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沸騰水型原子炉（BWR ）は、発電に用いられる原子炉の一種である。加圧水型原子炉（PWR）に次いで、発電用原子炉としては2番目に普及している。
BWRは熱中性子炉であり、水は冷却材と減速材の両方として使用され、中性子の速度を落とします。PWRとは異なり、 BWRでは原子炉圧力容器（RPV）と蒸気タービンの間に分離はありません。水は原子炉炉心内で直接蒸発し、発電機を駆動するタービンに送られます。タービンの直後には、凝縮器と呼ばれる熱交換器があり、排出された流体を液体に戻してから原子炉に戻します。凝縮器は、発電所の冷熱源（一般的には海や川、まれに空気）から供給される二次冷却サイクルによって冷却されます。
BWRは、1950年代半ばにアルゴンヌ国立研究所とゼネラル・エレクトリック（GE）によって開発されました。現在の主な製造元は、BWRの設計と建設を専門とするGE Vernova Hitachi Nuclear Energyです。
沸騰水型原子炉は、冷却材および中性子減速材として脱塩水を使用します。原子炉炉心内で核分裂によって熱が発生し、冷却水が沸騰して蒸気になります。この蒸気は直接タービンを駆動するために使用され、その後、凝縮器で冷却されて液体の水に戻されます。この水は再び原子炉炉心に戻され、循環が完了します。冷却水は約75気圧（7.6 MPa、1000～1100 psi）に維持され、炉心内で約285℃（550°F）で沸騰します。これに対し、加圧水型原子炉（PWR）では、一次冷却系で約158気圧（16 MPa、2300 psi ）という高圧が維持されているため、大きな沸騰は起こりません。原子炉の炉心損傷頻度は10⁻⁴から10⁻⁷の間と推定された（すなわち、 1万年から1000万原子炉年あたり1回の炉心損傷事故）。[ 1 ]
タービンから排出された蒸気は、低圧タービンの下部に設置された復水器に流れ込み、そこで冷却されて液体（凝縮水）に戻されます。凝縮水は、さまざまなタービン段からの抽気蒸気を用いて温度が上昇する給水加熱器に送られます。給水加熱器からの給水は、原子炉圧力容器（RPV）の上部、核燃料集合体（これらの核燃料集合体は「炉心」を構成する）の上方、かつ水面より下の位置にあるノズルからRPVに流入します。
給水は下方へ流れ込み、水分分離器から出る水と混合します。給水は水分分離器からの飽和水を過冷却します。この水は、炉心から高いシュラウドで隔てられた「ダウンカマー」または「アニュラス」領域（図参照）を下方へ流れます。水はその後、追加のポンプ動力（水頭）を提供するジェットポンプまたは内部再循環ポンプを通過します。水はここで180度方向転換し、下部炉心板を通って原子炉炉心へ上昇し、そこで燃料要素によって加熱されます。上部ガイドの燃料チャンネルから出る水は、約15%の蒸気乾き度で飽和しています。典型的な炉心流量は45,000,000 kg/h（100,000,000 lb/h）で、蒸気流量は6,500,000 kg/h（14,500,000 lb/h）です。ただし、炉心平均ボイド率はこれよりもかなり高い値（約40%）です。こうした値は、各発電所が公開している技術仕様書、最終安全解析報告書、または炉心運転限界報告書に記載されている場合があります。
炉心からの加熱によって熱水頭が生じ、これが原子炉圧力容器（RPV）内の水を循環させる循環ポンプの働きを助けます。沸騰水型原子炉（BWR）は循環ポンプを設置せずに、熱水頭のみでRPV内の水を循環させるように設計することも可能です。しかし、循環ポンプによる強制循環水頭は出力制御に非常に有効であり、そうでなければ実現不可能な高出力レベルを達成することができます。熱出力レベルは、循環ポンプを通る強制循環流量を増減させるだけで容易に調整できます。
