日本原子力研究開発機構インターネット高温ガス炉水素熱利用研究センター高温ガス炉水素検索高温工学試験研究炉 (HTTR) HTTR 大洗検索施設見学のご案内茨城県大洗町にある HTTR の施設見学にお出かけくださいお問い合わせ先大洗研究開発

(1)

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

〒319-1184 茨城県那珂郡東海村大字舟石川765番地1 TEL 029-282-1122

茨城県大洗町にある「HTTR」の施設見学にお出かけください。

 お問い合わせ先

大洗研究開発センター管理部総務・共生課

TEL

029-267-1672

高温工学試験研究炉（HTTR）茨城県東茨城郡大洗町

http://www.jaea.go.jp/

高温ガス炉

水素

検索

日本原子力研究開発機構

高温ガス炉水素・熱利用研究センター

インターネット

施設見学のご案内

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

高

温

ガ

ス

炉

心

溶

融

し

な

い

安

全

な

原

子

炉

HTTR

大洗

検索

高温工学試験研究炉（HTTR）

(2)

多様な熱利用が可能

優れた安全性

セラミックス被覆燃料

1600℃

でも放射性物質を

閉じ込める

○ 燃料被覆に耐熱性に優れたセラミックスを使用

○ 黒鉛構造材（減速材）により事故時の温度変化が緩慢

○ 冷却材に不活性なヘリウムを使用

高温ガス炉とは



950℃の高温熱を供給可能で、水素

製造、発電、海水淡水化等の幅広い

熱利用が可能

黒鉛構造材

耐熱温度

2500℃



発電以外に、水素製造、高温熱供給、

_{地域暖房、海水淡水化等の幅広い}

熱利用が可能

高

温

か

ら

低

温

ま

で

熱

を

無

駄

な

く

利

用

高温でも安定

（温度制限なし）

ヘリウム冷却材

燃料体燃料コンパクト被覆燃料粒子



軽水炉のリスク（炉心溶融、水素爆発、大量の放射性

物質放出）が福島第一原子力発電所（1F）事故によっ

て強く認識された。



原理的には、高温ガス炉は1F事故と同様の事故を起こ

す可能性がない。

580mm 26mm 39mm 厚さ8mm 約1mm 燃料核（直径約0.6mm）低密度熱分解炭素炭化ケイ素高密度熱分解炭素

(3)

優れた安全性

高温ガス炉

燃料とヘリウムは化学反応しない注記：仮に、原子炉内に水蒸気や空気が侵入しても、黒鉛の表面が酸化するにとどまり、原子炉の安全性を損なうことはない。ヘリウム冷却材（ヘリウム）燃料減速材（黒鉛）ヘリウムは気体として使用二酸化ウラン

軽水炉

燃料（被覆管）と水蒸気の化学反応で水素が発生溶融した燃料との接触により水は急激に蒸発注記：１Ｆ事故のように、長時間の全電源喪失が起こった場合爆発の危険水素燃料減速材（水）冷却材（水）

冷却材に不活性な

ヘリウムガス

を使用

燃料

の被覆に耐熱性に優れた

セラミックス

を使用

黒鉛（減速材）

により

事故時の温度変化が緩慢

水素爆発・水蒸気爆発が発生しない

燃料溶融しない

温度変化が緩慢で運転員の早急な対応が不要

軽水炉

放熱冷却材が喪失しても大熱容量・高熱伝導の黒鉛が熱を吸収

高温ガス炉

１週間許容燃料温度： 1600℃ 金属被覆放射性物質燃料

軽水炉

注記：１Ｆ事故のように、長時間の全電源喪失が起こった場合水素水蒸気軽水炉（BWR）の燃料集合体（約13cm×約13cm×約4m）冷却材（水）の蒸発による冷却機能の喪失により、燃料・金属被覆共に溶融し、圧力容器の底にたまる。

