WR-1

ホワイトシェル・リアクター-1（WR-1）

エグゼクティブサマリー

WR-1（ホワイトシェル原子炉-1）は、カナダのマニトバ州にあるホワイトシェル研究所（WNRL ）でカナダ原子力公社（ AECL ）が運営する有機冷却重水減速研究実証炉である。当初は有機冷却重水素原子炉実験（OCDRE）として知られており、 [ 1 ]従来の水またはナトリウム冷却剤の代替として、重水冷却剤を高沸点有機熱伝達流体に置き換えたCANDU型原子炉を評価するために建設された。1965年に稼働を開始し、1985年まで運転されたWR-1は、これまでに建設された中で最も成功した有機冷却発電原子炉であり、AECLの先進的原子炉開発プログラムに重要なデータを提供した[ 2 ] [ 3 ]。WR -1原子炉は、有機冷却原子炉コンセプトの主要な利点をうまく実証した。

  • 安定した低圧高温動作を実証: 人工有機冷却剤が軽水炉に必要な高いシステム圧力なしで高い出口温度を達成できることを証明し、技術の中核原則を検証しました。
  • 先行機種に対する強力な運用パフォーマンス: 米国のピクア発電所などの以前の試みと比較して、WR-1 ははるかに高い可用性係数と大幅に信頼性の高い運用記録を達成し、最も成功した有機冷却原子炉としての地位を確立しました。
  • 先進的な材料、化学、および運用上の理解: このプログラムでは、潜在的な冷却剤の劣化プロセスと生成物、精製戦略、および将来の有機反応器のコンセプトをサポートする持続的な運用に関する貴重なデータが生成されました。
  • 適切な材料選択による耐腐食性: 有機冷却剤環境では、高温水システムに比べて腐食率が低く、酸化電位が低いことが実証され、運用コストとメンテナンス コストの削減につながります。
  • 現代のプラントの熱力学的効率の実現可能性が証明されました。高い冷却剤温度により、当時のほとんどの水冷システムよりも優れた蒸気サイクル条件が可能になり、熱効率の向上と競争力のある発電能力の実現可能性が裏付けられました。
  • 簡素化された格納容器および熱システム設計の利点: WR-1 は、高圧冷却システムを回避することで、格納容器の厚さ要件の緩和、配管応力負荷の低減、機械の複雑さの軽減を実証し、低圧原子炉設計に固有のエンジニアリングおよび運用上の利点を強調し、建設の資本コストの削減につながります。

この設計の商業化に向けた取り組みは1971年に始まりましたが、重水冷却CANDUが標準となった1973年に終了しました。それ以降、WR-1は照射実験とWNRE施設の加熱のために、出力制限を下げて運転されました。WR-1は1985年5月17日に最終的に停止され、燃料が取り出されました。2013年現在、廃止措置が進められており、2023年の完了を目指しています。WR-1の停止決定は、国家の研究計画における研究の優先順位が重水冷却CANDU炉プログラムへの資源集中へと変更されたことによるものであり、有機冷却炉のコンセプトに技術的な根拠があったわけではありません。

デザイン

概要

60MWthの原子炉は、カナディアン・ジェネラル・エレクトリック社によって設計・建設され、1,450万カナダドルの費用がかけられました。建設は1962年11月1日に開始されました。[ 4 ] 1965年11月1日に臨界に達し、 [ 4 ] 1965年12月にフルパワー運転を開始しました。WR-1は、有機冷却材が低圧で高い運転温度を実現し、熱力学的効率を向上させ、格納容器要件を簡素化できるかどうかを評価するために設計されました。その設計には以下のものが含まれていました。

  • 減速材: 重水 (D₂O)
  • 冷却剤：有機熱伝達流体（フェニル系冷却剤ブレンド）
  • コアタイプ: CANDUアーキテクチャに類似
  • 熱出力: 約60MWt
  • 燃料: 天然ウラン金属および酸化物燃料形態が原子炉の寿命にわたってテストされた。

この原子炉は代替冷却材、燃料集合体の形状、腐食および材料研究、冷却材化学制御プログラムのためのテストベッドとして機能した。[ 2 ] [ 5 ]

基本的な核分裂

天然ウランは、主に238 Uとごく少量の235 Uからなる同位体の混合物です。これらの同位体は両方とも、十分なエネルギーの中性子に当たると核分裂を起こし、その過程で中エネルギー中性子を放出します。しかし、他のウラン原子からの中性子に当たると核分裂を起こし、連鎖反応を維持できるのは235 Uだけです。238 Uはこれらの中性子の影響を受けないため、235 Uのように核分裂を起こしません。235 Uはこれらの中性子の影響を受けますが、中性子を元の相対論的速度からはるかに低いエネルギー、いわゆる熱中性子速度に減速すると、反応速度は大幅に向上します。[ 6 ]

