GIF ウェビナーガイド


 The Generation IV International Forumは、技術ウェビナー講座をおおよそ月1度の頻度で開催しております。 内容は、GIFにおいて、国際協力の形で開発を進めております次世代原子力システム、安全・経済性・燃料や流動といった各分野の技術紹介、 フェニックス、ロシアのBNシリーズ等の 既存炉の経験、HTR・MYRRHA・ALFRED・ASTRID等現在進行中のプロジェクトの紹介と多岐にわたっております。 これまでのウェビナー内容は、Youtubeにて英語字幕とともに下記から閲覧可能です。なお、今後のウェビナー情報は、GIFホームページ(NEA英語版)から、閲覧可能です。

 YouTubeにてGIFウェビナーを閲覧の際は、設定で字幕をオン(英語:自動生成)にしていただくと、英語字幕の表示が可能です。


1. Introduction (イントロダクション)

Atoms for Peace. The Next Generation

Presenter: Dr. John Kelly, Department of Energy, USA

【Atoms for Peaceプログラムから次世代原子力システムの開発へ向けて】
本ウェビナーでは、原子力の平和利用に関する歴史的展望を紹介します。Atoms for Peace programによって、原子力発電の世界的展開が始まりました。 歴史的展開に基づき、さらに現在進められている第4世代原子炉システムの開発と展開について紹介します。

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Introduction to Nuclear Reactor Design

Presenter: Dr. Claude Renault, CEA, France

【原子力システムの設計とはどういうことなのか?】
なぜ第4世代原子炉システムが必要なのでしょうか?そしてどのような原子炉テクノロジーが必要なのでしょうか? GIFは過去の設計オプションを再検討し、持続可能なエネルギー源としての新しい原子炉設計を模索しています。 第4世代原子炉システムの合理性を理解し、その設計上の特徴を把握するためには、原子炉設計の基本的知識が必要となります。 「臨界」「増殖」「高速中性子/熱中性子」という技術用語の背景にある意味合いはどのようなものなのか? 冷却材、減速材、中性子スペクトル、燃料組成、燃料材料はどのように選択すればよいのか? 第4世代原子炉の基準を満たし持続可能な原子炉システムを設計するためには、これらの技術をどのように組み合わせればよいのか? 本ウェビナーは非専門家への解説を目的とするウェビナーとなります。

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Overview of Small Modular Reactor Technology Development

Presenter: Mr. Frederik Reitsma, IAEA, Austria

【小型モジュール炉(SMR)研究開発の概要】
原子力発電は、低出力で小型の原型炉・試験炉から始まりましたが、ニーズの高まり、規模の経済、立地可能なサイトの制限により、比較的早い段階から、発電方式は大型炉による発電に代わりました。しかしここ数年は、小型モジュール炉(SMR)への関心が高まっており、50以上の概念が現在検討されています。IAEAでは、個々のモジュールの出力が300MWeまでの先進炉をSMRと定義しています。モジュールは工場で製造でき、プラントサイトに輸送、設置されますが、必要に応じて追加することができます。またSMRは先進技術の全て(水冷却、第4世代システム、超小型炉等)と関連付けられ、受動安全機能の強化、シンプルな設計及び運転、大量生産による経済性、ハイブリッドシステム及び非電気利用に対する柔軟性も兼ね備えています。 本ウェビナーでは、SMRの魅力、課題、開発状況、今後の展開に焦点を当て、紹介します。

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Global Potential for Small and Micro Reactor Systems to Provide Electricity Access

Presenter: Dr. Amy Schweikert, Colorado School of Mines, USA

【小型原子炉システムによる電力供給の可能性】
低コストで電力要求に応じられる小型モジュール炉は、従来の大型炉及び中央集中型の送電網設置が困難で、電力需要が大きい地域から高い注目を浴びています。現在約10億人が電力の無い生活を送っていると試算される中、Agenda for Sustainable Developmentは、低炭素エネルギーを生成し、2030年までに全世界が信頼性のある安価なクリーンエネルギーを利用できるようになることを目指しています。 私たちの研究では、最新の衛星画像を使い、エネルギー貧困地域の人口、小型電力網が利用可能な場合にその地域に必要な電力容量等を解析しています。 本ウェビナーでは、今後のエネルギー需要に対する市場分析、自然事象、サイト設置における考慮事項、競合技術等をご紹介します。

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MicroReactors: A Technology Option for Accelerated Innovation

Presenter: Dr. Dasari V. Rao, Los Alamos National Laboratory, USA

【超小型炉(Micro-reactors):イノベーションの加速のための技術オプション】
超小型炉(Micro-reactors)とは、送電線が無くても運転が可能な電力供給のための小型炉で、仮に障害が発生しても回復機能が高く、現在電気が届かない地域への電力供給に非常に適しています。 典型的な超小型炉としては2~20 MWe規模の可動型原子炉で、工場で建設、燃料補充、組み立てが可能なものを想定しており、陸路、海路、空路での輸送が可能で、外部電源に依存せず、自然エネルギーの統合、離島モードでの運転が可能、運転員の介入を最小限にした自己制御が可能となるよう設計されています。 NEI(Nuclear Energy Institute)は、超小型炉を使うことで$0.09/kWh~$0.33/kWhでの電力供給が可能と予期しています。 本ウェビナーでは、超小型炉の設計、技術格差、及びDOEの研究開発についてご紹介しています。

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Evaluating Changing Paradigms Across the Nuclear Industry

Presenter: Dr. Jessica Lovering, Carnegie Mellon University, USA

【原子力産業におけるパラダイムチェンジ(超小型炉の経済性)】
Dr. Loveringは近年、出力10 MWe以下の超小型炉の研究を重点的に実施しています。超小型炉を商用化するにはどうすればよいか、 経済競争性をもたせるにはどうすればよいかといった問いに対する回答を検討しています。 分散型電源とコミュニティのマイクログリッドとしての利用を想定すれば、このサイズの超小型炉は100%再生可能 エネルギーを想定した場合よりも安価で信頼性が高いこと、ディーゼル燃料が1リットル当たり$1以上の場合にはコスト的にディーゼル発電と匹敵すること、 さらに超小炉の資本コストは$15,000/kW以下であることがわかりました。 しかし、超小型炉の均等化発電原価(LCOE)は資本コストに左右されるため、超小型炉の技術がこの隙間市場で商用化されるには、 今後工場製作が繰り返し行われコストが下がる「学習効果」にかかっています。 そこで、本ウェビナーでは、超小型炉の「規模の経済:economies of scale」対「工場製作の経済:economies of volume」のトレードオフに ついて考えます。超小型炉が大型炉や化石燃料にコスト的に匹敵するために必要な損益分岐売上高を、過去の原子力施設建設と、 類似のエネルギー技術のパラメータを使って計算します。また、エネルギー技術全般の学習率のデータから、 様々なサイズの超小型炉の学習率を予測します。