高温ガス炉

被覆燃料粒子（直径約1mm）燃料コンパクト（外径26mm、高さ39mm）放射性物質の放出が顕著になる温度は約2200℃ （1600℃まで再利用可能）冷却材喪失事故時においても、原子炉は自然に冷却され、燃料温度は1600℃を超えない。炭化ケイ素（SiC）放射性物質燃料核直径約0.6mm 二酸化ウラン高密度熱分解炭素低密度熱分解炭素冷却材（水）燃料温度（） ℃ 0 1000 2000 3000 0 1 2 3 4 5 6 7 0 2000 3000 1000 冷却材喪失からの経過時間 *1 ＥＣＣＳ（非常用炉心冷却系）不作動時 *2 ＥＣＣＳ作動時燃料溶融数分 *1 *2 放熱冷却材喪失冷却材喪失により短時間で急激に温度が上昇する。 0 1000 2000 3000 0_{冷却材喪失からの}0.5 1 経過時間燃料温度（） ℃ 0 2000 1000 3000

(4)

環境負荷の低減

高温ガス炉

軽水炉

発電分野以外でも炭酸ガス排出削減に貢献

使用済燃料の発生量は軽水炉の約4分の1

バックエンドオプションに柔軟に対応

100万kWe 4年間運転の場合燃料装荷は1回濃縮度14% 4年後、軽水炉の1/4の廃棄物 1～4年目燃焼度120GWd/t 発電効率は軽水炉の約3/2倍被覆燃料粒子を用いているため、耐熱、耐放射線性に優れる。 100万kWe 4年間運転の場合 1年目 2年目 3年目燃料装荷は4回濃縮度4% 4年後、高温ガス炉の4倍の廃棄物燃焼度45GWd/t 発電効率は高温ガス炉の2/3倍 4年目被覆管の照射寿命で燃焼度が決まる。高温ガス炉直接処分優れた化学的安定性中間貯蔵空気の自然循環で崩壊熱除去（電源不要）耐熱耐食性に優れるセラミックス製燃料ブロック優れた安全性将来の原子力政策に柔軟に対応燃料ブロック燃料（燃料コンパクト、スリーブ）わが国の炭酸ガス排出量 11.9億トン（2010年）熱利用分野 30％削減高温ガス炉利用による削減民生 13% その他 23% 発電 26% 化学・石油 8% 製鉄 13% 自動車 17% 民生 13% その他 23% 発電 26% 化学・石油 3% 製鉄 4% 自動車 1%

高温熱

水素

高温ガス炉（600MWt）

蒸気

1ユニット=高温ガス炉 4基水素還元製鉄化学・石油プラント燃料電池自動車 5％削減 9％削減 16％削減高温ガス炉：30ユニット高温ガス炉：20ユニット高温ガス炉：15ユニット水素（燃料）水素（還元剤）高温熱、高温熱、蒸気 H2 H2 耐食性に優れる炭化ケイ素燃料核（二酸化ウラン）低密度熱分解炭素高密度熱分解炭素高密度熱分解炭素約1mm 被覆燃料粒子既存の燃料サイクルとの接続簡単な前処理の追加のみで可能再処理工場軽水炉 ADS、高速炉前処理高温ガス炉回転燃料粒子取出し流動焼却炉燃料棒解体燃料粒子被覆の破砕

(5)

実用システムの原型提示

ＨＴＴＲの開発歴史と技術仕様

高温ガス炉臨界実験装置（VHTRC）大型構造機器実証試験ループ（HENDEL）炉内ガスループ（OGL-1）

研究開発

 原子炉出力･････････････････････････････････ 30MWt  冷却材････････････････････････････ヘリウムガス  原子炉入口／出口冷却材温度････････ 395／850,950℃  １次冷却材圧力･･････････････････････････････ 4MPa  炉心構造材･････････････････････････････････黒鉛  炉心有効高さ／等価直径･･･････････････ 2.9m／ 2.3m  出力密度･････････････････････････････････ 2.5MW/m3  燃料･･･････････････････二酸化ウラン･被覆粒子燃料  ウラン濃縮度･･････････････････ 3～10％（平均6％）  燃料体形式･･････････････････ピン･イン･ブロック型  原子炉圧力容器･･････････････鋼製（2.25Cr-1Mo鋼）  主冷却回路数････････････････････････････１ループ（中間熱交換器及び加圧水冷却器）

