連携させることを念頭に、AAA（加速器駆動炉＋核燃料サイクル研究）が

AFCI（Advanced Fuel Cycle Initiative：核燃料サイクル研究）に変更された。この結果、

2006 年以降開発（AAA 予算の計上）は中止した。また、欧州の MYRRHA にも DOE は積極的に

は研究参加していない。

このサブプログラムは、TRP プロセスを通して先進原子炉技術を評価することによって産

業界との関わりを継続する。

②次世代原子力プラント実証プロジェクト（NGNP）

NGNP プロジェクトは、発電及び水素製造に利用可能な超高温ガス炉（VHTR）を含むプロ

トタイプ原子力プラントの研究、開発、設計、建設、許認可及び運転を目指すもので、2003

年に開始した。2005 年のエネルギー政策法第 645 条で NGNP の位置付けが明確化され、表

2.1.4-2 のスケジュールで進められることとなった[8]。

2 - 8

表 2.1.1-2 NGNP のスケジュール（2005 年エネルギー政策法第 645 条）[8]

フェーズ 1

（2005→2010）

フェーズ 2（＊）

（2010→2017）

フェーズ 3

（2015→2021）

フェーズ 4

（2021→2024）

プログラム開発とプ

ロジェクトの定義

プラント設計と許認

可

プラント建設と運転商用実証

・概念設計とエンジ

ニアリング

・許認可戦略の策定

・基準となるコス

ト・スケジュール

・詳細設計の選定、

完了

・NGNP の DC または

COL 申請書提出

・NRC 認可の取得

・実証プラントの

建設

・運転員訓練

・起動試験

・初期運転

・確認試験

・運転・実証稼動

・商業認証

・HTGR の配備

（＊）：DOE は 2011 年に、フェーズ 2以降に進まないことを判断した

DOE は、HTGR の許認可枠組みを確立するため NRC と協力している。また、商業化では産

業界と、研究開発では国立研究所、大学及び米国外の研究機関と協力している。DOE、アイ

ダホ国立研究所（INL）、NRC、EPRI 等が NGNP プロジェクトの技術的、許認可上の課題や本

プロジェクトのベネフィットなどについて議論を行い、2010 年に NGNP の概念設計・計画作

成作業などを明らかにし、本作業の委託を以下の 3者から選ぶこととした[9]。

・WH を中心とするチーム（PBMR、Shaw、東芝を含む：PBMR）

・GA を中心とするチーム（韓国原子力研究所（KAERI）、富士電機を含む：GT-MHR）

・AREVA-USA を中心とするチーム（NGNP Industry Alliance Ltd.：HTGR）

その後 DOE は、2011 年に次のステップ（フェーズ２）に入らないことを判断した。実証

炉の建設に関して、年ベースで負担するという条件で開発費を折半する案を民間に提案し

たが、民間はこれを受け入れられなかった。この建設プロジェクトは廃棄されておらず、

HTGR の設計製造関連会社がアライアンス（原子力メーカー（AREVA、WH）、電力、熱利用企

業などが参加（＊））を作り、ユーザー探しが進められている。

（＊）HTGR ｱﾗｲｱﾝｽﾒﾝﾊﾞｰ：Advanced Research Center (ARC), AREVA, ConocoPhillips, Dow

Chemical Company, Entergy Corporation, Graftech International Ltd., Mersen,

Petroleum Technology Alliance Canada, Savannah River Site Community Reuse

Organization (SRSCRO), SGL Group, Technology Insights, Toyo Tanso Co. Ltd., Ultra

Safe Nuclear Corporation, Manufacturing Excellence Consulting, Inc., Westinghouse

Electric Company, Wyoming

建設が当面中止になったため、DOE は核燃料、高熱材料や黒鉛を中心にした研究開発に集

中し始めた。先進型原子炉技術（Advanced Reactor Technology）プログラムの枠内で核燃

料、高熱材料や黒鉛を中心に研究開発を継続（年間数千万ドル（数十億円）規模であるが

そのほとんどが施設の維持費）していく考えである。民間が多少貢献するとはいえ、研究

2 - 9

開発費のほとんどは DOE 資金である。

GA（General Atomics）が研究開発を進めている GT-MHR や高温ガス冷却高速炉 EM2 につ

いては、産業側の様々なチームが手を組んで競争的な R&D プロジェクトとして取り組まれ

ている。その中で、GA と DOE の研究機関が行うプロジェクトも幾つかあるが、GA 特殊の概

念について DOE は支援していく考えはない。

③技術レビューパネル（TRP）プロセス

DOE の原子力エネルギー局（NE）は、SMR 及び大型原子炉の研究開発を助成しており、高

速炉（ナトリウム、鉛またはヘリウム冷却）、高温ガス炉、フッ化物溶融塩冷却高温炉など、

その技術は多岐に亘る。DOE/NE は、産業界のニーズに研究開発のポートフォリオを調整す

るための新たな取組みとして 2012 会計年度に TRP プロセスを導入した。このプロセスは、

DOE と産業界との連携を改善するため、産業界に将来炉の概念に関する情報の提出を求めて、

専門家パネルが各概念のフィージビリティを評価することを目的とする。この結果を研究

開発及び実証活動に反映することにより、技術開発に対する DOE/NE の適切な投資レベルを

決定し、研究開発活動に優先度をつけることが可能になる。専門家パネルは産業界、学会、

国立研究所の専門家で構成する。TRP プロセスは定期的に繰り返すものとしている[10][11]。

DOE は、2012 年 2 月にベンダーに情報提出を求めた。この要求では技術を評価する基準

として、安全性、セキュリティ、ウラン利用及び廃棄物発生量小化、運転能力、概念の

成熟度・運転経験・不確かさ、燃料及びインフラストラクチャの検討、市場、経済性、許

認可、核不拡散、R&D ニーズの 11 項目を提示した。この要求に答え、以下の 8 種類の概念

の情報が DOE に寄せられた。

・ GA 高温ガス冷却高速炉（EM2）

・ Gen4 鉛ビスマス冷却高速炉

・ WH トリウム燃料ナトリウム冷却高速炉

・ WH トリウム燃料 BWR

・ Flibe Energy トリウム燃料溶融塩炉 (LFTR)

・ Hybrid Power Technologies ガス冷却炉・天然ガスタービン組み合わせ

・ GE-日立ナトリウム冷却高速炉（PRISM）

・東芝ナトリウム冷却高速炉（4S）

DOE は技術審査パネル（TRP）を立ち上げ、ベンダーが提出した情報に基づき R&D ニーズ

を評価した。TRP 評価プロセスのフローを図 2.1-2 に示す。

2 - 10

図 2.1.1-2 DOE の技術審査パネル（TRP）評価プロセス[11]

2012 年末に TRP プロセスの結果が報告書にまとめられた。安全性、セキュリティ、運転

能力、核不拡散性については、8種類の概念にほとんど差はない。燃料及びインフラストラ

クチャの検討、市場、経済性、許認可の観点は違いがある。概念の成熟度及び R&D ニーズ

では大きな差がある。

この結果を受けて、R&D 活動が多数の概念を支援できるように 3つの一般的な分野が特定

された。3つのうち、多数の概念にとっても必要なことは、新型炉の規制の枠組みを NRC

と協力して作成することで、その他の２つはブレイトンサイクル技術の研究を加速するこ

と及び新型炉の解析手法の開発である。また DOE は 2013 年に、次世代炉を設計・建設・運

転するための重要な技術課題に取り組む以下の４つの新型炉プロジェクトに対して、総額

350 万ドルの資金を提供した[14]。

・ SiC に関する試験の R&D（GA）

・電磁ポンプの R&D（GE-日立）

・鉛ビスマスの自然循環に関する R&D（Gen4 エネルギー）

・熱交換器におけるナトリウム閉塞のモデル化と検証（WH）

さらに、2014 年にも TRP の評価は継続して実施されており、産業界から提出された７つ

の概念（4つの高速炉と 3つの熱中性子炉）が 11 項目の基準に対して評価されている。

以下に、11 項目の評価基準を示す[14]。

2 - 11

カテゴリーⅠ 安全性

このカテゴリーは、深層防護の特性と、レビューされる概念の機器及び構築物の安全裕

度を評価する。深層防護の特性の評価は、放射性物質の放出に対する主要な障壁の評価を

含んでいる。概念は、安全性とセキュリティ機能を達成するために、大きな安全裕度そし

て／または単純、固有、受動的、または他の革新的な手段を用いることが期待される。目

的は、安全特性の基本的な理解を提供して、提案された概念は将来の先進炉として期待さ

れるレベルの性能を達成することを実証することである。事故防止、事故緩和、緊急時計

画、余熱除去と過酷事故応答に関する情報が提供されるべきである。

カテゴリーⅡ セキュリティ

このカテゴリーは、プラントのセキュリティ能力の評価で、直接攻撃の可能性または影

響を減少させるプラントの特徴を含んでいる。回答はセキュリティ特性の基本的な理解を

提供して、提案された概念は将来の先進炉として期待されるレベルのセキュリティを達成

することを実証するべきである。サボタージュ脅威、航空機衝突と他の関連する攻撃シナ

リオを防ぐまたは緩和する特徴の説明が、概念のセキュリティ性能への洞察を提供する。

低限、概念は現世代の軽水炉に要求されるものと同程度の防御、セキュリティ、そして

核物質防護を有するべきである。

カテゴリーⅢ ウラン資源の利用を改善して廃棄物発生量を小化する能力

このカテゴリーの目的は、長期に亘る原子力エネルギーの持続可能性を確実にして核燃

料サイクルの環境負荷を減少するために、ウラン資源をより効率的に利用できる性能の特

徴についての基本的な理解を提供する。短中期において、ウラン資源は重大な制約になる

とは予想されない。原子炉を運転するために必要となるウラン濃縮と量は、必要になる核

燃料サイクルの入力を理解するために提供される。廃棄物と貯蔵への要求事項を理解する

ために、取り出し燃料の内容、体積、質量が提供される。

カテゴリーⅣ 運転能力

このカテゴリーは、提案された概念設計の運転能力についての定性的な評価を提供する。

発電容量、発電能力の柔軟性、負荷追従運転能力、燃料の制限、反応度の制限、そして運

転性能を理解するために、材料と機器への機械的及び熱的な応力が取り上げられる。停止

期間の要求、メンテナンスとプラント稼働率が、グリッドにおける概念の性能の理解を提

供する。

カテゴリーⅤ 概念の成熟度、運転経験、未解明事項と仮定

このカテゴリーは、technology readiness levels（TRLs）、そして関連する運転経験（実

証運転そして／または試験施設を含む）と結び付けて、提案された概念設計の成熟度の定

2 - 12

性的な評価を提供する。概念の設計開発のレベル、実用化のスケジュール、運転経験、先

進的な材料、核燃料と燃料設計の説明が、概念の成熟度の理解を提供する。

カテゴリーⅥ 核燃料サイクルに対する考慮

このカテゴリーは、現在の国内及び世界の核燃料サイクルのインフラストラクチャへの

概念の適合性を調査する。高いレベルの現在のインフラストラクチャへの適合性、特に燃

料製造と材料の実績について適合性を持つ概念は、大きなインフラストラクチャの変更や

開発を必要とするものよりも、潜在的に低いコストでより短時間で実現される可能性があ

る。

カテゴリーⅦ 市場における魅力の評価

このカテゴリーは、提案された概念を市場において魅力的で競争力のあるものにする特

徴のレビューを提供する。原子炉概念の市場における魅力は、収入の要素、原子力安全に

対する考慮、商業的な保証、環境の要素、立地の要求事項、電気以外の利用、そして他の

独自の概念の特徴を含む広範囲の要素によって決定される。市場への概念の導入のタイミ

ングは重要な要素で、何故ならそれは、国民の支持や受容、政治の支持、そして有利な資

金調達の可能性を網羅するからである。

カテゴリーⅧ 経済性

このカテゴリーは、概念の経済的要素に関連する情報を提供する。（たとえば、資本要件

の概算、製造コスト、運転コスト、電気のコスト、そしてもしあれば水素のように他に製

造されるかも知れない生産物のコスト）この情報は、概念システムの潜在的な経済性と、

材料、製造、運転、燃料費、建設費（オーバーナイトコスト）、建設期間そして平準化され

た発電単価へのアプローチを独立してレビューすることを可能にする。

カテゴリーⅨ 規制局の許認可環境の可能性

このカテゴリーは、米国 NRC による概念の許認可で直面する可能性のある説明要求を判

断する目安となる情報を提供する。焦点は、現在の軽水炉の許認可プロセスでは提出され

ていないどんな独自設計の特徴にも当てられる。現在の軽水炉の許認可プロセスでは提出

されていないこれらの独自設計の特徴が説明される。典型的には軽水炉にはない特徴の不

確実性とリスクが取り扱われる。許認可の要求事項に積極的または消極的に影響を与える

かも知れない概念設計の特徴と運転の特徴が提供される。

カテゴリーⅩ 核不拡散性

このカテゴリーは、先進的な原子炉概念が非核兵器国に輸出されるかも知れないので、

今日的な意味を帯びている。核不拡散性を評価するために、核兵器または他の核爆発装置

2 - 13

を入手しようとする国による核物質の転用、無申告の製造または技術の悪用を妨げる概念

の特徴に関する理解が得られる。重要な考慮すべき事柄は、使用される特殊核物質の種類

と量であり、概念が使用済燃料のリサイクルを含むかどうか（もしそうなら、リサイクル

のプロセスの特徴）、そして、たとえば核拡散の関心を高めるかも知れない高増殖比のよう

な他の技術的な側面である。

カテゴリーⅪ 研究開発の必要性

このカテゴリーは、研究開発の必要性と、特定された研究開発がどのように概念と関連

する技術を前進させるために役に立つのかに関する情報を求めている。回答は、概念の応

募者からの相対的な優先順位づけ、研究開発が必要な時期に関する情報、そして必要な研

究開発費用の見通しを提供するべきである。TRP からの成果は、概念による研究開発の必要

性の特定、複数の概念に役に立つ研究開発援助の特定、そして可能性のある研究開発活動

の優先順位づけに関する勧告である。

（5）その他の新型炉に関する活動

その他の新型炉に関する活動として、Integral Fast Reactor(IFR) が挙げられる。

IFRは、乾式再処理法の施設、燃料製造施設、そして高速炉を同じ複合施設（complex）に

配置する一体型のシステムである。IFRプログラムの目標は、運転員の制御とは別の固有の

安全性、すべてのアクチニドをリサイクルする（従って高レベル廃棄物として核分裂生成

物のみが残る）ことによって高レベルの放射性廃棄物の管理を改善すること、そしてウラ

ン燃料が持つすべてのエネルギーを利用することを実証することであった。これらはすべ

て実証されたが、ネプチニウム（Np）とアメリシウム（Am）のリサイクルが適切に評価さ

れる前に原子力政策の変更のため、1994年にこのプログラムは中止された[15]。IFRプログ

ラムは、小規模で継続されている[17]。

参考文献

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1, 2014

[2] NUREG-1350 Vol. 26

[3] U.S. DOE, Secretary of Energy, “Remarks Prepared For Delivery, Secretary of

Energy Spence Abraham”, Global Nuclear Energy Summit, February 14, 2002

[4] U.S. DOE, “A Roadmap to Deploy New Nuclear Power Plants in the United States

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[5] U.S. DOE, “A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems

Executive Summary”, GIF-001-00, March 2003.

2 - 14

[6] U.S. DOE, “A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems”,

GIF-002-00, December 2002.

[7] DOE/CF-0113, Vol. 3, “Department of Energy FY 2016 Congressional Budget

Request”, February 2015

[8] Public Low 109–58, “Energy Policy Act of 2005”, August 8, 2005

[9] U.S. DOE, “Department of Energy Announces $40 Million to Develop the Next

Generation Nuclear Plant”, March 8, 2010.

[10] “Advanced Reactor Technologies Research and Development Overview”, February

2012

[11] “Advanced Reactor Concepts Technical Review Panel Report Evaluation and

Identification of future R&D on eight Advanced Reactor Concepts, conducted April

– September 2012”, December 2012

[12] WNA，“US Nuclear Power Policy”，Updated February 2015

[13] 「近の世界の原子力開発動向」2014 年 12 月 12 日日本原子力産業協会国際部

[14] “Advanced Reactor Concepts Technical Review Panel Public Report Evaluation and

Recommendation for Future R&D on Seven Advanced Reactor Concepts, Conducted

March through June 2014”,October 2014

[15] WNA，“Fast Neutron Reactors”，Updated December 2014

[16] WH のホームページ

http://www.zdnet.com/article/westinghouse-enters-us-china-nuclear-collabora

tion/

[17] ANL のホームページ

http://www.ne.anl.gov/About/reactors/integral-fast-reactor.shtml

[18] “Nucleonics Week” 2015.3.5

2 - 15

2.1.2 英国

英国のエネルギー政策では、地球温暖化対策とエネルギー安全保障の面から、原子力は

再生可能エネルギー、火力発電所と二酸化炭素の回収・貯留（CCS）の組み合わせと共に不

可欠なエネルギーとして位置付けられている。原子力については独自に開発を行わず、米

国を主とした海外で開発された技術を導入するという方針であり、大型軽水炉、小型モジ

ュラー炉を順次導入する計画である。

将来の実用炉としては、第一優先が SFR、次を HTGR としているが、その研究開発は実施

していない。将来的には、SFR による核燃料サイクルに移行していく必要があると考えてお

り、40GWe 程度に原子力が増加した時点で改めて判断する考えである。

一方、プルトニウム（Pu）政策としては、軽水炉及びガス炉の使用済燃料から抽出され

た Pu140 トン（使用済燃料中の Pu も含む）の処理方策として、LWR-MOX, CANDU-MOX、PRISM-

金属燃料の選択肢が検討されている。これら比較評価は、主に経済的な観点から行われて

おり、必ずしもエネルギー政策との整合が取れていない状況にある。

（1）原子力発電の現状と将来の計画

2014 年 1 月現在、英国で運転中の原子炉は 16 基（軽水炉、ガス炉）であり、発電設備容

量は 10GWe である。しかし、その大半は出力の小さいガス冷却炉であり、軽水炉は 1995 年

に運開したサイズウェル B（PWR：125 万 kWe）のみである[1]。建設中のプラントはなく、

計画中のプラントは 2基（軽水炉）である。原子力の発電比率（2012 年）は約 18％である。

当面は、現在の10GWeを現行のEPR等の軽水炉を建設することにより16GWeまで増やし、そ

の後、原子力をさらに増大させていく計画であり以下を想定している。

～2030 年： 30GWe 軽水炉 12 基建設 → EPR、ABWR、AP1000 を導入する

～2050 年： 75GWe 「第 3世代原子炉＋第 4世代原子炉＋SMR の組み合わせ」で導入する

英国では、将来炉(第 4世代原子炉)としてはナトリウム冷却高速炉（SFR）が第 1優先の

炉で、次が高温ガス炉（HTGR）との認識である。エネルギー・気候変動省（DECC）は、将

来的には SFR による閉サイクルの必要性は認めているものの、当面軽水炉の使用済燃料か

ら抽出された 140 トンの Pu をどのように処理するかについて、原子力廃止措置機関（NDA）

が中心となって検討している。

（2）原子力政策

英国は、産業革命以来のエネルギー源である石炭に加えて、1960～70 年代は北海での石

油及び天然ガスの開発が本格化し、1980 年以降、20 年間にわたってエネルギー自給を達成

してきた。この化石燃料開発に加えて、原子力開発もその黎明期から手掛けてきており、

ガス冷却炉を開発して運転し、さらには 1994 年にサイズウェル B発電所を完成させた。1990

年以降、電気事業の民営化や電力自由化を背景に、原子力発電所の新規建設は途絶えたが、

2 - 16

北海の石油や天然ガスの枯渇、及び地球温暖化対策などを背景に、再生可能エネルギー、

火力発電所と二酸化炭素の回収・貯留（CCS）の組み合わせに加えて、原子力発電を推進す

る政策に転じてきている[12]。

政府は、2003 年に発表した 2050 年までの長期エネルギー政策[8]において、①2050 年ま

でに二酸化炭素排出量を 60％削減、②再生可能エネルギーのシェアを拡大（2010 年までに

10％、2020 年までに 20％にする）などを盛り込んだが、原子力については、新規建設の計

画は提案しないが、二酸化炭素排出量削減目標達成のために原子力発電の新設が必要とさ

れるケースがあればいずれ再検討するとの表現にとどめた。

しかし政府は 2007 年 5 月に、それまでに進めてきたエネルギー政策レビューの結果を反

映したエネルギー白書[9]、及び原子力発電所の新設に関する評価報告書[10]を公表し、原

子力発電所の新規建設に向けた推進方針を明確に示した。本白書には、温室効果ガス排出

量削減とエネルギー安全保障における原子力発電所の新規建設の果たす役割などについて、

本格的に協議することが盛り込まれている[13]。また、本白書は低炭素経済への移行を強

調し、①欧州連合で実施している排出権取引制度を強化することにより、二酸化炭素排出

をより目に見える形で価格化すること、②総発電電力量に占める再生可能エネルギーのシ

ェアを、2015 年までに現在の 3倍、15％にすること、③二酸化炭素の回収・貯留（CCS）の

技術開発分野で、英国がフロントランナーになること、などを掲げている。

2011 年 6 月に、政府は原子力発電所の新規建設計画を堅持する方針を公式に表明し、サ

イト候補地 8 ヶ所を提示した。2011 年 7 月には、議会下院が原子力発電所に関する国家政

策声明を承認して 8サイトを特定した。2013 年 10 月に、政府はヒンクリーポイント C原子

力発電所の建設について、EDF と合意している[2]。政府の原子力推進の方針は、福島事故

後も変わることはなく、事故後、既設炉の安全確認や追加対策の検討が安全規制当局によ

って実施されたが、既設炉の運転を制限する必要のないことが確認された。また、新規建

設についても、エネルギー担当大臣が「英国の繁栄は原子力発電なくしては困難」とし、

原子力推進の方針を再確認している[14]。英国で計画及び提案されている新規建設は、

EPR:4 基（EDF Energy）、ABWR：4 基（Horizon）、AP1000：3 基（NuGeneration）で合計 16GWe

である[15]。

政府は新規の原子力発電所の建設を進める中で、産業界と共同で長期的な原子力の戦略

について検討を開始し、2013 年 3 月に英国が民生用原子力利用で世界でも主導的な立場に

なるまでの方向性を示した戦略報告書「The UK’s Nuclear Future（英国の原子力の将

来）」[3]を発表した。原子力が英国の将来のエネルギー・ミックスの中で重要な役割を担

うという明確な期待の下、原子力を通じたビジネス・チャンスの拡大によって経済成長と

雇用の創出を刺激するため、政府と原子力産業界が一貫性のある長期的なアプローチとし

て詳細に練り上げた計画である。両者が一体となって国内の原子力市場を商業基盤として

構築するのみならず、世界をリードすることを目標に、意欲的な戦略を示している。

この戦略は実質的に、議会上院・科学技術特別委員会が 2011 年にとりまとめた英国の原

2 - 17

子力研究開発能力に関する報告書への対応作業の中で策定された。この作業の直接的な成

果として「原子力産業ビジョン声明」[5]、「長期的な原子力エネルギー戦略」[4]、「原子

力エネルギー研究開発のロードマップ」[6]、「英国の研究開発の展望」の４つの文書が作

成された[3]。

原子力エネルギー研究開発のロードマップは、将来の技術革新を実現するための研究課

題を明確にするものである。ベースライン、オープンサイクル、そして閉サイクルの３つ

の進路から構成されており、それぞれの進路には以下に示す技術が含まれている。

表 2.1.2-1 ロードマップに示される進路と技術

進路技術

ベースライン核融合エネルギー（開発と実証）

ガス炉・軽水炉（寿命延長）

原子炉・核燃料サイクル施設（廃止措置）

地層処分施設（建設・運転）

オープンサイクル軽水炉（建設）

先進熱中性子炉（（例えば SMR の）建設）

閉サイクル高速炉と核燃料サイクル施設（建設・運転）

2 - 18

図2.1.2-1 原子力エネルギー技術の進路[6]

2 - 19

図 2.1.2-1 に示された時間軸は、これらの技術革新の進路を示す例示であり、実際の進

路は、ベースライン、オープンサイクル、そして閉サイクルの進路を組み合わせた統合的

なものになると推測されている。以下に各進路について説明する。

① ベースラインの進路

・ベースラインとは、現在稼働中の原子炉と余寿命、寿命延長の正当化、廃止措置、

すべての民生発電所のサイト環境の回復、高レベル放射性廃棄物の地層処分の実施

を含む。

・この進路を辿るには、重要な研究開発計画が必要になる。廃止措置、サイト環境の

回復、地層処分の 3 つは、すでに十分な説明性があるが、これらに伴う研究開発計

画は完了することが容易ではない。

・ベースラインの進路は、現状レベルの維持であり、2025 年までに 16GWe を達成する

ための新規建設を含まない。また、現在の核融合の開発計画の結果もベースライン

に含まれている。

② オープンサイクルの進路

・オープンサイクルとは、燃料が製造され、原子炉に装荷され発電し、その後長期的

に貯蔵されて地層処分をペンディングする方策である。

・原子炉から出された使用済燃料中には、ある割合で核分裂性物質が残存する。

・この進路は、2025年までに16GWeの原子力発電容量を達成するための新規建設も含ま

れている。実際、この進路の包絡ケースとして、21世紀半ばまでに75GWeの原子力発

電容量を実現するための複数ユニットの建設計画も含まれる。

③ 閉サイクルの進路（移行）

・閉サイクルでは、使用済燃料は、再処理され新たな燃料として扱われる。いくつか

の核燃料サイクルでは、長寿命のアクチニド核種を燃料に混ぜることも考えられ、

地層処分への脅威を低減させることが考えられている。

・ 21世紀中盤を過ぎての閉サイクルは、ウラン濃縮などの負荷を軽減させる。このよ

うな閉サイクルへの移行は、直ぐには実現することはできず、高速炉や先進リサイ

クル技術などの新技術の開発が必要になる。

・この進路は、2025年までのオープンサイクルベースでの16GWeを実現する現在の計画

を満たし、この包絡シナリオでは、大75GWeの原子力発電容量も含むとともに、ベ

ースラインの進路も含む。

なお、初の英国の商業炉としての次世代システム、たとえば高速炉は 2040 年頃から運

転を開始すると想定されている。

この原子力エネルギーの研究開発のロードマップと平仄を合わせて作成された戦略には、

原子力産業の発展を確実にする政府と原子力産業界が共有する明確で野心的なビジョンと

マイルストーンが、以下の 4つの分野について策定されている。

2 - 20

① 国内市場

② 未来を構築するための技術革新と研究開発

③ より強い国際的存在感を創出

④ 適切な技能に投資

①「国内市場」については、目標として「英国のビジネス・チャンスを大にする国内

原子力市場をもつ」、「国内市場を、原子力全般の英国の優秀性を国際市場に示す場とする」

などを提示した。その指標となる具体的な節目として、2030 年までに 5 つのサイトで低

12 基、16GWe の原子力設備を完成させるほか、それ以降 2050 年頃までに経済的に利点が大

きい GenⅢ＋炉、GenⅣ炉、及び SMR（小型モジュラー炉）で設備の増強を目指すとしてい

る。

②「未来を構築するための技術革新と研究開発」については、目標として「経済とエネ

ルギー供給の安全保障に資する原子力の研究開発を、産官学が結束して実施する」、「短期

的にも長期的にも商業的に成功することを確実にするために適切なレベルの原子力の革新

と研究開発を有する」などを提示した。そのための具体的な計画の一部としては、研究開

発により既存炉の運転寿命を 2030 年頃まで延長するほか、第一陣の新規建設から得られた

教訓や先進技術の開発を、海外輸出用の GenⅢ＋炉の研究開発、輸出用 SMR 機器の製造に活

用する。それ以降はウラン濃縮から廃棄物の処分まで、強力な国産能力を獲得する一方、

新たな技術で海外市場にも寄与していくとしている。

③「より強い国際的存在感を創出」については、「将来技術で核燃料サイクル全般の進展

を牽引する」、「国際的にも主導的な立場の原子力国となる」、「GenⅢ＋炉、GenⅣ炉及び SMR

を世界的に商業化していく際の主要なパートナーとなる」などを提示している。このため、

2030 年頃までは包括的な輸出提案によって海外の新規建設計画に深く関与する。事業者と

組んで GenⅢ＋炉の導入国に保守管理パッケージを提案するほか、海外の軽水炉市場に燃料

を供給していく。それ以降は GenⅢ＋炉と GenⅣ炉、SMR の技術開発で英国の原子力産業を

国際展開していく方針である[11]。

表 2.1.2-2～表 2.1.2-5 に、4つの分野のビジョンとマイルストーンの全体を示す[3]。

2 - 21

表 2.1.2-2 英国政府と原子力産業界が共有する「国内市場」

のビジョンとマイルストーン（1/3）

[目的]

・長期におけるエネルギーの供給を保証するとともに、持続的な輸出を確立するプラッ

トフォームを提供することによって成長をもたらすような英国のビジネス・チャンス

を大にする国内原子力市場をもつ

・産業界の公共及び民間の両方のセクターの重要部分を、安全で責任を持って費用対効

果のある方法で支援するために必要となる長期的なインフラストラクチャを提供する

・政府の買い上げ、研究開発、そして技能開発のすべてにわたって、明確な方向性と協

調性を持つ

・国内市場を、原子力全般の英国の優秀性を国際市場に示す場とする

[国内市場のマイルストーン]

１）新規建設プログラム

～2030

－政府は、5つのサイトに少なくとも 12 基を建設することを想定して、2030 年までに産

業界が計画している 16GW の国内新規建設が成功裏に進むことを希望している

～2020

－英国産業界は、建設、機器の製造、そして専門的かつ技術的なサービスの提供を含む

初の新規プラントを完成・納入させるための作業の重要な役割を保証する

～2020～2030

－英国は、ベンダーとともにプラントの納入を改善する供給国として機能する（期間と

予算を守って原子力プラントを納入する行き届いた解決策を提供する）

－英国産業界は、新しい軽水炉への長期的な運転保守を提供する能力を育てる英国の国

内プログラムの建設／試運転段階において、成功を積み重ねる

－英国がサービスを提供するプラントは、故障率ゼロと極めて高い稼働率を達成する

－英国の運転、メンテナンス、そして訓練技能（新しい軽水炉に適用される）が、海外

マーケットを獲得する

～2030～2050

－重要な商業的利益を有して、英国のエネルギー政策の要求を満足する GenⅢ+炉、GenⅣ

炉そして SMR 技術の組み合わせを利用して、国内発電設備容量を 16GW より増大する

－英国の主要な設計能力は、期間、費用と品質を守って新しいプラントを納入する実績

を成功裏に実証している強力なサプライチェーンによって裏付けられる

－ライフサイクル管理のパッケージ提供は、国内及び世界で展開される英国が共同で設

計した GenⅣ炉または SMR のために納入されることになる

2 - 22



２）既存のプラント

～2030

－英国産業界は、ガス炉と PWR の安全運転とメンテナンスを継続する

－英国産業界は、さらなる寿命延長の安全を保証する（研究開発で根拠を与える）

３）原子力インフラストラクチャ

～2020

－英国産業界は、原子力サイトの官民のセクターの長期的な要望に対して、安全で責任

を持って費用対効果の高い方法で取り組むための共同戦略を政府といっしょに作り上

げる

～2020～2050

－英国は、英国としてのインフラストラクチャの提案について実効的な展開を実証する

ことが可能となり、他の国々に支援を提供する

４）濃縮と燃料製造

～2030

－国内の濃縮ウランの生産は、成長している原子力市場を利用しながらその市場のシェ

アを維持する

～2020

－英国は、国内と海外の両方において軽水炉市場に競争力を持って燃料を供給する能力

を確立する

～2020～2030

－英国の燃料製造能力は、軽水炉市場に供給するために完全に利用される

～2030～2050

－英国は、GenⅢ+炉、GenⅣ炉のどれか、そして SMR の需要に対して燃料を供給する

５）廃棄物管理と廃止措置

～2030

－英国産業界は、危険度の高い廃棄物の管理、施設や原子炉の廃止措置と地層処分に関

する明らかな進歩を実現する

－英国産業界は、国内の既存の原子炉に関する廃止措置の経験を発展させる

～2020

－英国は、地層処分施設（GDF；Geological Disposal Facility）の位置について地表付

近のアセスメントを実行する、そして廃棄物の性状調整と貯蔵の効率性を適化する

大きな成果を上げる

－活気ある商業的な英国産業界は、国内マーケットを開発して維持する

2 - 23



－英国産業界は、湿式及び乾式の使用済燃料貯蔵において固有の知的所有権を開発して、

海外市場のシェアを開拓することに目を向ける

～2020～2030

－英国は、GDF の立地の決定をまとめるために必要な研究開発を完了させて、建設工事を

開始する

－英国は国内市場で、廃棄物管理と革新技術と経験によってコストを削減する廃止措置

技術において、明らかな競争力を有している

－英国原子力産業界は、既存あるいは新規建設の原子炉のための湿式及び乾式の貯蔵期

間延長の解決策を、これらの技術を輸出するために政府の支援で提供する

～2030～2050

－英国サイトにおける廃止措置は、コストが削減されて、可能な場所では土地を修復す

る活動を伴ってプログラムに沿って実行される

－英国産業界は、GDF の設計、建設と試運転を提供する

－確立された活気のある英国産業界は、廃棄物管理と廃止措置の世界的なベンチマーク

になる

表 2.1.2-3 英国政府と原子力産業界が共有する「未来を構築するための技術革新と

研究開発」のビジョンとマイルストーン（1/2）

[目的]

・英国の経済とエネルギー供給の安全保障に資する原子力の研究開発を、産官学が結束

して実施する

・国内及び国際的な顧客の両方から十分に活用されるような世界をリードする施設によ

って裏付けられた研究基盤を持ち、ここで英国の原子力に対する強い願望と一致する

規模の核分裂関連の研究プログラムを実行する

・選択された国際的な協力者によって着手される適切な国際的研究プログラムにおいて、

重要な貢献をする尊敬されるパートナーになる

・国内外の市場において、短期的にも長期的にも商業的に成功することを確実にするた

めに適切なレベルの原子力の革新と研究開発を有する

[将来を築く：革新と研究開発のマイルストーン]

１）サプライチェーンにおける革新

2 - 24

表 2.1.2-3 英国政府と原子力産業界が共有する「未来を構築するための技術革新と

研究開発」のビジョンとマイルストーン（2/2）

～2020

－研究開発によって支援され裏付けられた先進的な燃料製造技術プログラムの進展

－英国のサプライチェーンに展開されて組み込まれた、建設におけるより先進的な技術、

プログラムとプロジェクト管理

～2020～2030

－成熟した研究開発が、英国に新規に展開されたプラントにおいて、英国の重要な設計

内容と製造部品として役に立つ

－第一陣の新規建設から得られた教訓が、GenⅢ+炉の建設や海外の顧客の運転を支援す

る更なる研究開発にフィードバックされる

－先進技術の開発によって、英国の製造者が海外の顧客のために商業的に展開された SMR

用の機器や部品を提供することが可能になる

２）既存の原子炉

～2020～2030

－既存のプラントの寿命延長が、継続的に英国の研究開発によって支援される

３）将来の原子力エネルギー

～2020

－英国は新しい原子炉（GenⅣ炉と SMR）の共同設計プロジェクトに携わり、現在及び発

達中の設計専門技術を蓄積する

－英国は、国内及び国際的な共同研究によって先進的な核燃料サイクル技術において重

要な役割を果たす

～2020～2030

－国内及び海外における原子炉の展開で得られた教訓が、英国の新しい設計の共同研究

にプラスの効果を与える

－英国は将来の核燃料サイクル及び原子炉のための概念実証（proof of concept）を提

供する国内及び国際的な研究開発プログラムに携わる

４）廃棄物管理と廃止措置

～2030

－英国の貢献は、GDF と廃止措置の研究開発に関する国際プログラムの中で高い評価を受

ける

～2030～2050

－英国の原子力産業は、ウラン濃縮と燃料製造、原子炉技術、リサイクルの運用と廃棄

物の小化、貯蔵と処分の観点から国内に高い能力を持つ

－英国は、現在及びこれから出現する技術の国際市場にサービスを提供する

2 - 25

表 2.1.2-4 英国政府と原子力産業界が共有する「より強い国際的存在感を創出」


[目的]

・核燃料サイクルすべてにわたる将来の技術進歩の方向を導く国際的なパートナーシッ

プにおいて働き、原子力国の上位の席に存在する

・GenⅢ＋、GenⅣそして世界中の SMR 技術の商業化において、選択するときの重要なパ

ートナーになる

・国際市場に統合されたサプライチェーンを持ち、そしてフロントエンドの設計から廃

止措置までの完全な民生用の核燃料サイクルにわたる設計、建設、製造、専門的なサ

ービス、技能、教育・訓練のサービスを提供する

・世界的に価値の高い契約の主要なシェアを確保して、廃棄物管理と廃止措置における

世界的なリーダーとして英国の産業界を確立する

[より強い国際的存在感を創出のマイルストーン]

１）新規建設の市場

～2020

－英国の企業は、必要なところには国際的な協力関係を作り、世界的な新規建設プログ

ラムへの参加を増やして、以下を提供する

・英国の設計内容によって機器を製造する

・新しく原子力を導入する国に、原子力を確立するための独立した助言とサービスを提

供する

・世界中の事業者の運転を支援する

－英国は、法律と認可の国際的な調和のプログラムに影響を及ぼす

～2020～2030

－英国は、包括的な輸出の提案に基づいて海外の新規建設プログラムに深く関与する

－英国産業界は、運転事業者との協力によって新興国で建設される GenⅢのプラントに対

して保守管理パッケージの提供を提案する

－英国は、海外の軽水炉市場に燃料を供給する

～2030～2050

－英国産業界は、世界的に展開された改良型 GenⅢ+炉、GenⅣ炉と SMR 技術において、重

要なパートナーになる

－パッケージ化されたライフサイクル管理が、国内及び世界的に展開されている英国と

共同で設計された GenⅣ炉または SMR のために提供される

2 - 26

表 2.1.2-4 英国政府と原子力産業界が共有する「より強い国際的存在感を創出」


２）既存の原子炉市場

～2020

－英国は、前もって寿命延長を国内で成功させた実績をもとに、原子力導入国の寿命延

長と出力増強を支援する

－英国の企業は、世界中の事業者に提供する総合的な定期検査の管理を確立する

～2030～2050

－英国の産業界は、国内で実証された先進技術を含む総合的なサービスの提供を実施し

ている

３）廃棄物管理と廃止措置

～2020

－英国産業界は、国際的な廃棄物管理と廃止措置の市場において、シェアを拡大する

～2020～2030

－国際市場から必要とされる革新的な英国のサプライチェ－ンによって、国際市場は継

続的に成長する

－国際的に価値連鎖を格上げして、廃止措置を必要とする海外のサイトにベンダーとし

ての能力を輸出する

～2030～2050

－世界的なリーダーとして強力な存在感を示し、廃棄物管理と廃止措置市場の解決策の

確立された輸出国になる

－英国は GDF に関する技術の世界的なリーダーになり、他の国々に助言と援助を提供

する

2 - 27

表 2.1.2-5 英国政府と原子力産業界が共有する「適切な技能に投資」


[目的]

・原子力の専門職業意識の高の基準、安全性と競争力をもって現在及び将来の英国の

原子力プログラムを成功裏に展開するために必要となる技能と能力を持つ労働力によ

って支えられた産業界

・契約において世界の基盤で競争するための技能と専門技術を有するサプライチェーン

を持つ

・英国の原子力産業として、その技能への取り組み方と労働力の開発が国際的なベスト

プラクティスの例として認められる

[適切な技能に投資のマイルストーン]

１）新規建設プログラム

～2020

－インフラストラクチャの環境を整備して、開発プログラムに必要な技術を成功裏に提

供する

～2030

－2030年までに産業界が計画した16GWのプログラムを提供する技術力と生産力を持つ熟

練した労働力

－成長と革新の将来プログラムを支援する英国の技術専門家（Subject Matter Experts）

の集団を発展させる

～2050

－承認された拡大した新規建設プログラムを支援する追加の技能と専門技術を整備する

－承認された拡大した新規建設プログラムを支援する強化された供給者のネットワーク

を発展させる

２）運転と廃止措置

～2020

－産業界は、安全にかつ効率的に現在の運転と廃止措置プログラムを提供するために必

要となる熟練した労働力を、成功裏に移動させて動員することを確実にする広範なシ

ステムを操作する

～2020～2030

－退職率が非常に高いセクターの労働力の減少に取り組むために、適切な人数と資質の

新入者を引き寄せるプログラムを整備する

３）革新的なサプライチェーン

～2020

2 - 28

表 2.1.2-5 英国政府と原子力産業界が共有する「適切な技能に投資」


－英国の原子力プログラムを支援する技術力と競争力を持った英国をベースとしたサプ

ライチェーンを拡大する

2020～2030

－海外の原子力プログラムを援助するための輸出を可能にして支援するために必要とな

る技術力と競争力を持った英国のサプライチェーンが展開される

４）国際的な好機

～2030

－英国の供給者のネットワークは国際的に認められて、原子力の教育と訓練において、

その専門技術として活用される

～2020

－英国は国際的なパートナー、例えば国際原子力機関（IAEA）、世界核セキュリティ協会

（WINS）、そして米国原子力発電協会（INPO）に認められて、技能基準を開発すること

を共同で実施する

～2020～2030

－国際的に認められた英国の技能基準が、世界的な原子力プログラムに共通して安全性

とセキュリティの改善を促進するために適用される

再処理については、2008 年 1 月の原子力白書において英国で建設される新しい原子力発

電所は、使用済燃料を再処理しないことを基本として進めることが打ち出されている。た

だし、将来的には、SFR による核燃料サイクルに移行していく必要があると考えており、

40GWe 程度に原子力発電規模が増加した時点で改めて判断する考えを持っている[4]。

新型炉の開発については、独自には行わず米国で開発されている設計概念を主たる候補

として、国内外の小規模電源として小型モジュラー炉（SMR：軽水炉および高速炉）を選定

する調査研究を開始している。第 4 世代原子炉として第一優先がナトリウム冷却高速炉

（SFR）、次が高温ガス炉（HTGR）としているが、それらの研究開発は実施していない。

（3）Pu の処理

英国では、1950 年代から軍事用で Pu の分離を開始し、1960 年代には民生利用として、

高速炉燃料に供給するために継続された。しかし、1994 年の英国政府の判断で、すべての

高速炉に関する研究開発は放棄され、その後も Pu の分離が継続され、その貯蔵量は増加し

てきているが、解決策は見出されていない。2010 年に核不拡散に関するレビュー会合が行

われたが、これは過去 10 年間において、核不拡散に関する国際的合意が得られた初のも

2 - 29

のであった。

英国政府は、Pu の管理に関する長期的な提案を行うことを計画している。英国には、民

生利用の分離された Pu が 112 トンあり、このうち、28 トンが海外の顧客から依頼されて分

離された Pu である。

Pu の処理方法には、原理的には２つある。

①廃棄物形態に固化して処分する

②酸化物（MOX）燃料として燃焼させ、その使用済燃料を直接処分する

①については、大量に実行できる手法は確立されておらず、実験室スケールで固化でき

ることを確認できている段階に過ぎない。②については、フランスでは成熟した方法であ

るが、英国のセラフィールドでは成功していない。

ウラン価格が安い状況では、酸化物（MOX）燃料にして Pu を燃焼させることで発電して

商用化を成立させることはできないと推測される。しかし、Pu を固化・処分する方法では

なく、長期的な観点で酸化物（MOX）燃料として、Pu を活用していくことが良いと考えてい

る[7]。

2006 年に設立された NDA が中心となって、軽水炉及びガス炉の使用済燃料から生じる 140

トンの Pu の処理について検討している。この検討では、以下の 3つの選択肢がある。

・原子炉を使った酸化物（MOX）燃料利用による燃焼

・ Pu の安全な貯蔵

・ Pu の安定固定化による地層処分

これらの選択肢の技術としては、以下の条件を満たすことが必要である。

・ベンダーが責任を持って提供でき、遂行できること

・ 140 トンの Pu 量を扱える技術であること

・英国の規制体系において許認可性の見込めるもの

・その過程で発生する廃棄物が安全に廃棄できること

・経済的に成立すること

Pu を分離したまま貯蔵することは好ましくないこと、Pu の安定固定化技術は実用規模に

至っていないことなどから、「原子炉を使用した酸化物（MOX）燃料利用による燃焼」をベ

ースに、市場に提供可能な技術を検討中である[7]。

「原子炉を使用した酸化物（MOX）燃料利用による燃焼」の 3つのオプションは、以下の

とおりである。

・ AREVA の MELOX の酸化物（MOX）燃料製造工場で約 10%富化度の酸化物（MOX）燃料を製

造し、これを軽水炉で燃焼させ、その後直接処分する

・約 3％富化度の酸化物（MOX）燃料を製造して、Enhanced CANDU-6（EC6）で燃焼させ、

2 - 30

その後直接処分する

・約 20%富化度の金属燃料を製造し、ナトリウム冷却高速炉 PRISM で燃焼させ、その後直

接処分する

これら 3つのオプションは、2035 年までに実現可能な技術から選択され、HTGR や ASTRID

はこの制約により選択されていない。DECC、国立原子力研究所（NNL）、NDA は、終的に経

済性を重視して選定されるが、LWR-酸化物（MOX）燃料方式がも確実な技術であり、この

方式のコストを低減することが重要との認識である。

なお、PRISM は米国 DOE の予算支援で 1980 年代から検討され、NRC の申請前審査が行わ

れ、1994 年に NRC から事前申請安全評価書（PSER、NUREG-1368）が発行されたが、設計認

証（DC）申請には至っていない。EC6 は実績のある CANDU-6 をベースとして安全性と経済性

の向上を図った原子炉で、2013 年にカナダで事前設計審査が終了している。

現在の英国は DECC の下、NDA が処分に関する統括、NNL が技術開発の統括を行い、これ

に産業界が協力する形で原子力政策・行政を実施しているが、2015 年 5 月の選挙により政

権が変わることも予想され、これにより政策が変わる可能性がある。

（4）小型モジュラー炉（SMR）（NNL の考え）

2014 年に SMR 研究開発に関するフィージビリティ・スタディを実施して、世界で開発中

のSMRの中から4つの有望な設計概念を選定した。それらは、米国のmPower、NuScale、WH-SMR、

中国の ACP-100（すべて軽水炉）であり、米国の設計概念 3つに加え中国の設計概念も１つ

選定している。

HTGR も検討対象概念に入っていたが、至近の 10 年で実現できる概念（2035 年に運転を

開始できる技術）ではないとされ、絞り込み過程で落とされた。

現在、これらの概念に対して、NNL と産業界がその設計概念の検討を進めている。この概

念検討の後に、SMR の国内外市場への展開に向けて英国と組む開発パートナーを検討（米国、

中国、韓国と交渉中）して、2015 年に１年かけてレビューを行い有望な概念を一つに絞り

込んでいく予定である。この後、2016 年 4 月からベンダー、電力会社、政府が協議して、3

者でどのように負担して建設するかを決定する予定である。（現状まだ決まっていない）

英国で SMR を検討している理由は、米国のように内陸部の川を利用することもあるが、

国内の MAGNOX 炉(天然ウラン燃料・黒鉛減速・炭酸ガス冷却炉)が 300MWe の規模で、送電

系統がこれに合致していることから、MAGNOX 炉の代替電源として SMR がふさわしいとの理

由からである。米国の SMR のように単基出力 50-100MWe の規模では小さく、原子炉の基数

が増えることになると現状の規制体系のままでは運転・保守のための要員、必要な時間が

増加するために、SMR に適した改正が必要との意見もあった。その一方で、初期投資が小さ

く、準備ができた原子炉モジュールから順次運転を開始し、投資回収期間を短くできるな

どの利点もあるとしている。今後は、建設のみならず運転・保守も考慮した経済性を評価

2 - 31

した上で判断していく予定である。

英国は、ガス炉については MAGNOX 炉、AGR（改良型ガス冷却炉）で多くの経験を積んで

おり、HTGR は概念としては面白くポテンシャルはあるとみているが、至近の 10 年で実現で

きる概念ではないと判断している。

参考文献

[1] 原子力年鑑 2015 日刊工業新聞社


[3] 「The UK’s Nuclear Future」HM Government Crown Copyright 2013

[4] 「Long-term Nuclear Energy Strategy」HM Government Crown Copyright 2013

[5] 「Nuclear Industrial Vision Statement」HM Government Crown Copyright 2013

[6] 「Nuclear Energy Research and Development Roadmap : Future Pathways」HM Government

Crown Copyright 2013

[7] 「MANAGEMENT OF THE UK’S PLUTONIUM STOCKS A consultation on the long-term

management of UK owned separated civil plutonium」, DECC, Issued 07 Feb 2011,

Respond by 10 May 2011）

[8] DTI Energy White Paper, “Our Energy Future . Creating a Low Carbon Economy”,

February 24, 2003.

[9] DTI, “Meeting the Energy Challenge, A White Paper on Energy”, May 2007.

[10] DTI, “The Future of Nuclear Power, The Role of Nuclear Power in a Low Carbon

UK Economy, Consultation Document”, May 2007

[11] （一社）原子力産業協会原子力産業新聞 2013 年 4 月 4 日

[12] 電気事業連合会ホームページ

http://www.fepc.or.jp/library/kaigai/kaigai_jigyo/britain/detail/1231568_4

785.html


[14] 電気事業連合会ホームページ

http://www.fepc.or.jp/library/kaigai/kaigai_jigyo/britain/detail/1231571_4

785.html

[15] WNA ，“Nuclear Power in the United Kingdom”， Updated March 2015

2 - 32

2.1.3 仏国

原子力の発電比率を2025年までに50％のレベルまで下げるという目標を設定しているが、

この目標は再生可能エネルギーを増加させることを意図しており、電力貯蔵技術の観点か

ら目標の実現は困難と考えられる。既存の第 2 世代の原子炉については順次第 3 世代の原

子炉に置き換えていく計画で、第 3世代の後は 2040 年頃から第 4世代の原子炉として高速

炉に順次置き換えていくこととしている。CEA は、2040 年頃にナトリウム冷却高速炉（SFR）

の実用炉を導入することを実現するため、2025 年に実証炉 ASTRID（600Mwe）を運転開始さ

せることを目指して研究開発を進めている。さらに EURO の枠組で ESFR（1500MWe）の開発

を主導している。高温ガス炉（HTGR）については、ウランのリサイクル利用を基本戦略と

している仏国としては、再処理に不向きな TRISO 燃料を利用する HTGR の実用化はしない考

えとしている。


2014 年 1 月現在、フランスでは 90 万 kWe 級（CP0, CP1, CP2 シリーズ）34 基、130 万 kWe

級（P4, P’4 シリーズ）20 基、145 万 kWe（N4 シリーズ）4基、合計 58 基の加圧水型軽水

炉が運転しており、原子力の発電設備容量は世界第 2位の 63GWe である。また、165 万 kWe

の EPR を 1 基、建設中である[1]。

原子力の発電比率は約 75％（2012 年)であるが、この比率を 2025 年までに 50％のレベル

に低減するという目標をオランド大統領が設定した。これを受けて、2050 年までの長期的

なエネルギー政策を展望した新たなエネルギー・モデルとなるエネルギー移行法案を検討

中である[2]。この目標は原子力発電を減らすのではなく、再生可能エネルギーを増加さ

せることを考えている。ただし、この計画は 5年毎にレビューし、原子力と再生可能エネ

ルギーの割合については経済性等を勘案して見直していくことにしている。この目標のよ

うに再生可能エネルギーを大規模に利用していくには、電力貯蔵技術（バッテリー技術）

が必要となるが、フランス原子力庁（CEA）においてこれまでに実施された研究成果による

と、電力貯蔵技術の観点から再生可能エネルギーの大規模化は困難な見通しである。

将来の炉型の戦略については、既存の軽水炉については寿命延長を行う予定であるが、

第 2世代の原子炉については順次 EPR（PWR1650MW）、ATMEA（PWR1100MW）、KERENA（BWR1250MW）

といった第 3世代の原子炉に置き換えていく計画である。第 3世代の後は、第 4世代の原

子炉である高速炉に順次置き換えていくこととしている。今後の原子力発電の導入計画

（CEA の考え方）は以下のとおりである[6]。

① 第 1段階 2025～40 年頃：

第 2 世代炉（第 1陣；19GWe の廃炉）→ 第 3世代＋炉に置き換える

第 3世代＋炉：EPR、ATMEA、KERENA（ドイツの BWR をベースにした原子炉）

② 第 2段階 2040 年頃～：

2 - 33

軽水炉の酸化物（MOX）燃料をリサイクルする

残りの第 2世代炉（第 2陣） → 第 3世代＋炉と高速炉（3-5GWe？）に置き換える

酸化物（MOX）燃料の使用済燃料の Pu を利用して安定化する

③ 第 3 段階：

高速炉の酸化物（MOX）燃料を多重リサイクルする

さらに高速炉を導入する（20GWe）

Pu の量を安定化する

④ 第４段階：

酸化物（MOX）燃料のみ

天然ウランを必要としない

さらに高速炉を導入する（＞40GWe）

図 2.1.3-1 仏国の高速炉導入シナリオ[6]


フランスの原子力開発は、エネルギー・気候変動総局（DGEC）の管轄のもと政府主導の

強力な開発体制が図られている。研究開発はフランス原子力庁（CEA）、原子炉製造は AREVA

NP 社（旧 Framatome ANP 社）、核燃料サイクルは AREVA NC 社（旧 COGEMA 社）、原子力発電

2 - 34

所の運転はフランス電力株式会社（EDF）が携わっている。

CEA は 1945 年に設立され、フランスの原子力研究開発の中核として重要な存在である。

近年、原子力開発の進展と状況変化に対応するため、原子力研究開発体制を見直した。こ

の見直しは、事業多角化などの将来展望を見通した CEA 組織および原子力産業の合理化、

資金分担など CEA と電力会社、メーカ等他の関連機関との協力強化、CEA の安全規制関連機

関の独立性強化を目的として実施された。CEA は原子力エネルギーや核開発のほか、ナノテ

クノロジー、宇宙物理、医療技術、薬品開発、バイオテクノロジーなど、幅広い研究を行

っている。

2010 年以降、CEA は正式名称を原子力・代替エネルギー庁（Commissariat a l'energie

atomique et aux energies alternatives：CEA（Alternative Energies and Atomic Energy

Commission：原子力・代替エネルギー庁）に変更した。

CEA の研究プログラムは民間向けと軍事関連がある。2013 年の会計報告では、予算配分

は民間約 26 億ユーロ、軍事約 17 億ユーロである。[3]。民間向けの研究プログラムは、43%

がフランス政府、33%が外部（提携会社及び EU）の予算で賄われている。2013 年 10 月現在、

職員数は約 15,900 名、年間予算は約 43 億ユーロで、フランス国内に 10 ヵ所の研究所があ

る。また、CEA は Areva 社の株式の約 73％を所有している。

2005 年に策定したエネルギー及びセキュリティ政策のガイドラインでは、原子力は中心

的役割を担い、EPR 初号機を建設し、その後 2015 年までに約 40 基をシリーズで建設する計

画を検討するものとした[1]。また、二酸化炭素排出量削減のため革新的エネルギー技術

開発を研究する方針も示した。2008 年には大統領令でハイレベルの原子力政策審議会（CPN:

Conceil Politique Nucleaire）が召集された。この審議会は大統領が議長を務めて、首相

およびエネルギー、外務、経済、産業、海外貿易、研究および財務の各閣僚、CEA 長官、国

防長官、軍参謀長が出席した。2011 年 2 月に、CPN は、Areva と EDF が競争関係にあり、中

東の原子力発電所の新規建設案件を失注したと指摘し、両者に戦略的パートナーシップの

技術的および商業的合意を交わすことを指示した。この合意は、EDF が建設している

Flamanville-3（EPR）の設計適化、EDF の原子力発電所の保守及び運転の改善、核燃料サ

イクル開発（新燃料および放射性廃棄物終処分）などをカバーしている。原子力発電所

の輸出は、EDF がリード役となる。

また、CPN は、Areva、EDF、GdF-Suez 等を集め、ATMEA-1 の協力体制を強化した。ATMEA-1

は Areva NP と三菱重工の JV が開発している第 3世代中型炉（110 万 kWe）である。主に原

子力開発国市場に輸出することを狙っているが、CPN は GdF-Suez が提案するように国内に

初号機を建設することも検討している。

CPN は、2011 年 2 月に原子力部門戦略委員会（CSFN）を立ち上げた。CSFN は、80 の企業

および産業界組織の代表で構成され、EDF が委員長を務めている。主権投資ファンド（FSI）

および EDF を通しフランスの民間投資銀行から各々5,000 万ユーロずつ、1億 3,300 万ユー

ロのシードマネーを持つ。これは原子力発電所の近代化を使途としている。Areva が 1,300

2 - 35

万ユーロ、Alstom が 1,000 万ユーロ、残りを大手建設会社（Bouyges、Vinci、Eiffage）が

出資している。

2011 年の政策には、フランス国際原子力支援機構（AFNI: Agence France Nucléaire

International）の役割も盛り込まれた。AFNI は 2008 年に CEA の下に設立された組織で、

原子力開発を望む国で民間原子力プログラムの策定を支援する。全ての関係省（エネルギ

ー、外務、産業、研究など）の代表および CEA や放射線防護・原子力安全研究所（IRSN）

を含むフランスの主要原子力機関の代表で構成する検討委員会が、AFNI を先導している。

（3）各種炉型の研究開発

① 高速炉

フランスでは、1967 年に実験炉 Rapsodie（4 万 kWt）の建設を開始して以来、1974 年に

原型炉 Phenix（25 万 kWe）、1986 年に実証炉 Super-Phenix （124 万 kWe）の運転を開始し、

1988～1998 年には欧州協力による欧州統合高速炉 EFR（European Fast Reactor）の開発を

主導した。核燃料サイクルについても、1969 年から 1979 年にかけてラ・アーグの再処理パ

イロットプラントで、1974 年からはマルクールの施設で Rapsodie や Phenix の燃料を処理

した。1998 年の政権交代に伴い、経済的理由から Super Phenix の放棄を政策決定したが、

Phenix を中心にマイナーアクチニド（MA）燃焼などの研究開発、ならびに高温熱源の多目

的利用（水素製造など）と核燃料サイクルを両立させる次世代炉としてガス冷却高速炉（GFR）

の研究開発を推進してきた。また、ナトリウム冷却高速炉（SFR）に関する研究開発は GIF

の活動の中で継続しており、2006 年 1 月にシラク大統領は第 4 世代原子炉のプロトタイプ

を 2020 年に運転開始するという目標を明示した。その後、2008 年に炉型を SFR に選定し、

GFR については長期的なオプションとして開発することを決定している。

また 2006 年 6 月には、1991 年に制定された放射性廃棄物法（バタイユ法）に基づく研究

の結果を踏まえ、「放射性物質および放射性廃棄物の永続的管理に関する計画」法案が可決

された。この中で、「核種分離・変換」、「深地層処分」、「中間貯蔵」の 3つの技術的選択肢

は相互に補完的なものであると位置付けており、どれか１つに絞り込むことはせずに 3 つ

の技術の研究を継続するとした。

高速炉の研究は、GIF の活動に沿って行なわれている。CEA は、2045 年頃に実用炉を導入

することを実現するため、2025 年に実証炉 ASTRID（Advanced Sodium Technological Reactor

for Industrial Demonstration）を運転開始させることを目指して研究開発を進めている。

ASTRID は、商用炉に採用する候補技術および安全性の実証を主な目的としており、電気出

力は 600MWe とする見込みである。酸化物分散強化型鋼（ODS 鋼）被覆管を採用した太径の

酸化物燃料を使用し、マイナーアクチノイド（MA）燃焼などを実証するための照射炉とし

ての機能も有する。安全性は少なくとも第 3 世代炉レベルとして、現在建設中の欧州加圧

水型炉（EPR）と同等の炉心損傷の防止能力と影響緩和能力を確保する。また、経済性実証

の観点から 80％以上の稼働率を目標とする。投資コストを可能な限り抑え、ASTRID に採用

2 - 36

する技術は商用炉開発と整合を図る。

その開発体制は、CEA、AREVA、EDF を中核として、海外機関（DOE、JAEA、欧州等の民間

企業）の協力を得ながら進めている。ASTRID は概念設計の段階にあり、2016 年からは基本

設計を開始し、2019 年に建設の判断をする予定である。近、仏エネルギー大臣の Segolene

Royal は、既設炉のリプレースとして第 4世代炉を建設すべきとの声明を出した（2015 年 1

月 14 日）

ASTRID プログラムは、原子炉自体と関連する核燃料サイクル施設の開発を含んでいる。

酸化物（MOX）燃料専用の製造ライン（AFC）は 2017 年頃に、ASTRID 燃料のために使用され

る再処理パイロットプラント（ATC）は 2023 年頃に建設することにしている。核変換され

るアクチニドを含む燃料棒は 2023 年から製造される予定であるが、2025 年より前にはマイ

ナーアクチニドを含む燃料は核変換のために ASTRID に装荷されることはないと予測されて

いる。

フランス政府は、2010 年 9 月に CEA と結んだ「将来投資プログラム」に関する合意に基

づき、2017年に詳細設計が完了するまで6億5,200万ユーロをASTRID計画に提供する [1]。

LFR（鉛（鉛ビスマス）冷却高速炉）、MSR（溶融塩炉）、核融合炉については、原子力エ

ネルギーシステムの研究開発として位置付けておらず、基礎的な研究段階との判断で予算

は投下されていない。また、MSR は再処理を連続して行う概念としているが、その具体的な

方法は見出せていない。

② その他の炉型の研究開発

小型モジュラー炉（SMR 軽水炉）については、3 年間 GDF スエズ、AREVA、EDF が市場調

査を実施したが、仏国には市場はなく経済性も良くないことから国内向けの開発は行われ

ていない。このため、AREVA、CEA、DCNS（原子力潜水艦の設計製造会社）が資金を出し合

い、海外輸出を目的に SMR に関するフィージビリティ・スタディ（FS）を 2013 年から 2014

にかけて実施した。そこでは安全性と経済的競合性がポイントであり、一体型 PWR の概念

を検討している。

高温ガス炉（HTGR）については、過去に研究を実施しているが TRISO 燃料は再処理には

不向きで、ウランのリサイクル利用を基本戦略としている仏国としては HTGR を実用化して

いくことは考えていない。CEA は一時、ガス冷却高速炉（GFR）の研究開発を進めていたが、

現在では、CEA は予算を投下せず、EU の研究テーマとして EU 予算の中で基礎的な研究開発

が進められている。

ADS については、2012 年に出された CEA のレポート（Direction of Nuclear Energy, Vol

5, Dec. 2012）を踏まえて、その建設コストが 1000 万ユーロと高く、技術課題（材料と鉛

ビスマス冷却材との共存性）が多いと判断し、仏国での研究開発は実施していない。

MYYRHA は実用化を目指すのではなく、試験研究施設を作るためのプロジェクトとして位

置付けられているのである。なお、欧州の研究チームの資質が優れていることなどの判断

2 - 37

も加え、EU 内での研究開発計画としては SFR に次いで二番目の優先順位におかれている。

なお、海軍技術の民間転用の検討も進められている。Areva TA は、DCNS（海軍の艦艇を

建造するフランスの造船企業）と共同で RES（Réacteur d’essais à terre）の試験施設（test

version）を Cadarache で建設している。RES は、低濃縮燃料で運転する 150MW の K15 とい

う舶用原子炉（naval reactor）と同等の陸上立地のものである。Areva TA は、これらに基

づく NP-300 も設計しており、約 300MWe まで出力を増大して建設できる。

DCNS は 2011 年 1 月に、Areva、EDF そして CEA と共同で開発した Flexblue という水中原

子力プラント概念を公表した。50-250MWe の原子力システム（原子炉、蒸気発生器、そして

タービン発電機）が 60-100ｍの深さの沖合で、長さ 100ｍ、直径 12-15ｍ、重量 12,000 ト

ンのシリンダーの中に収容される。DCNS は、DCN shipyard と Thales SA 合併により 2007

年に組織された国有の海軍防衛グループ（naval defense group）であり、原子力潜水艦と

水上艦船を建造している。DCNS はフランス海軍用に 18 の原子炉を製造し、そして RES 試験

施設と EPR 原子炉用にいくつかの機器を製造中である。市場評価を条件として、DCNS は 2016

年の進水と展開のために、Cherbourg の造船所で Flexblue のプロトタイプの建設を 2013 年

に開始できた。Offshore Flamanville はプロトタイプユニットの可能性のあるサイトにつ

いて言及している。この概念は、土木工事の必要性を排除し、燃料交換もしくは主要なサ

ービスは浮上させることと造船所に戻すことによって実施される[1]。

図 2.1.3-2 Flexblue のイメージ[5]

（4）EU の枠組みの研究開発

EU では以下の３つのプロジェクトが進められている。

① ESNII (European Sustainable Nuclear Industrial Initiative)

② NC21 (Nuclear Cogeneration Industrial Initiative)

2 - 38

③ NUGENIA (Nuclear Generation Ⅱ & Ⅲ Association)

ESNII の議長は、EDF が務めている。SFR については、2050 年前までの実用化を目指した

設計概念 ESFR の研究開発を第一優先にして進めている。GFR については、SFR の代替とし

ての位置付けであるが、長期的な研究開発プログラムとして実施されている。

NC21 は、米国の NGNP のインダストリーアライアンスが組織した GEMINI と協力をしてい

るが、欧州ではポーランドがコジェネ、プロセスヒート供給炉として利用する計画を持っ

ている。

NUGENIA は、欧州にある Gen-Ⅱおよび Gen-Ⅲの原子炉を安全性、信頼性と効率的な運転

を実現することを目的として欧州の原子力産業界、研究機関、アカデミアのメンバーで構

成された会議体である。

2012 年に CEA のレポート（Direction of Nuclear Energy, Vol 5, Dec. 2012）が出さ

れており、その結果を踏まえ専燃炉（ADS）の建設コストが 1000 万ユーロと高く、技術課

題（材料と鉛ビスマス冷却材との共存性）が多いと判断して、仏国での研究開発は実施し

ていない。

MYYRHA については実用化を目指すのではなく、試験研究施設を作るためのプロジェクト

として位置付けられている。なお、欧州の研究チームの資質が優れていることなどの判断

も加え、EU 内での研究開発計画としては SFR に次いで二番目の優先順位におかれている。

LFR（鉛（鉛ビスマス）冷却高速炉）、MSR（溶融塩炉）、核融合炉も、原子力エネルギー

システムの研究開発として位置付けておらず、基礎的な研究段階との判断で予算は投下さ

れていない。また、MSR は再処理を連続して行う概念としているが、その具体的な方法は見

出せていない。

参考文献

[1] WNA, ”Nuclear Power in France ”, Updated November 2014


[3] “CEA 2013 Financial Report”


[5] http://www.connaissancedesenergies.org/flexblue-le-lancement-du-nucleaire

-de-proximite-en-mer

[6] “THE FRENCH PROGRAM FOR A SUSTAINABLE MANAGEMENT OF NUCLEAR MATERIALS AND WASTE”

Bernard BOULLIS (International Symposium-TOKYO,October9-10,2014)