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2. Safety, Quality and Regulation (安全、品質及び規制)

Safety of Generation IV Reactors

Presenter: Dr. Luca Ammirabile, Euratom, EU

【第4世代炉の安全性】
第4世代原子炉技術ロードマップで特定されている目標には、高い安全性と信頼性があります。 今回はその目標達成に向けた6種類の第4世代原子炉に関するGIFリスク安全性ワーキンググループ(RSWG)の活動、 ならびに、第4世代原子炉システムの安全原則、先進炉に対する現在の安全性の枠組み、安全評価のために開発された安全性評価手法、 さらには、安全設計評価者と、第4世代原子炉システムのプラント設計者に共同で進めている各プラントの評価作業について紹介します。

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SFR Safety Design Criteria (SDC) and Safety Design Guidelines (SDGs)

Presenter: Mr Shigenobu Kubo, JAEA, Japan

【ナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア(SDC)と安全設計ガイドライン(SDGs)】
 SDCとは、第4世代ナトリウム冷却高速炉が満足すべき安全要件を記載した設計クライテリアです。 第4世代ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムを冷却材に用いる高速炉の特徴を活かした固有安全特性あるいは受動的安全システムを取り入れ、 東京電力福島第一原子力発電所の事故から学んだ教訓も反映して安全性の向上を目指しており、SDCにはこれらの要素が盛り込まれています。  さらに、SDCを実際の設計に適用する際の手引きとして安全設計ガイドライン(SDG)を構築しています。 SDGでは、わが国のナトリウム冷却高速炉の安全向上技術も踏まえて、SDCを満足するための受動的炉停止手段、自然循環崩壊熱除去、 シビアアクシデントの炉容器内事象終息等の設計手段とそれらが満たすべき要件を推奨事項として提示しています。  本ウェビナーでは、第4世代原子炉の高い開発目標を達成するために構築された安全設計クライテリアと安全設計ガイドラインの概要を ナトリウム冷却高速炉の安全上の特徴を交えて紹介しています。

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Passive Decay Heat Removal System

Presenter: Dr. Mitchel Farmer, ANL, USA

【受動的崩壊熱除去システム】
第4世代原子炉システムの設計上の目標は、異常時の炉心損傷の可能性や損傷程度を低減させ、それによって敷地外緊急時対策の必要性を無くすことです。この目標達成のための1つのアプローチとして、固有安全性をもつプラント設計が挙げられます。このような設計により操作員の介入なしで、崩壊熱を環境に受動的に放出できます。これまでも、炉心損傷温度のしきい値以下に燃料温度を維持しながら自然対流の効果により崩壊熱を受動的に除去するよう設計された原子炉キャビティ冷却系(RCCS)を、第4世代ナトリウム冷却炉及びガス冷却炉に設置する設計がなされてきました。本ウェビナーではまず、新型炉を対象に設計されてきたRCCSについて説明を行い、次にアルゴンヌ国立研究所で実施中の、空気冷却型、および水冷却型のRCCS概念に関する大型統合試験を紹介します。

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Proliferation Resistance and Physical Protection of Generation IV Reactor Systems

Presenter: Dr. Robert Bari, Brookhaven National Laboratory, USA

【第4世代原子炉システムの核拡散防止及び物理的防護】
本ウェビナーでは、GIFの核拡散抵抗性及び核物質防護ワーキンググループが開発したPRPP評価手法や第4世代原子炉システムへの評価適用例、及び、国内外の機関へのアウトリーチ活動について紹介します。

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Graded Approach: Not just Why and When, but How

Presenter: Mr. Vince Chermak, Idaho National Laboratory, USA

【グレーデッドアプローチ:等級分けは「なぜ」「いつ」「どうやって」行うのか】
今、世界各国の原子炉の基準や規制で、グレーデッドアプローチ(等級別扱い)が議論されており、必須となっている国さえあります。 しかし多くの場合、等級分けの基準やそれを正当とする理由については議論されますが、一旦基準を満たしてしまえば、 等級分けの方法に関してはあまり活発な議論が行われていないようです。 このウェビナーをご覧頂ければ、グレーデッドアプローチに対する不明点が無くなるはずです。 プレゼンターであるChermak氏は、「品質保証を満たすためのアプローチの等級分けの方法は2つしかなく、 しかもどちらも非常に簡単である」と言います。 このウェビナーではグレーデッドアプローチについて、掘り下げてご説明いたします。 なお、Chermak氏はアイダホ国立研究所で多目的試験炉(VTR)プロジェクトの保証責任者を務めており、 米国内の品質保証のみならずASME NQA-1,ISO,IAEAなど幅広い分野での活動経験を有している方です。

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3. Sustainability and Fuel Cycle (持続可能性及び燃料サイクル)

Closing Nuclear Fuel Cycle

Presenter: Prof. Myung Seung Yang, Institute of Energy and Environment, Youngsan University, Republic of Korea

【クローズド燃料サイクル】
軽水炉原子力燃料サイクル及び代替燃料サイクルのオプションを紹介します。燃料サイクルを閉じるために使用済燃料内に残されたウラン及びプルトニウムを回収し再利用する2つの手法「湿式PUREX」及び「乾式Pyroprocessing」について紹介し、また、持続可能性及び核不拡散を理解するために、燃料サイクルを閉じるために考慮すべき課題についても紹介します。

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Sustainability a Powerful and Relevant Approach for Defining Future Nuclear Fuel Cycles

Presenter: Dr. Christophe Poinssot, CEA, France

【持続可能性および将来の燃料サイクルを定義するためのアプローチ】
原子力エネルギーは、技術的には温室効果ガスの排出量が少なく、かつ高い信頼性をもち、ベースロード容量も高いことから、地球温暖化を緩和する最も効率的なエネルギー源の一つとして再生可能エネルギーと共に期待されています。しかし、公衆の意見やこれまでに取られたいくつかの段階的廃止の決定などを考慮すると、技術的基準を満たしていることだけが政治的決定につながるのではないことに気付きます。技術的、経済的に最適化させること以外にも、環境及び社会に対する配慮など、多くの基準が重要になってきており、それにより、これまでの論理的な技術アプローチから、より広い持続可能性アプローチへの変換が求められています。そのため環境フットプリントや、より包括的な社会許容性、社会への影響も考慮する必要があります。本ウェビナーでは、将来長期にわたり原子力エネルギーを持続させるために、持続可能性に注目することがどのように原子力燃料サイクルの動向の見極めるために有用であるかを説明します。

