BWR 原子炉圧力容器（RPV）まとめ

Reactor Pressure Vessel。BWRの核心構造体であり、炉心・炉内機器・冷却水を一体的に収納する円筒形高圧容器。設計圧力約8.62 MPa・設計温度約300 ℃の環境下で、炉心から発生した蒸気を直接タービンへ送るBWR固有の一次冷却材系統を構成する。 RPV内部には燃料集合体・炉心シュラウド・蒸気分離器・蒸気乾燥器など多数の炉内機器が配置される。

1. 主要仕様

2. RPV本体の構造

項目	BWR/5（代表値）	ABWR（代表値）
電気出力	約 1,100 MW(e)	約 1,350 MW(e)
熱出力	約 3,300 MW(th)	約 3,926 MW(th)
RPV内径	約 5,560 mm	約 7,100 mm
RPV全高	約 21,900 mm	約 21,000 mm
胴板板厚	約 160 mm	約 170 mm
設計圧力	8.62 MPa(g)	8.62 MPa(g)
設計温度	302 ℃	302 ℃
運転圧力（ドーム部）	約 7.17 MPa	約 7.17 MPa
運転温度（飽和）	約 285 ℃	約 285 ℃
容器空重量	約 700 t	約 900 t
主要材料（胴板）	低合金鋼 SA-533 Gr.B / SA-508 Cl.3	同左
内面クラッド	オーステナイト系SUS（約 4〜5 mm）	同左
再循環方式	外部再循環ポンプ＋ジェットポンプ	内部ポンプ（RIP×10台）
制御棒駆動方式	水圧駆動（CRD 下部）	水圧駆動（CRD 下部）

主要構成部分（上から下へ）

上蓋（Head）：半球形または楕円形鏡板。CRD・計装貫通部は下部胴に集中するためBWRの上蓋には貫通ノズルが少ない。定期検査時に取り外して炉内機器・燃料に上部からアクセス
フランジ部：上蓋と胴体を締結する大径フランジ。多数の高力ボルト（スタッドボルト）で締結。シールはメタルガスケット（Δリング形）を2重配置
上部胴（Upper Shell）：蒸気乾燥器・蒸気分離器を収納する領域。蒸気出口ノズル（MSL：主蒸気管接続）が配置される
中間胴（Intermediate Shell）：給水ノズル・LPCI/スプレーノズルが接続。中性子照射を受ける炉心領域胴板はここから下に位置する
炉心帯胴（Core Beltline）：炉心と対向する胴板。中性子照射脆化が最も進む部位。材料監視試験片（サーベイランスカプセル）を内面に取り付け照射脆化を監視
下部胴（Lower Shell）：炉心支持板・制御棒案内管が取り付く領域
下鏡板（Bottom Head）：半球形。CRDハウジング・LPRM（局所中性子束モニタ）ハウジングの多数の貫通溶接部がある。BWRの構造的特徴部位

主要ノズル一覧

ノズル名	接続系統	位置	口径（代表）
主蒸気ノズル（MSL）	主蒸気系（4系統）	上部胴	約 650A
給水ノズル	給水系（2系統）	中間胴	約 300A
HPCF/LPCI注水ノズル	炉心冷却系	中間胴〜下部胴	約 150〜200A
炉心スプレーノズル	炉心スプレー系	シュラウド上部へ接続	約 150A
RHR注水ノズル（LPFL）	余熱除去系	下部胴	約 200A
再循環ノズル（BWR/4〜6）	再循環系（出口×2・入口×2）	中間胴	約 500A
内部ポンプ差込口（ABWR）	RIP（10台）	下部胴側面	—
CRDハウジング	制御棒駆動水圧系	下鏡板	約 50A×185本（ABWR）
LPRMハウジング	中性子束計装	下鏡板	約 25A
ドレンノズル	ドレン	下鏡板最下部	—