多目的高温ガス実験炉

概

念

設

計

システム総合設計

基

本

設

計

高温工学試験研究炉

詳

細

設

計

設置許可申請～取得

建

設

初

臨

界

定格出力（ 3 0 M W t ）

原子炉出口 8 5 0 ℃ 達成

原子炉出口 9 5 0 ℃ 達成

連続 3 0 日運転 8 5 0 ℃

連続 5 0 日運転 9 5 0 ℃

安全性実証試験

（制御棒引抜試験）

1973

1969

～

1998

2001

2002

2004

2007

2010

研究開発と

概念設計

原子炉の

建設

基盤技術

の確立

安全性実証試験

（炉心流量喪失試験等）

世

界

初

1980

1974

～

1984

1981

～

1988

1985

～

1990

1989

～

1997

1991

～

設置変更許可申請書を

原子力規制庁に提出

2014

高温工学試験研究炉（ＨＴＴＲ）

原子炉建家燃料交換機使用済燃料貯蔵プール高温二重配管空気冷却器

炉心の中心部

中間熱交換器加圧水冷却器原子炉圧力容器

(6)

HTTR再稼働に向けた対応

 施設の補修・維持

 施設の健全性総合評価

 新規制基準への適合性確認

 設置変更許可申請書を原子力規制庁に提出（平成26年11月26日）

炉心冷却喪失試験

 HTTR再稼働後に、

全交流電源喪失を模擬

した

炉心冷却喪失試験を実施

 試験条件

 試験条件：原子炉出力30％（9MWt）

 ガス循環機停止、

炉容器冷却設備停止

、制御棒挿入なし

米仏独韓チェコハンガリー OECD/NEAプロジェクト日本

安全性実証試験

 原子炉出力30％（9MWt）

 ガス循環機を停止し、原子炉を冷却している1次冷却材の流れ

（炉心流量）をゼロにする。

→

原子炉を冷却しない！

 原子炉のスクラム操作をしない。（制御棒を挿入しない）

→

原子炉の停止操作をしない！

 炉心流量がゼロになると原子炉は

自然に停止。

（スクラム操作不要）

 その後

時間が経過しても安定。

（燃料は壊れず、大事故への進展なし）

何もしなくても安全！

平成22年12月21日実施

流量

(%)

ガス循環機の停止

→ 流量ゼロ

炉心冷却流量

試験結果

原子炉出力

試験結果

解析結果

燃料最高温度

解析結果

出力

(%)

温度

(℃)

30

15

0

100

50

0 1600

800

0 時間(h)

0

1

2

3

4

5

6 ＨＴＴＲ再稼働後の試験計画

制御棒

ガス循環機

炉容器

冷却系

輻射

自然

対流

_水

一次ヘリウム

ガス冷却材

HTTR

大気へ放散

炉容器

除熱除熱

炉容

器冷却設備

(7)

HTTRの炉内黒鉛構造物

目的：被覆燃料粒子の内部に核分裂

生成物を閉じ込め

手段：4層連続被覆、被覆流動条件

最適化等の技術開発により、

被覆層の損傷を極少化

目的：強度、熱伝導率等の優れた等方性

手段：結晶粒の微細化、等方静水圧成型法等

により原子炉用への要求条件を満たす

等方性黒鉛を製造

目的：優れた高温強度、耐腐食性

手段：ハステロイXをベースにSi,Mn,Al,Ti,Co,B含有量を最適化

中間熱交換器

1000℃ 10000hr腐食試験後断面写真ハステロイX ハステロイXR 内部腐食 1/4 1/11 1/18 1/25 2/1 2/8 2/15 2/22 3/1 3/8 3/15 3/22 日付（月/日） 88 Kr の放出率 （R/B ) 10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 (米国)FSV運転中の放出率 (独国)AVR運転中の放出率高温連続運転 HTTR設計上の許容値：約1×10-4 使用した黒鉛の特性 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1 1.2 1 2 3 日 (HTTR) 米 (FSV) _(AVR)独規格化した引張強さ 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1 1.2 1 2 3 日 (HTTR) 米 (FSV) 独 (AVR) 規格化した推定寿命（耐中性子照射量で評価）

