すべての原子炉では、原子核の核分裂の連鎖反応によって燃料内でエネルギーが生成されます。 最も一般的な核燃料はウラン 235 です。 各核分裂は、燃料原子を 3 つの新しい核分裂生成物原子に分割し、さらに原子の核分裂を引き起こす中性子を原子核から放出します。 核分裂によって放出されたエネルギーのほとんどは、核分裂生成物によって運ばれ、隣接する燃料原子がこれらの急速に移動する核分裂生成物を止めて放射を吸収するときに、今度は熱エネルギーに変換されます。 中性子は、核分裂のエネルギーの約 XNUMX% を運び去ります。

原子炉の炉心は、タービンを駆動するための蒸気を (直接的または間接的に) 生成する液体または気体の冷却材によって、過熱するのを防ぎます。 中性子吸収材料は制御棒に組み込まれており、原子炉のコアの空洞に出し入れして、核分裂反応速度を発電所のオペレータが望む速度に制御することができます。 加圧水型原子炉では、溶解性吸収材を介して吸収材を原子炉冷却材システムに入れることができます。

ほとんどの核分裂生成物は不安定であるため、放射性です。 それらは崩壊し、それぞれの核分裂生成物元素に特徴的なタイプと速度で放射線を放出し、また放射性である可能性のある新しい娘生成物を放出します。 この崩壊シーケンスは、最終的に安定した (放射性ではない) 娘生成物になるまで続きます。 その他の放射性生成物は、ウラン 238 などの非核分裂性物質や、ガイド、サポート、燃料被覆などの構造材料の原子核で中性子が吸収されることによって、原子炉内で形成されます。

しばらく稼働している原子炉では、核分裂生成物の崩壊と新しい核分裂生成物の生成がほぼ平衡に達します。 この時点で、放射線と放射性物質の崩壊によるエネルギー生成は、原子炉内で生成されるすべてのエネルギーのほぼ XNUMX 分の XNUMX になります。

原子力発電所に特有のリスクを生み出すのは、この大量の放射性物質です。 運転条件下では、これらの放射性物質のほとんどは固体のように振る舞いますが、一部は気体のように振る舞い、原子炉内の高温で揮発性になります。 これらの放射性物質の一部は、生体に容易に吸収され、生物学的プロセスに重大な影響を与える可能性があります。 したがって、環境中に放出または分散すると危険です。

原子力発電所の種類と特徴

熱反応器は、と呼ばれる材料を使用します モデレーター 核分裂によって生成される高速中性子を減速させて、核分裂性ウラン 235 原子によってより容易に捕捉できるようにします。 通常の水は、モデレーターとしてよく使用されます。 使用されるその他の減速材はグラファイトと水素の同位体である重水素であり、重水の形で使用されます。 通常の水は、大部分が酸化水素であり、少量 (0.015%) の重水が含まれています。

タービンを駆動するための蒸気を直接的または間接的に生成する冷却材によって燃料から熱が取り除かれます。また、冷却材は原子炉の炉心の温度を制御し、熱くなりすぎて燃料や構造材料が損傷するのを防ぎます。 熱炉で一般的に使用される冷却材には、普通の水、重水、および二酸化炭素が含まれます。 水は優れた熱伝達特性 (高い比熱、低い粘度、容易に汲み上げられる) を持ち、原子力発電所で使用される最も一般的な冷却剤です。 原子炉の炉心を加圧水または沸騰水で冷却すると、炉心出力密度が高くなり、比較的小さな原子炉容器に大型の電源装置を組み込むことができます。 しかしながら、水を使用する原子炉冷却材システムは、蒸気タービン発電機の効率的な運転に有用な蒸気圧力と温度に到達するために、高圧で運転しなければならない。 したがって、原子炉冷却システム境界の完全性は、すべての水冷式原子力発電所にとって非常に重要です。これは、作業員、公衆、および環境の安全を保護する障壁となるからです。

すべての水冷発電用原子炉、およびその他のほとんどの原子炉の燃料は、金属 (ステンレス鋼またはジルコニウム合金) で覆われたセラミック二酸化ウランです。 焼結された二酸化ウランは、長期間にわたって作動し、その核分裂生成物を高温で大きな歪みや故障なしに保持できる不燃性燃料を提供します。 二酸化ウラン以外の燃料を使用する唯一の稼働中の火力発電炉は、マグノックス発電所 (二酸化炭素で冷却) であり、これらの発電所は耐用年数の終わりに近づくにつれ、徐々に使用を中止しています。