3. RPV断面概念図（BWR/ABWR）

  ┌─────────────────────────────┐
  │          【上 蓋】            │  ← 定検時取外し・シールはメタルΔリング2重
  │      (フランジ締結)          │
  ├─────────────────────────────┤  ← フランジ部
  │     ┌───────────────────┐   │
  │     │   【蒸気乾燥器】   │   │  ← 出口蒸気の湿分除去（目標湿分 <0.1 %）
  │     │    Steam Dryer     │   │
  │     ├───────────────────┤   │  ← 主蒸気ノズル（MSL×4）接続
  │     │  【蒸気分離器群】  │   │
  │     │  Steam Separators  │   │  ← スタンドパイプ＋サイクロン分離器
  │     └────────┬──────────┘   │
  │              │ （シュラウドヘッド）  │
  │     ┌────────┴──────────┐   │  ← 給水スパージャ・炉心スプレー接続
  │     │  【炉心シュラウド】 │   │
  │  ↑  │  ─────────────── │   │
  │上昇 │  ║  燃料集合体群  ║ │   │  ← 炉心領域（740本@ABWR）
  │流   │  ║  【炉 心】    ║ │   │    LPRM・出力領域計装（TIP）貫通
  │  ↓  │  ─────────────── │   │
  │降下 │  　 （炉心支持板）  │   │
  │流   └────────────────────┘   │  ← アニュラス（降水流路）
  │                                │
  │  ╔══ジェットポンプ（BWR）═══╗  │  ← または RIP（ABWR）
  │  ║  ドライブノズル→混合部  ║  │
  │  ╚════════════════════════╝  │
  │     ┌───────────────────┐   │
  │     │  制御棒案内管群    │   │  ← 燃料集合体下部に配置
  │     │  （CRDハウジング） │   │  ← 下鏡板貫通・水圧CRD接続
  │     └───────────────────┘   │
  └─────────────────────────────┘
                │ CRD（下部挿入）

図1　BWR RPV断面の概念図（左：冷却材流れ、右：機器配置）

4. 炉内機器の詳細

4-1. 燃料集合体・制御棒・チャンネルボックス

燃料集合体（Fuel Assembly）

ABWR：9×9〜10×10型有効燃料長：約3,710 mm 集合体本数：872本（ABWR）

核燃料ペレット（UO₂またはMOX）を被覆管（ジルカロイ）に充填した「燃料棒」を正方格子状に配列。9×9型では74〜76本の燃料棒＋1〜2本のウォータロッド（水棒）
燃料棒上下は上部タイプレート・下部タイプレートで固定。スペーサ（格子板）が軸方向7〜9か所で燃料棒間隔を維持
スペーサはジルカロイ製または中性子吸収性の低い材料（ジルカジウム合金等）を採用。流れ抵抗・振動特性・熱流動特性に影響する
集合体下部の下部タイプレートには冷却水入口フィルタが組み込まれ、異物（デブリ）による燃料棒損傷を防ぐ（デブリフィルタ）

制御棒（Control Rod）

形状：十字型（＋字断面）中性子吸収材：B₄C（炭化ホウ素）またはHf（ハフニウム）本数：185本（ABWR）

十字型断面の制御棒が燃料集合体4体の中心に1本配置される（1対4構成）。炉心の反応度制御・出力分布調整・停止裕度確保を担う
中性子吸収材：炭化ホウ素（B₄C）は安価で実績豊富だが高燃焼度で溶腫（スウェリング）と³He生成が問題。ハフニウム（Hf）は寿命が長く（4倍以上）腐食耐性に優れるが高価。近年の長寿命制御棒はHfまたはB₄C＋Hf組み合わせ
制御棒は下部から挿入（スクラム時は水圧駆動またはアキュムレータ圧で上向きに急速挿入）。PWRと逆（上部挿入）
制御棒ブレード4翼の先端部・ロールピン・ベロフラム等の溶接部がIGSCC（粒界応力腐食割れ）の発生部位として管理されてきた経緯がある

