JP2002055189A

JP2002055189A - 沸騰水型原子炉

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Publication number: JP2002055189A
Application number: JP2000277291A
Authority: JP
Inventors: Takeshi Kobayashi; 剛小林; Ryosuke Koike; 良介小池; Masaharu Goto; 正治後藤; Sunao Narabayashi; 直奈良林; Michio Sato; 道雄佐藤; Noriyasu Kobayashi; 徳康小林; Tetsuzo Yamamoto; 哲三山本; Noboru Saito; 登斎藤; Tadashi Tokumasu; 正徳増; Yasuhiko Aida; 安彦相田
Original assignee: Toshiba Corp; Tokyo Electric Power Co Inc
Current assignee: Toshiba Corp; Tokyo Electric Power Co Holdings Inc
Priority date: 2000-08-09
Filing date: 2000-08-09
Publication date: 2002-02-20
Anticipated expiration: 2020-08-09
Also published as: JP4707217B2

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉圧力容器の下部を簡素化できる具体的
な炉内支持構造と炉内機器および内蔵した制御棒駆動機
構への駆動用動力供給の手段を提供する。【解決手段】燃料集合体間１０６に下方に向けて挿入
し上方へ向けて引抜操作を行う複数の制御棒１０３とこ
れらを駆動する内蔵型制御棒駆動機構１１２と、内蔵型
制御棒駆動機構１１２に炉外から電力を伝送する電磁カ
ップリング１１１と、炉内冷却水を循環させる大容量イ
ンターナルポンプ１１３と、その上方の冷却水を導く管
状流路１１８と、炉心１０２の上端開口を閉塞し複数の
制御棒１０３の駆動軸が上下動自在に挿通するシュラウ
ドヘッド１０７と、シュラウドヘッド１０７の上端にス
タンドパイプ１０８を介して立設された複数の気水分離
器１０９と、その上方に設けられた蒸気乾燥器１１０と
を有する。

Description

【発明の詳細な説明】

【発明の属する技術分野】本発明は、特に炉心上部から
鉛直下向きに制御棒を挿入する型式の沸騰水型原子炉に
関するもので、従来のＡＢＷＲと呼ばれる沸騰水型原子
炉と特願平４−０３３４０７で示した発明を踏まえて更
に改良を加えたものである。

【従来の技術】一般に、従来の沸騰水型原子炉のうち、
ＡＢＷＲと呼ばれる改良型沸騰水型原子炉を例に、図１
９および図２０を参照して従来例について説明する。従
来の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１内には炉心２
を収容するシュラウド３が設置されており、シュラウド
３の下部および上部にそれぞれ配設された炉心支持板４
および上部格子板５の間には多数の燃料集合体６が設置
されている。シュラウド３の上部にはシュラウドヘッド
７が配設されており、このシュラウドヘッド７の上部に
はスタンドパイプ８を介して気水分離器９が設置されて
いる。気水分離器９の上方には蒸気乾燥器１０が設置さ
れている。炉心支持板４の下方には、炉心２内に挿入さ
れる制御棒を収納する制御棒案内管１１と、制御棒を駆
動するための制御棒駆動機構１２が設置されている。原
子炉圧力容器１の下部には複数の大容量インターナルポ
ンプ１３が周方向に配設されている。蒸気乾燥器１０の
側方の原子炉圧力容器１壁面にはタービンへ炉心２で発
生した蒸気を導く主蒸気管１４が接続されている。ま
た、原子炉圧力容器１のスタンドパイプ８側方にはこの
原子炉圧力容器１に冷却水を供給する給水配管１５が接
続されている。このように構成された沸騰水型原子炉に
おいては、炉上部の冷却水はシュラウド３と原子炉圧力
容器１に囲まれた環状空間から大容量インターナルポン
プ１３に吸い込まれ、炉底部を経て炉心２で蒸気とな
り、スタンドパイプ８・気水分離器９・蒸気乾燥器１０
を通過し主蒸気管１４でタービンに向かい、タービンを
回した蒸気は冷却され給水となって給水配管１５から炉
上部に戻る循環となっている。また、このように構成さ
れた沸騰水型原子炉においては、炭素鋼製の原子炉圧力
容器１とステンレス鋼製の炉内機器との間の、据え付け
時とプラント運転時との熱膨張差を避けるためにシュラ
ウド３を有する構造となっている。このシュラウド３は
原子炉圧力容器１の下部から、熱膨張率が炭素鋼とステ
ンレス鋼の間にあるインコネル材製のシュラウドサポー
トレグ１６およびポンプデッキプレート１７により立設
し、炉心２・シュラウドヘッド７および気水分離器９等
の炉内機器はシュラウド３によって支持されている。

【発明が解決しようとする課題】しかし、近年、地球温
暖化の防止の観点から限られた敷地でより多くの電気出
力が得られ、かつ最新鋭の火力発電所よりも経済性の高
い原子力発電所の出現が強く望まれている。これを実現
するには小型の原子炉圧力容器に多数の燃料集合体を収
納し、原子炉圧力容器の下部を簡素化するとともに、原
子炉を格納し、原子炉の設計基準事故である冷却材喪失
事故時の冷却材の密閉を行う原子炉格納容器とその原子
炉格納容器を収める原子炉建屋の電気出力当りの容積を
小さくすることが必要である。なぜなら原子炉格納容器
の容積は原子炉圧力容器内の冷却材の総容積にほぼ比例
するからである。従来の沸騰水型原子炉および特願平４
−０３３４０７で示した発明においては、より多数の燃
料集合体を原子炉圧力容器内に収納する必要があり、炉
心を収納したシュラウドと呼ばれる円筒容器を原子炉圧
力容器内に収納する二重構造が、原子炉圧力容器小型化
の制約となっていた。また、原子炉圧力容器の下部に懸
下された多数の制御棒駆動機構と大容量インターナルポ
ンプ、およびそれらの引き抜きスペースの削減が必要で
あった。本発明は上記の課題を解決するためになされた
ものであり、炉内機器を原子炉圧力容器内壁で支持して
シュラウドを削除するとともに制御棒駆動機構を炉内に
収納して、原子炉圧力容器の下部を簡素化できる具体的
な炉内支持構造と炉内機器および内蔵した制御棒駆動機
構への駆動用動力供給の手段を提供することを目的とす
る。