中性子吸収材料 (ホウ素、カドミウム、ハフニウム、ガドリニウムなど) は、鋼で覆われた制御棒や、冷却材や減速材の溶液など、さまざまな形で使用され、原子炉炉心の内外に移動して制御することができます。指定されたレベルでの核分裂反応速度。 化石燃料発電とは対照的に、核分裂連鎖反応で生成される電力レベルを上げるために燃料の量を増やす必要はありません。

核分裂エネルギー生成速度の増加が開始されると、適切な量の中性子吸収材料と減速材が炉心に挿入されることによって停止されるまで継続します。 このような出力の増加は、損益分岐点連鎖反応に必要な量を超える、核分裂連鎖反応における中性子の過剰によって引き起こされます。 したがって、核分裂率とその結果生じる発電は、非常に少量の中性子吸収材料を追加または削除することによって非常に敏感に制御できます。 出力レベルの急激な低下が必要な場合は、比較的大量の中性子吸収材料が炉心に注入されます。 各原子炉のコンセプトには独自の反応度特性があり、それによって中性子吸収装置の制御と停止の設計が決まり、効率的な出力制御と必要な場合の安全かつ迅速な停止が保証されます。 ただし、同じ基本的な制御と安全原則がすべてに適用されます。

現在使用されている火力発電用原子炉の主なタイプを図 1 に示し、主な特徴を表 1 に示します。 さまざまな設計からなるシールドは、一般に、原子炉からの直接放射線に対する遮蔽と、原子炉冷却または減速システムからの漏れの封じ込めの両方を提供し、一般に、事故の場合に生じる可能性のあるかなりの圧力に耐えるように設計されています。クーラントシステムの重大な故障。

図1 原子力発電所の種類

表1 原子力発電所の特徴（1997年）

で 加圧水型原子炉 (PWR) 発電所では、原子炉の一次冷却材と減速材は同じものであり、熱が伝導によって伝達される蒸気発生器 (ボイラーと呼ばれることもある) 内の金属境界によって二次給水/蒸気回路から分離された精製された通常の水です。 したがって、タービン発電機に供給される蒸気は放射性ではなく、蒸気タービン発電所は従来の発電所のように運転することができます。 一次冷却材/減速材水中の水素は中性子のかなりの部分を吸収するため、燃料の核分裂性ウラン 235 同位体含有量を 2% から 5% まで濃縮して、長期的な発電の実用的な連鎖反応を維持する必要があります。

運転中のすべての原子力発電所で 加圧重水炉（PHWR）、 原子炉減速材と一次冷却材は、非常に高い同位体重水素含有量 (>99%) の重水です。 の中に カンドゥ PHWR、 ほとんどすべての稼働中の PHWR を構成する減速材は、一次冷却材から分離され、比較的低い温度と圧力に保たれます。一次冷却材配管の故障。 CANDU 内の燃料と一次冷却材は、原子炉炉心の水平圧力管に入っています。 PWR の場合と同様に、蒸気発生器では、一次冷却材と二次給水/蒸気回路が金属境界によって分離され、熱が一次重水から通常の水蒸気給水システムに伝達されます。 したがって、タービン発電所に供給される蒸気は通常の水蒸気であり、放射性物質ではなく (漏れによる少量を除く)、タービン発電所は従来の火力発電所のように操作できます。 重水減速材と冷却材は、核分裂中に生成される中性子のごく一部しか吸収しないため、天然ウラン (0.071% ウラン 235) を使用した長期的な発電のための実用的な連鎖反応が可能になります。 既存の PHWR は、わずかに濃縮されたウラン 235 燃料で動作することができ、その結果、燃料からの総エネルギー抽出が比例して大きくなります。

で 沸騰水型原子炉（BWR） 原子力発電所では、一次冷却水の一部が炉心自体で蒸発し、そこで生成された蒸気がタービン発電機に直接供給されます。 原子炉の運転圧力は PWR よりも低いですが、タービンに供給される蒸気の圧力は同じです。 タービンに供給される蒸気はわずかに放射性であり、タービン/給水システムの低レベルの汚染の可能性があるため、いくつかの予防措置が必要です。 しかし、これが BWR の運用と保守において重要な要素であるとは証明されていません。 BWR では、原子炉出力の制御は炉心内の蒸気量の影響を受けます。これは、原子炉の出力レベルが変化したときの冷却材流量または反応度挿入の適切な制御によって相殺されなければなりません。