純粋な天然ウランの塊では、自然崩壊によって放出される中性子の数とエネルギーは、存在する少数の235 U 原子で顕著な核分裂反応を引き起こすには低すぎる。中性子捕獲率を臨界と呼ばれる連鎖反応が起こり得るレベルまで高めるには、システムを改造する必要がある。ほとんどの場合、燃料塊は多数の小さな燃料ペレットに分割され、その後、中性子を減速させる何らかの中性子減速材で取り囲まれる。これにより、中性子が他のペレット中の235 U の核分裂反応を引き起こす可能性が高まる。最も単純な減速材として使用されるのは通常の水である。中性子が水分子と衝突すると、そのエネルギーの一部が水分子に移され、水の温度が上昇して中性子の減速が促進される。[ 6 ]

通常の水を減速材として使用する場合の主な問題は、水が中性子の一部を吸収してしまうことです。天然の同位体混合物における中性子バランスは非常に近いため、このように少量でも吸収されると臨界を維持するには数が少なすぎます。ほとんどの原子炉設計では、この問題に対処するためにウラン235の量をウラン238に対してわずかに増やします。このプロセスは濃縮と呼ばれています。結果として得られる燃料には通常、天然の1%弱であるウラン235が3～5%含まれます。残った物質にはウラン235がほとんど含まれず、ほぼ純粋なウラン238のみとなり、劣化ウランと呼ばれます。[ 7 ]

従来型CANDU

CANDUの設計では、通常の水を重水に置き換えることで減速に対処しています。重水は既に余分な中性子を持っているため、減速中に核分裂中性子が吸収される可能性は大幅に排除されます。さらに、重水は運転中に放出される中性子の数をさらに増加させる他の反応を受けます。中性子経済性は、濃縮されていない天然ウランでさえ臨界を維持できるほど改善されており、原子炉への燃料供給の複雑さとコストが大幅に削減されるだけでなく、反応性の低い元素を混合する複数の代替燃料サイクルを使用することもできます。このアプローチの欠点は、燃料中の235 U原子がより大きな燃料質量に分散されるため、同じ出力レベルでも原子炉の炉心が大きくなることです。これは、原子炉の炉心建設のための資本コストの上昇につながる可能性があります。[ 4 ]

コスト問題を解決するため、CANDU 原子炉は独自の炉心レイアウトを採用し、オンラインでの燃料交換と天然ウランまたは低濃縮ウランでの運転を可能にしています。一方、加圧水型原子炉 (PWR) は、別個の蒸気発生器で発生した蒸気とともに高圧の閉一次ループ内で軽水を冷却材と減速材の両方として使用します。また、沸騰水型原子炉 (BWR) も軽水を使用しますが、原子炉容器内で直接冷却材を沸騰させてタービン用の蒸気を発生させるため、蒸気発生器は不要になりますが、蒸気が原子炉心と格納容器システムに導入されます。CANDU が設計されていた当時、カナダにはこのような大型の圧力容器、特に天然ウランで稼働できるほどの大きさの容器を製造する設備がありませんでした。解決策は、加圧された重水を小さな管内に封入し、これをカランドリアと呼ばれるはるかに大きな低圧容器に挿入することでした。このレイアウトの大きな利点の 1 つは、個々の管から燃料を取り外すことができるため、運転中に燃料交換が可能なことです。一方、従来の設計では、原子炉心全体を停止する必要があります。小さな欠点としては、管が中性子も吸収してしまうことですが、重水設計による中性子経済性の向上を相殺するほどではありません。[ 4 ]

有機冷却剤

冷却材として水を使用する場合の大きな問題は、水が燃料やその他の成分を溶解し、これらの物質が水中に沈着することで最終的に高放射能化する傾向があることです。この問題は、管に特殊な合金を使用し、燃料をセラミック状に加工することで軽減されます。溶解速度を低減するのには効果的ですが、燃料処理コストが増加し、耐腐食性と中性子脆化の影響を受けにくい材料が必要になります。さらに大きな問題は、水の沸点が低いため、動作温度が制限されることです。[ 4 ]

