JP2009063466A - Ｅｃｃｓ削除改修ａｂｗｒ - Google Patents

Abstract

【課題】
ABWRを改修してECCSを削除し原子炉の安全性向上とコスト低減を図りたい。
【解決手段】
許認可済ABWRに敷設せるECCSを除去する。プール(15)を内復水プール(102)に改修する。ガードベッセル(108)を敷設する。容器内制御棒駆動機(122)で上抜き制御棒(121)を操作する。タービン排気(2105)を吸引機(2111)で強制的に復水タンク(2103)に吸引する。復水タンク(2103)の冷却は空冷にする。
【選択図】図2

Description

本発明は、軽水を冷却材とする改良型沸騰水型原子炉(ABWR)の非常用冷却装置に関する。

原子力発電所は、万一の事故事象を想定して、工学的安全施設により事象を緩和する。ABWRの工学的安全施設は、非常用炉心冷却系(ECCS)及び炉心からの核分裂生成物が環境へ放出されるのを防止抑制する原子炉格納容器施設で構成されている。
図1は、ABWRのECCS構成を中心にした圧力容器(10)周辺の概観図である。非特許文献1を主体にして、非特許文献2、非特許文献3、非特許文献４で補足した。核計装器(1)と核燃料集合体(2)と制御棒(3)と気水分離器(12)とドライヤ(13)を内包する圧力容器(10)は、格納容器壁(100)と基礎(300)とで構成された格納容器空間(400)の中に納められている。
圧力容器(10)の外側下部には制御棒(3)を駆動させるための制御棒駆動機(5)と核燃料で発生する熱を冷却するために水を循環させるための回転翼(6)を駆動させるためのインターナルポンプモータ(7)が敷設されている。制御棒駆動機(5)と核計装器(1)を動かす電源及び信号送受信のための電源・信号線(4)も圧力容器(10)の外側下部にある。核計装器(1)は、隣接せる核燃料集合体(2)の制御棒(3)と反対側の間隙の僅かな部分に装荷されている。核燃料集合体(2)は炉心板(9)で支持されている。
圧力容器(10)の中の核燃料で発生する熱をタービンに伝えるのが原子炉主冷却系である。核燃料集合体(2)で発生した蒸気は4本の主蒸気配管(31)を通って矢印の方向にあるタービンに出て行く。タービンで仕事を終えた蒸気は冷やされて液体の水になり6本の主給水配管(32)を通って矢印の方向にある圧力容器(10)に戻ってくる。戻ってきた液体の加熱された水は、シュラウド(11)と圧力容器(10)壁の間隙にある高温水と混合し回転翼(6)により高速流水となって核燃料集合体(2)の下部からシュラウド(11)内に流入する。主蒸気配管(31)には運転時に開いているが破断時には閉じる通常時開弁(21)と主復水バイパス配管(30)と自動減圧系(ADS)の主要機器である安全弁(22)が敷設されている。主復水バイパス配管(30)には、通常時は閉じているが主蒸気配管(31)が破断した時に開く通常時閉弁(20)が敷設されている。
事故や原子炉停止時の除熱は以下の原子炉補助系で対処される。隔離時冷却系(41)は、運転状態が原子炉停止後であって、何らかの理由で復水・給水が停止し主蒸気隔離弁と呼ばれる通常時開弁(21)が閉鎖して圧力容器(10)内が隔離されて高圧である場合における原子炉水位維持を目的としたECCSである。原子炉蒸気の一部を用いたタービン駆動ポンプまたは電動機により、復水貯蔵タンク水などを炉心に注水する。低圧注水系(42)は、弁の切り替えにより色々な機能を果たす。冷却材喪失事故(LOCA)時には冷却水を注水し炉心冷却を目的としたECCSである。２基の熱交換器＋３台のポンプ＋海水（熱交換器に入った冷却水を除熱）で冷却水の補給と除熱をする。弁の切り替えにより運転状態が通常停止時の原子炉停止時冷却系または残留熱除去系として使用される時は、定期検査中長期冷却において残留熱の除去を目的とする。弁の切り替えにより格納容器スプレイ冷却や蒸気凝縮をしたり、運転中に原子炉冷却材の一部を連続的に炉外に取出して熱交換器で冷却した後濾過脱塩器で浄化し熱交換器で昇温した後再び原子炉に戻す冷却材浄化もする。高圧注水系(43)は、運転状態で何らかの理由で中小口径の配管が破断した時事故信号により自動起動し、圧力抑制室(14)またはタンクの水を電動駆動ポンプでシュラウド(11)内に注水し原子炉水位維持を目的としたECCSである。高圧注水系(43)の後備装置として自動減圧系(ADS)がある。安全弁(22)を強制的に開放し、蒸気を圧力抑制室(14)に放出凝縮させる。
ABWRのLOCAでは、皮肉にもLOCAを緩和するために敷設した筈の高圧注水系(43)配管の両端破断事故が、ECCSの設計上最も厳しい事故となっている。
格納容器空間(400)の外の上部には、使用済燃料や定期検査時にドライヤ(13)を仮置きするためのプール(15)がある。使用済燃料を置いたプール(15)には使用済燃料から発生する熱を除熱するための除熱装置が敷設されている。
：原子力工業、1992年、通産省三代著「改良標準化と高度化の動き」。 ：オーム社、1989年、「原子力ハンドブック」。 ：東京電力、1993年、「改良型BWRの概要」。 ：同文書院、1988年、秋山「軽水炉」。

