海外の重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉 (03-02-05-01)

＜本文＞
　わが国の新型転換炉と同型の重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉は、海外において早期に開発に着手され、英国のＷｉｎｆｒｉｔｈ　ＳＧＨＷＲは１９６８年から１９９０年まで、カナダのＧｅｎｔｉｌｌｙ−１は１９７２年から１９７８年まで全出力運転していた。現在運転中のＳＧＨＷＲ型の発電所は、原型炉「ふげん」のみである。
　重水減速発電炉型の原子炉プラントの主要諸元を表１に示す。現状を表２に示す。ＳＧＨＷＲは微濃縮ウラン、Ｇｅｎｔｉｌｌｙは天然ウラン利用が特徴である。このほか燃料集合体、原子炉制御方式、燃料交換方式、原子炉安全防護システムなどもそれぞれ独自の方法を採用している。
１．英国
　１９６３年、原型炉ＳＧＨＷＲの設計、建設が許可され、Ｗｉｎｆｒｉｔｈで現地工事が開始された。新しいこの型の原子炉の開発に際し、原子炉の基本性能に関係する炉心核特性、熱水力特性および燃料集合体、圧力管の耐久性などについては実規模の試験研究施設を設け、設計の実証確認を行い、原子炉の設計、製作、建設が進められた。
　ＳＧＨＷＲは１９６７年建設完了、翌年電気出力１０万ｋＷの全出力運転を開始した。
　原子炉は「ふげん」同様竪型圧力管構造で、炉心冷却系は独立２ループ方式を採用している。圧力管は１２２本、その内８本は蒸気過熱用チャンネルである。原子炉冷却系の材料は圧力管、蒸気ドラムを除きステンレス鋼、蒸気ドラムは軟鋼製で、その内面はステンレス鋼溶接内張りである。
　ＳＧＨＷＲの開発および運転経験の主要なものを次に示す。
（１）運転開始当初、燃料表面に酸化物層が生成、破損が発生した。原子炉冷却材浄化系の設計不良によるもので、改造後問題は解決した。
（２）出力運転中燃料交換を実施したが、天然ウラン利用の場合と異なり利点はなく、軽水炉プラント同様停止時交換が行われる。
（３）炉心冷却系は５年毎耐圧試験を行い、大口径配管溶接部は全て供用期間中検査（ＩＳＩ）が行われる。
（４）圧力管の寸法、内面検査が継続して行われ、寿命期間中問題なしと推定されている。
（５）建設中の検査で認められるクラック、又は燃料交換中の事故により発生するクラックが、炉寿命期間中の圧力サイクルにより、不安定破壊を招くような大きさに成長しないことの証明に、多大の努力が払われ、クラック成長速度およびクラックの制限値（ＣＣＬ−Critical　Crack　Length）が求められ、圧力管の信頼性、健全性への確信が得られている。
　１９７４年ＳＧＨＷＲの運転実績が評価され、同国の次期炉はＳＧＨＷＲと決定され、電気出力６６万ｋＷの実証炉（Ｃ）の設計、検討が開始されたが、１９７７年再度次期炉評価が行われ、軽水型発電炉と比較して特に大きな長所がないと判断され、炉型は改良型黒鉛ガス炉（ＡＧＲ）に変更された。またＷｉｎｆｒｉｔｈのＳＧＨＷＲも１９９０年に閉鎖となった。
２．カナダ
　カナダで開発されてきた重水冷却の横置圧力管型重水炉がＣＡＮＤＵ−ＰＨＷ（Pressurized　Heavy　Water）と呼ばれるのに対し、カナダ唯一の沸騰軽水冷却の重水炉はＣＡＮＤＵ−ＢＬＷ（Boiling　Light　Water）と呼ばれる。
　ＣＡＮＤＵ−ＢＬＷは１９６０年代初頭より設計研究が始められ、１９６６年実規模の原型炉を開発するＧｅｎｔｉｌｌｙ−１プロジェクトが発足した。プラントは１９７０年初臨界、１９７２年電気出力２５万ｋＷの全出力運転を開始した。
　炉心冷却系は独立２ループ構成である。冷却系配管材料は火力発電所同様炭素鋼が採用され、運転前管内面に防錆処理が施された。
　燃料は天然ウラン、燃料集合体は信頼性が確立されているＣＡＮＤＵ−ＰＨＷと同様の短尺燃料集合体が採用され、縦型の圧力管チャンネル内に１０本装荷される。
　燃料交換は原子炉下部より運転中に行う。１回の操作で燃料集合体８本を交換し、上下両端の２本は炉内装荷時間が２倍となる交換方式を採用している。
　反応度制御は制御棒、原子炉冷却材流量、重水中のボロン濃度により行い、低出力時の反応度補償を行うためのブースター・ロッドが設けられている。
　Ｇｅｎｔｉｌｌｙ−１プラントは着工後５０ヶ月で完成、１９７２年発電を開始したが、認可試験、出力上昇準備段階で、原子炉冷却材循環ポンプの破損が発生した。また炉心の冷却材ボイド反応度係数は正で解析予想値よりも大きく、炉心は低出力で中性子束の空間的不安定現象が現れた。炉物理実験を行い、炉特性解析精度を向上させ、制御系に各領域の中性子束および冷却材流量を計測比較する２つのシステムを新設し、１９７２年全出力運転を開始したもののＧｅｎｔｉｌｌｙ−１プラントは完成後の運転は余り順調でなく、１９７８年５月運転閉鎖となった。
３．イタリア
　早期に開発に着手し、１９７０年代初頭には電気出力４万ｋＷの原型炉を建設するＣｉｒｅｎｅ計画を決定したが、その後国民投票により他の原子力発電所の閉鎖とともに、この計画も中止となった。
　燃料はＧｅｎｔｉｌｌｙ−１と同様天然ウラン採用、短尺燃料集合体を圧力管内に装荷するものである。天然ウラン燃料は正の冷却材ボイド反応度係数、出力係数の問題を招き、カナダの勧めもあり、同計画では燃料設計、安全保護系設計の見直しをした。炉物理実験を行い、微濃縮ウランの採用も考慮して、冷却材ボイド反応度係数を負としながら、炉心出力を最大にする燃料体および炉心設計が行われた。
また原子炉部品検査技術の改良、燃料集合体の耐久性評価の開発試験計画も進められていた。

＜図／表＞

＜参考文献＞
（１）THE WINFRITH ＳＧＨＷＲ，ＵＫＡＥＡ
（２）ＳＧＨＷＲの設計、運転、経験、動力炉・核燃料開発事業団（１９５１年２月）
（３）Nuclear Engineering，Nov. 1972
（４）Proc. of the 9th Juice Meeting on HWR，Mar.1982
（５）Status of Advanced Technology and Design for Water Cooled Reactors: Heavy　Water　Reactor，ＩＡＥＡ（１９８９）
（６）日本原子力産業会議（編）：原子力ポケットブック1997年版、日本原子力産業会議（1997年5月）、ｐ192?194
（７）Ｗ．マーシャル（編）住田健二（監訳）：原子炉技術の発展（下）、筑摩書房（１９８６年10月）、ｐ443?512
（８）日本原子力産業会議（編）：世界の原子力発電の動向−１９９６年次報告、１９９７年４月