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加圧水型原子炉（PWR ）は、軽水原子炉の一種です。PWRは最も一般的なタイプの原子力発電用原子炉であり、世界の商用原子炉群の約70%を占めています。[ 1 ]カナダや（歴史的に）英国などの一部の国は、他の設計（それぞれCANDU加圧重水型原子炉とガス冷却原子炉）に大きく依存していますが、日本やインドなどの他の国は、PWRと他のタイプの原子炉（特に沸騰水型原子炉と加圧重水型原子炉）を組み合わせて運用しています。
加圧水型原子炉（ PWR）では、水は中性子減速材と原子炉炉心の冷却材の両方として使用されます。炉心では、燃料に含まれる原子の核分裂によって放出されるエネルギーによって水が加熱されます。高圧（約155バール：2250psi）を使用することで、水は液体の状態を維持します。加熱された水は蒸気発生器に流れ込み、そこで熱エネルギーを低圧に保たれた二次サイクルの水に伝達し、水を蒸発させます。生成された蒸気は、発電機に接続された蒸気タービンを駆動します。一方、沸騰水型原子炉（BWR）では、一次サイクルでこのような高圧は維持されず、水はタービンに送られる前に原子炉圧力容器内で蒸発します。ほとんどのPWR設計では、それぞれ冷却ループに接続された2～6基の蒸気発生器が使用されます。
PWRはもともと原子力潜水艦の原子力推進装置として設計されたもので、シッピングポート原子力発電所の2番目の商業用発電所の初期設計にも使用されていた。
PWRは、米国、フランス、ロシア、中国、韓国、その他いくつかの国で稼働しています。その大部分は第2世代原子炉で、AP1000、華龍一号、APR-1400、VVER-1000などの新しい第3世代設計もあります。新しい第3+世代原子炉設計は、AP1000、VVER-1200、CAP-1400、EPRです。最初のAP1000とEPR原子炉は、2018年に中国の電力網に接続されました。[ 2 ]
加圧水型原子炉の開発は、1946年にテネシー州オークリッジ国立研究所で米国海軍原子力推進計画が開始され、潜水艦の原子力推進の開発が始まったことから始まった。最初の完全稼働潜水艦用発電所はアイダホ国立研究所に設置された。その後の研究はウェスティングハウス・ベティス原子力研究所によって行われた。[ 3 ]シッピングポート原子力発電所の最初の純粋な商業用原子力発電所は、当初加圧水型原子炉として設計された（ただし、送電網に接続された最初の発電所はソ連のオブニンスクにあった）[ 4 ]が、ハイマン・G・リックオーバー提督が、実行可能な商業用発電所には「他の誰もが作りたがっている狂った熱力学サイクル」は含まれないと主張したためである。[ 5 ]
アメリカ陸軍原子力発電計画は、 1954年から1974年まで加圧水型原子炉を運用した。スリーマイル島原子力発電所は当初、TMI-1とTMI-2の2基の加圧水型原子炉を運用していた。[ 6 ] 1979年のTMI-2の部分メルトダウンにより、米国における原子力発電所の新規建設は20年間事実上停止した。[ 7 ]ワッツバー2号機（ウェスチングハウス社製4ループ加圧水型原子炉）は2016年に稼働を開始し、1996年以来米国で最初の新しい原子炉となった。[ 8 ]
2020年、NuScale Powerは、改良型PWR設計の小型モジュール式原子炉[ 9 ]について、米国原子力規制委員会から規制当局の承認を受けた最初の米国企業となった[ 10 ] 。また、2020年には、Energy Impact CenterがOPEN100プロジェクトを発表し、 PWR設計の100MW原子力発電所の建設に関するオープンソースの設計図を公開した[ 11 ] 。
原子炉圧力容器内の核燃料は制御された核分裂連鎖反応を起こし、熱を発生させ、燃料被覆管を通じた熱伝導によって一次冷却ループ内の水を加熱します。[ 12 ] [ 13 ]高温の一次冷却材は蒸気発生器と呼ばれる熱交換器にポンプで送られ、そこで数千本の細い管を流れます。[ 14 ]熱はこれらの管の壁を通して、熱交換器のシェル側にある低圧の二次冷却材に伝達され、そこで二次冷却材は蒸発して加圧蒸気になります。この熱伝達は、二次冷却材が放射性にならないように、2つの流体を混合せずに行われます。[ 12 ]一般的な蒸気発生器の構成としては、U字管やシングルパス熱交換器などがあります。
