BWRプラント設備の概要
名古屋大学
山本章夫

1

プラント配置の概要

2

プラント配置の概要
1号機

2号機

3号機

4号機

取水口

放水口

7号機

6号機

5号機

取水口
放水口

開閉所

【1】出典：東京電力ホールディングス株式会社,柏崎刈羽原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請（６号及び７号発電用原子炉施設の変更）の概要について（令和2年4月）, 原子力規制委員会

3

プラント配置の概要


原子炉建屋(Reactor Building, R/B)








タービン建屋(Turbine Building, T/B)


中央制御室など

廃棄物処理建屋(Radioactive Waste Building, RW/B)


タービン、発電機、復水器

制御建屋(Control Building, C/B)


原子炉
原子炉格納容器
使用済み燃料プール
非常用炉心冷却装置(Emergency core cooling system, ECCS)
非常用ディーゼル発電機
岩盤で建屋を直接支持

液体および固体廃棄物処理を行う設備を収納する。

サービス建屋(Service building, S/B)


原子炉建屋、タービン建屋内の管理区域への出入りのための建屋
4

プラント配置の概要
取水・放水設備
 開閉所




送電線と所内系統の連結

その他


キャスク保管庫、港湾設備、出入り管理施設、事務等(免震棟)5プラント配置の概要【2】出典：東通原子力発電所第1号機 断面概要図, 東北電力株式会社

6

建屋設計上の考慮


耐震性





低重心
設計基準地震動に耐えうる強度

分離設計






安全機能区分毎の分離
火災防護
タービンミサイル
配管破断の影響(パイプホイップなど)
放射線防護
溢水被ばく低減 その他


核物質防護、緊急避難路など
7

BWRプラントシステムの概要

8

BWRプラント系統図【3】出典：資源エネルギー庁原子力発電課（1997年8月）, 原子力発電便覧1997年版, p. 299, 電力新報社

9

BWRプラントシステムの概要


原子炉




一次冷却系





再循環系
主蒸気系
給水系

タービン設備
非常用炉心冷却系
原子炉補助系
原子炉格納施設

圧力容器
炉心内部構造物

格納容器
原子炉建屋

燃料貯蔵設備
放射性廃棄物処理設備
計装制御設備電気設備
10

BWR原子炉建屋の構造【4】出典：技術研究組合 国際廃炉研究開発機構11

BWR格納容器(Mark-I)

Tennessee Valley Authority（1966）, Wikipedia

12BWRの圧力容器内部

燃料：ウラン【5】出典：原子炉物理（シリーズ：現代核科学の基礎）,
第10章 原子炉の炉心設計, p. 186, 図10.11, 日本原子力学会

13

BWRの圧力容器断面【6】出典：原子力・エネルギー図面集, 5-1-6, 5-1-714

BWRとPWRの圧力容器比較【6】出典：原子力・エネルギー図面集, 5-1-615

BWRの発展【7】出典：J. Alan Beard (Sept. 15, 2006): ESBWR Overview, DOE

16

BWRプラントの変遷【8】出典：2006年版 原子力ポケットブック（2006年7月）, p. 156, 日本電気協会新聞

17

BWR炉心のタイプ【9】出典：原子力百科事典ATOMICA, 原子核と核反応, (02-03-02-01), 表1, 日本原子力研究開発機構

18

BWR炉心構造図【10】出典：実務テキストシリーズNo. 3（第4版）軽水炉燃料のふるまい, 平成10年7月, 原子力安全研究協会

19制御棒駆動機構
燃料棒

シース

エンド・プラグローラ

アイアン・ウール

ボロン・カーバイト

ボロン
カーバイト
チューブ

ディンブル
ステンレス鋼管
ステンレス鋼管

燃料集合体及びチャンネル・ボックス

センタ・ポストアイアン・ウール
エンド・プラグ
制御棒落下速度
リミッタ
カップリング・ソケット【11】出典：実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし, 平成4年10月, 原子力安全研究協会

