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| VVER原子炉クラス | |
|---|---|
 | |
| 世代 | 第 1 世代原子炉 第 2 世代原子炉 第 3 世代原子炉 第 3 世代+原子炉 |
| 原子炉のコンセプト | 加圧水型原子炉 |
| リアクターライン | VVER (ヴォーダ ヴォーダ エネルゴ リアクター) |
| 原子炉の種類 | VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 VVER-TOI |
| 原子炉コアの主なパラメータ | |
| 燃料（核分裂性物質） | 235ウラン( LEU ) |
| 燃料状態 | 固体 |
| 中性子エネルギースペクトル | サーマル |
| 主な制御方法 | 制御棒 |
| 主なモデレーター | 水 |
| 一次冷却材 | 液体（淡水） |
| 原子炉の使用 | |
| 主な用途 | 発電 |
| 電力（熱） | VVER-210: 760 MW th VVER-365: 1,325 MW th VVER-440: 1,375 MW th VVER-1000: 3,000 MW th VVER-1200: 3,212 MW th VVER-TOI: 3,300 MW th |
| 電力（電気） | VVER-210: 210 MW el VVER-365: 365 MW el VVER-440: 440 MW el VVER-1000: 1,000 MW el VVER-1200: 1,200 MW el VVER-TOI: 1,300 MW el |
水水原子炉（WWER ） [ 1]あるいはVVER（ロシア語：водо-водяной енергетический реаctorор、音訳はvodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor、水水原子炉）は、もともとソビエト連邦（現在のロシア）でOKBギドロプレスによって開発された一連の加圧水型原子炉設計である。[2]このような原子炉のアイデアは、クルチャトフ研究所のサヴェリー・モイセエヴィッチ・ファインバーグによって提案された。VVERはもともと1970年代以前に開発され、継続的に更新されてきた。これらはソ連で開発された初期の原子炉の1つであり、もう1つは悪名高いRBMKである。その結果、VVERという名前は、第1世代の原子炉から現代の第3世代+世代の原子炉設計まで、さまざまな原子炉設計に関連付けられている。出力は70～1300MWeで、最大1700MWeの設計も開発中である。[3] [4]最初のプロトタイプVVER-210はノヴォボロネジ原子力発電所で建造された。
VVER発電所はロシア、ウクライナ、ベラルーシ、アルメニア、中国、チェコ共和国、フィンランド、ハンガリー、スロバキア、ブルガリア、インド、イランなどに設置されている。VVER原子炉の導入を計画している国には、バングラデシュ、エジプト、ヨルダン、トルコなどがある。ドイツは1989年から1990年にかけてVVER原子炉を閉鎖し、[5]建設中の原子炉も中止した。
歴史
最も初期のVVERは1970年以前に建造された。VVER-440モデルV230は最も一般的な設計で、440MWの電力を供給した。V230は6つの一次冷却ループを採用し、それぞれに水平蒸気発生器が備えられている。VVER-440の改良版であるモデルV213は、ソビエトの設計者が採用した最初の原子力安全基準の製品であった。このモデルには、緊急炉心冷却システムと補助給水システムが追加され、事故箇所特定システムがアップグレードされている。[6]
より大型の VVER-1000 は 1975 年以降に開発され、噴霧蒸気抑制システム (緊急炉心冷却システム) を備えた格納容器型構造に収容された 4 ループ システムです。VVER 原子炉の設計は、欧米の第 3 世代原子炉に関連する自動制御、受動的安全性、および格納容器システムを組み込むように精緻化されています。
VVER-1200は現在建設中のバージョンであり、VVER-1000の進化版で、出力が約1200MWe（総出力）に増加し、追加の受動的安全機能を備えています。[7]
2012年にロスアトムは、将来的には英国と米国の規制当局にVVERの認証を受ける意向があるが、2015年より前に英国のライセンスを申請する可能性は低いと述べた。[8] [9]
最初のVVER-1300（VVER-TOI）1300MWEユニットの建設は2018年に開始されました。[4]
デザイン
：制御棒駆動装置
2：原子炉カバー[10]または容器ヘッド[11]
3：原子炉圧力容器
4：入口および出口ノズル
5：原子炉炉心バレルまたは炉心シュラウド
6：原子炉コア
7：燃料棒
