特集記事「高温ガス炉」（７） 世界の高温ガス炉開発の動向、国際協力及び国際戦略
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特集記事「高温ガス炉」（７）
世界の高温ガス炉開発の動向、国際協力及び国際戦略
日本原子力研究開発機構
西原 哲夫 Tetsuo NISHIHARA
柴田 大受 Taiju SHIBATA
稲葉 良知 Yoshitomo INABA
１．緒言
高温ガス炉の開発は 1960年代前半に米国、ドイツで
始まった。日本では、当時の日本原子力研究所において
1969年に新たな原子力プロジェクトとして、発電のみ
ならず、製鉄や化学工業用の熱源としても利用可能な多
目的高温ガス炉の研究開発が開始された。当時は、ドイ
ツのユーリッヒ研究所や米国の原子力規制委員会、エネ
ルギー省等と協力しつつ研究開発を進め、1991年から
HTTRの建設が始まった。
HTTRの建設及び運転保守を通して、日本独自の高温
ガス炉技術を蓄積し、現在は日本の高温ガス炉技術の国
際展開・国際標準化を目指した協力を進めている。
本稿では、世界の高温ガス炉開発の現状について紹介
し、それらの国と原子力機構が進めている協力について
説明する。最後に、これらの協力を通した日本の高温ガ
ス炉技術の国際展開の考えを示す。
２．世界の高温ガス炉開発の動向
2.1 米国
米国ではエネルギー省（DOE）の資金援助を受けなが
らアイダホ国立研究所（INL）、オークリッジ国立研究所（ORNL）及び General Atomic (GA) 社が協力して高温ガス炉開発を進め、発電用実験炉ピーチボトム、発電用原型炉フォートセントブレイン（FSV）を建設した。米国の高温ガス炉はマルチホール型ブロック燃料を用いているの
が特徴である。
ピーチボトムは 1967年から 1974年にわたり高い稼働
率で運転された。FSVは世界初の高温ガス炉原型炉で
あり、1974年に初臨界に達し、1981年に 100％出力運
転を達成した。FSVでは 40％近い熱効率を達成したが
稼働率は必ずしも良くなかったことから、1989年に運
転を終了した。
その後、米国では電力需要の伸び悩み、TMI事故、チェ
住民の緊急避難を必要としない小型モジュール型炉に関
心が移った。1990年代初めには経済性向上の観点から
原子炉冷却材であるヘリウムガスにより直接タービンを
駆動して発電する GT-MHRの概念が生まれ、2000年代
初めにはロシアの解体プルトニウムの燃焼を目的とした
研究開発が DOEとロシア原子力省の協力の下実施され
た。
2005年のエネルギー政策法において、電気と水素を
同時に生産する高温ガス炉プロジェクト NGNP（次世代
原子力プラント）計画が公表され、NGNP産業アライア
ンス等が早期の実証炉建設を目指しているが、建設資金
の問題から現時点では INLにおいて研究開発のみが継
続されている。
2.2 中国
中国では、清華大学の核能及新能源技術研究院（INET）
が、ドイツの技術を基にペブルベッド型高温ガス炉の
実験炉 HTR-10（熱出力 10MW）を開発し、2000年に初
臨界を達成した。原子炉出口冷却材温度は 700℃で蒸気
タービンによる 2.5MWの発電、安全性実証試験を実施
してきた。
その成果を受けて、実証炉 HTR-PMを山東省威海市
石島湾に建設中で、2020年にグリッドに接続予定であ
る。HTR-PMは熱出力 250MWの原子炉 2基、蒸気ター
ビン 1基の構成で 210MWの発電を行なう。なお、炉心
の黒鉛構造物には日本の東洋炭素製の黒鉛 IG-110が採
用されている。
中国の原子力開発は世界でも類を見ないほど積極的
に進められており、2016年 12月に国家能源局が公表
した「エネルギー技術創新"十三五"計画（能源技術創新"十三五"規画）」では、商用 600 MW規模の高温ガス炉
発電プラントの普及が示され、熱出力 250MWの原子炉
6基により 600MWの蒸気タービン発電を行なう HTR-