マグノックス原子炉、 としても知られている ガス冷却リアクター (GLR) は、マグネシウムで覆われた天然ウラン金属を燃料としています。 適度な圧力の二酸化炭素によって冷却されますが、比較的高温の蒸気が発生するため、熱効率が高くなります。 それらは出力密度の低い大きなコアを備えているため、唯一の格納構造としても機能する圧力容器も大きくなります。 初期のマグノックス原子炉の圧力容器は鋼鉄でした。 後のマグノックス原子炉では、プレストレスト コンクリートの容器に原子炉の炉心と蒸気を発生させる熱交換器の両方が含まれていました。

先進ガス冷却炉 (AGR) 濃縮ウラン酸化物燃料 (2.3% U-235) を使用します。 それらは、マグノックス反応器よりも高い圧力で二酸化炭素によって冷却され、熱伝達と熱効率が改善されています。 マグノックス原子炉と比較して AGR の炉心出力密度が大きいため、AGR 原子炉をより小さく、より強力にすることができます。 原子炉の炉心と蒸気発生用熱交換器の両方を含むプレストレスト コンクリート製の圧力容器は、格納構造としても機能します。

軽水黒鉛炉 (LWGR) 異なる原子力システムのハイブリッドです。 現在稼働しているこのタイプの発電所は、旧ソ連、つまりロシア、ウクライナ、リトアニアにある RBMK 原子炉だけです。 RBMK 原子炉では、通常の水冷却材が、燃料を含む垂直冷却材チャネル (チューブ) を通って上向きに流れ、炉心内で沸騰します。 炉心で生成された蒸気は、BWR と同様にタービン発電機に直接供給されます。 冷却剤チャネルを取り囲むグラファイト減速材は、冷却剤の温度よりも十分に高い温度で動作し、中性子を減速することによってグラファイト内で発生した熱が冷却剤チャネルによって除去される。 RBMK 原子炉は大型で、多くの冷却チャネル (>1,500) を備えています。

高速増殖炉 (FBR) は 20% の範囲の核分裂性物質の濃縮を必要とし、主に核分裂プロセスで生成される高速中性子を吸収することによって、核分裂連鎖反応を維持できます。 これらの原子炉は、中性子を減速させる減速材を必要とせず、過剰な中性子を使用して、原子炉の燃料となる可能性のあるプルトニウム 239 を生成することができます。 彼らは、消費するよりも多くの燃料を生産することができます。 これらの原子炉の多くは、世界の XNUMX か国で電気を生成するために建設されましたが、液体金属冷却剤 (ナトリウム) の使用に関連する技術的および実際的な問題と、非常に高い熱率により、関心が薄れてきました。 現在、比較的小さいのは XNUMX つまたは XNUMX つだけです。 液体金属高速増殖炉 (LMFBR) 世界で電力生産者としてサービスを提供しており、合計で 1,000 メガワット (MWe) 未満の電力を生産しており、徐々にサービスを廃止しています。 しかし、増殖原子炉の技術はかなり開発され、必要に応じて将来使用できるように文書化されています。

燃料と燃料の取り扱い

ウラン含有鉱石の採掘から始まり、使用済み燃料とすべての燃料加工廃棄物の最終処分で終わるプロセスは、通常、 核燃料サイクル. 関与する原子炉のタイプと炉心の熱除去装置の設計に応じて、燃料サイクルには多くのバリエーションがあります。

基本的な PWR と BWR の燃料サイクルはほぼ同じで、濃縮レベルと燃料要素の詳細な設計が異なるだけです。 通常、さまざまな場所や施設で必要な手順は次のとおりです。

• イエローケーキ（U₃O8）
• 六フッ化ウラン (UF) へのウラン変換₆)
• 充実
• ウランを二酸化ウラン (UO) に変換する燃料製造₂）、燃料ペレットの製造、原子炉炉心の高さに等しい長さの燃料棒の製造、および正方形配列の集合体あたり約200本の燃料棒を含む燃料集合体の製造
• 原子力発電所での設置と運転
• 再処理または一時保管のいずれか
• 使用済み燃料または濃縮廃棄物の連邦/中央リポジトリへの出荷
• 最終的な処分、まだ開発段階にあります。

もちろん、原子炉を除いて、これらのプロセス中には、あらゆる場所での濃縮燃料の量が重大な核分裂連鎖反応を引き起こす可能性のある量よりも少なくなるようにするための注意が必要です。 これにより、製造、出荷、および保管において材料スペースが制限されます。