これが有機原子炉設計の基本前提であった。CANDU型原子炉では、減速材と冷却材の両方に重水が使用されていたが、これは便宜上の理由以外になかった。減速の大部分はカランドリア塊で行われるため、従来の軽水設計では他の減速材を追加する必要があったのに対し、燃料管内の少量の重水を他の冷却材に置き換えるのは容易であった。[ a ]油を使用することで腐食の問題が大幅に軽減され、より従来型の金属を使用できるようになり、溶解燃料の量と冷却システムにおける放射線量も減少した。選択された有機液体は、水素触媒処理によって40%の飽和炭化水素を生成するテルフェニルの混合物である。テルフェニルは石油化学誘導体であり、容易に入手でき、既に熱伝達媒体として利用されていた。[ 4 ]

さらに、沸点の高い物質を使用することで、原子炉を高温で運転できるようになりました。これにより、一定量のエネルギーを除去するために必要な冷却剤の量が削減され、炉心の物理的サイズが縮小されただけでなく、発電のためにこのエネルギーを抽出するために使用されるタービンの効率も向上しました。WR-1は、従来のCANDUの約310℃と比較して、出口温度が最大425℃で稼働しました[ 4 ]。これはまた、冷却流体を必要な速度で冷却管に通過させるのに必要な圧力以上に加圧する必要がないことも意味します。一方、水は高温に達するために高圧に保つ必要があります。これにより、燃料管をより薄くすることができ、管との相互作用で失われる中性子の数が減少し、中性子経済性がさらに向上しました[ 4 ] 。

この原子炉は、通常のCANDU燃料管配置（管が水平）とは異なり、垂直の燃料管路を有していた。従来の制御棒は使用せず、重水減速材の水位制御によって出力を調整した。減速材を急速に排出することで、原子炉を迅速に停止（スクラム）することができた。 [ 4 ]

運用経験[ 8 ] [ 9 ] [ 10 ] [ 11 ] [ 12 ]

WR-1は、高圧PWRおよびBWRで見られる機械的応力、腐食、脆化の懸念を回避するため、有機熱伝達流体を主冷却材として採用しました。この冷却材により、WR-1はPWR/BWRの圧力境界を越え、蒸気サイクルに近い温度を達成することができ、安定した除熱特性を持つ圧力管式重水減速炉設計に有機冷却材を統合できることを実証しました。

WR-1は、持続的な運転中に、中性子およびガンマ線照射と長時間の高温曝露により、有機冷却材の放射線分解および熱劣化を経験しました。WR-1有機冷却材の中性子放射化は最小限で、運用上問題となることはありませんでしたが、適切な材料選定により、一次系における腐食速度は非常に低いままでした。その結果、運用上の問題は、圧力境界の構造劣化よりも、冷却材の化学組成管理と保守に大きく依存するようになりました。これらのプロセスにより、軽質炭化水素、溶存ガス、酸性物質、および重質ポリマー副産物が生成され、冷却材の黒ずみやポンプ、バルブ、熱交換面への微粒子の蓄積につながりました。AECLは、オンライン浄化システム、ろ過、および定期的な冷却材再生を通じてこれらの影響を軽減し、システムの運用性を運用限界内で維持しました。

WR-1での運用中の放射線調査により、有機冷却材システムの線量率は、冷却材自体の中性子放射化ではなく、主に微量の核分裂生成物の汚染と表面プレートアウトによって引き起こされていることが確認されました。これにより、放射化された冷却材が職業線量の主な要因である水冷却炉一次システムと比較して、保守および検査活動中の放射線被ばくが大幅に減少しました。軽水炉冷却材とは異なり、有機流体には固有成分として酸素または窒素が含まれていないため、PWRおよびBWR一次システムで高いガンマ線量率を引き起こす¹⁶Nの生成などの主要な放射化経路が排除されます。さらに、測定されたトリチウムレベルおよび有機冷却材に関連するその他の放射化生成物は、軽水炉一次システムで観測されたものよりも桁違いに低かったです。

WR-1は、約20年間の運転期間中に3件の冷却材漏洩を経験しましたが、冷却材の放射能レベルが著しく上昇しなかったため、これらの事象は放射線緊急事態ではなく、従来の炭化水素放出と同様の挙動を示しました。是正措置には、冷却材の封じ込めまたは回収、影響を受けた区域の堆積物の除去、再発防止のための機械的および手順的改善が含まれていました。いずれのケースも、原子力安全事象ではなく化学物質の放出問題として処理され、有機冷却材の挙動と従来の水冷却式事故シナリオとの重要な違いを示しました。

WR-1 vs. Piqua 運用経験 – 学んだ教訓

WR-1は、有機冷媒は、原子炉設計を有機冷媒専用に設計すれば、安全かつ効率的に、そして安定した熱伝達で運転できることを証明しました。ピクアの失敗は、冷媒の概念自体に欠陥があったからではなく、原子炉システムのアーキテクチャが冷媒の運転性能要件に適合していなかったために起こりました。現代の原子炉設計用語で言えば、WR-1は概念実証を提供し、ピクアは概念の誤った適用を実証したと言えるでしょう。

