三菱重工技報 VOL.45 NO.3: 2008

一般論文75地球温暖化防止に貢献する三菱標準炉
APWR の展開
Global Deployment of Mitsubishi Standard
APWR as an Effective Countermeasure
Against Global Warming
鈴 木 成 光＊1

緒 方 善 樹＊2＊3

藤 田 司 郎＊4

Shigemitsu Suzuki

西 原 幸 夫

Yukio Nishihara

Yoshiki Ogata
Shiro Fujita

地球温暖化防止対策として原子力への期待が高まる中で，PWR 総合プラントメーカとしての経験，技術を集大成した大容量の三菱標準炉である APWR プラントを確立した．APWR は国の改良標準化計画
や電気事業者の支援を受けて開発した技術をベースに，高い信頼性，安全性，経済性を実現したプラントであり，現在，初号機となる敦賀３，４号機の安全審査が進められる一方，米国向け US-APWR の標
準設計認証（DC）取得や欧州向け EU-APWR の EUR 認証取得準備などに取り組んでいる．当社は，APWR を地球温暖化防止に貢献する中核技術と位置付け，グローバルな期待に応えていく．

1．はじめに地球温暖化防止に向けて様々な施策や技術開発が急務となる中で，CO2 ゼロエミッション技術として原どの改良を行った．そして，2004 年３月，日本原子（株）より，APWR 初号機となる敦賀３，４号機
力発電増設に係る原子炉設置変更許可が申請され，国による安全審査が開始された．

子力への期待はますます高まりつつある．ここでは，

これをベースにして蒸気発生器伝熱性能やタービン温暖化防止に貢献する大容量の三菱標準炉 APWR性能を更に向上した約 160 万 kW や約 170 万 kW（米（Advanced Pressurized Water Reactor）プラントの国で型式認証申請済）の APWR も含めて，APWR は

概要と国内外での普及拡大に向けた当社の取組みにつ経済性の優れた大容量の PWR 標準プラントのラインいて紹介する．

ナップとして確立を図っている．電気出力としては従2．APWR 開発の経緯と国内外への展開

来型４ループに比べ，約 30 ％以上の大容量化を達成している（図１）．

APWR の開発は，1980 年代初頭，国策として推進された第３次の軽水炉改良標準化計画として，電気事APWR のプラント設備の主な特徴は以下のとおりであり，３章ではこれらの概要について紹介する．

，関西電力（株），四国電業者 5 社（北海道電力（株）
力（株），九州電力（株），日本原子力発電（株））とウェスチングハウス社，当社の共同開発体制で開始された．
開発のねらいは，第１次，第２次改良標準化における信頼性・安全性の向上や，保守性・運転操作性の改善

燃料集合体の増加

機器の大型化などの成果に加えて，更なる信頼性・安全性の向上，出力プラントの大容量化による経済性の向上，立地の効率化を図るなど，当社のこれまでの PWR プラントの設ループ数の増加

計，建設，運転を通じて得られた経験，技術を集大成
121体
2ループ
60万kWe級して改良型標準軽水炉の確立を目指すものであった．
国の改良標準化計画の完了後も電気事業者から継続的に支援を受け，炉心構造の見直しに伴う出力の増大，＊2

原子力事業本部原子力技術センター原子力技術部長
原子力事業本部 APWR 推進室長

193体
4ループ
120万kWe級

APWR

高性能蓄圧タンクの導入による安全系設備の最適化な
＊1

157体
3ループ
90万kWe級

257体
改良型PWR
150〜170万kWe級
ラインナップ

図１＊3＊4

PWR プラントの大容量化の流れ

原子力事業本部原子力技術センター軽水炉プロジェクト室長
原子力事業本部技師長

三菱重工技報 VOL.45 NO.3: 200876

① 大型炉心及び主要機器の大容量化（蒸気発生器，中性子反射体

APWR の炉内構造物には，ウラン資源の有効利用の１次冷却材ポンプ，加圧器，タービン）② 改良型安全系設備（４サブシステム，燃料取替用水ピットの原子炉格納容器内設置）ため炉心回りに中性子反射体を採用している（図３）．
この中性子反射体は，従来の PWR がステンレス板を③ 新型計測制御設備（デジタル式新型中央制御盤）．

多数のボルトで組み上げる炉心バッフル構造であったのに対し，溶接線が無くボルト結合が少ないステンレ

3．APWR の採用技術
3．1

3．2

ス鋼のリングブロックを積み重ねた簡素な構造として大 型 炉 心おり，原子炉容器への中性子照射量を約 1/3 に低減でき，APWR の炉心は，大熱出力を実現するために燃料集合体を従来型４ループの 193 体から 257 体に増加