20制御棒駆動の概念図
制御棒の固定概念図

インデックスチューブ・水圧により上下動
・上部は制御棒、下部は駆動ピストンと連結
コレットフィンガー

原子炉圧力容器

６個のツメでインデックスチューブを固定（落下防止）

制御棒の通常の引き抜き①インデックスチューブを挿入側に動作させる②コレットフィンガを水圧で外側に押し広げる③引き抜き側に水圧を加えることで可能となる【12】出典：改良型制御棒駆動機構, J-POWER

制御棒引き抜け事象調査委員会の報告について, 2007年原子力学会秋大会

ＣＲＤ駆動原理
ガイド

コレットフィンガー

インデックスチューブ

挿入

ピストン
引抜
挿入ライン

引抜ライン

通常駆動
挿入； ピストン下部室に挿入ラインから加圧水を供給し引抜ラインから排水することにより挿入。
引抜： 一旦半ノッチ挿入しコレットフィンガーを溝から外し、その後ピストン上部室に引抜ラインから加圧水を供給することにより引き抜き。コレットフィンガーは引抜ラインからの加圧により、係合が外れた状態で保持。
スクラム駆動挿入ラインから高圧水を急速供給し引抜ラインから排水することによりスクラム。

22

制御棒引き抜け事象調査委員会の報告について, 2007年原子力学会秋大会

制御棒駆動機構

BWR(従来型)とABWR(改良型)
制御棒駆動機構の比較【12】出典：改良型制御棒駆動機構, J-POWER

23

BWRスクラム
信号【13】出典：資源エネルギー庁原子力発電課（1999年10月）,
原子力発電所便覧1999年版, p. 299, エネルギーフォーラム【14】出典：東京電力ホールディングス株式会社

24

一次冷却系
構成


原子炉圧力容器、主蒸気配管、復水器、復水ポンプ、給水ポンプ機能
炉心冷却およびタービンへの熱伝達 反応度制御

再循環流量の制御により、炉心平均のボイド率を変化
 再循環流量小→炉心平均ボイド率大→炉心反応度小 再循環流量大→炉心平均ボイド率小→炉心反応度大

放射性物質閉じ込め障壁

25

冷却系

【15】出典：東京電力ホールディングス株式会社

26

原子炉圧力容器


原子炉圧力容器

低合金板および低合金鋼鍛鋼
高温において強度特性が優れていること
 溶接性など良好な加工性を有すること
 脆性破壊に対する十分な靱性を有していること
 中性子照射脆化が小さく、かつその照射特性が良く知られていること
合金成分（％）

成分
合金鋼C圧力容器用調質マンガン-モリブ
デン-ニッケル鋼（SQV2A）

0.25
以下

圧力容器用調質合金鋼鍛鋼品（SFVQ1A）

0.25
以下SiMnPSNiMoCrV

0.15
1.15 0.030 0.030 0.40
0.40
～0.40 ～1.50 以下 以下 ～0.70 ～0.60－－0.40
以下

0.25
以下

0.05
以下

0.20
0.70 0.025 0.025 1.65
0.30
0.70
特殊用途合金鋼ボルト用合金鋼 0.37
（SNB24-3）～0.44 ～0.35 ～0.90 以下 以下 ～2.00 ～0.40 ～0.95－

1.20 0.030 0.030 0.40
0.40
～1.50 以下 以下 ～1.00 ～0.60

原子力ハンドブック（平成19年）, オーム社のデータをもとに作成

27再循環系統【16】出典：Copyright©1995-2022 Toshiba Energy
Systems &Solutions Corporation, All Rights Reserved.

【15】出典：東京電力ホールディングス株式会社

28

ABWR：インターナルポンプの採用●信頼性・安全性の向上●経済性の向上●運転性の向上●作業員の受ける放射線量の低減●耐震性の向上

従来型BWR

改良型BWR【17】出典：原子力・エネルギー図面集, 5-1-329主蒸気・タービン設備【18】出典：東京電力ホールディングス株式会社

30

タービン設備【19】出典：株式会社 日立製作所【20】出典：東北電力株式会社

31

タービン設備
構成
高圧タービン、低圧タービン、湿分分離加熱器、蒸気弁、発電機
 タービン：ケーシング、ローター、翼機能
高圧、低圧タービンともに炉心で発生した蒸気を回転力に変え、発電機で発電する。
 高圧および低圧タービンに分かれているのは、効率を向上させるため。
 ローターは1500回転(50Hz)もしくは1800回転(60Hz)
 翼が破損すると、遠心力により飛散し、「タービンミサイル」になる可能性がある。周辺への影響を低減するためには、ケーシングの強度が重要。