原子力発電所では、加圧された蒸気が蒸気タービンに送られ、送電網に接続された発電機を駆動します。タービンを通過した後、二次冷却材（水と蒸気の混合物）は凝縮器で冷却および凝縮されます。凝縮器は蒸気を液体に変換して蒸気発生器に送り返すことができるようにし、タービン出口で真空を維持してタービン全体の圧力降下、ひいては蒸気から抽出されるエネルギーを最大化します。蒸気発生器に供給される前に、凝縮された蒸気（給水と呼ばれる）は、熱衝撃を最小限に抑えるために予熱されることがあります。[ 15 ]
発生した蒸気は、発電以外にも様々な用途に利用されます。原子力艦や潜水艦では、蒸気は減速ギアに接続された蒸気タービンを通して推進軸に送られます。蒸気の膨張による直接的な機械的作用は、蒸気動力式航空機カタパルトなどの用途にも利用できます。蒸気による地域暖房は一部の国で利用されており、直接的な暖房は工場内の設備に用いられています。
加圧水型原子炉は、他の原子炉タイプと比較すると、冷却ループが蒸気システムから分離されていることと、一次冷却ループ内の圧力という2つの特徴があります。PWRでは、2つの冷却ループ（一次と二次）があり、どちらも脱塩水/脱イオン水で満たされています。一方、沸騰水型原子炉は冷却ループが1つですが、増殖炉などのより特殊な設計では、冷却材と減速材として水以外の物質（例えば、冷却材として液体状態のナトリウム、減速材として黒鉛）を使用します。一次冷却ループ内の圧力は通常15～16メガパスカル（150～160バール）で、他の原子炉よりも著しく高く、沸騰水型原子炉のほぼ2倍です。このため、局所的な沸騰のみが発生し、蒸気はバルク流体中で速やかに再凝縮します。対照的に、沸騰水型原子炉では、一次冷却材は沸騰するように設計されています。[ 16 ]
加圧水型原子炉（PWR）では、軽水が一次冷却材として使用されます。水は原子炉炉心底部から約548 K （275 °C、527 °F）で流入し、炉心内を上昇するにつれて約588 K（315 °C、599 °F）まで加熱されます。一次冷却ループ内の圧力が通常約155 bar（15.5 MPa 、 153 atm、2,250 psi）と高いため、水は高温にもかかわらず液体状態を保ちます。PWR内の水は、647 K（374 °C、705 °F）を超える温度、または22.064 MPa（3200 psi、218 atm）を超える圧力に達することはできません。これらは水の臨界点だからです。 [ 17 ]超臨界水炉は（2022年現在）冷却材が超臨界状態から決して離れないという提案概念に過ぎない。しかし、これは加圧水型原子炉よりも高い圧力を必要とし、腐食の問題を引き起こす可能性があるため、そのような原子炉はまだ建設されていない。
一次回路の圧力は加圧器によって維持されます。加圧器は一次回路に接続された独立した容器で、水が部分的に満たされており、水中電気ヒーターによって所望の圧力の飽和温度（沸点）まで加熱されます。155バール（15.5 MPa）の圧力を達成するには、加圧器の温度を345 °C（653 °F）に維持する必要があります。これにより、過冷却マージン（加圧器の温度と原子炉炉心内の最高温度との差）は30 °C（54 °F）になります。345 °Cは155バールにおける水の沸点であるため、液体の水は相変化の境界にあります。原子炉冷却系における熱過渡現象は加圧器内の液体/蒸気量の大きな変動を引き起こし、加圧器の総容積はヒーターを露出させたり加圧器を空にしたりすることなくこれらの過渡現象を吸収するように設計されています。一次冷却システムにおける圧力過渡現象は加圧器における温度過渡現象として現れ、加圧器の温度をそれぞれ上昇および下降させる自動ヒーターおよび水噴霧の使用によって制御される。[ 18 ]
冷却材は強力なポンプによって一次回路内を循環されます。[ 19 ]これらのポンプは毎分約10万ガロンの冷却材を送液します。一次冷却材は原子炉炉心を通過する際に熱を吸収した後、蒸気発生器で低圧の二次回路内の水に熱を伝達し、二次冷却材を飽和蒸気（ほとんどの設計では6.2 MPa（60 atm、900 psia）、275 °C（530 °F））に蒸発させて蒸気タービンで使用します。冷却された一次冷却材はその後、再び加熱するために原子炉容器に戻されます。