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Scientific and Technical Problems of Closed Nuclear Fuel Cycle in Two-Component Nuclear Energetics

Presenter: Dr. Alexander Orlov, IPPE, Russia

【2種類の燃料サイクルにおける科学技術的問題】
本ウェビナーでは、オープン及びクローズドという2つの燃料サイクルにおける科学技術的問題について説明します。オープン燃料サイクルにおけるサーマルリアクターがもつ問題点及び、クローズド燃料サイクルにおける高速炉のメリットに焦点を当てつつ、混合UN燃料と使用済燃料処理の最新の技術開発についても紹介します。さらに“Proryv”プロジェクトで開発されている新しい技術プラットフォームついても紹介します。

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Molten Salt Actinide Recycler and Transforming System with and without Th-U support: MOSART

Presenter: Dr. Victor Ignatiev, Kurchatov Institute, Russia

【Th-U依存型/非依存型溶融塩アクチニド再生機及び変換システム:MOSART】
今回のトピックは、使用済燃料から回収した異なる組成の超ウラン要素三フッ化物で燃料充填したTh-U依存型/非依存型のMOSART(MOlten Salt Actinide Recycler & Transforming)システムについてです。NRCのKurchatov Instituteでは、均質炉心及び溶解度の高い燃料塩を用いた新型設計が研究されています。ここではMOSARTシステムの燃料サイクルの柔軟性について、本研究で明らかとなった技術制約及び実験データを考慮しながら紹介します。

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Maximizing Clean Energy Integration: The Role of Nuclear and Renewable Technologies in Integrated Energy Systems

Presenter: Dr. Shannon Bragg-Sitton, INL, USA

【クリーンエネルギーの統合を最大限活用するために:エネルギーシステムにおける原子力技術と再生可能エネルギー技術の役割】
現在、様々な分野で二酸化炭素排出量の削減を目指したエネルギー基準が設定されています。クリーンかつ事象発生後も復元力の強い将来のエネルギーの実現には、新しい方法での発電、送電、電力利用が必要です。 アイダホ国立研究所主導の統合エネルギーシステムに関する原子力エネルギー計画は、再生可能エネルギー技術と原子力を併用したクリーンエネルギーの利用を最大限に引き出すことができます。 私たちが向かう目標は何か?発電した電力はどのように使われるのか?―これらの答えは様々な要因で変わります。これまで、様々な製品の流通を検討してきましたが、各流通にはその収益を最大にする独自のマーケットとマーケットドライバー、地理的条件があり、また生産に電力を必要とする製品もあれば、熱と電力が必要な製品もあります。 本ウェビナーでは、統合エネルギーシステムにおいて原子力エネルギーを様々な新しい方法で活用するオプションを紹介しています。

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Overview of Waste Treatment Plant, Hanford Site

Presenter: Dr. David Peeler, PNNL, USA

【廃棄物処理プラントHanfordサイトの概要】
米国エネルギー省(DOE)では現在、約9,000万ガロンの放射性廃棄物をHanfordとSavannah Riverサイトにある約230の地下タンクに貯蔵しています。Hanfordの放射性廃棄物の内訳は、約2,000万ガロンが液体(上澄)、約1,000万ガロンが不溶性のスラッジ(沈殿物)、残りはソルトケーキと呼ばれる部分的に水溶性の固体です。これら放射性廃棄物のガラス固化は、廃棄物処理等の主要プラントであるHanford Waste Treatment and Immobilization Plant(WTP)にて実施される予定です。今回のウェビナーではその一連の流れ(貯蔵、取り出し、前処理、固化、廃棄)に関してご紹介します。ここではガラス固化について、1)扱いにくい廃棄物の構成成分及びそれによるガラス形成と運転への影響、2)重要なプロセス及び製品の性能と特性(なぜ、どのようにそれらを計測するか)、3)工程管理方策、並びにガラス化モデル及びアルゴリズムの活用、4)許容可能なガラス組成域と運転柔軟性との関係、5)ガラス形成の大きな進歩及び一連の流れと運転に対するその影響、及び 6)運転の教訓、に焦点を当てて説明します。

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4. Generation IV System Design and Related Technology (第4世代原子炉のシステム設計及び関連技術)

4-1. Fast Reactors in Performance and Feasibility stages and related technology (性能研究段階及び調査研究段階の高速炉及び関連技術)

Sodium Cooled Fast Reactors (SFR)

Presenter: Dr. Bob Hill, ANL, USA

【ナトリウム冷却型高速炉】
高速炉としての特徴、主要なメリットを紹介します。ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する国際的な開発知見や開発の歴史を振り返り、最後に第4世代SFR技術の研究開発に関する国際協力について紹介します。

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European Sodium Fast Reactor: An Introduction

Presenter: Dr. Konstantin Mikityuk, PSI, Switzerland

【欧州型ナトリウム冷却高速炉(ESFR)の紹介】
欧州型第4世代ナトリウム冷却高速炉(ESFR:3,600 MWth大型炉)の概念設計の歴史を紹介したのち、欧州プロジェクトHorison-2020(ESFRSMARTプロジェクト)における安全性向上を目的としたR&Dの状況を紹介します。3つの安全機能(反応度制御、崩壊熱除去、放射性物質の格納機能)を改善するための安全対策について紹介します。さらに、ESFR研究開発のためにヨーロッパで実施中の実験プログラムや、プロジェクトの次フェーズの活動を紹介します。

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Experimental R&D in Russia to Justify Sodium Fast Reactors

Presenter: Dr. Iuliia Kuzina, IPPE, Russia

【ナトリウム冷却高速炉開発のためのロシアの試験研究プログラム】
新しい原子力システムの導入時には、システムの安全性と運転性を確保する必要があります。一方、システムで発生しうる現象が全て、計算技術によって検討できるわけではありません。これまで多くの原子力システムが開発されてきましたが、その中のいくつかは今までとは全く違う新しい条件や環境で運転されるものもありました。工学設計技術を新規に適用することは、設計判断の妥当性確認でもあります。ロシアでは、液体金属冷却高速炉(LMFR)の実験研究用に、多くの試験施設が開発されてきました。多くの試験施設は、液体金属を用いた試験設備ですが、水を用いた試験設備もあります。このウェビナーでは、BN-1200(ナトリウム冷却炉)を参照し、第4世代原子炉の機器及びシステム設計についてご紹介し、さらにロシア国内で行われている、LFMRの試験R&Dプログラムを紹介します。