ABWRのECCSの設計上最も厳しい事故となっている、LOCAを緩和するために敷設した高圧注水系(43)配管の両端破断事故をなくしたい。
ABWRの建設コストの大きな部分を占める工学的安全施設やインターナルポンプモータ(7)を含む原子炉主冷却系を見直し建設コストを低減させたい。

ABWRの核燃料集合体(2)上部出口での蒸気流量 / ( 蒸気流量＋液体水流量 )は1/5程度である。液体水流量が圧倒的に多い。インターナルポンプモータ(7)により液体水流量を高めている。蒸気流量は少ない上に主蒸気配管(31)は4本あるから、主蒸気配管(31)1本当たりに流れる蒸気流量は全炉心流量( 蒸気流量＋液体水流量 )の1/20程度である。蒸気流量がタービンで仕事を終えて圧力容器(10)に戻ってきた給水流量は蒸気流量とほぼ同じであり、主給水配管(32)は6本あるから主給水配管(32) 1本当たりに流れる液体水流量は全炉心流量( 蒸気流量＋液体水流量 )の1/30程度である。したがって、加圧水型原子炉(PWR)の様に太い大流量の出口配管を必要としないABWRなら主蒸気配管(31)や主給水配管(32)に関わる事故は、ABWRのECCSの設計上最も厳しい事故とはなっていない。ABWRのECCSの設計上最も厳しい事故となっている高圧注水系(43)配管の両端破断事故を起こす高圧注水系(43)を始めとするECCSを削除すれば、設計上それほど厳しくない事故対策ですむ。
ABWRにおける万一の事故事象を想定した事象を緩和するためのECCSを設計する上で最も厳しい事故とされているのは、高圧注水系(43)配管の両端破断事故である。LOCAを緩和するために敷設した高圧注水系(43)が最も厳しい事故であるなら、これを削除すれば次に厳しい事故対応で済む。隔離時冷却系(41)も低圧注水系(42)も配管の両端破断事故が起こればLOCAになるからこれ等も削除すれば事故対応が楽になる。
主蒸気配管(31)１本または主給水配管(32)１本が破断したとしても、残りの主蒸気配管(31)と主給水配管(32)とにより圧力容器(10)内の冷却をかなり達成できるため大きな破綻を生じることがない。主蒸気配管(31)１本または主給水配管(32)1本から漏洩する水の補給ができればよい。
主蒸気配管(31)と主給水配管(32)の本数を多くして１本当たりの配管直径を細くすれば破断事故による水の漏洩を減らすことができる。或いは、配管直径が同じ配管を2本多くしても破断事故による水の漏洩を減らすことができる。従来のECCSでは、高圧注水系(43)配管の両端破断事故対策として高圧注水系(43)配管本数を多くしていたことに対応している。
核燃料集合体(2)上部出口での蒸気流量を従来と同じにして出力は同じのままで、液体水流量を蒸気流量程度にすれば、蒸気流量/ ( 蒸気流量＋液体水流量 )は1/2程度になる。蒸気の割合が高くなる。シュラウド(11)と圧力容器(10)との間隙の液体の水密度は蒸気密度よりも大きいから自然循環力が高まり、インターナルポンプモータ(7)により液体水流量を高める必要がなくなる。
近年、開発が進んでいる低減スペクトル炉ではプルトニウムを効率的に燃焼させるためボイド率を高めた炉心設計となっていて、蒸気流量/ ( 蒸気流量＋液体水流量 )は1/2程度である。更に、核燃料集合体(2)高さを低くしているため自然循環力が大きくインターナルポンプモータ(7)も回転翼(6)も不要となる。
制御棒駆動機(5)を圧力容器(10)に内蔵できるようにし、電源・信号線(4)を圧力容器(10)上部から圧力容器(10)の内部に入るようにすれば圧力容器(10)の底部には何もなくなる。かくて、安全性を高めるために高速炉では敷設されているガードベッセル(108)で圧力容器(10)を覆うことができる。
