JP2002031694A - 超臨界圧水炉とその発電プラント - Google Patents
超臨界圧水炉とその発電プラントInfo
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- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/082—Reactors where the coolant is overheated
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】タービン系を小型化し、熱効率を高め、経済性
を改善し、排熱量を減少させる。 【解決手段】胴部28の両端開口に入口ヘッダ29と出口ヘ
ッダ30を取り付けた原子炉容器31と、原子炉容器31内に
炉心支持板32，33によって支持した多数の一次管35と、
一次管35内に装荷した燃料集合体36と、一次管35と直角
方向に設けた制御棒案内管42および制御棒43と、胴部28
に取り付けた冷却材二次入口ノズル38および出口ノズル
39と、入口ヘッダ29に取り付けた給水ノズル40と、出口
ヘッダ30に取り付けた主蒸気ノズル41とからなってい
る。給水ノズル40から原子炉容器31内に流入した超臨界
圧水は一次管35内を通って加熱され、加熱された蒸気は
主蒸気ノズル41から流出する。
を改善し、排熱量を減少させる。 【解決手段】胴部28の両端開口に入口ヘッダ29と出口ヘ
ッダ30を取り付けた原子炉容器31と、原子炉容器31内に
炉心支持板32，33によって支持した多数の一次管35と、
一次管35内に装荷した燃料集合体36と、一次管35と直角
方向に設けた制御棒案内管42および制御棒43と、胴部28
に取り付けた冷却材二次入口ノズル38および出口ノズル
39と、入口ヘッダ29に取り付けた給水ノズル40と、出口
ヘッダ30に取り付けた主蒸気ノズル41とからなってい
る。給水ノズル40から原子炉容器31内に流入した超臨界
圧水は一次管35内を通って加熱され、加熱された蒸気は
主蒸気ノズル41から流出する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は発電機を駆動するた
めのタービン入口の蒸気条件を高温超臨界圧まで高めて
経済性を改善した超臨界圧水炉とその発電プラントに関
する。
めのタービン入口の蒸気条件を高温超臨界圧まで高めて
経済性を改善した超臨界圧水炉とその発電プラントに関
する。
【０００２】
【従来の技術】従来の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の発電
プラントの概略を図７に示し、沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）の発電プラントの概略を図８に示し、超臨界圧水炉
（ＳＣＦＲ）の発電プラントの概略を図９に示して以下
順にその概略を説明する。
プラントの概略を図７に示し、沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）の発電プラントの概略を図８に示し、超臨界圧水炉
（ＳＣＦＲ）の発電プラントの概略を図９に示して以下
順にその概略を説明する。
【０００３】すなわち、図７においてＰＷＲ発電プラン
トは原子炉容器１内に設置した炉心２の核反応熱を一次
冷却水によって取り出し、その一次冷却水を高温水とす
るが、一次冷却水は原子炉容器１に取り付けた一次冷却
水入口ノズル３から原子炉容器１内に流入する。高温水
は一次冷却水出口ノズル４から蒸気発生器５に流入して
蒸気発生器５内を流れる二次冷却水を加熱して蒸気化
し、この蒸気を蒸気ライン６を通してタービン７へ供給
し、タービン７の回転により発電機８を駆動して発電す
る。
トは原子炉容器１内に設置した炉心２の核反応熱を一次
冷却水によって取り出し、その一次冷却水を高温水とす
るが、一次冷却水は原子炉容器１に取り付けた一次冷却
水入口ノズル３から原子炉容器１内に流入する。高温水
は一次冷却水出口ノズル４から蒸気発生器５に流入して
蒸気発生器５内を流れる二次冷却水を加熱して蒸気化
し、この蒸気を蒸気ライン６を通してタービン７へ供給
し、タービン７の回転により発電機８を駆動して発電す
る。
【０００４】タービン７から流出する蒸気は復水器９で
凝縮して二次冷却水となり、二次冷却水は二次冷却水ポ
ンプ10により二次冷却水ライン11を通して蒸気発生器５
へ流入する。一方、一次冷却水出口ノズル４から蒸気発
生器５に流入して冷却された一次冷却水は一次冷却水ラ
イン12を通し一次冷却水ポンプ13により一次冷却水入口
ノズル３から原子炉容器１内に流入する循環経路を辿る
ことになる。
凝縮して二次冷却水となり、二次冷却水は二次冷却水ポ
ンプ10により二次冷却水ライン11を通して蒸気発生器５
へ流入する。一方、一次冷却水出口ノズル４から蒸気発
生器５に流入して冷却された一次冷却水は一次冷却水ラ
イン12を通し一次冷却水ポンプ13により一次冷却水入口
ノズル３から原子炉容器１内に流入する循環経路を辿る
ことになる。
【０００５】ここで、ＰＷＲ発電プラントにおける原子
炉容器１内の圧力は約150気圧であり、一次冷却水の温
度は約320℃まで上げられ、二次冷却水は約70気圧に加
圧され、発電効率は35％程度である。
炉容器１内の圧力は約150気圧であり、一次冷却水の温
度は約320℃まで上げられ、二次冷却水は約70気圧に加
圧され、発電効率は35％程度である。
【０００６】一方、図８に示したＢＷＲ発電プラントは
原子炉圧力容器14内の炉心15で加熱されて発生した気液
二相流を気水分離器16で気液分離し、湿った蒸気を蒸気
乾燥器（図示せず）で乾燥し、その乾燥蒸気を主蒸気ラ
イン17を通してタービン７へ流入する。タービン７で仕
事をした蒸気は復水器９で凝縮して復水となり、この復
水を給水ライン18を通して給水ポンプ19の駆動により原
子炉圧力容器14内へ冷却水として給水する。
原子炉圧力容器14内の炉心15で加熱されて発生した気液
二相流を気水分離器16で気液分離し、湿った蒸気を蒸気
乾燥器（図示せず）で乾燥し、その乾燥蒸気を主蒸気ラ