日時:2021年9月23日 午後9:30(日本時間)から
参加登録はこちら
お申し込み後、登録したメールアドレスに申し込み完了メールが送信されます。

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Lead Fast Reactor (LFR)

Presenter: Prof. Craig Smith, US Naval Graduate School, USA

【鉛冷却型高速炉】
鉛冷却高速炉(LFR)の特徴は、高速炉中性子スペクトル、冷却剤の沸騰までの時間的余裕が長く、かつ空気または水との反応が比較的穏やかであり、これらを活用する設計的な特徴を備えていることです。他の高速炉と同様、LFRも資源の活用及び持続可能性を飛躍的に向上する燃料サイクルを可能にする選択肢の1つです。安全性、シンプルな設計、核拡散抵抗性、経済性において大きな可能性を持つLFR。本ウェビナーでは、高速炉物理特性、開発の歴史、現在検討中のLFR技術、概念設計の主な特徴を紹介します。

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Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator - ALFRED Project

Presenter: Dr. Alessandro Alemberti,Ansaldo Nucleare, Italy

【欧州先進鉛冷却型高速実証炉(ALFREDプロジェクト)】
本ウェビナーでは、欧州先進鉛冷却炉であるALFRED実証炉の設計上の特徴、安全アプローチ、安全特徴を紹介すると共に、プロジェクトの最新の状況についても紹介します。現在の知見及び今後追求すべき技術の観点から今後の研究課題についても紹介します。

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MYRRHA an Accelerator Driven System Based on LFR Technology

Presenter: Prof. Hamid Aït Abderrahim, SCK•CEN, Belgium

【多目的研究炉「MYRRAHA」の研究開発】
SCK•CENは、新しい多目的研究炉「MYRRAHA」の研究と建設を行っています。本ウェビナーでは中性子加速器で駆動する世界初の高出力原子炉であるMYRRHAについて紹介します。この粒子加速器は外部から中性子を与えて核分裂を持続させますが、連鎖反応を持続させるのに十分な核分裂生成物を含んでおらず、そのためMYRRHAは未臨界炉と呼ばれています。MYRRHAは革新的な原子力技術で管理もしやすく、粒子加速器が止まれば、連鎖反応も自動で停止します。

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Gas Cooled Fast Reactor (GFR)

Presenter: Dr. Alfredo Vasile, CEA, France

【ガス冷却型高速炉】
ガス冷却型高速炉(GFR)は、GIFが選択した6つの将来有望な原子炉技術のうちの1つです。本ウェビナーでは、GFRの主な利点や欠点、設計、安全性、関連する研究開発について紹介します。

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The ALLEGRO Experimental Gas-Cooled Fast Reactor Project

Presenter: Dr. Ladislav Belovsky

【ALLEGROガス冷却高速試験炉プロジェクト】
V4G4 Consortium(チェコ共和国、ハンガリー、ポーランド、スロバキア、フランス)の枠組みで開発されたALLEGRO実証炉の設計特徴、概念、開発目標、設計解決策、安全アプローチ、安全特徴を紹介します。また、UOX燃料と新しい安全上の特徴に関連した最新の状況や、今後追求すべき技術研究課題についても紹介します。

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4-2. Advanced Reactors with Specific motivations in Performance and Feasibility stages (性能研究段階及び調査研究段階の先進炉)

Very High Temperature Reactors (VHTR)

Presenter:Mr. Carl Sink, DOE, USA

【超高温原子炉】
超高温原子炉(VHTR)は、国際協力開発として最終的に選出された6つの第4世代原子炉システムのうちの1つです。VHTRシステム協定のメンバー国のうち3か国で高温ガス炉の運転又は試験経験があり、2008年にはそこに中国が加わりました。本ウェビナーでは、この協力開発がどのように持続性、経済性、安全性、核拡散対抗性、エネルギー供給に寄与するかを紹介します。

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Experience of HTTR Licensing for Japan’s New Nuclear Regulation

Presenter: Dr. Etsuo Ishitsuka, JAEA, Japan

【新規制基準に対する高温工学試験研究炉(HTTR)の許認可から得た経験】
2020年6月、JAEAは原子力規制委員会(NRA)から高温工学試験研究炉(HTTR, 最大熱出力30MW)再稼働のための原子炉設置変更許可を取得しました。新規制基準の下で初めてのガス冷却炉の許可取得です。HTTRは耐高温性に優れ、熱容量の大きい黒鉛炉心を採用することで、冷却材喪失事故を想定しても、事故時の炉心温度の変化が緩やかで、燃料損傷に至らないという固有の安全性を有しています。複数の原子炉停止機能喪失のような設計拡張事故を想定しても、HTTRは燃料損傷に至らないという内容の安全レビューが新規制基準のもと認められました。早期の再稼働を目指し、原子炉設置変更許可に必要な改修(内部、外部火災等に対する対策)が現在着々と行われています。本ウェビナーでは、新規制基準に対するHTTRの許認可から得た経験について紹介します。

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Design, Safety Features and Progress of the HTR-PM

Presenter: Prof. Dr. Yujie Dong, INET, Tsinghua University, China

【HTR-PMの設計、安全の特徴、進展】
高温ガス冷却炉ペブルベッドモジュール(HTR-PM)は、熱電供給、高熱利用、水素製造など、原子力エネルギー利用の幅を広げることを目的としています。2基のHTR-PMを蒸気タービンに接続させることで、210 MWeの原子力発電プラントを形成しており、本プロジェクトの中国国内での進展はでは世界で大変注目を浴びています。本ウェビナーでは、HTR-PMの設計基準、設計原理、設計特徴、安全特徴や、主要な工学検証実験、HTR-PMの進捗についても紹介します。

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GIF VHTR Hydrogen Production Project Management Board

Presenter: Dr. Sam Suppiah, Canadian Nuclear Laboratories(CNL), Canada

【超高温ガス炉(VHTR)水素製造プロジェクト】
GIFの超高温ガス炉(VHTR)水素製造プロジェクトの目標は、温室効果ガスを排出しない原子炉の熱を利用した大規模かつ経済的な水素製造プロセスの開発です。本プロセスを開発、最適化し、第4世代原子力システムと組み合わせることで、脱炭素社会に貢献することができます。現在開発中の製造方法は、硫黄-ヨウ素(S-I)法、高温水蒸気電解(HTSE)法、銅-塩素サイクル(Cu-Cl)が挙げられます。S-I法は中国、韓国、日本が短期間運転を実証済みであり、HTSE法はEU、フランス、米国が非常に積極的に開発を進めています。また、2021年には、カナダが実験室規模ではありますがCu-Cl法を実証する計画を進めています。本ウェビナーではこれら活動の概要を紹介するとともに、地球温暖化防止策としてどのように貢献可能か紹介します。

