JP2000009869A - 沸騰水型原子炉の炉心、及び沸騰水型原子炉、並びに沸騰水型原子炉の運転方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉の炉心、及び沸騰水型原子炉、並びに沸騰水型原子炉の運転方法Info
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Abstract
止しつつ、非定格運転時における炉心の核熱水力的安定
性を十分に向上する。 【解決手段】燃料棒12、水ロッド13、下部タイプレ
ート16を備えた燃料集合体2と、燃料集合体2を載置
する燃料支持金具10とを有する炉心1において、燃料
支持金具10は内径dが約6.2cmの側面開口部10
bを備え、下部タイプレート16は冷却材を燃料バンド
ルに導く冷却材通路18を設けた上端部16bを備え、
水ロッド13は、上昇管13aと下降管13bとを備
え、冷却材通路18の総横断面積S1とチャンネルボッ
クス17内の冷却材流路19の総横断面積S2との比r
が0.2≦r≦0.4であり、下降管冷却材流出口13
b1は、燃料棒有効長をLとしたとき、有効長下端から
の高さhが、−2.1r2+2.2r−0.3≦(h/
L)<−2.2r2+1.8r+0.04となっている。
Description
係わり、特に、水ロッドを備えた沸騰水型原子炉の炉
心、及びこれを備えた沸騰水型原子炉、並びにその沸騰
水型原子炉の運転方法に関する。
燃料集合体が正方格子状に配置されている。各燃料集合
体は、正方格子状に配列された多数の燃料棒と、燃料棒
配列の中心付近に設けられた少なくとも1本の水ロッド
と、それら燃料棒及び水ロッドを束ねた燃料バンドルの
上部及び下部をそれぞれ支持する上部タイプレート及び
下部タイプレートと、燃料バンドルの周囲を取り囲み燃
料集合体の外壁を形成するチャンネルボックスとを備え
ている。
た被覆管内に多数の燃料ペレットを充填することにより
構成されており、このとき充填される燃料としては、通
常、天然ウランのうち核分裂しやすいU−235の濃度
を上げた濃縮ウランを用いる。そして、主としてこのU
−235の核分裂によって得られたエネルギーによっ
て、冷却材である水を加熱するようになっている。水ロ
ッドは、燃料棒のような発熱要素ではなく、下部に設け
た開口部から冷却材である水を取り入れて内部を通過さ
せ、上部に設けた開口部から流出させるものである。こ
れにより、燃料バンドル内における水と燃料とのバラン
ス(H/U比)の、主として軸方向への均一化を図るこ
とができ、燃料集合体ひいては炉心全体の核的特性を向
上することができる。この水ロッドの構造については既
に種々のものが提唱されているが、近年、例えば、特開
昭63−73187号公報、特公平7−89158号公
報、及び日立評論 vol.74 No.10(199
2)に開示のように、水ロッドを、互いに連通した上昇
管と下降管とで構成することが提唱されている。上昇管
の下端は例えば下部タイプレートの上面より下方に開口
させる一方、下降管の下端は下部タイプレートの上面よ
り上方に開口させている。この構造によれば、上昇管下
端の開口部における圧力と下降管下端の開口部における
圧力との差が下部タイプレート上面の流路における圧力
損失分に等しくなるため、原子炉の運転中に、その圧力
損失分の水頭を与える高さの液面が上昇管内に生じ、か
つ、その液面の高さ方向位置を炉心を流れる冷却材流量
によって上下方向に変化させることができる。このよう
な水ロッドが、いわゆるスペクトルシフトロッドと称さ
れている。
35は主としてエネルギーの低い熱中性子と反応して核
分裂をする。沸騰水型原子炉では、U−235の核分裂
によって発生したエネルギーの高い中性子を、冷却材で
ある水の中の水素原子によってエネルギーの低い熱中性
子に減速し、これによって核分裂連鎖反応を持続させて
いる。したがって、炉心中の水が多いほど中性子の減速
作用が大きくなり、U−235の核分裂反応を持続させ
やすくなる。
における液面変化機能を有効に活用しようとする場合、
以下の2つが考えられる。
よってU−235が減っていく。そのため、原子炉を止
めて行う定期検査の際に、炉心に装荷された多数の燃料
集合体のうちの一部を、新燃料を備えた燃料集合体に取
り替える。この定期検査から次の定期検査までの期間
を、1つの原子炉運転単位として1サイクルと称する。
新燃料が入った定期検査直後(サイクル初期の定格運転
時)は炉心中のU−235が多いため相対的に出力が大
きく、運転を続けて定期検査に入る前(サイクル末期の
定格運転時)の炉心では定期検査直後よりもU−235
が少ないため相対的に出力が小さくなる。
は一定であることが好ましい。そこで、上記スペクトル
シフトロッドの液面変化機能を定格運転時に適用し、U
−235が多いサイクル初期は冷却材である水の流量を
少なめにして上昇管内の液面位置を低くし、その分、炉
心中の水のボイド率(蒸気と液体の水の比率)を大きく
して炉心中の水の量を相対的に少なくすることにより、
中性子の減速作用を少なくしてU−235の核分裂反応
を持続させにくくし、炉心出力を抑制する。その後、時
間の経過とともにU−235が消費されて減少するのに
応じて水の流量を増加させて上昇管内の液面位置を高く
し、その分、炉心中の水のボイド率を低下させ、炉心中
の水の量を相対的に増加させることにより、U−235
の核分裂反応を持続させ、炉心出力の維持を図ることが
考えられる。上記した特開昭63−73187号公報、
特公平7−89158号公報、及び日立評論 vol.