圧力容器(10)部分をガードベッセル(108)で覆い、圧力容器(10)とガードベッセル(108)との間隙に充填したる補助冷媒(109)が循環せる給水加熱槽(105) の中に主給水配管(32)を浸すことにより給水を加熱する。改良型沸騰水型原子炉(ABWR)におけるプール(15)に蓋(103)を付け耐圧にし格納容器空間(400)に納まるようにした内復水プール(102)内の水を冷水配管(101)で常時冷却し、その水を容器冷却配管(127)によってガードベッセル(108)内に循環させ補助冷媒(109)の温度制御をなす。原子炉停止時には、停止時冷却ポンプ(131)と調節弁(132)とにより内復水プール(102)内の水を停止時冷却配管(130)と注水配管(133)とにより圧力容器(10)内に循環させ圧力容器(10)内の水の温度制御ができるようにする。
ABWRにおける主復水バイパス配管(30)の主蒸気排出口を内復水プール(102)の水面上と水面下とし分流弁(202)を内蔵せしめた内復水バイパス配管(201)とし、主蒸気配管(31) 破断時の蒸気流量を分流弁(202)で内復水プール(102)に向かわせ内復水プール(102)内の圧力が高まり圧力容器(10)内の圧力に近づくと、内復水プール(102)の水は調節逆止弁(1132)を通り注水配管(133)を通って圧力容器(10)内に落下する。ABWRにおける安全弁(22)のADS排出先を冷水配管(101)の貫通せる格納容器空間(400)にし排出せる主蒸気を水滴にし水滴受け(111)で圧力容器(10)壁を冷却する。このようなABWRの改修により高圧注水系(43)及び低圧注水系(42)及び隔離時冷却系(41)及び圧力抑制室(14)を削除した。
ガードベッセル(108)を設けるために容器内制御棒駆動機(122)により上下操作できる上抜き制御棒(121)を導入した。上抜き制御棒(121)は、中性子吸収材からなる制御棒翼(1211)を固定支持する翼支持中空棒(1212)の中をネジ切り延長棒(1121)を貫通させ、ネジ切り延長棒(1121)の中を新電源・信号線(126)を貫通させ、制御棒翼(1211)の上端には強磁性材(1214)を固定し、ネジ切り延長棒(1121)の上端に固定せる電磁石(1213)で強磁性材(1214)を吸着する。容器内制御棒駆動機(122)が動かなくなっても電源を切ることにより翼支持中空棒(1212)と共に制御棒翼(1211)が落下し原子炉出力を低下させることを特徴とする。
ECCSの改修に合わせてタービン設備も改修すれば原子炉の安全性とコスト低減は更に増す。低圧タービン(2101)の途中の中温中圧蒸気を抽気管(2114)で取り出し復水タンク(2103)に排気することにより小型タービン(2112)を回転させ吸引機(2111)と給水機(2113)を回転させる。低圧タービン(2101)末端の低温低圧蒸気であるタービン排気(2105)を吸引機(2111)で復水タンク(2103)内に強制的に吸引する。当該低温低圧蒸気を、復水タンク(2103)の中の水面から上の空間に引き回した空気配管(2212)で冷却し水に変換し復水タンク(2103)に蓄水する。当該蓄水を吸水管(2116)で吸い上げ給水機(2113)で加圧し主給水配管(32)から圧力容器(10)に戻す。
タービンを停止するには、高圧タービンや低圧タービンの直前に入る蒸気をタービン建屋内に強制的に開放することも考えられる。

ABWRにおけるECCSを設計する上で厳しい事故とされている高圧注水系(43)と隔離時冷却系(41)と低圧注水系(42)を削除できたので安全性が高まった。
ABWRの建設コストの大きな部分を占める工学的安全施設であるECCSやインターナルポンプモータ(7)が削除できたので建設コストが低減できる。
圧力抑制室(14)も削除できるためコストが更に下がる。
ガードベッセル(108)は生体遮蔽の役割もするため放射線漏洩による人体への影響を軽減することができる。

