沸騰水型原子炉

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建設中の沸騰水型原子炉（浜岡原子力発電所）国土交通省 国土画像情報（カラー空中写真）を元に作成。

沸騰水型原子炉（ふっとうすいがたげんしろ、英：Boiling Water Reactor、BWR）は、核燃料を用いた原子炉のうち、純度の高い水が減速材と一次冷却材を兼ねる軽水炉の一種である。

[編集] 概要

核分裂反応によって生じた熱エネルギーで軽水を沸騰させ、高温・高圧の蒸気として取り出す原子炉であり、発電炉として広く用いられている。炉心で取り出された汽水混合流の蒸気は汽水分離器、蒸気乾燥機を経てタービン発電機に送られ電力を生ずる。原子炉としては単純な構造ということもあり、日本国内で運転可能な原子炉の中では、最も多いタイプであるが、原子炉炉心に接触した水の蒸気を直接タービンに導くため、放射性物質に汚染されることにより、耐用年数終了時に放射性廃棄物が加圧水型原子炉より多く発生し廃炉コストが嵩む可能性が高い。また、その汚染のため作業員の被曝量が加圧水型原子炉よりも多い^[1]。

発電に利用された蒸気は放射能を帯びている為、蒸気を回収し再循環させるだけでなく、タービン建屋（たてや）など、これに関わる全ての系を堅牢に遮蔽することで、放射線が外部に漏れることを防いでいる。 外部からの核分裂反応の制御は主に制御棒や、冷却材流量の増減で行われ、冷却材喪失事故時には非常用炉心冷却装置 (ECCS) を動作させる。

日本においては主に東日本で運用されている^[2]。

[編集] BWRの自己制御性

BWRにおいて、何らかの原因で核分裂反応が増大すると、それに伴なって発生する熱エネルギーも増大する。BWRの冷却材は原子炉内で沸騰しているので、増大する熱エネルギーに比例して冷却材中の蒸気の泡（ボイド）の量も増えてゆく。これは結果として冷却材の密度を低下させるが、軽水炉の冷却材は減速材でもあるため、冷却材の密度が減ると減速される中性子が少なくなり、そのため核分裂反応が減少していく。逆に核分裂反応が減少すると熱エネルギーが減って蒸気泡が減り、減速される中性子量が増えていくため、核分裂反応が増えていく。このような現象は負の反応度係数によるフィードバックといい、BWR固有の自己制御性であり、核分裂反応の極端な増減を自ら抑えている。

BWRでは、この自己制御性を利用して原子炉出力の短期的な制御を行っている。すなわち原子炉出力を上げたい時は冷却材再循環ポンプの出力を上げる。すると原子炉内を循環する冷却材の流量が増え、運び出される熱量が多くなる結果として蒸気泡の量が少なくなり、原子炉出力が上昇する。逆に原子炉出力を下げたい時は再循環ポンプの出力を下げると蒸気泡が多くなって原子炉出力が低下する。

ちなみに、負荷が増えると原子炉の温度が下がり、泡が減るため核分裂が増加するので、負荷追従運転が可能であるが、社会問題となっているため行われていない^[要出典]。

またその原理上、BWRの自己制御性には正の反応度係数がある。これは炉内の圧力が上昇すると、ボイドがつぶれるため減速材の密度が増加し、減速される中性子が増加するため核分裂反応が増加するというもので、BWRの弱点とされている。

しかし、実際の原子炉は、正の反応度係数によるフィードバックの影響を抑制し、最大出力時に主蒸気隔離弁を急閉しても暴走しないよう設計されている。^[3]また、主蒸気管のヘッダーにこの急な圧力上昇を防ぐため逃し安全弁が数多く取り付けられているのである。

[編集] BWRの構成要素

• 燃料: 低濃縮ウラン
• 冷却材・減速材: 軽水

[編集] 改良

日本は大型化を目指すためBWRを改良して「改良型沸騰軽水冷却水炉」 (Advanced BWR) を製作した。

• 日立製作所、東芝、GE

アメリカ、ドイツは単純化を目指すためBWRを改良して「単純型沸騰軽水冷却水炉」 (Simplified BWR) を設計した。

• GE、シーメンス

[編集] 日本の改良点

• インターナルポンプ
• 改良型制御棒駆動（水圧駆動→水圧＋電動駆動）
• 主蒸気流量制限器
• 非常用炉心冷却装置（ECCS）
• 鉄筋コンクリート製原子炉格納容器
• タービンの大型化
• 湿分分離加熱器
• デジタル技術及び新型中央制御盤
• 燃料に全てMOX燃料が使用できる

[編集] 米国の改良点

• 静的安全設計
• システム・機器の単純化
• 短い建設工期
• 自然循環炉心（再循環ポンプからもとに戻す）

[編集] 日本の成果

• タービンの大型化による発電能力の向上
• インターナルポンプによる一次冷却材損失確率の低下
• 非常用炉心冷却装置開発による炉の安全性向上
• デジタル技術を用いることにより炉の安全性向上

[編集] 日本にあるABWR

• 柏崎刈羽原子力発電所（6，7号機）
• 浜岡原子力発電所（5号機）
• 志賀原子力発電所（2号機）

[編集] 日本からの輸出

• ABWRの性能の高さ故に台湾の土地へ（龍門1，2号機）
  • 日立製作所、東芝　→　炉
  • 三菱重工業　→　タービン
  • 主たる契約者　→　GE社

[編集] 関連記事

ウィキポータル 原子力

• 原子力発電

[編集] 外部リンク

• 沸騰水型原子炉（原子力百科事典　ATOMICA）
• 沸騰水型炉の着想と初期の開発（原子力百科事典　ATOMICA）
• 高度情報科学技術研究機構　原子力百科事典　ATOMICA

[編集] 脚注

1. ^ 参考文献『放射線と放射能』198ページ
2. ^ 参考文献『わかりやすい放射線物理学』149ページ
3. ^ 日刊工業新聞社『原子炉の暴走 ―SL-1からチェルノブイリまで―』（石川迪夫 著） ISBN 4-526-03845-8

[編集] 参考文献

• 多田順一郎 『わかりやすい放射線物理学』オーム社 1997.12.20 ISBN4-274-13123-8
• 安斎育郎 『放射線と放射能』ナツメ社 2007.2.14 ISBN978-4-8163-4255-4

表・話・編・歴 原子炉 要素 炉心 核燃料 - 制御棒 - 冷却材 - 減速材 - 原子炉圧力容器 保安装置 原子炉格納容器 - 非常用炉心冷却装置 形式 核分裂炉 軽水炉 加圧水型原子炉 - 沸騰水型原子炉 - ロシア型加圧水型原子炉 - 韓国標準型原子炉 重水炉 CANDU炉 - 新型転換炉 - ガス冷却重水炉 黒鉛炉 黒鉛減速ガス冷却炉 - 改良型ガス冷却炉 - 黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉 - 黒鉛減速炭酸ガス冷却型原子炉 - 溶融塩原子炉 高速炉 高速増殖炉 - 高速中性子炉 核融合炉 トカマク型 - ヘリカル型 - 磁気ミラー型 - 逆転磁場配位型 - レーザー核融合 - フューザー Portal:原子力