原子炉容器の信頼性が一層向上する設計となっている．
3．3

改良型安全系設備−アクティブ系・パッシブ系のベストミックスし，大型炉心を採用している（図２）．燃料集合体には，改良型 17 × 17 燃料集合体を採用し，ウラン資源APWR では，安全性の向上を図るため，非常用炉の有効利用の観点から，中性子吸収の少ないジルカロ心冷却系（ECCS）を従来の２系列構成（２× 100 ％イグリッドを採用（現行プラントにも適用済）してい容量）から４系列構成（４× 50 ％容量）とし，事故る．また，MOX 炉心や高燃焼度化など運転の多様化時の機器作動に対する信頼性を向上させた．各系列ののニーズにも柔軟な対応が可能なように，MOX 燃料設備をそれぞれのループの近傍に設置することで，配の装荷規模に応じた制御棒体数の設定ができるように管物量を削減するとともに配置上の分離・独立性も強している．

化した（図４）．

APWR
中性子反射体ブロック構造

従来型 4 ループ
バッフル板構造

APWR（257体）

従来型 4 ループ
（193体）
原子炉容器

ボルト

炉心そう流路孔

タイロッド

燃料集合体

リング
ブロック

中性子反射体（ステンレス鋼製）

図２

大型炉心の採用

図３

中性子反射体

APWR（ 4 系列（4 サブシステム）構成）

従来型 4 ループ（ 2 系列構成）

SIP

SIP

CS/RHRP
スプレイヘッダ スプレイヘッダ
SG

SIP：安全注入ポンプ

SG

ACC

ACC

原子炉
ACC
SGSG

RWSP

CSP：格納容器スプレイポンプ
CS/RHRP：格納容器スプレイ/余熱除去ポンプ

サンプ
CSP LP HP

HP：高圧注入ポンプ
LP：低圧注入ポンプ

ACC

SG：蒸気発生器
HP

CS/RHRPス
プ
レ
イヘ
ッダ

SG

ACC
ACCス
プレ
イヘ
ッダ

SGス
プ
レ
イヘ
ッダ

ACC
ACC

原子炉

SG

SG

SIP

SIPス
プレ
イヘ
ッダ

ACC：蓄圧タンク/ 高性能蓄圧タンク

LP
CSP

RWSP：燃料取替用水ピット

RWSP

図４

非常用炉心冷却系

CS/RHRP

CS/RHRP

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また，従来は原子炉格納容器の外に設置していた事故時の ECCS の水源となる燃料取替用水ピットを原子炉格納容器内の底部に設置する設計とした．これにより，事故時に炉心に注入された冷却水が水源であるピットに回収されることとなり，炉心冷却水の水源の切り替えを不要として安全性の向上を図る設計とした．
さらに，パッシブ概念を取り入れた新技術である高性能蓄圧タンクを採用した．高性能蓄圧タンクは，１次冷却材喪失事故（LOCA）時の初期に炉心冷却に必図6

新型中央制御盤（プロトタイプ盤）

要な大流量注入と，その後の炉心水位維持に必要な小流量注入を，タンク内の流路構造を工夫することで外ト電気出力のラインナップに応じて，伝熱面積を従来部からの動力を用いず（パッシブ）に切り替えること型４ループから大幅に増加した大型タイプを採用しができる設備である．これにより，従来の低圧注入系ている（図７）．大容量化に伴う機器外形の増加を極の機能を蓄圧注入系に統合し，低圧注入ポンプを削除

力抑えるため，伝熱管サイズを従来の 7/8 インチからすることで ECCS の系統構成の簡素化を図っている

3/4 インチに小口径化するなどして胴の外径増加を抑（図５）．

え，従来よりも性能向上を図った湿分分離器を採用して設置段数を低減することにより，高さ方向の増加を抑えた設計としている．これらの工夫によって，蒸気炉心注入のしくみ
窒素ガス注入流量の自動切替発生器の重量は，従来の設計思想のまま大型化するの窒素ガスに比べて約 10 ％以上低減することができている．伝
熱管の U 字曲げ管部に設置する振れ止め金具につい