炉心上部の二相流体（水と蒸気）は、シュラウド内部の上部領域であるライザー領域に入ります。この領域の高さを高くすることで、熱自然再循環ポンプの揚程を上げることができます。ライザー領域の最上部には水分分離器があります。サイクロン分離器で二相流を旋回させることで、蒸気は分離されて蒸気乾燥器に向かって上昇し、水は後方に残って水平方向にダウンカマーまたは環状部へと流れます。ダウンカマーまたは環状部では、水は給水流と合流し、サイクルが繰り返されます。
分離器の上部から上昇する飽和蒸気は、シェブロン型乾燥器によって乾燥される。湿った蒸気は曲がりくねった経路を通り、そこで水滴の速度が落とされ、ダウンカマーまたは環状部へと導かれる。乾燥した蒸気は、4本の主蒸気管を通って原子炉圧力容器から排出され、タービンへと送られる。
原子炉の出力は、制御棒（制御ブレード）を挿入または引き抜くことと、原子炉炉心を通る水の流れを変えることという2つの方法で制御される。
BWRの起動時に出力を制御する通常の方法は、制御棒の位置決め（引き抜きまたは挿入）です。制御棒を引き抜くと、制御材の中性子吸収が減少し、燃料の中性子吸収が増加するため、原子炉出力が増加します。制御棒を挿入すると、制御材の中性子吸収が増加し、燃料の中性子吸収が減少するため、原子炉出力が減少します。PWRとは異なり、BWRでは、より均一な出力分布を実現するために、制御棒（炭化ホウ素板）を下から挿入します。上側では、蒸気の発生により水の密度が低くなるため、中性子減速効率が低下し、核分裂確率が低くなります。通常運転では、制御棒は原子炉内の出力分布を均一に保ち、燃料の消費を補償するためにのみ使用され、出力は水流によって制御されます（下記参照）。[ 2 ]初期の BWR や提案されている ESBWR (ゼネラル エレクトリック 日立が製造した経済簡素化 BWR) の設計では、原子炉再循環システムがないため、制御棒の位置による自然循環のみを使用して出力をゼロから 100% まで制御します。
炉心内の水流量を変更（増減）することは、原子炉出力を約30%から100%まで制御するための一般的かつ便利な方法です。いわゆる「100%ロッドライン」で運転する場合、再循環ポンプの速度を変更したり、流量制御弁を調整したりすることで、原子炉再循環システムの流量を変更し、定格出力の約30%から100%まで出力を変更できます。炉心内の水流量が増加すると、蒸気泡（「ボイド」）が炉心からより速やかに除去され、炉心内の液体の水量が増加し、中性子減速が促進され、より多くの中性子が減速されて燃料に吸収され、原子炉出力が増加します。炉心内の水流量が減少すると、蒸気ボイドが炉心内に長く留まり、炉心内の液体の水量が減少し、中性子減速が促進され、燃料に吸収されるほど減速される中性子が少なくなり、原子炉出力が減少します。[ 3 ]したがって、BWRは負のボイド係数を持つ。
BWR（沸騰水型原子炉）の原子炉圧力は、主タービンまたは主蒸気バイパス弁によって制御されます。PWR（加圧水型原子炉）ではタービンの蒸気需要を運転員が手動で設定するのに対し、BWRではタービン弁とバイパス弁が調整され、原子炉圧力を所定の値に維持します。この制御モードでは、タービン出力は原子炉出力の変化に自動的に追従します。タービンが停止またはトリップすると、主蒸気バイパス弁／ダンプ弁が開き、蒸気を直接復水器に送ります。これらのバイパス弁は、蒸気供給が継続している間、原子炉圧力を維持し、原子炉の加熱および冷却速度を制御するために、必要に応じて自動または手動で調整されます。