【課題を解決するための手段】上記の課題を達成するた
め、本発明の沸騰水型原子炉においては、内蔵型制御棒
駆動機構と、その内蔵型制御棒駆動機構に炉外から電力
を伝送する電磁カップリングと、炉内の冷却水を循環さ
せる大容量インターナルポンプと、この大容量インター
ナルポンプに上方の冷却水を導く管状流路と、炉心の上
端開口を閉塞しかつ前記複数の制御棒の駆動軸が上下動
自在に挿通するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘ
ッドの上端にスタンドパイプを介して立設され前記炉心
から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器
と、この気水分離器の上方に設けられ、かつ気水分離器
で分離された蒸気を乾燥させる蒸気乾燥器で構成し、シ
ュラウドヘッド下端・炉心上端および炉心下端に圧力容
器と連結する炉内機器支持板を有することで、シュラウ
ドの無い炉内構造で原子炉圧力容器内に多数の燃料を装
荷した炉心と制御棒駆動機構、ガイドチムニー、シュラ
ウドヘッドおよび気水分離器等の炉内機器を支持するこ
とを可能とした。

【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施の形態によ
る沸騰水型原子炉について図面を参照して説明する。［炉内構造］まず、本実施の形態による沸騰水型原子炉
の炉内構造について図１を参照して説明する。本実施の
形態では、原子炉圧力容器１０１と、この原子炉圧力容
器１０１内部の下方に配置された炉心１０２と、炉心１
０２上端および炉心１０２下端に設けられ、原子炉圧力
容器１０１と連結する上部格子板１０５および炉心支持
板１０４と、炉心１０２を構成する複数体の燃料集合体
１０６間に上方から下方に向けて挿入しかつ下方から上
方へ向けて引抜操作を行う複数の制御棒１０３と、この
制御棒１０３を駆動する制御棒駆動機構１１２と、炉内
の冷却水を循環させる大容量インターナルポンプ１１３
と、この大容量インターナルポンプ１１３に炉上部の冷
却水を導く管状流路１１８と、炉心１０２の上方を閉塞
しかつ前記複数の制御棒の駆動軸が上下動自在に挿通さ
れる複数の開口を有するシュラウドヘッド１０７と、こ
のシュラウドヘッド１０７の下端を原子炉圧力容器１０
１と連結する上部仕切板１１９と、このシュラウドヘッ
ド１０７の上方にスタンドパイプ１０８を介して立設さ
れ、炉心１０２から発生した蒸気の気水分離を行う複数
の気水分離器１０９と、複数の気水分離器１０９の上方
に設けられかつこれら複数の気水分離器１０９で分離さ
れた蒸気を乾燥させる円筒２段蒸気乾燥器１１０とから
構成されている。このように構成された本実施の形態に
おいて、炉上部の冷却水は原子炉圧力容器１０１内の周
囲に配設されている管状流路１１８から大容量インター
ナルポンプ１１３に吸い込まれ、炉底部を経て炉心１０
２に導かれて蒸気となり、スタンドパイプ１０８・気水
分離器１０９・蒸気乾燥器１１０を通過し主蒸気管１１
４でタービンに向かい、タービンを回した蒸気は冷却さ
れ給水となって給水配管１１５から炉上部に戻る循環と
なっている。次に、図２に示した炉内機器支持板径方向
断面図を参照して、シュラウドヘッド下端・炉心上端お
よび炉心下端を圧力容器と連結する炉内機器支持板につ
いて説明する。炉心１０２・制御棒駆動機構１１２、ガ
イドチムニー１１６、シュラウドヘッド１０７および大
容量気水分離器１０９等の炉内機器を支持する炉心１０
２上端の上部格子板１０５、炉心１０２下端の炉心支持
板１０４およびシュラウドヘッド１０７下端での上部仕
切板１１９はその外周にリム胴１２０を有することで原
子炉圧力容器１０１との結合部との間に段差を設けるこ
とで、炭素鋼製の原子炉圧力容器１０１とステンレス鋼
製のそれぞれの炉内機器支持板との熱膨張差による径方
向の熱応力を緩和している。本実施の形態によれば、炉
心支持板１０４、上部格子板１０５、上部仕切板１１９
といった炉内機器支持板の板厚およびリム胴１２０の板
厚・高さを適切に選定することで、炉内機器の死荷重お
よび据付時とプラント運転時の熱膨張差による応力を許
容値以下に抑えることができるので、シュラウドの無い
炉内構造で炉心１０２とガイドチムニー１１６と一体と
なった内蔵型制御棒駆動機構１１２が支持可能となり、
その上方のシュラウドヘッド１０７および気水分離器１
０９等の炉内機器も原子炉圧力容器１０１の内壁から支
持できるようになった。さらに、大容量インターナルポ
ンプ１１３のモータを収納したモータケーシング１２５
の上部にモータ分解点検用フランジ１２６を設け、羽根
車およびシャフトを一体として上方に引き抜いた後、モ
ータ分解点検用フランジ１２６のボルトを取り外し、モ
ータケーシング１２５を水平に取り出すことを可能と
し、原子炉圧力容器下部の点検引き抜きスペースを大幅
に削減した。次いで図３の炉心水平断面図を用いてシュ
ラウドを削除した場合の炉心配置について説明する。管
状流路１１８を嵌合させた大容量インターナルポンプは
