受動的安全炉の安全概念 (02-08-03-01)

＜本文＞
１．概要
　今日まで、多重防護設計思想に基づき、非常用炉心冷却設備（ECCS）のように主として能動的安全機能を採用した大型軽水炉路線が定着してきていた。一方、事故発生（１９７９年に起きたＴＭＩ−２発電所事故等）に伴う安全規制の強化、ＰＡ運動の高まり（欧米、日本、旧ソ連等）、環境汚染（酸性雨、温室効果等）、先進諸国の経済成長の停滞に伴う電力需要の延び率低下のもとでの用途の多様化、需要の開拓等をねらって、安全性の高い、かつ運転・保守のしやすい原子炉への関心が高まってきた。とくに１９８６年のチェルノブイル−４発電所事故を契機として、いくつかの受動的安全性を強調した革新的な中小型炉概念が世界的に提案されるようになってきた（表１−１および表１−２参照）。
　受動的安全性（passive safety）とは、液体の自然循環あるいは大気の自然対流通風、水の蒸発、物質の熱膨張あるいは重力落下、物質中の熱輻射、蓄圧されたエネルギ−等、単純な物理原理に基づいた安全機能をもつ特性を意味し、事故時の原子炉停止（軽水炉、高温ガス炉で採用）、炉心あるいは原子炉格納容器の冷却（軽水炉、高温ガス炉、高速炉で採用）等にこれらの安全原理を採用することを指している。なおこれらの安全特性を、靜的安全性、固有安全性（inherent safety）と呼び、これらの安全原理を採用した原子炉を受動的安全炉と呼んでいる。
　代表的な受動的安全炉概念の特徴を表１−１および表１−２に示す。受動的安全炉では、長い操作不要時間（grace period:事故発生後原子炉運転員などの操作が必要になるまでの余裕時間）、低出力密度の炉心、および軽水炉の場合はLOCA（原子炉冷却材喪失事故）時炉心冠水維持等の安全設計方針を取り入れることが多く、これにより炉心損傷確率の大幅な改善を目標としている。また炉容器損傷に備えたコア・キャッチャー（炉心溶融による格納容器破損防止策）導入の検討も行なわれている。炉概念に中小型炉（〜600MWe）が多いことから中小型炉と呼ばれることもあり、革新型（innovative）炉あるいは次世代炉とも呼ばれることもある。最近では、これらの安全概念を大型軽水炉へ応用する検討も始まっている。
　また、これらの受動的安全機能を採用すれば、動的機器であるポンプ類、弁類等の数が減少し、原子炉システムも簡素化されるので、建設期間も短縮でき、建設コストも減少できるという報告もあり（図１参照）、簡素化原子炉とも呼ばれている。
　なお、米国の１９９５会計年度予算案によれば、今後も受動的安全軽水炉（ＡＬＷＲ）開発計画を継続する方針であり、モジュラ−型高温ガス炉（後述）および高速炉（ＡＬＭＲ；後述）は国家的プロジェクトからは外された。
１．軽水炉
１．１　加圧水型炉
　最初に提唱された炉概念が、ＡＢＢ−ＡＴＯＭ社（スウェ−デン：現ＡＢＢ−ＣＥ社）による超安全炉ＰＩＵＳ（Process Inherent Ultimate Safety；622MWe，63kW/リットル）である。一体型加圧水炉に属し大口径配管は無い。炉心は原子炉格納容器を兼ねた炉プ−ル容器（プレストレストコンクリ−ト製：ＰＣＲＶ）の底部に水没した構造になっている（図２参照）。
