自由民主党高温カス炉推進議員連盟殿御説明資料 大洗研究開発センターの概要 平成27年10月13B 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 大洗研究開発センター 日本原子力研究開発機構の研究開発拠点 東濃地区 幌延地区 高レベル放射性廃棄物処分技術 研究（結晶質岩系対象）を実施 高レベル放射性廃棄物処分技術 研究（堆積岩系対象）を実施 荷電粒子等を用いた量子 ビーム応用研究を実施 青森地区 原子炉施設の廃止措置、海洋調査研究、 ITER計画推進、炉心プラズマ 研究、核融合工学研究を実施 ▼" ツ 大洗研究開発ｾﾝﾀｰの研究開発施設 大洗研究開発ｾﾝﾀｰの主要業務 ①福島第一原発の廃止措置等に向けた研究開発 発 ②軽水炉の安全向卜 性 等向ナた"職､射試験技術開 I言 I 昭三 ■■■■■■ ■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■ I ③高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発 ■■■［－~~11 ■一‐ ‐ロ■■■ ④高速炉サイクル技術に関する研究開発 ⑤廃止措置｡放射性廃棄物処理処分に係る技術開発 ○安全の確保｡地域との共生"原子力人材育成･国際協力 －m 少 高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発 ’ ~、 、 反応 調整 装荷 燃ソ 一厘戸産のの ●固有の安全性の実証 一厘戸匡Ｃｍ埠 鉛 ﾘーブ 1 ．高温ガス炉技術の確立 ●高温ガス炉の運転性能の把握 つかみ孔 黒ス 〆 HTTRの設置目的 ダウエルピン ﾘ′ Ｆ匡戸匡国の・ロ ’ 端栓 画、 一 ノ〃 、一 一 高渕蹄 両 34mm 2．熱利用技術の確立 ●水素製造等の熱利用システムの実証 26mm 原子炉建家 HTTRの冷却系統 熱利用系 (計画中） (原子炉格納容器境界） Ｆ ｢至濡i霊周 ｜料ル 燃一 識 済プ 用蔵 補助冷却設備 冷却器 日使貯 … 刃 一 篦 空気冷却 器 β 水 圧 加 水 圧 加 紗嬢や 原子炉 (950｡C) 50℃） 循環 ポンプ 'q-⑥引 涯 次 1 「０蚤Ｊ吹脈 30MW 50｡C =雨壱 一』■■ 3.5MPa ス循環機 ガス 機 水 笈395℃ 盃 鶚』 中間熱交換器 Vlノ 4MPa ス循環機 ル ー プ 蔵 貯 中間熱交換器 ガス循環 環機 機 空気冷却器 ｌと庁０覇」州 3.5MW 補助冷却器 ガス循環機１ ｰ １父＠Ｊ 2 2次加圧水冷却器 4.1MPar,＝ 4．1 Pa ・Ho ガ ｢炉蓉票悪i讓闘 に一一コ 燃料交換機 原子炉 圧力容器 高温二重配管 一Ｗ 少 高温ガス炉とこれによる熱禾l1用技術の研究開発 － ’ ’ E劃尉 再稼働へ ：震災 基盤技術 の確立 ■●●ゆ●● 実用システムの原型摂示 新齢ﾘ基準対応 20,億毒繍鴇驫 ／高温連続50日運転 2007連続30日運転 2004／原子炉出口950℃達成 原子炉圧力容器の搬入1994年8月 200｝震菫崇壼鰡雌成 建設 〃〃小 原子炉格納容器の設置1992 高温材料 炉物理 高温低サイクル疲労試験装置 高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC) 燃料 熱流動 炉内ガスループ(OGL-1) 大型構造機器実証試験ループ の律冒 設置許可申請～取得 柵詳細設計 高温工学試験研究炉 1984 iγ基本設計 着工1991 ＄ 1981ノ 刀 11980 研究開発と 概念設計 ' ,9;4／ システム総合設計 31 。|皀唇|霜 1973 197 ソ概念設ヨ 1989／ 1969 ■8 多目的高温ガス実験炉 (HENDEL) 5ノ 高温ガス炉とこれによる熱禾l1用技術の研究開発 ｡ マーーー－ ｰー.ー‐－ーー－ー一一一一一一一一一 且 畦◆り 一一一一一・一・■万一一 F＝‐ダニ画 …rZ 五・字← G 安全性実証試験(OECD/NEAとの国際共同研究の一環としても実施） 目的 設計基準事故を超える過酷な事故状態でも､炉心溶融を起こさないことを明らかにする。 