安全性が高く、コストの安い改修ABWRが提供できた。

図2は、ABWRに設置されたる高圧注水系(43)及び低圧注水系(42)及び隔離時冷却系(41)及び圧力抑制室(14)を削除したことを特徴とする本発明の改修ABWRの概観図である。図中の矢印は流体の流れる方向を示す。圧力容器(10)の底部にあったインターナルポンプモータ(7)を削除した。回転翼(6)も削除した。圧力容器(10)の底部にあった制御棒駆動機(5)は圧力容器(10)内に内蔵できる容器内制御棒駆動機(122)とした。圧力容器(10)の底部から入った電源・信号線(4)は圧力容器(10)上部から内部に入る新電源・信号線(126)とした。圧力容器(10)の底部には何もなくなる。
低減スペクトル炉のように蒸気流量/ ( 蒸気流量＋液体水流量 )を1/2程度にしてボイド率を高め、核燃料集合体(2)の長さを短くした炉心設計とすれば自然循環力が大きくなりインターナルポンプモータ(7)は不要である。従来あった回転翼(6)は自然循環の妨げとなり循環力の抵抗になっていた。現行ABWR炉心でも不要にできると考えられる。
ABWRの冷却材は純水であるから電気絶縁性が高く電気機器や電線を水中に格納することは容易である。
容器内制御棒駆動機(122)の操作により上下に動くことができるネジ切り延長棒(1121)先端に中性子吸収材からなる上抜き制御棒(121)を直結した。従来は出力を上げるためには制御棒(3)を下に引き抜いたが、本発明では出力を上げるためには上抜き制御棒(121)を上に引き上げる。容器内制御棒駆動機(122)には、ホウ酸水や五ホウ酸ナトリウム水溶液のような液体の中性子吸収材を内蔵せる開閉弁付きの容器内液体毒物タンク(123)が敷設されていて、万一上抜き制御棒(121)が動かなくなっても容器内液体毒物タンク(123)の弁を開けて液体の中性子吸収材を炉心に流れ込ませ出力を低下させることができる。
電源・信号線(4)は、隣接せる核燃料集合体(2)の間隙を炉心板(9)に沿って這いシュラウド(11)上部を貫通し、圧力容器(10)はコネクタ(125)を介して貫通し、格納容器壁(100)もコネクタ(125)を介して貫通して外部に繋げている。
圧力容器(10)内の不純物を除去するために活性炭素や多孔質を充填せる容器内浄水器(124)を設置した。定期検査毎に新品の容器内浄水器(124)と交換する。
安全性を高めるために高速炉では敷設されているガードベッセル(108)で圧力容器(10)を覆った。ガードベッセル(108)と圧力容器(10)との間隙には補助冷媒(109)を充填した。有機減速材であるポリフェニールは、1気圧近傍では５０℃近傍で液体で沸点は325℃であるから補助冷媒(109)に適している。その他、シリコーン油や潤滑油や難燃性低融点金属（鉛とスズを混合した半田やインジウムやスズ）や難燃性気体（窒素、炭酸ガス、ヘリウム、アルゴン）でもよい。LOCA事故が起こった場合でも補助冷媒(109)により圧力容器(10)外壁を冷却し圧力容器(10)内の圧力が急激に上昇するのを抑制し、圧力容器(10)から外部に漏洩する水の量を減少させることができる。更には、圧力容器(10)の水がなくなったとしても圧力容器(10)の健全性を維持し放射性物質が圧力容器(10)外に大量に流出するのを防ぐことができる。
ABWRの格納容器空間(400)の外の上部にある使用済燃料や定期検査時にドライヤ(13)を仮置きするためのプール(15)に蓋(103)を付け耐圧にし格納容器空間(400)に納まるようにして内復水プール(102)とする。格納容器空間(400)を貫通し中を水が流れる冷水配管(101)で内復水プール(102)内の水を常時冷却する。内復水プール(102)内の水を容器冷却配管(127)によってガードベッセル(108)内に循環させ循環量を流量調節弁(129)で制御することによってガードベッセル(108)内の補助冷媒(109)の温度を制御する。容器冷却配管(127)の水の循環は自然循環が可能であるが容器冷却ポンプ(128)を敷設すれば高い循環力が得られる。
