JP2005274533A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

Abstract

【課題】運転中に燃料を取り替えることのできる燃料交換方式を採用した沸騰水型原子炉を提供する。
【解決手段】原子炉圧力容器内に自由液面を有するように収納された二次冷却水２中に横位置に複数本配列してなる圧力管４の集合体内に燃料集合体５を収納し、かつ一次冷却水循環系８によって圧力管内壁と燃料集合体５との間隙を通して一次冷却水６を通水させ、燃料集合体５によって加熱された一次冷却水６を圧力管４を介して前記二次冷却水２と熱交換させ、前記二次冷却水２を加熱沸騰させる。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉の運転中に燃料交換を行えるようにした沸騰水型原子炉に関する。

一般に、沸騰水型原子炉は、原子炉容器内で軽水を沸騰させて直接蒸気を発生させタービン発電機に導き発電する原子炉である。タービンを回した後の蒸気は復水器で多数の細管の表面で冷却されて水になり（復水）、給水加熱器を経て給水ポンプで原子炉容器に戻される。この給水の一部は炉容器外部に設置してある冷却材再循環ポンプで昇圧された後炉容器内部に送られ、さらにジェットポンプにより炉容器内底部から炉心に送られるようになっている。

このような沸騰水型原子炉は、燃料集合体と制御棒よりなる炉心を中心にして、炉心上部には気水分離器・蒸気乾燥器などタービン用蒸気をつくるための設備を設置し、炉心下部には制御棒ガイド・制御棒駆動ハウジングなど原子炉出力制御のための設備、炉心周囲には炉心を収納し冷却材流路を構成している炉心シュラウド、ジェットポンプなどを設置して構成される。

従来の沸騰水型原子炉の燃料集合体は、例えば62本の燃料棒と、１本のスペーサ保持用ウォータロッドと、１本のウォータロッドの計64本を８×８（現在まで６×６から９×９まである）の正方格子に配列し、周囲をジルカロイ製のチャネル・ボックスで囲ったもので、炉心内に縦に設置されている。制御棒は十字型断面をしており、圧力容器底部から燃料チャンネルの間に挿入されるようになっている。制御棒の挿入、引抜きは制御棒駆動機構によってなされる（例えば非特許文献１参照）。

燃料は、原則として１年に１回、原子炉を停止して圧力容器の蓋を開け、炉心の約１／４に相当する燃料を取り出し、それに代わる新しい燃料を装荷する。そのための燃料取り扱い設備と使用済み燃料の貯蔵設備が必要になる。

燃料交換の手順は次のようにして行われる。まず、原子炉を停止し、圧力・温度が十分に低下した後、炉上部の遮蔽蓋を取り外し、格納容器の頭部を外す。次に、原子力圧力容器の上部の蓋のボルトなどを外して蒸気乾燥器、気水分離器などの炉内構造物を取り外し、水を満たした貯蔵プールに移動して保管する。燃料の取り出し、挿入は燃料交換機で行う。使用済み燃料は、炉心から取り出して燃料プールに移す場合、原子炉とその上部を水で満たし、燃料プールとの間に設けられたキャナルを通って水中で行われる。燃料の交換が終了すると、炉内構造物を組み立て、圧力容器蓋を取り付けて再起動となる。
原子力安全研究協会編、軽水炉発電所のあらまし（改訂版）、原子力安全研究協会発行平成４年10月 p.11−115

上述した沸騰水型原子炉においては、燃料の交換／検査は約１年に１回実施される発電所の定期検査時に、原子炉格納容器漏洩率試験、非常用炉心冷却系の性能試験、発電機タービンの開放点検、プラントの性能試験等と同様に主要な検査、作業項目の一つとして実施されている。燃料交換は定期検査工程の中でも、最もクリティカルな工程となっており、原子炉稼働率を低下させる要因の一つである。また、長尺燃料を上部から取り出し交換する作業は多くの手順を要し、高い安全性が要求される。

本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、運転中に燃料集合体を取り替えるいわゆるオンロード燃料交換方式を採用した沸騰水型原子炉を得ることを目的とする。

