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何謂RBMK黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉？www.tool-tool.com

黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉（こくえんげんそくふっとうけいすいあつりょくかんがたげんしろ）は、ソ連が独自に開発した原子炉の形式。 ロシア語ではРБМК （Реактор Большой Мощности Канальный） とよぶ。西欧圏ではキリル文字表記をアルファベット読みして頭文字でRBMK (Reaktory Bolshoy Moshchnosti Kanalniy, 英語直訳："reactor (of) high power (of the) channel (type)", 日本語直訳：高出力圧力管型原子炉とよび、英語では別の表記としてLWGR (Light Water cooled Graphite moderated Reactor、軽水冷却黒鉛減速炉) がある。ソビエト連邦内でだけ作られ、今では旧式になってしまった黒鉛減速動力用原子炉の一形式について、ここで述べることにする。

黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉(RBMK)は、核分裂反応によって生じた熱エネルギーを、軽水を 沸騰させることで取り出す原子炉である。旧ソ連が軍事用に開発した黒鉛減速プルトニウム生産炉を ベースに、独自に軽水冷却型原子炉として発電用動力炉を開発したものである。一群の開発プロジェクト「ソビエト計画」の最高峰であった。 それらのうちの最初のものはAM-1 ( Atom Mirniy, ロシア語で "peaceful atom"、「平和な原子力」)と呼ばれ、電気出力5MW（熱出力30MW）を発電し、発生した電力を1954 年から 1959年までオブニンスクへと送っていた。

2004年時点で、現在世界で十数台が運転されているが、新規の建設計画は無く、国際的圧力は同型の残った原子炉を閉鎖する方向に働きかけている。

同型の原子炉には、RBMK-1000型やRBMK-1500型などがあり、特にRBMK-1000型 は、ウクライナのチェルノブイリ原子力発電所で事故を起こした原子炉として知られている。

低濃縮ウラン燃料は燃料集合体として、圧力管内に収められており、この管内を流れる軽水が直接熱を奪う。圧力管はジルカロイ合金製で、減速材である黒鉛ブロックの穴の中に収められている。乱暴なたとえ方をするならば、練炭を 立てて蓮根状に開いた穴に金属管を挿入し、管の中に核燃料を装荷して冷却用の水を流し込むと考えればよい。

そ れぞれ、中性子の減速用に黒鉛を、原子炉の冷却用に軽水を、燃料に天然ウランを使用して原子炉を作ることは可能である。このように、濃縮ウランや重水のよ うな、分離された同位元素を使用しないで大型動力炉を建造することができる。しかしながら残念なことに、このような構成の原子炉は不安定でもあ る。

デ ザイン

RBMKは冷却材として軽水を使用し、高さ7メートルの黒鉛ブロックの中を垂直に走る圧力管の中を流れる。軽水は圧力管内の炉心で沸騰水型原子炉と 同様に温度270℃で沸騰する。燃料は低濃縮ウランで、 3.5メートルの長さの燃料集合体として使用する。 中性子減速の大部分を固定された黒鉛に頼るため、過剰な沸騰が起こっても軽水炉のように核分裂反応を妨げることはなく、単に原子炉の冷却と中性子吸収が低 下するだけである。このため原子炉はかなり大きな正のボイド係数を持ちうる。これによりチェルノブイリのようなRBMKではボイド係数に起因する正の フィードバック問題を起こしてしまう。これは、炉心で沸騰が起こったとき軽水の密度が下がって中性子吸収が下がり、それが原子炉の出力を、つまり沸騰をさ らに増大させていく「雪だるま現象」のことである。

RBMKの冷却材である軽水は中性子吸収能が大きく、原子炉作動中に通常発生する遊 離中性子をいくらか吸収してしまう。よってRBMK用のウランは 炉心で核分裂連鎖反応を維持するために、核分裂可能なウラン235の濃度を天然ウランより高くする必要がある（燃料中のウランの残りはウラン238であ る。核燃料用ウランでは、ウラン濃縮によって2.0-2.4パーセントと、天然ウランよりも高い濃度のウラン235にしたものを使っている。）