対照的に、CANDU原子炉は天然ウランを使用し、鉱石の採掘から燃料廃棄までの単純な燃料サイクルを備えており、濃縮と再処理を提供するためのステップは含まれていません。 CANDU の燃料は、UO を含む 28 本または 37 本の燃料棒からなる長さ XNUMX メートルの丸い束で半自動で製造されます。₂ ペレット。 天然ウラン燃料の製造、または新品または使用済みの燃料の輸送または保管には、スペースの制限はありません。 使用済み CANDU 燃料の固定化と廃棄は、カナダで 17 年間開発が進められており、現在、概念の承認段階にあります。

マグノックス型を除くすべての稼働中の発電用原子炉では、原子炉燃料の基本的な構成要素は、二酸化ウラン (UO₂）必要な密度とセラミック特性を達成するために圧縮され、その後焼結される粉末。 これらの焼結ペレットは、シームレスなジルコニウム合金またはステンレス鋼チューブで密封されて製造されます 燃料棒または要素、 通常の原子炉温度と圧力では、クラッドに関して化学的に不活性です。 被覆が損傷または破損し、クーラントが UO と接触した場合でも₂、このセラミック材料は、放射性核分裂生成物のほとんどを保持し、高温の水による劣化に抵抗します。

マグノックス原子炉は、マグネシウムで被覆された天然ウラン金属燃料を使用し、冷却材である二酸化炭素が乾燥条件下でこれらの金属と反応しないため、比較的高温で正常に動作します。

原子炉内の燃料棒の設計の基本的な目的は、最も厳しい過渡条件下でも燃料棒の完全性を維持しながら、燃料で発生した核分裂熱を冷却材に伝達することです。 運転中のすべての原子炉について、熱伝達実験室でシミュレートされた燃料を広範囲にテストした結果、予想される最大の原子炉内熱過渡状態は、アプリケーション用に設計され認可された特定の燃料によって適切な安全マージンで対応できることが実証されました。

製造工場から発電所に供給される新しい燃料は放射性が高くなく、手動で、またはシールドなしで手動操作の持ち上げ/取り扱いツールで取り扱うことができます。 典型的な 燃料集合体 PWR または BWR 原子炉の場合、長さ約 200 m、重さ約 4 kg の約 450 本の燃料棒の正方形配列です。 大型の PWR または BWR 原子炉では、これらのアセンブリが約 200 個必要です。 燃料は天井クレーンで取り扱われ、新しい燃料貯蔵エリアの乾燥した垂直ラックに置かれます。 PWR や BWR などの使用中の軽水炉に新しい燃料を取り付けるには、すべての操作が十分な水深の下で行われ、原子炉の上にいる人を遮蔽することができます。 原子炉容器のフランジ付きの蓋を最初に取り外し、使用済み燃料の一部 (通常は原子炉炉心の XNUMX 分の XNUMX から XNUMX 分の XNUMX) をオーバーヘッド クレーンと燃料取り扱いエレベーターで取り出す必要があります。

使用済みの燃料は、水で満たされた貯蔵ベイに置かれます。 炉心内の他の使用済み燃料集合体は、原子炉内の発電量を調整するために、位置を変更することができます (通常は炉心の中心に向かって移動します)。 次に、新しい燃料集合体がすべての空いている燃料サイト位置に設置されます。 労働力と交換する燃料の量によっては、大型の原子炉に燃料を補給するのに 2 週間から 6 週間かかる場合があります。

CANDU原子炉と一部のガス冷却原子炉は、使用済み燃料を取り除き、新しい燃料要素またはバンドルを取り付ける遠隔操作機器によってオンパワーで燃料供給されます。 CANDU の場合、燃料は長さ 10 メートルの燃料棒の束で、直径約 24 cm、重さ約 12 kg です。 燃料は段ボール製の梱包ケースで製造業者から受け取り、指定された新しい燃料貯蔵エリアに保管され、原子炉に装填する準備ができています。 燃料は、原子炉の反応性を維持するために、一般に運転中の原子炉に毎日装填される。 大きな CANDU 原子炉では、XNUMX 日あたり XNUMX バンドルが典型的な燃料補給率です。 バンドルは、新しい燃料装填装置に手で装填されます。 給油機 駅の制御室から遠隔操作されます。 新しい燃料を原子炉に装填するには、XNUMX 台の遠隔操作式燃料供給機を遠隔操作で操作し、水平燃料チャネルの端に結合して燃料を補給します。 冷却システムが動作圧力と温度にある間、チャネルは両端で燃料供給機によって開かれ、新しい燃料が一方の端に押し込まれ、使用済みの燃料がチャネルのもう一方の端から引き出されます。 必要な数の燃料バンドルが設置されると、給油機によってチャネルシールが再設置され、給油機は別のチャネルに燃料を補給するか、使用済み燃料を使用済み燃料水で満たされた貯蔵ベイに排出することができます。 .