加圧水型原子炉（PWR）は、他のすべての熱中性子炉設計と同様に、高速核分裂中性子を減速させる（減速または熱化と呼ばれるプロセス）ことで、核燃料と相互作用させ、連鎖反応を維持する必要があります。PWR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。この中性子の「減速」は、水の密度が高いほど（衝突回数が増えるほど）頻繁に起こります。水を減速材として使用することは、PWRの重要な安全機能です。温度が上昇すると水が膨張し、水分子間の「隙間」が大きくなり、熱化の確率が低下するためです。その結果、中性子の減速度が低下し、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高くなった場合、中性子の減速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。この負の反応度温度係数と呼ばれる特性により、加圧水型原子炉（PWR）は安定します。このプロセスは「自己制御」と呼ばれ、冷却材の温度が高くなるほど原子炉の反応度は低下し、それを補うためにわずかに運転を停止します。また、冷却材の温度が低いほど反応度は低下し、原子炉は制御棒の位置によって設定された一定の温度付近で自己制御を行います。
一方、ウクライナのチェルノブイリで使用されているソ連製のRBMK型原子炉は、減速材として水ではなく黒鉛を使用し、冷却材として沸騰水を使用しているため、反応度の熱係数が大きく正の値をとります。これは、冷却材と燃料の温度が上昇すると反応度と発熱量が増加するため、RBMK型原子炉は高温運転時において加圧水型原子炉よりも不安定になることを意味します。水は減速材として中性子を減速させる性質に加えて、程度は小さいものの中性子を吸収する性質も持っています。冷却水の温度が上昇すると沸騰が進み、空隙が生じます。そのため、黒鉛減速材によって既に減速された熱中性子を吸収する水が少なくなり、反応度が増加します。この性質は反応度の空隙係数と呼ばれ、チェルノブイリのようなRBMK型原子炉では空隙係数が正の値でかなり大きいため、反応が暴走し始めると制御が非常に困難になります。 RBMK型原子炉には、制御棒の設計に欠陥があり、急速スクラム時に、制御棒の黒鉛反応促進先端部が原子炉底部の水を置換し、その部分の反応度を局所的に増加させる。これは、欠陥のあるRBMK型制御棒の設計に特有の「正のスクラム効果」と呼ばれる。これらの設計上の欠陥は、原子炉を限界まで酷使した運転員のミスと相まって、一般的にチェルノブイリ原発事故の原因とみなされている。[ 20 ]
カナダのCANDU重水炉設計は、わずかに正のボイド係数を持っています。これらの原子炉は、ソ連のRBMK設計には見られない、多くの高度な受動安全システムを内蔵することで、この問題を軽減しています。CANDU原子炉やその他の重水炉では、通常の軽水が緊急冷却材として供給される場合、臨界は発生しません。燃焼度によっては、臨界事故を回避するために、緊急冷却材にホウ酸などの中性子吸収剤を添加する必要があります。
PWRは減速不足状態に維持されるように設計されており、減速をさらに高めるために水量や密度を増やす余地があります。なぜなら、減速が飽和状態に近い場合、減速材/冷却材の密度を下げると、減速はわずかにしか低下しないのに中性子吸収が大幅に減少し、ボイド係数が正になる可能性があるからです。また、軽水は実際には重水よりも中性子の減速力がやや強いですが、重水の吸収ははるかに低いです。これらの2つの事実から、軽水炉は減速材の体積が比較的小さく、炉心もコンパクトになっています。次世代設計の一つである超臨界水炉は、さらに減速が弱くなっています。中性子エネルギースペクトルの減速が不十分だと、235U、特に239Puの捕獲/核分裂比が悪化します。つまり、より多くの核分裂性原子核が中性子吸収時に核分裂せず、代わりに中性子を捕獲してより重い非核分裂性同位体になり、1つ以上の中性子を無駄にし、半減期の長いものもある重い超ウランアクチニドの蓄積が増加します。
