GE BWR
GE BWR （ゼネラル・エレクトリック沸騰水型原子炉）
世代第1世代（BWR-1）第2世代第3世代（ABWR）第3世代+（ESBWR）
原子炉のコンセプト軽水炉（LWR）
リアクターライン沸騰水型原子炉（BWR）
デザイン：ゼネラル・エレクトリック
製造元ゼネラル・エレクトリック
状態原子炉83基が建設され、67基が稼働中（2018年8月現在）
原子炉コアの主なパラメータ
燃料（核分裂性物質）235 U / 239 Pu ( LEU / MOX )
燃料状態固体
中性子エネルギースペクトルサーマル
主な制御方法制御棒
主なモデレーター軽水
一次冷却材液体（水）
原子炉の使用
主な用途発電
電力（熱）530 MW番目(BWR-1) 1500 MW番目(BWR-2) 2400 MW番目(BWR-3) 3000 MW番目(BWR-4) 3100 MW番目(BWR-5) 3400 MW番目(BWR-6) 4000 MW番目(ABWR) 4500 MW番目(ESBWR)
電力（電気）160 MW e (BWR-1) 650 MW e (BWR-2) 460 MW e (BWR-3) 784 MW e (BWR-4) 1050 MW e (BWR-5) 1150 MW e (BWR-6) 1400 MW e (ABWR) 1600 MW e (ESBWR)
マーク I 格納容器内の GE BWR の概略図。

ゼネラルエレクトリック社の沸騰水型原子炉BWR製品ラインは、世界中の 商用核分裂炉の比較的大きな割合（約18％） [ 1 ]の設計を代表しています。

BWR シリーズの先駆けは、1957 年 10 月に稼働を開始した 5 MW のバレシトス沸騰水型原子炉 (VBWR) でした。1955 年から 1972 年にかけて、BWR-1 から BWR-6 までの 6 つの設計バージョンが導入されました。

これに続いて、1990 年代に改良型沸騰水型原子炉 (ABWR) が導入され、2010 年代初頭には経済型簡易沸騰水型原子炉 (ESBWR) が導入されました。

2018 年 8 月現在、この設計ファミリーの原子炉は 83 基建設されており、そのうち 67 基が稼働中です。

この設計は、2011年3月11日に発生したINESレベル7の福島第一原子力発電所事故の余波の中で、世界的な注目を集めました。GEは、福島第一原子力発電所の主要請負業者であり、同発電所はGE設計の沸騰水型原子炉6基で構成されていました。1号機、2号機、6号機の原子炉はゼネラル・エレクトリック社が、残りの3号機は東芝と日立製作所が供給しました。1号機は、1965年に導入され、1967年7月に建設されたBWR-​​3設計に基づく460MWの沸騰水型原子炉でした。

東北地方太平洋沖地震と津波により原子力発電所が深刻な被害を受けた後、原子炉の冷却能力が失われたことで、3月12日から15日の間に1号機、2号機、3号機で3回の原子炉メルトダウン、3回の水素爆発、そして放射能汚染物質の放出が発生しました。この原子炉設計群の安全な運転は、運転中の常時冷却材の供給が不可欠となっています。原子炉は、フルパワー停止後、長寿命放射性同位元素からの崩壊熱を1年以上にわたって能動的に冷却する必要がある可能性があります。

歴史

BWR シリーズの先駆けは、1957 年 10 月に稼働を開始した 5 MW のバレシトス沸騰水型原子炉(VBWR) でした。

BWR-1

  • BWR タイプ 1 (BWR-1、BWR/1): 1955 年に GE はオリジナルの VBWR 設計を 197 MW のドレスデン 1 (6×6、7×7) 原子炉に発展させ、GE の BWR/1 設計の最初の反復を具体化しました。ドレスデン 1 では、強制循環 (外部再循環ポンプ経由) と独自の二重サイクル (直接 + 間接) 熱伝達設計が使用されていましたが、非経済的であることが判明しました。GE は BWR-1 設計をさらに発展させ、70 MW のビッグ ロック ポイント(9×9、11×11、12×12) 原子炉を開発しました。この原子炉は (ドレスデン 1 に続くすべての GE BWR モデルと同様に) より経済的な直接サイクル熱伝達方式を使用しましたが、外部再循環ポンプを廃止し、自然循環を採用しました (55 MW のドデワールト原子炉のみが採用した珍しい戦略ですが、 65MWのハンボルトベイ（6×6、7×7）原子炉はビッグロックポイントに続き、より効率的な強制循環方式（外部再循環ポンプ経由）に戻った。これらの実験設計（設計は異なるものの、全てBWR-1の分類を共有）では、6×6、7×7、8×8、9×9、11×11、12×12の燃料棒束が使用されていたが、後にBWR/2～6で使用されたGEの9×9燃料棒束は、BWR/1時代のものとは異なっている。[ 2 ] BWR/1は、内部蒸気分離方式を採用した最初のBWR設計であった。また、隔離凝縮器と圧力抑制格納容器も備えていた。[ 3 ]

