JP2000221291A - 熱供給原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 発生熱量を大きくするとともに、原子炉格納
容器の小型化を図り、もって、経済的に優れた熱供給原
子炉を提供すること。 【解決手段】 原子炉１１内の炉心１に装荷した核燃料
の核分裂により発生する核分裂エネルギーによって冷却
水２を蒸気１７に転換し、蒸気２２を原子炉１１の外部
に持ち出すことなく、原子炉１１の外部に熱エネルギー
を供給すること。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉で発生した
熱エネルギーを、例えば暖房や温水設備などの、原子炉
施設の外部に供給する熱供給原子炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】図９は、この種の従来型の熱供給原子炉
の一例を示す概要構成図である。

【０００３】図９に示す熱供給原子炉は、加圧水型と呼
ばれるタイプの原子炉を用いたものであり、炉心１内に
装荷した核燃料が核分裂することにより発生した熱を、
冷却水２に伝える。この熱を受けて温度が上昇した冷却
水２は、ダウンカマ３を下降し、ダウンカマ３に設置し
た熱交換器４において、熱交換器４内を流れる冷却水５
に熱を与える。

【０００４】この熱を与えられた熱交換器４の冷却水５
は、蒸気６となって２次熱交換器７に流れる。そして、
２次熱交換器７において、２次熱交換器７の冷却水８
は、熱交換器４からの蒸気６より熱エネルギーを受けて
蒸気９となり、この蒸気９は、２次熱交換器７の出口１
０より原子炉施設の外部設備に供給される。

【０００５】従来型の加圧水型による熱供給原子炉は、
このようにして原子炉１１の外部へ熱エネルギーを供給
する。

【０００６】また、２次熱交換器７を設置することによ
り、熱交換器４の伝熱管が破損しても、原子炉１１内の
放射能が原子炉施設の外部へ放出し、熱利用施設および
熱利用者に汚染をもたらすことが無いようにしている。

【０００７】熱交換器４で熱を奪われた原子炉の冷却水
１２は、熱交換器４の入口１３における温度よりも低い
温度となり、熱交換器４の出口１４より流出する。

【０００８】従って、ダウンカマ３における冷却水１２
の温度は、炉心１内の冷却水２の温度よりも低い。この
ため、冷却水２と冷却水１２との密度差によって自然循
環が生じ、冷却水１２がダウンカマ３から下部プレナム
１５を経由して、炉心１に流れ込む上向きの流れが生ず
る。

【０００９】なお、制御棒１６は、炉心１内の核分裂を
継続するために必要な中性子を吸収する物質を含んだも
のであり、制御棒１６を炉心１内に挿入することによっ
て、核分裂を抑制し、原子炉出力を低下させることがで
きる。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな従来の加圧水型の熱供給原子炉では、以下のような
問題がある。

【００１１】すなわち、前述した流体の密度差によって
生じる自然循環により、冷却水１２がダウンカマ３から
下部プレナム１５を経由して、炉心１に流れ込む上向き
の流れが生じるものの、この密度差はそれほど大きいも
のではない。

【００１２】また、冷却水２の炉心１内における流速も
小さいため、炉心１で発生する熱の密度、すなわち発生
熱量を大きくすることはできない。

【００１３】更に、放射能を含んだ冷却水が原子炉施設
の外部へ放出することを防ぐために、２次熱交換器７が
必要となる。原子炉施設と施設外とのバウンダリーの役
割を果たす原子炉格納容器（図示せず）は、原子炉１１
のみならず、２次熱交換器７をも格納する必要が生じ
る。すなわち、２次熱交換器７の採用は、原子炉格納容
器の大型化をもたらす。これは、コストアップにつなが
るため、経済的に好ましくない。

【００１４】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
ものであり、発生熱量を大きくするとともに、原子炉格
納容器の小型化を図り、もって、経済的に優れた熱供給
原子炉を提供することを目的とする。

【００１５】

【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明では、以下のような手段を講じる。

【００１６】すなわち、請求項１の発明では、原子炉内
の炉心に装荷した核燃料の核分裂により発生する核分裂
エネルギーによって冷却水を蒸気に転換し、蒸気を原子
炉の外部に持ち出すことなく、原子炉の外部に熱エネル
ギーを供給する。