こ の型の原子炉の炉心は、最高3000個の燃料集合体を装荷することができる。燃料集合体は一群の密封された燃料棒から成る。燃料棒は酸化ウラン（UO2） ペレットで満たされ、端板で適切な位置に保たれており、各燃料棒の強化と同時に間隔を適切に保持するための金属スペーサーグリッドで支えられる。炉心は、 核連鎖反応プロセスから熱エネルギーを引き出すことができる貯水池とみなせる。原子炉を運転している間、燃料内におけるウラン235濃度は核 分裂を起こすにつれて減少し、その分が熱エネルギーに変化していく。多少のウラン238原子は中性子を吸収・崩壊して、核分裂性のプルトニウム239に変 化する。そのうちいくらかは核分裂を経てエネルギーを生む。核分裂反応によって生み出された物質は燃料ペレットの中に保持され、これらのうちのあるものは 「核毒」と呼ばれる中性子吸収性物質キセノン135になる。核毒は原子炉の反応度と 熱発生量を低下させるように振舞う。燃料内における高核分裂性原子核の濃度の減衰と、核毒の濃度の増大によって最適な熱エネルギー生産能力が失われた時、 核燃料は寿命を迎えたことになる。一般的な軽水炉では運転を停止して燃料交換を行うことになる が、RBMKは各圧力管が独立しているため運転中に燃料を交換することができる。

原子炉の特性

RBMKでは、中性子の減速は主に黒鉛ブロックが受け持ち、燃料集合体周りの軽水は、量が少ないこともあって中性子減速効果より吸収効果が大きく作用している。このためボイド効果(蒸気泡による減速材の密度低下)は正の反応度係数を持ち、ドップラー効果（燃料ペレットの 温度上昇に伴なう中性子吸収効果の増大）の負の反応度係数により、RBMKは出力の高い領域では 全体として負の反応度係数を持っているが、低出力領域では極めて大きい正の反応度フィードバック特性がある。言い換えれば、高出力時では比較的制御が容易 だが、低出力時には不安定状態に陥りやすいという欠点がある。出力低下に伴う正の反応度フィードバックは、原子炉内のキセノンオーバーライドという現象が原因であり、チェルノブイリ原子力発電所の事故原因の一つとされる。 高い正のボイド係数は、もし、この原子炉が低出力状態で放置されたならばメルトダウンを引き起こすまで核反応を暴走させてしまう傾向があると言うことを意味する。元の設計では、ボイド係数は+4.5 bという値であった。

高い正のボイド係数では、受動的に安全な原子炉ではなくなる。RBMKの設計は、反応度をコントロールし、必要に応じて、完全に反応をとめるコン ピュータ制御の制御棒を含んでいた。

RBMKは、加圧水型原子炉(PWR)の使用済み核燃料のウランには低いながらも十分な濃度があることを利用して、これを再加工し、リサイクルされ たウランを使うことを目的とした。この構成では不安定でもあった。

結 果的にウクライナにあるチェルノブイリ発電所にある4基のRBMKのうち1基が、民生用途としては今までで最悪の原子力事故を起こし爆発したので ある。チェルノブイリ禍の後、運転中の全RBMKは重要な改修をうけた。それにより正のボイド係数を+0.7 bまで下げることができた。この新しい係数は、冷却材の水位低下によるメルトダウンの可能性を排除する方向に働くよう期待されている。

封 じ込め

RBMK の設計では、通常の運転に必要な数種類の封じ込めを施していた。通常、摂氏700度にもなる黒鉛が酸素と触れないよう金属性封じ込め構造に 黒鉛を収納し、不活性ガスで満たして密封する。炉心から大量に出る強烈な放射線を吸収するための遮蔽として、底部にコンクリートの厚板、側部に砂とコンク リート、上部にコンクリート板があった。原子炉から通じる蒸気の管を含む原子炉内部の機械の多くは、この上部のコンクリート板に取り付けられていた。

最初、RBMKは厳しい事故の封じ込めには関せず、単に事故防止と事故緩和に関してだけ集中して設計された。しかし、スリーマイル島原子力発電所事故の 後、RBMKの設計も非常事態に対処するために部分的な封 じ込め構造（完全な封じ込め構造ではない）を含むようになった。原子炉の下に張り巡らされたパイプは、大量の水で満たされた密封構造の箱に封入された。も し、これらのパイプが漏れを起こすか破裂しても、放射性物質はこれらの箱の中の水によってトラップされ、外部に漏れ出すことはない。しかし、RBMKは、 運転しながらの燃料補給と核兵器用プルトニウム生産を可能にするよう、シャットダウンなしに燃料棒の交換が可能なように設計されており、炉心直上に巨大な クレーンを必要とした。これによりRBMKの炉は高さが70メートルもあり、重い封じ込め用建築物を建造することは容易ではなく、コストも掛かり過ぎたた め、原子炉上面に伸びるパイプのために更なる封じ込め建築物を建設することは不可能だった。不幸なことに、チェルノブイリ事故では、原子炉上部を吹き飛ば し、蒸気爆発により圧力管の上・下部を破壊し開口部を作るほどの圧力に達した。