ロシア語の略語VVERは「水冷式水減速型原子炉」の略称です。この設計は加圧水型原子炉（PWR）の一種です。他のPWRと比較したVVER [3]の主な特徴は次のとおりです。
- 水平型蒸気発生器
- 六角形燃料集合体
- 圧力容器の底部貫通部なし
- 大容量の原子炉冷却材貯蔵量を提供する高容量加圧器
原子炉の燃料棒は、それぞれ (12.5 / 15.7 / 16.2 ) MPa (1812/2277/2349 psi) の圧力に保たれた水に完全に浸されているため、通常の動作温度 (220 ～ 320 °C [428 ～ >608°F]) では沸騰しません。原子炉内の水は、冷却材と減速材の両方の役割を果たしており、これは重要な安全機能です。冷却材の循環が失敗すると、水の中性子減速効果は、熱の上昇によって中性子を減速しない蒸気泡を生成するために減少し、その結果、反応の強度が低下し、冷却の喪失が補われます。この状態は、負のボイド係数として知られています。後期型の原子炉は、巨大な鋼鉄製の原子炉圧力容器に収められています。燃料は、低濃縮ウラン（約2.4～4.4% 235 U）二酸化ウラン（UO 2）またはそれと同等の物質をペレット状に圧縮し、燃料棒に組み立てたものです。
反応性は、原子炉の上から挿入できる制御棒によって制御されます。これらの棒は中性子を吸収する材料で作られており、挿入の深さに応じて連鎖反応を妨げます。緊急事態が発生した場合、制御棒を炉心に完全に挿入することで 原子炉を停止できます。
一次冷却回路
前述のように、一次回路の水は沸騰を防ぐために一定の高圧に保たれています。水は炉心からの熱をすべて伝達し、照射されるため、この回路の完全性は非常に重要です。4 つの主要コンポーネントを区別できます。
- 原子炉容器: 核連鎖反応によって加熱された燃料集合体を通って水が流れます。
- 容積補償器（加圧器）：水を一定かつ制御された圧力下に保つために、容積補償器は電気加熱と安全弁を使用して飽和蒸気と水の間の平衡を制御することで圧力を調節します。
- 蒸気発生器: 蒸気発生器では、一次冷却水の熱を利用して二次回路の水を沸騰させます。
- ポンプ: ポンプは回路を通る水の適切な循環を保証します。
緊急事態においても原子炉炉心の冷却を継続できるように、一次冷却は冗長性を持って設計されています。
二次回路と電気出力
二次回路もさまざまなサブシステムで構成されています。
- 蒸気発生器: 一次回路から熱を奪って二次水を沸騰させます。タービンに入る前に残りの水が蒸気から分離され、蒸気が乾燥します。
- タービン: 膨張した蒸気がタービンを駆動し、タービンは発電機に接続されます。タービンは高圧セクションと低圧セクションに分かれています。効率を高めるために、これらのセクション間で蒸気が再加熱されます。VVER-1000 タイプの原子炉は 1 GW の電力を供給します。
- 凝縮器: 蒸気は冷却されて凝縮し、廃熱を冷却回路に放出します。
- 脱気装置: 冷却剤からガスを除去します。
- ポンプ: 循環ポンプはそれぞれ独自の小型蒸気タービンによって駆動されます。
プロセスの効率を高めるために、タービンからの蒸気は、脱気装置と蒸気発生器の前の二次回路で冷却剤を再加熱するために使われます。この回路の水は放射性ではないはずです。
三次冷却回路と地域暖房
三次冷却回路は、湖や川などの外部貯水池から水を流すオープン回路です。蒸発冷却塔、冷却盆地、または池は、発電回路からの廃熱を環境に放出します。
ほとんどのVVERでは、この熱は住宅や産業の暖房にもさらに利用される。そのようなシステムの運用例としては、スロバキアのボフニツェ原子力発電所がトルナヴァ[ 12 ] （12キロメートル[7.5マイル]離れている）、レオポルドフ（9.5キロメートル[5.9マイル]離れている）、フロホヴェツ（13キロメートル[8.1マイル]離れている）の各町に熱を供給しているほか、チェコ共和国のテメリン原子力発電所が5キロメートル[3.1マイル]離れたティーン・ナド・ヴルタヴォウに熱を供給している。ドゥコヴァニ原子力発電所からブルノ（チェコ共和国で2番目に大きい都市）に熱を供給し、市の熱需要の3分の2を賄う計画がある。[13]
安全バリア
原子炉の典型的な設計上の特徴は、放射性物質の漏出を防ぐ層状の安全障壁です。VVER 原子炉には 3 つの層があります。
- 燃料棒: ウラン酸化物焼結セラミック燃料ペレットの周囲に密閉されたジルコニウム合金 (ジルカロイ) 被覆が施されており、熱と高圧に耐えるバリアを提供します。
- 原子炉圧力容器壁：巨大な鋼鉄製の殻が燃料集合体全体と一次冷却材を密閉して包みます。
- 原子炉建屋: 第 1 回路全体を囲むコンクリート製の格納容器建屋は、第 1 回路の破損によって発生する圧力の急上昇に耐えるほどの強度があります。