原子炉水位は主給水システムによって制御されます。出力が約0.5%から100%までの範囲では、給水システムが原子炉内の水位を自動的に制御します。低出力状態では、給水コントローラは原子炉水位を監視することで単純なPID制御として機能します。高出力状態では、コントローラは「3要素」制御モードに切り替わり、原子炉内の現在の水位、流入する水量、および原子炉から流出する蒸気量を監視します。給水制御システムは、水注入量と蒸気流量を利用することで、水位の変動を迅速に予測し、設定値から数インチ以内の水位を維持するように対応できます。運転中に2台の給水ポンプのうち1台が故障した場合、給水システムは再循環システムに炉心流量を急速に減少させるよう指令し、数秒で原子炉出力を100%から50%に効果的に低下させます。この出力レベルでは、1台の給水ポンプで炉心水位を維持できます。すべての給水が失われた場合は、原子炉は緊急停止し、緊急炉心冷却システムを使用して原子炉水位を回復します。
原子炉炉心で発生した蒸気は、炉心上部の蒸気分離器と乾燥板を通過し、その後、原子炉回路の一部であるタービンに直接送られます。原子炉炉心周辺の水は、中性子捕獲により常に微量の放射性核種で汚染されているため、タービンは通常運転中は遮蔽する必要があり、保守中は放射線防護を提供する必要があります。BWRの運転および保守に関連するコストの増加は、PWRと比較してBWRの設計が単純で熱効率が高いことによる節約と相殺される傾向があります。水中の放射能のほとんどは非常に短寿命（主にN-16、半減期7秒）であるため、原子炉停止後すぐにタービンホールに入ることができます。
BWRの蒸気タービンは、飽和蒸気を扱うように設計された高圧タービンと、複数の低圧タービンで構成されています。高圧タービンは原子炉から直接蒸気を受け取ります。高圧タービンの排気の一部は水分分離器再加熱器（MSR）に送られ、残りは給水加熱器に送られます。この水分分離器再加熱器は、シェブロンのグループを使用して蒸気から混入水分を除去します。その後、蒸気は400°F（204.4℃）以上に過熱され、低圧タービンで使用されます。低圧タービンの排気は主復水器に送られます。水分分離器再加熱器は、高圧タービンの蒸気の一部と原子炉の蒸気の一部を受け取り、それを加熱源として使用して、高圧タービンの排気から出てくる蒸気を再加熱します。再加熱器はタービンと原子炉から蒸気を奪いますが、結果として、再加熱器はプラントの熱力学的効率を向上させます。
最新のBWR燃料集合体は74～100本の燃料棒で構成され、原子炉炉心には最大で約800体の燃料集合体が収容され、最大で約140ショートトンの低濃縮ウランが充填されます。特定の原子炉における燃料集合体の数は、必要な原子炉出力、炉心サイズ、および原子炉出力密度を考慮して決定されます。
安全であるとみなされるためには、原子炉は常に基本的な原子力安全機能を満たしていなければならない。
原子炉の通常運転中は、適切な設計、建設、および運転方法によって安全機能の遵守が確保されます。さらに、通常運転状態からの逸脱が発生した場合でも安全機能の遵守が維持されるよう、専用の安全システムを設置する必要があります。最新の原子炉の安全システムは、多層防御の理念に基づいて設計されており、この理念はプラントの建設および試運転全体を通して統合されています。安全機能の不履行リスクを最小限に抑えるため、BWRは、異なる動作メカニズムに依存し、空間的に分離された冗長な安全システムを採用しています。
核分裂反応が緊急停止した後も、原子炉内部では核分裂生成物や中性子吸収によって活性化された物質の放射性崩壊により熱が発生し続けます。原子炉炉心の崩壊熱は（炉心の運転出力と運転時間によって異なりますが）数十メガワットにも達し、重大な損傷や溶融を引き起こす可能性があります。このような事態を防ぐため、冷却水の注入によって熱を除去する緊急炉心冷却システム（ECCS）と呼ばれる安全システムが設けられています。
