重水減速沸騰軽水冷却炉

重水減速沸騰軽水冷却炉 (SGHWR): 英国原子力開発の歴史における一頁

重水減速沸騰軽水冷却炉（Steam Generating Heavy Water Reactor、SGHWR）は、英国で設計された原子炉です。その特徴は、重水を中性子減速材、軽水を冷却材として用いる点にあります。軽水冷却材は炉内で沸騰し、その蒸気でタービンを駆動する沸騰水型原子炉の仕組みを採用していました。この設計は、それまでの英国の原子炉、グラファイト減速二酸化炭素ガス冷却炉とは大きく異なるものでした。

開発の歴史

SGHWRの開発は、マグノックス型原子炉の後継として1960年代初頭に始まりました。マグノックス型原子炉は天然ウラン燃料を使用するものの、高価であるという課題を抱えていました。改良型ガス冷却炉（AGR）も開発されましたが、さまざまな理由から天然ウラン燃料の使用は見送られました。

SGHWR開発計画の一環として、100 MWeのプロトタイプ炉がウィンフリスに建設され、1967年に送電網に接続されました。この「ウィンフリス原子炉」は、AGRや高温ガス炉といった他の新型原子炉設計との競争に参加しました。最終的にAGRが選ばれ、いくつかのAGRが建設されましたが、技術的な問題から1970年代初頭には設計の失敗とみなされました。

1974年には、650 MWeの大型SGHWRが将来の原子力発電所の標準として選定されました。しかし、1976年には電力需要の減少、コスト増加、輸出市場の縮小などの要因から、この決定は覆されました。結果として、改良型AGRが採用され、SGHWRの開発は中止されました。ウィンフリス原子炉は1990年10月まで稼働し、その後解体作業が進められています。

SGHWRの設計とCANDU炉との比較

SGHWRの設計は、カナダのCANDU炉と類似点を持ちます。低圧の原子炉圧力容器に減速材を収容し、高圧配管で冷却水を循環させる点は共通しています。これにより、必要な重水の量と原子炉容器の複雑さを軽減し、建設コストを抑えることが狙いでした。

しかし、冷却材に軽水を使用する点がCANDU炉とは異なります。CANDU炉は重水を冷却材としても使用しますが、SGHWRは軽水を使用することで中性子経済性を低下させるというデメリットがありました。そのため、天然ウラン燃料の使用は困難でした。1960年代には天然ウラン燃料の利点が重視されていましたが、1970年代には低濃縮ウラン燃料の使用が一般的になり、天然ウラン燃料の利点は薄れていきました。

軽水冷却材と重水減速材の組み合わせは、他の原子炉設計でも検討されていましたが、商業的な成功には至っていません。ジャンティイ原発1号機やふげん新型転換炉、CIRENE設計など、同様の設計を採用した原子炉は、いずれも短命に終わっています。

まとめ

SGHWRは、英国が原子力技術開発において挑戦した設計の一つです。技術的には優れた点もあったものの、経済性や市場環境の変化などの要因により、実用化には至りませんでした。その歴史は、原子力技術開発における複雑さと不確実性を示す好例といえるでしょう。SGHWRの開発の歴史は、将来の原子力技術開発においても、技術的優位性だけでなく、経済性や市場の動向を考慮する必要性を示唆しています。 ウィンフリス原子炉の解体作業は、SGHWRの開発の歴史を閉じる過程であり、同時に今後の原子力廃止措置の課題を示唆しています。

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