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今井智大
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★お☆し☆ら☆せ★

アサルトリリィラストバレットにはまっています。（2021/03/23）

見滝原原子力発電所みたきはらげんしりょくはつでんしょ
MITAKIHARA NUCLEAR POWER PLANT

見滝原市に建設された新型転換炉（ATR）がメインの原子力発電所。最近はADSの原型炉が建設され、階層型の高速炉燃料サイクルの実現に向けてかなりがんばっている。

我が国の第四次大規模電源整備計画に基づいた、大都市近郊型原子力発電所として用地の取得が70年代初頭から進められた。初期計画では沸騰水型軽水炉が炉型として想定されていたが、プルトニウムを含むMOX燃料の効率的な利用を目指した新型転換炉（ATR）の実証炉計画が成功したことを受け、商用炉として3基が建設される事となった。1号機と2号機では全炉心MOXでの運転が行われたが、90年代にはウラン価格の下落が進んだこともあり、3号機では一部を低濃縮ウラン燃料としている。

4号機では最先端の高エネルギー陽子加速器と鉛ビスマス冷却の未臨界炉心を組み合わせた加速器駆動炉が採用された。これは高レベル放射性廃棄物に含まれるTRU廃棄物の低減を実現し、原子力発電を従来の軽水炉中心のものから、将来的に階層型の高速炉燃料サイクルへの転換を進める上で重要な原型炉である。また余剰プルトニウムの削減も実現することで、核セキュリティ上のリスクを払拭したいという目的もある。

未臨界炉の運転においては、炉心における三次元の中性子束分布をリアルタイムでモニターする技術のほか、TRUの効率的な燃焼を実現する窒化物燃料の燃焼過程における挙動や、内部ブランケット部を配置した非均質炉心についての研究も進めたいとしている。

要するにアクチノイド元素を延々と核燃料サイクルの中に閉じ込め続けるための円環の理えんかんのことわりそのものであると言えよう。

原子炉1号機2号機3号機4号機NEW
所在地見滝原市
運転開始1988年1992年1999年2022年
原子炉形式SGHWR
重水減速沸騰軽水冷却
圧力管形炉		ADSR
鉛ビスマス冷却
加速器駆動炉
原子炉名称ATR
（Advanced Thermal Reactor）		MADCAまどか
（Minor Actinide Disposing Combined Accelerator）
熱出力2200MW2200MW2200MW850MW
電気出力700MW700MW700MW300MW
核燃料
  • 天然ウラン酸化物
  • 低濃縮ウラン酸化物
  • プルトニウム混合酸化物（MOX）燃料
プルトニウム・MA混合窒化物燃料
最大燃焼度35,000MWd/t（MOX燃料）-
燃料体構成要素ジルカロイ-2燃料ピン改良9%クローム鋼燃料ピン
蒸気発生器なし有液面ヘリカルコイル型×4基
冷却材沸騰軽水鉛ビスマス合金（LBE）
主冷却系2（再循環ループ）2（主循環ポンプ）
冷却材入口温度277℃300℃
冷却材出口温度284℃420℃
減速材重水無し
炉心封入ガスヘリウムアルゴン
反応度制御固体制御棒
ケミカルシム		固体制御棒
加速器ビーム電流量
スクラム系制御棒落下
ポイズン注入		制御棒落下
ビーム電流遮断
発電機水素冷却式
三相横軸回転界磁型同期発電機
27kV 900MVA		水素冷却式
三相横軸回転界磁型同期発電機
16kV 400MVA
状態運転中運転中運転中炉物理試験中
今井智大はいはいはいはい

4号機「MADCAまどか」用 高エネルギー陽子加速器

強力な粒子加速器。イオン源には実績のあるLaB6フィラメントを採用。超伝導加速空洞の超伝導体には余剰プルトニウムの新たな活用法と銘打ってPuCoGa5のプルトニウム合金が採用されている。これは米ロスアラモス国立研究所に発見された重い電子系超伝導体である。高速炉燃料サイクルが当初の予定よりも大幅に遅れ、未だ限定的な運用に留まっていること、軽水炉によるプルサーマル計画も一部運用に留まっていることから、余剰プルトニウムの過剰な保有を避けるため、超伝導加速器への利用が行われることとなった。製造はプルトニウム再処理施設に付随設備を増築して行われている。放射性物質を使った超伝導体である以上、α崩壊によって生じる格子欠陥が磁束線をピン止めすることにより、臨界電流密度が大きいという特徴がある。そのため大電流を利用する超電導加速器に利用しても必要とされる性能は十分に確保できるとされた。一方で超伝導転移温度については格子欠陥の増大に伴って時間経過と共に高くなってしまうが、この点についてはプルトニウム239の半減期が十分に長い事から現状では大きな問題とはなっていない。また崩壊熱が生じ続けるため、クライオスタットに用いられる極低温冷凍機は能力が十分に高いものが採用されている。

加速器
加速器形式超伝導LINAC（直線加速器）
最大陽子ビーム強度1.5GeV
陽子ビーム電流量40mA
イオン源セシウムフリー六ホウ化ランタン（LaB6）フィラメント
超伝導加速空洞プルトニウム超伝導体PuCoGa5を採用したRF方式