濃縮後、二酸化ウラン（UO₂）2 ) 粉末は高温焼結炉で焼成され、濃縮二酸化ウランの硬いセラミックペレットが作られます。円筒形のペレットは、耐腐食性のジルコニウム金属合金であるジルカロイ、熱伝導を促進し漏洩を検出するためにヘリウムが充填されます。ジルカロイは、その機械的特性と吸収断面積が小さいことから選ばれています。 [ 21 ]完成した燃料棒は、燃料集合体と呼ばれる燃料バンドルにまとめられ、原子炉の炉心を作るために使用されます。一般的な加圧水型原子炉（PWR）は、それぞれ200～300本の燃料棒からなる燃料集合体を持ち、大型原子炉では、合計で80～100トンのウランを含む約150～250個の燃料集合体があります。一般的に、燃料集合体は14 × 14から17 ×1,600MWの 出力を発生します。PWRの燃料集合体の長さは約4メートルです。 [ 22 ]
ほとんどの商用加圧水型原子炉（PWR）の燃料交換は18～24ヶ月周期で行われます。燃料交換のたびに炉心の約3分の1が交換されますが、より現代的な燃料交換方式では、燃料交換時間を数日に短縮し、より短い周期で燃料交換を行うことができる場合もあります。[ 23 ]
PWRでは、蒸気流量の増減によって生じる温度変化の反応度フィードバックにより、原子炉出力は蒸気（タービン）需要に追随するものと見なすことができます（負の温度係数を参照）。一次系温度を所望の値に維持するために、ホウ素およびカドミウム制御棒が使用されます。出力を下げるには、運転員はタービン入口弁を絞って閉じます。これにより、蒸気発生器から引き出される蒸気量が減少し、一次ループの温度が上昇します。温度の上昇により、一次冷却水の密度が低下し、中性子速度が上昇するため、核分裂が減少し、出力が低下します。この出力低下により、最終的に一次系温度は以前の定常状態値に戻ります。運転員は、ホウ酸の添加や制御棒の移動によって、定常運転温度を制御することができます。
ほとんどの商用加圧水型原子炉（PWR）では、燃料燃焼時に出力100%を維持するための反応度調整は、通常、一次冷却材に溶解したホウ酸の濃度を変化させることによって行われます。ホウ素は中性子を容易に吸収するため、冷却材中のホウ素濃度を増減すると、それに応じて中性子活性に影響します。高圧ポンプ（通常は充填・減圧システムと呼ばれる）を含む制御システム全体が必要で、高圧一次ループから水を抜き、異なる濃度のホウ酸とともに水を再注入します。原子炉制御棒は、原子炉容器ヘッドを通して燃料集合体に直接挿入され、原子炉の起動、原子炉内の一次核反応の停止、タービン負荷の変化などの短期的な過渡現象への対応などの理由で動かされます。
制御棒は、いわゆる核毒物蓄積量の補償や核燃料の枯渇補償にも使用できる。しかし、これらの影響は通常、一次冷却材のホウ酸濃度を調整することによって対処される。
一方、BWR（沸騰水型原子炉）は原子炉冷却材にホウ素を含まず、原子炉冷却材の流量を調整することで原子炉出力を制御する。
加圧水型原子炉（PWR）は、温度上昇に伴って出力が低下する傾向があるため、非常に安定しています。このため、安定性の観点から原子炉の運転が容易になります。
PWRタービンのサイクルループは一次ループとは分離されているため、二次ループ内の水は放射性物質によって汚染されない。
加圧水型原子炉（PWR）は、外部電源が途絶した場合に原子炉を自動的に停止させ、一次核反応を即座に停止させることができます。制御棒は電磁石によって保持されており、電流が途絶えると重力によって落下します。制御棒が完全に挿入されると、一次核反応は安全に停止します。
PWR技術は、原子力海軍の育成を目指す国々に好まれている。小型の原子炉は、原子力潜水艦やその他の原子力艦艇への搭載に適している。
加圧水型原子炉（PWR）は世界で最も広く導入されている原子炉であり、新規プラントの供給業者や既存プラントの部品供給業者が多岐にわたる。長年の運転実績から、原子力エネルギー分野で最も成熟した技術と言える。
PWRは、種類によっては、MOX燃料および/またはロシアのリミックス燃料（ 239の低い）で燃料を供給できます。Puとより高い235通常のU/Pu MOX燃料よりもU含有量が高いため、（部分的に）閉じた核燃料サイクルが可能になります。
水は、無毒で透明、化学的に反応性が低い（例えばNaKと比較して）冷却材であり、室温で液体であるため、目視検査やメンテナンスが容易です。また、重水や核燃料用黒鉛とは異なり、入手が容易で安価です。
