原子炉安全システム

米国原子力規制委員会が定義する原子炉安全システムの3つの主な目的は、原子炉を停止すること、停止状態に維持すること、そして放射性物質の放出を防ぐことである。[ 1 ]

原子炉保護システム（RPS）

原子炉保護システムは、核反応を即座に停止させるように設計されています。核連鎖反応を断ち切ることで、熱源が除去されます。その後、他のシステムを用いて炉心から崩壊熱を除去します。すべての原子力発電所には、何らかの形の原子炉保護システムが備わっています。

制御棒

制御棒は、原子炉の炉心に素早く挿入され、中性子を吸収して核反応を急速に停止させる一連の棒です。 [ 2 ]制御棒は通常、アクチノイド、ランタノイド、遷移金属、ホウ素から構成され、[ 3 ]鋼などの構造的裏打ちを持つ様々な合金でできています。中性子吸収性に加えて、使用される合金は、高温下で固着しないように少なくとも低い熱膨張係数を持つ必要があり、また、原子炉の炉心が経験する温度では油潤滑ではすぐに汚れてしまうため、金属同士の自己潤滑性も必要です。

安全注入/待機液制御

沸騰水型原子炉は、制御棒の助けを借りて原子炉を完全に停止させることができます。 [ 2 ]冷却材喪失事故（LOCA）が発生した場合、一次冷却系の水損失は、冷却回路に通常の水を注入することで補うことができます。一方、予備冷却水制御（SLC）システム（SLCS）は、ホウ酸を含む溶液で構成されており、これは中性子毒として作用し、連鎖反応の停止に問題が発生した場合に炉心を急速に満たします。[ 4 ]

加圧水型原子炉（ PWR）は、制御棒の力を借りて原子炉をスクラム（停止）させることもできます。PWRはまた、化学量流量制御システム（CVCS）を用いて、原子炉の出力レベル、つまり反応度を微調整するためにホウ酸を使用します。[ 5 ] LOCAの場合、PWRには高圧注水（HPI）、低圧注水（LPI）、そして炉心浸水タンク（CFT）という3つのバックアップ冷却水源があります。[ 6 ] いずれも高濃度のホウ素を含む水を使用しています。

必須サービス給水システム

ドイツのフィリップスブルク原子力発電所の冷却塔

必須給水システム（ESWS）は、発電所の熱交換器やその他の機器を冷却する水を循環させ、熱を環境に放出します。このシステムには、一次システムと使用済み燃料棒冷却池の両方から崩壊熱を除去するシステムの冷却も含まれるため、ESWSは安全上極めて重要なシステムです。[ 7 ]水は隣接する河川、海、またはその他の大規模な水域から取水されることが多いため、海藻、海洋生物、油汚染、氷、破片などによってシステムが汚染される可能性があります。[ 7 ] [ 8 ]熱を放出するための大規模な水域がない場所では、水は冷却塔を介して再循環されます。

1999年のブライエ原子力発電所の洪水では、ESWSポンプの半数が故障したことが安全を脅かす要因の一つとなった。[ 9 ] [ 10 ]また、2011年の福島第一原子力発電所と福島第二原子力発電所の事故では全損が発生した。[ 10 ] [ 11 ]

緊急炉心冷却システム

アクティブECCSの一部としてのHPCIとLPCI

緊急炉心冷却システム（ECCS）は、事故発生時に原子炉を安全に停止させるように設計されています。ECCSは、原子力発電所が様々な事故状況（例えば、LOCA）に対応できるようにするだけでなく、1つまたは複数のサブシステムが故障した場合でも発電所を停止できる冗長性も備えています。ほとんどの発電所では、ECCSは以下のシステムで構成されています。

高圧冷却剤注入システム

高圧冷却材注入システム（HPCI）は、原子炉容器が加圧されている状態で冷却材を注入するのに十分な圧力を持つ1台または複数台のポンプで構成されています。このシステムは、原子炉容器内の冷却材レベルを監視し、レベルが閾値を下回ると自動的に冷却材を注入するように設計されています。このシステムは、原子炉容器が高圧状態にある状態でも使用できるため、通常、原子炉の第一防衛線となります。