チャンネルボックス（Channel Box / Fuel Channel）

材料：ジルカロイ-4またはZircaloy-2 肉厚：約 2〜3 mm

燃料集合体を1体ずつ包む正方形断面の管。上部タイプレートに嵌合し、炉心支持板に下部が係合
主な機能：① 燃料集合体内部を流れる冷却水（ボイル沸騰）と隣接集合体間の「バイパス流（未沸騰流）」を分離 ② 炉心内の冷却水流量配分を制御 ③ 制御棒の挿入・引き抜き動作ガイド
バイパス流は制御棒案内管・チャンネルボックス外側を流れる水で、中性子減速材としても機能（ボイド反応度に影響）
チャンネルボックスの変形（BOW・BULGE）：照射成長・クリープにより軸方向変形（伸び・曲がり）が生じる。過度の変形は制御棒挿入性に影響するため、交換基準（允許変形量）が設定されている

4-2. 炉心支持構造（Core Support Structure）

炉心支持板（Core Plate）

材料：SUS304 位置：炉心下部・RPV下胴に固定

燃料集合体の下部タイプレートを支持する大径の板状構造体。ノズル孔（オリフィス）が設けられており、各燃料集合体への冷却水流量を配分する（「オリフィス制御」）
制御棒案内管（Control Rod Guide Tube）の上端が炉心支持板に固定される
LPRM（局所中性子束モニタ）の先端ホルダも炉心支持板に設置
炉心支持板と下部胴の間にはプレナム（下部プレナム）が形成され、冷却水が分配される空間になっている

上部格子板（Top Guide）

材料：SUS304 位置：炉心上部・シュラウド内

燃料集合体上端の位置を横方向に拘束するグリッド状の板。燃料集合体をセルごとに案内し、流体力・地震力による横ずれを防止する
開口部が大きく（流れへの影響は小さい）、その下から蒸気・水の二相流が上昇して蒸気分離器へ進む
上部格子板とシュラウドヘッドの間の空間（上部プレナム）で二相流が均一化される

4-3. 炉心シュラウド（Core Shroud）

シュラウド本体

材料：SUS304L / SUS316L 外径：約 4,750 mm（BWR/5代表値）

炉心を囲む大径のステンレス円筒。RPV内壁とシュラウド外壁の間にアニュラス（降下流路）を形成する。この流路を冷却水が下向きに流れ、炉心下部プレナムに入り炉心を上昇する
シュラウドは上部・中部・下部の複数の輪状板材を円周溶接で接合した構造（H1〜H7と呼ばれる溶接線が管理される）
IGSCC（粒界応力腐食割れ）：SUS304の溶接熱影響部（HAZ）において炉水中の溶存酸素とによる粒界腐食が発生。国内外でシュラウド溶接部のIGSCC発生が多数報告され、補修（スリーブ挿入・クランプ固定）または材料交換（低炭素SUS316L）が行われた事例がある
定期検査時の超音波探傷試験（UT）・目視検査（VT）による溶接部健全性確認が法定化されている

シュラウドヘッド（Shroud Head）とスタンドパイプ

材料：SUS316L

シュラウド上端に被せる大蓋。炉心から上昇した二相流（蒸気＋水）をスタンドパイプに導く
シュラウドヘッド上面に多数のスタンドパイプが立ち、各スタンドパイプの上部に蒸気分離器（セパレータ）が1基ずつ取り付けられる
シュラウドヘッドはスタンドパイプ・セパレータ群全体の重量を支持。定期検査時はシュラウドヘッド全体を吊り上げて燃料交換を行う

4-4. 蒸気分離器（Steam Separator）

構造と動作原理

型式：スタンドパイプ＋3段サイクロン式本数：約 40〜55 本（プラント規模による）材料：SUS316L

スタンドパイプ内を上昇してきた蒸気-水二相流を遠心力（サイクロン効果）で蒸気と水に分離する機器。スタンドパイプ→旋回羽根（スワール）→セパレータ筒体の順で3段に分離精度を高める
分離された蒸気は上部から出て蒸気乾燥器へ。分離水（スクラバ水）はスカート下部から降下流路に戻る
セパレータ出口の蒸気品質（クオリティ）は約 90〜98 %。残留水分は蒸気乾燥器でさらに除去される
設計上の重要指標：（1）乾き度（出口蒸気質量クオリティ）、（2）液滴伴流量（キャリーオーバー率）——過大なキャリーオーバーは蒸気乾燥器の負荷増大・蒸気湿分制限超過につながる