燃料被覆の技術

黒鉛の技術

安全の技術

金属の技術

高温ガス炉を支える世界最先端の国産技術

26mm 39mm 厚さ8mm 約1mm 燃料核（直径約0.6mm）燃料コンパクト被覆燃料粒子低密度熱分解炭素炭化ケイ素高密度熱分解炭素

結果：原子炉出口ヘリウムガス

温度950℃の高温試験運転

（ 50 日間）において、

核分裂生成物の放出が許

容値よりも4桁、かつ海外

の高温ガス炉（米、独）

燃料より2～3桁低いこと

を実証

⇒ 機器の放射化が少なく、

作業員の被ばくが少ない。

結果：海外の高温ガス炉

（米、独）の黒鉛

に比べて、高強度、

優れた耐照射特性

の実現により長寿

命化

⇒

壊れにくく、地震

に対する信頼性が

高く、 HTR-PM 計画

（中国）にも採用

結果：開発したハステロイXRは、高温ガス炉ヘリウム

環境下で内部腐食を生じないことを実証

⇒ HTTRの中間熱交換器に採用し、

原子炉出口ヘリウムガス温度950℃を達成

目的：事故時における黒鉛構造物

の酸化の抑制

手段：原子炉級微粒等方性黒鉛の

開発

結果：緻密で内部気孔が少ない

酸化(燃焼)の触媒となる

不純物が極めて少ない

⇒ 空気が侵入するような事故

時に高温に晒されても酸化

し(燃え)にくい

原子炉級微粒

等方性黒鉛

炭素材

（練炭）

酸化による赤色化

バーナー加熱時の

原子炉級微粒等方性黒鉛と

炭素材の様子

(8)

高温ガス炉の実用システム

コジェネレーションシステム断面図

原子炉出力の約1/3を水素製造に利用する場合と約2/3を利用する場合の

2種類のシステム構成を検討中

原子炉出力原子炉出口温度中間熱交換器から水素製造施設に供給される熱量発電での使用熱量発電量熱利用小 600MWt 950℃ 170MWt 430MWt 202MWe 熱利用大 600MWt 950℃ 370MWt 230MWt 87MWe GTHTR300C GTHTR300C rev.080403 Turbine Compressor Generator

Reactor module HTX module GTG module Recuperator Precooler Control valves GTHTR300C Annular

block core IHX

module helical tube bundle process heat

水素製造施設

中間熱交換器タービン圧縮機発電機原子炉再生熱交換器前置冷却器

高温ガス炉の特徴を生かした実用システムとして、水素と電気を併産するコジェネレーションシステムの

構築を目指し、水素製造技術とヘリウムガスタービン発電技術の研究開発を実施している。

実用システムの水素製造設備への熱供給量と発電量

(9)

実験室規模試験閉サイクル理論を検証（1997）

HTTR-GT/H

₂

試験

実用へ

工学基礎試験

（1999-2004）ヨウ化水素と硫酸の生成硫酸分解ヨウ化水素分解

要素技術開発

（2005-2009）・SiC製反応器の製作性

工業材料製反応器を開発、

耐食性・耐熱性の健全性確証

工業材料機器試験

(2010〜)

HTTR

ヘリウムガスタービン

発電施設

水素製造施設

現在

民間へ移行

セラミックス製硫酸分解器 (〜900℃) Ni基合金製 HI分解器（〜500℃）フッ素樹脂ライニング製ブンゼン反応器（〜100℃）



信頼性及び長時間安定性確証



HI濃縮技術の研究開発



セラミックス構造体

強度評価法の研究開発

基盤技術が確立

連続水素製造試験設備

（0.1m3_/h）

高温熱

(高温ガス炉)

400℃

H

₂

H

₂

O

I2 I2 H2 + 2HI H₂SO₄ SO2 + H2O 1/2O₂ + 2HI + H2SO4 I₂ + SO₂ + 2H₂O ヨウ化水素 (HI) 分解反応硫酸分解反応 SO2 + H2O

O

₂ ブンゼン反応（ヨウ化水素と硫酸の生成）

水

900℃

I

S

 水の熱分解 4000℃以上の高温熱が必要  IS プロセスヨウ素（I）と硫黄（S）を利用して約900℃の熱で水を熱分解ヨウ素と硫黄はプロセス内で循環 ⇒ 有害物質の排出なし高温ガス炉との組み合わせ ⇒ 炭酸ガスの排出なし硫酸分解反応  硫酸溶液を濃縮・気化させた後、熱分解反応 HI分解反応  ヨウ化水素溶液を濃縮・気化させた後、熱分解反応ブンゼン反応  二酸化硫黄が水とヨウ素の混合物と気液接触して発熱的に反応

水素製造技術（ISプロセス）の研究開発

運転制御技術を開発し、毎時約30㍑の水素を１週間にわたって連続製造することに世界で初めて成功 (ガラス製、0.03m3_/h)

