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軽水炉持続可能性プログラムは、米国政府の研究開発プログラムです。米国エネルギー省が主導し、現在米国にある104基の発電用原子力発電所の寿命を60年以上に延ばすための認可取得に必要な研究とデータ収集を行うことを目的としています。現在米国にある商業用発電用原子力発電所のほぼすべては軽水炉（LWR）であり、これは通常の（軽い）水を減速材と冷却材として同時に使用していることを意味します。
このプロジェクトの根拠は、近い将来に以下のことが起こるという事実に基づいています。
バラク・オバマ氏は大統領選挙運動中、 「原子力発電は、非炭素発電による電力の70%以上を占めています。原子力発電を選択肢から除外すれば、我々の積極的な気候目標を達成することは難しいでしょう」と述べた。 [ 1 ] LWRSプログラムは、ゼロカーボン源である原子力発電所からの電力が、これら2つのニーズに対する全体的な解決策の一部として重要な役割を果たすことができ、また果たさなければならないという前提に基づいて運営されている。LWRSプログラムは、材料の経年劣化、高度な計測、情報、制御システム技術、先進軽水炉核燃料、そして最後にリスク情報に基づく安全マージン特性評価という4つの主要分野に焦点を当てている。
国内の電力需要は、2009年から2035年にかけて30%以上増加すると予想されています。同時に、現在稼働中の原子力発電所のほとんどが、当初の40年間の運転許可に対する最初の20年間の延長期間の終了を迎え、合計60年間の運転期間が終わりに近づきます。ある研究[ 2 ]によると、 需要は2030年までに30～40%増加するとされています。他の研究[ 3 ]では、世界全体ではさらに高い増加率、つまり2035年までに80%以上になると示唆されています。
オバマ大統領はホワイトハウスのウェブサイトで二酸化炭素排出量に関する米国の国家的な立場を明確にし、「我々は気候を脅かし、化石燃料への依存を維持している炭素汚染を削減するために直ちに行動を起こさなければならない」と述べた。 [ 4 ]大統領は、2050年までに温室効果ガス排出量を1990年レベルより80％ 削減するという目標を設定した。
アイダホ州アイダホフォールズ近郊のアイダホ国立研究所（INL）とオークリッジ国立研究所（ORNL）が、この研究に主に関わる研究施設です。全米各地の他の研究所や大学も、研究の特定の部分を担当しています（下記参照）。
国立研究所
材料の経年劣化経路に関する研究は、原子力発電所における材料の長期的な環境劣化挙動を理解し予測するための科学的基盤を構築することを目的としています。安全かつ持続的な原子力発電所の運転に不可欠なシステム、構造物、および構成要素の性能を評価するためのデータと手法を提供し、規制当局と業界の両方に重要な情報を提供します。
原子炉は非常に過酷な使用環境を呈する。稼働中の原子炉格納容器内の機器は、高温水、応力、振動、そして強烈な中性子場に耐えなければならない。このような環境下での材料の劣化は、性能低下、場合によっては突然の故障につながる可能性がある。
明らかに、稼働中の原子炉の過酷な環境は、長期間の使用において、幅広い材料が本来の機能を果たす能力に影響を与える可能性がある。定期的な監視と修理・交換活動は、この劣化の影響を軽減できるが、それでも故障は発生する。
すべての部品は交換可能であるものの、単に部品を交換するだけでは、必ずしも現実的であったり、経済的に最も有利な選択肢となるとは限りません。したがって、材料劣化プロセスを理解し、制御し、軽減すること、そして必要な交換部品の長期計画のための確固たる技術的基盤を確立することは、原子力発電所の運転期間延長や出力増強を検討する上で重要な優先事項となります。
材料の経年劣化に関する研究は、材料科学技術の多くの分野における研究を提供し、エネルギー省の複数のミッションを支援するとともに、原子力発電所の寿命延長評価に独自の知見を提供するとともに、原子力産業および規制当局の研究開発活動を補完するものです。この研究の戦略目標は、原子力発電所における材料の長期的な環境劣化挙動を理解し予測するための科学的基盤を構築すること、そして安全かつ持続的な原子力発電所の運転に不可欠なシステム、構造物、および構成要素の性能を評価するためのデータと手法を提供することです。
エネルギー省（材料劣化経路を通じて）は、主要な劣化モードのメカニズムに関する理解を深め、運用限界を提供および検証するための十分な実験データを提供すること、劣化を監視する新しい方法を提供すること、そして性能、信頼性、経済性を向上させるための高度な緩和技術を開発するために、この研究開発活動に関与しています。
先端計測・情報・制御システム技術コースでは、計測・制御アーキテクチャ向けの新しいデジタル技術の開発、実証、導入に関する研究を行い、国内の稼働中の原子力発電所の安全、信頼性、経済的な運転を継続的に確保するための監視機能を提供します。