74 No.10(1992)は、このような定格運転
時における炉心出力調整を主眼とした公知技術であり、
サイクル初期において水の量を減らして中性子の減速作
用を少なくしてU−235の消費を少なくする一方、さ
らにこのとき、燃料中の大部分を占めるU−238にエ
ネルギーの高い中性子を吸収させることにより、U−2
35と同様に熱中性子によって核分裂を起こしやすいを
もつPu−239の生成を促進する。そして、U−23
5の少なくなってきたサイクル後期に水の量を増やして
中性子の減速効果を大きくすることにより、U−235
及びPu−239の核分裂を促進する。このように、U
−238からPu−239への核反応を促進し、サイク
ル後期にPu−239の核分裂を利用することにより、
U−235を節約(省ウラン化)することができる。
後の運転再開時に流量を徐々に増大させつつ出力を増大
させ、その後定格運転状態となる。このとき、最初は作
業員による手動操作で流量・出力を増大させていくが、
ある程度まで増大すると(後述する自動流量制御下限点
になった以降は)自動制御で流量・出力を増大させ、定
格運転状態となって安定的に出力を発生する。その後、
次の定期検査が近づいてくると、同様に再び流量を徐々
に減少させつつ出力を減少させ、手動操作に切り換えて
最終的に停止させる。このような運転方法に対応し、沸
騰水型原子炉は、一般に、定格運転時からその前後の低
出力運転時(以下適宜、非定格運転時という)に至る所
定の流量範囲で冷却材の流量を自動制御可能である。こ
のとき、非定格運転時に対応するその制御可能範囲の下
限(=自動流量制御下限点)では、安全性の確保の観点
から、炉心の核熱水力的安定性に関する所定の制限を最
低限満足することが要求される。ここで、沸騰水型原子
炉の核熱水力的安定性は、同一流量ならば炉心の出力が
小さい方がより安定となる。そこで、上記スペクトルシ
フトロッドの液面変化機能を非定格運転時に適用し、自
動流量制御下限点近傍の低流量時に上昇管内の液面位置
を低くし、その分、炉心中の水の量を相対的に少なくし
て中性子の減速の割合を小さくし、液面がない場合より
も出力を下げることが考えられる。このようにすれば、
自動流量制御下限点での炉心の核熱水力安定性余裕を大
きくすることができるはずである。
おける炉心出力調整に主眼を置いた公知技術は、従来、
存在しなかった。但し、上記した特開昭63−7318
7号公報、特公平7−89158号公報、及び日立評論
vol.74 No.10(1992)は、定格運転時
にサイクル初期と末期で液面位置を上下させるという定
格運転時の出力調整を主眼とした公知技術であるもの
の、付随的な効果として、非定格運転時の自動流量制御
下限点における核熱水力安定性も若干改善される可能性
はある。しかしながらこの場合、その主眼の差異に由来
する以下のような不都合がある。すなわち、定格運転中
に水ロッドの上昇管内に液面が存在するため、万が一、
ポンプの制御系の異常等によって冷却材流量が急激に増
加する場合を想定すると、液面が急上昇して炉心内の水
が急激に増大し、原子炉出力の上昇速度を抑制するのが
困難となる可能性がある。つまり、冷却材流量増加とい
う過渡事象の影響を必ずしも十分に防止できない恐れが
あった。
トロッドではなく、上記(1)や(2)を主眼とするも
のもないが、米国特許4708846号には、スペクト
ルシフトロッドに類似する互いに連通した上昇管及び下
降管を備えた水ロッドが開示されている。この公知技術
では、下降管の出口から出た水による冷却性能向上を主
眼としており、下降管出口の燃料有効長下端からの距離
を燃料有効長の65%以上75%以下としている。
事象の影響を十分に防止しつつ、非定格運転時における
炉心の核熱水力的安定性を十分に向上できる沸騰水型原
子炉、及び沸騰水型原子炉の炉心、並びに沸騰水型原子
炉の運転方法を提供することにある。
るために、本発明は、複数本の燃料棒と少なくとも1本
の水ロッドとで燃料バンドルを形成し、この燃料バンド
ルの周囲をチャンネルボックスで囲み、前記燃料バンド
ルの下端部を下部タイプレートで保持した燃料集合体
と、この燃料集合体を載置する燃料支持金具とを有し、
前記燃料支持金具は、外部を流れる冷却材を内部に取り
入れるための側面開口部を備え、前記下部タイプレート
は、前記燃料支持金具の内部から導入された冷却材を前
記燃料バンドルに導く複数の冷却材通路を設けた上端部
を備え、前記水ロッドは、前記下部タイプレートの内部
から導入された冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇
管に連通し該上昇管から導かれた冷却材を下方へと導く
下降管とを備えた沸騰水型原子炉の炉心において、前記
燃料支持金具の側面開口部の内径dは約6.2cmであ
り、前記下部タイプレートの上端部に設けた前記複数の
冷却材通路の総横断面積S1と前記燃料バンドルを囲む
前記チャンネルボックス内の冷却材流路の総横断面積S
2との比であるS1/S2をrとしたとき、0.2≦r≦
0.4であり、前記水ロッドの上昇管の下端部近傍に設
けた冷却材流入口は、前記下部タイプレートの上端部と
同じ高さ方向位置又は該上端部よりも下方の高さ方向位
置にあり、前記水ロッドの下降管の下端部近傍に設けた
冷却材流出口は、前記燃料棒の有効長をLとしたとき、
該有効長下端からの高さhが、−2.1r2+2.2r
−0.3≦(h/L)<−2.2r2+1.8r+0.0
4となるように構成する。
発明は、複数本の燃料棒と少なくとも1本の水ロッドと
で燃料バンドルを形成し、この燃料バンドルの周囲をチ
ャンネルボックスで囲み、前記燃料バンドルの下端部を
下部タイプレートで保持した燃料集合体と、この燃料集
合体を載置する燃料支持金具とを有し、前記燃料支持金
具は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れるための側
面開口部を備え、前記下部タイプレートは、前記燃料支
持金具の内部から導入された冷却材を前記燃料バンドル
に導く複数の冷却材通路を設けた上端部を備え、前記水
ロッドは、前記下部タイプレートの内部から導入された
冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇管に連通し該上
昇管から導かれた冷却材を下方へと導く下降管とを備え
た沸騰水型原子炉の炉心において、前記燃料支持金具の
側面開口部の内径dは約5.6cmであり、前記下部タ
イプレートの上端部に設けた前記複数の冷却材通路の総
横断面積S1と前記燃料バンドルを囲む前記チャンネル
ボックス内の冷却材流路の総横断面積S2との比である
S1/S2をrとしたとき、0.2≦r≦0.4であり、
前記水ロッドの上昇管の下端部近傍に設けた冷却材流入
口は、前記下部タイプレートの上端部と同じ高さ方向位
置又は該上端部よりも下方の高さ方向位置にあり、前記
水ロッドの下降管の下端部近傍に設けた冷却材流出口
は、前記燃料棒の有効長をLとしたとき、該有効長下端
からの高さhが、−4.2r2+3.4r−0.4≦
(h/L)<−0.53r2+0.5r+0.46となる
ように構成されている。燃料支持金具の側面開口部から
内部に流入した冷却材は、金具に載置された燃料集合体
の下部タイプレートへ導かれ、下部タイプレート上端部
に設けられた冷却材通路で絞られた後に、下部タイプレ
ート上方に位置する燃料バンドル内に流入し、燃料棒を
冷却する。このような流れにおいて、冷却材通路におい
て圧力損失が生じるため、冷却材通路通過後の冷却材圧
力は、通過前の圧力よりも小さくなっている。一方、こ
のとき、燃料バンドル内に設けられた水ロッドでは、上
昇管の下端部近傍の冷却材流入口から冷却材が流入し、
上昇管内を上昇した後、上昇管と連通した下降管内を下
降し、下降管の下端部近傍の冷却材流出口から水ロッド
外に流出する。ここで、上昇管の冷却材流入口を下部タ
イプレート上端部と同じ高さ方向位置又は下方に設ける
と、水ロッドを通過する流れについては冷却材通路によ
る圧力損失が無視できることから、その圧力損失分の圧
力差に対応する高さの液面が上昇管内に生じる。具体的
には、上昇管内の液面の下部タイプレート上端部からの
高さH=(上昇管冷却材流入口における圧力P1−下降
管冷却材流出口における圧力P2)/(上昇管内の冷却
材密度ρ×重力加速度g)で表される。このとき、下降
管冷却材流出口における圧力P2は、流出口の高さ方向
位置hが高いほど小さくなることから、この下降管流出
口高さhが高いほど、上昇管内液面高さHも高くなる。
またこの特性は、冷却材通路の総横断面積S1とチャン
ネルボックス内の冷却材流路の総横断面積S2との比r
(S1/S2)によっても変動し、この流路面積比rが大
きいほど、冷却材通路における絞り効果が小さくなって
圧力損失が小さくなるため、下降管流出口高さhの大き
さに対する上昇管内液面高さHの増加率が低くなる。通
常、沸騰水型原子炉においては、燃料支持金具の側面開
口部の内径dは約5.6[cm]又は6.2[cm]で
あり、流路面積比は約0.2〜約0.4程度であり、ま
た、燃料棒のうち燃料が充填されている部分の有効長L
は約3.7[m]である。また、その燃料棒有効長の下
端は、下部タイプレート上端部近傍に位置する。
0.4、かつ、−2.1r2+2.2r−0.3≦h/
L(d=5.6[cm]の場合)又は−4.2r2+
3.4r−0.4≦h/L(d=6.2[cm]の場
合)となるように構成することにより、定格運転時にお
いて、上昇管内液面高さHを常時3.7[m]以上とす
ることができるので、上昇管内のうち少なくとも燃料棒
有効長部分に対応する範囲をすべて冷却材で満たすこと
ができる。これにより、万が一、ポンプの制御系の異常
等によって冷却材流量が急激に増加するような過渡事象
を想定しても、もともと燃料棒有効長部分には冷却材が
満たされているので原子炉出力の上昇速度は小さく、そ
の影響を十分に防止できる。さらに本発明においては、
h/L<−2.2r2+1.8r+0.04(d=5.6
[cm]の場合)又はh/L<−0.53r2+0.5r
+0.46(d=6.2[cm]の場合)となるように
構成することにより、定格運転時より低流量・低出力で
ある非定格運転時のうち、少なくとも自動流量制御下限
点においては上昇管内のうち燃料棒有効長部分に対応す
る範囲に液面を形成してこの液面より上方を蒸気とす
る。これにより、炉心中の水のボイド率を大きくして中
性子の減速作用を少なくし、炉心出力を抑制することが
できるので、非定格運転時における炉心の核熱水力的安
定性を十分に向上することができる。
本発明は、複数本の燃料棒と少なくとも1本の水ロッド
とで燃料バンドルを形成し、この燃料バンドルの周囲を
チャンネルボックスで囲み、前記燃料バンドルの下端部
を下部タイプレートで保持した燃料集合体と、この燃料
集合体を載置する燃料支持金具とを有し、前記燃料支持
金具は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れるための
側面開口部を備え、前記下部タイプレートは、前記燃料
支持金具の内部から導入された冷却材を前記燃料バンド
ルに導く複数の冷却材通路を設けた上端部を備え、前記
水ロッドは、前記下部タイプレートの内部から導入され
た冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇管に連通し該
上昇管から導かれた冷却材を下方へと導く下降管とを備
えた沸騰水型原子炉の炉心において、前記燃料支持金具
の内径dは、5.6cm近傍を含み5.6cm以上、
6.2cm近傍を含み6.2cm以下の範囲であり、前
記下部タイプレートの上端部に設けた前記複数の冷却材
通路の総横断面積S1と前記燃料バンドルを囲む前記チ
ャンネルボックス内の冷却材流路の総横断面積S2との
比であるS1/S2をrとしたとき、0.2≦r≦0.4
であり、前記水ロッドの上昇管の下端部近傍に設けた冷
却材流入口は、前記下部タイプレートの上端部と同じ高
さ方向位置又は該上端部よりも下方の高さ方向位置にあ
り、前記水ロッドの下降管の下端部近傍に設けた冷却材
流出口は、前記燃料棒の有効長をLとしたとき、該有効
長下端からの高さhが、−4.2r2+3.4r−0.