注入水
注入水ては，支持点数を既設の最新プラントの６点から９点以上に増やして信頼性の向上を図っている．

うず巻きダンパ

うず巻きダンパ

蒸気タービンは，低圧タービン最終翼の長翼化（54インチ〜 74 インチ翼の採用）や完全三次元流れ設計により翼損失を低減した高性能完全三次元翼群の採用

大流量注入時小流量注入時

図５

高性能蓄圧タンクなどにより高効率化を図っている．また，回転時に隣接翼との接触により全周つづり構造となり振動応力の低減を図った ISB（Integral Shroud Blade）翼を適用し，信頼性の向上を図っている．開発した翼は実負3．4

新型計装制御設備−新型中央制御盤，総合デジタル制御・保護システムの採用

新型中央制御盤には，コンソールタイプのコンパク

蒸気出口

トな盤を採用し，すべての監視・操作をディスプレーのタッチ操作で実現している．機器の操作スイッチと湿分分離器

必要な運転情報を一画面内に集約して表示させること

気水分離器

により，運転員の監視・操作性の向上を図っている（図６）．運転支援機能も充実し，万一プラントに異常が発生した際には，プラントの状態や機器の動作状況を給水入口
給水リング

改良型振止め金具自動的にチェックして，必要な情報を提供するなど，
T T690合金製伝熱管

従来盤に比べ運転員の負担を約 30 ％減少し，ヒューマンエラーは約 50 ％減少する見通しを得ている．
3．5

管支持板

主要機器の大容量化

仕切板

主要機器は，炉心の大出力化に対応して，大容量機器を開発し，高性能化や信頼性向上のための技術を採用し，その検証を行っている．蒸気発生器は，プラン1 次冷却材出入口ノズル

図７

高性能・コンパクト蒸気発生器

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励磁機

再熱蒸気止め弁
低圧タービン

インターセプト弁

ミナーを３月 13，14 日にブリュッセルで開催した．
EU-APWR は，欧州電力要求（EUR）への適合を目
指 す APWR で，US-APWR と 同 じ く 170 万 kWe 級高圧タービンプラントとして審査を受ける予定である．
発電機

これらの海外展開は，国内で培った APWR 技術をベースに，海外の安全規制や電力要求に対応するもので，今後，海外の電気事業者からグローバルな支持が得られるものと期待している．

湿分分離加熱器
蒸気室（主蒸気止め弁・蒸気加減弁）

図８

大容量・高性能タービン発電設備

5．まとめ

当社の確立した大容量の三菱標準炉 APWR プラントのラインナップと関連する国内外での取組みを紹介した．APWR は，国や電気事業者のご支援を受けな荷試験装置による実蒸気での試験を行い，性能及び信がら，当社の PWR メーカーとしてのこれまでの経験．また，これらの新技術は，頼性を検証している（図８）と技術を集大成した標準プラントであり，今後も国内国内既設プラントのタービン取替にも適用を進めてい外の電気事業者からのニーズに応えながら，地球温暖る．

化防止に貢献する中核技術として，グローバルな普及

4．今 後 の 取 組 み
4．1

国内新設プラントに向けた取組み

前述のとおり，APWR 初号機となる敦賀３，４号機
では，既に国による安全審査が進行中である．今後も標準 APWR について，国内電気事業者の個別ニーズにも応えながら，高い安全性，信頼性，経済性を有するプラントを逐次展開するよう取り組んでいく．
4．2

拡大に向けて取り組んでいく．

海外展開に向けた取組み

米国では新設プラントの建設が途絶えて久しい中で，地球温暖化や原油価格の高騰を背景に原子力発電参 考 文 献（1）軽水炉改良標準化計画・総合資料集，通産省・原子力発電課 監修，（1985）（2）饗場洋一ほか，153 万 kW 級改良型 PWR の特徴，
三菱重工技報 Vol.35 No.4（1998）p.246（3）三宅芳男ほか，エネルギーの長期安定供給を目指して−原子力発電の昨日・今日・あした−，三菱
重工技報 Vol.40 No.1（2003）p.24（4）金田正彦ほか，US-APWR の米国展開，三菱重工技報 Vol.43 No.4（2006）p.15が見直され，2030 年頃までに新設プラント数十基の需要が見込まれている．米国電力向けにカスタマイズした APWR である US-APWR は，2008 年２月 29 日に標準設計認証（DC）の申請が米国原子力規制委員会（NRC）に受理され審査が開始されている．現在
米国ルミナント電力（旧テキサス電力，本社，テキサ

鈴木成光

ス州ダラス）がコマンチェピーク３，４号炉への採用を決定しており，他の電気事業者からも強い関心が寄せられている．
欧州においても原子力発電の再評価の機運が高まる中で，EU 諸国向け仕様である EU-APWR の技術セ

藤田司郎

緒方善樹

西原幸夫