イン17を通してタービン７へ流入する。タービン７で仕
事をした蒸気は復水器９で凝縮して復水となり、この復
水を給水ライン18を通して給水ポンプ19の駆動により原
子炉圧力容器14内へ冷却水として給水する。
【０００７】原子炉圧力容器14には再循環ライン20が取
り付けられ、再循環ライン20は再循環ポンプ21の駆動に
より原子炉圧力容器14内の冷却水が循環されるようにな
っている。ＢＷＲ発電プラントでは、一次冷却水は約70
気圧で、炉心15からの蒸気は約290℃で、発電効率は35
％程度である。
り付けられ、再循環ライン20は再循環ポンプ21の駆動に
より原子炉圧力容器14内の冷却水が循環されるようにな
っている。ＢＷＲ発電プラントでは、一次冷却水は約70
気圧で、炉心15からの蒸気は約290℃で、発電効率は35
％程度である。
【０００８】図９に示したＳＣＦＲ発電プラントは原子
炉容器22内に設置した炉心23の核反応熱で一次冷却水を
加熱し、発生した超臨界圧高温水を超臨界圧高温水ライ
ン24を通してタービン７へ供給する。タービン７で仕事
をした超臨界高温水は冷却され復水器９で凝縮して一次
冷却水となる。一次冷却水は一次冷却水ライン25を通し
て一次冷却水ポンプ26の駆動により原子炉容器22内に流
入する。
炉容器22内に設置した炉心23の核反応熱で一次冷却水を
加熱し、発生した超臨界圧高温水を超臨界圧高温水ライ
ン24を通してタービン７へ供給する。タービン７で仕事
をした超臨界高温水は冷却され復水器９で凝縮して一次
冷却水となる。一次冷却水は一次冷却水ライン25を通し
て一次冷却水ポンプ26の駆動により原子炉容器22内に流
入する。
【０００９】ここで、一次冷却水は約250気圧に加圧さ
れ、炉心23で加圧することにより約450℃の超臨界圧高
温水が発生する。この状態でタービン７に直接送給す
る。超臨界圧状態では水と蒸気の区別がないので、ＢＷ
Ｒに設置されている気水分離器16は不要であり、擬似沸
点を超える温度の水（超臨界圧高温水）はタービン７で
蒸気のように挙動する。発電効率は蒸気条件の改善によ
り40％程度達成する。
れ、炉心23で加圧することにより約450℃の超臨界圧高
温水が発生する。この状態でタービン７に直接送給す
る。超臨界圧状態では水と蒸気の区別がないので、ＢＷ
Ｒに設置されている気水分離器16は不要であり、擬似沸
点を超える温度の水（超臨界圧高温水）はタービン７で
蒸気のように挙動する。発電効率は蒸気条件の改善によ
り40％程度達成する。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】上述のＢＷＲやＰＷＲ
では、タービン入口の蒸気は70気圧290℃程度の飽和蒸
気で熱効率は35％程度である。一方、最近の火力発電プ
ラントでは250気圧で600℃程度まで蒸気温度は上げられ
ていて、320気圧程度のプラントも実在し、熱効率は40
％を超えている。したがって、従来のＢＷＲやＰＷＲは
火力プラントと比較して熱効率が低く、環境への排熱量
が多い。
では、タービン入口の蒸気は70気圧290℃程度の飽和蒸
気で熱効率は35％程度である。一方、最近の火力発電プ
ラントでは250気圧で600℃程度まで蒸気温度は上げられ
ていて、320気圧程度のプラントも実在し、熱効率は40
％を超えている。したがって、従来のＢＷＲやＰＷＲは
火力プラントと比較して熱効率が低く、環境への排熱量
が多い。
【００１１】ＢＷＲやＰＷＲの蒸気条件では、温度も圧
力も低いので蒸気の体積が火力より大きい。そのため、
タービンの物理的サイズ、タービン系の給水加熱器など
の熱交換器の伝熱面積が大きくなる。それに伴い、ター
ビン建屋が大型化するなど経済性の面で不利となる課題
がある。
力も低いので蒸気の体積が火力より大きい。そのため、
タービンの物理的サイズ、タービン系の給水加熱器など
の熱交換器の伝熱面積が大きくなる。それに伴い、ター
ビン建屋が大型化するなど経済性の面で不利となる課題
がある。
【００１２】また、従来の超臨界圧軽水炉では熱効率は
改善されるが、火力プラントと比べるとまだ蒸気条件が
低く、タービンおよびタービン系の機器が大きい。その
ため、経済性の面で不利となる課題がある。
改善されるが、火力プラントと比べるとまだ蒸気条件が
低く、タービンおよびタービン系の機器が大きい。その
ため、経済性の面で不利となる課題がある。
【００１３】さらに、従来の超臨界圧軽水炉の原子炉容
器22の構造は、ＢＷＲやＰＷＲと同様なので、ほぼ冷却
材の圧力に比例させて、肉厚を増加させなければならな
い。そのため、同じ原子炉容器径を想定するとＰＷＲの
1.7倍にもなり、製造性の面で不利となる課題がある。
器22の構造は、ＢＷＲやＰＷＲと同様なので、ほぼ冷却
材の圧力に比例させて、肉厚を増加させなければならな
い。そのため、同じ原子炉容器径を想定するとＰＷＲの
1.7倍にもなり、製造性の面で不利となる課題がある。
【００１４】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、超臨界圧水により炉心冷却を行う原子炉にお
いて、タービンにおける蒸気条件を向上させてタービン
系を小型化し、熱効率を高め、排熱量を減らし、原子炉
容器の製作性を高め、経済性を改善できる超臨界圧水炉
と、その発電プラントを提供することを目的とする。
たもので、超臨界圧水により炉心冷却を行う原子炉にお
いて、タービンにおける蒸気条件を向上させてタービン
系を小型化し、熱効率を高め、排熱量を減らし、原子炉
容器の製作性を高め、経済性を改善できる超臨界圧水炉
と、その発電プラント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】請求項１の発明は、胴部
と、この胴部の両端開口に入口ヘッダおよび出口ヘッダ
が取り付けられてなる原子炉容器と、この原子炉容器内
に位置して前記入口ヘッダおよび出口ヘッダにそれぞれ
取り付けた一対の炉心支持板に両端部が固定された複数
の一次管と、この一次管内に装荷された複数の燃料棒を
束ねた燃料集合体と、前記入口ヘッダに取り付けた給水
ノズルと、前記出口ヘッダに取り付けた主蒸気ノズル