天然ウランを燃料とする原子炉と比較して、加圧水型原子炉（PWR）は比較的高い燃焼度を達成できます。一般的なPWRでは、18～24ヶ月ごとに燃料の4分の1から3分の1を交換し、この期間に原子炉を停止して保守点検を実施します。発電量あたりのウラン鉱石の消費量は天然ウランを燃料とする原子炉よりも多いものの、使用済み燃料の量は少なく、残りは劣化ウランであり、その放射線危険性は天然ウランよりも低くなっています。
冷却水は高温でも液体の状態を保つために高圧にする必要があります。そのため、高強度の配管と重い圧力容器が必要となり、建設コストが増加します。圧力が高くなると、冷却材喪失事故の影響が大きくなる可能性があります。[ 24 ]原子炉圧力容器は延性鋼で製造されていますが、プラントの運転に伴い、原子炉からのニュートロン束によってこの鋼の延性が低下します。最終的には、鋼の延性が適用されるボイラーおよび圧力容器規格で定められた限界に達し、圧力容器を修理または交換する必要があります。これは実用的または経済的ではない場合があり、プラントの寿命を左右します。
原子炉冷却ポンプ、加圧器、蒸気発生器などの高圧機器も追加で必要となる。これにより、加圧水型原子炉（PWR）の建設コストと複雑さが増大する。
ホウ酸が溶解した高温冷却水は炭素鋼に対して腐食性がある（ただしステンレス鋼に対しては腐食性はない）。そのため、放射性腐食生成物が一次冷却ループ内を循環する可能性がある。これは原子炉の寿命を制限するだけでなく、腐食生成物をろ過してホウ酸濃度を調整するシステムは、原子炉全体のコストと放射線被ばくを大幅に増加させる。ある事例では、ホウ酸溶液が制御棒駆動機構と一次システム間のシールから漏れたため、制御棒駆動機構に深刻な腐食が発生した。[ 25 ] [ 26 ]
加圧水型原子炉の一次冷却ループにホウ素を充填する必要があるため、冷却ループに中性子減速材がない沸騰水型原子炉に比べて、水中の望ましくない放射性二次トリチウムの生成量が25倍以上多くなります。トリチウムは、ホウ素10原子の原子核に高速中性子が吸収され、その後リチウム7原子とトリチウム原子に分裂することによって生成されます。加圧水型原子炉は、通常の運転の一環として、毎年数百キュリーのトリチウムを環境に放出します。[ 27 ]
天然ウランには、熱中性子炉に必要な同位体であるウラン235がわずか0.7%しか含まれていません。そのため、ウラン燃料を濃縮する必要があり、燃料生産コストが大幅に増加します。天然ウランを使用する原子炉と比較すると、燃焼度は高くなるものの、ウラン鉱石単位当たりのエネルギー生成量は少なくなります。核燃料再処理は、天然ウラン原子炉と濃縮ウラン原子炉の両方の燃料供給を「延ばす」ことができますが、CANDU炉などの使用済み燃料は核分裂性物質の含有量が非常に少ないため、軽濃縮燃料を使用する軽水炉でのみ事実上実施されています。
水は中性子減速材として作用するため、加圧水型原子炉（PWR）設計で高速中性子炉を建設することは不可能である。しかし、減速材を減らした水型原子炉であれば、1を超える増殖比を達成できる可能性があるが、この原子炉設計にも独自の欠点がある。[ 28 ]
熱効率は沸騰水型原子炉よりは優れているものの、高温ガス、液体金属、溶融塩などで冷却されるような、より高い運転温度を持つ原子炉の値には達しない。同様に、加圧水型原子炉から得られるプロセス熱は、 400 ℃（752 °F）を超える温度を必要とするほとんどの産業用途には適していない。
放射線分解や、高温蒸気とジルカロイ被覆管との相互作用を伴う特定の事故シナリオでは、冷却水から水素が発生し、水素爆発という潜在的な事故シナリオにつながる可能性がある。福島第一原子力発電所事故では、格納容器を損傷する水素爆発が大きな懸念事項であったが、同発電所の原子炉は沸騰水型原子炉（BWR）であり、圧力容器上部に蒸気が集中する構造上、このような事態が発生するリスクがより高い。一部の原子炉には、水素を周囲の酸素と非爆発的に反応させる触媒再結合器が備えられている。
1954年、当時閉鎖されていたオブニンスク市の物理動力工学研究所（FEIまたはIPPE）で、世界初の原子力発電発電機が稼働を開始した。