2 - 39

2.1.4 露国

天然ウランと使用済燃料の利用効率向上を確保する閉じた核燃料サイクル（閉サイクル）

を可能にする高速炉を基にした原子力技術の開発を目標とする。具体的には、ナトリウム

冷却高速炉（SFR）である BN シリーズの開発と、鉛／鉛ビスマス冷却高速炉（LFR）の研究

開発を並行して行うことが原子力開発の中心として位置付けられており、共に 120 万 KWe

級での実用化を目指している。高温ガス炉（HTGR）については、これまで 5 年間、HTGR の

建設・運転に興味を持つ産業界のパートナーを国内で探してきたが見出すことができず、

研究開発は停止中である。


2014 年 1 月現在、露国は 29 基の発電用原子炉を運転し、発電設備容量 25GWe は日本につ

いで世界第 4位である。原子力の発電比率（2012 年）は約 18％である。

現在、11 基（約 10GWe）が建設中であり、17 基（約 17GWe）の建設計画を有しており、

原子力開発に意欲的な国である。

露国における原子力発電の規模は、2030 年までに 52-62GWe、2050 年までに 100-140GWe

が想定されており（ロスアトムの考え方）、軽水炉（VVER シリーズ）、第 4世代原子炉（SFR

（BN シリーズ）/LFR（BREST シリーズ））が建設される計画である[1]。


2010 年 2 月、露国連邦政府は連邦特別プログラム「2010 年～2015 年の期間、さらに 2020

年までの見通しを含めた新世代原子力技術」を承認した。露国の原子力技術開発は、この

プログラムに沿って進められており、天然ウランと使用済燃料の利用効率向上を確保する

原子カ発電所のための閉じた核燃料サイクル（閉サイクル）を持つ高速炉を基にした、新

世代の原子力技術（プラットフォーム）の開発を目標とする。具体的には、ナトリウム及

び鉛、鉛ビスマスを冷却材とした高速炉に関する根本的に新しい技術の開発は、GIF と一致

している。さらに、高速炉用の酸化物（MOX）燃料製造施設の建設、高密度燃料（窒化物燃

料）製造のための施設の建設、クローズド核燃料サイクル技術の開発、多目的 SFR 実験炉

（MBIR）の設計など、さまざまな開発・建設計画が掲げられている。また、その他、小型

の熱利用コジェネ炉や船舶用原子炉技術の転用など、特徴的な技術開発も実施している。

このプログラムは 2012 年に、連邦政府の計画の枠内でブレークスルー（露国語でブラリ

フ）として、連邦政府の計画の 90％に及ぶ内容を見直し、新たな原子力研究開発のプラッ

トフォームを作る計画が作成された。（ブレークスルー計画）この 2020 年までの計画には

総額 3500 億円の予算がついている。

原子力研究・開発は、オブニンスクの物理エネルギー研究所(IPPE)が中心機関となり、

ボチバール無機材料研究所（VNIINM）、原子炉科学研究所（RIAR）、エネルギー技術研究所

（NIKIET）、実験機械製造設計局（OKBM）などの関係機関が参加し、国営原子力企業 ROSATOM

2 - 40

の下で幅広く進められている。


①高速増殖炉

ブレークスルー計画では、Natural Safety と呼ばれる「事故時の退避不要」、「ウランの

多重リサイクルによる有効利用」、「競争力のあるコストを実現する技術」を目指している。

そのため、ナトリウム冷却高速炉（SFR）である BN シリーズの開発と、鉛／鉛ビスマス冷

却高速炉（LFR）の研究開発を並行して行うことが露国の原子力開発の中心として位置付け

られており、共に 120 万 KWe 級での実用化を目指している。

SFR は、BN-350、BN-600、そして昨年運転開始した BN-800 の設計、建設、運転経験の実

績からも高い実績を有しており、重金属炉よりも早期に商業化できると認識されている。

しかし、閉サイクルをよりよく実現するために、重金属（鉛ビスマス、鉛）冷却の高速炉

概念の研究開発も並行して実施して、将来的に選択していくとしている。この選択を行う

時期は明確に定義されていないが、判断に必要な情報が揃った段階で行うとしている。

具体的には、2020 年までのブレークスルー計画は 2030 年まで延長される見通しであり、

閉サイクルの実用高速炉の炉型については、それまでに得られるであろう BN-800 の運転・

保守経験と BN-1200 の設計、技術開発(並びに運転)の成果と、SVBR-100（鉛ビスマス冷却）、

BREST-300（鉛冷却炉）の開発、運転に関する経験、核燃料サイクルの研究開発成果に基づ

いて判断することになる。露国は、多くの経験を有する SFR の開発に加え、LFR も並行して

開発する理由として、LFR は原子力潜水艦での経験があり、原理的にも SFR と比較して炉心

の中性子経済に優れ、プラントや炉心もコンパクトにでき、冷却材が活性でないとの利点

がある。そのため、閉サイクル原子炉システムとしてのポテンシャルは、SFR のシステムよ

りも優れていると判断していると説明している。

これら LFR の潜在的な利点は、ロスアトム、クルチャトフ研究所、IPPE ともに認識して

いるようであるが、クルチャトフの研究者の中には、SVBR-100 の設計研究の進展によって

建設コストが 2倍になったこともあり、BREST 概念を実現するのは難しい（不可能）とする

意見もあった。

このブレークスルー計画の概要は、昨年トロントで開催された PBNC でペルシュコフ副総

裁が発表している。また、この内容については、本年半ば頃までにロスアトムの英文ホー

ムページに掲載される予定である。

BN-1200 の設計研究は、BN-800 の設計・建設経験から 2011 年から 2016 年までの予定で、

設計の見直しが次の 3点を中心に行われている。具体的には、一体型の大型 SG（BN-800 ま

ではモジュラー型の小型 SG）の設計、燃料設計、炉心設計である。（この 3つの具体的内容

は、まだ紹介できないとのこと）

以下の 3 つの研究開発課題に、連邦政府の研究開発計画予算全体の 7 割が充当されてい

る。

2 - 41

１）窒化物燃料とその製造技術の開発

２）BREST-300 の設計開発

３）使用済燃料を 1 年間冷却した後で、直ぐにそのサイトで再処理できる核核燃料サイ

クル技術の開発（＊）

（（＊）乾式と湿式の両方が考えられており、乾式にはまだ課題が残っている）

残りの 3割の予算は、研究開発インフラストラクチャの整備、BN-1200 の設計と核融合の

一部の研究に充当されている。なお、ITER 計画の予算は、別予算（科学研究予算の枠内）

で確保されている。

以下に、SFR と LFR の研究開発の動向を示す。

１、SFR

・ BN800

- 2014 年 6 月に初臨界を達成した

- 現在の 1/3 酸化物（MOX）燃料装荷炉心から、近い将来に全酸化物（MOX）燃料装

荷炉心にする予定であり、その後、窒化物燃料も装荷する予定である

・ BN1200

- 第 4世代原子炉として開発を開始した

- 安全設計基準は、GIF/SDC を採用する方向で検討されている

- 2011 年～2016 年の予定で設計検討を実施。BN800 から、一体型の大型 SG の導入、

燃料、炉心設計を見直す予定である

- 燃料は、将来的に、より高い炉心性能が期待できる窒化物燃料とする予定である

（注：窒化物燃料は、重大事故時に高温溶融すると、冷却材ナトリウムと激しい熱的

相互作用が発生する可能性が高いこと、さらに、窒素乖離の現象も想定すると

炉心溶融時の事象推移に及ぼす知見が乏しく、現状では CDA の影響緩和方策は

明確にされていない）

2、LFR

・鉛ビスマス冷却炉は 1951 年に試験炉ができてから、1971～1976 年に多くの原子力潜

水艦の建設・運転経験を蓄積。炉心溶融事故も経験している

・鉛ビスマス冷却炉として SVBR-100 を開発している（SMR としても位置付けられる）

- 2017 年までに設計研究をまとめ、2020 年頃までの建設を目指して開発している

- 酸化物（MOX）燃料を使用する

・鉛ビスマス冷却材はビスマスの照射によりアルファ線核種であるポロニウムが生成す

ることが課題である

・将来的には、鉛ビスマス冷却炉から鉛冷却炉への移行を目指す

2 - 42

・鉛冷却炉として BREST-300 を開発している

- 2020 年頃までの建設を目指し開発、同時に窒化物燃料製造施設を建設し、実証す

る計画である（SVBR-100 は酸化物（MOX）燃料であるが、BREST シリーズは窒化物

燃料炉心とする考え）

- 将来的には、1200MW 級の商用炉の開発を目指す

・鉛ビスマス冷却材ならびに鉛冷却材は構造材の腐食の課題があり、冷却材温度、冷却

材流速を制限する必要がある（冷却材重量が大きく、耐震要求が厳しい国では、耐震

性確保が課題）

・ LFR の開発の中には、配管破損の影響、燃料破損等の重大事故を含む安全研究も含まれ

ているが、当面は解析コードを駆使して挙動を予測評価し、安全性を評価する考えで

ある。必要があれば、将来的に試験研究を実施する予定である

（露国には、鉛冷却の条件下で試験を行う装置があるので、炉心損傷時の燃料挙動

に関する試験等も実施できるとのこと）

② 中小型炉（SMR：Small Medium Reactor 軽水炉）

露国での SMR の定義は、Small と Medium サイズの原子炉を意味しており、Small（小型

炉）は、300MWe までとして、送電網に接続せずに独立して使う原子炉と考えている。Medium

（中型炉）は、300MWe 以上 600MWe 未満で、これについては送電網に接続する電源として考

えている。

しかし、基幹電源は、経済性の観点から 1500MWe～1600MWe 程度へ大型化していく方向で

ある。中型炉は、送電網に接続する場合、大型炉と比較して効率（経済性）が悪く、送電

網に接続せずに単独で使うには大きすぎるという難点がある。このため、露国では中型炉

の市場は見当たらないし、世界中でもニーズは乏しいと考えている。

露国は送電網が整備されていない地域が多く、中型炉に対するニーズがあるように思わ

れるが、中型炉は kWh 当たりの発電コストが高いので競争力がある概念ではない。

SMR 開発の中心は 100MWe 以下であり、その概念は以下の 3つの分野に区分される。

・ 1-10MWe：軍事基地の熱電供給の需要を満たすものとして既に実用化済み

・ 10-50MWe（主に 20-40MWe）：潜水艦と砕氷船の原子炉で KLT タイプが中心

・ 50-100MWe：浮揚式原子力発電所（RITM200（LWR）、SVBR-100（鉛ビスマス））

これらの原子炉は、開発段階は若干異なっているものの、それぞれの設計研究及びフィ

ージビリティ・スタディの段階までは連邦政府が資金を投資したが、投資はすでに終了し

ている。現在は、民間のパートナーと協力して経済性の向上について検討を進めている。

原子力潜水艦や砕氷船での SMR の開発経験を踏まえ、陸上用の SMR を開発するには、SMR

の経済性を向上させることと共に、安全性の向上と許認可性が必要である。大型炉の安全

性に関する規制要求をそのまま適用すると、SMR の競合性は損なわれるため、現在は、

2 - 43

IAEA/INPRO の中で SMR に適用する安全規制基準の検討に参加している。このような適正な

安全規制基準の作成は、SMR の開発を行っている国々にとって重要と考えている。

③高温ガス炉（HTGR）

高温ガス炉については、連邦政府の計画には明記されていない。ロスアトムでは、高温

ガス炉についてはその用途を良く分析すべきであると認識している。高温ガス炉を発電だ

けに使用するのは非効率・不適切であり、高温のプロセスヒート利用や水素製造等を考慮

する必要があるとの見解である。

露国では、これまで HTGR の研究開発を実施してきており、米国とも幅広く協力して技術

的な課題を解決し、特許や著作権を確保してきた。しかし、露国国内では、これまでの 5

年間、HTGR の建設・運転に興味を持つ産業界のパートナーを探してきたが見出すことがで

きなかった。現在、中国がこの開発を実施しているが、露国では研究開発は停止中である。

高温ガス炉に適用する TRISO 燃料の製造と再処理については、実現可能とする意見と、

再処理に適合する燃料形態ではないとする意見が示された。実現可能とする意見は、フッ

化物揮発法を適用すれば SiC は破壊しやすくなることを論拠としている。一方、困難とす

る意見は、その方法は、実験室規模で原理的には可能であるが、実際の工業規模で実現で

きる見通しが得られていないことに基づいている。

クルチャトフ研究所での調査では、エングローブチ研究施設で被覆粒子の破壊試験を以

前に実施したことがあるが、資金不足でうまくいかなかったとの話が述べられた。また、

高温ガス炉の実用化に向けては、燃料から放出される希ガス FP、Cs 等の FP 核種が、冷却

材中を循環したり、黒鉛や構造物に沈着したりすることになるが、これらを除去・抑制す

る技術開発が必要であるとの意見が述べられた。（この点はクルチャトフでは知見が乏しい

とのことである）

また、高温ガス炉の熱交換技術、崩壊熱除去技術、蒸気発生器の伝熱管破損事故の影響

の問題等は、実験施設を用いた研究も行ってきており、その技術的成立性は見通せると認

識しているとのことである。ただし、高温ガス炉を導入していくためには、大きな障害が

露国にはある。原子炉の立地に対する規制が厳しく、原子炉は他の工業地帯から 30km 以上

離隔させる必要があり、その規制に従えばプロセスヒートの他産業への供給が困難となる

からである。

④超臨界水冷却炉（SCWR）

SCWR に関しては、高温、高圧の原子炉概念の実現を目指すことは火力を含めた熱機関の

開発方向と同様に、当然の流れとしている。露国は GIF の SCWR のシステム取決めにも参加

しているが、超臨界圧水を用いた設計概念について、その使用によって生じる安全上の問

題や経済性への影響を十分には理解していない。ロスアトムでは、SCWR の実用化を考えて

いくためには、まずは超臨界火力発電プラントの運転経験をもとに、そこで得られたトラ

2 - 44

ブル経験を把握し、十分に分析して安定性を確認した上で、これが原子炉に適用可能か慎

重に判断すべきであると考えている。その理由は、原子力では事故時の影響が火力とは大

きく異なるからである。そのため当面は、基礎的な研究開発を行う考えとのことである。

クルチャトフ研究所では、SCWR を軽水炉の現状 0.5 程度の転換比から、超臨界圧水より

もやや条件を緩和した亜臨界圧水を採用し、炉心燃料の形状等も変更することで転換比 0.8

程度を目指すことが現実的であるとの意見が述べられた。

⑤ その他の炉型

クルチャトフ研究所では、ロスアトムの方針とは異なり、VVER-60、VBER-300,450,600 の

研究及び、砕氷船の設計概念に新技術を導入した設計研究が継続されている。

参考文献

[1] 「Nuclear Power New Technological Platform with Closing Fuel Cycle」

V.Pershukov,V.Rachkov (PBNC2014-424)

[2] WNA，“ Nuclear Power in Russia ”，Updated December 2014

[3] IAEA Country Nuclear Power Profiles 2012 Edition, Russian Federation, updated

2012

2 - 45

2.1.5 中国

GIF 関連の活動としてナトリウム冷却高速炉（SFR）と高温ガス炉（HTGR[）の研究開発進

めている。SFR については、原子炉戦略の中で熱中性子炉（PWR 等）に続くを重要の炉型

と位置付けており、実験炉の全出力運転を達成し、実証炉の計画を進めている。HTGR につ

いては中国が知的財産権を持つことを目的にしており、実験炉の全出力運転を達成し、2012

年に実証炉の建設を開始している。この二つ以外にもトリウム溶融塩炉、超臨界圧軽水冷

却炉などの研究開発も実施している。

（1）原子力発電設備の現状と将来の計画

2014 年 6 月現在、中国で運転中の原子力発電所は 20 基（PWR 18 基、PHWR（CANDU） 2 基）、

発電設備容量は 17.0GWe で世界第 6位の規模であり、建設中の原子力発電所は 28 基（PWR、

AP1000：4 基、EPR：2 基を含む）、30.6GWe である。[1]

2011 年3 月の福島第一原子力発電所事故は、中国の原子力政策に大きなインパクトを与

えた。内陸部に計画されていた原子力発電所の着工は2016 年からスタートする「第13 次5

ヵ年」計画期（2016～20 年）まで延期された。これから大々的に採用されようとして

いた「第2 世代改良型」の大型加圧水型炉（PWR）についても新規に着工するものについて

は取りやめ、「第3 世代炉」に変更することが決まった。建設を計画中の原子力発電所は、

34基、38.3GWeで、福島第一原子力発電所事故を踏まえて延期された内陸部の原子力発電所

は24基、25.4GWeである。従って、運転中、建設中、計画中（延期中も含む）を合わせると、

合計106基、111GWeになる。

中国のエネルギー発展12次5カ年計画及び原子力安全計画と2020年遠景目標によれば、

以下のように設備容量を拡大することとされている[1]。

・ 2015 年末までに、稼働 40GWe、建設中 18GWe とする

・ 2020 年末には稼働 58GWe、建設中 30GWe にする

（2）国家エネルギー科学技術計画

原子炉の研究開発計画は、国家エネルギー局が 2011 年 12 月にまとめた国家エネルギー

科学技術第 12 次 5 ヶ年計画に記載されている。[2] この計画は、広く科学技術の研究開発

を取り上げて、探査・採掘技術、加工・転換技術、発電・送配電技術、新エネルギー技術

に分けて各々の方向性を示している。新エネルギー技術には、先進的原子力発電、大型風

力発電、高効率大規模太陽エネルギー発電、大規模多種エネルギー相互補完発電、バイオ

マスの高効率利用が含まれる。このうち、先進的原子力発電では以下の 19 項目の目標、研

究内容、期間などが記載されている。

・先進的加圧水型炉（PWR）

・高温ガス炉

・高速炉発電

2 - 46

・モジュラー式多目的小型原子炉

・先進核燃料要素

・使用済燃料の再処理

・ PWR 基幹設備

・高速実証炉の基幹設備

・知的財産権を有する先進 PWR の実証プロジェクト

・高温ガス炉実証プロジェクト

・高速実証炉

・大型再処理実証プラント

・原子力発電所の原子力材料・設備の研究開発プラットフォーム

・先進的原子炉技術研究開発プラットフォーム

・先進核燃料要素研究開発プラットフォーム

・原子力発電プロジェクト建設技術研究開発プラットフォーム

・原子力発電所計装制御システム研究開発プラットフォーム

・原子力発電所の経年化評価・管理技術研究開発プラットフォーム

これらの主な目標と計画期間を表 2.1.5-1 に示す。

国家エネルギー局は 2014 年 9 月 9 日、原子力発電重大特別プロジェクト「第 13 次 5 ヵ

年」規画編成作業をスタートした。国家エネルギー局の局長は、原子力発電技術の研究開

発ならびに試験検証体系の改善を加速するとともに、科学研究資源の適配分を促進する

考えも明らかにした。また、特別プロジェクトの管理体制改革を深め、原子力発電技術及

び関連する産業の協調発展をはかるとしている。「第 13 次 5 ヵ年」期の実施計画は 2015 年

4 月までに策定される予定である[2]。

2 - 47

表 2.1.5-1 国家エネルギー科学技術第 12 次 5 ヶ年計画－先進的原子力発電[2]

（2011 年 12 月 5 日）

対象技術主な目的期間（年）

先進的加圧水型炉（PWR）第三世代 PWR 技術開発 2011-2020

高温ガス炉実証プロジェクトの自主設計・建設･運転、世界

トップの地位を保持

2011-2015

高速炉発電大型先進高速炉開発の技術的支援 2011-2020

モジュール式多目的小型原

子炉

実証プロジェクトの条件整備 2011-2013

先進核燃料要素 PWR 用先進核燃料集合体の自主設計･製造、高速

炉・PWR 用酸化物（MOX）燃料要素の製造技術掌

握

2011-2020

使用済燃料の再処理再処理施設の建設条件の整備 2011-2020

PWR 基幹設備大型先進 PWR の国産化率 80％達成 2011-2019

高速実証炉の基幹設備基幹設備・材料の国産化 2011-2020

使用済み燃料再処理基幹設

備

設計･製造技術の掌握、再処理施設の建設能力の

整備

2011-2020

知的財産権を有する先進PWR

の実証プロジェクト

設計、安全審査、調達、設備の国産化、建設･据

付･施行管理、調整試験、運転技術の完成

2013-2017

高温ガス炉実証プロジェク

ト

知的財産権を有する 200MW 級モジュールの建設 2011-2014

高速実証炉自主設計･建設、知的財産権の所有、普及能力の

確保

2011-2018

大型再処理実証プラント実証プラントを建設 2013-2020

原子力発電所の原子力材

料・設備の研究開発プラット

フォーム

一流の研究開発機関の設立、試験・研究実施、

知的財産の所有

―

先進的原子炉技術研究開発

プラットフォーム

国家原子力発展戦略研究諮問センターの設立、

先進的原子炉技術研究開発センター及び先進的

原子力発電所建設技術サポートセンターの構築

―

先進核燃料要素研究開発プ

ラットフォーム

商業用燃料集合体の自主設計・製造の実現、先

進的燃料集合体の研究・製造、酸化物（MOX）燃

料、トリウム燃料の研究開発など

―

原子力発電プロジェクト建

設技術研究開発プラットフ

ォーム

原子力発電プロジェクト建設技術統合イノベー

ション研究開発プラットフォーム、原子力発電

所建設技術研究開発プラットフォーム、技術成

果移転プラットフォーム、全サイクル情報･技術

交流プラットフォームを建設

―

原子力発電所計装制御シス

テム研究開発プラットフォ

ーム

計装制御システムの製品及びシステムの国産化

率向上、計装制御システム研究開発･試験センタ

ーの建設

―

原子力発電所の経年化評

価・管理技術研究開発プラッ

トフォーム

経年化評価・管理の技術体系構築、原子力発電

所の経年化評価・管理技術研究開発プラットフ

ォーム、成果移転プラットフォーム、技術支援

プラッとフォームの構築

―

2 - 48


① GIF 関連の活動

中国は、GIF では SFR と VHTR のシステム取り決めに署名しており、以下のとおり研究開

発を進めている。

1. ナトリウム冷却高速炉（SFR）

中国政府は、現在の熱中性子炉（PWR等）から将来の核融合炉へとつなぐ原子炉戦略の中

で、SFRを重要の炉型と位置付けて、研究開発を進めている[2]。

・高速実験炉（CEFR；20MWe）

－2010 年 7 月に初臨界を達成し送電を開始、2014 年 12 月に全出力運転を達成した

－現在はウラン燃料、2017 年までに酸化物（MOX）燃料の試験体を装荷する予定

・高速実証炉（CDFR）

以下の二つの計画を並行して進めている

計画１；「CFR1000」（100 万 kWe 級）を自主設計によって建設する。2018 年に着工し 2023

年に完成させることを目標として、現在、概念設計が行われている

計画 2；露国から「BN800」を 2 基輸入し改良する。それぞれ 2019 年と 2020 年に完成

させる計画で、現在、露国と協議が行われている

・大型高速増殖炉（CDFBR）

－出力 100 万～150 万 kWe で金属燃料を採用し、増殖比 1.5 以上を目指す

－2028 年の竣工を計画している

2. 高温ガス炉（HTGR）

2006 年に公表した「国家中長期科学技術発展規画綱要」では、HTGR を用いた原子力発電

所を 16 件の重大特定プロジェクトの 1つに指定している。自主的な研究開発により実証炉

を建設し、中国が独自に知的財産権を持つモジュラー方式の HTGR 技術の産業化を実現し、

中国の HTGR 技術を世界のトップ水準に維持する。

・高温ガス実験炉（HTR10：熱出力 10MWt、電気出力 2.5MWe）

－1995 年に清華大学で着工、2000 年 12 月に初臨界

－2003 年 1 月に初送電及び全出力運転

・高温ガス実証炉（HTR-PM）

－10 万 kWe のモジュール 2基で構成された高温ガス炉実証炉プロジェクト

－2012 年 12 月に原子炉基礎部分へのコンクリートの注入を開始し正式に着工

－総投資額は 30 億元（約 480 億円）で、運転開始は 2017 年の予定

② その他の炉型

１．トリウム溶融塩炉

2 - 49

中国科学院は 2011 年に、戦略的先導科学技術特別プロジェクトの一環として「トリウム

溶融塩炉」（Thorium Molten Salt Reactor:TMSR）原子力システムの研究を開始することを

明らかにした。戦略的先導科学技術特別プロジェクトは、中国科学院が 2050 年までを視野

に入れてとりまとめた科学技術発展ロードマップに基づいて、長期的な視点から国として

発展させる必要がある重要な科学技術問題にねらいをつけたものである。

中国科学院は TMSR の開発を 4 段階で進めるとしている。まず 2015 年までは問題を発見

する期間として、2MW の実験炉を建設しゼロ出力臨界を達成した後、2年後に 2MW を達成す

る。次の 5 年間では、モジュラー化炉の研究開発を開始するとともに、10MW の実験炉の臨

界を達成する。2020 年～30 年は実証応用段階と位置付けられており、電気出力 100MW の実

証炉を建設し臨界を達成する。そして 2040 年までに商業利用段階に持っていくという計画

である[2]。

TMSR の研究開発は、中国科学院の上海応用物理研究所が担当する。希土類元素採掘の副

産物として産出するトリウムをエネルギーとして活用することを目指している。

2．進行波炉

中国核工業集団公司は 2011 年 12 月に、米マイクロソフト社の創業者ビル・ゲイツ氏が

出資する米原子力ベンチャー「テラパワー」（Terra Power）との間で、「進行波炉」（Travelling

Wave Reactor:TWR）と呼ばれる新型原子炉の共同開発交渉が進んでいることを明らかにし

た。

テラパワー社が開発している TWR は、少量の低濃縮ウランで起動したあとは劣化ウラン

を用いて数十年間にわたって運転できるという特徴を持つ。冷却材にナトリウムを使うプ

ール型炉で、従来の炉より放射性廃棄物の発生量が格段に少ない。劣化ウランは濃縮過程

で発生する副産物。テラパワー社によると米国内の発生量は 70 万トンに達している。TWR

を使うと、約 8 トンの劣化ウランで 250 億 kWh の電力を供給することができるとしている

[2]。

3. 超臨界圧軽水冷却炉（SCWR）

SCWR 研究開発は、科学技術部が 2007 年に同型炉の開発を「国家重点基礎研究発展計画」

に組み込んだことによって大きく進んだ。上海交通大学、清華大学、北京科技大学、華北

電力大学、中国核動力研究設計院、中国原子能科学研究院、上海核工程研究設計院、中科

華核電技術研究院が共同で提案したもので、上海交通大学がリーダーを務めた。プロジェ

クトの経費総額は 3000 万元であった。

同プロジェクトの研究テーマで、上海核工程研究設計院が担当した「超臨界水炉核・熱

カップリング及び安全問題研究」が 2011 年 10 月に、専門家による検収を通過した。なお

中国は、カナダとの間で SCWR の検討会を定期的に開催しており、2012 年 4 月に西安交通大

学で第 3回の検討会が開催された。

2 - 50

①SCWR の炉心と燃料設計、②SCWR の材料、水化学と腐食研究、③SCWR の熱水力学・安全

分析、④SCWR の BOP 系統等がテーマになった。

中国核動力研究設計院は、中国の SCWR 技術研究開発が基礎技術研究開発の目標を達成し、

SCWR の全体技術路線を提示するとともに、100 万 kW 級の SCWR である「CSR1000」の全体設

計プランならびに材料選定プランが完成したことを明らかにした。SCWR の研究開発の第一

段階と位置付けられる基礎技術研究は、2013 年 12 月に国家国防科技工業局による検収をパ

スしている。

「超臨界圧軽水冷却炉（SCWR）の研究開発は、上海交通大学がリーダーとなり 2007～2011

年に総額 3,000 元の予算で実施された。その後もカナダとの間で検討会を定期的に開催し

ている[2]。

参考文献


[2] 中国原子力ハンドブック 2015 テピア総合研究所、2015 年 1 月

2 - 51

2.1.6 韓国

ウラン資源の有効利用と放射性廃棄物の低減のためにも有望なオプションの一つとし

て高速炉を認識しており、1992 年から高速炉 KALIMER（（Korea Advanced Liquid Metal

Reactor；60 万 kWe；金属燃料；タンク型）の開発を進めてきている。また、SMART（加圧

水型炉の一体型モジュラー炉（330MWt））の研究開発も進めている。


2014 年 1 月現在、韓国で運転中の原子力発電所は 23 基（WH 社 PWR：6 基、Framatome 社

PWR：2 基、CE 社 PWR：2 基、PHWR（CANDU）：4基、OPR-1000：9 基）であり、原子力発電設

備容量は 20.7GWe、原子力の発電比率（2012 年）は約 30.4%である。

建設中の原子力発電所は 5 基（うち OPR-1000：1 基、APR-1400：4 基）、また、建設を計

画中の原子力発電所は 5 基（APR-1400）である。OPR-1000 は、韓国の標準 PWR の名前であ

る。また、APR-1400 は韓国の第 3世代 PWR である[1]。

原子力発電設備容量を 2022 年までに 32.9GWe（59％増加）にして、2035 年まで維持する

ことを計画している[2]。


①高速炉

韓国原子力研究所（KAERI）が中心になり、GIF に沿って SFR、VHTR、そして超ウラン元

素変換発電炉 HYPER などの研究開発を進めている。ウラン資源の有効利用と放射性廃棄物

の低減のためにも有望なオプションの一つとして高速炉を認識しており、以下のとおり

SFR の研究開発を 1992 年から進めてきた。

・ 1992 年から高速炉 KALIMER（（Korea Advanced Liquid Metal Reactor；60 万 kWe；金属

燃料；タンク型）の設計を開始

・ 1997～2001 年に基礎技術の開発と KALIMER-150（15 万 kWe）の概念設計を実施

・ 2002～2006 年に主要技術の開発と KALIMER-600（60 万 kWe）の概念設計を実施

2008 年に「将来炉に関する長期計画」を策定した。2016 年に軽水炉使用済燃料施設が満

杯となるため、高速炉（金属燃料）と乾式処理施設を導入して、これらの軽水炉使用済燃

料を処理して削減する方針とした。2016 年に先進乾式処理施設を実験的に開始して、2025

年に商業規模の実証プラントにする意向を示している。さらに、2028 年に GNEP/IFNEC の関

連で米国に支援された GenⅣナトリウム冷却高速原型炉（PGSFR）の建設完成を目指すとし

ている[2]。

2 - 52

図 2.1.6-1 高速炉開発計画[3]

② 中型炉

韓国原子力研究所（KAERI）は、世界初の一体型モジュラー炉の展開を目指しており、SMART

の研究開発を進めてきている。SMART の特徴は以下のとおり。

・ KAERI が開発した 330MWt の加圧水型炉で、発電（100MWe まで）と海水脱塩のような熱

利用もできるように設計している

・一次系一体型で、循環ポンプ、蒸気発生器等の一次冷却系を原子炉容器内に設置して大

LOCA の可能性を排除

・設計寿命は 60 年で、燃料交換サイクルは 3年

2 - 53

KAERI は、2017 年から運転を開始する実証プラントの建設を計画している[2]。

なお、2015 年 3 月に韓国とサウジアラビアは、サウジアラビア国内に 2 基以上のモジュ

ラー炉を建設することを目指した了解覚書に調印した。SMART の建設可能性を審査するため、

2018 年まで 3 年間の予備調査を実施する計画である。韓国政府は、2020 年までに約 10 基

を海外輸出する目標を 2008 年に公表しており、サウジアラビア向けの商談がまとまれば初

輸出ということになる[5]。

③ 超高温ガス炉（VHTR）と水素

KAERI は、300MWe のモジュールとして 950℃で運転して、年間 30,000 トンの水素を製造

する VHTR の設計を GIF に提出しており、2016 年に建設を開始して、2020 年に運転を開始

する予定である[2]。

④ 将来炉許認可基盤研究

韓国原子力安全技術院（KINS）が SFR の許認可基盤（許認可枠組み、安全評価手法、規

格）及び VHTR の安全評価技術の検討を実施している。第一段階として 2012～2015 年に SFR

の特性調査（金属燃料、高速炉、重大事故など）、燃料設計、事象許容基準、高温材料、炉

心評価指針案、軽水炉と比較したギャップ分析等を行なう。第二段階として 2016～2017 年

に SFR の特性調査（ナトリウム安全性、計装制御、人間工学など）、評価ガイド案作成（金

属燃料／炉心応答、安全解析、構造材料、振動隔離系、重大事故）を行なう[6]。

参考文献


[2] WNA, ”Nuclear Power in South Korea ”, Updated February 2015

[3] J. Chang, KAERI, “Status of Fast Reactor Technology Development in Korea”,

The 45ty IAEA TWG-FR Meeting, 20-22 June 2012

[4] A. Shin, KINS, “Status of Regulatory Research for Sodium Cooled Fast Reactor”,

The 45ty IAEA TWG-FR Meeting, 20-22 June 2012


[6] Korea MEST Nuclear R&D Budget,January 2012

2 - 54

2.1.7 インド

インドの原子力開発は、国内に豊富にあるトリウム資源とウラン資源を利用してエネル

ギーを確保することを目指し、三段階のアプローチで進められており、第二段階に相当す

るナトリウム冷却高速増殖炉サイクル技術の開発を重点的に推進している。高速実験炉

（FBTR）は 1997 年から発電（1.3 万 kWe）を開始し、高速原型炉（PFBR）の建設を 2004 年

に開始した。PFBR の安全性・経済性を向上させ標準化した FBR のﾂｲﾝﾌﾟﾗﾝﾄ（50 万 kW×2 基）

を、2023 年までに建設する予定である。


1969 年に BWR（15 万 kWe）2 基の運転を開始した。これと並行して加圧重水型原子炉（PHWR：

CANDU）の導入を検討し、1973～2011 年に 6サイト 18 基（10 万 kWe 級：1 基、20 万 kWe 級：

15 基、50 万 kWe 級：2基）の運転を開始した[1]。

2014 年 1 月現在、運転中 20 基（PHWR18 基、BWR2 基）で発電設備容量は 4.8GWe であり、

原子力の発電比率（2012 年）は約 3.6％である。建設中の原子力発電所は 7 基（PHWR4 基、

VVER2 基、PFBR1 基）、計画中の原子力発電所は 6基（PHWR2 基、EPR2 基、VVER2 基）である。

高い経済成長率（2011～2035 年は年 6.3％で GDP が増大）、人口の約 1/3 は電気の恩恵に

浴してないことなどから原子力発電の導入ニーズは高く、原子力発電設備容量の計画値は、

29GWe（2022 年）、63GWe（2032 年）である[1]。

ケーススタディとして、軽水炉の使用済燃料を再処理して、回収した Pu と U を FBR でリ

サイクルできるようになれば、2050 年頃の電力設備の半分を原子力で賄うことも可能であ

ろうとの検討結果を公表している。（図 2.1.7-1）

2 - 55


インドの原子力開発は、国内に豊富にあるトリウム資源とウラン資源を利用してエネル

ギーを確保することを目指し、以下に示す 3 段階のアプローチで進められており、第 2 段

階にあたる高速増殖炉（FBR）サイクル技術の開発を重点的に推進している[2]。

・第 1段階

天然 U（U-238）を燃料として利用できる加圧水重水炉（PHWR）を建設し、発電とともに

U-238 から核分裂性の Pu-239 を生産する

・第 2段階

PHWR 燃料を再処理して回収される Pu と減損 U を燃料として使うナトリウム冷却高速炉

（SFR）を建設し、発電とともに U-238 から Pu-239 を生産する。電力需要の伸びが緩やか

になった第 2段階の後期には、ブランケットに Th-232 燃料を装荷し核分裂性の U-233

を生産する

・第 3段階

SFR のブランケット燃料を再処理して回収される U-233 と Th-232 を燃料として使う新型

重水炉（AHWR；増殖炉）を建設して、発電とともに Th-232 から U-233 を生産する

（3）新型炉の研究開発

第 2段階となる FBR の研究開発は、ナトリウム冷却高速炉（SFR）を対象としてインディ

ラ・ガンジー原子力研究センター（IGCAR）で以下のとおり進められている。

図 2.1.7-1 インドの原子力導入シナリオ（ケーススタディ）[2]

2 - 56

①高速実験炉（FBTR）

－1985 年から炭化物燃料（PuC/UC）を使用して運転し、1997 年から発電（1.3 万 kWe）

も行っている

－2003 年から FBTR 燃料処理のための再処理パイロットプラント CORAL が運転中である

－蒸気発生器とタービン、燃料以外は仏国の高速実験炉ラプソディと同じループ型炉の

設計である

－現在、炉心は炭化物燃料と酸化物（MOX）燃料のハイブリッド化が進められている

②高速原型炉（PFBR）

－PFBR（50 万 kW；酸化物（MOX）燃料；タンク型）を 2004 年に着工した

－PFBR 用の初期の酸化物（MOX）燃料は、先進燃料製造施設（AFFF）で製造している

－2015 年 3 月に初臨界達成予定

③ FBR

－PFBR の安全性・経済性を向上させ標準化した FBR のﾂｲﾝﾌﾟﾗﾝﾄ（50 万 kW×2 基）を 2023

年までに建設する予定である

④ 商用 FBR（CFBR）

－システム倍増時間の短縮化が期待される金属燃料を用いた CFBR（100 万 kWe）を導入す

る計画（2025 年以降）

また、IGCAR では 1997 年からカミニ（Kamini）研究炉（30kWth）を運転している。カミ

ニ研究炉は、トリウムを照射して得られる U-233 を燃料に用いる試験炉である。

バーバ原子力研究センター（BARC）では将来のトリウム燃料の本格利用時代に備えて、

30 万 kW 級改良型重水炉（AHWR）の開発を進めている。これは垂直圧力管型の重水減速・沸

騰軽水冷却炉でトリウム・プルトニウム燃料を用い、受動的安全性を強化している。

既に詳細設計や原子力規制委員会（AERB）による安全審査前の設計安全評価（プレヒア）

も終えており、2022 年までに運転を開始したいとしている[2]。

参考文献

[1] WNA, ”Nuclear Power in India ”, Updated February 2015

[2] 「世界の原子力事情第 5 回インドの原子力開発の動向」（日本原子力学会誌

Vol56,No.4(2014)）

2 - 57

2.1.8 ベルギー

原子力発電所は段階的に廃止されることになっているが、原子力の開発は継続すること

が認められており、ベルギー原子力研究センター（SCK.CEN）は、材料試験炉 BR-2 が運転

を終了するまでに MYRRHA（ Multipurpose Hybrid Research Reactor for High-tech

Applications）を建設して運転を開始したいと考えている。SCK.CEN は、MYRRHA を液体の

Pb-Biの破砕ターゲットにプロトンビームを当てる陽子加速器から構成される57MWtの加速

器駆動システム（ADS）にする予定であるが、建設資金の目途が立たないことから出資国を

募っている状況が継続している。


2014 年 1 月現在、ベルギーで運転中の原子炉は 7基（軽水炉）であり、総発電容量は 6.2GWe

である。原子力の発電比率（2012 年）は約 51％であり、仏国に次いで世界第二位である。

このようにベルギーでは、原子力は不可欠かつ重要な電源であるが、1986 年のチェルノブ

イリ事故以降厳しい状況が続き、2003 年には段階的な既設炉の閉鎖や新規建設の禁止を盛

り込んだ「脱原子力法」が制定された。

その後、2003 年の脱原子力法の改正法案が議会に上程され、2013 年 12 月に制定された。

これにより、ベルギーの原子力発電所は段階的に廃止されて 2025 年には全て閉鎖されるこ

とになっている[1]。


2003 年の法律で、ベルギーにある 7基の原子炉の運転を 40 年で廃止することとなってい

る。これによると７基の内、3基は 2015 年で廃止になり、残りの 4基の大型炉は 2025 年で

40 年の寿命を迎える。ただし、廃止の条件は、同じコストで電気を供給できるという電源

が見つかった場合という条件付きなので、2015 年に廃止予定の原子炉は、向こう 10 年の延

長が可能となり、2025 年まで全プラントは運転できるようになっている。

なお、2003 年の法律は既設炉の運転期間だけを定めたもので、原子力の研究開発は継続

することが認められている。

（3）原子力の研究開発

ベルギーにある材料試験炉 BR-2 は、運転寿命となる 2016 年には、10 年の運転延長を申

請し 2026 年まで運転を可能とする予定である。SCK.CEN は、この運転が終了するまでにモ

ルに MYRRHA（Multipurpose Hybrid Research Reactor for High-tech Applications）を建

設して運転を開始したいと考えている[2]。MYRRHA は、主に照射試験と未臨界炉の運転経験

の蓄積を目的としている[3]。

この研究炉は、初は液体の Pb-Bi の破砕ターゲットに 600MeV、2.5mA（または 350MeV、

5mA）のプロトンビームを当てる陽子加速器から構成される 57MWt の加速器駆動システム

2 - 58

（ADS）になる予定である。Pb-Bi の破砕ターゲットは、Pb-Bi 冷却、未臨界の高速炉の炉

心にもなる。この研究炉は ADS として、その技術の実証及び、廃棄物中の長半減期核種の

核変換の研究の目的で使用される。後になって、研究炉は加速器を切り離して、原子炉の

炉心から破砕ループを取り除いて臨界高速中性子炉施設として運転されることになる。そ

のとき MYRRHA（鉛ビスマス冷却高速炉－LFR）は、燃料の研究、GeⅣ炉の材料の研究、そし

て放射性同位元素と不純物を添加したシリコン（高性能の電子回路に不可欠な要素）の生

産の目的に使用される。2020 年代の初めから、これは Advanced Lead Fast Reactor European

Demonstrator （ALFRED（＊））のための技術の試験設備（technology pilot）になる予定

である。

（＊）European Sustainable Nuclear Industrial Initiative（ESNII）が開発を進めて

いる熱出力 300MWt、電気出力 120-125MWe の LFR 技術の demonstrator

MYRRHA は建設資金 960 百万ユーロの内、40％をベルギー政府、残りの 40％を他の国が出

資する目途が立てば、建設に移行できることになっている。しかし、まだその目途が立た

ないことから、2014 年で終了予定であった第 1 期計画を 2 年間延長して、出資国を募って

いる状況が継続している。SCK.CEN はこの資金提供元として、日本とドイツが有望な国とし

て期待しており、仏国、英国も候補として考えているとのことである。

MYRRHA には 18 か国、50 機関が参加している。基本は、欧州の民間企業、研究機関であ

るが、日本、中国、カザフスタンの研究機関も参加している。現在、SCK.CEN には約 100 名

の研究者が参加し、海外のパートナーも 100 名程度おり、合計 200 名が従事している。

概念設計は、欧州 5 か国のメンバーからなる Central Design Team(CDT)が進めており、

加速器部分は SCK と海外の研究機関、システム設計はアレバ、アンサルド等の設計メーカ

が担当している。全体の設計統括は、SCK.CEN が行っている。

安全要求については、WENRA 等の設計ガイドラインを参照して、福島第一事故後の厳しい

耐震設計要求等も反映している。

冷却材に鉛ビスマスを選定しているが、MYRRHA の運転温度を 260℃から 420℃の間とする

ことで、腐食の問題は少なくなると考えている。この腐食の挙動を確認するために、多く

の研究がなされており、試験ループも SCK.CEN で建設している。また、露国の BOR-60 とは、

被覆管材料の照射挙動の研究を行っている。

しかしながら、被覆管の高温度は 560℃（運転時の異常な過渡変化時の高温度）とな

るため、酸化被膜で腐食を抑制することを基本とした上で、アルミニウムコーティング等

の技術開発を検討している。

MYRRHA に使用するドライバー燃料は、フェニックスやスーパーフェニックスで経験のあ

る酸化物（MOX）燃料を採用し、被覆管材料だけ鉛ビスマスに適合する材料にする考えであ

る。燃料の再処理には、露国の酸化物電解法で対応する考えとのことである。

保守検査性については、300℃の温度条件での超音波による可視化機器の開発が行われて

2 - 59

おり、水中よりも高い解像度が見込めるとのことである。

MYRRHA の研究開発では、露国との研究協力(BOR60、オブニンスク)が重要視されている。

MYRRHA に関心がある国は、イタリア、ドイツ、ルーマニア、スウェーデン、スペイン、ロ

スアラモス研究所、韓国のソウル国立大学、中国の科学アカデミー等である。韓国の KAERI

は、設計検討で協力していたが、現在は KAERI 自身が SFR 開発を中心に進めることとした

ことから協力していない。

MYRRHA に参加している学者からは、MYRRHA は MA 専焼炉として考えており、FBR サイクル

では Pu を効率的に燃焼 or 生産させることに専念し、同サイクルシステム全体を簡素化す

るとともに、経済的にもハードルを低くすることに傾注すべきである。一方、MA 抽出と消

滅を行う ADS サイクルは、FR サイクルに付属する小さなサイクルとして考え、FR と ADS で

役割分担を明確にするのが良いとの考えが紹介された。MYRRHA に参加している学者からは、

以下の考えが紹介された。

参考文献


[2] WNA, ” Fast Neutron Reactors ”, Updated December 2014

[3] J-PARC核変換実験施設の検討状況日本原子力研究開発機構２０１３年９月１３日

群分離・核変換技術評価作業部会（第３回）J-PARC センター核変換セクション

2 - 60

2.1.9 インドネシア

原子力発電所の導入が計画されたが、具体化していない。原子力庁（BATAN）は、発電及

び海水脱塩のために韓国の SMART に対するプレフィージビリティ研究を実施している。ま

た、日本政府とインドネシア政府は、インドネシアの原子力発電の開発準備、計画及び促

進するための協力協定に調印しているが、2014 年 8 月、日本原子力研究開発機構（JAEA）

と BATAN は、高温ガス炉の研究開発を含めるため、この協力協定を拡大することに同意し

たと発表した。

（1）発電の現状と将来の計画

インドネシアの発電能力は 35GWe であり、2013 年現在、1 人当たりの電力消費量は

500kWh/yr であるが、人口の 36%は電力が得られていない。2012 年の電力生産量は 1960 億

kWh であり、その内訳は褐炭が 950 億 kWh、石油が 330 億 kWh、天然ガスが 455 億 kWh、水

力が 130 億 kWh 及び地力が 90 億 kWh であった。

工業生産の成長率は 10.5%であり、2026 年の電力需要は 4500 億 kWh と予想されている。

電力需要の伸びを賄うため、また石油を再び輸出するため原子力発電に移行する予定であ

る。また、政府は 2020 年までに二酸化炭素排出量を 26%削減することを目標としている。

（2）原子力の開発計画

1989 年、政府はジャワ島のムリヤ半島に着目した研究を開始し、1958 年に設立した原子

力庁（BATAN：Badan Tenaga Nuklir Nasional）が 7,000MWe 級のプラントに関するフィー

ジビリティ研究を実施した。本研究は 1996 年に完了し、サイトを選定したが 1997 年早期

に本計画は無期限の延期となった。2006 年の国家エネルギー政策 2006-2026 において、

1,000MWe 級の原子力発電所 2 基の建設を 2010 年に開始し、2016／2017 年に運開する計画

が示されたが、この計画も保留となった。

政府は、原子力発電所 4 基（計 6GWe）のための予算に 80 億ドルを割り当て、2017 年ま

でに電力需要の 2%を原子力で賄うことを目標にすると公表した。2010 年には 3サイトが検

討されており、その内の 1サイト（Bangka 島）に対するフィージビリティ・スタディを BATAN

が実施している。Bangka 島は、活火山から遠く、地震及び津波ハザードが小さく、また人

口も少ない。その州政府の交替により、Bangka 島の計画は後退した。


原子力庁は、送電網が脆弱で、マレーシアからも電気を輸入している地域に向いてい

る小型炉の利用に着目している。2013 年 11 月、研究・技術省（RISTEK）は、30MWe 級の小

型炉の建設の意思を表明した。

原子力庁は、発電及び海水脱塩のために韓国の SMART に対するプレフィージビリティ・

スタディを実施している。

2 - 61

2007 年 11 月、日本政府とインドネシア政府は、インドネシアの原子力発電の開発準備、

計画及び促進するための協力協定に調印した。2014 年 8 月、JAEA と原子力庁は、高温ガス

炉の研究開発を含めるため、この協力協定を拡大することに同意したと発表した。商用炉

の導入の前に原子力庁は、3-10MWe 級の試験炉及び実証炉の建設を検討している。この実証

炉の建設には 4年かかり、運転開始は 2020 年を計画している。

参考文献

[1] WNA, ”Nuclear Power in Indonesia ”, Updated December 2014

2 - 62

2.1.10 カザフスタン

政府は原子力発電の必要性を強調し、露国との間で原子力発電所の建設の計画が進めら

れている。カザフスタン原子力委員会は、小型コジェネレーションに着目した高温ガス炉

の研究協定を JAEA と締結している。また、国立原子力センターと JAEA は、50MW 級の高温

ガス炉を設計、建設及び運転するための研究開発協定に調印しており、Kazakh 原子力技術

安全センターと JAEA は、高温ガス炉の安全性研究に関する協定に調印している。

（1）発電の現状と将来の計画

カザフスタンの 2013 年における電力生産量は 939 億 kWh であり、石炭が 73%を占め 690

億 kWh、天然ガスが 170 億 kWh、風力が 75 億 kWh であった。また、23 億 kWh を輸入した。

1972 年から 1999 年まで露国の BN-350 を運転し、135MWe の発電と 80,000m3/day の海水の

脱塩を行っていた。BN-350 は、国際的な支援を受け廃炉中である。使用済燃料及び 1,000

トンの放射性ナトリウムはサイトに貯蔵されている。

2012 年 5 月以降、許認可、安全及びセーフガードに対して責任を有する規制機関は原子

力庁である。前身は原子力委員会であり、産業・新技術省の傘下であった。国営原子力企

業カザトムプロム社は、政府のウラン採掘、原子燃料の製造及び原子力材料の輸出入を管

理するために 1996 年に設立された。カザフスタンは、世界のウラン資源の 12%を有し、2014

年には 22,830 トンのウランを生産した。

カザフスタンは、電力需要の増加による電力不足、国内の需給のアンバランス、設備の

老朽化による送電ロスなどの問題を抱えている。そのため、政府は原子力発電の必要性を

強調し、露国との間で原子力発電所の建設の計画を進めている。

（2）原子力の開発計画

2012 年の政府のエネルギーシステム開発計画では、2030 年に 150TWh/y の電力を生産し、

その内の 4.5%（900MWe に相当）を原子力で賄うことを計画している。2015 年、政府は発電

及び送電に対して 78 億ドルの出資を行うことを計画し、2030 年までに 640 億ドルの出資を

予測している。

2014 年 5 月末にカザトムプロム社は、300～1200MWe 級の VVER 建設のためロスアトム社

との協定に調印した。2015 年 1 月の原子力法の協議においてエネルギー大臣は、露国製の

原子炉を Kurchatov に建設し、電力需要に応じて WH 社製の AP-1000 を Balkhash に建設す

る予定であると公表した。


国立原子力センター（NNC）が 1992 年に設立され、6つの研究所に 2,700 名の研究者がい

る。NNC は、原子力の平和利用及び放射線安全の研究を行っている。Semipalatinsk 核実験

場は、すでに閉鎖されている。カザフスタンにおける全ての原子力研究炉は NNC の管轄下

2 - 63

にある。

2008 年 6 月、カザフスタン原子力委員会は、小型コジェネレーションに着目した高温ガ

ス炉の研究協定を JAEA と締結した。2012 年 6 月及び 2013 年 2 月、NNC と JAEA は、50MW 級

の高温ガス炉を設計、建設及び運転するための研究開発協定に調印した。また、2012 年に

Kazakh 原子力技術安全センターは、高温ガス炉の安全性研究に関する JAEA との協定に調印

した。

2010 年 10 月、NNC は、加速器駆動システムによる放射性廃棄物の燃焼及び放射性同位元

素製造の研究を行うため、ベルギーの MYRRHA 計画の協力協定に調印した。

参考文献

[1] WNA, ”Uranium and Nuclear Power in Kazakhstan ”, Updated March 2015

2 - 64

2.2 国際機関の動向

2.2.1 GIF の動向

（1）概要[1][2]

第 4 世代原子力システムとは、「第 1世代」（初期の原型炉的な炉）、「第 2世代」（現行の

軽水炉等）、「第 3 世代」（改良型軽水炉、東電柏崎刈羽の ABWR 等）に続く、次世代の原子

炉概念として称され（図 2.2.1-1）、高い安全性・信頼性、放射性廃棄物の、核拡散抵抗性・

核物質防護、及び経済性（表 2.2.1-1）を具備した革新的原子炉システムである。

図 2.2.1-1 原子炉システムの世代

表 2.2.1-1 GIF の開発目標

第 4 世代原子力システム国際フォーラム（GIF）は、2030 年代の商業導入を目指した技

術実証段階前までの研究開発を多国間協力で推進することを目的に 2001 年 7 月に発足した

国際協力の枠組みであり、12 ヶ国 1 機関（アルゼンチン、ブラジル、カナダ、フランス、

日本、中国、韓国、南アフリカ、ロシア、スイス、イギリス及びアメリカ及び欧州原子力

項目開発目標

安全性・信頼性安全で信頼できる運転炉心損傷の発生頻度が極めて低く炉心損傷程度も小さい

敷地外の緊急時対応が不要

持続性燃料の効率的利用放射性廃棄物の小化と管理

核拡散抵抗性・核物質防護軍事転用の魅力が低く盗取困難、耐テロ性

経済的性他のエネルギー源を凌駕するライフサイクルコスト他のエネルギープロジェクトと比肩する金融リスク

2 - 65

共同体（EURATOM））が GIF の理念を示した憲章に署名している。

GIF では、前述の開発目標に照らし、冷却材、燃料、システム等の組合せによる様々な

概念について精査し、2002 年に研究開発対象とする次世代の 6炉型（超高温ガス炉（VHTR）、

ナトリウム冷却高速炉（SFR）、超臨界圧水冷却炉（SCWR）、ガス冷却高速炉（GFR）、鉛冷却

高速炉（LFR）及び溶融塩炉（MSR））を選定し（図 2.2.1-2）、当時に 10 年間の研究開発の

マイルストーンを定めた技術ロードマップを策定した。ただし、VHTR は持続可能性の要件

は満たさないものの、発電以外の熱利用も可能にする VHTR を 6 炉型の一つに選定し、比較

的早い段階の普及を期待した[3]。さらに、その実現の早さへの期待を込めらて、2002 年の

ロードマップ策定時に炉型の順番を設定した。

図 2.2.1-2 GIF における研究開発対象の 6 炉型

近の動向[4]

（2）近の動向[4]

現在、アルゼンチン、ブラジル及びイギリスを除く 9 ヶ国 1 機関が、多国間枠組協定の

もと、参加を希望する次世代炉についてのシステム取決め或いは覚書に署名し、役割を分

担して研究開発・協力を実施している（表 2.2.1-2）。また、GIF は、過去 10 年間の研究開

発進展に基づき、2002 年に策定した技術ロードマップを 2014 年 1 月に改訂した（図

2.2.1-3）。

2 - 66

表 2.2.1-2 GIF の枠組協定のもと多国間協力を実施している国・機関

図 2.2.1-3 GIF における技術開発ロードマップ（2014 年 1 月）

成立性確認段階は、基本概念を適切な条件下で試験し、起こりうる全ての致命的問題を

特定し解決する段階と定義している。性能確認段階は、工学的規模のプロセス、現象及び

物質性能を典型的条件下で検証し適化する段階としている。実証段階は、原型炉等を用

いて商用化に向けた、システムの詳細にわたる設計、許認可、建設及び運転をする段階で

枠組協定締約国

実施機関締結年月システム取決め覚書

VHTR SFR SCWR GFR LFR MSR

カナダカナダ天然資源省 (NRCan) 2005/2 ○

ユーラトム共同研究センター(JRC) 2006/2 ○ ○ ○ ○ ○ ○

フランス仏原子力・代替ｴﾈﾙｷﾞー庁(CEA) 2005/2 ○ ○ ○ ○

日本資源ｴﾈﾙｷﾞｰ庁(ANRE(SCWR))日本原子力研究開発機構(JAEA)

2005/2 ○ ○ ○ ○ ○

中国中国科学技術部 (MOST)中国国家原子能機構 (CAEA)

2007/12 ○ ○

韓国教育科学技術部 (MEST),韓国研究財団 (NRF)

2005/8 ○ ○

南アフリカエネルギー省 (DoE) 2008/4

ロシアロスアトム（ROSATOM） 2009/12 ○ ○ ○ ○

スイスポール・シェラー研究所(PSI) 2005/5 ○ ○

アメリカエネルギー省 (DOE) 2005/2 ○ ○

実証段階成立性確認段階性能確認段階

2000 2005 2010 2015 2020 2025 2030

VHTR

SFR

SCWR

GFR

LFR

MSR

米NGNP*1, 中HTR-PM*1

仏ASTRID*2(欧ESFR)

欧ALLEGRO*3

露BREST*4, SVBR*4

各国の開発対象（例）

*1 原子炉出口温度は750℃／*2 技術実証炉（60万kW）／*3 実験炉（設計検討段階）／*4 中小型炉（BRESTは30万kWe、SVBRは10万kWe）GIFでは、超高温ガス炉（VHTR）とは高温ガス炉（HTGR）を発展させたものとし、出口温度は700℃から950℃を念頭に検討しつつ、将来的に1000℃を目指すとしている。

2 - 67

ある。

ここで、GIF による 10 年前の研究開発・協力の開始時点での炉型毎の技術レベルや、過

去 10 年間の各国の財政的支援は異なっており、SFR や VHTR には多くの国が財政的支援を行

い研究開発に進展があった一方、他のシステムに関しては財政支援が少なかった。今般の

ロードマップ改訂では、新たに取上げるべき技術開発課題や進捗を踏まえて変更すべき技

術開発課題の有無、福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全目標への影響、プロトタイ

プ（原型）と技術実証に対する要件等の観点から、現状の成立性確認段階（SCWR、MSR、GFR）、

性能確認段階（VHTR、SFR、LFR）を起点に今後 10 年間に重点化する研究開発目標を改めて

整理し（表 2.2.1-3）、マイルストーンを定めたものである。各炉型とも、次の段階へのス

テップアップを目指すものの、今後 10 年間の研究開発目標は必ずしも炉型で横並びとはな

っていない。例えば、SFR は、大型の実用炉の実現を念頭にした工学規模での技術の実証に

重点を置いており、そのためのデモンストレーター（ASTRID 等）の建設スケジュールを睨

みつつ、機器・システムについての安全性・運転操作性に係る研究開発課題が設定されて

いる。一方、LFR は、GIF の開発目標に照らすなら 100 万 kWe の大型炉を指向するところで

あるが、今日的にはロシアで開発が進められている小型の原型炉（ロシア SVBR（10 万 kWe）、

BREST（30 万 kWe））の早期実現への期待のもと、材料腐食や冷却材純度管理といった LFR

の枢要な要素技術の研究開発に注力するとしている。VHTR については、目標とする出口温

度の超高温化に重点化を置くとともに、ユーザー（市場）との関係を構築することに力点

を置いている。

表 2.2.1-3 技術開発ロードマップにおける当面 10 年間の主な研究開発目標

炉型当面10年間の主な研究開発目標

VHTR 原子炉出口温度1000℃超、燃焼度15～20万MWd/tを達成するための燃料・材料の更なる研究開発を実施

高温プロセス加熱に興味を持つユーザーへのアプローチ、産業用熱利用ユーザー要求の反映ユーザー要求に合致した水素製造技術開発を実施

SFR プール型（タンク型）炉、ループ型炉及びモジュラー型（小型）炉の概念が存在中国、インド、日本、ロシアで運転中または建設中の実機が存在し、日仏露は先進的SFRの技術を実

証する炉を近い将来に建設、中韓印では国家プロジェクトを実施

安全性・運転操作性に係る技術開発（炉心固有安全性、ナトリウム漏えい対策、炉心損傷事故対策等）、安全設計クライテリアの適用、先進燃料開発、機器設計・プラントバランス、燃料取扱技術、システム統合・評価、経済性評価等を実施

SCWR 圧力容器型炉及び圧力管型炉の概念設計と安全評価の実施燃料集合体炉外試験、合体機器試験、原型炉設計、模擬燃料集合体炉内試験の実施

数年内に原型炉仕様を決定

GFR 熱出力240万kWthの低増殖炉がレファレンス

冷却材喪失事故（外部電源喪失を含む）に対応すする安全設計、炉内外試験による新型燃料開発、主要機器・システム開発のための試験施設建設、小型実験炉ALLEGROの設計を実施

LFR 2020年以降の原型炉実現への期待（ロシアSVBR（10万kWe）、BREST（30万kWe））材料腐食、冷却材純度管理、炉内計装、燃料交換技術、MOX燃料・MA燃焼（可能ならば窒化物燃

料）、供用期間中検査等の研究開発に重点化

MSR 液体熔融塩の物理化学とその技術、特に、材料腐食、安全、塩処理に関する更なる研究開発を実施

2 - 68

（3）炉型毎の研究開発の動向[5][6]

1) 超高温ガス炉

中国では HTR-10 による発電と固有安全性の実証試験に引き続きモジュール型の HTR-PM

の 2017 年運転開始を目指してその建設を進めるとともに、被覆粒子燃料製造施設の建設を

並行実施している。その他、中長期的なプログラムとして、日本で GT-HTR300、韓国で NHDD、

アメリカで GT-MHR の検討が進められてきているほか、VHTR SA に署名していないロシアに

おいても、諸外国との覚書も活用して高温ガス炉に係る研究を進めている。なお、GIF では、

超高温ガス炉とは高温ガス炉（HTGR）を発展させたものとし、当面の出口温度は 700℃から

950℃を念頭に検討しつつ、将来的に 1000℃を目指すとしている。ただし、アメリカは、現

状では出口温度の違いによりバルブやサーキュレータの開発レベルが異なること等から、

750℃の体系ではパイロット規模まで技術が成熟しているものの、950℃の体系では一段階

下の実験室規模までの技術と評価しており[7]、概念検討段階である GT-HTR300 や NHDD が

950℃を目指す一方、具体的な建設が進む HTR-PM やこの様な背景のもとアメリカの GT-MHR

は 750℃で設計されている。

GIF における VHTR の SA には、EURATOM、フランス、日本、中国、韓国、スイス、アメリ

カの 6 ヶ国 1 機関が署名しているが、レファレンスシステムを定めず、個別の課題に対し

て下記のプロジェクトが進行中あるいは準備中である。

水素製造PAでは、ISプロセス法及び高温蒸気電解法を対象に研究開発が行われている。

IS プロセス法については日本及び韓国で試験研究が実施されており、中国もこれに興味を

示し 100 NL·H2/h 規模の製造施設建設に向け設備整備に着手している。高温蒸気電解法に

ついてはアメリカで開発が進められ、4kW 規模での水素製造の 1000 時間運転が実証され

2012 年 4 月にシステム評価とライフサイクルコスト評価の報告書が刊行された。アメリカ

では 2005～2011 年の NGNP フェーズ 1 において、プラント概念や燃料形態の選択等の関連

技術の研究が進められ水素製造技術の検証と選択が行われた[8]。NGNP の第 2フェーズ以降

は、具体的な研究開発に移行せず、産業界と民間がアライアンスを形成しユーザーの開拓

が進められている。カナダは SA 脱退後も PA を継続しており、2007 年から高温蒸気電解法

の研究開発を行っているほか、SCWR の枠組みの中で低温での水素製造を可能とする Cu-Cl

プロセス法を開発し、実験室規模でプロセス概念の成立性が確認された。

燃料・燃料サイクル PA では、被覆粒子燃料（TRISO）の研究開発が行われている。アメ

加欧仏日中韓南ア露瑞米

システム取決め（SA） ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

水素製造PA ○ ○ ○ ○ オブ ○ オブ ○

燃料・燃料サイクルPA ○ ○ ○ オブ ○ ○

材料PA ○ ○ ○ オブ ○ ○ ○

計算手法検証・ベンチマークPA 暫定暫定暫定暫定暫定

加：カナダ、欧：ユーラトム、仏：フランス、日：日本、中：中国、韓：韓国、南ア：南アフリカ、露：ロシア、瑞：スイス、米：アメリカ○：研究・協力が実施可能な署名、オブ：オブザーバ、暫定：暫定メンバー

2 - 69

リカでは AGR-2 用の UO2被覆粒子燃料について、燃焼度・温度・中性子スペクトルをパラメ

ータとした照射試験が終了し、現在、照射後試験が実施されている。ヨーロッパでは、HFR

での燃料照射試験の殆どは完了し、事故時安全性確認のため 1700℃及び 1800℃での燃料健

全性を評価するための照射試験が実施中である。韓国では HANARO での TRISO 燃料照射が

2014 年に開始された。この照射燃料については、将来、日本と共同で照射後試験を実施す

る計画であるが、両国とも照射後試験に必要な費用の見通しは立っておらず、検討を継続

している。中国では、被覆層である SiC の酸化挙動に焦点をあてた特性評価が実施されて

いる。燃料サイクルに関連した検討では、使用済燃料の管理、使用済黒鉛減速材の管理、

VHTR を活用した核変換が主要課題となっている。ヨーロッパでは黒鉛の終処分に関する

プロジェクト（CARBOWASTE プロジェクト）のワークショップが 2013 年 3 月に開催され、そ

のための研究開発課題が VHTR の PA に追加される可能性がある。EU では、先進炉による核

熱・発電に係る研究開発プロジェクト（ARCHER プロジェクト）の中で、処分後の被覆材腐

食挙動評価、被覆粒子燃料の長期挙動評価モデルの開発、廃棄物管理におけるセーフティ

ケース研究が実施されているが、VHTR を用いたトリウムサイクルの検討は未着手である。

材料 PA では、黒鉛減速材と金属材料に係る研究開発に重点化している。これまでに約

300 件の技術論文が書かれ、これが GIF 材料ハンドブックとして集約されている。ASTM や

ISO に相当する国際的な基準構築に向け、炉心支持構造物の金属材料データは順調に蓄積さ

れているが、黒鉛材料データの提供が遅れている状況にある。短期的には炉心出口温度

850℃以下の材料成立性に焦点を当てているが、将来、1000℃を超えるための新材料開発が

必要であり、セラミック複合材を用いた制御棒開発に向け、その製造技術や照射挙動につ

いて検討が継続されている。

計算手法検証・ベンチマーク PA は、まだ発行に至っておらず参加国も暫定である。なお、

GIF の枠組ではないが、IAEA において、事故時燃料挙動解析に係るベンチマークの必要性

について議論された。また、高温ガス炉の安全基準作成に向けた基本的な作業枠組みが 2014

年 10 月に構築されており、検討の準備が進められている[9]。

2) ナトリウム冷却高速炉

フランスでは ASRTID の概念設計が 2015 年まで進められ、2016 年から基本設計のフェー

ズに移行する予定である。中国では実験炉 CEFR が 2014 年 12 月に定格出力に到達し、ロシ

アからの技術導入と並行して自国での SFR 開発を進めている。ロシアでは実証炉 BN-800 が

2014 年 6 月に臨界となり発電に向けて準備中である。

この様な背景の下、GIF における SFR の SA には、EURATOM、フランス、日本、中国、韓

国、ロシア、米国の 6 ヶ国 1 機関が署名し、その下で下記のプロジェクトが進行中あるい

は準備中である。

2 - 70

先進燃料 PA では、耐高温・耐高放射線性の被覆管やラッパ管開発だけでなく、高燃焼度

MA 含有燃料の研究開発を行っている。燃料材では酸化物、金属、窒化物、炭化物が、炉心

材料ではフェライト系鋼、マルテンサイト系鋼及び酸化物分散強化型鋼（ODS）が対象とな

っている。現在、マイナーアクチニド（MA）燃料関連の試験を実施している。2009 年から

は MA 消滅処理を炉心で行う方策（濃縮された MA を炉心周辺に位置する専用燃料内で燃焼）

に対応し、対象とする燃料研究課題を拡張している。2013 年には、特に、「常陽」で照射し

た Am 含有酸化物燃料と、アメリカの ATR で照射した MA 含有酸化物燃料並びに金属燃料の

照射後試験（PIE）を実施した。また Am を含む UO2燃料に関連し焼結パラメータ及び焼結メ

カニズムの研究、UN 並びに(U,Pu)N の融点測定、遠隔自動運転によるホットセルにおける

MA 燃料製造、さらに簡素化ペレット法のための粒状化処理技術のプロセス開発も行ってい

る。被覆管の開発として、フェライト/マルテンサイト鋼製被覆管の製造及び特性試験を継

続し、また HT9 被覆管特性の熱処理による影響を評価した。さらに、ODS 鋼被覆管を含む燃

料ピン照射に向けた準備を継続した。

包括的アクチニドサイクル国際実証（GACID）PA は、フランス、日本及びアメリカの 3

ヶ国で結ばれている PA であり、アメリカが MA 材料を提供し、フランスで照射用燃料に加

工し、これを日本の「常陽」や「もんじゅ」で照射する試験計画である。「常陽」における

Am-1 試験に関し、アメリシウム移動等の照射挙動の解析が行われた。現在、「常陽」は停止

中であるが、復旧後に再開される予定である。アメリカでは、ATR 材料試験炉を用い、2000

年代中頃の GNEP で計画された AFC-2C ピン及び 2D ピンの照射試験が行われ、燃料特性につ

いて分析された。フランスでは U,Pu,Am,Np の酸化物燃料製造に関する研究開発が進行中で

ある。特性測定の全体計画を定め、試験は日仏米の研究所で分担することとなった。

機器設計・BOP PA では、供用期間中検査技術、蒸気発生技術と超臨界 CO2ブレイトンサ

イクル等の代替技術を含み、種々の機器設計とプラント配置に係る試験・評価が行われて

いる。ナトリウム中可視化技術（USV）について調査を行うと共に、検査用センサの研究開

発を行った。破断前漏えい(LBB)関連技術として、疲労亀裂進展（FCG）試験とクリープ亀

裂進展試験を実施した。蒸気発生器（SG）に関する研究として、流動特性の解析、二重伝

熱管の部品試作を実施した。また S-CO2ブレイトンサイクルシステム開発の一環として、熱


システム取決め（SA） ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

先進燃料PA ○ ○ ○ オブ ○ オブ ○

GACID PA ○ ○ ○

機器設計・BOP PA オブ ○ ○ オブ ○ オブ ○

安全性・運転性 PA ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○

システム統合・評価PA 暫定暫定暫定暫定暫定暫定暫定


2 - 71

力学的性能データ取得及び動的制御並びに自律制御の開発を実施した。更に今後の試験デ

ータ取得のための Na-CO2反応試験装置が製作された。

安全性・運転性 PA では、安全性に係る技術とその評価のための手法・モデル・コード開

発、各国が現在有する高速実験炉／原型炉を含む試験計画・運転経験の集約及び革新的設

計・安全システム研究の 3 つのワークパッケージが進められている。炉心崩壊事故におけ

る諸現象の解析を進めるとともに、第 4 世代炉のための安全目標並びに一般的な安全原則

について検討を行った。自然対流に関する解析手法の高度化と PSA 研究も実施された。シ

ミュレータープラットフォームが開発された。また新ナトリウム実験施設として、韓国

KAERI において STELLA-1 が制作された。メンテナンス関連の技術開発として、腐食ハザー

ド評価コード「PSYHCE」が改良された。さらに、地震荷重の影響緩和の観点で必要となる

安全機能及び設計対策の分析・評価を行った。

また、2010 年に GIF 議長の指示により SFR システムの安全設計クライテリア（SDC）構

築のタスクフォースが設置された。SDC は、GIF の設計と評価に係る安全アプローチに従い、

体系的かつ総合的な SFR の構造・システム・機器に関する安全設計の標準（基準）である。

SDCは、2011年から2年かけて検討され、2013年に SDCフェーズ1報告書がIAEAや OECD/NEA

の規制活動委員会（CNRA)・多国間設計評価プログラム（MDEP）、SFR のシステム取決め締結

国の規制機関に技術レビューのため提出された。各機関、規制側との調整の結果、IAEA で

は原子力エネルギー局だけでなく原子力安全セキュリティ局をまき込んで GIF に参画して

いない国を含むより広範な推進側と規制側の意見交換、OECD/NEA については CNRA の場を用

いた規制側と GIF 側の意見交換を実施し、国際標準となる安全基準策定に向けた作業が進

んでいる[10]。

3) 超臨界圧水冷却炉

カナダでは圧力管方式を、EURATOM は日本とともに圧力容器方式の SCWR について検討中

であり、GIF のレファレンスプラントとしては、技術ロードマップ改訂版の中で数年中に選

択される見込みとされている。

この様な背景の下、GIF における SCWR の SA には、カナダ、EURATOM、日本、ロシアの 3

ヶ国 1機関が署名し、その下で下記のプロジェクトが進行中あるいは準備中である。

材料・化学 PA では、圧力容器型炉と圧力管型炉に共通する機器・構造材料の健全性と水


システム取決め（SA） ○ ○ ○ ○

材料・化学PA ○ ○ ○ オブ

熱水力・安全PA ○ ○ ○ オブ

システム統合・評価PA 暫定暫定暫定暫定

燃料品証試験PA 暫定暫定オブオブ


2 - 72

化学が研究開発の中心である。材料健全性については、SCW 条件下での耐酸化性に関して、

バルク材の他、代替としてのコーティング材の腐食性試験が行われている。また 2012 年に

は、腐食データの信頼性向上のためのラウンドロビン腐食試験が開始されており、現在結

果を取りまとめ中である。カナダでは、過去に検討された折り畳み式燃料被覆概念の採用

を 2013 年に判断したことで、候補材料を 5つに絞り込みこれらを対象に更なる評価のため

に不足する腐食データの取得試験を実施している。また、照射下の材料挙動に関して、1960

年代に実施された米国核過熱実験プログラムの照射損傷データをレビューしている。水化

学に関しては、カナダでモデル化に多くの進捗を見せており、カナダウクライナ電子線照

射施設（CI-EITF）での実験などから SCWR 炉心において水の放射線分解イオンに誘起した

腐食の可能性などを示す結果を得ている。

熱水力・安全 PA では、超臨界流体の熱輸送と臨界流量データベースに差があることから、

熱水力挙動解析コードの検証が重要な研究開発課題となっている。カナダでは、主として

管および円環を対象として多くの熱伝達実験がなされており、流体温度や熱流束をパラメ

ータとしたデータなどが取得されつつある。欧州では、2010 年に欧州超臨界圧水冷却炉設

計プロジェクト(HPLWR)が終了したことから、超臨界圧水や他の流体の熱伝達およびシステ

ム安定性に主たる焦点が当てられている。2010 年に、既存乱流モデルの評価・改善、大渦

シミュレーション(LES)/直接数値シミュレーション(DNS)の解析手法開発及び実験に基づ

いて基準データベースを作成し、利用することを目的として、革新原子力システム熱水力

プロジェクト(THINS プロジェクト)が開始され、これらの実験・計算の両面での研究が進め

られると共に、システム安定性シミュレーションも実施されている。また、ロシアは、小

規模超臨界圧水リグの計画を有しており、近年本 PA への実験による貢献を提案している。

システム統合・評価 PA 及び燃料品質保証試験 PA は、まだ発行に至っておらず参加国も

暫定であるが、システム統合・評価においてはカナダにおいて予備的概念検討が行われて

いる。CANDU 炉と同様の圧力管型で、冷却材と減速材を分離したモジュール炉概念を踏襲し、

熱出力 2540MW である。また、Th を利用し(Pu-Th)酸化物を燃料としている。燃料品質保証

試験 PA に関しては、チェコの LVR-15 研究炉に試験施設が設置される予定であり、欧州 SCWR

概念の蒸発器条件での燃料品質保証試験が実施される計画である。また、SCWR における燃

料および核分裂生成物の挙動に関する知見が乏しいため、燃料不純物の溶解度や輸送挙動

を調べるための試験などが計画されている。更に、2013 年には EURATOM プロジェクトパー

トナーと中国連合との間で 2 機関協定が締結されたため、中国のプロジェクト結果を本 PA

に反映することが可能になったとしている。

4) ガス冷却高速炉

欧州では、大型のレファレンスプラント概念に基づき、第 7 次欧州研究フレームワーク

計画の一部のプロジェクトの中で実験炉 ALLEGRO の設計検討と基礎基盤研究が進められ、

フレームワーク計画に続く HORIZON2020 の中で継続されている。なお、アメリカでは、

2 - 73

General Atomic 社が国の支援を受けずに独自に EM-2 の設計検討を行っている。

この様な背景の下、GIF における GFR の SA には、EURATOM、フランス、日本、スイスの 3

ヶ国 1機関が署名し、その下で下記のプロジェクトが進行中あるいは準備中である。

概念設計・安全 PA では、高温・高出力密度を達成し得る燃料・炉心材料、低増殖比を維

持可能な均質炉心とアクチニド燃焼炉心設計、信頼性の高い崩壊熱除去システム及び燃料

サイクルシステムについての研究開発が必要とされている。ヨーロッパにおける GFR の研

究は個別の国で実施されておらず、FP7 の GOFASTR プロジェクトの中で GFR の燃料や崩壊

熱除去に係る研究が行われてきた。しかし、このプロジェクトが 2013 年 2 月に終了したた

め、2013 年の主要な R&D 成果は GIF に反映されていない。なお、GFR 燃料に関しては、FP7

ASGARD プロジェクトのクロスカットとして継続されている。

燃料・炉心材料 PA は、まだ発行に至っておらず参加国も暫定であるが、ピン型の燃料概

念として、リークタイトなピンとするために薄い金属ライナーを挟んだサンドイッチ型の

SiC 被覆管と、燃料ペレットとのバファー層としてポーラス上の炭素質のブレードを挿入し

たものを考案し、炉物理の観点からその炉心成立性を確認した。

5) 鉛冷却高速炉

LFR については、各国でその進め方に大きな差がある。

ロシアでは、1950 年代初頭から鉛ビスマス冷却炉を開発し、原型炉 2基と原子力潜水艦

7 隻が 80 炉年にわたり運転された。運転初期にはスラグによる炉心流路閉塞・炉心溶融、

冷却材の凝固、ポロニウム汚染等のトラブルがあったが、その後順調に運転され 1990 年代

初頭までに運転を終了している[11]。この潜水艦で培われた鉛ビスマス冷却炉の技術を背

景に 2020 年頃の運転開始を目指し原型炉に相当する BREST-OD-300、SVBR-100 の設計検討

が行われている。ただし、これらの課題へは、熱外中性子を用いた炉であること、GIF の目

指す出口温度よりも低い温度の運転であったことで対応しており、GIF は単純にこの経験を

GIF の LFR には外挿できないとしている[4]。一方、欧州では、EURATOM フレームワーク計

画の下で、基礎的な研究開発とともに、実用炉である ELFR の概念検討が行われている。そ

の他、日本では東工大において、LSPR、PBWFR の概念検討、オブザーバであるアメリカでは

SSTAR の概念検討が行われている。

この様に、ロシア以外の国は、その研究開発は、材料腐食や冷却材純度管理といった枢

要な技術に重点化した基礎研究を行っている段階であり、各国・各機関各々独自に進めて


システム取決め（SA） ○ ○ ○ ○

概念設計・安全PA ○ ○ ○

燃料・炉心材料 PA 暫定暫定暫定暫定


2 - 74

いる基礎研究を中心に情報交換を行っている状況である。

この様な背景の下、GIF の中では、具体的な研究開発・協力を行い得るシステム取決め

に至っておらず、法的拘束力の無い覚書（MOU）に、EURATOM、日本、ロシアの 2 ヶ国 1 機

関が署名し、各国・各機関が独自に進めている基礎研究を中心に情報交換を行っている。

これまでの情報交換会合で、各国の研究開発の状況を共有してきた。安全・リスク評価

手法 WG の要請に基づき、LFR についても安全設計クライテリアと安全白書を作成すること

とし、FP7で実施されたLEADERプロジェクトの成果であるALFREDの設計を白書に活用した。

LFR 開発全体に対してロシアの寄与は大きく、ロシアでの LFR 開発の状況が 2014 年のロ

ードマップ改訂に反映されている。ロシアでの LFR 関連研究開発は、安全、熱流動、冷却

材、構造材料の各分野で実施されている。日本からは、東工大より幾つかの LFR 概念が提

案されている。EURATOMでは前述のLEADERプロジェクトでのALFRED設計検討が中心であり、

部材試験、鉛の腐食および熱流動・蒸気発生管破損試験のためにいくつかの試験が実施さ

れている。なお、EURATOM の取組については、LEARDER プロジェクトの後継プロジェクトと

して ARCADIA プロジェクトが 2013 年に開始された。このプロジェクトにはルーマニアが参

加している。

6) 溶融塩炉

MSR の研究開発課題は、ロシアの MARS プロジェクトにおける溶融塩アクチニドリサイク

ル・燃焼炉（MOSART）と第 7 次 EURATOM フレームワーク計画の資金提供でフランスが実施

した EVOL プロジェクトのトリウム溶融塩高速炉（MSFR）の概念検討が挙げられるが、何れ

の国も MSR は、基礎研究の段階にあり具体的な概念設計には至っていない。

この様な背景の下、GIF の中では、具体的な研究開発・協力を行い得るシステム取決め

に至っておらず、法的拘束力の無い MOU に、EURATOM、フランス、ロシアの 2ヶ国 1機関が

署名し、各国・各機関が独自に進めている基礎研究を中心に情報交換を行っている。

GIF における MSRの MOU では、燃料と冷却材を兼ねる従前の溶融塩炉を対象にしている。

一般的な研究開発課題として溶融塩の物理化学特性の検討が挙げられ、GIF の中では、炉心

核設計手法のベンチマーク、安全研究、複合物理モデル開発、熱流力データの取得等に係

る情報交換を実施している。また、MOSART 概念からは超ウラン元素溶解やテルル腐食に係


覚書（MOU） ○ ○ ○ オブ



覚書（MOU） ○ ○ オブオブオブ ○ オブ


2 - 75

る研究の状況をが紹介されている。

FHR は現状の覚書の適用外ではあるが、比較的近い将来の溶融塩炉のオプションと考え

られ、固体燃料炉心の冷却に溶融塩を用いる溶融塩冷却高温炉（FHR）も調査対象とする意

向である。

（4）評価手法開発の動向[5][6]

