JP2013015466A - 原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

【課題】
冷却材浄化系の熱ロスを低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減し、経済性を損なうことのない原子力発電プラントを提供すること。
【解決手段】
本発明では、上記課題を解決するために、原子炉と、該原子炉の熱源となる複数の燃料集合体から構成される炉心と、該炉心を格納する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部で発生した蒸気が供給される主蒸気管と、前記原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部に冷却材を供給する給水配管と、前記原子炉圧力容器と前記炉心の間に設置されたシュラウドと、前記原子炉から一部の冷却材を取り出し、該冷却材中の不純物を除去した後に該冷却材を前記原子炉に戻す冷却材浄化系とを備えた原子力発電プラントにおいて、前記炉心と前記シュラウドの間に、前記冷却材中の不純物を濃縮する冷却材濃縮器を設置したことを特徴とする。
【選択図】図２

Description

本発明は原子力発電プラントに係り、特に、原子炉から取り出した一部の冷却材中の不純物を冷却材浄化系で除去し、その除去した後の冷却材を原子炉に戻すものに好適な原子力発電プラントに関する。

通常、沸騰水型原子力発電プラントは、炉心で発生した熱で冷却材を沸騰させ、その冷却材の一部を蒸気として取り出し、この蒸気を、発電機を駆動して発電するためにタービンに供給している。そして、原子炉内の冷却材保有量を維持するため、タービンに供給した蒸気量とほぼ同量の冷却材を原子炉内に給水し、蒸発しなかった残りの冷却材（再循環水）と共に炉心に供給している。

この従来の沸騰水型原子力発電プラントの一構成例を図１を用いて説明する。

該図に示す如く、沸騰水型原子力発電プラントは、蒸気発生装置である原子炉２、主蒸気配管３、給水配管４を備えている。また、原子炉２の内部には、熱源となる複数の燃料集合体（図示せず）で構成された炉心５、この炉心５を下部で支持する炉心支持板６、炉心５と原子炉圧力容器７の間に設けられたシュラウド８が設置されている。

通常、炉心５の燃料とシュラウド８の間には、炉心５の燃料とシュラウド８の接触を避け、シュラウド８の放射線照射量を低減するために、適切なギャップが設けられている。このギャップ部の冷却材も、炉心５から漏洩する中性子線やガンマ線などの放射線を吸収して発熱するため、冷却材が沸騰しないように適切な流量を流している。

一方、原子炉２の外部には、冷却材浄化系ポンプ２４、浄化装置（フィルタ等）２５を備えた配管から成る冷却材浄化系９が設置され、原子炉圧力容器７の側面から配管を介して一部の冷却材を抜き取り、冷却材浄化系９に供給している。冷却材浄化系９を通って浄化装置２５で浄化された冷却材は、給水配管４に戻されて原子炉２内に再度供給される。

一般的に、冷却材浄化系９の浄化装置２５には、使用温度の制限があるため、原子炉圧力容器７と浄化装置２５を冷却材浄化系９の結ぶ配管上に熱交換器（図示せず）を設置し、この熱交換器で冷却材を冷却した後に冷却材浄化系９に冷却材を供給し、原子炉２内に冷却材を給水している。

ところで、原子炉２に給水される冷却材は、微量の不純物（クラッド等）を含んでいるが、非揮発性の不純物は、再循環水中に残るため、長期間の運転中に給水などから持ち込まれた不純物が、再循環水中で蓄積される可能性がある。

そのため、現行の沸騰水型原子力発電プラントでは、再循環水の一部を原子炉２の外部の冷却材浄化系９に取り出し、この冷却材浄化系９の浄化装置２５で不純物を取り除いた後、冷却材を原子炉２内に戻すようにしている。

一方、原子炉２では、炉心５で生成された中性子やガンマ線などの放射線は、その一部が炉心５の外側に漏洩し、炉心５の外側領域を流れる冷却材や、炉心５と原子炉圧力容器７の間に設置されたシュラウド８などの原子炉構造物に吸収される。

