S7G (原子炉)

S7G原子炉の概要

S7G（S7G Modifications and Additions Reactor Facility, MARF）は、アメリカ海軍の艦艇用発電及び推進のための原子炉の初期モデルです。型式名のS7Gは、次の要素で構成されています。Sは潜水艦用を示し、7は設計を担ったメーカーにおける炉心設計の世代を示し、Gはその設計を担当したゼネラル・エレクトリックを指します。

この原子炉は、従来の制御棒を使用しない新しい設計の原型炉として、1970年代の後半から1980年代の初めにかけて開発されました。具体的には、ニューヨーク州ボールストンスパにあるノルズ原子力研究所ケッセルリングサイトのS5Wプラントの炉心を改修し、試験を行う形で実施されました。この改修後のプラントは、Modifications and Additions to a Reactor Facility、つまりMARFと名付けられました。

設計と運用の特徴

S7Gは、従来のアメリカ海軍の原子炉で普通に使われていた可動式のハフニウム製制御棒の代わりに、固着したガドリニウム被覆管と注水技術を用いて炉心内の反応度を調整します。このシステムは、炉心の一部に注水することで中性子の減速を助け、ウラン燃料ではなく管の表面にあるガドリニウムが中性子を吸収する仕組みです。これにより、原子炉の出力を効率的に制御することが可能になります。

安全設計においては、ユニークなフェイルセーフ機構を持っています。具体的には、ガドリニウム被覆管内の水位を低く保つためにポンプを稼働させ、電力が失われた際には自動的に水が管内に供給され、速やかに原子炉を停止させる構造になっています。こうした設計は、原子炉が負の反応度フィードバック係数を持つという利点もあります。すなわち、出力が増加すると発熱が増し、水の密度が低下し、中性子の減速がうまくいかなくなるため、核分裂反応の効率が下がり出力が低下します。

そのため、設計当初から、様々な蒸気需要の変化にもフレキシブルに対応できるようになっており、オペレーターが特に操作を行わなくても安定した出力を維持できるシステムを実現しています。このように、S7Gの設計は、技術的に画期的で、運用の効率を飛躍的に向上させるものでした。

開発の経緯と現在

1976年に運用を開始したS7Gは、1980年代末には炉心を試験用材料開発炉心（Developmental Materials Core, DMC）に交換されました。その後、DMCは約30年間稼働し続けましたが、2018会計年度に燃料が撤去され、現在は保管状態にあります。これは、S7Gが直接艦艇に搭載されることなく、技術の進化と安全性向上に寄与したことを示しています。

以上がS7G原子炉の基本的な説明です。この原子炉はアメリカ海軍の原子力技術の進歩を代表するものであり、その独自の設計は将来的な原子力システムの発展にも寄与していると考えられます。

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