4≦(h/L)<−2.2r2+1.8r+0.04とな
るように構成されている。これにより、dが、約5.6
cm以上約6.2cm以下の全範囲において確実に、定
格運転時における過渡事象の影響を十分に防止するとと
もに、非定格運転時における炉心の核熱水力的安定性を
十分に向上できる。
ましくは、(1)〜(3)のいずれか1つの沸騰水型原
子炉の炉心を原子炉圧力容器内に配置する。
発明は、複数本の燃料棒と少なくとも1本の水ロッドと
で燃料バンドルを形成し、この燃料バンドルの周囲をチ
ャンネルボックスで囲み、前記燃料バンドルの下端部を
下部タイプレートで保持した燃料集合体と、この燃料集
合体を載置する燃料支持金具とを有し、かつ、前記燃料
支持金具は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れるた
めの側面開口部を備え、前記下部タイプレートは、前記
燃料支持金具の内部から導入された冷却材を前記燃料バ
ンドルに導く複数の冷却材通路を設けた上端部を備え、
前記水ロッドは、前記下部タイプレートの内部から導入
された冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇管に連通
し該上昇管から導かれた冷却材を下方へと導く下降管と
を備えた沸騰水型原子炉の運転方法において、通常の定
格運転時には、前記水ロッドの上昇管内を常時冷却材で
満たし、前記定格運転時よりも冷却材流量の少ない非定
格運転時のうち少なくとも所定期間には、前記水ロッド
の上昇管内に冷却材の液面を生じさせる。
を参照しつつ説明する。本実施形態による炉心を備えた
沸騰水型原子炉(以下適宜、BWRと呼ぶ)の全体構造
を表す縦断面図を図2に示す。この図2において、炉心
1には、燃料集合体2が正方格子状に多数配置されてい
る。これら燃料集合体2の上部は、炉心シュラウド3上
部に固定された上部格子板4によって横方向の動きが拘
束支持されるとともに、その下部は、炉心シュラウド3
の下部に固定された炉心下部支持板6によって横方向の
動きが拘束支持されている。そして燃料集合体2の間
に、原子炉圧力容器8下部の制御棒駆動機構9で駆動さ
れる横断面十字形の制御棒11が制御棒案内管5をガイ
ドとして挿入されることにより、炉心1の出力が制御さ
れるようになっている。このとき、制御棒案内管5の頂
部には、図3に拡大構造を示す燃料支持金具10が設け
られており、燃料集合体2は4体1組でこの燃料支持金
具10の4つの挿入穴10aに挿入され載置される。こ
れにより、燃料集合体2の荷重は、燃料支持金具10、
制御棒案内管5、制御棒駆動機構9のハウジング9aを
介し、最終的に原子炉圧力容器8の底板8aで支持する
ようになっている。なお、燃料支持金具10の側面に
は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れるための開口
部(オリフィス)10bが設けられている。その内径の
大きさは、原子炉の種類により異なるが、本実施形態で
は、電気出力110万KWクラスの沸騰水型原子炉の炉
型等で主として用いられるd≒6.2[cm]としてい
る。
を図4に示す。図4において、制御棒11の周囲には4
体の燃料集合体2が配置され、各燃料集合体2の2辺に
制御棒11が接するようになっている。
に、図5中A−A断面による横断面図を図6に示す。こ
れら図5及び図6において、燃料集合体2は、9×9の
正方格子状に配列された74本の燃料棒12と、燃料棒
12の7本分のスペースに設けられた2本の水ロッド1
3と、これら燃料棒12及び水ロッド13の軸方向複数
箇所を束ねて燃料バンドルとする複数のスペーサ14
と、燃料バンドルの上部及び下部をそれぞれ支持する上
部タイプレート15及び下部タイプレート16と、燃料
バンドルの周囲を取り囲み燃料集合体2の外壁を形成す
るチャンネルボックス17とを備えている。
ばジルコニウム製の被覆管にU−235やU−238等
を含むウラン燃料ペレットが充填されており、燃料有効
長L(燃料ペレットが存在する部分)が通常の長さであ
る燃料棒12aと、燃料有効長Lが燃料棒12aよりも
短い部分長燃料部12bとから構成されている。燃料棒
12aは66本が配置されており、部分長燃料棒12b
は図6に示す位置に8本が配置されている。
5中部分拡大図を図7に示す。この図7に示すように、
下部タイプレート16は、燃料支持金具10の内部から
流れてきた冷却材を導入する開口部を備えた下端部16
aと、導入された冷却材を燃料バンドルに導く複数の冷
却材通路18を形成した上端部16bとを備えている。
またこのとき、上端部16bに設けた複数の冷却材通路
18の総横断面積(例えば図7中B−B断面でみた総横
断面積)S1と、燃料バンドルを囲むチャンネルボック
ス17内の冷却材流路19の総横断面積(例えば前述の
図5中A−A断面でみた総横断面積)S2との流路面積
比(=S1/S2)rは、r=0.3となっている。
に示す。なお、位置関係の明確化のために、チャンネル
ボックス17、下部タイプレート16、及び燃料支持金
具10も併せて図示している。この図1において、水ロ
ッド13は、下部タイプレート16の内部から導入され
た冷却材を上方へ導く上昇管13aと、この上昇管13
aに上端近傍で連通し上昇管13aから導かれた冷却材
を下方へと導く下降管13bとを備えている(但し図5
では煩雑防止のため上昇管13aのみを図示)。上昇管
13aの下端部近傍には冷却材流入口13a1が設けら
れており、この冷却材流入口13a1は、下部タイプレ
ート上端部16bと同じ高さ(又はそれよりも下方)に
位置している。また下降管13bの下端部近傍には冷却
材流出口13b1が設けられており、この冷却材流出口
13b1は、燃料棒12の有効長Lの下端(上端部16
bの上面位置にほぼ同じ)からの高さhが、 −2.1r2+2.2r−0.3≦(h/L)<−2.2r2+1.8r+0.0 4 … (式1) を満足するように構成されている。また、水ロッド13
の高さ方向全長は、燃料有効長Lにほぼ等しい約3.7
[m]であり、上昇管13aと下降管13bとの連通位
置は、燃料有効長Lの上端付近(又は上端より上方)と
なっている。
明する。本実施形態による炉心1では、燃料支持金具1
0の開口部10bから内部に流入した冷却材は、燃料支
持金具10に載置された各燃料集合体2の下部タイプレ
