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BWRにおけるATWSの安全分析

調査日2026年4月17日
調査ツールChatGPT Deep Research
調査テーマBWRにおけるATWS(スクラム不能時の予期過渡)の定義・物理・設計・運転・解析・規制の包括的分析
分野タグ BWR ATWS 原子炉停止系(RPS) ARI SLC/SLCS 炉心安定性 BEPU解析 核熱結合 ABWR DEC
文献数政府報告書・機関レポート 10件 / 学術論文・技術報告 4件 / Web・規制文書 6件

調査目的

現状まとめ

ATWSの本質と定義

ATWSは「スクラムすべき条件に入ったにもかかわらず制御棒挿入による停止が達成されない事象」であり、起因過渡そのものよりも原子炉停止系(RPS)の機能喪失との重畳が本質。IAEAでは設計拡張状態(DEC)の代表例、NRC実務では通常のAOO・設計基準事故とは別格の特別事象群として扱われる。

BWR特有の反応度フィードバック

反応度フィードバックの主要成分は冷却材密度と蒸気ボイド率。概念式:
Δρ ≈ α_void × Δα_void + α_D × ΔTf + ρ_CR + ρ_B

制御棒挿入失敗の原因類型(5群)

  1. RPS・トリップ論理の電気的共通要因故障(Salem事象型:UV継電器整備不良)
  2. 水圧・空圧・ベント/ドレン経路の障害(Browns Ferry型:SDV水滞留)
  3. 機械的ジャミング(制御棒・駆動機構・燃料ボックス変形、隣接群故障)
  4. 計装・信号・ソフトウェアの独立性不足(デジタルRPS共通要因故障)
  5. 手順・整備・試験の不備(SLCS鍵の管理・上長承認待ち等の小さな管理要因)

設計対策(多層防護の束)

対策主作用期待効果難易度主な留意点
RPS信頼性向上・ポストメンテ確認 スクラム失敗頻度低減 ATWS起因頻度を下げる 継電器・遮断器・ソレノイド・試験手順管理が支配的
ARI(代替制御棒挿入) RPSと多様な経路でスクラム弁空気を排出し制御棒挿入 迅速な未臨界移行 圧力高・水位低の多様信号、電源独立性が必要
ATWS時再循環ポンプトリップ(RPT) 炉心流量低下でボイド増加・負反応度投入 出力抑制・過圧緩和 低〜中 ABWRでは4台→6台の段階トリップ設計が合理的
SLC/SLCS(ボロン注入) ボロン溶液注入による制御棒非依存の停止 長期未臨界保持・最終手段 中〜高 起動遅れ、鍵・承認・経路健全性がボトルネック
Feedwater stop・水位制御 入口サブクール制御、TAF近傍への水位低下 不安定振動抑制・局所PCT抑制 手順の発動条件と運転員支援が重要
ADS禁止と条件付き代替減圧 不要な早期減圧を避けつつ減圧機能喪失時のみ代替減圧 インベントリ保持と炉心損傷防止の両立 ATWS時のADS自動作動は慎重に扱う必要あり
ハードワイヤード多様化バックアップ デジタルRPS共通要因故障への対抗 ARI/RPT/SLC/Feedwater Stopの独立作動 センサ・論理・電源・盤配置まで独立性が必要

ABWR(柏崎刈羽7号機)の代表設定値

主要過去事例

規制基準

数値解析の要件

残存リスク

未解決問題・今後の課題

コメント

▶ 「システム問題」という整理の重要性

▶ ABWRの段階RPT設計は合理的

▶ SLCの「最終手段」という位置づけの再考

▶ デジタルCCFは現代的な最大課題

▶ 3次元核熱結合解析の実務への橋渡し

参考文献リスト

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政府報告書・機関レポート

学術論文・技術報告

Web記事・規制文書

関連キーワード

ATWS BWR ABWR スクラム不能 RPS ARI(代替制御棒挿入) SLC/SLCS(ボロン注入) 再循環ポンプトリップ(RPT) SDV(スクラム放出弁) 共通要因故障(CCF) 炉心安定性 MELLLA+ TRACE/PARCS 3次元核熱結合解析 BEPU 沸騰遷移(ドライアウト) ポストBT熱伝達 反応度フィードバック ボイド反応度係数 DEC(設計拡張状態) Browns Ferry LaSalle Salem EOP(非常時運転手順) デジタル安全保護回路 10 CFR 50.62