チェ ルノブイリ事故からの改善

チェ ルノブイリ事故以来、残りの全RBMKは、安全性を向上する為のいくつかのアップデートを受けた。そのなかで最大の改良は、RBMKの制御棒設 計の改良である。以前の設計では、炉の出力を積極的に上げるため、制御棒の下に黒鉛の棒を付けるように設計されていた。この設計では炉心中心部が核毒によ り出力が低下し、事故当時のように炉心上下に出力のピークが分かれていた場合、単純に運転制御棒を原子炉に挿入すると炉の核反応速度を下げるか、炉を止め る代わりに出力が上がってしまっていた。この設計上の欠陥は、チェルノブイリ事故で原子炉を停止するために非常用ボタンを押した時、最初の爆発を引き起こ した原因となった。

最新版では、以下のように改められている。

• 炉が一番不安定になる低出力域で作動するのを禁止するため、炉心に80体の中性子吸収体を追加した。

• こ のままでは、燃料が炉内に装荷されている間に生産する熱量が中性子を吸収体に食われてしまう分、改善前より少なくなってしまう。そこで、その分 は中性子を出す元である燃料中のウラン235の量を増やすことで対応することにした。具体的には、核燃料中のウラン235濃縮度を2.0パーセントから 2.4パーセントへと増強した。これにより、炉心内で発生する全中性子のうち、圧力管内を流れる軽水によって中性子が吸収される率が減った。この違いは、 炉の安全な制御を冷却水流量の調節に依存する割合を減らすことにもつながった。

• 手動制御棒の数を30から45へと増やした。

• 緊急シャットダウンである制御棒完全挿入(SCRAM)動作に掛かる時間を以前の18秒から12秒に減らした。

• 非常安全システムへの未許可のアクセスに対する予防措置をとった。

RBMK の閉鎖

いままで建設された中で、チェルノブイリ原発の残りの3機の原子炉は、1号炉が1996年11月、2号炉が1991年10月、3号炉が2000年 12月15日に閉鎖されたことで、現在ウクライナ領内で運転中の原子炉は無くなっている。そして、リトアニアのイグナリナ原子力発電所で運転されている2機のRBMK-1500のうち、1号炉は2004年12月 末日に閉鎖され、2号炉は2009年までに閉鎖される事が決定されている。しかし、国内の電力の八割近くをイグナリナ発電所に頼り、またロシア連邦領飛び地のカリーニングラード州、ベラルーシ、ポーランドへ の売電が貴重な外貨獲得手段となっているという電力事情、閉鎖後の代替発電所をどうするかが未だ決まっていない事などから、リトアニア政府は原子炉を予定 していた時期までに閉鎖することは無理だろうと言っている。また、その他の旧ソ連諸国に存在する RBMKに関しては、現在のところ閉鎖の計画はない。

RBMK is an acronym for the Russian reaktor bolshoy moshchnosti kanalniy (Russian: Реактор Большой Мощности Канальный) which means "High Power Channel-type Reactor", and describes a class of graphite-moderated nuclear power reactor which was built in the Soviet Union for use in nuclear power plants to produce nuclear power from nuclear fuel. The RBMK reactor was the type involved in the Chernobyl disaster. In 2010, there were at least 11 RBMK reactors operating in Russia,^[1] but there are no plans to build new RBMK type reactors (the RBMK technology was developed in the 1950s and is now considered obsolete) and there is international pressure to close those that remain.

Schematic diagram of an RBMK

The RBMK was the culmination of the Soviet program to produce a water-cooled power reactor based on their graphite-moderated plutonium production military reactors. The first of these, AM-1 ("Атом Мирный", Atom Mirny, Russian for "peaceful atom") produced 5 MW of electricity (30 MW thermal) and delivered power to Obninsk from 1954 until 1959.