チェルノブイリ原発事故に関係したRBMK型原子炉と比較すると、VVERは冷却材が減速材でもあるため本質的に安全な設計を採用しており、その設計上、他のPWRと同様に負のボイド係数を持っている。冷却材喪失事故の際に、グラファイト減速型RBMKのような反応度上昇や大きな出力過渡現象のリスクはない。RBMK型原子炉は、その大きさによるコスト上の理由から格納構造なしで建設されたが、VVER型原子炉の炉心はかなり小さい。[14]
燃料サイクルの延長
2024年にロスアトムは中性子吸収剤 エルビウムとウランを5%（通常の3%～4.95%の範囲ではなく）に濃縮した燃料の試験を開始した。実験はディミトロフグラード原子炉研究所のMIR.M1研究炉で行われている。これにより、現在の燃料サイクルを12～18か月から24か月に延長することができる。[15]
バージョン
VVER-440
VVER型の最も初期のバージョンの一つであるVVER-440は、その格納容器の設計に特定の問題を抱えていた。V-230およびそれ以前のモデルは、設計上重要な大規模な配管破損に耐えられるように最初から構築されていなかったため、メーカーは新しいモデルV-213で、いわゆるバブルコンデンサータワーを追加した。これは、その追加の容積と多数の水層により、格納容器の漏れを起こすことなく急速に逃げる蒸気の力を抑えることを目的としている。その結果、VVER-440、V-230およびそれ以前の設計の原子力発電所を持つすべての加盟国は、欧州連合の政治家によってそれらの発電所の永久的な閉鎖を強いられた。このため、ボフニツェ原子力発電所は2基の原子炉を閉鎖しなければならず、コズウォドゥイ原子力発電所は4基を閉鎖しなければならなかった。一方、グライフスヴァルト原子力発電所の場合、ドイツの規制当局はベルリンの壁崩壊後にすでに同じ決定を下していた。
VVER-1000
VVERの設計は、最初に建設されたとき、35年間の運転が想定されていました。その後は、燃料や制御棒チャンネルなどの重要な部品の完全な交換を含む、寿命半ばの大規模なオーバーホールが必要と考えられました。[16] RBMK原子炉は35年で大規模な交換プログラムを指定していた ため、RBMKタイプよりも堅牢な設計であるにもかかわらず、設計者は当初、VVERタイプでもこれを行う必要があると判断しました。ロシアのVVERプラントのほとんどは、現在35年の基準に達し、それを過ぎています。最近の設計研究では、機器の交換により寿命を最大50年まで延長することが可能になっています。新しいVVERには、延長された寿命が銘板に記されます。
2010年、ノヴォボロネジにある最も古いVVER-1000が、さらに20年間の稼働寿命を延ばすために近代化工事のために閉鎖された。このような稼働寿命の延長を受けたのはこれが初めてである。工事には、管理、保護、緊急システムの近代化、セキュリティおよび放射線安全システムの改善が含まれている。[17]
2018年、ロスアトムは、原子炉圧力容器の熱アニーリング技術を開発したと発表した。この技術により、放射線による損傷が軽減され、耐用年数が15年から30年延長される。この技術はバラコボ原子力発電所1号機で実証されている。[18]
VVER-1200
VVER-1200（またはNPP-2006、AES-2006）[7]は、国内および輸出用に提供されているVVER-1000の進化形です。[19] [20] 原子炉の設計は、燃料効率を最適化するために改良されました。仕様には、1kWあたり一晩の建設費1,200ドル、計画建設期間54か月、VVER-1000よりも約35％少ない運用人員が必要です。VVER-1200の総熱効率と純熱効率はそれぞれ37.5％と34.8％です。VVER 1200は1,198MWeの電力を生成します。
VVER-1200の設計寿命は60年で、さらに20年延長できる可能性がある。[21] [22]
最初の2基はレニングラード原子力発電所IIとノヴォボロネジ原子力発電所IIに建設された。レニングラードII設計と同様のVVER-1200/491 [23]を搭載した原子炉がさらに計画されており（カリーニングラード原子力発電所とニジニノヴゴロド原子力発電所）、建設中である。ノヴォボロネジ原子力発電所IIに設置されているVVER-1200/392M [24]型 は、セヴェルスク、ツェントラル、南ウラル原子力発電所にも選定されている。標準バージョンはVVER-1200/513として開発され、VVER-TOI（VVER-1300/510）設計に基づいている。
2012年7月、ベラルーシのオストロベツにAES-2006を2基建設し、ロシアがプロジェクト費用を賄うために100億ドルの融資を行う契約が合意された。[25] AES-2006はフィンランドのハンヒキヴィ原子力発電所 向けに入札中である。[26]発電所供給契約は2013年に締結されたが、主にロシアのウクライナ侵攻により2022年に終了した。[27]