PM600の設計研究が進められている。立地候補として、
ルノブイル事故等により、安全性を高め、事故時に周辺福建省.田市、福建省寧徳市、江西省瑞金市等の複数の
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都市が挙げられている。
2.3 英国
1956年、英国ハーウェル研究所で高温に耐える独特な被覆燃料粒子が開発され、高温ガス炉の研究開発を目的としたドラゴン（ DRAGON）計画が、英国を中心に OECD加盟の欧州 11か国参加の下にスタートした。ドラゴン炉は、 1964年の初臨界後、燃料及び黒鉛の開発と健全性実証のための照射試験を広範囲に行うと共に、高温ガス炉の運転保守についての貴重な経験を積み重ねて、1976年 3月に運転を終了した。
その後、英国では高温ガス炉の開発は停滞していたが、 2016年に英国政府が公開した「 Small Modular Reactor (SMR)技術経済評価」では、脱炭素のために必要な高温熱供給の観点から、小型高温ガス炉が果たす役割が非常に大きいことが示され、Advanced Modular Reactor（AMR）の開発に向けて 2018年に原子力コストの削減、英国の原子力技術基盤の補強を目的とした総額 2億ポンドの資金拠出を決定した。
8社から AMRの提案があり、技術的・商業的成立性評価が行われる。 8社のうち 3社が高温ガス炉を提案している。 2019年 4月には、 8社の内 3～ 4社が選定され、次のフェーズである設計手法の開発が実施される予定である。なお、 U-battery Developments社が提案する U-Battery炉は、熱出力 10MW、濃縮度 20％、原子炉出口温度 800℃のブロック型商用高温ガス炉で 2024年稼働を目標としている。
2.4 カナダ
カナダでは、 19基ある CANDU炉の代替として SMRの導入を計画している。さらに、電力グリッドが存在しない遠隔地に設置可能な SMRとして高温ガス炉に興味を示している。
カナダ天然資源省は 2018年から SMRの国内での利用並びに世界のリーダー的立場の獲得を目指した SMR開発プログラムを開始した。本プログラムは SMR設計を提案した企業が予備的基準の適合状況に関する評価を受ける「許認可申請前設計審査」、プロジェクト経費と資金調達に関する財務要件審査を受ける「適正評価」、カナダ原子力研究所（CNL）の親会社としてサイトを所有するカナダ原子力公社（ AECL）が開発企業とサイト譲渡契約を締結する「土地の手配とその他の契約に関する交渉」及び SMR実証炉の許認可と建設、運転、廃止措置を行う「プロジェクト実施」の 4つのフェーズで構成される。CNL は 300MWe規模の SMRの開発を目指して 2026年までに実証プラントの建設を計画している。高温ガス炉については、3社が応募している。
2.5 ポーランド
天然ガス輸入依存からの脱却、石炭火力による二酸化炭素排出量削減等のため、高温ガス炉導入に向けてポーランドエネルギー省は諮問委員会（ HTR委員会）を設立して、 2016年からフィージビリティスタディを開始し、 2018年 1月に、その結果をまとめた報告書を公表した。
報告書には、高温ガス炉の需要とその可能性について、特に化学産業等への高温蒸気（約 500℃）の供給を対象にすれば、 2050年までにポーランド国内で 10-20基、EU内で 100-200基、世界で 1,000-2,000基の需要があると評価している。さらに、既存の火力ボイラーのみを高温ガス炉に置き換えることで既存施設の利用が可能となること、電熱併給のコジェネも可能であること、固有の安全性に優れることから需要地近接立地が可能であること等が示されている。将来的には水素又は水素をベースにした燃料製造も検討している。
現在、熱出力 10MW程度の研究炉を 2025年頃に、 165MWの商用炉を 2031年頃に運転する計画が示されている。
2.6
韓国
