軽水炉

核分裂、減速、そして核連鎖反応の理論的可能性が発見された後、初期の実験結果は、天然ウランが持続的な連鎖反応を起こすには、減速材として黒鉛または重水を使用する必要があることを急速に示しました。世界初の原子炉（CP-1、X10など）が臨界に達する一方で、マンハッタン計画の目標である核爆発物の製造を達成するために、ウラン濃縮は理論的概念から実用化へと発展し始めました。

1944年5月、ロスアラモスの低出力（LOPO）原子炉で、史上初めて製造された濃縮ウランが臨界に達し、原子爆弾製造に必要なウラン235の臨界質量を推定するために使用されました。 ^{[ 1 ]} LOPOは、燃料が耐腐食性材料で覆われた固体ウラン化合物ではなく、水に溶解した硫酸ウラニル塩で構成されていたため、最初の軽水炉とはみなされません。 ^{[ 2 ]}しかし、LOPOは最初の水系均質原子炉であり、濃縮ウランを燃料として、通常の水を減速材として使用した最初の原子炉です。^{[ 1 ]}

戦争終結までに、アルビン・ワインバーグの発案に基づき、中性子増倍率を評価するために、X10原子炉の上部で、通常の水中に天然ウラン燃料要素が格子状に配置された。 ^{[ 3 ]}この実験の目的は、減速材および冷却材として軽水、燃料として被覆固体ウランを使用する原子炉の実現可能性を判断することであった。結果は、軽濃縮ウランを使用すれば臨界に達することができることを示した。^{[ 4 ]}この実験は、軽水炉に向けた最初の実用的なステップであった。

第二次世界大戦後、濃縮ウランが入手可能になったことで、新しい原子炉の概念が実現可能になった。1946年、ユージン・ウィグナーとアルビン・ワインバーグは、燃料として濃縮ウラン、減速材および冷却材として軽水を使用する原子炉の概念を提案し、開発した。^{[ 3 ]}この概念は、中性子束下での材料の挙動をテストすることを目的とした原子炉のために提案された。この原子炉、材料試験炉（MTR）は、アイダホ州のINLに建設され、1952年3月31日に臨界に達した。^{[ 5 ]}この原子炉の設計には実験が必要であったため、一次回路の水力性能を評価し、その中性子特性をテストするために、MTRのモックアップがORNLに建設された。このMTRの模擬炉は、後に低強度試験炉（LITR）と呼ばれ、1950年2月4日に臨界に達し^{[ 6 ]}、世界初の軽水炉となった^{[ 7 ] 。}

第二次世界大戦終戦直後、アメリカ海軍はハイマン・リッコーバー大佐（後に提督）の指揮の下、艦船の原子力推進を目標とする計画を開始した。1950年代初頭には最初の加圧水型原子炉が開発され、最初の原子力潜水艦であるUSSノーチラス（SSN-571）  の実戦配備に成功した。

ソビエト連邦は1950年代後半に、VVERという名称で独自に加圧水型原子炉（PWR）を開発した。機能的にはアメリカのものと非常に似ているが、西側のPWRとは設計上いくつかの点で異なっている。

研究者のサミュエル・アンターマイヤー2世は、BORAX実験と呼ばれる一連の試験において、米国国立原子炉試験場（現在のアイダホ国立研究所）でBWRの開発を主導した。

PIUS（ Process Inherent Ultimate Safetyの略）は、ASEA-ATOMが設計したスウェーデンの設計です。これは軽水炉システムのコンセプトです。^{[ 8 ]} SECURE原子炉^{[ 9 ]}と同様に、安全な運転を実現するために、運転員の操作や外部からのエネルギー供給を必要としない受動的な対策に依存していました。ユニットは製造されませんでした。

2020年、エネルギーインパクトセンターは、300 MWth/100 MWeのエネルギーを生成できる加圧水型原子炉のオープンソースのエンジニアリング設計であるOPEN100の公開を発表した。^{[ 10 ]}