雛見沢原子力発電所ひなみざわげんしりょくはつでんしょ
HINAMIZAWA NUCLEAR POWER PLANT

雛見沢ダム計画の頓挫と共に代替案として建設された原子力発電所。国内で初めての内陸型の原子力発電所であり、最終ヒートシンクを海ではなく、分散型の冷却塔としている。雛見沢ダム計画は周辺住民の反対運動の激化や、その他様々な理由によって中断されたと言われている。しかしながら増大する電力需要を賄うため、環境アセスメントの結果地盤に問題が無いこと等を踏まえ、原子力発電所の建設が計画されることとなった。工事は急ピッチで行われる事となり、これまで我が国には冷却塔を用いた原子力発電所の建設・運用のノウハウが無かったため、諸外国からの技術導入が行われる運びとなった。炉型には一般的な軽水炉も検討されたものの、核燃料サイクルの動向やウラン燃料価格の長期的な変動に対して柔軟な運用が可能となるよう、天然ウランからプルトニウムまで様々な燃料の利用が可能な原子炉が選定される事となった。こうした原子炉としては、日本独自の圧力管型重水炉、新型転換炉（ATR）が挙げられるが、海外からの技術導入という点で、他形式の圧力管型重水炉の運用経験も得たいという考えからガス冷却重水炉（HWGCR）が選定された。しかしガス冷却重水炉は1960年代中盤から1970年代前半にかけてヨーロッパ各国で運転が開始されたものの、良好な中性子経済と高い熱効率を実現するための燃料被覆管の開発が困難であったこと等から実験炉や原型炉に留まり、本格的な利用は行われていない。我が国ではスロバキアで運用されていたKS-150のベリリウム合金の被覆管を参考に、独自の被覆管の開発に成功した。しかし運転中の燃料交換が可能な圧力管型炉であること、天然ウラン燃料の頻繁な交換が可能になっていること等から、核不拡散上問題があるとの指摘もなされたが、燃料交換は安全確保の観点からも原子炉を停止した上で行うという運用によって対応されることとなった。運転は1988年から開始されている。

2号機は新型高速炉開発計画によって開発されたヘリウムを冷却材とする高速増殖炉が開発された。ナトリウム冷却の「もんじゅ」の運転計画が当初から大幅に遅れた事や、高温ガス炉「HTTR」の成功を踏まえ、それぞれの技術の応用が可能なヘリウム冷却高速増殖炉の開発が並行して行われる事となった。燃料には窒化物が利用され、高い重金属密度を実現できることから、増殖炉として増殖比の向上を図りつつ、またTRU元素の核変換処理にも適していることから、いわゆるプルトニウム・バーナーとしての利用も可能である。そのため、将来的な高速炉多重リサイクルにおいて柔軟な運用が可能であること、さらに直接タービンサイクルを用いた発電を実現することで高い発電効率と設備の簡素化によるコストダウンが出来る見込みから本型式が採用されることとなった。

原子炉1号機2号機NEW
所在地雛見沢村
運転開始1988年2010年
原子炉形式GCHWR
重水減速沸騰二酸化炭素冷却
圧力管形炉		GCFBR
ヘリウム冷却高速増殖炉
原子炉名称GH-1HeFR
熱出力1500MW3000MW
電気出力600MW1300MW
核燃料
  • 天然ウラン酸化物
  • 低濃縮ウラン酸化物
ウラン・プルトニウム混合窒化物被覆粒子燃料
(高速炉多重リサイクルTRU)
最大燃焼度18,000MWd/t（低濃縮ウラン酸化物）72,000MWd/t
燃料体構成要素Mg-Be合金燃料ピンSiC固相マトリクス＋TiN被覆粒子燃料
蒸気発生器4基なし（ガスタービン直接サイクル方式）
冷却材炭酸ガスヘリウムガス
主冷却系44（ガスタービン直接サイクル方式）
冷却材入口温度120℃460℃
冷却材出口温度440℃850℃
減速材重水無し
反応度制御固体制御棒
ケミカルシム		固体制御棒
スクラム系制御棒落下
重水ダンプ		制御棒落下
発電機水素冷却式
三相横軸回転界磁型同期発電機
27kV 750MVA		水素冷却式
三相横軸回転界磁型同期発電機
50kV 375MVA×4
状態運転中運転中
今井智大はいはい

糸守核燃料再処理施設いともりかくねんりょうさいしょりしせつ
ITOMORI NUCLEAR FUEL REPROCESSING PLANT

NRP-2Bプラントでは乾式再処理技術に、高度なハイブリッド型抽出剤を採用した群分離技術を組み込むことで、高速炉多重リサイクルTRUが可能となった。現在再処理能力の拡大を目指し、設備の拡大が計画されている。窒化物燃料はヘリウム冷却高速炉や、加速器駆動未臨界炉等のほか、ナトリウム冷却高速炉への適用も目指して研究が行われている。

再処理施設

プラントNRP-1NRP-2ANRP-2B
所在地糸守町
再処理方式PUREX法乾式（溶融塩電解法）乾式（溶融塩電解法）
容量年間600トン年間300トン年間150トン
対応軽水炉酸化物燃料高速炉窒化物燃料高速炉窒化物燃料

中間貯蔵施設

貯蔵量15000トン
貯蔵方式乾式キャスク

原子力開発事業団　げんしりょくかいはつじぎょうだん　原子力工学試験センターげんしりょくこうがくしけんせんたー
NAPDA NUCLEAR ENGINEERING TEST CENTER

原子力開発事業団、NAPDAナプダ、
National Atomic Power Development Agencyナショナルアトミックパワーデベロップメントエージェンシーの施設。実験炉での材料照射試験の他、超ウラン元素の製造や基礎研究などが行われている。さらに原子炉の起動などに用いられる中性子線源であるカリホルニウム252もここで保管されているほか、核物質保障措置で用いられる標準物質の精製・保管もされている。

2020 今井智大原子力
23000.ISL(a)gmail.com