高温ガス炉による水素製造を目的に、韓国原子力研究所（ KAERI）を中心に、熱出力 200MW、原子炉出口冷却材温度 950℃の高温ガス炉システムの検討を進めてきた。2006年から原子力水素主要技術開発プロジェクトを開始し、解析コード開発、燃料開発、水素製造技術開発等を進めてきた。 2012年からは原子力水素開発実証計画を開始し、原子炉システムの設計等を行なうとともに、企業アライアンスも設立された。現在、国内の原子力政策の方針変更を受け、今後の活動方針を検討中である。
2.7
インドネシア
インドネシア共和国原子力庁（ BATAN）では、高温ガス炉試験・実証炉（ EPR：Experimental Power Reactor）計画を進めている。 2015年に EPR（熱出力 10MW）の Feasibility Studyをロシアの企業が実施した。BATANは、ここで得られたペブルベット型高温ガス炉の概念設計を基に基本設計の準備を進めており、 2017年 1月には設置サイトの許可を取得し、 2021年には建設許可を取得
する計画である。のための行動計画」に基づき、ポーランドにおける高温
2.8 カザフスタン
送電網が整備されていない地域への導入を目指して、電熱併給小型高温ガス炉（KHTR）が検討された。2008年には国立原子力センター（NNC）が、原子力機構と協力して KHTR事前成立性評価（ Pre-FS）を実施した。 2011年には、カザフスタンの「原子力産業発展プログラム」が公表され、高温ガス炉の建設に向けた成立性評価（ FS）を実施する予定であったが、国内事情により現時点まで FSは実施されていない。
３．国際協力
3.1
二国間協力
原子力機構は、既に多くの原子炉を導入している原子力先進国に対しては個別技術の共同開発や最新情報の交換を行なうとともに、これから原子炉（高温ガス炉）を導入する原子力新興国に対しては日本の高温ガス炉技術の導入を目指して、原子力機構が有する高温ガス炉の技術的知見や経験に基づき、相手国のレベルアップに貢献するような協力を進めている。
3.1.1
米国
NGNP計画への協力を目指して、 2008年に原子力機
構と米国 INLが協議を開始し、 2010年には米国 GA社を介して、INLから HTTRのトリチウム移行挙動に関する研究を受託した。 2013年 1月には、文部科学省と米国エネルギー省（ DOE）の間で原子力関連分野の研究開発に係る包括的な協力取決めを締結し、 2014年 6月に原子力機構と米国 DOE／ INLが高温ガス炉研究開発に関する協力のためのプロジェクト取決めを締結し、研究協力を開始した（民生用原子力エネルギー研究開発 WG（CNWG）の中の新型炉研究開発に関する協力（高温ガス炉））。 HTTR及び DOE施設等を用いた試験結果の相互活用により、先進的原子炉シミュレーションコードの検証・高度化や核熱利用ガスタービン技術の確証を図っている。今後は HTTRを用いた試験への米国の参画を目
指す。
3.1.2 ポーランド
2017年 5月の日・ポーランド外相会談において締結された「 2017年から 2020年までの日本国政府とポーラガス炉（研究炉及び商用炉）開発を支援するとともに高温ガス炉技術の研究開発を共同実施することを目的として、原子力機構は国立原子力研究センター（NCBJ）と以下の高温ガス炉技術分野における研究協力覚書を締結した。・燃料・材料の照射特性評価、材料シミュレーション手
法の開発・ポーランドにおける熱利用高温ガス炉の設計・高温ガス炉の市場評価及び高温技術の一般産業分野へ
の応用に関する検討
覚書に基づき定期的に技術会合を開催し、燃料・黒鉛等の照射試験計画、公開情報に基づく炉心ベンチマーク解析等について協議を進めている。
また、原子力機構と NCBJはポーランド国内の技術者、研究者等の人材育成を目的とした、「高温ガス炉セミナー」を 2019年 1月にワルシャワで開催し、設計、燃料・材料、安全解析等に関する講義を行った。
3.1.3
英国
