JP2005326335A - 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】減速材１を充満させたカランドリアタンク２内に横位置のカランドリア管２_−１を多数配列し、当該カランドリア管の端面を前記カランドリアタンクの側部管板に液密状態で接合し、このカランドリア管に対して、内部に燃料集合体４を装荷し、かつ冷却材５を通水する構成の圧力管３を貫通させるようにし、横位置の燃料集合体に対してほぼ直交する方向の上部に制御棒６を配置し、圧力管３に冷却材５を循環させる循環ポンプ８および気液分離器９を設けるようにした。
【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および蒸気乾燥器などの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および制御棒駆動ハウジングなどの原子炉出力制御のための設備を設置し、さらに炉心周囲には炉心を収納し冷却材流路を構成する炉心シュラウド、ジェットポンプなどを設置して構成されている。

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）の正方格子状に配列し、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。そして、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の場合、燃料の交換および検査は約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と実施されている。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。

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、減速材としての軽水を充満させたカランドリアタンク内に横位置のカランドリア管を多数配列し、当該カランドリア管の端面を前記カランドリアタンクの側部管板に液密状態で接合し、このカランドリア管に対して、内部に低濃縮ウランを燃料とする燃料集合体を装荷し、かつ冷却材である軽水を通水する構成の圧力管を貫通させるようにし、前記横位置の燃料集合体に対してほぼ直交する方向の上部に反応度制御装置を配置し、前記圧力管に冷却材を循環させるための循環ポンプおよび気水分離器を設けたことを特徴とする。

本発明によれば、横置圧力管型構造と短尺燃料との採用により燃料交換を原子炉運転中に行うことができるので、発電所稼働率を上げることができる。また、従来の沸騰水型原子炉で炉上部に設置していた燃料扱い設備を除去することができ、その分上部スペースを大幅に削減することができると同時に、耐震性も向上させることができる。

以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態について、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。

（実施の形態１）
図１乃至図４は本発明の実施の形態１に係る構成図であり、図１は本実施の形態１に係る沸騰水型原子炉の基本構造を示す図、図２は図１のII−II線矢視図、図３は燃料集合体を含む圧力管の一部拡大断面図、図４は図３のIV−IV矢視図である。

以下、図１乃至図４を参照して実施の形態１について説明する。図１および図２において、本実施の形態１に係る沸騰水型原子炉は、原子炉本体を横置圧力管型で構成したもので、減速材としての軽水１を充満させたカランドリアタンク２内に横位置のカランドリア管２_―１を正方格子状に多数配列し、当該カランドリア管２_―１の端面をカランドリアタンク２の側部管板に液密状態で接合し、このこのカランドリア管２_―１の内に圧力管３を挿入し、その両端部を突出させるようにしている。

この圧力管３は図３の一部拡大断面図で示すように、内部に低濃縮ウランを燃料とする燃料集合体４を装荷するとともに、内部に冷却材であるの軽水（一次冷却水）５を通水するようにして、前記カランドリア管２_―１から突出した両端部間に後述する循環ポンプ８を有する冷却材循環系を接続している。

なお、前記燃料集合体４は、短尺燃料棒４_―１を長手方向に直線状に複数個並べて配置して構成されている。この
短尺燃料棒４_―１は図４の断面図で示すように、円柱状の燃料要素４_−２を正方格子状に配列し、その両端を図示しないエンド・サポート・プレートで溶接する構造になっている。

なお、前記カランドリア管２_―１と前記圧力管３との間隙には断熱用の炭酸ガスを充填しており、圧力管３に冷却材の漏洩が発生したときは、この炭酸ガス中の湿分を検出することによって直ちに漏洩のある圧力管を検出し、その圧力管３だけを交換することができるようになっている。また、破損燃料が発生した場合にも、同様に圧力管単位で検知でき、直ちに燃料集合体を取り出して一次冷却系を清浄に保つことができるようにもなっている。

そして、前述したように横に配列した複数のカランドリア管２_―１に対してほぼ直交する方向の上部に複数個の平板状の制御棒６を配置し、この制御棒６を前記カランドリアタンク２の上部に設けた制御棒駆動機構７で駆動し、挿入量を制御して原子炉制御（通常の原子炉の運転、停止に使用する反応度制御）を行うようにしている。

本実施の形態１では、炉心の上部から制御棒６を挿入することにより原子炉制御（通常の原子炉の運転、停止に使用する反応度制御）を行うため、制御棒６の挿入方向と重力の方向とが一致するので、原子炉制御の信頼性を一層高めることができる。

