EPRの開発―先進の設計プロセス

フィンランドでの原子力プラント新規建設は、EPR（欧州型加圧軽水炉）開発の主要マイルストーンのひとつを示すもので、世界的規模による原子力の将来性に明るい兆しをもたらす。
熱効率や安全性、環境などに対する電力事業者の要求仕様を満たすために、この次世代原子力発電プラントの共同開発には10年以上に及ぶ歳月が費やされた。フラマトム（現在はフラマトムANP、AREVA、シーメンスに分割）はEPRを開発するため、シーメンスやEDF、ドイツの主要電力事業者などとともに1992年初旬に研究開発をスタートさせた。

図 1 ： EPRプラントの全体配置図。

EPRの開発事業者らは、現在運転中の一連の原子炉との整合性が図られよう、能動安全に焦点を据えた先進の設計手法を導入した。AREVAやシーメンスによって建設された約96基の原子力発電プラントから得られた運転経験や教訓を、この新型プラントの設計ベースに据えることによって大きなメリットが得られることは明白である。
このような設計手法の導入によって、経済的競争力だけでなく、確率論的リスク評価結果からも明らかなように現在運転中の原子炉に比べ大幅に安全性の向上したプラントを開発できた。

EPRの主要設計特性
EPRは顕著な設計特性をいくつか備えている。
■ 高圧注入システム（HPIS）の必要性の排除と、蒸気発生器伝熱管破損時の外部への放射性物質放出の可能性の排除。
■ 航空機衝突防護対策の実施。
■ 信頼性と保全性が最大限引き出されるようにするための能動安全システムの4重化。
■ 最新設計のデジタル制御システムと制御室。
■ 原子炉格納容器内へのホウ酸水貯蔵タンクの設置。
■ 設計想定外事故に対処するための各種機能の追加。
高圧注入システムの必要性の排除と蒸気発生器伝熱管破損時の放射性物質放出の可能性の排除−EPRの最も大きな設計特性のひとつは、一次系圧力が加圧器蒸気安全弁の設定値を超えるような過度事象が構造的に発生しないようになっていることである。この設計特性によって 、HPISの必要性が排除され、また、一次冷却材と蒸気発生器二次側を完全にアィソレートすることによって、伝熱管破損時に蒸気発生器への一次冷却材の浸入が防止されるようになる。従って、その後に主蒸気安全弁から放出される蒸気には、現在運転中のPWRの蒸気発生器伝熱管破断後に見られるような放射能は含まれなくなる。
航空機衝突防護対策−原子炉建屋や制御室、使用済み燃料建屋、4つのセーフガード建屋の内の2つは、軍用航空機の高速衝突にも十分耐えられるよう頑丈な鉄筋コンクリート製ケーシングシェルで防護されている。
セーフガード建屋の残り2つは、航空機衝突による同時影響が回避されるよう、原子炉建屋の反対側にそれぞれ配置されるようになっている。非常用電源としてのディーゼル発電機も、2つの異なる建屋内にそれぞれ分散設置されている。
信頼性と保守性が最大限引き出されるようにするための能動安全機器の4重化−能動安全機器を4重化することによって、次のようなメリットがもたらされる：（ａ）現在運転中のプラントで一般的な系統間の複雑な連係の必要性の排除、（b）プラント運転中にメンテナンスのための1系統の安全機器の停止、及び（c）、（b）項による高いプラント設備利用率の達成と、これによるプラント経済性の向上。
最新設計のデジタル制御システムと制御室−計測制御装置（I＆C）に対する多様性や信頼性に関する要求仕様を満たすため、最新の設計手法が開発された。プラント監視装置や制御装置は、主制御室や遠隔停止ステーション、テクニカルサポートセンターに設置されるワークステーションやパネルから成っている。マンマシンインタフェースは、プロセス情報や安全情報システムから成っている。これら2つのシステムは以下の自動システムとの連係が図られている。
■ 保護システム（PS）。
■ 安全自動システム（SAS）。　
■ プロセスオートメーションシステム（PAS）。
■ プライオリティーコントロール及びアクチュエータコントロールシステム（PAC）。
■原子炉制御及び監視システム（RCSL）。
プロセスインタフェースはセンサー、アクチュエータ、スイッチギヤーから構成される。安全上の要求レベルに対応して、安全志向の実証済みテレパーム−XS技術または標準テレパーム-XP技術のいずれかが採用される。
テレパーム技術は、中国での新規プロジェクトだけでなく、ドイツや他の欧州国、米国などで現在運転中のプラントのアップグレード対策に導入され、成功を収めている。
原子炉格納容器内へのホウ酸水貯蔵タンクの設置−現在運転中のプラントの主要非常用冷却水源のひとつは原子炉格納容器外に設置されたホウ酸水貯蔵タンク（BWST）である。
このようなプラントでは、設計ベースの「冷却材喪失事故」（LOCA）時にBWSTが空になると、非常用注入ポンプの吸込み側は原子炉格納容器内に設置された非常用炉心冷却システム（ECCS）の水源に切り換えられる。EPRの設計では、これに相当する貯蔵タンクを原子炉格納容器内に設置することによって、水源切換えの必要性が排除された。水源切換え操作が不要になったことにより、現在運転中のプラントに比べ、非常用注入システムの信頼性が大幅に向上した。
設計ベースを超える過酷事故への対応−EPRの設計には、設計ベースを超える過酷事故に対処するため先進対策がいくつか取り込まれている。これらを以下に示す。
■ 水素爆発の排除。
■ 原子炉容器外に放出された炉心溶融物の捕獲と冷却。
■ 格納容器外への炉心溶融物放出の可能性の排除。
■一次原子炉格納容器から漏洩した冷却水の全量回収とその的確管理。
水素の発生による爆発の可能性については、触媒をベースとする水素結合器によって防止されるようになっている。この他にも、水素の燃焼による圧力上昇が原子炉格納容器設計時に考慮された。

