改良型沸騰水型原子炉

改良型沸騰水型原子炉（ABWR）は、第3世代沸騰水型原子炉です。ABWRは現在、GE Vernova Hitachi Nuclear Energy（GVH）と東芝によって提供されています。ABWRは、蒸気を用いてタービンを回し、発電機に接続することで発電します。この蒸気は、核燃料内の核分裂反応によって発生する熱を利用して水を沸騰させたものです。柏崎刈羽6号機は、世界初の第3世代原子炉とされています。

沸騰水型原子炉（BWR）は、直接サイクル設計を採用した軽水炉の中で2番目に一般的な形態^であり、間接サイクルを採用する加圧水型原子炉（PWR）よりも大型の蒸気供給コンポーネントが少ない。ABWRは沸騰水型原子炉の現在の最先端技術であり、完全に建設された最初の第3世代原子炉設計であり、複数の原子炉が完成して稼働している。最初の原子炉は 日本で建設された^{[ 2 ]。}台湾と米国のプロジェクトはどちらも予算超過になっていると報告されている^{[ 3 ]。}

標準的なABWRプラント設計では、正味の電気出力は約1.35 GW 、約3926MWの火力発電 能力。

ABWRはBWRファミリーの進化形であり、従来のBWR設計に数多くの変更と改良が加えられている。

主な改善点は以下のとおりです。

• 原子炉圧力容器（RPV ）底部に取り付けられた原子炉内部ポンプ（RIP ）（合計10基）の追加により、格納容器内の大型再循環ポンプと、RPVとの関連する大径で複雑な配管インターフェース（例えば、以前のBWRモデルに見られる再循環ループ）を排除しつつ、性能が向上します。ABWRでは、RIPモーターのみがRPVの外側に配置されています。ティア1設計管理文書（原子力規制委員会が公式に認証した、プラントの設計を概説する文書）によると、各RIPの公称容量は6912  m³ ^/ h。
• コントロールロッドの調整機能は、電気油圧式ファインモーションコントロールロッドドライブ（FMCRD）の追加によって補完され、電気モーターを使用して微調整が可能になりました。これにより、迅速なシャットダウンを実現するために設計された従来の油圧システムの信頼性や冗長性を損なうことなく、開始信号受信から2.80 秒、またはARI（代替ロッド挿入）の場合はそれより長いが、それでも無視できる程度の時間です。FMCRDは、主要な油圧異常やARI異常が発生した場合の多重防御も向上させます。
• 完全デジタル化された原子炉保護システム（RPS）（冗長なデジタルバックアップと冗長な手動バックアップの両方を含む）は、安全状態の検出と対応において高い信頼性と簡素化を保証します。このシステムは、必要に応じて制御棒の迅速な油圧挿入を開始し、シャットダウン（原子力技術者の間ではスクラムとして知られています）を行います。パラメータごとに4つのうち2つが作動する迅速シャットダウンロジックにより、単一の計器の故障によって不要な迅速シャットダウンがトリガーされないようにします。RPSは、ARI、FMCRDロッドランインをトリガーして核連鎖反応を停止させることもできます。スタンバイ液体制御システム（SLCS）の作動は、スクラムなしの予期された過渡現象という可能性の低い事態に備えて、多様なロジックとして提供されます。
• 完全デジタル式の原子炉制御システム（冗長デジタルバックアップおよび冗長手動（アナログ）バックアップ付き）により、制御室はプラントの運転とプロセスを容易かつ迅速に制御できます。安全関連と非安全関連でそれぞれ独立した冗長デジタル多重化バスにより、計装と制御の信頼性と多様性が確保されます。
  • 特に、原子炉は起動（すなわち、核連鎖反応を開始して出力を上昇させる）と標準停止の際には、自動システムのみを使用して自動化されている。もちろん、原子炉の制御と監視には人間のオペレーターが不可欠だが、原子炉の出力上昇と出力低下に伴う多くの煩雑な作業は、オペレーターの判断で自動化できる。
• 緊急炉心冷却システム（ECCS）は多くの点で改良され、事故、不測の事態、およびインシデントに対する非常に高度な多層防御機能を提供するようになりました。
  • 全体システムは3つの部門に分割されており、各部門は単独で、最大想定される限界故障／設計基準事故（DBA）に対応し、外部電源の喪失や適切な給水設備の喪失が発生した場合でも、炉心露出前に事故を終結させる能力を備えています。従来のBWRは2つの部門で構成されており、重大事故が発生した場合、ECCSが対応する前に、短時間炉心露出（ただし炉心損傷なし）が発生すると予測されていました。
  • 18個のSORV（安全過圧逃がし弁）のうち8個はADS（自動減圧システム）の一部であり、原子炉圧力容器の過圧事象を迅速に緩和し、必要に応じて、低圧炉心フラッダー（LPCF、残留熱除去システムの高容量モードであり、従来のBWRモデルのLPCIおよびLPCSに代わるもの）を使用できるレベルまで原子炉を迅速に減圧できることを保証する。