と、前記胴部に取り付けられた冷却材二次入口ノズルお
よび冷却材二次出口ノズルと、前記燃料集合体と直交し
前記複数の一次管の隙間に挿入された制御棒案内管と、
この制御棒案内管内を挿脱する制御棒と、この制御棒を
前記原子炉容器外で駆動する制御棒駆動機構とを具備し
たことを特徴とする。
と、この胴部の両端開口に入口ヘッダおよび出口ヘッダ
が取り付けられてなる原子炉容器と、この原子炉容器内
に位置して前記入口ヘッダおよび出口ヘッダにそれぞれ
取り付けた一対の炉心支持板に両端部が固定された複数
の一次管と、この一次管内に装荷された複数の燃料棒を
束ねた燃料集合体と、前記入口ヘッダに取り付けた給水
ノズルと、前記出口ヘッダに取り付けた主蒸気ノズル
と、前記胴部に取り付けられた冷却材二次入口ノズルお
よび冷却材二次出口ノズルと、前記燃料集合体と直交し
前記複数の一次管の隙間に挿入された制御棒案内管と、
この制御棒案内管内を挿脱する制御棒と、この制御棒を
前記原子炉容器外で駆動する制御棒駆動機構とを具備し
たことを特徴とする。
【００１６】請求項１の発明では、超臨界圧水を炉心冷
却材として炉心入口温度を擬似沸点以下、出口温度をそ
れ以上とする。超臨界圧冷却水は入口ヘッダの給水ノズ
ルから炉心内に送り込まれ、炉心を構成する一次管内で
燃料集合体を冷却し、加熱されて蒸気となり、蒸気は出
口ヘッダの主蒸気ノズルから流出する。
却材として炉心入口温度を擬似沸点以下、出口温度をそ
れ以上とする。超臨界圧冷却水は入口ヘッダの給水ノズ
ルから炉心内に送り込まれ、炉心を構成する一次管内で
燃料集合体を冷却し、加熱されて蒸気となり、蒸気は出
口ヘッダの主蒸気ノズルから流出する。
【００１７】胴部に取り付けた冷却材二次入口ノズルか
ら亜臨界圧の冷却材が送り込まれ、この冷却材は一次管
の外側を冷却し、胴部に取り付けた冷却材二次出口ノズ
ルから流出する。したがって、原子炉容器の入口ヘッダ
および出口ヘッダと、一次管のみが超臨界圧に耐えれば
よく、また、原子炉容器の胴部および制御棒案内管は亜
臨界圧に耐えればよい。よって、請求項１の発明によれ
ば、原子炉容器の肉厚を従来の超臨界圧水炉の原子炉容
器の肉厚に比較して薄くすることができる。したがっ
て、原子炉容器を小型軽量化することができ、製作性を
高め、経済性を改善できる。
ら亜臨界圧の冷却材が送り込まれ、この冷却材は一次管
の外側を冷却し、胴部に取り付けた冷却材二次出口ノズ
ルから流出する。したがって、原子炉容器の入口ヘッダ
および出口ヘッダと、一次管のみが超臨界圧に耐えれば
よく、また、原子炉容器の胴部および制御棒案内管は亜
臨界圧に耐えればよい。よって、請求項１の発明によれ
ば、原子炉容器の肉厚を従来の超臨界圧水炉の原子炉容
器の肉厚に比較して薄くすることができる。したがっ
て、原子炉容器を小型軽量化することができ、製作性を
高め、経済性を改善できる。
【００１８】請求項２の発明は、前記複数の一次管は前
記原子炉容器と水平方向に配置され、前記制御棒案内管
は前記一次管に対して垂直方向に配置してなることを特
徴とする。
記原子炉容器と水平方向に配置され、前記制御棒案内管
は前記一次管に対して垂直方向に配置してなることを特
徴とする。
【００１９】請求項２の発明によれば、原子炉容器を水
平方向の横置型とすることにより、原子炉容器の重心を
低くできるので、地震などによる揺れに対して安定であ
る。また、制御棒を重力により制御棒案内管内に容易に
挿入でき、かつ、抜き取り操作も容易となる。
平方向の横置型とすることにより、原子炉容器の重心を
低くできるので、地震などによる揺れに対して安定であ
る。また、制御棒を重力により制御棒案内管内に容易に
挿入でき、かつ、抜き取り操作も容易となる。
【００２０】請求項３の発明は、前記複数の一次管の両
端部はそれぞれ継ぎ手を介して前記炉心支持板の貫通孔
に挿入されて固定されてなることを特徴とする。請求項
３の発明によれば、継ぎ手を介して炉心支持板の貫通孔
に一次管が挿着されていることにより、一次管が入口ヘ
ッダまたは出口ヘッダから挿脱自在であり、異常時等に
一次管の取替えが容易である。また、燃料集合体を一次
管内に挿入した状態で出し入れできるので、燃料交換が
容易となる。
端部はそれぞれ継ぎ手を介して前記炉心支持板の貫通孔
に挿入されて固定されてなることを特徴とする。請求項
３の発明によれば、継ぎ手を介して炉心支持板の貫通孔
に一次管が挿着されていることにより、一次管が入口ヘ
ッダまたは出口ヘッダから挿脱自在であり、異常時等に
一次管の取替えが容易である。また、燃料集合体を一次
管内に挿入した状態で出し入れできるので、燃料交換が
容易となる。
【００２１】請求項４の発明は、胴部と、この胴部の両
端開口に出入口ヘッダおよび中間ヘッダが取り付けられ
てなる原子炉容器と、前記出入口ヘッダ内にほぼ水平方
向に取り付けた区画板と、この区画板により区画された
入口室および出口室と、前記原子炉容器内に位置して前
記出入口ヘッダおよび前記中間ヘッダにそれぞれ取り付
けた炉心支持板に両端部が固定された複数の一次管と、
この一次管内に挿入された複数の燃料棒を束ねた燃料集
合体と、前記入口室に取り付けた給水ノズルと、前記出
口室に取り付けた主蒸気ノズルと、前記胴部に取り付け
た冷却材二次入口ノズルおよび冷却材二次出口ノズル
と、前記燃料集合体と直交し前記複数の一次管の隙間に
挿入された制御棒案内管と、この制御棒案内管内を挿脱
する制御棒と、この制御棒を前記原子炉容器外で駆動す
る制御棒駆動機構とを具備したことを特徴とする。
端開口に出入口ヘッダおよび中間ヘッダが取り付けられ
てなる原子炉容器と、前記出入口ヘッダ内にほぼ水平方
向に取り付けた区画板と、この区画板により区画された
入口室および出口室と、前記原子炉容器内に位置して前
記出入口ヘッダおよび前記中間ヘッダにそれぞれ取り付
けた炉心支持板に両端部が固定された複数の一次管と、
この一次管内に挿入された複数の燃料棒を束ねた燃料集
合体と、前記入口室に取り付けた給水ノズルと、前記出
口室に取り付けた主蒸気ノズルと、前記胴部に取り付け
た冷却材二次入口ノズルおよび冷却材二次出口ノズル
と、前記燃料集合体と直交し前記複数の一次管の隙間に