(10)

 工業材料製の連続水素製造試験設備による技術・信頼

性確証

 これまでの機器開発技術を統合し、連続水素製造試験

設備を製作

 連続水素製造試験によるプラント全系の信頼性確証、

連続水素製造性能の検証

 HTTRとの接続を想定した起動・停止などの運転制御性

検証

内

容

目

的

工業材料製機器を用いた水素製造試験

＜気相＞ • ニッケル（Ni）基合金（ハステロイC-276） • SUS316 ＜液相＞ • フッ素樹脂ライニング • ガラスライニング • 炭化ケイ素（SiC）セラミックス • 不浸透黒鉛

 装置材料

 反応系

・温度 950℃（最高）・水素製造量能力 0.1m3_{/h（定格）} ・電気ヒーター加熱

制御盤

（各工程）

ブンゼン

ヨウ化水素

硫酸

フッ素樹脂ライニング炭素鋼製ブンゼン反応器ガラスライニング炭素鋼製配管非接触型組成計測器炭化ケイ素（SiC）セラミックス製反応管ガラスライニング

運転技術

耐食機器技術

高温ガス炉水素製造の経済性

評価対象

*1

 国内生産が可能で、様々なエネルギー源から製造される水素の

経済性を評価

 化石燃料（都市ガス、A重油、LPG、石油（ナフサ））＋改質

 再生可能エネルギー（風力、太陽光）＋水電解

 副生水素：苛性ソーダ、コークス炉ガス

 原子力：高温ガス炉＋ISプロセス

(1) 化石燃料等改質

*2

(2) 再生可能エネルギー・水電解

*3

(3) 副生水素（苛性ソーダ）

(4) 副生水素（コークス炉ガス）

(5) 高温ガス炉水素製造

*4 *1：資源エネルギー庁燃料電池推進室、水素・燃料電池戦略協議会ワーキンググループ（第5回）配布資料、平成26年4月14日 *2：改質器の設備費等は含まない *3：電解装置の設備費、送電コスト等は含まない *4：原子力機構試算 0 20 40 60 80 100 120 140 160 (1) (2) (3) (4) (5) 水素製造コスト [円 /N m 3] 31~58 76~136 18~45 20 24~32 30

(11)

高温ガス炉ガスタービン

発電システムの概念設計

（1998-2001）

基本設計及び要素技術開発

（2001～）

三菱重工業(株)等との共同

 ユーザー要求に応じた設計、安全設計、コスト評価  高効率ヘリウム圧縮機、コンパクト熱交換器、タービンブレード材等開発世界で初めて軸流式ヘリウム圧縮機の運転実証に成功、圧縮機設計手法を確立

実用へ

民間へ移行

民間実証プラント建設

 原子炉出口温度 950℃  熱出力 250MW  コジェネレーションの実証  水素製造  ガスタービン発電

HTTR-GT/H

₂

試験

HTTRに熱利用系を接続して技術を確証

ヘリウムガスタービン発電技術の研究開発

ガスタービンの特徴

 高温熱利用により効率50%で発電可能

 冷却水が不要なため内陸部に設置可能

 水素製造や海水淡水化等と組合わせた

カスケード熱利用により80%の熱を利用可能

水素製造発電海水淡水化損失20% GTHTR300C GTHTR300C rev.080403 Turbine Compressor Generator

Reactor module HTX module GTG module Recuperator Precooler Control valves GTHTR300C Annular

block core _moduleIHX

helical tube bundle process heat

水素製造施設

海水淡水化等

中間熱交換器動力変換機タービン圧縮機発電機原子炉熱交換器再生熱交換器前置冷却器

実規模/高温機能試験

 供用条件下でのﾀｰﾋﾞﾝﾃﾞｨｽｸ/ｹｰｼﾝｸﾞｸﾘｱﾗﾝｽの確認ﾀｰﾋﾞﾝﾃﾞｨｽｸ 850℃ ｹｰｼﾝｸﾞｸﾘｱﾗﾝｽ

(12)

ヘリウムガスタービン空力設計手法を確立

 ガスタービン排熱を最大限に利用  造水コストを30%以上低減  世界的な水不足問題に貢献新型海水淡水化システム造水温度 ℃ 造水増加量造水性能の向上原子炉への接続廃熱淡⽔海⽔多段熱回収型造水システム熱回収段数 = 排熱造水量新型システム