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Supercritical Water Cooled Reactors (SCWR)

Presenter: Dr. Laurence Leung, CNL, Canada

【超臨界圧軽水冷却炉】
超臨界圧軽水冷却炉(SCWR)は、水の熱力学的臨界点(374°C, 22.1 MPa)以上で運転する高温高圧の水冷却炉です。この概念は、数多くの軽水炉の設計と運転から得た経験と、超臨界水を使用した化石燃料プラントからの経験を併せ持つものです。原子炉に超臨界水を使う主な目的は、原子力プラントの効率性の向上及び資本コスト、運転コストの削減、そして最終的には電力エネルギーのコスト削減につなげることです。本ウェビナーでは、各国で開発中のSCWRの概念の紹介と、技術的な利点、開発における課題について紹介します。

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Overview of FHR Technology

Presenter: Prof. Per Peterson, UC Berkeley, USA

【フッ化物塩冷却型高温炉】
フッ化物塩冷却型高温炉(FHR)は、固体セラミック燃料と溶融塩冷却材を用いるもので、600℃~700℃の熱を生成します。本ウェビナーではFHRの主な設計の特徴と、安全解析及び許認可に向けた技術基盤開発に関する最近の活動を紹介します。

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Concept of European Molten Salt Fast Reactor (MSFR)

Presenter: Dr. Elsa Merle, CNRS, France

【溶融塩炉】
液体燃料炉は固体燃料炉に比べ、運転及び安全面で非常に優れています。本ウェビナーでは、溶融塩炉(MSR)の運転面、安全面からの特徴をこれまでの研究開発活動と併せてお話します。GIFで行われた概念研究の紹介から、フランスCNRSで始まり現在では欧州で大々的に研究されている基礎物理化学特性の計算に基づいた高速中性子スペクトルを用いた溶融塩高速炉(MSFR)に焦点を置き、MSFRの特性、過渡シミュレーション、化学的課題と材料における課題、安全解析、研究ロードマップ、実験室規模の実験について紹介します。

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Czech Experimental Program on MSR Technology Development

Presenter: Dr. Jan Uhlíř, Research Centre Řež, Czech Republic

【チェコ共和国における溶融塩炉技術開発の実験プログラム】
本ウェビナーでは、チェコ共和国の溶融塩炉(MSR)技術について紹介します。チェコでは、1999年より液体溶融塩を燃料とした原子力システムが研究されてきましたが、2005年からはトリウム-ウラン燃料サイクル技術、材料研究、MSR技術に選定された構成要素の開発研究も行われています。4カ年(2017 – 2020)計画である新しいMSR技術開発プロジェクトは、現在のチェコのフッ化塩冷却原子力システムの重要要素であり、MSR及びフッ化塩冷却炉の技術における様々な分野の研究に貢献することを目的としています。

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Overview and status update on Molten Salt Reactor Technology development in the US

Presenter: Dr. David E. Holcomb, ORNL, USA

【溶融塩炉の安全評価 —米国の見地から—】
原子炉安全性評価の目的は、プラントの運転が公衆の生命や健康に対して多大なリスクを及ぼさないことを実証することです。当初は、原子炉の安全性評価は、想定する最大規模の事故の際に放射性物質の閉じ込め機能を維持できるかに焦点が置かれてきました。しかし1960年代に大型軽水炉(LWR)の開発が進むと、大規模な事故の可能性が高まり、全ての条件下における放射性物質の閉じ込めを確認することから、更に評価対象を拡張して、事故の発生防止及び影響緩和を通じた安全性の確認が求められるようになりました。 米国の溶融塩炉(MSR)では、十分な安全性の実証には決定論的又は確率論的評価手法が用いられています。決定論的評価では、LWR で受け入れられている最低限の安全基準がMSRに対して適用できることに依拠していますが、一方、確率論的評価では、何がどの頻度で発生するか、影響はどのようなものかを見極めるためにMSRの事故のリスクを十分にモデル化することが重要となります。MSRは、概念的に高い受動的安全性が備わっています。MSRは、低圧運転、格納容器内部の蓄積エネルギーが少ない、負の反応度フィードバック及び効果的な受動的崩壊熱除去機能の組合せにより、連鎖的に拡大する事象の発生の可能性は非常に低いという特徴をもっています。この高い復元力(resiliency)に基づき、事故時の格納容器の安全性を実証する新しい方法が現在検討されており、十分な確率論的情報が無くても安全性を評価できるようになってきています。 このアプローチは、高度なリスク評価モデルを適用するために必要となる評価データがまだ十分に取得されていない、開発初期の原型炉にとっては特に有用なアプローチです。 本ウェビナーでは、MSRの安全性実証に関するこれら3つの手法の開発状況及び特長を紹介します。

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5. Fuel / Core Design (炉心・燃料)

Metallic Fuels for Fast Reactors

Presenter: Dr. Steven Hayes, INL, USA

【ナトリウム冷却型高速炉における金属燃料】
ナトリウム冷却型高速炉(SFR)で使用されている金属燃料について紹介します。金属燃料の開発経緯及び使用経験、燃料の信頼性及び安全性における金属燃料のメリット、アクチニド核変換及び高燃焼領域における課題と開発の方向性についても紹介します。

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TRISO Fuels

Presenter: Dr. Madeline Feltus, DOE, USA

【先進ガス炉TRISO粒子燃料】
TRISO(TRi-structural ISOtropic)粒子燃料は、許認可に対する全ての基準事象及び事故シナリオ状況下における、核分裂生成物の放出しきい値以下に炉心温度を受動的に保つよう設計されており、モジュラー型高温ガス炉(HTGR)で使用されます。本ウェビナーでは、US DOEの先進ガス炉(AGR) におけるTRISO燃料の適格性及び開発プログラムについて、燃料の特性、検証手法、TRISO製造過程での改善点、AGR TRISO照射試験、照射後試験及び安全性加熱試験結果、燃料性能のモデル化などの活動を紹介します。

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General Considerations on Thorium As Nuclear Fuel

Presenter: Dr. Franco Michel-Sendis, OECD/NEA, France

【原子炉燃料としてのトリウム】
これまでも原子炉の燃料としてのトリウムの使用は考えられてきました。トリウムの本当の可能性、あるいは世界のエネルギー問題の解決策の1つとなる前に乗り越えなければならない多くの課題を紹介します。また、近年では将来の原子炉の概念としてトリウムが再び注目されているため、トリウムに関する様々な質問に分かりやすくお答えします。

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Lead Containing Pb-208: New Reflector for Improving Safety of Fast Neutron Reactors