原子炉停止時には、調節弁(132)を開けて圧力容器(10)内の水を停止時冷却配管(130)を介して停止時冷却ポンプ(131)で内復水プール(102)内に吸い上げ、内復水プール(102)内の水を注水配管(133)を通して圧力の下がっている圧力容器(10)内に落下させることにより圧力容器(10)内の水の温度を制御する。なお、内復水プール(102)には蓋(103)が付いていて使用済み核燃料集合体(2)を圧力容器(10)から移動させくることができる。停止時冷却配管(130)と注水配管(133)の直径は主給水配管(32)の直径よりも細くした。
ABWRにおける主復水バイパス配管(30)の主蒸気排出口を内復水プール(102)の水面上と水面下に変え分流弁(202)を敷設し内復水バイパス配管(201)とする。通常運転時には分流弁(202)により主蒸気が内復水プール(102)に行かないようにし、事故等により主蒸気配管(31)が破断した場合には信号で分流弁(202)を押し下げることにより主蒸気は主蒸気配管(31)に行けなくなり行き場を失った主蒸気が内復水プール(102)に行くようにした。
内復水バイパス配管(201)を通った主蒸気の一部が内復水プール(102)水面上に入り内復水プール(102)内の圧力を圧力容器(10)内の圧力に高め、内復水プール(102)の水は調節逆止弁(1132)を通り注水配管(133)を通って圧力容器(10)内に落下する。主蒸気の残りの一部は内復水プール(102)内の水面下に入り水温を高めるため圧力容器(10)内に落下する水の温度は圧力容器(10)内水温に近く熱衝撃を和らげる。破断した当該主蒸気配管(31)の運転時開弁(21)と一本の主給水配管(32)の運転時開弁(21)のみを閉じ、残りの主蒸気配管(31)には蒸気を通過させ残りの主給水配管(32)に水を給水させておけば残りの主蒸気配管(31)を通って主蒸気はタービンに向い、通常停止手順に従って原子炉出力をゆっくり下げて原子炉を停止しても安全性に問題が生じないため機器への衝撃は少なく原子炉の寿命を長くすることができる。圧力容器(10)内の圧力が高い通常運転時には、調節逆止弁(1132)により圧力容器(10)内の水は内復水プール(102)に行くことができない。
事故等により主給水配管(30)が破断した場合も信号でどれか１本の主蒸気配管(31)の分流弁(202)を押し下げることにより主蒸気は主蒸気配管(31)に行けなくなり行き場を失った主蒸気が内復水プール(102)に行く。主蒸気が内復水プール(102)に入ると内復水プール(102)内の圧力が高まり圧力容器(10)内の圧力に近づくと、内復水プール(102)の水は調節逆止弁(1132)を通り注水配管(133)を通って圧力容器(10)内に落下する。分流弁(202)を押し下げた当該主蒸気配管(31)の運転時開弁(21)と当該破断した主給水配管(32)の運転時開弁(21)のみを閉じ、残りの主蒸気配管(31)には蒸気を通過させ残りの主給水配管(32)に水を給水させておけば安全性に問題が生じないため機器への衝撃は少なく原子炉の寿命を長くすることができる。なお、主給水配管(32)には容器内逆止弁(104)が敷設されているため圧力容器(10)内からの水の漏洩は少ない。
LOCAが生じた場合原子炉停止が通常であるが、電力需給が逼迫してる時には対応の時間的余裕を得るために、制御棒で出力を20%程度下げ1本の主蒸気配管(31)の運転時開弁(21)と一本の主給水配管(32)の運転時開弁(21)のみを閉じ、分流弁(202)は通常時同様に内復水プール(102)への流れを遮断すれば、80%程度の出力運転を短時間ではあるが継続させることができる。
