添付資料３ もんじゅ国際ワークショップ 各国説明資料 - 111 - - 112 - （仮訳） 「もんじゅ」を活用した国際共同研究に関する 国際ワークショップ 2013年4月24-25日 福井県 革新型高速炉概念を支援する IAEAの研究開発活動ともんじゅの役割 ステファノ モンティ 国際原子力機関 原子力エネルギー局 高速炉技術開発チームリーダー ([email protected]) 1 高速炉技術開発と導入を支援するIAEAの活動の枠組み 原子力エネルギー局 局長・事務次長 A. BYCHKOV 高速炉 原子力知識管 理課 課長 J. de GROSBOIS 企画・経済性 研究課 課長 D. SHROPSHIRE 原子力情報課 課長 D. SAVIC 核燃料サイクル・ 廃棄物技術部 I. MELE 課長 C. MORRIS 水冷却炉 部長 J. K. PARK 廃棄物 技術課 課長 研究炉課 原子力発電 技術開発課 原子力発電部 部長 J. C. LENTIJO 核燃料ｻ ｲｸﾙ・材 料課 課長 G. DYCK 中・小型炉 原子力発 電技術開 発課 課長 R. KOSHY INPRO ｸﾞﾙｰﾌﾟ ﾘｰﾀﾞｰ Z. DRACE 原子力発電 ｴﾝｼﾞﾆｱﾘﾝｸﾞ 課 課長 P. VINCZE ガス冷却炉 非電気利用 原子力発 電統合ｲﾝﾌ ﾗｸﾞﾙｰﾌﾟ ﾘｰﾀﾞｰ A. STARZ 2 - 113 - 高速炉に関するIAEA技術ワーキング・グループ （TWG-FR） IAEA TWG-FRのメンバー IAEA TWG-FRのメンバー フルメンバー ベラルーシ 中国 ドイツ イタリア カザフスタン オランダ スウェーデン ウクライナ 米国 経済協力開発機構 原子力機関（OECD-NEA） ブラジル フランス インド 日本 韓国 ロシア スイス 英国 欧州委員会（EC) オブザーバー アルゼンチン スペイン ■ フルメンバー ベルギー ■ オブザーバー 第45回年次会合の参加者 (2012年6月20-22日 米国アルゴンヌ国立研究所) 第46回TWG会合は、2013年5月21-24日 にオーストリア ウィーンにて開催 3 高速炉に関するIAEAの活動：技術出版物 • Background and overview • 背景と概要 • Operating experience with SFR ナトリウム冷却高速炉（SFR）の運転経験 •• Sodium-cooled FR Designs SFR設計 FR Designs •• HLM-cooled 液体重金属冷却高速炉設計 •• Gas-cooled FR Designs ガス冷却高速炉設計 •• Status of FR core R&D •• Reactor plant engineering technology 高速炉炉心研究開発の状況 development • 原子炉プラントエンジニアリング技術開発 •• Reactor safety design and analysis 原子炉安全設計と分析 •• National strategies, international 国家戦略、国際的イニシアティブ、パブ initiatives, public acceptance and final リックアクセプタンス、結論 remarks 高速炉研究と技術開発の状況 IAEA原子力エネルギーシリーズ ナトリウム、鉛及び 鉛ビスマス共晶合金 を冷却材に採用する 高速炉用の液体金 属冷却材 高速炉用の液体金属冷却材技術の状況の 概要。冷却材の選択を特に重視し、基本デー タ、主要技術課題及び研究中のさまざまな高 速炉概念と設計を記載。 4 - 114 - 高速炉に関するIAEAの活動： 技術会合とワークショップ/セミナー 最近の技術会合 国際ワークショップ • 高速炉物理と技術 • • 新型熱交換機と蒸気発生器 発生防止と影響緩和」に関する国際ワークショップ • 供用期間中検査及び補修（ISI&R） （2012年6月福井） • 反応度効果が改善した革新型高速炉 • 高速炉の安全性への福島事故の教訓 • さらなる高速炉開発のための課題の特定 • IAEAとJAEA共催の「SFRのシビアアクシデントの GIFとIAEA/INPROの「SFRの安全設計クライテリ ア」に関するワークショップ （2013年2月IAEA） 教育・研修セミナー/スクール 近日開催の技術会合 • • 高速中性子システムのための既存及び計画中の試験 • • クショップ • 施設（2013年6月10-12日） 高速炉科学技術に関する教育・研修セミナー/ワー 革新型高速中世子システム及び関連する燃料サ 液体金属炉概念：炉心設計及び構造材料（2013年6月 イクルの物理、技術及び活用のためのスクール 12-14日） （2013年9月） 優れた経済性と強化された核拡散抵抗性を有する高 高速炉のデータ検索と知識保存 速炉（2013年9月） 詳細は、 http://www.iaea.org/NuclearPower/FR を参照 5 数字で見るFR13会議 • 参加者計 642 • 参加国 27 • 国際機関 4 • プレナリセッション 4 国内・国際プログラム 安全設計クライテリア 新型燃料サイクルの持続可能性 ヤングジェネレーションイベント • テーマ(トピカルトラック) 10 テクニカルセッション（口頭発表） 41 2 ポスターセッション • 科学貢献 365 口頭発表 208 ポスター発表 157 下記にて発表資料の閲覧が可能 http://www.iaea.org/NuclearPower/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD.html 6 - 115 - FR13会議： もんじゅに関する論文 Topical Track Family Name First Name Kondo (Mr) Shunsuke Deshimaru (Mr) Takehide Okawa (Mr) Tsuyoshi Track 7 Simulation Haga (Mr) Kazuo Track 3 Safety Ohira (Mr) Hiroaki Track 7 Simulation Kitano (Mr) Akihiro Track 9 Operation Yamada (Mr) Fumiaki Track 9 Operation Kikuchi (Mr) Norihiro Umebayashi (Mr) Eiji Plenary Session Track 3 Safety Track 7 Simulation Track 2 Components Track 3 Safety Kato (Ms) Yuko Aoyama (Mr) Takafumi Track 2 Components Mochizuki (Mr) Hiroyasu Track 7 Simulation Title Type Deliberation of Post 3.11 Fast Reactor R&D Strategy in Japan Paper Recent Progress and Status of Monju Paper Fuel Behavior Simulation Code FEMAXI-FBR Development for SFR Core Disruptive Accident Analysis Paper A Probabilistic Safety Analysis on Fuel Subassembly Events of Monju Poster Benchmark Analyses of Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the MONJU Reactor Vessel Evaluation of Feedback Reactivity in Monju start-up test Paper Poster Evaluation on Coolability of the Reactor Core in Monju by natural circulation under Earthquake and subsequent Tsunami event Application of statistical method for FBR plant transient computation Paper Poster Safeguards in Prototype Fast Breeder Reactor Monju Paper Control Rod Worth Measurement in Monju Restart Core Poster Study on High Sensitive FFDL Technique for Monju and next generation SFR Using Laser Resonance Ionization Mass Spectrometry CFD computation of thermal stratification in the upper plenum of Monju reactor Paper Poster 7 IAEAの高速炉に関する共同研究活動 IAEAの主要なタスクの1つは、さまざまな原子力技 術の開発を支援する研究活動を行うために、加盟 国 の 助 言 の も と 共 同 研 究 プ ロ ジ ェ ク ト （ CRP ） を 定 期的に 開始し、執り行うことである。 特 に CRP は 、 既 存の 原 子 炉に て実 行 さ れ たテスト の テストデータに基づき、加盟国により開発されたコン ピュータコードを検証し、実証するために実施されて いる。 こ れらのシ ミ ュ レ ーシ ョ ン ツ ールは、 革新型 原子炉、 特 に第4世代SFRにおける設計、システム及び安全解析に 使用される。 8 - 116 -
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