GIF では、前述の通り、安全性・信頼性、持続性、核拡散抵抗性・核物質防護及び経済

性の 4 つの開発目標を設定している。この目標に対するシステムの評価のため、設立時に

策定したロードマップにおいて経済性評価手法、リスク・安全性評価手法及び核拡散抵抗

性・核物質防護評価手法を開発することとし、各手法開発のワーキンググループが設置さ

れている。

経済性評価手法ワーキンググループでは、経済性評価のガイドラインを作成し、G4ECONS

コードが開発された。この手法は、GIF のシステム評価のみならず、IAEA や大学での検討

に提供されている。また、後述する IAEA の INPRO で開発された評価手法との比較も行われ

ている。

リスク・安全性評価手法ワーキンググループは、GIF のシステムに関する安全設計やリ

スク低減、規制対応において一貫性のあるアプローチを推進することを目的としている。

GIF の安全原則、安全目標、性能を提案し、客観性のある統合安全評価手法を開発するとと

もに、GIF のシステムに対する手法の適用と実証、各システム検討の支援を行っている。近

年では、その手法の利用に係るガイダンスを文書化し、各システムに適用した評価結果を

安全白書として報告する準備が進められ、VHTR の安全白書については既に報告されている。

福島第一原子力発電所事故以降は、GIF の安全性・信頼性の敷地外の緊急時対応が不要とい

う目標の達成が重要視されている。その活動においては、各国の規制当局や国際機関（IAEA、

INPRO、MDEP）、安全とセキュリティの観点から核拡散抵抗性・核物質防護評価手法ワーキ

ンググループとの連携・情報交換を行っている。

核拡散抵抗性・核物質防護評価手法ワーキンググループは、GIF のシステムにおける核

拡散抵抗性向上や核物質防護のための措置の有効性と適性を評価し、性能の評価結果を

設計に反映させ、必要な研究開発を提案することを図ることを目的としている。評価手法

は、指標と尺度及び専門家の意見聴取によって構成され、そのガイダンスの改訂版が 2011

年に完成した。この手法を用い、GIF の 6 つの炉型の評価が行われたほか、ESFR の核拡散

抵抗性・核物質防護性についてのケーススタディ、高速炉サイクル概念に対する評価、

MYRRAH への適用性評価が行われ、更には IAEA の INPRO における核拡散抵抗性・保障措置性

評価手法開発プロジェクトの協働を行っている。

2 - 76

2.2.2 IAEA の動向

（1）概要[12][13]

国際原子力機関（IAEA）は、原子力の平和的利用の促進と、原子力の平和的利用から軍

事的利用への転用防止を目的として、1957 年に発足した国際機関である。2014 年 2 月現在

の加盟国は 162 ヵ国。その目的を達成するために、大きく二つの業務として、原子力平和

利用に関する業務（研究・開発及び実用化の推奨と援助、科学・技術上の情報交換の促進、

科学者・専門家の交換・訓練の推奨、安全上の基準の設定・採用等）と、軍事的利用への

転用防止に関する業務（保障措置の設定及び実施業務）を行っている。IAEA の組織では、

総会・理事会の下に事務局長がおり、その下に技術協力局、原子力エネルギー局、原子力

安全保安局、管理局、原子力科学・利用局、保障措置局の 6つの局が設置されている。

これらの局のうち、原子力エネルギー局では、軽水炉発電に係る世界の情報のとりまと

めや運転経験の共有、使用期間延長・出力向上等の取組に対する支援、共同研究のサポー

ト等を行っているほか、軽水炉・重水炉（LWR/HWR）の先進技術、SFR 等の高速炉（FR）、VHTR

等のガス炉（GCR）などの次世代の原子炉に係る技術ワーキンググループ（TWG）を設置し、

それらを開発する国々の参加を得て情報共有を中心とした活動を支援し、原子力の幅広い

利用としての淡水化や水素製造の技術的検討の支援、中小型炉に係る情報のとりまとめも

行っている[14]。さらに、TWG において、様々な協力研究プロジェクト（CRP）が提案・審

議され、革新的原子炉に係る国際協力が進められている[15]。

また、エネルギー資源、気候変動、安全保障の観点から 21 世紀における原子力エネルギ

ーの果たす役割の重要性に鑑み、原子力エネルギーが持続可能な形で貢献可能であること

を示し、原子炉及び燃料サイクルにおいて、望むべき革新を達成できるよう技術ホルダー

と技術ユーザーを結びつける目的で、革新的原子炉及び燃料サイクルに関する国際プロジ

ェクト（INPRO）が 2000 年に同局に設置された。INPRO は、先進国と発展途上国からの専門

家や政策決定者が、21 世紀における革新的原子力エネルギーシステム(INS)の開発と実用化

に関する議論と、原子力エネルギー計画の技術面、経済性、環境問題、核不拡散及び社会

的側面の議論ができるようフォーラムを提供するとともに、その評価手法の開発、評価結

果への助言、INS 導入に係る構造分析等を行う。INPRO へは 39 ヶ国 1 機関が参画し、評価

手法開発、シナリオ解析等の 4 つのタスクとその下にある共同プロジェクトに対し、関心

を持つ場合は実務を伴う参加と情報入手のみとするオブザーバ参加を選択する[16]。

（2）近の動向

1) 次世代の原子炉に係る TWG

次世代の原子炉に係るTWGについては、現在、高速炉TWG（TWG-FR）、ガス炉TWG（TWG-GCR）、

軽水炉先進技術TWG（TWG-LWR）、重水炉先進技術TWG（TWG-HWR）及び原子力淡水化TWG（TWG-ND）

が設置されている。

TWG-FR は、1967 年に設置され、現在、ベラルーシ、ブラジル、中国、フランス、ドイツ、

2 - 77

インド、イタリア、日本、カザフスタン、韓国、オランダ、ロシア、スウェーデン、スイ

ス、ウクライナ、イギリス、アメリカ、経済協力開発機構原子力機関（OECD/NEA）及び欧

州委員会（EU）の 17 ヶ国 2 機関が参加している（アルゼンチン、ベルギー、スペインの 3

ヶ国はオブザーバ参加）。TWG-FR の総会は毎年開催され、高速炉に係る各国の研究開発動向

について情報共有が行われている。2014 年 5 月に開催された第 47 回総会では、高速炉開発

を行っている国のほか、高速炉そのものの開発は行っていないものの関連する安全研究を

実施している国から、種々の取組の報告があった。近年の TWG-FR においては、重大事故、

特に福島第一原子力発電所事故後の高速炉の安全性、現在及び将来の高速炉の受動的安全

性、供用期間中検査・補修や液体金属中の可視化技術に係る検討の優先度が高い。また、

過去に高速炉研究開発を行ってきた国での経験や知識の保存や軽水炉シミュレータ同様の

教育用高速炉シミュレータの開発も注目されており、種々の技術検討会合が開催されてい

る。さらに、新たな CRP として、中国から CEFR 起動試験解析、アメリカから FFTF で行わ

れた試験のベンチマーク解析が提案されている[17]。

TWG-FR の中で議論され具体化された CRP のうち、高速炉機器・システムの運転経験・知

識の分析、Phenix の End of Life 試験で実施された制御棒非対称引抜試験及び自然循環試

験の解析、EBR-II 崩壊熱除去に係るベンチマーク解析は完了した。現在、高速炉 CDA 事象

におけるソースターム分析、ナトリウム物性及びナトリウム試験施設の安全設計とガイド

ライン策定が行われており、第 47 回 TWG-FR で提案されたもんじゅ炉容器上部プレナムの

自然循環に係るベンチマーク解析が新たな CRP として既に追加されている[15]。

また、2013 年 3 月には IAEA の主催のもと高速炉システムに関する国際会議（FR13）が

開催された。この国際会議は、福島第一原子力発電所の事故後、原子力の安全性と必要性

が議論される中においても 26 ヶ国 4機関から約 650 名の参加を得て、基調講演 9件、招待

講演 57 件を含む約 220 件の口頭発表と約 155 件のポスター発表があり、発表論文は 375 件

に達した。FR13 では、中国から実験炉 CEFR 及び実証炉 CFR-600、フランスから技術実証炉

ASTRID、インドから原型炉 PFBR 及び商用炉 CFBR、ロシアから実証炉 BN-800・SVBR-100 及

び BREST-300 の開発が積極的に行われていることが紹介され、アメリカからは新たな原子

力研究開発プログラムの下で実施される小型モジュール炉（SMR）や新材料等の研究開発の

例が紹介された。テクニカルセッションにおいては、SFR だけでなく様々な高速炉を含め、

設計、安全性、材料、燃料サイクル、シナリオ・経済性、運転・廃炉の分野における研究

発表があった。また、FR13 の中では、先に述べた GIF での SDC 構築に関するパネルディス

カッションが行われた。なお、次回の高速炉システムに関する国際会議は 2017 年にロシア

にて開催される予定である[18][19]。

TWG-GCR は、1978 年に設置され、現在、中国、フランス、ドイツ、インドネシア、日本、

韓国、オランダ、ロシア、南アフリカ、スイス、トルコ、ウクライナ、イギリス、アメリ

カ、経済協力開発機構原子力機関（OECD/NEA）、欧州委員会（EU）及び GIF の 14 ヶ国 3 機

2 - 78

関が参加している。TWG-CGR では、発電とプロセス熱利用のためのガス冷却炉の開発につい

ての国際協力を推進している。TWG-GCR の総会は 2年に 1回開催され、高温ガス炉に係る各

国の研究開発動向について情報共有等が行われている。2013 年 3 月に開催された第 23 回総

会では、福島第一原発事故を受けて、高温ガス炉に関する安全設計及び安全評価について

見直すとともに、高温ガス炉の優れた安全性の理解を深めることが重要であることの合意

がなされた。特に、高温ガス炉の重大事故は想定すべきなのか、格納容器は必要なのかど

うか、メカニスティックソースタームの取り扱いはどうするかといったことについて、世

界の高温ガス炉の専門家よる協議が必要であり、そのために、高温ガス炉の安全基準に関

する新たな CRP を立上げる方向で検討を進めることが決定した[20]。近年では、AVR といっ

た既存のガス冷却炉に係る情報共有だけでなく、福島第一原子力発電所事故以降、高い安

全性を有する原子炉として着目されている高温ガス炉の開発に焦点が置かれ、中国の HTR

プロジェクト、日本の HSHTR 及び CBHTR[20]、アメリカ・ロシアによる GT-MHR 等の原子炉

開発プロジェクトや、EURATOM の第 7 フレームワーク計画やアメリカの NGNP プロジェクト

の中で関連研究開発が進められている[5]。

TWG-GCR の中では以前より協力研究計画（CRP）の検討が行われ、高温ガス炉に係る CRP

については 1998 年に開始された高温ガス炉の特性評価（CRP5）、2000 年に開始された高温

ガス炉用燃料の技術開発の進展（CRP6）、2007 年に開始された原子力プロセス熱利用（CRP7）

について近年終報告書が取りまとめられている[9]。高温ガス炉の安全基準に関する新た

な CRP に関しては、米国、独国、韓国、中国、カザフスタンなど多くの国が参加を表明し

ており、日本原子力機構も 2014 年 2 月に署名を済ませている。第 1 回の会合は 2015 年 6

月をめどに開催される予定である。

TRG-LWR 及び TWG-HWR では、SMR（小型モジュラー炉）は一次冷却系を原子炉容器内に設

置して配管破断による冷却材喪失事故の可能性を排除することを狙い、mPower（アメリカ）、

CAREM-25（アルゼンチン）、SMART（韓国）、CAP-150, CAP-FNPP, ACP-100（中国）、SVBR-100,

BREST-300（ロシア）などの炉に関する要素技術研究開発が進められており、各国の原子力

規制機関より基本概念の承認を得ている炉、またそれらのいくつかは建設中の炉もいくつ

か存在する。各国において研究開発が進められている SMR であるが、東京電力福島第一発

電所事故をきっかけに、各国原子力規制機関は高い安全性を要求しており、CAREM-25（ア

ルゼンチン）のようにレベル 3-PSA を実施したような例もあり、当該事故を境に、出力規

模が従来の軽水炉より小さく小型で、安全性が高いといったその特徴から小型モジュール

炉は注目を集めている[21]。なお、革新的な水冷却炉に関連する CRP として、SCWR の熱水

力に関する理解と予測、SCWR の熱輸送及び熱水力コード検証が実施されている[15]。

2) INPRO

2000 年より開始された INPRO では、原子力エネルギーの持続可能を達成するために経済

2 - 79

性、インフラストラクチャ、廃棄物管理、核拡散抵抗性、核物質防護、環境及び安全性に

ついての基本原則とユーザー要件を定め、定量的・定性的な評価の指標と許容限度を示し、

その評価手法が開発されている。例えば、廃棄物管理については、廃棄物発生量の実用的

に小化すべきという基本原則を立て、処分に至るまでの全ての段階で長期の有害度を

小化することを含む廃棄物発生量を小化すべきとのユーザー要件のもと、発電電力量当

たりの放射性物質発生量等を合理的に実現可能な限り低減すること、実現可能な研究開発

戦略を立案することを確認するための手法等を、核拡散抵抗性については、兵器転用の魅

力を無くすため核拡散抵抗性の内在的特性と外在的特性の両者が組込まれるべきとの基本

原則を立て、核不拡散に関する国の寄与・義務・政策が国際基準を適切に満たすべきとの

ユーザー要件のもと、法的枠組みと制度的枠組みの有無を確認するための手法等が開発さ

れている。安全性については、原子力システムの設置に対し運転操作だけでなくシステム

や設備の故障に対しても既存の設計と比較し堅牢性を持つべきという基本原則を立て、シ

ステムの簡素さや裕度、運転性、検査性等を設計図書上で優れていることを確認できるこ

とを確認するための手法等が開発されている[22]。

このような、核燃料サイクルの評価手法を開発し、2012 年には革新炉（高速炉）を用い

た核燃料サイクルシナリオについて、経済性、インフラストラクチャ、核拡散抵抗性、環

境、廃棄物管理性及び安全性の視点での定量評価が行われた[23]。これらの INPRO グルー

プの活動成果を踏まえ、IAEA は 2014 年 4 月に IAEA の重要課題を担う部局として INPRO 課

を組織し、2014 年 5 月に 2014～2015 年の INPRO アクションプランを示した[24]。このアク

ションプランには、グローバルシナリオ、革新、INPRO 手法及び政策と対話の 4プロジェク

トがある。

グローバルシナリオでは、技術ホルダーが開発する革新的原子炉及び核燃料サイクルの

仕様を参照し、様々な革新炉導入のケーススタディが行われた結果を踏まえ、ユーザー国

が革新炉とその核燃料サイクルを利用する代表的なロードマップとその実現に向けた課題

と課題解決方法を検討するための新たなタスク世界的に持続可能な原子力エネルギーシス

テムへの移行のためのロードマップ（ROADMAPS）が 2015 年から開始されている[25]。この

プロジェクトは革新炉の研究開発活動そのものではないものの、将来の革新炉及びその核

燃料サイクルに対するユーザーからの技術的・政策的要求を示唆するものであり、革新炉

の開発成果を世界の市場に向けるならば、開発中の革新炉の開発目標に影響する可能性が

ある。

共同プロジェクトの一つである革新では、重大事故の発生防止とその影響を緩和する革

新的原子炉概念の検討（RISC）タスクが 2013 年からの活動として計画されている。本プロ

ジェクトの目的は、安全要求の進化と関連する原子力技術と制度の革新により、終的に

原子力発電所施設敷地外での移転や避難措置を回避するための不断の努力をもたらすこと

を実現するものである。具体的な活動としては、先進炉概念（例えば、スリーマイル島原

子力発電所事故やチェルノブイリ原子力発電所事故後に検討された第 3 世代炉や第 4 世代

2 - 80

炉の概念等）をレビューし、それらの概念の一つないし幾つかについて安全性に係る評価

を実施し、その概念におけるさらなる開発の必要性についての提言、グローバルな原子力

エネルギーシステムの安全性を高めるための多国間協力（例えば、安全要求の統一）の検

討、といった活動が考えられている[26]。ただし、タスクの具体的な活動は現時点におい

ては確認されていない[27]。

また、同じく革新のプロジェクトでは、工場生産された小型炉の設置に係るケーススタ

ディが提案されている。このケーススタディは、前年までのプロジェクトで小型炉の設置

に係る制度的課題の摘出と解決策提案を受け、国際的な安全要求下での小型炉輸出を念頭

に炉の生産から輸送、設置に係る他の課題摘出と解決策提案を行うものである[24]。当該

プロジェクトは前年の検討報告書の公開後に開始することとされており、INPRO アクション

プラン提案時において予算措置は無く運営委員会において検討報告書を踏まえて実施の可

否を検討するとされていたが、2015 年 2 月に本件に関するコンサルタンシー会合が予定さ

れており、今後、INPRO の中で当該ケーススタディが実施される可能性がある[27]。

3) IAEA/GIF 合同シンポジウム

IAEA では、GIF 及び革新的原子力システムに関する IAEA プログラムにおける重要な分野

の一つが、第 4 世代 SFR のための安全アプローチ、安全要求及び安全設計クライテリア

(SDC-SFR)の調和であるとして、SFR の安全性に関する一連の IAEA-GIF 共同ワークショップ

を 2010 年より開催してきた。IAEA 側は、原子力エネルギー局のリードのもと GIF との共同

開催としているが、原子力安全セキュリティ局も参加し、各国の規制側メンバーも参加し

て議論が行われている。これまで、第 1 回 IAEA-GIF 共同ワークショップ「SFR の運転と安

全側面」（2010 年 6 月 23～25 日）、第 2 回ワークショップ、「SFR の安全側面」（2011 年 11

月 30 日）が開催された。一昨年 2月に開催された第 3回 IAEA-GIF 共同ワークショップ「SFR

の安全設計クライテリア」では、2011 年に GIF 政策グループ（PG）により提案された SDC-SFR

の策定に焦点を当てた議論が行われた。GIF PG は、2013 年 7 月に GIF 加盟国の規制当局と

複数の国際機関（IAEA、OECD/NEA/CNRA、MDEP）に SDC-SFR のフェーズ 1レポートを検討す

るように依頼し、ゼネラルクライテリアを実行するための詳細なガイドラインとともに設

計クライテリアを定量的に示すことを意図したフェーズ 2 の作業に進むことを決定した。

同時に、GIF と IAEA は SDC-SFR を満たすことができる工学的ソリューションを提示するこ

とを目指し、現在開発中の革新的 SFR の設計チームを招くことに同意した。これらのトピ

ックを議論するために、また、第 3 回 IAEA- GIF ワークショップの参加者による提案を受

けて、第 4 回 IAEA-GIF 共同ワークショップ「SFR の安全性」が昨年 6 月に開催された。こ

の技術的会合・ワークショップでは、1) 各国の規制当局や国際機関による SDC-SFR フェー

ズ 1 レポートレビューの状況、2) 革新的 SFR 概念の設計者による現在の SDC-SFR の実行、

3) SDC-SFR フェーズ 2策定状況、及び、4) 個別の安全設計クライテリア、例えば、重大事

故発生の事実上の排除、設計基準外事象、ナトリウムボイド反応効果等について議論され

2 - 81

た[10]。

SFR の SDC は現行世代軽水炉を対象とした IAEA の安全要件である SSR2/1 を参照にしつ

つ、第 4 世代炉の安全アプローチ及び SFR の特徴を踏まえて整備されたが、この際東京電

力福島第 1 原子力発電所事故の教訓を反映させている。すなわち、外部事象に起因する共

通要因失敗事象、長期電源喪失対策としての崩壊熱除去と燃料プール冷却、プール内使用

済み燃料の閉じ込め機能及び多重事故管理への備えといった点を考慮に入れたものとなっ

ている[28]。

4) その他[29][30]

IAEA では革新的原子炉技術に係る様々な技術会議の開催、レポートの刊行を行っている

（表 2.2.2-1 及び 2.2.2-2）。主として、SFR、VHRT 及び SMR に関する技術会議、レポート

が多い。

2 - 82

表 2.2.2-1 IAEA が主催した革新的原子炉技術に係る主な技術会議（2013 年～）（1/3）

開催タイトル対象炉型

VHTR SFR SCWR GFR LFR MSR SMR

26‐27 Feb, 2013

3rd Joint GIF‐IAEA Workshop on Safety Design Criteria for Sodium‐Cooled Fast Reactors 〇

4‐7 MarInternational Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13)

〇〇〇 (〇)

5‐7 MarMeeting of the Technical Working Group on Gas‐Cooled Reactors (TWG‐GCR) 〇

21‐24 May46th Meeting of the Technical Working Group on on Fast Reactors (TWG‐FR) 〇〇〇

21‐24 MayTechnical Meeting on Instrumentations and Control in Advanced Small and Medium sized Reactors (SMRs)

〇

10‐12 JunTechnical Meeting on Existing and Proposed Experimental Facilities for Fast Neutron Systems 〇

10‐12 Jun

Technical Meeting on Re‐evaluation of Maximum Operating Temperatures and Accident Conditions for High Temperature

Reactor (HTR) Fuel and Structural Materials

〇

12‐14 JunTechnical Meeting on Liquid Metal Reactor Concepts: Core Design and Structural Materials 〇〇

18‐20 JunMeetings of the Technical Working Groups on Advanced Technologies for LWRs and HWRs (TWG‐LWR and TWG‐HWR)

〇

22‐26 JulTechnical Meeting on Materials and Chemistry for SCWRs 〇

5‐7 Aug

Technical Meeting on Development of "Deep Burn" concepts using coated particle fuel for incineration of nuclear waste, surplus fissile

materials and plutonium without recourse to multiple reprocessing

〇

26‐30 AugThe 3rd Course on Science and Technology of Supercritical Water‐Cooled Reactors (SCWRs) 〇

2‐4 SepTechnical Meeting on Small and Medium sized Reactors Technology Development for Near term Deployment

〇

9‐11 SepWorkshop on Assessment of Non Electric Applications 〇〇

11‐13 SepTechnical Meeting on Fast Reactors and Related Fuel Cycle Facilities with Improved Economic Characteristics

〇

24‐27 SepFirst Research Coordination Meeting on HTGR Reactor Physics, Thermalhydraulics and Depletion Uncertainty Analysis

〇

28‐31 OctTechnical Meeting on Environmental Impact Assessment for SMRs Deployment in Newcomer Countries

〇

5‐7 Nov2nd Research Coordination Meeting on Benchmark analysis of an EBR‐II Shutdown Heat Removal Test

〇

2 - 83




12‐14 Nov

First Research Coordination Meeting of the CRP "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the

development and deployment of Sodium‐cooled Fast Reactors (SFR) ‐ NAPRO"

〇

2‐4 DecExamining the Techno‐Economics of Nuclear Hydrogen Production and Benchmark Analysis of the IAEA HEEP Software

〇

3‐5 DecTechnical Meeting on Status of IAEA Fast Reactor Knowledge Preservation Initiative 〇

25‐26 Mar, 2014

Technical Meeting for Users of the Hydrogen Economic Evaluation Program (HEEP) 〇

8‐11 AprTechnical Meeting on the Safety of High Temperature Gas Cooled Reactors in the Light of the Fukushima Daiichi Accident

〇

14‐16 AprTechnical Meeting on Priorities in Modelling and Simulation for Fast Neutron Systems 〇 (〇) (〇)

28‐30 Apr

Research Coordination Meeting on the Design and Performance Assessment of Non‐Electric Engineered Safety Features in Advanced Small and Medium Sized Reactors

〇〇

12‐16 MayTechnical Meeting on Operating Fundamentals of Pressurized Water Small and Medium Sized Reactors

〇

19‐23 May47th Meeting of the Technical Working Group on Fast Reactors 〇〇〇

19‐22 MayTechnical Meeting on Effective Utilization of Nuclear Power Plant Simulators as Introductory Educational Tools

〇

26‐28 May

Second Research Coordination Meeting on Sodium Properties and Safe Operation of Experimental Facilities in Support of the Development and Deployment of Sodium‐Cooled Fast Reactors

〇

10‐13 JunTechnical Meeting on High‐Temperature Qualification of High Temperature Gas Cooled Reactor Materials

〇

10‐11 JunJoint IAEA‐GIF Technical Meeting/Workshop on Safety of Sodium‐Cooled Fast Reactors 〇

25‐29 Aug

First Research Coordination Meeting on the Understanding and Prediction of Thermal‐hydraulics Phenomena Relevant to Supercritical Water Cooled Reactors

〇

25‐27 NovMeetings of the Technical Working Groups on Advanced Technologies for LWRs and HWRs (TWG‐LWR and TWG‐HWR)

〇

1‐5 DecTraining Workshop on Technology Assessment of Small and Medium Sized Reactor Designs for Near Term Deployment

〇

2 - 84




2‐5 Dec

Second Research Coordination Meeting on High Temperature Gas Cooled Reactor Physics, Thermal‐Hydraulics and Depletion Uncertainty Analysis

〇

2‐5 DecTechnical Meeting on the Status of the IAEA Fast Reactor Knowledge Preservation Initiative 〇

16‐18 Dec

Third Research Coordination Meeting on Examining the Techno‐Economics of Nuclear Hydrogen Production and Benchmark Analysis of the IAEA's Hydrogen Economic Evaluation Software

〇

12‐15 Jan, 2015

Technical Meeting on Re‐evaluation of Maximum Operating Temperatures and Accident Conditions for High Temperature Reactor (HTR) Fuel and Structural Materials

〇

25‐27 FebTechnical Working Group on Gas Cooled Reactors (TWG‐GCR) 〇

23‐27 MarThird Research Coordination Meeting on Benchmark Analysis of an EBR‐II Shutdown Heat Removal Test

〇

2 - 85

表 2.2.2-2 IAEA が刊行した革新的原子炉技術に係る主な技術レポート（2013 年～）

番号タイトル対象炉型


BookletAdvances in Small Modular Reactor Technology Developments 〇〇〇

TECDOC 1746

Heat Transfer Behaviour and ThermohydraulicsCode Testing for Supercritical Water Cooled Reactors (SCWRs)

〇

TECDOC 1742

Benchmark Analyses on the Control Rod Withdrawal Tests Performed during the PHENIX End‐of‐Life Experiments

〇

NE Series NP‐T‐1.11

Options to Enhance Proliferation Resistance of Innovative Small and Medium Sized Reactors 〇

TECDOC 1733

Evaluation of Advanced ThermohydraulicSystem Codes for Design and Safety Analysis of Integral Type Reactor

〇

TECDOC 1700

BN‐600 MOX Core Benchmark Analysis 〇


Approaches for Assessing the Economic Competitiveness of Small and Medium Sized Reactors

〇


Design Features and Operating Experience of Experimental Fast Reactors 〇

BookletStatus of innovative fast reactors designs and concepts 〇〇〇〇

TECDOC 1696

Challenges Related to the Use of Liquid Metal and Molten Salt Coolants in Advanced Reactors 〇

TECDOC 1703

Benchmark Analyses on the Natural Circulation Test Performed during the PHENIX End‐of‐life Experiments

TECDOC 1694

Evaluation of High Temperature Gas Cooled Reactor Performance: Benchmark Analysis Related to the PBMR‐400, PBMM, GT‐MHR,

HTR‐10 and the ASTRA Critical Facility

〇


Hydrogen Production Using Nuclear Energy 〇

TECDOC 1674

Advances in High Temperature Gas Cooled Reactor Fuel Technology 〇

TECDOC 1691

Status of Fast Reactor Research and Technology Development 〇〇〇

2 - 86

2.2.3 OECD/NEA の動向

（1）概要[31][32]

経済協力開発機構／原子力機関（OECD/NEA）は OECD のなかの原子力専門機関として、1958

年に欧州原子力機関として発足し、1972 年に日本が欧州以外の国としてはじめて参加した

ことを受け、現在の名称に改められた。2014 年 12 月現在の NEA 加盟国は 31 ヵ国（OECD 加

盟の欧米及びアジアから 30 ヶ国、ロシアのみ OECD に未加盟ながら NEA に加盟）及び戦略

的パートナー（中国、インド）2ヵ国である。この他、ブルガリア等が一部の活動において

オブザーバ参加している。NEA の目的は、加盟国政府間の協力を促進することにより、安全

かつ環境的にも受け入れられる経済的なエネルギー資源としての原子力の開発を進めるこ

とであり、行政・規制課題の検討、各国の国内法の調整も行うものである。

NEA 加盟国代表により構成される運営委員会は、方針や活動成果を審議・決定し OECD 理

事会の承認を得るとともに、政策的見地から必要に応じて加盟国政府に対して声明・勧告

を行っており、この運営委員会を支援するため、個別の課題について、専門家により構成

される原子力施設安全委員会（CSNI）、原子力規制活動委員会（CNRA）、放射性廃棄物管理

委員会（RWMC）、放射線防護・公衆衛生委員会（CRPPH）、原子力科学委員会（NSC）、原子力

開発・核燃料サイクルに関する技術的経済的検討委員会（NDC）及び原子力法委員会（NLC）

の 7 つの常設委員会が設置されている。これらの常任委員会の活動を支えるため、専門家

グループによる調査・検討、国際ワークショップの開催、共同プロジェクトの推進、調査・

成果報告書の発刊等が行われている。また、NSC の下には NEA データバンクが設置され、原

子力研究開発の基礎となる核データ・試験データ等のデータベース、原子力安全の基礎と

なる熱水力データ・物質移行挙動データ等のデータベース及びコンピューターコードの開

発・登録と加盟国間の共有が図られている。

（2）近の動向[33]

1) 原子力科学分野[34]

既存の原子力システムと次世代技術に求められる安全性、信頼性、経済性の基礎科学及

び技術的知見を加盟国が利用可能となることを目的に、NSC のもと 8つの専門家グループが

設置されている。

このうち、原子炉システムの科学的課題検討専門家グループでは、既存軽水炉だけでな

く革新的原子炉（主として VHTR と SFR）や ADS も対象として、燃料照射挙動、原子炉物理、

放射線遮へい等の分野の現状知見の整理とベンチマーク評価を行い、今後対処すべき課題

を検討しており、近年では、アクチニドに係る基礎科学データが十分でないことを指摘し

ている[35]。

燃料サイクルの科学的課題検討専門家グループでは、燃料サイクルシナリオ、分離化学、

燃料・材料、ADS 技術について検討が行われている。燃料サイクルシナリオの検討では解析

コードのベンチマーク評価とともに 2013 年には核燃料サイクルによる持続可能な社会に向

2 - 87

けたシナリオについてレポートしている。燃料・材料の検討では、LFR の基礎となる液体重

金属の基礎物性に係るハンドブック改訂や重金属冷却の熱流力解析のベンチマーク評価を

実施している[36]。

マイナーアクチニドマネジメント積分実験専門家グループでは、既存実験データや必要

な実験課題の整理、実験実施にあたっての MA 入手方法の検討や国際共同実験の提言等を行

っている[37][38]。

その他の専門家グループでは、臨界安全評価、燃料・材料マルチスケールモデル構築、

国際共同核データ評価、軽水炉燃料事故時耐性評価、複合物理モデルに係る実験と検証が

行われている。

2) 原子力開発分野[39]

持続性のある国家及び国際的な視点での原子力エネルギーの将来の役割だけでなく、政

府による政策分析と意思決定のため、信頼性と権威を持つ原子力の技術、経済性、戦略及

び資源の情報を提供することを目的に、NDC のもと 4つの常設の専門家グループと 3つのア

ドホック専門家グループが設置されている。

これらの専門家グループは、ウラン資源、原子力発電コスト、医療用放射性同位元素の

セキュリティと供給、廃炉コスト、事故リスクコスト等、原子力利用に係る分析・評価を

行い、将来解決すべき課題を挙げ、ユーザーに求められる取組等を勧告している。福島第

一原子力発電所事故以降において、トピカルな検討として水冷却炉や高温ガス炉、SFR の小

型炉（SMR）に係る経済性評価が行われている[40]。この報告では、既存の原子力発電が提

供できないサービス市場への SMR の投入により原子力平和利用の拡大の可能性があること、

福島第一原子力発電所事故に鑑みた規制への対応に向けた研究開発が必要であること、現

在価値換算均等化による発電原価では新型の大型炉と競合不可能という事は見いだせない

ことを示している。

また、上記の検討に資するため、原子力発電の投資リスクの分析、原子力損害賠償スキ

ームの検討、新規原子力導入のための法整備についての検討等を行うワークショップを開

催するほか、水素製造や淡水化などの原子力の非発電利用技術とその経済性に関する IAEA

との合同ワークショップや、2010 年に刊行された原子力技術ロードマップの改訂を行うワ

ークショップが開催された。原子力技術ロードマップの改訂作業は、国際エネルギー機関

（IEA）との共同作業でとして、産業界、政府、財政界及び関連機関の主要なステークホル

ダーの意見を聞きつつ実施され、2015 年 1 月にその改訂版が刊行された[41]。このロード

マップにおいて、原子炉分野におけるアクションとマイルストーンとして、低炭素排出電

源の確保とエネルギー安定供給の観点から、政府は既存原子力発電の使用寿命の延長と親

設に対してユーザーの投資を促す明確な政策を示す必要性（2015～2030 年）、既存原子力発

電の使用寿命を 60 年あるいはそれ以上に延長可能とする研究開発（実施中）のほか、第三

世代炉の経済性の更なる向上（実施中）、SMR の市場開拓に向け政府と産業界が一体となっ

2 - 88

た SMR 原型炉の開発加速とその実証（2015～2025 年）、政府は第 4世代炉の開発が資源と廃

棄物管理の観点から長期的なメリットを有することを認識し、その研究開発と少なくとも 1

～2基の第 4世代原型炉を開発するための支援を行うこと（2015～2030 年）、淡水化や水素

製造分野における原子力コジェネレーション利用の実証のための政府・産業界が一体とな

った官民パートナーシップの必要性（2015～2030 年）、第 4世代原型炉の運転経験を第 4世

代商用炉の初号機に反映すること（2030～2040 年）を勧告している。また、燃料サイクル

分野におけるアクションとマイルストーンでは、環境と持続性に配慮したウラン資源開発、

国際核燃料サイクルサービスの検討継続、長期貯蔵と処分に関する政策の明確化、安全性

とセキュリティの面で安定した長期乾式貯蔵のほか、高レベル放射性廃棄物の量と潜在的

毒性の低減に向けた研究開発への支援継続を勧告している。

3) 原子力安全分野[42]

革新炉開発に関し、NEA の原子力安全分野の取組のもとで、様々な活動が行われている。

CSNI では VHTR の安全特性を確認するため、日本原子力研究開発機構の HTTR を用いた炉心

流量喪失試験及び炉心冷却喪失試験をフランス、ドイツ、日本、韓国、チェコ、ハンガリ

ー及びアメリカが共同で実施するプロジェクトを 2011 年に開始した[43]。ただし、日本の

HTTR の再稼働が遅れており、当該プロジェクトの実施期間は延長されている[9]。この他、

CNSI のもとでは、SFR、VHTR、LFR 等の革新炉を含む新型炉の確率論的安全評価に係るワー

クショップ等が開催されている[44]。

CNRA では、前述のとおり GIF から SFR の SDC フェーズ 1報告書を受け、世界の原子力規

制活動に係る情報を持つ立場として報告書にコメントしている。2014 年 12 月には、検討の

ためのアドホックグループの設置が決められ、その活動が開始されている。

また、NEA において主として新型軽水炉の設計評価を実施している MDEP では、第 4世代

炉を含む新型炉の許認可を実効的にするため個々の炉の安全レビューを行うとしており

[45]、安全分野における GIF を含めた他機関の活動との整合性を図るための議論行われた

[46]。

2 - 89

2.2.4 EURATOM の動向

（1）概要[47]

欧州原子力共同体（EURATOM）は 1958 年に設立され、欧州における原子力産業の迅速な

確立及び成長に必要な条件を創出することにより、加盟国における生活水準の向上及び他

の国との関係の発展に貢献することを目的とし、原子力の研究機関の設置と投資、研究開

発と情報の普及、原子力資源と燃料物質の適切・公平な供給、核物質の管理・監督及び国

際機関等との協力を進める機関である。現在、EURATOM にはドイツ、フランス、イタリア、

イギリス、ベルギー、オランダ、ルクセンブルグ、デンマーク、アイルランド、ギリシャ、

スペイン、ポルトガル、オーストリア、フィンランド、スウェーデン、キプロス、チェコ、

エストニア、ハンガリー、ラトヴィア、リトアニア、マルタ、ポーランド、スロヴァキア、

スロヴェニア、ルーマニア、ブルガリアの欧州 27 ヶ国が加盟している。EURATOM は、欧州

共同体（EC）とともに欧州連合（EU）内の共同体を形成しているが、半独立機関として原

子力に係る条約締結も行う。このため、EURATOM は、IAEA 保障処置及び追加議定書の批准

機関であり、NPT 条約の締結機関となっているほか、第三国（米国、カナダ、日本、オース

トラリア、カザフスタン、ウズベキスタン、ウクライナ）との協力協定も締結している。

EURATOM では、原子力発電所を擁する 14 加盟国の原子力発電所の安全性、放射性廃棄物管

理、放射線防護等にかかる評価を行うだけでなく、欧州における共通基盤的な研究開発活

動を実施している。

EU において、今日的な研究開発・技術政策は、2000 年 3 月のリスボンサミットで設定さ

れた「EU を世界でも競争力のあるダイナミックな知識主導型経済にする」との目標に基

づく。この目標のもと、原子力を含む分野ごとに戦略・計画が策定され、欧州レベルの研

究支援プログラムである欧州フレームワーク計画に、反映・実施されている。

（2）近の動向

1) 第 7次フレームワーク計画

この戦略・計画は、欧州技術プラットフォーム（ETP）と呼ばれ、欧州産業の競争力強化

を第一の目的とし、各分野の産業セクターを中心に関係者を束ね、将来ビジョンを確立し、

その実現のための研究開発計画を策定するものである[48]。原子力エネルギー関係では、

2007年9月に、持続可能な原子力エネルギー技術プラットフォーム（SNETP）が設立され[49]、

地球温暖化対策に原子力発電が大きな役割を果たすことを強調し、研究開発に関する多数

の関係者のコンセンサスとして第 3 世代炉の設置や第 4 世代炉の開発をビジョンとして示

した[50]。このビジョンに基づき戦略計画（SRA）が 2009 年 5 月に策定され、優先研究課

題として、現行及び将来軽水炉の安全性・経済性の確保、放射性廃棄物を小化し資源を

節約するための先進的核燃料サイクルの確立（ADS を含む）、第 4 世代高速炉実現に必要な

技術開発（SFR、LFR 及び GFR）、核熱エネルギーの利用促進（HTR）及び横断的基礎研究の 5

つが挙げられた[51]。なお、SRA の Annex として、2011 年にはトリウム利用の研究開発に

2 - 90

ついて、長期を対象とした代替オプションであること、クローズドサイクルを指向する際

には再処理、燃料製造等の技術との一貫性が重要であること、短期的には軽水炉燃料への

利用とそれによる新型燃料開発の進展への期待を示し[52]、 2012 年には MSR の研究開発に

ついて、固体燃料の高速炉に対する長期の代替オプションであること、現在は GIF のイニ

シアチブが唯一であることが示された[53]。そして、SNETP は、EU における低炭素エネル

ギー技術分野の技術ロードマップ（SET-Plan）に基づき、第 4 世代高速炉技術の実証にむ

けて産業界の取組を促進する目的で 2010 年に欧州持続的原子力産業イニシアチブ（ESNII）

を設置した[54]。ESNII は、レファレンス技術の SFR プロトタイプ ASTRID、代替技術の LFR

パイロットプラント MYRRAH、LFR 技術実証炉 ALFRED 及び GFR 技術実証炉 ALLEGRO を 2020

年代前半から中盤にかけ順次建設・運転していくための技術開発ロードマップを示した

[55]。

欧州フレームワーク計画は、1984 年以降これまで 6 次にわたり策定され、2006 年には、

新リスボン戦略での知識ベースの欧州経済社会の構築実現と、欧州域内の研究活動の統一

を目標とする欧州研究エリア構想の重要な役割を担うものとして、2006～2013 年の 7 年間

を期間とする第 7 次欧州研究開発フレームワーク計画（FP7）が策定された[56]。FP7 は、

協力・アイデア・人材・キャパシティの 4つの柱となる研究開発計画、EURATOM が策定した

2006～2011 年の 5 年間を期間とする第 7 次 EURATOM フレームワーク計画（後に 2 年延長）

及び共同研究センター（JRC）による非原子力研究支援で構成され、その予算総額は、第 6

次計画の約 3倍にあたる約 532 億ユーロである（図 2.2.4-1）。

図 2.2.4-1 第 7 次欧州研究開発フレームワーク計画予算

JRC支援

€1,751MEURATOM

€2,751M

キャパシティ

€4,097M

人材

€4,750M

アイデア

€7,510M

協力

€32,413M

2 - 91

FP7 のもと、前述の SNETP で策定されたテーマについて第 7 次 EURATOM フレームワーク

計画が策定された。直接活動として実施する JRC での基礎基盤研究（予算 5.17 億ユーロ）、

非直接活動として実施する核融合研究（予算 19.47 億ユーロ）、核分裂と放射線防護研究（予

算 2.87 億ユーロ）があり、総額 27.5 億ユーロである。JRC での基礎基盤研究は EURATOM 直

轄の研究として、放射性廃棄物管理、原子力安全及び原子力セキュリティ分野について実

施された[57][58]。核融合研究では ITER 計画の実現に力点が置かれていた[59][60]。核分

裂と放射線防護研究については、放射性廃棄物管理、原子炉システム、放射線防護、イン

フラストラクチャ、人材育成で構成され、具体的なプロジェクトは 137 ある[61]。放射性

廃棄物管理に関する研究では地層処分研究と分離・核変換の研究等が行われ[62]、原子炉

システムの研究では既存炉の使用期間延長に係る研究のほか、持続可能性のある原子力シ

ステムとして第 4 世代炉に係る研究が行われていた。そのほか、チェルノブイリ原発事故

について放射線影響に係る共同研究や欧州における社会受容性等の研究等のテーマもある。

これらのプロジェクトには様々な形態があり、一つの大きな共同プロジェクトや、個別枢

要課題に特化した研究を実施する集中プロジェクトがあるほか、完了したプロジェクトを

継承・統合するプロジェクト、各国の取り組みのコーディネートや支援などがある[63]。

革新炉に関係するプロジェクトは 35 あり、直接的な原子炉の開発、横断的な基礎研究開

発から人材育成や研究基盤の利用戦略といったものまである。その中には、燃料に係る研

究、分離に係る研究も含まれる。例えば、ADRIANA プロジェクト（総額 143 万ユーロ、うち

EU 支援 99 万ユーロ、コーディネーターはチェコ）は欧州の原子力産業イニシアチブへの支

援の中で SFR、GFR、LFR に関する研究基盤の分析とマッピングが行われたコーディネート

プロジェクトである。GOFASTR プロジェクト（総額 543 万ユーロ、うち EU 支援 300 万ユー

ロ、コーディネーターはイギリス）は GFR の燃料開発や崩壊熱除去に係る研究が行われた

集中プロジェクトである。ESFR プロジェクト（総額 1,187 万ユーロ、うち EU 支援 580 万ユ

ーロ、コーディネーターはフランス）は、2040 年までの ESFR 導入と 2020 年までの原型炉

導入のための研究開発課題摘出を目的とした欧州革新的ナトリウム冷却炉ロードマップ

（EISOFAR、第 6 次フレームワーク計画で策定）[64]を受け、ADRIANA プロジェクトとフラ

ンスの ASTRID 計画を関連付け、ESFR の開発に係る基礎研究と ESFR の設計研究が行われた

共同プロジェクトである。CN2I-R プロジェクト（総額 250 万ユーロ、うち EU 支援 183 万ユ

ーロ、コーディネーターはポーランド）は、ヨーロッパでの核熱産業イニシアチブを支援

し市場ニーズに応じられる研究開発基盤の構築戦略が検討したコーディネートプロジェク

トである。ADS の実験を実施可能なベルギーの実験炉 MYRRAH は、ベルギーが国際コンソー

シアムを形成して建設を予定しているものであるが、EURATOM は、放射性廃棄物の管理とい

う共通課題に対応する技術オプションとの認識のもと第 7 次 EURATOM フレームワーク計画

で関連するプロジェクトを実施している。直接的に関係するプロジェクトとしては、実用

ADS 開発課題を念頭に置いて MYRRAH の設計検討を行う CDT、MYRRAH の事故解析を行う

2 - 92

MAXSIMA 、未臨界度評価手法開発を行う FREYA がありこれらは集中プロジェクトで実施さ

れた。間接的なプロジェクトとしては、ADS と専焼炉（FR）の導入シナリオやコスト評価を

行う支援プロジェクト ARCAS、参加国間の管理・調整を行うコーディネートプロジェクト

MARISA がある（表 2.2.4-1）。

2 - 93

表 2.2.4-1 第 7 次 EURATOM フレームワーク計画における革新炉関連研究等（1/2）

番号タイトル内容形態総予算[万ユーロ]

EU負担[万ユーロ]

コーディネータ

期間

ACTINET‐I3ACTINET Integrated Infrastructure Initiative

アクチノイド化学に関する研究基盤支援、人材育成支援

コーディネート支援

664 300 フランス2009-10-01～2013-01-31

ACSEPTActinide reCycling by SEParation and Transmutation

湿式・乾式分離基礎研究及び候補技術抽出

共同プロジェクト 2,378 900 フランス2008-03-01～2012-09-30

ADRIANAADvanced Reactor Initiative And Network Arrangement

産業界（ENSII）によるSFR, LFR, GFR, VHTR開発を支援するための研究基盤の分析とマッピング

コーディネート 143 99 チェコ2010-02-01～2011-07-31

ALLIANCE

Preparation of ALLegro ‐Implementing Advanced Nuclear Fuel Cycle in Central Europe

ALLEGROに係る研究課題摘出、予備設計、設置支援等

コーディネート 140 85 ハンガリー2012-10-01～2015-09-30

ANDESAccurate Nuclear Data for nuclear Energy Sustainability

炉心設計精度向上のための断面積測定、評価等

集中プロジェクト 596 300 スペイン2010-05-01～2013-10-31

ARCAS

Ads and fast Reactor CompArison Study in support of Strategic Research Agenda of SNETP

ADS、専焼炉のオプション検討のための導入シナリオ検討、コスト評価等

支援 51 49 ベルギー2010-10-01～2013-03-31

ARCHERAdvanced High‐Temperature Reactors for Cogeneration of Heat and Electricity R&D

高温ガス炉による電熱供給に関する燃料・材料研究、既存石油化学プラントでの技術実証等

統合化プロジェクト

979 540 オランダ2011-02-01～2015-01-31

ASGARDAdvanced fuelS for Generation IV reActors: Reprocessing and Dissolution

高速炉用酸化物、窒化物、炭化物燃料の再処理・加工に係る研究、マトリクス燃料の研究、窒素濃縮研究等


936 549 スウェーデン2012-01-01～2015-12-31

CDTCentral Design Team (CDT) for a fast‐spectrum transmutation experimental facility

MYRRAH設計へのADS核変換実験施設設計検討成果の反映

集中プロジェクト 403 200 ベルギー2009-04-01～2012-09-30

CP‐ESFRCollaborative project on European sodium fast reactor

ESFRに関する基礎研究、炉心設計、機器設計


1,187 580 フランス2009-01-01～2013-06-30

ERINDAEuropean Research Infrastructures for Nuclear Data Applications

研究試験検討、中性子照射試験・研究支援

支援 111 100 ドイツ2010-12-01～2013-11-30

EUFRATEuropean facility for innovative reactor and transmutation neutron data

ベルギーの加速器を用いた実験研究支援

支援 50 50 ベルギー2008-11-01～2012-10-31

EURECA

Cooperation between EU and Canada in Education, Training and Knowledge Management on Super‐Critical Water Reactors

SCWRに係るカナダと欧州の研究交流、水炉に係る国際研究プログラム構築支援

コーディネート 58 47 オランダ2012-08-01～2014-07-31

EUROPAIRS

End User Requirement fOr Process heat Applications with Innovative Reactors for Sustainable energy supply

HTR及びVHTRの産業界での電熱利用導入に係る経済的、法的条件調査、戦略検討

支援 150 80 ドイツ2009-09-01～2011-05-31

EVOLEvaluation and Viability of Liquid Fuel Fast Reactor System

フッ化物熔融塩燃料の物理、化学研究、燃料処理と廃棄物携帯研究、材料腐食研究

集中プロジェクト 186 100 フランス2010-12-01～2013-11-30

FAIRFUELSFAbrication, Irradiation and Reprocessing of FUELS and targets for transmutation

高速炉用マイナーアクチノイド燃料製作、照射、照射後試験、照射挙動モデル化とシミュレーション


732 300 オランダ2009-02-01～2015-07-31

F‐BRIDGEBasic research for innovative fuels design for GEN IV systems

セラミック被覆管に係る基礎研究と応用研究の統合

共同プロジェクト 1,020 545 フランス2008-03-01～2012-02-29

2 - 94

表 2.2.4-1 第 7 次 EURATOM フレームワーク計画における革新炉関連研究等（2/2）

番号タイトル内容形態総予算[万ユーロ]

EU負担[万ユーロ]

コーディネータ

期間

FREYAFast Reactor Experiments for hYbrid Applications

ADS未臨界度評価、LFR炉心設計手法検証

集中プロジェクト 506 280 ベルギー2011-03-01～2016-02-29

GETMATGen IV and transmutation materials

耐高温・耐腐食被覆管開発、高度化研究

共同プロジェクト 1,396 750 ドイツ2008-02-01～2013-10-31

GOFASTREuropean Gas Cooled Fast Reactor

GFR燃料開発、崩壊熱除去に係る研究

集中プロジェクト 543 300 イギリス2010-03-01～2013-02-28

HELIMNET Heavy Liquid Metal Network冷却用液体金属に係る伝熱、照射挙動等に係る情報交換・課題検討

コーディネート 72 50 イタリア2010-01-20～2012-01-19

JASMIN

Joint Advanced Severe accidents Modelling and Integration for Na‐cooled fast neutron reactors

SFR事故時ソースターム評価、シビアアクシデント解析等

集中プロジェクト 565 299 フランス2011-12-01～2015-11-30

LEADERLead‐cooled European Advanced Demonstration Reactor

LFR及びALFRED設計検討

集中プロジェクト 570 299 イタリア2010-04-02～2013-10-01

MARISAMyrrhA Research Infrastructure Support Action

MYRRAH計画に係る協力調整・技術管理

コーディネート 341 327 ベルギー2013-09-01～2016-08-31

MATTER MATerials TEsting and Rules材料検査技術検討、材料評価基準検討等


1,218 599 イタリア2011-01-01～2014-12-31

MAXMYRRHA Accelerator eXperiment, research and development programme

ADS試験用陽子加速器設計検討

集中プロジェクト 495 293 フランス2011-02-01～2014-07-31

MAXSIMAMethodology, Analysis and eXperiments for the "Safety In MYRRHA Assessment"

MYRRAH事故解析、安全研究

共同プロジェクト 1,009 550 ベルギー2012-11-01～2018-10-31

NC2I‐R

Nuclear Cogeneration Industrial Initiative ‐ Research and Development Coordination

核熱産業イニシアチブを支援し市場ニーズに応じられる研究開発基盤の構築戦略検討支援

コーディネート 250 183 ポーランド2013-10-01～2015-09-30

PELGRIMMPELlets versus GRanulates: Irradiation, Manufacturing & Modelling

MA含有粒子燃料に関する研究

集中プロジェクト 721 300 フランス2012-01-01～2015-12-31

SACSESSSafety of ACtinide Separation proceSSes

分離変換研究・試験・教育に係るフレームワーク構築

共同プロジェクト 1,028 555 フランス2013-03-01～2016-02-29

SARGEN_IV

Proposal for a harmonized European methodology for the safety assessment of innovative reactors with fast neutron spectrum planned to be built in Europe

SFR、LFR、GFRの統一的安全評価手法の開発に向けたネットワーク構築

コーディネート 129 100 フランス2012-01-01～2013-12-31

SCWR‐FQTSupercritical Water Reactor ‐Fuel Qualification Test

SCWR燃料体の耐食試験、機械試験及び圧力管内伝熱流動解析

集中プロジェクト 283 150 チェコ2011-01-01～2014-12-31

SEARCHSafe ExploitAtion Related CHemistry for HLM reactors

鉛水反応に関する化学研究

集中プロジェクト 572 298 ベルギー2011-11-01～2015-04-30

SILERSeismic‐Initiated events risk mitigation in LEad‐cooled Reactors

LFR耐震設計研究、コンポーネント試験等

集中プロジェクト 445 293 イタリア2011-10-01～2014-09-30

THINSThermal‐hydraulics of Innovative Nuclear Systems

LFRに係る熱水力研究、解析モデル開発


1,059 594 ドイツ2010-02-01～2015-01-31

2 - 95

2) ホライゾン 2020

2013 年に PF7 が完了することを受け、EU は、2010 年に発表された EU の長期成長戦略で

ある Europe 2020 のフラッグシップイニシアチブのうち、イノベーションユニオンを担う

新たなフレームワーク計画として Horizon 2020（H2020）を策定することとした。H2020 は、

FP7、競争・イノベーションフレームワークプログラム（CIP）及び欧州イノベーション・

技術機構（EIT）の 3つの取組を統合・継承するものであり、2014～2020 年の 7年間の研究

開発フレームワーク計画である[65]。

SNETP は、FP7 の後継とされる H2020 策定に向けて、2013 年 2 月に SRA の新たな戦略で

ある” Strategic Research and Innovation Agenda”（SRIA）を策定した[66]。SRIA では、

安全ビジョン策定、持続可能な核燃料サイクルの確立、第 2 世代及び第 3 世代炉に係る研

究・産業・規制の統合フレームワーク作成（NUGENIA）、ESNII による第 4世代高速炉の技術

実証（SFR、LFR 及び GFR）、原子力コジェネレーション研究開発（HTR）及び横断的基礎研

究を挙げている。ESNII は、第 4世代高速炉の技術実証ロードマップ（図 2.2.4-2）を示し、

ASTRID については 2025 年までに設計・許認可・建設・運転開始を完了することを目標とし

ている。SFR の開発と並行して、LFR と GFR の研究開発を継続する必要性も示している。LFR

については同じ冷却材を用いる MYRRAH 計画の推進による研究開発のシナジー効果に期待し

つつ、材料腐食等の LFR 固有の課題に対する研究開発と並行して ALFRED 設計研究へ重点化

することを示している。GFR については、高温プロセスによる水素製造の可能性を考慮し、

耐高温燃料・材料の開発と固有安全性の実証を重要課題とし、これらの取組により GFR 研

究開発の COE を目指し、ALLEGRO を建設・運転する技術的能力を開発するとしている。また、

高速中性子場である MYRRAH と関連する研究開発によりこれらの研究開発をサポートすると

している。

H2020 のうち、第 7 次 EURATOM フレームワーク計画の後継部分は、直接活動として実施

する JRC での基礎基盤研究（予算 5.60 億ユーロ、対 FP7＋0.43 億ユーロ）、非直接活動と

して実施する核融合研究（予算 7.28 億ユーロ、対 FP7▲12.19 億ユーロ）、核分裂と放射線

防護研究（予算 3.16 億ユーロ、対 FP7＋0.29 億ユーロ）があり、総額 16.0 億ユーロであ

る[67]。

H2020 の仕組みでは、2年毎のワークプログラムがテーマ・規模とともに示され公募形式

で研究開発が進められている。EURATOM の 2014～2015 年のワークプログラムにおける公募

では、既存原子力発電の安全性向上、地層処分研究、放射線防護研究等のほか、SRIA で重

要課題とされている高速炉安全技術（GFR実験炉ALLEGRO・LFR実証炉ALFREDの設計検討等、

2015 年のみ 50 万ユーロ）、マイナーアクチニドの核変換研究（2015 年のみ 800 万ユーロ）

が挙げられている。核融合ジョイントプログラム、JET 委託運転、JHR 支援、GIF 支援につ

いては公募とは別に実施される[68]。

2 - 96

図 2.2.4-2 ESNII 技術開発ロードマップ（改訂版）[54]

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[50] SNETP, The Sustainable Nuclear Energy Technology Platform SPECIAL REPORT - A

vision report -, 2007.

[51] SNETP, Strategic Research Agenda, 2009.

2 - 100

[52] SNETP, Strategic Research Agenda - Annex: Thorium cycles and Thorium as a nuclear

fuel component, 2011.

[53] SNETP, Strategic Research Agenda - Annex: Molten Salt Reactor Systems, 2012.

[54] ESNII, “European Sustainable Nuclear Industrial Initiative,” [オンライン].

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[63] EURATOM, “ Sustainable nuclear systems, ” [ オンライン ]. Available:

http://cordis.europa.eu/fp7/euratom-fission/about-sustainable_en.html. [アク

セス日: Feb. 2015].

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http://ec.europa.eu/programmes/horizon2020/. [アクセス日: Feb. 2015].

[66] SNETP, Strategic Research and Innovation Agenda, 2013.

[67] Europian Commission, Factsheet: Horizon 2020 budget, 2014.

2 - 101

[68] Europian Commission, EURATOM WORK PROGRAMME 2014 - 2015 Revised, 2014.

2 - 102

2.3 安全基準、規制の動向

2.3.1 次世代炉の安全要求、安全基準に関する動向

GEN-IV 国際フォーラム（GIF）では、第 4世代炉の 6炉型(VHTR, SFR, GFR, LFR, SCWR, MSR)

に共通の安全目標として、以下の３項目が策定されている。

１．「運転時の安全性と信頼性が優れること」

２．「炉心損傷の発生頻度が極めて低く、その程度も小さいこと」

３．「敷地外緊急時対応の必要性が生じないように安全性を高めること」

これらの安全目標に対して、6炉型に共通な安全確保に対する基本方策も検討されている。

具体的には、設計基準を越えた過酷な状態から炉心損傷に至ることを防止するために、固

有の安全性及び受動安全性を活用することが謳われている。そこでは、安全機能の付与の

仕方として、パッチワーク的な”Add-on”ではなく、基本設計の段階から設計に取り込ん

だ ”Built-in”で対応することが求められている。

GIF では、各国での運転経験が豊富で、開発がも進んでいるナトリウム冷却高速炉（SFR）

を対象に、安全設計クライテリア（SDC）の策定が 2011 年から開始されている。2013 年か

らは、SDC に対応した設計ガイドとして、安全設計ガイドライン（SDG）の検討が開始され

ている。SFR に対する SDC が仕上がった段階で、LFR（重金属冷却高速炉）にも SDC を展開

することが考えられている。この SDC の構築においては、福島第一事故の教訓を踏まえる

と、外部事象（地震や津波など）への対応について格段の注意が払われるべきとされてい

る。

現在、SFR の SDC/SDG については、IAEA の安全性の専門家や INPRO メンバーとの意見交

換のための合同会議が開催されてきており、SDC については、各国の規制機関を含めたレビ

ューが行われてきている。以下ではその現状について記載する。

(1)第 4 世代 SFR に対する SDC の検討状況

①概況

・2010 年 10 月に GIF 議長から、GIF の政策グループに策定提案がなされた。

・SDC は、SFR の構造、機器、システムに対する安全設計の参照基準とするものとしている。

・SDC は、GEN-IV の SFR が概念設計段階に入っていることから、次の２つの事項を調和さ

せることが必要であるとしている。

- GEN-IV の SFR 全てに求められる、共通で優れた安全設計を実現できること

- 近い将来の許認可の準備に資する内容であること

GIF の中に、SDC タスクフォースが作られ、2011 年 7 月から策定が開始され、2013 年 5

月にフェーズ Iレポートが発行された。

同年 6月頃に、国際機関（IAEA、MDEP、OECD/NEA/CNRA）、SFR 参加国の規制当局（中国

NNSA、欧州 ENSREG、フランス ASN、日本 NRA、韓国 NSSC、ロシア Rostechnadzor、米国 NRC）

2 - 103

に送付された。

②IAEA による SDC フェーズ Iレポートに対するレビュー状況

GIF 議長宛レター、IAEA 原子力部門副部門長より（2014.4.28）に返信。

≫ 全般的コメント（3点）

- IAEA SSR 2/1 の用語集との一貫性を持たせるべき

- 異なる炉型の SFR に対して適用できるようにすべき

- 決定論的アプローチを重視すべき

≫ 個別の技術的コメント（7点）

- 炉心損傷防止に対する受動的又は固有の原子炉停止機能

- ULOF 及び UTOP による一次系ポンプ慣性（流量コーストダウン）の重要性

- Na 火災の防止及び影響緩和に対する対策

- 校閲上の改訂提案

③MDEP による SDC フェーズ Iレポートに対するレビュー状況

第 4 世代 SFR の安全アプローチに対する議論として、MDEP STC 会合（パリ、2014.1.30)

でレビューされた。そこには、SDC-TF 議長及び Policy Director が GIF から出席した。重

要な点は以下のとおり。

・SDC は MDEP 各国に送付済みであること。

・GIF が「高いレベルの対話」を望んでいることは MDEP メンバーから歓迎されており、GIF

と規制当局双方において有用と見られる。

・安全は国レベルの責務であり MDEP としての詳細な分析や見解表明は行わない。

・対話チャンネルが現状は明確でない。新型炉 CNRA 作業部会が選択肢の一つでありうる。

・将来の技術として、計算科学を用いた安全挙動の実証に関して、十分高い水準の研究が

必要である。

・固有の安全特性を考慮すべき

④OECD/NEA/CNRA による SDC フェーズ Iレポートに対するレビュー状況

GIF 議長宛、CNRA 議長より（2014.1.17）返信。

重要な点は以下のとおり

・国際的規制機関との対話を推進するため、GIF を支持する。

・次世代炉に対する意欲的な安全基準の策定、国際的コンセンサスを得るためのアプロー

チの構築が必要。

・CNRA における SDC レビューのための適切な枠組み

・WGRNR (次世代炉の規制に対する作業部会)

・GIF-CNRA 間で議論された（5.19、パリ）。

2 - 104

⑤米国 NRC による SDC フェーズ Iレポートに対するレビュー状況

GIF 議長宛、NRC より SDC レビュー結果が送付された (No. ML13183A294, 2014.1.30）内

容は GIF SDC TF の US メンバーによるコメントを要約したもの。

・SDC の範囲外ではあるものの、SDC に「Security」に関する基準が不足している

・SFR 特有のクライテリアや条項に関するコメントは無く、「技術的中立」に関するコメン

トのみ。特に、IAEA と USNRC の安全アプローチ/用語集の相違点について。

・指摘した幾つかの点は、SDC/SDG に取り入れなければならない。

⑥中国 NNSA による SDC フェーズ Iレポートに対するレビュー状況

2013.10.10 に返信。

1. Na ボイド反応度係数は負でなければならない

但し、このコメントは中国国内の技術会合後、2014.1.16 付レターで取り下げられた。技

術的議論の詳細は SDG で説明されることが求められた。

2. 燃料被覆管に対する温度限界を要求すべき

3. 有毒化学物質に対する放出制限を要求すべき

4. Na 火災及び Na-水反応に関する基準を要求すべき

5. 設計拡張状態下における厳しい外部ハザードを考慮すべき

6. 付属書 A : 格納バウンダリの記述はフランス型の設計概念を反映しているため、ロシ

ア型の設計概念も考慮すべき

• 技術面に関する回答については GIF SDC TF でレビュー中

(2) 第 4 世代 SFR に対する SDG の検討状況

SDG は、基本性能要求である SDC を基に、SFR の主要系統を構成する設備を設計する際

に考慮すべき安全設計要求のレベルにまで展開するものであり、展開した結果は、炉心系、

冷却系、格納系等の「系統別 SDG」としてとりまとめられる。この展開を行うにあたっての

考え方を示すものが「安全アプローチ SDG」である。現在、安全アプローチ SDG のドラフ

ト版に対する GIF 内レビューが進められている。特に、損傷炉心を原子炉容器内で保持・

冷却する炉容器内終息（IVR）に対応する設計対策の共通条件の明確化と、“実質的に回避

されるべき事故状態(PE)”の考え方に基づく第 4 世代 SFR に対する PE リストの共通化につ

いて、SDG レポートとしてのまとめ方が論点となっている。また系統別 SDG としては、炉

心系・冷却系・格納系それぞれに対し、安全アプローチ SDG に関した事項(受動的炉停止等)

及び軽水炉と比較した SFR の特徴的事項の抽出、さらに SDG として詳細な要件化を進める

事項の選定が行われつつある。

GIF-IAEA/INPRO 共催の SFR 安全性ワークショップ[3]では、第 4 世代 SFR の安全対策と

系統設備について、SDC への適合性をより高める観点での議論がなされている。各国対応

2 - 105

策での主要な類似点/相違点としては、１：「受動的/固有反応度特性による炉停止機能」の

追求で一致、一方、受動的炉停止の仕組みや固有反応度特性の機能上の位置づけに相違、

２：「原子炉停止失敗を伴う過渡事象により生じ得る炉心損傷に対する影響緩和」を求める

ことで一致、系統設計の具体化レベルに相違、３：原子炉容器とガードベッセルの 2 重容

器を必須とし、除熱機能喪失事象を実質的に回避することで一致、などが挙げられる。ま

た、GIF に参加していないインドも、SDC に沿った安全設計対策の研究開発を進めている。

(3)各国における設計方針の検討状況

現在、米国では、DOE が新型炉一般、SFR、HTGR に対する設計基準(順に、ARDC [Advanced

Reactor Design Criteria], SFR-DC[SFR Design Criteria], mHTGR-DC [mHTGR Design

Ctireria]の議論が進められ､2014 年 11 月に､DOE によりまとめられた素案が NRC へ提出さ

れている。現時点では、設計基準事象の範囲での検討結果が取りまとめられている段階で

あり、今後、GIF-SDC の議論を踏まえ、設計基準を越える範囲の対応方針が検討されるとし

ている。

ANSI/ANS では、SFR 向けの安全基準として ANS54.1 が 1998 年に策定され、その後 1998

年に廃止されたものの、ここ数年の動きとして SFR-DC を取り込む形で ANS54.1 が策定途中

の段階にある。また HTGR については ANS53.1 として策定されている。

2.3.2 各国の安全規制プロセスの動向

(1)米国

規制手続きに関わる不確かさを軽減するために、従来の許認可手続きに加え、新たな許

認可手続きが設定されている。次世代炉の安全審査は、後者の新たな規制手続きに則り進

められると考えられる。

従来の許認可手続き(10CFR50)

建設許可(CP：Construction Permit)と運転認可(OL：Operating License)の 2 段

階。

2 - 106

出典：諸外国における原子力発電所の安全規制係る法制度(2013 年 1 月

日本エネルギー法研究所)

新しい許認可手続き(10CFR52)

規制の効率性と許認可プロセスの予測可能性を向上させるために 1989 年に導入。

(但し、従来の許認可手続き(10CFR50)も生きている。)

早期サイト許可(ESP：Early Site Permit)、設計認証(DC：Design Certification)、

建設・運転一括認可(COL：Coｍbined License)の 3 つで構成｡

出典：諸外国における原子力発電所の安全規制係る法制度(2013 年 1 月日本エネ

ルギー法研究所)

米国の GE 社によって提案されている SFR の小型モジュール炉である PRISM は、DC 認定の

2 - 107

手前の申請前申請(Pre-Application)が終わった段階であり、英国 NDA が求める Pu マネー

ジメントの解決方策の１つとして提案されている。

東芝の小型高速炉 4S は、アラスカの Galena 市が当初導入を検討し、東芝が DA 申請を行

う計画であった。東芝は申請の前段階である Pre Application Review を 2007 年に開始し、

複数の Technical Report を提出しているが、NRC のリソースの問題もあり、審査は行われ

ていない。

（注）DA：Design Approval とは、DC の認定プロセスから Rule Making に関わる部分を除

いたもの。

DOE が開発を支援している軽水冷却 SMR（mPower 及び Nuscale）は、DC 申請前の概念設計

段階にある。

(2) 欧州

欧州の規制側機関の活動としては、欧州委員会（EC）や西欧原子力規制者会議(WENRA:

Western European Nuclear Regulators' Association) が、欧州における原子力規制の調和

(Harmonization)を図る活動を進めてきている。

WENRA は、1999 年に発足し、西欧 17 か国(原子力施設を保有するベルギー・ブルガリア・

チェコ・フィンランド・フランス・ドイツ・ハンガリー・イタリア・リトアニア・オラン

ダ・ルーマニア・スロバキア・スロベニア・スペイン・スウェーデン・英国・スイス)が加

盟し、オブザーバとしてアルメニア・オーストリア・デンマーク・アイルランド・ルクセ

ンブルク・ノルウェー・ポーランド・ロシア・ウクライナが参加している。これらの国々

の原子力安全規制機関の長によって構成され、原子力安全に関する問題・知識を共有し、

共通の取り組みを構築するとともに、独立した調査を実施している。

2007年7月にECによって創設された「原子力安全及び廃棄物管理に関する高位グループ」

は、欧州原子力安全規制者グループ（ENSREG：European Nuclear Safety Regulation Group）

に名称変更され、原子力安全に関する 10 の原則を合意している。

ENSREG は、原子力の安全確保および廃棄物管理に関する欧州の専門家グループであり、

EU 加盟国の原子力安全監督機関（非保有国はエネルギー管轄官庁）の長によって構成され

る独立機関であり、WENRA の提言を踏まえ、安全規制の方針を決定する役割を担っている。

ENSREG の加盟国は、オーストリア・ベルギー・ブルガリア・クロアチア・チェコ・キプル

ス・デンマーク・エストニア・フィンランド・フランス・ドイツ・ギリシャ・ハンガリー・

アイルランド・イタリア・ラトビア・リトアニア・ルクセンブルク・マルタ・オランダ・

ポーランド・ポルトガル・ルーマニア・スロバキア・スロベニア・スペイン・スウェーデ

ン・英国)が加盟している。（下線の国は WENRA には不参加）

ENSREG では、原子力安全に関する以下に記述する 10 の原則が合意されている。

１．原子力安全とその規制の継続的な改善を維持し価値を高める。

2 - 108

２．全ての加盟国は原子力発電の利用の是非について決定する権利を有しており、原

子力安全要件を一般的に適用されるものより強化する権利も有している。

３．柔軟性を認め、加盟国の原子力規制アプローチを基本的に変更しない。

４．各国の原子力規制機関の権限、役割、責任または能力を減ずるのではなく、高め

ることを努める。

５．EC の役割を規制上の意思決定や規制活動に拡張したり、他の団体を導入したりし

ない。

６．国の原子力規制当局や国際的な原子力安全協力からリソースを流用しない。

７．原子力安全条約の原則/義務に準拠する。

８．原子力を利用するかしないかに係わらず、提案に差別をしてはならない。

９．原子力安全及びその規制の透明性を改善しようと努める。

１０．関連する組織の役割及び責任を明確にする。

2003 年 1 月に EC によって承認されたが欧州議会では認められなかった EC 指令案「原子

力施設の安全性に関する基本的な責任と一般原則の設定」をベースに、EC 指令案（EC

Directive）「原子力施設の原子力安全に関する共同体枠組み設定」が作成されたが、この

指令案は 2008 年 11 月に EC によって承認され、その後、ENSREG の意見や上記 10 原則を反

映・修正され、2009 年 6 月に欧州理事会で承認されている。

ENSREG に対し、WENRA は技術的なアドバイスを提供しているが、この WENRA は新設の原

子力発電所に対する WENRA の安全目標に関するレポートを 2013 年 3 月に発刊している。こ

れは WENRA の原子炉調和作業部会（RHWG: Reactor Harmonization Working Group）で議論

されたものであり、2006 年に IAEA によって発行された「基本安全原則」の系統的な見直

しに基づいて策定されている。

この IAEA の基本安全原則に安全目標の根拠を置くことは、RHWG が 2009 年 12 月に報告

しており、以下の分野をカバーしている。

１．通常の運転、異常な事象及び事故の防止

２．炉心溶融を伴わない事故

３．炉心溶融を伴う事故

４．深層防護における全てのレベル間の独立の有効性

５．安全性とセキュリティの相互作用

６．放射線防護と廃棄物管理

７．安全のためのリーダシップとマネージメント

この中では、WENRA の深層防護アプローチを提示し、多重故障事象と炉心溶融事故が新

規原子力発電所の設計で考慮すべきであることが詳しく述べられている。新規原子炉設計

2 - 109

の場合、以前の世代の原子炉にとっては、しばしば「設計基準外」状態、例えば多重故障

事象や炉心溶融事故といった IAEA SSR-2/1 において「設計拡張状態」としている状態を、

設計の初から想定することが明確に期待されている。これは、事故を防止・制御し、事

故の影響を緩和するために設計の初の段階から、さらにそれに対応する発電所の設計特

性において考慮する状況の範囲を大きく広げることを意味する。

また、炉心/燃料溶融を伴う事故に関する現象は、炉心溶融を伴わない現象と根本的に異

なり、炉心溶融事故は深層防護のある特定のレベルで扱うべきとしている。このため、設

計基準事故として想定するレベル３の区分を２つにわけ、3a を従来の設計基準事故の範疇

とし、3b で多重故障事象に対する事故制御がなされ、炉心溶融状態への進展を防止できる

ことを確認することとしている。

炉心溶融を伴う事故を制御し、敷地外への放射性物質の放散を限定的なものに留めるため

に、炉心溶融を緩和する補完的安全機能、炉心溶融を伴う事故管理の妥当性を確認するこ

ととしている。

(3) 英国及び仏国における新設時の許認可

○英国

2007 年に『一般設計評価(GDA：General Design Assessment)』を導入。法定外の手続き

であるが、新設プラントは本制度を運用している。

『一般設計評価(GDA)』は、米国の設計認証(DC：Design Certification)と類似の

制度である。

原子力サイト許可申請前の『一般設計評価(GDA)』の手続きと、従来からの原子力

サイト許可の申請・交付手続き(法定手続き)の 2段構えのプロセス。(GDA 後、原子力サ

イト許可の申請から交付までに要する期間は約 1年が目安。)