高温ガス炉システムの展開－海水淡水化－

 ヘリウムガスタービンでは、発電機負荷の変動に対し、

外部からの

燃料投入量調整

によりタービン駆動力を調節

できない。

燃焼ガスタービン

圧縮機ﾀｰﾋﾞﾝ空気（大気常圧）燃料投入量調整負荷燃焼器

システム圧力調整

による安定した運転制御法の確立が必要

HTTR-GT/H

₂

試験により運転制御法を確証

HTTR-GT/H

₂

試験

ヘリウムガスタービン

圧縮機ﾀｰﾋﾞﾝシステム圧力調整負荷原子炉閉路ﾍﾘｳﾑ（高圧）

HTTR-GT/H

₂

試験（計画中）の構成

HTTR

熱利用系

水素製造

化学反応器

中間熱交換器

原子炉

ヘリウム配管

ヘリウムガスタービン

発電施設

スケール実機の1/3 流体ヘリウムガス流量 12 kg/s

 試験条件

1/3スケール圧縮機磁気軸受圧縮機試験モデル潤滑油なしで、タービン、圧縮機等の回転軸を支持する磁気軸受を開発高効率でヘリウムガスを循環するガスタービン用圧縮機を開発磁気軸受試験モデル電磁石圧縮機翼回転軸

試験ループの外観

(13)



発電単価の比較

*1 ■運転維持費（－1.2円/kWh）プラント全体の設備数が少なく、加えて、放射能が四重被覆粒子に閉じ込められており、作業員の被ばく量が極めて少ないことによる損害賠償費用、事故炉の廃炉費用、除染関連費用他 ■事故リスクへの対応費用（－0.5円/kWh） ■政策経費立地、防災、広報、人材育成、評価・調査、_{発電技術開発、将来発電技術開発他} ■追加的安全対策（－0.2円/kWh）緊急安全対策、非常用発電設備、外部電源の信頼性確保、シビアアクシデントへの対応他 ■燃料サイクル費用 ■資本費（－0.5円/kWh）水・蒸気系設備がほとんどなく、プラント全体の設備数が少ないこと及び高いプラント熱効率による

高温ガス炉が持つ、高いプラント熱効率、放射能の閉じ込め能力、

優れた固有安全性を最大限に活用することにより、

 事故リスクへの対応費用、追加的安全対策が不要  運転維持費、資本費が削減単位【円/kWh】 2.5 3.1 1.4 1.1 0.2 0.5 2.0 1.9 1.4 1.1 軽水炉*2 高温ガス炉*3 合計8.9円/kWh以上合計6.4円/kWh

-2.4

*2 エネルギー・環境会議コスト等検証委員会編コスト等検証委員会報告書（平成23年12月19日）より *3 原子力機構推計

軽水炉より安い発電単価

実用化への道筋

商用炉建設 GTHTR300C （～950℃、～600MWt）多様な熱利用に対応・水素製造・ガスタービン発電・海水淡水化等民間実証プラント建設実用システムの原型提示 VHTR標準設計の修正・工学基礎・要素技術・健全性確証

短

期

2025年

中

期

_2050年

2015年

【高温ガス炉技術】

【水素製造技術】

核となる技術・燃料、黒鉛・耐食耐熱超合金・ヘリウム取扱 VHTR 標準設計 HTTR試験技術・信頼性確証試験燃料の高燃焼度化

HTTR-GT/H

₂

試験

HTTR試験（限界性能、熱利用系事故模擬） HTGR 早期建設用設計（～950℃、～250MWt）コジェネレーションの実証・水素製造・ガスタービン発電 *1 発電システムとして比較した場合

(14)