【００１７】従って、請求項１の発明の熱供給原子炉に
おいては、炉心内とダウンカマ内の冷却材の密度差が大
きくなる。よって、ダウンカマから炉心への自然循環の
流れを促進することができる。その結果、炉心で発生す
る熱の密度、すなわち発生熱量を大きくすることが可能
となる。

【００１８】請求項２の発明では、炉心内の冷却水を、
自然循環により循環させる手段を講じた請求項１の発明
の熱供給原子炉を用いる。

【００１９】従って、請求項２の発明の熱供給原子炉に
おいては、冷却水を循環させるためのポンプ等の機器が
不要となる。その結果、構成を簡素化した熱供給原子炉
を実現することが可能となる。

【００２０】請求項３の発明では、冷却水と炉心で発生
する蒸気とからなる混合流を、水と蒸気に分離する気水
分離手段として、自然落下を利用する手段を講じた請求
項１の発明の熱供給原子炉を用いる。

【００２１】従って、請求項３の発明の熱供給原子炉に
おいては、混合流から水と蒸気とを分離するための特別
な機器が不要となる。その結果、構成を簡素化した熱供
給原子炉を実現することが可能となる。

【００２２】請求項４の発明では、原子炉内の上部に、
当該部分に蒸気が直接衝突するのを阻止する板状の障害
物体を設置する手段を講じた請求項１の発明の熱供給原
子炉を用いる。

【００２３】従って、請求項４の発明の熱供給原子炉に
おいては、蒸気が原子炉の蓋に直接衝突することがなく
なる。その結果、原子炉の蓋のエロージョンを防ぐこと
が可能となる。

【００２４】請求項５の発明では、原子炉内で冷却水が
下降する領域であるダウンカマの上部に、冷却水の熱と
原子炉外部より供給される冷却材の熱との熱交換を行う
熱交換器を設置する手段を講じた請求項１の発明の熱供
給原子炉を用いる。

【００２５】従って、請求項５の発明の熱供給原子炉に
おいては、炉心からの蒸気の流れと、熱交換器からの凝
縮水とが干渉することなく、凝縮水がダウンカマへ流下
するようになる。その結果、冷却水の円滑な自然循環を
実現することが可能となる。

【００２６】請求項６の発明では、熱交換器に冷却水が
侵入するのを阻止する板状の分離板を、原子炉内に設置
する手段を講じた請求項５の発明の熱供給原子炉を用い
る。

【００２７】従って、液滴が分離された蒸気が選択的に
熱交換器に入るようになる。液滴が分離された蒸気の圧
力損失は、混合流の圧力損失よりも小さい。その結果、
自然循環流量の減少を防ぐことがが可能となる。

【００２８】請求項７の発明では、炉心で発生した熱エ
ネルギーを、凝縮熱伝達を利用して熱交換器へ伝える手
段を講じた請求項５または請求項６の発明の熱供給原子
炉を用いる。

【００２９】従って、請求項７の発明の熱供給原子炉に
おいては、熱伝達効率の高い凝縮現象を利用して熱交換
を行う。その結果、熱交換器における熱伝達効率がよく
なり、熱交換器本体の小型化も可能となる。

【００３０】請求項８の発明では、炉心で発生した不凝
縮気体を除去する手段を、原子炉内に設置する手段を講
じた請求項１の発明の熱供給原子炉を用いる。

【００３１】従って、請求項８の発明の熱供給原子炉に
おいては、炉心内で発生した空気や水素などの不凝縮気
体を除去することができる。これによって、熱交換器の
伝熱管の表面における不凝縮気体の蓄積を防ぐことがで
きる。その結果、熱交換器４の熱伝達の悪化を防ぐこと
が可能となる。

