超臨界水炉

超臨界水炉（SCWR ）は、第4世代原子炉の概念であり、^[1]超臨界圧力（つまり、22.1メガパスカル[3,210psi]以上）で動作する軽水炉（LWR）として設計されています。この文脈での臨界という用語は水の臨界点を指し、原子炉の 臨界の概念と混同しないでください。

原子炉の炉心で加熱された水は、臨界温度 374 °C (705 °F) を超えると超臨界流体となり、沸騰という明確な相転移を経ることなく、液体の水に近い流体から飽和蒸気(蒸気タービンで使用可能)に近い流体へと変化します。

対照的に、定評のある加圧水型原子炉(PWR) には、臨界圧以下の液体の水による一次冷却ループがあり、原子炉の炉心から二次冷却ループに熱を輸送し、そこでタービンを駆動するための蒸気がボイラー(蒸気発生器と呼ばれる) で生成されます。 沸騰水型原子炉(BWR) はさらに低い圧力で動作し、原子炉の炉心で沸騰プロセスによって蒸気が生成されます。

超臨界蒸気発生器は実績のある技術です。

SCWRシステムの開発は、その高い熱効率（現在のLWRの約33％に対して約45％）とよりシンプルな設計のため、原子力発電所にとって有望な進歩と考えられています。2012年現在、このコンセプトは13か国の32の組織によって研究されています。^[2]

亜臨界圧で稼働する過熱蒸気冷却原子炉は、ベロヤルスク原子力発電所、 GEのサンライズ作戦計画のパスファインダーやボーナスなど、1950年代から1960年代にソ連と米国で実験された。これらはSCWRではない。SCWRは1990年代以降に開発された。 ^[3] 原子炉圧力容器を備えたLWR型SCWRと圧力管を備えたCANDU型SCWRの両方が開発されている。

2010年の本には、炉心設計、プラントシステム、プラントのダイナミクスと制御、プラントの起動と安定性、安全性、高速炉設計などの概念設計と分析方法が含まれています。 ^[4]

2013年の文書では、プロトタイプの燃料ループテストが2015年に完了したことが示されています。^[5]燃料適格性テストは2014年に完了しました。^[6]

2014年の本では、熱スペクトル炉（スーパーLWR）と高速炉（スーパーFR）の原子炉概念設計と、熱水力学、材料、材料と冷却材の相互作用の実験結果が紹介されました。^[7]

SCWR は超臨界圧力で動作します。原子炉出口冷却材は超臨界水です。軽水は中性子減速材および冷却材として使用されます。臨界点を超えると、蒸気と液体は同じ密度になり区別がつかなくなるため、加圧器と蒸気発生器 ( PWR ) やジェット/再循環ポンプ、蒸気分離器と乾燥器 ( BWR ) が不要になります。また、沸騰を回避することで、SCWR は密度と減速効果が低い無秩序な空隙 (気泡) を生成しません。LWR では、これが熱伝達と水の流れに影響を与える可能性があり、フィードバックにより原子炉出力の予測と制御が難しくなる可能性があります。出力分布を予測するには、中性子と熱水力の結合計算が必要です。SCWR の簡素化により、建設コストが削減され、信頼性と安全性が向上します。

LWR型SCWRは断熱材付きの水棒を採用し、CANDU型SCWRはカランドリアタンクに水減速材を保持します。LWR型SCWRの高速炉心は、高転換LWRとして密な燃料棒格子を採用しています。高速中性子スペクトルSCWRは、より高い出力密度の利点がありますが、再処理から得られるプルトニウムとウランの混合酸化物燃料が必要です。　

SCWR では、PWR と同様に、制御棒が上部から挿入される 可能性が高い。

SCWR 内の温度はLWRよりも高くなります。超臨界化石燃料プラントは材料に関して豊富な経験を有していますが、高温環境と強力な中性子放射線の組み合わせは考慮されていません。SCWR は環境に耐えるためにコア材料 (特に燃料被覆管) を必要とします。研究開発は以下に重点を置いています。

• 放射線下における超臨界水の化学（応力腐食割れを防止し、中性子放射線および高温下での耐食性を維持する）
• 寸法安定性と微細構造安定性（脆化を防ぎ、放射線や高温下でも強度とクリープ抵抗を維持）
• 高温条件に耐え、燃費に影響を与える中性子をあまり吸収しない材料