2 - 110

出典：諸外国における原子力発電所の安全規制係る法制度(2013 年 1 月日本エネルギ

ー法研究所)

これと並行して『戦略的立地評価(SSA：Strategic Siting Assessment)』が導入されて

いる。

立地基準に基づき、政府が原子力発電所の建設候補地の適性を評価。

2011 年 7 月に 8か所の候補地を選定。

○ 仏国における新設時の許認可手続き

仏国は、基本的にわが国と同様に、設置許可と運転許可の 2段階の規制プロセスがある。

安全衛生庁(Health and Safety Executive)

2 - 111

出典：諸外国における原子力発電所の安全規制係る法制度(2013 年 1 月日本エネルギ

ー法研究所)

立地については、事業者から施設の建設を計画しているサイトについての通知を受け、

ASN(原子力安全機関)が当該サイトの地震活動、地理、水利、産業環境等の分析調査を実施。

欧州では、米国のように、DC 認定と COL 一括申請のように規制プロセスの簡素化は進展

しておらず、ENSREG 及び WENRA の規制関係者の会議体を中心に、IAEA SSR-2/1 を踏まえた

新規原子力発電所の安全設計のあり方についての検討を、参加国内の調和を目指して進め

られている。

2 - 112

2.3.3 産業界の動き

世界原子力協会(World Nuclear Association、WNA)は、原子力発電を推進し、原子力産

業を支援する団体である。2001 年、前身のウラン協会（Uranium Institute）を改組する

形で設立された。本部の所在地はロンドンで、会員数は 2013 年末現在で 177 社。電力会社

に加え、ウラン鉱山、転換、濃縮、成型加工、プラントメーカー、輸送、使用済み燃料な

ど、原子燃料サイクルに関する全てのパートから成り立っている。WNA は、活動目的とし

て、会員同士を結び付ける役割および一般公衆への原子力技術の理解促進を掲げているが、

その中に幾つかの作業部会（WG）が設置されている。

Cooperation in Reactor Design Evaluation and Licensing WG(CORDEL)は、原子炉の設

計を国際標準化し、大きな変更なく取り入れることができる規制・業界環境を目指して活

動している。会員企業やオブザーバとして参加する国際機関より、原子炉設計・ライセン

ス・原子力法・安全性・エンジニアリング・機械基準規格などに関する専門家が参加して

いる。

2015 年 2 月には、安全規制の国際共通化を目指して 10 カ国の規制当局が参加している

多国間設計評価プログラム（MDEP）に対する CORDEL のポジションレポートが発行されてい

る。CORDEL としては、MDEP が安全規制の国際共通化に向けて規制当局が動いていくために

有用な役割を果たしえると認識している。その上で CORDEL は、運転開始や許認可取得が近

い、EPR、VVER、AP1000 などの新しい原子炉の設計として、将来の MDEP の検討課題として

みるだけではなく、CORDEL と MDEP が共同して、開発目標を如何に実現していくのかを評

価していくことを MDEP の使命とすることが適切と信じるとしている。同報告書は、将来の

MDEP の活動に関する CORDEL の全般的な意見、CORDEL と協働する MDEP の様々な姿、潜在的

な課題に対する多くの提案を述べている。

残念ながら、CORDEL の関心の中心は既設炉及び新設炉であり、GEN-IV 炉に対しては、新

型炉及び GEN-IV 炉の解説記事の記載があるだけで、安全設計方針などに対する検討活動は

未だ報告されていない。

参考文献：

[1] Technology Roadmap Update for Generation IV Nuclear Energy Systems, Jan. 2014,

OECD/NEA for GIF

[2] Report: Safety of new NPP designs, Study by WENRA-RHWG, March 2013,

3-1

3. 主要炉型の開発に関する評価

3.1 炉型分類の考え方

諸外国及び国際機関の研究開発動向の調査結果から、各国で研究開発が進められている

主要な炉型を抽出し、図3.1-1に示すように、各炉型の原理、中性子スペクトル、冷却材の

種類等で分類した。その結果、ナトリウム冷却高速炉、重金属冷却高速炉、ガス冷却高速

炉、溶融塩高速炉、中小型軽水炉、高温ガス炉、フッ化物塩冷却高温炉（溶融塩冷却炉）、

超臨界圧水冷却炉、トリウム燃料炉、加速器駆動システム、核融合炉の11炉型に分類した。

なお、小型モジュラー炉は冷却材を問わず原子炉を小型分散化する概念であり、各炉型の

中でそれらの評価を考慮することとする。また、主要各国の軽水炉の開発は、基本的に既

設の技術を基に改良を積み重ねて発展させていく方向である。当面はGenⅢ+炉の導入を考

え、それ以降GenⅣ炉の導入を考えている国が多く、現状、革新的技術を取り入れた将来型

軽水炉の研究開発を実施している事例は見当たらなかった。

分類された各炉型に含まれる個別の設計概念を、開発の目的に応じて研究炉／実証炉／

実用炉の3種類に分類し、さらに、開発段階に応じて概念提案段階／許認可を目指した概念

設計・基本設計の段階／建設・運転段階の3種類に分類した。

主要な炉型を分類した結果を表3.1-1に示す。

3-2

図3.1-1 炉型分類の考え方

核分裂炉

臨界炉

高速中性子炉

１．ナトリウム冷却高速炉

２．重金属冷却高速炉

３．ガス冷却高速炉

４．溶融塩高速炉

熱中性子炉

５．中小型軽水炉

６．高温ガス炉

７．フッ化物塩冷却高温炉

８．超臨界圧水冷却炉

９．トリウム燃料炉

未臨界炉１０．加速器駆動システム

１１．核融合炉

3-3

表 3.1-1 炉型の分類

研究炉原型炉／実証炉実用炉

大型／中型・CFER（20MWe, 中国原子能工業公司)

・ASTRID(600MWe,仏CEA)・JSFR (750MWe, 日JAEA)・BN-800 (800MWe,露OKBM)・PFBR (500MWe,印IGCAR)・CDFR (600MWe,中CIAE)

・BN-1200 (1200MWe,露OKBM)・JSFR（1500MWe, 日JAEA）・ESFR(EURATOM)

中型／小型・MBIR（60MWe, 露NIKIET) ・PGSFR (150MWe,韓KAREI)

・PRISM (311MWe,米Ge日立)・4S (10MWe,日・東芝)・TWR-P (600MWe,米TerraPower)・KALLIMER（600MWe, 韓KAREI）

Pb 大型・ALFRED (125MWe,EURATOM) ・BREST-300（300MWe,露RDIPE）・BREST-1200（1200MWe, 露RDIPE）・ELFR (630MWe,EURATOM)

Pb-Bi 小型・CLEAR-1（10MWt,中INEST）・SVBR-100（100MWe,露AKME）・G4M （25MWe,米G4P）

大型・ALLEGRO(75MWt, EURATOM) ・GIF-GFR（1100MWe,EURATOM)

小型・EM2(256MWe,米GA)

４．溶融塩高速炉溶融塩大型・MSFR（1500MWe,仏CNRS）

５．中小型軽水炉軽水中型／小型・CAREM(27MWe,ｱﾙｾﾞﾝﾁﾝ)

・KLT-40S(35MWe,露OKBM)・mPower(180MWe,米B&W)・NuScale(45MWe,米NuScale）・ACP-100 (100MWe,中CNNC）・SMART(100MWe,韓KAREI）・VBER-300(300MWe,露OKBM)

６．高温ガス炉He 小型

・HTR-PM(211MWe,中・清華大学)・GTHTR300(275MWe, 日JAEA)・NHDD(200MWt,韓KAREI)

・SC-HTGR(272MWe,米AREVA)・GT-MHR(150MWe,米GA)

８．超臨界圧水冷却炉軽水大型

・HP-LWR (1048MWe,EURATOM)・JSCWR（1620MWe, 日・東芝他)･Canadian-SCWR(1200MWe, CNL他)・SPCS-600（600MWe, 露kurchatov他）

軽水大型／中型・AHWR-300 (300MWe,印BARC)

溶融塩大型／小型・TMSR-LF(2MWe,中国科学院）・FUJI（200MWe,日）

１0．加速器駆動システム Pb-Bi 実験炉・MYRRHA(100MWt,ﾍﾞﾙｷﾞ-SCK・CEN)

実験炉・ITER（国際）・CFR（ロッキード）

炉型出力規模冷却材炉名称（黒字：概念提案段階, 青字：許認可を目指した概念設計・基本設計の段階, 緑字：建設・運転段階)

１．ナトリウム冷却高速炉

大型／中型／小型

・TMSR-SF(2MWe,中国科学院）・MkⅠPB-FHR(100MWe,米UC Berkeley)・AHTR（1300MWe,米ORNL）・PB-FHR(411MWe,米UC Berkeley)

未臨界炉

　　　　　　　　　　　　１1．核融合炉

Na

２．重金属冷却高速炉

３．ガス冷却高速炉 He

熱中性子炉

７．フッ化物塩冷却高温炉溶融塩

トリウムサイクル

９．トリウム燃料炉

核分裂炉

臨界炉

高速中性子炉

ウランサイクル

3-4

3.2 評価指標

各炉型に関してポテンシャル評価、実用化を念頭に置いた評価を行った。評価指標は、

米国DOE で新型炉開発政策を決定するために実施したレビュー[1]を参考に設定した。

3.2.1 ポテンシャル評価

持続性、安全性、経済性、運転・保守性、核拡散抵抗性について、各炉型のポテンシャ

ルを相対的に評価した。

① 持続性（資源有効利用と環境負荷低減）：

・資源の有効利用性（ウラン資源の利用率）

・原子炉の運転・保守および廃止措置にともなう放射性廃棄物の発生量

・放射性廃棄物中の長寿命核種（PuとMA）の燃焼能力

② 安全性：

・運転時の過渡変化および想定事故時の放射性物質の放散可能性

・構造材料の健全性、冷却材との共存性

・耐震設計に対する適応能力

・固有の安全性と受動安全性による炉心損傷の防止能力（設計基準事象から重大事故へ

の進展する時間余裕を含む）

・航空機衝突などのテロ対策（地下立地などの優位性）

・重大事故時の対応能力（炉心溶融時の放射性物質の閉じ込め能力）

③ 経済性：

・既存の軽水炉と比較した建設コスト（設計の違いによる定性的な物量比較）

・運転・保守に関するコスト（大型炉とモジュール炉での運転保守要員数、特徴的な保

守費用の有無）

・燃焼度と燃料費

④ 運転・保守性：

・メンテナンスの容易性

・負荷追従性

⑤ 核拡散抵抗性：

・保障措置制度の適用性

・サイクルの全工程におけるPuの組成（原子力級以上となる可能性）

・Pu など機微物質への接近容易性

・核兵器への技術転用の容易性のある技術の有無

3-5

3.2.2 実用化を念頭に置いた評価

各炉型の実用化を念頭に置き、概念の成熟度、市場性について評価した。

① 概念の成熟度：

・開発段階

・製造インフラの有無

・燃料製造や再処理または廃棄処分技術の完成度

・必要となる安全基準・規格基準類の完成度

・国際標準化の取り組み状況（国際協力による進展可能性）

・概念成立に必須な技術課題と難しさ

・許認可性（安全基準の整備レベル、受動安全性や重大事故対応能力に関する実証試

験の有無）

② 市場性：

・大規模な基幹電源として期待される

・モジュール化により多様な出力規模に対応する柔軟な基幹電源として期待される

・特殊用途（プロセス熱利用、海水脱塩、水素製造）への適用が期待される

参考文献：

[1] U.S. Department of Energy, Office of Nuclear Energy, “Advanced Reactor Concepts,

Technical Review Panel, Public Report”, October 2014.

3-6

3.3 各炉型の燃料サイクル

各炉型の燃料形態、被覆管、再処理方法を整理して表 3.3-1 に示す。また、各国の Pu 燃

焼等の戦略を整理して表 3.3-2 に示す。

表 3.3-1 燃料形態、被覆管、再処理方法（1/4）［SFR］

国炉システム燃料形態被覆管材料再処理技術プラント建設計画

フラン

ス

ASTRID 酸化物

（MOX）

初期：AIM1

将来：ODS, V 合金を開

発中

湿式法下記構想：

酸化物（MOX）燃料

製造～2020

（10t.y)

再処理～

2030

ロシア BN-800

BN-1200

酸化物

（MOX）

酸化物

（MOX）(初

期）

（窒化物の

バックアッ

プ)

窒化物（正）

オーステナイト鋼冷間

加工材 ChS-68

将来に向けて EK-164

開発中

フェライト・マルテン

サイト鋼 EK-181 ない

し ChS-139 を開発中

(初期は EK-164 もあり

うる）

湿式法

湿式法

湿式/乾式

酸化物（MOX）燃料製

造ほぼ完成

(60t/y) ～

2014

湿式再処理

PDC 建設中～2016

RT-2 再設計中

～2025

(700t/y VVER,

RBMK, BN 炉対象)

米国 (PRISM) 金属燃料 HT9 乾式

中国 CDFR 酸化物

（MOX）

オーステナイト鋼

(Chinese 316(Ti)SS)

を検討中

将来的には ODS も検討

としている

湿式法酸化物（MOX）燃料製

造実験室規模施設ほ

ぼ完成

酸化物（MOX）燃料工

学規模製造施設

～2020

酸化物（MOX）燃料再

処理～2030

インド PFBR 酸化物

（MOX）

将来は金属

オーステナナイト鋼

20%冷間加工材 D9

将来に向けて ODS 開発

中

2重被覆管(9Cr-1Mo/Zr

ライナー)を開発中

湿式法

乾式法

統合型サイクル施設

～2019

韓国 (PGSFR) 金属燃料 HT9 乾式法（再処理は米国から

許可されていない）

3-7

表 3.3-1 燃料形態、被覆管、再処理方法（2/4）［LFR］


欧州（ALFRED）

（ELFR)

酸化物

（MOX）

オーステナイト鋼

15-15Ti 合金

（15-15Ti の適用は疑

わしいともされる）


サイト鋼 T91

(保護被膜を開発中）

湿式法が適

用可能

同上

（フランスの成果が

利用可能と考えられ

る）

同上

ロシア BREST-300

SVBR-100

窒化物

UO2

（将来は窒

化物も）

Cr フェライト・マルテ

ンサイト鋼


サイト鋼 EP-823

乾式法

UO2 には湿

式法適用可

BREST-300 のサイト

に窒化物燃料製造、

乾式再処理施設を建

設予定

表 3.3-1 燃料形態、被覆管、再処理方法（3/4）［GFR］


欧州 GIF-GFR

ALLEGRO

炭化物ペレ

ットがレフ

ァレンス

初期炉心は

酸化物

（MOX）

後に全炉心

炭化物

SiC/SiC 複合材料と

するが開発必要

酸化物（MOX）燃料に

はスティール製被覆

管

炭化物にはセラミッ

クス被覆管とするが

開発必要

再処理まで含め

た全体計画はな

い

同上

米国 (EM2

) ピン型ポー

ラス炭化物

中空ペレッ

ト

SiC/SiC プレートと

している

脱被覆後AIROX乾

式熱化学処理法

で揮発性 FP を除

去としているが

具体性、実現性は

不明

表 3.3-1 燃料形態、被覆管、再処理方法（4/4）［MSR］


フラン

ス

MSFR 溶融塩燃料－ FP 分離法として

ヘリウムガス注入による

揮発性 FP 除去＋

液体ビスマス管弦抽出法

による金属 FP 除去

が提案されている。

ただし、炉を含め概念の

具体化が進んでいない。

表 3.3-2 各国の Pu燃焼等の戦略

Pu／~·仏リサイクノレの考え方燃料形態止符処理

フランス

CEA I ~SFR 炉心て冒・・・・・・・・・・・・・・・・・園、胤を Pu ｜〉酸化物（MOX）燃料、湿式再

EDF/

AREVA

米国

DOE

ロシア

ROSATOM

インド

中国

韓国

と一緒に燃焼させ、廃棄物の毒性継続期間の短縮と核不拡｜処理が基本

散性の強化を図る

〉ただし、最近はMAの燃料による毒性低減はあまりクロー

ズアップせず、 Amの燃焼により発熱:Ll:を減らすことで処分

場面積の縮小に期待する方向に考え方を変更している

〉基本的にSFRでは金属燃料サイクノレによるPu燃焼を実施す

ることを目的。MA燃焼を積極的に推進するとの考え方では

ない

~ただし、所謂ダーティサイクノレを指向し、核不拡散性を向上するサイクノレ技術を追及していることから、純枠な Pu燃

焼ではなく、旧も混入した形態での燃料と再処理技術を追

及している。

》SFRとLFRのいずれかを 2030年の時点で選択し、FBRとし

て場殖を追及

~BN-800 燃料は酸化物（MOX）ペレット燃料であるが、 2020

年からの運転を計画している RIARの MBIRは酸化物（MOX)

振動充填燃料を使用予定

〉将来にはMA燃焼も考慮するとの方針であるが、現状では純

粋な酸化物（MOX）燃料を BN-800において燃焼させている

〉胤に閲してはフローピン研究所で分離技術の開発を実施

している状況であり、MA含有燃料の製造までは至っていなし、

~Na 冷却FBR(SFBR）として増殖を追及する方針~MA燃焼に関しては、将来的に追及するとして、主に分離の研究を実施しているが、おIA含有燃料を装荷する段階には至

っていない

~PFBR には酸化物（MOX）ペレット燃料を装荷している

〉ロシア技術をベースにNa冷却FBR(SFBR）を追及

》ロシアと同様に将来的には刷燃焼も追及するとのスタン

スであるが、現状ではMA燃焼までは実施できていない

｜河処理の実施を米国ーから許されておらず、金属燃料の

SFRを開発するとしている

〉将来はMAが混入した金属燃料を使用する計画

3・8

〉酸化物（MOX）燃料、湿式再

処理を基本

〉酸化物（MOX）ペレット燃料、

湿式再処理を基本。ただし酸

化物（MOX）振動充填燃料、

乾式再処理も開発継続

〉将来的には、室化物燃料、IEI!.

式再処理を実現したいとし

ている

》酸化物（MOX）燃料、湿式再

処理を当面の技術として追

及

》将来的には金属燃料、乾式再

処理に切り替える方針

〉酸化物（MOX）燃料、湿式再

処理を当面の技術として追

及。ただし、現状ではU02燃

料を使用している》将来的には金属燃料、乾式再

処理を追及するとしている

3-9

3.4 各炉型の評価結果

表 3.1-1 の炉型の分類表に示された原子炉の設計概念を念頭に置いて、分類された各炉

型に関してポテンシャル評価、実用化を念頭に置いた評価を行った。

3.4.1 ナトリウム冷却高速炉（SFR）

（1）研究開発中の炉の概要

原子力エネルギーの持続的利用にはクローズドサイクルを実現可能な高速炉を用いたシ

ステムが必要不可欠である [1]。なかでも SFR（Sodium-cooled Fast Reactor：ナトリウム

冷却高速炉）は、原子力開発の黎明期より炉心燃料や安全に係る研究開発、設計研究、原

型炉等の建設・運転等の経験が積み重ねられており、今後十年程度の範囲で産業界が寄与

可能な唯一の概念であることが日仏米（DOE-CEA-JAEA）の共通認識となっている [1]。一

般的なナトリウム冷却炉の特徴として、高い冷却材沸点、高い伝熱性能、低い運転圧力、

高い自然循環量が挙げられている。特に、低圧系のため、軽水炉のようなバウンダリ損傷

に伴う減圧による冷却材喪失（LOCA）を想定する必要がない点、除熱喪失型（LOHRS）の事

象について冷却材の液位の確保と自然循環により崩壊熱除去が可能である点等から、適切

な設計を行うことで事故に対する耐性が高くできることが安全上の特徴となっている。ま

た、高速炉の共通の特徴として炉心が大反応度の体系となっていないため、炉心損傷発

生時には反応度投入の発生を想定する必要があるが、実験炉、原型炉の経験を踏まえ炉心

損傷時に起こりうる状況とその対処方策は把握されており設計で対応できることが示され

ている。課題としてはナトリウムの化学的活性の高さに起因した設備増大による建設費の

上昇（蒸気発生器におけるナトリウム水反応を想定し 2 次ナトリウム系を設置するため物

量が他の概念と比較し増加する傾向がある）およびナトリウムの活性と不透明性に起因し

た保守補修性の低下が共通認識となっている [1]。SFR は、以下に示すように、将来的に

も有望な原子炉概念として位置づけられ、各国（仏・露・中・印）では建設に向けた具体

的な研究開発や実用炉に向けた設計研究が進められている。

ヨーロッパでは大型の ESFR（1500 MWe 級）の設計検討と関連する基礎研究が FP7 の枠組

で行われるとともに、産業界のイニシアチブのもと開発が進められているフランスの技術

実証炉 ASTRID（600 MWe）の成果を ESFR の設計・建設に反映するとしている。また、ロシ

アでは実証炉 BN-800（800 MWe）の建設がほぼ完了し、その先に商用炉 BN-1200（1200 MWe）

が位置づけられている。両国とも大型炉の実現を念頭に開発を進めている。

インドでは原型炉 PFBR（500 MWe）の建設が進められ同規模の FBR を 2 基導入する計画

を有しているほか更に 1000MW クラスの FBR についても計画を持っている。中国では、国家

エネルギー科学技術計画に基づき大型炉（CFR1000）の開発に向けて、ロシアからの技術導

入だけでなく、自国技術による実証炉 CDFR（600 MWe）開発を並行している。これらの国々

では、将来の大型炉を見据えながら現在は中型炉クラスの高速炉を集中的に開発している。

韓国は、GIF 以前より実証炉クラスの KALIMER（600 MWe）を開発してきたが将来炉に関

3-10

する長期計画（2008 年）に基づきその開発を加速するとともに、KALIMER の開発経験を活

かして第 4世代炉の原型炉 PGSFR（150 MWe）の開発を進めている。その他、アメリカの PRISM

（311 MWe）、進行波炉 TWR-P（600 MWe）そして我が国の小型高速炉 4S（10 MWe）があり、

大型炉を見据えた開発よりむしろ投資リスクの低減等に重点を置いた小型炉の開発を目指

したものである。

これらの国々では、原子力エネルギーの持続的利用を念頭に開発を進めてきた経緯があ

り、原子炉の開発を進める傍ら、国情によって差はあるものの燃料やそのリサイクル技術

に係る研究開発が進められている。

（2）ポテンシャル評価

① 持続性（資源有効利用と環境負荷低減）

原子力エネルギーの持続的利用にはクローズドサイクルを実現可能な高速炉を用いたシ

ステムが必要不可欠である [1]。一般に、クローズドサイクルを用いた SFR は、現在の軽

水炉を用いたオープンサイクルと比較して、天然エネルギー資源の有効利用の大化並び

に高レベル放射性廃棄物の潜在的有害度、容量および地層処分場への熱負荷の小化を通

して、原子力エネルギーの持続性を著しく高めることが可能である。

資源有効利用性については、その尺度としてウラン利用効率が挙げられ、既設および将

来軽水炉のウラン利用効率が 1.0%程度であるのに対し、SFR ではウラン利用効率を 60%以上

（60～100 倍）となり、軽水炉を上回るレベルと評価されている[2][3][4][5]。ウラン利用

効率は、燃焼度と燃料サイクルにおけるロス率により決まり、SFR ではその特徴として高い

燃焼度が達成できること、主要な燃料形態として選定されている酸化物（MOX）燃料の燃料

サイクル技術についての実経験に基づけば、この様な高いウラン利用効率を将来達成する

ことは可能と考えられる。

また、放射性廃棄物に係る課題に対しては、廃棄物中への MA、FP の蓄積を防止し高レベ

ル放射性廃棄物小化を目指すという開発目標に対し、MA 燃焼および長寿命 FP の核変換を

可能にする設計仕様が採用されている。高速中性子スペクトル炉心では、原理的に MA の効

率的燃焼を目的とした炉設計とすることが可能であり、今日的な例としてフランスの

ASTRID が挙げられる [6]。ASTRID では SFR プラント機器・設備に係る技術実証だけでなく、

2006 年の廃棄物管理計画法に基づき、高レベル放射性廃棄物の量と潜在的有害度の低減を

目指した MA 燃焼技術の実証も目的とし、照射試験や技術実証のツールとして活用すること

が考えられている。MA 燃焼に関しては使用済燃料からの MA および FP の回収率の向上が課

題となるが、フランスでは 99.9%の回収に成功している[7]。我が国では実験室規模ながら、

実燃料や実廃液を用いたホット試験により、約 98%の Np、99.6%以上の Am と Cm の回収に成

功している[8][9][10]。SFR を用いた TRU サイクルにより、高レベル放射性廃棄物中へ Pu

や U だけでなく MA 移行も抑えることで、高レベル放射性廃棄物の放射能レベルは 1000 年

程度で天然ウランと同等の放射能レベルまで減衰する。

3-11

廃止措置時に発生する廃棄物量は、軽水炉と同等以下と評価されている[11]。

② 安全性


運転時の過渡変化については設計に依存する部分が多い。ナトリウム冷却炉の一般的特

徴として高い冷却材沸点、高い伝熱性能、低い運転圧力、高い自然循環量が挙げられる。

特に低圧系のため軽水炉のような、バウンダリ損傷に伴う減圧による冷却材喪失（LOCA）

を想定する必要がない点は大きな特徴と考えられる。


構造材との共存性については水素や酸素の不純物を制御する技術が確立されている。


耐震設計については日本の基準がもっとも厳しいため、海外のタンク型の概念を日本に

設置することを検討する場合には再評価が必要となる。ただし、免震装置を採用すること

により大型炉の設計も可能となる[11]。

・固有の安全性と受動安全性による炉心損傷の防止能力（設計基準事象から重大事故への

進展する時間余裕を含む）

一般的な特徴として低圧系のため LOCA を起因とした炉心損傷はない。また、冷却材の自

然循環力が高く全交流電源喪失（SBO）等への耐性が高い。各国の実験炉（常陽、EBR-II、

FFTF）や原型炉（Phenix）においても自然循環除熱が実証されている[12][13][14][15][16]。

除熱喪失型（LOHRS）の事象への対応については、低圧系のため冷却材の液位と自然循環に

より確保可能なため耐性が高い。固有の安全性については実験炉では冷却材流量喪失＋ス

クラム失敗等の固有の炉特性による受動炉停止が試験により実証されている（EBR-II、FFTF、

Rapsodie）[12][13][14][15][16]。なお、FaCT では冷却材温度が高温であることを利用し

て磁性体のキュリー点を利用した受動的炉停止系（SASS）が提案されている[17]。

金属燃料を用いた小型炉等の設計では炉停止失敗した場合の炉心損傷の受動的防止を追

求した設計例もある（IFR（PRISM）[18]、4S[19]）。金属燃料を採用したでは負の反応度等

による受動的炉停止により、確率的に炉心損傷事故を排除できることが提案されている

[18,19]が、NRC における Preapplication 評価において決定論的に炉心損傷事故を想定して

対応すべき旨が指摘されている[43]。炉心損傷事故を想定する場合、その現象については、

基礎的な試験が実施されているが実証レベルの試験等による開発コードの検証等を進める

必要がある。金属燃料は構造材と低い温度で共晶反応するため、炉心損傷事故後の冷却時

等に冷却材バウンダリが共晶反応により破損することを防止する必要がある。

3-12


建屋等の壁厚、地下立地、機器の分散配置等の対策が考えられるが炉型に依存しない。

地下立地は航空機や竜巻の観点からは有利だが、津波や洪水の観点からは不利になる。


高速炉の共通の特徴として炉心が大反応度の体系となっていないため、炉心損傷発生

時には反応度投入の発生を想定する必要がある。高速炉の実験炉、原型炉の経験が豊富な

ため、重大事故時に起こりうる状況は把握されており設計で対応できることが示されてい

る。将来炉についてはより高い目標に対応した対策が導入され重大事故そのものの排除

（IFR[18]）や In-vessel retention（IVR）による重大事故対応（JSFR[17]）が示されてい

る。

金属燃料を用いた受動的な炉停止については炉心径方向膨張反応度等に期待しており、

その場合は現象が複雑（全集合体の過渡的な湾曲等を把握する必要がある）で実証性に課

題があると考えられる。炉心損傷事故時の現象については、基礎的な試験が実施されてい

るが実証レベルの試験等による開発コードの検証等を進める必要がある。また、構造材と

低い温度で共晶反応するため、炉心損傷事故後の冷却時等に冷却材バウンダリが共晶反応

により破損することを防止する必要がある。

③ 経済性

軽水炉の様に天然ウランの購入、濃縮が不要であること、高燃焼度化により発電電力量

あたりに必要な燃料の量が少ないことから、使用済燃料の再処理単価、新燃料の加工単価

が軽水炉と同等ならば、燃料費は有利になると考えられる。また、冷却材温度が高いため

高発電効率、長期運転サイクルにより高稼働率が見込まれ、発電原価を低減できる可能性

がある[10][17]。

蒸気発生器におけるナトリウム水反応の対策として 2 次系を設置するため他概念と比較

して物量が増加する傾向がある。JSFR ではループ数低減等の革新技術導入により物量低減

を目指している[10]。

建設及び運転･保守コストについて、ESFR ではまだ検討中であるが、ESFR の前身である

EFR（European Fast Reactor：欧州高速炉）について概略評価した例がある[20]。図 3.4.1-1

に SPX1（スーパーフェニックス）との物量比較を示す。EFR の物量について、崩壊熱除去

系は SPX1 とほぼ同等ながら、その他の物量は SPX よりもかなり少ないと評価されている。

また、その様な EFR の設計検討結果に基づき、図 3.4.1-2 では EPR（欧州加圧水型軽水炉）

とのコスト相対比較図を示す。FOAK（First of a kind：初号機）の EFR の建設コストは EPR

の約 3 割増しとなるものの、燃料コストが安価であること、運転・保守コストはパフォー

マンスの高さより極端に増えることが無いことから、発電コストとしては NOAK（Nth of a

kind）では、ほぼ EPR と同等のコストとなることが期待できる。

3-13

中型炉／小型炉を指向する場合、大型炉に期待するスケール効果が発揮できず、出力あ

たりの物量は増加し、建設単価が増大する可能性がある。一方、小型炉を工場で生産しモ

ジュール式でプラントに順次導入していく場合、多数基を工場で生産する量産効果や習熟

効果、鉄道などでの輸送の迅速化などにより着工から運開までの期間の短縮（借入利息の

低減）が期待できる等、建設単価を低減できる可能性がある。IFR（PRISM）の場合、モジ

ュール方式による経済性向上をメリットとしている[18]。ただし、英国のガス炉の事例も

あるため、現時点においてモジュール方式導入による経済性向上は効果に不明な点がある。

図 3.4.1-1 EFR とスーパーフェニックスの冷却系の物量比較（単位：t/kWe）

図 3.4.1-2 EFR と EPR の発電原価比較（フランスの場合）

④ 運転・保守性


メンテナンスについてはナトリウムが化学的に活性である点、不透明である点、停止時

の温度が高い点から特に設計での考慮と検査技術、補修技術の開発が必要となっている。

海外および国内の原型炉の運転経験もこのことを示しており、保守補修性についての設計

での考慮と技術開発の必要性が共通認識となっている[1]。将来炉においては軽水炉と同等

の保守補修性が目標となっており、国内の評価では設計での保守補修性の考慮や超音波を

3-14

用いた目視検査装置の開発により同等の保守補修性が達成できることを確認している[11]。

低圧系の特徴に基づき、漏えい検知に連続漏えい監視が採用可能なため通常時の運転保

守性に優れている。

安全性でも述べた通り、構造材との共存性については水素や酸素の不純物を制御する技

術が確立されており、酸素含有量を適切に管理することにより還元環境を保持することが

できるため、不純物が制御された状態における材料共存性は非常に優れている[1]。

低圧系の特徴に基づく漏洩検知の状態監視技術により、通常時の運転保守性に優れる。

・負荷追従性

負荷追従性については国内の検討で可能なことを確認している[11]。

⑤ 核拡散抵抗性[20]

SFR では酸化物燃料（MOX）と金属燃料があり、前者は湿式再処理技術[21]を用いた保障

措置実績がある一方、純粋なプルトニウムを分離出来る可能性があり、国内評価の FS

（Feasibility Study：実用化戦略調査研究）[22][23]および FaCT（Fast Reactor Cycle

Technology Development：高速増殖炉サイクル実用化研究開発）[24]では再処理プロセス

での核不拡散性を向上させるために、高純度プルトニウムの生産を困難にすると共に、プ

ルトニウムへの接近性を困難にするために、MA 含有燃料のサイクルを指向しており、検査

精度の向上などの技術開発が必要である。

金属燃料の場合、乾式再処理技術[25]を用い、入量計量（再処理施設で溶解後に実際の

計量を行った Pu 量）やオンライン計測の技術開発が必要で、実績も非常に少ない。

なお、ブランケット燃料では核分裂性同位体組成比が高くなるが、ブランケットへの Pu

または MA 添加等の対策により核拡散抵抗性の向上が期待できる[26]。

（3）実用化を念頭に置いた評価

① 概念の成熟度：技術的実現性、許認可性、要素開発ニーズ

・開発段階（基礎研究、原理確認段階、実証段階）

酸化物燃料の場合は国内外に多数の実験炉、原型炉と少数ながら商用炉（SPX、BN-600）

の運転経験があり、燃料、材料、安全性の確認は終了しており産業化のレベルに達してい

ると考えられる。追加開発としては経済性向上、保守補修性技術の確立重大事故対策の確

立（炉心損傷事故の影響緩和と IVR の達成）が海外でも共通認識となっている。安全性に

ついても、重大事故時の挙動等はその原理が過去の炉の研究開発において確認さているた

め、将来炉の高い目標達成のための対策の実証のみが残された課題となる[11]。

金属燃料の場合は米国を中心に例（Fermi[27]、EBR-II[28]）がある。U-Zr 燃料は EBR-II

のドライバー燃料として実績があり、U-Pu-Zr については 660 本の燃料ピンの照射実績があ

る[29]。また、MA 含有の燃料ピンの製造照射も少数行われている[30]。重大事故時の挙動

3-15

等は追加で原理を把握し評価用の解析コードを整備する必要がある。

炭化物や窒化物燃料を想定する場合は実験炉において少数の照射試験経験があるものの、

燃料の基本的な特性および重大事故時の挙動等において基礎研究が必要となる。


製造インフラについては長い停滞のため人材と技術が失われつつあるが、原型炉の建設

経験を有するため基礎となるインフラが存在する。大型炉を建設する場合は大型機器製造

のための容量強化等が必要になるものもある。

・燃料製造、再処理及び廃棄処分技術の完成度

酸化物燃料を採用する場合、仏では高速炉再処理の実績もあり燃料製造および再処理と

もに成熟した技術となっているが、さらに経済性向上のためのプロセス簡素化や環境負荷

低減等のための MA 含有燃料の取扱い技術の追加的な開発が必要となる[11]。

金属燃料については米国では燃料製造、再処理について工学レベルの実証試験の実績が

ある[18]。

窒化物燃料、炭化物燃料については基礎研究の段階と考えられる。

フランスでは、高速炉用燃料としては酸化物（MOX）燃料、再処理技術としては軽水炉で

多くの実績を有する湿式再処理を採用する計画である。ASTRID プロジェクトの今後のスケ

ジュールでは、2020 年頃に酸化物（MOX）燃料製造施設(10t/y)を、2030 年頃に工学規模の

再処理施設の運転開始を予定している[31]。湿式再処理の中で、MA を回収する技術を積極

的に開発しており、MA 含有燃料の製造挙動評価を含め、MA リサイクルの技術実証が ASTRID

計画の重要なミッションの一つとなっている。

ロシアでは、BN-600、BN-800 は MOX を燃料としており、計画中の BN-1200 は将来的には

窒化物燃料も視野に入れているといわれるが、初は MOX で運転される予定である。60t/y

の商用酸化物（MOX）燃料製造施設が2014年にほぼ建設を終了しており、この施設でBN-800、

BN-1200 へ燃料を供給する予定[32]。700t/y の湿式再処理施設 RT-2 を 2025 年頃に運転開

始するため再設計中であり、それに先立ちいくつかの再処理前処理技術のためのパイロッ

ト実証センター(PDC)が建設中である[26]。

米国は現状高速炉プラント建設計画を持たないが、これまで金属燃料を燃料とし射出鋳

造法及び乾式再処理技術を対象とした開発がなされてきた[26]。現在は TRU 燃焼のための

金属燃料開発などが行われている。また、韓国と乾式法による使用済み燃料試験を共同研

究として実施している[30]。

中国は、当面酸化物（MOX）燃料、湿式再処理とし、実験室規模燃料製造施設を建設中で

あり 2020 年頃には工学規模の燃料製造施設を、2030 年ころには燃料再処理施設を運転開始

したいとされている。将来的には金属燃料、乾式再処理を想定している[34]。

インドも当面は酸化物（MOX）燃料、湿式再処理の組み合わせを考えており、原型炉 PFBR

3-16

に併設して統合型高速炉燃料サイクル施設を建設し、2019 年頃までに運転開始予定として

いる[35]。将来的には金属燃料を考えており、燃料サイクルの研究開発も並行して行われ

ている[36]。

燃料被覆管材料については、フランスでは、ASTRID 初期炉心としては、欧州標準のオー

ステナイト鋼である 15-15Ti 合金(10CrNiMoTiB)の Si、P 添加量を上げ耐スウェリング性改

善を図った AIM1 が用いられる予定である。より高燃焼度を狙った場合の候補材料として、

ODS 鋼やさらに長期的な観点からヴァナジウム合金(V-4Cr-4Ti)等の開発も行われている

[37]。

ロシアの BN-800の被覆管は BN-600で実績のあるオーステナイト鋼の冷間加工材 ChS-68

が用いられている。将来に向けてやはりオーステナイト冷間加工材である EK-164 を開発中

である。BN1200 では、現状、新型フェライト・マルテンサイト鋼である、EK-181 あるいは

ChS-139 の採用を想定し開発中。将来に向けて分散強化型等も開発中。初の BN-1200 では

BN-800で用いているEK-164を利用して低燃焼度で運転することもオプションとして考えら

れている[38]。

インドの PFBR では 20%冷間加工材の D9 が用いられている。将来的には ODS 鋼、また金

属燃料用には外側を9Cr-1Mo、内側をZrライナーとする二重被覆管等が開発されている[39]。

・必要となる安全基準・規格基準類の完成度、

国内および各国おいて原型炉等の許認可経験が豊富であり、基礎が完成されており、将

来炉への発展が容易となっている。


安全設計の考え方について国際標準化の活動が既に開始されており GIF において安全設

計クライテリア（SDC）、安全設計ガイドライン（SDG）の議論が進んでいる。


概念成立（目標達成）に必須な技術課題として経済性向上、保守補修性向上等が共通認

識となっている[1]。国内の検討では将来炉に向けた高い安全性目標のための技術を加えて

いずれの技術も実証段階となっている[17]。

・許認可性（安全基準の整備レベル、受動安全性や重大事故対応能力に関する実証試験の

有無）

許認可につては国内外の実験炉・原型炉の経験がある。受動安全性については豊富な実

証試験の経験がある。重大事故については国内外に開発の長い経験を有し、将来炉の目標

を達成するための課題が明確になっている[1]。国内の検討においては受動安全や重大事故

対応能力の開発が進められており大型試験による実証段階となっている[17]。

3-17

② 市場性

SFRは第 4世代炉の高速炉の中でも将来的にも有望な原子炉概念として位置づけられ、

国の大きな支援あるいは産業界のイニシアチブをもって、建設に向けた具体的な研究開発

や実証炉・実用炉の設計および技術開発が進められている。また、炉心の運用によって余

剰 Pu の効率的な燃焼や、燃料増殖による資源の有効利用が可能であり、核燃料サイクルの

政策への柔軟な対応が可能である。世界の FR 開発動向としては各国（日・米・仏・露・中・

印）それぞれであるが、大分するとロシア、中国、インドでは高速炉建設、運転開始（BN-800,

CEFR および PBFR（2014 年度運転開始予定））が着々と進められており、フランスでは技術

実証炉である ASTRID の概念設計と関連研究を、アメリカでは使用済燃料の管理方策検討に

資する幅広い研究を行っている。ユーラトムでは、FP7 の枠組の中で CP-ESFR プロジェクト

が進められている。2040 年までの ESFR 導入と 2020 年までの原型炉導入のための研究開発

課題摘出を目的とした欧州革新的ナトリウム冷却炉ロードマップ（EISOFAR、第 6次フレー

ムワーク計画で策定）[40]を受け、産業界のイニシアチブのもとで ADRIANA プロジェクト、

フランスの ASTRID 計画と連携させながら、ESFR の開発に係る基礎研究と ESFR の設計研究

を共同プロジェクトとして進めている。こうした現状を総括すると、日仏米は世界に先駆

け第 4 世代炉の開発ステージへステップアップを目指した段階的開発を進め、ロシア、中

国、インドは既存技術をベースに高速増殖炉開発を加速させていると言える。また、GIF[41]

等の場を通じて SFR の安全性、核不拡散性等についての国際的な設計基準やガイドライン

の統一化に向けた取組が進められている。

SFR に対しても電力供給以外に多様なニーズがある。例えばロシア等では小型炉を用い

た地域レベルでの電力・熱の供給や脱塩の実績がある。

産業界の支援については、アメリカにおいて、自国の将来オプションと整合を図りつつ、

培った技術の海外展開も視野に入れ、国が積極的に予算を付けてベンダーや事業者に新型

炉開発の機会を与えている。

中小型炉は、スリーマイル島原子力発電所事故などの過去の事故を契機とし、固有安全

性（Inherent Safety）への注目から積極的に開発が進められてきた。アメリカでは、EBR-II

の運転実績や過渡試験の成果を踏まえつつ、電力ニーズに応じて増設可能なモジュール方

式を採用した PRISM（炉心径方向膨張に伴う負のフィードバック反応度、負のナトリウムボ

イド係数等の固有安全性を有する炉概念）が 1980 年代に開発された。その後、経済的スケ

ール効果が期待できないなどの理由から一時期開発は下火になったものの、近年になり政

府のイニシアチブを受けて SMR に係る基礎研究が進められている[42]。

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3-21

3.4.2 重金属冷却高速炉（LFR）

（1）研究開発中の炉の概要 [1]

LFR（Lead-cooled Fast Reactor：重金属冷却高速炉）は、鉛または鉛ビスマス合金を冷

却材に用いる高速炉である。比較的低融点の金属であり低圧系の原子炉とすることが出来

るだけでなく、ナトリウムの様な化学的な活性を有さない。構造材への腐食性が強く不純

物管理および冷却材温度制限を行ったとしても炉心流速および出力密度を低くせざるを得

ない。また、冷却材重量そのものが重いため、耐震設計を含め大型化に対するハードルが

高いこと、高い資源有効利用性を達成するために窒化物燃料といった新型燃料を採用する

必要があること、炉心損傷時の挙動が不明確等の課題がある。その一方で、GIF の初期のロ

ードマップの検討では、開発要素の多さから実用時期こそ SFR や VHTR よりも遅くなるとし

つつも、持続可能性、核拡散抵抗性といった指標において高い評価が示されている [2]。

典型的なプラント概念としてはプール型で中間熱交換器を持たない。これは、鉛(鉛ビスマ

ス)が化学的に不活性なため、蒸気発生器をプール内に設置し直接 1次系と熱交換させるこ

とが可能であるためであり、２次サイクル効率は約 42%が期待されている。

現在、GIF で検討対象としているレファレンスシステムは、小型可搬型(10-100MWe)の

SSTAR(Pb 冷却；米国)、中型(300MWe)の BREST-300(Pb；ロシア)及び大型(600MWe)の ELFR(Pb；

ユーラトム)の 3つである。

近の各国の状況としては、ロシアでは BREST-300 を開発中であり、2014 年に設計を終

了し、2020 年以降の運転を予定している。並行して小型の鉛ビスマス冷却炉である SVBR-100

を開発中であり、2018 年頃の運転開始を目指している。欧州では、第 6 次欧州枠組みプロ

グラム(FP6)において、600MWe の炉システム ELSY の概念設計検討を実施し、2010 年からの

FP7 において、ELSY を見直した ELFR 及びその実証炉としての ALFRED の概念設計を実施中

である。中国では 2011 年に Chinese Academy of Sciences が ADS 開発を開始し、CLEAR を

参照炉に選定した。開発は三段階で進め、第１段階を 10MWth の CLEAR-I とし、臨界、未臨

界の双方のモードでの運転を想定している。また、2020 年までに建設したいとしている。

韓国では、ソウル国立大学により PEACER(Pb-Bi; 300MWe)が検討されている [3]。1996 年

より R&D を開始し、LBE 試験ループにて PEACER 条件での流動試験等を実施している。米国

では、Gen4 Energy 社による G4M(Pb-Bi;25MWe) [4]や University of Nevada/ANL による

SSTAR(Pb;20MWe) [5]などが提案されている。

これらの開発状況から分かるように、現在、具体的な開発・提案がなされている LFR は、

大でもユーラトムの ELFR であり中小型炉が中心である。これは、LFR の本質的な課題と

して大型化に対するハードルが高いこと、早期実用化を目指す上では、中小型炉クラスの

高温液体金属熱輸送システムならば、SFR の開発経験を利用できるとの期待があるためと推

測される。

3-22



鉛は中性子吸収・散乱特性が低いため、炉心内の冷却材量が多くても、高速中性子束を

維持することが可能と考えられる。そのため、中性子の利用効率が高く、ブランケットが

なくても炉心で 1に近い増殖比が得られ、長寿命炉心と高燃焼度が得やすい [3]。

SFR を用いた燃料サイクルでは、ウラン資源の利用率が軽水炉に比べて、同じウラン量

で比較した場合、60 倍から 100 倍になると評価されているが [6] [7] [8]、LFR について

も同様に、燃料リサイクルとの組み合わせることで、ウラン資源利用率は軽水炉システム

に比べて格段に増加すると考えられる。

また、高速炉システムとしての Pu 及び MA 燃焼能力は SFR 以上であり [2] [3] [9]、高

速中性子により放射性廃棄物中の長寿命核種（Pu と MA）を燃焼できるため、既設軽水炉に

比べて高レベル廃棄物の発生量と放射性毒性の低減が期待できる [10]。ただし、SFR 同様

MOX や窒化物などの MA 含有燃料開発、そのリサイクル技術の開発は必要と考えられる。

原子炉の運転・保守及び廃止措置に伴う放射性廃棄物の発生量は物量が同等であれば、

SFR での検討と同様、軽水炉と同等と推定されるが、現状詳細な検討はなされていない。

なお、窒化物燃料を採用する場合には、C-14 の放出を抑制する観点から N-15 の同位体

濃縮が必要である [9]。

② 安全性


運転時の過渡変化については設計に依存する部分が多い。一般的な特徴としてナトリウ

ム冷却炉と同様、高い冷却材沸点、高い伝熱性能、低い運転圧力、高い自然循環量が挙げ

られる。特に低圧系のため軽水炉のようなバウンダリ損傷に伴う減圧による冷却材喪失

（LOCA）を想定する必要がない点は大きな特徴と考えられる。2次系がないため蒸気発生器

から水・蒸気が混入して炉心に到達した場合は反応度が投入される可能性がある。


材料腐食については他の冷却材と比較して厳しいことが共通認識となっている [2] [9]

[11]。水素や酸素の不純物の制御を行った場合でも厳しい材料腐食が想定され、運転温度

や流速の制限および新材料の開発が必要になると考えられる [2] [11]。新材料の開発を前

提として運転温度を高温化した概念が提案されているが [2]、早期概念としては運転温度

を低く制限した概念が多い（FS 鉛ビスマス冷却炉 [11]、SVBR-100、CLEAR-I、ALFRED、ELFR、

MYRRHA , PEACER [12]）。ただし、温度を制限した場合でも寿命期間中の腐食の進行は懸念

され実証試験により確認する必要がある [9]。長期のエロージョンの観点から流速を制限

（2m/s 以下）する場合は炉心の出力密度が低下する [9]。

3-23


冷却材密度が高いため、日本国内に設置する場合の様に厳しい地震条件下では免震装置

を採用した場合でも出力が制限される [11]。また、米国においても出力制限が必要として

いる [9]。



低圧系や自然循環に付随した特徴はナトリウム冷却炉と同様と考えられる。また、固有

の安全性についても設計に依存する部分があるがナトリウム炉と同様の設計を採用するこ

とができると考えられる。





高速炉の共通の特徴として炉心が大反応度の体系となっていないため、炉心損傷発生

時には反応度投入を想定する必要があるが、一定の前提をおいた評価により事象終息がで

きる可能性があることが確認されている [2] [9] [11]。しかし、鉛ビスマス冷却材環境下

での炉心損傷事故時の燃料等の挙動に関する知見は乏しい[9]。重金属炉の場合は冷却材密

度が他の炉と比較して重く、冷却材と燃料の密度が拮抗しておりかつ被覆管、吸収材は冷

却材より密度が軽いため、重大事故時の挙動を基礎的な研究により確認する必要がある

[9] [11]。

③ 経済性

鉛（鉛ビスマス）は水や空気に対して活性でないことから、蒸気発生器を直接 1 次系に

設置でき、中間の循環システムを削除などの簡素化が期待できることから、高速炉システ

ムの中では、経済性を向上させる可能性があると考えられている。更に、中性子反射特性

に優れることから燃料の高燃焼度化が可能で、燃料サイクルコスト低減に寄与することが

期待される [3] [13]。

また、欧州の ELSY の検討では、鉛の蒸気圧が非常に低いことから炉上部のガス気密性に

対する要求を緩和でき、燃料取扱いシステムの簡素化につながりうると評価された [3]。

その後の ALFRED や ELFR の設計では、この考え方に基づいて、燃料集合体上端を鉛自由界

面より上のカバーガスまで伸ばし、炉内燃料交換装置なしの概念を検討している [13]。

3-24

耐震設計上は、冷却材密度が高いため、高い地震条件下に設置する場合には、免震装置

を採用した場合でも出力規模が制限される[9][11]。

材料への腐食が強いため冷却材温度を低下する必要がある。また、冷却材温度を低下さ

せた場合でもエロージョン・コロージョンの観点から流速を 2m/s 程度にする必要があり炉

心出力密度を高くすることができない。[9][11]

GIF の 6 炉型に対する評価では、経済性は SFR や GFR と同様の位置づけとされた [2]。

欧州やロシアで経済性を定量的に評価した例は見当たらないが、ちなみに日本の実用化

戦略調査研究では、窒化物燃料を採用した 75 万 kWe の鉛ビスマス冷却炉の建設コストを概

略検討し、将来の軽水炉と同程度と評価している [9]。

窒化物燃料を採用する場合には、酸化物（MOX）燃料の湿式ベースの再処理を適用可能な

見通しであるが、窒素環境に置き換える工程を追加する必要があるので、経済性が多少悪

くなると考えられる。

鉛冷却炉では、鉛ビスマス合金を冷却材とした SVBR-100 などの小型モジュラー型も検討

されている。SVBR-100 モジュール 16 基と１基のタービンからなる 1600MWe プラント概念の

検討を行い、利点として、高稼働率を維持できること、モジュールの工場生産と船舶・鉄

道等による輸送の容易さ及び建設期間の短縮を挙げている事例がある [3]。これらにより

建設単価を大型炉並みに圧縮できる可能性はあると考えられる。しかし、これについては

水冷却小型モジュラー炉と同様に、スケール効果が期待できず、大型炉に比べて出力あた

りの物量が増加する、大型炉単基に比べて定期点検工数や保守要員の増加といったマイナ

ス要因も指摘しておく必要があると考えられる。

④ 運転保守性


メンテナンスについては液体金属であるため密閉が必要な点、不透明である点、停止時

の温度が高い点（鉛及び鉛ビスマスの融点がそれぞれ約 330℃及び 270℃)からナトリウム

炉と同様に課題となり [9]、設計での考慮と新たな検査・遠隔補修技術の開発が必要であ

る。停止時の温度はナトリウム冷却炉よりも高いため、開発要素はさらに高い。また、前

述のとおり、LFR では燃料被覆管及び構造材の腐食が課題となっており、冷却材の流速制限

や冷却材中の酸素濃度管理とあわせ、機器・構造性能の確認だけでなく、バウンダリの健

全性確保のための腐食検査といった固有の課題があると考えられる [9] [2] [13]。

また、鉛ビスマス炉の場合には、ロシアでの潜水艦への LFR 利用において課題となった

ように、半減期（138 日）が長いポロニウム 210（Po）が発生するため、メンテナンス時の

被ばくが増加する傾向がある。

長期運転サイクルと状態監視技術の開発により、通常時の運転保守性に優れる。

・負荷追従性

3-25

負荷追従性については国内の検討で可能なことを確認している [11]。

⑤ 核拡散抵抗性

GIF の評価では、冷却材密度が高いため、SFR と比べ同じ流量を得るのにより大きなポン

プ動力を必要とする。このため、鉛冷却炉では低流量を実現するため、低出力密度の設計

がなされる。この結果到達燃焼度までの燃料寿命が長くなり、燃料交換頻度、プラント内

貯蔵量が減り、核拡散抵抗性上の利点とされる [2] [9]。

燃料としてまずは酸化物（MOX）燃料あるいは窒化物燃料が検討されており、将来的には

MA 含有燃料も対象とされる。酸化物燃料については保障措置に実績があるため酸化物（MOX）

燃料・湿式再処理ベースのリサイクルの観点からは、保障措置制度の適用性に問題はない

と考えられる。

酸化物（MOX）燃料以外の燃料形態や MA 含有燃料を用いる場合には検査精度の向上など

の技術開発が必要である。

ブランケット燃料を用いる場合には、ブランケット内で生成するプルトニウムの核分裂

性同位体比が高くなるが、SFR での検討と同様、ブランケットへの Pu または MA 添加等の対

策をとることで、核拡散抵抗性の向上が期待できると考えられる [14]。

基本的に、液体金属冷却高速炉である SFR とは同等の核拡散抵抗性を有するものと見ら

れる。

BREST-300 では窒化物燃料と乾式再処理の組み合わせが想定されているが [15]、乾式リ

サイクル技術の詳細が不明であり判断は難しい。実用化に際しては、窒化物燃料への乾式

再処理の適用を含めて具体的な保障措置システムを構築する必要があり、従来の保障措置

制度の適用性も含めて評価が必要と考えられる。


① 概念の成熟度


重金属冷却炉は炉心性能を向上する観点から窒化物燃料等の先進的な燃料を設計で採用

することが多い（BREST-300、FS の鉛ビスマス冷却炉 [11]）。窒化物燃料は照射経験が少な

く、ドライバー燃料としては例がないため照射試験および基礎的な研究が必要となる [11]。

安全性について冷却材密度が高いため燃料被覆管の破損挙動、溶融燃料の分散挙動、吸収

材等の炉心損傷事故挙動が不明確であり、試験と解析による基礎研究が必要である [9]

[11]。被覆管及び構造材の腐食が厳しいため、温度や流速を制限した場合にも構造材腐食

が懸念される。これらの健全性確認・材料開発のための長期的な基礎試験が必要である [2]

[9]。DOE-CEA-JAEA の共同評価では実験炉に至るまでに長期的な基礎研究が必要であること

が共通認識となっている [9]。

燃料開発の観点からは酸化物（SVBR-100、CLEAR-I、ALFRED、ELFR、MYRRHA [12]）、金属

3-26

燃料（PEACER [12]）を採用する場合はナトリウム冷却炉の酸化物および金属燃料と同等と

考えられる。


製造インフラについては長い停滞のため人材と技術が失われつつあるが、ナトリウム冷

却炉と同様のインフラの利用が考えらる。

・燃料製造、再処理、及び廃棄処分技術の完成度

重金属冷却炉は性能向上の観点から窒化物燃料を採用している例（BREST-300、ELECTRA、

GM4 [12]、FS 鉛ビスマス冷却炉 [11]）が多いが窒化物の燃料製造や再処理技術は基礎研究

の段階と考えられる [9] [11]。

酸化物（SVBR-100、CLEAR-I、ALFRED、ELFR、MYRRHA [12]）、金属燃料（PEACER [12]）

の場合はナトリウム冷却炉の酸化物および金属燃料と同等と考えられる。

欧州で検討されている ALFRED、ELFR では燃料は酸化物である [12]。サイクル技術につ

いては特に言及されていないが、SFR と同様に湿式再処理が適用可能であり、フランスの開

発成果が利用可能と考えられる。

ロシアでは、BREST-300 の燃料として窒化物燃料、再処理として乾式再処理を検討して

おり [15]、閉サイクル技術実証のため、BREST-300 と同一施設に窒化物燃料製造パイロッ

ト施設、乾式再処理施設を建設する計画とされる [16]。SVBR-100 は当面酸化物燃料であり、

将来的には窒化物燃料もあり得るとされているが、再処理等の計画は現状明確ではない

[12]。

燃料被覆管材料については、欧州での概念検討において、ALFRED では欧州標準の 15-15Ti

合金が、ELFR では、フェライト・マルテンサイト鋼 T91 が選定されているが、ALFRED での

15-15Ti の使用は疑わしいとも言われている。ELFR での T91 の利用については耐酸化保護

被膜が必要とされ、Al を添加した合金の検討などが行われている [17]。

ロシアの BREST-300 では Cr フェライト・マルテンサイト鋼が、SVBR-100 ではフェライ

ト・マルテンサイト鋼である EP-823 が検討されている [3]。


高速炉としてナトリウム冷却炉の安全基準を準用することができるが、重大事故時の挙

動は不確かさがあり、基礎研究から段階を踏んで新たに検討する必要がある [9] [11]。


炉の実績はロシアのみとなっている。燃料仕様や重大事故時の不確かさを考慮すると基

礎研究の段階であり、統一的な見解を得るには時間を要すると考えられる。国際協力によ

る開発についてはロシアの BREST-300 以外にも米中韓 EU も概念を提案しており可能性があ

3-27

る。


重金属冷却炉は目標達成のための性能向上の観点から窒化物燃料を採用している例が多

いが窒化物燃料を採用する場合は基礎研究から開発を行う必要がある [11]。また、重大事

故時の挙動が不確かなため各種の基礎研究により原理を確認する必要がある [9]。腐食に

ついては課題であることが共通認識であり [9]、腐食の低減に重要な構造物表面の酸化被

膜を維持する上で冷却材中の酸素濃度を適切な範囲に制御する必要があること、酸素や水

素等の不純物を制御した場合でも強い腐食性があり運転温度の制限または新材料の開発が

必要となる [11]。


有無）

許認可につては燃料の照射経験や重大事故時の不確かさの観点で長期の基礎的な研究が

必要であることが国内外の共通認識となっている [9] [11]。

② 市場性

ウランのリサイクル利用を追及する限り、高速炉へのニーズがあり、その一環で一定の

ニーズはあると考えられる。特にロシアでは中型の鉛炉 BREST -300 炉の建設が予定されて

おり、その先に 1200MWe 規模の炉も視野に入れている [15]。欧州で概念検討されている

ALFRED から ELFR も含めて、大型/中型炉は基幹電源へ適用することが考えられている。

一方、SVBR-100 に代表される小型炉も検討されている。SVBR-100 は小型モジュラー炉と

して、基幹電源への対応も念頭に置いている。小型モジュラー炉は一般に初期投資コスト

が小さく、工場生産性、習熟効果、需要への対応容易さ、短い建設期間といった点がセー

ルスポイントとされ、小規模な事業者でも建設可能とされるが、発電コストとしてみた場

合、他の大型電源と競争力があるとはみなされていない [18]。

鉛ビスマス小型炉については、基幹電源というより、多目的の分散電源として検討され

ている。ロシア SVBR-100 では、遠隔地等での自立型電源、熱供給、脱塩を目的としている

[19]。また、米国 G4M は遠隔地でも発電コスト高い発電システムをディーゼル発電とし、

その代替を目的とするとされる [20]。

鉛冷却炉は上記のように小型から大型までの適用が検討されているものの、冷却材が重

いことから耐震上の制限があり、大型化については慎重な検討が必要と考えられる。ちな

みに、欧州で検討されている大型炉 ELFR の出力は 600MWe であり、我が国の鉛ビスマス冷

却炉の検討でも実用炉規模としては 750MW [9]であった。

3-28

参照文献



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3-30

3.4.3 ガス冷却高速炉（GFR）


GFR（Gas-cooled Fast Reactor：ガス冷却高速炉）は、冷却材にヘリウムガスを用い、

VHTR の様な黒鉛減速材を持たない高速炉である。ヘリウムガスは、ナトリウムの様な化学

的な活性はなく、また、ガスを冷却材として炉心出口温度が 850℃と高温のため、熱効率が

約 48％と高く、発電や水素製造等の高温熱利用も可能である。GIF のロードマップにおけ

る評価では他の炉型を凌駕する魅力はないものの、その多様性を含め現在も GIF の開発対

象に挙げられ、各国で関連する研究開発が行われている炉型である[1][2][3][4]。冷却材

がガスのため炉心の出力密度が SFR 等に比較して低く、性能向上の観点で炭化物や窒化物

等の燃料を採用している場合が多く、その場合は燃料開発に時間を要する。また、高圧系

のため大型炉の場合、炉心損傷時の原子炉容器内溶融保持（IVR）の達成は困難であり、溶

融後の燃料の挙動についても基礎的な研究が必要である[3]。

欧州（EU、フランス、スイス、日本）で開発中の GIF の GFR は、開発当初は小型の

600MWt/288MWe、直接ブレイトンサイクル（ガスタービン）、炭化物燃料をレファレンスシ

ステムとしていたが、2007 年以降は、持続可能性を維持（ブランケット無しで break-even

達成）し、高温ガスタービン係る開発リスクの低減とタービンの作動流体の選択肢に柔軟

性を持たせる観点から、大型炉 2400MWt/約 1,100MWe、間接サイクル（2 次系にヘリウム－

窒素ガスタービン、3次系に水－蒸気タービン（ガスタービンの排熱を利用））、高熱伝導率

で高密度燃料であるピン型の炭化物ペレット燃料をレファレンスシステムとしている。な

お、小型 GFR もオプションとして残している[2][5][6]。

EU の中では、チェコ、スロバキア、ハンガリー、ポーランドの 4ヶ国（V4 国）が覚書(MOU)

を締結しコンソーシアムを設立（2013 年 8 月には研究開発拠点として V4G4 Center of

excellenceを設立）して、2020年代後半の運転開始を目標にGFRの実験・技術実証炉ALLEGRO

(熱出力 75MWt)の開発を進めている[7][8][9][10]。初期炉心は既存技術で達成可能な酸化

物燃料ピン集合体で構成し、炉心出口温度を 530℃として GFR 燃料（混合炭化物ペレット燃

料）の照射試験（照射燃料集合体の入口ガス流量を下げて炉心出口温度を 850℃にして照射）

を行い、将来的には全炉心を GFR 燃料に交換し、炉心出口温度 850℃での運転を予定してい

る[9][10]。ただし、V4 国は EU 加盟国であるが GIF の GFR システム協定の加盟国ではない

ため、GIF/GFR との連携は弱い[9]。

EU では GFR を、SFR の代替オプションとして長期的な観点で開発を進めてきたが、FP7

の中で GFR の燃料開発や崩壊熱除去といった枢要課題について集中的に研究が行われた

GoFastR プロジェクトが 2013 年 2 月で終了し、現状は ALLEGRO に係る研究開発以外の GFR

開発予算は確保されていないため、GIF/GFR プロジェクトの今後の進め方について GIF の中

で協議中である[9][10]。なお、フランスでは SFR と GFR の開発を並行して進めていたが、

2008 年の次期炉の SFR への絞り込みにより 2010 年以降、GFR 開発予算はほとんど手当てさ

れていない[9]。

3-31

一方、米国では General Atomics 社が 2009 年から独自に、500MWt/265MWe、直接ブレイ

トンサイクル（ガスタービン）、地下設置、モジュール型の EM2(Energy Multiplier Module)

の概念設計を進めている。この EM2 は、炉心燃料周囲にブランケット燃料を配した構造で、

U-238 を Pu-239 に変換しながらブランケット領域まで燃焼ゾーンが徐々に広がっていく

Convert and burn コンセプトであるため、燃料無交換で 30 年の長期運転が可能で、モジュ

ールを組み合わせることにより小型炉から大型炉まで対応が可能な概念であるとしている。

炉心燃料はピン型のポーラス状の炭化物中空ペレット燃料で、使用済燃料は脱被覆後、粉

砕し AIROX 乾式熱化学的処理法で揮発性 FP を除去した後再加工して燃料として使用できる

としている。大型炉としては、4 モジュール（1060MWe）を 1 セットにしたものをレファレ

ンスとしている[11][12][13][14]。

現状、GFR については、発電用の大型炉を指向しつつ欧州では ALLEGRO といった技術確

認を含めった実験施設の開発、民間では小型モジュラー炉の提案があり、比較的小型の原

子炉の開発が行われている。



高速中性子炉を用いたクローズド燃料サイクルにより、軽水炉に比べてウラン資源の利

用率は飛躍的に向上する（同じウラン量で比較すると 60 倍から 100 倍）ことが期待できる

[15][16][17]。既設軽水炉に比べて燃料の高燃焼度化と長期運転サイクル(特に、EM2 は燃

料交換無しでの 30 年の長期運転を指向)が図れるため[13]、原子炉の運転・保守に伴う放

射性廃棄物の発生量の低減が期待できる。なお、大型炉の場合、炉心の出力密度が軽水炉

と同程度であるため、原子炉周りの単位出力あたりの物量は軽水炉と同程度であり、廃止

措置時に発生する廃棄物量も同程度と推測される。一方、小型炉の場合には、原子炉周り

の単位出力あたりの物量が軽水炉に比べ増加するため、その廃止措置時に発生する廃棄物

量は多いと考えられる。

高速中性子による放射性廃棄物中の長寿命核種（Pu と MA）を燃焼できるため、既設軽水

炉に比べて高レベル廃棄物の発生量と放射性毒性の低減が期待できる

[18][19][20][21][22]。

② 安全性：


運転時の過渡変化については設計に依存する部分が多い。加圧系のため減圧事象があり

冷却材がガスであることから、減圧事故時の炉心冷却特性は、軽水炉よりも低下する。特

に HTR の様な黒鉛減速材を持たないことから熱容量も小さく、熱慣性にも期待できないの

で、冷却材喪失事故時の冷却性確保に課題がある[2][3][6][9][23][24]。

Convert and burn を前提とする EM2は、単位発電量当たりの U-238 の炉内インベントリが

3-32

軽水炉の場合に比べて 1.5～2 倍大きいので[12][25]、これが熱慣性となり炉心の過渡温度

応答を緩やかにする。また、炉心寿命を通して U-238 の負の温度係数が大きく働くため、

燃料被覆管温度制限と組み合わせることにより、ATWS 時にも炉出力をゼロにでき、かつ崩

壊熱も自然循環を利用した 2 基の DRACS 内の 1 基の作動により除去できる設計を提案して

いる[14]。更に、急激な減圧事故とステーションブラックアウトを同時に想定した場合に

も、通常運転時の格納容器内圧力を 30 psig に加圧しておけば、自然循環を利用した 2 基

の DRACS 内の 1基の作動により除去できるとしている[14]。


ヘリウムガスは化学的に不活性で構造材料と共存性が良いため、構造材料の健全性は優

れている。


国内の厳しい地震条件においても免震装置の採用により適応できることが確認されてい

る[24]。



高圧系のため SFR、LFR と比べると受動安全性に劣ると考えられる。特に、ヘリウムガス

は除熱能力が小さく、高出力密度で運転される GFR には高温ガス炉のような熱慣性の大き

い黒鉛減速材が存在しないため、冷却材喪失事故（減圧）時の崩壊熱除去の課題がある。

Convert and burn を前提とする EM2 は、単位発電量当たりの U-238 の炉内インベントリ

が軽水炉の場合に比べて 1.5～2 倍大きいので[12][25]、これが熱慣性となり炉心の過渡温

度応答を緩やかにする。また、炉心寿命を通して U-238 のため負の温度係数が大きく、働

くため、燃料被覆管温度制限と組み合わせることにより、ATWS 時にも炉出力をゼロにでき、

かつ崩壊熱も自然循環を利用した 2 基の DRACS 内の 1 基の作動により除去できる設計を提

案している[14]。更に、急激な減圧事故とステーションブラックアウトを同時に想定した

場合にも、通常運転時の格納容器内圧力を 30 psig に加圧しておけば、自然循環を利用し

た 2基の DRACS 内の 1基の作動により除去できるとしている[14]。





高速炉に共通の特徴として炉心が大反応度の体系となっていないため、炉心損傷発生

3-33

時には反応度投入を想定し、溶融燃料の集中化防止対策を設計上考慮する必要がある

[3][23][24]。EM2は 30 年運転サイクル分の燃料が装荷されており、溶融を想定した場合は

課題が大きい。

DOE-CEA-JAEAの共同評価において重大事故時の溶融燃料挙動は不確かなため基礎試験に

より溶融後の燃料挙動を確認するとともに、コアキャッチャーの開発に必要な試験研究や

評価手法を開発・整備が必要であることが共通認識となっている[3][23][24]。

出力に対して燃料インベントリが大きく高圧系のため SFR や LFR と比較すると重大事故

発生時は原子炉圧力容器内での事故終息の達成は困難と考えられるが、炉外コアキャッチ

ャーにより格納容器内での格納は可能であると考えられる[24]。なお前述したように、小

型炉である EM2については、炉外コアキャッチャーを設けているが、前述のとおり大きな負

の反応度係数による受動的炉停止機能が期待できるため、重大事故発生時にも原子炉圧力

容器内で事故を終息させることができると提案している。

上記を総括すると、DBA を超える重大事故事象（溶融燃料挙動等）について未検討なた

め、安全性について既存軽水炉に比べて優劣を評価できる段階ではないと言える。

③ 経済性

燃料の出力密度は SFR に比べて約 1/3 であるのに対して、冷却材がガスのための熱輸送

性能も液体金属等に比べて桁違いに小さいため[3][26]、炉心及び熱交換器が大型化する。

ガスタービンの採用により物量増加を補うことが期待できるが、GIF で開発中のレファレン

ス設計では間接サイクルを採用しているため、単位出力当たりの建設物量は軽水炉に比べ

て多くなる。一方、EM2 では炉心は大型化する一方、直接サイクルを採用しているため冷却

系はコンパクト化されることが期待されるが、単位出力あたりの建物物量は軽水炉に比べ

増加すると考えられる。

高温に耐える材料は、ハステロイＸなど高価（SUS の 4～5倍程度）であり、建設コスト

を高める可能性がある[27][28]。

EM2は小型であるため、サイト選定の自由度があり、電力等の需要に応じて増設可能、機

器のサイズが小さいこと、コンポーネント数が少ないこと、高熱効率、工場生産が可能、

建設期間が短いこと等の特長を有しており、経済性向上のポテンシャルを有している。

多数基を工場で生産する量産効果や習熟効果、建設期間の短縮化等により、建設単価を

大型炉並みに圧縮できる可能性がある[13][29]。

開発者の予備的評価結果ではあるが、これらの開発課題を克服できれば、同規模の既設

軽水炉に比べて建設単価並びに資本費・運転保守費共に、安価になるとしている[12][13]。

ただし、この概念の実現のためには、ヘリウムガスタービンの開発や燃料・材料開発を含

めた 30 年という超長期運転サイクルの実現性等多くの開発課題がある[12][13]。

3-34

④ 運転保守性


メンテナンスについては冷却材が透過なガスのため、軽水炉と同様のメンテナンス性を

確保可能であると考えられる[3][24]。

複数モジュール設置の場合、大型炉単基に比べ、定期点検の工数は増加するとともに、

出力あたりの運転員、保守要員数は増加する。

構造的な課題としては、熱遮蔽構造を冷却流路に設置する場合は、当該部位の検査を求

められた場合は、アクセスが困難になる。また、高温ガス原型炉で問題となったルースパ

ーツの発生を軽減する対策が必要である。

・負荷追従性

負荷追従性については国内の検討で可能なことを確認している[24]。


GFR のリファレンス燃料は炭化物燃料（(U,Pu,MA)C または UC）であり、軽水炉の酸化物

燃料と異なるが、MA 含有燃料の取扱いにおける検査精度の向上が必要[30]である以外は、

保障措置制度の適用性については本質的問題ないと考えられる。

ブランケット燃料では核分裂性同位体組成比が高くなるが、ブランケットへの Pu または

MA 添加等の対策により核拡散抵抗性の向上が期待できる[31]。

EM2 は、Convert and burn コンセプトであり、初期に核燃料物質と親物質をまとめて装

荷し（単位発電量当たりの炉心インベントリは軽水炉の 1.5～2 倍）、30 年間燃料交換が不

要である[12]。このため、供用期間を通じて使用済燃料を取出す機会は廃止措置時しかな

く、既設軽水炉サイクルに比べてその間の核拡散抵抗性は高くなる。一方、30 年後の取出

し燃料に含まれる全 Pu 中の核分裂性 Pu 割合は 87%と既存軽水炉と比べて高い（核兵器級

Pu 組成（Puf>90%）に近い）ため、盗取等に留意が必要である[12][13]。

一方、EM2の取出燃料を熱的に粉砕して揮発性 FP を除去することのみで燃料の再利用が

可能なため、既設軽水炉燃料のように湿式再処理を必要としない点[12][32]では、核拡散

抵抗性は向上するとしている。




炉心性能向上の面から高熱伝導率の高密度燃料である炭化物（GIF の GFR、ALLEGRO の 2

次炉心[10]、EM2）や窒化物（FS の GFR）等を用いている設計が多い。炭化物燃料や窒化物

燃料は照射経験が少なく、炉心損傷事故時の挙動も不明なため基礎的な研究が必要となる

ことは国内外の共通認識となっている[3][23][24]。

3-35


製造インフラについては国内であれば HTTR の製造インフラがあり、実験炉レベルのイン

フラはあると考えられる。

・燃料製造や再処理 or 廃棄処分技術の完成度

性能向上の観点から炭化物や窒化物燃料を採用している例が多いが、燃料製造や再処理

技術は基礎研究の段階と考えられる。


高温ガス炉（熱中性子炉）については許認可経験が国内外にあるが、GFR については無

いため高速炉の特徴も踏まえて大幅に修正する必要がある。


GIF、欧州（GFR、ALLEGRO[4]）では国際協力が進められており国際協力の可能性はある。

米国においても EM2[4][11][12][13]の設計例が提示されている。


目標達成のための性能向上の観点から炭化物や窒化物燃料を採用している例が多いが、

高温条件でも溶融しにくい燃料開発や、超長期（30 年）運転サイクルの実現性（EM2の場合）、

ヘリウムガスタービン、照射含めた燃料の基礎的な研究開発、重大事故時の挙動等安全性

確保に必要な技術開発等の基礎研究による確認が必須となることについて国内外の共通認

識なっている[3][23][24]。

EM2の使用済炭化物燃料は、脱被覆後、粉砕し、AIROX 乾式熱化学処理法で揮発性 FP を

除去した後燃料ペレットに再加工する簡易再処理を想定しているが[12][32]、その技術的

成立性については十分な確認が必要である。


有無）

許認可につては燃料の照射経験や重大事故時の不確かさの観点で安全性確保に必要な技

術の開発等多くの課題があり、長期の基礎的な研究が必要であることが国内外の共通認識

となっている[3][23][24]。

② 市場性

GIF/GFR のレファレンス概念は、基幹電源（軽水炉の代替電源）としてだけではなく、

炉心出口温度が 850℃と高温なため、電力以外の多目的用途（熱供給、水素製造、海水脱塩、

3-36

遠隔地電源など）へ柔軟に対応可能である[1][2][3][4]。また、小型としての利用も可能

である[2][9]。

EM2は小型モジュラー炉であるため、電力需要量に応じてモジュールを組み合わせること

により小型炉から大型炉までの設置が可能であるため、基幹電源（軽水炉の代替電源）と

して利用できるだけでなく、炉心出口温度が 850℃と高温なため、電力以外のニーズ多目的

用途（熱供給、水素製造、海水脱塩、遠隔地電源など）へ柔軟に対応可能である[12][13]。

小型モジュラー炉である EM2 は、初期コストが小さく小規模な事業者でも建設が可能で

ある反面、分散設置によりセキュリティの脅威が高まる。ただし、開発課題が多いため、

研究開発費用と開発時間はかなりの投資が必要となる[12][13]。

参照文献



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[32] “EM2(General Atomics, USA),” IAEA , Sep.2012.