ちなみに、タービンを使用している発電所については、同じ考慮が必要。

32

その他の主蒸気系統設備
主蒸気安全弁


主蒸気逃がし弁

負荷減少時の過渡応答緩和

主蒸気隔離弁

冷却系の加圧防止

主蒸気管破断時の当該蒸気管の隔離
格納容器の隔離

タービンバイパス弁


負荷の急変動時に蒸気を直接復水器に導くことで原子炉の過渡応答を緩和する

33

工学的安全施設の概要

34

原子炉を冷却するための設備

通常のプラント停止時に使用

原子炉残留熱除去設備

異常時に使用非常用炉心冷却設備
 原子炉減圧設備
 代替注水系その他


原子炉格納容器冷却系、使用済燃料プール冷却系、補機冷却系
35

非常用炉心冷却系など【21】出典：原子力・エネルギー図面集, 5-2-236

高圧系の注水設備【22】出典：BWR原子炉冷却系統設備の概要（平成23年11月25日）, 原子力安全・保安院

37高圧系の注水設備【22】出典：BWR原子炉冷却系統設備の概要（平成23年11月25日）, 原子力安全・保安院

38低圧系の注水設備【22】出典：BWR原子炉冷却系統設備の概要（平成23年11月25日）, 原子力安全・保安院

39

原子炉減圧設備【22】出典：BWR原子炉冷却系統設備の概要（平成23年11月25日）, 原子力安全・保安院

40

原子炉冷却設備などの動作範囲【22】出典：BWR原子炉冷却系統設備の概要（平成23年11月25日）, 原子力安全・保安院

41

工学的安全施設(原子炉格納容器)
構成


ドライウエル、サプレッションチェンバー(圧力抑制室)

機能











LOCA時の放射性物質の閉じ込め
シビアアクシデントにより原子炉圧力容器が損傷した場合の放射性物質の閉じ込め
LOCA時に生じる最高内圧および温度に耐える
常温かつ最高使用圧力の0.9倍で0.5%/日以下の漏えい率
格納容器を貫通する配管については、隔離弁や閉止フランジを設ける
鋼板を用いた鋼製CVと鉄筋コンクリート製のPCCVが存在する。
PWRは大型のドライコンテナ方式であるが、BWRは高圧の蒸気の圧力抑制室で凝縮させるウエット方式。従って、同じ炉出力でも体積が大きく異なる。
LOCA時に放出された水蒸気は、サプレッションチェンバーに導かれ、凝縮することで圧力を抑制する。
また、主蒸気逃がし弁/安全弁からの蒸気も同様にサプレッションチェンバーに導かれる。
42

BWR格納容器の変遷【23】出典：実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし,
平成4年10月, 原子力安全研究協会

