超臨界圧軽水冷却炉
超臨界圧軽水冷却炉（ちょうりんかいあつけいすいれいきゃくろ、英：Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR）とは、冷却材に超臨界圧の水（軽水）を用いた研究中の原子炉である。
概要[編集]
超臨界圧軽水が原子炉冷却およびタービンの直接駆動を行う貫流型となっている[1]。
この炉型は、熱中性子炉と高速中性子炉の両方の設計が可能であり、熱中性子炉として設計した場合にはスーパー軽水炉または高温高性能軽水炉、高速中性子炉として設計した場合には超臨界圧軽水冷却高速炉とそれぞれ呼ばれる[1]。
高速炉とする場合には水減速棒のない稠密な燃料格子の炉心を用いることになる。また、高速炉として設計した場合、増殖炉として機能させることも可能である[2]。
プラント設計は単純化が指向されているほか、原子炉圧力容器と制御棒はPWRに、原子炉格納容器と非常用炉心冷却系はBWRにそれぞれ類似する。これは、従来の軽水炉での経験を活かすため、それらとの類似性が念頭に置かれているためである。
超臨界圧軽水[編集]
この原子炉で用いられる超臨界圧軽水とは、22.1MPa以上に加圧された軽水のことを指す。水は臨界点である374℃、22.1MPa以上の高温、高圧条件下では沸騰現象が見られなくなり[3]、この性質をこの原子炉では利用する。なお、火力発電においては超臨界圧軽水は以前から利用されている[4]。
特徴[編集]
気水分離系や再循環系が不要であるため、機器の簡素化による経済性向上を図れるとされている[1]。
冷却水出口温度は500℃台となり、熱効率は、従来の軽水炉の30%程度[5]から、現代の一般的な火力発電所に匹敵する45%程度になる[1]。
また、日本の超臨界火力発電技術や鉄鋼材料技術の利用など、産業戦略上の優位性もあるとされている[1]。
高速炉として設計した場合の利点としては、出力密度が高いため、同じ径の原子炉容器でも熱出力は大きくできるという点が挙げられる。再処理やMOX燃料への加工コストの低減に成功すれば、熱中性子炉に経済性で優る高速炉の実用化が実現できる可能性がある[1]。
比較[編集]
現在、一般的に用いられている軽水炉である沸騰水型原子炉や加圧水型原子炉および超臨界圧水を使用する火力発電と、超臨界圧軽水冷却炉の特性比較表を以下に掲載する[6]。
| 沸騰水型原子炉 | 加圧水型原子炉 | 超臨界圧火力 | 超臨界圧軽水炉 | |
|---|---|---|---|---|
| プラント冷却系統 | 再循環直接サイクル | 間接サイクル | 貫流サイクル | 貫流サイクル |
| 電気出力[MWe] | 1356 | 1150 | 1000 | 1000 |
| 熱効率[%] | 34.5 | 34.4 | 41.8 | 43.8 |
| 水圧[MPa] | 7.2 | 15.5 | 24.1 | 25 |
| 冷却水炉心入口/出口温度[℃] | 269/287 | 289/325 | 289/538 | 280/500 |
| 冷却水流量[t/s] | 14.5 | 16.7 | 0.821 | 1.18 |
| 電気出力当たりの冷却水流量[kg/s/MWe] | 10.7 | 14.5 | 0.821 | 1.18 |
安全性[編集]
主要機器は、軽水炉や火力発電の使用温度と同等以下であり、運転経験も豊富であるため、高い信頼性が得られる[1]。
制御棒の挿入方向は、加圧水型原子炉と同様の上部からの挿入であり[1]、非常時には駆動機構から制御棒を切り離し、自由落下による制御棒の炉心への挿入を行うことも可能な設計であることから、非常時の対応性も高く、沸騰水型原子炉で発生する制御棒引き抜け事象は起こりえないとされている。
研究状況[編集]
この炉型は第4世代原子炉に選定されており、アメリカ、ロシア、インド、EU、日本といった国々が国際的に協力し、研究開発を進める予定となっている[1]。
日本においては大学での自主研究が主体となっているものの、東京電力、東芝、日立といった産業界との情報交換なども行われている[2]。
脚注[編集]
- ^ a b c d e f g h i ATOMICA 2005.
- ^ a b “講演テーマ： スーパー軽水炉（超臨界圧軽水炉）の研究開発”. www.engy-sqr.com. エネルギー問題に発言する会. 2010年1月13日閲覧。
- ^ “超臨界圧軽水冷却原子炉”. www.f.waseda.jp. 早稲田大学共同原子力専攻 岡研究室. 2011年1月13日閲覧。
- ^ ATOMICA 2005, §2.
- ^ “原子力事業部 事業内容のご紹介 ABWR 改良型沸騰水型原子炉-熱効率の向上”. web.archive.org. 東芝 (2007年7月6日). 2007年7月6日時点のオリジナルよりアーカイブ。2010年1月13日閲覧。
- ^ 原子力教科書 2009, p. 295.
参考文献[編集]
- 三宅 修平(共著), 梅田 賢治(共著), 神田 誠(共著)、一宮 正和(著), 与能本 泰介(著), 山下 清信(著), 岡 芳明(著), 望月 弘保(著), 清水 建男(著) 『原子力プラント工学』オーム社〈原子力教科書〉、2009年2月。ISBN 9784274206603。
外部リンク[編集]
- “スーパー軽水炉（超臨界圧軽水冷却炉）”. atomica.jaea.go.jp. 原子力百科事典ATOMICA. 国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構 (2005年6月). 2011年1月13日閲覧。
- “SCWRの研究開発と課題 (PDF)”. 早稲田大学. 2022年3月17日閲覧。