特に、出力が低く、炉心５が小さい原子炉２では、炉心５からの放射線の漏れが大きくなり、上述した如く、炉心５の燃料とシュラウド８の間に、シュラウド８の放射線照射量を低減するための適切なギャップ幅が必要になる可能性がある。

また、燃料集合体内に内部の冷却材流量が低い領域を設け、中性子線やガンマ線などが冷却材に吸収されるときの発熱を利用して蒸気を発生させる、スペクトルシフトロッドの概念が特許文献１などで提案されている。

特開平７-２０９４５９号公報

しかしながら、冷却材浄化系は、原子炉内の不純物濃度を一定以下に保つために必要であるが、通常、冷却材浄化系の浄化装置には使用温度に制約があり、高温の原子炉から取り出した冷却材を、冷却材浄化系の浄化装置の使用温度に見合う温度に、熱交換器で一旦冷却してから不純物を取り除いているため、冷却材浄化系で熱交換して冷却している分熱ロスが発生するという問題がある。

また、炉心の燃料とシュラウドの間のギャップ部を流れる冷却材は、炉心の冷却に寄与しないため、ギャップ部を流れる冷却材の分だけ炉心流量を増加させる必要がある。しかし、炉心流量が増加すると、冷却材を駆動するポンプ動力が増加してしまう。しかも、最大炉心流量にポンプ動力などの制約がある場合には、炉心の発熱量を減少させる必要があり、原子力発電プラントの経済性が損なわれることになる。

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、冷却材浄化系の熱ロスを低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減し、経済性を損なうことのない原子力発電プラントを提供することにある。

本発明の原子力発電プラントは、上記目的を達成するために、原子炉と、該原子炉の熱源となる複数の燃料集合体から構成される炉心と、該炉心を格納する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部で発生した蒸気が供給される主蒸気管と、前記原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部に冷却材を供給する給水配管と、前記原子炉圧力容器と前記炉心の間に設置されたシュラウドと、前記原子炉から一部の冷却材を取り出し、該冷却材中の不純物を除去した後に該冷却材を前記原子炉に戻す冷却材浄化系とを備えた原子力発電プラントにおいて、前記炉心と前記シュラウドの間に、前記冷却材中の不純物を濃縮する冷却材濃縮器を設置したことを特徴とする。

本発明によれば、冷却材浄化系の熱ロスを低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減し、経済性を損なうことのない原子力発電プラントを得ることができる。

従来の原子力発電プラントの一例である沸騰水型原子力発電プラントを示す構成図である。 本発明の原子力発電プラントの実施例１である沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。 本発明の実施例１に採用される冷却材濃縮器付近を示す拡大図である。 本発明の原子力発電プラントの実施例２を示す図３に相当する図である。 本発明の原子力発電プラントの実施例３を示す図３に相当する図である。 本発明の原子力発電プラントの実施例４を示す図３に相当する図である。

発明者らは、炉心の燃料とシュラウドの間のギャップ部に、ほぼ滞留水となる冷却材領域を設置すれば、シュラウドの放射線照射量を低減しつつ、炉心から漏洩する中性子線やガンマ線などの放射線を吸収させて一部の冷却材を蒸発させることで、冷却材中の不純物を濃縮させることができるため、冷却材浄化系に供給する冷却水量を低減でき、更にギャップ部を流れる冷却材を減少させることができるため、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減させることができるという新たな知見を見いだした。

これにより、冷却材浄化系の熱ロスを低減することで沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が向上し、更にシュラウドの放射線照射量が低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減することで、ポンプ動力が削減又は原子炉の出力が向上できる。

上記の検討結果を反映した、本発明の原子力発電プラントの実施例について、以下に説明する。尚、符号は、従来と同一のものは、同符号を使用する。

図２に、本発明の原子力プラントの実施例１である沸騰水型原子力発電プラントを示す。

該図に示す実施例１の構成は、図１で説明した従来の沸騰水型原子力発電プラントと同様であるが、実施例１の沸騰水型原子力発電プラントでは、炉心５とシュラウド８の間に、炉心５からの冷却材を濃縮して冷却材浄化系９へ供給する円筒状の容器から成る冷却材濃縮器１０が、炉心５を囲むように設置されている。この冷却材濃縮器１０は、その内側上方に、内部の蒸気をシュラウド８の内側に放出する蒸気放出管１２を周方向に複数箇所有し、その内側下方に、冷却材濃縮器１０内に冷却材を取り込む入口部１４を周方向に複数箇所有している。また、蒸気放出管１２が設置されている側とは反対側である冷却材濃縮器１０の外側上方には、冷却材濃縮器１０内の濃縮された冷却材を冷却材浄化系９に供給する冷却材取り出し部１３を備えている。