挿入された制御棒案内管と、この制御棒案内管内を挿脱
する制御棒と、この制御棒を前記原子炉容器外で駆動す
る制御棒駆動機構とを具備したことを特徴とする。
【００２２】請求項４の発明によれば、一次管の伝熱長
を長くできるので、伝熱面積当たりの熱量を低くするこ
とができ、伝熱設計が容易となる。また、一次管の一端
をＵ字型に形成することにより、熱膨張による一次管の
伸びをＵ字型部分で吸収できるので、一次管および原子
炉容器、ヘッダの製作が容易となる。
を長くできるので、伝熱面積当たりの熱量を低くするこ
とができ、伝熱設計が容易となる。また、一次管の一端
をＵ字型に形成することにより、熱膨張による一次管の
伸びをＵ字型部分で吸収できるので、一次管および原子
炉容器、ヘッダの製作が容易となる。
【００２３】請求項５の発明は、前記請求項１ないし４
記載の超臨界圧水炉に取り付けた給水ノズルに給水ライ
ンを接続し、前記超臨界圧水炉に取り付けた主蒸気ノズ
ルに高圧タービンに連通する主蒸気ラインを接続し、前
記超臨界圧水炉に取り付けた冷却材二次入口ノズルに前
記高圧タービンの排気からの戻り再熱ラインを接続し、
前記超臨界圧水炉に取り付けた冷却材二次出口ノズルに
中圧タービンまたは低圧タービンに連通する再熱蒸気ラ
インを接続し、前記低圧タービンに発電機を接続してな
ることを特徴とする。
記載の超臨界圧水炉に取り付けた給水ノズルに給水ライ
ンを接続し、前記超臨界圧水炉に取り付けた主蒸気ノズ
ルに高圧タービンに連通する主蒸気ラインを接続し、前
記超臨界圧水炉に取り付けた冷却材二次入口ノズルに前
記高圧タービンの排気からの戻り再熱ラインを接続し、
前記超臨界圧水炉に取り付けた冷却材二次出口ノズルに
中圧タービンまたは低圧タービンに連通する再熱蒸気ラ
インを接続し、前記低圧タービンに発電機を接続してな
ることを特徴とする。
【００２４】請求項５の発明によれば、高圧タービンの
排気蒸気が原子炉容器の胴部で過熱されて含まれている
蒸気中の湿分が除去され、温度が上昇する。その結果、
タービン系での発電効率を上昇させることができる。ま
た、蒸気中の湿分がなくなるので、タービン翼のエロー
ジョンが減少し、蒸気温度を高くでき、比容積が減り、
タービン系を小型化できる。
排気蒸気が原子炉容器の胴部で過熱されて含まれている
蒸気中の湿分が除去され、温度が上昇する。その結果、
タービン系での発電効率を上昇させることができる。ま
た、蒸気中の湿分がなくなるので、タービン翼のエロー
ジョンが減少し、蒸気温度を高くでき、比容積が減り、
タービン系を小型化できる。
【００２５】
【発明の実施の形態】図１（ａ）〜（ｃ）および図２
（ａ），（ｂ）により本発明に係る長臨界圧水炉の第１
の実施の形態を説明する。図１（ａ）は本実施の形態に
係る超臨界圧水炉の全体構成を縦断面で示しており、図
１（ｂ）は図１（ａ）における炉心の一部を構成する一
次管35内に燃料集合体36を装荷した状態の概略を透視的
な斜視図で示し、図１（ｃ）は図１（ａ）における炉心
支持板32と一次管35の一部を拡大して縦断面で示してい
る。また、図２（ａ）は図１（ａ）をほぼ直角方向に切
断して示す概略的な縦断面図で、図２（ｂ）は図２
（ａ）における胴部28内に挿入した制御棒案内管42近傍
を拡大して縦断面で示している。
（ａ），（ｂ）により本発明に係る長臨界圧水炉の第１
の実施の形態を説明する。図１（ａ）は本実施の形態に
係る超臨界圧水炉の全体構成を縦断面で示しており、図
１（ｂ）は図１（ａ）における炉心の一部を構成する一
次管35内に燃料集合体36を装荷した状態の概略を透視的
な斜視図で示し、図１（ｃ）は図１（ａ）における炉心
支持板32と一次管35の一部を拡大して縦断面で示してい
る。また、図２（ａ）は図１（ａ）をほぼ直角方向に切
断して示す概略的な縦断面図で、図２（ｂ）は図２
（ａ）における胴部28内に挿入した制御棒案内管42近傍
を拡大して縦断面で示している。
【００２６】図１（ａ）に示すように本実施の形態に係
る超臨界圧水炉27は両端が開口した横長筒状胴部28と、
この胴部28の両端開口部を閉塞するようにして取り付け
た左右同形の半球状入口ヘッダ29および出口ヘッダ30を
備えた横置型原子炉容器31を主体としている。この原子
炉容器31はシェルアンドチューブ型熱交換器の構成と類
似している。
る超臨界圧水炉27は両端が開口した横長筒状胴部28と、
この胴部28の両端開口部を閉塞するようにして取り付け
た左右同形の半球状入口ヘッダ29および出口ヘッダ30を
備えた横置型原子炉容器31を主体としている。この原子
炉容器31はシェルアンドチューブ型熱交換器の構成と類
似している。
【００２７】入口ヘッダ29および出口ヘッダ30の内部に
は前記熱交換器内に設けられている一対の管板に相当す
る左右同形の一対の炉心支持板32，33が取り付けられて
いる。この炉心支持板32，33には、多数の貫通孔34が設
けられて多孔板を形成している。
は前記熱交換器内に設けられている一対の管板に相当す
る左右同形の一対の炉心支持板32，33が取り付けられて
いる。この炉心支持板32，33には、多数の貫通孔34が設
けられて多孔板を形成している。
【００２８】この炉心支持板32，33の貫通孔34に図１
（ｃ）に部分的に示したように一次管35が挿入され、一
次管35内に図１（ｂ）に示したように複数本の燃料棒を
結束した燃料集合体36が装荷されて、図２（ａ）に示す
ように多数の燃料集合体36および制御棒案内管42と制御
棒43が配置された炉心が構成される。
（ｃ）に部分的に示したように一次管35が挿入され、一
次管35内に図１（ｂ）に示したように複数本の燃料棒を
結束した燃料集合体36が装荷されて、図２（ａ）に示す
ように多数の燃料集合体36および制御棒案内管42と制御
棒43が配置された炉心が構成される。
【００２９】図１（ｃ）は入口ヘッダ29側における炉心
支持板32の貫通孔34に一次管35を挿入し、一次管35内に
燃料集合体36を装荷した状態の部分図である。出口ヘッ
ダ30側の炉心支持板33についても図１（ｃ）と同様の構
成となっている。一次管35は原子燃料のチャンネルボッ