2022年現在、世界中の441基の原子炉のうち379基が軽水炉であり、建設中の51基のうち45基が軽水炉設計である。306基が加圧軽水減速冷却炉、61基が沸騰軽水冷却減速炉、12基が軽水冷却黒鉛減速炉である。それらの合計正味発電容量は361,888 MWである。^{[ 11 ]}

制御棒は通常、制御棒集合体（商用加圧水型原子炉の場合、典型的には20本）にまとめられ、燃料要素内のガイドチューブに挿入されます。制御棒は、ウラン原子をさらに分裂させる中性子の数を制御するために、原子炉の中央炉心から抜き取られたり、炉心に挿入されたりします。これにより、原子炉の熱出力、発生する蒸気量、ひいては発電量に影響します。連鎖反応が起こるように、制御棒は炉心から部分的に抜き取られます。挿入する制御棒の本数と挿入距離を変えることで、原子炉の反応度を制御できます。

通常、反応度を制御する他の手段も存在します。加圧水型原子炉（PWR）では、原子炉冷却材に可溶性中性子吸収剤（通常はホウ酸）を添加することで、定常運転時に制御棒を完全に引き抜くことができ、炉心全体に均一な出力と中性子束分布を確保します。沸騰水型原子炉（BWR）では、原子炉循環ポンプの速度を変化させることで、炉心内の冷却材流量を利用して反応度を制御します。炉心内の冷却材流量が増加すると、蒸気泡の除去が促進され、冷却材／減速材の密度が高まり、結果として出力が増加します。

軽水炉も、原子炉の冷却に通常の水を使用します。冷却源である軽水は、原子炉炉心周辺を循環し、発生する熱を吸収します。吸収された熱は原子炉から運び出され、蒸気の発生に利用されます。ほとんどの原子炉システムでは、加圧水型原子炉のように、タービン用の加圧蒸気を生成するために沸騰させる水とは物理的に分離された冷却システムを採用しています。しかし、沸騰水型原子炉のように、蒸気タービン用の水が原子炉炉心で直接沸騰する原子炉もあります。

RBMK型原子炉や一部の軍用プルトニウム生産炉など、他にも多くの原子炉が軽水冷却方式を採用している。これらは黒鉛で減速されているため、軽水炉とはみなされず、その結果、核特性も大きく異なる。商用加圧水型原子炉（PWR）では冷却材流量は一定であるが、米海軍艦艇で使用される原子炉ではそうではない。

通常の水を使用する場合、原子炉の臨界状態を維持するためには、ウラン燃料を一定量濃縮する必要がある。軽水炉は、約3%に濃縮されたウラン235を燃料として使用する。これが主燃料ではあるが、ウラン238原子もプルトニウム239に変換されることで核分裂反応に寄与し、その約半分が原子炉内で消費される。軽水炉は通常12～18ヶ月ごとに燃料交換が行われ、その際に燃料の約25%が交換される。

濃縮されたUF6_は二酸化ウラン粉末に変換され、その後ペレット状に加工されます。ペレットは高温焼結炉で焼成され、濃縮ウランの硬質セラミックペレットが作られます。円筒形のペレットは、均一なサイズにするために粉砕されます。酸化ウランは、腐食や水素脆化の原因となるセラミック燃料中の水分を除去するために、チューブに挿入する前に乾燥されます。ペレットは、各原子炉炉心の設計仕様に従って、耐腐食性金属合金製のチューブに積み重ねられます。チューブは燃料ペレットを封入するために密封され、これらのチューブは燃料棒と呼ばれます。

完成した燃料棒は、特殊な燃料集合体にまとめられ、それが原子力発電所の炉心を構成する燃料として使用されます。燃料棒に使用される金属は原子炉の設計によって異なり、かつてはステンレス鋼が使用されていましたが、現在ではほとんどの原子炉でジルコニウム合金が使用されています。最も一般的なタイプの原子炉では、燃料棒は一定の間隔で束ねられ、束状にまとめられます。これらの束には固有の識別番号が付与され、製造から使用、廃棄に至るまで追跡が可能になります。

