超臨界圧軽水冷却炉

超臨界圧軽水冷却炉（SCWR）の概要

超臨界圧軽水冷却炉（SCWR）は、その名の通り、冷却材に超臨界圧の水（軽水）を用いる原子炉です。超臨界圧とは、水の臨界点（22.1MPa、374℃）を超える高圧力、高温状態のことで、この状態の水は沸騰せず、高い熱伝達能力を示します。SCWRでは、この超臨界圧軽水を原子炉冷却とタービンの直接駆動に用いる貫流型設計が採用されています。

SCWRは、熱中性子炉と高速中性子炉の両方の設計が可能です。熱中性子炉型は「超臨界圧軽水炉」または「スーパー軽水炉」、高速中性子炉型は「超臨界圧軽水冷却高速炉」または「スーパー高速炉」と呼ばれます。高速中性子炉型は、水減速材を用いない稠密な燃料格子炉心を採用し、増殖炉としての機能も持たせることが可能です。

プラント設計は、既存の軽水炉（PWR、BWR）との類似性を意識し簡素化が図られています。具体的には、原子炉圧力容器と制御棒はPWR、原子炉格納容器と非常用炉心冷却系はBWRにそれぞれ類似した設計となっています。これは、長年にわたる軽水炉の運用経験を最大限に活かすためです。

超臨界圧軽水の特性

SCWRで用いられる超臨界圧軽水は、22.1MPa以上に加圧された軽水です。臨界点を超える高温高圧下では沸騰現象が起こらないため、効率的な熱輸送が可能です。興味深いことに、火力発電分野では、1960年代以降から超臨界圧軽水が利用されています。

SCWRの特徴と利点

SCWRは、既存の軽水炉技術を基盤としつつ、いくつかの重要な利点を有しています。

高い熱効率: 従来の軽水炉の熱効率は約30%であるのに対し、SCWRは約45%と、現代の火力発電所と同等の高効率を実現します。これは、冷却水出口温度が500℃台に達するためです。
コンパクトで簡素な設計: 超臨界圧蒸気は体積当たりのエンタルピーが大きいため、気水分離系や再循環系が不要となります。このため、プラント全体のコンパクト化と簡素化による経済性向上に繋がります。
効率的な腐食対策: 貫流型設計により、炉心冷却水の全量がタービンに送られ、復水の全量が低温で純化処理できます。これは、軽水炉で課題となっている構造材料の応力腐食割れ対策に大きく貢献します。
産業戦略上の優位性: 日本の高度な超臨界火力発電技術や鉄鋼材料技術を活かすことができます。
* 高速炉型における利点: 高出力密度のため、同じ大きさの原子炉容器でより大きな熱出力が得られます。再処理コストやMOX燃料加工コストの低減に成功すれば、熱中性子炉を上回る経済性を持つ高速炉の実用化も期待できます。

SCWRと既存技術の比較

SCWRは、沸騰水型[原子炉]、[加圧水型原子炉]、超臨界圧火力発電プラントと比較して、高い熱効率と簡素な設計を特徴としています。これらの違いは、冷却材の状態とプラント構成に大きく影響します。

SCWRの安全性

SCWRの安全確保の基本原理は、軽水炉とは異なり、炉心流量の確保です。事故発生時には、水位よりも流量の方が確実に測定できるため、より迅速かつ正確な対応が可能となります。また、貫流型設計であるため、配管破断時でも炉心冷却流量が確保されます。軽水炉で懸念される配管ギロチン破断時の冷却水の大規模喪失（200%喪失）は起こりません。

主要機器は、軽水炉や火力発電プラントと同等以下の使用温度であり、豊富な運転経験があります。そのため、高い信頼性と安全性を実現できます。制御棒は、PWRと同様に上部から挿入され、非常時には駆動機構から切り離し、自由落下による炉心への挿入が可能です。

SCWRの研究開発状況

SCWRの研究は、日本では1980年代末から大学を中心とした自主研究として開始されました。その後、国際的な共同研究へと発展し、現在ではカナダ、EU、日本、中国、ロシアなどが研究開発情報の交換に参加しています。2000年代初頭には、第4世代原子炉の水冷却炉として唯一選定されています。日本では、国の競争的資金を用いた実験や設計研究が大学、研究開発機関、BWRメーカーなどによって行われています。欧州においても、高性能軽水炉(HPLWR)やECC smartといった名称で研究が進められています。

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