Gen00382 改良型軽水炉（ＡＢＷＲ）の現状 #0000 匿名 8810281026 改良型軽水炉（ＡＢＷＲ）の現状 #0001 匿名 8810281028 サイエンスネット活性化のために身を呈してＲＯＭからＲＡＭに転向し、皆様の ご意見を伺いたいと思います。まずは市販もされている専門誌から．．． 『改良型軽水炉（ＡＢＷＲ）の現状』という解説が『配管技術』’８８．１０版 に掲載されたのでその概要をレポ−トします。 ＡＢＷＲと従来型ＢＷＲの主要仕様比較 項目 ＡＢＷＲ 従来型ＢＷＲ −−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−− 電気出力 １，３５０ＭＷｅ級 １，１００ＭＷｅ級 原子炉熱出力 ３，９２６ＭＷｔ ３，２９３ＭＷｔ 原子炉圧力 ７３．１ｋｇ／ｃｍ2 ７１．７ｋｇ／ｃｍ2 定格炉心流量 ５８０ｘ１０6ｋｇ／ｈｒ ４８３ｘ１０6ｋｇ／ｈｒ 燃料棒配列 新８ｘ８ 新８ｘ８ 制御棒本数 ２０５本 １８５本 炉心平均出力密度 ５０．６ｋＷ／ｌ ５０．０ｋＷ／ｌ 原子炉圧力容器 内径７．１ｍ高２１ｍ 同６．３８ｍ ２２．２ｍ 原子炉再循環ポンプ インタ−ナルポンプ方式 外部再循環ポンプ（２台） （１０台） ジェットポンプ（２０台） 制御棒駆動方式 微調整電動式 水圧駆動式 スクラム方式 水圧駆動高速スクラム方式 同左 （制御棒２体につき （制御棒１体につき 水圧ユニット１基） 水圧ユニット１基） 非常用炉心冷却系 低圧注入系３系統 高圧炉心スプレイ系 高圧炉心注水系２系統 低圧炉心スプレイ系 原子炉隔離時冷却系１系統 低圧注入系３系統 自動減圧系 自動減圧系 原子炉停止時冷却系 ３系統 ２系統 原子炉格納容器冷却系 ３系統 ２系統 原子炉格納容器形式 鉄筋コンクリ−ト 鋼製自立型 性ライナ−内張 タ−ビン形式 ＴＣ６Ｆ−５２” ＴＣ６Ｆ−４１” （５０Ｈｚ） （２段再熱） −−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−− ＡＢＷＲプラントの特徴 ＡＢＷＲの最も重要な技術的特徴は、従来型ＢＷＲの原子炉再循環外部ル−プを 削除しそれにかえて原子炉圧力容器内臓型のインタ−ナルポンプを採用しプラント の単純化を図っている点にある。この他にも改良型制御棒駆動機構、鉄筋 コンクリ−ト製格納容器等の採用といった技術的特徴を持っている。 解説のあとがきとして ＡＢＷＲの開発は、国および電力会社のご支援のもとに順調に進み、基本設計、 開発実証試験ならびに国の確証試験も完了し、現在東京電力株錐闃羽第６／７号 機に向けて詳細設計ならびに建設の準備を行っている段階に至っている。 以上がその概要で著者は 鞄月ﾅ 今岡恒夫氏 です。 ちょっと心配なのは、インタ−ナルポンプ方式としたことにより、確かに回り配管 はスッキリしましたが滅多に開けられない圧力容器の中で１０台ものポンプが長期 間の連続運転となり、かなりの損傷が発生しないと感知できず、知らずに事故の 深刻化が進むことです。 ＲＡＭ