冷却材浄化系９に供給される冷却材は、冷却材濃縮器１０から採取され、シュラウド８と原子炉圧力容器７を通した配管１９を介して原子炉圧力容器７の外部に取り出され、冷却材浄化系９に供給される。

実施例１における冷却材濃縮器１０付近の詳細を図３に示す。

該図に示す如く、実施例１での冷却材濃縮器１０は、炉心５の最外周燃料集合体１１とシュラウド８の間で、かつ、炉心支持板６の上に設置されている。

尚、実施例１では、冷却材濃縮器１０は、炉心支持板６の上に設置しているが、炉心支持板６の下まで貫通する構成としても効果は変わらない。

上述した実施例１の冷却材濃縮器１０内部における冷却材は、炉心５から漏洩した中性子線やガンマ線などの放射線を吸収し、その一部が沸騰する。沸騰により生成した蒸気は、冷却材濃縮器１０上部の蒸気放出管１２からシュラウド８の内側に放出される。非揮発性の不純物は液体の冷却材中に残るため、冷却材濃縮器１０内では、非揮発性の不純物が蓄積し濃縮されることになる。この不純物が濃縮された液体の冷却材を冷却材濃縮器１０から取り出し、冷却材浄化系（図３中には図示せず）に供給すれば、少ない冷却材流量で、同量の不純物を冷却材浄化系に供給することができる。

また、冷却材濃縮器１０内で効率良く冷却材を濃縮するには、蒸気放出管１２から不純物が混入した液体の冷却材が流出することを避ける必要がある。通常、冷却材濃縮器１０内の水位は、蒸気放出管１２先端の出口部分の高さ付近に形成されるが、蒸気放出管１２は、逆Ｌ字型に形成されて冷却材濃縮器１０に接続され、その蒸気放出管１２先端の出口部分を、蒸気放出管１２の入り口部分（冷却材濃縮器１０との接続部分）より下方に位置させることで、液体の冷却材が流出しづらい構造にしている。

また、炉心５から漏洩する放射線を効率良く吸収するには、冷却材濃縮器１０内の水位が、炉心５の発熱部上端よりも高い方が望ましい。そのため、蒸気放出管１２先端の出口部分の高さは、炉心５の発熱部上端位置である燃料棒上端（図３のＡ部分）位置より高い方が良い。

更に、冷却材濃縮器１０内の冷却材は、不純物が多い上部に行くほど濃縮されるため、冷却材浄化系９に供給する冷却材を抽出する冷却材取り出し部１３は、炉心５の中心高さ（図２のＢ部分）より上方に設置することが望ましい。

一方、蒸気放出管１２から放出される蒸気と、冷却材浄化系９に供給するために抽出した冷却材を補うため、冷却材濃縮器１０の下部には、該冷却材濃縮器１０内に冷却材を取り込む入口部１４が設置されている。この入口部１４は、入口部１４から冷却材濃縮器１０内に取り込んだ濃縮される前の冷却材が、冷却材取り出し部１３から冷却材浄化系９に供給されるのを避けるため、炉心５の中心高さ（図２のＢ部分）より下方に設置し、冷却材取り出し部１３と適切な距離を取る配置が望ましい。

尚、実施例１では、入口部１４を炉心支持板６の上部の冷却材濃縮器１０の側面に設置しているが、入口部１４は、炉心支持板６の下部又は冷却材濃縮器１０の下面に設置しても良い。また、図３では、冷却材取り出し部１３から水平に配管を、シュラウド８及び原子炉圧力容器７を通って原子炉圧力容器７の外部まで伸ばしているが、シュラウド８と原子炉圧力容器７の貫通部の高さは違っていても良い。