蒸気分離器の熱水力（二相流）

スタンドパイプ内の流れはスラグ流〜チャーン流〜環状流の混在域（ボイド率 40〜70 %）
旋回羽根通過後は旋回環状流（液膜が外壁面に遠心力で押し付けられる）が形成され分離が起こる
二相流の旋回による分離効率はウェーバー数・ロスビー数・液滴の運動方程式で評価
分離性能は流量（蒸気・水の速度比）と幾何形状に依存。実機では流量変化時の分離性能劣化を考慮した設計マージンが設けられる

4-5. 蒸気乾燥器（Steam Dryer）

構造と動作原理

型式：波形板式（Corrugated Plate / Chevron型）目標出口湿分：< 0.1 %（乾き度 > 99.9 %）材料：SUS316L

RPV上部に設置される大径の円筒型機器。蒸気分離器からの湿り蒸気（蒸気品質 90〜98 %）をさらに乾燥させ、タービンに供給する蒸気の湿分を 0.1 % 以下に低減する
多数の波形板（シェブロン・フック型）が蒸気流路に配列され、蒸気中の液滴が波形板面に慣性衝突・付着→ドレン溝→排水経路を経て分離される
乾燥器を通過した乾き蒸気は主蒸気ノズル（MSL）からRPV外へ出てタービンへ向かう

蒸気乾燥器の振動問題（米国BWRで発生した事例）

2002〜2004年頃、米国の一部BWR（クワッドシティズ・ドレスデン等）で出力増加（EPU：Extended Power Uprate）後に蒸気乾燥器のクラックが発見された。原因は主蒸気ライン圧力脈動（音響定在波）と乾燥器構造の共振（流力弾性振動）。出力増加で蒸気流量が増加し、主蒸気ライン安全弁周辺の音響特性が変化して乾燥器に高サイクル疲労が生じた。対策として構造補強・乾燥器の設計変更・出力上昇前の解析評価（CFD＋FEM）が義務付けられた。日本でも同種の評価が行われた。

4-6. ジェットポンプ（Jet Pump）【BWR/4〜6型】

構造と動作原理

本数：20〜24 本（BWR/5 代表値）流量増幅比：約 2.3〜2.5 材料：SUS316L

外部再循環ポンプで加圧された高速ドライブ流（駆動流）がノズルから噴射され、周囲の低速スクラバ水（吸込み流）を引き込んで合流・加速するエジェクタ型ポンプ
構成：① 入口混合器（インレットミキサー）、② ドライブノズル（先端ノズル）、③ スロート（混合管）、④ ディフューザ（圧力回復部）
可動部がなく信頼性が高い。ただし効率（約 35〜40 %）は低め
RPV胴内のアニュラス（降下流路）に周方向等間隔に配置。外部再循環系（2ループ）から供給された冷却水が各ジェットポンプに分配される

流量と出力の関係

再循環流量増加 → 炉心流速増加 → 炉心内ボイド率低下 → 反応度増加 → 出力増加（「流量制御による出力調節」）
BWRの負荷追従特性の重要な機構。再循環ポンプ回転数を変えることで電気的制御なしに出力を連続調節できる

ジェットポンプビームクラック（IGSCC）

ジェットポンプの入口混合器を固定する「ビーム（保持金具）」のSUS304溶接部にIGSCCが発生した事例が国内外で報告されている。ビームが破断・脱落すると入口混合器がガタついてRPV内面を損傷するリスクがある。定期検査時の目視・UT検査と、必要に応じたクランプ交換・補修が実施される。