上記の目的を達成するために、請求項１に係る沸騰水型原子炉の発明は、原子炉圧力容器内に収容された原子炉冷却水中に炉心を浸漬し、この炉心で発生した熱で前記原子炉冷却水を沸騰させて発生した蒸気を炉外へ取り出すようにした沸騰水型原子炉において、前記炉心を前記原子炉圧力容器内に自由液面を有するように収納された二次冷却水中に横位置に設置されるとともに内部に燃料集合体を収納して一次冷却水を通水する横型圧力管の集合体で構成し、前記横型圧力管に対して循環ポンプおよび配管を備えた一次冷却水循環系を接続して閉ループを形成し、前記燃料集合体で加熱された一次冷却水を前記横型圧力管を介して前記二次冷却水と熱交換させ、前記二次冷却水を加熱沸騰させるようにしたことを特徴とする。

本発明によれば、炉心が独立した横型圧力管構造を採用しているので運転中の燃料交換が可能で原子炉運転稼働率を上げることができ、また、筒状隔壁によって二次冷却水の加熱領域と非加熱領域が混合しないように分離するので、熱効率が低下することが無く、さらに二次冷却水が原子炉圧力容器内で自然循環の形態をとるので二次冷却水の再循環ポンプを省略でき、設備の簡素化と安全性向上が可能な沸騰水型原子炉を提供することができる。

以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例について、図面を参照して説明する。なお各図を通して同一部分には同一符号を付し、重複説明は省略する。
（実施例１）
図１乃至図３は本発明の実施例１に係る図であり、図１は本実施例１に係る基本的な原子炉構造図、図２は図１のII−II矢視図、図３は図１のIII−III矢視図である。

以下、図１乃至図３を参照して実施例１を説明する。本実施例に係る沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１内に自由液面となるように二次冷却水２を収納するとともに、この二次冷却水２中に炉心３を浸漬するように構成している。この炉心３は中心領域に燃料集合体５を収納し、一次冷却水６を通水する横型圧力管４の集合体で構成されており、燃料集合体５の核反応により発生した熱で前記圧力管４内の前記一次冷却水６を加熱するように構成している。なお、前述した燃料集合体５を収納し、かつ一次冷却水６を通水する圧力管４の構成については、本発明の沸騰水型原子炉とはタイプが異なる圧力管型原子炉で知られている（例えば、特開平３−１０５２８５号公報、特開平６−１８６３７４号公報参照）。

さて、本実施例の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１内にさらに、前記炉心３のうち燃料集合体５が収納されている中心領域およびその中心領域の上方部を囲繞するように上下部に開口を有する断面矩形の筒状隔壁７を設置するとともに、一次冷却水循環系８を設置している。前記筒状隔壁７は、燃料集合体５の発熱によって一次冷却水６および横型圧力管４を介して加熱された二次冷却水２の沸騰水と、原子炉圧力容器内に給水された二次冷却水２の低温水とが混合するのを防止する機能を有している。前記一次冷却水循環系８は、一次冷却水循環ポンプ９、一次冷却水配管１０および加圧タンク１１を備えており、前記筒状隔壁７の外側に配置された状態で前記横型圧力管４に接続されて閉ループを形成している。なお、一次冷却水循環系８は、加圧タンク１１を除いて二次冷却水２中に浸漬するように配置されている。

前記横型圧力管４は、その両端部を原子炉圧力容器１を貫通して外部に突出させ、その突出した端部を開閉可能な栓体１２で封止している。この栓体１２は燃料交換時に２台一組の燃料交換機１３、１４で開閉されるようになっている。さらに、本発明の沸騰水型原子炉は、前記横型圧力管４の集合体配列の隙間に炉心３の下側から直交するように制御棒１５を挿入して原子炉の出力を制御する構成になっている。

なお、前記横型圧力管４が原子炉圧力容器１を貫通する部分は、特に図示していないが、横型圧力管４と原子炉圧力容器１の熱膨張差を吸収しつつ、二次冷却水２が外部に漏れないようにするために、例えばベローズのような伸縮性ある部材で封止する構造になっている。