【００３２】請求項９の発明では、熱交換器は、二重管
構造をした二重管伝熱管からなる手段を講じた請求項５
乃至７のうちいずれか一項の発明の熱供給原子炉を用い
る。

【００３３】従って、請求項９の発明の熱供給原子炉に
おいては、二重管伝熱管の内管と外管との間に封入して
いるＨｅなどの気体の圧力の変化から、二重管伝熱管の
亀裂を直ちに検知することができる。その結果、放射能
を含んだ冷却水が原子炉施設の外部へ漏洩することを防
ぐことができる。また、２次熱交換器も不要となり、原
子炉格納容器を小型化することも可能となる。

【００３４】請求項１０の発明では、核燃料は、複数の
燃料棒を、軸方向に複数設けたスペーサにより正方格子
状に束ねて構成した複数の燃料集合体からなるものと
し、燃料棒は、熱電対を備えており、熱電対により検出
される燃料棒の温度情報に基づいて炉心の安全性を監視
する手段を講じた請求項１の発明の熱供給原子炉を用い
る。

【００３５】従って、請求項１０の発明の熱供給原子炉
においては、核燃料棒の異常な温度上昇を検知すること
ができ、早急に必要な対策を講じることができるように
なる。その結果、核燃料棒の温度上昇を回避し、核燃料
棒の破損を防ぐことが可能となる。

【００３６】請求項１１の発明では、熱電対を、軸方向
の最上段にあるスペーサの下部近傍に取り付ける手段を
講じた請求項１０の発明の熱供給原子炉を用いる。

【００３７】従って、請求項１１の発明の熱供給原子炉
においては、請求項１０の発明よりも、少ない熱電対で
核燃料棒の異常な温度上昇を検知することができる。そ
の結果、請求項１０の発明よりも少ない熱電対で、請求
項１０で得られる効果と同様の効果を実現することが可
能となる。なお、この場合、燃料集合体のうち、熱的に
最も影響を受ける燃料棒にのみ、熱電対を取り付けるこ
ととしてもよい。

【００３８】

【発明の実施の形態】以下に、本発明の実施の形態につ
いて図面を参照しながら説明する。

【００３９】なお、以下の各実施の形態の説明に用いる
図中の符号は、図９と同一部分については同一符号を付
して示すことにする。

【００４０】（第１の実施の形態）本発明の第１の実施
の形態を図１と図２とを用いて説明する。

【００４１】図１は、本実施の形態による熱供給原子炉
の構成例を示す概要図である。

【００４２】すなわち、図１に示す原子炉は、沸騰水型
とよばれるタイプであり、炉心１内の核燃料から発生し
た熱エネルギーを、炉心１内の冷却水２に与えて、冷却
水２から蒸気１７を発生させるというものである。

【００４３】発生した蒸気１７は、浮力により上部へ流
れ、冷却水２と蒸気１７との混合流（二相流）２０とな
り、炉心１上部より上部プレナム２１へ流出する。

【００４４】流出した混合流２０は更に上部へ流れる
が、液滴状となっている冷却水２が同伴するため、冷却
水２はその重さにより自然落下し、蒸気１７と冷却水２
とが気水分離する。蒸気１７の流速が毎秒１ｍ以上だ
と、液滴状の冷却水２は蒸気１７により上部へ押し上げ
られるため、気水分離することができないことから、本
実施の形態による熱供給原子炉では、上部プレナム２１
での蒸気１７の流速は毎秒１ｍ以下とすることにより、
気水分離を可能としている。

【００４５】液滴状の冷却水２と分離した蒸気２２は更
に上部へ流れ、一方、冷却水２は重力によりダウンカマ
３へ流れる。冷却水２と分離された蒸気２２は、ダウン
カマ３の上部に設置した熱交換器４に流入する。ただ
し、この時、前述した作用により大きな液滴は除去でき
るが、数ミクロン以下の小さな液滴はどうしても蒸気２
２に付随する。

【００４６】このような小さな液滴が熱交換器４に流入
しても伝熱特性上ほとんど影響ないが、液滴が原子炉１
１の上部にある蓋（図示せず）に直接衝突すれば、原子
炉の蓋のエロージョンによる弊害が考えられる。