Presenter: Dr. Evgeny Kulikov, National Research Nuclear University “MEPhI”, Moscow, Russia

【Pb-208アイソトープを含有する鉛:高速中性子炉の安全性向上のための新型反射体】
本ウェビナーでは、出力暴走の速度を抑えることで高速炉の安全性を向上させる技術について紹介します。原子量が重く中性子吸収が非常に少ないPb-208製の中性子反射体で炉心を取り囲む技術を採用することで、中性子反射体から炉心までの距離が遠くなるため、出力暴走のスピードが抑えられるのです。これにより、即発中性子の平均寿命を約3桁延ばすことができると実証されています。

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MOX Fuel for Advanced Reactors

Presenter: Dr. Nathalie Chauvin, CEA Cadarache, France

【新型炉用MOX燃料】
現在の高速炉MOX燃料挙動に関する知識は主に、これまでSFRを運転してきた欧州、米国、日本、及び現在運転中のロシア、インド、中国からのフィードバックから得たものです。第4世代システム(SFR、 GFR、 LFR、FSMR等)は、安全性、核拡散抵抗性、持続性、廃棄物最小化の要件に対応するシステムとして選定されています。高速中性子を用いたシステムでは、使用済燃料から取り出されるプルトニウムとウランを再利用し、廃棄物を減らして資源を最大限に活用することができ、また(U,Pu)O2は原子炉中及び燃料サイクルにおいて、これらの実現に必要な性能の達成に最も近い燃料候補であることが証明されています。これらのシステムで用いるMOX燃料は、Pu濃度を調整すれば、プルトニウムの多重リサイクル、消費量と生成量の平衡、燃焼又は増殖等に適した燃料です。今回は、幅広い燃料組成(Pu含有量:20~45%)、照射条件を持つMOX燃料の知見及び燃料設計コードの検証に関する最新の状況をご紹介します。照射後試験とモデル化による照射中の材料特性及び燃料挙動の観点からみた(U,Pu)O2に関する知見、また、MOX燃料の燃料設計コードの検証の手法について、技術成熟度レベル評価と上記の全ての設計、燃料組成、状態に対処するためのMOX燃料の検証領域の拡張の必要性と共に詳細をご紹介します。国際機関(GIF、OECD/NEA、IAEA、EURATOM)による科学的・技術的問題に対するサポートについても取り上げます。

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Comparison of 16 reactors neutronic performance in closed Th-U and U-Pu cycles

Presenter: Dr. Jiri Krepel, Paul Scherrer Institute (PSI), Switzerland

【クローズドTh-U、U-Puサイクルにおける中性子性能比較について】
原子力は、全ての産業と同様に持続性が非常に重要です。核燃料リサイクルは天然資源の有効利用と廃棄物の最小化を同時に進歩させることができるため、環境と社会に貢献することができます。本ウェビナーでは、核燃料の多重リサイクルがもたらす影響について技術的な考察を行い、クローズドTh-U及びU-Puサイクルにおける中性子性能に基づいて原子炉システムを比較評価します。クローズド燃料サイクルは、これまでのGIFウェビナーで何度か取り上げられていますが、本ウェビナーでは違った角度からアプローチしています。

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6. Operational Experience (運転経験)

Phenix and Superphenix Feedback Experience

Presenter: Dr. Joel Guidez, CEA, France

【Phenix、Superphenixから得た経験】
フランスでは、約80%の電力は大型の原子力発電所でまかなわれており、燃料を再処理することで約10トン/年のプルトニウムを得ることに成功しています。したがって、ナトリウム冷却型高速炉(SFR)はフランスにとって非常に有用であり、Rapsodie、 Phenix、Superphenixで開発を進めてきました。開発から得られた知見は、材料、燃料、中性子、熱流動、機器、ナトリウム-水反応、ナトリウム漏えい、安全性、その他SFRに共通する技術的観点から分析が行われ、2冊の書籍(“Phenix: the feedback experience” / EDP sciences 2012, and “Superphenix: Technical and Scientific achievements” / Springer 2016)としてまとめられています。本ウェビナーでは、このような分析から得た結果や将来のSFRに対する提案を行います。

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Astrid - Lessons Learned

Presenter: Mr. Gilles Rodriguez, CEA, France

【Astridからの教訓】
フランスの原子力開発方針において、なぜナトリウム冷却型高速炉を選択したのか、またなぜクローズド燃料サイクルを選択したのか、その根拠を本ウェビナーでは紹介します。また第4世代炉の観点から、フランスのナトリウム冷却型高速炉プログラムであるASTRIDプロジェクトに焦点を当てて、ASTRIDプロジェクトで得た技術的成果、技術革新、プロジェクト成果について紹介します。ASTRIDは複雑なプロジェクトであり、プロジェクトを効率的に進めるために用いたデジタルツール(数値シミュレーション、バーチャルリアリティ、マルチスケールモデリング、マルチフィジクスモデリング、プロダクトライフサイクルマネジメント)についても紹介します。

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BN-600 and BN-800 Operating Experience

Presenter: Mr. Ilya Pakhomov, IPPE, Russia

【ロシアのナトリウム冷却型高速炉(BN 600 、BN 800)】
ロシアは世界のナトリウム冷却型高速炉(SFR)の開発をリードしています。ロシア及びソ連で建設されたBR-5/BR-10, BOR-60, BN-350, BN-600, BN-800の運転時間は計160炉年を超えており、これは世界のSFR運転経験の1/3を占めます。現在では試験炉BOR-60と産業炉BN-600, BN-800が運転中で、第4世代商用炉BN-1200の設計が進行中で、多目的研究高速炉(MBIR)も建設中です。SFRの技術成熟度及び実現可能性はBN-600の38年にわたる運転成功により実証されています。BN-800の主な目的はクローズド燃料サイクルの実証であり、BN-1200はLWRとの経済競争性、SFRの受動的安全系と固有安全特性による高い安全性を示すことです。本ウェビナーでは、BN-600及びBN-800の特徴、運転パラメータ(燃焼度、ロードファクター等)、ナトリウム漏えいなどの経験から得た知見などを紹介します。

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7. Generation IV Cross Cutting Topics (横断的トピック/第4世代炉の評価技術/設計技術)

Estimating Costs of Generation IV Systems

Presenter: Dr. Geoffrey Rothwell, OECD/NEA, France

【第4世代原子炉システムのコスト計算】
GIF経済性ワーキンググループが開発した第4世代原子炉システムの原子力エネルギーシステム用コスト計算ガイドラインについて説明します。他の原子力発電プラントのコスト計算モデルとの比較、GIF EMWGとIAEA INPROのベンチマーク活動についても紹介します。