図中、１６は前記筒状隔壁７の上部に設置した蒸気乾燥機、１７はこの蒸気乾燥機１６によって乾燥された蒸気を図示しない蒸気タービンに送気する主蒸気ノズル、そして１８は蒸気タービンから給水加熱器を経て送られてくる給水を原子炉圧力容器１に戻すための給水ノズルである。

このように構成された沸騰水型原子炉において、加圧タンク１１によって加圧された一次冷却水６は、一次冷却水循環ポンプ９、一次冷却水配管１０および横型圧力管４のループ内を循環し、しかも横型圧力管４内を通水する間に燃料集合体５の核反応熱によって加熱される。加熱された一次冷却水６は横型圧力管４の管壁を介して前記筒状隔壁７内の二次冷却水２と熱交換される。

加熱された二次冷却水２は加熱蒸気となって筒状隔壁７内を上昇し、原子炉圧力容器１の上部に設置してある蒸気乾燥器１６によって湿分を除去された後、主蒸気ノズル１７から図示しない蒸気タービンなどの蒸気利用系に取り出される。利用された蒸気は図示しない復水器で凝縮した後、図示しないポンプ復水系および給水系を通して給水ノズル１８から原子炉圧力容器１内に二次冷却水２として戻される。

前記横型圧力管４は１本毎に独立しており、しかも燃料交換は燃料交換機１３、１４により横型圧力管１本毎に両端部から行うので、燃料交換作業をしていない他の横型圧力管４については継続して運転することが可能である。

以上述べたように、本実施例１の沸騰水型原子炉によれば、炉心が独立した横型圧力管構造を採用しているので、運転中の燃料交換が可能となり原子炉の運転稼働率を上げることができる。さらに筒状隔壁によって二次冷却水２の加熱領域と非加熱領域が混合しないように分離するので、熱効率が低下することが無く、二次冷却水２が原子炉圧力容器１内で自然循環の形態をとるので二次冷却水２の再循環ポンプを省略できるので、設備の簡素化と安全性の向上を図ることができる。また、一次冷却水循環系８は筒状隔壁７の外側に設置され、一次冷却水配管１０が二次冷却水２の非加熱領域に浸漬する部分を有しているので、非加熱領域で冷却され、一次冷却水循環系の過熱を防止することができる。また、一次冷却水循環系８は原子炉圧力容器１内で二次冷却水２に浸漬されるように構成したので、一次冷却水配管破断事故が発生した場合には、原子炉圧力容器内に閉じ込めて二次冷却水で炉心冷却を行うので安全な沸騰水型原子炉を得ることができる。

（実施例２）
次に、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例２について図４を用いて説明する。
図４は、本発明の実施例２に係る一次冷却水循環ポンプの概略構造図である。
図４において、一次冷却水循環ポンプ９は、ポンプインペラ１９、ポンプ軸２０、軸受部２２Ｂおよびポンプケーシング２１とから構成され、筒状ポンプ収納管２２内に収納されている。そして、一次冷却水循環ポンプ９は、前記筒状ポンプ収納管２２内周面と前記軸受部２２Ｂ外周部およびポンプケーシング２１外周部との間隙を軸封装置２３，２４によって封止されるとともに、前記筒状ポンプ収納管２２内を長手方向に摺動自在に支持されている。

前記筒状ポンプ収納管２２の上端部は原子炉圧力容器１に設置したスタンドパイプ２７内に収納され、かつスタンドパイプ２７のフランジ部２７Ｆで気密状態に固定されている。一方、この筒状ポンプ収納管２２の下端部は前記一次冷却水配管１０のポンプ入口配管２５と連通し、中間部は一次冷却水配管１０のポンプ出口配管２６と連通している。ポンプインペラ１９の回転により、矢印Ａのように前記ポンプ入口配管２５から流入した一次冷却水はポンプインペラ１９によって加圧され、前記軸封装置２３および２４の軸封作用により漏れることなくポンプ出口配管２６から矢印Ｂのように吐出される。なお、２８は前記ポンプ軸２０と直結してポンプインペラ１９を駆動するモータであり、前記スタンドパイプのフランジ２７Ｆに取り付けたカバー２９によって前記一次冷却水循環ポンプ９とともに前記原子炉圧力容器１に対して密閉状態で固定されている。