ート下端部16aの開口部から下部タイプレート16内
部へ導かれる。そして、その大部分が、下部タイプレー
ト上端部16bに設けられた冷却材通路18で絞られた
後に、上方に位置する燃料バンドル内に流入し、燃料棒
12を冷却する。このような流れにおいては、冷却材通
路18において絞りによる圧力損失が生じるため、冷却
材通路18を通過した後の冷却材圧力は、通過前の圧力
よりも小さくなっている。一方、下部タイプレート16
内部に導かれた冷却材の一部は、下部タイプレート上端
部16bと同じ高さ(又は下方)に位置する冷却材流入
口13a1から水ロッド13の上昇管13aに流入し、
上昇管13a内を上昇した後、上昇管13aと連通した
下降管13b内を下降し、冷却材流出口13b1から水
ロッド13外に流出する。このとき、水ロッド13を通
過する流れについては、冷却材通路18による圧力損失
が無視できることから、その圧力損失分の圧力差に対応
する高さの液面が上昇管13a内に生じる。具体的に
は、上昇管13a内の液面の下部タイプレート上端部1
6bからの高さH(図1参照)は、 H=(冷却材流入口13a1における圧力P1−冷却材流出口13b1における 圧力P2)/(上昇管13a内の冷却材密度ρ×重力加速度g) … (式2) で表される。このとき、冷却材流出口13b1における
圧力P2は、流出口13b1の下部タイプレート上端部1
6bからの高さ方向位置hが高いほど小さくなることか
ら、この冷却材流出口高さhが高いほど、上昇管内液面
高さHも高くなる。
上昇管13a内での液面位置の性質を利用し、定格運転
時においては、上昇管13a内を常時冷却材で満たすこ
とにより過渡現象の影響を十分に防止し、非定格運転時
においては、上昇管13a内の液面位置を低くして炉心
1中の水の量を少なくすることにより、炉心1の出力を
抑制して核熱水力的安定性を十分に向上させるものであ
る。以下、これら2つの作用について順次説明する。
13b1の高さh及び上昇管13a内の液面高さHの挙
動について検討を行い、図8に示す結果を得た。この図
8は、本実施形態の炉心1と同様の構造の炉心におい
て、炉心が定格出力条件で流量が最小となる条件、すな
わち出力が定格値の100%で流量が定格値の90%で
ある場合に、冷却材流出口13b1の高さ方向位置hを
種々変えたときの液面高さHの値を解析によって求めた
ものである。なお、流路面積比rは本実施形態と同様に
0.3に固定しているが、上昇管12aの長さには制限
をつけていない。また、図8において、横軸のhは、燃
料有効長Lを24分割したノード単位で表しており、縦
軸のHは、下部タイプレート上端部16bからの高さ
[m]で表している。
くなっており、例えばh=1/24[ノード]でH≒
2.6[m]、h≒4.5[ノード]でH≒3.7
[m]、h≒12[ノード]ではH≒7.2[m]に達
している。したがって、例えば、上昇管13aの長さが
燃料有効長Lに相当する3.7[m]である場合、 前
述した特開昭63−73187号公報、特公平7−89
158号公報、および日立評論 Vol.74 No.10(1992)の
ように冷却材流出口13b1の位置を下部タイプレート
上端部16b近傍にすると(すなわちh≒0)、H≒
2.5[m]となる位置に液面が生じ、それより上部は
蒸気となることが分かる。またこのとき、h≧4.5と
すれば、H≧3.7[m]となって上昇管13a内に液
面は存在せず上昇管13a内は冷却材で満たされた満水
状態となることが分かる。すなわちこの場合、上昇管1
3a内を冷却材で満たすことのできる下降管冷却材流出
口13b1の限界高さho=4.5[m]であることが分
かる。なお、図8において、hの増加に対して液面の高
さHが滑らかに変化していないのは、燃料スペーサ14
(図5参照)のある位置で燃料集合体2内の流路面積が
部分的に小さくなり、圧力損失が大きくなることによ
る。
タイプレート上端部16bの冷却材通路18の総横断面
積S1と、チャンネルボックス17内の冷却材流路19
の総横断面積S2との比r(=S1/S2)によっても変
動する。すなわち、この流路面積比rが大きいほど、冷
却材通路18における絞り効果が小さくなって圧力損失
が小さくなり、下降管13bの冷却材流出口13b1の
高さhに対する上昇管内液面高さHの増加率が低くな
る。そのため、上昇管13a内を冷却材で満たすことの
できる下降管冷却材流出口13b1の限界高さhoも高く
なる。そこで、本願発明者等はさらに、定格運転時にお
ける冷却材流出口13b1の限界高さhoの挙動について
検討を行い、図9に示す結果を得た。この図9は、図8
と同様、本実施形態の炉心1と同様の構造の炉心におい
て、炉心が定格出力条件で流量が最小となる条件である
場合に、流路面積比rを0.2から0.4まで種々変え
たときのH=3.7を与える冷却材流出口13b1の限
界高さhoの値を解析によって求めたものである。な
お、図9において、縦軸のhoは、燃料有効長Lを10
0%とした相対値で表している。
きくなっており、例えばr=0.2でho≒6[%]、
r=0.3でho≒17[%]、r=0.4でho≒24
[%]となっている。この曲線は、 ho=−210r2+220r−30 … (式3) で表され、この曲線を含みそれより上方の領域、すなわ
ち、 ho≧−210r2+220r−30 … (式4) となる領域では、上昇管内の液面高さH≧3.7とな
り、上昇管13aの長さが燃料有効長に相当する3.7
[m]である場合には上昇管13a内を満水状態で維持
できる。
0.4の範囲である場合、冷却材流出口13b1の高さ
h[m]が、 h/L≧−2.1r2+2.2r−0.3 … (式5) を満足すれば、3.7[m]の長さの上昇管13a内を
満水状態に維持できることが分かった。
前述したように、0.2≦r≦0.4、かつ、−2.1
r2+2.2r−0.3≦h/Lである。これにより、
定格運転時において、上昇管内液面高さHを常時3.7
[m]以上として、3.7[m]の上昇管13a内をす
べて冷却材で満たすことができる。したがって、定格運
転時に上昇管内に液面が生じる従来構造と異なり、万が
一ポンプの制御系の異常等によって冷却材流量が急激に
増加するような過渡事象を想定しても、もともと上昇管
13a内には冷却材が満たされているので原子炉出力の
上昇速度は小さく、その影響を十分に防止できる。すな
わち、原子炉の安全性をより高くすることができる。