原子炉燃料棒は、原子炉圧力容器から使用済み燃料プールへ移送することで定期的に交換されます。一般的な燃料サイクルは12～24ヶ月で、燃料交換停止期間中に燃料集合体の約3分の1から5分の1が交換されます。残りの燃料集合体は、次の燃料サイクルにおける効率と発電量を最大化するために、炉心内の新しい位置に移動されます。
使用済み燃料は放射能と熱の両方で高温になるため、クレーンを使って水中で運搬されます。そのため、一般的な設備では、使用済み燃料貯蔵プールは原子炉の上部に設置されています。プールは高さの数倍の水で遮蔽され、臨界を避けるために形状が制御された剛性配列で保管されます。福島第一原子力発電所事故では、1つまたは複数の使用済み燃料プールから水が（使用済み燃料によって加熱されて）失われ、地震によって形状が変化する可能性があったため、これが問題となりました。燃料棒の被覆材がジルコニウム合金であることも問題でした。この元素は1,500 K（1,230 °C）以上の温度で水蒸気と反応して水素を生成する可能性があり、[ 4 ] [ 5 ] 空気中の酸素と引火する可能性があるためです。通常、燃料棒は原子炉と使用済み燃料プールで十分に冷却されているため、これは問題にならず、被覆材は燃料棒の寿命の間無傷のままです。
BWR（沸騰水型原子炉）の概念は、PWR（加圧水型原子炉）の概念よりもやや遅れて開発された。BWRの開発は1950年代初頭に始まり、ゼネラル・エレクトリック（GE）と複数の米国国立研究所との共同研究によって進められた。
米国における原子力研究は、陸海空軍の3軍によって主導された。海軍は、潜水艦を常時水中航行可能な船舶、そして燃料補給なしで世界一周航海できる船舶へと変える可能性に着目し、ハイマン・リッコーバー大佐を原子力 プログラムの責任者に任命した。リッコーバー大佐は、原子力分野の初期の研究者たちが、原子炉内で直接蒸気を発生させると不安定性を招くことを懸念する一方で、加圧水を使用すれば確実に熱伝達手段として機能することを確信していたため、海軍では加圧水型原子炉（PWR）を採用することにした。こうした懸念から、米国初の原子力研究はPWRに注力されることになった。PWRは、スペースが限られている海軍艦艇（特に潜水艦）に非常に適しており、小型かつ高出力で搭載することが可能だったからである。
しかし、他の研究者たちは、原子炉炉心内の水の沸騰によって引き起こされるとされる不安定性が本当に不安定性を引き起こすのかどうかを調査したいと考えていました。初期の原子炉開発中に、少数の技術者グループが実験用原子炉の出力レベルを誤って上昇させ、水が急速に沸騰しました。これにより原子炉が停止し、緊急時の有用な自己減速特性が示されました。特に、アルゴンヌ国立研究所の研究者であるサミュエル・アンターマイヤー2世は、沸騰水型原子炉がエネルギー生産に利用可能かどうかを確認するために、一連の実験、すなわちBORAX実験を提案し、監督しました。彼は、原子炉に非常に厳しいテストを実施した後、それが可能であることを発見し、BWRの安全原理を証明しました。[ 6 ]
一連の試験の後、GEはアルゴンヌ国立研究所[ 7 ]と協力し、この技術を市場に投入した。1950年代後半から1960年代前半/中頃にかけて大規模な試験が実施され、タービンへの供給には直接生成された（一次）核ボイラーシステムの蒸気を部分的に使用し、タービンの別部分を駆動するための二次蒸気を生成するために熱交換器を組み込んだ。文献にはその理由が示されていないが、BWRの量産モデルでは排除された。
第一世代の生産用沸騰水型原子炉では、BWRの独特で特徴的な機能が段階的に開発されました。具体的には、過渡現象で蒸気の冷却が必要な場合に蒸気を冷却するために使用されるトーラス、ドライウェル、熱交換器の廃止、蒸気乾燥器、原子炉建屋の独特な全体レイアウト、原子炉制御および安全システムの標準化などです。最初の生産用BWRであるゼネラル・エレクトリック（GE）シリーズは、BWR/1からBWR/6と呼ばれる6つの反復設計段階を経て進化しました。（BWR/4、BWR/5、BWR/6は現在稼働している最も一般的なタイプです。）世界中で稼働しているBWRの大部分は、これらの設計段階のいずれかに属しています。