4-7. 原子炉内部ポンプ（RIP：Reactor Internal Pump）【ABWR】

構造と特徴

本数：10 台定格出力：約 1,100 kW/台形式：湿式可変速キャンドモータポンプ

ABWRで初採用された、RPV下鏡板に直接取り付けられる内部ポンプ方式。従来BWR（外部再循環ポンプ＋ジェットポンプ）から大きく変革された設計
RPV下部フランジに10台のキャンドモータポンプ（ケーシング内にモータと羽根車を一体収納）が周方向に配置。RPV外部への大口径配管が不要
ポンプ軸は下鏡板を貫通せず、電力・信号ケーブルのみが貫通（シール構造が単純化）
外部配管廃止のメリット：① 大口径破断LOCAの消去（再循環配管の大破断事故が設計基準から除外）② 設置面積削減（RPV直径縮小による建屋小型化） ③ 圧損低減（ジェットポンプ不要）による循環効率向上
インバータ（VFD）による回転数制御で流量を連続調節 → ジェットポンプ方式より応答性・効率が高い

4-8. 給水スパージャ（Feedwater Sparger）

構造と機能

位置：シュラウド外・RPV内壁付近（降下流路上部）材料：SUS316L

給水系から供給される低温給水（約 215〜230 ℃）をRPV内の降下流路（アニュラス）の上部で均一に散水するリング状またはアーク状のスパージャノズル
給水をアニュラスへ均一分散することで、RPV胴板への局所熱衝撃（サーマルストライピング・ストラティフィケーション）を防ぎ、胴板の熱疲労を抑制する
スパージャからの給水はアニュラス内で飽和水と混合し、炉心下部プレナムへ降下する
BWRの給水温度は高めに保たれる（高圧給水加熱器出口温度）が、スパージャ設計では局所冷却による熱応力も評価対象

4-9. 制御棒駆動機構（CRD）ハウジングと案内管

CRDハウジング（CRD Housing）

位置：下鏡板貫通・外部へ突出材料：SUS316L（AISI 316L）

各制御棒に対応する駆動機構（CRD：Control Rod Drive）がRPV下鏡板を貫通するための管状構造体。RPV外部では水圧シリンダ・ラッチ機構・電動スクリュー機構等のCRD本体に接続される
下鏡板との接続はハウジング溶接（stub tube / set-in welding）。この溶接部は応力腐食割れの管理部位（IGSCCの発生が過去に国内外で報告）
内部には駆動軸（スピンドル）が通り、軸を上下動させることで制御棒を炉心に挿入・引き抜きする

制御棒案内管（Control Rod Guide Tube / CRGT）

材料：SUS316L 炉心支持板〜下部プレナム間に配置

CRDハウジング上端から炉心支持板のガイド孔まで延びる管。制御棒をスムーズに炉心まで案内するとともに、スクラム時の高速挿入経路となる
案内管内部には冷却水の流路もあり、下部プレナムから冷却水が流入する（流れ方向：下から上）
案内管の変形・詰まりは制御棒挿入性を阻害するため、定検時の目視・寸法確認が行われる

4-10. 炉内計装

LPRM（局所中性子束モニタ）

型式：電離箱（フィッションチェンバ）本数：52セット（ABWR、各セット4本の電離箱）

炉心内の局所中性子束（局所出力）をリアルタイムで計測するセンサ。下鏡板貫通のハウジングから炉心内に挿入され、軸方向4点で計測する
計測値はAPRM（平均出力域モニタ）・OPRM（振動中性子束モニタ）・炉心管理システムのインプットとなり、運転中の炉心出力監視・確認に用いられる
長期照射でセンサ感度が低下（バーンアウト）するため、定期的に較正・交換が必要

TIP（移動式出力域モニタ：Traversing In-core Probe）

型式：移動式電離箱

炉心内をケーブル駆動で軸方向に移動しながら中性子束分布を精密測定するセンサ。LPRMの目盛較正（ガンマスキャン・中性子スキャン）および炉心出力分布の詳細確認に使用
RPV外部の駆動機構から細いチューブを通じて炉心内指定位置に挿入される。定検中・運転中の両方で実施可能