使用済燃料処分（直接処分）

黒鉛埋設処分

地層処分では漏えい放射能による被ばくが自然からの被ばく（900-1,200μSv/年）よりも十分に小さいこと（100-300μSv/年）が求められる。

 α崩壊により発生するHeガス（α線はHeの原子核）により

内圧が上昇するため、被覆燃料粒子は年月が経過するほど

破損率が上昇

 地下水環境ではSiC層の腐食によりさらに厳しい

 使用済被覆燃料粒子が処分場において地下水に浸されて

も、SiCの優れた耐食性により100万年後の破損率は10

-4

_程度

*１

 高レベル廃棄物（ガラス固化体）を保護する金属製の

オーバーパックは1000年程度、地下水との接触を防止

*２

 高温ガス炉の使用済燃料は、数十万年レベルで放射性物質

が地下水に溶け出すことを抑制し、一般公衆の被ばくを

十分小さくできる。

放射性廃棄物を地層処分してからの経過時間 (年) 被覆燃料粒子の累積破損率 _{被覆燃料粒子が} 地下水に浸されている場合地下水に浸されていない場合

*1 Deep-Burn: making nuclear waste transmutation practical, NED 222 (2003). *2 わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性，JNC TN1400 99-020． *1 JAEA-Technology 2008-007 *2 JAERI-Review 2002-034 *3 資源エネルギー庁ホームページ http://www.enecho.meti.go.jp/ 対象とする原子炉実用高温ガス炉交換する黒鉛ブロック数（体/4年）*1 _1,344 交換する黒鉛ブロック体積（m3_/4年） ₂₀₅ 運転期間（年） 60 60年での黒鉛廃棄物量（m3_） ₃₀₈₀ 50mプールの容積（m3_）（50m x 20m x 1.5m） 1500 コンクリートピットの中に放射性廃棄物を定置した後、セメント系充填材を流し込んで一体的に固める。*3 ピットの周囲は地下水を通しにくい粘土で囲い、ピットへの地下水の浸入を防ぐ。 *3 堆積層帯水層岩盤処分施設河川断層破砕帯地下水による移動放射性物質を含む地下水放射性核種移行のメカニズム ①処分場から地下水へ溶け込む ②地下水に溶けて岩盤中を移動 ③断層を伝い帯水層へ移動 ④河川に流れ込み拡散 ⑤一般公衆の被ばく ① ② ③ ④ ⑤ 覆土 _4m以上約8m ベントナイト混合土による覆土岩盤点検路ドラム缶 _{鉄筋コンクリート製} ピット燃料核（二酸化ウラン）低密度熱分解炭素高密度熱分解炭素炭化ケイ素（SiC）高密度熱分解炭素約1mm 被覆燃料粒子

 実用高温ガス炉1基当たりの黒鉛廃棄物の量は、60年間でも50mプール約2杯分程度である。

 黒鉛廃棄物は、窒素から生成されるC-14（半減期約5730年）の放射能量により、低レベル放射性固体廃棄物として浅地中ピット処分又は余裕

深度処分に分類される。

 廃棄物埋設地の管理期間（約300年）終了後は、一般的な土地の利用が可能になる。

M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 M/標準 C-14 の放射能量（kBq /g ）黒鉛の窒素含有量（ppm）浅地中ピット処分燃料ブロック中のC-14の放射能文献データ*2 余裕深度処分

(15)