稼働中のすべての原子炉から排出される使用済み燃料は非常に放射性が高く、過熱を防ぐために冷却する必要があり、近くの敏感な生物や機器への直接照射を防ぐために遮蔽する必要があります。 通常の手順では、使用済み燃料を、燃料を遮るために少なくとも 4 m の水で覆われた貯水プールに排出します。 これにより、水中での燃料の安全な観察と、水中で燃料をより長期の保管場所に移動するためのアクセスが可能になります。

原子炉からの放出後 1 年で、使用済み燃料からの全体的な放射能と発熱量は放出時の初期値の約 10% に減少し、0.1 年以内に放出時の初期値の約 5% に減少します。 放出から約 10 年から XNUMX 年後、燃料を水プールから取り出し、燃料容器の周囲の空気の自然循環のみを備えた容器に乾燥した状態で保管することが可能な点まで熱生成が減少しました。 しかし、それはまだかなり放射性であり、その直接放射の遮蔽は何十年にもわたって必要とされています. 生物による燃料物質の摂取の防止は、より長い期間必要とされる。

発電用原子炉からの使用済み燃料の実際の処分は、まだ開発と承認の段階にあります。 さまざまな地質構造における発電用原子炉からの使用済み燃料の処分は、多くの国で熱心に研究されていますが、まだ世界のどこにも承認されていません。 これらの高レベル放射性廃棄物を最終的に処分するための安全で実用的な方法として、安定した岩石構造の地下深くに貯蔵するという概念が現在カナダで承認プロセスに入っています。 しかし、2000 年までに概念が承認されたとしても、使用済み燃料の実際の処分は 2025 年頃まで行われないと予想されます。

工場内業務

原子力発電プログラムを実施している 33 か国すべてに、原子力施設の運用に関連する安全規制を確立し、施行する規制機関があります。 しかし、一般に、原子力発電所の安全な運転について責任を負うのは、原子力施設を所有し運用する電力会社です。 オペレーターの役割は、実際には情報収集、計画、および意思決定の管理タスクであり、定期的な操作が中断されたときに、より積極的なコントロールが含まれる場合があります。 オペレータは主要な保護システムではありません。

現代のすべての原子力発電所には、原子炉やその他のプラント構成要素を継続的に保護する信頼性の高い、非常に応答性の高い自動制御および安全システムが備わっており、一般に電力損失時にフェールセーフになるように設計されています。 オペレーターは、これらの自動制御および保護システムを複製または代用することは期待されていません。 しかし、運転員は、必要に応じて原子炉をほぼ即座に停止できなければならず、プラント運転のあらゆる側面を認識して対応できる必要があり、したがって保護の多様性が増します。 オペレーターは、自動データおよび情報システムによって提供される大量のデータから、全体的な状況の展開を理解し、診断し、予測する能力を必要とします。

オペレーターには次のことが期待されます。

• プラントの現在の全体的な状態に関連するすべてのシステムの正常な状態を理解する
• 自動システムまたは特別な監視装置の助けを借りて、異常な状態が発生したときとその重要性を認識します
• プラントを正常な動作に戻すため、またはプラントを安全なシャットダウン状態にするために正しく対応する方法を知っています。

オペレーターがこれをどれだけうまく実行できるかは、機械の設計だけでなく、オペレーターの能力とトレーニングにも依存します。

すべての原子力発電所には、有能で安定した十分に訓練された運転員が常時勤務していなければなりません。 潜在的な原子力事業者は、通常、科学、機器および電力システム、放射線防護、運用方針および原則に関する教室および実地訓練を含む包括的な訓練プログラムを受けます。 トレーニング シミュレータは、米国の電力会社の原子力発電所の運転で常に使用されており、異常時や異常な状況でのプラント運転の実地経験を運転員に提供しています。 オペレーターと電源システム間のインターフェースは、制御室の計装を通じて行われます。 適切に設計された計装システムは、オペレーターの理解と適切な対応を向上させることができます。

