平成１８年度採択課題（特別推進分野）
　 ナトリウム冷却炉に関する技術開発課題

技術開発課題名
研究代表者	所属機関	参画機関	開発期間（年）
概要
システム簡素化のための冷却系２ループ化
岩田 東	新型炉技術開発株式会社	日本原子力研究開発機構，筑波大学	4
直管部が短い２重管構造の高クロム鋼大口径一次冷却系配管に適合する流量計測システムを開発する。提案するシステムは、計測対象が高温ナトリウムで、配管内流況に偏りがある条件において、安全保護系に適用するための厳しい直線性・再現性、応答性等の要求に対し、対応可能と考えられる超音波センサ（ニオブ酸リチウム圧電素子方式送受信子）を用いた伝播時間差・多測線方式をベースとするものである。
原子炉容器のコンパクト化
笠原 直人	日本原子力研究開発機構	新型炉技術開発株式会社，社団法人日本高圧力技術協会	4
熱応力に対する特別な保護設備を有しないコンパクトな原子炉容器の構造設計を実現するため高温構造設計評価技術の開発、スリット付き炉上部機構に適用可能なセレクタバルブ方式の燃料破損位置検出器システムの開発を行うものである。
システム簡素化のための燃料取扱い系の開発
小竹 庄司	日本原子力発電株式会社	日本原子力研究開発機構	4
スリット付き炉上部機構に適用可能な燃料交換機、プラント稼働率向上を狙った燃料集合体２体同時移送可能なナトリウムポット、放射性廃棄物発生量を低減する使用済燃料の洗浄・貯蔵システム、及び発熱量の高いTRU含有新燃料の効率的な輸送システムを開発する。
受動的炉停止と自然循環による炉心冷却
渡辺 収	新型炉技術開発株式会社	財団法人電力中央研究所，日本原子力研究開発機構	4
大型ナトリウム冷却炉の「完全自然循環式崩壊熱除去系」実現に向け、大型炉の１次系の挙動を再現可能なシステム水試験と炉心から空気冷却器に至る一連の熱輸送系を模擬したナトリウム試験を実施し、自然循環挙動を予測評価できる１次元及び３次元の評価手法を開発、実証する。
炉心損傷時の再臨界回避技術
丹羽 元	日本原子力研究開発機構	新型炉技術開発株式会社，九州大学，財団法人原子力安全研究協会	4
大型ナトリウム冷却炉設計を対象とするレベル2PSAで考慮すべき事象の全スペクトルに対応した評価手法を整備する。その具体化方策として、原子炉容器内における核分裂連鎖反応停止後の炉心物質再配置と冷却に関する評価手法の開発及び格納容器内事象に関する評価手法の開発、並びに両成果に基づくレベル2PSA のための技術的根拠の整備を行うものである。