羽根車の半径を約１２％増加させて８台とした。これに
より４５゜対称炉心が可能となる。４５゜対称炉心は核
的な特性が優れ、管状流路１１８が炉心１０２外周部か
ら深く内側に入り込むことを可能としている。管状流路
１１８と管状流路１１８の間には電磁カップリング１１
１と呼ばれる電力伝送手段を複数台配置した。図４に本
発明の円筒２段蒸気乾燥器１１０の鳥瞰図を示す。この
具体的構造を図５の断面図を用いて説明する。複数個の
ドライヤベーン２０１は半径方向に蒸気が通過するよう
に配置して円筒状の蒸気乾燥器を構成し、これを高さ方
向に２段積み上げ、フード２０２を用いて蒸気の流れを
均一化している。ドライヤベーン２０１で分離した蒸気
中の液滴はドライヤベーンの垂直溝に沿って流下しドラ
イヤベーン下端に集まりさらにドレンパイプ２０３によ
って排水される。なお、図４中符号２００は原子炉圧力
容器上鏡である。［電磁カップリング］次いで本実施の形態による沸騰水
型原子炉の炉内に内蔵する内蔵型制御棒駆動機構に電力
を伝送し、制御棒位置検出信号を授受する電磁カップリ
ングについて説明する。図６は電磁カップリングの構成
を示す概略図である。電磁カップリング１１１は、耐圧
容器を介して非接触で１次側から２次側に電力を伝送す
る特殊な変圧器と定義できる。電磁カップリング１１１
の１次側は上部格子板１０５の外周部に固定され、２次
側は上部仕切板１１９から吊下げられている。電磁カッ
プリング１１１は、内蔵型制御棒駆動機構１１２へ電力
を供給する動力用電磁カップリング３０１と制御棒駆動
機構１１２の位置信号を伝送する位置検出用電磁カップ
リング３０２、およびスクラム用電磁カップリング３２
２のそれぞれ１次側コイルおよび２次側コイルを高さを
合わせて対向させて複数組、１次側耐圧容器３０５、２
次側耐圧容器３０６に収納している。動力用電磁カップ
リング３０１は、一次側の動力ケーブル管３０３が電磁
カップリングノズル１１７を介して原子炉圧力容器１０
１の外に取り出すとともに、二次側の動力ケーブル管３
０４は、内蔵型制御棒駆動機構１１２へ溶接により接続
されている。位置検出用電磁カップリング３０２は、２
次側の信号ケーブルを２次側動力ケーブル管３０４内に
収納し、制御棒駆動機構１１２の位置検出コイルに接続
される。一方、１次側の信号ケーブルは１次側動力ケー
ブル管３０３内に収納され、内蔵型制御棒駆動機構１１
２の位置信号を炉外に伝送する。このような構成とする
ことにより、原子炉外から原子炉内への動力供給及び信
号伝送を電気コネクタを使用せずに耐圧容器壁を介して
非接触で伝達可能となり、定期検査時には速やかに着脱
することを実現した。図７および図８は、それぞれ本実
施の形態による沸騰水型原子炉におけるスクラム用電磁
カップリング３２２の原理を示した断面図および鳥瞰図
である。スクラム用電磁カップリング３２２は単相交流
用の電磁カップリングであり、１次側コイル３２０は１
次側ボビン３０７に巻かれ１次側鉄心３０８に装着され
た後、１次側の耐圧容器３０５に収納される。１次側コ
イル３２０には１次側ケーブル３０９が接続されてい
る。２次側も１次側と同様に、２次側コイル３２１は２
次側ボビン３１０に巻かれ、２次側鉄心３１１に装着さ
れた後、２次側の耐圧容器３０６に収納されている。１
次側および２次側鉄心３０８、３１１の外側と耐圧容器
３０５、３０６の間には、熱伝導特性に優れたセラミッ
クスペーサ３１３が充填されており、電磁カップリング
を効率よく冷却するようにしている。１次側コイル３２
０に電流が供給されると、１次側鉄心３０８内に磁束３
１４が発生する。この磁束３１４は、１次側耐圧容器３
０５を貫通して２次側鉄心３１１に誘導される。この２
次側誘導磁束３１５は、２次側鉄心３１１に巻かれた二
次側コイル３２１の両端に電圧を発生する。この誘導電
圧により内蔵型制御棒駆動機構１１２を駆動する。次い
で本実施の形態による沸騰水型原子炉における電磁カッ
プリングの一変形例として、３相交流用の動力用電磁カ
ップリングについて図９を参照して説明する。３相電磁
カップリング３０１は３組の単相電磁カップリング３１
８と５枚の磁気遮蔽板３１９により構成されている。単
相電磁カップリング３１８は、前述の図７に示した電磁
カップリングと同様に１次側鉄心３０８、１次側ボビン
３０７、１次コイル３２０、２次側鉄心３１１、２次側
ボビン３１０および２次コイル３２１から構成される。
３相電磁カップリング３０１に用いられる３組の単相電
磁カップリング３１８の各１次コイルに炉外から３相電
圧のＵ相、Ｖ相およびＷ相を供給すると、単相電磁カッ
プリング３１８の各２次コイル３２１でＵ相、Ｖ相およ
びＷ相に対応した電圧が発生し、炉内に伝達される。し
たがって、電磁カップリングを用いて炉外から炉内への
３相電力の伝達が可能となる。このとき、各単相電磁カ
ップリング３１８間に磁気遮蔽板３１９を配置すること
で各単相電磁カップリング３１８で発生した磁界による
相互影響および位置検出用電磁カップリングへの漏洩磁