世界的燃料供給メーカーである URENCO社が中心となって進めている U-Battery計画の早期実現に向けた核熱設計、安全設計、燃料・材料技術、冷却材中の不純物管理技術といった高温ガス炉技術に関する協力及び建設リスク軽減及び経済性向上に関する検討のため、2017年 5月に URENCO社と研究協力覚書を締結した。現在は、本覚書の下で U-Batteryの設計レビューを行う方向で調整を進めている。
3.1.4
カザフスタン
電熱併給小型高温ガス炉（ KHTR）の建設を目指して、国立原子力センター（NNC）、核物理研究所（ INP）との協力を 2007年から開始した。その後、カザフスタン原子力委員会（KAEC）と安全性研究、アルファラビカザフ国立大学（KazNU）及び NNCと基礎研究及び人材育成に関する協力を 2008年から開始した。
原子力機構は熱出力 50MWの KHTRの設計例を提示するとともに、旧ソ連の科学者・技術者の研究支援を目的に設立された国際科学技術センターのプロジェクトとして、高温ガス炉用被覆粒子燃料の高燃焼度化に向けた照射性能実証試験（2010年～ 2019年）及び耐酸化黒鉛の照射特性評価（2013年～ 2018年）を INPと協力して実施している。
ンド共和国政府との間の戦略的パートナーシップの実施
特集記事「高温ガス炉」（7）「世界の高温ガス炉開発の動向、国際協力及び国際戦略」
3.1.6 中国
中国清華大学とは、実験用高温ガス炉 HTR-10の開発を進めていた中国側からの要請に基づき 1986年から協力を開始した。当初は清華大学の研究者を原子力機構で受け入れて、原子炉や熱利用に関する人材育成を実施したこともあるが、近年は公開情報に基づく情報交換を対象として基本的には年 1回の会合を相互開催している。
現在、世界で稼働中の高温ガス炉は日本の HTTRと中国の HTR-10の 2基のみであり、商用規模の高温ガス炉 HTR-PMを建設中の中国は最も積極的に高温ガス炉開発を進めている国であることから、定期的な情報交換会合を通して中国における研究開発の最新動向の把握に努めている。
3.1.7
韓国
原子力水素製造技術に高い関心を示していた KAERIは、既に当時の日本原子力研究所との間で締結していた協力協定に高温ガス炉と水素製造技術に関するテーマを追加し、 2004年から協力を開始した。本協力の枠組みにおいて、原子力機構と KAERIは定期的な情報交換会合を開催している。
3.1.4
インドネシア
BATANの EPR計画への協力の一環として公開情報に基づく情報交換を行っている。
2016年には BATAN教育研修センターが開催した研修に講師を派遣し、高温ガス炉の講義を実施した。
3.2
多国間協力
国際機関等を通した多国間協力では、日本の高温ガス炉技術の優位性を示しつつ国際的な高温ガス炉開発に貢献すること目指した協力を進めている。
3.2.1
国際原子力機関 (IAEA)
IAEAの原子力局に設置された「ガス冷却炉技術ワーキンググループ（ TWGGCR）」では、高温ガス炉に関する研究開発の活動方針を審議し、複数の高温ガス炉に関する「協力研究計画（ CRP）」を提案している。現在、 TWGGCRには日本の他、米国、英国、仏国、独国、蘭国、中国、韓国、インドネシア、トルコ、南アフリカ、露国、ウクライナ及びカザフスタンが参加している。高温ガス炉の経験を有する米国、ドイツ、中国のみならず、高温ガス炉の新規導入を目指す様々な国で構成されている。
原子力機構は初期から CRPの活動に参加し、中心的な役割を担ってきた。既に終了した CRPには「高温ガス
炉の特性評価」、「高温ガス炉用燃料の技術開発の進展」、「原子力プロセス熱利用」、「原子炉級黒鉛の照射クリー
プの理解の向上」、「原子力水素製造技術と経済性の検討
及び IAEA HEEPソフトウェアのベンチマーク解析」、
「モ
ジュラー高温ガス炉の安全基準」がある。特に、「モジュ
ラー高温ガス炉の安全基準」では、 HTTRの試験データ
に基づき作成した安全基準を国際標準案に取り入れる活
動を実施してきた。
現在実施中の CRPは「原子力水素製造技術の評価及び
展開の見通し」であり、高温ガス炉の熱利用に関する検
討を実施する計画である。
