原子炉圧力容器

原子炉圧力容器：原子炉の心臓を守る堅牢な容器

原子炉圧力容器は、原子炉の炉心を内部に収め、高温高圧状態を維持する、円筒状の巨大な鋼鉄製容器です。原子炉の安全性において極めて重要な役割を担っており、炉心で発生する放射性物質や放射線が外部に漏洩しないよう確実に遮蔽する機能も持ちます。そのため、高い耐圧性、耐食性、耐放射線性が求められ、厚さ15～30cmもの頑丈な鋼鉄で作られています。

圧力容器の構造と機能

圧力容器は、上部の蓋（上鏡）と円筒状の本体（容器胴）から構成され、多数のボルトで堅固に締結されています。蓋は燃料交換などの際に開閉可能で、蓋や側面には冷却材の流路（ノズル）、制御棒駆動用の貫通孔、計測器用の穴などが設けられています。内部には、炉心、炉心支持構造、冷却材循環系統などの炉内構造物が配置され、複雑な内部構造を有しています。また、圧力容器内面には、ステンレス鋼やニッケル系合金などの耐食性材料による内張り加工が施されている場合もあります。

圧力容器の材質は、高温高圧環境に耐え、冷却材との化学反応を起こさず、中性子照射による脆化が少ないことが重要です。そのため、特定の鋼材が厳格な基準に基づいて選定されています。

沸騰水型原子炉 (BWR) の圧力容器

BWRの圧力容器は、約90気圧の耐圧設計となっており、100万kW級では高さ約22m、内径約6.4mにもなります。円筒部はステンレス鋼の塊をくり抜き、溶接によって組み立てられます。内部構造は複雑で、蒸気発生、気水分離、水循環を効率的に行うための様々な装置が設置されています。上部には気水分離器・蒸気乾燥器、中央部には炉心シュラウドがあり、冷却材の流れを制御します。初期のBWRでは欠けていたジェットポンプは、BWR-3型から搭載され、冷却材喪失事故(LOCA)対策として機能します。改良型BWR (ABWR)では、内部ポンプの採用により、再循環ポンプやジェットポンプが廃止されました。

加圧水型原子炉 (PWR) の圧力容器

PWRの圧力容器は、約175気圧以上の耐圧設計で、100万kW級では高さ約13m、内径約4.4mです。BWRと異なり、蒸気は圧力容器外の蒸気発生器で発生させるため、内部構造は比較的シンプルです。主に炉心、炉心槽、炉心バッフル、燃料支持機構などが設置されています。制御棒は上部から炉心に挿入されます。

その他の原子炉形式

ガス冷却炉（東海発電所など）、圧力管型原子炉（CANDU炉、ふげんなど）など、様々な形式の原子炉が存在し、それぞれ異なる圧力容器の設計が採用されています。圧力管型原子炉は、個々の燃料集合体を圧力管内に収めるため、圧力容器とは異なる構造を持ちます。

中性子照射の影響と脆化問題

原子炉の運転に伴う中性子照射は、圧力容器の脆化を引き起こす可能性があります。脆化は、冷却材喪失事故などの際に、熱衝撃による亀裂進展や破壊のリスクを高めます。そのため、圧力容器材料の定期的な検査や、脆化抑制のための様々な対策が実施されています。特に、PWRでは、肉厚が厚く、燃料集合体との距離が小さく、使用圧力が高いことから、脆化の影響が顕著になる傾向があります。初期の圧力容器には不純物が多く含まれていたため、製造技術の向上と共に脆化問題への対策も進展しました。また、VVER型原子炉では、銅やリンの含有量が多く、脆化対策として再焼鈍を実施している場合がありますが、その設計や条件の透明性が課題となっています。

もう一度検索