ABWRにおける安全弁(22)のADS排出先を、冷水配管(101)の貫通せる格納容器空間(400)にしたため排出した主蒸気は水滴になり水滴受け(111)で圧力容器(10)壁を冷却することができる。
内復水プール(102)を使っての冷却機能により、従来の隔離時冷却系(41)や低圧注水系(42)は必要ないから主給水配管(32)には枝管は削除されているため枝管からのLOCAは考慮せずに済み安全性が高まった。特に、圧力容器(10)内の主給水配管(32)端に容器内逆止弁(104)を敷設したため主給水配管(32)が破断したとしても圧力容器(10)内の水が失われることがない。通常、主給水配管(32)先端には給水スパージャが敷設されているから給水スパージャ毎または給水スパージャ根元に容器内逆止弁(104)を敷設する。
給水加熱は、給水加熱槽(105)に主給水配管(32)を浸すことにより達成する。ガードベッセル(108)の中の補助冷媒(109)は冷媒仕切(110)により仕切られ、圧力容器(10)の高温の壁に接した側の高温の補助冷媒(109)は冷媒配管(106)を通って給水加熱槽(105)に入り主給水配管(32)の中の主給水温度を上昇させる。給水加熱槽(105)に入った高温の補助冷媒(109)は、主給水配管(32)の中の冷たい主給水により冷やされ冷媒配管(106)を通って冷媒仕切(110)の圧力容器(10)とは反対側に入る。補助冷媒(109)は自然循環で流れるが冷媒ポンプ(107)を敷設すれば高い循環力が得られる。
原子炉緊急停止やタービン停止の場合は、制御棒の炉心への全挿入により出力を低下させると同時に全主蒸気配管(31)の各分流弁(202)が作動して蒸気は内復水プール(102)に流れ、全主蒸気配管(31)の運転時開弁(21)と全主給水配管(32)の運転時開弁(21)を閉じれば衝撃を与えることなくタービン等の機器を停止することができる。
かくて、ABWRに設置されたる高圧注水系(43)及び低圧注水系(42)及び隔離時冷却系(41)及び圧力抑制室(14)を削除することができる。
建設コストの大幅低減と安全性向上が達成できた。
図3は上抜き制御棒(121)の概観図（上抜き時）である。中性子吸収材からなる制御棒翼(1211)は翼支持中空棒(1212)に固定支持されている。翼支持中空棒(1212)の中をネジ切り延長棒(1121)が貫通している。ネジ切り延長棒(1121)の中を新電源・信号線(126)が貫通している。制御棒翼(1211)の上端には鉄やニッケルといった強磁性材(1214)が固定されている。ネジ切り延長棒(1121)の上端は電磁石(1213)となっていて強磁性材(1214)を吸着している。
容器内制御棒駆動機(122)がネジ切り延長棒(1121)をスクリュー回転させて上下に操作することにより、翼支持中空棒(1212)も上下に動く。この動きに連れて制御棒翼(1211)が上下に動くことができる。新電源・信号線(126)は炉心板(9)を這って外部につながっている。
万一、容器内制御棒駆動機(122)が動かなくなった時は、電源を切れば電磁石(1213)が吸着力を失い翼支持中空棒(1212)と共に制御棒翼(1211)が落下し、中性子吸収材が図2に記載せる核燃料集合体(2)の全長に亘って隣接するため原子炉出力を低下させることができる。図4に落下時の状態を示した。
制御棒翼(1211)の上下動作を円滑にするため制御棒翼(1211)を軽量にするためには、チタン(Ti)の中に炭化ホウ素(B4C)粉末を添加するか、焼結B4CをTiで被覆しその外側を炭素繊維または炭化珪素(SiC)繊維で補強する。
翼支持中空棒(1212)やネジ切り延長棒(1121) を軽量にするためには、Tiまたは炭素繊維を主たる素材にして作成する。電磁石(1213)の負担が軽減できる。
更に、万一、制御棒翼(1211)も落下しない時は、容器内液体毒物タンク(123)の弁を強制的に開いて液体毒物を水の中に流出させる。安全性は一層高まる。