自動減圧システム

パッシブECCS

自動減圧システム (ADS) は、一連のバルブで構成され、これらのバルブが開くと、圧力抑制型格納容器 (通常、沸騰水型原子炉の設計に使用) 内の大きな液体の水のプール (ウェットウェル、トーラス、またはサプレッション プールと呼ばれる) の表面下数フィートに蒸気を放出します。また、大型ドライ コンデンサー格納容器やアイス コンデンサー格納容器 (通常、加圧水型原子炉の設計に使用) などの他の種類の格納容器では、一次格納容器に直接蒸気を放出します。これらのバルブが作動すると原子炉容器が減圧され、高圧システムに比べて容量が非常に大きい低圧冷却材注入システムが機能できるようになります。一部の減圧システムは自動的に機能しますが、その他のシステムでは、オペレータが手動で作動させる必要があります。大型ドライ コンデンサー格納容器またはアイス コンデンサー格納容器を備えた加圧水型原子炉では、このシステムのバルブはパイロット操作式リリーフ弁と呼ばれます。

蒸気逃し弁

圧力逃し弁（PRV）[ 12 ]または安全逃し弁（SRV）とも呼ばれる逃し弁は、原子炉の過圧時、または通常運転モードと停止モード間の遷移時に、原子炉容器内または蒸気配管内の圧力を下げるために使用される弁群の一部です。これらの弁は通常、ウェットウェルに蒸気を排出します（これは凝縮します）。これは、前述の自動減圧システム（ADS）がウェットウェルに蒸気を排出するのと同様です。

低圧冷却液注入システム

LPCIは、原子炉容器内の圧力を下げた後に冷却材を注入するポンプを備えた緊急システムです。一部の原子力発電所では、LPCIは残留熱除去システム（RHRまたはRHSとも呼ばれます）の運転モードの一つですが、一般的にはLPCIと呼ばれます。また、独立した弁やシステムではありません。

炉心スプレーシステム（BWRのみ）

このシステムは、原子炉圧力容器内のスパージャー（多数の小さな噴霧ノズルが並んだ配管）を用いて燃料棒に直接水を噴霧し、蒸気の発生を抑制します。原子炉の設計によっては、高圧モードと低圧モードの両方で炉心噴霧を行うことができる場合があります。

封じ込めスプレーシステム

このシステムは、一次格納容器の上部に冷却材を噴霧する一連のポンプとスパージャーで構成されています。一次格納容器内で蒸気を凝縮して液体にすることで、過圧と過熱を防ぎ、漏洩とそれに続く不本意な減圧を防ぐように設計されています。

隔離冷却システム

このシステムは、原子炉建屋が制御建屋やタービン建屋から隔離されている場合に、原子炉を安全に冷却するのに十分な水を供給するため、蒸気タービンによって駆動されることが多い。空気圧制御の蒸気タービン駆動冷却ポンプは、バッテリー電源、非常用発電機、または外部電源なしで、機械制御の調整可能な速度で運転できる。隔離冷却システムは、全交流電源喪失と呼ばれる状態に対する防御システムである。このシステムはECCSの一部ではなく、冷却材不足事故機能はない。加圧水型原子炉の場合、このシステムは二次冷却回路で機能し、タービン駆動補助給水システムと呼ばれる。沸騰水型原子炉の場合、このシステムは一次冷却回路、つまり主冷却回路（MCC）で機能する。このシステムは原子炉隔離時冷却システム（RCIC）と呼ばれる。 [ 13 ]

緊急電気システム

通常、原子力発電所は発電機から電力を供給されます。しかし、事故発生時にはこの電力供給が途絶え、緊急システムへの電力供給のために自家発電が必要となる場合があります。これらの電気システムは通常、ディーゼル発電機とバッテリーで構成されています。