図 2 ： 非常に確率の低い炉心溶融事故時に原子炉容器から放出された溶融物は専用チャンバ内に集められ冷却される。

炉心溶融物の拡大防止や冷却対策が設計に反映された。もし、溶融物が原子炉容器外に放出された場合には、原子炉ピットに隣接して設置された専用チャンバ内に集められるようになっている（図2参照）。チャンバ下部には、残留熱の除去や、溶融物の冷却や迅速固化のための施設が設けられている。さらに、原子炉格納容器基礎を構成するコンクリート構造物に対する腐食や劣化防止対策が設計に取り込まれた。
完全受動システムとしての、格納容器内燃料交換水貯蔵タンク（IRWST）からの冷却施設への冷却水の供給によって、高温溶融物に対し初期冷却が行われる。IRWSTは溶融物チャンバに隣接して設置され、ポンプによる支援に依存することなく重力によってチャンバ内に冷却水が供給されるようになっている。約12時間後の第2冷却段階で、格納容器熱除去システムが作動し、これにさらなる冷却機能が加えられる。
高圧炉心溶融物は原子炉格納容器機能を喪失させる恐れがある。現行の原子力発電プラントでは、減圧システムや残留熱除去システムの高い信頼性によって、このリスクが非常に低く抑えられている。しかし、EPRには原子炉運転員のコントロール下に置かれるモーター駆動弁の作動によるによるチャンバ冷却機能が新たに設けられた。これによってプラント信頼性の大幅向上が図られた。
建屋設計や配置計画によって、ペネトレーションからの漏洩はすべて回収され、濾過プロセスを経た後に外部に放出されるようになった。この設計特性は、EPRに対し、次世代原子炉に課せられた厳しい放射能放出基準の達成に大きく貢献した。

EPRに対する主要設計及び運転データ

EPRの設計思想
EPRの設計には、 EPRの設計開始とほぼ同時期に策定された欧州電力事業者要求仕様（EUR）が遵守されている。

深層防護思想
深層防護は、EPR設計の中心をなす基本原理である。また、EPRの設計には国際原子力機関 (IAEA)の国際原子力安全諮問グループ (INSAG) からの勧告も取り込まれている。EPRの深層防護は以下の4つのレベルで構成されている。
深層防護の最初のレベルは、異常な運転状態の発生頻度を最小限に抑えるための予防対策から成る。
2番目のレベルは、最初の防護レベルの喪失により予想される過渡事象の影響を軽減するために介入可能なすべての制御システムの統合化である。
3番目のレベルは、事故影響を軽減するために設計されたセーフガードシステムから成る。このような状況下でも炉心溶融を防止できることを実証するため、EPRに対し多重システムのマルチ故障解析がシステマティックに実施された。
深層防護の4番目のレベルは、確率の非常に低い炉心溶融事象時に原子炉格納容器の損傷防止を図るために設置されたシステムから成る。