建設中の原子力発電所では、運転の観点からアドバイスをしたり、運転を開始したり運転したりするスタッフを集めることができるように、原子力発電所の主要な運転スタッフを任命するのが通常です。 また、ステーションの運用が開始され、運用が許可される前に、一連の包括的な運用手順を準備します。 設計の専門家と規制担当者は、これらの手順を検査して、設計の意図と運用慣行の一貫性を確認します。

スタッフは、運用手順と作業許可に従って、体系的かつ厳密にステーションを運用することが期待されています。 運転スタッフは、安全システムと保護バリアのテストと監視の包括的なプログラムを実施し、プラントの緊急事態に対処する能力を維持することにより、公共の安全を確保するために継続的に取り組んでいます。 プラントの状態の変化に応じてオペレータが行動を起こさなければならない場合、プラントを制御するために必要な詳細情報を提供し、指示するための体系的な手順が文書化されています。 このような手順は、ステーションおよび規制安全委員会によって審査されます。

よく考えられた運用安全管理プログラムには、次のものが含まれます。

• 安全上重要な分野に関する詳細な知識
• 許容できるパフォーマンスを定義する基準または目標
• パフォーマンスを監視し、問題に対応し、結果を報告するためのプログラム
• 傾向、基準への準拠の程度、および容認できないまたは悪化したパフォーマンスの原因を確立するための経験レビュープログラム
• ハードウェアまたは操作手順に対する提案された変更の影響を評価し、承認された標準と一致する変更を実装する手段。

通常の運用手順に加えて、各原子力発電所には、監視システムまたは定期的なテストと検査によって検出された機器の故障と劣化、設計または建設の欠陥、および運用エラーを調査して文書化するためのイベント報告システムがあります。 各イベントの基本的な原因が特定されるため、適切な是正または予防措置を講じることができます。 分析結果と推奨事項を含むイベント レポートは、基地の管理者と、通常は基地の敷地外にいる安全性と人的要因の専門家によってレビューされます。

国際原子力機関 (IAEA) の事故報告システムは、各国のシステムを補完し、すべての参加国間で情報が共有されるようにするために、世界中で運用されています。 世界原子力事業者協会 (WANO) も、運用レベルで詳細な情報交換を提供しています。

原子炉とそのすべての補助および安全関連システムは、計画された間隔で品質保証要件に従って保守およびテストされ、耐用年数を通じて信頼性が確保されます。 自動監視に加えて、機器システムの機能障害または故障の証拠に対する体系的な手動テストと調査があります。 これらには、定期的なフィールド監視、予防保守、定期的なテスト、プラントの状態の変化の研究が含まれます。

プロセスおよび安全システムには、公衆および駅員に対するリスクを許容範囲内に抑えるために、非常に厳しい性能目標が設定されています。 電力が生成されている間アクティブに動作しているプロセス システムでは、故障率が目標性能と比較されます。これにより、性能が標準以下の設計変更が行われる可能性があります。 安全システムは、プロセス システムに障害が発生した場合にのみ機能するため、別のアプローチが必要です。 包括的なテスト プログラムがこれらのシステムとそのコンポーネントを監視し、その結果を使用して、各システムが稼働していない可能性が高い時間を判断します。 安全システムが稼働していないと計算される合計時間は、非常に高い性能基準と比較されます。 安全システムで欠陥が検出された場合、それは直ちに修正されるか、原子炉が停止されます。

また、定期的なスケジュールされたシャットダウン中には、広範なテストとメンテナンス プログラムがあります。 たとえば、すべての耐圧容器、コンポーネント、およびそれらの溶接部は、安全コードの規制に従って、非破壊的な方法で体系的に検査されます。

安全原則と関連する安全設計機能

核分裂連鎖反応には危険な可能性があり、電気を生成するための核エネルギーの使用と切り離すことができないため、安全対策が必要な XNUMX つの側面があります。

1. 核分裂は、放射線への直接被ばくからの遮蔽を必要とする電離放射線をもたらします。
2. 放射性の高い核分裂生成物が生成されるため、外部環境の汚染と摂取の可能性を防ぐために密閉容器が必要です。
3. 分裂連鎖反応は、継続的な制御を必要とする動的なプロセスです。
4. 核分裂連鎖反応が終了した後も放射性崩壊により熱が発生し続け、長時間の冷却が必要になるため、熱の発生を即座に止めることはできません。

これらの特性が要求する安全要件は、化石燃料を利用する発電所のものと比較して、原子力発電所の安全装置と運用戦略の大きな違いを説明しています。 これらの安全要件がどのように満たされるかは、原子力発電所の種類によって異なりますが、基本的な安全原則はすべての原子力発電所で同じです。