クスを兼ね、複数本の燃料棒を内包し、超臨界圧水が通
流する。
支持板32の貫通孔34に一次管35を挿入し、一次管35内に
燃料集合体36を装荷した状態の部分図である。出口ヘッ
ダ30側の炉心支持板33についても図１（ｃ）と同様の構
成となっている。一次管35は原子燃料のチャンネルボッ
クスを兼ね、複数本の燃料棒を内包し、超臨界圧水が通
流する。
【００３０】複数の一次管35各々には垂直方向に複数の
バッフル板37がほぼ等間隔で設けられている。複数のバ
ッフル板37は交互に上下面に隙間を有して胴部28の内面
に取り付けられている。胴部28の両端側上面には冷却材
二次入口ノズル38と冷却材二次出口ノズル39が取り付け
られている。入口ヘッダ29には給水ノズル40が取り付け
られ、出口ヘッダ30には主蒸気ノズル41が取り付けられ
ている。
バッフル板37がほぼ等間隔で設けられている。複数のバ
ッフル板37は交互に上下面に隙間を有して胴部28の内面
に取り付けられている。胴部28の両端側上面には冷却材
二次入口ノズル38と冷却材二次出口ノズル39が取り付け
られている。入口ヘッダ29には給水ノズル40が取り付け
られ、出口ヘッダ30には主蒸気ノズル41が取り付けられ
ている。
【００３１】図２（ａ）に示したように燃料集合体36と
直交し、隣り合う一次管35の隙間に胴部28の上面を貫通
して胴部28内の下面まで達する複数本の制御棒案内管42
が設けられている。図２（ｂ）に部分的に拡大して示し
たように制御棒案内管42内には制御棒43が挿入され、こ
の制御棒43を胴部28外で上下方向に駆動する制御棒駆動
機構44が制御棒案内管42の上端部に接続して胴部28外に
設けられている。
直交し、隣り合う一次管35の隙間に胴部28の上面を貫通
して胴部28内の下面まで達する複数本の制御棒案内管42
が設けられている。図２（ｂ）に部分的に拡大して示し
たように制御棒案内管42内には制御棒43が挿入され、こ
の制御棒43を胴部28外で上下方向に駆動する制御棒駆動
機構44が制御棒案内管42の上端部に接続して胴部28外に
設けられている。
【００３２】本実施の形態における炉心は図２（ａ）に
示したように中央部に黒丸で示す９個の炉心燃料集合体
と、この炉心燃料集合体の外側を取り囲んだ白丸で示す
16個のブランケット燃料集合体と、このブランケット燃
料集合体の外側を取り囲んだ丸×印で示す20個の反射体
とからなっているが、説明の都合上、これらを総称して
燃料集合体36と呼ぶことにする。１本の一次管35内に装
荷される燃料集合体36は１体または複数体であるが、複
数体含める場合には一次管35の軸方向に配列する。
示したように中央部に黒丸で示す９個の炉心燃料集合体
と、この炉心燃料集合体の外側を取り囲んだ白丸で示す
16個のブランケット燃料集合体と、このブランケット燃
料集合体の外側を取り囲んだ丸×印で示す20個の反射体
とからなっているが、説明の都合上、これらを総称して
燃料集合体36と呼ぶことにする。１本の一次管35内に装
荷される燃料集合体36は１体または複数体であるが、複
数体含める場合には一次管35の軸方向に配列する。
【００３３】本実施の形態に係る超臨界圧水炉27では、
超臨界圧冷却水が原子炉容器31の入口ヘッダ29に取り付
けた給水ノズル40から送り込まれ、一次管35の内側で燃
料集合体36を冷却し、原子炉容器31の出口ヘッダ30に取
り付けた主蒸気ノズル41から流出していく。また、原子
炉容器31の胴部28に取り付けた冷却材二次入口ノズル38
から亜臨界圧の冷却材が送り込まれ、一次管35の外側を
冷却し、胴部28に取り付けた冷却材二次出口ノズル39か
ら流出していく。胴部28内側のバッフル板37が冷却性能
を高める。
超臨界圧冷却水が原子炉容器31の入口ヘッダ29に取り付
けた給水ノズル40から送り込まれ、一次管35の内側で燃
料集合体36を冷却し、原子炉容器31の出口ヘッダ30に取
り付けた主蒸気ノズル41から流出していく。また、原子
炉容器31の胴部28に取り付けた冷却材二次入口ノズル38
から亜臨界圧の冷却材が送り込まれ、一次管35の外側を
冷却し、胴部28に取り付けた冷却材二次出口ノズル39か
ら流出していく。胴部28内側のバッフル板37が冷却性能
を高める。
【００３４】本実施の形態によれば、原子炉容器31の入
口ヘッダ29および出口ヘッダ30と一次管35のみが超臨界
圧に耐えるように設計されていればよく、原子炉容器31
の胴部28は亜臨界圧に耐えられればよい。また、制御棒
案内管42も同様に亜臨界圧の外圧に耐えられるように設
計すればよい。
口ヘッダ29および出口ヘッダ30と一次管35のみが超臨界
圧に耐えるように設計されていればよく、原子炉容器31
の胴部28は亜臨界圧に耐えられればよい。また、制御棒
案内管42も同様に亜臨界圧の外圧に耐えられるように設
計すればよい。
【００３５】その結果、原子炉容器胴部28、制御棒案内
管42とも従来の超臨界圧水炉と比較して肉厚を薄くする
ことができ、原子炉容器31の製作が容易であり、経済性
を改善できる。また、原子炉容器31が横置型で、重心が
低いので、地震などの揺れに対して安定し、制御棒43が
制御棒案内管42内に重力により挿入され易くなる効果が
ある。
管42とも従来の超臨界圧水炉と比較して肉厚を薄くする
ことができ、原子炉容器31の製作が容易であり、経済性
を改善できる。また、原子炉容器31が横置型で、重心が
低いので、地震などの揺れに対して安定し、制御棒43が
制御棒案内管42内に重力により挿入され易くなる効果が
ある。
【００３６】つぎに、図３により本発明に係る超臨界圧
水炉の発電プラントの第１の実施の形態を説明する。本
実施の形態における超臨界圧水炉27の構成は前述した図
１および図２の構成と同様であるので、図３中、図１お
よび図２と同一部分には同一符号を付してその説明は省
略する。
水炉の発電プラントの第１の実施の形態を説明する。本
実施の形態における超臨界圧水炉27の構成は前述した図
１および図２の構成と同様であるので、図３中、図１お
よび図２と同一部分には同一符号を付してその説明は省
略する。
【００３７】すなわち、超臨界圧水炉27の給水ノズル40