ディーゼル発電機

ディーゼル発電機は、緊急時に施設に電力を供給するために使用されています。通常、ディーゼル発電機は1台で緊急時の施設停止に必要な電力をすべて供給できる規模になっています。施設には冗長性を確保するために複数の発電機が設置されています。さらに、原子炉の停止に必要なシステムには、停止能力に影響を与えないよう、独立した電源（多くの場合、別々の発電機）が備えられています。

モータージェネレーターのフライホイール

電力喪失は突然発生する可能性があり、機器に損傷を与えたり、機能不全に陥らせたりする可能性があります。損傷を防ぐため、モータージェネレーターをフライホイールに接続することで、機器に短時間、途切れることなく電力を供給することができます。多くの場合、発電所の電源がバッテリーやディーゼル発電機に切り替わるまでの間、モータージェネレーターは電力供給に使用されます。

電池

バッテリーは、多くの場合、最終的な冗長バックアップ電気システムを形成し、プラントの停止、特定のバルブの開閉、または制御室の機器の電力供給に十分な電力を供給することができます。また、EDG（緊急ディーゼル発電機）の起動にも使用できます。

封じ込めシステム

封じ込めシステムは、放射性物質が環境に放出されるのを防ぐように設計されています。

燃料被覆管

燃料被覆管は、核燃料を覆う最初の保護層であり、燃料物質を原子炉冷却回路全体に拡散させる腐食から燃料を保護するように設計されています。ほとんどの原子炉では、燃料被覆管は密封された金属層またはセラミック層の形をとっています。また、核分裂生成物、特に原子炉の運転温度で気体となるクリプトン、キセノン、ヨウ素などを捕捉する役割も担っています。被覆管は遮蔽とはならず、放射線の吸収を可能な限り少なくするように開発されなければなりません。このため、中性子捕獲断面積が低いマグネシウムやジルコニウムなどの材料が用いられます。

原子炉容器

原子炉容器は核燃料を囲む最初の遮蔽層であり、通常は核反応中に放出される放射線の大部分を遮断するように設計されています。また、原子炉容器は高圧に耐えられるように設計されています。

一次封じ込め

一次格納容器は通常、原子炉容器を収容する金属製またはコンクリート製の大型構造物（円筒形または球状であることが多い）で構成されます。ほとんどの原子炉では、放射能汚染されたシステムも一次格納容器に収容されています。一次格納容器は、原子炉容器の漏洩や意図的な減圧によって生じる強い内部圧力に耐えられるように設計されています。

二次封じ込め

一部の原子力発電所では、一次系を囲む二次格納容器システムを備えています。これは、タービンを含む蒸気システムのほとんどに放射性物質が含まれているため、 BWRでは非常に一般的です。

コアキャッチ

完全なメルトダウンが発生した場合、燃料は一次格納容器のコンクリート床に落下する可能性が最も高い。コンクリートは高い耐熱性を持つため、一次格納容器の厚く平らなコンクリート床は、いわゆるチャイナシンドロームに対する十分な防御力となることが多い。チェルノブイリ原子力発電所には格納容器はなかったが、最終的にはコンクリート基礎によって炉心は停止した。炉心がコンクリートを貫通して溶融する懸念から、「コアキャッチ装置」が発明され、この装置を設置するために発電所の地下に鉱山が急いで掘られた。この装置には、溶融するように設計された金属が封入されており、コリウムを希釈して熱伝導率を高める。希釈された金属塊は、床を循環する水によって冷却される。今日、ロシア設計の新型原子炉はすべて、格納容器の底部にコアキャッチ装置を備えている。[ 14 ]

AREVA EPR、SNR-300、SWR1000、ESBWR、および Atmea I 原子炉にはコアキャッチャーが備えられています。

ABWRには、炉心を受け止めるために特別に設計された厚い玄武岩質コンクリートの床層があります。 [ 15 ]

スタンバイガス処理

スタンバイガス処理システム（SGTS）は、二次格納容器システムの一部です。SGTSシステムは、二次格納容器内の空気を濾過して周囲環境に送り出し、二次格納容器内の負圧を維持することで放射性物質の放出を抑制します。