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Materials Challenges for Generation IV Reactors

Presenter: Dr. Stu Maloy, LANL, USA

【第4世代原子炉システムに用いられる原子炉材料における課題】
第4世代原子炉システムは、発電効率、受動的安全特徴、ならびに水素製造などの非発電利用用途における熱利用など、様々な点において軽水炉より非常に優れています。第4世代原子炉システムには、ナトリウム冷却型高速炉(SFR)、鉛冷却型高速炉(LFR)、ガス冷却型高速炉(GFR)、超高温原子炉(VHTR)、超臨界圧軽水冷却炉(SCWR)、および溶融塩炉(MSR)があります。これらの原子炉内の特徴は、原子炉材料に厳しい損傷を与える高放射線量や高速中性子束(SFR, LFR, GFR, SCWR、MSR)といった炉物理環境、さらに溶融塩(MSR)または鉛冷却材(LFR)特有の材料に対する腐食性、ヘリウム冷却型原子炉概念(GFR、VHTR等)における高温環境です。本ウェビナーでは第4世代原子炉システム概念におけるこれらの特徴について紹介を行うとともに、典型的な照射条件における金属への照射の影響についても紹介します。

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Performance Assessments for Fuels and Materials for Advanced Nuclear Reactors

Presenter: Dr. Daniel LaBrier, Idaho State University (ISU), USA

【新型炉用燃料及び材料の性能評価】
第4世代原子炉システム開発イニシアチブの一環として、多くの新型燃料及び材料が開発されています。ほとんどの候補概念は先行炉の研究開発プログラムを発展させたものですが、軽水炉以外の分野では、長期間の供用がなされた場合の性能評価実績は多くはありません。候補となる材料種別の絞り込み、フィージビリティスタディ、最終的な規格化に必要なデータの取得は、資金面及び人的に非常に多くの予算を必要とします。そのため、認定・規格化に必要なコストを削減するためには、認定・規格化に関する戦略が必要で、ここでは、「all of the above」戦略と呼んでいます。本ウェビナーでは、「候補概念」から「実証・採用」に進めるために現在取られている開発戦略と実績及び今後の計画についてご紹介します。

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Energy Conversion

Presenter: Dr. Richard Stainsby, NNL, UK

【エネルギー変換システム】
1781年、James Wattが回転運動を行う高圧蒸気エンジンを発明し、この蒸気エンジン及び高圧ボイラー技術の進化が1884年のCharles Parsonの蒸気タービンを使った発電機の発明に繋がりました。それから130年以上、世界中のほとんどの火力発電所と全ての原子力発電所で熱から電気へのエネルギー変換に蒸気タービンが用いられてきました。特に原子力発電所では、第1世代~3世代の原子炉の蒸気温度の調整に、蒸気タービンとランキン熱力学サイクルを用いています。原子炉から発生する高温の熱エネルギーを利用するために従来採用しているランキンサイクルから、ヘリウム(又は窒素)ブレイトン又は超臨界CO2ガスタービンサイクル等に移行することで、よりシンプルなプラントシステムあるいは高いエネルギー効率を得られる可能性があります。また、システム内で蒸気を用いないため、特にSFRではナトリウム-水反応を大幅に抑えられる等の利点もあります。本ウェビナーでは熱力学の基礎とエネルギー交換系の性能限界について、ならびに第4世代原子炉のエネルギー交換システムに対する技術オプションを説明します。

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Thermal Hydraulics in Liquid Metal Fast Reactors

Presenter: Dr. Antoine Gerschenfeld, CEA, France

【液体金属冷却型高速炉の炉内熱流動特性】
液体金属は熱伝達特性と沸点が高いため、液体金属冷却型高速炉(LMR)は低圧力条件での高温炉の設計が可能です。 同時に、原子炉容器内等における自然対流現象を含む熱流動特性を把握し、急峻な温度勾配の発生を避け、供用中の構造健全性を確保する必要があります。 本ウェビナーでは、タンク型炉における熱流動現象に注目し、これらの現象の概要と、それをシミュレートするための最新解析技術を紹介します。

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Generation IV Coolants Quality Control

Presenter: Dr. Christian Latge, CEA, France

【第4世代原子炉システムにおける冷却材の品質管理】
高速炉の冷却材中の不純物は、構造材料、線量計、そして運転性に影響を及ぼす可能性があるため、精度の高い品質管理が必要です。液体金属(ナトリウム、鉛ビスマス共晶、純鉛)及びヘリウムガスに関しては、安全要件を満足するために、冷却材を純化する必要があります。そのため、それぞれの冷却材の性質を考慮した純化系及び純化のための機器が開発されてきました。

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Neutrino and Gen IV Reactor Systems

Presenter: Prof. Jonathan Link, Virginia Tech, USA

【ニュートリノとGen IV原子炉システム】
ニュートリノは当初、ベータ崩壊におけるエネルギー保存則を成立させるための最後の手段として考えられました。原子力工学の観点から見ると、ニュートリノは核分裂の副産物として絶えず存在しますが究極的には重要でないものでしょう。しかし、素粒子物理学者にとって原子炉は、必要不可欠なニュートリノソースであり、1956年にSavannah River原子炉でニュートリノが発見されてから現在に至るまでの研究及び進歩には欠かせないものです。 ニュートリノ検知技術の進歩や、ニュートリノが炉心内のプルトニウム生成の調査に有用であるという最近の発見により、素粒子物理学者が原子力産業に有用な研究ができるようになりました。 非侵襲的な計測機器として、例えばニュートリノ検知器は特に新型炉の核不拡散対策に有用です。究極的な話をすれば、ニュートリノの利用可能性は素粒子物理学者と原子力のエンジニアが協力しないと適切に評価できないかもしれません。 本ウェビナーでは、原子炉から明らかとなったニュートリノの発見及び進展を振り返ります。また、原子炉のモニター又は原子炉機器としてのニュートリノ検知器の活用法を探ります。

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Development of Multiple-Particle Positron Emission Particle Tracking for Flow Measurement

Presenter: Dr. Cody Wiggins, Virginia Commonwealth University (VCU), USA

【流動可視化のための多重粒子陽電子放出粒子追跡法の発展】
流れの不透明性は、試験研究者にとって、取り組むべき課題の一つです。 原子炉機器における流動現象の理解は多くの場合、シミュレーションに よる可視化あるいは代理物質や代理流体を用いた実験に頼っています。 陽電子放出粒子追跡法(PEPT)は、放射性トレーサを用いた技法で、医療の 画像プラットフォームであるPET(ポジトロン放出断層撮影法放出)と 同様の手法であるため、不透明な流れに対する流動研究に適用可能です。 これまでこの研究は複数トレーサの同時追跡を可能にする新型PEPTの 再構築アルゴリズムの開発及び展開に焦点を置いており、これによりデータ 収集の効率が上がり、新しい計測方法が可能になりました。 今回はPEPTの基礎知識、並びに配管、熱交換器、ペブルベッド等における 計測での活用についてご紹介します。このような実験から得たデータは、 流動現象の基礎理解及び次世代原子炉設計に用いられる計算流体動力学 モデルの検証に活用することができます。