WR-1は、原子炉の設計、運転範囲、そして化学制御による冷却材の性能が当初から整合していたため、良好に運転されました。低圧有機冷却材とCANDU型圧力管構造、そして重水減速を組み合わせることで、AECLは冷却材の長所（低圧、熱安定性、最小限の腐食）と、高い機械的負荷に依存しないシステムを両立させました。これは、冷却材の運転性能と原子炉システムの構造を意図的に組み合わせたものでした。

対照的に、ピクア[ 13 ] [ 14 ]は、WR-1よりも軽水炉（LWR）にかなり近い設計の原子炉に、融点/流動点特性の悪い劣悪な有機冷却材と減速材を使用したため、慢性的な汚染問題、冷却材の取り扱いリスク、そしてプラントがサポートするように設計されていなかった保守負担が生じました。これらの設計上の選択が、ピクアの性能が低かった主な理由です。WR-1は、信頼性の高い原子力発電コンセプトとしての有機冷却の実現可能性を実証しましたが、ピクアは、既存の原子炉の構造レイアウトにおいて、冷却材を単純に水の代替として扱うことはできないことを示しました。

基準 WR-1（カナダ）

成功事例

ピクア（アメリカ）

失敗例

デザインフィット CANDUのような設計で冷却剤と動作範囲を一致させた 劣悪な有機冷媒の選択が運用範囲に適合していない
オペレーション 1966年から1986年（20年間） 1963-1966（3年間）
出力 60MWth 45MWth
有機冷却剤 HB-40 サントワックス OMP
モデレータ 重水 サントワックス OMP
冷却剤の融点/流動点-24 ℃​ 85 ℃​
冷却剤化学制御 専用の浄化・濾過システムと冷却水監視 不十分な化学物質管理と冷却剤洗浄能力
運用パフォーマンス 85%以上の可用性係数で高い信頼性と持続的な運用パフォーマンスを実現 信頼性と汚染の問題、メンテナンスの負担の大きさ、可用性の低さが早期の停止につながった
冷却材と原子炉システムの適合 低圧操作による有機流体は信頼性の高い動作性能を実現 軽水炉設計における不適切な有機冷却材/減速材の選択は、継続的な運用上の問題をもたらした。

冷却液漏れ

WR-1では20年間の稼働期間中に3回の漏洩事故が発生した。[ 15 ] [ 16 ] [ 17 ]

  1. 1967年8月：熱交換器のチューブにピンホール漏れが発生し、約300リットルの有機冷却剤が工場の排水システムからウィニペグ川に流出しました。この事故をきっかけに、将来の事故防止のため、バルブの追加や通知システムなどの設計および運用上の変更が行われました。
  2. 1977年1月～5月：数ヶ月にわたり少量の漏洩が発生し、ウィニペグ川に約1,450kgの有機冷却材が流出したと推定されました。AECL（原子力安全委員会）の算出によると、このうち900～1,100kgが発電所の排水口から約1km下流まで川底堆積物に沈殿し、さらに下流の両岸にも少量が検出されたとのことです。原因は、単一の破裂ではなく、一次冷却回路からのゆっくりとした漏洩と判断されました。この結果を受け、冷却材システムのシールに不具合が生じた場合は、今後の漏洩を防止するための是正措置が講じられました。
  3. 1978年11月（漏出なし）：ポンプの故障により、プラントシステム内で推定3,270kgの有機冷却材が漏洩しました。以前の事故とは異なり、冷却材がウィニペグ川に直接排出されることはありませんでした。漏洩した冷却材の大部分は回収・封じ込めされ、敷地内に保管されました。また、再発防止のため運転手順が改訂されました。

堆積物が検出されたにもかかわらず、河川水サンプルでは概ね分析検出限界以下の有機冷却材レベルが示され、溶解汚染物質の水分散は限られていることが示された。フォローアップモニタリング中の生物学的サンプル採取では、WR-1有機冷却材残留物に起因する内部汚染や死亡率の上昇は見られなかった。さらに、環境カナダ省と保健カナダ省の参加を含む複数機関によるレビューでは、WR-1サイトの下流の河川水はカナダの飲料水ガイドラインを満たしており、冷却材の放出が測定可能な人体健康リスクをもたらしたという証拠はないという結論に達した。2006年、AECLは、排水口からの堆積物が発見されたサイトの下流地域で河川堆積物のコアサンプルを分析した。AECLは、生態学的影響や人体健康に影響を与えるような河川堆積物の汚染はないと結論付けた。[ 15 ] [ 16 ] [ 17 ]