が定格値の90%の場合を例にとって説明してきたが、
炉心流量が定格値90%よりも多い場合は、上記した
(式2)の右辺のP1−P2の値が大きくなり、液面高さ
Hは上記最小流量時よりも高くなる。したがって、定格
出力運転時に液面による影響がない範囲を決めるために
は、上記最小流量時で評価すれば足りる。
の非定格運転時における冷却材流出口13b1の高さh
及び上昇管13a内の液面高さHの挙動について検討を
行い、図10に示す結果を得た。この図10は、本実施
形態の炉心1と同様の構造の炉心において、非定格運転
時における前述した自動流量制御下限点(この場合、出
力が定格値の90%で流量が定格値の65%)で、冷却
材流出口13b1の高さ方向位置hを種々変えたときの
液面高さHの値を解析によって求めたものである。な
お、上記(1)の図8と同様、流路面積比rは0.3に
固定し、上昇管12aの長さに制限をつけていない。ま
た、横軸及び縦軸も図8と同様である。
るほどHも大きくなっているが、Hの値は図8よりも全
体的に小さい。例えばh=1/24[ノード]でH≒
1.4[m]、h≒9.5[ノード]でH≒3.7
[m]、h≒12[ノード]ではH4.6[m]となっ
ている。上昇管13aの長さが燃料有効長Lに相当する
3.7[m]である場合、 h<9.5とすれば、上昇
管13a内に液面が生じてその上方に蒸気の領域を形成
できることが分かる。すなわちこの場合、上昇管13a
内に液面をつくることのできる下降管冷却材流出口の限
界高さh1=9.5[m]であることが分かる。
時における冷却材流出口13b1の限界高さh1の挙動に
ついて検討を行った結果であり、図9と同様、流路面積
比rを0.2から0.4まで種々変えたときのH=3.
7を与える冷却材流出口13b1の限界高さh1の値を解
析によって求めたものである。縦軸も図9と同様の相対
値で表している。
るほどh1も大きくなっているが、その増加の度合いは
図9より小さい。これは下降管13bの冷却材流出口1
3b1の位置が下部タイプレート上端部16bよりもか
なり上部にあるため、下部タイプレート上端部16bか
ら冷却材流出口13b1の位置までの燃料集合体冷却材
流路19の圧力損失が大きくなり、流路面積比rの影響
が小さくなっているからである。また、h1の値自体も
図9より全体的に大きい。例えばr=0.2でh1≒3
2[%]、r=0.3でh1≒37[%]、r=0.4
でh1≒41[%]となっている。この曲線は、 h1=−220r2+180r+4 … (式6) で表され、この曲線より下方の領域、すなわち、 h1<−220r2+180r+4 … (式7) となる領域では、上昇管内の液面高さH<3.7とな
り、上昇管13aの長さが燃料有効長に相当する3.7
[m]である場合には上昇管13a内に液面を形成する
ことができる。
0.4の範囲である場合、冷却材流出口13b1の高さ
h[m]が、 h/L<−2.2r2+1.8r+0.04 … (式8) を満足すれば、3.7[m]の長さの上昇管13a内に
液面を形成し、その上方に蒸気の領域を形成できること
が分かった。
前述したように、0.2≦r≦0.4、かつ、h/L<
−2.2r2+1.8r+0.04である。これによ
り、非定格運転時のうち少なくとも自動流量制御下限点
において、上昇管内液面高さHを3.7[m]未満と
し、3.7[m]の上昇管13a内に液面を形成し、そ
の上方に蒸気の領域を形成することができる。したがっ
て、炉心1中の水のボイド率を大きくして中性子の減速
作用を少なくし、炉心1の出力を抑制することができる
ので、炉心1の核熱水力的安定性を十分に向上すること
ができる。
うのは、前述したように原則として原子炉の起動と停止
の際のみであり、(1)で想定したような流量が急上昇
するような事象が起こる可能性は定格運転中と比べて極
めて低く、無視できる。したがって、低流量範囲で液面
が存在しても定格運転時と比べるとほとんど問題はない
と言える。
≦0.4、かつ、−2.1r2+2.2r−0.3≦
(h/L)<−2.2r2+1.8r+0.04となるよ
うに構成するので、定格運転時における過渡事象の影響
を十分に防止しつつ、非定格運転時における炉心の核熱
水力的安定性を十分に向上できる。また、これに加えて
以下のような効果もある。定格運転時に上昇管内に液面
が生じる従来構造では、その液面の位置は炉心の流量か
ら概略算出可能であるため、通常の炉心制御上は問題は
ないが、より炉心制御性能を高精度化したいというニー
ズがある場合には、液面の位置を実際に検出器等で測定
する必要がある。しかし、この検出器等の製作のために
コスト増加を招き、原子炉の経済性を損ねる。また、燃
料集合体内の限られたスペースにこのような検出器を設
置することは困難である。本実施形態によれば、定格運
転時には上昇管13a1内が満水状態であることを前提
に制御を行うため、そのような検出器を設けることなく
高精度の制御を行うことができる。したがって、従来構
造よりも原子炉の経済性が向上する。
L=3.7[m]でない場合でも得ることができる。す
なわち、燃料有効長Lの上端付近では中性子の炉心外部
への漏れも大きく、また、燃料集合体2下部での圧力損
失特性に大きな影響はない。したがって、燃料有効長L
が0.1[m]程度変化しても、同様の効果を得ること
ができる。
イプレート上端部16bの冷却材通路18は単純な円筒
形状であり、図7中B−B断面における総横断面積S1
が冷却材通路18の横断面積の最小値である。しかし、
例えば冷却材通路18が複雑な形状の場合は、冷却材通
路18の横断面積のうちが最小となるものをS1とすれ
ばよい。
持金具10の開口部(オリフィス)10bは燃料支持金
具10の側面に設けたが、これに限られず、冷却材通路
18での拡大縮流による圧力損失特性が同じならば、燃
料支持金具10の下面や、水平面からみて斜めの面や、
曲面中でもよい。また、開口部10bの形状も冷却材通
路18での拡大縮流による圧力損失特性が同じならば円
形である必要はなく、楕円形、四角形、三角形等でもよ
い。これらの場合も同様の効果を得る。
したタイプの上昇管13a及び下降管13bを備えた水
ロッド13を例にとって説明したが、このような構造で
ある必然性はなく、式5、式8等で示した条件を満足し
ていれば、例えば特開昭63−73187号公報や、特
公平7−89158号公報に記載されているような形状
・構造でもよい。また、水ロッド13の全長も約3.7