格納容器のバリアントは、一次格納容器、ドライウェル、ウェットウェルにコンクリートまたは鋼鉄をさまざまな組み合わせで使用して構築されました。[ 8 ]
GEの設計以外にも、ABB（アセア・アトム）、三津製作所、東芝、KWU（クラフトヴェルク・ユニオン）による設計もあった。沸騰水型原子炉一覧を参照のこと。
BWRの新しい設計は、改良型沸騰水型原子炉（ABWR）として知られています。ABWRは1980年代後半から1990年代初頭にかけて開発され、現在に至るまで改良が続けられています。ABWRは、コンピュータ制御、プラント自動化、制御棒の取り外し、移動、挿入、炉内ポンプ、原子力安全などの先進技術を設計に取り入れ、高出力（ 原子炉あたり1350 MWe）と炉心損傷の確率の大幅な低減を実現し、従来のBWRシリーズよりも優れた性能を発揮します。最も重要なのは、ABWRは完全に標準化された設計であり、量産が可能であったことです。[ 9 ]
ABWRは、1990年代初頭に米国原子力規制委員会によって標準設計として生産が承認された。その後、日本で4基のABWRが建設された。その他多くのプロジェクトは中止された。
ABWRの開発と並行して、ゼネラル・エレクトリック社は、簡易沸騰水型原子炉（SBWR）と呼ばれる別の概念も開発しました。この小型の600メガワットの電気原子炉は、軽水炉としては史上初めて「受動安全」設計原理を取り入れたことで注目されました。受動安全の概念とは、原子炉を安全マージン内に維持するために緊急注入ポンプなどの能動システムの介入を必要とするのではなく、安全関連の不測の事態が発生した場合に、自然の力のみによって安全な状態に戻るように設計されたことを意味します。
例えば、原子炉が過熱すると、可溶性中性子吸収剤（一般的にはホウ素含有物質の溶液、またはホウ砂の溶液）や、中性子を吸収して連鎖反応を大幅に阻害する物質を原子炉炉心に放出するシステムが作動します。可溶性中性子吸収剤を含むタンクは原子炉の上部に設置され、システムが作動すると、吸収溶液は重力によって炉心に流れ込み、反応をほぼ完全に停止させます。別の例としては、隔離凝縮器システムがあり、これは高温の水/蒸気が上昇する原理を利用して、原子炉上部の非常に深い水槽にある大型熱交換器に高温の冷却材を送り込み、残留熱を除去します。さらに別の例としては、炉心内の再循環ポンプの省略があります。これらのポンプは、他の BWR 設計で冷却水を循環させるために使用されていましたが、高価で、修理が難しく、時々故障することがありました。信頼性を向上させるため、ABWRには少なくとも10台の循環ポンプが組み込まれており、たとえ数台が故障しても、十分な数のポンプが稼働状態を維持できるため、予定外の停止は不要となり、次の燃料交換停止期間中にポンプを修理できるようになっている。一方、簡略化された沸騰水型原子炉の設計者は、熱解析を用いて原子炉炉心を設計し、自然循環（冷水が下がり、温水が上がる）によって水が炉心中心部に運ばれて沸騰するようにした。
SBWRの受動安全機能の最終的な成果は、重大な安全上の緊急事態が発生した場合でも、少なくとも48時間は人間の介入を必要としない原子炉となることだった。そのため、原子炉の外部に完全に配置され、冷却システムから隔離され、蒸発によって原子炉の廃熱を除去するように設計された冷却水タンクへの定期的な補充のみが必要となる。この簡略化された沸騰水型原子炉は米国原子力規制委員会に提出されたが、承認前に撤回された。それでも、このコンセプトはゼネラル・エレクトリック社の設計者にとって興味深いものであり、将来の開発の基礎となった。
