原子炉安全システム

米国原子力規制委員会が定義する原子炉安全システムの3つの主な目的は、原子炉を停止し、停止状態に維持し、放射性物質の放出を防ぐことである。^[1]

原子炉保護システムは、核反応を直ちに停止するように設計されています。核連鎖反応を断ち切ることで、熱源が除去されます。その後、他のシステムを使用して、炉心から崩壊熱を取り除くことができます。すべての原子力発電所には、何らかの形の原子炉保護システムが備わっています。

制御棒は、原子炉の炉心に素早く挿入され、中性子を吸収して核反応を急速に停止させることができる一連の棒である。^{[2]制御棒は通常、}アクチノイド、ランタノイド、遷移金属、ホウ素で構成され、^[3]鋼などの構造的裏打ちを備えたさまざまな合金である。中性子吸収性であることに加えて、使用される合金は、高温でも動かないように少なくとも低い熱膨張係数を持つ必要があり、原子炉の炉心が経験する温度では油潤滑ではすぐに汚れてしまうため、金属同士の自己潤滑性が必要である。

沸騰水型原子炉は、制御棒の助けを借りて原子炉を完全に停止させることができる。 ^[2]冷却材喪失事故（LOCA）の場合、一次冷却システムの水損失は、冷却回路に通常の水を注入することで補うことができる。一方、待機液体制御（SLC）システム（SLCS）は、中性子毒として作用し、連鎖反応の停止に問題が発生した場合に炉心を急速に浸すホウ酸を含む溶液からなる。^[4]

加圧水型原子炉は、制御棒の力を借りて原子炉を完全に停止させることもできます。PWRは、化学容積制御システム（CVCS）を使用して、ホウ酸を使用して原子炉の出力レベルまたは反応度を微調整します。^[5] LOCAの場合、PWRには、高圧注入（HPI）、低圧注入（LPI）、および炉心浸水タンク（CFT）の3つのバックアップ冷却水源があります。^[6] これらはすべて、高濃度のホウ素を含む水を使用します。

必須給水システム（ESWS）は、熱を環境に放出する前に、発電所の熱交換器やその他のコンポーネントを冷却する水を循環させます。これには、主要システムと使用済み燃料棒冷却池の両方から崩壊熱を除去するシステムの冷却が含まれるため、ESWSは安全上極めて重要なシステムです。^[7]水は隣接する川、海、またはその他の大きな水域から汲み上げられることが多いため、システムは海藻、海洋生物、油汚染、氷、破片によって汚染される可能性があります。^{[7] [8]}熱を放出するための大きな水域がない場所では、水は冷却塔を介して再循環されます。

1999年のブヤイ原子力発電所の洪水では、ESWSポンプの半数が故障したことが安全を危険にさらした要因の1つであった。^{[9] [10]一方、2011年の}福島第一原子力発電所事故と福島第二原子力発電所事故では全損となった。 ^{[10] [11]}

緊急炉心冷却システム (ECCS) は、事故時に原子炉を安全に停止するように設計されています。ECCS により、プラントはさまざまな事故状況 ( LOCAなど) に対応できるようになり、さらに冗長性も導入されるため、1 つ以上のサブシステムに障害が発生してもプラントを停止できます。ほとんどのプラントでは、ECCS は次のシステムで構成されています。

高圧冷却材注入 (HPCI) システムは、加圧された原子炉容器に冷却材を注入するのに十分な圧力を持つ 1 台または複数のポンプで構成されています。原子炉容器内の冷却材のレベルを監視し、レベルがしきい値を下回ると自動的に冷却材を注入するように設計されています。このシステムは、原子炉容器がまだ高圧になっているときに使用できるため、通常は原子炉の第一防衛線となります。