認可手続き中、各原子力施設は、通常の運転状態と障害または事故状態の両方で、放射性物質の放出が指定された規制限度を下回ることを証明する必要があります。 単に障害の影響を軽減するのではなく、障害を防止することが優先されますが、あらゆる予防策を講じたにもかかわらず、障害が発生した場合に対処できるように設計する必要があります。 これには、すべての機器、建設機能、および運用に適用される最高度の品質保証と管理が必要です。 固有の安全特性と設計された安全対策は、事故を防止および制御し、放射性物質の放出を封じ込めて最小限に抑えるように設計されています。

特に、発熱と冷却能力は常に一致している必要があります。 運転中、熱は冷却材によって原子炉から取り除かれます。この冷却材は、原子炉に接続された配管を通してポンプで送り込まれ、燃料被覆管の表面を流れます。 ポンプへの電力が失われたり、接続配管が突然故障したりすると、燃料の冷却が中断され、燃料の温度が急激に上昇し、燃料被覆管が故障したり、燃料が漏れたりする可能性があります。燃料から原子炉容器への放射性物質。 核分裂連鎖反応の迅速な停止は、スタンバイまたは緊急冷却システムの起動の可能性によってバックアップされ、燃料の損傷を防ぎます。 これらの安全対策は、すべての原子力発電所で提供されています。

原子炉が停止した場合でも、図 2 に示すように、燃料内の核分裂生成物崩壊熱の生成が継続するため、冷却の喪失と待機または緊急冷却能力の障害により、燃料が過熱する可能性があります。熱はフルパワーの熱生成の 1% または 2% にすぎません。これを取り除かないと、冷却が完全に失われてから数分以内に燃料温度が故障レベルに達する可能性があります。 原子力発電所の安全設計の原則では、燃料の過熱、損傷、および燃料からの放射性物質の放出につながる可能性のあるすべての状況を慎重に評価し、設計された制御および保護システムによって防止する必要があります。

図2.原子炉停止後の崩壊熱

原子力発電所を保護するための安全機能には、固有特性、パッシブ システム、アクティブ システムの XNUMX 種類があります。 これらは、原子力発電所の運用においてさまざまな組み合わせで使用されます。

固有の安全特性 自然の法則を利用して、発電所を安全に保ちます。 一部の核燃料には固有の安全特性があり、温度が上昇すると、核分裂連鎖反応速度が遅くなります。 冷却システムの設計によっては、冷却剤が自然循環によって燃料上を循環し、ポンプを作動させなくても崩壊熱を適切に除去する固有の安全特性があります。 ほとんどの金属構造には固有の安全特性があり、破裂や故障ではなく、厳しい負荷がかかると降伏や伸びが生じます。

パッシブセーフティ機能 解放する流体の圧力による自重（重力）解放バルブの持ち上げ、または緊急冷却材注入システムでの貯蔵エネルギーの使用、または配管の故障からのエネルギーを収容するように設計された一部の格納容器を含むシステムとその後の崩壊熱。

予防安全システム 起動信号と何らかの形の電源を必要とするすべてのシステムが含まれます。 一般に、能動システムは固有システムや受動システムよりも広い範囲の状況を制御でき、原子炉の運転中に制限なくテストできます。

原子力発電所の安全設計は、原子力発電所が所在する管轄区域の規制上の安全要件を満たすために、固有の受動的および能動的システムの選択された組み合わせに基づいています。 安全関連システムの高度な自動化は、運用担当者がストレス下で迅速な意思決定と行動を行う必要性を可能な限り軽減するために必要です。 原子力発電用原子炉システムは、要求される出力の変化に自動的に適応するように設計されており、一般に変化は緩やかです。 安全関連システムが、必要に応じて迅速、効果的、確実に継続的に対応できることが特に重要です。 この高レベルのパフォーマンスを満たすために、これらのシステムは最高の品質保証基準に準拠し、冗長性、多様性、および物理的分離の十分に確立された安全設計原則に従って設計されている必要があります。

冗長化 システムを機能させるために必要な数よりも多くのコンポーネントまたはサブシステムを提供することです。たとえば、システムが適切に機能するために必要なコンポーネントが XNUMX つだけであるのに対し、XNUMX つまたは XNUMX つのコンポーネントを提供することです。