以上のように構成した炉心から発生熱を取り出す前記冷却材循環系は、特に図示していないが、多数の圧力管３を２群に分け、それぞれの群で独立したループを形成しており、各ループは、前述の一次冷却水を循環させる循環ポンプ８を２基、圧力管３内の二相流を気相と液相に分離する気液分離器９を２基およびこれらと圧力管３を結ぶ配管１０を備えている。しかも各ループは、圧力管３内の一次冷却水５の流れが隣接圧力管同士互いに逆向きになるようにして「８の字」ループ形に接続している。この「８の字」ループ形の採用により、炉心の熱的バランスを良くすることができると同時に、配管の合理的配置が可能になる。

なお、１１は燃料交換機であり、炉心すなわち前記圧力管３の両端部の近傍に１台づつ設置されている。原子炉の運転中に燃料集合体４の交換を行う場合は、これら２台の燃料交換機１１のうち、例えば一方の燃料交換機により圧力管３の一端から新燃料４を挿入し、他方の燃料交換機により圧力管３の他端から使用済み燃料を受取り、１回の操作で圧力管３内に直列に装荷される複数体の短尺燃料４_―１を交換することができるようになっている。なお、この場合前記ループ内を流れる一次冷却水５の流れの方向に合わせて、燃料の挿入、受取方向を定めており、燃料の挿入、受取方向は隣接する圧力管３で逆となっている。

さらに、燃料集合体４は炉心の両側に設けた燃料交換機１１がスペーサ４_−３を圧力管３内で回転させることによって原子炉の運転中に定期的に位置を移動（回転）させることができ、これによって燃料集合体４の燃焼度を全体に均一化することが可能となっている。１２は原子炉格納容器である。

一次冷却材５は圧力管３内で二相流となって、前記循環ポンプ８によって矢印のように流れ、配管１０を経て気液分離器９に送られ、ここで、湿分の除去された蒸気が図示しない蒸気タービンに送られる。

以上述べたように、本実施の形態１によれば、横置圧力管型構造と短尺燃料４_―１の採用とにより燃料交換を原子炉運転中に行うことができるので、発電所稼働率を上げることができる。運転中の余剰反応度についても、一次冷却材の流れと同様、燃料の挿入、受取方向が隣接する圧力管２が逆となっているので、炉心は常に全領域にわたり、新燃料、燃焼中期および末期の燃料が混在し均質化された状態になり、原子炉は僅かな余剰反応度だけで運転できる特徴を持たせることが可能である。

さらに、原子炉の運転中に定期的に短尺燃料棒４_−１の位置を回転させるので、中性子の無駄が省かれ、低濃縮ウランを効率よく燃焼することが可能となる。また、従来の沸騰水型原子炉で炉上部に設置していた燃料取り扱い設備を除去することができ、その分上部スペースを大幅に削減することができると同時に、耐震性も向上させることができる。

（実施の形態２）
次に、図５を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態２を説明する。
図５は燃料集合体を含む圧力管の一部拡大断面図である。図５において、燃料集合体４を含む圧力管３は、水平位置ｈから若干（数度θ）傾けて設置する。一次冷却水５は、燃料部で直接沸騰させるため二相流となる。圧力管２が図３のように水平状態に設置されていてその管内部に気相部がある場合、この気相部は管３内に停滞しやすい。この結果、図３の場合、一次冷却水５の流速が低下することにより熱伝達が劣化したり、ボイド率が増加することによって燃料集合体４がドライアウトしやすくなることが考えられる。

しかしながら、本実施の形態２によれば、圧力管３を水平位置から数度（θ）傾けることにより、気体に浮力が作用するようにしたので、気体が圧力管３から排出されやすくなる。この結果、気液間のせん断力によって液相の速度も増し、一次冷却水５の速度が増加し、冷却を促進することができる。

（実施の形態３）
次に、図６を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態３について説明する。図６は燃料集合体を含む圧力管の一部拡大断面図である。図６において、燃料集合体４を含む圧力管３の内周面に図６のような螺旋溝３_―１を設ける。一次冷却水５は管３内で二相流となるが、水平管内の二相流は重力作用により、液相は管底部を流れ気相は管上部を流れるといった、層状流となりやすい傾向がある。流速がある程度大きい場合に現れるスラグ流、環状噴霧流といった流動様式の場合も、ボイドの分布は管断面では均一でなく、上部でボイド率が大きく底部で小さいという非均一性をもつ。

しかしながら、本実施の形態３によれば、流路内周面に螺旋溝３_―１を設けたことにより、流れに旋回力を付与するので、気液二相流が均質化される。この結果、燃料集合体４を構成する短尺燃料棒４_―１の燃焼度も均一化することができる。