自動減圧システム (ADS) は、一連のバルブで構成されており、これらのバルブを開くと、圧力抑制型格納容器 (通常は沸騰水型原子炉の設計に使用) 内の大きな液体の水たまり (ウェットウェルまたはトーラスと呼ばれる) の表面下数フィートに蒸気が放出されるほか、大型ドライコンデンサー格納容器やアイスコンデンサー格納容器 (通常は加圧水型原子炉の設計に使用) などの他のタイプの格納容器の一次格納容器構造に直接蒸気が放出されます。これらのバルブが作動すると原子炉容器が減圧され、高圧システムに比べて容量が非常に大きい低圧冷却材注入システムが機能できるようになります。一部の減圧システムは自動的に機能しますが、他のシステムではオペレーターが手動で作動させる必要があります。大型ドライコンデンサー格納容器またはアイスコンデンサー格納容器を備えた加圧水型原子炉では、システムのバルブはパイロット操作式安全弁と呼ばれます。

LPCI は、減圧された原子炉容器に冷却材を注入するポンプで構成される緊急システムです。一部の原子力発電所では、LPCI は残留熱除去システムの動作モードであり、RHR または RHS とも呼ばれますが、一般的には LPCI と呼ばれています。また、スタンドアロンのバルブやシステムでもありません。

このシステムでは、原子炉圧力容器内のスパージャー（多数の小さな噴霧ノズルが並んだパイプ）を使用して、燃料棒に直接水を噴霧し、蒸気の発生を抑制します。原子炉の設計には、高圧モードと低圧モードの炉心噴霧を含めることができます。

このシステムは、一次格納容器の上部に冷却剤を噴霧する一連のポンプとスパージャーで構成されています。このシステムは、一次格納容器内で蒸気を液体に凝縮して、漏れやそれに続く不本意な減圧につながる可能性のある過圧と過熱を防ぐように設計されています。

このシステムは、原子炉建屋が制御建屋やタービン建屋から隔離されている場合に、原子炉を安全に冷却するのに十分な水を供給するために、蒸気タービンによって駆動されることが多い。空気圧制御の蒸気タービン駆動冷却ポンプは、バッテリー電源、非常用発電機、または外部電源なしで、機械的に制御された調整可能な速度で動作することができる。隔離冷却システムは、全交流電源喪失と呼ばれる状態に対する防御システムである。このシステムは ECCS の一部ではなく、冷却材不足事故機能を備えていない。加圧水型原子炉の場合、このシステムは二次冷却回路で機能し、タービン駆動補助給水システムと呼ばれる。

通常、原子力発電所は発電機から電力を受け取ります。しかし、事故が発生すると、発電所はこの電源にアクセスできなくなる可能性があり、緊急システムに供給するために独自の電力を生成する必要がある場合があります。これらの電気システムは通常、ディーゼル発電機とバッテリーで構成されています。

ディーゼル発電機は、緊急事態の際に施設に電力を供給するために使用されます。通常、ディーゼル発電機は、緊急時に施設を停止するために必要な電力をすべて 1 台で供給できるサイズになっています。施設には冗長性を確保するために複数の発電機があります。さらに、原子炉を停止するために必要なシステムには、停止機能に影響を与えないように、別の電源 (多くの場合、別の発電機) があります。

電力の喪失は突然発生する可能性があり、機器を損傷したり、機能不全に陥らせたりする可能性があります。損傷を防ぐために、モーター発電機をフライホイールに接続して、短時間の間機器に電力を途切れることなく供給することができます。多くの場合、工場の電力供給をバッテリーやディーゼル発電機に切り替えるまで、モーター発電機は電力供給に使用されます。