このように構成された一次冷却水循環ポンプ９は、ポンプ作用により吸い込んだ一次冷却水を加圧して軸封装置２３と２４によって他の部分に漏洩させることなくポンプ出口側配管２６から吐出する。なお、一次冷却水循環ポンプ９は筒状ポンプ収納管２２を原子炉圧力容器１のスタンドパイプ２７に固定し残した状態で、カバー２９を取り外すことによりモータ２８とともに原子炉圧力容器１の外から出し入れすることができる。

以上述べたように、本実施例２の沸騰水型原子炉によれば、一次冷却水循環ポンプが故障した場合、配管を切断することなく、原子炉圧力容器１の外部に取り出すことができるので、メンテナンス性と安全性とを向上させることができる。

（実施例３）
次に、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例３を図５を用いて説明する。
図５は、実施例３に係る基本的な原子炉構造図である。図５において、３０は炉心であり、原子炉圧力容器１から両端部か突出しない長さに選定した複数本の横型圧力管３１の集合体と、この横型圧力管３１の内部に収納される燃料集合体５とから構成されており、二次冷却水２中に浸漬されている。前記原子炉圧力容器１の前記横型圧力管３１の両端部に対向する位置には横型ポート３２、３３を設置している。この横型ポート３２、３３内には燃料交換器３４、３５を収納し、横型ポート３２、３３内で燃料交換作業を行えるようにしている。しかも、前記横型ポート３２、３３には直交するように縦型ポート３６、３７を設置し、燃料出し入れ機３８を設置するように構成している。そして、燃料交換は原子炉圧力容器１内で行い、横型圧力管３１から取り出した燃料５は、燃料出し入れ機３８で炉外に取り出す。

以上述べた本実施の沸騰水型原子炉によれば、横型圧力管３１を含む一次系は全て原子炉圧力容器内に収納し、燃料交換も原子炉圧力容器内で行うので安全性をさらに向上させることができる。

（実施例４）
次に、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例４を図６〜図８を用いて説明する。
図６は本発明の実施例４に係る基本的な原子炉構造図、図７は図６のVII-VII矢視の部分拡大図、また、図８は横型制御棒案内管の部分拡大図である。

図６において、炉心５０は、複数本の横型圧力管４の配列の隙間に、当該横型圧力管４と並行に横型制御棒案内管４０を設置し、さらにこの横型制御棒案内管４０に横型制御棒３９を収納して構成されている。

そして前記横型制御棒案内管４０は、図示左側の端部には図８に示すように封止部４１を設けて原子炉圧力容器１内で封止され、図示右側の反対側端部は原子炉圧力容器１の壁を貫通して外側で開口部４２を設け、この開口部４２から横型制御棒３９の挿入量を制御する。

このように構成した本実施例の沸騰水型原子炉は、横型制御棒３９を横型圧力管に沿った方向に設置したので炉心下側に構造物が無くなり炉心領域に入り込む二次冷却水の圧力損失が少なくなる。また横型制御棒案内管４０内に横型制御棒３９を挿入しているので、横型制御棒３９の荷重を横型制御棒案内管４０で受けることができ、駆動動作を円滑に行うことができる。さらに横型制御棒３９を原子炉圧力容器１の外側から自由に出し入れすることができる。

以上のように、本実施例４の沸騰水型原子炉によれば、炉心５０へ入りこむ二次冷却水の圧力損失が少なくなるので、熱交換効率を向上することができる。また、制御棒のメンテナンスを容易に行うことができる。

本発明の実施例１に係る基本的な原子炉構造を図。 図１のII−II矢視図。 図１のIII−III矢視図。 本発明の実施例２に係る一次冷却水循環ポンプの概略構造図。 本発明の実施例３に係る基本的な原子炉構造図。 本発明の実施例４に係る基本的な原子炉構造図。 図６のVII-VII矢視の部分拡大図。 本発明の実施例４に係る制御棒案内管部分拡大図。