1990年代後半から、GEのエンジニアは、先進沸騰水型原子炉設計の特徴と簡略沸騰水型原子炉設計の独特な安全機能を組み合わせ、結果として得られる設計を1,600 MWe (4,500 MWth) のより大きなサイズにスケールアップすることを提案した。この経済的簡略沸騰水型原子炉(ESBWR) 設計は、2005年4月に米国原子力規制委員会に承認のために提出され、2014年9月にNRCによって設計認証が付与された。[ 10 ]
この設計では、炉心損傷確率が原子炉年あたりわずか 3×10 −8回であると宣伝されています。100年間の寿命中に 1 回でも炉心損傷事象が発生すると予想されるまでには、300 万基の ESBWR が稼働する必要があります。以前の BWR 設計である BWR/4 では、炉心損傷確率が原子炉年あたり1×10 −5回と高くなっていました。 [ 11 ] ESBWR のこの非常に低い CDP は、市場に出回っている他の大型 LWR をはるかに上回っています。
原子炉の起動（臨界）は、制御棒を炉心から引き抜き、核連鎖反応が自己持続的であることが明らかになるレベルまで炉心反応度を上昇させることによって達成されます。これは「臨界状態への移行」として知られています。制御棒の引き抜きは、原子炉が臨界状態に近づくにつれて炉心状態を注意深く監視するために、ゆっくりと行われます。原子炉がわずかに超臨界状態、すなわち原子炉出力が自発的に増加していることが観測された時点で、原子炉は臨界状態にあると宣言されます。
制御棒の動きは、制御棒駆動制御システムを使用して行われます。ABWRやESBWRなどの新しいBWR、およびドイツとスウェーデンのすべてのBWRは、複数の制御棒を非常に滑らかな動きで制御できるファインモーションコントロール制御制御棒駆動システムを使用しています。これにより、原子炉運転員は、原子炉が臨界に達するまで炉心の反応度を均等に増加させることができます。古いBWR設計では、手動制御システムが使用されており、通常は一度に1本または4本の制御棒しか制御できず、これらの位置間の固定間隔を持つ一連のノッチ位置を介してのみ制御できます。手動制御システムの制限により、起動中に、1本の制御棒の動きによって大きな非線形反応度変化が発生し、燃料要素が破損（溶融、発火、弱化など）するほど加熱される可能性がある状態になることがあります。その結果、GEは1977年にBPWS（Banked Position Withdrawal Sequence）と呼ばれる一連の規則を開発しました。これは、制御棒の落下事故が発生した場合に、単一の制御棒の動きの影響を最小限に抑え、燃料の損傷を防ぐのに役立ちます。BPWSは制御棒をA1、A2、B1、B2の4つのグループに分けます。次に、Aの制御棒すべて、またはBの制御棒のいずれかを定義された順序で完全に引き抜き、「チェッカーボード」パターンを作成します。次に、反対側のグループ（BまたはA）を定義された順序で位置02、次に04、08、16まで引き抜き、最後に完全に引き抜きます（48）。BPWSに準拠した起動シーケンスに従うことで、手動制御システムを使用して炉心全体を均等かつ安全に臨界まで上昇させ、想定されるあらゆる事象で燃料棒のエネルギー放出が280 cal/gmを超えないようにすることができます。これは燃料に損傷を与える可能性があります。[ 13 ]
BWRの運転中は、いくつかの計算値／測定値が追跡されます。