冷却材浄化系９に供給する冷却材は、上述したように冷却する必要があるため、熱ロスが発生するが、実施例１を用いて冷却材浄化系９に供給する冷却材量を削減すれば、熱ロスを小さくでき、プラント全体の熱効率が向上する。また、冷却材濃縮器１０内で放射線を吸収するため、シュラウド８の放射線照射量が低減できる。更に、冷却材濃縮器１０では冷却材を沸騰させるため、流す冷却材流量は少なくなり（従来のプラントでは、冷却材の沸騰を避けるために比較的大きな流量が必要）、炉心５とシュラウド８の間を流す冷却材流量が減少した分だけ、炉心５内を流れる冷却材流量を増加できる。

これにより、炉心５に流す冷却材流量を一定とする場合には、冷却材を駆動するポンプ動力を削減可能であるし、ポンプ動力を一定とする場合には、炉心５を流れる冷却材流量増加に対応する分だけ、炉心５の発熱量を高めた設計が可能となる。

このような実施例１によれば、冷却材浄化系の熱ロスを低減することで沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が向上し、更に、シュラウドの放射線照射量を低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減することで、ポンプ動力を削減又は原子炉出力を向上できる。

次に、本発明の原子力プラントに実施例２について図４を用いて説明する。実施例２におけるプラントの設備構成は、実施例１で説明した沸騰水型原子力発電プラントと同じである。

図４に示す実施例２では、冷却材濃縮器１０内が仕切り板１５で、内層１６と外層１７に分割され、この分割された内層１６と外層１７を、冷却材濃縮器１０の下方で連通させ、かつ、冷却材濃縮器１０に冷却材濃縮器１０内に冷却材を取り込む入口部１４を、分割された内層１６の上方に設置している。

このような実施例２の構成とすることによっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、炉心５と冷却材濃縮器１０の間を流れる冷却材は、放射線を吸収して加熱されるため、実施例２の構成とすることで、冷却材濃縮器１０に上方部の温度が高い冷却材を入口部１４から取り込むことができ、冷却材濃縮器１０内で発生する蒸気量を増加できるため、実施例１よりも効率よく不純物を濃縮することができる。尚、内層１６での冷却材の沸騰を避けるため、外層１７よりも内層１６の体積は小さい方が良い。

本発明の原子力プラントに実施例３について図５を用いて説明する。実施例３におけるプラントの設備構成は、実施例１で説明した沸騰水型原子力発電プラントと同じである。

図５に示す実施例３では、冷却材濃縮器１０の外側の構造壁１８をシュラウド８の壁の一部と兼用させたものである。他の構成は、図３に示した実施例１と同様である。

このような実施例３の構成とすることによっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、実施例３では、シュラウド８の一部を、冷却材濃縮器１０の外側の構造壁１８として兼用したことにより、設備構成を簡略化できる利点がある。

本発明の原子力プラントに実施例４について図６を用いて説明する。実施例４におけるプラントの設備構成は、実施例１で説明した沸騰水型原子力発電プラントと同じである。

図６に示す実施例４では、原子炉圧力容器７とシュラウド８間を結ぶ冷却材浄化系９に冷却水を供給する配管１９上に、伝熱促進用のフィン２０を設置したものである。他の構成は、図３に示した実施例１と同様である。

このような実施例４の構成とすることによっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、原子炉圧力容器７とシュラウド８の間を流れる冷却材の温度は、冷却材濃縮器１０内から取り出される冷却材の温度（飽和温度）よりも低いが、原子炉圧力容器７とシュラウド８の間を流れ冷却材浄化系９に供給する冷却材の熱の一部を、伝熱促進用のフィン２０により回収させることで、冷却材浄化系９に供給する冷却材を原子炉圧力容器７の外部で冷却するときの熱ロスをさらに低減できる。

また、原子炉圧力容器７とシュラウド８の間を流れる冷却材に、冷却材浄化系９に供給する冷却材の熱を効率良く回収させるには、シュラウド８から原子炉圧力容器７までの配管の引き回しの長さが長いほど良いため、シュラウド８と原子炉圧力容器７の貫通部の高さを変える、または周方向位置を変えると効果的である。