[m]に限られず、3.7[m]より大きくてもよい。
さらに、上昇管13aと下降管13bとの連通位置も、
必ずしも水ロッド13の上端やその近傍でなくてもよ
く、その場合、少なくともその連通位置から水ロッド下
端までの距離が約3.7[m]以上となっていればよ
い。これらの場合も同様の効果を得る。
12が9×9配列である場合を例にとって説明したが、
これに限られず、例えば10×10配列であってもよ
い。この場合も同様の効果を得る。
金具10の側面開口部10bの内径d≒6.2[cm]
としたが、これ以外の径寸法がありうる。例えば改良型
沸騰水型原子炉(ABWR)等では、d≒5.6[c
m]の燃料支持金具10が主として用いられる。そこ
で、そのような場合の変形例について以下説明する。
側面開口部10bの内径をd≒5.6[cm]に変えた
場合の、定格運転時における冷却材流出口13b1の限
界高さhoの挙動を示す図であり、また図13は、自動
流量制御下限点(但し出力及び流量はそれぞれ定格運転
時の約70%出力及び約50%流量)における冷却材流
出口13b1の限界高さh1の挙動を示す図であり、それ
ぞれ上記実施形態の図9及び図11に対応する図であ
る。
≒12[%]、r=0.3でho≒24[%]、r=
0.4でho≒28[%]となっている。この曲線は、 ho=−420r2+340r−40 … (式9) で表され、この曲線を含みそれより上方の領域、すなわ
ち、 ho≧−420r2+340r−40 … (式10) となる領域では、上昇管内の液面高さH≧3.7とな
り、上昇管13aの長さが燃料有効長Lに相当する3.
7[m]である場合には上昇管13a内を満水状態で維
持できる。したがって、流路面積比rが0.2≦r≦
0.4の範囲である場合、冷却材流出口13b1の高さ
h[m]が、 h/L≧−4.2r2+3.4r−0.4 … (式11) を満足すれば、3.7[m]の長さの上昇管13a内を
満水状態に維持できることが分かる。
でh1≒54[%]、r=0.3でh1≒56[%]、r
=0.4でh1≒58[%]となっている。この曲線
は、 h1=−53r2+50r+46 … (式12) で表され、この曲線より下方の領域、すなわち、 h1<−53r2+50r+46 … (式13) となる領域では、上昇管内の液面高さH<3.7とな
り、上昇管13aの長さが燃料有効長Lに相当する3.
7[m]である場合には上昇管13a内に液面を形成す
ることができる。したがって、流路面積比rが0.2≦
r≦0.4の範囲である場合、冷却材流出口13b1の
高さh[m]が、 h/L<−0.53r2+0.5r+0.46 … (式14) を満足すれば、3.7[m]の長さの上昇管13a内に
液面を形成し、その上方に蒸気の領域を形成できること
が分かる。
の内径をd≒5.6[cm]に変えた場合には、 −4.2r2+3.4r−0.4≦(h/L)<−0.
53r2+0.5r+0.46 となるように構成すれば、上記実施形態と同様の効果を
得られることが分かる。
2[cm]以下である場合 上記実施形態と上記(A)の変形例を比較すると、燃料
支持金具10の側面にある開口部10bの径dによっ
て、下降管冷却材開口部13b1の高さhと液面高さH
との関係が変化した。したがって、どちらか片方では使
用出来るがもう一方では使用できない下降管開口部13
b1の高さhが存在することとなる。このような範囲で
は、開口部10bの径dの違いによって2種類の上昇管
13a及び下降管13bからなる水ロッド13を作る必
要があり、製造コスト増加につながる。
形態の条件と、式11及び式14で示される上記(A)
の変形例の論理積をとれば、d≒5.6[cm]でも、
d≒6.2[cm]でも、またその間の5.6≦d≦
6.2でも用いることができる。すなわち、求める論理
積は図12と図11との間の、 −4.2r2+3.4r−0.4≦(h/L)<−2.2r2+1.8r+0.0 4 … (式15) で表される範囲となる。この範囲となるように構成すれ
ば、上記実施形態と同様の効果が得られるとともに、d
が約5.6[cm]以上約6.2[cm]以下である複
数の炉心1で同じ水ロッド13を使えるので、燃料経済
性が向上する。
渡事象の影響を十分に防止しつつ、非定格運転時におけ
る炉心の核熱水力的安定性を十分に向上できる。
料集合体の水ロッドの構造を表す側断面図である。
型原子炉の全体構造を表す縦断面図である。
である。
を表す水平横断面図である。
拡大図である。
ある場合に、冷却材流出口の高さ方向位置を種々変えた
ときの液面高さの値を解析した図である。
ある場合に、流路面積比を種々変えたときの冷却材流出
口の限界高さの値を解析した図である。
方向位置を種々変えたときの液面高さの値を解析した図
である。
えたときの冷却材流出口の限界高さの値を解析した図で
ある。
例で、炉心が定格出力条件で流量が最小となる条件であ
る場合に、流路面積比を種々変えたときの冷却材流出口
の限界高さの値を解析した図である。
例で、自動流量制御下限点において、流路面積比を種々
変えたときの冷却材流出口の限界高さの値を解析した図
である。
6)
Claims (5)
- 【請求項1】複数本の燃料棒と少なくとも1本の水ロッ
ドとで燃料バンドルを形成し、この燃料バンドルの周囲
をチャンネルボックスで囲み、前記燃料バンドルの下端
部を下部タイプレートで保持した燃料集合体と、この燃
料集合体を載置する燃料支持金具とを有し、前記燃料支
持金具は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れるため
の側面開口部を備え、前記下部タイプレートは、前記燃
料支持金具の内部から導入された冷却材を前記燃料バン
ドルに導く複数の冷却材通路を設けた上端部を備え、前
記水ロッドは、前記下部タイプレートの内部から導入さ
れた冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇管に連通し
該上昇管から導かれた冷却材を下方へと導く下降管とを
備えた沸騰水型原子炉の炉心において、 前記燃料支持金具の側面開口部の内径dは約6.2cm
であり、 前記下部タイプレートの上端部に設けた前記複数の冷却
材通路の総横断面積S1と前記燃料バンドルを囲む前記
チャンネルボックス内の冷却材流路の総横断面積S2と
の比であるS1/S2をrとしたとき、0.2≦r≦0.