  • さらに、LPCFははるかに高い原子炉圧力容器（RPV）圧力に対して注入を行うことができ、中規模の破損が発生した場合に安全性を高めることができます。中規模の破損は、ゆっくりとした自然減圧につながるほど小さい場合もあれば、高圧コアスプレー／冷却材注入システムの対応能力が破損の大きさに圧倒されるほど大きい場合もあります。
  • クラス1E（安全関連）電源バスは、安全関連で信頼性の高い3基の非常用ディーゼル発電機によって引き続き電力供給されていますが、発電所の停電事態に対する多重防御を提供するため、また外部電源が喪失した場合に重要ではあるものの安全上重要ではないシステムに電力を供給するために、燃焼ガスタービンを使用した追加の発電所投資保護電源バスが敷地内に設置されています。
  • ECCSの一部の部門には高圧浸水（HPCF）能力はありませんが、高圧定格で計装および制御システム用の広範なバッテリーバックアップを備えた、蒸気駆動の安全定格原子炉炉心隔離冷却（RCIC）ターボポンプが存在し、3基の非常用ディーゼル発電機、燃焼ガスタービン、一次バッテリーバックアップ、およびディーゼル消火ポンプのすべてが故障して発電所全体が停電した場合でも冷却が維持されることが保証されます。
  • 原子炉圧力容器（RPV）の下には、極めて厚い玄武岩質の鉄筋コンクリート製パッドがあり、万が一の事態が発生した場合にパッド上に溶融した炉心溶融物を捕捉・保持する役割を果たします。さらに、ウェットウェルと下部ドライウェルを隔てる壁内には複数の溶融リンクが設けられており、ウェットウェルの給水を利用してパッドに水を流すことで、標準的な冷却システムが機能しなくなった場合でも、そのエリアの冷却を確実にします。
• 格納容器は、従来のMark I型に比べて大幅に改良されています。従来のMark I型と同様に、圧力抑制型であり、過渡現象、事故、または災害が発生した場合に発生する蒸気を処理するように設計されています。蒸気は、ウェットウェル（Mark I型の場合はトーラス）内の水槽に配管を通して送られ、その低温によって蒸気が液体の水に凝縮されます。これにより、格納容器内の圧力が低く保たれます。特筆すべきは、典型的なABWR格納容器は、一次格納容器の内部と外側の遮蔽壁の間に多数の強化層があり、立方体形状をしていることです。大きな改良点の1つは、原子炉の標準的な安全停止時の地震加速度が0.3Gであることです。さらに、風速320mphを超える竜巻にも耐えられるように設計されています。地震多発地域では耐震強化が可能であり、台湾の龍門原子力発電所では、あらゆる方向で0.4gまで 強化されています。格納容器は、火災を防ぐために運転前に窒素で不活性化され、原子炉停止後にメンテナンスのために脱不活性化される。^{[ 4 ]} 
• ABWRは少なくとも60年の耐用年数を想定して設計されています。また、ABWRは比較的シンプルな設計であるため、高価な蒸気発生器を交換する必要がなく、運転コスト全体を削減できます。
• GVHの確率的リスク評価によると、 ABWRの炉心損傷頻度（CDF）は600万年に1回以下であるため、炉心損傷事象は600万年に1回以下しか発生しない。1.6 × 10 ⁻⁷、CDF確率はESBWRに次いで2番目に低い。

原子炉圧力容器（RPV）と原子力蒸気供給システム（NSSS）には、RIP（内部循環ポンプ）の採用など、大幅な改良が施されています。RIPは、従来の外部再循環配管ループや格納容器内のポンプを不要にし、ジェットポンプを駆動してRPV内に強制流を発生させます。RIPは、信頼性、性能、保守性に関して大幅な改善をもたらし、保守停止中の格納容器作業に関連する作業員の放射線被ばくを低減します。これらのポンプは、RPV底部に接続されたハウジングを備えた湿式ローターモーターによって駆動され、漏洩経路となる可能性のある大径の外部再循環配管を不要にします。10基の内部再循環ポンプは、環状ダウンカマー領域の底部（すなわち、炉心シュラウドとRPV内面の間）に配置されます。その結果、内部再循環ポンプにより、RPV内のすべてのジェットポンプ、すべての大型外部再循環ループポンプと配管、隔離弁、およびRPVを貫通してRPVから水を吸引し、RPVに戻す必要があった大径ノズルが不要になります。したがって、この設計により、炉心領域より下方の最悪の漏洩は、実質的に直径2インチ（51mm ）の漏洩と同等にまで低減されます。従来のBWR3～BWR6製品ラインでは、これに相当する漏洩の直径は24インチ以上でした。この設計の大きな利点は、ECCSに必要な流量容量を大幅に削減できることです。 