　通常運転時は高温の一次冷却材と冷たい炉プ−ル水（ボロン水）とが炉心の上部と下部にあるハニカム（蜂巣状管群）を境界に密度ロックされ釣り合っているが、事故時（図例では蒸気発生器の主給水喪失）にはこの密度ロックの釣り合いが破れ、その結果、炉プ−ルの冷ボロン水が炉心に流入し、炉停止と炉心冷却ができる。動的機器の作動を必要としない非常用炉心冷却システムなので、受動的ＥＣＣＳと呼ばれている（ＰＩＵＳ原理と呼ぶこともある）。試験リグによる確証試験と安全解析により、このＰＩＵＳ原理の成立性が実証されている。原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時でも炉心冠水維持できるように炉プ−ル容器は大容量である。操作不要時間は約７日間である。日本ではこのＰＩＵＳ炉を発展させた炉概念ＩＳＥＲ（ＩＨＩ、東大ほか：210MWe）とＳＰＷＲ（原研（現日本原子力研究開発機構）：350MWe）が発表されている。また米国のＣＥ社（現ＡＢＢ−ＣＥ社）からは直管型蒸気発生器を炉容器に内装した安全一体型炉ＳＩＲ（Safe Integral Reactor:320MWex2/タ−ビン）が提案されており、この炉では低出力密度炉心で大規模ＬＯＣＡが発生しなく、ＬＯＣＡ時にも３時間の炉心冠水維持が可能である。
　在来型のル−プ型ＰＷＲの受動安全性発展型としては、ＷＨ社（米）により、ＡＰ−６００（Advanced PWR:600MWe）が提案されている（図３参照）。受動的ＥＣＣＳとして炉心冷却用水の蓄圧式（短期用）および重力落下式（長期用）を採用し、受動的格納容器冷却（ＰＣＣＳ）として冷却水の重力落下式（短期用）および大気の自然対流通風式（長期用）を採用している。在来のル−プ型ＰＷＲと異なり、蒸気発生器１基当たりキャンド型一次冷却材ポンプ２基の２ル−プで炉心を冷却し、クロスオ−バ−レグ（交差配管）を省略し蒸気発生器と一次冷却材ポンプとを一体化した構成（簡素化一次系ル−プ）となっている。操作不要時間は約３日間である。日本ではこの炉概念を発展させたＭＳ−６００（三菱：600MWe）が発表されている。また、大型炉（1000〜1300MWe）への上記受動的安全概念の適用がＷＨ社を中心に検討されているが、これはＳＰＷＲ（Simplified PWR）計画と呼ばれてる（ＰＩＵＳ型のＳＰＷＲとは別物である）。
１．２　沸騰水型炉
　ＧＥ社（米）により、自然循環冷却炉心（すなわち、原子炉冷却材ポンプを省略）および事故時炉心冷却用水の重力落下ＥＣＣＳ（ＧＤＣＳ）方式を採用したＳＢＷＲ（Simplified BWR:600MWe）が提案されている（図４参照）。ＬＯＣＡ時には、自動減圧弁が開き上位にあるサプレッション・プ−ルから重力によって炉心に注水される。最終熱除去は水壁への熱伝導と水壁水の蒸発による大気へ放熱である。操作不要時間は約３日間である。予備的検討によれば、炉心損傷確率は目標の１０⁻⁶／年より２桁よくなっている。日本ではこの炉概念を発展させたＨＳＢＷＲ−６００（日立:600MWe）とＴＯＳＢＷＲ−９００Ｐ（東芝:310MWe）が発表されている。
２．高温ガス炉
　ドイツ、米国、および日本を中心に開発が行なわれている。いずれの高温ガス炉も、黒鉛減速ヘリウム冷却の炉心であり、また核分裂生成物（FP）の保持能力の高い被覆粒子（ＴＲＩＳＯ）燃料および熱容量の大きい黒鉛の減速材を採用していることから、固有安全性が高い。球状（ペブルベッド）燃料を用いたドイツのＭＲＳ（ＨＴＲ−Ｍ：80MWe）、ブロック型燃料を用いた米国のMHTGR（137MWe）および日本のＨＴＴＲ（30MWt:発電はしない）がある。基本的安全特性はほぼ同じであるので、以下代表例としてＭＲＳについて述べる。