BWR-2

  • BWRタイプ2（BWR-2、BWR/2）：1963年に導入され、500MW e以上、通常は約650MW e（オイスタークリーク、ナインマイルポイント1）。[ 4 ] [ 5 ]大規模な直接サイクルが含まれています。5つの再循環ループ、可変速外部再循環ポンプ（ループごとに1つのポンプ、各ポンプの流量は6,400～32,000米ガロン/分（0.40～2.02 m 3 /s）まで変化可能）。この設計は、BWR/3～6と同様に、規模の拡大、安全機能の向上、商業的実現可能性、収益性、長寿命により、後に第2世代原子炉に分類されるようになりました。[ 3 ]

BWR-3

  • BWRタイプ3（BWR-3、BWR/3）：1965年に導入、800MW（ドレスデン2～3）。[ 5 ]内部ジェットポンプの初使用（単一ノズル、ループあたり10個、合計20個）。2つの再循環ループ、可変速再循環ポンプ（ループあたりポンプ1台、各ポンプの定格流量は毎分45,200米ガロン（2.85 m3 / s））。改良されたECCSスプレーおよびフラッド、改良された給水スパージャー。モンティセロとピルグリム1は、 BWR/3モデルとしても分類されているにもかかわらず、出力定格が大幅に低かった。

BWR-4

ブラウンズフェリーユニット1のドライウェルとウェットウェルは、マークI格納容器内で建設中です。
  • BWRタイプ4（BWR-4、BWR/4）：1966年に導入、出力1100MW（ブラウンズフェリー1～3）。設計はBWR/3とほぼ同様で、再循環システムも同一であるが、出力密度は20%向上している。[ 5 ] Mark I型またはMark II型の格納容器が利用可能。

BWR-5

  • BWR タイプ 5 (BWR-5、BWR/5): 1969 年に導入、1100 MW (ラサール 1–2 )。ループ数 (2) とジェット ポンプ数 (20) は同じですが、ジェット ポンプは 5 ノズル設計にアップグレードされました。可変速ポンプは 2 速ポンプ (定格流量それぞれ 35,400 米ガロン/分 (2.23 m 3 /s)、吐出圧力ヘッド 865 フィート (264 m)) に置き換えられ、再循環流量の調整に使用する流量制御弁 (直線流量応答で 22% 開度から 100% 開度まで調整可能) が各ループに追加されました (ポンプが高速設定の場合は再循環流量を 35% から 100% の間で、ポンプが低速設定の場合は 30% から 40% の間で調整可能)。 Mark II コンテインメントでのみ使用可能です。

BWR-6

  • BWR タイプ 6 (BWR-6、BWR/6): 1972 年に導入され、600 MW から 1400 MW までの構成で利用可能でした。7×7 燃料バンドルから 8×8 燃料バンドルに移行し、以前の 7×7 燃料バンドルと同じ外部フットプリントに収まるより長く細い燃料棒を使用し、燃料負荷が低減 (13.4 kW/ft (44 kW/m) に)、小型ジェットポンプが改良されて循環容量が増大 (構成によって合計 16～24 個のジェットポンプが利用可能)、蒸気分離器と乾燥器の容量増大、燃料容量増大、出力増大 (同じサイズの圧力容器を使用した場合、BWR/5 と比較して 20% 増加)、ECCS の改良、小型制御室のオプション導入、およびソリッド ステート原子力システム保護システム オプションの導入 (クリントンのみが採用)。

ABWR

  • ABWR：安全余裕度が高く、外部再循環ループがなく、原子炉内ポンプを備えています。また、微動制御棒駆動装置も備えています。

ESBWR

  • ESBWR：受動的安全、自然循環（ループやポンプなし）、1600MW。重力式注水装置、非常用復水器、受動的格納容器冷却装置を備える。[ 3 ]

燃料棒束

GE-2

  • 7x7燃料バンドル。[ 2 ]

GE-3

  • 49本の燃料棒を備えた改良型7x7燃料バンドル。そのうち1本は分割されている。[ 2 ]

GE-4

  • 63本の燃料棒と1本の水棒を備えた8×8の燃料バンドル。[ 2 ]

GE-5

  • 8x8燃料バンドルを改造し、62本の燃料棒と2本の水棒を含む加圧燃料バンドルとバリア燃料バンドルを改造する。[ 2 ]