3-38

参考 [11]

Fig.9 Comparison of energy per natural uranium ore

Fig.10 Comparison of waste per energy production

3-39

Fig.11 Comparison of EM2 power cost versus other generating options

Table 4: Comparison of unlevelized electricity costs.

ALWR EM2

Number of cycles 20 1

Total electricity 270 TWh 66 TWh

Unit cost of fuel ~2,400$/kgHM ~4,760$/kgHM

Total fuel cost 1,600 M$ 200 M$

Unlevelized average ~6$/MWh ~3$/MWh

3-40

3.4.4 溶融塩高速炉（MSR）


研究開発が行われている溶融塩高速炉には、ロシアの MARS プロジェクトにおける溶融塩

アクチニドリサイクル・燃焼炉 MOSART（100 万 kWe）とフランスの溶融塩高速炉 MSFR（140

万 kWe）がある。燃料と Li 等のフッ化物溶融塩を燃料兼冷却材とし、黒鉛減速材を持たな

い高速中性子炉である。



溶融塩高速炉は、燃料を含むフッ化物溶融塩を循環し、反射体に囲まれた炉心領域で臨

界・発熱させる概念であり、循環系において核分裂生成物の分離、親物質の供給を行う。

炉を取出し固体燃料を一旦溶解して、核燃料物質を回収・再加工するシステムと比較し、

シンプルな系統内で核燃料サイクルを形成するため、原理的に燃焼以外に核燃料物質を損

失する機会が無い。また、適切な設計により、原理的に U-Pu 系での増殖やブランケット領

域でのU-233生産が可能であることから、MSFRでは増殖比は1を超えるとされており [1]、

資源有効利用性は高いとされている [2]。このため、資源有効利用性については、既設軽

水炉を上回るレベルと評価した。

高速中性子スペクトル炉心では、一般的に MA の捕獲断面積／核分裂断面積比が低く MA

の効率的燃焼を目的とした炉設計とすることも可能である。ロシアの MOSART はこれを狙っ

たものであり、炉心特性として MA の燃焼量の試算が行われている [3]。フランスの MSFR

では、溶融塩燃料処理量が、1970 年代にアメリカが設計した MSBR の 400 リットル/日に対

し、その 10 分の 1である 40 リットル/日であるとしており [4]、溶融塩燃料処理に伴う廃

棄物発生頻度は低い。

一方、循環系における溶融塩燃料処理である核分裂生成物の分離は、ヘリウムガス注入

による揮発性 FP の分離技術と液体ビスマス還元抽出法等の化学処理による金属 FP 分離技

術が提案されているものの、1970年代にアメリカのMSREで試験的に実施されたのみであり、

工学規模での連続処理技術は実証されておらず [5]、溶融塩高速炉を対象にして、運転中

の廃棄物発生量を定量的に評価した例は見つからなかった。具体的な設計では、分離後の

揮発 FP 捕獲、保管や廃棄ための希土類元素を含む液体ビスマスの処理等が必要であり、二

次廃棄物を含めた総廃棄物発生量の同定が課題である。また、終的には残留する MA を含

む燃料溶融塩を安定化・固化処理し、終処分する必要があるが、一般論として溶融塩が

凍結・固化した状態がガラスと性状が類似していると言われるものの、その長期バリア性

を含め安全な保管・処分に適した具体的な廃棄物処理方法は提案されておらず [5]、廃棄

物処分の仕様の同定とそれと整合する廃溶融塩処理方法の開発が必要である。さらに、廃

止措置を勘案すると、炉心だけでなく冷却系統内全体に残留する核物質、核分裂生成物の

溶融塩の除染技術開発も必要である。このため、現時点で、研究開発が進んでいる炉型と

3-41

横並びで比較することは困難である。

② 安全性


熱輸送能力に優れており高温、低圧運転が可能な特徴がある。また、設計に依存するが

余剰反応度が小さく、制御棒価値を小さく設計でき、また、液体燃料であるため負の反応

度温度係数が期待できるので、過出力事故の可能性が小さい。固体燃料において想定され

る炉心溶融事故による再臨界は排除可能である。一方、他の概念と比べて燃料被覆管や粒

子燃料のような被覆がなく、放射性物質の拡散に対する障壁が少ないため、溶融塩炉概念

に即した固有の安全確保の考え方を示す必要がある [6]。


フッ化物溶融塩炉で実績を有するハステロイ系の材料を適用することが考えられるが、

塩化物溶融塩との共存性については確認が必要である [6]。


具体的な評価はされていないがナトリウム冷却炉等と比較してシステム物量は大きくな

る傾向があるが成立する範囲と考えられる。



熱輸送能力に優れており高温、低圧運転が可能な特徴がある。また、設計に依存するが

余剰反応度が小さく、制御棒価値を小さく設計でき、また、液体燃料であるため負の反応

度温度係数が期待できるので、過出力事故の可能性が小さい。固体燃料において想定され

る炉心溶融事故による再臨界は排除可能である [6]。





設計に依存するが余剰反応度が小さく、制御棒価値を小さく設計でき、また、液体燃料

であるため負の反応度温度係数が期待できるので、過出力事故の可能性が小さい。固体燃

料において想定される炉心溶融事故による再臨界は排除可能である。

③ 経済性

3-42

溶融塩高速炉は、サブシステムが多くなることから経済性は、GIF の 6 炉型の中では中

程度とされている [2]。一方、MSFR の出力密度は 333 MWt/m3であり、MSBR の 22 MWt/m3よ

りも大きいこと、運転温度が 700～800℃と高温であることから 45％以上の熱効率が望める

とされ [1]、比較的コンパクトで効率的な発電が望める。一方、燃料処理設備や安全保護

設備等の付属設備の工学規模での技術的成立性が明確になっておらず、設計の具体化に伴

い付加的な設備増大の可能性もある [6]。このため、現時点で、研究開発が進んでいる炉

型と横並びで比較することは困難である。



溶融燃料と構造材の共存性は厳しいため保守補修要求は厳しくなると考えられるが、保

守補修性に課題があることは日米仏の共通認識となっている。冷却システム内に燃料が存

在するため放射化によりアクセス性が制限され、検査・補修用機器に対する放射線対策が

厳しく要求され保守補修性は低下する。また、検査時のバウンダリの想定温度（約 450～

650℃）が高く点検に応じた機器開発が必要である [6]。

・負荷追従性

検討例がない。


フランスの MSFR は、初期燃料に Pu、U-235、U-233 を用い、ブランケットに Th を装荷し

て U-233 を生産し、U-Pu 系と Th-U 系のハイブリッド型の溶融塩高速炉である。このため、

U-Pu 系のみの炉型と比較し、相対的に Pu の生成量が少ない。また、基本的に燃料は核分裂

性物資とともにフッ化物溶融塩として循環していること、意図的にフッ化物 U を分離した

場合（MSBR ではフッ素注入により U を溶融塩から揮発分離する試験が実施された）におい

ても、燃料中に生成する U-232 によって IAEA 及び NRC の Spent Fuel Standard である「1m

の距離において 1Sv/h」を適用すると U-233 へのアクセスが容易ではないとの評価例もある

[8]。一方、溶融塩炉について現行のシステムに適用した計量管理及び保障措置の実績はな

く、類似の技術の適用が期待できる乾式再処理の保障措置技術についても確立された例は

無い。また、連続的に溶融塩燃料中の核分裂性物質を燃焼させつつ、ブランケット溶融塩

から転換により発生した U-233 を供給するため、溶融塩中の核物質の均質性を担保する方

法、運転中の核物質量を精度よく把握する技術等の開発が必須になると考えられる。




3-43

ORNL で 1960 年代に 4 年間運転されたフッ化物溶融塩実験炉（MSRE）の技術の延長上に

あると考えられるが、高速炉とするためには多くの開発課題を有する。プラント概念を検

討と並行して、その根拠となる材料の開発、溶融塩の物性、伝熱流動特性の基礎研究が必

要となる。また、燃料サイクルに相当する溶融塩処理設備のため、FP 除去装置、燃料処理

装置、Cl-37 の濃縮等の独自の技術に関する基礎的な開発が必要となる [6]。


燃料およびシステムの材料等も従来炉と大幅に異なるためインフラはない。

・燃料製造、再処理、及び廃棄処分技術の完成度

いずれの技術の基礎的な研究から着手する必要がある。

循環系における溶融塩燃料処理である核分裂生成物の分離法として、ヘリウムガス注入

による揮発性 FP 分離と、液体ビスマス還元抽出法等の化学処理による金属 FP 分離が提案

され [5]、基礎研究が行われており、これらに加えて材料開発を含めた工学規模での技術

実証が必要と考えられる。


燃料が冷却システム内に存在し従来炉とシステムが大幅に異なるため、基準等は基本的

な部分から新規に整備する必要がある。


GIF においては、覚書に基づく基礎研究成果の情報交換が進められており、現状では国

際標準化に向けた具体的な協力はない。


現状では、塩化物溶融塩と共存性のある材料が得られていないため、長期の基礎的な研

究開発が必要になると考えられる。さらに、冷却システムに溶融燃料が存在するため高温

および高放射線（FP 付着環境）で保守・補修・検査のための技術開発のため基礎的な研究

開発が必要になると考えらえる [6]。

溶融塩炉自身は、その科学的ポテンシャルから 1960 年代より開発されてきたものの、実

用化に至った例は無い。ただし、ヨーロッパでは欧州フレームワーク計画において、その

ポテンシャルが再評価され（MOST プロジェクト、2001～2003 年）、各国の研究開発状況に

ついて情報交換が行われた（LICORN プロジェクト、2004～2006 年）。これを受け第 7 次フ

レームワーク計画のもとで、欧州における多様な溶融塩利用の可能性検討と溶融塩炉ロー

ドマップ準備（ALISIA プロジェクト、2007～2008 年）が進められ、2009 年からは GIF の溶

3-44

融塩高速炉のレファレンスとなった。MSFR の実証実現性が検討されている（SUMO プロジェ

クト、2009 年～）。SUMO では、実験室規模（炉心容積 1 リットル以下）で溶融塩炉の枢要

課題である腐食化学データやプロセスデータの取得、廃棄物処理技術研究等の後、100 リッ

トル以下の規模での熱流力研究、希土類 FP 除去研究、熱交換機器開発等のコンポーネント

試験を行い、その後、1m3/ループの統合的な試験を行うとしている。現在は、実験室規模の

研究が EVOL プロジェクト（2009～2012 年）の下で行われ、MSFR の設計を適化していく

ための条件が検討されている段階である [1] [9]。

一方、2007 年 9 月にヨーロッパに設立された SNETP は、第 4世代炉の開発をビジョンと

して示している [10]。このビジョンに基づく戦略研究アジェンダ（SRA）で溶融塩炉につ

いては、その Annex として、トリウム利用の研究開発について、長期を対象とした代替オ

プションであること、クローズドサイクルを指向する際には再処理、燃料製造等の技術と

の一貫性が重要であること、短期的には軽水炉燃料への固体トリウムの利用とそれによる

新型燃料開発の進展への期待を示し [11]、溶融塩炉の研究開発については、固体燃料の

高速炉に対する長期の代替オプションであること、現在は GIF のイニシアチブが唯一であ

ることが示している [12] 。これから、ヨーロッパにおいて当面は科学技術としての研究

開発に留まるものと考えられる。

② 市場性

将来の基幹電源オプションとして大型炉が想定されている。一方、現時点ではユーザー

が明確ではないため、溶融塩高速炉の研究開発自体に未だ産業界の積極的な寄与は無い。

MSFR 自体は概念検討の段階にあり、具体的な機器、設備設計に至っていないため、定量

的な投資やその回収といった評価は行われていない。

ただし、GIF 初期の評価において、溶融塩炉が 700℃以上の高温の熱源であることから、

電力以外のアプリケーションについて評価されており、GIF の GFR、VHTR 同様に水素製造を

Primary Option、熱供給を Secondary Option としている [2]。

福島第一原子力発電所事故以降、社会からの原子力安全への注目が集まるなか、炉心溶

融が無いこと、緊急時に燃料溶融塩をドレンすることで再臨界の恐れが無いこと、凍結し

た溶融塩がガラス状であること等のポジティブなイメージで溶融塩炉に脚光が浴びていた

ことは事実であるものの、具体的な設計等のエビデンスが無い現状では、社会の受容性に

ついて評価できる段階ではない。

参照文献

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3-45

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[6] 野田 , 稲垣, “高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究(フェーズ I)報告書,”

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[8] V. Bykov , 他, “Molten Salt Fast Reactor Blanket Design and Proliferation

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[9] E. Merle-Lucotte , 他, “The concept of Fast Spectrum Molten Salt Reactor

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http://www.institutfrancais-suede.com/wp-content/uploads/2013/12/stockholm-

seminar-msfr-eml-03122013-.pdf.






3-46

3.4.5 中小型軽水炉


IAEA は、電気出力が 300MWe 未満の原子炉を小型炉、300MWe から 700MWe までの原子炉を

中型炉とし、それらを SMR（Small and Medium Sized Reactor）と定義している。近年、小

規模電力グリッドへの適応性や熱供給用等の多様なニーズへの対応、初期投資リスクの低

減などの理由から、革新的な技術やアイディアを取り入れた中小型炉の開発が世界的に進

められている[1]。IAEA は、その SMR の特徴として、表 3.4.5-1 に示す利点と課題を挙げて

いる[2]。

表 3.4.5-1 中小型炉の利点と課題（IAEA による考察）[2]

利点課題

技術的なもの

短い建設工期(モジュール化)

安全性･信頼性向上の可能性

設計の単純化

発電以外の用途への適用性(ex.海

水淡水化)

老朽火力の代替(CO2 削減)

許認可性

運転操作性

ヒューマンファクター(複数モジュール

に対する運転体制)

核拡散抵抗性と核物質防護

1F 事故対応

上記以外

小規模送電網への適用性

需要の伸びの鈍化への対応

立地地点のフレキシビリティ

緊急時対策範囲の縮小

初期投資の低減

経済競争力

適切な初号機コスト

規制･産業のインフラ整備

新規導入国向け設計の可能性

1F 事故後の制度的課題

米国では、多様な電力需要に柔軟に対応できる小型モジュラー炉（SMR: Small Modular

Reactor）を国が支援して実用化を模索している。この SMR は、電気出力が概ね 300MW 以下

のもので、工場で製作してから、発電所立地場所へ運搬できる、いわゆるモジュール工法

を採用することで、大幅な建設期間短縮と品質の信頼性向上を狙ったものである。それら

は、蒸気発生器などの一次系機器を原子炉容器に内蔵し、冷却材喪失事故（LOCA）の可能

性を排除して安全性の向上を図った一体型 PWR が中心である。国内企業による機器製造が

可能であり、初期投資コストが低減されることから、米国の一般的な中小の電力会社では

老朽化した石炭火力発電所のリプレースの候補として検討されている。また、米国のベン

ダーは海外への輸出用としても期待している。

ロシアでは、遠隔地電源や海水脱塩などを目的として、原子力砕氷船の技術を活用した

熱電併給の浮揚式原子力発電所を中心とする小型軽水炉の開発が進められている。

また、中国や韓国では、プロセス熱利用や海水脱塩などの多目的利用に供する小型モジ

ュラー炉の開発を進めている。

3-47

この他、英国でも、2014 年に小型モジュラー炉が炭素発生量の少ない安全なエネルギー

供給技術として注目し、世界的な市場などを鑑みて、その技術開発が自国の産業の発展に

寄与するかどうかの検討を進めている[3]。英国では、自国での小型モジュラー炉の開発で

はなく、米国又は中国が開発している小型モジュラー炉の導入を模索している。

2014 年現在、建設中の小型軽水炉には、露国の浮揚式原子炉（KLT-40S）と原子力砕氷船

（RITM-200）、アルゼンチンの一体型 PWR（CAREM-25）がある。アルゼンチンの CAREM-25 は、

電気出力が 27MWe の原型炉で、将来 150～300MWe 出力の小型モジュラー炉を目指して開発

を進めている[1]。

なお、小型モジュラー炉は、軽水炉型の他に、プロセス熱利用や水素製造などの多目的

利用に適した高温ガス炉や燃料交換間隔を長くした超長期運転を狙った高速炉などの研究

開発もある。それらについては、軽水炉型と開発フェーズが大きく異なり、各冷却材の特

徴に依存する面が大きいため、それぞれの冷却材で分類した炉型の開発動向の中で整理し、

ここでは、軽水炉型の小型モジュラー炉（SMR：Small Modular Reactor）を中心にその開

発に関する評価を行う。



SMR（軽水炉）は、既設の軽水炉と同じ炉心燃料を使用するため、資源の有効利用性は既

設の軽水炉と同等である。また、一体型 PWR は、一次系配管を削除した一体型概念である

ものの、運転保守に伴う放射性廃棄物の発生量は、気体・液体ともに有意な差は生じない

と考えられる。なお、廃炉廃棄物については、原子炉出力が小さいことに伴い相対的に一

次系の物量が増加するため、高レベル廃棄物の増加が見込まれる。

② 安全性

SMR（軽水炉）は、大型軽水炉に比べ、以下の点で安全性の優位性がある。

・一体型 PWR では、一次系配管を排除しているため、大中冷却材喪失事故（LOCA）の可

能性を排除できる[4][5]。

・大型炉に比べ、単基あたりの崩壊熱量が小さいため、受動的な崩壊熱除去システムを

適用し易く、その持続時間も長く確保できる。これは、炉心冷却のための長期的な保

有水量の確保や空冷方式の採用も考慮されており、重大事故時の崩壊熱除去に多様性

があるためである[4][5]。

・地下立地方式として、航空機衝突の脅威及びサボタージュ対策を軽減できるとされて

いるとの主張があるが、NRC はあくまで現行の規制体系のもと個別審査で確認するとし

ている[4][5][6]。（耐震設計が厳しい地域では、土圧が大きくなり、地下立地できな

い場合があると考えられる。）

3-48

一方で、大型軽水炉に比べ、安全性で劣る点は以下がある。

・複数モジュール方式では、複数モジュールで重大事故が同時に発生した場合のアクシ

デントマネジメント対応操作が複雑となり、対応が困難となる場合が想定される。

③ 経済性

SMR（軽水炉）は、一次系配管を削除した一体型概念であり、システム構成を大幅に簡素

化しているものの、出力が 10～20 万 kWe と小さいため、スケール効果が期待できず、大型

炉に比べて建設単価は増加する[7]。但し、モジュール工法により、多数基を工場で生産す

る量産効果や習熟効果、鉄道などでの輸送の迅速化などにより着工から運開までの期間の

短縮（借入利息の低減）が期待できる等、建設単価を大型炉並みに圧縮できる可能性があ

る[7]。

また、モジュール１基が原子炉１基となるため、複数モジュール設置の場合、大型炉単

基に比べ、定期点検の工数は増加するとともに、出力あたりの運転員保守要員数は増加す

る。


メンテナンスは、既設の大型軽水炉と同様に常温・空気環境で行うため、その容易性は

基本的に既設の大型軽水炉と同等である。複数ユニットあるサイトで、1ユニット毎に定期

点検を順次行うことが認められれば、サイト全体としては送電出力は 1 ユニット分減少す

るが、発電を継続できる。

運転制御方法は、基本的に既設の大型軽水炉と同じであり、負荷追従性も既設の大型軽

水炉と同等に対応できる。


核拡散抵抗性については、燃料形態や燃料管理方法が既設の大型軽水炉と同じであり、

その使用済み燃料中の Pu 組成も大型軽水炉と同等の原子力級であるため、既設の大型軽水

炉と同等である。



SMR（軽水炉）の代表である一体型 PWR は、GenⅢ+に位置付けられており、既存の軽水炉

技術に一部革新技術（一次系主要機器を原子炉容器内に一体化）を取り入れた原子炉であ

り、燃料や構造材とも基本的に既設の大型軽水炉と同じものを使用する。このため、燃料

製造、再処理施設及び主要機器製造等のインフラ設備は、基本的に既設の大型軽水炉のも

のをそのまま活用できる。但し、一体型構造であるため、一体型 SG などの製作性、流動試

験などが行われている。

3-49

安全基準や規格基準、許認可プロセスは、基本的に既設の軽水炉の基準類を適用し、同

様なプロセスで実施する方針である。米国 NRC では、一体型 PWR については、既設の軽水

炉の知見・技術が適用できることから、安全解析・燃料解析・材料解析・構造解析の４分

野において、必要な研究開発課題はないとしている[8]。また、2014 年 8 月発行の NRC 文書

「SECY-14-0095」において、NRC は、一体型 PWR の審査準備は整ったものとして、2014 年

から 2015 年に申請が提出されたとしても問題ないとしている。但し、NRC からいくつかの

項目について技術的課題を指摘されている。具体的には、許認可プロセスにおける確率論

的安全評価（PRA）の活用、ソースターム・線量計算手法、サイト外緊急計画に関する規制

要件、複数モジュール炉に対する年間手数料、製造認可要件、深層防護の適用、運転員認

可要件、航空機衝突評価といった項目である[9]。

② 市場性

近、英国の NNL が実施した SMR に関するフィージビリィティ・スタディにおいても、

世界の SMR に関する市場調査が行われている。その結果では、世界において、潜在的な SMR

マーケットの規模は、もし SMR に経済的な競争力があるなら、2035 年までの新規設備容量

はおおよそ 65-85GWe と見積もられている［3］。

米国や英国では、SMR は初期投資リスクが小さいというメリットもあり、老朽火力や小規

模原子力の代替電源として、産業界も興味を示している[10]。しかしながら、他の電源と

の経済性が鍵となっており、米国では、近のシェールガス生産等によるエネルギー価格

の下落により、SMR に対する関心が低下する傾向も見受けられ、B&W 社は mPower の開発を

遅らせると発表している[11]。

一方で、露国の北東部など遠隔地域では、化石燃料の供給が困難であることから、電気

や熱を供給するための自立したエネルギー源として小型炉の設置のニーズが高く、それら

の建設が着実に進められている。また、中国や韓国などでも、熱電供給や海水脱塩などの

ニッチ市場を狙った SMR の開発が進められている。

以上のことから、本格的に市場に導入されるかは判断できる状況ではない。

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3-51

3.4.6 高温ガス炉（HTGR）


発電用高温ガス炉の実用化に向けた開発は、1960 年代から1980 年代に、主として米国

とドイツにおいて積極的に進められてきた。両国で建設された電気出力300MWe クラスの原

型炉の運転により、高温ガス炉の発電プラントとしての基本性能が実証された。

それに並行して、1980 年代前半には、原子炉固有の安全性を高め、炉心溶融、大量の放

射性物質放出のおそれのない原子力プラントを目指した小型高温ガス炉であるモジュラー

型高温ガス炉の概念が生まれ、その後の高温ガス炉の主流となった。これらの原型炉は、

蒸気発生器を用いたシステムで、炉心出口温度は750℃前後である。現在中国で建設が進ん

でいるHTR-PMは、この技術を活用した概念である。

また日米では、蒸気発生器に替えてガスタービンを設け、原子炉出口の高温ヘリウムに

よって直接ガスタービンを駆動させる高温ガス炉ガスタービン発電プラントの開発も行っ

ている。ブロック型燃料を採用したGT-MHR（150MWe、米国）、GTHTR300（275MWe、日本）、

ぺブルベッド型燃料を採用したPBMR（165MWe、南アフリカ）などがこれに該当する。ガス

タービンを用いた概念は、システム簡素化、発電効率向上により、天然ガスコンバインド

サイクル発電プラントと経済的に競合できるとされている。さらには、将来的に炉心出口

温度950℃を目指し、その高温を利用して水素製造を行うシステムの研究も進められている。



高温ガス炉の出力密度は 6MW/m3前後であり[1], [2]、BWR の約 1/10、PWR の約 1/20 と小

さいため、出力あたりの炉心容積が軽水炉に比べ相対的に大型化する。これにより、運転

による放射性廃棄物の発生量は増加すると考えられる。

一方では、高温ガス炉に使用される TRISO 燃料は耐熱性や頑健性に優れており、既存の

軽水炉に比べて 3 倍程度の高燃焼度を達成できる見込みがある。また、発電効率について

も軽水炉の 1.5 倍程度の高効率が得られるとしている。[3], [4] これらのことから、発

電量あたりで比較すると放射性廃棄物の発生量をある程度抑制できる可能性がある。

しかし、直接サイクルを前提とした燃料開発が行われているため、再処理を前提とした

既存の軽水炉サイクルと比較すると、ウラン資源の利用効率は低下する。なお、我が国で

は THHR の燃料を製造する際に発生したスクラップ燃料を用いて、被覆の破砕試験や燃料再

利用の試験実績があるが、照射済み燃料を用いた試験や工業規模での実現可能性など、要

素技術の確立にはさらなる検証が必要である。

また、一次系の容積も軽水炉に比べ大きくなることや、燃料から放散される希ガス FP や

揮発性 FP が冷却材中に移行し、炉心支持構造のグラファイトや一次系の構造材料に沈着す

ることにより、廃止措置時の放射性廃棄物の線量及び生成量は軽水炉に比べ増加する可能

性が想定される。この問題については、燃料破損率を小さくすることで、経年運転後の放

3-52

射線量の増加を低く抑えることが可能であると考えられる。[5]

② 安全性

燃料の熱容量が大きく、炉心の出力密度が小さいこと、耐熱性に優れた TRISO 燃料や黒

鉛製の炉心であることから、熱輻射による除熱が期待でき、崩壊熱除去に関しては優れた

固有の安全性を有する。[6]

これらのことから、現在の概念設計段階では、重大事故の起こる可能性は極めて低いと

評価されているが、多重故障の影響などを十分考慮した重大事故シナリオが確定しておら

ず、許認可性を見通せる段階にない。

例えば、配管破損に伴う空気侵入により高温のグラファイトが急速酸化して可燃性の CO

ガスの生成とグラファイトの急速脆化に至る可能性や、蒸気発生器を組み合わせた概念

（HTR-PM)では、蒸気発生器伝熱管の破損に伴う高温蒸気の炉心への侵入により、高温のグ

ラファイトが急速酸化して、可燃性の CO ガスの生成とグラファイトの急速脆化に至る可能

性が考えられる。これらの事象は、多重故障を想定すると、炉心支持構造の損壊や大量の

CO ガスの発生によって重大事故に至る可能性がある。

また、炉心燃料や炉心支持構造に用いられるグラファイトが部分的に欠損して、局所的

な燃料の冷却流路を閉塞させる可能性がある。この局所異常を検出する手段がない場合に

は、炉心規模では全出力状態が維持され、閉塞した燃料周辺が溶融し、重大事故に至る可

能性が考えられる。これらの事象を考慮し、炉心燃料の溶融時の挙動や溶融後の冷却方式、

影響緩和についても検討し、重大事故時の対応能力について評価する必要がある。

航空機衝突の脅威に対しては、軽水炉と同様に格納容器及び原子炉建屋などで影響を緩

和する方策となるため、有意な差は見出せない。

③ 経済性

高温ガス炉の多くは、炉心支持構造をグラファイトで構成する場合には、大型化に伴う

耐震性に制限があり、固有の安全性を大限に有効に適用した 30 万 MWe 級の小型モジュラ

ー炉として概念検討が進められている。高温ガス炉のコスト増加につながる要因として、

①出力密度が小さく、冷却材の熱輸送量も小さいため、炉心及び熱交換器が大型化するこ

と、②出力が小さく高圧システムであるため、単位出力あたりの建設物量は軽水炉に比べ

多くなること、③複数モジュール設置の場合、大型炉単基に比べ、定期点検の工数は増加

するとともに、出力あたりの運転員保守要員数は増加すること、④高温に耐える材料は、

ハステロイ X など高価(SUS と比べて材料費で 4～5 倍程度、加工費で 1.5 倍程度)[7], [8]

であり、建設コストを高める可能性があること等が挙げられる。

しかし、ガスタービンを採用した概念では、タービン系が簡素化されるともに、高い熱

効率（50%）を達成できる可能性があることや、モジュール工法の活用により、多数の主要

機器を工場で量産したり、鉄道などでの迅速な輸送可能性、安全設備の簡素化可能性など

3-53

を考慮すると、建設コストは大型軽水炉と同等レベルになる可能性があるとの研究例もあ

る。[3]


メンテナンスは、軽水炉と同様に常温で実施でき、冷却材が透明で不活性であるため、

軽水炉とほぼ同等と考えられる。

長期間運転により、冷却材中に放出された希ガス状 FP や揮発性 FP が 1 次系の構造材料

や炉心支持構造に沈着することで作業員の被曝線量を増加させ、メンテナンス性を損なう

可能性が予測されるが、燃料破損率を小さくすることで、経年運転後の放射線量の増加を

低く抑えることが可能である。

また、負荷追従性についても、既設の軽水炉と同等である。


TRISO燃料内で生成するPu組成は熱中性子であるから軽水炉と同等の原子力級であるが、

TRISO 燃料から Pu を単離することは技術的に困難であることから、核拡散抵抗性には優れ

る。[4]

また、高温ガス炉の燃料は、燃料の種類（ウラン、トリウム、プルトニウム酸化物、炭

化物ならびにこれらの混合物）、燃焼度等を幅広く自由に選択することができる。このた

め、プルトニウムを効率良く燃焼させることができ、核不拡散抵抗性に優れていることか

ら、2002 年頃から、エネルギー省(DOE)はロシア原子力省と共同で国際共同プロジェクト

を興し、ロシアに存在する兵器用解体プルトニウムの燃焼用原子炉として、GT-MHR の開発

を行い、現在も内容を縮小しているが、継続中。[28]



水素製造システムを実用規模のプラントにしていくには幾つかの開発課題が残されてい

る[5], [10]ほか、水素製造設備を原子炉と近接させること、熱供給を他の化学プラントに

行う場合の近接立地などは今後の課題である。

原子炉建設に向けた安全基準の策定を、国内では日本原子力学会で検討しており、また

IAEA にて国際的な標準を検討する動きがある。それらの中では、水素製造設備の原子炉併

設に対する安全上の問題についても検討することとしている。[11], [12]

わが国では、HTTR の設計、建設、運転経験を通じて、高品質の TRISO 燃料及びグラファ

イトを製造する技術がある。また、黒鉛構造物の標準化した規格体系は現状整備されてい

ないが、JAEA が設計/材料・製品規格,供用期間中検査・維持基準の考え方を提示している。

[13] しかし、燃料製造については、ウラン濃縮度が 5％を超えるため、日本で商用燃料製

造の場合は許認可及び製造設備の新設が必要となる。

3-54

ヘリウムガスタービンについては、軸シール技術や、大型化に伴う熱や遠心力による変

形、振動等の影響評価等、技術的にクリアする課題のハードルは高い。そのため、近年で

は技術課題や実現時期などを鑑み、まずはハードルの低い蒸気サイクル概念の開発を行い、

その後ヘリウムガスタービン概念の実用化を目指す方針もとられている。

② 市場性

30万MWe級の小型モジュラー炉として概念検討が進められており、モジュール化により、

多様な出力規模に対応できる柔軟な基幹電源として期待され、モジュール工法の活用によ

り、初期投資コストが小さくできるメリットがある。

また、ガスタービンを採用した概念では、崩壊熱除去のためのヒートシンクが空気とで

きるため、内陸部への立地にも適用できる。[3]

700℃以上の高温の熱源であることから、電力以外のアプリケーションとして開発課題は

多くなるが、熱利用として海水真水化や石油精製、950℃では水素製造に用いるなどのニー

ズがあり[2]、概念設計の研究を進めるために欧米韓各国で、それぞれ結成されている産業

界アライアンスには、電力会社の他、化学会社や石油会社、製鉄会社等も参加している。

[14], [15]

しかし、欧米露では、実用規模の HTR を建設するユーザはまだ見出されていないため、

産業界アライアンスでは、概念設計研究の他、プロトタイプ炉の建設候補地の選定条件に

周辺産業への熱利用など経済性も考慮することで、ユーザの獲得を目指している。[9]

これらのことから、高温ガス炉は基幹電源や熱源等、多様な利用可能性が考えられるが、

本格的に市場に導入されるかは判断できる状況ではない。

参考文献

[1] ATOMICA, 高温ガス炉の特長,

http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=03-03-01-02

[2] INL, High Temperature Gas-Cooled Reactors Lessons Leaned Applicable to the Next

Generation Nuclear Plant, April.2011

[3] JAEA, HTGR 戦略システム（850 度 He ガスタービンサイクル）, 高温ガス炉プラント研

究会第 9回定期講演会資料, 2015/1/6

[4] 岡本孝司, プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発,

高温ガス炉プラント研究会第 9回定期講演会資料, 2015/1/6

[5] NRC, NUREG/CR-6944: Next Generation Nuclear Plant Phenomena Identification and

Ranking Tables (PIRTs), March.2008

[6] JAEA, 高温ガス炉ガスタービン発電システム（GTHTR300）の安全設計方針, 日本原子

力学会和文論文誌 Vol.2 No.1, 2003

3-55

[7] 金属買い取り価格, http://www.ohata.org/kakaku.html, 2015/3/13

[8] 加工賃サンプル価格, http://www.aikawa-ss.jp/contents/price.html

[9] GAO, ADVANCED REACTOR RESEARCH, June.2014

[10] JAEA, 高温ガス炉熱利用技術の研究開発の現状と今後の課題について, 第 3 回高温ガ

ス炉技術研究作業部会資料, 2014/7/23

[11] 日本原子力学会, 第 9 回「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会開催報告,

http://www.aesj.or.jp/special/minute/2014/r_koongasuro2014.pdf, 2015/2/19

[12] JAEA, 高温ガス炉の国際安全基準の策定に向けて国際原子力機関（IAEA）の下で協力

研究計画を開始, http://www.jaea.go.jp/02/press2014/p14121801/, 2014/12/18

[13] JAEA, Draft of Standard for Graphite Core Components in High Temperature

Gas-cooled Reactor, Jan.2010

[14] The GEMINI Initiative, Vision Document, December 2014.

[15] JAEA, 高温ガス炉国際協力の現状について, 第 4 回高温ガス炉技術研究作業部会資料,

2014/8/6

3-56

3.4.7 フッ化物塩冷却高温炉（FHR）


FHR(Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactor)は、低圧の液体フッ化物塩によ

る冷却、カーボンによる中性子減速、完全静的崩壊熱除去、高温出力サイクルといった特

徴を持つ原子炉である。FHR は、経済的かつ完全静的安全性を保持したまま大きな電気出力

と高い温度のプロセス熱を生成できるという魅力があることから、米国を中心に研究開発

が進められている。[1]

FHR は、2002 年に米国のオークリッジ国立研究所（ORNL：oak ridge national laboratory）

らによって概念提案がなされた。溶融塩炉（MSR）の燃料に高温ガス炉の固体燃料を採用し

た概念であり、Advanced High-Temperature Reactor (AHTR)とも呼ばれている。また、固

体燃料を高温の液体で冷却していることから、崩壊熱除去まで含めプール型の液体金属冷

却高速炉に似たところがある。更に、冷却材を高温であることから、ガスタービンの使用

が可能となる。従って、FHR は、図 3.4.7-1 に示すように溶融塩炉、高温ガス炉、高速炉及

びガスタービンの技術を組み合わせた概念である。なお、液体燃料を使う溶融塩炉の研究

開発は、米国の ORNL で 1940 年代後半から 1970 年にかけて実施されているが、諸課題によ

り実用化には至っていない。[1]

米国エネルギー省（DOE）は、2012 年に Massachusetts Institute of Technology（MIT）、

University of California at Berkeley (UCB)、及び University of Wisconsin, Madison

（UWM）による商業的に魅力的な FHR の設計、開発、許認可の技術的な基礎を固めるための

Integrated Research Project (IRP)を開始した[2]。FHR は、ORNL で検討している AHTR と

UCB で検討している Pebble Bed AHTR (PB-AHTR)が代表的な設計例である。PB-AHTR（ぺブ

ルベット燃料）は、IRP において、2014 年に技術実証炉 Mark1 PB-FHR の概念設計が完了し

た[3]。

米国以外では、中国科学院の上海応用物理研究所（SINAP：Shanghai Institute of Applied

Physics）においてぺブルベット燃料を使用した 2-MWt の実験炉 TMSR-SF (固体燃料)の建

設を目指して研究が進められている[4]。

3-57

図 3.4.7-1 FHR の構成技術[5]



FHR の燃料は、高温ガス炉と同じ TRISO 燃料を利用されることから、直接サイクルを前提

とした燃料開発が行われているため［6］、ウラン資源の利用効率は再処理を前提とした軽

水炉サイクルに劣る。

なお、我が国では HTTR 燃料製造時のスクラップ材に対して破砕試験や再利用の実績があ

るが、照射済み燃料や工業規模でのさらなる検証が必要。［7］

また、設計概念が詳しく検討されていない段階であるため、運転保守時および廃止措置

に伴う放射性廃棄物発生量を評価できる段階ではない。

Pu 及び MA の燃焼能力は、熱中性子炉であることから軽水炉と同等である。

② 安全性

FHR は、冷却材としての溶融塩の特性と TRISO 燃料の特性から、以下の固有の安全性によ

って重大事故を排除できるとの主張がある[5]。

・冷却材の熱容量が大きいため、初期の崩壊熱を吸収し、崩壊熱を低下させる時間余裕

がある。

・高温に耐える燃料と沸点が高い塩によって、燃料破損なしで周囲に熱輸送する時間余

裕がある。

3-58

・塩は、局所ホットスポットからの燃料の放出によるどんな核分裂生成物も吸収する（溶

融塩炉の化学特性）。

・原子炉容器を取り囲む重大事故防止用の溶融塩貯蔵容器の設置等により、重大事故時

の熱を地中に放熱できる。

以上の特性により、固体燃料が溶融することはないとしている。

一方、700℃のフッ化物溶融塩と構造材料との共存性、特に、照射環境下での構造材料や

被覆管材料との共存性についての知見に乏しく、炉心燃料及び冷却材バウンダリの健全性

を評価できない。また、炉心損傷時の燃料挙動や影響緩和対策の検討がなされていない。

このような基本情報が欠落している開発段階では、安全性を評価できる段階ではない。

③ 経済性

FHR は、低圧システムであることと、冷却材の比重が小さいことから、原子炉容器等の肉

厚を薄くできるとともに、緊急炉心冷却材などの注水設備が不要であり、軽水炉よりもシ

ステムを簡素化することが可能である。また、低圧システムであることから、格納容器を

軽水炉よりも小型化できる可能性がある（表 3.4.7-1 参照）。このため、原子炉建屋の容量

は、従来の軽水炉よりも小さくできると評価されている。更に、冷却材の温度が高く、か

つ、熱容量が大きいことから、ブレイトンサイクル（ガスタービン）を採用することで、

40％を超える熱効率を達成でき、経済性に優れるとされている[5]。

但し、冷却材に使用するリチウムの生成に高いコストを要するとの課題も挙げられている。

FHR は、リチウム生成コストの課題を克服できれば、大型軽水炉よりも高い経済性を見込

めると考えられる。

表 3.4.7-1 代表的な原子炉の建屋体積[4]

3-59


高温・溶融塩環境の機器のメンテナスを行う必要があり、検査時のバウンダリの想定温度

（約 450～650℃）が高く点検のための機器開発要求が厳しくなる等、軽水炉と比べ、メン

テナンスは容易ではない。[8]

また、冷却材中の Li の存在により、炉心内で放射性のトリチウムが生産される。このト

リチウムの生成量と処理方法が明確でなく、また、システム概念の検討も具体化されてい

ないため、運転保守性を評価できる段階ではない。


TRISO 燃料は、再処理に適合しないと考えられており、軽水炉の使用済み燃料に比べ、単

離抽出することは相対的に困難であり、抵抗性は向上する可能性がある。[6]

現状の保障措置制度にも適用できる概念である。


① 概念の成熟度（技術的実現性、許認可性、要素開発ニーズ）

FHR は、革新的な技術概念に基づく技術システムの実現可能性を探索して研究開発を行っ

ている段階である。

冷却材として溶融塩を使用することによる課題が多く、米国オークリッジ研究所が近

まとめた報告書（2013 年）の見解では、FHR 技術の課題として以下が挙げられている[9]。

・トリチウムの吸収と制御

・燃料の認定

・構造材の開発と認定

・燃料製造コスト

・冷却材に使用するリチウムアイソトープ分離コスト

・ライセンスの枠組みの開発

・塩の洗浄や化学制御

オークリッジ研究所では、実験等を行い、構造材の開発を進めている。

許認可性については、米国原子力学会（ANS）が、FHR のライセンスのため、GDC（general

design criteria）の検討に取り組んでいる[1]。

燃料製造については、高温ガス炉の燃料を使用するため、高温ガス炉のインフラを活用

できる（再処理の前処理設備はない）。但し、ウラン濃縮度が 5％を超えるため、日本で商

用燃料製造の場合は許認可及び製造設備の新設が必要となる。

② 市場性

FHR は、大型化が可能であり、将来、基幹電源として期待できる。

3-60

GIF 初期の評価において、溶融塩炉（MSR）が 700℃以上の高温の熱源であることから、

電力以外のアプリケーションについて評価されており、GIF の GFR、VHTR 同様に水素製造を

Primary Option、熱供給を Secondary Option としている[10]。

また、中国では、溶融塩を熱吸収および蓄熱目的に利用する 100kW の溶融塩太陽エネル

ギー蓄熱・集光型太陽熱発電（Concentrated Solar Power : CSP）の開発、水素製造技術、

CO2と H2からメタノール合成する技術を合わせた開発の取り組みも行われている[4]。

しかしながら、FHR は、革新的な技術概念に基づく技術システムの実現可能性を探索し

て研究開発を行っている段階であり、具体的な市場を見通せる段階ではない。

参考文献

[1] ONLホームページ

http://www.ornl.gov/science-discovery/nuclear-science/research-areas/reactor

-technology/advanced-reactor-concepts/fluoride-salt-cooled-high-temperature-

reactors/

[2] “Fluoride-Salt-Cooled, High-Temperature Reactor (FHR) Development Roadmap and

Test Reactor Performance Requirements White Paper ”, Integrated Research Project

Workshop 4, June 2013

[3] UC Berkeley, “Technical Desription of theMark 1 Pebble-Bed Fluoride-Salt-Cooled

High-Temperture Reactor (PB-FHR) Power Plant“, Sep. 30 2014

[4] SINAP, “Thorium Energy R&D in China(ThEC13)”, Oct. 28, 2013

[5] MIT, “Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactors for Power and Process

Heat”, January 2012, http://web.mit.edu/nse/people/reserch/forsberg.htm

[6] 岡本孝司, プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発,

高温ガス炉プラント研究会第9回定期講演会資料, 2015/1/6

[7] JAEA, 高温ガス炉技術の研究開発の現状と今後の課題について, 第 2 回高温ガス炉技

術研究作業部会資料, 2014/7/11

[8] 日本原子力研究開発機構 , 日本原子力発電株式会社, “高速増殖炉サイクルの実用化

戦略調査研究(フェーズI)報告書”, JNC-TN1400 2001-006（2001）

[9] ORNL, “Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactor Technology Development and

Demonstration Roadmap”, September 2013


3-61

3.4.8 超臨界圧水冷却炉（SCWR）


超臨界圧水冷却炉（SCWR）は、原子炉冷却材に高温高圧の超臨界圧水を用いて、その全

量を直接タービンへ送り、発電する原子炉概念である。冷却水のエンタルピー上昇が大き

く貫流型直接サイクル採用しており、プラントシステムを簡素化することができるととも

に、44％以上の高い熱効率を達成でき、経済性に優れたプラント概念を構築することがで

きる。BWR と比べると気水分離器と再循環系がなく、PWR と比べると蒸気発生器や加圧器が

なく、既設の軽水炉システムよりも、コンパクトで簡素化したシステムを実現できる。

火力発電が亜臨界から超臨界、さらには超超臨界へ発展したことを見れば、軽水炉の自

然な発展型と見ることが出来る。多くの稼働実績のある既存の軽水炉および超臨界火力発

電所との技術的共通点が多いことから、これらの実績のある技術を大限取り込むことに

より、開発の期間、費用、リスクを低減できる点が大きな利点である。逆にその先進的な

設計から既存の軽水炉技術へのフィードバック効果も期待され、この意味からも重要な意

味を持つ炉型と言って良い。

これら SCWR の設計には、圧力容器方式（BWR タイプ）と圧力管方式（CANDU 炉タイプ）

が検討されている。前者の概念設計としては我が国の Super LWR [1]や JSCWR [2]が、欧州

からは HPLWR [3]が提案されている。この他、ロシアと中国が概念設計を進めている。圧力

管型についてはカナダが Canadian SCWR [4]として設計を進めている。我が国の JSCWR は国

際メンバーによる C&R を 2010 年に実施し、良い評価を得ている。欧州の HPLWR は欧州内の

評価メンバーにより評価が行われた。カナダの概念設計は 2015 年 2 月にカナダ国内メンバ

ーによる C&R が終了し、同年 10 月に国際メンバーによる評価が実施される計画である。

SCWR に関する第 7 回国際シンポジウム ISSCWR-7 が 2015 年 3 月に開催され、GIF 枠組を

中心とする研究開発の状況についての情報交換が行われた。参加者の国籍別統計を取って

みると、中国 28、カナダ 21、ドイツ 9、フィンランド 7、ロシア 3、英国 3、チェコ２，オ

ランダ２，日本、イタリア、ハンガリー、ノルウェー、オーストリアがそれぞれ１である。

これから中国からの参加が突出していることが分かる。発表数ではカナダ 32、EU27、中国

23、ロシア 5 となっている。（発表数と論文数は必ずしも一致していないことに注意。）カ

ナダと EU からの発表は直接、間接にそれぞれ Can-SCWR、HPLWR に関係したものが多くを占

めており、ロシアの論文も VVER 型の SCWR の概念設計に関係している。中国からの論文数

は参加者数の割にはやや少ないが、それでも大きな割合を占めており、SCWR 分野への資源

の投入が大きいことがうかがえる。

日本からの寄与は上には現れていないが、岡グループによる SuperLWR、SuperFR の概念

設計や安全解析等の先駆的な研究は、SCWR コミュニティによく認識されている。また、伝

熱・流動の分野で JAEA が数年前に行ったベンチマークデータは高く評価されており、今回

の会議でもベンチマーク試験のセッションが設けられた。６編の論文がこのデータを直接

対照としての研究であったことからも、現状でも日本の存在感が大きいと言える。また、

3-62

材料・水化学の分野で日本が提案して実施した腐食試験のラウンドロビン試験は、2014 年

1 月に報告書が出され、その内容については今回の会議でも複数回話題になった。材料・水

化学の分野でも我が国は他極に先行して照射データ取得などを行い、GIF-SCWR での活動を

牽引していたことを考えると、現状は非常に残念な状況と言わざるを得ない。

各国の状況

ISSCWR-7 会議での発表内容等から見た各極の動向を記す。

【カナダ】

カナダからは論文数で 32 編と大の寄与があった。参加者も国別では 21 人と中国に次

ぐ数であり、これらは SCWR 開発に対する同国の活動度を反映していると考えられる。カナ

ダからは Canadian SCWR [4]（以下では Can-SCWR と略称）の概念設計が 2008 年より進めら

れており、2015 年 2 月には国内専門家によるレビューが行われたところである。同年 9 月

には国際メンバーによるレビューが予定されている。Can-SCWR は圧力管型であるが、従来

の CANDU とは異なり、圧力管は鉛直方向に設置されている。熱効率 48%と高性能であるが、

材料への要求仕様が非常に厳しく、その開発には時間を要するものと考えられる。カナダ

の研究体制の特徴は、国立研究所に加えて多くの大学が加わっていることであり、概念設

計に並行して広範な基礎研究が行われている。

【EU】

参加者は EU 全体で 27 名と中国にほぼ並ぶ数字であり、論文数も 27 編とカナダに次いで

多い。概念設計として HPLWR [3]が 2012 年に発表されているが、これに関する多くの研究

論文が発表された。HPLWR は圧力容器型の熱中性子炉であり、その概要は文末に記載した。

これに並んで GIF 枠内での燃料実証試験 Fuel Qualification Test(FQT) [5]の中の、一部

の課題に関する EU と中国の 2国間協力事業 SCRIPT [6] [7]による研究結果の発表が目立っ

た。FQT は 4 本バンドルの燃料棒を含む超臨界水ループをチェコの研究炉 LVR-15 の炉心に

挿入し、核熱により超臨界状態を実現して、伝熱流動コードの検証などの試験をするとい

うものである。GIF-SCWR 活動の中では、FQT が目下のところも重要なステップであると

認識されている。

【ロシア】

ロシアからの参加者は 3 名と比較的少なく、また参加者の年齢構成も他極に比べて高い

のが印象的であった。ロシアでは SCWR に対して、高い熱効率のみならず、燃料の有効利用

も要求されており、概念設計はいずれも高速中性子、あるいは熱外－共鳴中性子スペクト

ルを採用している。このため、ボイド反応度を低くするための種々の工夫が見られる。代

表的な概念設計として SPCS-600 [8]がある。

3-63

【中国】

中国からの発表の中では伝熱・流動に関する論文が 16 件とも多く、残りの大部分は材

料に関するもの 5 件であった。下で述べるように GIF-SCWR-FQT 試験の一部をなす SCRIPT

共同研究が EU と中国で実施された（2012-2015）。その課題の多くが伝熱・流動に関するも

のであったため、論文発表もこれを反映したものと考えられる。中国政府はこの SCRIPT の

成果物を中国からの GIF に対する寄与として提出する用意があるとしている。概念設計の

活動としては CSR1000 [9]が 2013 年に公表されているが、今回は燃料集合体の設計に関す

る発表が 1 件あったのみであり、炉全体の詳細設計や挙動解析は今後の活動にゆだねられ

ていると見られる。いずれにせよ中国は豊富な資金力を背景に SCWR 活動に旺盛な意欲を示

しており、今後の動向が注目される。



熱効率を 44%程度まで（Can-SCWR では 48%）上げることができるため、出力あたりの

ウラン資源の消費を抑制することができる。また、稠密な燃料格子の炉心を採用してお

り、炉心設計によって、高速炉とすることもできる。このため、燃料の内部転換率は、

軽水炉よりも高くすることができ、既設の大型軽水炉に比べ、資源有効利用性に優れて

いる。

JSCWR の場合、転換率は約 0.40 であり [10]、資源利用性に特に重点を置いた設計で

はない。この点については Super LWR [1]や HPLWR も転換率は公表されていないが 0.5

以下と考えられ [11]、この点については JSCWR と同様である。カナダの圧力管型炉であ

る Can-SCWR においても、この状況は変わらない。

高速スペクトルを有する炉としては Super FR [1]がある。GIF 枠では唯一ロシアの概

念設計が 238U を核燃料サイクルに取り込むために高い転換率に目標を置いている。高速

中性子スペクトルをもつ VVER-SCP 1700、V-670 SCPI、SPCS-600 などの概念設計が行わ

れ、転換率が 1.0-1.05 とされる SPCS-600 [8]が今後の開発のために選択されている。

しかしながら、ボイド反応度効果を負に維持するためには炉心に SiC を用いる必要があ

るなど、開発課題としては金属系の材料開発よりもさらに厳しいものがある。

燃料としては Can-SCWRでは Thorium-Plutonium(13%)燃料を参照設計とし、濃縮UO2 も

選択可能としている。ロシアの SPCS-600 では PuO2 を大 24 % (重量)含むペレットと、

中心ブランケットに ThO2ペレットを装荷する設計となっている。これにより 233U の増殖

とボイド反応度効果を低下させることを目的としている。JSCWR および HPLWR では UO2

を燃料としている。

既設の大型軽水炉に比べ、一次系システムを簡素化できるため、放射性廃棄物の発生

量を低減できると考えられる。

長寿命核種の燃料能力については、具体的に検討している概念設計例は見当たらない。

3-64

② 安全性

安全系は、基本的に BWR のコンセプトを採用することが検討されており、既設の大型

軽水炉と同等の安全性を確保できる見通しである [12]。

軽水炉に比べて保有する冷却水の量が著しく少ないなど、SCWRに固有の性質もあるが、

既に詳細な解析が行われており、原理的に安全性を大型軽水炉と同等に維持することは

可能である。

他の炉型にも共通であるが、福島第一事故の教訓として挙げられている受動的長期炉

心冷却などの特別な対策は検討する必要がある [12]。

燃料被覆材、炉内構造材は、軽水炉に比べ広い温度条件で、腐食性の強い超臨界水環

境で照射を受けることから、候補材料の選択肢は限られている。その適切な選択と性能

実証が重要な課題である。

③ 経済性

既設の大型軽水炉システムよりも、コンパクトで簡素化したシステムを実現できるた

め、既設の大型軽水炉よりも建設コストを低減できる可能性がある [12]。

熱効率は、既設の軽水炉の約 34％から 44％程度まで向上できるため、燃料の有効利用

が図られ、既設の大型軽水炉に比べ、運転コストの点でも有利である [12]。


メンテナンスは、既設の大型軽水炉とほぼ同等の環境で行うため、その容易性は既設

大型軽水炉と同等であると考えられる。

負荷追従性についても、既設の大型軽水炉と同等である [2]。


既設の大型軽水炉と同じように燃料管理が可能であり、保障措置制度の適用性も大型

軽水炉並みであると考えられる [2]。

既設の大型軽水炉と燃料形態が大きく変わらないため、核拡散抵抗性は、既設の大型

軽水炉と同等であると考えられる。



本概念は、GIF の原子炉の一つにも選ばれており、カナダ、ユーラトム、日本の共同

プロジェクトによる要素開発の基礎研究が取り組まれている [13] [3]。日本は 2013 年

度以降、実質的な活動を休止しているが、EU、カナダが活発な活動を続けており、さら

に中国が旺盛な開発意欲を見せている。また、ロシアも安定した活動を行っている。

3-65

既設の軽水炉技術や超臨界圧火力技術を適用できる部分が多くあり、開発費の低減が

可能である [2] [13] [3]。

既設の軽水炉よりも、高温高圧システムであり、燃料被覆材や炉内構造材の要素開発

が必要である [12]。

安全基準・規格基準類の整備はこれからであるが、各極の炉型に共通な要素が多くあ

り、国際協力による進展を見込むことが出来る。

GIF の SCWR の委員会では軽水炉の技術との違いにより、以下の点で課題があると認識

されている [14]。

・軽水炉よりも、炉心において 10 倍のエンタルピー上昇があり、炉心の冷却性能に

関する実証性（炉心流量の制御、炉内冷却材混合効果）

・ 500℃を超える炉心出口温度

・ 600℃を超える燃料被覆管のピーク温度、被覆管温度の予測

・水化学管理

② 市場性

SCWR は、軽水炉の発展系としての究極の概念で、システムの簡素化と熱効率の向上を

めざした概念であり、1)被覆管及び構造材料の健全性の(対腐食性)見通しが得られるこ

と、2)SCWR に特異な安全問題がないことを確率論的安全評価（PSA）などにより確認でき

ること、3)これらが超臨界火力発電プラントの運転経験等で確認されること、これらを

踏まえた設計概念が構築できれば、将来の軽水炉の候補になることが期待できる。

3-66

参考文献

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[8] P. Alekseev, Y. Semchenkov, A. Sedov, V. Sidorenko, V. Silin, V. Mokhov , M.

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[14] “SCWR SSC, ”Super-Critical Water-cooled Reactors”, 2013/2/28-3/1,” 2013.

3-68

3.4.9 トリウム燃料炉

（1）研究開発中の炉の概念

トリウム（Th-232）は、ウランと並び地球上に存在する原子燃料資源（究極埋蔵量はウラ

ンの 4～5倍と推定）であり、以下の物理的・化学的特徴を有している。

（i）中性子照射によりはじめて核分裂物質の U-233 に転換できる親核種である。

（ii） U-233 生成の副産物として U-232(半減期 68.9 年)が生成される。この U-232 の娘

核種（Tl-208、Bi-212）より、高エネルギーのγ線が放出される。

（iii）熱中性子炉体系において、U-233 の増殖が原理的に可能である。

（iv）トリウムが中性子を捕獲し、U-233 に変わる生成チェーンにおいて、中間核種と

して比較的長い半減期を有する Pa-233 が発生する。

＊Pa-233 は、中性子吸収断面積（熱中性子領域 0.0253-eV で 40.03 バーン）が大

きくかつ 27.4 日と比較的長い半減期を有する。トリウム原子炉を設計する際に

は、Pa-233 による無駄な中性子吸収の効果を考慮する必要がある。特に熱中性

炉において増殖を目指す場合には、Pa-233 を炉心から速やかに取り出す必要が

ある。

（v） U-235 に比べ、中性子捕獲により生成される超ウラン元素の生成量が少ない。

（vi）トリウム酸化物は、化学的に安定で、また熱的特性に優れている。

トリウム資源を原子燃料として利用することで天然資源が大幅に増える期待から、1950

年代半ばから 1970 年代にかけての原子力エネルギーの発展期において、先進国を中心にト

リウムの原子燃料としての利用への関心が高まり、国の支援のもとで高温ガス炉、軽水炉、

重水炉、高速炉、溶融塩炉などでトリウム燃料を利用する研究が行われた（表 3.4.9-1）。

しかしながらその後は、ウラン資源の新たな発見がなされたことや、ウラン-プルトニウ

ムサイクルが原子力の標準としての地位が築かれたことなどから、依然として開発に多く

の難しい技術的課題を伴うトリウムの原子燃料としての利用への各国の関心は、トリウム

資源に恵まれるインドを除き、低下していった。現時点では、トリウム燃料原子力システ

ムの開発は、基礎・基盤的な段階に留まっている。

なお、解体核などのプルトニウムの燃焼手段としてトリウム利用の可能性など、近年、

従来とは異なる観点からトリウム燃料の利用が再び注目を浴びるようになっている。[1]

Th-232+n Th-233 Pa-233 U-233 22 分 27.4 日

β β

3-69

表 3.4.9-1 異なる原子力発電所及び実験炉でのトリウムの利用

名称、国タイプ出力燃料運転期間

AVR

ドイツ

HTGR（試験）

ペブルベッド型

15MWe Th＋235U（ドライバー）

酸化・炭化物で被覆

1967–1988

THTR

ドイツ

HTGR（発電）

ペブルベッド型



1985–1989

リンゲン

ドイツ

BWR（照射試験） 60MWe 試験燃料 Th と Pu の

混合酸化物ペレット

1973 中止

ドラゴン炉

イギリス

（OECD-Euratom、ス

ウェーデン、ノルウェ

ー、スイスによる共同

計画）

HTGR（試験）

ピンインブロック

型

20MWt Th＋235U（ドライバー）

炭化物で被覆

1966–1973

ピーチボトム

アメリカ

HTGR（試験）

角柱ブロック



1966–1972

フォートセントブレ

イン

アメリカ

HTGR（発電）

角柱ブロック


炭化物で被覆

1976–1989

MSRE、オークリッジ国

立研究所

アメリカ

MSBR 7.5MWt 233U、溶融塩 1964–1969

ボラックス IV、

エルクリバー

アメリカ

BWR

ピン型燃料集合体

2.4MWe

24MWe

Th＋235U（ドライバー）

酸化物ペレット

1963–1968

シッピングポート、

インディアンポイン

ト

アメリカ

LWBR

PWR


100MWe

285MWe

Th＋233U（ドライバー）


1977–1982

1962-1980

SUSPOP/KSTR、KEMA

オランダ

Aqueous

Homogeneous

Suspension


1MWt Th と高濃縮ウラン(HEU)


1974–1977

NRU・NRX

カナダ

MTR


Th+235U

試験燃料

照射試験

KAMINI

CIRUS

DHRUVA

インド

MTR

熱中性子炉

30kWt

40MWt

100MWt

235U

Th 及び Th 酸化物

Th 酸化物

3 基の研究炉

は運転中

KAPS 1・2 号機

KGS 1・2 号機

RAPS 2～4 号

インド

PHWR


220MWe Th 酸化物ペレット

（初装荷炉心中性子束平

坦化のため）

全ての新型

PHWR で継続

中

FBTR、

インド

LMFBR


40MWt Th 酸化物ブランケット運転中

IAEA TECHDOC-1450 Thorium Fuel Cycle – Potential benefits and challenges[2]より抜粋

3-70

ウラン－プルトニウム系列の原子燃料と同様にトリウムについても、いろいろな利用の

概念が提案されている（図 3.4.9-1 参照）。燃料サイクルの観点では、燃料加工・増殖炉・

再処理で構成するクローズドサイクルとトリウム発電炉で使用した燃料を直接処分するワ

ンススルー（オープンサイクル）の 2 つの形態が考えられる。これらサイクルで利用する

原子炉としては、U-233 が熱中性子領域で優れた核分裂性特性（熱中性子に対する中性子再

生率が 2.0 を超えるなど）を有し、熱中性子増殖炉となる可能性があることなどから、主

に熱中性子炉が指向されている。熱中性子炉を増殖炉とするためには、Pa-233 や核分裂生

成物などによる無駄な中性子吸収（寄生吸収）および漏れを極力減らすことが必要であり、

このことを考慮すると中性子工学的に望ましい炉型は①溶融塩炉、②重水炉、③高温ガス

炉、④軽水炉の順となると考えられる。[3]

図3.4.9-1 トリウム燃料の利用形態[4]

トリウムの原子燃料としての利用の実用化は短期的には難しい状況であるが、インドと中

国においては、国の支援のもとで研究開発が進められている（第 2章参照）。

炉型の評価では、インドが開発を進めている固体トリウム燃料を利用する重水炉と中国が

開発を進めている液体トリウム燃料を利用する溶融塩炉（MSR）を対象として評価を行う。

（2）トリウム燃料利用の重水炉

インドでは、核兵器開発により、かつて外国からの濃縮ウラン輸入に制約があったこと及

び自国に豊富なトリウム資源があることから、以下の 3 ステージで構成するトリウムサイ

クルの開発を進めている。2014 年現在、ステージ 2 で利用する高速増殖原型炉を建設中で

ある。ステージ 3については、改良型重水炉の設計研究を進めている段階である。

3-71

ステージ 1：天然ウラン燃料を用いて重水炉（PHWR）を運転し、プルトニウムを製造

ステージ 2：プルトニウムをベースとした酸化物燃料を炉心燃料とし、ThO2 燃料をブラン

ケット燃料とする高速増殖炉を運転し、プルトニウムと U-233 を生産する。

ステージ 3：Th- U-233 の酸化物燃料を用いた改良型重水炉（AHWR）を運転し、U-233 を

生産し、燃料として供給する。

AHWR は、重水減速軽水冷却炉で、2014 年現在、概念設計段階である。AHWR は、運転経験

がある重水炉（PHWR）をベースとしており、トリウム燃料を利用する以外はこれまでの重

水炉や軽水炉の技術と変わる点はほとんどない。

（ⅰ）ポテンシャル評価


トリウムは、埋蔵量が豊富かつ増殖可能であることから、エネルギー資源としての長期的

利用が可能である。原理的には、燃料転換率を 1.0 近傍にでき[5]、既設の大型軽水炉（ウ

ラン燃料）よりも燃料経済性・資源利用に優れる。但し、AHWR の炉心設計において、具体

的な燃料転換比のデータは示されていない。

また、U233－Th サイクルなので、Pu や超ウラン元素の発生量が少なく[1]、既設の軽水

炉よりも高レベル廃棄物を減らすことができる可能性がある。

② 安全性

プラントシステムは、基本的に軽水炉・重水炉（ウラン燃料）と同様なシステム構成[6]

となるが、過渡応答特性の差異、燃料溶融時の挙動、重大事故時の応答特性などの知見が

乏しく、安全性を評価できる段階ではない。

③ 経済性

プラントシステムは、基本的に軽水炉・重水炉（ウラン燃料）と同様な構成であるため、

軽水炉（重水炉）に比べ、建設コスト及び運転保守コストの増減要因は見当たらない。

また、トリウム燃料に係るコストについては、燃料製造・再処理コスト等、知見が乏し

く、不確実性が大きいことから、経済性を評価できる段階ではない。


メンテナンスは、軽水炉（重水炉）と同様に常温・空気環境で行うため、その容易性は

大型軽水炉と同等と考えられる。

負荷追従性についても、軽水炉（重水炉）と同等と考えられる。


3-72

Pu 等と同様に U233 も機微物質に指定されているが、随伴する U232 が持つ強いγ線のた

めに接近性が困難なことや、検知度が高いことから、核不拡散性上は有利な側面がある。

[1]

但し、現行の保障措置システムに適用した計量管理及び保障措置の実績はなく、むしろ

米国では核兵器に転用された実績があり、保障措置制度への適用性を見通せる状況にはな

い。

従って、トリウム燃料炉の核拡散抵抗性については、評価できる段階ではない。

（ⅱ）実用化を念頭に置いた評価


AHWR の設計は、既に詳細設計を終え、インド原子力規制委員会（AERB）による安全審査

前の設計安全評価（プレヒア）を終えた段階である[7]。

トリウム酸化物の物性がウランやプルトニウムの酸化物の物性と異なることから、ウラン

－プルトニウム系で確立した技術をそのまま使うことはできない。特に再処理については、

商業化ベースで成立する方法は未確立であり、副産物の U-232 の崩壊に伴って発生する強

いγ線の問題と相まって、トリウム燃料のクローズドサイクルの実現は、現時点では見通

せない状況である。IAEA の報告書に挙げられているトリウム燃料製造に関する主な課題（再

処理含む）は、以下の通りである[2]。

・ウラン酸化物に融点（2800℃）に比べてトリウム酸化物の融点（3350℃）が高

いことから、高密度のトリウム酸化物燃料を製造する際に、焼結温度を高く設

定する必要がある。

・トリチウム酸化物燃料の再処理には、リン酸トリブチルを使いウランとトリウ

ムを溶媒抽出する方法（THOREX 法）が有望と考えられているが、この技術は、

ウラン－プルトニウムサイクルの再処理技術である Purex 法ほどの完成度を有

していない。なお、ウラン酸化物に比べトリウム酸化物は硝酸溶液への溶解性

が低いことから、THOREX 法では、硝酸溶液に少量のフッ化水素（鋼材の腐食を

助長する可能性あり）を添加する必要がある。

・照射後の使用済みトリウム燃料には U-232 が含まれる。再処理工程における

U-232 の分離が難しいことから、再処理及びその後の燃料組み立て工程におい

て、強力な遮蔽の設置や遠隔又は自動による操作といった U-232 に起因する極

めて強いγ線に対処する必要があり、これが大きなコスト増加の要因となる。

・トリウムが中性子を捕獲し、U-233 に変換する過程で Pa-233 が発生する。Pa の

半減期は 27.４日であり、トリウム燃料の再処理を行う際には、比較的長い冷

却期間（低でも１年）を要する。

・トリウムとプルトニウムの MOX 燃料の再処理ついては、ウラニウム・プルトニ

ウム・トリウムを分離する 3段階のプロセスが必要である。

3-73

② 市場性

トリウム資源が豊富なインドや中国以外には、実用化を国の原子力政策に位置づけて開

発を進めている国は見当たらない。も研究開発が進んでいるインドにおいても、2014 年

現在は、天然ウラン燃料を用いた重水炉の建設と、MOX 燃料の高速増殖炉の開発に重点をお

いており、これが実用化した段階で、ブランケット領域にトリウムを装荷して U233 燃料を

生産し、その後で、改良型重水炉でトリウムサイクルに順次移行していくこととしている

ため、実用化に向けた研究開発に取り組んでいない。

一方、これまでウラン燃料による原子炉開発を進めてきた国々では、既に使用済み燃料

中にプルトニウムが存在するため、これを放棄してトリウム燃料サイクルに移行する魅力

が認められていない。

英国国立原子力研究所（NNL）は、2010 年 8 月に「トリウム燃料サイクル：英国国立原子

力研究所による独立した評価」を発行し、その中でトリウム燃料開発への今後の取組み方

針に関し、以下の見解をとりまとめている[8]。

・トリウム燃料サイクルは、現状の英国において役割を持たない。

・今後数年間は国際的にも限定された役割しか持たないであろう。

・経済的な投資とリスクに値するベネフィットは得られない。そのため、事業者

が関心を持っていない。

・多くの場合、トリウムサイクルのベネフィットは、事実以上に語られている。

このため、インドと中国以外には、トリウム燃料の実用化を国の政策に位置付けた上で

大規模な研究開発を行なっている例は見当たらない。その理由は、多くの大きな技術課題

が存在する一方で、ウラン-プルトニウムサイクルが原子力の標準としての地位が築かれた

今日において、大きなメリットが見出せないことにあると考える。

（2）溶融塩炉（MSR）

中国では、希土類（レアアース）採掘の残渣としてトリウム発生していることから、ト

リウム燃料も視野に含めつつ、広範囲に燃料サイクルオプションを検討する中で、秦山Ⅲ

期原子力発電所（重水炉）において、トリウム燃料を装荷した燃料バンドルを使用した実

証試験を行うなど、重水炉におけるトリウム燃料利用に向けた研究開発が進行中である[9]。

また科学院は、トリウム溶融塩炉の開発計画（TMSR 計画：2030 年までに実証炉を建設）を、

2011 年 11 月に公表している（図 3.4.9-2 参照）。TMSR 計画の目的は、トリウム-ウラン燃

料の完全サイクルモードである TMSR（トリウム溶融塩炉）を実現すること、そして非発電

目的の固体燃料（ペブルベッド）溶融塩冷却高温原子炉（ワンススルー）を開発すること

にある。初はオープンサイクルから始め、閉サイクルへと進めていく。これには、溶融

塩炉の研究開発の経験がある米国が協力している。[10]

3-74

図 3.4.9-2 TMSR 開発戦略[10]

（ⅰ）ポテンシャル評価


埋蔵量が豊富かつ増殖可能であることから、エネルギー資源としての長期的利用が可能で

ある。過去の MSRE の設計では増殖比を 1.06 と見込まれており[11]、大型軽水炉よりも燃

料経済性・資源利用に優れる。

U233－Th サイクルなので、Pu や超ウラン元素の発生量が少なく、既設の軽水炉よりも高

レベル廃棄物を減らすことができる可能性がある。

一方、循環系における溶融塩燃料処理である核分裂生成物の分離は、ヘリウムガス注入

による揮発性核分裂生成物質の分離技術と液体ビスマス還元抽出法等の化学処理による金

属核分裂生成物質分離技術が提案されているものの、1970 年代にアメリカの MSRE で試験的

に実施されたのみであり、工学規模での連続処理技術は実証されておらず［12］、溶融塩高

速炉を対象にして、運転中の廃棄物発生量を定量的に評価した例は見つからなかった。具

体的な設計では、分離後の揮発核分裂生成物質捕獲、保管や廃棄のための希土類元素を含

む液体ビスマスの処理等が必要であり、二次廃棄物を含めた総廃棄物発生量の同定が課題

である。また、終的には残留する MA を含む燃料溶融塩を安定化・固化処理し、終処分

する必要があるが、一般論として溶融塩が凍結・固化した状態がガラスと性状が類似して

いると言われるものの、その長期バリア性を含め安全な保管・処分に適した具体的な廃棄

3-75

物処理方法は提案されておらず［12］、廃棄物処分の仕様の同定とそれと整合する廃溶融塩

処理方法の開発が必要である。このため、現時点で、研究開発が進んでいる炉型と横並び

で比較することは困難である。

② 安全性

熱輸送能力に優れており高温、低圧運転が可能な特徴がある。また、設計に依存するが余

剰反応度が小さく、制御棒価値を小さく設計でき、また、液体燃料であるため負の反応度

温度係数が期待できるので、過出力事故の可能性が小さい。固体燃料において想定される

炉心溶融事故による再臨界は排除可能である。ただし、他の概念と比べて燃料被覆管や粒

子燃料のような被覆がないため、放射性物質の拡散に対する障壁が少ない。[13]

一方で、高温の溶融塩、照射環境の環境下で、長期の構造材の健全性を担保できる材料の

開発が必要であり[11]、安全性を評価できる段階ではない。

③ 経済性

溶融塩炉は、サブシステムが多くなることから経済性は、GIF の 6 炉型の中では中程度と

されている。[14] 運転温度が 700～800℃と高温であることから 40％以上の熱効率が望め

る。［15］

トリウム燃料サイクルの経済性について、本質的に新しい技術開発の必要性はなく、現

行ウラン燃料サイクルにコスト的に匹敵する可能性があるとの評価もあるが[1]、工学規模

での燃料製造・再処理コスト等、知見が乏しく、不確実性が大きいことから、その経済性

について、現状では評価できる段階ではない。

燃料交換が不要であるので、連続運転が可能で、稼動率を高くできる。


溶融燃料と構造材の共存性は厳しいため保守補修要求は厳しくなると考えられる。冷却

システム内に燃料が存在するため放射化によりアクセス性が制限され、検査・補修用機器

に対する放射線対策が厳しく要求され保守補修性は低下する。また、検査時のバウンダリ

の想定温度（約 450～650℃）が高く、点検に応じた機器開発が必要である。[13]

負荷追従性については、検討例がない。


Pu 等と同様に U233 も機微物質に指定されているが、随伴する U232 が持つ強いγ線のた

めに接近性が困難なことや、検知度が高いことから、核不拡散性上は有利な側面がある。

[2]

但し、現行の保障措置システムに適用した軽量管理及び保障措置の実績はなく、むしろ

3-76

米国では核兵器に転用された実績があり、保障措置制度への適用性を見通せる状況にはな

い。

従って、トリウム燃料炉の核拡散抵抗性については、評価できる段階ではない。

（ⅱ）実用化を念頭に置いた評価


米国原子力規制委員会（NRC）の前身である原子力委員会（AEC）は、1972 年に WASH-1222

「溶融塩増殖炉の評価」を発行した。そこでは、MSRE の運転で得られた知見を踏まえつつ、

溶融塩炉の技術課題を指摘している。その概要は以下の通りである[11]。

・連続燃料処理技術及びそれに対応するための周辺技術（材料など）が確立され

ていない。

・中性子照射の影響など溶融塩の挙動が十分に解明されていない。

・ MSRE 運転終了後、構造材（ハステロイ－N）を調べた結果、コロージョンによ

る粒界亀裂が観察されたことなどから、原子炉系統構造材料として使われるハ

ステロイ－Nについて、核分裂反応に起因した劣化が懸念される。

・減速材グラファイトの劣化が懸念される。

・蒸気発生器などハステロイ－N 製機器の性能や劣化に関するデータが不足して

いる。

・溶融塩の中にリチウムが存在していることから、軽水炉に比べて大量にトリチ

ウムが発生する。

・溶融塩炉用にこれまでにない新しい機器を開発する必要がある。高温での運転

となることから、新しい機器を設計するための手法を確立しなければならない。

・原子炉システムに核分裂物質が付着することから、メンテナンスを遠隔で実施

する必要があり、そのための機器を開発しなければならない。

・安全性評価を行うための設計データが不足している。

トリウムサイクルを利用する場合、ウランサイクルで確立した燃料製造や再処理技術を

そのまま活用できないため、新たな技術開発が必要となる。

② 市場性

溶融塩炉の研究開発自体に未だ産業界の積極的な寄与は無い。2007 年 9 月にヨーロッパ

に設立された SNETP は、第 4 世代炉の開発をビジョンとして示している[16]。このビジョ

ンに基づく戦略研究アジェンダ（SRA）で溶融塩炉については、その Annex として、トリウ

ム利用の研究開発について、長期を対象とした代替オプションであること、クローズドサ

イクルを指向する際には再処理、燃料製造等の技術との一貫性が重要であること、短期的

には軽水炉燃料への固体トリウムの利用とそれによる新型燃料開発の進展への期待を示し

3-77

[17]、溶融塩炉の研究開発については、固体燃料の高速炉に対する長期の代替オプション

であること、現在は GIF のイニシアチブが唯一であることが示している[18]。これから、

ヨーロッパにおいて当面は科学技術としての研究開発に留まるものと考えられる。

GIF 初期の評価において、溶融塩炉が 700℃以上の高温の熱源であることから、電力以外

のアプリケーションについて評価されており、GIF の GFR、VHTR 同様に水素製造を Primary

Option、熱供給を Secondary Option としている[14]。

福島第一原子力発電所事故以降、社会からの原子力安全への注目が集まるなか、炉心溶

融が無いこと、緊急時に燃料溶融塩をドレンすることで再臨界の恐れが無いこと、凍結し

た溶融塩がガラス状であること等のポジティブなイメージで溶融塩炉に脚光が浴びていた

ことは事実であるものの、具体的な設計等のエビデンスが無い現状では、社会の受容性に

ついて評価できる段階ではない。

参考文献

[1] 山脇道夫・山名元・宇根博信・福田幸朔「特集トリウム燃料サイクルの研究開

発と動向高い核拡散抵抗性と優れた特性を有するトリウム燃料サイクル（第 1部）」

日本原子力学会誌 47（12）802-821（2005）

「同（第 2部）」日本原子力学会誌 48（1）20-34（2005）

[2] IAEA-TECDOC-1450, “Thorium fuel cycle: potential benefits and challenges”,

May 2005

[3] ATOMICA トリウムを用いた原子炉（03-04-11-01）

[4] 内閣府, 「トリウム利用技術とその研究開発について」,第１７回原子力委員会資料

第２－１号, 平成 25 年 5 月 9日

[5] 高木直行「特集今何故トリウムか」原子力 eye, Vol.57 No.4 （2011 年 4 月号）

[6] BARC, “Technological challenges and development of instrumentation sensors and

techniques for Indian AHWR”(IAEA TWG-LWR), 21-24 May 2013

[7] 佐藤浩司・柳沢務「世界の原子力事情第 5回インドの原子力開発の動向」（日本原

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Laboratory” (August 2010)

[9] WNA, “Thorium”, (Updated September 2014)

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[11] U.S AEC, “An Evaluation of Molten Salt Reactor by Atomic Energy

Commission(WASH-1222)”, September 1972

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[12] W. Foundation, “Thorium-Fuelled Molten Salt Reactors,” Jun. 2013


化戦略調査研究(フェーズ I)報告書”, JNC-TN1400 2001-006（2001）


[15] IAEA-TECDOC-1536, “Status of Small Reactor Designs Without On-Site Refuelling,”

January 2007.