に給水ライン45を接続し、主蒸気ノズル41に高圧タービ
ン46に連通する主蒸気ライン47を接続する。冷却材二次
入口ノズル38に高圧タービン46に連通する主蒸気ライン
47を接続する。冷却材二次入口ノズル38に高圧タービン
46の排気からの戻り再熱ライン48を接続し、冷却材二次
出口ノズル39に中圧タービン49に連通する再熱蒸気ライ
ン50を接続する。
に給水ライン45を接続し、主蒸気ノズル41に高圧タービ
ン46に連通する主蒸気ライン47を接続する。冷却材二次
入口ノズル38に高圧タービン46に連通する主蒸気ライン
47を接続する。冷却材二次入口ノズル38に高圧タービン
46の排気からの戻り再熱ライン48を接続し、冷却材二次
出口ノズル39に中圧タービン49に連通する再熱蒸気ライ
ン50を接続する。
【００３８】なお、発電所の条件によっては主蒸気ノズ
ル41に中圧タービン49に連通する主蒸気ライン47を接続
し、冷却材二次出口ノズル39に低圧タービン51に連通す
る再熱蒸気ライン50を接続する。
ル41に中圧タービン49に連通する主蒸気ライン47を接続
し、冷却材二次出口ノズル39に低圧タービン51に連通す
る再熱蒸気ライン50を接続する。
【００３９】低圧タービン51は発電機52に接続し、低圧
タービン51の回転により発電機52を駆動する。低圧ター
ビン51から排出する蒸気は復水器53に流入し、凝縮して
復水となり、復水は復水ポンプ54により低圧給水加熱器
55に流入する。低圧給水加熱器55の出口側に給水ポンプ
56が接続し、給水ポンプ56は給水ポンプ駆動タービン57
により駆動される。給水ポンプ駆動タービン57は中圧タ
ービン49からの蒸気の一部が流入して駆動される。
タービン51の回転により発電機52を駆動する。低圧ター
ビン51から排出する蒸気は復水器53に流入し、凝縮して
復水となり、復水は復水ポンプ54により低圧給水加熱器
55に流入する。低圧給水加熱器55の出口側に給水ポンプ
56が接続し、給水ポンプ56は給水ポンプ駆動タービン57
により駆動される。給水ポンプ駆動タービン57は中圧タ
ービン49からの蒸気の一部が流入して駆動される。
【００４０】給水ポンプ56の吐出側は高圧給水加熱器58
に接続し、高圧給水加熱器58の下流側は給水ライン45に
接続している。低圧給水加熱器55は５基が直列接続さ
れ、高圧給水加熱器58は３基が直列接続されている。
に接続し、高圧給水加熱器58の下流側は給水ライン45に
接続している。低圧給水加熱器55は５基が直列接続さ
れ、高圧給水加熱器58は３基が直列接続されている。
【００４１】本実施の形態によれば、高圧タービン46の
排気蒸気が、原子炉容器31の胴部28で過熱（スーパーヒ
ート）され、含まれる蒸気中の湿分がなくなり、温度が
上がり、排熱量が減少する。その結果、タービン系での
熱効率を高め、発電効率が上昇する（再熱サイクルと呼
ばれる）。また、蒸気中の湿分がなくなるので、タービ
ン翼のエロージョンが減少する。さらに、蒸気温度が高
い、すなわちエネルギーが高いので、比容積が減り、タ
ービン系を小型化することができ、もって、経済性を改
善できる。
排気蒸気が、原子炉容器31の胴部28で過熱（スーパーヒ
ート）され、含まれる蒸気中の湿分がなくなり、温度が
上がり、排熱量が減少する。その結果、タービン系での
熱効率を高め、発電効率が上昇する（再熱サイクルと呼
ばれる）。また、蒸気中の湿分がなくなるので、タービ
ン翼のエロージョンが減少する。さらに、蒸気温度が高
い、すなわちエネルギーが高いので、比容積が減り、タ
ービン系を小型化することができ、もって、経済性を改
善できる。
【００４２】つぎに図４（ａ），（ｂ）により本発明に
係る超臨界圧水炉の第２の実施の形態を説明する。本実
施の形態は図４（ｂ）に部分的に拡大して示したように
入口ヘッダ29側の炉心支持板32に設けた貫通孔34に一端
部が拡開した環状継ぎ手60を挿着し、この継ぎ手60内に
一次管35を挿着したことにある。出口ヘッダ30側の炉心
支持板33にも同様に継ぎ手60を挿着している。なお、そ
の他の部分は図１および図２に示した実施の形態と同様
であるので、図４（ａ）中、図１（ａ）と同一部分には
同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
係る超臨界圧水炉の第２の実施の形態を説明する。本実
施の形態は図４（ｂ）に部分的に拡大して示したように
入口ヘッダ29側の炉心支持板32に設けた貫通孔34に一端
部が拡開した環状継ぎ手60を挿着し、この継ぎ手60内に
一次管35を挿着したことにある。出口ヘッダ30側の炉心
支持板33にも同様に継ぎ手60を挿着している。なお、そ
の他の部分は図１および図２に示した実施の形態と同様
であるので、図４（ａ）中、図１（ａ）と同一部分には
同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【００４３】本実施の形態によれば、継ぎ手60を継ぎ手
60の拡開部から引き抜くことにより、一次管35を原子炉
容器の入口ヘッダ29または出口ヘッダ30から脱着可能と
なる。よって、仮に一次管35に穴が明くなどの異常時が
発生した場合、一次管35の取替えが容易になる。また、
燃料集合体36を一次管35に入れたまま出し入れが可能に
なり、燃料交換が容易になる。
60の拡開部から引き抜くことにより、一次管35を原子炉
容器の入口ヘッダ29または出口ヘッダ30から脱着可能と
なる。よって、仮に一次管35に穴が明くなどの異常時が
発生した場合、一次管35の取替えが容易になる。また、
燃料集合体36を一次管35に入れたまま出し入れが可能に
なり、燃料交換が容易になる。
【００４４】つぎに図５により本発明に係る超臨界圧水
炉の第３の実施の形態を説明する。本実施の形態が図１
に示した第１の実施の形態と異なる点は、入口ヘッダ29
の代りに出入口ヘッダ61を設け、この出入口ヘッダ61に
水平方向に区画板62を設けて入口室63と出口室64に区画
し、入口室63に給水ノズル40を取り付け、出口室64に主
蒸気ノズル41を取り付けたことにある。
炉の第３の実施の形態を説明する。本実施の形態が図１