各SGTSトレインは、通常、ミストエリミネーター／粗引きフィルター、電気ヒーター、プレフィルター、2つのアブソリュート（HEPA）フィルター、活性炭フィルター、排気ファン、および関連するバルブ、ダクト、ダンパー、計装機器、制御装置で構成されています。SGTSシステムをトリップさせる信号はプラントごとに異なりますが、自動トリップは通常、電気ヒーターと活性炭フィルターの高温状態に関連しています。

換気と放射線防護

放射性物質の放出が発生した場合、ほとんどの原子力発電所は、従業員や公衆への放射性物質の放出の影響を軽減するために、空気中の放射能を除去するシステムを備えています。このシステムは通常、一次格納容器から放射能と蒸気を除去する格納容器換気装置で構成されています。制御室換気装置は、プラントの作業員の安全を確保します。このシステムは、空気中の放射性同位元素を除去する 活性炭フィルターで構成されることが多いです。

参照

参考文献

  1. ^ 「用語集：安全関連」 。 2011年3月20日閲覧。
  2. ^ a b Jabsen, Felix S. (1967年5月10日). 「原子炉ロッドコントローラ」(PDF) . p. 3. 2019年6月4日閲覧。
  3. ^ Fisher, John R. (1968年7月8日). 「原子炉制御棒」(PDF) . p. 7. 2019年6月4日閲覧。
  4. ^ Fensin, ML. 「予備液体制御システムによる原子炉停止効率向上のための最適沸騰水型原子炉燃料設計戦略」（PDF）フロリダ大学。24  ～ 25ページ。 2021年7月4日時点のオリジナル（PDF）からアーカイブ。 2019年6月4日閲覧。
  5. ^ Corcoran, WR; Finnicum, DJ; Hubbard, FR III; Musick, CR; Walzer, PF (1980年5月). 「オペレータの役割と安全機能」(PDF) . p. 5. 2019年6月4日閲覧。
  6. ^ Carlton, James D.; Kane, Edward R.; Parece, Martin V. (1993年11月15日). 「緊急炉心冷却のための方法とシステム」(PDF) . pp. 1, 7. 2019年6月4日閲覧。
  7. ^ a b建設前安全報告書 - サブチャプター9.2 - 水システムArchived 2022-10-19 at the Wayback Machine AREVA NP / EDF、公開日2009-06-29、アクセス日2011-03-23
  8. ^水は手に入るか？ 2014年4月24日アーカイブ、 Wayback Machine Union of Concerned Scientists、2007年10月発行、2011年3月23日アクセス
  9. ^フランスとドイツの原子力発電所における浸水の再評価に関する一般的な結果と結論Archived 2011-10-06 at the Wayback Machine JM Mattéi, E. Vial, V. Rebour, H. Liemersdorf, M. Türschmann, Eurosafe Forum 2001、2001年発行、2011年3月21日アクセス
  10. ^ a bフランスが福島から学ぶべき大きな教訓Archived 2012-10-29 at the Wayback Machine Deciphering Fukushima、公開2011-03-08、アクセス2012-05-08
  11. ^ 「福島の工学的課題への洞察」ワールド・ニュークリア・ニュース、2011年3月18日。 2011年3月19日閲覧。
  12. ^ 「PWR加圧器圧力逃し弁またはBWR圧力逃し弁の不注意による開放」（PDF）www.nrc.gov。
  13. ^ 「原子炉炉心隔離冷却信頼性調査」（PDF）。nrcoe.inl.gov 。
  14. ^ 「ロシアの原子力産業はチェルノブイリ事故から学んだ安全性を売りにしている」。
  15. ^ 「決定論的評価 19E-1 RS-5146900 Rev. 0 設計管理文書/Tier 2」（PDF）。ドライウェル下部の床には、炭酸カルシウム含有量が約4重量パーセントの玄武岩質コンクリートが想定された。

標準

  • アメリカ国家規格、ANSI N18.2、「固定式加圧水型原子炉プラントの設計に関する原子力安全基準」、1973 年 8 月。
  • IEEE 279、「原子力発電所の保護システムの基準」
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