3-79

3.4.10 加速器駆動システム（ADS）


加速器駆動システム(ADS)は、加速器と未臨界炉心で構成されるシステムであり、主に

MA 等の核変換を目的として検討されている。MA 核変換を目的とした ADS では、加速器で陽

子を数百 MeV から数 GeV に加速した陽子を標的である重核種に入射すると、核破砕反応と

呼ばれる反応が起き、大量の中性子が放出される。この大量の中性子を標的物質の周りに

設置した MA を主成分とする燃料に照射すると、MA は中性子を吸収して核分裂反応を起こす

ことにより核変換を行う。通常の原子炉とは異なり、ADS では MA 燃料を未臨界状態にして

おく。原子力機構で検討されている実用規模の ADS は、陽子の加速器には超伝導線形加速

器を用い、炉心燃料の冷却材及び核破砕ターゲットに液体鉛ビスマスを用いる。熱出力は

800MW（電気出力 270MW）で、年間 250kg の MA を核変換（核変換率：10%/年）する。海外で

は、ベルギーを中心に熱出力 100MW 程度の ADS 実験炉を建設する MYRRHA 計画が進行中（2016

年着工予定）。また、近年、中国で精力的に研究開発が進められている。



ADS は、主に長寿命核種の核変換を目的としており、MA や Pu の燃焼を効率よく行える可

能性がある[1]。体系が未臨界であるために、臨界炉に比べて燃料組成の自由度が大きいの

で、幅広い組成の TRU 核種を受け入れることが可能である。長寿命核種の核変換を目的と

した ADS では、ウランフリー燃料を用いる。また、発電を主目的とはしないために、ADS 自

身はウラン資源の有効利用には寄与しない。ただし、商用発電サイクルから発生する高レ

ベル放射性廃棄物処分の負担軽減に寄与することで、原子力エネルギーの持続的利用に貢

献することが可能である。

ADS 自身の運転・保守や廃止措置にともなう廃棄物に関しては、通常の原子炉で発生す

る廃棄物に加えて、加速器から発生する廃棄物が加わるために廃棄物発生量は増加する[2]。

② 安全性

体系が未臨界であるために、異常時には加速器の運転を停止することで速やかに体系内

の核分裂連鎖反応を停止することが可能である。燃料の主成分が MA であるために崩壊熱は

高いが、冷却材の鉛ビスマスの熱容量が大きく、沸点も高い（1670℃）ために十分な冷却

は行うことが可能である。また鉛ビスマスは化学的に安定であることから大気と触れても

爆発的な反応は起こらず、外部への放射性物質の放散の可能性も小さいと考えられる。た

だし、崩壊熱を十分に冷却するためには、鉛ビスマス冷却材中で動作する信頼性のある崩

壊熱除去系の開発が必要である[3]。また、鉛ビスマスは腐食性が強く（特に高温・低酸素

領域で顕著）、耐腐食性材料や酸素濃度制御技術の開発が必要である[4]。さらに、耐震性

に関しては、比重の大きい鉛ビスマスを冷却材として用いるために、3次元免震装置の開発

3-80

が必要である。また、陽子ビームを導入する部分が存在するため、事故時等の閉じ込め性

能確保が必要である。

③ 経済性

加速器駆動システムの目的は核変換であり、一つの発電システムとして軽水炉と経済性

を直接的に比較することは出来ない。仮に、既存の軽水炉と比べた場合、未臨界炉本体に

加えて加速器が必要なことやその所内負化が軽水炉のそれよりも大きいこと、LFR 同様に重

量物である鉛ビスマスを内包することによる免震装置の導入等で単位出力当たりの建設コ

ストは高くなる。例えば、JAEA では ADS による MA 核変換を付加した場合に、発電原価は

0.25 円/kW 上昇すると試算している[10]。OECD/NEA による評価[2]では、加速器を除く ADS

本体は高速炉と同程度であり、追加される加速器の建設コストは本体の 1/3～1/2 程度と評

価されている。

運転保守に関しては、原子炉の他に加速器の保守も必要となるために、既存の軽水炉に

比べてコスト増となる。


鉛ビスマスは化学的に安定であるために、大気と触れても爆発的な反応は起こらないが、

ADS 本体のメンテナンス性は、ナトリウム冷却高速炉と同程度と考えられる。また、陽子ビ

ームを導入する部分に「窓」を設ける場合は、定期的な交換が必要となる


ADS の燃料は、崩壊熱及び放射線量の高い MA を主成分としており取扱も困難であるため

に接近も容易ではなく、核拡散抵抗性は高い[5]。また、ウランフリー燃料を用いているの

で、原子炉級以上のプルトニウム組成となることはない。ただし、初装荷燃料として Pu と

MA の混合物を想定しており、初装荷燃料製造時に Pu 単体での扱いとならないように工程上

の配慮が必要になる。

ADS 燃料の再処理に想定している乾式再処理では、アクチノイドは一括回収されるため

に核拡散抵抗性は高い。ただし、現行の保障措置制度は適用できないために、乾式再処理

用の新たな制度を開発する必要がある。



ADS の技術開発レベルは、燃料サイクルを含めて概ね基礎研究段階にある[6]。加速器と

核破砕ターゲットに関しては、既に 1MW クラスの要素技術試験は達成済みである。

また、ADS 炉心に関しては、GEN-IV の LFR と共通技術が多いが、欧州では、ベルギーを

中心として、熱出力 100MW 程度の ADS 実験炉を建設する MYRRHA 計画がある。実用規模の ADS

3-81

は熱出力 800MW を想定しており、仮に MYRRHA 計画で ADS システムの実証を行うことができ

れば、ADS の開発段階は実証段階に進めることができ、実用規模の ADS の建設を見通すこと

ができる。従って、MYRRHA 計画に日本が参加することによって、日本単独で実験炉を建設

することに比べて大幅な開発コストの削減が見込まれる。

一方、燃料サイクル技術については、炉心燃料として MA 含有率の高い TRU 窒化物燃料を

用いるが、この燃料の乾式再処理及び燃料製造技術については基礎研究レベルであるため、

遠隔燃料製造を含めた工学規模での技術実証が必要と考えられる。

なお、国内で実施された群分離・核変換技術に係る中間的な論点のとりまとめでは、群

分離・核変換技術について、実験室レベルの段階から、工学規模の段階に移行することが

可能な研究開発段階にあり、このため、J-PARC に核変換実験施設（工学規模の試験施設）

を整備することが期待されると評価し、今後、高速炉サイクルによる核変換技術との相互

比較評価や核変換実験施設の実現性のチェックアンドレビューを行いながら、研究開発を

進めることとしている[7]。これに対して原子力委員会からは、実用化のメリットが期待で

きることから実現可能性を調査する研究を継続する一方、現時点で国家目標として位置付

ける段階にはないとの意見があり[8]、関連する研究開発計画を念頭に、群分離・核変換技

術の研究開発については、システムとしての目標達成に必要な燃料処理のための先進的技

術等の研究開発を「もんじゅ研究計画」と協力・分担して推進するなど、国全体としてこ

の目標の達成を目指す研究開発活動を効果的に推進する内容になっているべきとの見解が

示されている[9]。

② 市場性

エネルギー基本計画でも廃棄物の減容や有害度の低減に向けた研究開発は、今後推進す

べきこととして挙げられており、潜在的なニーズは高い。ただし、ADS はあくまで長寿命核

種の核変換が主目的であり、発電に対するニーズは低い。

高レベル放射性廃棄物の地層処分が進まない現状では、核変換システムの技術的成立性

を高めることは、社会的ニーズに応えることだと考える。その具体化のためには、核変換

システムを革新炉として捉えるのではなく、軽水炉サイクルと組合せた階層サイクルと捉

え、軽水炉サイクルで発生する高レベル放射性廃液の処理（例えば、MA 分離）等の技術開

発が必要である。

参照文献

[1] K.Tsujimoto, et.al., “Feasibility of lead-bismuth-cooled accelerator-driven

system for minor-actinide transmutation”, Nuclear Technology, 161, 3,

pp.315-328 (2008).

3-82

[2] Advanced Nuclear Fuel Cycles and Radioactive Waste Management, OECD/NEA (2006).

[3] T.Sugawara, et.al., “Transient analyses for lead-bismuth cooled

accelerator-driven system”, Annals of Nuclear Energy, 55, p.238 - 247 (2013).

[4] K.Tsujimoto, et.al., “Research and development program on accelerator driven

subcritical system in JAEA”, Journal of Nuclear Science and Technology, 44, 3,

pp.483-490 (2007).

[5] 西原健司、”核変換を導入した燃料サイクルの多面的評価”, JAEA-Research 2014-032

(2015).

[6] K.Ikeda, et. al., “Technology Readiness Assessment of Partitioning and

Transmutation in Japan and Issues toward Closed Fuel Cycle”, Progress in Nuclear

Energy, 74, 242-263 (2014).

[7] 文部科学省原子力科学技術委員会群分離・核変換技術評価作業部会、”群分離・核変

換技術評価について」の中間的な論点のとりまとめ”(2013).

[8] 原子力委員会、2013 年第 43 回定例会議事録、

http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2014/siryo03/siryo3-2.pdf

(2013)

[9] 原子力委員会、”もんじゅ研究計画について（見解）”, December 24 (2013)

3-83

3.4.11 核融合炉


重水素（デューテリウム、D）と三重水素（トリチウム、T）との核融合反応によって生

じる 14MeV の中性子と 3.5MeV のアルファ粒子（ヘリウム原子核）のエネルギーを、ブラン

ケットで熱に変換し、これを冷却材で取り出して高温高圧の蒸気を発生させ、タービンを

回して発電を行う装置。①磁場により高温プラズマを保持する磁場核融合炉と、②強力な

レーザー等により極短時間の爆縮を繰り返す慣性核融合炉と、大きく２つの形式がある。

磁場核融合炉ではトカマク方式が主流であり、日本、欧州、米国、ロシア、中国、韓国、

及びインドは、トカマク方式を用いた磁場核融合の実験炉 ITER 建設のため、協定を締結し、

2020 年頃の運転開始を目指して協力を進めている。ITER においては、核融合に必要な要素

技術を総合し、その機能を確認の上、更に改良のための研究開発を行うことが想定されて

いる。実際の燃料（重水素と三重水素）を用いて本格的な核燃焼を行うが発電は行わず、

発電ブランケットに関する研究開発は ITER と並行して別途進められる計画である [1]。慣

性核融合は臨界プラズマ条件が出来ていないこと、高繰り返し爆縮の技術的な難しさ等か

ら研究の途にあり、磁場核融合の実現が有望視されている。

また、商用の小型核融合炉開発計画として、Lockheed Martin 社が小型核融合炉（CFR:

Compact Fusion Reactor）の開発を進めている [2] [3]。CFR もまた磁場核融合炉であるが、

よりコンパクトな設計とすることを目指している。ただし、ただし、現段階で科学論文誌

に査読を経て掲載された例はなく、研究者の間では科学的に証明された事実として扱われ

ていないと考えられる。

一方、強力なレーザーにより極短時間の爆縮を繰り返す慣性核融合炉は、現在、臨界プ

ラズマ条件の達成を目指した研究が進められており、トカマク方式に比べて遅れをとって

いるが、磁場核融合炉のような大型の超伝導コイルを必要としないため、潜在的に小型で

小出力の核融合炉になり得る可能性がある。

核融合反応エネルギーを熱に交換するブランケットは、熱交換の他、燃料の一部である

トリチウムの増殖も併せて行う。ブランケットの形態は、増殖材の選別によって固体増殖

材方式と液体増殖材方式に分類される。前者は冷却材として水もしくはガスを用いる。後

者は増殖材で冷却材も兼用することが可能である。リチウムセラミックスの微小球を用い

る固体増殖材方式は、化学的に安定で構造材との両立性も良好である。一方、溶融塩等を

用いる液体増殖材方式はトリチウム生産性が高いことが利点であるが、構造材の腐食防止

等、固有の課題がある [4]。現在我が国では、主候補案として固体増殖材（水冷セラミッ

ク増殖材）を選択し、その先の技術として液体増殖材の開発を進めている [5]。



3-84

OECD/IEA がまとめた報告書 [6]に依れば、2013 年 1 月現在における在来型のウラン資源

の資源量は、発見済の資源で 764 万トン、未発見の資源を併せれば 1,535 万トン存在する

といわれる。同報告に依れば、2013 年の世界の原子力設備容量は約 372GW であり、天然ウ

ラン需要は約 6 万トンであった。つまり、仮に将来にわたり現在の原子力設備容量が変わ

らないと想定した場合の在来型ウラン資源の資源量は、発見済の資源で約 127 年、未発見

分を併せても約 256 年分となると考えられる。ただし、世界の原子力設備容量は増加の一

途を辿っており、同報告では、2035 年には約 400～678GW、約 7～12 万トンの天然ウラン需

要が見込まれると推定されている。将来の天然ウラン需要が更に増加すると想定すれば、

今世紀中には需要が在来型資源に到達するとの予測もある。ただし、在来型資源の他、リ

ン鉱石中に含まれるウラン等の非在来型資源は 7,800～8,400 万トンあるとされ、これらの

鉱山中のウランの他には、海水中に約 45 億トンのウランが存在する（溶存濃度 3.3ppb に

全海水量を掛け合わせた数値）と見込まれている [8]。非在来型資源の回収技術は現在、

研究開発の途上にあり、海水からのウラン回収法については、我が国において放射線グラ

フト重合によりポリエチレン／ポリプロピレン高分子材料に結合基を結合した補修材によ

る回収が研究されている [8]。

一方、核融合燃料として想定されている重水素(D)は水素の 0.015 %を占め、海水中には

150ppm 含まれることから、溶存濃度に全海水量を掛け合わせると約 48 兆トン存在するとい

われる [9]。淡水からの重水素の製造方法としては、既に同位体交換法を用いた製造技術

が工業的に成立している。現在、重水炉用の重水を製造しているカナダのプラントだけで

も 800 トン／年の重水素生産能力があり、これは 100 万 kW 級の核融合炉の年間消費量の

11000 倍である [10]。三重水素(T)は天然には殆ど存在しないものの、DT 反応で出た中性

子をリチウムに当てることで核融合炉にて発電を行いながら生成することが可能である。

リチウムもまた豊富な元素であり、現在、世界には採掘可能な埋蔵量として 1,350 万トン、

現在の技術において採掘不可能な分を含めた資源量は 39,500 万トンとされている [11]。

100 万 kW の核融合炉で年間に使用するリチウムの量は約 10 トン程度であり [10] [12] 採

掘可能な埋蔵量だけを考慮すれば、1,000 基の核融合炉 1350 年分に相当する。また、海水

中には 170ppb 含まれるとされ、溶存濃度に全海水量を掛け合わせると 2,330 億トンのリチ

ウムが存在すると見込まれている [13]。海水からのリチウムの回収技術は、海水ウラン回

収と同様、捕集材による回収が開発されてきたが、近年新たな手法としてセラミックイオ

ン導電体による回収の原理実証に成功し、同回収技術の将来が有望視されている。

いずれも海水中の資源を回収可能となることを踏まえればほぼ無尽蔵に存在すると考え

られるが、非在来型ウラン及びリチウムの回収技術は現時点において開発中であり、有限

資源として評価すればそのポテンシャルは核融合の方がやや軽水炉を上回っている。

軽水炉の運転・保守及び廃止措置に伴う放射性廃棄物は、液体廃棄物、雑固体廃棄物（布・

紙）等の低レベル放射性廃棄物と、使用済燃料の高レベル放射性廃棄物に大別される。放

3-85

射性廃棄物の発生量は原子炉のタイプ、出力、燃焼度、解体工程等によって異なるが、我

が国政府の試算では、軽水炉 100 万 kW が 30 年間運転した場合の低レベル放射性廃棄物量

は、運転・保守・廃止措置を含めて約 8000 トン、高レベル放射性廃棄物は約 200m3として

いる [10]。

核融合炉では、真空容器内機器や真空容器の構成材料が中性子により放射化する他、易

動性の放射性物質としてトリチウムおよび放射化ダストが発生する。これらは全て低レベ

ル放射性廃棄物であり、高レベル放射性廃棄物の発生はない。実用炉におけるこれらの発

生量は未知であるが、ITER では、施設内のトリチウム保有量は約 3kg（約 1018Bq）、このう

ち約 1．2 kg が真空容器内（主に，ブランケット、ダイバータ等の真空容器内機器に滞留）

に、残りは燃料処理貯蔵施設の各機器に分散して存在する。放射化ダストは、プラズマに

対向する壁面での損耗作用により生成し、それぞれ上限をタングステンダスト 100 kg、ベ

リリウムダスト 100 kg、及び炭素繊維複合材のダスト 200 kg となるよう管理される [12]。

核融合炉 100 万 kW が 30 年間運転した場合の廃炉時の低レベル放射性廃棄物量は運転・保

守・廃止措置を含めて約 39,000 トンとされており [10]、軽水炉と比較して地層処分が必

要な高 βγ廃棄物が多くなると見込まれている（図 3.4.11-1）。ITER については、約 20,000

トンとの試算もある [12]。これらの核種は構造物材料である低放射化フェライト鋼の不純

物と合金元素から生じるものであり、主として鉄 55(55Fe), 鉄 59(59Fe), コバルト

60(60Co), タンタル182(182Ta), マンガン54(54Mn), タングステン185(185W)である。54Mn

の半減期は約 300 年であるが、その他の核種は 100 年以下であり、解体から約 100 年後に

図 3.4.11-1 軽水炉、核融合炉の除染後の放射性廃棄物量(高レベル廃棄物量は、

100 万 kW 級原子炉が 30 年運転した場合の量) [10]1

1沸騰水型軽水炉の極低レベル廃棄物量は解体後除染前の数値。核融合炉(SSTR)の数値は本体の

みで、生体遮蔽コンクリート等の建家部分や周辺機器は含まない。：核融合炉の極低レベル廃棄

物の評価には全放射能レベルが 74Bq/g を用い(放射線障害防止法における放射性同位元素とし

て定義される濃度の低値)たがクリアランスレベル以下のものも含まれる。

3-86

おいては 39,000 トンのうちの多くがクリアランスレベル以下となり、管理すべき廃棄物と

しては約 1万 2千トンとなる [10]。

核融合炉は地層処分相当の低レベル放射性廃棄物量の減容が課題であるものの、高レベ

ル放射性廃棄物を発生しないことが大の特徴であり、廃棄物の取扱い性を考慮すれば、

そのポテンシャルは軽水炉よりもやや上回っていると評価できる。

② 安全性

軽水炉の安全確保では、連鎖反応に起因する核的暴走を制御し、環境への放射性物質の

放出を抑制するために、機器を「止める」・「冷やす」、放射性物質を「閉じ込める」という

3つの要件を満たす必要がある。

核融合炉の場合、原理的に核的暴走は起こらない。核融合反応の維持には、理想的な温

度、密度及び時間条件においてプラズマを閉じ込め、維持することが必要となるが、燃料

の過注入、空気、水等の燃料以外の物質が混入した場合はプラズマの粒子密度や圧力の限

界を超え、これら理想的な条件を維持することができず、反応が自然に終息する。よって、

緊急停止装置のような特段の安全装置は必要にならない。また、D－T 核融合反応では核分

裂生成物及びアクチノイドは生成しないため、主要なエネルギーは、核融合反応によって

発生する熱エネルギー、放射化材料の崩壊熱のみとなる。比較的早期に核融合反応が止ま

ることから、これらによって放射性物質を内蔵する真空容器を破壊する事象は起こりにく

いと考えられている [14]。ITER においては、放射性核種の崩壊熱密度は数百 kW 程度の出

力の研究用原子炉の 1/1,000 程度と小さく、また、その崩壊熱に対して真空容器(オーステ

ナイト系ステンレス鋼を用いる)自体が巨大構造物であり極めて大きな熱容量を持つこと

から、真空容器の壁温度は運転中の温度と大差のない範囲に留まり、熱で壊れることはな

いとされている [12]。また、仮にプラズマの停止と同時に真空容器の冷却材が瞬時に喪失

してもその温度が構造健全性を脅かすようなレベルには至らないと報告されている [15]。

一方、異常時においては、軽水炉と同様に、放射性物質（トリチウム）、放射線（14MeV

中性子及び γ 線）、及び放射化生成物の取扱いが必要となる。安全性確保における基本的

方針は軽水炉と同様、深層防護の考え方、即ち(a)異常発生の防止、(b)異常拡大の防止、

(c)放射性物質拡散の抑制の３つを確保する考え方であり、安全確保の段階を深層化してそ

の確実性を高めようというものである。14MeV 中性子及び γ 線については、適切な遮へい

設計によって通常運転時及び異常時の施設周辺の一般公衆及び従事者（放射線業務従事者）

等の線量限度を ALARA（as low as reasonably achievable）の精神に則ってできるだけ低

くすることとされている。トリチウムについては、移動性、透過性が高く、可燃性気体で

あり、酸化してトリチウム水となれば体内に取り込まれやすい。しかしながら、一度体内

に取り込まれても、代謝によって 10 日程度で体外に排出されることから、軽水炉で問題と

なる可動性放射性物質のヨウ素と比べれば、トリチウムの生物学的影響度は３桁程度低い。

トリチウム取扱いの基本方針として、保有量、通常運転時及び異常時の炉室内、環境への

3-87

漏洩量を極力少なくすることとされている [14]。また、構造材の強度を確保することも重

要となるが、磁場閉じ込め型の場合、電磁力の荷重を考慮することが必要である。ITER で

は、磁場の急激な変化を伴うディスラプションや超電導磁石のクエンチが生じるとステン

レス鋼を使用する真空容器や超電導コイルのケーシング等に電磁力がかかるので、これら

の電磁力の荷重を考慮し、過度の変形が起こって放射性物質の閉じ込め障壁そのものの損

傷や超電導コイルがその内側の真空容器に当たるようなことを招かないよう構造強度等に

余裕を持って設計されている [12]。放射化生成物については、その大部分が金属中に生じ

るため、その可動化（金属が炉室や環境に移動し得る状態になる）のプロセスに関する対

策が重要であり、事故区画の隔離・負圧、放射性物質の除去、汚染空気中の放射性物質を

除去する設備等、軽水炉と同様の対策が検討されている。核融合炉では、安全性に関わる

可動性の放射性物質は、トリチウム、炉内放射化ダスト、冷却水中の放射性腐食生成物に

限られ、主な被ばくリスクとなるトリチウムの生物学的影響がヨウ素と比べて格段に小さ

いことからハザードポテンシャルは軽水炉より何桁も小さい。その結果、閉じ込め障壁の

破損を伴う設計基準事故を超える事故等大規模な事故が発生しても敷地境界での公衆被ば

くを 50mSv/7day 未満(緊急退避を要さないとされる早期被ばく線量の IAEA 評価値)に抑制

する事が可能と評価されている [16] [17]。核融合システムに対する安全確保の方策は ITER

で初めて確認される。安全性の実証とともに、事故の発生頻度を評価できるようにするた

め、安全に係る機器の故障率データ蓄積が必要である。ブランケットを含め、原型炉開発

に向けては、ITER におけるこれら知見に基づいた安全性・トリチウム影響評価を行い、概

念設計の成立性を裏付けていくことが必要となる [18]。

以上を総合すれば、核融合炉は軽水炉と比して「冷やす」「止める」は容易であるが、「閉

じ込める」については軽水炉と同等の対策が必要となると判断される。設計基準事故を超

える大規模な事故に対するハザードの規模から、そのポテンシャルは軽水炉よりも上回っ

ていると評価できる。

③ 経済性

2012 年の政府の試算によれば、軽水炉の発電原価は、120 万 kW モデルプラントの稼働率

70％、40 年運転として、資本費、運転費、燃料費及び追加的安全対策費が 6.3 円/kWh、政

策経費が 1.1 円/kWh、事故リスク対応費が 0.5 円/kWh 以上と報告されている [19]。建設単

価は 35 万円/kW であり、4,200 億円/基と試算されている。

一方、核融合炉については政府により試算された例はないが、コスト目標としては軽水

炉の 1.5 倍を十分に下回ること、更に長期的には 0.7 前後とすることとされており、比較的

導入初期を想定した概念の国内の解析例であるとして、表 3.4.11-1 のとおり報告されてい

る [10]。表中の COEn は当時の石炭発電原価（約 10 円/kWh）に対する相対値であり、絶対

値では 10.4～27 円/kWh となる。核融合炉の発電原価の大部分は建設費（総資本費）であり、

特に超伝導コイル、高エネルギービーム装置等、大型な機器が必要となる核融合本体及び

3-88

付属機器が建設費総額の半分を占めるとされている。また、プラズマ性能によって削減が

可能とされ、ITER と同等の性能を想定して閉じ込め改善係数Ｈ＜2.0 および規格化ベータ

ｇ＜2.5 とした場合を 1として感度解析を行った場合、実験成立性が得られている閉じ込め

改善係数Ｈ＜3.0および規格化ベータｇ＜4.0では約25％の削減が得られると報告されてい

る [20]。このように、核融合の経済性には将来の技術革新が建設費に大きく影響すると考

えられ、核融合炉導入後十分に核融合技術が成熟し、設計の習熟、製造技術の改良、市場

ニーズの増大による特殊材料コストの低減などにより総建設費が低減することが期待され

ている一方、軽水炉と同様に政策経費及び事故リスク対応費を考慮すれば、発電原価は更

に大きくなる可能性も考えられる。

以上を踏まえ、現時点における核融合炉の経済性のポテンシャルは軽水炉と比して下回

るレベルと評価する。

表 3.4.11-1 トカマク動力炉(100 万 kW）のコスト評価例 [10]


商業炉の運転・保守については、建設・試験、設備利用率、運転員体制、定期検査、計

画外停止等について考慮する必要がある。核融合炉は概念設計の段階であるため、具体的

な検討は今後軽水炉の基準等を参考に確立されることとなる。特に定期検査においては、

軽水炉と大凡同等の項目が考えられるが、14MeV 中性子による機器の放射化があり、トリチ

ウムの存在等の特殊状況もあるため遠隔保守が必須である。これにより、作業被ばくを軽

水炉並み以下に抑えることが要求される。また、定期検査期間は稼働率に影響する要因で

あるが、特に増殖ブランケット交換にかかる期間が大きな要因となり得る。また、頻度と

してはダイバータの交換に 1.5 年/回程度かかり、連続運転の制約因子となり得る。ITER、

JT-60 等を参考に過去に政府により評価された結果 [10]は、以下のとおりである。

(a) 起動試験：軽水炉１年に対して ITER のデータで 3.5 年であり、商業炉はこれ

3-89

以下になる.

(b) 運転員：現軽水炉の 6 名／直に対して、JT-60 が 14 人であり、運転の定型化

によって一層の削減が可能。

(c) 定期検査：モジュール型ブランケット交換に 30 日／3 年という評価が得られ

ており、その実現に向けた開発研究が重要。

(d) トラブル発生率：JT-60 等の大型トカマクではかなり多いが、殆どが放電前後

とディスラプション時であり、運転シナリオの確立、定常化、ディスラプショ

ン回避、多重化等の対策で著しく下がる可能性が高い。

(e) 設備利用率：定期検査期間が軽水炉並みに短く出来、プラズマのディスラプ

ション等の不安定性を完全に回避出来、定常運転が実現出来れば、その他の設

備のトラブルについては多重化によって充分低く抑えられると考えられる。こ

れら仮定の下では軽水炉並みの数値達成は可能。

以上を踏まえ、JT-60 の実績や ITER の見通しから核融合炉の運転･保守性を評価するの

は不確定要素が多いが、今後の開発課題が多いことを考慮し、軽水炉をやや下回ると評価

する。

表 3.4.11-2：核融合実験装置の現状からみた運転保守の実現性の見通し [10]


核融合炉は軽水炉のように U/Pu を燃料として使用しないため、これらの拡散はない。ま

た、核融合反応にはプラズマ等を用いて数億度の温度を要し、重水素やトリチウムがあっ

ても、それだけで核融合反応を起こすことは不可能である。

このため、軽水炉と比した核融合炉の核拡散抵抗性のポテンシャルは上回ると評価する。




核融合炉は、現在、核融合エネルギーの「科学的・技術的実現性」を示すことを目的と

3-90

し、我が国では、国際熱核融合実験炉(ITER)計画を中核とした自己点火条件の達成及び長

時間燃焼の実現並びに原型炉の開発に必要な炉工学技術の基礎の形成を主要な目標とした

段階にある [18]。

また、構造材料の照射試験については、国際核融合照射施設を建設し、試験を行うため、

現在日欧協力で進める幅広いアプローチ活動として工学実証・工学設計活動を行っている

ところである。海外においては、核融合炉建設にも積極的な欧州が 2012 年に核融合電力

核融合エネルギー実現への工程」（Fusion Electricity, A roadmap to the realization of

fusion energy）をまとめ、この新しい戦略に対応すべく核融合研究開発体制を再編した

段階である [21]。これらのことから、商業炉に対しては原理確認段階であると考えられる。

また、インフラの整備、安全・規格基準の作成も今後の課題となってくる。インフラにつ

いては、核融合燃料資源以外にも、中性子増倍用のベリリウム、超伝導線用のニオブの供

給が必要となる。

連続した核融合反応を維持する発電システムとしての実証は ITER 以降の課題である。

ITER における試験、またこれを受けたその後の開発によって、①持続的な燃焼プラズマの

維持方策を含むプラズマ炉心の成立性、②真空容器の破損（これに伴うトリチウム及び放

射化ダストを含む気体の流出）が起こるような異常事故の防止を含む、核融合システムの

安全確保の方策、③高エネルギー中性子耐性が高い材料の開発、④高エネルギー中性子照

射環境下でのブランケットに働く荷重（熱応力及び電磁応力）に対する構造健全性確認、

⑤核融合環境下でのブランケット・ダイバータ特性（高温除熱特性、遮蔽特性等）の実証、

⑥トリチウム増殖性能等の要素試験、⑦実用に供し得る稼働率実現に向けたメンテナンス

シナリオの確立等が必要。また、超電導コイル、高熱負荷を受けるダイバータ等の個々の

要素技術の改良と技術的成立性の見極めも今後行う必要がある [5] [10] [18] [22]。


ITER 協定による ITER の建設・運転により原型炉開発に向けた大きな進展が図られるこ

とが期待されている。また、2012 年より、IAEA においても原型炉プログラムが発足してい

る。


2014 年に発表された専門家チームによる報告 [18]によれば、核融合炉実用化の課題と

して、（1）超伝導コイル開発（2）ブランケット開発（3）ダイバータ開発（4）加熱・

電流駆動システム開発（5）理論・計算機シミュレーション研究（6）炉心プラズマ研究（7）

核融合燃料システム開発（8）核融合炉材料開発と規格・基準策定（9）核融合炉の安全

性と安全研究 10 （10）稼働率と保守性（11）計測・制御開発の 11 の項目が挙げられ、

原型炉適用までの課題が整理された。いずれも 2027 年までに技術的成立性を判断し、原型

3-91

炉設計への移行を判断するとされており、今後の実証が必要となる。

② 市場性

・ユーザの存在

現時点においてはない。他方、核融合炉は軽水炉と同様に発電過程で二酸化炭素を排出

しない電源となり得、核分裂炉と異なり核分裂性の長寿命放射性物質を生成しないため、

今後の技術進展によって実現性が高まれば、基幹電源となることが期待される。

・電力以外のニーズの有無（熱供給、水素製造）

核融合炉のブランケットは、本質的に交換可能な機器であることから、技術の進歩、需

要の変化に伴い、熱源としての温度領域、熱源利用と発電利用など、プラント建設後でも

ブランケット交換によって用途を変更することが可能である。また、一つの核融合炉に複

数の形式のブランケットを装備し、それぞれ異なった用途に同時に利用することもできる

[10]。

・電気出力の自由度

トカマク方式に代表される磁場核融合炉では、大規模な超伝導コイルを必要とするため

概して建設コストが高く、運用上は低出力運転も可能であるが、発電原価から判断して 100

万キロワット級の大規模電源として利用するのが合理的である。他方、慣性核融合炉の場

合にはこのような制約はなく、レーザー方式では炉１基あたりの電気出力が 50 万キロワッ

トを下回る核融合炉概念も提案されている [23]。

・社会への需要度（技術の魅力がユーザーに理解されているか）

将来技術であるため、一般社会における認知度は低いと考えられる。

参考文献

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般財団法人高度情報科学技術研究機構, [オンライン]. Available:

http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=07-05-01-02.

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http://www.lockheedmartin.com/us/products/compact-fusion.html. [アクセス日:

3 3 2015].

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J. Plasma Fusion Res. Vol.85, No.8, 543-547, 2009.

[5] 小西哲之 , 榎枝幹男, “ITER テストブランケットモジュール計画の世界的動

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[6] OECD/IEA, Uranium 2014: Resources, Production and Demand, 2014.

[7] 日本原子力研究開発機構, “高速炉サイクル技術開発の意義,” 新大綱策定会議(第

９回)資料第２－４号, 2011.

[8] 正. 玉田, 典. 瀬古, 昇. 笠井 , 隆. 清水, “モール状捕集システムによる海水ウ

ラン捕集のコスト試算,” 2006.

[9] 研. 栗原 , 健. 飛田, “連載講座よくわかる核融合炉のしくみ第 12 回核融合炉

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[10] 原子力委員会核融合会議開発戦略検討分科会, “核融合エネルギーの技術的実現性

計画の拡がりと裾野としての基礎研究に関する報告書,” 内閣府原子力委員会,

2000.

[11] U.S. Department of the Interior and U.S. Geological Survey, MINERAL COMMODITY

SUMMARIES 2015, 2015.

[12] 茂. 大平, “連載講座よくわかる核融合炉のしくみ第 11 回核融合炉の安全性,”

日本原子力学会誌, Vol. 47, No. 12, 2005.

[13] 日本原子力研究開発機構, “核融合エネルギーを求めて（１）-絵でわかる核融合の

基礎-”.

[14] 一般財団法人高度情報科学技術研究機構, “核融合炉の安全性 (07-05-05-01),”

2005. [オンライン]. Available:


[アクセス日: 4 3 2015].

[15] D. Tsuru, Y. Neyatani, T. Araki, K. Nomoto, S. O'hira, T. Maruo, M. Hashimoto,

K. hada , E. Tada, “Study on decay heat removal of compact ITER,” Fusion

Engineering and Design,Volumes 58–59, November 2001, Pages 985–989, 2001.

[16] I. Cook, “Analyses performed within European Safety and Environmental

Assessment of Fusion Power (SEAFP),” Fusion Engineering and Design, 1995.

[17] D. Petti, B. Merrill, R. Moore, L.-G. Longhurst, E. Mogahed, D. Henderson, P.

Wilson , A. Abdou, “ARIES-AT safety design and analysis”, Fusion engineering

and Design 80,” Fusion engineering and Design 80, 2006.

3-93

[18] 核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム, “合同コアチー

ム報告,” 2014.

[19] エネルギー・環境会議コスト等検証委員会, “コスト等検証委員会報告書,” 新計

画策定会議（第 10 回）資料第２－２－３号, 2011.

[20] 一般財団法人高度情報科学技術研究機構, “核融合炉の経済性 (07-05-05-02),”

1997. [オンライン]. Available:


[アクセス日: 4 3 2015].

[21] EFDA, “A roadmap to the realisation of fusion energy,” 2012.

[22] 齊藤正樹, “核融合炉システムの安全性について,” 核融合研究開発基本問題検討

会 , 2004.

[23] T. Norimatsu, J. Kawanaka, M. Miyanaga, H. Azechi, K. Mima, H. Furukawa, Y.

Kozaki , T. Tomabechi, “Conceptual design of fast ignition power plant KOYO-F

driven by cooled Yb. YAG ceramica laser,” Fusion Science and Technology 52,

2007.

[24] 原子力安全・保安院廃止措置安全小委員会, “浜岡原子力発電所１号原子炉及び２号

原子炉廃止措置計画認可申請書の概要,” 第 10 回配布資料 3-2, 2009.

[25] 原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会, “核燃料サイクルの諸量・経済性

評価について（解説資料）,” 内閣府原子力政策担当室, 2012.

[26] IAEA, “2nd IAEA DEMO PROGRAMME WORKSHOP,” [オンライン]. Available:

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/meetings/TM45256.html. [アクセス日: 4

3 2015].

4 - 1

4．外部有識者委員会によるレビュー

第 3章で行った以下の 11 炉型の評価について、評価のアカウンタビリティの確保、評価内

容の充実等を目的として、外部有識者５名を構成員とする委員会を設置してレビューを受けた。

① ナトリウム冷却高速炉

② 重金属冷却高速炉

③ ガス冷却高速炉

④ 溶融塩高速炉

⑤ 中小型軽水炉

⑥ 高温ガス炉

⑦ フッ化物塩冷却高温炉

⑧ 超臨界圧水冷却炉

⑨ トリウム燃料炉

⑩ 加速器駆動システム

⑪ 核融合炉

外部有識者委員会の構成員は以下のとおりであり、委員会は 2回開催した。

委員長近藤駿介原子力発電環境整備機構理事長

委員早田邦久（独）日本原子力研究開発機構フェロー

委員田中治邦日本原燃株式会社取締役専務執行役員安全本部長

委員津山雅樹 (一社)日本電機工業会原子力部長

委員山名元京都大学原子炉実験所教授

第 1 回委員会においては、米国、英国、仏国、露国等の各国や、ＧＩＦ、国際原子力機関

（IＡＥＡ）等の多国間協力の枠組みと国際機関を対象として、革新的原子炉に関する研究開

発動向を調査した結果を報告し、評価の進め方について意見をいただいた。その結果、我が

国が実用化を目指して研究開発を進めていくべき炉型を検討する際の参考となるように、炉

型毎に、それが実現された場合の経済性、安全性、その他の性能の評価と現在の技術開発レ

ベルの評価の二つの視点からの評価を行うこととし、それぞれの視点から注目するべき情報

を整理することとした。また、原子炉を開発していくには「規格・基準類の整備状況」も重

要になるので、この技術開発レベルに関する情報にはこの検討状況も忘れないことの指摘を

いただいた。

第 2回委員会においては、各炉型について「経済性その他の性能を軽水炉のそれを基準に評

価するポテンシャル評価」、及び「技術が実用化を目指すどの段階にあるかの評価」を行った

結果を提示して、各委員のレビューを受けた。その結果、以下のような意見が出された。

4 - 2

・炉型のポテンシャル評価を取りまとめる際にはその炉型が実現しているかどうかは考慮

するべきではない。

・軽水炉と同一の技術的取組があるかないかも、比較の際には考慮するべきではない（性能

の実現にそれは不要かもしれないから）。

・それぞれの炉型がどういう性能を有するものであるのかを客観的に記載し、軽水炉の性能

と比較してのそれぞれの性能を相対化することに徹するべきである。

・ある特性についてその評価に必要な情報がない状況であれば、「わからない」と記載する

べきである。

・経済性の評価は、建設単価や発電コストに着目しているようであるが、小型炉や高温ガス

炉では、そういう指標よりも別の指標が重視される市場（大型軽水炉に適していない市場）

を念頭に開発されている場合もある。そうした場合には、軽水炉で相対化することは不適

切であるから、その旨を明示するか、別の評価欄を設けてそれに関する情報を書き込むべ

きである。

・ ADS は発電炉として市場で競争することをめざして開発されているのではない。階層型燃

料サイクルを構成して廃棄物最小化を実現することを目指している。よって、経済性につ

いてもそのことを踏まえて評価するべき。

・核融合炉の経済性評価では、自らが創り出す需要で価格が決まる「新技術や新材料、新工

法の価格」を予測するのに苦労している。軽水炉並を目指しているが、そういう探索的段

階にあることを指摘するべき。

・経済性の評価は、将来の電力市場がどうなるかで変わる。自由化が進めば大型軽水炉や大

型高速炉による発電ビジネスが生き残ることはできない。小型炉開発者がめざすのは、売

り手が炉心ごと交換に応じるリース型の商売としての原子力発電機の貸し出し業に適し

た炉ではないか。航空機開発と似ている。数百基の注文を得て生産が開始されてビジネス

として成立する。

・一方、発電コストは安価でなければ、発電ビジネスで生き残ることはできないので、やは

り発電コストを低減していく方が現実的ではないかとの意見も述べられた。

・実用化を目指す技術開発の段階の評価では、実験炉段階、原型炉段階という炉の開発段階

のみならず、燃料サイクル技術の開発段階の現状認識も重要な情報であるから、別掲する

工夫を行なうべきである。

・燃料サイクル分野に関しては、そうした認識を述べることができるほどには情報が明らか

になっていない場合もある。その場合には、そういう事実を明記するべきである。

結論として、委員会で出された意見を踏まえて、今後とも各炉型の相対比較をより整合的な

ものとする努力を行うこととした。

5 - 1

5．データ集（一件一葉）

各炉型において、研究開発が進められている原子炉（表 5-1 参照）について、その研究

状況やプラントの特徴を一件一葉にまとめる。

表 5-1 一件一葉リスト(1/2)

炉型原子炉名項番号

ナトリウム冷却高速炉

（SFR：Sodium-Cooled fast

reactor )

1. BN-800（ロシア）

2. BN-1200（ロシア）

3. ASTRID（仏国）

4. CDFR（CFR600）（中国）

5. CEFR（中国）

6. PFBR-500（インド）

7. PRISM（米国）

8. PGSFR（韓国）

9. KALIMER（韓国）

10. 4S（日本）

11. ESFR（EURATOM）

12. TWR-P（米国）

13. MBIR(ロシア)

5-4

5-6

5-8

5-10

5-11

5-13

5-15

5-17

5-19

5-21

5-23

5-25

5-27

重金属冷却高速炉（LFR：

Lead-cooled fast reactor）

1. BREST-OD-300（ロシア）

2. SVBR-100（ロシア）

3. ALFRED（EURATOM）

4. ELFR（EURATOM）

5. G4M（米国）

6. CLEARI（中国）

5-30

5-32

5-34

5-36

5-38

5-40

ガス冷却高速炉（ GFR ：

Gas-cooled fast reactor)

1. GIF-GFR（EURATOM）

2. ALLERGO（EURATOM）

3. EM2（米国）

5-43

5-44

5-45

溶融塩高速炉（MSR：Molten

salt reactor)

1. MSFR（仏国）

2. MOSART（ロシア）

5-48

5-50

中小型軽水炉（SMR：

Small and medium reactor)

1. CAREM-25（アルゼンチン）

2. KLT-40S（ロシア）

3. SMART（韓国）

4. ACP-100（中国）

5. mPower（米国）

6. NuScale（米国）

5-52

5-53

5-55

5-57

5-59

5-61

5 - 2

表 5-1 一件一葉リスト(2/2)

炉型原子炉名項番号

中小型軽水炉（SMR：

Small and medium reactor)

7. WH-SMR（米国）

8. SMR-160（米国）

9. IRIS（国際コンソーシアム)

10. RITM-200（ロシア）

11. VBER-300（ロシア）

12. ABV-6M（ロシア）

13. VVER-300（ロシア）

14. VK-300（ロシア）

15. UNTHERM（ロシア）

16. Flexblue（フランス）

17. FBNR（ブラジル）

18. IMR（日本）

19. DMS（日本）

5-63

5-65

5-67

5-69

5-71

5-72

5-74

5-76

5-78

5-80

5-81

5-83

5-84

高温ガス炉(HTGR：

High temperture gas cooled

reactor)

1. HTR-PM（中国）

2. PBMR（南アフリカ）

3. GT-MHR（米国）

4. SC-HTGR（米国）

5. GTHR300（日本）

5-87

5-89

5-91

5-93

5-95

フッ化物塩冷却高温炉

（FHR：Fluoride salt-cooled

high-temperature reactor)

1. AHTR（米国）

2. PB-FHR（米国）

3. TMSR-SF（中国）

5-98

5-100

5-102

超臨界圧水冷却炉（SCWR：

Super-critical

water-cooled reactor)

1. HP-LWR（Euratom）

2. JSCWR（日本）

3. Canadian SCWR（カナダ）

4. SCPS-600 （ロシア）

5-105

5-107

5-108

5-109

トリウム燃料炉 1. AHWR300-LEU（インド）

2. FUJI（日本）

5-111

5-113

加速器駆動システム(ADS：

Accelerator-driven system)

1. MYRRHA（ベルギー）

2. JAEA-ADS（日本）

3. EFIT（欧州）

4. CADS-DEMO（中国）

5-115

5-116

5-117

5-118

核融合炉 1. ITER (ITER機構、日本、米国、EU、ロシア、中

国、韓国、及びインド)

2. CFR (米国)

5-120

5-122

5 - 3

5.1 ナトリウム冷却高速炉（SFR：Sodium-Cooled fast reactor )

1. BN-800（ロシア）

2. BN-1200（ロシア）

3. ASTRID（仏国）

4. CDFR（CFR600）（中国）

5. CEFR（中国）

6. PFBR-500（インド）

7. PRISM（米国）

8. PGSFR（韓国）

9. KALIMER（韓国）

10. 4S（日本）


12. TWR-P（米国）

13. MBIR（ロシア）

5 - 4

1. BN-800(ロシア）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：

運転サイクル：

液体金属冷却高速炉

ナトリウム

－

547℃

2100MWt

880MWe

40 年

UO2-PuO2

－

約 6 ヶ月

□設計状況：2014 年 6 月試運転開始

2015 年商業運転開始予定

□特徴：実証炉

□開発状況

1984 年に BN-800 の建設が始まったが、チェルノブイリ事故(1986 年)後の原子力開発の停滞とソ

連崩壊(1991 年)後の経済混乱のため建設は中断されたままだった。原子力開発計画見直し後の

2006 年に、ベロヤルスク原子力発電所 4号機として建設が再開。

2014 年 6 月に初臨界に到達し、2015 年に商業運転の開始を予定している。

□プラントの特徴

1 次系機器を原子炉容器内に一体として設置している。

原子炉容器を保護［保険］容器で覆い、下部で支持している。

燃料交換のため回転プラグを用いている。

原子炉容器内に使用済み燃料貯蔵庫を設置している。

原子炉施設故障時にも、隔離弁により故障ループだけを隔離でき、残りのループで原子炉の除

熱・運転を継続できる。

BN-800 の設計は、BN-600 と比べて以下の点で改善・変更されている。

- 燃料交換の際の手動操作がなく、バックグランド放射線が比較的高いウラン－プルトニウム混

合（MOX）燃料を安全・確実に取り扱うことができる。

- 安全性向上のため、事故時除熱系として空気冷却器が 2次系に接続されている。

- 水圧で制御棒を挿入する受動的事故時停止系が追加設置された。

- 設計を超える深刻な事故（シビアアクシデント）の際に溶融炉心を保持する「コアキャッチャ

ー」が、原子炉支持室の下に設置された。

- BN-600 の蒸気発生器セクション化原則は維持するが、ナトリウムによる再加熱の廃止によりモ

ジュール数が減り、信頼性が向上した。

5 - 5

- 経済性向上のため、タービン発電機の数が 3機から 1機に減らされた。

参考文献

(1) Russia celebrates two industry 'firsts' at Beloyarsk and Obninsk http://www.world-nuclear-news.org/NN-Russia-celebrate-two-industry-firsts-at-Beloyarsk-and-Obninsk-2706141.html

(2) 旧ソ連の高速増殖炉研究開発 (03-01-05-09) http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=03-01-05-09

(3) 「Construction of BN-800, OKBM Afrikantof」 (4) 西条泰博：閉じた燃料サイクルを目指すロシアの原子力業界、月間「エネルギー」 2010 年 3 月号、日本工業新聞社、p40-43

5 - 6

2. BN-1200（OKBM Afrikantov、ロシア）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

0.54MPa

410℃

2800MWt

1220MWe

60 年

UO2-PuO2 or 窒化物燃料

－

約 12 ヶ月

□設計状況：終設計段階

□特徴：商用炉

□開発状況

連邦目的プログラム(Federal Target Program)「2010～2015 年までの期間に対する新世代核

技術と 2020 年までの展望」(2010 年 1 月)によると、政府は、高速炉開発として鉛冷却炉、

鉛ビスマス冷却炉、及びナトリウム冷却炉の R&D の継続に投資するとした。

一方ロシアの国家コーポレーションロスアトムは高速中性子炉、閉じた燃料サイクル、新燃

料・材料開発の各開発プロジェクトを統合するブレークスループロジェクトを 2011 年に開始

し、その一環として受動安全要求を満たす電気出力 120 万 kWe 級の BN-1200 の R&D と設計概

念の検討が位置付けられ実施されている。なお、BN-800 は、1984 年に建設が開始され、2014

年 6 月に初臨界を達成した。2015 年に運転開始予定である。


使用済燃料貯蔵を炉内に貯蔵するタイプのタンク型炉であり、崩壊熱を燃料交換や洗浄にあ

たって安全なレベルに低下させる設計としているとともに、使用済み燃料キャスクを不要と

することを可能にしている。炉内燃料貯蔵槽の周りに B4C を配置することにより、中性子遮

蔽としても利用している。

MCP-1 は、無段階の可変速制御のモータ駆動方式を採用している。

全ての系統は 4つループに分かれてタービンに熱を輸送している。

MCP-2 は自由液面を持つ遠心ポンプであり、SG は直管型の一体貫流型の熱交換器である。

BN-1200 は、基本的に先行炉（BN-600 及び BN800）の設計を踏襲するが、先行炉との主な改

善・変更点は以下のとおりである。

-炉内ナトリウムの温度が上がると作動する、受動的制御棒を設置する。

-受動的に作動する事故時除熱系が一次系に接続されており、信頼性と安全性の向上を図って

いる。

5 - 7

-一次系ナトリウム浄化系を原子炉容器内に入れており、ナトリウム外部漏えいの可能性を完

全に除外できる。

-先行炉にはない専用の事故時放出閉じ込め系を設置する。

-炉内構造物の中性子照射量が減少するので、原子炉運転期間が 60 年に延長される。

-燃料の炉内保持期間延長に伴う使用済み燃料の余熱減少により、燃料交換系が簡素化され

る。

-炉心損傷頻度は 10-6であり、重要な要件として規制要求よりも小さく設定している。また、

敷地境界での放射性物質放出の発生頻度の目標として 10-7を超えないこととしている。

参考文献

(1) IAEA ホームページ(www.iaea.org/NuclearPower/Meetings/2012/2012-06-20-06-22-TWG-NPTD.html),

Nuclear Power Technology Development(TWG-FR),

｢STATUS OF THE ART OF FAST REACTOR IN RUSSIA IN 2011 AND PROSPECTS OF THEIR DEVELOPMENT｣,(2012 年 6 月 20-22)

(2) ｢旧ソ連の高速増殖炉研究開発」,原子炉百科事典 ATOMICA,03-01-05-09,（2010 年 10 月） (3) 「STATUS OF INNOVATIVE FAST REACTOR DESIGNS AND CONCEPTS」（IAEA,2013 年 10 月） (4) State Atomic Energy Corporation ROSATOM, 2011 Public Annual Report, p.156,

http://www.rosatom.ru/en/resources/2aabb8004ed9b097878e8f08a49b1a70/anrep_2011_eng.pdf.

5 - 8

3. ASTRID（CEA+AREVA+EDF、仏国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

－

－

1500 MWt

600 MWe

60 年

MOX 燃料

－

約 16 ヶ月

□設計状況：概念設計（2015 年より基本設計）


□開発状況

ASTRID（技術実証炉；60 万 kWe；MOX 燃料）の予備概念設計は 2010 年半ば～2012 年まで実施

され、2012 年、プロトタイプ炉（ASTRID）の技術仕様を決定。現在、2013 年～2015 年の概

念設計の段階に入っており、経済性評価や工程の詳細化とプロジェクトの次の段階のための

評価も実施している。また 2015 年から基本設計に移る予定である。


ULOF（Unprotected Loss-Of-Flow）時に Na 沸騰しないこと、負の Na ボイド反応度であるこ

と、CRW（control rod withdrawal）時に燃料ペレットが溶け出さないこと、480 日運転サイ

クル（EFPD：Effective Full Power Days）、100GWd/t、0 以上の増殖度を目標としている。

1 次系の概念としては、1次系ポンプとして吸込み方法として軸方向吸込み（axial suction）

と周方向吸込み（radial suction）の 2種類を検討中。

中間熱交換器（IHX：Intermidiate heat exchanger）は直管である。

蒸気発生器は検討中であり、直管と伸縮ベンドを使用した蒸気発生器等、幾つかの候補形状

が挙げられている。

2006 年の廃棄物管理法に基づくマイナーアクチニド燃焼（放射性廃棄物の量と毒性の低減）

の実証の実施を予定している。

ASTRIDでは独立3系統の崩壊熱除去系として複数のDHX（炉上部プレナムに崩壊熱除去（DRACS

（直接炉心冷却系））用として組み込まれた熱交換器）配置等を検討している。

参考文献

(1) "Status of ASTRID nuclear island pre-conceptual design," Proc. the FR13, Paper CN-199-127, Paris, France, 4-7

March 2013. (2) 「フランスにおける高速炉（ASTRID）について」, 日本原子力研究開発機構, 佐賀山豊（平成 26 年 3 月 12 日）

https://www.jimin.jp/policy/policy_topics/pdf/pdf161_2.pdf

(3) "The Pre-conceptual Design of the Nuclear Island of ASTRID", Proc. the 2012 International Congress on Advances

5 - 9

in Nuclear Power Plants (ICAPP’12), Paper 12070, Chicago, Illinois June 24-28 (2012). (4) "Status of ASTRID architecture and pre-conceptual design", Proc. the FR13, Paper CN-199-275, Paris, France,

4-7 March 2013. (5) "ASTRID power conversion system: assessment on steam and gas options", Proc. the FR13, Paper CN-199-262, Paris,

France, 4-7 March 2013.

5 - 10

4. CFR600(CIAE(中国原子能科学院)、中国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

0.054MPa

550℃

1500MWt

600MWe

60 年

UO2，PuO2-UO2

－

－

□設計状況：概念設計


□開発状況

実験炉 CEFR（65MWt）に続く開発の二段階目となる実証炉。

実証炉はロシアの BN800 を 2 基導入する計画と自国開発を行う計画の 2つがある。

2012 年から予備概念設計を開始し、2014 年に技術検討を終える予定。

2017 年 12 月までの詳細設計と建設判断、2023 年 12 月運転開始を計画している。また、商業

炉 CFR1000 を 2030 年までに導入する計画としている。


CFR600 は初期装荷燃料に UO2を用い、後に MOX 燃料に移行する。また、将来的に CFR1000 で

は金属燃料も視野に入れている。

1 次系、2 次系ともに 2 系統のプール型で、炉心入口温度 380℃、炉心出口温度は 550℃であ

る。

予備概念設計の段階では、増殖比 1.2 を目標とし、低ボイド反応度を重視した炉心配置設計

の検討を行っている。炉心領域を内側、中間、外側の 3 分割とし、更にその外側に径方向ブ

ランケット領域と遮蔽体を配置する。19 本の燃料棒を六角形の外形対面距離 118 ㎜のラッパ

管に収めた燃料集合体とし、内側 136 体、中間 94 体、外側 189 体、合計で 369 体。高燃焼

度は 100MWd/kgHM。

参考文献

(1) ｢Status of Innovative Fast Reactor Designs and Concepts｣,(IAEA,2013 年 10 月)

(2) 「Current Status of Fast Reactor and Fuel-Cycle in China」（CIAE, 2013 年 5 月, 46th Meeting of the Technical Working

Group On Fast Reactors）

5 - 11

5. CEFR (CIAE(中国原子能化学研究院)、中国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

－

360/530℃（入口/出口）

65MWt

20MWe

30年

MOX（初装荷燃料はUO2）

初装荷燃料 64.4%(235U)

MOX燃料 19.6%(235U)

－

□設計状況：運転中

□特徴：高速実験炉

□開発状況

1986年3月に実施が決定された「国家ハイテク研究発展計画（863計画）」の重大プロジェク

トの1つとして高速炉の開発・建設が指定され、1990年から中国高速実験炉（China

Experimental Fast Reactor :CEFR）の概念設計を開始し、ロシアの実験機械製造設計局（OKBM）

等の技術協力を得て、北京近郊の中国原子能科学研究院（CIAE）に建設。

CEFRの主目的は、高速炉の設計、部品の製造、建設、運転前試験、並びに運転・保守の経験

を積むこと。

2010年7月21日に初臨界を達成、その後炉物理試験、出力上昇試験を経て2011年7月21日に40％

出力で初送電、2014年12月に定格出力での3日間連続運転を達成。


CEFRは、熱出力65MWt、電気出力20MWeのタンク型のナトリウム冷却高速炉で、初装荷炉心は、

高濃縮ウランの酸化物燃料を使用し、その後プルトニウムとの混合酸化物（MOX）燃料に移行

する予定である。

炉心は直径60cm、高さ45cmで、81体の燃料集合体、3種類の制御棒（安全棒3本、シム棒3本、

調整棒2本）で構成され、炉心周囲には合計336体のステンレス鋼反射体、230体の遮蔽体、56

個の使用済燃料集合体貯蔵用のスペースが設置されている。

炉心の入口/出口ナトリウム温度は360℃/530℃、大線出力430W/cm、中性子束3.7×

1015n/cm2・sで、炉心で発熱した熱は、1次ナトリウム系（2ループ）及び2次ナトリウム系（2

ループ）を介して水―蒸気系へ運ばれタービンを回して発電する。

炉心及びその支持構造物は、下部炉内構造物に支えられており、2つの主ポンプ及び4基の中

間熱交換器(IHXs)は、上部炉内構造物に支えられている。一次系は、主ポンプ、4基のIHXs、

5 - 12

原子炉炉心支持ダイアグリッドプレナム、配管及び冷温/高温ナトリウムプールから成る。通

常運転における平均的なナトリウム温度は、低温プールにおいて360℃、高温プールにおいて

516℃である。二次系では、二つのループを持ち、各々一つの二次ポンプ、2基のIHXs、蒸発

器、過熱器、補助タンク及び弁を有する。IHXからの二次系の出口ナトリウム温度は、495℃

である。ナトリウムが蒸発器を出る時には310℃まで低下し、過熱器の出口は463.3℃である。

三次系の水蒸気系は、480℃及び14MPaの過熱蒸気をタービンにもたらす。

一次系のナトリウムは、浄化装置を除き、原子炉容器内に封じ込められる。CEFRは、MWt当た

りの一次ナトリウム装填がより大きいため他の多くのプール型原子炉より大きな熱慣性を持

つ小型原子炉である。これは、ヒートシンク喪失時に対応措置のための長時間の余裕を与え

る。

二つの独立した受動的崩壊熱除去システムが、CEFRのために考案されている。各々運転状況

下で熱出力0.525 MWtの除去能力があり；崩壊熱は、自然対流並びに一次・二次冷却材及び大

気による自然通風の循環で除去される。

参考文献

(1) テピア総合研究所「中国原子力ハンドブック 2015」（2015年1月）

(2) ｢Status of Small and Medium Sized Reactor Designs｣,(IAEA,2011年9月)

(3) D. Zhang, et al., Fast Reactor Development Strategy in China, FR-13, Paris, 4-7 March, 2013

(4) C. Xiaoliang, et al., CEFR Irradiation Test and Application, FR-13, Paris, 4-7 March, 2013

(5) Yang.Yong, Enhance the Collaboration in R&D in Fast Reactor and the Capabilities of CEFR towards Deployment of

INES, INPRO Dialogue Forum, 18-21 Novemebr, 2014

5 - 13

6. PFBR-500（IGCAR(インディラガンジー原子力研究センター)、インド）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


( )内は FBR-1&2 の諸元

高速増殖炉

ナトリウム

0.11MPa

547℃

1250MWt

500MWe

40 年(60 年)

PuO2－UO2

－

6 ヶ月(8 ヶ月)

□設計状況：建設中

□特徴：インド初の商業高速増殖炉

□開発状況

500MWe 級高速増殖原型炉(PFBR：Prototype fast breeder reactor)は、Kalpakkam において

インディラガンジー原子力研究センター(IGCAR：Indria Gandhi Centre for Atomic Reasearch)

によって建設された。

PFBR は、2004 年～2014 年で建設が行われ、2015 年 3 月に初臨界の計画で規制当局の審査中。

PFBR の安全性・経済性を向上させ標準化した FBR-1&2 のﾂｲﾝﾌﾟﾗﾝﾄ（50 万 kW×2 基）は、各々

2023 年、2024 年に建設する計画である。


PFBR は、500MWe(1250MWt)級の、2ループ、ナトリウム冷却、プール型原子炉である。ブラン

ケットとして劣化 UO2及び MOX 燃料を利用する。

原子炉炉心は、1758 体の集合体(SAs)で構成され、六方格子に配置されている。これらのうち、

181 体の燃料 SA は、アクティブ炉心を組織する。出力平坦化のためアクティブ炉心には、二

つの濃縮領域がある。二環状に配置された 9 本の制御及び安全棒と 3 本の代替安全棒を構成

する、二列の径方向ブランケット SA 及び 12 本の吸収棒がある。濃縮された炭化ホウ素は、

吸収体材料として使用される。径方向の炉心遮蔽は、ステンレス鋼及び B4C の SA によっても

たらされる。それらは、二次ナトリウムの活性化及び放射線損傷並びに一次系の機器の放射

化を許容できる範囲内に収める。

PFBR は、垂直構造を持つよう設計され、停止中の燃料交換が想定されている。それは、原子

炉の定格出力運転日数 185 日毎後に燃料交換をするよう設計されている。燃料交換中、62 体

の燃料 SA、25 体のブランケット SA 及び 5体の吸収体 SA が交換される。炉心は、核分裂性核

種に転換可能なブランケット及び容器内遮蔽体で囲まれている。中間熱交換器(IHX)及びナト

リウムポンプは、プール内にある。容器内遮蔽体は、内部容器への放射線損傷を低減させ、

5 - 14

二次ナトリウムの活性化、IHX 及びナトリウムポンプの活性化、並びに底部の核分裂生成ガス

プレナムの軸方向漏えいを小さくするため備えられる。モックアップ遮へい体試験は、この

容器内の遮へいの適化が図られた。

8 基の一体型 SG ユニットがある。2つのループに各 4基あり、763K、17.2MPa の蒸気が生成さ

れる。また、4基の分離した安全クラスの崩壊熱交換器が高温プールからの崩壊熱を直接除去

するためにある。高温と低温プールのナトリウム温度は各々820K と 670K である。通常の熱除

去経路が利用できないとき、崩壊熱を除去するために一次ナトリムから二次ナトリウムへの

崩壊熱交換器が高温プールに浸されている。それには、IHX と同じような容器と細管がある。

炉心と容器内にある全一次ナトリウムは主容器(MV)として知られる大きな容器に入ってい

る。あまり起こらないと考えられる MV におけるナトリウム漏えい事象に備えて、安全容器が

MV の周りに設置されている。2 つの独立した二次ナトリウム系統がある。各二次ナトリウム

系はポンプと 2基の IHXs、1 台のサージタンクと 4基の SG から成る。SG を除く蒸気水系統は、

在来の熱出力プラントと類似している。

PFBR から改良される FBR-1&2 の特徴

設計進捗により 25％の建設部材を節減でき、建設期間を短縮している。

炉心溶融に備え、多層コアキャッチャーと取り入れている。

第一の炉停止システムとして、制御棒誤引抜事象に対し、Control Rod 及び Safety Rod

に動作を制限する装置を取り付け、安全性を高めた。

第二の炉停止システムとして、温度感応型電磁石を Diverse Safety Rod に取り付け、安

全性を高めた。

後の炉停止システムとして、液体リチウムやボロンカーバイド微粒子を用いたシステ

ムを追加し、炉心の崩壊を実質的に排除している。

参考文献

(1) ｢(FAST REACTOR FOCUS:INDIA)Great expectations」,NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL

(www.neimagazine.com),(2009 年 12 月)

(2) IAEA ホームページ(www.iaea.org/NuclearPower/Meetings/2012/2012-06-20-06-22-TWG-NPTD.html),

Nuclear Power Technology Development(TWG-FR),

｢STATUS OF FAST REACTOR DEVELOPMENT IN INDIA:APRIL 2011 – MARCH 2012｣,(2012 年 6 月 20-22)

(3) ｢STATUS OF INNOVATE FAST RECTOR DESIGNS AND CONCEPTS｣,(IAEA,2013 年 10 月)

5 - 15

7. PRISM(GE-Hitachi、米国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

－

485℃

840MWt

311MWe

－

U-Pu-Zr

26%Pu,10%Zr

18 ヶ月

□設計状況：詳細設計

□特徴：地下配置、空冷式終ヒートシンク

□開発状況

PRISM(Power reactor innovative small module)は、モジュラー式のプール型液体ナトリウ

ム冷却炉である。

PRISM の設計は、アメリカ政府から支援を受け 1981 年に開始された。

GE の高速実験炉（Southwest Experimental Fast Oxide Reactor）や EBRⅡのような過去の米

国のナトリウム炉の試験データや運転経験を取り込んでいる。

PRISM は、DOE の ALMR(Advanced Liquid Metal Reactor)計画のもとで 1986 年から NRC の承

認前審査を受けていたが、DOE が 1994 年に ALMR を破棄したことから、NRC は PRISM の審査を

止めている。なお、GE-H はその後も設計開発を続け、2010 年に NRC が検討するために PRISM

の許認可戦略を提出しているが、具体的な許認可計画は未定である。

2012 年、イギリスの廃止措置当局(Nuclear Decommission Authority)は多岐にわたる重要分

野について、GE-H と実現可能性の検討をする契約を締結した。


原子炉の燃料要素は、ウラン-プルトニウム-ジルコニウム合金である。また、本炉は受動的

な停止系と崩壊熱除去系を使う。炉心は、以下の条件を満足するよう設計されている。

(1) ピーク燃料燃焼度の制限

(2) 燃焼反応度振れの制限

(3) 18 ヶ月の運転サイクルの達成

(4) 燃料の寿命として 54 ヶ月の達成

(5) ブラケット燃料の寿命として 90 ヶ月の達成

原子炉は、六角金属合金の非均質炉心を使う設計としている。炉心については、使用済み燃

料リサイクル用の炉心や核兵器プルトニウムを消費するための炉心等、複数の炉心タイプを

5 - 16

検討・準備している。使用済み燃料リサイクル用の炉心は、192 体の燃料集合体、114 体の反

射体、66 体の径方向遮へい体、9体の調整用制御棒、3対の炉停止用制御棒から成る。

一次系の熱輸送システムは全て原子炉容器内に格納されている。その流路は、炉心上部の高

温プールから中間熱交換器(IHX)を通って、ナトリウムはここで冷やされ、IHX の底部から出

て、低温プールへ入る。その低温プールのナトリウムは、固定した遮へい体を通って、ポン

プ入口マニホールドに入る。4 基の電磁ポンプが低温プールのナトリウムをマニホールドを

介して吸入し、各マニホールドとプレナム部を接続する配管を通って高い圧力の炉心プレナ

ム部の中に吐き出す。そのナトリウムは、それから炉心を通って上部に流れる過程で温めら

れ、高温プールに戻される。

炉停止系統は、制御棒スクラムに加え多様性と独立性を有している。その受動的な性質は、

いくつかの反応度フィードバック特性で構成する（ドップラー効果、ナトリウムの密度とボ

イド効果、軸方向燃料膨張、径方向燃料膨張、たわみ効果、制御棒の膨張、原子炉容器の膨

張）。負の反応度フィードバックは原子炉を安全に保ち、上昇した温度の状態で安定させる、

しかし、もし何ら制御棒が挿入されなければなお臨界であるかもしれない。終炉停止装置

が原子炉を未臨界に移行させる。

受動的な炉容器補助冷却系統（RVACS）は設計基準事故や炉停止失敗時の過渡事象（ATWS）時

に 1 次系を冷却する。この受動システムは電源や限られる時間内での運転員の操作を不要と

する。熱は、熱輻射によって炉容器から格納容器に移り、それから自然循環によって周りの

空気に移る。崩壊熱の除去は補助冷却システム（ACS）による。ACS は，空気を蒸気発生器に

通し自然循環させるシステムである。

GE 日立社は、PRISM の建設は 36 ヶ月で達成されるとしている。

参考文献

(1)｢STATUS OF INNOVATE FAST RECTOR DESIGNS AND CONCEPTS｣,(IAEA,2013 年 10 月)

(2)http://www.ge-energy.com/products_and_services/products/nuclear_energy/prism_sodium_cooled_reactor.jsp(GE

Hitachi ホームページ,PRISM カタログ(2009 年)

(3)BRIAN S.TRIPRETT,ERIC P.LOEOEN,and BRETT J.DOOIES, “PRISM : A COMPETITIVE SMALL MODULAR SODIUM-COOLED REACTOR”

NUCLEAR TECNOLOGY vol.178 MAY 2012)

(4)Report to congress:Advanced Reactor Lidensing (U.S.NRC August 2012)

5 - 17

8. PGSFR（KAERI、韓国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

〜 0.1 MPa

390-545 ℃

400 MWt

150 MWe

60 年

UO-Zr( 初期装荷 ),

U-TRU-Zr(再装荷)

－

約 10 ヶ月

□設計状況：予備設計段階

□特徴：原型炉

□開発状況

韓国では、2008 年に韓国原子力委員会によって承認された「将来原子炉システムの長期開発

計画」に基づいて金属燃料を装荷した高速炉の開発が進められている。PGSFR（Prototype of

Gen-IV SFR）のマイルストーンとしては概念設計、システム性能試験、設計承認、詳細設計

を経て、2028 年に建設完成を予定している。


金属燃料ナトリウム冷却高速炉では低融点、高沸点、熱伝導が良いことに基づく熱慣性、受

動安全システムがある固有安全性に基づいているため、厳しいシビアアクシデントの研究が

存在しない。

残念ながら韓国および米国では SFR のシビアアクシデント規制要求事項が存在しないため、

PGSFR の設計承認を得るためには次の 2つのオプションが考えられる。

-オプション 1：PGSFR のシビアアクシデントを防止または軽減する方法および戦略が報告

されるべきである。東電福島第一発電所事故以降、シビアアクシデントの見通しは重要と

なっている。

-オプション 2：PGSFR のような金属燃料 SFR は固有安全性を有しているため、EBR-II 試験

によって証明されたようにシビアアクシデントは有り得ない。よって、シビアアクシデントの問

題は既に解決されており、そのような研究は不要である。

現在は韓国原子力安全機構（KINS：Korea Institute of Nuclear Safety）が指摘しているよ

う、PGSFR での内部事象および外部事象レベル 1PSA が行われている。

参考文献

(1) 高速増殖炉（FBR） - 一般社団法人日本原子力産業協会 http://www.jaif.or.jp/ja/news/2010/world_fbr_development.pdf

5 - 18

(2) もんじゅ研究計画 http://www.mext.go.jp/component/b_menu/shingi/toushin/__icsFiles/afieldfile/2014/02/25/1344598_19_1.pdf

(3) "A Study on Licensing Requirement for Severe Accident of PGSFR in Korea", Transctions of the Korean Society

Annual Meeting, Gyeongju, Korea, October 24-25, 2013.

http://www.kns.org/kns_files/kns/file/13F-01B-5A-%B1%E8%B1%E6%C0%AF.pdf

5 - 19

9. KALIMER（KAERI、韓国）

□仕様

炉型：

減速材／冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



‐/ナトリウム

－

850℃

1523.4 MWt

600 MWe

40 年

三元金属燃料

14.64 wt%

1.5 年


□特徴：原型炉

□開発状況

原型炉稼働まで、4つのフェーズで計画。

第 1&2 フェーズ（1997～2001）：基礎技術開発／概念設計 (KALIMER-150)

第 3フェーズ（2002～2004）：基盤主要技術開発／先進概念の制定 (KALIMER-600)

第 4フェーズ（2005～2006）：KALIMER-600 の概念設計開発

概念設計終了（2028 年頃の運転開始を目標）


KALIMER-600 は金属燃料であり、固有の安全性を高めるために主一次冷却系にタン

ク型と直接崩壊熱除去方式を採用した受動的崩壊熱除去法が設計思想にある。適用

技術としての新規項目は、①原子炉建物に免震構造を採用したこと、②主二次冷却

系のポンプに電磁型を採用していること（従来は円心型の機械式）、以上の二項目が

挙げられる。

KALIMER-600 は 2028 年の運転開始を目標としているが、現在は同じ設計特性を有し

た商用炉 PGSFR を開発中であり、PGSFR は 2040 年の運転開始を目標をとしている。

技術開発の一環として、PDRC（Passive Decay heat Removal Circuit）システムの

安全解析を実施中。

経済性については、FOAK(First-of-a-kind: 「この類として初の（炉）」)として

当初、建設費として 2300 $/kWe 必要であったが、様々な R&D により、2000 $/kWe

までコストダウンが可能との評価。

参考文献

(1) IAEA, 'Status of Fast Reactor Research and Technology Development,' IAEA-TECDOC-1691, Vienna

(2012). ウェブサイト(2015 年 2 月アクセス).