SCWRや超臨界化石燃料火力発電所などの貫流冷却材サイクルでは、原子炉冷却材全体が凝縮後に低温で処理されます。これは、水化学と構造材料の応力腐食割れを管理する上で有利です。LWRでは高温の原子炉冷却材を再循環するため、これは不可能です。材料と水化学の研究開発は、貫流特性を考慮して行う必要があります。^[4]

• 超臨界水は優れた熱伝達特性を持ち、高い出力密度、小さなコア、小さな封じ込め構造を可能にします。
• 通常は温度が高い超臨界 ランキンサイクルを使用すると効率が向上します (現在の PWR/BWR の約 33 % に対して約 45 % になります)。
• この効率の向上により、燃費が向上し、燃料負荷が軽減され、残留（崩壊）熱が軽減されます。
• SCWR は通常、直接サイクルとして設計され、炉心からの蒸気または高温の超臨界水が蒸気タービンで直接使用されます。これにより、設計が簡単になります。BWR は PWR よりも単純なため、SCWR は同じ電気出力を持つ効率の低い BWR よりもはるかにシンプルでコンパクトです。蒸気分離器、蒸気乾燥機、内部再循環ポンプ、圧力容器内の再循環流はありません。設計は、ワンススルーの直接サイクルで、可能な限り最も単純なタイプのサイクルです。より小さな炉心とその (主要な) 冷却回路に蓄積される熱エネルギーと放射線エネルギーも、BWR または PWR のいずれよりも少なくなります。^[8]
• 水は室温で液体であり、安価で無毒かつ透明なので、検査や修理が簡単です（液体金属冷却原子炉と比較して）。
• 高速SCWRは、提案されているクリーンかつ環境的に安全な先進炉のような増殖炉となり、長寿命のアクチニド同位体を燃焼させることができる。
• 重水SCWRはトリウム（ウランの4倍豊富）から燃料を増殖させることができる。CANDUと同様に、十分な減速が提供される場合、濃縮されていない天然ウランを使用することもできる。
• 他の水冷式原子炉よりも高い温度でプロセス熱を供給できる

• 水の保有量が少ない（一次系ループがコンパクトであるため）ということは、過渡現象や事故（給水流量の喪失や大規模破損による冷却材喪失事故など）を緩和するための熱容量が少ないことを意味し、その結果、事故や過渡現象の温度が従来の金属被覆管では高くなりすぎることになります。^[9]

しかし、ステンレス鋼被覆管にとっては高すぎるということはない。LWR型SCWRの安全性解析では、全流量喪失や冷却材喪失事故などの事故時や異常な過渡事象時に安全基準が余裕を持って満たされていることが示されている。^{[10] [4] [9] : 97, 104}貫流冷却材サイクルのため両端破損は発生しない。冷却材喪失事故時には誘導流によって炉心が冷却される。原子炉容器上部ドーム内の水在庫は容器内アキュムレータとして機能している。SCWRの安全原則は冷却材在庫を維持することではなく、炉心冷却材流量を維持することである。^{[10] [4]事故時には水位よりも監視が容易である。}スリーマイル島事故では水位信号にエラーがあり、運転員がECCSを停止した。

• より高い圧力とより高い温度、そして炉心全体のより高い温度上昇（PWR/BWR と比較して）により、容器材料にかかる機械的応力と熱応力が増加し、解決が困難になります。

しかし、LWRタイプの設計では、原子炉圧力容器の内壁はPWRと同様に入口冷却材によって冷却されます。出口冷却材ノズルには熱スリーブが装備されています。炉心が燃料チャネルごとに小さなチューブに分割されている圧力チューブ設計では、直径の小さいチューブは巨大な単一圧力容器よりもはるかに薄くすることができ、チューブの内側を不活性セラミック断熱材で断熱できるため、低温（カランドリア水）で動作できるため、問題が少なくなる可能性があります。^[11]

• 冷却材は炉心の端部で密度が大幅に減少するため、そこに追加の減速材を配置する必要があります。

しかし、LWR 型 SCWR 設計では、BWR と同様に燃料集合体に水ロッドを採用しています。水ロッド内の冷却材密度は、完全に断熱されているのではなく、薄い断熱材によって高く保たれています。CANDU 型 SCWR の設計のほとんどでは、内部カランドリアが使用されています。この内部カランドリアでは、給水の流れの一部が上部のチューブを通って炉心を通過し、その領域で追加の減速 (給水) を提供します。これには、給水で容器壁全体を冷却できるという利点もありますが、内部カランドリアとプレナの配置が複雑で材料要件が厳しい (高温、高温度差、高放射線) ことになります。圧力管設計の特徴は、減速材のほとんどが低温および低圧のカランドリア内にあるため、減速に対する冷却材密度の影響が軽減され、実際の圧力管はカランドリアの水によって冷却されたままに保たれるということです。^[11]