多様性 同じ安全機能を実行するために、異なる設計または機能原理に基づく XNUMX つ以上のシステムを提供することです。

物理的な分離 同じ安全機能を実行するように設計されたコンポーネントまたはシステムを使用して、安全システムの性能を損なう可能性のある局所的な損傷から保護します。

これらの安全設計原則の適用の重要な例は、原子力発電所の電力供給にあります。これは、主電源システムへの複数の接続に基づいており、複数の自動始動ディーゼルおよび/または燃焼タービンによって現場でバックアップされています。 、および重要な安全関連システムへの電力の信頼性の高い供給を確保するための一連のバッテリーとモーター発電機セットによって。

原子力発電所からの放射性物質の放出に対する基本的な予防措置は、原則として非常に単純です。放射性物質と環境の間に一連の漏れ防止バリアを設置して、直接放射線を遮断し、放射性物質を封じ込めます。 最も内側の障壁はセラミックまたは金属燃料自体であり、マトリックス内の放射性物質のほとんどを結合します。 XNUMX 番目の障壁は、気密性と耐腐食性を備えたクラッドです。 XNUMX 番目のバリアは、クーラント システムの主要な圧力負荷境界です。 最後に、ほとんどの原子力システムは、内部の最大の配管システムの故障に耐え、格納容器に放出された放射性物質を格納するように設計された耐圧格納構造に囲まれています。

原子力発電所の安全設計の基本的な目的は、これらの複数の障壁の完全性を、予防、保護、緩和の XNUMX つのレベルの安全対策によって特徴付けられる多層防御アプローチによって維持することです。

予防策 以下が含まれます：設計、建設、および運用中に最高レベルの品質保証を満たす。 定期的な再訓練を受ける高度な訓練を受けたオペレーター。 固有の安全機能を利用する。 適切な設計マージンを提供する。 注意深い予防保守、継続的なテスト、検査、欠陥の修正を行う。 常時監視; 必要に応じて徹底的な安全性評価と再評価。 インシデントと障害の評価と原因分析、および適切な修正を行います。

保護対策 含まれるもの：即効性のシャットダウンシステム。 応答性の高い自動圧力リリーフバルブ/システム; 誤った操作から保護するためのインターロック回路。 重要な安全機能の自動監視。 許容限度を超えないようにするための放射線レベルと排水放射能の継続的な測定と管理。

緩和策 含まれるもの：緊急原子炉冷却システム。 信頼性の高い緊急給水システム。 多様で冗長な非常用電源システム。 地震、強風、洪水、航空機の衝突など、さまざまな自然的および人為的ストレスに対応するように設計された、ステーションからの放射性物質の漏れを防ぐための封じ込め。 そして最後に、放射線監視、安全当局への通知、公衆への助言、汚染の管理、緩和物質の配布を含む、緊急時計画と事故管理です。

原子力の安全性は、技術的および科学的要因だけに依存するものではありません。 人的要因は非常に重要な役割を果たします。 規制管理は、原子力発電所のすべての安全面の独立した検証を提供します。 しかし、原子力の安全は、主に法規制ではなく、知識と権限を持つ者による適切な審査と承認を含む、責任ある設計、運用、ユーティリティ管理によって確保されます。

公衆に非常に深刻な結果をもたらした唯一の原子力発電所の事故は、1986 年にウクライナのチェルノブイリにある RBMK 原子力発電所での異常な構成での冷却能力のテスト中に発生しました。この重大な事故では、原子炉が破壊され、大量の放射性物質が材料は環境に逃げました。 その後、原子炉には適切な停止システムがなく、低出力では不安定であることが判明しました。 設計上の弱点、人的ミス、適切なユーティリティ管理の欠如がすべて事故の原因でした。 残りの稼働中の RBMK 原子炉には重大な設計上の弱点を排除するための修正が加えられ、この不幸な事故が繰り返されないように操作手順が改善されました。

RBMK 事故やその他のそれほど深刻ではない原子力発電所の事故 (1978 年に米国で発生したスリーマイル島の事故など) から、また 30 年以上にわたる原子力発電所の運転における多くの小さな事故や事件から、多くのことが学ばれてきました。 原子力コミュニティの目標は、原子力発電所の事故が労働者、一般市民、または環境を危険にさらすことがないようにすることです。 IAEA 事故報告システムや WANO などのプログラムの下での緊密な協力、業界団体や規制機関の精査、原子力発電所の所有者や運用者による警戒は、この目標をより達成可能にします。

謝辞: 編集者は、表 1 の情報を提供してくれた Tim Meadler と Uranium Institute に感謝します。

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