2015年から2017年にかけて、エジプトとロシアはエルダバア原子力発電所に4基のVVER-1200を建設することで合意した。[28]
2017年11月30日、バングラデシュのルプール原子力発電所のVVER-1200/523ユニット2基のうち最初のユニットの原子炉島基礎マットのコンクリート注入が行われた。この発電所はバングラデシュの2.4GWe原子力発電所となる。2.4GWeを発電する2基のユニットは2023年と2024年に稼働する予定である。[29]
2019年3月7日、中国核工業集団とアトムストロイエクスポートは、天湾原子力発電所と徐大堡原子力発電所にそれぞれ2基ずつ、計4基のVVER-1200を建設するための詳細な契約を締結した。建設は2021年5月に開始され、全ユニットの商業運転は2026年から2028年の間に開始される予定である。[30]
2020年からは18か月の燃料補給サイクルが試験的に導入され、これまでの12か月サイクルに比べて稼働率が向上する。[31] VVER-1200は、毎日の負荷追従性を考慮して100%から40%の間で出力を可変できるように設計されており、2024年にテストされた。[32]
安全機能
原子力発電所の核部分は、格納容器とミサイルシールドとして機能する単一の建物に収容されています。原子炉と蒸気発生器の他に、改良された燃料交換機とコンピューター化された原子炉制御システムが含まれています。同様に、同じ建物で保護されているのは、緊急炉心冷却システム、緊急バックアップディーゼル電源、バックアップ給水供給などの緊急システムです。
インドのクダンクラム原子力発電所で使用されているVVER-1000のAES-92バージョンでは、既存のアクティブシステムにパッシブ熱除去システムが追加されていました。これは、新しいVVER-1200と将来の設計にも引き継がれています。このシステムは、格納容器ドームの上部に構築された冷却システムと水タンクに基づいています。[33] パッシブシステムは、24時間すべての安全機能を処理し、72時間炉心安全を処理します。[7]
その他の新たな安全システムには、航空機衝突防止装置、水素再結合装置、重大事故の際に溶融した原子炉の炉心を封じ込めるコアキャッチャーなどがある。 [20] [25] [34]コアキャッチャーは、ループル原子力発電所とエルダバア原子力発電所に配備される予定である。[35] [36]
VVER-TOI
VVER -TOIはVVER-1200から開発されました。これは、最新の情報技術と管理技術を使用して、いくつかの目標指向パラメータを満たす、VVER技術に基づく新世代III+パワーユニットの典型的な最適化された情報先進プロジェクトの開発を目的としています。[37]
VVER-1200からの主な改良点は以下の通りである。[4]
- 総出力1300MWeに増加
- 改良された圧力容器
- 冷却性能を向上させるためにコア設計を改良
- パッシブセーフティシステムのさらなる開発
- 40か月の建設期間で建設費と運用費を削減
- 低速タービンの使用
- 最長100年の耐用年数（設計寿命60年、延長40年）[38] [39]
最初の2基のVVER-TOIユニットの建設は、2018年と2019年にクルスクII原子力発電所で開始されました。[40] [4]
2019年6月、VVER-TOIは原子力発電所に対する欧州公益事業要件（一定の留保付き）に準拠していると認定されました。[4]
TOI規格に準拠したAES-2006のアップグレード版であるVVER-1200/513がトルコのアックユ原子力発電所で製造されている。[41]
将来のバージョン
VVERの将来のバージョンについては、いくつかの設計がなされている。[42]
- MIR-1200（近代化国際原子炉） -チェコのŠKODA JS社と共同で設計[43]し、欧州の要件を満たす[44]
- VVER-1500 - VVER-1000の寸法を拡大し、総出力1500MWeを実現したが、進化型VVER-1200の採用により設計は棚上げとなった[45]
- VVER-1700超臨界水炉バージョン。
- VVER-600は、小規模市場向けに設計されたVVER-1200の2つの冷却回路バージョンで、2030年までにコラ原子力発電所に建設されることが承認されています。[46] <r/ref>
最初の2基は、レニングラード原子力発電所IIとノヴォボロネジ原子力発電所IIに建設されました。VVER-1200/491efを搭載した原子炉がさらに追加 name=wnn-20160810> 「ロシア、2030年までに11基の新しい原子炉を建設へ」。ワールド・ニュークリア・ニュース。2016年8月10日。 2016年9月17日閲覧。</ref>
発電所
技術仕様
分類
参照
注記
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