に示した第１の実施の形態と異なる点は、入口ヘッダ29
の代りに出入口ヘッダ61を設け、この出入口ヘッダ61に
水平方向に区画板62を設けて入口室63と出口室64に区画
し、入口室63に給水ノズル40を取り付け、出口室64に主
蒸気ノズル41を取り付けたことにある。
【００４５】また、出口ヘッダ30の代りに中間ヘッダ65
を設け、胴部28の上面右端部に冷却材二次入口ノズル38
を取り付けるとともに、胴部28の下面左端部に冷却材出
口ノズル39を取り付けたことにある。さらに、制御棒案
内管42を第1の実施の形態とは90°角度を変えて設け、
制御棒43を横方向から駆動するようにしたことにある。
なお、その他の部分は図５中、図１と同一部分には同一
符号を付して重複する部分の説明は省略する。
を設け、胴部28の上面右端部に冷却材二次入口ノズル38
を取り付けるとともに、胴部28の下面左端部に冷却材出
口ノズル39を取り付けたことにある。さらに、制御棒案
内管42を第1の実施の形態とは90°角度を変えて設け、
制御棒43を横方向から駆動するようにしたことにある。
なお、その他の部分は図５中、図１と同一部分には同一
符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【００４６】本実施の形態によれば、一次管35の伝熱長
を長くできるので、伝熱面積当たりの熱量を低くするこ
とができ、伝熱設計が容易となる効果がある。
を長くできるので、伝熱面積当たりの熱量を低くするこ
とができ、伝熱設計が容易となる効果がある。
【００４７】つぎに図６により本発明に係る超臨界圧水
炉の第４の実施の形態を説明する。本実施の形態が第３
の実施の形態と異なる点は中間ヘッダ65に冷却材二次出
口ノズル39を取り付けるとともに、一次管35の代りに一
端をＵ字状に形成したＵ字型一次管66を設けたことにあ
る。このＵ字型一次管66は２本の一次管35の他端部をＵ
字管で連結した構造、または１本の長尺管を中央部でＵ
字状に折り曲げた構造である。
炉の第４の実施の形態を説明する。本実施の形態が第３
の実施の形態と異なる点は中間ヘッダ65に冷却材二次出
口ノズル39を取り付けるとともに、一次管35の代りに一
端をＵ字状に形成したＵ字型一次管66を設けたことにあ
る。このＵ字型一次管66は２本の一次管35の他端部をＵ
字管で連結した構造、または１本の長尺管を中央部でＵ
字状に折り曲げた構造である。
【００４８】本実施の形態によれば、熱膨張によるＵ字
型一次管66の伸びをＵ字部分で吸収できるので、一次管
および原子炉容器、ヘッダの設計が容易になる効果があ
る。なお、第１から第４までの実施の形態において、原
子炉容器31を水平方向に配置した例で説明したが、水平
方向に限ることなく、斜めや垂直方向に配置することも
できる。
型一次管66の伸びをＵ字部分で吸収できるので、一次管
および原子炉容器、ヘッダの設計が容易になる効果があ
る。なお、第１から第４までの実施の形態において、原
子炉容器31を水平方向に配置した例で説明したが、水平
方向に限ることなく、斜めや垂直方向に配置することも
できる。
【００４９】
【発明の効果】本発明に係る超臨界圧水炉によれば、原
子炉容器をシェルアンドチューブ型熱交換器とほぼ同様
の構成とすることで、従来例より肉厚を薄くすることが
でき、製作性が向上し、伝熱長を長くすることができ、
さらに原子炉容器内の冷却水保有量を増加できる。よっ
て、熱的な余裕が増し、安全性の点でも有利な効果があ
る。
子炉容器をシェルアンドチューブ型熱交換器とほぼ同様
の構成とすることで、従来例より肉厚を薄くすることが
でき、製作性が向上し、伝熱長を長くすることができ、
さらに原子炉容器内の冷却水保有量を増加できる。よっ
て、熱的な余裕が増し、安全性の点でも有利な効果があ
る。
【００５０】本発明に係る超臨界圧水炉の発電プラント
によれば、再熱サイクルの構成によりタービンでの蒸気
条件が向上し、タービン系の機器が小型化し、経済性が
改善できる。また、熱効率の向上により環境への排熱量
が減少し、環境保護の点からもすぐれた効果がある。
によれば、再熱サイクルの構成によりタービンでの蒸気
条件が向上し、タービン系の機器が小型化し、経済性が
改善できる。また、熱効率の向上により環境への排熱量
が減少し、環境保護の点からもすぐれた効果がある。
【図１】（ａ）は本発明に係る超臨界圧水炉の第1の実
施の形態を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）において一次
管内に燃料集合体が装荷された状態の概略を透視的に示
す斜視図、（ｃ）は（ａ）の要部拡大断面図。
施の形態を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）において一次
管内に燃料集合体が装荷された状態の概略を透視的に示
す斜視図、（ｃ）は（ａ）の要部拡大断面図。
【図２】（ａ）は図１においてほぼ直角方向に切断して
示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）における制御棒案内管近
傍の拡大断面図。
示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）における制御棒案内管近
傍の拡大断面図。
【図３】本発明に係る超臨界圧水炉の第１の実施の形態
を説明するための系統図。
を説明するための系統図。
【図４】（ａ）は本発明に係る超臨界圧水炉の第２の実
施の形態を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）のＡ部の拡大
断面図。
施の形態を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）のＡ部の拡大
断面図。
【図５】本発明に係る超臨界圧水炉の第３の実施の形態
を示す縦断面図。
を示す縦断面図。
【図６】本発明に係る超臨界圧水炉の第４の実施の形態
を示す縦断面図。
を示す縦断面図。
【図７】従来の加圧水型原子炉の発電プラントを説明す
るための系統図。
るための系統図。
【図８】従来の沸騰水型原子炉の発電プラントを説明す