【００４７】このため、このような小さな液滴を付随し
た蒸気２２が直接原子炉１１の蓋に衝突しないように、
原子炉１１内の上部に板状の障害物２３を設置してい
る。

【００４８】ところで、仮に、熱交換器４を炉心１の上
部に設置した場合、炉心１からの蒸気２２の流れと、熱
交換器４からの凝縮水とが干渉して前記凝縮水がダウン
カマ３へ流下せず、蒸気２２の流れにより上部へ戻さ
れ、自然循環が阻害される。

【００４９】また、冷却水２と蒸気１７とが分離されて
いない混合流２０が熱交換器４に入ってしまうと、混合
流２０の圧力損失が、蒸気２２の流れによる圧力損失よ
り大きいために、自然循環流量が減少する。

【００５０】そこで、本実施による熱供給原子炉では、
炉心１から出てきた混合流２０が直接熱交換器４へ流入
しないように、熱交換器４の側方に分離板２４を設置し
た。これにより、液滴が分離された蒸気２２が熱交換器
４に入るようになる。

【００５１】次に、熱交換器４の詳細な構成例について
説明する。

【００５２】図２は、熱交換器４の内部に多数配置して
いる伝熱管２５の構成例を示す断面図である。

【００５３】図１と図２とに示すように、伝熱管２５の
内部には、原子炉１１外部より供給される水２６が流
れ、伝熱管２５の外周には、液滴が分離された蒸気２２
が流れる。液滴が分離された蒸気２２の温度が、伝熱管
２５の内部を流れる水２６よりも高いために、蒸気２２
は伝熱管２５外面に凝縮し、蒸気せん熱を水２６に伝え
る。このような凝縮現象による熱伝達率は、強制対流に
よる熱伝達率よりも高いので、熱交換の効率が改善され
る。

【００５４】このように、外部より熱交換器４に供給さ
れた水２６は、熱を受けて蒸気あるいは高温水２７とな
る。この蒸気あるいは高温水２７を熱交換器４の出口よ
り取り出し、暖房などに利用することができる。

【００５５】一方、伝熱管２５外面に凝縮した水は、重
力によりダウンカマ３上部へ落下する。これにより、ダ
ウンカマ３での冷却水１２の密度は、炉心１内の混合流
２０の密度より大きくなり、この密度差がダウンカマ３
から炉心１への自然循環の流れを促進する。

【００５６】次に、以上のように構成した本実施の形態
の作用について説明する。

【００５７】本実施による熱供給原子炉は、沸騰水型の
原子炉の原理を利用しており、炉心１内で熱を受けた冷
却水２は、蒸気１７と冷却水２との混合流２０となり、
更に分離板２４の作用によって、液滴の分離された蒸気
２２が熱交換器４に流入する。

【００５８】この蒸気２２と、伝熱管２５内を流れる水
２６との熱伝熱は、凝縮現象によってなされる。凝縮現
象による熱伝達率は、対流による熱伝達率よりも高い。
これによって、本実施による熱供給原子炉は、従来の加
圧水型の原子炉の原理を利用した熱供給原子炉よりも、
熱交換器４における熱伝達の効率がよくなる。

【００５９】また、本実施の形態による熱供給原子炉で
は、冷却材２が、炉心１内では蒸気１７と液滴状の冷却
材２が混合した混合流２０の形態を有する一方、ダウン
カマ３内では冷却水１２の形態を有するので、炉心１内
とダウンカマ３内の密度差は、従来の加圧水型の熱供給
原子炉の場合に比べて大きくなる。

【００６０】この結果、本実施の形態による熱供給原子
炉では、従来の加圧水型の原子炉の原理を利用した熱供
給原子炉よりも、ダウンカマ３から炉心１への自然循環
の流れを促進することができる。このため、炉心１で発
生する熱の密度、すなわち発生熱量を大きくすることが
可能となる。

【００６１】上述したように、本実施の形態の熱供給原
子炉においては、自然循環の流れを促進することができ
るので、炉心１で発生する熱量を大きくすることとが可
能となる。しかも、凝縮現象を利用することにより、熱
交換器４における熱伝達を効率よく行えるので、熱交換
器４の小型化が可能となる。

