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2014-12-14T09:53:09Z

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'''沸騰水型原子炉'''（ふっとうすいがたげんしろ、{{lang-en-short|Boiling Water Reactor、BWR}}）は、[[核燃料]]を用いた[[原子炉]]のうち、純度の高い[[水]]が[[減速材]]と[[冷却材|一次冷却材]]を兼ねる[[軽水炉]]の一種である。

== 概要 ==
[[核分裂反応]]によって生じた[[熱エネルギー]]で[[軽水]]を沸騰させ、高温・高圧の蒸気として取り出す[[原子炉]]であり、[[発電炉]]として広く用いられている。炉心で取り出された汽水混合流の蒸気は汽水分離器、蒸気乾燥機を経て[[タービン発電機]]に送られ[[電力]]を生ずる。原子炉としては単純な構造ということもあり、日本国内で運転可能な[[原子炉]]の中では、最も多いタイプであるが、原子炉炉心に接触した水の蒸気を直接タービンに導くため、放射性物質に汚染されることにより、耐用年数終了時に[[放射性廃棄物]]が、[[加圧水型原子炉]] (PWR) より多く発生し廃炉コストが嵩む可能性が高い。また、その汚染のため作業員の被曝量が加圧水型原子炉よりも多い<ref>参考文献『放射線と放射能』198ページ</ref>。

[[発電]]に利用された蒸気は[[放射能]]を帯びている為、蒸気を回収し再循環させるだけでなく、[[タービン建屋]]（たてや）など、これに関わる全ての系を堅牢に遮蔽することで、放射線が外部に漏れることを防いでいる。遮蔽の方法としては蒸気によるシールであるが、その蒸気は重油を燃焼させる事により発生させている。電気を利用して蒸気を発生させる場合もある。
外部からの[[核分裂反応]]の制御は主に[[制御棒]]や、[[冷却材]]流量の増減で行われ、冷却材喪失事故時には[[非常用炉心冷却装置]] (ECCS) を動作させる。

日本における商用炉では、[[東北電力]]、[[東京電力]]、[[中部電力]]、[[北陸電力]]、[[中国電力]]各社の全原子力発電所、および[[日本原子力発電]]の[[東海第二発電所]]と[[敦賀発電所]]の1号機（2号機は加圧水型）で、沸騰水型を採用している<ref>参考文献『わかりやすい放射線物理学』149ページ</ref>。

戦後の技術導入の経緯から、東京電力は沸騰水型原子炉(BWR)を、[[関西電力]]は[[加圧水型原子炉]](PWR)を、それぞれ原子力発電所の基本設計として採用し現在に至る。

== BWRの自己制御性 ==
BWRにおいて、何らかの原因で核分裂反応が増大すると、それに伴って発生する熱エネルギーも増大する。BWRの冷却材は原子炉内で沸騰しているので、増大する熱エネルギーに比例して冷却材中の蒸気の泡（[[ボイド]]）の量も増えてゆく。これは結果として冷却材の密度を低下させるが、軽水炉の冷却材は減速材でもあるため、冷却材の密度が減ると減速される中性子が少なくなり、そのため核分裂反応が減少していく。逆に核分裂反応が減少すると熱エネルギーが減って蒸気泡が減り、減速される中性子量が増えていくため、核分裂反応が増えていく。このような現象は負の[[反応度 (原子力)|反応度]]係数による[[フィードバック]]といい、BWR固有の[[自己制御性]]であり、[[核分裂反応]]の極端な増減を自ら抑えている。

BWRでは、この自己制御性を利用して原子炉出力の短期的な制御を行っている。すなわち原子炉出力を上げたい時は冷却材再循環ポンプの出力を上げる。すると原子炉内を循環する冷却材の流量が増え、運び出される熱量が多くなる結果として蒸気泡の量が少なくなり、原子炉出力が上昇する。逆に原子炉出力を下げたい時は再循環ポンプの出力を下げると蒸気泡が多くなって原子炉出力が低下する。

ちなみに、負荷が増えると原子炉の温度が下がり、泡が減るため核分裂が増加するので、負荷追従運転が可能であるが、日本国内では行われていない。

尚、主蒸気隔離弁が誤閉鎖し、主蒸気の流れが遮断され原子炉圧力が急上昇した場合等には蒸気の流出が減るため原子炉圧力が上昇し、ボイドがつぶれて正の反応度が添加され中性子束が上昇する事がある<ref name="ATOMICA 運転時の異常な過渡変化">[http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-03-13-01 ATOMICA 運転時の異常な過渡変化] - 2011年3月28日閲覧</ref>。

しかし、実際の原子炉は、正の反応度係数によるフィードバックの影響を抑制し、最大出力時に主蒸気隔離弁を急閉しても暴走しないよう設計されている<ref>日刊工業新聞社『原子炉の暴走 ―SL-1からチェルノブイリまで―』（石川迪夫著） ISBN 4-526-03845-8</ref>。具体的には主蒸気隔離弁が10％位置まで閉鎖されると、原子炉保護系が原子炉の自動停止信号を発し、原子炉が[[原子炉スクラム|スクラム停止]]するようになっている<ref name="ATOMICA 運転時の異常な過渡変化"/>。また、主蒸気管のヘッダーにこの急な圧力上昇を防ぐため逃し安全弁が数多く取り付けられている。