束を防ぐことができる。［内蔵型制御棒駆動機構］次に、本実施の形態による沸
騰水型原子炉における内蔵型制御棒駆動機構について図
１０および図１１を参照して説明する。本実施の形態で
は、内蔵型制御棒駆動機構は、高温仕様のコイル材で形
成したステータ４０１およびサマリウムコバルト等の高
温耐久性のある永久磁石を適用したロータ４０２で構成
され、コンジットに収納された多芯のケーブル４０３を
介して電磁カップリングからの３相の電力の供給を受け
周囲温度約３００℃の環境下で動作する同期型モータ
と、そのモータの回転力を減速する遊星型減速ギア４０
４と、その減速ギアの回転力を密閉型耐圧容器４０５の
外側に取り出すための磁気カップリングの駆動側４０６
を密閉型耐圧容器４０５内に内包し、磁気カップリング
の駆動側４０６から密閉型耐圧容器４０５の壁を介して
磁気カップリングの被駆動側４０７に伝達されるトルク
によって回転する分割型軸受けナット４０８と、制御棒
４０９を下端に接続して分割型軸受けナット４０８の回
転動作によって自在に上下動する駆動軸４１０の構成に
よって、通常動作としての制御棒４０９の上下動を行
う。一方、励磁コイル４１１の励磁または非励磁によっ
てアーマチャーの可動側４１２が固定側４１３に各々吸
着または重力落下する上下動作でリンク機構４１４を介
し分割型軸受けナット４０８で駆動軸４１０を自在に把
持または開放動作するスクラム動作機構も合せて有す
る。このように構成された内蔵型制御棒駆動機構におい
て、制御棒４０９を上下動させる通常動作と、重力落下
により急速に制御棒４０９を炉心に全挿入するスクラム
動作の機能を有する制御棒駆動機構を原子炉圧力容器内
の炉心上部に据付けられた制御棒駆動機構格子４２１上
に設置することが可能になる。次に、原子炉の出力制御
を行うために各々の制御棒駆動機構に連結されている制
御棒の炉心への挿入位置を常時計測・監視するための機
構について説明する。図１０（ｂ）に示すように、制御
棒駆動機構の通常動作時またはスクラム動作時におい
て、駆動軸４１０の一部は、制御棒駆動機構の上部に嵌
合した駆動軸保護管４１６内を上下動し、制御棒４０９
が炉心から全引抜きされている状態では、駆動軸保護管
４１６の内部にほぼその全長にわたって駆動軸４１０が
存在する。一方、制御棒４０９が炉心に全挿入されてい
る状態では、駆動軸保護管４１６の内部には、図１０
（ａ）に示すように駆動軸４１０が存在しない状態とな
る。そこで、駆動軸４１０を磁性体で形成し、駆動軸保
護管４１６の管壁内部に設けられた円筒状の空間または
外壁に沿って軸方向ほぼ全長にわたって位置検出用コイ
ル４１７を巻き、電磁カップリングを介して位置検出用
コイル４１７に交流を通電すると、制御棒４０９の任意
の位置に一意に対応したインダクタンスを測定すること
が可能になる。これによって、制御棒４０９の位置に対
応した信号を、原子炉内部に設置された制御棒駆動機構
に付属した位置検出コイル４１７から電磁カップリング
を介して原子炉の外に取出し計測することが可能にな
る。次に、内蔵型制御棒駆動機構のスクラム機構につい
て図１２を参照して説明する。制御棒（ＣＲ）４０９を
炉心に迅速に全挿入するスクラム機構として、制御棒駆
動機構１１２が原子炉に内蔵されていることを利用し、
電磁カップリングからの電力供給を停止することのみに
よって制御棒４０９を重力落下させる機構を採用したも
のである。通常動作時は電磁カップリングから供給され
る交流電源によって励磁コイル４０８が励磁されてお
り、その磁力によって可動側アーマチャー４１２が固定
側アーマチャー４１３に吸着されることでリンク機構４
１１によって分割型軸受けナット４０８はその中心に集
結・合体する力を得て駆動軸４１０を把持する。その状
態で分割型軸受けナット４０８が高温仕様の同期モータ
を駆動源として回転することによって、カップリングを
介して制御棒４０９と連結されている駆動軸４１０を上
下動させる。スクラム動作時には、電磁カップリングか
ら励磁コイル４０８への電力の供給を停止し磁力をなく
すことで、可動側アーマチャー４１２が自重によって固
定側アーマチャー４１３から離れ自由落下する。可動側
アーマチャー４１２の重力はリンク機構４１１を介し分
割型軸受けナット４０８を半径方向に開く力となり、駆
動軸４１０を開放する。その結果、カップリングを介し
て連結され一体化されている駆動軸４１０および制御棒
４０９は、重力によって落下し、制御棒４０９が炉心に
全挿入される。このように電磁カップリングから励磁コ
イル４０８への供給電力を停止するだけで動作する重力
落下方式のスクラム機能を有する原子炉内蔵型制御棒駆
動機構を構築することが可能である。次に、内蔵型制御
棒駆動機構の炉外取り外し及び再組み込みについて図１
０及び図１３を参照して説明する。本発明の対象である
原子炉では、定期検査時に炉心に配列された燃料集合体
を交換する必要があるが、その際、大容量気水分離器が
固定されているシュラウドヘッド１０７、複数基の制御
棒駆動機構１１２、それらを固定する制御棒駆動機構格