MFLCPR、FLLHGR、およびAPLHGRは、通常運転中は1.0未満に維持する必要があります。これらの認可された制限値に対して、ある程度の誤差範囲と安全マージンを確保するための管理上の制御が設けられています。一般的なコンピュータシミュレーションでは、原子炉炉心を24～25の軸方向平面に分割します。原子炉炉心内の各「ノード」について、関連する量（マージン、燃焼度、出力、ボイド履歴）を追跡します（764の燃料集合体×25ノード/集合体＝19100のノード計算/量）。
具体的には、MFLCPRは、先頭燃料集合体が「ドライアウト」（またはPWRの場合は「核沸騰からの逸脱」）にどれだけ近いかを表します。遷移沸騰は、核沸騰が膜沸騰に傾く不安定な過渡領域です。熱いフライパンの上で踊る水滴は、膜沸騰の一例です。膜沸騰中は、断熱効果のある蒸気が加熱面と冷却流体を隔てます。これにより、加熱面の温度が急激に上昇し、再び冷却流体との熱伝達平衡に達します。言い換えれば、蒸気が加熱面を半断熱し、表面温度が上昇して、対流と放射による熱伝達によって冷却流体に熱が伝わります。核燃料は膜沸騰によって損傷を受ける可能性があり、その結果、燃料被覆管が過熱して破損します。
MFLCPRは、BWR燃料の供給業者（GE、ウェスチングハウス、AREVA-NP）が策定した経験的相関式を用いて監視されます。供給業者は、抵抗加熱で核熱をシミュレートする試験装置を所有しており、特定の燃料設計において、冷却材流量、燃料集合体出力、原子炉圧力のどの条件が遷移沸騰領域に入るか、または入らないかを実験的に決定します。本質的に、供給業者は燃料集合体のモデルを作成し、抵抗加熱器で駆動します。これらの模擬燃料集合体を試験台に設置し、特定の出力、流量、圧力でデータポイントを取得します。実験データは、通常運転時または過渡運転時にフィルム沸騰への遷移が発生しないように、BWR燃料に保守的に適用されます。BWR炉心の典型的なSLMCPR/MCPRSL（安全限界MCPR）認可限度は、BWR炉心内の燃料棒の99.9%が通常運転時または想定される運転事象時にフィルム沸騰への遷移に入らないことを証明する計算によって裏付けられています。[ 14 ] BWRは沸騰水であり、蒸気は液体の水ほど熱を伝達しないため、MFLCPRは通常、蒸気量が最も多い燃料集合体の上部で発生します。
FLLHGR（FDLRX、MFLPD）は、原子炉炉心内の燃料棒出力の制限です。新しい燃料の場合、この制限は通常、燃料棒1 フィートあたり約13kW（ 43kW/m）です。この制限により、想定される最悪の過渡現象/スクラムが発生した場合でも、燃料棒内の燃料ペレットの中心線温度が燃料材料（ウラン/ガドリニウム 酸化物）の融点を超えないことが保証されます。過渡現象におけるLHGRの応答を説明するために、タービンに蒸気を供給するバルブが全出力で急速に閉じられる状況を想像してみてください。これにより、蒸気の流れが即座に停止し、BWRの圧力が即座に上昇します。この圧力上昇により、原子炉冷却材は瞬時に過冷却され、ボイド（蒸気）が固体の水に崩壊します。原子炉内のボイドが崩壊すると、核分裂反応が促進され（熱中性子が増加）、制御棒の自動挿入によって停止されるまで出力が急激に増加します（120%）。したがって、原子炉がタービンから急速に隔離されると、容器内の圧力が急激に上昇し、水蒸気が崩壊して出力が急激に上昇しますが、これは原子炉保護システムによって停止されます。過渡現象の前に燃料棒が13.0 kW/ftで動作していた場合、ボイドの崩壊によって出力が上昇します。FLLHGR制限は、加圧過渡現象後に出力が急激に上昇した場合に、最も出力の高い燃料棒が溶融しないようにするために設けられています。LHGR制限を遵守することで、加圧過渡現象における燃料の溶融を防ぐことができます。