43

工学的安全施設(原子炉格納容器)
代表的BWRプラントの格納容器仕様
MARK-Ⅰ型
PCV

MARK-Ⅰ改型
PCV

MARK-Ⅱ型
PCV

MARK-Ⅱ改型
PCV

ABWR型
RCCV

・圧力抑制型
・鋼製
・ドライウェル：上下部本球
胴部円筒形
・サブレッション：円筒形
チェンバ

同左

・圧力抑制型
・鋼製
・ドライウェル：円錐形
・サブレッション：円筒形
チェンバ・垂直ベント管

同左

・圧力抑制型・鉄筋コンクリート製
・円筒形
・水平ベント管

出力460 MWe1100 Mwe

1100 Mwe

1100 Mwe

1300 Mwe

円筒部直径

約11m

約24m

約26m

約29m

約29m

全高約34m

約38m

約48m

約48m

約36m

ドライウェル空間

約4,240 m

3約8,800 m

3約5,700 m

3約8,700 m

3

約7,400 m

サブレッションチェンバ空間

約3,160 m

3

約5,300 m

3

約4,100 m

3

約5,700 m

3

約6,000 m

プール水量

約2,980 m

3

約3,800 m

3約3,400 m

3約4,000 m

3

約3,600 m

ドライウェル4.35 kg/cm ・g

サブレッションチェンバ

4.35 kg/cm ・g

設計の特徴

設
備
容
量

容積

最高使用
圧力

2

4.35 kg/cm ・g

2

3.16 kg/cm ・g

2

4.35 kg/cm ・g

2

3.16 kg/cm ・g

23.16 kg/cm ・g

2

3.16 kg/cm ・g

33323.16 kg/cm ・g

22

3.16 kg/cm ・g

2

実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし, 平成4年10月, p. 348, 代表的BWRプラントの格納容器仕様, 原子力安全研究協会をもとに作成

44

工学的安全施設(格納容器スプレイ)
構成




スプレイリング、残留熱除去系ポンプ、残留熱除去系熱交換器、配管、弁機能
ドライウエルおよびサプレッションチェンバー上部から水をスプレイ状に吹き出す
 LOCAやシビアアクシデント時などに格納容器内圧及び温度を抑制する
 格納容器内の放射性物質を低減する
 3系統の余熱除去ポンプのうち、2系統で100%(単一故障を考慮)
45

工学的安全施設(格納容器スプレイ)【22】出典：BWR原子炉冷却系統設備の概要（平成23年11月25日）, 原子力安全・保安院

46

その他の施設の概要

47

原子炉補助系(RHR)
残留熱除去系(Residual Heat Removal System)
ポンプ、熱交換器、配管、弁などで構成
 原子炉停止時冷却モード

原子炉停止後の炉心崩壊熱を除去するモード

圧力抑制プール冷却モード
サプレッションチェンバー(圧力抑制プール)の冷却を行うモード
 主蒸気逃がし弁の動作、RCICの動作などにより、圧力抑制プー
ルの水温が上昇した場合に使用

燃料プール冷却モード


燃料プール冷却浄化系(FPC)のみでは冷却能能力が不足する
場合、あるいは、FPCのバックアップとして使用

48

原子炉補助系(RHR)
原子炉停止時冷却モード【24】出典：実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし,
令和3年2月, 原子力安全研究協会

49

原子炉補助系(RHR)

圧力抑制プール冷却モード【24】出典：実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし,
令和3年2月, 原子力安全研究協会

50

使用済燃料取扱貯蔵施設
原子炉建屋内の最上階にある。
 燃料プールゲートにより、原子炉ウエルと接続反対側には機器仮置きプールが存在

燃料交換は以下の手順により実施







原子炉停止
原子炉水位上昇(格納容器トップヘッドフランジ付近まで)
格納容器トップヘッド取り外し
圧力容器上部ふた取り外し
水位上昇、原子炉ウエル満水
燃料プールゲート開放
燃料交換機により、燃料交換を実施

51

BWR原子炉建屋の構造【4】出典：技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

52

使用済燃料貯蔵施設


使用済燃料プールの深さは約11m


水1mで、中性子線とガンマ線はおおざっぱに1/1000程度となる。

下部に使用済み燃料ラックを配置
材質はアルミやB-SUS(ホウ素入りステンレス)
 いかなる状態でも使用済み燃料の未臨界性を確保
 燃料プールに接続する配管は、燃料の高さ以下には配置しない。(サイホン効果により、水が流出することを防ぐため)
 使用済み燃料の発熱を除去するため、燃料プール冷却浄化系(Fuel Pool Cooling and filtering system, FPC)を使用。
53

出典一覧
No.