子４２１、上昇する２相流を制御棒から隔離して流すた
めの流路であるガイドチムニー４２２、燃料集合体の上
端を支持する上部格子板１０５など炉心の上部にある機
器および構造物を原子炉外に取り出す作業を行い、燃料
集合体の交換後には原子炉内に組み込む作業を行う。本
実施の形態においては、これらの作業を簡素化するため
に、複数基の駆動軸４１０を含む制御棒駆動機構本体４
２０と、それらを設置する制御棒駆動機構格子４２１
と、複数体のガイドチムニー４２２と、炉内への電力伝
送経路の自在脱着機構である複数体の電磁カップリング
の２次側４２４、およびそれらから制御棒駆動機構１１
２にいたるケーブルコンジット収納の多芯ケーブル４０
３を一体で炉外に吊り出し、もしくは炉内に組み込むこ
とが可能な構造である。なお、図１３中符号４２５は電
磁カップリングの１次側である。制御棒駆動機構本体４
２０は、本体固定用のスリーブ４２６に差込み、その上
部で溶接固定し、本体固定用のスリーブ４２６は制御棒
駆動機構格子４２１に固定する。これによって複数基の
制御棒駆動機構本体４２０は制御棒駆動機構格子４２１
に固定されると同時に、単体の補修が必要な場合は、上
部の溶接部およびケーブルコンジット収納の多芯ケーブ
ル４０３を切り離すという上部のみのアクセスによって
制御棒駆動機構格子４２１と分離可能な構造となる。ガ
イドチムニー４２２上部は、制御棒駆動機構格子４２１
に溶接等によって恒久的に固定する。電磁カップリング
の２次側４２４は、その２次側からのケーブル全てを収
納した幹線部のコンジットを制御棒駆動機構格子４２１
に溶接等によって恒久的に固定する。一方、制御棒駆動
機構格子４２１の周囲はリム胴構造としているがこの取
り付けフランジ部に、複数本のガイドロッド４２３が貫
通するようキリ穴を設け、これをガイドに、複数基の制
御棒駆動機構本体４２０、複数体のガイドチムニー４２
２、複数体の電磁カップリングの２次側４２４、および
ケーブルコンジット収納の多芯ケーブル４０３と一体に
なった制御棒駆動機構格子４２１を吊出し、若しくは組
み込む構造としている。また、図１２に示したように本
実施の形態では、制御棒駆動機構４２０のスクラム機能
のための、励磁コイルへの電力の供給または停止による
アーマチャー４１２、４１３とリンク機構４１４の動作
で駆動軸４１０を把持または開放する分割型軸受けナッ
ト４０８の構造として、３方に分裂するローラベアリン
グ機構を収納した分割ナットを採用している。分割軸受
けナット４０８はナットを周方向に３分割したもので、
３分割されたナットはそれぞれが上部支持点を支点に回
転運動可能に取り付けられ、ナット下端のリンク機構と
のピン接続部において駆動軸中心方向またはその反対方
向に力を受け把持または開放動作する。ローラベアリン
グ機構としては、３分割されたナット毎に鋼球を循環さ
せるボールナット方式や、各ナットに駆動軸のネジ溝に
対応した複数段のピンローラを設置する方法が採用可能
である。また、分割を４分割等、３分割を超える分割に
しても同等な機能を持たせることができる。また、図
１、図１０、及び図１３を参照して説明すると、本実施
の形態においては、制御棒４０９は、炉心の出力制御の
ために炉心１０２に全挿入から全引抜きまで可能である
ことが要求されるため、制御棒駆動機構４２０のストロ
ークは、炉心高さすなわち燃料集合体１０６の高さ程度
の長さが必要である。したがって、駆動軸保護管４１６
は制御棒駆動機構１１２の上部にあって、その長さは燃
料集合体１０６の高さ程度となる。本実施の形態では、
この長尺となる駆動軸保護管４１６を制御棒駆動機構本
体４２０と分離自在とし、シュラウドヘッド１０７を貫
通させ、その貫通部においてシュラウドヘッドと溶接接
合し、シュラウドヘッド１０７の上部においては、正方
格子状に複数基配列された大容量気水分離器１０９に支
持される構造とした。これによって長尺の駆動軸保護管
４１６は、シュラウドヘッド１０７側に強固に固定され
る。一方、駆動軸保護管４１６に設置された制御棒位置
検出コイル４１７は制御棒駆動機構本体４２０側から電
力供給を受ける必要があるので、駆動軸保護管４１６と
制御棒駆動機構本体４２０との嵌合部には、それぞれに
位置検出用電磁カップリング２次側４１９と位置検出器
電磁カップリング３次側４１８を設け、接合・分離自在
な信号伝送経路とする。以上に説明した内蔵型制御棒駆
動機構は図１４（ａ）、（ｂ）、（ｃ）、（ｄ）に示す
ように上部仕切板１１９を取り付けた制御棒駆動機構格
子４２１に固定され、ガイドチムニーによって二相流の
流路を上部挿入制御棒１０３のガイド部と分離し、内蔵
型制御棒駆動機構１１２の外側の二相流の流路４５３を
上昇してシュラウドヘッドからスタンドパイプを経由し
て大容量気水分離器に流入する。ガイドチムニー下部の
シールパイプ４５０は燃料チャンネル４５１上部のハン
ドリングヘッド４５２と嵌合し、二相流をガイドチムニ
ー内へと導く構造となっている。これにより上部挿入型
制御棒１０３が上昇する二相流による流力振動を防止し
ている。