WR-1の運用上の重要なポイント

WR-1有機冷却材は炭素と水素のみを含み、中性子減速材ではなかったため、中性子放射化生成物はごくわずかで、寿命が短く、運用上問題となることはなかった。そのため、通常運転時および漏洩発生時のどちらのシナリオにおいても、冷却材の挙動は放射線学的ではなく化学的であった。このため、WR-1の漏洩事象は放射線インシデントではなく化学物質の放出として作用した。冷却材漏洩後の環境アセスメントでは、主要なハザードは放射線学的ではなく化学的であると結論付けられ、PWR/BWRにおける放射化水放出に典型的な緊急対応措置は不要であった。この区別は、AECLによって有機冷却原子炉システムの好ましい運用特性として繰り返し引用されてきた。

商業化

1971年、AECLはウラン炭化物燃料をベースにした500MWe CANDU-OCRの設計エンジニアリングを開始しました。炭化物燃料は水中では腐食しますが、油冷却材では腐食しません。炭化物燃料は、当時ほとんどの原子炉設計で使用されていた複雑なセラミックよりも製造がはるかに容易でした。この設計作業は1973年に中止されましたが、WR-1でこの概念はテストされました。もう一つの可能​​性は、燃料の密度を高め、より高い燃焼度を実現する金属燃料の使用でした。金属燃料は熱伝導性に優れているため、同じスペースでより高い出力の炉心を使用できます。[ 18 ]

状態

WR1は、1985年5月17日に計画上の理由により最後に停止されました。原子炉は現在、中間廃止措置段階にあり、燃料が取り出され、大部分が解体されています。廃止措置の終了に伴い、 敷地はグリーンフィールド状態に戻ります。

参照

注記

  1. ^英国のマグノックス設計の場合も同様で、減速材としてグラファイトを使用し、冷却材として二酸化炭素ガスを使用しています。

参考文献

  1. ^ Saunders, Chris (2016). Whiteshell Laboratories. Whiteshell History Committee, P2.
  2. ^ a bカナダ原子力研究所（CNL）WR-1施設概要および過去の操業報告書。ホワイトシェル研究所、マニトバ州：CNL技術部、2019年。
  3. ^ AECL、「ホワイトシェル原子炉1（WR-1）プログラム概要と運用概要」、オンタリオ州チョークリバー：AECL、1986年。
  4. ^ a b c d e f g h i "WR-1" . カナダ原子力協会マニトバ支部. 2005年3月18日.オリジナルより2005年3月18日時点のアーカイブ。 2016年11月7日閲覧。
  5. ^ Webb, JG、「カナダにおける有機冷却原子炉システムの開発」原子力工学評論第7巻第3号、1968年、44-56頁。
  6. ^ a b「原子力101：原子炉はどのように機能するのか？」米国エネルギー省原子力局。2021年3月29日。
  7. ^ 「ウランと劣化ウラン」世界原子力協会2020年11月。
  8. ^ Tegart, DR、「WR-1 有機冷却研究炉の運用」、AECL-3523、AECL、1970 年。
  9. ^ Webb, JG, 「カナダにおける有機冷却原子炉システムの開発」、原子力工学レビュー、第7巻、第3号、1968年
  10. ^ Whiteshell Laboratories 化学部門、 WR-1 における冷却剤の劣化と浄化性能、1982 年。
  11. ^有機冷却原子炉の運転経験のレビュー、IAEA-TECDOC-432、1987年。
  12. ^ AECL WR-1原子炉の運転および実験プログラム概要。ホワイトシェル研究所、1986年。
  13. ^米国原子力委員会、ピクア原子力発電所の運転経験と停止分析、1969年。
  14. ^ Starr, C.「発電用原子炉の有機冷却材」アメリカ原子力学会誌、第15巻、1971年。
  15. ^ a bデイブ・テイラー（2011年3月24日）「マニトバ州の忘れられた原子力事故」。
  16. ^ a b「川への核物質の漏洩は無視できる」ウィニペグ・フリー・プレス、リッチー・ゲージ、1981年7月30日
  17. ^ a b「ホワイトシェル原子炉1号機有機冷却材漏れに関するファクトシート」（PDF）。iaac -aeic.gc.ca。
  18. ^ Sochaski, RO編（1980年2月）「CANDU-OCR発電所の選択肢とコスト」（PDF）（技術報告書）108ページ。

参考文献

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