内容 除熱能力完全喪失を模擬する炉心流量喪失及び炉心冷却喪失の試験を実施し､原子炉 の安全性が保たれることを実証。 一 二 式験計画 ＝ 口 HTTR 図低出力(30%(9MW))炉心流量喪失試験 大気へ放散 制御棒 （ガス循環機停止)・・・完了！ （平成22年度） 』 然 自 炉容器 冷却系 流 対 （ガス循環機停止)…実施予定 国 口中出力、高出力(定格）炉心流量喪失試験 ■ 炉容器 水 □30％出力炉心冷却喪失試験 （ガス循環機十炉容器冷却系停止)。｡実施予定 唖 極 射 輻 フムガ 一次ヘリウ ス冷却1材 S/VVI ■『け ■ ガス循環機 Jノ 高温ガｽ炉とこれによる熱禾l1用技術の研究開発 忙 2.熱利用技術(水素製造､高効率発電)の開発} 熱化学法ISプロセス(水素製造） 特徴：高温熱源利用に適し、水から水素製造 現状：ガラス製＝＞工業材料（金属セラミックス）製 実施：工業レベルの水素製造システム試験(～毎時100L 内容規模）を実施中 停塑“を唾三k雪分解吟水琶1 1 ヘリウムガスタービン発電技術(高効率発電） 特徴 現状 実施 内容 高発電効率（約50％)、高い安全性（水不要） 要素技術をほぼ確立（圧縮機、熱交換器等） タービンへの核分裂生成物の沈着低減技術開発 HTTR-GT/H2試験システムの設計 1 ー ~、 核分裂生 原理:3つの化学反応を用いて､水を熱分解し､水素を製造 ’ 匙 型 〆 、 心 〃 工業材料製設備を用いた熱化学法【Sプロセスの試験設備 ガスタービン発電 用圧縮機モデル (実用システムの 1/3スケール） し ’ 」 －＝ － 《 」 一 参 資料 少 大洗研究開発ｾﾝﾀｰの歩み 1｝ I I |大洗研究所設置|’ IM｡初臨界’ 洗研究所設置 1 (1998年） 平成10年11月 ’ JMTR初臨界 HTTR臨界 （2004年） 平成16年4月 HTTR950℃ 達成 一一 昭和31年8月 原子燃料公 社発足 ■■ (1956年） (1967年） 昭和42年10月 動力炉・核燃料開 発事業団発足 （1970年） 昭和45年3月 l ii (1974年） 昭和49年4月 照射燃料集合体試験施設 (FMF)完成 下 (1998年） 平成10年10月 核燃料サイクル開発機 構発足 １１ 大洗工学センター設置 日本原子力研究開発機構設立 (1968年） 昭和43年3月 「大洗研究開発センター」発足 1 (1967年） 昭和42年4月 (2007年） （2011年） 平成19年4月～平成23年3月 平成Ⅳ年如月１日（２００５年） (1956年） 昭和31年6月 日本原子力 研究所発足 JMTR更新｡改修工事 (2011年） 平成23年3月 東日本大震災 |東日本大震災｜ ↓ ▲ ’ (2006年） 平成18年4月 (1977年） 昭和52年4月 高速実験炉｢常陽」 初臨界 |臺謝謬瀞化 ’ 高速炉サイクル実用化 プロジェクト(FaCT) (2012年） 平成24年4月 福島第一原発の 廃止措置等に向けた 研究開発本格化 円I ツ 大洗研究開発センターの組織 a 計画管理室 大洗研究開発センター ’ 有井祥夫 郡司力 管理部 圓尾好宏 小井衛 Ｉ０ｌ０ｌ６ＩＯ００１０Ｌ ロロ一●● 大洗研究開発ｾﾝﾀｰ|笥所蕊果讓司郎 長長長淵一長 部室部嫌一部 ■■■■■■■■■■■■■■■Ｇ■■■■■■■■■■■■■■■■■■■８日□■■■■■■■■■■■■■■■■一■■■■日■■■■■■■■日■ １１ 安全管理部 郡司力 －一一一一一一一一一一■■－1■■－－－－.■■－■■－－－一一■■■一ー■■一一一一一一一ｰ一一一一一ーｰ－－一一一一一一一■■一一一一一一q■■一一一一一一一ー一一一一一一‐一一一一一一一一一一一一一一ロー一4■■一一一＝－－－＝ー一一一■■ 福島研究開発部門 福島燃料材料試験部 I O l O 木原義之I I O I O 一 －－－－－－－.ﾛ｡､－－－4．．－－q,.－1 一一一一一一一一一.－，一一一－一一一一一一一一一一一一口由一一一．｡－口＝一一一一一一』■｡－口．一一一一一一一.