【発明の効果】以上説明したように、本発明により、相
対的に小型の原子炉圧力容器に多数の燃料集合体を収納
し、原子炉圧力容器の下部を簡素化して経済性を向上す
ることが可能となった。しかし、従来の沸騰水型原子炉
に比べて炉内構造が大幅に変更となったため、耐震性、
冷却材喪失事故時および圧力過渡時の特性がどのような
影響を受けるかを評価した。以下に、本発明の作用効果
について述べる。［耐震性評価］図１５は本発明の耐震上の作用効果を示
す図であり、炉内構造物の振動解析モデルを用いた固有
値解析結果の一例として代表的な振動モードを示してい
る。原子炉圧力容器モデル５０１より炉内構造物を支持
している炉心支持板モデル５０４、上部格子板モデル５
０５、上部仕切板モデル５０６の剛性に関して、熱膨張
差による応力を許容値以下に抑えた上で等価ばね定数Ｋ
＝１０^７ＫＮ／ｍ程度の剛性が確保できる場合、燃料集
合体モデル５０２の１次モードが４．８Ｈｚに存在して
いる。他の振動モードとしてはガイドチムニーモデル５
０３の１次モードが１５Ｈｚ以上にあるというように、
長尺な弾性梁構造の変形モードが主であり、炉心支持構
造物（炉心支持板モデル５０４、上部格子板モデル５０
５、上部仕切板モデル５０６）自身の変形が卓越する振
動モードは２０Ｈｚ以下には存在しない。従って燃料集
合体の地震応答を評価する際には、炉心支持構造物との
共振による応答増加を懸念する必要が全くないことか
ら、従来型ＢＷＲの炉心支持構造物であるシュラウドの
固有振動数が１０Ｈｚ以下にあることと比較しても、耐
震上有利な構造であると言える。［冷却材喪失事故時の評価］本発明の沸騰水型原子炉
は、一例として定格電気出力を１７００ＭＷｅとして従
来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の定格電気出力１３５
６ＭＷｅに比べて約２５％増加させてその作用効果を定
量的に評価した。図１に示したように原子炉圧力容器１
０１は従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と同等の大き
さの原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を使用しているにもかか
わらず、内蔵型制御棒駆動機構やガイドチムニー、シュ
ラウドレス構造などの特徴的な構造を有している。特
に、図１９に示す従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と
比較して、炉心１０２が原子炉圧力容器１０１の下部に
位置することになる。炉心が下部に移動したことにより
炉心の冠水維持の裕度が増加するメリットと、炉心上部
の２相流部分が増え、炉心下部の単相部分が減少するこ
とにより原子炉圧力容器内の冷却材の総量（インベント
リ）が減少するデメリットの２点が考えられる。そこ
で、この構造的特徴が冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時に
与える影響を原子炉過渡熱水力解析コード（ＴＲＡＣ）
を用いて定量的に評価した。図１６に冷却材喪失事故の
１つとして仮想された破断モードである給水管破断事故
時の挙動を示す。ＬＯＣＡ後約９０秒で高圧炉心冠水系
（ＨＰＣＦ）が注入開始し、自動減圧系（ＡＤＳ）によ
る減圧後、約３６０秒で低圧炉心冠水系（ＬＰＦＬ）が
注入される。非常用炉心注水系（ＥＣＣＳ）の容量は１
３５６ＭＷｅのＡＢＷＲと同等であるが炉心が下に位置
する効果により、この時の燃料加熱部上端（ＴＡＦ）部
は事故後全ての範囲において冠水維持されていることが
確認された。高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）配管破断など
他の破断事象についても同様の結果が得られた。従っ
て、非常用炉心注水系の容量が出力比で２５％削減され
たにもかかわらず、炉心が下に位置する効果により、炉
心の冠水維持特性は却って向上したことが確認された。［圧力過渡時の評価］本発明の沸騰水型原子炉は、一例
として定格電気出力を１７００Ｍｗｅとして従来の沸騰
水型原子炉（ＡＢＷＲ）の定格電気出力１３５６ＭＷｅ
に比べて約２５％増加させてた。原子炉圧力容器１０１
は従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と同等の大きさの
原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を使用した場合、水蒸気隔離
弁（ＭＳＩＶ）全閉などの圧力過渡が発生した時に、原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）内の圧力上昇が厳しくなるので
はないかと考えられた。そこで熱水力最適評価コード
（ＴＲＡＣ）を用いて、過渡解析を行なった。主蒸気逃
がし安全弁（ＳＲ弁）の容量も従来の沸騰水型原子炉
（ＡＢＷＲ）１３５６ＭＷｅと同容量とした。解析結果
を図１７に示す。本発明の沸騰水型原子炉はＡＢＷＲに
比べ出力が２５％高くなっているが、ピーク圧力は絶対
値で約２％高くなっているのみである。原子炉圧力容器
（ＲＰＶ）と主蒸気逃がし安全弁（ＳＲ弁）の容量が従
来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と同等であることを考
えると、ＡＢＷＲに比べ圧力上昇割合が低く抑えられて
いると考えられる。これは炉心上部にガイドチムニーな
どの二相流部が多く、圧力上昇を緩和していると考えら
れる。以上に述べた通り、本発明の沸騰水型原子炉は冷
却材喪失事故および圧力過渡に対して相対的に有利なプ
ラントであり、経済性のみならず耐震性、安全性、信頼
性が向上したプラントであることが確認された。また、
本発明によれば、従来の沸騰水型原子炉において原子炉
圧力容器下鏡部から複数基垂下していた制御棒駆動機構
を従来と同等の大きさの原子炉圧力容器内部に設置可能
となり、従来の制御棒駆動機構の設置空間を削除可能と
なる。これによって、原子炉建屋の容積を削減でき、沸
騰水型原子炉発電プラントの建設に関わる経済性を向上
できる。一方、原子炉内に内蔵することによって、従来
の水圧制御ユニットを用い原子炉内圧力に抗して制御棒
をスクラム動作させる方式から、重力落下方式を採用す
ることが可能となり、スクラム用の高圧水圧発生装置類
を削除できる。これによって同じく沸騰水型原子炉発電
プラントの建設に関わる経済性を向上できる。また、本
発明によれば、上記効果がある重力落下方式スクラム動
作を、励磁コイルへの電力停止という容易な手段で、実
現することができる。また、本発明は、定検時の炉内構
造物取り出し・組み込み時に電力伝送ケーブルの取り外
しまたは再接続作業を不要とする電磁カップリングと整
合性のある位置検出方法で、本来制御棒駆動機構が有す
るべき制御棒位置検出機能を提供できる。制御棒駆動機
構を原子炉圧力容器内の炉心上部に設置することによっ
て上述した効果があるが、定検時の燃料交換作業時には
制御棒駆動機構を原子炉外に取り出す必要がある。ま
た、本発明によれば、図１８に示すとおり、定期検査時
に燃料交換のための制御棒駆動機構、その他炉内構造物
の取り出し・再組込み作業が簡素化され、上述した原子
炉内蔵型制御棒駆動機構の効果を生かすことができる。
また、本発明によれば、通常動作時は摩擦が小さい駆動
軸の動作が可能で、かつ簡素な機構で重力落下方式スク
ラム動作を行うことができ、信頼性および経済性に優れ
た制御棒駆動機構を提供できる。また、本発明によれ
ば、既存の炉内構造物によって長尺の駆動軸保護管を強
固に支持できるため、周囲の冷却水の流動に起因する流
力振動に対し、経済的に信頼性向上を図ることができ
る。以上に述べた通り、本発明により、原子炉圧力容器
を電気出力比で小型化でき、原子炉の設計基準事故であ
る冷却材喪失事故時の冷却材の密閉を行う原子炉格納容
器とその原子炉格納容器を収める原子炉建屋も相対的に
小型化可能となった。特に、シュラウドの無い炉内構造
で炉心・制御棒駆動機構・ガイドチムニー・シュラウド
ヘッドおよび気水分離器等の炉内機器を支持できるの
で、小さな原子炉圧力容器により多くの燃料集合体を装
荷することが可能な出力の大きく経済的な沸騰水型原子
炉を提供することができる。さらに、原子炉圧力容器の
下部も簡素化し、原子炉の設計基準事故である冷却材喪
失事故時の冷却材の密閉を行う原子炉格納容器とその原
子炉格納容器を収める原子炉建屋の電気出力当りの容積
を小さくすることも可能とした。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施の形態の沸騰水型原子炉概略断面
図。