3.2.2 経済協力開発機構原子力機関 (OECD/NEA)
HTTRを用いた安全性実証試験である炉心流量喪失試
験及び炉心冷却喪失試験を、経済協力開発機構原子力機
関（OECD/NEA）原子力施設安全委員会のプロジェクト
として実施中である。プロジェクトの参加国は、原子力
機構（日本）、原子力規制委員会（米国）、原子力委員会及
び放射線防護原子力安全研究所（仏国）、施設・原子炉安
全協会（独国）、韓国原子力研究所（韓国）、チェコ原子力
研究所（チェコ）及び KFKI原子力研究所（ハンガリー）で
ある。
2010年 12月に原子炉出力 30%で循環機を全て停止
する炉心流量喪失試験を実施した。 [1]本試験により、
高温ガス炉は制御棒による停止操作を行わなくても原子
炉の出力が自然に低下し、安定な状態に収束することを
示した。その後に発生した東日本大震災に伴う新規制基
準対応により、残りの試験（出力 100%からの炉心流量
喪失試験及び出力 30%からの循環機全停止と炉容器冷
却設備停止を重ね合わせた炉心冷却喪失試験）の実施が
図1 炉心冷却喪失試験の概要
図2 炉心冷却喪失試験結果
遅れている。これらの試験は HTTRの運転再開後に速やかに行う計画である。
3.2.3 Generation IV International Forum (GIF)
2001年に第 4世代原子力システム国際フォーラム
（Generation IV International Forum：GIF）が設立され、 2006年 11月に、日本、仏国、米国、 EU、韓国、カナダ及びスイスが参加してその中のテーマの 1つとして超高温ガス炉（VHTR）システム取決めが締結された。その後、中国及び豪州の参加、カナダの脱退があり、現在は 7カ国と 1国際機関が参加している。
VHTRシステムでは、以下の個別のプロジェクトを実施している。[2]・燃料・燃料サイクル・水素製造・材料また、以下のプロジェクトを準備中である。・計算手法検証・ベンチマーク
４．国際戦略
近年、原子力先進国では、小型で革新的な原子炉を 2030年頃に導入することを目指し、実現可能性の検討が活発化している。米国ではエネルギー省の支援を受けて X-Energy社が高温ガス炉の設計及び燃料開発を 2016年から実施している。英国やカナダでは、政府の支援先を選定するための実現可能性評価が行われており、高温ガス炉は有力な候補として評価が進められている。日本でも、小型炉や高温ガス炉の導入の議論が活発になされるようになってきた。
原子力機構では今後、開発した HTTRを用いて、ガスタービンや水素製造の実証試験を行ない、技術基盤を確立する。これらの試験を実施するためには、規制体系を整備する必要があり、それは将来の実用炉の規制に用いることができる。並行して、ポーランド等での高温ガス炉開発に日本の民間企業が参画することで、これまで日本で進めてきた高温ガス炉開発に関する技術を反映することが可能となる。
参考文献
[1] K. Takamatsu, et al., Experiments and validation analyses of HTTR on loss of forced cooling under 30% reactor power, J. Nuclear Science and Technology, Vol.51 pp.1427-1443 (2014)
[2]T. Shibata, et al ., VHTR TECHNOLOGY DEVELOPMENT IN JAPAN, Proc. of 4th GIF Symposium, Paris, France, Oct. 2018.
（平成 31年 2月 25日）
著者紹介
著者：西原 哲夫所属：日本原子力研究開発機構高速炉・新型炉研究開発部門専門分野：プラント設計、安全性
著者：柴田 大受所属：日本原子力研究開発機構高速炉・新型炉研究開発部門専門分野：黒鉛、セラミックス材料
著者：稲葉 良知所属：日本原子力研究開発機構高速炉・新型炉研究開発部門専門分野：熱流動