• 放射線下での超臨界水化学に関する広範な材料開発と研究が必要です。

しかし、SCWR の冷却材は凝縮後にすべて洗浄されます。これは、水質化学と構造材料の応力腐食割れを管理する上で有利です。これは、高温の冷却材が循環する LWR では不可能です。

• 水が超臨界状態に達する前に不安定性を回避するために特別な起動手順が必要です。

しかし、不安定性はBWRと同様に出力と冷却材の流量比によって管理されます。^[12]冷却材の密度変化はSCWRの方がBWRよりも小さくなります。

• 高速 SCWR では、負のボイド係数を持つために、比較的複雑な原子炉コアが必要です。

しかし、単一の冷却材流路コアは実現可能である。^[7]

• 現在広く普及している設計（主に亜臨界水冷却、水減速熱交換器など）の代替案はすべて、数十年前に実証された技術や第3世代+原子炉などの進化的改良に比べ、少なくとも当初は技術や部品の供給者が少なく、専門知識も少ないでしょう。

しかし、LWRは1950年代に亜臨界化石燃料火力発電技術に基づいて開発されました。LWRの成功はその経験に基づいています。^[4]超臨界化石燃料火力発電所は1950年代以降に開発されました。最大30 MPa（4,400 psi）のタービンスロットル圧力および最大630 °C（903 K、1,166 °F）の温度で動作するためのバルブ、配管、タービン、給水ポンプ、ヒーターなどのコンポーネントが商用アプリケーション用に存在しています。^{[13] [4] SCWRはLWRの自然な進化形です。米国}エネルギー情報局（EIA）の均等化発電原価（LCOE）予測（2010-2020年）の歴史的概要（電源別電力コスト）によると、米国ではシェールガスのために電力市場におけるLWRの競争力が脅かされています。 LWRは原子力発電で最大のシェアを占める主流の設計であり、現在世界で新規建設が提案されている。イノベーションのダイナミクスは、イノベーションは最大の市場シェアを持つ企業から生まれるわけではないことを示している。^[14] SCWRとLWRの比較は、イノベーションのダイナミクスの観点からは重要ではない。小型モジュール炉（SMR）が競争力がある場合、SCWRのSMRバージョンはその優位性を高めるだろう。^[15]

• 超臨界水の溶解特性は液体の水の溶解特性とは大きく異なるため、化学シムの挙動は大きく異なる可能性があります。現在、ほとんどの加圧水型原子炉では、燃焼初期に反応性を制御するためにホウ酸を使用しています。

しかし、冷却材ボイド係数が正であるため、SCWR と BWR では化学シムは使用できません。SCWR は、BWR と同様に二次シャットダウンとしてホウ素水を使用します。

• 設計によっては、オンラインでの燃料交換が不可能な場合があります。CANDUはオンラインでの燃料交換が可能ですが、他の水減速炉ではできません。

しかし、米国では、LWR の設備利用率はすでに 90% を超えており、高い水準にあります。圧力容器型 SCWR では、オンラインでの燃料交換は必要ありません。

• 第4世代原子炉
• 増殖炉
• 低減速水型原子炉は、SCWR の概念といくつかの点で類似し、他の点では重複する概念であり、第 4 世代プログラムとは別に開発中です。
• 第3世代原子炉
  • 改良型沸騰水型原子炉( ABWR )
  • 経済型簡易沸騰水型原子炉( ESBWR ) (第3世代以降)

ウィキメディア・コモンズには、超臨界水炉に関連するメディアがあります。

• アイダホ国立研究所 超臨界水冷却炉 (SCWR) ファクトシート
• UW プレゼンテーション: SCWR 燃料棒設計要件 (2013-09-28 にWayback Machineにアーカイブ) (PowerPoint プレゼンテーション)。
• ANL SCWR 安定性分析は、Wayback Machineに 2013 年 9 月 28 日にアーカイブされています(PowerPoint プレゼンテーション)。
• INL 先進炉、燃料サイクル、および大学向けエネルギー製品ワークショップ (PDF)。
• 水冷式原子力発電所における自然循環（IAEA-TECDOC-1474）
• INL SCWR ページ
• INLプレゼンテーション
• 米国におけるSCWR開発のための2003年度第4世代R&D活動に関するINL進捗報告
• 第 4 世代国際フォーラム SCWR ウェブサイト。
• INL SCWRワークショップ概要