4であり、 前記水ロッドの上昇管の下端部近傍に設けた冷却材流入
口は、前記下部タイプレートの上端部と同じ高さ方向位
置又は該上端部よりも下方の高さ方向位置にあり、 前記水ロッドの下降管の下端部近傍に設けた冷却材流出
口は、前記燃料棒の有効長をLとしたとき、該有効長下
端からの高さhが、 −2.1r2+2.2r−0.3≦(h/L)<−2.
2r2+1.8r+0.04 となるように構成されていることを特徴とする沸騰水型
原子炉の炉心。 - 【請求項2】複数本の燃料棒と少なくとも1本の水ロッ
ドとで燃料バンドルを形成し、この燃料バンドルの周囲
をチャンネルボックスで囲み、前記燃料バンドルの下端
部を下部タイプレートで保持した燃料集合体と、この燃
料集合体を載置する燃料支持金具とを有し、前記燃料支
持金具は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れるため
の側面開口部を備え、前記下部タイプレートは、前記燃
料支持金具の内部から導入された冷却材を前記燃料バン
ドルに導く複数の冷却材通路を設けた上端部を備え、前
記水ロッドは、前記下部タイプレートの内部から導入さ
れた冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇管に連通し
該上昇管から導かれた冷却材を下方へと導く下降管とを
備えた沸騰水型原子炉の炉心において、 前記燃料支持金具の側面開口部の内径dは約5.6cm
であり、 前記下部タイプレートの上端部に設けた前記複数の冷却
材通路の総横断面積S1と前記燃料バンドルを囲む前記
チャンネルボックス内の冷却材流路の総横断面積S2と
の比であるS1/S2をrとしたとき、0.2≦r≦0.
4であり、 前記水ロッドの上昇管の下端部近傍に設けた冷却材流入
口は、前記下部タイプレートの上端部と同じ高さ方向位
置又は該上端部よりも下方の高さ方向位置にあり、 前記水ロッドの下降管の下端部近傍に設けた冷却材流出
口は、前記燃料棒の有効長をLとしたとき、該有効長下
端からの高さhが、 −4.2r2+3.4r−0.4≦(h/L)<−0.
53r2+0.5r+0.46 となるように構成されていることを特徴とする沸騰水型
原子炉の炉心。 - 【請求項3】複数本の燃料棒と少なくとも1本の水ロッ
ドとで燃料バンドルを形成し、この燃料バンドルの周囲
をチャンネルボックスで囲み、前記燃料バンドルの下端
部を下部タイプレートで保持した燃料集合体と、この燃
料集合体を載置する燃料支持金具とを有し、前記燃料支
持金具は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れるため
の側面開口部を備え、前記下部タイプレートは、前記燃
料支持金具の内部から導入された冷却材を前記燃料バン
ドルに導く複数の冷却材通路を設けた上端部を備え、前
記水ロッドは、前記下部タイプレートの内部から導入さ
れた冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇管に連通し
該上昇管から導かれた冷却材を下方へと導く下降管とを
備えた沸騰水型原子炉の炉心において、 前記燃料支持金具の内径dは、5.6cm近傍を含み
5.6cm以上、6.2cm近傍を含み6.2cm以下
の範囲であり、 前記下部タイプレートの上端部に設けた前記複数の冷却
材通路の総横断面積S1と前記燃料バンドルを囲む前記
チャンネルボックス内の冷却材流路の総横断面積S2と
の比であるS1/S2をrとしたとき、0.2≦r≦0.
4であり、 前記水ロッドの上昇管の下端部近傍に設けた冷却材流入
口は、前記下部タイプレートの上端部と同じ高さ方向位
置又は該上端部よりも下方の高さ方向位置にあり、 前記水ロッドの下降管の下端部近傍に設けた冷却材流出
口は、前記燃料棒の有効長をLとしたとき、該有効長下
端からの高さhが、 −4.2r2+3.4r−0.4≦(h/L)<−2.
2r2+1.8r+0.04 となるように構成されていることを特徴とする沸騰水型
原子炉の炉心。 - 【請求項4】請求項1〜3のいずれか1項記載の沸騰水
型原子炉の炉心を原子炉圧力容器内に配置したことを特
徴とする沸騰水型原子炉。 - 【請求項5】複数本の燃料棒と少なくとも1本の水ロッ
ドとで燃料バンドルを形成し、この燃料バンドルの周囲
をチャンネルボックスで囲み、前記燃料バンドルの下端
部を下部タイプレートで保持した燃料集合体と、この燃
料集合体を載置する燃料支持金具とを有し、かつ、前記
燃料支持金具は、外部を流れる冷却材を内部に取り入れ
るための側面開口部を備え、前記下部タイプレートは、
前記燃料支持金具の内部から導入された冷却材を前記燃
料バンドルに導く複数の冷却材通路を設けた上端部を備
え、前記水ロッドは、前記下部タイプレートの内部から
導入された冷却材を上方へ導く上昇管と、この上昇管に
連通し該上昇管から導かれた冷却材を下方へと導く下降
管とを備えた沸騰水型原子炉の運転方法において、 通常の定格運転時には、前記水ロッドの上昇管内を常時
冷却材で満たし、前記定格運転時よりも冷却材流量の少
ない非定格運転時のうち少なくとも所定期間には、前記
水ロッドの上昇管内に冷却材の液面を生じさせることを
特徴とする沸騰水型原子炉の運転方法。
Priority Applications (3)
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