本発明は、沸騰水型原子力発電プラント等の原子力発電プラントに適用することができる。

２…原子炉、３…主蒸気配管、４…給水配管、５…炉心、６…炉心支持板、７…原子炉圧力容器、８…シュラウド、９…冷却材浄化系、１０…冷却材濃縮器、１１…最外周燃料集合体、１２…蒸気放出管、１３…冷却材取り出し部、１４…入口部、１５…仕切り板、１６…内層、１７…外層、１８…冷却材濃縮器外側の壁構造、１９…冷却材浄化系に冷却水を供給する配管、２０…伝熱促進用フィン、２１…制御棒、２２…セパレータ、２３…ドライヤ、２４…冷却材浄化系ポンプ、２５…浄化装置。

Claims (11)

1. 原子炉と、該原子炉の熱源となる複数の燃料集合体から構成される炉心と、該炉心を格納する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部で発生した蒸気が供給される主蒸気管と、前記原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部に冷却材を供給する給水配管と、前記原子炉圧力容器と前記炉心の間に設置されたシュラウドと、前記原子炉から一部の冷却材を取り出し、該冷却材中の不純物を除去した後に該冷却材を前記原子炉に戻す冷却材浄化系とを備えた原子力発電プラントにおいて、
   前記炉心と前記シュラウドの間に、前記冷却材中の不純物を濃縮する冷却材濃縮器を設置したことを特徴とする原子力発電プラント。
2. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記冷却材濃縮器は、前記炉心の最外周燃料集合体とシュラウドの間で、かつ、炉心支持板の上に設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。
3. 請求項１又は２に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記冷却材濃縮器は、内部の蒸気をシュラウドの内側に放出する蒸気放出管、内部に冷却材を取り込む入口部、及び内部の濃縮された冷却材を前記冷却材浄化系に供給する冷却材取り出し部を備えていることを特徴とする原子力発電プラント。
4. 請求項３に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記蒸気放出管は前記冷却材濃縮管の内側上方に、前記入口部は前記冷却材濃縮管の内側下方にそれぞれ設置され、かつ、前記冷却材取り出し部は前記冷却材濃縮管の外側上方に設けられ、該冷却材取り出し部に接続された配管は、前記シュラウド及び前記原子炉圧力容器を通って、前記冷却材浄化系に接続されていることを特徴とする原子力発電プラント。
5. 請求項３又は４に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記蒸気放出管は逆Ｌ字型に形成されて前記冷却材濃縮器に接続され、該蒸気放出管先端の出口部分が、該蒸気排出管の入り口部分より下方に位置していることを特徴とする原子力発電プラント。
6. 請求項５に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記蒸気放出管先端の出口部分の高さが、前記炉心の燃料棒上端位置より高いことを特徴とする原子力発電プラント。
7. 請求項３乃至６のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記冷却材濃縮器内部から前記冷却材を取り出す前記冷却材取り出し部は、前記炉心の中心位置より上方に位置していることを特徴とする原子力発電プラント。
8. 請求項３乃至７のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記冷却材濃縮器の内部に冷却材を取り込む入口部は、前記炉心の中心位置より下方に位置していることを特徴とする原子力発電プラント。
9. 請求項３に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記冷却材濃縮器は、その内部が仕切り板により内層と外層に分割されると共に、この分割された内層と外層を、前記冷却材濃縮器の下方で連通させ、かつ、前記冷却材濃縮器内に冷却材を取り込む入口部を、分割された前記内層の上方に設置していることを特徴とする原子力発電プラント。
10. 請求項１乃至８のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記冷却材濃縮器外側の構造壁は、前記シュラウド壁の一部を兼用していることを特徴とする原子力発電プラント。
11. 請求項１乃至８のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記原子炉圧力容器と前記シュラウド間を結ぶ前記冷却材浄化系に冷却材を供給する配管に、前記冷却材浄化系に供給する冷却材の熱の一部を回収する伝熱促進フィンが設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。

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