5. 材料・溶接

部位	材料	規格	主な理由
胴板・鏡板	低合金鋼（Mn-Mo-Ni系）	SA-533 Gr.B Cl.1 / SA-508 Gr.3 Cl.1	高強度・低温靭性・大断面鍛造性
内面クラッド	SUS308L（溶接肉盛）	ASTM A240相当	炉水腐食対策・母材への中性子照射影響緩和
ノズル・フランジ	SA-508 Gr.3 Cl.1（鍛造）	ASME Section III	胴板と同材料で熱膨張整合
シュラウド・内部構造	SUS316L / SUS304L	ASTM A240	IGSCC耐性（低炭素・高Mo）
CRDハウジング・スタブチューブ	SUS316L	ASTM A182 F316L	下鏡板貫通溶接部のIGSCC対策
燃料被覆管・チャンネルボックス	ジルカロイ-2 / Zr-Nb合金	ASTM B811	低中性子吸収・耐腐食性・燃料クラッド化学的両立性

溶接管理の重要点

胴板輪継手溶接：超音波探傷（UT）・放射線透過試験（RT）による100 %検査。溶接後熱処理（PWHT）で残留応力を低減
ノズル取り付け溶接：ノズル外周溶接部（Nozzle-to-Shell weld）はRPVで最も応力集中が高い部位の一つ。ASME Section IIIのClass 1要件を適用

クラッド溶接

スタブチューブ溶接（下鏡板貫通溶接）：材料の取り合い（低合金鋼→SUS316L）で異材溶接となり、溶接残留応力・腐食管理が重要

6. 経年変化と健全性管理

照射脆化（Radiation Embrittlement）【胴板：最重要項目】

炉心帯胴板は高速中性子（E > 1 MeV）を累積照射され、鋼材の靭性（破壊靱性値 K_Ic・RTNDT）が低下する
指標：RTNDT（Nil Ductility Transition Temperature）シフト ΔT₄₁J。照射脆化が進むと中性子フルエンスとともにRTNDTが上昇し、過渡時（緊急注水等）に脆性破壊リスクが高まる
管理方法：① サーベイランスカプセル試験（炉内に設置した試験片を定期的に引き出しシャルピー衝撃試験で実際の脆化量を測定）、② 加圧温度制限（P-T曲線）の改訂、③ 運転年数延長申請時のPTS（加圧熱衝撃）解析評価
対策材料：低P（リン）・低Cu（銅）・低Ni含有量の胴板材料が照射脆化しにくい

IGSCC（粒界応力腐食割れ：Intergranular Stress Corrosion Cracking）【炉内SUS部材】

三要素：① 鋭敏化した材料（炭素量の多いSUS304の溶接HAZ → Cr炭化物析出で粒界Cr欠乏） ② 引張残留応力 ③ 炉水中の酸化性雰囲気（溶存酸素・過酸化水素）
発生部位：炉心シュラウド溶接線（H1〜H7）、CRDハウジングスタブチューブ溶接、ジェットポンプビーム・インレットミキサ、シュラウドヘッドボルト等
対策：① 材料を低炭素SUS316Lに交換 ② 水素注入（HWC：Hydrogen Water Chemistry）によって炉水の電気化学腐食電位（ECP）を低下させ、IGSCC発生を抑制 ③ NMCA（貴金属化学処理）で白金族を被覆管・構造材表面に付着させECPを低下させる ④ 溶接部の予防保全（IHSI：誘導加熱応力改善・LSND：局部水中ショットピーニング等）

IASCC（照射誘起応力腐食割れ：Irradiation-Assisted SCC）

高中性子照射（フルエンス > 5×10²¹ n/cm²）を受けたSUS材が炉水環境でIGSCCより低い応力でも割れる現象
照射によるミクロ組織変化（照射誘起偏析・照射誘起相変態）がIGSCCの鋭敏化と類似の効果をもたらす
炉心帯近傍のシュラウド・上部格子板で問題になる可能性がある。現在も研究が継続中