るための系統図。
るための系統図。
【図９】従来の超臨界圧軽水炉の発電プラントを説明す
るための系統図。
るための系統図。
１…原子炉容器、２…炉心、３…一次冷却水入口ノズ
ル、４…一次冷却水出口ノズル、５…蒸気発生器、６…
蒸気ライン、７…タービン、８…発電機、９…復水器、
10…二次冷却水ポンプ、11…二次冷却水ライン、12…一
次冷却水ライン、13…一次冷却水ポンプ、14…原子炉圧
力容器、15…炉心、16…気水分離器、17…主蒸気ライ
ン、18…給水ライン、19…給水ポンプ、20…再循環ライ
ン、21…再循環ポンプ、22…原子炉容器、23…炉心、24
…超臨界圧高温水ライン、25…一次冷却水ライン、26…
一次冷却水ポンプ、27…超臨界圧水炉、28…胴部、29…
入口ヘッダ、30…出口ヘッダ、31…原子炉容器、32，33
…炉心支持板、34…貫通孔、35…一次管、36…燃料集合
体、37…バッフル板、38…冷却材二次入口ノズル、39…
冷却材二次出口ノズル、40…給水ノズル、41…主蒸気ノ
ズル、42…制御棒案内管、43…制御棒、44…制御棒駆動
機構、45…給水ライン、46…高圧タービン、47…主蒸気
ライン、48…戻り再熱ライン、49…中圧タービン、50…
再熱蒸気ライン、51…低圧タービン、52…発電機、53…
復水器、54…復水ポンプ、55…低圧給水加熱器、56…給
水ポンプ、57…給水ポンプ駆動タービン、58…高圧給水
加熱器、59…戻り再熱ライン、60…継ぎ手、61…出入口
ヘッダ、62…区画板、63…入口室、64…出口室、65…中
間ヘッダ、66…Ｕ字型一次管。
ル、４…一次冷却水出口ノズル、５…蒸気発生器、６…
蒸気ライン、７…タービン、８…発電機、９…復水器、
10…二次冷却水ポンプ、11…二次冷却水ライン、12…一
次冷却水ライン、13…一次冷却水ポンプ、14…原子炉圧
力容器、15…炉心、16…気水分離器、17…主蒸気ライ
ン、18…給水ライン、19…給水ポンプ、20…再循環ライ
ン、21…再循環ポンプ、22…原子炉容器、23…炉心、24
…超臨界圧高温水ライン、25…一次冷却水ライン、26…
一次冷却水ポンプ、27…超臨界圧水炉、28…胴部、29…
入口ヘッダ、30…出口ヘッダ、31…原子炉容器、32，33
…炉心支持板、34…貫通孔、35…一次管、36…燃料集合
体、37…バッフル板、38…冷却材二次入口ノズル、39…
冷却材二次出口ノズル、40…給水ノズル、41…主蒸気ノ
ズル、42…制御棒案内管、43…制御棒、44…制御棒駆動
機構、45…給水ライン、46…高圧タービン、47…主蒸気
ライン、48…戻り再熱ライン、49…中圧タービン、50…
再熱蒸気ライン、51…低圧タービン、52…発電機、53…
復水器、54…復水ポンプ、55…低圧給水加熱器、56…給
水ポンプ、57…給水ポンプ駆動タービン、58…高圧給水
加熱器、59…戻り再熱ライン、60…継ぎ手、61…出入口
ヘッダ、62…区画板、63…入口室、64…出口室、65…中
間ヘッダ、66…Ｕ字型一次管。
───────────────────────────────────────────────────── 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） Ｇ２１Ｃ 5/18 Ｇ２１Ｃ 5/18 7/00 7/00 Ｂ Ｇ２１Ｄ 5/06 Ｇ２１Ｄ 5/06
Claims (5)
- 【請求項１】 胴部と、この胴部の両端開口に入口ヘッ
ダおよび出口ヘッダが取り付けられてなる原子炉容器
と、この原子炉容器内に位置して前記入口ヘッダおよび
出口ヘッダにそれぞれ取り付けた一対の炉心支持板に両
端部が固定された複数の一次管と、この一次管内に装荷
された複数の燃料棒を束ねた燃料集合体と、前記入口ヘ
ッダに取り付けた給水ノズルと、前記出口ヘッダに取り
付けた主蒸気ノズルと、前記胴部に取り付けられた冷却
材二次入口ノズルおよび冷却材二次出口ノズルと、前記
燃料集合体と直交し前記複数の一次管の隙間に挿入され
た制御棒案内管と、この制御棒案内管内を挿脱する制御
棒と、この制御棒を前記原子炉容器外で駆動する制御棒
駆動機構とを具備したことを特徴とする超臨界圧水炉。 - 【請求項２】 前記複数の一次管は前記原子炉容器と水
平方向に配置され、前記制御棒案内管は前記一次管に対
して垂直方向に配置してなることを特徴とする請求項１
記載の超臨界圧水炉。 - 【請求項３】 前記複数の一次管の両端部はそれぞれ継
ぎ手を介して前記炉心支持板の貫通孔に挿入されて固定
されてなることを特徴とする請求項１記載の超臨界圧水
炉。 - 【請求項４】 胴部と、この胴部の両端開口に出入口ヘ
ッダおよび中間ヘッダが取り付けられてなる原子炉容器
と、前記出入口ヘッダ内にほぼ水平方向に取り付けた区
画板と、この区画板により区画された入口室および出口
室と、前記原子炉容器内に位置して前記出入口ヘッダお
よび前記中間ヘッダにそれぞれ取り付けた炉心支持板に
両端部が固定された複数の一次管と、この一次管内に挿
入された複数の燃料棒を束ねた燃料集合体と、前記入口
室に取り付けた給水ノズルと、前記出口室に取り付けた
主蒸気ノズルと、前記胴部に取り付けた冷却材二次入口
ノズルおよび冷却材二次出口ノズルと、前記燃料集合体
と直交し前記複数の一次管の隙間に挿入された制御棒案
内管と、この制御棒案内管内を挿脱する制御棒と、この
制御棒を前記原子炉容器外で駆動する制御棒駆動機構と
を具備したことを特徴とする超臨界圧水炉。 - 【請求項５】 前記請求項１ないし４記載の超臨界圧水
炉に取り付けた給水ノズルに給水ラインを接続し、前記
超臨界圧水炉に取り付けた主蒸気ノズルに高圧タービン
に連通する主蒸気ラインを接続し、前記超臨界圧水炉に
取り付けた冷却材二次入口ノズルに前記高圧タービンの
排気からの戻り再熱ラインを接続し、前記超臨界圧水炉
に取り付けた冷却材二次出口ノズルに中圧タービンまた
は低圧タービンに連通する再熱蒸気ラインを接続し、前
記低圧タービンに発電機を接続してなることを特徴とす
る超臨界圧水炉の発電プラント。
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