【００６２】また、本実施の形態の熱供給原子炉におい
ては、原子炉１１内の上部に板状の障害物２３を設置し
ており、小さな液滴が直接原子炉１１の蓋に衝突するこ
とがなく、その結果、原子炉１１の蓋のエロージョンを
防ぐことが可能となる。

【００６３】（第２の実施の形態）本発明の第２の実施
の形態を図１と図３とを用いて説明する。

【００６４】なお、図１は、第１の実施の形態において
既に説明したので、その構成の説明は省略する。

【００６５】図３は、本実施の形態による熱供給原子炉
に用いる熱交換器４の内部に多数配置している二重管伝
熱管３０の構成例を示す断面図である。

【００６６】すなわち、本実施の形態による熱供給原子
炉は、図３に示すように、熱交換器４として、二重管構
造をした二重管伝熱管３０を内部に多数配置した熱交換
器４を用いることであり、図２と同様に、内部には、原
子炉１１外部より供給される水２６が流れ、外周には蒸
気２２が流れる。

【００６７】二重管伝熱管３０は内管３１と外管３２と
から成り、更に、前記両管の間に平編み線あるいは多孔
質物質３３を挿入し両管を密着接合している。平編み線
あるいは多孔質物質３３を用いることにより、外管３２
と内管３１との境目の熱抵抗は無視できるようになる。
また、外管３２と内管３１との間には、Ｈｅのような不
活性の気体を封入する。

【００６８】次に、以上のように構成した本実施の形態
の作用について説明する。

【００６９】万一、外管３２あるいは内管３１に亀裂が
入った場合、内管３１と外管３２との間に封入している
Ｈｅなどの気体の圧力が低下する。従って、この圧力の
低下を検知することにより、二重管伝熱管３０の亀裂を
確認することができる。

【００７０】上述したように、本実施の形態の熱供給原
子炉においては、上記のような作用により、内管３１と
外管３２との間に封入しているＨｅなどの気体の圧力変
化から、二重管伝熱管３０の亀裂を直ちに検知すること
ができる。

【００７１】これにより、放射能を含んだ冷却水２６が
原子炉施設の外部へ漏洩することを防ぐことができる。

【００７２】その結果、図９に示すような２次熱交換器
７は不要となる。これは、２次熱交換器７自体の削減が
可能となるのみならず、原子炉格納容器の小型化も可能
となるので、経済的に優れた熱供給原子炉を実現するこ
とが可能となる。

【００７３】（第３の実施の形態）本発明の第３の実施
の形態を図４と図５とを用いて説明する。

【００７４】図４は、本実施の形態による熱供給原子炉
の構成例を示す概要図である。

【００７５】図５は、不凝縮気体の濃度と熱伝達率との
関係を示す図である。これは、伝熱概論（甲藤 好朗
著、養賢堂発行）からの引用である。

【００７６】すなわち、本実施の形態による熱供給原子
炉は、図４に示すように、図１に示す熱供給原子炉に不
凝縮気体除去装置４１を付加した構成としており、その
他の構成は図１と同一である。よって、ここでは、不凝
縮気体除去装置４１の構成及び機能に関する説明のみを
行う。

【００７７】炉心１で冷却水２が熱エネルギーを受けて
沸騰すると、冷却水２が含んでいる空気などの不凝縮気
体が発生する。また、核燃料の構造材料であるＺｒ（ジ
ルコニウム）と冷却水２との化学反応によって、水素な
どの不凝縮気体も発生する。

【００７８】これら不凝縮気体は、図２又は図３に示し
既に説明した熱交換器４の伝熱管２５又は二重管伝熱管
３０の表面に蓄積し、凝縮熱伝達を阻害する。

【００７９】本実施の形態では、図４に示すように、発
生した不凝縮気体を除去するための不凝縮気体除去装置
４１を設置する。これにより、熱交換器４の伝熱管２５
又は二重管伝熱管３０の表面に蓄積した不凝縮気体を除
去する。