バッテリーは、最終的な冗長バックアップ電気システムを形成することが多く、工場をシャットダウンするのに十分な電力を供給することもできます。

封じ込めシステムは、放射性物質が環境中に放出されるのを防ぐように設計されています。

燃料被覆管は核燃料の周囲の最初の保護層であり、燃料物質を原子炉冷却回路全体に拡散させる腐食から燃料を保護するように設計されています。ほとんどの原子炉では、燃料被覆管は密封された金属層またはセラミック層の形をとっています。また、核分裂生成物、特に原子炉の動作温度で気体になるクリプトン、キセノン、ヨウ素を閉じ込める役割も果たします。被覆管は遮蔽を構成するものではなく、できるだけ放射線を吸収しないように開発する必要があります。このため、中性子捕獲断面積が低いマグネシウムやジルコニウムなどの材料が使用されています。

原子炉容器は核燃料を囲む最初の遮蔽層であり、通常は核反応中に放出される放射線の大部分を閉じ込めるように設計されています。原子炉容器は高圧に耐えられるよう設​​計されています。

一次格納容器は通常、原子炉容器を収容する大きな金属および/またはコンクリート構造物 (多くの場合、円筒形または球形) で構成されます。ほとんどの原子炉では、放射能汚染されたシステムも格納されています。一次格納容器は、原子炉容器の漏れや意図的な減圧によって生じる強い内部圧力に耐えられるように設計されています。

一部の発電所には、一次システムを囲む二次封じ込めシステムがあります。タービンを含むほとんどの蒸気システムに放射性物質が含まれているため、 BWRでは非常に一般的です。

完全なメルトダウンが発生した場合、燃料は一次格納容器のコンクリート床に落ちる可能性が高い。コンクリートは高熱に耐えられるため、一次格納容器の厚くて平らなコンクリート床は、いわゆるチャイナシンドロームに対して十分な保護となることが多い。チェルノブイリ原発には格納容器はなかったが、最終的にはコンクリート基礎によって炉心は止まった。炉心が溶けてコンクリートを突き抜けるのではないかという懸念から、「炉心捕獲装置」が発明され、そのような装置を設置する目的ですぐに原発の下に鉱山が掘られた。この装置には、溶融するように設計された金属が大量に含まれており、コリウムを希釈して熱伝導率を高める。希釈された金属塊は、床を循環する水によって冷却される。今日、ロシア設計のすべての新しい原子炉には、格納容器の底に炉心捕獲装置が装備されている。^[12]

AREVA EPR、SNR-300、SWR1000、ESBWR、およびAtmea I原子炉にはコアキャッチャーが装備されている。^[要出典]

ABWRには、炉心を受け止めるために特別に設計された厚い玄武岩質コンクリートの床があります。 ^[13]

スタンバイガス処理システム(SGTS) は、二次封じ込めシステムの一部です。SGTS システムは、二次封じ込めから環境に空気をろ過して送り出し、二次封じ込め内の負圧を維持して放射性物質の放出を制限します。

各 SGTS トレインは通常、ミスト エリミネーター/粗引きフィルター、電気ヒーター、プレフィルター、2 つの絶対 ( HEPA ) フィルター、活性炭フィルター、排気ファン、および関連するバルブ、ダクト、ダンパー、計器、および制御装置で構成されます。SGTS システムをトリップする信号はプラント固有ですが、自動トリップは通常、電気ヒーターと活性炭フィルターの高温状態に関連付けられています。

放射性物質が放出された場合、ほとんどのプラントには、放射性物質の放出による従業員や一般市民への影響を軽減するために、空気から放射性物質を除去するように設計されたシステムがあります。このシステムは通常、一次封じ込めから放射性物質と蒸気を除去する封じ込め換気で構成されています。制御室の換気により、プラントのオペレーターが保護されます。このシステムは、空気から放射性同位元素を除去する 活性炭フィルターで構成されることがよくあります。

• 沸騰水型原子炉の安全システム
• 米国の原子力事故
• 米国の原子力安全
• 受動的原子力安全
• 世界原子力事業者協会

• アメリカ国家規格、ANSI N18.2、「固定式加圧水型原子炉プラントの設計に関する原子力安全基準」、1973 年 8 月。
• IEEE 279、「原子力発電所の保護システムの基準」