沸騰水型原子炉
Keywords: 沸騰水型原子炉, ECCS, MOX燃料, インターナルポンプ, シーメンス (株式会社), ゼネラル・エレクトリック, タービン, タービン建屋, タービン発電機, 三菱重工業
沸騰水型原子炉（ふっとうすいがたげんしろ、Boiling Water Reactor, BWR）は、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直接、あるいは汽水分離器を経てタービン発電機に送られ電力を生ずる。運転可能な原子炉としては、国内最多である。
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、緊急停止時には非常炉心冷却装置(ECCS)を動作させる。
※このように、冷却材に軽水を使用している原子炉は、軽水炉と称される事がある。
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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、この現象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。
BWRの構成要素
改良
日本国はBWRを改良して「改良型沸騰軽水冷却水炉」（Advanced BWR）を製作した。→目指すは大型化
米国、ドイツはBWRを改良して「単純型沸騰軽水冷却水炉」（Simplified BWR）を製作した。→目指すは単純化
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
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）
日本の成果
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） → 建設中（Ｈ１７年度末運転開始予定）
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 → ジェネラル・エレクトリック社