( http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/FR/tecdoc-1691-status-of-fr-research-published.pdf )

(2) 原子力委員会，ウェブサイト（2015 年 2 月アクセス）.

5 - 20

( http://www.aec.go.jp/jicst/NC/senmon/kakusinro/bosyu/020910/furoku-1.pdf )

(3) D. Hahn, etal, 'CONCEPTUAL DESIGN OF THE SODIUM-COOLED FAST REACTOR KALIMER-600,'

Nuclear Engineering and Technology, Vol.39, No.3, pp.193-206, June(2007). ウェブサイト(2015 年 2 月アク

セス).

( http://www.kns.org/jknsfile/v39/JK0390193.pdf )

(4) Alexander Stanculescu, 'Liquid Metal Cooled Fast Reactors: Worldwide Overview,' International

Workshop on Innovative Nuclear Reactors Cooled by Heavy Liquid Metals: Status And Perspectives, Pisa,

Italy 17-20 April 2012. ( http://www.nr.titech.ac.jp/~mtakahas/X13/1.3%20%28A.%20Stanculescu%29.pdf )

(5) H-K. Joo, et al, 'Conceptual Core Designs with a Variant Thickness Clad or Enrichment-Split Fuel for a

1200MWe Sodium Cooled Fast Reactor,' Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting,

pp.25-26, PyeongChang, Korea, October 25-26, 2007.

( http://www.kns.org/kns_files/kns/file/151%C1%D6%C7%FC%B1%B9.pdf )

(6) IAEA, 'Liquid Metal Cooled Reactors: Experience in Design and Operation,' IAEA-TECDOC-1569, Vienna

(2007). ウェブサイト (2015 年 2 月アクセス ).

( http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1569_web.pdf )

(7) Moon Hee Chang, 'Fast Reactor Technology Development Plans in Korea and Expectations for MONJU,'

The 4th Tsuruga International Energy Forum, Tsuruga, April 27 (2007). ウェブサイト(2015 年 2 月アクセ

ス).

( http://www.jaea.go.jp/04/turuga/tief/2004/images/S2_05.pdf )

(8) 中国・韓国・ブラジルの高速増殖炉研究開発 (03-01-05-12). ウェブサイト(2015 年 2 月アクセス).

( http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_No=03-01-05-12 )

(9) 日本原子力産業協会（JAIF），ウェブサイト（2015 年 2 月アクセス）.

( http://www.jaif.or.jp/ja/news/2010/world_fbr_development.pdf )

(10) Young-Gyun KIM, et al, 'Status of Sodium-cooled Fast Reactor Technology Development in Korea,'

Proceedings of ICAPP 2011, pp.436-445, Nice, France, May 2-5, 2011, Paper 11309.

(11) 独立行政法人原子力安全基盤機構 , '研究開発段階炉の研究・技術開発に係る動向調査に関する報告

書,'JNES/SAE05-063, 平成 17 年 12 月. ウェブサイト(2015 年 2 月アクセス).

( https://www.nsr.go.jp/archive/jnes/atom-library/seika/000005941.pdf )

5 - 21

10. 4S（東芝、日本）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

－

510℃

30MWt

10MWe

30 年

U-Zr

－

30 年

□設計状況：設計認可申請準備

□特徴：小型モジュール炉

□開発状況

4S(Super safe small and simple)の設計は、電力中央研究所及び東芝において開発された。

炉心、燃料及び反射体技術に焦点を合わせた研究開発は、文部科学省の財政援助の下、実施

され、それには電力中央研究所、日本原子力開発機構、大阪大学及び東京大学も参画してい

る。

米国原子力規制委員会による承認前審査は、2007 年に開始され、過去に 4回の会議が開催さ

れ、14 のテクニカルレポートが NRC に提出されている。これまでの 4S に関する技術開発に

は、例えば、東芝のナトリウムループ施設における EMP や電磁流量計の実用規模試験、2 重

管の蒸気発生器の製造技術の開発、日本政府の資金援助を受けた FCA での臨界試験がある。

東芝は設計認可の為、詳細設計や安全解析を実施しており、同時にユーザーを探している。


4S は、サイトでの燃料交換が不要なナトリウム冷却炉である。多目的用途の分散型エネルギ

ー源として開発され、2つの出力：30MWt 及び 135MWt を提供する。4S は、ブランケット燃料

(核分裂性物質の増殖のために、炉心からの漏えい中性子を吸収するため炉心周りに位置する

劣化ウランから成る)が、基本設計の中には存在しないので、基本的に増殖炉ではない。

4S は、炉心が約 30 年の寿命を持つ原子炉である。炉心を取り囲む可動式反射体が徐々に動

き、30 年の寿命期間、燃焼による反応度損失を補う。原子炉出力は、直接、炉心操作に影響

を及ぼすことなしに水蒸気システムによって制御することができ、原子炉負荷追従運転モー

ドに適用可能とする。原子炉は、プール一体型で、全ての一次系の機器は、原子炉容器の内

部に据え付けられる。主要な一次系機器は、中間熱交換器(IHX)、主電磁ポンプ、主反応度制

御系となる可動反射体、終停止棒、径方向遮へい体、炉心支持板、冷却材入口モジュール

及び燃料集合体である。機器故障の確率を低減させるために、設計では、回転を伴うような

5 - 22

動的システムやフィードバック制御システムを原子炉側から除外している。

原子炉寿命期間中に燃料交換がないため、放射能閉じ込め区域が限定される。その他、燃料

交換を想定しないことにより、事故における炉心損傷の防止、放射性物質の閉じ込め、ナト

リウム漏洩の防止、及びもし漏洩が生じれば関連影響の緩和、などの目的もある。

高レベルの核拡散防止に貢献する 4S の技術的特徴として、重量 20%未満に濃縮した 235U を含

む新燃料をベースとしたウランと使用済燃料内の低プルトニウム(重量5%未満)の使用が挙げ

られる。U-Zr 又は U-Pu-Zr といった金属(合金)燃料に適用可能である再処理技術は、プルト

ニウムが、常に付随する高い放射能及び放射性毒核種を含むマイナーアクチニドとともに回

収されることを保証する。

４Sは福島第一発電所事故に関連した安全性を追求してきた。2つの受動的な崩壊熱除去シス

テム（RHRS）により、電源喪失時にも炉心損傷は避けることができる。この２つは、炉容器

補助熱除去システムと中間補助崩壊熱除去システムである。更に他の受動的安全の特徴とし

て、例えば負のナトリウムボイド反応度や金属燃料の熱膨張による負の反応度がある。また、

原子炉建屋は免震装置で支えられる。また、原子炉建屋は強化され、水密性を保つ事で膨大

な水の浸入を防ぐ。

参考文献

(1) ｢STATUS OF INNOVATE FAST RECTOR DESIGNS AND CONCEPTS｣,(IAEA,2013 年 10 月) (2) ｢Global Trends, Prospects and Challenges for Innovative SMRs Deployment｣,(INPRO Dialogue Forum on Global Nuclear

Energy Sustainability, 2012 年 8 月 27-31 日)

5 - 23


□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

－

395-545 ℃

3600 MWt

－

60 年

(U,Pu)O2

－

約 1 年

□設計状況：概念検討


□開発状況

ESFR プロジェクト（総額 1,187 万ユーロ、うち EU 支援 580 万ユーロ、コーディネーターは

フランス）は、2040 年までの ESFR 導入と 2020 年までの原型炉導入のための研究開発課題摘

出を目的とした欧州革新的ナトリウム冷却炉ロードマップ（EISOFAR（Road Map for a European

Innovative Sodium-cooled Fast Reactor）、第 6次フレームワーク計画（FP6）で策定）を受

け、ADRIANA プロジェクト（総額 143 万ユーロ、うち EU 支援 99 万ユーロ、コーディネータ

ーはチェコ）とフランスの ASTRID 計画を関連付け、ESFR の開発に係る基礎研究と ESFR の設

計研究が行われた共同プロジェクトである。

フレームワーク計画としては、FP6 の後継である FP7（第 7 次フレームワーク計画）が 2013

年に完了することを受け、EU は、2010 年に発表された EU の長期成長戦略である Europe 2020

のフラッグシップイニシアチブのうち、イノベーションユニオンを担う新たなフレームワー

ク計画として Horizon 2020（H2020）を策定することとした。H2020 は、FP7、競争・イノベ

ーションフレームワークプログラム（CIP）及び欧州イノベーション・技術機構（EIT）の 3

つの取組を統合・継承するものであり、2014～2020 年の 7年間の研究開発フレームワーク計

画である。

FP7 の後継とされる H2020 策定に向けて、SNETP（持続可能な原子力エネルギー技術プラット

フォーム）は、2013 年 2 月に SRA（Strategic Research Agenda）の新たな戦略である SRIA

（Strategic Research and Innovation Agenda）を策定した。SRIA では、安全ビジョン策定、

持続可能な核燃料サイクルの確立、第 2 世代及び第 3 世代炉に係る研究・産業・規制の統合

フレームワーク作成（NUGENIA）、ESNII（欧州持続的原子力産業イニシアチブ）による第 4世

代高速炉の技術実証（SFR、LFR 及び GFR）、原子力コジェネレーション研究開発（HTR）及び

横断的基礎研究を挙げている。ESNII は、第 4世代高速炉の技術実証ロードマップにおいて、

5 - 24

ASTRID については 2025 年までに設計・許認可・建設・運転開始を完了することを目標とし

ているおり、これに伴い ESFR の研究開発が進捗するものと考えられる。


－

参考文献

(1) EURATOM, "Sustainable nuclear systems," [オンライン]. Available:

http://cordis.europa.eu/fp7/euratom-fission/about-sustainable_en.html. [アクセス日: 2 2015].

(2) EURATOM, Road Map for a European Innovative Sodium-cooled Fast Reactor (EISOFAR), 2009. (3) E. Commission, "Horizon 2020 The EU Framework Programme for Research and Innovation," [オンライン]. Available:

http://ec.europa.eu/programmes/horizon2020/. [アクセス日: 2 2015].

(4) SNETP, “The Sustainable Nuclear Energy Technology Platform,” [オンライン]. Available:

http://www.snetp.eu/. [アクセス日: 2 2015].

5 - 25

12. TWR-P（TerraPower、米国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


プール型ナトリウム冷却高速炉

ナトリウム

0.1MPa

500℃

1475MWt

600MWe

40 年

U-10%Zr

天然又は劣化ウラン

18-24 か月


□特徴：進行波原子炉の原型炉

□開発状況

TWR-P は民間企業が進めるプロジェクトで Travelling Wave Reactor「進行波原子炉」と呼ば

れるものの原型炉で、2018 年から 2023 年の期間で建設が可能としている。原型炉での試験と

適化を経て 2020 年代後半から 2030 年代前半にかけて商業炉の認可を得たいと考えている。

燃料の再処理を不要とし、濃縮の必要性を低減した第一世代の TWR 設計から、濃縮を完全に排

除することでコストを更に低減した第二世代の設計。


初装荷燃料に天然又は劣化ウランのみを燃料として、「スタンディングウエイブ」のように増

殖と核分裂を進行させる。燃焼の進んだ燃料を炉心外縁に、天然ウランを燃焼度の高い集合体

部分に移動させる定期的（18-24 か月）シャッフリングをし、40 年以上から約 60 年の炉心寿

命を可能にする。

余剰反応度が増加していくことから、これに合わせて制御棒をゆっくりと挿入することにな

る。

高い燃焼度を達成するために、被覆管は HT-9（フェライト-マルテンサイトステンレス鋼）を

使用し、600dpa の照射に耐えることを開発目標にしている。

ナトリウムの直接バウンダリには全て 316H ステンレス鋼を用いる。直径 13.3m、高さ 17.65m

の原子炉容器に、直径 4m、高さ 5.5m の炉心、2基の 1次系ポンプと 4基の中間熱交換器を収

めるプール型である。

2 ループの 2次系にヘリカルコイル型の一体貫流の蒸気発生器を用いる。蒸気発生器のカバー

ガス部にラプチャーディスクを接続し、ナトリウム－水反応時の過加圧の際の圧力を逃がす設

計としている。

NaK を用いた完全自然循環、空冷の DRACS を 4 系統備え、各系統の容量（除熱容量 3.1MWt/系

5 - 26

統）で公衆安全を守るに足る除熱（1 系統でナトリウム高温度 700℃以下）を行うとしてい

る。

スクラムを伴わない冷却材流量喪失など設計基準超の事象（BDBA）の発生確率 10-6炉年以下、

ナトリウム沸騰しないことを安全のクライテリアとしている。

参考文献


(2) http://terrapower.com/

(3) P. HEJZLAR et al., “TerraPower, LLC Traveling Wave Reactor Development Program Overview,” Proc. ICAPP 2013,

Jeju Island, Korea, April 14-18, 2013, No. FD226 (2013).

5 - 27

13. MBIR (NIKIET、ロシア）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ナトリウム

大 0.6Mpa

330/512℃（原子炉入出）

大 150MWt

大 60MWe

50 年

MOX 振動充填燃料

Pu 富化度 38％

15 週（約 100 日）

□設計状況：詳細設計段階

□特徴：多目的高速研究炉

□開発状況

実験炉 BOR-60 の後継炉として、ロシア政府の連邦特別プログラム「2010-2015 年における及

び 2020 年までを展望した新世代原子力技術」（2010 年 1 月）の枠組みの中で推進中の多目的

ナトリウム冷却高速試験研究炉

NIKIET（発電設備設計研究所）が設計。サイト許可を2014年に得ており、2014年10月に建設

許可を申請し現在安全審査中。2015年に建設許可を得て2018年に建設を終え試運転を経て、

2020年から本格運転開始予定

建設場所は、（BOR-60 のある）デミトログラードの原子炉科学研究所（RIAR）で、現存のイ

ンフラ(燃料供給含む）や運転経験及び人的資源を活用。

MBIRの設備投資総額は約10億ドル（ロシア政府が3億ドルを提供、試験装置・受益者負担7億

ドル）で、各国の試験参加を募り、MBIR国際研究センターを設立して運用予定


次世代炉の運転の信頼性と安全性を向上させる研究活動を優先し、先進燃料や吸収材の開発、

定常・過渡モードでの運転、MA 管理技術を含む閉燃料サイクルに係る研究、先進構造材料の

照射試験、新装置の実証、アイソトープ生産、中性子ビームの医学利用等の多目的用途に利

用可能。

熱出力 150MWt（電気出力 max60MWe）、大中性子束 5.3×1015n/(cm2/s）、

原子炉容器：直径 2.5ｍ（炉心部）、高さ 11.6ｍ、

炉心：等価直径 88.3cm、高さ 55cm、炉心燃料集合体 94 体、径方向に 5 列のブランケット集

合体

照射用の材料試験集合体：炉心内に 14 体（大）、径方向ブランケット集合体の 1列目 36 体

も材料試験集合体としての利用も可能

5 - 28

垂直及び水平の試験チャンネル数 18

3つの外部ループチャンネル（炉心中央部、炉心と径方向ブランケット境界部、径方向ブラン

ケット部）を具備しており、次世代炉の種々の冷却材（ナトリウム、鉛、ヘリウムガス等）

を用いた試験を同時に実施が可能。

ループ数増、照射装置、チャンネル、中性子ビーム等の実験能力については、今後改善可能

参考文献

(1) Yu. Dragunov, et al., Experimental Potentialities of the MBIR Reactor, International Conference on Fast Reactors

and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13), Paris, France, 4-7 March 2013

(2) IAEA, Status of Innovative Fast Reactor Designs and Concept, A supplement to the IAEA Advanced Reactors Information

System(ARIS), October 2013

(3) N. Arkhangelski, ROSATOM Approaches for Sustainable Development of Scientific Collaboration: MBIR International

Research Center, INPRO Dialogue Forum, 20 Novemebr, 2014

5 - 29

5.2 重金属冷却高速炉（LFR：Lead-cooled fast reactor）

1. BREST-OD-300（ロシア）

2. SVBR-100（ロシア）

3. ALFRED（EURATOM）

4. ELFR（EURATOM）

5. G4M（米国）

6. CLEARI（中国）

5 - 30

1. BREST-OD-300 （ N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power

Engineering（NIKIET）、ロシア）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



鉛

－

540℃

700MWt

300MWe

30 年

PuN-UN

～13.5%

1 年


□特徴：鉛冷却高速炉の実証炉、自然特質の燃

料による高いレベルの固有の安全性

□開発状況

BREST-OD-300 は、鉛冷却高速炉としての初号機であり、実証用又は原子炉運転を支援する異

なるモード及びすべてプロセスとシステムにおける原子炉設備の運転を調査するために意図

されたデモンストレーションユニットとして設計されている。さらに、中規模出力の原型炉

として設計された炉でもある。

ロシア国営の原子力会社であるロスアトム社は、シベリア化学コンビナート(SCC：Siberian

Chemical Combine)にこの鉛冷却高速炉 BREST-OD-300 を建設する計画を進めており、同社は

2012 年 9 月末に SCC があるトムスク州と建設に関する協定を結んだ。

2014 年 8 月に同工場の敷地に窒化燃料製造施設の建設が開始され、2018 年操業開始予定であ

る。

この鉛冷却タイプの BREST は、さらに発展させていく予定で、将来的には 120 万 kWe の商用

炉の実現を計画している。

この開発計画は、通常は廃棄物として処分される放射性物質を燃焼しながらウランをより効

率的に利用する方法として高速炉の開発を目指す“2010-2020 年革新的原子力技術開発連邦

計画”の一環をなすものである。

BREST-OD-300 は、2014 年にエンジニアリング設計が完了し、2016 年から 2020 年の建設を目

指している。


BREST は、PuN-UN 燃料を使う鉛冷却高速炉で、2 つの循環熱輸送系を使って、超臨界蒸気タ

ービンに熱を運ぶ。その採用した燃料は、高い密度と高い伝導率、そして鉛とクロムフェラ

5 - 31

イト系マルテンサイト鋼の燃料被覆材との高い親和性を示す。大きな冷却流量エリアを与え

るため、自然鉛循環によって取り去られる出力レベルを増加し、冷却材の予熱温度を下げ、

局所流量閉塞の場合における損傷燃料集合体(FA)の冷却損失は基本的に排除する。そのため

に、炉心 FA はシュラウドを持たない。FA の設計は、損傷した FA の過熱を避けるため、炉心

において径方向の冷却材オーバーフローを許容している。

BREST-OD-300 は、蒸気発生器(SG)と主冷却材ポンプは原子炉容器の外側に配置した、一次系

の混合一体型ループ構成としている。原子炉と SG は、金属容器を使わない熱遮へいコンクリ

ート容器の中に配置されている。コンクリート温度は、中間の自然空気循環によって許容制

限以下に保たれる。

高い沸点（～2000K）、耐放射性、水や空気との化学的不活性の特徴を合わせ持つ鉛を冷却材

として採用している BREST は、高い圧力は不要で、冷却材や除熱喪失、火災や爆発といった

周辺環境へ及ぼす事故の可能性を排除している。

事故は BREST の固有の安全特性のおかげで避けられる、それには、燃料温度係数、冷却材と

炉心の設計機器、そして、炉心の入口と出口での冷却材の圧力と温度が含まれる。安全解析

は、原子炉の動的安全系の故障の場合でさえも、その全マージンまでの急激な投入反応度の

上昇を伴う考慮すべき初期事象、強制循環の遮断、二次ヒートシンクの喪失などが、燃料損

傷や許容できない放射性又は毒性の放出を伴う事故に至ることはないことを示している。二

次系は、SG、主蒸気ライン、給水系と超臨界蒸気を伴う１台のタービンユニットから成る放

射性のない系統である。直接蒸気過熱の 3つのシリンダー(HPC-MPC+LPC)の蒸気凝縮タービン

を有する標準 K-300-240-3 タービンユニットが使われている。

参考文献

(1) 「STATUS OF INNOVATIVE FAST REACTOR DESIGNS AND CONCEPTS」(IAEA,2013 年 10 月) (2) ｢Fast moves for nuclear development in Siberia｣,World Nuclear News

(www.world-nuclear-news.org/NN_Fast_moves_for_nuclear_development_in_Siberia_0410121.html),

(2012 年 10 月 4日) (3) 「Russia completes TVS-5 tests」,World Nuclear News, 2014 年 10 月 22 日

5 - 32

2. SVBR-100(AKME エンジニアリング、ロシア）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



鉛-ビスマス

－

490℃

280MWt

101MWe

60 年

UO2

16.5%

7-8 年

□設計状況：2014 年設計完了予定

□特徴：核燃料の閉サイクル

□開発状況

SVBR-100 は鉛-ビスマス冷却(LBC)の革新的小型モジュラー炉である。ロシアでは、鉛-ビス

マス冷却炉の技術は 8 種の原子力潜水艦において使われている。それらの原子炉から得られ

た経験には、構造材の耐腐食性の実証、原子炉循環における LBC の質や量の制御性、210Po の

放射性核種を封じ込める機器を取り扱う作業上の放射性安全の実証、原子炉設備における多

重な LBC の凍結・解凍性が含まれる。

SVBR-100 は、遠隔地電源や淡水化プラントなどの多目的炉として開発され、外国への輸出用

としても期待されている。また、モジュールを追加することで、1000MWe までの大規模発電

炉として適用することもできるとしている。

2006 年 6 月 15 日に開かれたロスアトム科学技術評議会が、SVBR-100 に基づく試験的な工業

用の出力ユニットの技術設計の開発を承認した。2009 年に AKME エンジニアリングが設立さ

れ、2013 年に建設事業を行うための許可がなされた。2017 年に Dimitrovgrad で 100MWe の試

験ユニット建設、2018 年に運転開始の予定。なお、AKME エンジニアリングは自身で運転も行

う。


SVBR-100 の炉心は、どんな部分的燃料交換も不要である。新燃料は、単一のカートリッジに

装荷され、そのまま使用済燃料として取り出される。炉心は LBC を使う原子力潜水艦と比べ、

低出力密度となるよう考慮されている。

その設計は、様々な燃料サイクルに対応できる。初の段階は、増殖比 0.84 となる典型的な

ウラン酸化物燃料の使用、また増殖比がちょうど 1未満となる MOX 燃料を使うことができる。

初の燃料として二酸化ウランを使えば、その閉サイクルが 15 年で実現される。ウランとウ

ラン-プルトニウムの窒化物燃料は安全性と燃料サイクルの改善に寄与する。

5 - 33

SVBR-100 は、初期の炉心としてウラン酸化物燃料を使う間は 20％未満の濃縮ウランを使うこ

とで核分裂性物質の拡散抵抗性を達成する。その原子炉は、燃料交換なしで 8 年間運転でき

る設計としている。

SVBR-100 の設計は、化学的に不活性な LBC の使用と大気圧で運転する単一容器内での一次系

機器の一体化配置により、固有の自己防護と受動的安全を有する高いレベルの安全性を実現

する。これは、原子炉設計において、従来型原子炉にあるような多くの安全系への要求が除

外され、簡素化され、プラントコストの低減に繋がる。原子炉プラントの安全系には、受動

停止系予備制御棒の安全ロックや過加圧を避けるための破裂ディスク膜や全電源喪失時の受

動的残留熱除去系が含まれる。

参考文献

(1) 「STATUS OF INNOVATIVE FAST REACTOR DESIGNS AND CONCEPTS」(IAEA,2013 年 10 月) (2) ｢Global Trends, Prospects and Challenges for Innovative SMRs Deployment｣,(INPRO Dialogue Forum on Global Nuclear

Energy Sustainability, 2012 年 8 月 27-31 日) (3) ｢(Power plant design)The low-power SVBR-100｣,NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL

(www.neimagazine.com/featureth-low-power-svbr-100),(2011 年 10 月)

(4) 「Fast reactor developer licensed to build」World Nuclear News, 2013 年 5 月 21 日

(5) V.V. Petrchenco et al, “SVBR-100 nuclear technology as a possible option for developing countries”, Proc.

ICONE22, Prague, Czech Republic, July 7-11, 2014, ICONE22-30895.

5 - 34

3. ALFRED（ユーラトム/イタリア）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



鉛

< 0.1 MPa

出口温度 480℃

300MWt

125MWe

40 年

UO2-PuO2

30%以下

12 ヶ月

□設計状況：概念設計段階

□特徴：ELFR の縮小実証炉との位置づけ

□開発状況

ヨーロッパでは、欧州持続可能原子力産業イニシアティブ(ESNII)が提案するロードマップにお

いて、SFR と並行して、LFR を代替技術と位置付けている。

ヨーロッパの LFR 開発は、まず 2006 年に FP6 において、予備的概念設計として ELSY プロジェク

トが開始され、Ansaldo Nucleare が取りまとめた。2010 年４月に開始された FP7 においても LFR

開発は継続された。FP7 では産業規模の ELFR の概念レベルの開発とその LFR 技術の縮小実証炉

としての ALFRED の開発が目標とされ、産業界、研究組織、大学から 17 機関が参画した。

ELFR 初号機のロードマップ（2040～2050 年頃実現）を達成するためには、2025 年頃の実現が必

要と位置付けており、2013～2016 年に基本設計、立地、予備認可、2016～2019 年に詳細設計、

許認可(設計フェーズ終了)、2019～2025 年：設備製造、土木工事、サイトでの組立、試運転と

いったロードマップを策定している。

2013 年 12 月にイタリアの ENEA、Ansardo Nucleare、ルーマニアの原子力研究所(ICN)からなる

コンソーシアムが設立された。欧州からの参加者を募りルーマニアの ICN に建設したい意向とさ

れる。


実用炉(ELFR)の安全性と信頼性確認を目的とするため、炉心、1 次・2 次系、BOP は極力実用炉

を模擬するが、一部、早期実現の観点から、ELFR 設計とは異なる実証済み技術を採用した。そ

の主要な技術は SG と崩壊熱除去系である。

プラントはタンク型で、１次冷却材を全て炉容器内に格納し、1次冷却材の炉容器外循環に伴う

問題を回避する設計としている。また、炉ピットの鋼製の内貼りを安全容器(Safety Vessel)と

し、炉心冷却とは独立の、コンクリート内埋込みシステムで SV 冷却を行う。炉容器漏えいの際

にも冷却材液位は常に SG 入口以上で、鉛の循環を維持する設計としている。

5 - 35

六角型ラッパ管燃料集合体(FA)、MOX 中空ペレット燃料を使用する。FA 長は 8ｍで、FA 中の燃料

ピンは 127 本、ピンはラッパ管下部に固定し、側部はグリッドで維持する。FA 上端を、鉛自由

界面を超えてカバーガス中に突き出すことで検査を容易にすると共に、炉内燃料交換装置不要の

概念を可能とした。

2 つの多様性（異なる原理）、冗長性を持った独立の炉停止系を有する。一つは燃料制御棒系で

通常運転時と緊急時の双方で利用する。スクラム時には電磁場によるカップリングが外れて、浮

力により下部から炉心内に挿入される。他方は、スクラム時のみ作動する安全棒であり、スクラ

ム時には浮力に抗して上部から炉心内に空気作動(減圧利用)により挿入される。

SG と 1 次ポンプ(PP)は一体縦型ユニットで、8ユニットを内部容器と炉容器の間の環状スペース

に配置する設計となっている。SG は 524 本のバヨネットチューブからなる。バヨネットチュー

ブは縦型で、外側に安全チューブ、内側に断熱層を有する 4本の同軸チューブからなる。外側 2

つのチューブ間には圧縮ヘリウムと高熱伝導粒子を充填して熱交換の促進を図ると共に、外側チ

ューブ破損時の鉛と水の反応を阻止する役割と、ヘリウムガス圧のモニターによりチューブ破損

を早期に検出する役割を持たせている。PP は SG の高温部に設置するが、インペラ材料のエロー

ジョン、コロージョンが課題である。Maxthal*セラミック材を候補とするものの、信頼性実証が

必要としている。

（*Maxthal：遷移金属 M、アルミニウムやケイ素などの A 族元素、炭素（または窒素）X からな

る 3元系化合物セラミックス群。導電性、耐酸化性、被削性、対損傷性、耐食性、制振性に

優れる新素材。）

2 つの受動的で、冗長性を持つ独立システムからなる崩壊熱除去系を持つ。それぞれ、4 つの隔

離コンデンサシステムを 4つの SG の 2 次側に連結するが、4基のコンデンサの内、3基で十分な

崩壊熱除去が可能なため、単一故障基準を採用している。なお、これら独立２系統はいずれも同

じ原理であり、崩壊熱除去系に対する多様性への要求を緩和した形になっている。これはバヨネ

ットタイプの SG では状態を連続的にモニターできることを考慮した結果としている。

建屋床下に 2次元免震機構を設置する設計としている。

参考文献

(1) IAEA, “Status of Innovative Fast Reactor Design and Concept (ARIS),” 2013.

(2) M. Frogheri, A. Alemberti, L. Mansani, “The Lead Fast Reactor: Demonstrator (ALFRED) and ELFR Design, Proceedings

of FR13, 2013.

(3) A. Alemberti, et al., “The European Lead Fast Reactor Strategy and the Roadmap for the Demonstrator ALFRED,”


(4) A. Weisenburger, et al., “Materials for ALFRED and ELFR – selection and challenges,” Proceedings of FR13, 2013.

(5) WNA、“Fast Nuetron Reactors(Updated December 2014),” http://www.world-nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/Fast-Neutron-Reactors/（参照 2015-3-12）.

5 - 36

4. ELFR（ユーラトム/イタリア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



鉛

＜0.1MPa

出口温度 480℃

1500MWt

600MWe

60 年

UO2-PuO2

－

30 ヶ月


□特徴：商用規模炉初号機

□開発状況

ヨーロッパでは、欧州持続可能原子力産業イニシアティブ(ESNII)が提案するロード

マップにおいて、SFR と並行して、LFR を代替技術と位置付けている。

ヨーロッパの LFR 開発は、まず 2006 年に FP6 において、予備的概念設計として ELSY

プロジェクトが開始され、Ansaldo Nucleare が取りまとめた。2010 年４月に開始さ

れた FP7 においても LFR 開発は継続された。FP7 では産業規模の ELFR の概念レベル

の開発とその LFR 技術の縮小実証炉としての ALFRED の開発が目標とされ、産業界、

研究組織、大学から 17 機関が参画した。

初号機の 2040～2050 年の運転開始を目標としている。


Gen-IV の目標に合致させる設計としている。

安全性及び持続可能性を持つ炉心を実現するために、被覆管高温度 550℃、UTOP

時にも燃料溶融しないよう燃料高温度 2000℃、ULOF 時に被覆管が 30 分で破損す

る温度でも自然循環の維持が可能なように圧損を低く抑える、被覆管のエロージョ

ン回避のため炉心内の冷却材大流速 2m/s などの境界条件のもとに設計がなされ

ている。

また、U、Pu、MA などのアクチニドはそのままリサイクルし、FP となった不足分を

天然 U あるいは劣化 U の供給により補充する断熱炉心(Adiabatic Core)概念を採用

している。

炉容器、燃料集合体、内部容器、炉心支持などは ALFRED 設計と同じで寸法を大型化

させたものであるが、SG 及び崩壊熱除去系(DHR)は ALFRED 設計と異なる。

FA 長は 10m で、FA 中の燃料ピンは 169 本、側部はグリッドスペーサで保持する。

5 - 37

SG と 1 次ポンプ(PP)は一体型構造で、8 基の SG/PP ユニットを炉天井の貫通部を介

してコールドプールに縦に設置する。SG はスパイラルチューブバンドル付ワンスス

ルー型とし、PP は平板-スパイラル型の SG の中央部に設置され、1 次冷却材はポン

プインペラを介して縦のシャフトまで上昇した後、径方向に SG 管を通過し SG から

出たのち下降管に達する構造となっている。SG のチューブバンドルは 218 本の厚さ

2.5mm チューブからなり、平均長は 55m である。PP の回転インペラブレードに対す

る鉛の相対流速は設計上 10m/s に制限しているが、耐腐食/対エロージョン材料の選

択が重要な要件となる。

安全性に関して、炉停止システムは ALFRED 設計と同じであるが、DHR 系については、

ALFRED で多様性要求を緩和したのに対し、ELFR では、2つの多様性、冗長性を持っ

た独立システムを採用している。これは、SG としてスパイラル型を採用したことに

起因する。

DHR の一つのシステムは ALFRED 設計と同様 SG4 個に連結された 4つの隔離コンデン

サで構成される。もう一方は、コールドプール内に設置された 4 つのディップクー

ラに 4 つの隔離コンデンサを連結した独立したシステムで構成する。いずれのシス

テムも、4システムの内、3システムで冷却可能であるため、冗長性要求を満足する

としている。

ELSY設計で弱点とされた全ての設計基準条件、設計拡張条件での過渡現象を解析し、

一般的には、他の同様のシステムに比べて LFR がその受動安全性及び大きな熱慣性

のために堅牢な特性を持つことが示されたとする一方、ULOF 時の課題として、中長

期的には被覆管と炉容器の健全性が保証できず炉心設計適化が必要であること、

FA 流量ブロックの場合、97.5%以上のブロック率でも燃料溶融はないと評価される

ものの、FA 出口温度による測定のためにブロック検出に長い時間(数百秒)がかかる

ことに要注意などを指摘している。

主要課題として、PP のインペラブレード用の耐腐食/耐エロージョン材料の選択と

新材料の評価、平板-スパイラル型 SG/PP ユニットの製作性及び設計保証を含む全体

成立性、2次元免震技術の適用性確認、鉛の精製技術と SG チューブ等の供用期間中

検査技術などを挙げている。

ALFRED 同様建屋の 2次元免震を採用した設計としている。

参考文献

(1) IAEA, “Status of Innovative Fast Reactor Design and Concept (ARIS),” 2013.

(2) M. Frogheri, A. Alemberti, L. Mansani, “The Lead Fast Reactor: Demonstrator (ALFRED) and ELFR Design,”


(3) G. Grasso et al., “A Core Design Approach Aimed at the Sustainablity and Intrinsic Safety of the European

Lead-cooled Fast Reactor,” Proceedings of FR13, 2013.

(4) E. Bubelis et al., “LFR safety approach and main ELFR safety analysis results,” Proceedings of FR13,

2013.

5 - 38

5. G4M(Gen4 Energy、米国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



鉛-ビスマス

－

500℃

70MWt

25MWe

5-15(ﾉﾐﾅﾙ 10)年

窒化ウラン

19.75%

10 年


□特徴：工場で燃料装荷し輸送

□開発状況

ニューメキシコ州のロスアラモス国立研究所(LANL：Los Alamos National Laboratory)で考

案された Hyperion power 炉の開発のため、2007 年に Hyperion Power Generation 社（以下、

HPG）が結成された。LANL の技術移転部門での商用化計画を通して、HPM(現 G4M)は知的財産

の利用のライセンスが与えられ、そのモジュールを開発した。

HPG 社の設計スケジュールによれば、2012 年 3 月に設計が完了されるとしていた。

HPG 社は Gen4 Energy 社に社名を変更している。2012 年 4 月、Gen4 Energy 社は、U.S.DOE の

ライセンスサポートプログラムに応募しないことを決定した。


原子炉は、燃料交換なしで10年間の寿命期間中70MWtの出力が出させるよう設計されている。

炉心燃料は窒化ウラン、構造材は HT-9、冷却材は鉛-ビスマス合金(LBE)、径方向反射体は石

英、反応度制御用には B4C 棒及びペレットを用いる。原子炉は直径約 1.5m、高さ 2.5m で、そ

こに、燃料ピンが収まった 24 体の燃料集合体が存在する。そのピンアセンブリは、燃料と被

覆の間の高い伝導率の熱ボンドとして金属 LBE で満たされている。燃料ピンにおけるギャッ

プは、炉心寿命期間中を通して燃料の被覆金属の干渉を妨げるようにサイズが決められてい

る。プレナム部が片端にあり、それは、核分裂生成ガスの空間として、また燃焼に伴い燃料

が膨張する際のピン内の LBE に対しての入れものとしての役割を持つ。

原子炉冷却材は、平均出口温度 500℃の LBE であり、この温度は 10 年間の寿命期間中で大

の被覆材のクリープが 1％未満となるような被覆材温度の制限となる。運転停止の間、2つの

方法で崩壊熱が G4M から除去される。1 つ目の方法は、一次系の自然循環及び二次系ループ

によって炉心の熱を蒸気発生器(SG)まで運ぶ。2 つ目の方法は、二次的な格納容器の表面か

ら、水の受動的な蒸発によって熱を取り除く。

5 - 39

2 つの独立した安全クラスの炉心の反応度制御システムがある：18 本の B4C 制御棒から成る

制御棒システムと B4C 球が炉心に挿入されることとなる中央のキャビティから成る予備の停

止システムである。制御棒と球の両方は、炉心にある六角形の形状した筒内のドライウエル

に挿入される。その筒は原子炉容器を貫通し一次系からシールされている。両方のシステム

は単独で炉心の長期の冷温停止を達成できる。

G4M の安全概念は、設計者が設備とその周辺機器の保護を保証するのに満足と考える設計基

準を設定することによって促進される。それらの基準には、炉心の密閉性、運転の簡素化、

炉心内移動の小化、機械機器と出力生産の分離と運転の切り替えである。

参考文献

(1) ｢STATUS OF INNOVATE FAST RECTOR DESIGNS AND CONCEPTS｣,(IAEA,2013 年 10 月) (2) ｢(Power plant design) Hyperion design revealed｣,NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL (2010 年 1 月)

(www.neimagazine.com)

5 - 40

6. CLEARⅠ(INEST(核能安全技術研究所)、中国）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


液体金属冷却高速炉（加速器

駆動システム未臨界炉）

鉛ビスマス

0.05MPa

390℃

10MWt

－

30 年

UO2

19.75％

10 年

□設計状況：予備基本設計

□特徴：研究炉

□開発状況

中国科学院（CAS；Chinese Academy of Sciences）の戦略プログラム「the Future Advanced

Nuclear Fission Energy-ADS transmutation System」のもとに、核能安全技術研究所（INEST；

Institute of Nuclear Energy Safety Technology）が設計を担当している加速器駆動システ

ムの鉛ビスマス冷却型高速炉である。加速器やターゲットの開発は他の研究所が担当してい

る。

CLEAR シリーズと呼ばれる段階計画で、第一段階は研究施設 10MWt の CLEARⅠ、続く第二段階

の実験施設 100MWt である CLEARⅡ、第三段階の実証施設 1000MWt である CLEARⅢから成り、

CLEARⅠを 2023 年頃運転開始するとしている。CLEARⅠは更に、臨界炉ⅠA、ADS と連結した

未臨界炉ⅠB の二段階に分かれる。現在は、概念設計を終えて予備基本設計のフェーズにあ

る。

R＆D 施設として、KYLIN シリーズと呼ばれる鉛ビスマスの試験ループがあり、構造材の腐食

影響などの材料試験、熱流動試験、炉心成立性試験などが行われている。また、CLEAR シリ

ーズの設計確証のため、ゼロ出力での試験を行う施設 CLEAR0 の設計を行っている。


76 体の炉心燃料集合体の外周に、60 体の反射体と、更に外周に 48 体の遮蔽体から構成され

る。Keff=0.98 の未臨界炉の時は、炉心燃料集合体の一部を反射体に置換する。

被覆管材料に 316Ti、その他構造材には 316L を用いる。

原子炉熱出力が小さく、1 次冷却材は自然循環としている。このため、冷却材流速（炉心流

速は～0.1m/s）が小さいことによってコロージョン－エロージョンの影響を軽減できる。事

故時の崩壊熱除去は、原子炉容器とガードベッセルの外側に数 10 本の伝熱管を配置した

5 - 41

RVACS（原子炉容器空気冷却系）を採用し、崩壊熱は輻射によってのみ原子炉容器からガード

ベッセル、伝熱管へと伝熱され、伝熱管内の空気の自然循環によって冷却される。

通常運転は 4基の熱交換器を介して、2次系である水系から、空気冷却により除熱される。

二重格納概念を採用し、換気装置を備えた内側の格納室が放射性物質を閉じ込め、気密性の

外側建屋より構造健全性が確保される。

参考文献


(2) 「Development Plan and R&D Status of China Lead-based Reactors (CLEAR) for ADS, LFR and Fusion」（INEST, 2013

年 6 月, Technical Meeting on Liquid Metal Reactor Concepts: Core Design and Structual Materials）

5 - 42

5.3 ガス冷却高速炉（GFR：Gas-cooled fast reactor)

1. GIF-GFR（EURATOM）

2. ALLERGO（EURATOM）

3. EM2（米国）

5 - 43

1. GIF-GFR（Euratom、フランス、スイス、（日本））

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


ガス冷却高速炉

ヘリウム

－

850℃

2400MWt

約 1100MWe

－

混合炭化物燃料（リフェレン

ス）

20％Pu

－


□特徴：実験・技術実証炉

□開発状況

EU では GFR を SFR の代替オプションと位置付けて長期的な観点で開発中。

EU の GFR 開発は、近では FP7 の中で GFR の燃料開発や崩壊熱除去といった枢要課題につい

て集中的に研究が行われた GoFastR プロジェクトが 2013 年 2 月で終了し、現状は ALLEGRO

ALLIANCE 以外の GFR 開発予算は確保されていない。

GIF/GFR システム取決め参加国の GFR 開発予算が厳しい状況にあるため、プロジェクトの今

後の進め方について GIF の中で協議中。


GFR はヘリウムガスの炉心出口温度が 850℃と高温のため、熱効率が約 48％と高く、発電や

水素製造等の高温熱利用も可能である。

持続可能性を維持（ブランケット無しで break-even 達成）し、高温ガスタービン係る開発

リスクの低減とタービンの作動流体の選択肢に柔軟性を持たせる観点から、大型炉 2400MWt/

約 1100MWe、間接サイクル（2次系にヘリウム－窒素ガスタービン、3次系に水－蒸気タービ

ン（ガスタービンの排熱を利用））、高熱伝導率の高密度燃料であるピン型の炭化物ペレット

燃料(耐熱性の SiC セラミック被覆管)をリフェレンスシステムとしている。炉心入口で温度

はなお、小型 GFR もオプションとして残している。

ヘリウムガスは除熱能力が小さく、高出力密度で運転される GFR には高温ガス炉のような熱

慣性の大きい黒鉛減速材が存在しないため、冷却材喪失事故（減圧）時の崩壊熱除去の課題

がある。

参考文献

(1) GIF, GIF annual report 2013, 2014 (2) L. Belovsky, "Project ALLEGRO He-Cooled Fast Reactor Demonstrtor, Nordic-Gen4 Seminar, 2014

5 - 44

2. ALLEGRO（Euratom、チェコ、スロバキア、ハンガリー、ポーランド）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



ヘリウム

－

530℃（取替炉心：850℃）

75MWt

－

20 年

MOX(初期炉心) 、

炭化物燃料（取替炉心）

25％Pu（MOX 燃料炉心）

27.5%Pu（炭化物燃料炉心）

－

□設計状況：予備的概念設計段階

□特徴：実験・技術実証炉

□開発状況

GFR はこれまで建設経験のない革新的な概念であるため、EU では、GFR の実現可能性の実証

と GFR 固有技術（燃料・燃料集合体概念、運転・制御技術、安全システム等）の定量化・確

認を目的とした、GFR の実験・技術実証炉を 2020 年代後半の運転開始を目指して開発中で、

現在はその準備段階として、サイト選定や許認可・建設開始の有無の判断に必要となる書類

等を準備中。

2005 年から EU の FP6、FP7 の予算を活用して開発。

2010 年にチェコ、スロバキア、ハンガリーが覚書を締結、2012 年にポーランドが覚書に加わ

り、4ヶ国（V4）でコンソーシアムを設立（2013 年には研究開発拠点として V4G4 Centre of

Excellence を設立）。


熱出力 75MWt で、発電設備は持たず、1 次系（2 ループ）、2 次系（水冷却又はガス冷却）を

介して大気中へ放熱。

初期炉心は既存技術で達成可能な酸化物燃料ピン集合体で構成し、炉心出口温度を 530℃と

して GFR 燃料（混合炭化物ペレット燃料）の照射試験（照射燃料集合体の入口ガス流量を下

げて炉心出口温度を 850℃にして照射）を行い、将来的には全炉心を GFR 燃料に交換し、炉

心出口温度 850℃での運転を予定している。

参考文献

(1) 「STATUS OF INNOVATIVE FAST REACTOR DESIGNS AND CONCEPTS」（IAEA,2013 年 10 月） (2) GIF, GIF annual report 2013, 2014.

(3) L. Belovsky, "Project ALLEGRO He-Cooled Fast Reactor Demonstrtor, Nordic-Gen4 Seminar, 2014 (4) L. Belovsky, “Current Status of the Gas Fast Reactor Demonstratior ALLEGRO,” LJUBLJANA 2012 (Sep. 2012)

5 - 45

3. EM2（General Atomics、米国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料

燃焼炉心部：

増殖炉心部：

燃料濃縮度

初期燃料：

取替炉心：



‐/ヘリウム

－

850℃

500MWt

265MWe

30 年

低濃縮ウラン又は MOX

天然ウラン又は劣化ウラン

12%235U 又は 9%Puf

1%235U,1%Pu,MA

30 年


□特徴：高速炉、(既設炉)使用済燃料の削減

□開発状況

EM2(Energy Multiplier Module)は、高温ヘリウム冷却炉の改良であり、使用済核燃料

を従来の再処理をせずに乾式熱処理して再利用する試みである。


原子炉は、ヘリウムガスの炉心出口温度 850℃で、直接ブレイトンサイクル（ガス

タービン）を採用した 500MWt/265MWe の小型モジュール炉で、熱効率が約 48％と高

く、発電や水素製造等の高温熱利用も可能である。

EM2の初期炉心は、炉心燃料周囲にブランケット燃料を配した構造で、ブランケット領

域まで燃焼ゾーンが徐々に広がっていくコンセプトであるため、燃料無交換で 30 年の

長期運転が可能で、モジュールを組み合わせることにより小型炉から大型炉まで対応

が可能な概念である。使用済燃料は下記の簡易な乾式処理後、再濃縮無しで再加工し

て利用可能としている。

炉心燃料はピン型のポーラス状の炭化物中空ペレット燃料で、使用済燃料は脱被覆後、

粉砕しAIROX乾式熱化学的処理法で揮発性FPを除去した後再加工して燃料として使用

できるとしている。大型炉としては、4モジュール（1060MWe）を 1セットにしたもの

をレフェレンスとしている

第 1 世代のプラントにおいて、燃料は、約 22.2t の LEU(初期生成用)及び約 20.4t の

使用済核燃料から成る。使用済核燃料は、おおよそ 235U 1%、Pu1%及び混合アクチニド

5 - 46

(MA)、並びに核分裂生成物 3%で、その他は 238U である。設計会社は、先の世代で取り

出しが引き続き利用されるものとして、第１世代の原子炉以降、ウラン濃縮の必要が

ないと主張している。

毎回の取り出しによって、約 38.5t が次世代に利用されると同時に約 4t の核分裂生成

物が除去される。

格納容器全体は、地下置きで 30 年の運転サイクル期間、密閉されるように設計されて

いる。

参考文献

(1) 「STATUS OF INNOVATIVE FAST REACTOR DESIGNS AND CONCEPTS」（IAEA,2013 年 10 月）

(2) DOE, “Advanced Reactor Concepts Technical Review Panel Public Report,” 2014.

(3) H. Choi, et al., “A Compact Gas-Cooled Fast Reactor with an Ultra-long Fuel Cycle,” Sci. and Tech.

of Nucl. Installations, Vol.2013, Article ID 618707, 2013.

5 - 47

5.4 溶融塩高速炉（MSR：Molten salt reactor)

1. MSFR（仏国）

2. MOSART（ロシア）

5 - 48

1. MSFR（CNRS、フランス）

□仕様

炉型：

冷却材：

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


溶融塩高速炉

フッ化物溶融塩

< 1 MPa

出口温度 750℃

3000MWt

1500MWe

－

LiF-(U,Pu,MA)F3-ThF4

－

－

□設計状況：概念検討段階

□特徴：高速（熱外中性子）増殖炉

□開発状況

溶融塩炉自身は、その科学的ポテンシャルから 1960 年代より開発されてきたものの、実用化

に至った例は無い。

ヨーロッパでは FP5 の支援のもと、2001 年にそのポテンシャルが再評価され（MOST）、各国

の研究状況とあわせ FP6 にて多様な溶融塩利用の可能性検討と溶融塩炉ロードマップ

（ALISIA）が準備され、2009 年から MSFR が GIF の溶融塩高速炉のレファレンスとなった。

その後、FP7 の支援の下、炉物理や熔融塩の物理・化学に係る実験室規模の基礎研究（EVOL）

行われ、MSFR の概念設計を適化していくための条件が検討されている段階である。ただし、

FP のための開発計画を検討する SNETP では、トリウム利用や溶融塩炉開発を固体燃料原子炉

に対する長期的なオプションと位置付けている。


燃料を含むフッ化物溶融塩を循環し、反射体に囲まれた炉心領域で臨界・発熱させる概念。

炉心タンク内に黒鉛減速材を持たないため、溶融塩熱中性子炉で課題となっている黒鉛廃棄

物が発生しない。

ブランケット塩には LiF-ThF4が用いられ、増殖比は約 1.1。

不活性ガス注入による揮発性核分裂生成物除去、核燃料物質のフッ化揮発と酸化転換による

随伴ランタノイド元素の分離により、系統内の不純物除去を行う。本方法は 1960 年代にアメ

リカ ORNL での実験炉 MSRE で試験的に実施されたものの、工学規模での連続処理実証はされ

ていない。

異常時には、反射体で囲まれた炉心タンクから燃料フッ化物熔融塩をドレンする。

系統温度が高温であることから、電力以外のアプリケーションとして水素製造や熱供給が挙

げられている。

5 - 49

参考文献

(1) E. Merle-Lucotte, “The concept of Fast Spectrum Molten Salt Reactor (MSFR)”, French-Swedish Seminar on Future

Nuclear Systems (2014 年 11 月) http://lpsc.in2p3.fr/Indico/conferenceOtherViews.py?view=standard&confId=1086

(2) Jérôme Serp, et al., “The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview and perspectives”, Progress

in Nuclear Energy (2014 年 2 月)

(3) Foundation, Weinberg, “Thorium-Fuelled Molten Salt Reactors” (2013 年)

(4) SNETP, “Strategic Research Agenda – Annex -Molten Salt Reactor Systems” (2012 年)

5 - 50

2. MOSART（KRI、ロシア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


溶融塩高速炉

フッ化物溶融塩

－

出口温度 720℃

2400MWt

1000MWe

50 年

LiF-BeF2-Pu-MA

－

－

□設計状況：概念検討段階

□特徴：MA 燃焼炉

□開発状況

ロシア RIR 及び KRI による MARS (Minor Actinide Recycling in molten Salt)プロジェクト

の中で検討されている溶融塩高速炉概念。

現在は、溶融塩高速炉と関連する燃料サイクル技術（溶融塩処理技術）開発とあわせた

PYROSMANI プロジェクト（2013～2016 年）として、欧州研究開発との情報交換プログラム

（SACSESS）を活用しながら、MA 元素の乾式分離やフローシート検討等の基礎的な研究開発

が継続されている。


軽水炉使用済燃料の MA 燃焼を第一の目的に単一組成の溶融塩を用いる概念であるが、

LiF-BeF2-ThF4ブランケット溶融塩を用いた転換炉の概念もある。

炉心タンク内に黒鉛減速材を持たない高速炉であるが、反射体には黒鉛を用いている。

アメリカ ORNL の MSBR に比べ再処理系統設備が小さいとされている。

材料腐食試験に基づき、740℃まで Te 腐食に耐性のある Ni-Mo 合金 HN80MTY を採用するとし、

ハステロイで指摘された腐食問題は解決可能としている。

参考文献

(1) Web page: The Russian Molten Salt Reactor Program,

http://energyfromthorium.com/2014/06/29/russian-molten-salt-reactor-program/

(2) V. Ignatiev, “Molten salt reactor: Overview and perspectives”, Actinide and Fission Product Partitioning and

Transmutation 11th Information Exchange Meeting (2010 年 11 月)

(3) P.Alekseev, et al., “The Strategy of Minor Actinides in Molten Salt Reactors in System of Nuclear Power

Recycling”, 3rd Workshop on Advanced Reactors With Innovative Fuels（2004 年 9 月）

(4) V. Ignatiev, “Critical Issues of Nuclear Energy Systems Employing Molten Salt Fluorides”, Acsept International

Workshop (2010 年 4 月)

(5) J. Serp, “MSR provisional SSC: System briefing”, GIF-INPRO Meeting (2014 年 3 月)

5 - 51

5.5 中小型軽水炉（SMR：Small and medium reactor)

1. CAREM-25（アルゼンチン）

2. KLT-40S（ロシア）

3. SMART（韓国）

4. ACP-100（中国）

5. mPower（米国）

6. NuScale（米国）

7. WH-SMR（米国）

8. SMR-160（米国）

9. IRIS（国際コンソーシアム)

10. RITM-200（ロシア）

11. VBER-300（ロシア）

12. ABV-6M（ロシア）

13. VVER-300（ロシア）

14. VK-300（ロシア）

15. UNTHERM（ロシア）

16. Flexblue（フランス）

17. FBNR（ブラジル）

18. IMR（日本）

19. DMS（日本）

5 - 52

1. CAREM-25（CNEA(原子力委員会）、アルゼンチン）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

12.25MPa

326℃

87MWt

27MWe

60 年

UO2

3.1％

14 ヶ月

□開発段階：建設中

□特徴：IPWR 原型炉（将来 100～300MWe 出力に拡張予定）、GIF の国際短期導入炉(INTD：International Near Term Deployment)

□開発状況

1984 年：IAEA の会議で概念発表

2010 年：設計認証取得（by ARN(アルゼンチン原子力規制庁)）

2014 年：建設開始（2012 年準備工事着手）

2018 年：燃料の初装荷予定


一次系：一体型 PWR（SG・加圧器・制御棒駆動機構/内装）、自然循環、自己加圧方式

SG：1 次系胴側/2 次系管側・反応度制御：制御棒

グレースピリオド：72 時間以上

固有の安全性：大中 LOCA、流量減少、ボロン希釈、制御棒飛び出し事象の排除

□安全機能

緊急炉停止系：①制御棒（停止用ロッド＋制御用ロッド）、②ボロン注入

非常時冷却系：蓄圧式低圧注入系

非常時残留熱除去：隔離時復水系（IC:：2 基)

終ヒートシンク：残留熱除去系プール

水素燃焼対策：静的触媒型水素再結合器

溶融燃料対策：原子炉容器外への重力注水

参考文献

(1) ｢Advances in Small Modular Reactor Technology Developments｣,(IAEA,2014 年 9 月)

(2) ｢Argentina’s LWR/HWR activities｣,(IAEA TWG-LWR,2013 年 6 月)

(3) 「アルゼンチン、CAREM の建設を開始」,(World Nuclear news,2014 年 2 月)

5 - 53

2. KLT-40S（OKBM アフリカントフ社、ロシア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


PWR

軽水

12.7MPa

316℃

150MWt

35MWe×2

40 年

UO2(六角形格子)

＜20％

28 ヶ月

□開発段階：建設中

□特徴：浮揚式原子力発電所

□開発状況

2007 年：建設開始

2009 年 9 月：発電を請け負うロスエネルゴアトムは、に 2 億 3,900 ドルで原型炉

KLT-40S(35MWe×2)の購入契約を締結

2013 年 10 月：蒸気発生器の設置作業完了

2016 年 9 月：建設完了予定[北極海（東シベリア海）に面したチェクチ半島の港湾都市ペ

ベク（人口約 4,000 人）付近に設置]


一次系：PWR（4 ループ）、原子炉容器直付け SG、強制循環

一次系ポンプ：短いノズルを付加した、キャンドモータポンプ（4台）

SG：貫流型コイル

反応度制御：ホウ酸及び制御棒

立地方式：海上設置

グレースピリオド：24 時間

固有の安全性：記載なし

□安全機能

緊急炉停止系：高濃縮ボロン注入系、圧力作動ブレーカー方式制御棒駆動機構

非常時冷却系：静的炉心冷却システム（蓄圧注入系、高圧注入系：補給水タンク（タン

ク水枯渇時再循環モード切替））

非常時残留熱除去：静的システム（SG を介した 2 次系崩壊熱除去系、格納容器外タンク

内の熱交換器を用いた１次系の直接除熱）

格納容器冷却：静的格納容器冷却系（24 時間運転）

溶融燃料対策：原子炉容器下部水没構造

参考文献


5 - 54

(2) ｢Safety Provision for the KLT-40S Reactor Plant Floating Power Unit｣,(INPRO 2013 年 8 月)

(3) ｢世界で始めて浮揚式原子力発電所がロシアで 2016 年に完成｣,(JEPIC Digest 2013 年 7 月 25 日)

(4) 「浮揚式原子力発電所（船）の蒸気発生器設置作業完了」,( JEPIC Digest 2013 年 10 月 10 日)

(5) “Floating plant to be delivered in 2016”, World Nuclear News, October 23, 2014

5 - 55

3. SMART（KAERI（韓国原子力研究所）、韓国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

15MPa

323℃

330MWt

90MWe

60 年

UO2

4.8％

36 ヶ月

□開発段階：設計認証取得

□特徴：発電の他、海水脱塩及び熱供給を目的に開発、海外への輸出も視野

□開発状況

1997 年：開発プロジェクト開始

2012 年 7 月：設計認証取得（by Korean Nuclear Safety and Security Commission）

2015 年 3 月：サウジアラビア国内に韓国のモジュラー炉（2基以上）の建設を目指した

了解覚書に韓国とサウジアラビアが調印


一次系：一体型 PWR（SG・加圧器/内装、制御棒駆動機構・一次系ポンプ/外装）、強制

循環

一次系ポンプ：原子炉容器横置きキャンドモータポンプ(8 台)

SG：貫流ヘリカルコイル型(8 基)、１次系胴側/２次系管側


立地方式：地上設置


固有の安全性：低出力密度(～2/3)、容器貫通部径 2inch 未満、大容量インベントリ、

過渡緩和のための大加圧容量

□安全機能

非常時冷却系：原子炉容器直接注入系(100％×4、燃料取替用水タンクより)

非常時残留熱除去：自然循環+緊急冷却タンク(50％×4)

終ヒートシンク：緊急冷却タンク、燃料取替用水タンク

格納容器冷却：格納容器スプレイ(100％×2)

水素燃焼対策：静的触媒型水素再結合器（PAR）

溶融燃料対策：原子炉容器下部水没構造による炉外冷却

航空機衝突対策：堅牢な格納容器(B767 衝突想定)

参考文献

5 - 56


(2) ｢Small and Modular Reactor Development, Safety and Licensing in Korea｣,(IAEA TWG-LWR,2013 年 6 月)

(3) 「Licensing Review of SMART for Standard Design Approval」,(INPRO,2013 年 7 月 29 日-8 月 2日)

5 - 57

4. ACP-100（CNNC(中国核工業集団)、中国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

15MPa

303℃

310MWt

100MWe

60 年

UO2

4.2％

24 ヶ月

□開発段階：詳細設計

□特徴：発電の他、海水脱塩や熱供給などを目的に開発

□開発状況

2011 年 11 月：CNNC は、立地地域の自治体（Zhangzhou）との建設同意を結ぶととも

に、ACP100 モジュール 2基を＄787 万ドルで建設するとした。出資者は CNNC が 51%、

Guodian（中国国電）が 49%。

2013 年：基本設計完了

2014 年：事前安全審査終了予定

2015 年：2017 年の Fujian への建設を目指し、詳細設計実施予定


一次系：一体型 PWR（SG、制御棒駆動機構内装）、強制循環、加圧器外置き

一次系ポンプ：キャンドモータポンプ(4 台)

SG：（詳細記載なし）


立地方式：地下立地


固有の安全性：記載なし

□安全機能

緊急炉停止系：高濃縮ボロン注入系

非常時冷却系：静的炉心冷却システム（蓄圧注入系、高圧注入系：補給水タンク、低

圧注入系：燃料取替用水タンクからの重力注入）

非常時残留熱除去：静的システム（燃料取替用水タンク内の熱交換器を用いた１次系

の直接除熱）

一次系減圧系：自動減圧システム（3段構成の減圧弁）

5 - 58

終ヒートシンク：多目的タンク

格納容器冷却：格納容器外置き多目的タンクを用いた自然循環冷却

水素燃焼対策：静的水素結合装置（PAR）


参考文献


(2) ｢Small Reactor R&D in China｣,(IAEA TWG-LWR,2013 年 6 月)

(3) ｢Safety features and licensing of ACP100 Design｣,(INPRO 2013 年 8 月)

(4) “Small reactors planned for Zhangzhou”, World Nuclear News, November 17, 2011

5 - 59

5. mPower（B&W(Babcock and Wilcox)社、米国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

14.1MPa

320℃

530MWt

180MWe×2

60 年

UO2

<5％

48 ヶ月

□開発段階：設計認証申請前準備

□特徴：非常用 DG を不要とする受動的安全系

□開発状況

2009 年：B&W 社が mPower 設計を公表、DC 審査準備開始

2012 年：DOE の SMR 許認可技術支援プログラムの財政的支援を獲得

2014 年：B&W 社は投資家と顧客がいないことから mPower プロジェクトの投資の減少を決

定

2015 年 2 月：DOE の資金提供が中断


一次系：一体型 PWR（SG・加圧器・制御棒駆動機構・一次系ポンプインペラ/内装）、強制

循環

一次系ポンプ：原子炉容器外装キャンドモータポンプ(8 台)

SG：貫流直管型、１次系管側/２次系胴側

反応度制御：制御棒

立地方式：地下設置

グレースピリオド：14 日（耐 SBO 時間）

固有の安全性：低出力密度(～2/3)、容器貫通部径 2inch 未満、大容量インベントリ

□安全機能

非常時冷却系：原子炉容器直接注入系(重力注入、中圧) 、原子炉補給水系

非常時残留熱除去：空冷式静的蒸気冷却系（2次系）、静的崩壊熱除去系（1次系）

終ヒートシンク：燃料取替用水タンク、大気

格納容器冷却：静的格納容器冷却システム

格納容器圧力抑制：格納容器容積、格納容器外部冷却による凝縮

参考文献


(2) ｢B&W wins DOE funding for small modular reactor development｣,NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL

(www.neimagazine.com/news/newsbw-wins-doe-funding-for-small-modular-reactor-development/),

(2012 年 11 月 21 日)

5 - 60

(3) ｢mPower｣,(IAEA SMR Technology Workshop,2011 年 6 月)

(4) ｢mPower Reactor Design Overview｣,(ANSI-NIST,2012 年 3 月)

(5) ｢mPower｣,(IAEA SMR Technical Meeting,2013 年 9 月)

(6) “B&W Announces Restructuring of Small Modular Reactor Program”,

http://www.babcock.com/news-room/Pages/BW-Announces-Restructuring-of-Small-Modular-Reactor-Program.asp

x. April 14,2014

(7) “Nucleonics Week”, March.5 2015

5 - 61

6. NuScale（NuScale Power 社、米国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

12.8MPa

－℃

160MWt

45MWe

60 年

UO2

4.95％

24 ヶ月


□特徴：自然循環冷却、格納容器を使った残留熱除去

□開発状況

2003 年：オレゴン大学とアイダホ技術研究所(INEL)、ネクサント－べクテルが MASLWR

(Multi-Application Small Light Water Reactor)の予備設計を終了

2007 年：MSALWR を商業化する NuScale 社が設立

2008 年：NRC と設計認証申請を目指した事前議論を開始

2013 年：DOE の SMR 許認可技術支援プログラムの財政的支援（2件目）を獲得

2016 年：設計認証申請予定


一次系：一体型 PWR（SG・加圧器・制御棒駆動機構/内装）、自然循環

SG：ヘリカルコイル型、１次系胴側/２次系管側


格納容器：耐圧鋼製格納容器（従来 PWR の 10 倍）

立地方式：地下設置（安全重要施設）

グレースピリオド：30 日間は水冷、30 日以降は空冷により冷却維持

固有の安全性：大型炉の 1/20 スケールの小さい原子炉（大型炉の 5％の燃料）、自然循環

冷却（多くのポンプ・配管・弁の排除、炉心流量喪失等の事象排除）、大容量の終ヒー

トシンク（空冷）、大加圧容量（5倍）

□安全機能

非常時冷却系：原子炉再循環冷却（原子炉再循環弁開放により、格納容器内で凝縮した

水を再度原子炉内に注入）

非常時残留熱除去：静的崩壊熱除去系（格納容器周囲プール内熱交換器(2 基)による 2

次系除熱）

終ヒートシンク：大気

格納容器冷却：プール内に浸水した格納容器

水素燃焼対策：真空格納容器

参考文献

5 - 62

(1) ｢Advances in Small Modular Reactor Technology Developments｣,(IAEA,2014 年 9 月) ｢Advances in Small Modular

Reactor Technology Developments｣,(IAEA,2014 年 9 月)

(2) ｢Overview of NuScale Design｣,(IAEA Technical Meeting on Technology Assessment of SMRs for Near-Term

Deployment,2013 年 9 月)

(3) 「NuScale SMR wins second DOE funding round」,(World Nuclear News,2013 年 12 月)

5 - 63

7. WH-SMR（WH(Westinghouse)社、米国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

15.5MPa

324℃

800MWt

225MWe

60 年

UO2

＜5％

24 ヶ月


□特徴：AP1000 の実証機器の採用

□開発状況

2011 年 2 月：WH 社が WH-SMR 設計を公表、DC 審査準備開始

2013 年：DOE の許認可技術支援プログラム(第 2次)に応募したが落選

2014 年 2 月：SMR の市場が見当たらない上、政府資金も獲得できなかったことから、SMR

認可取得計画の保留を NRC に通知したと発表


一次系：一体型 PWR（SG・加圧器・制御棒駆動機構・一次系ポンプインペラ/内装）、強制

循環

一次系ポンプ：原子炉容器外装横置キャンドモータポンプ(8 台)