【図２】本発明の実施の形態の炉内機器支持板径方向断
面図。

【図３】本発明の実施の形態の炉心水平断面図。

【図４】本発明の実施の形態の円筒２段蒸気乾燥器鳥瞰
図。

【図５】本発明の実施の形態の円筒２段蒸気乾燥器断面
図。

【図６】本発明の実施の形態の電磁カップリングの概略
構成図。

【図７】本発明の実施の形態の電磁カップリングの原理
図。

【図８】本発明の実施の形態の電磁カップリングの鳥瞰
図。

【図９】本発明の実施の形態の３相電磁カップリング概
略図。

【図１０】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構
の概略図。

【図１１】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構
の駆動部概略図。

【図１２】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構
のスクラム機構概略図。

【図１３】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構
の炉外取り出し・再組込み手順。

【図１４】本発明の実施の形態のガイドチムニー下部及
び上部断面図。

【図１５】本発明の耐震上の作用効果を示す図。

【図１６】本発明の冷却材喪失事故時の作用効果を示す
図。

【図１７】本発明の圧力過渡時の作用効果を示す図。

【図１８】本発明の炉内構造物の吊り出し手順を示す
図。

【図１９】従来の沸騰水型原子炉概略断面図。

【図２０】従来の沸騰水型原子炉の鳥瞰図。

【符号の説明】

１０１原子炉圧力容器１０２炉心１０４炉心支持板１０５上部格子板１１１電磁カップリング１１２内蔵型制御棒駆動機構１１３大容量インターナルポンプ１１６ガイドチムニー１１８管状流路１１９上部仕切板１２５モータケーシング２００原子炉圧力容器上鏡３０１動力用電磁カップリング３０２位置検出用電磁カップリング３２２スクラム用電磁カップリング３１３セラミックスペーサ４０１高温モータ・ステータ４０２高温モータ・ロータ４０４減速ギヤ４０５密閉型耐圧容器４０６磁気カップリング駆動側４０７磁気カップリング駆動側４０８分割型軸受けナット４０９制御棒４１０駆動軸４１１励磁コイル４１６駆動軸保護管４１７位置検出コイル４２０制御棒駆動機構本体４２１制御棒駆動機構格子４２２ガイドチムニー筒