【００８０】次に、以上のように構成した本実施の形態
の作用について説明する。

【００８１】図５は、熱交換器４の伝導管温度が１０℃
〜５５℃の範囲にあるときの凝縮熱伝達に及ぼす不凝縮
気体の濃度の影響を示す。図５において、横軸は水蒸気
内に含まれている空気の割合であり、縦軸はそれに対す
る熱伝達率を示す。図５に示すように、水蒸気内に空気
が僅かに含まれるだけで、熱伝達率は激減することがわ
かる。

【００８２】上述したように、本実施の形態の熱供給原
子炉においては、不凝縮気体除去装置４１を設置し、炉
心１内で発生した空気や水素などの不凝縮気体を除去す
ることによって、熱交換器４の伝熱管２５または二重管
伝熱管３０の表面における不凝縮気体が蓄積しなくな
り、その結果、熱交換器４の熱伝達効率の悪化を防ぐこ
とが可能となる。

【００８３】（第４の実施の形態）本発明の第４の実施
の形態を図１と図６と図７とを用いて説明する。

【００８４】なお、図１は、既に説明済みであるのでそ
の説明は省略する。

【００８５】図６は、本実施の形態による熱供給原子炉
の炉心１に多数装荷される核燃料集合体５０の構成例を
示す外形図である。

【００８６】すなわち、核燃料集合体５０を、多数の核
燃料棒５１を、軸方向に複数設けたスペーサ５２によっ
て、核燃料棒５１同士の間隔を一定に保った状態で正方
格子状に束ねた構成としている。

【００８７】図７は、核燃料棒５１の断面と、その周囲
の冷却水の状態の一例を示す概念図である。

【００８８】図７（ａ）は、核燃料棒５１が、適切に冷
却されている状態を表すものである。この場合は、核燃
料棒５１の表面を、液膜５３が覆い、この液膜５３を介
して液滴５４が核燃料棒５１の表面からの熱を効率的に
奪うことができる。このような状態においては、核燃料
棒５１を効率的に冷却することが可能となり、核燃料棒
５１の温度が異常に上昇することは無い。

【００８９】図７（ｂ）は、何らかの原因で、核燃料棒
５１表面からの熱除去に支障が出た場合における状態の
一例を示す概念図である。核燃料棒５１の表面を覆って
いた液膜５３が局所的に消滅してしまうと、前述したよ
うな液膜５３を介した液滴５４による効率的な熱除去が
できなくなり、核燃料棒５１の温度は上昇する。

【００９０】そこで、本実施の形態においては、図７
（ａ）および（ｂ）に示すように、核燃料棒５１の表面
の一部に熱電対５５を設置し、この熱電対５５によって
核燃料棒５１表面の温度を測定する。更に、熱電対５５
が異常に高い表面温度を検知した場合には、図１に示す
制御棒１６を挿入するようなインターロックを講じる。

【００９１】次に、以上のように構成した本実施の形態
の作用について説明する。

【００９２】前述したように、何らかの原因で、核燃料
棒５１からの熱除去に支障が出た場合、図７（ｂ）に示
すように、液膜５３が局所的に消滅し、液膜５３を介し
た液滴５４による効率的な熱除去ができなくなり、核燃
料棒５１の温度が上昇する。

【００９３】この異常な温度上昇を、核燃料棒５１の表
面に配置した熱電対５５が検知することができ、その場
合には、炉心１内に制御棒１６を挿入する。制御棒１６
が炉心１内に挿入すると、炉心１内における核分裂が緩
和されるので炉心出力が低下する。これによって、核燃
料棒５１の温度上昇を回避し、核燃料棒５１の溶融や破
損等を未然に防ぐことが可能となる。

【００９４】従来は、圧力、流量、炉心入口流体温度を
測定し、これら多数のパラメータを限界出力（熱的除去
の限界出力）計算式に入力することによって限界出力を
求め、その値を超える場合を原子炉１１の異常と判断し
ていた。しかしながら、本実施の形態においては、核燃
料棒５１の温度の測定結果のみから、原子炉１１の異常
を判断するとともに対策を講じることができる。