符号の説明

１…原子炉圧力容器、２…二次冷却水、３…炉心、４…横型圧力管、５…燃料集合体、６…一次冷却水、７…筒状隔壁、８…一次冷却水循環系、９…一次冷却水循環ポンプ、１０…一次冷却水配管、１１…加圧タンク、１２…栓体、１３，１４…燃料交換機、１５…制御棒、１６…蒸気乾燥機、１７…主蒸気ノズル、１８…給水ノズル、１９…ポンプインペラ、２０…ポンプ軸２０、２１…ポンプケーシング、２２…筒状ポンプ収納管、２２Ｂ…軸受部、２３，２４…軸封装置、２５…ポンプ入口配管、２６…ポンプ出口配管、２７…スタンドパイプ、２７Ｆ…フランジ、３０…炉心、３１…横型圧力管、３２，３３…横型ポート、３４、３５…燃料交換機、３６、３７…縦型ポート、３８…燃料出し入れ機、３９…横型制御棒、４０…横型制御棒案内管、４１…封止部、４２…開口部、５０…炉心。

Claims (9)

1. 原子炉圧力容器内に収容された原子炉冷却水中に炉心を浸漬し、この炉心で発生した熱で前記原子炉冷却水を沸騰させて発生した蒸気を炉外へ取り出すようにした沸騰水型原子炉において、
   前記炉心を前記原子炉圧力容器内に自由液面を有するように収納された二次冷却水中に横位置に設置されるとともに内部に燃料集合体を収納して一次冷却水を通水する横型圧力管の集合体で構成し、前記横型圧力管に対して一次冷却水循環ポンプおよび配管を備えた一次冷却水循環系を接続して閉ループを形成し、前記燃料集合体で加熱された一次冷却水を前記横型圧力管を介して前記二次冷却水と熱交換させ、前記二次冷却水を加熱沸騰させるようにしたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 前記炉心を構成する横型圧力管の燃料集合体収納領域および当該燃料集合体収納領域の上方部の領域を上下部に開口を有する筒状隔壁で囲繞することにより、前記燃料集合体で加熱された二次冷却水の沸騰水と原子炉圧力容器内に給水された二次冷却水の低温水との混合を防止するようにしたことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
3. 前記一次冷却水循環系を前記筒状隔壁の外側に設置して前記圧力管と閉ループを形成したことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
4. 前記一次冷却水循環系に原子炉圧力容器内に設置される加圧タンクを備えたことを特徴とする請求項１または請求項３記載の沸騰水型原子炉。
5. 前記一次冷却水循環系は、前記二次冷却水中に浸漬する部分を有する構成としたことを特徴とする請求項１または請求項３記載の沸騰水型原子炉。
6. 前記一次冷却水循環ポンプをポンプインペラ、ポンプ軸、軸受部およびポンプケーシングで構成し、この一次冷却水循環ポンプを前記原子炉圧力容器に設置したスタンドパイプ内に一端が固定された筒状ポンプ収納管内に軸封されるようにかつ挿脱自在に収納し、前記筒状ポンプ収納管の前記ポンプインペラの入口部を前記一次冷却水循環系の入口配管に接続し、かつ前記ポンプインペラの出口部を当該一次冷却水循環系の出口配管に接続したことを特徴とする請求項１または請求項３記載の沸騰水型原子炉。
7. 前記原子炉圧力容器の前記横型圧力管の端部と対向する部位に燃料交換装置を収納するための横型ポートを設け、この横型ポートに縦型ポートを設け、この縦型ポートに燃料出し入れ機を設けたことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
8. 前記炉心を構成する横型圧力管の集合体配列の隙間に当該横型圧力管の集合体と並行に横型制御棒案内管を配置し、かつこの横型制御棒案内管内に横型制御棒を挿脱可能にしたことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
9. 前記横型制御棒案内管の片側端部を原子炉容器内で封止し、かつ反対側端部を原子炉容器外に開口し、この開口部から前記横型制御棒案内管内に横型制御棒を挿脱可能にしたことを特徴とする請求項８記載の沸騰水型原子炉。
   
   

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