SG：貫流直管型、１次系管側/２次系胴側

反応度制御：ホウ酸＋制御棒

立地方式：地下設置

グレースピリオド：7日

□安全機能

緊急炉停止系：補給水タンクからのほう酸注入

非常時冷却系：高圧注入系（補給水タンクからの注入）

非常時残留熱除去：SG ドラム自然循環冷却、静的崩壊熱除去系（終ヒートシンクタン

ク内熱交換器＋補給水タンク内蔵熱交換器）

終ヒートシンク：終ヒートシンクタンク（原子炉建屋内）、格納容器アニュラス充填

水

格納容器冷却：格納容器外部冷却（格納容器浸水構造、終ヒートシンクタンクより重

力注水）

5 - 64

格納容器圧力抑制：格納容器真空による圧力抑制、格納容器外部冷却による凝縮

水素燃焼対策：格納容器内真空


参考文献


(2) ｢(Reactor design)The Westinghouse SMR｣,NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL

(http://www.neimagazine.com),(2012 年 3 月)

(3) “Nucleonics Week”, Feb.27 2014

5 - 65

8. SMR-160（Holtec International 社、米国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


PWR

軽水

15.5MPa

310℃

525MWt

160MWe

80 年

UO2

＜5％

3-4 年


□特徴：自然循環冷却

□開発状況

2011 年：NRC と審査前の議論を開始

2015 年：概念設計完了予定


一次系：PWR（SG・加圧器・制御棒駆動機構/外装）、自然循環

一次系ポンプ：なし

SG：加圧器一体型


立地方式：半地下設置（格納容器頂部が地上）

格納容器：高さ 45feet、頂部エンクロージャ構造（航空機衝突対策）

グレースピリオド：

固有の安全性：大 LOCA 排除（大口径配管削除）、格納容器内燃料プール、大容量インベ

ントリ

燃料取替方式：カートリッジ装荷燃料の一括取り出し/装荷

□安全機能

緊急炉停止系：静的ほう酸注入系

非常時冷却系：高圧注入系（補給水タンクからの注入）

非常時残留熱除去：静的崩壊熱除去系

終ヒートシンク：格納容器アニュラス充填水

格納容器冷却：静的格納容器冷却システム（PCCS）

格納容器圧力抑制：格納容器アニュラス充填水による冷却

水素燃焼対策：静的水素結合装置（PAR）

5 - 66

参考文献


(2) ｢SMR-160｣,(Briefing to the USNRC,2012 年 7 月)

(3) HOLTEC 社ホームページ(http://www.smrllc.com/)

5 - 67

9. IRIS（国際コンソーシアム）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

15.5MPa

330℃

1000MWt

335MWe

60 年

UO2/MOX

4.95％

48 ヶ月

□開発段階：予備設計終了

□特徴：発電の他、海水脱塩や熱供給もオプションとしている

□開発状況

2001 年：予備的設計開始

2009 年：国際的なプロジェクト（10 カ国、20 組織）に発展（10 年の経験と発展）

2010 年：WH がプロジェクトの主導役から降りた


一次系：一体型 PWR（SG・加圧器・制御棒駆動機構・一次系ポンプ/内装）、強制循環

一次系ポンプ：キャンドモータポンプ(8 基)

SG：ヘリカルコイル型(8 基)、１次系胴側/２次系管側

反応度制御：制御棒格納容器：耐圧鋼製格納容器（15bar）、サプレッションプールピーク制限圧力 9bar

立地方式：原子炉建屋（地下 20m、地上 30m）は免震

グレースピリオド：7日間

固有の安全性：大口径配管なし、大容量インベントリ、過渡緩和のための大加圧容量

□安全機能

緊急炉停止系：記載なし

非常時冷却系：原子炉注入系（重力注入）

非常時残留熱除去：静的崩壊熱除去系（SG と燃料取替用水タンクタンク内熱交換器に

よる 2次系除熱）

終ヒートシンク：大気

格納容器冷却：球形格納容器による外表面の大気冷却

参考文献


(2) ｢(Power plant design)Here’s looking at IRIS｣,NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL

(www.neimagazine.com),(2006 年 3 月)

5 - 68

(3) ｢DESIGN AND SAFETY FEATURES OF IRIS AND OPTIONS FOR AN INTERNATIONAL TEST FACILITY｣,(IAEA Technical Meeting

on Technology Assessment of SMRs for Near-Term Deployment,2013 年 9 月)

5 - 69

10. RITM-200（OKBM アフリカントフ社、ロシア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

15.7MPa

313℃

175MWt

50MWe

40 年

UO2

＜20％

84 ヶ月

□設計状況：建設中

□特徴：原子力砕氷船用、一次系強制循環採用

□開発状況

2009 年：詳細設計完了

2012 年：設備機器の製造開始

2016 年：原子炉容器完成予定

2017 年：商用運転開始予定


RITM-200 は、OKBM アフリカントフ社が設計している原子力砕氷船用の一次系に強制循環を採

用した一体型炉である。本炉は、KLT-40S の設計と同様に、低濃縮型のカセットタイプの炉

心を採用している。燃料の濃縮度は 20％までであり、炉心は 199 体の燃料集合体から構成さ

れる。また、原子炉容器（RV）において低線量フルエンスとなる設計としている。

原子炉は原子炉冷却材ポンプ（RCP）を RV 内に配置する一体型として設計されている。なお、

RCP は分離された外部流路チェンバーに配置されている。また水平方向に、蒸気発生器（SG）

カセットノズル用のソケットがある。4つのセクションの SG は、12 個の矩形カセットを有す

る。一方、4台の RCP が、4つの独立したループに分離された一次系の循環パスのコールドレ

グ内に配置されている。原子炉は一次系冷却材の強制循環を利用し、外部のガス加圧システ

ムを利用する。SG は 295℃、3.82MPa、248t/h の蒸気を発生させる。

炉心は、7 年間、65％の利用率で運転した後、燃料取替を行う様、設計されている。交換可

能なプラント機器の供用期間は 20 年であり、一方、恒久機器の仕様は 40 年である。

RITM-200 は、原子力砕氷船の軸動力に 30MW を使用する。また排水量の 150～300 トン船で使

用することが可能である。本原子炉は、浮体式の熱・発電プラント、発電と淡水化の複合コ

ンビナート、海洋掘削機器用として検討されている。蒸気発生システムのトータルのサイズ

は、鉄道で原子炉を輸送可能なサイズで規定されており、設計者はこれを考慮している。格

5 - 70

納容器内の原子炉プラントの物量は 1100 トンであり、大きさは 6ｍ×6ｍ×15.5ｍである。

参考文献


(2) OKBM アフリカントフ社ホームページ(www.okbm.nnov.ru),RITM-200 カタログ

5 - 71

11. VBER-300（OKBM アフリカントフ社、ロシア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


PWR

軽水

16.3MPa

328℃

917MWt

325MWe

60 年

UO2

4.95％

72 ヶ月

□開発段階：詳細設計

□特徴：地上設置または浮揚式原子力発電所

□開発状況

2001 年：概念設計検討開始

2002 年：予備設計完了

2007 年～：電気出力 100MWe から 600MWe の範囲の適用検討


一次系：PWR（4 ループ）、原子炉容器直付け SG、強制循環

一次系ポンプ：短いノズルを付加した、キャンドモータポンプ（4台）

SG：貫流直管型、１次系胴側/２次系管側


立地方式：地上又は海上設置


SG の増加等により、電気出力を 300～600MWe の範囲で変更可能

□安全機能

緊急炉停止系：液体吸収材注入系（2系統）、ホウ酸注入系（補給水系：2系統）

非常時冷却系：静的炉心冷却システム（蓄圧注入系（2系統））

非常時残留熱除去：静的システム（SG を介した 2次系除熱：2系統）

格納容器冷却：静的格納容器冷却システム

参考文献


(2) OKBM アフリカントフ社ホームページ(www.okbm.nnov.ru),VBER－300 カタログ

5 - 72

12. ABV-6M（OKBM アフリカントフ社、ロシア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


PWR

軽水

16.2MPa

325℃

38MWt

6MWe

40 年

UO2

19.7％

10-12 年


□特徴：海上/陸上両用、自然循環冷却

□開発状況


2014 年：終設計の開発を開始


ABV-6M は、PWR であり、一次系に自然循環を採用している原子炉蒸気発生プラントである。

設計は、水冷却水減速炉(VVER)の運転経験及び原子炉安全分野の新の成果を使用して開

発された。サイトへの輸送や組み立てが容易であり、安全運転が可能な実証された舶用炉

技術に基づく小型、多目的発電電源を造ることが目的である。

熱電併給モードとした場合、6MWe の発電か、14MWt の熱供給が可能な設計としている。蒸

気発生器(SG)では 3.14MPa で、290℃の蒸気を 55t/h 発生される。原子炉上部カバーは生体

遮へいの下部にあるが、制御棒駆動機構はその生体遮へいの上に位置する。原子炉冷却材

ポンプはシールドタンクの上にあり、本タンクは蒸気発生集合体(SGA)として稼動し、レー

ルにより移動することが可能である。SGA は 200 トンあり、5ｍの長さ、幅 3.6ｍ、高さ 4.5

ｍある。

燃料交換無しでの炉心寿命は 10 年間で、16000 時間の連続運転が可能である。特に、ABV

設計は浮体式原子力発電所用の一般的な電源として意図されたものである。原子炉は、

大長さ 140ｍ、船幅(ビーム)長さ 21ｍ、喫水 2.8ｍ、排水量 8700 トンの浮体を駆動させる

能力を有する。

その地域の需要に合わせて、浮体式原子力発電所は発電し、熱供給し、海水淡水化のため

の熱を発生させる。また他の目的にも使用可能である。地上あるいは地下での立地で固定

的な発電所とする場合、大型の既製ユニットとして製作される。本ユニットは、特殊なト

5 - 73

ラックあるいは海上輸送でサイトへ輸送される。トータルのモジュールは 600 トンであり、

長さ 13ｍ、径 8.5ｍとなる。建屋の小投影面積は、おおよそ長さ 67ｍ、幅 47ｍであり、

浮体式原子力発電所は、工場で製作される。

参考文献


(2) OKBM アフリカントフ社ホームページ(www.okbm.nnov.ru),ABV-6M カタログ

5 - 74

13. VVER-300（OKBM ギドロプレス社、ロシア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


PWR

軽水

16.2MPa

325℃

850MWt

300MWe

60 年

UO2

4.95％

18-24 月


□特徴：VVER タイプ炉の運転経験に基づく

□開発状況



2 ループの VVER-300(V-478)は、 VVER 設計の機器の工学的設計に基づき、

VVER-640(V-407)をリファンレンスとして考えられている。

VVER-300(V-478)の設計は、VVER-640(V-407)の設計の一次系の構造、材料、パラメータ

を用い、小型のグリッド用に開発されてきた。なお、燃料集合体は、VVER-1000 の燃料

集合体と類似の設計を用いている。

炉心は 85 体の燃料集合体と 34 本の制御用及び安全保護用制御棒から構成される。燃料

集合体は、312 本の燃料棒から構成される（燃料棒の 235U の高濃縮度は 3.3％）。炉心

に装荷する燃料集合体数は運転サイクル毎に平均 24 体である。一次系ループは、

PGV-640 の水平型蒸気発生器(SG）、GTSNA-1455 の原子炉冷却材ポンプ(RCP）、加圧器、

主冷却配管から構成される。RCP は竪型でフライホイールと補助系がついた電動駆動ポ

ンプである。

設計は、ロシアの新の規制、基準、IAEA の安全基準、ヨーロッパの原子炉運転者の

要求に従い開発されている。V-478 設計の安全上の特徴である、SG 非常用冷却系、緊急

時ガス除去系、ボロン注入系、主蒸気隔離系、高圧・低圧炉心冷却系、受動的残留熱除

去系(PRHRS)が用いられている。給水系は、主給水ポンプ、補助給水ポンプ、デアレー

ター(脱気器)、隔離制御弁、配管から構成され、3台の給水ポンプにて給水される。

主要機器とシステムの構成と設計は(VVER の)現行設計に基づいている。また性能向上

を行うための新の要求事項により、改良がなされている。更に、要求安全レベルを保

証している。基本的な工学経験は、VVER の 1400 炉年以上の運転経験により証明されて

5 - 75

いる。発電所の建設期間は初期から完成まで約 4.5 年と想定される。

負荷追従性能、I&C(計装制御)要求、設計基準事象(DBA)時の水素の安全性、VVER-300

での TVS-2M 燃料利用、シビアアクシデント(SA)時の安全解析の確証試験に関する研究

開発が今後実施されなければならない。

参考文献

(1) ｢Status of Small and Medium Sized Reactor Designs｣,(IAEA,2014 年 9 月)

5 - 76

14. VK-300（RDIPE (ドレジャリー動力工学研究所)、ロシア）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


BWR

軽水

6.9MPa

285℃

750MWt

250MWe

60 年

UO2

4％

72 ヶ月

□設計状況：基本設計検討

□特徴：単一サイクル、自然循環炉心

□開発状況


2002 年：詳細設計検討開始

2003 年：熱電併給システムの設計検討開始

2013 年：基本設計検討

設計は、ロシアの研究機関、設計機関であるロシアエネルギー技術研究所(NIKIET)、ク

ルチャトフ研究所、物理エネルギー研究所(オブニンスク)により検討。また、ロシア原

子炉科学研究所(RIAR)、ボチヴァール記念無機材料研究所(VNIINM)、ノヴォシビルスク

国立設計調査研究所(VNIPIET)他が参画。


VK-300 は、250MWe の単純化水冷却減速 BWR であり、自然循環炉心と受動的安全系を採用

している。本炉の主要な技術的特徴は以下のとおりである。

- 設計の簡素化による単一サイクル・自然循環炉心

- 冷却材および減速材として水を使用

- 一体型設計により原子炉で直接、蒸気を発生

- 受動的安全システムにより高レベルの安全性を達成可能

主に受動的安全系の設計において BWR タイプの設計・運転の国際的な検討が考慮されて

いる。VK-300 の設計特徴は、他の炉で設計製作された機器の使用に基づく。

炉心は通常運転時及び過渡事象時に、自然循環で冷却される。設計では、流入流量を減

少させるために、湿分を除去して炉心入口に戻し、炉心低圧損、自然循環流量の向上を

図っている。

VK-300 は、部分的な出力分担と可燃性毒物の使用のおかげで、燃料の燃焼に対する余剰

5 - 77

反応度が小さい。VK-300 の先進的特徴は、格納容器に強化コンクリートを採用し、受動

的安全系の採用により、経済的かつ信頼性が高く、安全問題を保証できる。

参考文献


5 - 78

15. UNITHERM（RDIPE (ドレジャリー動力工学研究所)、ロシア）

□仕様

炉型：

減速材／冷却材:

原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


PWR

軽水

16.5MPa

330℃

30MWt

6.6MWe

25 年

UO2-ZrO2

19.75％

25 年


□特徴：寿命中燃料取替無し

□開発状況

1994 年：UNITHERM 概念が提案された


UNITHERM 概念は、舶用原子炉設計であり、ロシアエネルギー技術研究所(NIKIET)の経験

に基づいた設計である。

燃料要素は、外表面に 4 つのリブが取り付けられた円柱形のロッドである。ジルコニウ

ムでコーティングを施した二酸化ウランの粒の小さなブロックをジルコニウムのマトリ

ックスに分散させた燃料である。燃料をコーティングしたマトリックスと被覆の間のギ

ャップは、シルミンで満たされている。このような燃料要素は、ウラン濃縮度を高くで

き、耐放射線性にも優れる。以上の特徴により、全運転期間中、燃料要素をうまく燃焼

させることが可能となる。炉心は、六角形の矩形格子のポイントで取り外し可能な原子

炉仕切り板に入れられた 265 体の燃料から構成される。燃料サイクルの特徴は、原子炉

の全寿命期間中の長期に亘り、照射燃料を取り出すことなく運転できるということにあ

る。金属セラミック(サーメット)燃料は、金属(シルミンあるいはジルコニウム)のマト

リックスに二酸化ウランを混ぜたものである。本設計は、燃料の体積比を増加させるこ

とが可能である。金属マトリックスを用いることにより、スウェリングを小化し高熱

伝導率を達成できる。また、被覆がマトリックス成分で満たされるとき、適な形状の

被覆が成型される。

UNITHERM 設計は、受動的システムや外部のエネルギー供給が無くとも自然現象に基づく

装置を広範に利用するようになっている。これらのシステムには以下が含まれる。

- 重力で制御棒挿入するように設計された制御要素駆動機構(CEDMs)

- 意図しない制御棒誤引抜きを防止する CEDM ロック機構

5 - 79

- 原子炉緊急停止時に冷却系として作用する独立受動的残留熱除去系

- 一次系循環維持及び冷温停止を行い、更に一次系から漏れた場合の放射性物質の保持

を行う格納容器

- 格納容器から除熱する受動的安全系及び生体遮へいタンク

タービン発電機の選択は、ユーザーによって要求されるプラント容量、運転モードによ

り決定される。また詳細設計時に炉心、熱交換器、CEDMs、他の機器の確証が行われる予

定である。

参考文献


5 - 80

16. Flexblue（DCNS 社、フランス）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


海中 PWR

軽水

15.5MPa

318℃

530MWt

160MWe

60 年

UO2

4.5％

40 か月


□特徴：水冷却舶用推進原子炉に基づ

く小型モジュラー型水中原子力発電

所

□開発状況

アレバ社及びフランス原子力庁(CEA)と協力関係にあるフランスのDCNS社(フランスの原

子力潜水艦における原子炉の設計者)による開発

2025 年までの完成目指す


長さ 146m、直径 14m のモジュールが、深さ 100m の海底に係留される。

プラントは遠隔操作され、また、海底に埋められたケーブルにより、陸上の高圧配電網

に接続される。

プラント全体は、工場で製造されて燃料装荷され、運転サイト（水中）に海上船で輸送

される。

燃料取替、補修、分解点検などは、造船所に運び行う。

参考文献


5 - 81

17. FBNR（FURGS、ブラジル）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

16MPa

326℃

134MWt

72MWe

－

UO2

5％

25 ヶ月


□特徴：サーメット燃料使用

□開発状況

FBNR(Fixed bed nuclear reactor）のコンセプトは、Federal University of Rio Grande

do Sul(FURG、ブラジル)が、いくつかの国際研究機関と協力して、開発してきた。

これまで、FBNR に対して、あまり検討されてこなかったが、液体ベッド炉の開発で得ら

れてきた経験が FBNR の開発に役立つものとなる。


FBNR は出力 70MWe 級の小型炉で、オンサイトでの燃料交換が不要である。球形燃料要素

を使用する加圧軽水炉である。設計は簡素化されており、固有の安全性を有し、受動的

な冷却を行い、核拡散抵抗性が強い。

本炉は、加圧器システムを内蔵し、上部に一体型シェルがあり、その内部には蒸気発生

器（SG）管がある。燃料チャンバーと貯蔵燃料チャンバーは下部にある。球形燃料要素

は、冷却材の中に滞留された状態で、固定されている。事故信号が発信された場合、冷

却材ポンプの電源がなくなり、一次系流量は停止する。その場合、燃料要素は炉心から

重力で落ちる。これらは、貯蔵燃料チャンバーにおいて、受動的に冷却され、未臨界状

態となる。

本炉は、モジュラー設計であり、それぞれのモジュールは、工場で燃料を装荷される。

封印された燃料モジュールは、サイトへ輸送される。FBNR は長期運転サイクルであるた

め、燃料交換の必要性がなくなる。使用済燃料を格納したモジュールは、サイト外の使

用済燃料管理施設へ移送される。

FBNR 設計の特徴は、核不拡散を設計に取り込んだことであり、停止状態においても、す

べての燃料要素が燃料チャンバーにある状態にあり、保障措置の目的のために、封印さ

れ、制御されるために必要なシングルフランジがあるだけである。

5 - 82

FBNR の使用済燃料は照射目的の放射線源として使用可能な様に、適切な形状と大きさで

ある。また、多様な線源は、工業、農業、医学の利用法がある。

参考文献

(1) Status of Small and Medium Sized Reactor Designs(IAEA,2011 年 9 月)

5 - 83

18. IMR（三菱重工業、日本）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


IPWR

軽水

15.5MPa

345℃

1000MWt

350MWe

60 年

UO2

4.8％

26 ヶ月


□特徴：一次系自然循環採用

□開発状況

1999 年：三菱重工業により IMR(Integrated modular water reactor)の概念が提案され

た。

2001 年～2007 年：三菱重工業、京都大学、電力中央研究所、日本原子力発電らは、経産

省の資金支援等も受けながら主要技術を開発。


IMR は、一次系を一体化した 350Mwe の中型炉である。IMR は在来型軽水炉に類似した改

良された軽水炉であり、新燃料と使用済燃料の特性は在来軽水炉と似ている。燃料管理

の慣習は在来の保障措置を採用している。

IMR は原子炉冷却材ポンプ(RCP)、加圧器、大口径配管を有しない。ただし非常時冷却系

や格納容器スプレイはある。補機冷却水系(CCWS)、非常用所内用水系、AC 電源のような

単純なサポート系は、非安全系として設計されているが、独立したディーゼル発電機の

使用で作動させることが可能である。一次系を一体化していることから、格納容器は小

型で、ホウ酸を使用しないため、化学体積制御系(CVCS)と水処理系は簡素化されている。

IMR は陸上ベースの発電所モジュールであり、追加モジュールを建設することで、需要サ

イドの要求に適合することが可能である。そのモジュール性ゆえ、数モジュールから構

成される大規模発電所とすることもでき、またグリッドが小さい場合の小型分散型発電

所とすることも可能である。IMR は、地域熱供給、海水淡水化、蒸気生成などの電気供給

以外の利用に用いることができる。

参考文献

(1) Status of Small and Medium Sized Reactor Designs(IAEA,2011 年 9 月)

5 - 84

19. DMS（日立 GE、日本）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


BWR

軽水

7.17MPa

287℃

840MWt

300MWe

60 年

UO2

4.3％

24 ヶ月

□開発段階：基本設計検討

□特徴：発電の他、地域熱供給、採掘、海水脱塩への利用も期待

□開発状況

2000-04 年：DMS（Double MS:Modular Simplified and Medium Small Reactor）は、日

本原子力発電の資金提供のもと日立 GE によって概念設計の開発が行われた。

2014 年：基本設計

2024 年：完成目指す


DMS の設計は、システム及び機器の小化及び単純化、モジュール工法の採用、機器配

置の標準化や実証済技術の効果的利用を取り入れている。

燃料の有効長が 2m であり、従来の BWR の 3.7m に比べ大幅に短くしているため、原子炉

容器や格納容器の高さを低減している。

また、炉心差圧を低減できることから、原子炉冷却を自然循環方式による再循環を可能

としている。

出力密度が小さいことから、原子炉容器の上部プレナム部の蒸気の流速が抑えられ、気

水分離器を排除でき、原子炉容器のコンパクト化を実現している。

□安全機能

緊急炉停止系：①制御棒、②ほう酸注入

非常時冷却系：低圧炉心散水系、統合型原子炉隔離時冷却系（RCIC）

非常時残留熱除去：原子炉隔離時冷却系（RCIC）、静的隔離時復水冷却（IC)、残留熱除

去系（RHR）

終ヒートシンク：海水（湖川水）並びに大気

格納容器冷却：静的格納容器冷却システム（PCCS）

水素燃焼対策：静的触媒型水素再結合器

5 - 85

SBO 対策：動的機器と静的機器の組み合わせにより 10 日間の炉心及び格納容器冷却を維

持、通常のディーゼル発電機に加えガスタービンを設置し信頼性を向上

参考文献


5 - 86

5.6 高温ガス炉(HTGR：High temperture gas cooled reactor)

1. HTR-PM（中国）

2. PBMR（南アフリカ）

3. GT-MHR（米国）

4. SC-HTGR（米国）

5. GTHR300（日本）

5 - 87

1. HTR-PM（清華大学、中国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


ペブルベッド型炉

黒鉛/ヘリウム

7MPa

750℃

500MWt (250MWt×2)

210MWe

40 年

UO2,UC2,UCO

8.5％

－

□設計状況：建設中(2012 年 12 月着工)

□特徴：実証炉、蒸気タービン発電

□開発状況

・ 1992 年 3 月に、中国政府は 10MWe のペブルベッド型高温ガス冷却試験炉(HTR-10)の建設を認

可した。2003 年 1 月には、原子炉は全出力(10MWe)に達した。清華大学の核能・新能源技術

研究院(INET)は、モジュラー式高温ガス炉の重要な固有の安全機能を実証するための多数の

実験を終えている。（外部電源喪失、主ヘリウム送風機停止、ヒートシンク喪失、全制御棒引

き抜き、排気口遮断弁閉鎖のないヘリウム送風機トリップ）

・ HTGR開発の第2ステップとし、2001年にHTR-PM(High temperature gas cooled reactor-pebble

bed module)計画が開始した。

・ 2004 年には、HTR-PM 標準設計は、INET 及び中核能源科技有限公司(CHINERGY)の共同で開始

された。2006 年には、このプロジェクトは、科学技術開発の中長期計画のための国家指針に

記載され、HTR-PM を所有する華能山東石島湾核電有限公司(HSNPC：Huaneng Shandong Shidao

Bay Nuclear Power Co.,Ltd)が、中国華能集団公司(China Huaneng Group）、中国核工業建設

集団公司(Nuclear Industry Construction Group)及び清華大学によって設立された。

・ INET は、開発した HTR-PM 用の燃料の品質認定を取得するために、品質認定の第 1 ステップ

としてオランダのエネルギー研究機構（NRG,Nuclear Research Consultancy Group）にて実

施していた品質認定照射プロジェクトを 2014 年 12 月 30 日終了した。第 2ステップはドイツ

のカールスルーエで加熱試験が実施される。

・ 2012 年末から石島湾で建設を着手した実証プラントは、2017 年からの商用運転開始が予定さ

れている。


・ HTR-PMは、TRISO型被覆燃料粒子を使用し、200-600μm のUO2、UC2及びUCOの燃料核を包

含するが、これはTh又はPuとすることもできる。TRISO燃料要素の多様な層は、1600℃以

5 - 88

上に耐え、核分裂生成物を保持することを可能とする。

・一次系は、原子炉圧力容器(RPV）、蒸気発生器(SG)及びそれらを接続するホットガスダクト

配管からなる。炉心は、反射体、断熱材及び中性子遮蔽体としての役割を果たすペブルベッ

ドを収納するセラミック製円筒殻である。SGは、垂直、逆流、貫流型のヘリウム-水界面を持

つ発生器で、ヘリカル伝熱管からなる複数のユニットがある。

・ HTR-PMは、モジュラー式高温ガス冷却炉(MHTGR)固有の安全性を組み入れ、あらゆる設計

上の事故状態下において炉心からの崩壊熱を受動的に除去し、高炉心温度を1600℃に

保ち、燃料粒子に覆われたTRISOのSiC層内にほぼ全ての核分裂生成物を封じ込める。こ

のようにして炉心溶融及び環境への放射能の大量放出の可能性を排除する。

参考文献


(2) ｢高温ガス実証炉、石島湾で着工（中国）｣,原子力産業新聞, (2013 年 1 月 17 日)

(3) ｢Irradiation trials of HTR-PM fuel completed｣world nuclear news,(2015 年 1 月 5 日)

(4) Coverage of Disruptive Science and Technology, 「Progress to factory assembled small modular Nuscale

Light Water Reactor」, http://nextbigfuture.com/2015/03/progress-to-factory-assembled-small.html,

(2015 年 3 月 10 日)

5 - 89

2. PBMR（PBMR Pty、南アフリカ）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


ペブルベッド型炉

黒鉛/ヘリウム

9MPa

900℃

400MWt

165MWe

40 年

UO2

9.6％

31 ヶ月

□設計状況：基礎設計完了

□特徴：環状炉心、ガスタービン発電

□開発状況

実証炉及び関連する燃料プラントの建設計画は、2010 年に断念された。

燃料製造施設、開発試験施設、知的財産を維持管理しながら、復活・活用策を模索中。

2013 年に、米国の NPMC(National Project Management Corp.)社や X-energy 社それぞれと連

帯し、新規の開発プロジェクトを立ち上げている。


PBMR(Pebble Bed Modular Reactor)は、ドイツの HTR モジュール設計に基づいた高温ガス炉

(HTGR)の一つであり、以下のような安全上の特徴を持つ。

・ TRISO 型被覆燃料粒子の使用により、より高温ではごく少量の遅れ破壊を伴うが、少

なくとも 1600℃までは、原形のまま残存するとみられる。

・外部のヒートシンクにより、崩壊熱を受動的に除去できる形状。

・冷却材喪失後に燃料温度の制限までの余裕をなす比較的低い出力密度。

・スクラムのない制御棒グループ引き抜きの任意のシナリオにおいても燃料破損を回

避する値まで過剰な運転反応度を軽減する 100-40-100%に限定される負荷追従。

・圧力が変動した際に相変化がなくプラント応答が小さい冷却材としてのヘリウムの

使用。

・制御棒が反射体においてのみ可動し、これにより、燃料球への物理的ダメージのいか

なる問題をも回避する。

・過度の反応度印加を引き起こすことがないよう、適化された重金属燃料の装荷（直

接気体サイクル発電設計において水の侵入は実質的に排除される）。

・寿命末期の低放射化と不純物による小の腐食を確保する原子炉級黒鉛の使用。

プラント性能目標は、40 年の耐用年限に対する 93%の出力運転に基づいている。加えて、反

5 - 90

射体の内部を 20 年毎に一回交換する旨規定されている。これらの想定を踏まえ、次の目標が

採用された。

・信頼性：1年当たり一度の計画外停止

・ヘリウムタービンの点検の 5-6 年の保全間隔

・新プラントの 36 か月の建設期間

短い建設期間は、敷地造成の完了、すべての主要なシステムのモジュール工法の採用及び可

能な限りの同時生産に基づいている。また、被覆粒子及び球の製造が運転及び点検期間の主

要な原価項目であるように、燃料費は量に依存する。

参考文献

(1) ｢Status of Small and Medium Sized Reactor Designs｣,(IAEA,2011 年 9 月) (2) 高温ガス炉プラント研究会, RAHP ニュースレターNo.13, 2014 年 3 月

5 - 91

3. GT-MHR（GA（General Atomics）社、米国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


ブロック型燃料炉

黒鉛/ヘリウム

6.39MPa

750℃

350MWt

150MWe

60 年

UCO

15.5％

18 ヶ月


□特徴：熱化学的水の分離又は高温電解による

水素の効率的生産

□開発状況

1993 年に米国（DOE、GA、ORNL）とロシア（現 Rosatom、OKBM）の共同で開発が進められたが、

近年開発規模は縮小されている。

NRC との使用許可申請前のやりとりは、使用許可計画の提出を含めて 2001 年に開始した。

技術開発の見地から、GT-MHR 技術の展開の今後の方針は、必然的に次世代原子力発電所プロ

ジェクトといった実証プロジェクトである。


GT-MHR(Gas Turbine Modular Helium Reactor)は、高効率で電気を作り出すために、HTGR を

ブレイトン発電サイクルと合わせている。高い冷却水出口温度を生む性能のために、モジュ

ラー式ヘリウム炉システムは、熱化学的水分解又は高温電解により効率よく水素を作り出す

ことが同様に可能である。

GT-MHR の直接ブレイトンサイクル発電システムは、ガスタービン、発電機及びガス圧縮機を

含む。直接ブレイトンサイクルの利用は、プラント熱効率約 48%をもたらす。また、ガスタ

ービン発電システムは、大容量能動型磁気軸受、コンパクト・高効率ガス熱交換器、高強度・

高温鋼鉄合金容器により可能となった。

商業 GT-MHR の標準燃料サイクルは、再処理なしのワンススルーモードで低濃縮ウラン（LEU）

を利用する。GA 社は、GT-MHR がプラントの高い熱効率、高い燃料燃焼度及び低い核分裂性燃

料インベントリにより、エネルギー当たりの重金属放射性廃棄物をより少なく生産すると主

張する。同様に、GT-MHR は、エネルギー当たりの総プルトニウム及び 239Pu（核拡散物資関連）

をより少なく生産する。

GT-MHR の安全設計の目的は、いかなる事故防止安全装置をも作動させることなく、熱変換の

5 - 92

受動的手段のみで炉心の崩壊熱を除去する機能を備えることである。安全概念は、あらゆる

正常及び想定事故の条件下で、敷地境界の線量が米国環境保護庁の放射性核種防護行動指針

の範囲内である程度まで交流電源又は運転員の操作に依存することなく燃料内の放射性核種

を保持することを軸としている。

GT-MHR の燃料構造は、未使用あるいは使用済み燃料のいずれの時にも、兵器製造のための物

質へ転用するのには大きな課題を持っている。

参考文献


(2) ｢RAHP ニュースレターNo.13｣, (RAHP,2014 年 3 月)

5 - 93

4. SC－HTGR（AREVA 社、米国）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



黒鉛/ヘリウム

6 MPa

750℃

625MWt

272MWe

60 年

UCO(TRISO)

14％

18～24 ヶ月


□特徴：蒸気サイクルの熱電併給炉

□開発状況

AREVA-USA 社の蒸気サイクル高温ガス冷却炉(SC-HTGR)は、小型のモジュラー型の黒鉛減速・

ヘリウムガス冷却の熱出力 625MWt の原子炉である。この原子炉は、実績のあるガス炉技術を

効果的に潜在的な工業プロセスに調和させることを狙った炉である。

SC-HTGR は、NGNP 産業連携によって、米国の NGNP の設計、建設、運転の基盤技術となるもの

として選択された。NGNP 連携の目標は、この種の初の設計、開発促進の手助けとなる許認

可取得上の経験、将来の米国エネルギー需要を満たす改良型原子炉の速やかな展開を提供す

ることにある。

設計は初期の概念設計段階にあり、研究開発予算は縮小されている。

全体設計のプログラムの開始は、NGNP 産業界アライアンス、DOE の NGNP 計画、その他の潜在

的投資家間の商業的な交渉次第である。


炉心は、燃料カラム(ホール付燃料含む)、取替可能な反射体および恒設の反射体、制御棒、

で構成されている。いずれも六角形のブロック型の構造となっている。一部の燃料カラムに

は大きなホールがあり、制御棒が何らかの理由で使えなかった場合でも、そのホールにボロ

ンボールが挿入されることによって、炉を安全に停止できるように考慮されている。

炉心の入口と出口の温度は 325℃と 750℃で、他の高温ガス炉と比べると総じて低い。これに

より、一次系容器に対して、PWR で実証されている容器材料が使え、熱遮へい材を不要とで

きる。また、燃料温度の初期状態が低いことから、受け入れられるピーク事故燃料温度に維

持するのに、より高い熱出力を許容されるため、通常運転時の熱出力を高くすることができ

るなどのメリットがある。

SC-HTGR は、2 ループ構成で、3 つの熱除去系を有する。通常時は、2 つの主冷却ループが炉

5 - 94

心の熱を二次系に輸送する。主冷却系が点検等で使えない場合は、炉容器のベース位置に設

置された熱交換器により熱除去がなされる。また、この両方の系統が使えなくなった場合は、

原子炉キャビティ冷却による受動的熱除去系により炉心の熱の除去が行われる。原子炉キャ

ビティは自然循環ループによって復水貯蔵タンクに接続されている。タンクには、事故の間、

炉心熱を除去できるだけの水が蓄えられている。

各原子炉のモジュールは、別の原子炉建屋に格納され、各原子炉建屋は地下配置(地下 40m)

としている。これにより、外部ハザードに対して、高い耐性を与える。各原子炉は、補助系

やサポート系を共有するが、安全系を独立に有している。

原子炉熱出力 625MWe に対して、電気出力は大で 283MWe を出すことができるが、他の熱利

用の割合により、その出力は変わる。また、SC-HTGR は、従来の技術に対して、より幅広い

熱利用を考慮されたシステムとしている。

参考文献

(1) ｢(Power plant design)A steam cycle HTGR｣,NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL

(www.neimagazine.com), (2012 年 10 月)

5 - 95

5. GTHTR300（JAEA、日本）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：



黒鉛/ヘリウム

7 MPa

850℃

600MWt

275MWe

60 年

UO2(TRISO)

14％

-


□特徴：ガスタービンサイクルの熱電併給炉

□開発状況

実証試験は JAEA の高温工学試験研究炉（HTTR）にて実施している。

2002 年 3 月に原子炉出口温度 850℃、全出力 30MW を達成し、原子炉施設としての合格証を取

得。2004 年には出口温度 950℃、50 日間の連続運転を達成した。

並行して、2001 年度より本格的に電気出力約 300MW のブロック型高温ガス炉ガスタービン発

電システムの設計・要素開発を開始した。


GTHTR300(Gas Turbine High Temperature Reactor)は、高効率で電気を作り出すために、ヘ

リウムガスタービンを用いたブレイトン発電サイクルを採用している。

直接ブレイトンサイクル発電システムは、ガスタービン、発電機及びガス圧縮機を含み、出

口温度 850℃のシステムでは 46%のプラント熱効率約をもたらし、950℃では 50%の高効率が

期待される。

ヘリウムガスタービン及び圧縮機は、内部流体が空気の約 5倍の比熱を有するヘリウムであ

るため、同容量の空気燃焼ガスタービンや圧縮機に比べコンパクトにできる。

ヘリウムガスタービンは冷却水を用いず、材料特性で耐熱性を維持する。ロータディスクや

ケーシングの冷却には圧縮機からの吐出ガス（136℃）を用いる。

標準燃料サイクルは、再処理なしのワンススルーモードで低濃縮ウランを利用するが、

高い熱効率、高い燃料燃焼度及び低い核分裂性燃料インベントリにより、エネルギー当たり

の重金属放射性廃棄物の増加は抑制できると主張しており、同様にエネルギー当たりの総プ

ルトニウム及び 239Pu（核拡散物資関連）の生産量も少ないとしている。

また、未照射燃料を用いた燃料再処理研究も行っている。

安全設計の目的は、いかなる事故防止安全装置をも作動させることなく、熱変換の受動的手

5 - 96

段のみで炉心の崩壊熱を除去する機能を備えることである。

参考文献

(1)原研, 高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の主要発電系設備に対する保守・点検, 2002 年 11 月

(2)國富, 高温ガス炉ガスタービン発電システム（GTHTR300）の設計研究, 日本原子力学会和文論文誌, Vol.1, No.4, 2002

(3) 片西, 高温ガス炉ガスタービン発電システム（GTHTR300）の安全設計方針, 日本原子力学会和文論文誌, Vol.2, No.1,

2003

(4) JAEA, 実用高温ガス炉システムにおける被覆燃料粒子の健全性評価, JAEA-Technology, February.2013

5 - 97

5.7 フッ化物塩冷却高温炉（FHR：Fluoride salt-cooled high-temperature reactor)

1. AHTR（米国）

2. PB-FHR（米国）

3. TMSR-SF（中国）

5 - 98

1. AHTR（米国、ORNL）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


FHR

黒鉛／溶融塩

－MPa

700℃(出口)

3400MWt

1500MWe

－

TRISO

9％

6 か月


□特徴：高温、パッシブ安全、高い経済性

□開発状況

2002 年に米国のオークリッジ国立研究所、サンディア国立研究所、UC バークレーによって、

ATHR（Advanced High-Temperture Reactor）のコンセプトの開発が開始された。

2005 年にアイダホ国立研究所とアルゴンヌ国立研究所が参加した合同チームにより、炉心

設計の検討を実施。

2006 年に AREVA が参加した合同チームにより、炉心と炉容器構造、崩壊熱除去系、冷却系

などの設計検討を実施。


ATHR は、溶融塩炉、高温ガス炉、静的安全プール型冷却炉（PRISM）、ブレイトンサイクル

の技術を統合した概念である。

冷却材は 7LiF-BeF2（Flibe）を使用。Flibe は透明で扱いやすく、沸点が非常に高く

（1430°C）、低圧でピーク温度 700°C にて使用される。低圧であることから、薄い炉容

器を使用できる。

また、ピーク温度が高いこと及び熱容量が大きい（4540kJ/m3°C）ことから冷却材出口温

度は 700°C、入口温度は 600°C と高く設定でき、45%という高い熱効率を達成できる見込

みである。

高い経済性を有した概念である

高温ガス炉に比べ、出力あたりの原子炉建屋の物量が小さくできる

出力規模はグリットに応じて対応できる（大型化が可能）

高い温度は、産業用プロセス熱利用を可能とする

溶融塩の固有の安全性が、大きな崩壊熱除去を可能とする。

完全受動的な起動及び運転を行う自然循環駆動

5 - 99

燃料は、高温ガス炉の TRISO タイプを使用する。

参考文献

(1) ONL ホームページ

http://www.ornl.gov/science-discovery/nuclear-science/research-areas/reactor-technology/advanced-rea

ctor-concepts/fluoride-salt-cooled-high-temperature-reactors/

(2) ORNL, “The Advanced High Temperature Reactor(AHTR)“, 2010/9/20-21

(3) ORNL, ”Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactor Technology Development and Demonstration

Roadmap”, September 2013

5 - 100

2. Mark1(Mk1) PB－FHR（米国、UC バークレー）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


FHR

黒鉛／溶融塩

－MPa

700℃(出口)

236MWt

100MWe

－

TRISO(UO2)

19.9％

－


□特徴：技術実証炉

□開発状況

2002 に FHR の概念が提案された。

2012 年に Massachusetts Institute of Technology（MIT）、University of California

at Berkeley (UCB)、及び University of Wisconsin, Madison（UWM）による商業的に

魅力的な FHR の設計、開発、許認可の技術的な基礎を固めるための Integrated Research

Project (IRP)に開始。

この IRP において、Mark１PB-FHR の設計検討が行われ、2014 年 9 月に概念設計が完了

した。

Mark1 PB-FHR は以下のいくつの目的をもった技術実証炉である。

どのように FHR に空気ガスタービンを組み合わせるかの検討

静的崩壊熱除去システムのための詳細設計の提供、及び FHR の安全検討の改善

FHR のペブルベット炉心に対する信頼ある設計を開発するため

モジュール工法をどのように FHR に適用するかの検討


ペブルベット型燃料を採用。ぺブルの比重を冷却材より少しだけ小さくし、ぺブルを炉

心の下から挿入し上から取り出す方式を採用している。これは高温ガス炉と逆になって

いる。炉心の中では浮力により上へと移動するが、他の領域では冷却材の流れにより移

動を制御できるようになっている。

高圧ガスの代わりに溶融塩を冷却材として用いるので、圧力容器は不必要となり、低圧

用の薄肉の炉容器を使用する。冷却材の変更により、出力密度が高くなったため（10

～30 MW/m3）、崩壊熱除去のために DRAX を付けている。またガードベッセルを付け事故

時には原子炉容器との間にバッファー塩を挿入するようにしている。これらのシステム

5 - 101

は高速炉に似ており、PRISM を参考にした設計となっている。

ガスタービンは、Ge 7FB 型を採用。

参考文献

(1) UC Berkeley, “Technical Desription of theMark 1 Pebble-Bed Fluoride-Salt-Cooled High-Temperture

Reactor (PB-FHR) Power Plant“, 2014/9/30

(2) http://fhr.nuc.berkeley.edu/pb-fhr-technology/ （UC バークレーホームページ）

5 - 102

3. TMSR-SF（中国、中国科学院（CAS））

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


FHR

黒鉛／溶融塩

－MPa

700℃(出口)

100MWt

45MWe

－

TRISO(UO2)

15％

－



□開発状況

2011 年に中国科学院（Chinese Academy of Sciences : CAS）の上海応用物理研究

所（SINAP：Shanghai Institute of Applied Physics）による TMSR（Thorium Molten

Salt Reactor Nuclear Energy System）計画が開始した。2014 年現在、450 名程度

の研究員が TSMR 計画に参加している。

TMSR 計画の目的は、トリウム-ウラン燃料の完全サイクルモードである TMSR（トリウム

溶融塩炉）を実現すること、そして非発電目的の固体燃料（ペブルベッド）溶融塩冷却

高温原子炉（ワンススルー）を開発することにある。初はオープンサイクルから始め、

閉サイクルへと進めていく計画である。

これを実現するため、初に出力 2MWt の上記二種類（液体燃料炉と固体燃料炉）

の実験炉を一基ずつ建設する。同時に、非発電目的の試験施設として水素製造施設

等を建設する。

CAS は、2MWt の実験炉（固体燃料 FHR）を 2017 年までに建設を開始し、その後、2020

年までに 100MWt のパイロット炉の建設、2030 年までに 1GMWt 出力の TMSR を建設する

計画をしている。

この開発には、CAS は、2011 年に米国 DOE との協力協定を結び、世界の MSR 研究をけん

引してきた米国オークリッジ（ORNL）等の技術支援を受けている。


ぺブルベット型燃料を採用。

原子力ハイブリットエネルギーシステム技術として、溶融塩を熱吸収および蓄熱目的に

利用する 100kW の溶融塩太陽エネルギー蓄熱・集光型太陽熱発電（Concentrated Solar

Power : CSP）の開発を合わせて行う。また、水素製造技術や CO2 と H2からメタノール

5 - 103

合成する技術の開発も行う。

参考文献

(1) “Thorium Energy R&D in China(ThEC13)”, SINAP, Oct. 28, 2013

(2) テピア総合研究所, “トリウム利用に照準定めた中国―溶融塩炉開発が加速“, 2014 年 5 月 19 日

(3) “Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactors (FHRs) “, MIT, 2014/4/10

http://web.mit.edu/nse/people/reserch/forsberg.html

5 - 104

5.8 超臨界圧水冷却炉（SCWR：Super-critical water-cooled reactor)


2. JSCWR（日本）

3. Canadian SCWR（カナダ）

4. SCPS-600 （ロシア）

5 - 105


□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


超臨界圧軽水

軽水

25MPa

500℃(出口)

2300MWt

1000MWe

60 年

UO2 or MOX

9％

11 か月


□特徴：43.5％の高い熱効率

□開発状況

超臨界圧冷却炉は GIF の炉型の一つに選定されている。

2006 年にヨーロッパの研究機関のコンソーシアム（8か国の 12 組織）により設計検討が開

始された。

機器の試験や詳細な設計は行っていないが、炉心設計以外は、軽水炉技術と超臨界圧火力

技術を活用できる見通しである。

炉心設計分野では、熱輸送予測（特に高い線出力を伴う蒸発領域において）や超臨界水条

件下でのステンレス被覆材料特性に、大きな不確実性を有しており、技術開発が必要とさ

れている。これらの不確実性を減らすためには、超臨界圧軽水条件下での熱水力特性等の

試験が必要である。


プラントシステムは、超臨界圧軽水による原子炉冷却とタービン直接駆動を行う貫流型で

あり、従来の軽水炉システムよりも簡素化している。

原子炉再循環系が不要

蒸気発生器、気水分離器やドライヤーは不要

タービン系統のコンパクト化

HP-LWR の安全系は、基本的に BWR と同様である。動的システム（低圧注水等）と静的シス

テム（格納容器用熱交等）で、過渡事象や事故に対応する。

HP-LWR は、反応度投入事故の場合、非常に緩やかに反応することが解析で示されている。

原子炉再循環系がないため、原子炉容器内の冷却水を単純に維持することが炉心冷却の成

功には繋がらない。原子炉容器の自動減圧が、いくつかの事故シナリオの場合の短期的に

熱を除去するための静的かつ早い応答システムとなることが予想される。

5 - 106

参考文献

(1) IAEA Advanced Reactor Information System,HP-LWR, https://aris.iaea.org/sites/SWCR.html (2011/8/29 last

update)

(2) SCWR SSC,”Super-Critical Water-cooled Reactors”, 2013/2/28-3/1

5 - 107

2. JSCWR（東芝他,日本）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


超臨界圧軽水

軽水

25MPa

560℃(出口)

3681MWt

1620MWe

－

UO2

7.2％

約 10 か月


□特徴：高い熱効率（44％）と簡素化

システムによる高い経済性

□開発状況

SCWR の概念検討は、1989 年に東京大学で開始され、2002 年に GIF の６炉型の一つに選定

されている。

2007 年に、カナダ、Euratom、日本で SCWR に関する R&D の国際協力及び System Steering

Committee(SSC)設立に係る協定を結んでいる。

SSC は、2020 年代のプロトタイプ原子炉の建設を目指して、詳細設計や許認可取得するの

に十分な情報を提供するための主要 R&D を完了することを目標とした。

2030 年代に初の商用炉の建設を目指す。


電気出力は、ユーザーの要求に応じて、600MWe～1700MWe に変更可能である。

実績のある軽水炉技術と超臨界圧火力技術を適用できる。

プラントシステムは、超臨界圧軽水による原子炉冷却とタービン直接駆動を行う貫流型で

あり、従来の軽水炉システムよりも簡素化している。




安全系は、基本的に BWR と同様である。

参考文献

(1) IAEA Advanced Reactor Information System, JSCWR, https://aris.iaea.org/sites/SWCR.html (2011/4/1 last

update)

(2) SCWR SSC,”Super-Critical Water-cooled Reactors”, 2013/2/28-3/1

5 - 108

3. Canadian SCWR（Canadian Nuclear Laboratories 他,カナダ）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

カランドリア圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


超臨界軽水

重水／軽水

25Mpa

0.3Mpa

625℃(出口)

2500MWt

1200MWe

75 年

Th-Pu(13%)燃料、ま

たは UO2


□特徴：高い熱効率（48％）と簡素化シス

テムによる高い経済性

□開発状況

Can-SCWR の概念検討は、2008 年に開始され、2015 年に完了してレビューを受けた。

高効率なカナダ型の Gen IV 原子力エネルギーシステムの商用化を目指して、その設計と建

設を支援するための技術、システム、知識と能力を開発することを目的としている。


実績のある CANDU 型炉の技術と超臨界火力技術を適用できる。

プラントシステムは、超臨界軽水による原子炉冷却とタービン直接駆動を行う貫流型であ

り、従来の軽水炉システムよりも簡素化している。




受動安全系であり、可動要素が殆どない。

参考文献

(1) M. Yetisir, R. Xu, M. Gaudet, M. Movassat , H. Hami, “Various Design Aspects of the Canadian Supercritical

Water-Cooled Reactor Core,” The 7th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors

ISSCWR-7 15-18 March 2015, Helsinki, Finland, 2015.

5 - 109

4. SCPS-600（Kurchatov Institute, OKB “GIDROPRESS, ロシア）

Layout of SCPS-600 Reactor Installation: 1 –

Reactor; 2 – Steam generator; 3 –MCP; 4 –

Buffer tank-pressuriser; 5 – ECCS

hydro-accumulators.

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

熱効率：

設計寿命：

燃料：

中性子スペクトル：


燃料転換率：

超臨界軽水

軽水／軽水

24.8Mpa

500℃(出口)

1430MWt

600MWe

40.2%

60 年

PuO2(16-24%)UO2 、

ThO2

高速

330 日

1.0-1.05


□特徴：高速スペクトルによる資源の効率的

利用と、簡素なシステムによる高い経済性

□開発状況

VVER-SCP は 2008-2011 にかけて 3 種類の炉型について概念設計が行われた。その内で

SCPS-600 がも初期の目標に合致するとして、今後の開発対照として選択された。

今後 2017 年までの GIF での共同研究のための予算が承認されている。


圧力容器型の炉型で、蒸気発生器を持つ PWR に似た構成である。

高速中性子スペクトルを有し、燃料転換率は 1.0-1.05 とされている

プラントシステムは、蒸気発生器を有する PWR 型である。


気水分離器やドライヤーは不要

参考文献

(1) P. Alekseev, Y. Semchenkov, A. Sedov, V. Sidorenko, V. Silin, V. Mokhov , M. Nikitenko, “Conceptual Proposals

on Reactor VVER-SCW Developed on the Basis of Technologies of VVER and Steam-Turbine Installations at

Supercritical Parameters,” Proceedings of The 7th International Symposium on Supercritical Water-Cooled

Reactors ISSCWR-7, 15-18 March 2015, Helsinki, Finland, 2015.

5 - 110

5.9 トリウム燃料炉

1. AHWR300-LEU（インド）

2. FUJI（日本）

5 - 111

1. AHWR300-LEU（BARC(バーバー原子力研究センター)、インド）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


圧力管型

重水(D2O)/軽水

7MPa

285℃

920MWt

300MWe

100 年

(Th,233U) MOX,(Th-Pu)MOX

4.3％(avg233U)

－

□設計状況：基礎設計

□特徴：混合酸化トリウム閉サイクル

□開発状況

AHWR-LEU(Advanced heavy water reactor with low enriched uranium and thorium mixed oxide

fuel) は、商業用原子力発電としてトリウムの大規模使用を実現するために、バーバー原子

力研究センター(BARC:Bhabha Atomic Research Centre)によって設計及び開発された。この

原子炉は、平衡サイクルにおける 233U の外部利用なくトリウムからその発電の大部分を作り

出すよう設計されている。

インド原子力安全委員会（AERB）による安全審査前の設計安全評価を終了している。


AHWR300-LEU 設計は、炉心を格納するカランドリア容器を活用する。カランドリア容器は、

減速材としての重水で満たされ、沸騰(軽)水を主要な冷却材とする垂直冷却水路を備える。

AHWR300-LEU は、閉燃料サイクルを利用するよう設計され、新たな燃料の製造に使用するた

め、使用済燃料から 233U 及びトリウムを回収する。

冷却材循環は、タービンサイクルに利用するための蒸気が分離するところの蒸気ドラムへ、

配管を通って自然循環によって流れる。運転停止中に、受動弁は高温停止状態下で崩壊熱除

去のための8,000m3の重力駆動水プール中に沈む非常用復水器と蒸気ドラムの連絡路を作る。

原子炉設計の安全機能には、自動停止システム失敗事象時の蒸気圧系利用による受動毒物注

入、大破断 LOCA 後の格納容器の隔離及びラプチャーディスクを通じた緊急炉心冷却材の注入

といった多様な受動的安全系がある。ECCS は、事故発生に続く 72 時間の炉心冷却に備えて

設計されている。

蒸気・給水系の主要な機能は、原子炉の炉心で発生した熱を電力の生成のためにタービンに

移すことである。また、蒸気・給水系は、一次冷却系と終ヒートシンク(海水)の間のイン

ターフェースを形成し、様々な原子炉運転条件における熱除去の手段を備える。蒸気・給水

5 - 112

系は、主蒸気、タービン発電機及び補機、復水系、復水及び給水加熱系、蒸気ブローダウン

及び開放系、復水浄化系から成る。

参考文献

(1) ｢ADVANCES IN SMALL MODULAR REACTOR TECHNOLOGY DEVELOPMENTS｣,(IAEA,2014 年 9 月)

(2) ｢Technological challenges and development of instrumentation sensors and techniques for Indian AHWR(IAEA

TWG-LWR)｣, 21-24 May 2013

(3) 佐藤浩司・柳沢務「世界の原子力事情第 5 回インドの原子力開発の動向」（日本原子力学会誌 Vol56,No.4(2014)

5 - 113

2. FUJI（日本）

□仕様

炉型：


原子炉圧力：

原子炉温度：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃料濃縮度：


溶融塩炉

黒鉛/溶融塩

0.5 MPa

704℃（出口）

450 MWt

200 MWe

－年

2.0％

－


□特徴：トリウムサイクル

□開発状況

FUJI は、日本の古川和男氏らが、米国オークリッジ国立研究所が開発しようとしたトリウム

溶融炉を単純化させて発展させた概念である。

1 万 kW の超小型トリウム溶融塩炉「miniFUJI」を実用化し、その後、5 年の開発期間で、本

格的な発電装置として 20 万 kW 位の小型トリウム溶融塩炉「FUJI」の実用化を目指すとして

いる。

超小型トリウム溶融塩炉は、現在情報産業においてニーズが高いサーバー用電源や今後電気

自動車の普及に必要な充電用電源のための地域設置小型発電所としてのニーズに応えること

を狙っている。

小型トリウム溶融塩炉は、既設の原子力に変わるものとして、環境負荷低減、核拡散抵抗性、

安全性といった面の向上を狙っている。


FUJI は、米国オークリッジが検討した MSBR に対して、連続化学処理や定期的な炉心グラフ

ァイト交換をなくして単純化したプラント概念である。

供用期間中の燃料交換が不要。原子炉内の燃料組成の確認は、原子炉容器からのドレンタン

クを使って取り出し行い、原子炉容器を開放する必要はない。

複数モジュール型にすることで、多様な出力が可能である。グラファイトを設置した原子炉

容器が工場で生産可能である。

多様な燃料サイクルに対して柔軟に対応できる。

参考文献

(1) トリウムテックソリューション(株)ホームページ, http://www.ttsinc.jp/fuji.html (2) IAEA-TECDOC-1536｢Status of Small Reactor Designs Without On-Site Refuelling｣,January 2007

5 - 114

5.10 加速器駆動システム(ADS：Accelerator-driven system)

1. MYRRHA（ベルギー）

2. JAEA-ADS（日本）

3. EFIT（欧州）

4. CADS-DEMO（中国）

5 - 115

1. MYRRHA（Multipurpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications、ベルギー）

炉型：加速器駆動未臨界炉（臨界運転も可能）

冷却材：鉛ビスマス

原子炉圧力：常圧（水頭圧のみ）

原子炉温度：入口 ℃、出口 ℃

熱出力：50～100MWth

電気出力：発電しない

設計寿命：

燃料：MOX

燃料組成：大富化度 35%

サイクル長さ：

設計状況：詳細設計段階

特徴：高速中性子系の照射炉。未臨界炉の核分

裂連鎖反応を加速器駆動核破砕中性子源に

よって維持。臨界運転も可能。

□開発状況

□開発者：ベルギー原子力研究センター（SCK・CEN）

□目的：燃料・材料の照射試験、ADS 及び液体鉛合金冷却炉の運転経験蓄積、RI 製造

□国の予算：建設費約 1000 億円の 40%をベルギーが負担。残りは EU 及び他国に依存。

□期間：1990 年代から BR2 の後継炉として検討され、欧州における実験炉級 ADS（X-ADS）と

しての役割も担う。2010～2012 年の FP7 プロジェクト「中央設計チーム（CDT）」で設計が行

われ、2016 年の着工、2023 年の運転開始を目指している。


600MeV・4mA の超伝導陽子加速器と液体鉛ビスマスの核破砕ターゲットを炉心の中心部に持

ち、その周りには液体鉛ビスマスを冷却材とした未臨界炉心を配置する。臨界での運転も可能

な設計を進めている。燃料は富化度大 35%の MOX 燃料とする。

第 4 世代炉、核変換システム、核融合炉等の燃料材料の照射試験、ADS や鉛合金冷却炉の運

転経験蓄積、RI 製造等の多目的炉として利用する計画で、ベルギーのモルに BR2 炉の代替とし

て建設する計画。

陽子ビームが入射する部分に窓を形成する構造材を用いない「窓なし概念」を中心に設計と

技術開発を進めてきたが、現在は「窓あり概念」も視野に入れて設計を進めている。

参考文献

(1) http://myrrha.sckcen.be/

5 - 116

2. JAEA-ADS（Japan Atomic Energy Agency – Accelerator Driven System、日本）

炉型：加速器駆動未臨界炉



原子炉温度：入口 300℃、出口 407℃

熱出力：800MWth

電気出力：270MWe

設計寿命：60 年

燃料：（MA+Pu）窒化物＋希釈材（ZrN）

燃料組成：MA 約 60%、Pu 約 40%

サイクル長さ：600 日

設計状況：概念検討、要素技術開発段階

特徴：未臨界炉の核分裂連鎖反応を加速器駆動

核破砕中性子源によって維持

□開発状況

□開発者：日本原子力研究開発機構（JAEA）

□目的：長寿命核種の核変換処理

□国の予算：1000 万円／年程度

□期間：旧原研が提唱する階層型サイクルの核変換専用システムとして重点的に検討が進め

られ、2002 年から 2004 年にかけて文部科学省による革新的原子力システム公募において本格

的な概念検討と要素技術開発が行われた。その後、原子力機構の研究予算を使った概念検討

と要素技術開発が続けられており、世界における核変換用 ADS の代表的概念として認知され

ている。


1.5GeV・大 20mA の超伝導陽子加速器と液体鉛ビスマス合金の核破砕ターゲットを炉心の中

心部に持ち、その周りには液体鉛ビスマス合金を冷却材とした未臨界炉心を配置する。マイナ

ーアクチノイド（MA）の核変換を効率よく行うことを狙い、未臨界炉心の燃料は MA を主成分と

した窒化物燃料（99%濃縮 N-15 を使用）とし、燃焼反応度の平坦化のために初期炉心には Pu

を加える。出力密度の調整のために不活性母材として ZrN を使い、燃料に Uを含まない。高

の実効増倍係数は 0.97 に制限する。制御棒を持たない。

タンク型の炉容器とし、炉心で発生する 800MWth の熱は、タンクに直接据え付けられる蒸気

発生器で取り出し、発電に供する。生み出した 270MWe の電力のうち 100MWe を加速器の運転に

用い、残りを売電する。このシステムで年間 250kg の MA が核変換できる。これは 1GWe の軽水

炉 10 基で 1年に生成している MA の量に匹敵する。

参考文献

(1) K. Tsujimoto, et al., “”Feasibility of Lead-bismuth-cooled Accelerator- driven System for Minor-actinide

Transmutation”, Nuclear Technology, 161, 315 (2008).

5 - 117

3. EFIT（European Facility for Industrial Transmutation、欧州）


冷却材：鉛


原子炉温度：入口 400℃、出口 480℃

熱出力：384MWth

電気出力：154MWe

設計寿命：

燃料：CERCER 又は CERMET（（MA+Pu）酸化物＋不

活性母材（MgO 又は Mo））

燃料組成：MA/Pu=1.2

サイクル長さ： 365 日

設計状況：概念検討、要素技術開発段階



□開発状況

□開発者：欧州原子力共同体における EUROTRANS プロジェクト（代表：ドイツ KIT）□目的：

長寿命核種の核変換処理

□国の予算：5年間のプロジェクト期間に約 50 億円

□期間：2005 年から 2010 年の 5年間に欧州の FP6 のプロジェクトとして行われた EUROTRANS

で示された概念。同プロジェクトには 15 カ国 30 機関と 17 の大学が参加し、日本から原子力

機構も参加。


800MeV・大 20mA の超伝導陽子加速器と液体鉛の核破砕ターゲットを炉心の中心部に持ち、

その周りには液体鉛を冷却材とした未臨界炉心を配置する。マイナーアクチノイド（MA）の核

変換を効率よく行うことを狙い、未臨界炉心の燃料は MA を主成分とした酸化物燃料とし、不活

性母材として MgO 又は Mo を用いる（前者の場合は CERCER、後者の場合は CERMET）。燃料に U

を含まない。高の実行増倍係数は 0.97 に制限する。

陽子ビームが入射する部分に窓を形成する構造材を用いない「窓なし概念」であるところが

特徴である。また、純鉛の融点（328℃）は鉛ビスマス（124℃）に比べて高く、全体の温度が

高くなるため、被覆管の腐食を防ぐためのコーティング技術等が検討されている。

タンク型の炉容器とし、炉心で発生する 384MWth の熱は、タンクに直接据え付けられる蒸気

発生器で取り出し、発電に供する。

参考文献

(1) L. Mansani, et al., “The European Lead-cooled EFIT Plant: an industrial-scale Accelerator-Driven System for

Minor Actinide Transmutation”, Nuclear Technology, 180, 241 (2012)

5 - 118

4. CADS-DEMO（Chinese Accelerator Driven System - Demonstrative、中国）




原子炉温度：入口 ℃、出口 ℃

熱出力：800MWth

電気出力： MWe

設計寿命：

燃料：

燃料組成：

サイクル長さ：

設計状況：概念検討



□開発状況

□開発者：中国科学院（CAS）

□目的：MA の核変換処理

□国の予算：

□期間：2010 年頃まで中国における ADS 研究は基礎的なものであったが、近年 CAS が中心と

なって急速に研究開発を進めつつある。近の報告では、2010 年代に熱出力 10MW の実験用

ADS を、2022 年に熱出力 100MW の実験炉級 ADS を、2032 年に熱出力 800MW の実証 ADS を建設

するとしている。


1.5GeV・10mA の超伝導線形陽子加速器と液体鉛ビスマス合金の核破砕ターゲットを炉心の中

心部に持ち、その周りには液体鉛ビスマス合金を冷却材とした未臨界炉心を配置する。詳細の

仕様や燃料については未定のようである。現在、加速器、核破砕ターゲット、鉛ビスマス取扱

い技術等の開発を実施中である。

参考文献

(1 )W. L. Zhan, et al., “Progress of Chinese ADS System”, private communication in International Symposium on

“Future of Accelerator Driven System”, Tokyo, Japan, March 29, 2012.

5 - 119

5.11 核融合炉

1. ITER (ITER機構、日本、米国、EU、ロシア、中国、韓国、及びインド)

2. CFR (米国)

5 - 120

1. International Thermonuclear Experimental reactor:ITER (ITER 機構、日本、米国、

EU、ロシア、中国、韓国及びインド)

□仕様

炉型：

規格化ベータ値：

エネルギー倍増率：

大半径/小半径：

プラズマ電流：

大磁場（ｺｲﾙ中心）：

大磁場（ﾌﾟﾗｽﾞﾏ中心）：

プラズマ体積：

大加熱パワー：

熱出力：

電気出力：

設計寿命：

燃料：

燃焼時間：

トカマク型磁場

閉じ込め方式

1.9～3.5

Q=10 (～400s)

Q～5（定常運転）

6.2m/2.0m

15 MA

11.8 テスラ

5.3 テスラ

840 m3

73 MW

500 MWt

-

20 年

重水素/リチウム

300-500 秒

□設計状況：建設段階

□特徴：実験炉

□開発状況

ITER 機構が建設・運転等の実施主体となり、日本、米国、EU、ロシア、中国、韓国、インドの

国内機関と連携して計画を進めている。概念設計活動（1988～1990 年）、工学設計活動（1992～

2001 年）を終了し、2005 年にサイトを選定（仏カダラッシュ）。2010 年より建設開始、2020 年に

運転開始予定。


重水素（D）と三重水素（トリチウム、T）を用いたD-T反応により核燃焼プラズマを生

成し閉じ込めるトカマク装置。主要機器は磁場コイル、真空容器、ダイバータ、加熱

機器、ブランケット、遠隔保守ロボット等。

磁場コイルには、プラズマ閉じ込めのための磁場を作るトロイダル磁場コイル、電流

を流すソレノイドコイル、プラズマ断面形状と安定性を維持するためのポロイダル磁

場コイルの３つがある。トロイダル磁場は世界大のD型コイルであり、高い磁場を発

生できる超伝導材ニオブ・スズを用いる。

プラズマの加熱（1億度以上）には高エネルギーの中性粒子と高周波を用いる計画。

基本的には遮蔽ブランケットを用い、増殖ブランケットについては、モジュール規模

5 - 121

の試験ブランケットで機能評価試験を実施する予定。

運転開始後は、真空容器内に設置される容器内機器が放射化されるため、ロボットに

よる保守が必要となる。

本格的なD-T燃焼の実証と工学技術要素試験を目的としており、発電実証は行わない。

参考文献

(1) ITER organization, ITER & Beyond, ITER – the way to new energy (オンライン),2015, (引用日 2015

年 3 月 11 日), http://www.iter.org/proj/iterandbeyond

(2) 独立行政法人日本原子力研究開発機構, ITER の設計とは？, 国際熱核融合実験炉（オンライン）, (引用日

2015 年 3 月 11 日),

http://www.naka.jaea.go.jp/ITER/iter/page1_6.php

(3) 一般財団法人高度情報科学技術研究機構, 国際熱核融合実験炉（ITER）の装置概要 (07-05-03-02), 2014

年, (引用日 2015 年 3 月 11 日),

http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_No=07-05-03-02

4 - 122

2. Compact Fusion Reactor: CFR (Lockeed Martin, 米国)

□仕様

炉型：

規格化ベータ値：

ミラー型磁場閉じ

込め方式

100 （理論値）



□開発状況

米ロッキード・マーチン社が独自に開発中。5 年後の試作品完成を目指して概念設計段階であ

るとされる。現在米国において特許出願中（US2014/0301519）。


ITERにて採用しているトカマク型の磁場閉じ込め方式に対し、磁場コイルで磁場配列を形成

し、ここにプラズマを反応炉全体に保持する磁気ミラー型方式。

磁気ミラー型はベータ値（プラズマの圧力と磁場の圧力の比。熱出力はベータ値の２乗に比

例するため、出力向上のためにはこれを高めることが必要となる）と称される発電効率に関

する性能指標の理論値が高く、トカマク型が数%であるのに対し、理論上は100％可能である

とされ、トカマク型と比して小型化が可能となる。

磁気ミラー型方式は1950年代に開発された方式。プラズマ粒子が逃げやすい特徴のため、ト

カマク方式に主流が移行してきた歴史があるが、CFRは、ミラーコイル等の新設計にて、この

課題を解決したとする。

現時点では学術論文等を発表しておらず、技術実証等その詳細は不明。

参考文献

(1) Skunk Works Reveals Compact Fusion Reactor Details, AVAITION WEEK(オンライン), 2014,(引用日：3

月 11 日),

http://aviationweek.com/technology/skunk-works-reveals-compact-fusion-reactor-details

(2) Heating Plasma for Fusion Power using Magnetic field Oscillation, United States patient Application

Publication, US2014/0301519, 2014 (3) 一般財団法人高度情報科学技術研究機構, ミラー型核融合装置の研究開発 (07-05-01-09), 2004 年, (引用

日 2015 年 3 月 11 日), http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_No=07-05-01-09

6 - 1

6．おわりに

世界の新設炉の開発、導入に向けた動きは、概ね以下のようになっている。

基本的には、新の軽水炉(GEN-III+)を導入すると共に、これに続く第 4 世代炉(GenⅣ炉)

として高速炉ないしは一部の国では高温ガス炉の導入を基本線としてその開発を進めている。

特に、将来炉に関してはサイクル路線を明確にしている国とそうでない国で、その方針が明確

に分かれている。

サイクル路線を明確にしている国としては、仏国、露国、インド、中国があり、サイクル路

線の必要性を長期的には否定していないものの、当面はワンススルー路線を堅持している米国、

まだ今後の原子力利用方策を検討中の英国、サイクルの実施を許容されていない韓国では、次

期炉候補の選択に差が出ている。

① 仏国、露国、インド、中国

仏国、インド、中国では、将来の実用炉の本命は、核燃料サイクル確立の中枢としてナトリ

ウム冷却高速炉(SFR)としており、今世紀前半～半ばまでの実用化を狙ってその開発を本格化

させている。

露国では、SFR は本命の一つとしながらも、さらに炉心性能の向上が期待される鉛冷却高速

炉(LFR)をもう一つの本命として、その開発を進め、2030 年頃にどちらかを選択するとしてい

る。

これらの国では、基本的にリサイクルに適さない高温ガス炉(HTGR)については、次期炉の対

象から除外している。但し、中国は HTGR も実用化することを宣言して、その開発を進めてい

る。

② 米国

米国は軽水冷却の SMR の開発を支援し、次世代炉である第 4世代炉そのものの開発は実施し

ておらず、核燃料サイクル技術を中心とした基盤技術開発を進めている。しかし将来の実用炉

としては、GIF で開発を実施している SFR 並びに HTGR を想定している。具体的には、大型軽水

炉(現在の軽水炉)に相当する次世代炉としては SFR を、石炭火力の代替電源としては軽水冷却

の SMR と HTGR を対応させることとしている。

③ 英国

英国は、2007 年に原子力発電所の新設に関する評価報告書を公表し、原子力復帰と CO2 排出

量制限のシナリオ追求の考え方の下、原子力発電の大幅な増大をエネルギー開発計画の中に織

り込んでいる。当面は、第３世代軽水炉の新設であるが、その後の実用炉は、第 3世代炉と SMR、

そして第 4世代炉との組み合わせを想定しているが、第４世代炉の第一優先に SFR を、次いで

HTGR を位置付けている。核燃料サイクルを実施するか否かは、今後の原子力発電の伸びに依存

6 - 2

して決定することとしている。

④ 韓国

韓国は、再処理の実施を韓国内で行うことを米国より止められているものの、将来は SFR と

金属燃料サイクルによるエネルギーセキュリティ確保を追求したいとしており、当面は SFR の

研究開発を重点に進めている。

このような諸外国及び国際機関の研究開発動向の調査結果から、各国で研究開発が進められ

ている主要な炉型を抽出して以下の 11 炉型に分類し、各炉型についてポテンシャル評価、実

用化を念頭においた評価を行った。

① ナトリウム冷却高速炉

② 重金属冷却高速炉

③ ガス冷却高速炉

④ 溶融塩高速炉

⑤ 中小型軽水炉

⑥ 高温ガス炉

⑦ フッ化物塩冷却高温炉

⑧ 超臨界圧水冷却炉

⑨ トリウム燃料炉

⑩ 加速器駆動システム

⑪ 核融合炉

その評価結果について、外部有識者５名を構成員とする委員会を設置してレビューを受けた。

委員会で出された意見は第４章に記述した。

結論として、委員会で出された意見を踏まえて、今後とも各炉型の相対比較をより整合的な

ものとする努力を行うこととした。

なお、評価した 11 炉型 63 種類の革新的原子炉について、研究状況やプラントの特徴を一件

一葉のデータ集として整理した。

平成26年度発電用原子炉等利用環境調査 （革新的...

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平成26年度発電用原子炉等利用環境調査（革新的...