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ABWR-II（ABWR改良発展炉）の研究開発の現状

書誌情報

著者	小杉山真一，川村慎一，福田俊彦（東京電力），村瀬道雄，守屋公三明（日立製作所），高史彦，日置秀明（東芝），Larry E. Fennem（GE）
発表場所	日本機械学会第7回動力・エネルギー技術シンポジウム 2000
論文番号	B103
発表日	2000年10月31日，東京
種別	会議論文（概念設計報告）
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背景

高速増殖炉実用化の遅れにより、軽水炉が長期にわたり原子力発電の主流を占めることが予想された。
東京電力柏崎刈羽6/7号機でABWRが実現し、次世代炉として更なる改良発展が求められた。
安全性・信頼性の向上、経済性向上（建設単価20%以上低減）、運転保守性向上を目標に、電力・メーカ（東芝・日立・GE）が共同で概念設計を実施。

目的

ABWR-IIの概念設計研究（フェーズI〜III）の成果を報告し、炉心燃料・原子炉系機器・安全設備・計測制御システムの設計方針と技術的課題を示す。

手法・内容

1. プラント概要

項目	ABWR-II	ABWR（参考）
電気出力	1700MWe	約1350MWe
熱出力	4960MWt	—
燃料集合体数	424本	—
燃料格子形状	1.5倍K格子	C格子
RPV内径	7.45m	7.11m
再循環ポンプ	インターナルポンプ×10台	同
建設単価	ABWRより20%以上低減見通し	—
定検期間	20日間（目標）	30日間

2. 炉心燃料設計

1.5倍K格子：大型燃料集合体により水ギャップ領域を有効活用、装荷密度向上で経済性改善。CRD員数削減（大型CR配置）。
スペクトルシフトロッド（SSR）：燃料集合体内に配置する水ロッド。サイクル初期にPuを蓄積し、末期に消費→省ウラン効果（1〜5%改善）。

3. 原子炉系機器設計

機能別CRD：スクラム機能有り（96体）とスクラム機能なし（101体）に分類。HCU数を103台→48台に合理化。マグネットカップリング採用。
主蒸気系：MSIVフルボア化（750A）、SRV大容量化（680t/h）・14弁（現行18弁から削減）・駆動部一体型。
気水分離系：セパレータピッチ短縮・本数増加で低圧損化。

4. 安全設備の設計（業務直結）

系統	機能	特徴
LPFL/RHR	低圧注水・残留熱除去	4区分構成（50%×4）、オンラインメンテナンス可能
HPCF	高圧炉心注水	2系統
ARCIC	改良型原子炉隔離時冷却	タービン駆動・発電機能付き、電源喪失時の機能強化
PRCS	静的原子炉冷却系	ARCIC/RHR使用不可時のバックアップ。炉蒸気を直接PRCS熱交換器へ導き凝縮→炉へ還流。自然力駆動
PCCS	静的格納容器冷却系	SA時に格納容器蒸気をPCCS熱交換器で凝縮→S/Pへ排出。自然力駆動。最終ヒートシンクの信頼性向上
PAR	静的再結合器	触媒式。水素・酸素の再結合。外部駆動系不要

      格納容器の定量的性能目標

      ・格納容器過大漏洩等の発生確率 ≤ 10-6/炉年

      ・格納容器破損をもたらす荷重の発生確率 ≤ 10-7/炉年

      ・条件付格納容器破損確率 ≤ 0.1

5. 計測制御システム

過渡緩和システム：過渡時のΔMCPR低減を目的。
兆候型給水系異常緩和システム：原子炉水位変動事象時の不要なスクラム回避。
光ファイバ適用計測装置：耐ノイズ性能向上。

結果・考察

設計要求事項を基本的に満足するABWR-IIリファレンス設計が完了しつつあり、建設単価20%以上低減の見通しを得た。
PRCS・PCCSの採用により地震・津波等の外因事象に対する最終ヒートシンク確保の信頼性が改善。
「防災を不要とするほどの安全性」という次世代炉の国際標準達成の見通しを得た。
ABWR-IIで開発される技術はABWRへのバックフィットにも活用可能。

コメント

業務で扱っているPRCS・PCCSの設計根拠・機能・系統構成が本論文に詳述されており、設計思想の理解に直結する重要文献。
PRCS：「炉蒸気を直接熱交換器へ導いて凝縮→炉へ還流」という自然循環ループの構成は、TQUV解析での炉心冷却挙動を理解する上での基礎。
PCCS：「格納容器蒸気を凝縮→S/Pへ排出」という機能はSA時の格納容器圧力管理と直結。PCCSの凝縮熱伝達性能がこの機能の成否を決める。
格納容器の定量的性能目標（10^-6〜10^-7/炉年）は確率論的安全評価（PSA）の観点で重要な数値。
2000年時点の文書であり、その後の設計変更（実際のABWR建設への反映状況）との比較が必要。

未解決問題・今後の課題

PCCS熱交換器の最適化（性能・設計の確定）
ARCICの性能確認試験
大型燃料集合体（1.5倍K格子）の機械的・核的健全性確認試験および照射試験
機能別CRDの安全要求を満たす最終仕様の決定
炉内下部プレナム構造の健全性確認のための流動振動試験
MSIV・SRVの性能確認試験・環境試験

研究課題メモ

PRCSの自然循環挙動の熱水力解析：TQUV時のARCIC/RHR失敗シナリオでPRCSが起動した場合の炉心冷却挙動をRELAPで解析する研究。業務と直結。
PCCSの凝縮熱伝達モデルの妥当性評価：PCCS熱交換器での凝縮挙動（膜状凝縮・不凝縮気体の影響）をPANDA実験データと比較し、解析コードの予測精度を評価。
SA時のPCCS+PRCSの熱水力連成挙動：格納容器圧力上昇とPCCS除熱能力の相互関係を解析し、最終ヒートシンクの信頼性評価を行う研究。
→ 研究課題メモページにアイデアを追記予定

関連論文

師岡ら 2009 — 除熱限界：ABWR-IIの燃料設計と除熱限界の関係、Post-BT基準
棚沢 1978 — 滴状凝縮レビュー：PCCS凝縮熱伝達の理論的基礎
Tancon et al. 2025 — DWC/FWC遷移：PCCS凝縮管での凝縮様式の評価に関連

キーワード

ABWR-II BWR PRCS PCCS ARCIC ECCS 静的安全系受動安全格納容器 SA対策自然循環凝縮熱伝達機能別CRD 1.5倍K格子オンラインメンテナンス PSA