システム構成
システム構成は、EPR設計者と、この開発計画に参画したフランスやドイツの電気事業者間の設計や運転経験にかかわる情報交換がベースになっている。EPRの開発プロセスの初期段階で実施された確率論的安全評価結果が、以下の設計指針の策定に役立てられた。
■ システム設計の簡素化−プラントの安全性に関する重要機能はシステムの多様化によって確保される。システム運用を複雑にする機能の組合せはできるだけ避けるよう配慮された。従って、運転やメンテナンスに責任を有するプラント運転員には、通常運転時や異常時のプラント状況についてより一層の詳細把握が求められるようになる。
■ 物理的分離−機器の分散配置基準の厳格適用は、例えば火災またはフラッディング（湛水）といった内部ハザードによる安全機器機能の喪失の可能性を非常に低くくする。
■ 機能の多様化−システムの多重化や機能の多様化は多重システムに影響がもたらされる共通モード故障に対するリスクを低下させる。
■ 多重性−主要セーフガードシステム（安全注入及び非常用蒸気発生器給水システム）やそれらの支援システム（電力供給や冷却システム）はそれぞれ4重設計になっている。

建屋配置と構造
原子炉建屋はプラント全体配置の中心に位置している（図3参照)。原子炉格納容器はセーフガード建屋と燃料建屋に取り囲まれている。
内部原子炉格納容器は、ヘッド部が楕円形をしたプレストレスト・コンクリート製円筒壁と鉄筋コンクリート製基礎から成っている。内面に張られた金属ライナーは原子炉格納容器の漏洩防止機能を提供する。外部原子炉格納容器は外部ハザードに対する防護機能を担った鉄筋コンクリート製円筒壁から成っている。

図 3 ： EPRサイトの建屋配置は厳格な分散配置に狙いが置かれている。

原子炉格納容器は、要求される閉じ込め条件を満たすため、隔離、密閉及び漏洩管理システムが設置されている。内部原子炉格納容器壁からの漏洩は、すべて回収され、濾過された後、アニュラー空気注出システムから放出される。
エンクロージャーまたはバンカー 、第2及び第3セーフガード建屋、原子炉及び燃料建屋はそれぞれ、頑丈な鉄筋コンクリート壁から成る航空機衝突防護策が講じられている。主制御室と遠隔停止ステーションは衝突防護策が講じられたセーフガード建屋内に配置されている。第1及び第4セーフガード建屋は特に衝突防護策は設けられていないが、災害時に同時影響を被らないよう分散配置されている。
使用済み燃料貯蔵プールは、キャスクへの使用済み燃料の積込みが原子炉格納容器外で行なえるよう原子炉格納容器の外に配置されている。原子炉格納容器内外への燃料移動は移送管を通して行われる。

EPRの設計メリット
高熱効率
EPRは、設計や技術が同じような他の原子炉に比べて、コストパフォーマンスの高い運転や燃料の効率的利用が行なえるよう設計されている。原子炉蒸気供給システムは高燃焼度燃料（65GWd/トン級）対応できるよう設計されている。高燃焼度燃料の使用によって発生電力量（キロワット時）当たりの長寿命放射性廃棄物発生量が減少する。
二次系圧力は熱力学サイクルの総合効率に大きな影響を与える。1100psigに近い蒸気圧は、このタイプのプラントにとって最も高い運転圧力となる。最新式の蒸気タービンの使用によって、37％に近い熱効率（正味）の達成が可能になる。これは軽水炉で知られる中で最も高い値である。

燃料交換停止期間の短縮
計画燃料交換停止期間の短縮は、まさにこのプロジェクトを開始した時からのプラント設備利用率改善のための重要目標のひとつであった。機器の総合配置計画時に、プラントメンテナンス活動の容易性が考慮された。EPRでは、特定機器に対してプラント運転中にメンテナンス活動が行なえるように設計されている。これによって、もしそうでなければプラント停止時に実施しなければならない作業量を減らすことができる。
原子炉冷却や燃料移動、検査、メンテナンス、燃料交換、その後の通常運転状態への原子炉温度上昇といった運転関連業務が、16日以下の標準燃料交換停止期間内に実施できるようになる。

プラント設備利用率の向上
計画停止期間の短縮化や計画外停止件数の減少によって、プラント運転寿命にわたり92％の計画設備利用率が達成できるようになる。監視や検出能力を高めるための最新技術がI&Cシステムに導入された。これによって、原子炉停止システムのアンタイムリーな作動を防止するための措置に必要な時間が運転員に対し十分提供されようになる。

運転寿命の延長
プラント機器は長寿命運転が可能なように設計されているが、例えば原子炉容器または炉内構造物といった交換の困難な機器に対しては経済性が最大限引き出されるよう運転寿命は60年に設計されている。もし、それが必要とされる場合には、交換の容易性もまた重要な設計ファクターになる。