■一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一＝－－一一一一-一一一一一一一一Iトー一一一一一一一一一'■、一一－一一一一一一一一一一一－ ００００００００１０１１００１０００００一型、一Ｊ副斗、一Ｊ四斗即即四個、副』一 ーー一一ーー一一､･･一一・■‐一一一I I O 一一一一一一一一■口一一一一一口由一一一一一一一一■■一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一＝一一一一一一一‘■､一一一一一一↑－－－－－‘一一一一一一一一一一一一一一＝－－－－'■p－－Iトーーーーーー一一一一一!■ﾛ一一一一一一一一一一一一一一 原子力科学研究部門 I 照射試験炉センター l ｾﾝﾀｰ長：荒木政則I I (兼務） I O I I 材料試験炉部 部長；楠剛 ’ 0 1 1 高温ガスとこれによる 炉 熱利技術研究開発， 用 の トー‐唐ﾆｰｰｰｰｰｰｰｰｰｰｰｰ藁 ｜ 石原正博|I ： 國富一彦 I=EL二基============= 0■■､■･ロロロロ■■11 一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一q■■一一一一一一一一一一一一■■ー一一ーーーーー■■－－‐ー一一一一 O 0 8 0 ；吉ミロ ガス炉水素｡熱利用｜ IR4皿 0 0 j B T 学試験研究炉部 高温工学試験研究炉部 Iセンター長： 研究センター 1 U 0 I1 l－－‘一一一一一一一一一一一一一一一一一一‘ﾛ.－－－－－－－－－一一一一一一.､－－－－－－－－－－－－－－－=■－－－－－U －－．．-出 ＝＝＝＝ー＝＝＝＝ー－f一一一一一一＝ーーー＝ － ０１１１００００６９００８００００８０００６」 一一一一ー一ーq■■ー■■一一1■■ー■■一旬 一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一＝一一一一一一一一一■■些■■L一一一一■Ⅱ■－■■一一一一一一一.■■ローーーーーー‐ー一一一一一一一一一一一 吉 戸 凍炉研究開発部門 ｜ ｜ 一一一一一一一一一一‘■'一一＝一・■一－一■ローーーーーロ■一一一一一~口一一一一!■､一一一一一一一－一一一・・一一一一一一0 0 0 I 次世代局懐炉サイクルI 0 0 0 0 高速炉技術開発部 |部長：荒邦章 高速実験炉部 |部長：前田幸基’ I I I I I I I 9 1-班究關発ｾ雪夕E=______一」 0 0 0 8 0 一■■■■■■■■＝■■一一一ーーー一一一 －－一一一一一一一一一一一一＝＝一一一一一－一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一．己一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一．■一一－－－－－－－－－－－－－一一一一副'－－－一一一一一一一■■一一■■ロ■＝■■□■－＝－1■､－－＝一一 －８０ －－－－－＝一一一一一一一一一一一一一一一一一■■一一一一一I■■ーー一一ー1■■ー一一一一一－一一4■■－－－－q■■一一一一ー一一一一一一一一ーーー一一一一一一一一ー ー一一一一一一一一一一一一一一一一一I■■ーー一一■■ー■■ー■■－■■－－－－■■＝■■一一一一一一■■一一一一一■■'一一一‐一‐ー一一一－一一一-一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一 一一一一■己■■■?■茸茸宣＝】■ ーｰ一一■■一一ー一一一一~ー一一 ＄ 9 0 9 部長；木原伸二I 環境保全部 0 0 0 重 色 一 ら■．