　ＭＲＳはＫＷＵ／ＩＡ社が開発中のモデュラ−型高温ガス炉であり、原子炉冷却系は炉圧力容器、蒸気発生器圧力容器、これらを繋ぐ連結圧力容器からなり、大口径配管は無い（並列配置型；図５参照）。炉心は直径６cmのペブルベッド燃料からなる。安全性の特徴は、（１）重力落下式炉停止（制御棒およびボロン球を炉心外周反射体に落下）、（２）大きな負の燃料温度係数、（３）炉室側壁の表面冷却器（水冷パネル）、（４）被覆燃料粒子によるＦＰ閉込め機能などがある。とくに、原子炉冷却材循環喪失事故時には（２）の働きのみで炉停止ができ、また主冷却系による熱除去が不能になった時には（３）の熱伝導および熱輻射による働きで残留熱除去ができる。事故時でも燃料温度が1600℃以下なので、（４）の働きで燃料からの有意なＦＰ漏れは無い。これらの安全特性を有効に生かすため、炉心平均出力密度は低く設計されている（約3kW/リットル）。原子炉冷却材境界の破損事故時においても、ＦＰ漏れは殆ど無いので、軽水炉で用いられている気密性原子炉格納容器（containment）は必要としない（コンファイメント格納施設と呼ばれている）。
３．高速炉
　固有安全性（あるいは受動安全性）を強調した高速炉ではとくに増殖比にこだわらないので、改良型液体金属冷却炉ＡＬＭＲと呼ばれる。また中間熱交換器が炉容器に内装されているＩＦＲ（一体型高速炉:従来のタンク型）である。この炉型の受動的安全機能の主なものは原子炉停止系および崩壊熱除去系である。炉停止系としては、（１）ＳＡＳＳ（事故作動型炉停止系）および（２）熱膨張型炉停止系がある。（１）では異常時原子炉冷却材温度上昇により、電磁石の磁力開放で、制御棒が炉心に落下する。（２）では金属燃料（Ｕ−Ｐｕ−Ｚｒ）炉心を採用し、異常時炉心部温度上昇に伴い炉心構成材料の熱膨張による負の反応度効果をもつようにする。受動的崩壊熱除去系は熱輻射および大気自然通風の原理を応用する（冷却用水は利用できない）。
　原子炉プラント概念としては、米国でＰＲＩＳＭ（ＧＥ社）およびＳＡＦＲ（ＲＩ社）の２炉型があったが、評価の結果１９８８年にＰＲＩＳＭが選定された。ここではＰＲＩＳＭについて述べる（図６参照）。ＰＲＩＳＭでは経済性向上を図るため、発電所は炉モジュ−ル（138MWe）３基／１ユニット、３ユニット／１パワ−ブロック（415MWe）で構成され、さらに需要要求に合わせ、発電所は複数のパワ−ブロックで構成される（例：３パワ−ブロック＝3x415MWe＝1245MWe；最近の発表では３パワーブロック＝3x622MWe＝3x（2x840MWe））。受動的崩壊熱除去系としては、安全系ではＲＶＡＣＳ（炉容器外面冷却系）および非安全系ではＡＣＳ（蒸気発生器外面冷却系）があり、いずれも大気自然対流通風方式である。ＲＶＡＣＳのみでも十分崩壊熱除去ができる。
４．その他
　受動的安全炉はその安全機能の特徴から暖房用炉向きでもある。暖房用炉としては、スウェーデンのＳＥＣＵＲＥ−Ｈ（暖房用ＰＩＵＳ：400MWt）、旧ソ連のＡＳＴ−５００（ＰＷＲ：500MWt；Voronezh とGorki；建設済みであるが、運転については不明）。ドイツのＮＨＰ（ＢＷＲ：200MWt）、スイスのＳＨＲ（ＢＷＲ：10MWt）、カナダのＳＬＯＷＰＯＫＥ（2MWtのものは1987年に臨界）、研究炉ＴＲＩＧＡを発展させた米国の小型熱併給炉（64MWt/12MWe）などがある。供給熱は低くてよいので（100〜160℃程度）炉設計上楽な面があるが、需要地近接の要求に対する設計上・運転上の配慮が必要である。

＜図／表＞

＜参考文献＞
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（11） Nucleonics Week，Vol.35，No.1（1994）
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