== BWRの構成要素 ==
* 燃料 : [[低濃縮ウラン燃料|低濃縮ウラン]]
* [[冷却材]]・[[減速材]] : [[軽水]]

== 改良 ==
日本は大型化を目指すためBWRを改良して「[[改良型沸騰水型軽水炉]]」(Advanced BWR) を製作した。
* [[東芝]]、[[日立GEニュークリア・エナジー]]（[[日立製作所]]と[[ゼネラル・エレクトリック]]（GE）両社の原子力事業統合会社）

アメリカ、ドイツは単純化を目指すためBWRを改良して「単純型沸騰軽水冷却水炉」(Simplified BWR) を設計した。
* [[ゼネラル・エレクトリック|GE]]、[[シーメンス]]

=== 日本の改良点 ===
* [[インターナルポンプ]]…これは、以前より欧州のBWRで採用されている。
* 改良型[[制御棒]]駆動（水圧駆動→水圧+電動駆動）…これも以前より欧州のBWRで採用されている。
** 上記の2設備については、以前より欧州のBWRで採用されており、[[ABWR]]では単にこれらを組み合わせただけである。
* [[主蒸気流量制限器]]
* [[非常用炉心冷却装置]] ([[非常用炉心冷却装置|ECCS]])
* 鉄筋コンクリート製[[原子炉格納容器]]
* [[タービン]]の大型化
* [[湿分分離加熱器]]
* デジタル技術及び新型中央制御盤
* 燃料に全て[[MOX燃料]]が使用できる

=== 米国の改良点 ===
* 静的安全設計
* システム・機器の単純化
* 短い建設工期
* [[自然循環炉心]]（[[再循環ポンプ]]からもとに戻す）

=== 日本の成果 ===
* [[タービン]]の大型化による発電能力の向上
* [[インターナルポンプ]]による一次[[冷却材]]損失確率の低下
* [[非常用炉心冷却装置]]開発による炉の安全性向上
* デジタル技術を用いることにより炉の安全性向上

=== 日本にあるABWR ===
* [[柏崎刈羽原子力発電所]]（6・7号機）
* [[浜岡原子力発電所]]（5号機）
* [[志賀原子力発電所]]（2号機）

=== 日本からの輸出 ===
* 台湾世論を二分する反対運動の中で[[台湾]]へ（[[台湾第四原子力発電所]]）<ref>風媒社『台湾への原発輸出』（伊藤孝司著） ISBN 978-4833154017</ref> <br />当初2004年7月運転開始予定だったが何度も延期。2012年開始を目指していたが、福島第一原子力発電所事故を受け安全性を再確認することとなり、さらに遅れる見通し<ref>「稼働中原発６基順次廃炉の方針」『毎日新聞』 2011年5月24日朝刊13版8面</ref>
** [[日立製作所]]、[[東芝]] → 炉
** [[三菱重工業]] → タービン
** 主たる契約者 → [[ゼネラル・エレクトリック|GE]]社

== 脚注 ==
<references />

== 参考文献 ==
* 多田順一郎『わかりやすい放射線物理学』オーム社 1997.12.20 ISBN4-274-13123-8
* 安斎育郎『放射線と放射能』ナツメ社 2007.2.14 ISBN978-4-8163-4255-4

== 関連項目 ==
{{ウィキポータルリンク|原子力}}
* [[原子力発電]]
* [[沸騰水型原子炉の一覧]]
* [[改良型沸騰水型軽水炉]]
** [[高経済性単純化沸騰水型原子炉]](ESBWR)
* [[東京電力初の原子炉に沸騰水型が採用された経緯]]

== 外部リンク ==
* [http://www.tohoku-epco.co.jp/electr/genshi/shiryo/system/03.html 沸騰水型軽水炉（BWR）のしくみ] - 東北電力
* [http://www.rikuden.co.jp/atmqa/1_1.html 沸騰水型原子力発電所のしくみ] - 北陸電力
* [http://www.mnf.co.jp/pages/ppp.htm PWR型発電所] - 三菱原子燃料
* [http://www.rist.or.jp/atomica/ 原子力百科事典 ATOMICA トップページ]
** [http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-01-01-01 沸騰水型原子炉]
** [http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-03-01-01　原子力発電技術の開発経緯（BWR）]
** [http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-03-01-02　原子炉機器（BWR）の原理と構造]
** [http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-03-03-01　BWR原子炉容器]
** [http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-03-03-02　BWRの原子炉冷却系統]
** [http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-03-04-01　BWRの工学的安全施設]
** [http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-03-04-02　BWRの原子炉格納容器]

{{Wikipedia/Ja}}
[[Category:原子炉の形式|ふつとうすいかた]]
[[Category:沸騰水型原子炉|*ふつとうすいかた]]
[[Category:沸騰水型軽水炉の原子力発電所|*]]

沸騰水型原子炉 - 変更履歴

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