加圧水型原子炉の燃料は、円筒形の棒を束ねたものです。酸化ウランセラミックをペレット状に成形し、束ねたジルコニウム合金管に挿入します。ジルコニウム合金管の直径は約1cmで、燃料被覆管の隙間にはヘリウム ガスが充填され、燃料から被覆管への熱伝導を改善します。1つの燃料束には約179～264本の燃料棒があり、原子炉炉心には約121～193個の燃料束が装填されます。一般的に、燃料束は14×14～17×17の燃料棒を束ねたものです。PWRの燃料束の長さは約4メートルです。ジルコニウム合金管はヘリウムで加圧され、長期間にわたって燃料棒の破損につながる可能性のあるペレットと被覆管の相互作用を最小限に抑えるようにしています。

沸騰水型原子炉では、燃料は加圧水型原子炉の燃料と似ていますが、燃料束が「缶詰」されている点が異なります。つまり、各燃料束を薄いチューブで囲んでいます。これは主に、局所的な密度変化が原子炉炉心の中性子特性や熱水力特性に全体的な影響を与えるのを防ぐためです。最新の沸騰水型原子炉の燃料束は、製造元によって1集合あたり91本、92本、または96本の燃料棒で構成されています。最小の米国製沸騰水型原子炉では368集合体、最大の米国製沸騰水型原子炉では800集合体で構成され、炉心を形成します。各沸騰水型原子炉の燃料棒は、約3気圧（300 kPa）の圧力までヘリウムで充填されています。

中性子減速材とは、高速中性子の速度を減速させ、ウラン235を含む核連鎖反応を維持できる熱中性子に変換する媒体のことです。優れた中性子減速材は、中性子を容易に吸収しない軽い原子核を持つ原子で満たされた物質です。中性子は原子核に衝突して跳ね返ります。十分な回数の衝突の後、中性子の速度は原子核の熱速度に匹敵するようになり、この中性子は熱中性子と呼ばれます。

軽水炉は、中性子減速材として通常の水（軽水とも呼ばれる）を使用します。軽水は中性子を吸収しすぎるため、未濃縮の天然ウランでは使用できず、そのため、このような原子炉を運転するにはウラン濃縮または核燃料再処理が必要となり、全体的なコストが増加します。この点が、中性子減速材として重水を使用する重水炉とは異なります。通常の水には重水分子が少量含まれていますが、ほとんどの用途で重要になるほどで​​はありません。加圧水型原子炉では、冷却水が減速材として使用され、中性子が水中の軽い水素原子と複数回衝突することで速度が低下します。水の密度が高いほど、衝突回数が増えるため、中性子の減速がより頻繁に起こります。

加圧水型原子炉（PWR）において、減速材として水を使用することは重要な安全機能です。温度が上昇すると水は膨張して密度が低下し、中性子の減速度合いが減少するため、原子炉内の反応度が低下します。したがって、反応度が通常よりも上昇した場合、中性子の減速度が低下することで連鎖反応が遅くなり、発生する熱量が減少します。この特性は負の反応度温度係数として知られており、PWRの安定性を高めています。冷却材喪失事故が発生した場合、減速材も失われ、活発な核分裂反応は停止します。連鎖反応が停止した後も、核分裂の放射性副生成物から定格出力の約5%の熱が発生します。この「崩壊熱」は停止後1～3年間続き、その後原子炉は最終的に「完全冷停止」状態になります。崩壊熱は危険で炉心を溶かすほど強力ですが、活発な核分裂反応ほど強力ではありません。原子炉停止後、冷却水を循環させなければ原子炉は過熱する。温度が2200℃を超えると、冷却水は水素と酸素に分解し、化学的に爆発性の混合物を形成する可能性がある。崩壊​​熱は、軽水炉の安全記録における主要なリスク要因である。