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Introducing New Plant Systems Design (PSD) Code

Presenter: Prof. Nawal Prinja, Jacobs (Clean Energy), UK

【新しいプラントシステム設計(PSD)規格の紹介】
現在、原子力にはコスト削減と安全性の強化という大きな課題があります。 これらを両方達成するには、これまでとは異なる設計アプローチが必要です。 このため、原子力産業は現在、設計と建設の方法を変えるプラントシステム設計(Plant Systems Design(PSD))の規格化に取り組んでいます。 この規格は特定の設計手法によらない設計基準で、設計者に必要要件、設計ガイドを含む設計の枠組みを提供するものです。 これまでのアプローチとは違い、PSDは(a)設計初期段階でのハザード解析に基づく全設計プロセスの統合化、 (b)既存のシステム設計プロセス、設計事例、設計ツールの有効活用(c)リスク情報に基づく確率論的設計手法と伝統的な決定論的設計手法の統合を目指しています。 今回のウェビナーでは、設計プロセスと安全評価をPSD規格を用い統合化するアプローチを紹介し、 今後も高まり続けるコスト削減と安全性向上への要求を満たすために、 原子力プラントの設計をどのように今後行っていくべきかをお話しします。

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Opportunities for Generation-IV Reactors Designers through Advanced Manufacturing Techniques

Presenter: Dr. Isabella J. van Rooyen, INL, USA

【先進的製造技術から第4世代原子炉設計者が得るチャンス】
先進炉の系統、機器、材料の設計基準を開発するためには、製造方法を理解するのみならず、 通常運転状態及び事故状態時等の照射効果など供用中に影響を及ぼす要因を理解する必要があります。 また、次世代原子炉の研究者や設計者は、このような性能の向上に加えて、経済競争力の観点から、 実証及び商用までの時間短縮も求められています。 今回は、先進的製造技術が次世代原子炉のライフサイクルに与える影響を戦略的観点から考えます。 具体的には、他の大規模産業に導入されている最新技術から、第4世代原子炉システム (SFR、GFR、LFR、FSMR等)にも有効と思われる技術革新について見てみたいと思います。 第4世代システム全体に有益な先進製造の相乗的アプローチ、 特定の原子炉設計に必要なアプローチの実例、また追加的に製造される構成要素の許認可の例をご紹介します。

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In Service Inspection and Repair Developments for SFRs and Extension to Other Gen4 Systems

Presenter: Dr. Francois Baque, CEA, France

【SFRの供用中検査及び修理、第4世代の別システムへの拡張】
第4世代原子炉の安全を考慮する上で、供用中検査は非常に大きな課題です。そのため、フランスでは2010年からSFRの原子炉構造、 一次系の機器及び系統、熱交換器などの主要機器の検査に関する研究開発を進めています。供用中の検査要件は、初期の概念設計段階から 検討を開始します。その後の基礎設計段階で、詳細仕様を検討し、約200℃(シャットダウン時)のナトリウムに浸漬環境における 構造物用の検査機器の仕様を確定します。原子炉容器内の検査は、ロボットに取り付けられたトランスデューサをナトリウム中で使用し 行います(ナトリウム環境外のものもある)。超音波トランスデューサを用いた非破壊検査、遠隔測定、画像化の性能は、水中試験及び ナトリウム中試験により確認し、その後、フランスで開発されたソフトウェアCIVAを使ったシミュレーション結果と試験結果を比較します。 ISI&Rプログラムでは、補修についてもレーザを用いた補修システムの開発を行いました。本ウェビナーではISI&Rプログラムの技術的な概要と、 主にGen-IVで行われた国際協力をご紹介します。もちろんSFR以外の第4世代システムにも有益な情報です。

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8. Webinars by winners of the Contest for young generation (EPiC)

Cement Matrix for Nuclear Waste

Presenter: Mr. Matthieu De Campos, Universite de Lille 1, France

【核廃棄物の固化/安定化のための代替セメントマトリックスの形成】
本ウェビナーでは、廃棄物管理の複雑さや課題について、フランスの核廃棄物管理手法、核廃棄物の固化/安定化の事例、物理化学の面から見た格納マトリックス及び廃棄物の相互作用を、核防護を可能にする新しいマトリクス開発のためのサンプルの小型化と共に紹介します。また、現在行われているPortlandセメントとマグネシウムリン酸カリウムセメントマトリックスの実験研究についても紹介します。

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Interactions between Sodium and Fission Products in Case of a Severe Accident in a Sodium-cooled Fast Reactor

Presenter: Mr. Guilhem Kauric, CEA, France

【SFRのシビアアクシデント時におけるナトリウム-核分裂生成物の相互作用】
熱化学及びCALPHAD(CALculation of PHAse Diagram)法により異なるフェーズにおける予測をどのように強化できるかに注目し、SFRにおけるシビアアクシデントシナリオを紹介します。CALPHADとは半経験的方法で、システムの温度、圧力、構成要素の関数として、熱力学的モデルをガス、液体、固体の相でGibbs自由エネルギーをもとに開発できる方法です。ナトリウムと反応後の、Joint Oxide Gainで形成された核分裂生成化合物の熱物力学的性質の実験的計測について紹介します。

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Security Study of Sodium-Gas Heat Exchangers in Frame of Sodium-cooled Fast Reactors

Presenter: Ms. Fang Chen, CEA, France

【SFRにおけるナトリウム-ガス熱交換器の安全研究】
本ウェビナーでは、ナトリウム冷却高速炉(SFR)システムの概略と、ナトリウム-ガス熱交換器の小型プレート(ECSG)の事故シナリオについてお話しします。過圧状態(窒素ループ:180 bar、ナトリウムループ:5 bar)では液体ナトリウムへの窒素の流入を引き起こす可能性があります。現在行われている研究では、ジェット(2つの流動体間における粘性拡散、運動量交換)、超音速ガスジェットにおける支配的な物理現象の解析、圧縮性多相流体モデル(Baer-Nunziato model)の開発などに焦点を置いています。また数値ツールCANOPを使ったモデルについてもご紹介します。

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