信頼性の高い計測、情報、および制御システム技術は、米国の軽水炉（LWR）群の安全かつ効率的な運転を確保するために不可欠です。これらの技術は、原子力発電所およびプラント全体の運転のあらゆる側面に影響を与えます。原子力発電分野では、現在の計測機器およびヒューマンマシンインターフェースはアナログシステムを採用しています。これらのシステムは、他の業界では一般的に旧式とみなされていますが、依然として信頼性高く機能しており、電力会社がデジタル技術を最大限に活用して性能向上を実現することを可能にしていません。制御システム以外にも、主要なシステム、構造物、およびコンポーネントの重要な領域における経年劣化の影響を監視および特性評価するための新しい技術が必要です。これらの取り組みの目的は、計測情報および制御アーキテクチャ向けの新しいデジタル技術を開発、実証、および展開し、監視機能を提供することで、米国の104基の原子力発電所の安全、信頼性、および経済的な運転を継続的に確保することです。
高度計測・情報・制御システム技術パスウェイの目的は、既存の計測・情報・制御システムを近代化し、プラントの運用とサポートのあらゆる側面を網羅するシームレスなデジタル環境を構築することです。つまり、プラントシステム、プラントプロセス、プラント作業員を相互接続された様々な技術に統合する三次元情報アーキテクチャを構築することです。
リスク情報に基づく安全余裕特性評価パスウェイは、原子力発電所の意思決定を改善するために、安全余裕の定量化における不確実性の管理を支援するアプローチを開発・展開するための研究を実施します。このパスウェイでは、（1）安全余裕の定量化に関連するリスク評価手法を開発・実証し、（2）原子力発電所の安全余裕をより正確に表現できる高度な安全評価ツールを作成します。
安全性は、原子力発電所の設計、許認可、運転、および経済性において中心的な要素です。現在の軽水炉原子力発電所が60年以上経過すると、システム、構造物、およびコンポーネントの故障頻度が増加し、安全上重大な事象を引き起こしたり、既存の事故軽減能力を低下させたり、新たな故障モードを生み出したりする可能性が出てきます。発電所の設計者は、設計基準をはるかに超えるシナリオが発生した場合でも、公衆衛生と安全が非常に高い確実性をもって保護されるよう、原子力発電所の一部を「過剰設計」し、冗長かつ多様な安全対策を講じることで堅牢性を確保しています。
安全マージンをより適切に特性評価し定量化する能力は、軽水炉の設計、運転、およびプラント寿命延長に関する意思決定の改善の鍵となります。安全マージンの特性評価に対する体系的なアプローチは、ライセンス取得者および規制当局による分析と意思決定に不可欠な情報となります。さらに、軽水炉再生プログラム（LWRS）における研究開発やその他の共同研究によって、プラントシステム、構造物、および構成要素の経年劣化を支配する物理プロセスに関する新たなデータと科学的理解の向上（同時に原子炉燃料およびプラント計装、情報、制御システムの技術的進歩を支える）が進むにつれて、プラントの安全性と性能をより最適化するためのニーズと機会が明らかになるでしょう。
リスク情報に基づく安全余裕特性評価パスウェイの目的は、原子力発電所の意思決定を改善するために、安全余裕の定量化における不確実性の管理を支援するアプローチを開発・展開することです。不確実性の管理とは、（a）安全に関連するリスクを理解し、（b）制御する能力を意味します。したがって、RISMCパスウェイは、安全管理のこれら両方の側面を改善することに重点を置いています。
先進核燃料研究経路では、原子力発電所における核燃料および被覆管の基本的な性能を理解し予測するための科学的知識基盤を向上させる研究を実施します。この情報を、安全性、被覆管の健全性、および核燃料サイクル経済性を向上させた、高性能・高燃焼度燃料の開発に応用します。
核燃料の性能は、原子力発電所の運転性能、安全性、運転経済性、および廃棄物処理要件の重要な決定要因です（過去20年間、原子力発電業界は、燃料の信頼性と使用または燃焼度の段階的な改善により、発電所の設備利用率を向上させてきました）。しかし、これらの改良は、運転マージンと経済性を改善しながら安全マージンを大幅に向上させるには、達成可能な最大効果に達しており、現行世代の核燃料の段階的な改善を超えた大幅なステップが必要です。次のレベルの燃料性能に到達するには、核燃料の組成、被覆管の健全性、および燃料と被覆管の相互作用の分野で根本的な変更が必要です。先進軽水炉核燃料パスウェイで開発されている技術的改善は、強化された燃料機械設計と代替燃料組成によって支えられる革新的な被覆管材料の開発を中心としています。これらの変更が実現すれば、原子力発電所の経済性、運転、および安全性が大幅に向上するでしょう。
先進軽水炉核燃料経路では、原子炉の安全性向上、燃料経済性の向上、先進的な被覆管設計の開発、および燃料性能を予測するための高度な計算モデルの開発に関する研究を行っています。戦略的な研究開発目標は、原子力発電所における基本的な核燃料および被覆管の性能を理解し予測するための科学的知識基盤を強化し、その情報を、安全性、被覆管の健全性、および核燃料サイクル経済性を向上させた高性能・高燃焼度燃料の開発に応用することを目指しています。さらに、この研究は、厳格な試験と分析を通じて、すべての安全基準および規制上の制限を満たしながら、各技術進歩を実証するように設計されています。
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