【００９５】その結果、本実施の形態によれば、従来に
比較して、原子炉１１の異常を容易に検知し、核燃料棒
５１の溶融や破損等を未然に防止することが可能とな
る。

【００９６】（第５の実施の形態）本発明の第５の実施
の形態を図１と図８を用いて説明する。

【００９７】なお、図１は、既に説明済みであるのでそ
の構成の説明は省略する。

【００９８】図８は、本実施の形態による熱供給原子炉
に装荷する核燃料集合体の構成例を示す外形図である。

【００９９】すなわち、図８は、図６に示す核燃料集合
体５０の外形図において、複数のスペーサ５２のうち熱
的に最も影響を受ける最上段のスペーサの下部５６に、
熱電対５５を設置した点のみが異なっている。その他の
構成については、図６の説明において既に説明済みであ
るので、ここではその説明を省略する。

【０１００】本実施の形態における炉心１は、図８に示
すような、最上段のスペーサの下部５６に熱電対５５を
設置した多数の核燃料集合体５０で構成する。

【０１０１】次に、以上のように構成した本実施の形態
の作用について説明する。

【０１０２】長尺状の核燃料棒５１において、最も温度
が高くなるのは、最上段のスペーサの下部５６付近であ
る。これは、長尺状の核燃料棒５１の下部から上部に行
くにしたがって、冷却水２中の蒸気１７の割合が多くな
り、液滴５４の割合が少なくなり、冷却効率が悪くなる
からである。

【０１０３】したがって、図８に示すように、最上段の
スペーサ下部５６付近のみの熱電対５５によって、核燃
料棒５１の表面の異常な温度上昇を検知することが可能
となる。また、これらの熱電対５５は、必ずしも核燃料
集合体５０を構成する全ての核燃料棒５１に設置するこ
とは必要ではなく、熱的に厳しい核燃料棒５１のみに選
択的に設置すればよい。

【０１０４】これらのことにより、設置する熱電対５５
の数を極力少なくすることが可能となる。

【０１０５】上述したように、本実施の形態の熱供給原
子炉においては、上記のような作用により、極力少ない
熱電対５５によって、核燃料棒５１の異常な温度上昇を
検知することが可能となる。すなわち、安全性を損なわ
ず、経済性を高めた原子炉を実現することが可能とな
る。

【０１０６】

【発明の効果】以上説明したように、本発明の熱供給原
子炉によれば、自然循環の流れを促進することができる
ので、炉心で発生する熱量を大きくすることが可能とな
る。また、凝縮現象により熱伝達を効率良く行えるよう
になり、熱交換器の小型化も可能となる。

【０１０７】一方、熱交換器の伝熱管を二重管構造とす
ることにより、放射能を含んだ冷却水の原子炉施設外へ
の漏洩を防ぐことができるようになり、２次熱交換器の
削除も可能となる。更に、核燃料棒に熱電対を設置する
ことにより、核燃料棒の冷却異常を容易に検知し、核燃
料棒の溶融や破損等を未然に防止する対策を早急に講じ
ることが可能となる。

【０１０８】以上により、安全でかつ経済的に優れた熱
供給原子炉を実現することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】第１の実施の形態による沸騰水型の熱供給原子
炉の構成例を示す概要図。