Using light water for cooling and graphite for moderation, it is possible to use natural uranium for fuel. Thus, a large power reactor (RBMK reactors at the Ignalina Nuclear Power Plant in Lithuania were rated at 1500 MWe each, a very large size for the time and even for today) can be built that requires no separated isotopes, such as enriched uranium or heavy water.

An RBMK employs long (7 metre) vertical pressure tubes running through a graphite moderator and cooled by water, which is allowed to boil in the core at 290 °C, much as in a boiling water reactor. Fuel is low-enriched uranium oxide made up into fuel assemblies 3.65 metres long. With moderation largely due to the fixed graphite, excess boiling simply reduces the cooling and neutron absorption without inhibiting the fission reaction, so the reactor can have a large positive void coefficient, and a positive feedback problem can arise, as with the disaster at Chernobyl.

The fuel core for a light water reactor can have up to 3,000 fuel assemblies. An assembly consists of a group of sealed fuel rods, each filled with uranium oxide (UO₂) pellets, held in place by end plates and supported by metal spacer-grids to brace the rods and maintain the proper distances between them. The fuel core can be thought of as a reservoir from which heat energy can be extracted through the nuclear chain reaction process. During the operation of the reactor, the concentration of U-235 in the fuel is decreased as those atoms undergo nuclear fission which creates heat energy. Some U-238 atoms are converted to atoms of fissile Pu-239, some of which will, in turn, undergo fission and produce energy. The products created by the nuclear fission reactions are retained within the fuel pellets and these become neutron-absorbing products, also called nuclear poisons, that act to slow the rate of nuclear fission and heat production. As the reactor operation is continued, a point is reached at which the declining concentration of fissile nuclei in the fuel and the increasing concentration of poisons result in lower than optimal heat energy generation. The RBMK has a refueling machine that can change the fuel on-load, while the reactor is still producing power.

The RBMK design has several types of safety systems needed for normal operation and emergency situations. In-core feedback sensors monitor the amount of reactivity during operation; if they detect an increase they can automatically insert control rods to reduce power, if they detect a decrease in power they raise controls rods to increase power. If the sensors detect a sharp increase in output they can insert all 211 boron control rods to stop the reaction altogether. There is also a separate control system, the Reactor Protection System. This system is automatically activated when needed or can be manually activated by the operators. RBMK reactors also have a radiation monitoring station that monitors radiation from the plant and the nearby environment. A large amount of shielding is provided to absorb radiation produced under both normal operation and emergency situations. The RBMK reactor also has an Accident Localization System which serves as a containment but this system can only handle minor pipe breaks. The Accident Localization System's ineffectiveness was shown in the Chernobyl incident.

High Positive Void Coefficient

Light water (the ordinary H₂O) is both a neutron moderator and a neutron absorber. This means that not only can it slow down neutrons to velocities in equilibrium with surrounding molecules ("thermalize" them and turn them into low-energy neutrons that are far more likely to interact with the Uranium nuclei than the fast neutrons produced by fission initially), but it can also absorb some of them outright. Heavy water is also a good neutron moderator, but does not absorb neutrons as easily.

In RBMKs, light water was used as a coolant; moderation was instead carried out by graphite. As graphite already moderated neutrons, light water had a lesser effect in slowing them down, but could still absorb them. This means that the reactor's moderation level (adjustable by appropriate neutron-absorbing rods) had to account for the neutrons absorbed by light water.

In the case of evaporation of water to steam, the place occupied by water would be occupied by water vapor, which has a density vastly lower than that of liquid water (the exact number depends on pressure and temperature; at standard conditions, steam is about 1/1350th as dense as liquid water). Because of this lower density (of mass, and consequently of atom nuclei able to absorb neutrons), light water's neutron-absorption capability practically disappears when it boils. This allows more neutrons to fission more U-235 nuclei and thereby increase the reactor power, which leads to higher temperatures that boil even more water, creating a thermal feedback loop.

In RBMKs, generation of steam in the coolant water would then in practice create a void, a bubble that does not absorb neutrons; the reduction in moderation by light water is irrelevant, as graphite is still moderating the neutrons, enabling them to be absorbed more easily to continue the reaction. This event would dramatically alter the balance of neutron production, causing a runaway condition in which more and more neutrons are produced, and their density grows exponentially fast. Such a condition is called a positive void coefficient, and it is particularly high for RBMK reactors.