ライセンス

出典情報
東京電力ホールディングス株式会社, 柏崎刈羽原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請（６号及び７号発電用原子炉施設の変更）の概要について（令和2年4月）, 原子力規制委員会,
http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2020/siryo12/2-2_haifu.pdf

【1】

【2】

‡

東通原子力発電所第1号機 断面概要図, 東北電力株式会社,
https://warp.da.ndl.go.jp/info:ndljp/pid/9483636/www.nsr.go.jp/archive/nisa/shingikai/800/29/011/11-3-2-1.pdf【3】‡

資源エネルギー庁原子力発電課（1997年8月）, 原子力発電便覧1997年版, p. 299, 電力新報社,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-03-02.html【4】‡高守謙郎, IRIDの研究開発の状況- 安全と実現性を高める概念設計と今後の技術開発 -（平成30年8月2日）, p. 10,
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構, https://irid.or.jp/_pdf/Sympo2018_Takamori.pdf【5】‡

原子炉物理（シリーズ：現代核科学の基礎）, 第10章 原子炉の炉心設計, p. 186, 図10.11, 日本原子力学会,
https://rpg.jaea.go.jp/else/rpd/others/study/text_data/text_aesj/Chap_10_20200317.pdf【6】‡原子力・エネルギー図面集, 5-1-6, 5-1-7,
https://www.ene100.jp/zzume/5-1-6, https://www.ene100.jp/zumen/5-1-7【7】‡

J. Alan Beard (Sept. 15, 2006): ESBWR Overview, DOE,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-01-01.html【8】‡2006年版 原子力ポケットブック（2006年7月）, p. 156, 日本電気協会新聞,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-01-01.html【9】‡

原子力百科事典ATOMICA, 原子核と核反応, (02-03-02-01), 表1, 日本原子力研究開発機構,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-02-01.html

【10】

‡

実務テキストシリーズNo. 3（第4版）軽水炉燃料のふるまい, 平成10年7月, p. 30, 図2. 1. 1, 原子力安全研究協会

54

出典一覧
No.

ライセンス

【11】

‡

実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし, 平成4年10月, p. 34,
図2. 3. 12, 図2. 3. 14, 図2. 3. 15, 原子力安全研究協会

【12】

‡

改良型制御棒駆動機構, J-POWER, https://www.jpower.co.jp/bs/nuclear/oma/feature/abwr/rod.html

【13】

‡

資源エネルギー庁原子力発電課（1999年10月）, 原子力発電所便覧1999年版, p. 299, エネルギーフォーラム,https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-03-02.html

【14】

‡

東京電力ホールディングス株式会社, 福島第二原子力発電所原子炉設置許可申請書（昭和53年12月）,
https://atomica.jaea.go.jp/data/fig/fig_pict_02-03-07-01-02.html

【15】

‡

東京電力ホールディングス株式会社, 福島第二原子力発電所原子炉設置許可申請書（3, 4号原子炉の増設および1,2号炉施設の変更, （昭和53年8月）, p. 8-4-23, https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-03-02.html

【16】

‡

Copyright ©1995-2022 Toshiba Energy Systems &Solutions Corporation, All Rights Reserved.,
https://www.global.toshiba/jp/technology/energy/erd/case/secret/nuclear/detail-06.html

【17】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-1-3, https://www.ene100.jp/zumen/5-1-3

【18】

‡

東京電力ホールディングス株式会社, 柏崎刈羽原子力発電所原子炉設置許可申請書（平成4年10月）,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-03-02.html

【19】

‡

株式会社 日立製作所, https://www.hitachi-hgne.co.jp/about_nuclearpower/s_power/abwr/02_05.html

【20】

‡

東北電力株式会社, https://www.tohoku-epco.co.jp/electr/genshi/gaiyo_higashi/build06.html

出典情報55出典一覧No.

ライセンス

【21】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-2-2, https://www.ene100.jp/zumen/5-2-2

【22】

‡

BWR原子炉冷却系統設備の概要（平成23年11月25日）, 原子力安全・保安院,
https://warp.ndl.go.jp/info:ndljp/pid/3537352/www.nsr.go.jp/archive/nisa/shingikai/800/28/003/3-1.pdf

【23】

‡

実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし, 平成4年10月, p. 348,
我が国における格納容器設計の変遷, 原子力安全研究協会,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-01-01.html

【24】

‡

実務テキストシリーズNo. 1（改訂版）軽水炉発電所のあらまし, 令和3年2月, p. 83, 原子力安全研究協会,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-03-04-01.html

出典情報56