GE-6と7

  • バリア付きヘリウムガスで3標準気圧（300 kPa）に予圧

GE-8

  • 58～62本の燃料棒と2～6本の水棒からなる8×8の燃料集合体。[ 2 ]ヘリウムで5標準気圧（510 kPa）に予加圧されている。

封じ込め

マーク I 格納容器内の GE BWR の概略図。

マークI

マーク I 格納容器内の概略 BWR。

ウェットウェル（水が入った鋼鉄製のトーラス）の上にある逆さまの電球に似た ドライウェル格納容器。

マークII

マーク II 格納容器内の BWR。

コンクリートスラブ上に円錐台状のドライウェルを配置した「上下型」構造と説明されています。下には、金属板ではなくコンクリート製の円筒形のサプレッションチャンバーがあります。

マークIII

GE マーク III 格納容器システムは、単一障壁圧力格納容器および多重障壁核分裂格納容器システムであり、格納容器と関連するドライウェルおよびウェットウェル (圧力および核分裂障壁)、その外部シールド建屋、補助建屋、および燃料建屋で構成され、通常はすべて負圧に保たれ、核分裂生成物の流出を防止します。

封じ込めの特徴:

  • 地震応答の改善
  • 低圧封じ込め設計だが、マークIおよびIIよりも容積が大幅に大きい
  • 改良されたパイプホイップ設計
  • 乾式格納容器（PWR型）と典型的なBWR圧力抑制型格納容器を組み合わせたもの

利点

  • BWR設計の利点の一つは（PWRと比較した場合）、制御棒操作と再循環流量制御の組み合わせにより、負荷追従性が向上することです。タービン圧力調整器および制御システムと再循環流量制御システムを統合することで、制御棒の設定を変更することなく、定格出力の最大25%までの出力自動変更が可能になります。
  • 底部エントリー型の底部取り付け制御棒により、制御棒と駆動装置を取り外すことなく燃料交換が可能になり、また燃料装填前に容器を開放した状態で駆動装置をテストすることもできます。
  • BWR では PWR よりも低い一次冷却材流量が許容されます。
  • 原子炉容器内部のジェットポンプは再循環流量の 2/3 を供給するため、外部の再循環流量ループは最新の PWR 設計に比べて小型でコンパクトになります。
  • 冷却剤が失われた場合、ジェットポンプはボイラーと同様に 10% の電力を供給します。
  • BWR 設計は、コンパクトなシステムで同じ量と品質の蒸気を生成しながら、PWR 設計の約半分の一次システム圧力で常時動作します。原子炉容器圧力は 1020 psi (7 MPa)、温度は BWR の場合 288 °C で、PWR の場合の 2240 psi (14.4 MPa) と 326 °C よりも低くなります。
  • BWR では蒸気は原子炉圧力容器内で生成されますが、PWR では第 2 ループの蒸気発生器内で生成されます。
  • BWR ではバルク沸騰が可能ですが、PWR ではできません。

デメリット

  • BWRで生成される蒸気には微量の放射性物質が含まれているため、作業員の放射線被曝を防ぐため、タービン建屋の大部分は区画化されています。一方、PWRタービン建屋は、化石燃料発電所のタービン建屋と基本的に同じ構造で、すべての機器にいつでもアクセスできます。

参照

参考文献

  1. ^ 「世界の原子力発電所 – 2015年版」（PDF）国際原子力機関（IAEA）2017年10月26日閲覧。
  2. ^ a b c d e f Moore, RS; Notz, KJ (1989). 「Moore, RS, and KJ Notz. Physical Characteristics of GE (General Electric) BWR (boiling-Water Reactor) Fuel Assemblies. United States: N. p., 1989. Web. doi:10.2172/5898210」 . Web.ornl.gov. doi : 10.2172/5898210 . 2017年4月5日閲覧。{{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=（ヘルプ）が必要です
  3. ^ a b c Hylko, James M.; Peltier, Robert (2010年11月1日). 「ESBWRの進化」 . POWER Magazine . 2018年3月24日閲覧。
  4. ^ 「沸騰水型原子炉の基礎」（PDF） Edf.com 。 2014年1月11日閲覧。
  5. ^ a b c「BWR/6 沸騰水型原子炉の概要」(PDF)。2018年2月5日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2018年3月24日閲覧。
  6. ^ゼラー、トム（2011年）。専門家たちは、事故を起こした原子炉の設計に潜在的な弱点があると長らく批判してきた。 [1]
  7. ^ロッホバウム、デイビッド、ライマン、E.、ストラナハン、SQ (2015). 福島：原子力災害の物語.
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