A high void coefficient does not automatically make a reactor unsafe, as some of the fission neutrons are emitted with a delay of seconds or even minutes (post-fission neutron emission from daughter nuclei), so steps can be taken to reduce the fission rate before it gets too high, but it does make it much harder to control the reactor and makes it imperative that the control systems be very reliable. Some RBMK designs did include control rods on electromagnetic grapples, thus controlling the reaction speed and, if necessary, stopped the reaction completely. The RBMK at Chernobyl, however, had manual control rods.

After the Chernobyl disaster, all RBMKs in operation underwent significant changes, lowering their void coefficients to +0.7 β. This new number precludes the possibility of a low-coolant meltdown.

Containment

The RBMK design includes several kinds of containment needed for normal operation. There is a sealed metal containment structure filled with inert gases surrounding the reactor to keep oxygen away from the graphite (which is normally at about 700 degrees Celsius). There is also a large amount of shielding to absorb radiation from the reactor core. This includes a concrete slab on the bottom, sand and concrete around the sides, and a large concrete slab on top of the reactor. Much of the reactor's internal machinery is attached to this top slab, including the water pipes.

Initially, the RBMK design focused solely on accident prevention and mitigation, not on containment of severe accidents. However, since the Three Mile Island accident, RBMK design also includes a partial containment structure (not a full containment building) for dealing with emergencies. The pipes underneath the reactor are sealed inside leak-tight boxes filled with a large amount of water. If these pipes leak or burst, the radioactive material is trapped by the water inside these boxes. However, RBMK reactors were designed to allow fuel rods to be changed without shutting down (as in the pressurized heavy water CANDU reactor), both for refueling and for plutonium production (for nuclear weapons). This required large cranes above the core. As the RBMK reactor is very tall (about 7 metres), the cost and difficulty of building a heavy containment structure prevented building of additional emergency containment structure for pipes on top of the reactor. In the Chernobyl accident, the pressure rose to levels high enough to blow the top off the reactor, breaking open these pipes in the process.

Improvements since the Chernobyl accident

In his posthumously published memoirs, Valeri Legasov, the First Deputy Director of the Kurchatov Institute of Atomic Energy, revealed that the Institute's scientists had long known that the RBMK reactor had significant design flaws.^[2][3] Legasov's death from suicide, apparently as a result of becoming bitterly disillusioned with the failure of the authorities to confront the flaws, caused shockwaves throughout the Soviet nuclear industry and the problems with the RBMK design were rapidly accepted.^[4][5]

Following Legasov's death^[4] all remaining RBMKs were retrofitted with a number of updates for safety. The largest of these updates fixes the RBMK control rod design. Previously the control rods were designed with graphite tips, which when initially inserted into the reactor first speed up the reaction and after that begin slowing or stopping it. This design flaw contributed to the first explosion of the Chernobyl accident.

The updates are:

• An increase in fuel enrichment from 2% to 2.4% to compensate for control rod modifications and the introduction of additional absorbers.
• Manual control rod count increased from 30 to 45.
• 80 additional absorbers inhibit operation at low power, where the RBMK design is most dangerous.
• SCRAM (rapid shut down) sequence reduced from 18 to 12 seconds.
• Precautions against unauthorized access to emergency safety systems.

Development

A development of the RBMK is the MKER (Russian: МКЭР, Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Mnogopetlevoy Kanalnyi Energeticheskiy Reaktor] which means Multi-loop pressure tube power reactor), with improved safety and containment.^[6][7] The physical prototype of the MKER-1000 is the 5th unit of the Kursk nuclear power plant. The construction of Kursk 5 is still uncertain.^[8] A MKER-800, MKER-1000 and MKER-1500 planned for the Leningrad nuclear power plant.^[9][10][11]

Closures

Of the 17 RBMKs built (one was still under construction at the Kursk Nuclear Power Plant), all three surviving reactors at the Chernobyl plant have now been closed (the fourth having been destroyed in the accident). Chernobyl 5 and 6 were under construction at the time of the mishap at Chernobyl, but further construction was stopped due to the high level of contamination at the site limiting its longer term future. Both reactors at Ignalina in Lithuania were also shut down. ^[12]. Russia is the only country to still operate reactors of this design: Saint Petersburg (4 RBMK-1000), Smolensk (3 RBMK-1000) and Kursk (4 RBMK-1000) ^[13].

Status

Reactors which are in operation marked in green, closed reactors red, reactors under construction yellow and abandoned plants marked blue.

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