ECCSの改修に合わせてタービン設備も改修すれば原子炉の安全性とコスト低減は更に増す。
図5は、従来の低圧タービン(2101)設備周りの概観図である。図中の矢印は流体の流れる方向を示す。
圧力容器(10)内で発生した蒸気は高圧タービンに行き、続いて低圧タービン(2101)に行く。タービンの回転が発電機(2102)を回転させ電気を発生する。低圧タービン(2101)で仕事を終えた低温低圧の蒸気はタービン排気(2105)となって復水タンク(2103)に流出する。
復水タンク(2103)の中は海水ポンプ(2201)で汲み上げられた海水が通る海水配管(2202)により大気圧以下になっている。低温低圧蒸気のタービン排気(2105)は水に変換され復水タンク(2103)内に蓄水される。
蓄水は給水ポンプ(2104)で加圧され主給水配管(32)を通って圧力容器(10)に戻る。
事故等で原子炉を停止する際、タービン排気量と給水流量のバランスを取り乍ゆっくと流量を減らしていくのは困難である。急激に流を止めてタービンを止めるのは機器の健全性上望ましくない。低圧タービン(2101)周りの改修が必要である。
図6は、本発明の低圧タービン(2101)設備周りの概観図である。図中の矢印は流体の流れる方向を示す。
低圧タービン(2101)で仕事を終えタービン排気(2105)となった低温低圧の蒸気は吸引機(2111)で強制的に復水タンク(2103)上部に吸引放出される。
復水タンク(2103)の中の水面から上の空間には送風機(2211)で吸引された外気が通る空気配管(2212)を引き回し、復水タンク(2103)の空間を冷却し、圧力を大気圧程度（約1気圧）にしている。タービン排気(2105)である低温低圧蒸気は冷却され水に変換され復水タンク(2103)内に蓄水される。蓄水を冷却しないようにするため空気配管(2212)は蓄水の中を通らないようにしている。
空気配管(2212)を出た高温の空気は排気筒(2213)を通って外部環境に排出される。
復水タンク(2103)内の蓄水は吸水管(2116)を通って吸水機(2113)で加圧され主給水配管(32)を通って圧力容器(10)内に戻っていく。
低圧タービン(2101)の途中の中温中圧の蒸気を抽気管(2114)で取り出して復水タンク(2103)に排気する過程で小型タービン(2112)を回転させ、当該小型タービン(2112)で吸引機(2111)と吸水機(2113)を回転させる。
小型タービン(2112)を出た蒸気は吸水管(2115)に衝突させるように排気し吸水機(2113)への水の温度を高める。
主蒸気配管(31)１本または主給水配管(32)１本が破断した信号により抽気管(2114)に敷設せる抽気弁(2115)が閉じると小型タービン(2112)は停止し、吸引機(2111)と吸水機(2113)も停止する。タービン排気(2105)の排気量と主給水配管(32)への給水流量のバランスが取れる。
小型タービン(2112)の基数は主給水配管(32)と同じにする。
タービンを停止するには、高圧タービンや低圧タービンの直前に入る蒸気を強制的に開放し蒸気をタービン建屋内に放出すれば機器への衝撃を緩和することができる。最近のABWRは燃料棒破損が少ないため圧力容器(10)内の水は殆ど汚染されていない。したがって、蒸気も殆ど汚染されていないためタービン建屋内が汚染されることが少ない。念を入れるなら、高圧タービンや低圧タービンの直前に入る蒸気を吸湿材入りのナイロン袋に開放すれば問題は殆どない。
海水を使わないから海岸から離れた場所に立地できる。外気温が高くなった場合は、送風機(2211)で吸引する雑木林からの冷気を水力発電用ダムの水や生活廃水をシャワー散水し更に低温にする。更には、液体の水や湿り空気を空気配管(2212)の中に循環させても良い。
改修したABWRでは、１本の主蒸気配管(31)が破断すると当該主蒸気配管(31)に敷設せる通常時開弁(21)を閉じ、1本の主給水配管(32) から圧力容器(10)への水の供給はその分減らす。その後、通常停止手順に従って原子炉を停止する。１本の主給水配管(32)が破断すると給水ポンプ(2104)を停止し当該主給水配管(32)に敷設せる通常時開弁(21)を閉じ、圧力容器(10)から1本の主蒸気配管(31)への蒸気はその分減らす必要があり１本の主蒸気配管(31)の常時開弁(21)を閉じる。本発明なら蒸気と液体の水とのバランスがとれる。