HTTR

Centre Of Facility

- 世界で唯一950℃が

取り出せる高温ガス

炉試験研究炉

 各国のニーズに基づ

く研究を受託、等

多国間協力

二国間協力

米国

民生用原子力研究開発WG（CNWG）

 先進的シミュレーションコードの開発・検

証、HTTR熱利用試験計画の共同検討

中国

カザフスタン

韓国

 公開情報に基づく情報交換

 カザフスタン高温ガス炉のプレFSに向けた設計

（国立原子力センター）

 高燃焼度燃料研究（核物理研究所）

 耐酸化黒鉛研究

（アルファラビ国立カザフ大学、核物理研究所）

 安全研究（原子力技術安全センター）、等

OECD／NEA

高温ガス炉システム

 水素製造プロジェクト

 燃料・燃料サイクルプロジェクト

 材料プロジェクト

第４世代原子力システム国際フォーラム（GIF）

国際原子力機関（IAEA）

超高温ガス炉米仏独韓チェコﾊﾝｶﾞﾘｰ

協力研究計画（CRP）

ガス冷却炉技術ワーキンググループ（TWGGCR）傘下のCRP

 原子炉級黒鉛の照射クリープ挙動理解の向上

 モジュラー型高温ガス炉の安全設計

その他のCRP

 核熱利用水素製造の技術経済性とIAEA HEEPソフトウェアの

ベンチマーク解析の調査

米中仏独ｲﾝﾄﾞﾈｼｱ韓蘭英トルコ南アロシアｳｸﾗｲﾅｶｻﾞﾌｽﾀﾝ米仏韓加ｽｲｽ中 EU

第1期

HTTR共同試験

LOFCプロジェクト（受託研究）

 炉心流量喪失試験（完了）

（30％出力からの1次ヘリウム循環機全3台を停止）

（計画）

（100％出力から停止）

 炉心冷却喪失試験（計画）

（30％出力からの全電源喪失を模擬した試験）

第2期

HTTR共同試験（提案予定）

 沈着放射性ヨウ素量評価試験、燃料温度分布測定試験

インドネシア

 高温ガス炉（試験・実証炉）（熱出力：

10MWt、電気出力：3MWe）の建設に向けた技術

協力、

公開情報に基づく情報交換、人員交流、等

国際協力

(16)

世界の研究開発状況

南アフリカ

■PBMR （発電商用炉）

200MWt、750℃

2010年財政難等により開発中止

米国

■NGNP：次世代原子力プラント計画

（発電・熱併給原型炉）

エネルギー政策法 2005に記載：

DOE 超高温ガス炉（VHTR）を選定

電気/水素併産、350～600MWt、750℃

2011年概念設計を完了

2013年産業アライアンスが、

経済性・ビジネス解析を開始

2019年建設着工

2023年運転開始

<NGNP（高温ガス炉）概念> 発電、水素製造（750℃） <高温電解装置> （アイダホ国立研究所）

中国

■HTR-10：試験炉

2003年1月

10MWt、700℃

（蒸気タービン発電2.5MWe）

■HTR-PM：発電実証炉

250MWt×2基、750℃

（電気出力105.5MWe×2基）

2008年建設着工（山東省威海市）

2012年安全再評価後、建設再着工

2017年送電開始

■HTR-PM600：発電商用炉計画

250MWt×2基×3／600MWe、750℃

福建省寧徳市に建設予定

<建設中のHTR-PM> 発電（750℃）

韓国

■NHDD計画：原子力水素実証計画

超高温ガス炉（VHTR）水素製造システム建設

200MWt、950℃

2012年概念検討

2017年概念設計等を

以降

開始

<NHDD概念> 発電、水素製造（950℃） <IS装置群> （エネルギー技術研究院、科学技術研究院）

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

茨城県大洗町にある「HTTR」の施設見学にお出かけください。

 お問い合わせ先

大洗研究開発センター 管理部 総務・共生課

TEL

029-267-1672

http://www.jaea.go.jp/

高温ガス炉

水素

検索

日本原子力研究開発機構

高温ガス炉水素・熱利用研究センター

インターネット

施設見学のご案内

高

温

ガ

ス

炉

炉

心

溶

融

し

な

い

安

全

な

原

子

炉

HTTR

大洗

検索

高温工学試験研究炉（HTTR）

多様な熱利用が可能

優れた安全性

セラミックス被覆燃料

1600℃

でも放射性物質を

閉じ込める

○ 燃料被覆に耐熱性に優れたセラミックスを使用

○ 黒鉛構造材（減速材）により事故時の温度変化が緩慢

○ 冷却材に不活性なヘリウムを使用

高温ガス炉とは



950℃の高温熱を供給可能で、水素

製造、発電、海水淡水化等の幅広い

熱利用が可能

黒鉛構造材

耐熱温度

2500℃



発電以外に、水素製造、高温熱供給、

地域暖房、海水淡水化等の幅広い

熱利用が可能

高

温

か

ら

低

温

ま

で

熱

を

無

駄

な

く

利

用

高温でも安定

（温度制限なし）

ヘリウム冷却材



軽水炉のリスク（炉心溶融、水素爆発、大量の放射性

物質放出）が福島第一原子力発電所（1F）事故によっ

て強く認識された。

大洗研究開発センター管理部総務・共生課

_{地域暖房、海水淡水化等の幅広い}

多目的高温ガス実験炉

システム総合設計

高温工学試験研究炉

定格出力（ 3 0 M W t ）

原子炉出口 8 5 0 ℃ 達成

原子炉出口 9 5 0 ℃ 達成

連続 3 0 日運転 8 5 0 ℃

連続 5 0 日運転 9 5 0 ℃

安全性実証試験

（制御棒引抜試験）