プラント・レイアウトの最適化
プラント総合配置計画によって、多重システムに対し厳格な分散配置基準が適用されている。これに加え、放射性機器の設置されるアクセス制限エリアと、非放射性機器のみからなる一般エリアとを明確に区分することによって、放射線従事者の被ばく線量が大幅に減少する。また、広い作業エリアを確保することによって、メンテナンス活動が容易かつ効率的に行えるようになる。

概念から実現へ
EPRプロジェクトの設計と開発には約200万時間が費やされた。この取り組みは、フィンランドの電気事業者、TVOが2003年12月18日にAREVA とシーメンスから成るコンソーシアムとの間でEPRの建設契約に署名した時に報われることになった。
TVOのEPRは2009年5月に商業運転が開始される計画になっている。出力が1600MWe（ネット）のこの最新原子力発電プラントは、出力に関しても世界最大のものとなる。
以下に、このプロジェクトの全体概要スケジュールを示す。
■ 予備安全解析報告（PSAR）が2004年1月初旬にフィンランド安全規制当局に提出された。
■ 建設認可プロセスの一環として2004年にPSARのレビューが開始された。これとほぼ同時期にサイトの掘削工事が始められた。
■ 建設工事は2005年に開始される。
■ 機械設備や電気機器の据付は2006年に開始される。
■ 最終安全解析報告書の発行と調整運転開始は2007年中旬に予定されている。
■ 運転認可の取得は2008年中旬に見込まれている。
■ 商業運転の開始は2009年中旬に予定されている。
このようなタイトなタイムスケジュールに対応するため、AREVAは自らの責任のもとに原子炉圧力容器や蒸気発生器の製造に必要な大形鍛造品の調達開始を決定した。
最初の製造活動はすでに契約の署名前に始められていた。
エンジニアリング活動の多くは、主要機器の調達ができるだけ早く行えるよう、このプロジェクトの初期段階に集中された。現在実施中のPSAR審査に加え、上記の活動はすべて、このプロジェクトの早期開始のために必要なものである。

フランスでのEPRの状況
2003年初旬に、フランス議会の「科学と技術選択」にかかわる独立評価担当によって、EPR シリーズの大幅導入に先だち実証プラントについての運転性能評価を実施することが望ましいとの見解が示された。
実証プラントの建設決定は、フランス規制当局の承認が必要になるエネルギー政策と直接のかかわりを有している。意志決定プロセスの一環として、フランスのエネルギー政策に関する公聴会が2003年に開催された。さまざまな意見に対し検討がなされた後、産業大臣は原子力選択肢は引き続き維持されるべきで、フランスはEPRプラントの建設をできるだけ早く進める必要があると公式に発言を行った。議会での論議が近く予定されている。

グローバルな見通し
フィンランドでの原子力プラントの新規建設は、EPR開発の主要マイルストーンのひとつを示すもので、世界規模による原子力開発に明るい兆しをもたらす。EPR開発の当初の主要目標のひとつは、設計が広く受け入れられるようにするため国際協力の枠組内で作業を進めることにあった。
次のマイルストーンは、EPRをEDFのプラントに置き換えるための準備として、フランスで実証プラントを建設するかどうかを決定することである。EDFの一連のプラントに取って代えるかどうかについての決定は次の5年以内になされねばならない。
欧州連合の他の国では、原子力発電プラントの多くがこれらとほぼ同時期に設計寿命を迎えることになる。従って、将来の需要増を賄うための必要電力が供給できるように、実証性の高いプラントを用意しておくことは重要なことと思われるが、その一方で、温室効果ガスの発生量を減少させるための責務もまた同時に果たさなねばならなくなる。
米国での原子力発電容量拡大への動きは確かなものになりつつある。原子力開発に有利なエネルギー政策が現在議会で審議されており、これに加え、3つの電力事業者が原子力規制委員会にサイト早期認可申請を提出した。AREVAの沸騰水型軽水炉、SWR-1000に関しては現在、NRCによる申請事前審査が行われている段階にあり、 EPRに関しては特定計画についての発表がまだなされていないが、認可申請の提出は可能なものと思われる。

図 4 ： 現在2基が運転されているオルキルオトサイトに建設される最初のEPR、オルキルオト3号炉（図の手前）の概念図。

オルキルオト-3号炉プロジェクト（図4参照）が成功すれば、この最新原子力技術は社会的信用を得るための有用モデルになりうる可能性がある。もし、原子力オプションの必要性が一般に広く認められるようになると、EPRは将来間違いなくグローバルエネルギ市場での強い競争相手になることができる。