発電コストを低減するためには規模の拡大が確実であるが、過去の化学プラント事例にあったように単純な大型化は思わぬ事故を生じさせることが多々ある。油送船の大型化競争も下火になっている。
原子力発電ではまだ大型化への傾向があるようであるが、大型原子炉の実績や経験は少ない。大型原子炉の安全性や経済性が経験により実証されるまでは改修で様子見するという方向もあり得る。
ABWRを1000℃程度の加熱蒸気炉に改良するには、圧力容器(10)とガードベッセル(108)との間隙に充填したる補助冷媒(109)で圧力容器(10)の外面を300℃程度に保てば可能であり、熱効率が著しく向上しコスト低減になる。

図1は、ABWRのECCS構成を中心にした圧力容器(10)周辺の概観図。 図2は、ABWRに設置されたる高圧注水系(43)及び低圧注水系(42)及び隔離時冷却系(41)及び圧力抑制室(14)を削除したことを特徴とする本発明の改修ABWRの概観図。 図3は、上抜き制御棒(121)の概観図（上抜き時）。 図4は、上抜き制御棒(121)の概観図（落下時）。 図5は、従来の低圧タービン(2101)設備周りの概観図。 図6は、本発明の低圧タービン(2101)設備周りの概観図。

符号の説明

1は核計装器。
2は核燃料集合体。
3は制御棒。
4は電源・信号線。
5は制御棒駆動機。
6は回転翼。
7はインターナルポンプモータ。
9は炉心板。
10圧力容器。
11はシュラウド。
12は気水分離器。
13はドライヤ。
14は圧力抑制室。
15はプール。
20は通常時閉弁。
21は通常時開弁。
22は安全弁。
30は主復水バイパス配管。
31は主蒸気配管。
32は主給水配管。
41は隔離時冷却系。
42は低圧注水系。
43は高圧注水系。
100は格納容器壁。
101は冷水配管。
102は内復水プール。
103は蓋。
104は容器内逆止弁。
105は給水加熱槽。
106は冷媒配管。
107は冷媒ポンプ。
108はガードベッセル。
109は補助冷媒。
110は冷媒仕切。
111は水滴受け。
121は上抜き制御棒。
122は容器内制御棒駆動機。
123は容器内液体毒物タンク。
124は容器内浄水器。
125はコネクタ。
126は新電源・信号線。
127は容器冷却配管。
128は容器冷却ポンプ。
129は流量調節弁。
130は停止時冷却配管。
131は停止時冷却ポンプ。
132は調節弁。
133は注水配管。
201は内復水バイパス配管。
202は分流弁。
300は基礎。
400は格納容器空間。
1121はネジ切り延長棒。
1132は調節逆止弁。
1211は制御棒翼。
1212は翼支持中空棒。
1213は電磁石。
1214は強磁性材。
2101は低圧タービン。
2102は発電機。
2103は復水タンク。
2104は給水ポンプ。
2105はタービン排気。
2111は吸引機。
2112は小型タービン。
2113は吸水機。
2114は抽気管。
2115は抽気弁。
2116は吸水管。
2201は海水ポンプ。
2202は海水配管。
2211は送風機。
2212は空気配管。
2213は排気筒。

Claims (3)

1. 圧力容器(10)をガードベッセル(108)で覆い、圧力容器(10)とガードベッセル(108)との間隙に充填したる補助冷媒(109)が循環せる給水加熱槽(105) の中に主給水配管(32)を浸すことにより給水を加熱し、
   プール(15)に蓋(103)を付け耐圧にし格納容器空間(400)に納まるようにした内復水プール(102)内の水を容器冷却配管(127)によってガードベッセル(108)内に循環させ補助冷媒(109)の温度制御をなし、停止時冷却ポンプ(131)と調節弁(132)とにより内復水プール(102)内の水を停止時冷却配管(130)と注水配管(133)とにより圧力容器(10)内に循環させ圧力容器(10)内の水の温度制御ができるようにし、
   主復水バイパス配管(30)の主蒸気排出口を内復水プール(102)の水面上と水面下とし分流弁(202)を内蔵せしめた内復水バイパス配管(201)とし、
   安全弁(22)のADS排出先を冷水配管(101)の貫通せる格納容器空間(400)にし排出せる主蒸気を水滴にし水滴受け(111)で圧力容器(10)壁を冷却することにより、
   高圧注水系(43)及び低圧注水系(42)及び隔離時冷却系(41)及び圧力抑制室(14)を削除したことを特徴とするABWRの改修。
2. 中性子吸収材からなる制御棒翼(1211)を固定支持する翼支持中空棒(1212)の中をネジ切り延長棒(1121)を貫通させ、ネジ切り延長棒(1121)の中を新電源・信号線(126)を貫通させ、制御棒翼(1211)の上端には強磁性材(1214)を固定し、ネジ切り延長棒(1121)の上端に固定せる電磁石(1213)で強磁性材(1214)を吸着し、容器内制御棒駆動機(122)が動かなくなっても電源を切ることにより制御棒翼(1211)が落下し原子炉出力を低下させることを特徴とする上抜き制御棒(121)。
3. 抽気管(2114)で取り出した低圧タービン(2101)の途中の中温中圧蒸気を復水タンク(2103)に排気することにより小型タービン(2112)を回転させ吸引機(2111)と給水機(2113)を回転させることにより、
   低圧タービン(2101)末端の低温低圧蒸気であるタービン排気(2105)を吸引機(2111)で復水タンク(2103)上部空間に吸引し、復水タンク(2103)の中の水面から上の空間に引き回した空気配管(2212)で当該低温低圧蒸気を冷却し水に変換し復水タンク(2103)内に蓄水し、
   復水タンク(2103)内の蓄水は吸水管(2116)で吸い上げ給水機(2113)で加圧し主給水配管(32)から圧力容器(10)に戻すことを特徴とするタービン設備。

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