（実施の形態４）
次に、図７を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態４について説明する。図７は燃料集合体を含む圧力管の一部拡大断面図である。図７において、燃料集合体４の短尺燃料棒４−１は多数の燃料要素４_―２から構成されるが、この燃料要素４_―２の配置を管のピッチを一様にした三角配列とする。一般的に良く用いられる図４で示す正方格子配列では、管は背後にウェークが形成されて気泡が巻き込まれ、下流の管でブロックされることによって管と管の間に気泡が集積しやすいく、熱伝達率を低下させる一因になっている。

また、同心円状に配置した場合、中央部の管のピッチが特に小さくなり、発生した気泡が出難いため管の周りが高ボイド率となり、ドライアウトしやすくなる。
しかしながら、本実施の形態４のような三角配列を採用することにより、圧力管３表面で発生した蒸気は管群から良好に排出されるため、全ての燃料要素４_―２においてほぼ均一に良好な熱伝達が期待できる。

（実施の形態５）
次に、図８を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態５について説明する。図８は燃料集合体を含む圧力管の一部拡大断面図である。本実施の形態５は、燃料要素４_―２を束ね、これを圧力管３内に固定するためのスペーサ４_―３を設けるようにしたものである。

本実施の形態５によれば、燃料集合体４をスペーサ４_―３で固定して圧力管３内での振動を抑制すると同時に、圧力管３の管壁の周りの薄くなった液膜をスペーサ４_―３によって再付着させるため、燃料集合体４のドライアウトを防止することができる。

（実施の形態６）
次に、図９を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態６について説明する。図９は本発明の実施の形態６に係る気液分離器の構造を示す図である。図９において、気液分離器９は、炉心からの出口配管１０に接続され、炉心で発生した気液を分離し、湿分を除去して蒸気タービンに送るためのもので、ケーシング１３の下部に気液分離部１４を、その上部に蒸気乾燥器部１５をそれぞれ配置し、１つの装置で２つの機能を備えるように構成したものである。前記気液分離部１４は、スワールベーン１４_―１、ハブ１４_―２、ピックオフリング１４_―３から構成されている。

炉心から送られてきた矢印Ａの如き気液二相流は、スワールベーン１４_―１で旋回力が付与され、密度差により内部は気液が環状に分離した旋回流が形成される。密度が大きいために管壁に押し付けられた液膜が上部のピックオフリング１４_―３により掻き出され、蒸気のみが分離されて上部に排出される。さらに、上部に設置された波板で形成された前記蒸気乾燥器部１５により液滴が排除され、湿分の除去された蒸気が矢印Ｂのように排出されて蒸気タービンへと導かれる。

このように、本実施の形態６の気液分離器９は、気液の分離と蒸気乾燥とを一つの装置で行えるようにしたので、気液分離および蒸気乾燥を含む系全体としての簡素化を図ることができ、物量の削減も図ることができる。

（実施の形態７）
次に、図１０を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態７について説明する。図１０は本発明の実施の形態７に係る気液分離器の構造図である。図１０において、気液分離器９の入口部に接続した出口配管１０内に整流板１６を設置する。この整流板１６は、例えば多孔板を少しづつ角度をずらして複数重ねて構成したものである。炉心で発生した二相流は水平に置かれた圧力管３から流出したものであるため、気液の分布が断面内で均質でないと考えられる。気液分離を良好に行うためには、流入する流れが均質である方がよい。

本実施の形態７に係る気液分離器は、気液分離部１４よりも前段の出口配管１０に整流板１６を設置する構造を採用したので、炉心で発生した二相流は整流板１６を通ることによって気液の分布が均質化され、気液分離部１４での気液分離性能を向上させることができる。

（実施の形態８）
次に、図１１を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の実施の形態８について説明する。図１１は、本発明の実施の形態８に係る循環ポンプの構造の一例を示す図である。図１１において、炉心の一次冷却水５を循環させるための循環ポンプ８は、蒸気を噴出させるニードル弁１７_−１を備えた蒸気インジェクタ１７と、ジェットポンプ１８とにより構成されている。また、ジェットポンプ１８は、ジェットポンプノズル１８_−１およびジェットポンプ混合部１８_−２から構成されている。