APLHGRは、燃料集合体に存在する崩壊熱の尺度である線形発熱率（LHGR）の平均値であり、LBLOCA（大規模破断冷却材喪失事故 - 原子炉内の冷却材圧力の壊滅的な喪失につながる大規模な配管破断。確率論的リスク評価および原子力安全・セキュリティにおいて最も脅威となる「設計基準事故」とみなされる）中に燃料破損が発生する可能性に関連する安全マージンです。LBLOCAでは、炉心が一時的に露出することが予想されます。この炉心乾燥イベントは、炉心が冷却材（BWRの場合は軽水）の熱除去カバーを失うため、炉心「露出」と呼ばれます。炉心が露出した状態が長すぎると、燃料破損が発生する可能性があります。設計の目的では、露出した燃料の温度が臨界温度（1100 ℃、2200 °F）に達したときに燃料破損が発生すると想定されます。 BWRの設計には、露出した燃料がこの温度に達する前に急速に冷却して安全化するためのフェイルセーフ保護システムが組み込まれています。これらのフェイルセーフシステムは、緊急炉心冷却システム（ECCS）として知られています。ECCSは、このような事態が発生した場合に、原子炉圧力容器を急速に水で満たし、炉心自体に水を噴霧して、原子炉燃料を十分に冷却するように設計されています。しかし、他のシステムと同様に、ECCSにも冷却能力に限界があり、崩壊熱が非常に大きい燃料が設計されると、ECCSが処理能力を超えてしまい、燃料を正常に冷却できなくなる可能性があります。
これを防ぐためには、燃料集合体に蓄積される崩壊熱が、いかなる時点においてもECCS（外部制御式原子炉冷却系）の能力を超えないようにする必要がある。そのため、GEのエンジニアはLHGR（低崩壊熱発生量）と呼ばれる崩壊熱発生量の指標を開発し、この指標からAPLHGR（平均一次格納容器熱発生量）が算出される。APLHGRは、原子炉が一次格納容器を損傷させるような平均出力レベルで運転されていないことを確認するために監視される。燃料交換後の炉心が運転許可を受けると、燃料供給業者／許可取得者はコンピュータモデルを用いて事象をシミュレーションする。彼らのアプローチは、原子炉が最も脆弱な状態にあるときに最悪の事象をシミュレーションすることである。
APLHGRは業界では一般的に「アップルハガー」と発音される。
PCIOMRは、ペレットと被覆管の相互作用による被覆管の損傷を防ぐための規則と制限のセットです。最初の核加熱中に、核燃料ペレットに亀裂が生じる可能性があります。ペレットのギザギザした縁が被覆管の内壁と擦れ合い、相互作用を起こすことがあります。燃料ペレットの出力が増加すると、セラミック燃料材料は燃料被覆管よりも速く膨張し、燃料ペレットのギザギザした縁が被覆管に押し込まれ始め、穿孔を引き起こす可能性があります。これを防ぐために、2つの是正措置が講じられました。1つ目は、ペレットと被覆管の相互作用による穿孔に耐性のある薄いバリア層を燃料被覆管の内壁に設けること、2つ目はPCIOMRに基づいて作成された一連の規則です。
PCIOMR規則では、新しい燃料の初期「調整」が義務付けられています。これは、各燃料要素の最初の核加熱において、燃料ペレットの割れを防ぎ、燃料の熱膨張率の差を制限するために、局所的なバンドル出力を非常にゆっくりと上昇させる必要があることを意味します。PCIOMR規則では、局所的な最大出力変化（kW/ft*hr）も制限され、制御棒を隣接する制御棒の先端より下に引き抜くことが禁止され、ペレット被覆管の相互作用を防ぐために、制御棒シーケンスを炉心モデリングソフトウェアで解析することが義務付けられています。PCIOMR解析では、制御棒の位置変更や急激な出力変化によって発生する可能性のある局所的な出力ピークとキセノン過渡現象を調べ、局所的な出力率が最大定格を超えないようにします。
稼働中および廃止されたBWRの一覧については、「BWR一覧」を参照してください。
実験用およびその他の非商業用BWRには以下が含まれる。
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