▲■〃■口 一 一 一 一 画 』 一 一 口 一 一 一 一 一 二 一 一 一 一 一 一 一 一 一 口 一 一 一 口 一 一 一 』 》 一 一 一 一 一 一 』 一 一 一 一 一 一 章 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 口 一 』 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 口 一 一 一 』 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 重 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 一 』 ００１６ ｒｈ日出日一コ■ バックエンド研究開発部門 福島第一原発の廃止措置等に向けた研究開発 ■ 術を有効活用して研究開発を実施 使用済燃料プールからの燃料取り出し 放射性廃棄物の処理｡処分 燃料デブリの取出し準備 一■ －－－ 1 訓奴 １２３ センター内の 施 ■■ 詞因暦I献粥L目V ■ 使用済燃料プールから 燃料集合体取出し 膳 【使用済燃料の長期健全性評価】 (4号機:H25年11月～H26年12月） ○模擬材を用いて､塩水浸漬時の腐食、 ’ ◆■■■■■■々△ 強度特性への影響を評価 使用済螺 料プール ； 恥 思二r Ｏ■ 人工海水浸漬材(非照射材） 零海水簿清材(非照射材） ‘； 20(） 400 800 IOOO 海水浸漬を経験した Zry-2被覆管の強度特性 ＆ 〃＝‐－－､ 〃ー‐ー‐弓 旦一一一勺. ドも 600 浸演時間(hour) L 艶 , 葛 弛 癖は車淘酋士2⑪吾不才 500 0 艶 ■■ ▲実海水渇清材(照射材） ◎ ■ 屡 ◇人工海水浸漬材(照射材） 60(） リ 然料デブリ ■ ◇ I 「０．〃 ００ ０ ０ ８ ７ （星三）扣鎮塞忘 ◇ Eｺロ ◆ ｕ櫛 弓実際の事故条件を想定した試験に おいて有意な腐食､強度特性の劣化 が無いことを確認 l200 ｽ室 塩水浸漬 試験の様子 ン 〆 〆 ー 銅死し’ 』 確認試験(H26～H28年度） ＝吸着塔内部の残留塩分､セシウ ム吸着分布､加熱蒸発による塩 福島第一原発の廃止措置等に向けた研究開発 h画画■■■一一一一一 3 丁 ノ 出し準備 ’I 3．燃料デブﾘ取 〆 I 、 I 【燃料デブリ等の状況把握】 【建屋の遠隔除染】 ○建屋から採取したサンプル ○複合型光ファイバ(観察､レーザー元素 分析し､汚染の程度や浸透等 評価 =今汚染はコンクリート内部へ浸透 していないことを確認。 分析機能)の開発に向けて､照射下、 水中での性能評価を実施 =>基礎的性能を把握｡平成26年度に プロトタイプ機を試作し､照射場での基 本 性能を確認。 燃 ■■□■ 満満満 未未未 ５０５０ ２２１１ へ一一一 ０５０５ ２１１ 基 単位6kBq/cm2 し サンプル外観 (約の10cm) 汚染密度 分布の評価 グジーロロロ0■ﾛ･ﾛﾛﾛﾛﾛﾛﾛﾛﾛﾛﾛｰﾛﾛﾛｰｰﾛﾛﾛｰ0口ローﾛﾛﾛﾛﾛﾛｰーﾛﾛﾛ0ロローーI■ローーーーー0ロローーーーロロローーロロローーロロローーーーーーーーーーーーーー＝ーーｰｰーｰーｰー、、 | U 0 1 、 、 防水スコープ ｜ 照明 b 賭 1v線計測部 レーザー分光 厚の破砕が可能なことを確認。 ー ‐、－． 、－－ ‐－，－－「 ‐一一一， －－， I 切断後の鉄鋼材破砕後のセラミックス ‐－－． 、一一一 11 ' 〃 一グ 複合型光ファイバによる 観察・元素分析システム (センサ部)の概念 』 軽水炉の安全性向上等に向けた照射試験技術開発 君 設置目的 初臨界 :1968.3(S43) 供用開始:1970.9(S45) 動力炉国産技術の確立と国産 動力炉などの発展に寄与する ア 試験炉 言1●】尼 一 ロ ー ロ ●】一 1■ 坤 ■、 邑尭【園■● 13 軽水炉の安全性向上等に向けた照射試験技術開発 原子力エネルギーのための燃料材料の継続的技術開発 原子力基礎基盤技術の高度化･強化に向けた研究インフラ 軽水炉の安全対策等 ’ ’ 福島対応 ･原子炉熱出力： 50W ･高速中性子束：最大4×1018 (n/m2/S) .