【図２】第１の実施の形態による熱供給原子炉に用いる
熱交換器の伝熱管の構成例を示す断面図。

【図３】第２の実施の形態による熱供給原子炉に用いる
熱交換器の二重管伝熱管の構成例を示す断面図。

【図４】第３の実施の形態による沸騰水型の熱供給原子
炉の構成例を示す概要図。

【図５】不凝縮気体の濃度と熱伝達率との関係を示す
図。

【図６】核燃料集合体の構成例を示す外形図。

【図７】核燃料棒の断面と、その周囲の冷却水の状態の
一例を示す概念図。

【図８】第５の実施の形態による熱供給原子炉に装荷す
る核燃料集合体の構成例を示す外形図。

【図９】従来の加圧水型による熱供給原子炉の構成例を
示す概要図。

【符号の説明】

１…炉心、 ２…冷却水（炉心内）、 ３…ダウンカマ、 ４…熱交換器、 ５…熱交換器内の冷却水、 ６…熱交換器で発生した蒸気、 ７…２次熱交換器、 ８…２次熱交換器内の冷却水、 ９…２次熱交換器で発生した蒸気、 １０…２次熱交換器の蒸気出口、 １１…原子炉、 １２…冷却水（ダウンカマ内）、 １３…熱交換器入口、 １４…熱交換器出口、 １５…下部プレナム、 １６…制御棒、 １７…蒸気、 ２０…混合流（二相流）、 ２１…上部プレナム、 ２２…蒸気（液滴分離後）、 ２３…障害物、 ２４…分離板、 ２５…伝熱管、 ２６…水（原子炉外部より熱交換器に供給される）、 ２７…蒸気あるいは高温水、 ３０…二重管伝熱管、 ３１…内管、 ３２…外管、 ３３…平網線あるいは多孔質物質、 ４１…不凝縮気体除去装置、 ５０…核燃料集合体、 ５１…核燃料棒、 ５２…スペーサ、 ５３…液膜、 ５４…液滴、 ５５…熱電対、 ５６…最上段スペーサの下部。

フロントページの続き (51)Int.Cl.⁷ 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｇ２１Ｄ 1/00 Ｇ２１Ｃ 13/00 Ａ 9/00 Ｇ２１Ｄ 1/00 Ｑ

Claims (11)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉内の炉心に装荷した核燃料の核分
   裂により発生する核分裂エネルギーによって冷却水を蒸
   気に転換し、前記蒸気を前記原子炉の外部に持ち出すこ
   となく、前記原子炉の外部に熱エネルギーを供給するこ
   とを特徴とする熱供給原子炉。
2. 【請求項２】 前記炉心内の前記冷却水を、自然循環に
   より循環させることを特徴とする前記請求項１に記載の
   熱供給原子炉。
3. 【請求項３】 前記冷却水と前記炉心で発生する蒸気と
   からなる混合流を水と蒸気に分離する気水分離手段とし
   て、自然落下を利用することを特徴とする前記請求項１
   に記載の熱供給原子炉。
4. 【請求項４】 前記原子炉内の上部に、当該部分に前記
   蒸気が直接衝突するのを阻止する板状の障害物体を設置
   することを特徴とする前記請求項１に記載の熱供給原子
   炉。
5. 【請求項５】 前記原子炉内で前記冷却水が下降する領
   域であるダウンカマの上部に、前記冷却水の熱と前記原
   子炉外部より供給される冷却材の熱との熱交換を行う熱
   交換器を設置することを特徴とする前記請求項１に記載
   の熱供給原子炉。
6. 【請求項６】 前記熱交換器に前記冷却水が侵入するの
   を阻止する板状の分離体を、前記原子炉内に設置するこ
   とを特徴とする前記請求項５に記載の熱供給原子炉。
7. 【請求項７】 前記炉心で発生した熱エネルギーを、凝
   縮熱伝達を利用して前記熱交換器へ伝えることを特徴と
   する前記請求項５または前記請求項６に記載の熱供給原
   子炉。
8. 【請求項８】 前記炉心で発生した不凝縮気体を除去す
   る手段を、前記原子炉内に設置することを特徴とする前
   記請求項１に記載の熱供給原子炉。
9. 【請求項９】 前記熱交換器は、二重管構造をした二重
   管伝熱管からなることを特徴とする前記請求項５乃至７
   のうちいずれか一項に記載の熱供給原子炉。
10. 【請求項１０】 前記核燃料は、複数の燃料棒を、軸方
    向に複数設けたスペーサにより正方格子状に束ねて構成
    した複数の燃料集合体からなるものとし、前記燃料棒
    は、熱電対を備えており、前記熱電対により検出される
    前記燃料棒の温度情報に基づいて前記炉心の安全性を監
    視することを特徴とする前記請求項１に記載の熱供給原
    子炉。
11. 【請求項１１】 前記熱電対を、軸方向の最上段にある
    スペーサの下部近傍に取り付けることを特徴とする前記
    請求項１０に記載の熱供給原子炉。