その他の経年変化現象

熱疲労（Thermal Fatigue）：給水ノズル付近や差圧配管の温度変動（サーマルストライピング・成層化）による累積疲労損傷。設計段階で疲労使用係数（CUF）を管理
腐食疲労（Corrosion Fatigue）：炉水環境では疲労き裂進展速度が大気中より速い（JIS JSME環境疲労係数 Fen の適用）。60年運転認可申請では環境疲労補正が義務化
チャンネルボックス照射成長・クリープ：ジルカロイの照射成長によるチャンネルボックスの伸び・曲がり。制御棒挿入性への影響確認
制御棒中性子吸収材の劣化：B₄Cの燃焼（³⁵B消費）・³Heガス蓄積→体積膨張、Hfの照射劣化。制御棒価値測定・外観検査で管理

7. 定期検査・供用期間中検査（ISI）

法規制の枠組み（日本）

電気事業法（電技解釈）・核原料物質核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（炉規法）に基づく定期事業者検査
JSME維持規格（2004年制定・逐次改訂）に基づく供用期間中検査（ISI）計画の作成・実施・評価
検査計画は10年周期のISIプログラムとして策定。損傷許容評価（Fitness for Service評価）により検査結果から残余寿命を評価

主要検査項目

検査対象	検査方法	主な目的
RPV胴板・蓋溶接部	UT（超音波探傷）・VT（目視）	き裂・欠陥の検出・サイジング
RPVノズル溶接部	UT・PT（浸透探傷）	き裂・割れ
炉心シュラウド溶接線	UT・VT（水中遠隔）	IGSCC検出・き裂進展評価
CRDハウジングスタブチューブ	UT・VT	IGSCC
ジェットポンプ部品	VT（水中遠隔）	ビームクラック・インレットミキサ固定状況
内部ポンプ（ABWR）	VT・分解点検	摺動部摩耗・シール健全性
燃料集合体	チャンネルボックス変形測定・燃料棒外観	照射成長・ピンホール・損傷
制御棒	制御棒価値測定・外観目視	中性子吸収材燃焼・変形・IGSCC
蒸気乾燥器	VT・PT	き裂・変形
サーベイランスカプセル	シャルピー衝撃試験・化学分析	照射脆化の実測

BWR 原子炉圧力容器（RPV）

1. 主要仕様

2. RPV本体の構造

3. RPV断面概念図（BWR/ABWR）

4. 炉内機器の詳細

4-1. 燃料集合体・制御棒・チャンネルボックス

燃料集合体（Fuel Assembly）

制御棒（Control Rod）

チャンネルボックス（Channel Box / Fuel Channel）

4-2. 炉心支持構造（Core Support Structure）

炉心支持板（Core Plate）

上部格子板（Top Guide）

4-3. 炉心シュラウド（Core Shroud）

シュラウド本体

シュラウドヘッド（Shroud Head）とスタンドパイプ

4-4. 蒸気分離器（Steam Separator）

構造と動作原理

4-5. 蒸気乾燥器（Steam Dryer）

構造と動作原理

蒸気乾燥器の振動問題（米国BWRで発生した事例）

4-6. ジェットポンプ（Jet Pump）【BWR/4〜6型】

構造と動作原理

ジェットポンプビームクラック（IGSCC）

4-7. 原子炉内部ポンプ（RIP：Reactor Internal Pump）【ABWR】

構造と特徴

4-8. 給水スパージャ（Feedwater Sparger）

構造と機能

4-9. 制御棒駆動機構（CRD）ハウジングと案内管

CRDハウジング（CRD Housing）

制御棒案内管（Control Rod Guide Tube / CRGT）

4-10. 炉内計装

LPRM（局所中性子束モニタ）

TIP（移動式出力域モニタ：Traversing In-core Probe）

APRM（平均出力域モニタ）・OPRM（振動中性子束モニタ）

炉心差圧計装（Core Differential Pressure Instrumentation）

5. 材料・溶接

6. 経年変化と健全性管理

照射脆化（Radiation Embrittlement）【胴板：最重要項目】

IGSCC（粒界応力腐食割れ：Intergranular Stress Corrosion Cracking）【炉内SUS部材】

IASCC（照射誘起応力腐食割れ：Irradiation-Assisted SCC）

7. 定期検査・供用期間中検査（ISI）

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