熱中性子束 ：最大4×1018 (n/m2/S) 福島第一原子力発電所の事故 対応に貢献 原子力エネルギーの有効利用により、CO2削減に貢献 現行軽水炉愈高経年化対策等の安全研究に貢献 I L ー▼ ー コ ご-予垂祷一 一 :の向上 ｜ 科学技術の向上 ･原子力エネルギー 基盤研究等 H 未知の'材料挙動の解明及び材料 の開発により､将来社会に向けた 新たなる原子力エネルギー開発 に貢献 ｰ'蓬 “縄 ママ ’ ７Ｆ や一峰 L河でドq ’ 産業利用の拡大 ’ ･医療診断99mTc等 の製造技術開発 且 ワ ｰ 一再－1 照射試験炉で世界初の照射試験炉シ ミュレータを導入､原子炉の理解及び技 能向上を図り、人材育鱗｡実体験研修に ･シリコン半導体の製造 医療用991m1℃の増産により、国民鰯医療 福祉に貢獄 国際協力｡人材育成 ’ 「国際 貢献 ｡産官学からの燃料･材料に係る高度な照射利用 ニーズに対応 ･］MTRの特徴を活かした各種加速試験を実施 一 定性評価に関する技術開発等 亨■ ｡ 】戸 8－ ． 、 西 高い放射線環境下での挙動把握､長期安 1 ’ JMTRの主な特徴 ･世界有数の高中性子束を有する軽水減速冷却型 の材料試験用原子炉 ･各種照射試験を実施し得る広い照射領域 ･様々な照射設備を設置可能な原子炉施設構造 ･照射済燃料。材料の照射後試験を行う ホットラボとカナルで直結 I間接的にアジア諸国の原子力発電導入に貢献 ｝ 妙 高速炉ｻｲｸﾙ技術に関する研究開発 高速実験炉｢常陽｣の役割 ○高速炉の運転技術及び保守技術の確立 ○高速炉の燃料･材料開発のための照射試験の実施､新技術の実証 ○高速中性子を用いた基礎基盤研究 ○技術者養成、教育研修､など 一二一 － 一 声〒 百割 趣 一 主冷却機 =■ 、 ● 、 一 、 一 一 ／、 市 一一一 ‐ 芝三三 里皇盾|トー_P- －阜 ン 中央制御室 ー 夕 ’ 一 〆 卓卓卓 ヒノ L』 『一 ｜ 且 I■■■■■■ ■■| 丘繭 運転開始(増殖炉心:MK-I) 積算運転時間 も 列 ７５ 高度化炉心(MK-Ⅲ）初臨界 MK-Ⅲ照射試験開始 ー 缶 -棚|ワ ．■ 月月 （照射用炉心:MK-Ⅱ） 1977年4月 年年年年 ８３３４ ７ ８ ０ ０ ９ ９ ０ ０ １ １ ２ ２ 初臨界 ！ 刻 原子炉容器 ﾑユ :70,798時間 ツ 高速炉ｻｲｸﾙ技術に関する研究開発 " 1．放射性廃棄物の減容化｡有害度低減の研究開発 一 ヨ 照射試験燃料製造 直狸 一 日 照射試験 １１ 高速実験炉｢常陽｣等を活用し、 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 、 高速実験炉「常暘」 Pu燃料第一開発室(東掴■ m■ Np/Am含有M○×燃料 ><燃料 を行う。 ■毎 同 且 マイナーアクチニ F(MA)の分離 照射後試験 １ ”Ｉ ５０ 冒 三 一 ■ 一 一 一 一一 一 三 一 一 二 一 一一一 照射燃料試験施設(AGF) ‘■'疸碧■ ｣ Am含有M○×燃料 ． 百 照射燃料集合体試験施設(FMF) 照射燃料試験施設(AGF) 照射材料試験施設(MMF) ～ 吟 冒零画一‘ ‐鎌ゞ一二-二~・由 ＝／ ，ﾛ.‐、で画 一高レベル放射性物J 質研究施設(東海)－ 質研究施設(東海） Am:アメリシウム 小溺摸なMサイクルの… Np:ネプツニウム p 高速炉サイクル技術に関する研究開発 高速炉の安全性強化を目指した研究開発 ナトリウム冷却高速炉において､炉心が著しく損傷するような事故が生じても炉心を 安定に冷却できることを試験で実証することを目指す (AtheNa) 等を活用した試験計画を立案 → → （ 多国間協力の枠組み日、 、 、 、 、EU ） で､各国からの要求にも応えられる 仏米､韓中露 計画の具体化を進めている ▲ 『凸 ＝.回 卜■■＝ .■ E 1里 よ可 銅 ノノ 原子炉容器内のナトリウムを 使って､仮にその液面が通常レ ベルより下がっても炉心を冷却 凸個 琴U6 ｜慌 制壼|蕊冒 K験施謬 勵胸唱 pIIl弓 諭,d;MIm(Na)1 一 一 I 原子炉容器の外面を冷却し、 間接的に炉心を冷却 ダンブタンク7 各国と協力してデー鐘を取'り宅分析 容器 ダンブタンク マザールーョ プ(ナトリウム供給･純化系） 試験容器の概念 b 自|ら施設を運転 叩
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