K-PWR

K-PWRとは西ドイツのクラフトヴェルク・ウニオン社が開発した加圧水型軽水炉である。原型となったタイプは1970年代にビブリス原子力発電所として日本でも知られ、当時としては単機容量は世界最大級であった。また日本では、1980年代に東京電力が炉型戦略の一環として沸騰水型軽水炉に加えて採用の検討を行った。これはJK-PWRと呼称される林直彦。本項目ではJK-PWRについても説明する。

1. 開発経緯
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西ドイツは日本同様当初はアメリカの技術を導入してスタートしたが、日本に比較すると莫大な開発費を投じて早期の原子力技術成熟化を図った。田原総一朗によれば、1964年から1974年までの日独原子力予算の比較をすると、日本3768億円に対して西ドイツは1兆1092億円、さらに、西ドイツがWH社製軽水炉の研究を重点的に実施した1964年から1968年までで比較すると、日本720億円に対して西ドイツは3000億円であった。また西ドイツの場合、その予算の大半を軽水炉の研究に充てていた。

軽水炉に焦点を絞った西ドイツ政府は研究設備費、運営費、建物の建設費、人件費にも国の資金を投じ続けた。K-PWRはこのような経緯を経て商業化した。科学技術庁原子力局長を務めた生田豊朗はアメリカの技術直輸入の路線を歩んでいた日本と西ドイツの軽水炉技術が1970年代に大きく開いてしまったことについて田原に質問され、「せめて一、〇〇〇億くらいの金を軽水炉にかけていたら、事態は大きく変わっていた」と述べた。田原は生田の証言とその他の取材から、日本で国家資金が導入されなかった背景として日本発送電を分割民営化して誕生した経緯を持つ日本の電力各社が、国家介入を嫌がり、付け込まれないために軽水炉技術を丸抱えにしようと画策してきたことを西ドイツと対比させて説明している田原総一朗。

2. 特徴
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2.1. 全圧球型格納方式
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1964年にオブリッヒハイム原子力発電所で西ドイツ最初のPWRが建設されて以来、同国のPWRは全圧球型格納方式と呼ばれるタイプで建設されてきたA.ヒュットル。これは日本が導入してきたウェスティングハウス・エレクトリック社製PWRの円筒形原子炉容器と異なり、球型の格納容器底部に原子炉本体を配置し、その両脇上部に蒸気発生器を2器並列に配置した構造となっている。この格納容器に蒸気発生器の他、再循環ループ1次系の全体と2次系の所要コンポーネントを収容している。特徴的なのは、使用済み燃料プールも格納容器の内部に配置されていることである。外部との接続部分は隔離弁、ベンチレーションダンパ、エアロックが2重化されている。。格納容器内に使用済み燃料プールを配置したことで、産業界側の燃料装荷を迅速に実施したいという要求と、燃料の取扱いが格納容器内に限定されたことによる安全性の向上を同時に実現しているH.L.シュニュラー。

球形格納容器の周囲は半球形のコンクリート壁で覆われており、コンクリート壁と格納容器の間のアニュラス部と呼ばれる空間を負圧にすることで外部への放射性物質漏洩対策の一助としている。外側のコンクリート壁の厚さは最大1.8mであるH.L.シュニュラー。

2.2. 安全設計思想
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2.2.1. 多重防護思想の徹底
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プロセス関係の補助系統は数系列完全に分離独立したものが配置される傾向が強く、これは物理的に分離することで系統の多重化をより完全なものにしようとする思想の反映であるH.L.シュニュラー。

2.2.2. 緊急炉心冷却
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緊急炉心冷却に対する思想もWH社のそれとは異なっている。WH社の場合、アメリカの規制に従い、緊急炉心冷却装置の減少効果を考慮せずに崩壊熱、蓄積エネルギー、1次系冷却材全てが瞬時に放出されることを前提としている。これに対して西ドイツでは緊急炉心冷却系の設計思想が異なり、沸騰に至る前に崩壊熱を除去するような設計思想としている。具体的には冷却水の注入率を上げて沸騰を防止したり、冷却器を炉心冷却系の長期的再循環部分とするといったもので、蒸気発生を伴わずに作動するためスプレイ系が省略できるようになった。内部の圧力降下は凝縮熱により行うH.L.シュニュラー。規制規格の多くはKTA safty Standardにより制定されている。

また、緊急炉心冷却系統は独立した系統を4つ設置して多重化されている。各系統は高圧安全注水ポンプ1基、アキュムレーター2基、低圧注水ポンプ1基で構成されるH.L.シュニュラー。緊急給水系を4系列の設計としたことでポンプや重要なバルブは全て原子炉保護系によって制御するように自動化されており、スリーマイル原子力発電所事故で事故を誘発したバルブの不適切な開閉位置でも系は適切に機能し冷却と余熱除去を行うというH.L.シュニュラー。

