沸騰水型原子炉

沸騰水型原子炉（BWR）の仕組みと特徴

沸騰水型原子炉（BWR）は、原子力発電所で広く利用されている原子炉の種類の一つです。その特徴は、原子炉内で発生した熱によって冷却材である水が沸騰し、その蒸気を直接タービン発電機に送って発電を行う点にあります。これは、加圧[[水型原子炉]]（PWR）のように、熱交換器を介して蒸気を発生させる方式とは異なる点です。

BWRの仕組みを簡単に説明すると、以下のようになります。

1. 核分裂反応: 炉心に配置された核燃料（低濃縮ウラン）で核分裂反応が起こり、莫大な熱エネルギーが発生します。
2. 水の沸騰: この熱エネルギーによって、炉心を通る冷却材（純水）が沸騰し、高圧の水蒸気が発生します。
3. 蒸気タービンへの供給: 発生した蒸気は、汽水分離器と蒸気乾燥器で水分を取り除かれ、高純度の蒸気としてタービン発電機に送られます。
4. 発電: タービン発電機は蒸気の力で回転し、発電を行います。
5. 冷却: 使用済みの蒸気は復[[水器]]で冷却され、再び水に戻り、炉心に戻って循環します。

BWRは、PWRと比較して構造が単純であるという利点があります。しかし、タービンや配管などが放射性物質に汚染されるため、廃棄物処理や作業員の被曝管理が課題となります。また、PWRに比べて廃炉費用が高額になる可能性も指摘されています。

BWRの自己制御性

BWRには、特有の自己制御性があります。核分裂反応が何らかの原因で増加すると、発生する熱量も増え、蒸気の量が増加します。蒸気の増加は冷却材の密度を低下させ、中性子の減速効果を弱めます。その結果、核分裂反応は減少し、熱出力も減少します。逆に、核分裂反応が減少すると、蒸気量は減少し、冷却材の密度が増加し、核分裂反応は増加します。このように、BWRは熱出力の増減を自動的に抑制する自己制御性を持つため、運転の安定性に貢献しています。

BWRの出力制御

BWRでは、この自己制御性を利用して出力制御を行っています。冷却材再循環ポンプの出力を変えることで、炉心内の蒸気量を調整し、原子炉出力を制御します。再循環ポンプの出力を上げると蒸気量が減り出力が上昇し、下げると蒸気量が増え出力が低下します。

改良型BWR（ABWR）

BWRは、安全性の向上や効率性の改善のため、改良が重ねられています。ABWR（Advanced BWR）は、その代表的な改良型です。ABWRは、インターナルポンプの採用、改良型制御棒駆動システム、主蒸気流量制限器などの改良によって、安全性を高め、運転性能を向上させています。また、MOX燃料の使用も可能となっています。

単純型BWR

単純型BWR（Simplified BWR）は、システムの単純化による建設コストや運転コストの削減を目指した改良型です。システムの簡素化、建設期間の短縮、自然循環炉心の採用などが特徴です。

安全設計

BWRは、数々の安全設計が施されています。主蒸気隔離弁の誤閉鎖による圧力上昇への対策として、逃し安全弁が設置されています。また、非常用炉心冷却装置（ECCS）は、冷却材喪失事故などの緊急事態への対応を担っています。原子炉格納容器は、放射性物質の外部への漏洩を防ぐための重要な安全設備です。

日本のBWR

日本では、多くの原子力発電所でBWRが採用されています。東京電力や東北[[電力]]などの電力会社が、多くのBWR発電所を運転しています。戦後の技術導入の経緯から、東京電力はBWRを、関西[[電力]]はPWRを主力原子炉として採用しており、現在もその傾向は続いています。しかし、世界の軽水炉におけるシェアはPWRの方が高く、BWRは全体の約26%を占めています。

まとめ

BWRは、構造が比較的単純で、自己制御性を持つ原子炉です。しかし、放射性廃棄物処理や作業員の被曝管理などの課題もあり、改良型BWRの開発や安全設計の強化が継続して行われています。日本においては、多くの原子力発電所で重要な役割を担っています。

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