前述の気液分離器９によって分離された蒸気Ｂの一部Ｂ_−１を蒸気インジェクタ１７のニードル弁１７_−１から噴出させて、一次冷却水５の一部５_−１を蒸気インジェクタ１７に吸い込ませ、蒸気Ｂ_−１の水噴流への凝縮現象を利用して水噴流を加速し、大きな吐出圧を得る。この吐出水５_−２をさらにジェットポンプ１８の駆動水として用い、このジェットポンプ１８で駆動水５_−２により一次冷却水５_−３に運動量を与えることにより、高吐出圧、高流量の一次冷却水５を炉心内に供給することができる。

以上述べたように、本実施の形態８の循環ポンプは、蒸気インジェクタとジェットポンプとにより構成したので、インペラのような機械的な駆動部を持たない極めて簡素化された構造で信頼性を向上させることができ、併せて冷却材循環系の物量削減にも貢献することができる。

本発明の実施の形態１に係る沸騰水型原子炉の基本構造を示す図。 図１のII-II線矢視図。 本発明の実施の形態１に係る燃料集合体を含む圧力管の構造を示す図。 図３のIV−IV線矢視図。 本発明の実施の形態２に係る燃料集合体を含む圧力管の構造を示す図。 本発明の実施の形態３に係る燃料集合体を含む圧力管の構造を示す図。 本発明の実施の形態４に係る燃料集合体を含む圧力管の構造を示す図。 本発明の実施の形態５に係る燃料集合体を含む圧力管の構造を示す図。 本発明の実施の形態６に係る気液分離器の構造を示す図。 本発明の実施の形態７に係る気液分離器の構造を示す図。 本発明の実施の形態８に係る循環ポンプの構造を示す図。

符号の説明

１…減速材、２…カランドリアタンク、２_−１…カランドリア管、３…圧力管、３_−１…螺旋溝、４…燃料集合体、４_−１短尺燃料棒、４_−２…燃料要素、４_−３…スペーサ、５…冷却材（一次冷却水）、６…制御棒、７…制御棒駆動機構、８…循環ポンプ、９…気液分離器、９_−１…気液分離部、９_−２…蒸気乾燥部、１０…配管、１１…燃料交換機、１２…原子炉格納容器、１３ケーシング、１４気液分離部、１４_−１…スワールベーン、１４_−２…ハブ、１４_−３…ピックオフリング、１５…蒸気乾燥部、１６…整流板、１７…蒸気インジェクタ、１８…ジェットポンプ、１８_−１…ジェットポンプノズル、１８_−２…ジェット混合部。

Claims (10)

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、
   減速材としての軽水を充満させたカランドリアタンク内に横位置のカランドリア管を多数配列し、当該カランドリア管の端面を前記カランドリアタンクの側部管板に液密状態で接合し、このカランドリア管に対して、内部に低濃縮ウランを燃料とする燃料集合体を装荷し、かつ冷却材である軽水を通水する構成の圧力管を貫通させるようにし、前記横位置の燃料集合体に対してほぼ直交する方向の上部に反応度制御装置を配置し、前記圧力管に冷却材を循環させるための循環ポンプおよび気水分離器を設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 前記圧力管の両横部にそれぞれ燃料交換機を設け、新しい燃料集合体は炉心の一方から挿入して、他方より古い燃料集合体を押し出すことによって、原子炉稼働中に燃料交換が行えることを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
3. 前記燃料集合体を運転中に定期的に回転させることにより、燃焼度を均一化すること特徴とする請求項１または２記載の沸騰水型原子炉。
4. 前記圧力管は、冷却材の流れ方向に上向きにやや角度をつけて設置することを特徴とする請求項１または２記載の沸騰水型原子炉。
5. 前記圧力管内壁に管内の二相流を均質化するための螺旋溝を設けることを特徴とする請求項１乃至４のいずれかに記載の沸騰水型原子炉。
6. 前記燃料集合体は、燃料と燃料のギャップでの気泡の集積を抑制することにより、ドライアウトを防止するように燃料棒を千鳥配列にすることを特徴とする請求項１乃至５のいずれかに記載の沸騰水型原子炉。
7. 前記燃料集合体は、液膜の再付着を促進するためのスペーサによって圧力管内に固定することを特徴とする請求項１乃至６のいずれかに記載の沸騰水型原子炉。
8. 前記気水分離器は、スワールベーンを備えた気水分離部とその上部に波板からなる蒸気乾燥部とを備え、気水分離部と蒸気乾燥部とを一体化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. 前記気水分離器の入口側に気液二相流を整流する整流板を設けたことを特徴とする請求項１または８記載の沸騰水型原子炉。
10. 前記炉心で発生した蒸気の一部を導いて蒸気インジェクタを駆動し、吐出水をジェットポンプに導いて冷却材を循環させることを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
    
    

Images