原子炉の基本構造

原子炉圧力容器の構造

日本で現在商用運転を行っている原子炉は「軽水炉」と呼ばれるもので、主に以下の装置・機構によって構成されています。

• ウラン、プルトニウムを小さなペレット状にした「燃料」

• 核分裂の過程でウラン、プルトニウムから飛び出した中性子の速度を弱めるための「減速材」（水）

• 核分裂で得た熱エネルギーを原子炉の外に取り出すための「冷却水」（水）

• 核分裂を制御するための「制御棒」

• 非常時および緊急時のための「緊急炉心冷却装置」

原子炉圧力容器の大きさは、110万kW（キロワット）級の沸騰水型（BWR）原子力発電所の場合で、高さ約22m、幅が約6m（内径）という大きさです。

また、容器の素材自体は沸騰水型炉（BWR）も加圧水型炉（PWR）も、高い圧力に耐えられる丈夫な金属を採用しており、ステンレス鋼が内張りされています。この容器で気密性を保ち、放射性物質を閉じ込めています。

減速材として「軽水」を利用していることから、「軽水炉」の名称が用いられます。また軽水炉は、減速材と冷却水をひとつの「軽水」で兼用しているという特徴があります。

燃料、減速材、冷却水、制御棒は原子炉内で核反応を起こさせ制御するために必要な装置・機構であり、緊急炉心冷却装置などは原子炉の安全性を保つ上で重要な装置・機構です。

核分裂制御のしくみ

制御棒

核分裂をゆっくりと継続的に起こさせるためには、中性子の数をコントロールすることが必要です。制御棒は、発生した中性子2〜3個のうちの1個を次の核分裂のためにウラン235にぶつけ、残りの中性子を吸収し、中性子の数を一定に保つ役割をもっています。単位時間当たりに起こる核分裂反応（連鎖反応）を一定の状態にすることで「臨界状態」を保つことができます。

中性子の数は、制御棒を上下に動かすこと等によってコントロールします。制御棒を原子炉から抜くことにより制御棒に吸収される中性子の数が減少し、核分裂の回数が増加し出力が上昇します。逆に制御棒を原子炉の中に入れ、数多くの中性子が制御棒に吸収される状態にすれば核分裂の回数は減少し、出力も減少します。このように制御棒を調節して、出力がコントロールできるしくみになっています。

減速材

核分裂によって放出された中性子は光の速さの約10分の 1という物凄いスピードを持っています。このスピードでは速すぎて効率良く核分裂を起こすことができません。そこで中性子の移動速度を落とすための「減速材」が必要となります。減速材はそのまま原子炉の名称として用いられることが多く、日本で稼動している商用原子炉は水（軽水）が使われているために「軽水炉」と呼ばれます。重水が使われるものを「重水炉」、黒鉛が使われているものを「黒鉛炉」と呼びます。軽水炉の場合、原子炉内が大量の水で満たされており、これにより核分裂反応の速度を一定レベル以下に落とします。