───────────────────────────────────────────────────── 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 7/14 Ｇ２１Ｃ 7/14 ＨＫ 9/02 15/02 Ｃ 15/02 ＵＮＱＳ 15/16 15/16 15/243 ５２０Ａ 15/243 ５２０ 9/02 Ｍ 17/00 17/00 Ｌ 17/10 17/10 Ｍ (72)発明者小池良介神奈川県横浜市鶴見区江ヶ崎町４番１号東京電力株式会社原子力研究所内 (72)発明者後藤正治神奈川県横浜市鶴見区江ヶ崎町４番１号東京電力株式会社原子力研究所内 (72)発明者奈良林直神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者佐藤道雄神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者小林徳康神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者山本哲三神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者斎藤登神奈川県川崎市川崎区浮島町２番１号株式会社東芝浜川崎工場内 (72)発明者徳増正神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者相田安彦神奈川県川崎市川崎区浮島町２番１号株式会社東芝浜川崎工場内 (72)発明者佐藤能文神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者中丸幹英神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者藤木保伸東京都港区芝浦一丁目１番１号株式会社東芝本社事務所内Ｆターム(参考） 2G075 AA04 BA03 BA16 CA25 CA39 DA02 FA11 FB02 FC14 FC16

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の
下部に下鏡から支持された炉心と、この炉心を構成する
複数体の燃料集合体間に上方から下方に向けて挿入し、
かつ下方から上方へ向けて引抜操作を行う複数の制御棒
と、この制御棒を駆動する内蔵型制御棒駆動機構と、そ
の内蔵型制御棒駆動機構に炉外から電力を伝送する電磁
カップリングと、炉内の冷却水を循環させる大容量イン
ターナルポンプと、この大容量インターナルポンプに上
方の冷却水を導く管状流路と、炉心の上端開口を閉塞し
かつ前記複数の制御棒の駆動軸が上下動自在に挿通する
シュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上端にス
タンドパイプを介して立設され前記炉心から発生した二
相流の気水分離を行う複数の気水分離器と、この気水分
離器の上方に設けられ、かつ気水分離器で分離された蒸
気を乾燥させる蒸気乾燥器で構成されたことを特徴とす
る沸騰水型原子炉。
【請求項２】シュラウドヘッド下端、炉心上端および炉
心下端に原子炉圧力容器と連結する炉内機器支持板を有
することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
【請求項３】前記炉内機器支持板は周囲にリム胴構造を
有することを特徴とする請求項１又は２に記載の沸騰水
型原子炉。
【請求項４】前記大容量インターナルポンプのモータを
収納したケーシング上部にフランジを設け、羽根車とシ
ャフトを上方に引き抜いた後、前記モータを収納したケ
ーシングのフランジのボルトを取り外し、モータケーシ
ングを水平に取り出すことを特徴とする請求項１乃至３
のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項５】前記管状流路を嵌合させた前記大容量イン
ターナルポンプを８台配置して４５゜対称炉心を構成し
たことを特徴とする請求項１乃至４のいずれか一項に記
載の沸騰水型原子炉。
【請求項６】複数個の円筒状の前記蒸気乾燥器を高さ方
向に２段積み上げたことを特徴とする請求項１乃至５の
いずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項７】前記内蔵型制御棒駆動機構は、円筒状の圧
力隔壁と鉄心と耐熱コイルをそれぞれ１次側と２次側に
有し、電磁力により１次側から２次側に圧力隔壁を介し
て電力を伝達する電磁カップリングから動力供給を受け
ることを特徴とする請求項１乃至６のいずれか一項に記
載の沸騰水型原子炉。
【請求項８】３組の電磁カップリングにより３相の電力
を伝達し、１組のスクラム用電磁カップリングと１組の
制御棒位置検出信号用電磁カップリングを１台の前記制
御棒駆動機構に用い、これを複数組、円筒状の圧力容器
に収納し、炉外から電線管内に収納した動力線と信号線
により動力および信号を伝達することを特徴とする請求
項１乃至７のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項９】電磁カップリングの２次側から電力供給を
受け、耐熱コイルの採用により約３００℃の高温高圧二
相流中で作動する密閉型モータとそのモータの回転力を
減速する減速ギアとその減速ギアの回転力を密閉耐圧容
器の外側に取り出す磁気カップリングと磁気カップリン
グで回転する分割型軸受けナットと制御棒を下端に接続
して上下に移動するボールネジおよびスクラム機構で構
成される前記内蔵型制御棒駆動機構を複数基設置したこ
とを特徴とする請求項１乃至８のいずれか一項に記載の
沸騰水型原子炉。
【請求項１０】分割型軸受けナットとして３方に分裂す
る軸受け機構を収納した分割ナットとその分割ナットを
合体させるラッチマグネットとリンク機構により構成さ
れ、電力の供給を停止すると分割ナットが開き制御棒を
重力で落下させてスクラム動作をする前記制御棒駆動機
構を複数基設置したことを特徴とする請求項１乃至９の
いずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項１１】駆動軸の位置検出をボールネジ保護管に
組み込んだコイルのインダクタンス変化を電磁カップリ
ングを介して検知する前記制御棒駆動機構を複数基設置
したことを特徴とする請求項１乃至１０のいずれか一項
に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項１２】定期検査時に複数基の前記制御棒駆動機
構を取り付けた制御棒駆動機構格子と制御棒を中に収め
て制御棒の上下動をガイドし、かつ、上昇する二相流か
ら保護するガイドチムニーを一体として炉外に吊り出す
ことを特徴とする請求項１乃至１１のいずれか一項に記
載の沸騰水型原子炉。
【請求項１３】前記制御棒駆動機構の分割型軸受けナッ
トとして３方に分裂するローラベアリング機構を収納し
た分割ナットを採用したことを特徴とする請求項１乃至
１２のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項１４】前記制御棒駆動機構の上部に嵌合し、か
つ正方格子状に配列された大容量気水分離器によって支
持される駆動軸保護管を採用したことを特徴とする請求
項１乃至１３のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。