内部循環ポンプを採用した最初の原子炉は、ASEA-Atom社（合併・買収を経て現在はウェスチングハウス・エレクトリック社、旧東芝傘下）によって設計され、スウェーデンに建設された。これらの原子炉は長年にわたり非常に順調に稼働している。

内部ポンプを使用することで、同じ流量に必要なポンプ動力を、外部再循環ループを備えたジェットポンプシステムの場合の約半分に削減できます。したがって、配管をなくすことによる安全性とコストの改善に加え、プラント全体の熱効率も向上します。また、外部再循環配管をなくすことで、メンテナンス中の作業員の放射線被ばく量も低減されます。

ABWR設計における運用上の特徴の一つは、電動式微動制御棒駆動装置であり、これはAEG（後にKraftwerk Union AG、現在はAREVA ）のBWRで初めて採用された。従来のBWRでは、油圧式ロックピストンシステムを用いて制御棒を6インチ刻みで動かしていた。電動式微動制御棒設計により、制御棒の正確な位置制御が大幅に向上し、制御棒駆動装置の事故リスクも低減されるため、十字形制御棒ブレードの基部に速度制限装置を設置する必要がなくなった。

GE Vernova Hitachi、Hitachi-GE（GE Vernova Hitachiの日本で事業を展開している部門）、および東芝は、ABWRの若干異なるバージョンを提供している。^{[ 5 ]}

1997年、GE-日立の米国ABWR設計は、米国原子力規制委員会によって最終設計として認証されました。これは、その性能、効率、出力、安全性が既に検証済みであることを意味し、認証されていない設計よりも建設が官僚的に容易になります。^{[ 6 ]}

2013年、ホライズン原子力発電所の買収後、日立は英国原子力規制庁とともに日立GE ABWRの一般設計評価プロセスを開始した。^{[ 7 ]} これは2017年12月に完了した。^{[ 8 ]}

2016年7月、東芝は「米国のエネルギー価格の下落により、東芝はABWR建設プロジェクトの追加機会を期待できないことがますます明らかになってきた」として、ABWRの米国設計認証の更新を取り下げた。^{[ 9 ]}

ABWRは日本、米国、台湾で操業許可を得ているが、建設プロジェクトのほとんどは中止または棚上げされている。

日本と台湾

2006年12月現在 当時、日本では 4 基の ABWR が稼働していた。柏崎刈羽6 号機と 7 号機は 1996 年と 1997 年に稼働を開始し、浜岡5 号機は 2000 年に建設を開始し 2004 年に稼働を開始、志賀2 号機は 2006 年 3 月 15 日に商業運転を開始した。その他、建設途中の原子炉が 2 基は台湾の龍門にあり、もう 1 基 (島根原子力発電所3 号機) は日本にある。龍門の工事は 2014 年に中断された。島根の工事は 2011 年の地震後に中断された。^{[ 10 ]}

同等の設計と比較すると、稼働中の 4 基の ABWR は技術的な問題により停止されることが多い。^{[ 20 ]}国際原子力機関はこれを「運転率」（商業運転開始からの総時間に対する電力供給時間の割合）で文書化している。柏崎刈羽の最初の 2 基 (6 号機と 7 号機) は、全寿命運転率が 70% に達しており、これは試運転開始から約 30% の期間、発電していなかったことを意味する。^{[ 21 ] [ 22 ]}例えば、柏崎刈羽 6 号機は 2010 年に 80.9%、2011 年に 93% の運転能力を有していた。^{[ 23 ]}しかし、2008 年に設備が保守のために停止していたため発電は行われず、その年の運転能力は 0% であった。^{[ 23 ]}対照的に、韓国のOPR-1000やドイツのコンボイなどの他の近代的な原子力発電所は、約90%の稼働率を示している。^{[ 24 ]}

浜岡発電所と鹿発電所の2基の新しいABWRの出力は、発電所の蒸気タービン部の技術的な問題により低下せざるを得なかった。^{[ 25 ]}両発電所の出力を下げた後も、停止時間は増加しており、寿命運転率は50%未満となっている。^{[ 26 ] [ 27 ]}

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• NRCが発行したABWRの設計認証ページ
• ABWRにおける設計上の安全機能