なお、制御棒、ホウ酸濃度も完全に自動制御としている。

2.2.3. 電源喪失対策
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プラントの電源系統は下記の3種類からなるH.L.シュニュラー。

蒸気発生器からの熱エネルギーを電気エネルギーの形で取り出すプラント主発電機
電力系統との接続
自家発電機を備えた非常電源系統上記の内、非常電源系統は更に2つの独立した補助系統に分かれ、補助系統はそれぞれ4系列から成っている。補助系列の内1系列は外部からの衝撃に耐えられるように建屋が設計され、保護されている。非常用電源は実証済みのコンポーネントを使用することで、共通要因故障を最小限に抑制する設計となっているH.L.シュニュラー。

2.2.4. その他
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他に水素爆発を防止するため、格納容器の水素の発火限度以下になるように監視されており、水素の比率が上昇した場合には格納容器の大気と強制的に混合させる水素分子再結合装置の設置が新設プラントでは要求されているH.L.シュニュラー。

また、ネッカーヴェストハイム原子力発電所2号機を訪問した渡部行によると、同地では石灰石の母岩に原子炉を直接設置し、地震対策の一助としているという。

2.3. 材料技術
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神田淳がKWU本社で説明を受けたところによれば、蒸気発生器に対する減肉対策としては下記が実施されたという神田淳。

2.3.1. 蒸気発生器細管
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蒸気発生器細管にインコネル800を採用し、粒界腐食への感受性を低減した
模型実験を繰り返して細管の支持格子の配置形状を工夫し、給水が澱みなく流れるようにした
細管の支持格子にステンレスを使用し、運転中に復水器を1基停止して点検できるようプラントを設計した。
細管の表面にサンドブラストを施し、圧縮応力を加えた

2.3.2. 原子炉容器
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また、原子炉容器の製造にも工夫が加えられ、中をくり抜いて引き延ばす方法で制作しているため縦方向の溶接線が無いという神田淳。また、圧力容器の下部にはWH型のPWRと異なり、貫通部が存在しない。

また、溶接を厚肉である容器に実施することを踏まえ、大型の鍛造リングを周溶接だけでつないで製作している。この鍛造リングは日本製鋼から全量供給を受けている。このリング自体、輪の形状で一体のまま鍛造しており板を曲げて溶接でつなぐことを避けている。溶接線が少ないため、製造中の品質管理が容易となり、供用期間中検査時の時間も短縮されている。

2.4. 標準化思想
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標準化についても、KWUがターンキー契約方式を活用することで、1960年代中盤にタービン発電機の標準化に始まり、原子炉蒸気供給系、土木工事、開放式・閉鎖式コントロールシステムと続き、ビブリスAでは原子炉補助施設が標準化された。1970年代末までには給水システム、蒸気プラントの標準化も実施されたA.ヒュットル。

3. 運転実績
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西ドイツ国内における許認可取得の長期化から、1970年代後半には建設コストと期間の増大を招いたもののA.ヒュットル、上記のような努力によって1980年代には世界で最も信頼性の高い原子力発電プラントとして躍り出たA.ヒュットル。年間の計画運転休止期間は西ドイツの煩雑な定期検査にもかかわらず、燃料交換、及び保修に要する時間は1986年までの4年間平均で年間約1100時間に過ぎない林直彦。燃料交換期間に限定すると750時間程度の場合もあり、トラブルが無い場合の標準的な工程を前提とした理論上の平均設備利用率は90%以上、実績でも85%に達する林直彦。なお85%以上の設備利用率を維持する場合、年間の計画運転休止、および強制運転休止期間は55日以内に抑える必要があるA.ヒュットル。『化学工業日報』によれば1982年以降、6年以上施検率は0を記録し続けていることも報じられた。

ビブリスBにおいてグロス電気出力130万kWを達成した。ビブリスBは標準型とされ、西ドイツ各地に同型炉が建設された神田淳。また1970年代末から、コンボイと呼ばれる標準化プラントの建設が開始され1988年に下記の3サイトにおいて相次いで運転を開始している。ただし、ドイツの脱原発政策により、いずれも2020年代前半には閉鎖される。

ネッカーヴェストハイム2号機を訪問した渡部行によると、ネッカーヴェストハイム1・2号機の中央制御室は当直15名で8時間勤務だが、日本の電力会社でみられる5交代制ではなく6交代制を取っている渡部行。河川からの取水であり冷却水量には上限があるが、年間のウラン消費量は45t渡部行。漁業補償は全くしていないという渡部行。

4. 仕様
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下記にコンボイ標準化プラントの仕様を示す。