JP2013047633A - 沸騰水型原子炉及びその核反応制御装置 - Google Patents

Abstract

【課題】沸騰水型原子炉の設計及び製造上の不具合の影響を低減し、かつ炉底部への溶接の高精度の管理を不要した沸騰水型原子炉の核反応制御装置を提供する。
【解決手段】実施形態によれば、炉心支持板５及び上部格子板６のそれぞれの中性子吸収材を含む流体の流路に連結され、中性子吸収材を含む流体が流れる十字形状の中性子吸収材チャンネル１１と、炉心支持板５の中性子吸収材を含む流体の流路に一端が接続されるとともに、他端が上部格子板６の中性子吸収材を含む流体の流路に接続された中性子吸収材循環用配管１０と、中性子吸収材循環用配管１０の中性子吸収材を含む流体を上部格子板６、中性子吸収材チャンネル１１及び炉心支持板５に循環させる中性子吸収材ポンプ８と、循環する中性子吸収材を含む流体の濃度を制御する中性子吸収材濃度制御装置１５と、を備える。
【選択図】図１

Description

本発明の実施形態は、沸騰水型原子炉及びその核分裂反応を制御する核反応制御装置に関する。

一般に、沸騰水型原子炉は、核分裂反応を制御するため、２種類の方法を併用している。そのうちの第１の制御方法は、中性子吸収材を内包する制御棒の上下方向位置を制御することにより、炉心の中性子束分布を制御する。第２の制御方法は、燃料集合体内を流れる冷却材の流速を制御することにより、ボイド反応度を制御する。

このうち上記第１の制御方法を満足するため、従来の改良型沸騰水型原子炉は、次のような構造を備えている。すなわち、図７に示すように燃料集合体４は、炉心支持板５と上部格子板６とで区切られた炉心９の領域内に多数設置されている。これらの燃料集合体４の間には、制御棒１が上下方向に移動可能に設けられている。そして、炉心支持板５の下方には、制御棒１の上下位置を制御する制御棒駆動機構２が設けられている。この制御棒駆動機構２は、原子炉圧力容器７の炉底部を貫通している制御棒駆動機構ハウジング３内に収納されている。

ところで、特許文献１に記載された技術は、沸騰水型原子炉においてスクラム不能過渡事象が発生した時に、重力落下式の非常用炉心冷却系による注水が行われた場合、重力落下式の非常用炉心冷却系の注水開始以前にほう酸水の注入が完了しても、重力落下式注水プール内にほう酸水溶液が保有されているようにしたものである。

特開２００８−２４９３４８号公報

しかしながら、図７に示す改良型沸騰水型原子炉では、原子炉１基あたり制御棒１が２０５本設けられ、制御棒駆動機構２も２０５体設けられている。この制御棒駆動機構２は、１体あたり約１００ｋｇの制御棒の上下方向における位置を高精度で満足させるべく、沸騰水型原子炉として高い品質が要求されるため、設計及び製造上の不具合の影響が大きく、またコスト高の要因にもなっている。

また、制御棒駆動機構ハウジング３も２０５本設けられ、これら制御棒駆動機構ハウジング３の全てが原子炉圧力容器７の炉底部を貫通している。この制御棒駆動機構ハウジング３の設計製造及び炉底部への溶接の管理も高精度の管理が要求され、さらに当該溶接作業は、発電所が建設される現地で実施されるため、工期短縮を妨げるという要因になっている。

本発明の実施形態が解決しようとする課題は、原子炉の設計及び製造上の不具合の影響を低減するとともに、炉底部への溶接の高精度の管理を不要とした沸騰水型原子炉及びその核反応制御装置を提供することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明の実施形態に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置は、炉心の下部及び上部にそれぞれ設置され、かつ中性子吸収材を含む流体の流路がそれぞれ形成された炉心支持板及び上部格子板を有する沸騰水型原子炉の核反応制御装置であって、前記炉心内の燃料集合体間に挿入され、前記炉心支持板及び前記上部格子板のそれぞれの中性子吸収材を含む流体の流路に連結され、中性子吸収材を含む流体が流れる十字形状の中性子吸収材チャンネルと、前記炉心支持板の中性子吸収材を含む流体の流路に一端が接続されるとともに、他端が前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路に接続された中性子吸収材循環用配管と、前記中性子吸収材循環用配管の中性子吸収材を含む流体を前記上部格子板、前記中性子吸収材チャンネル及び前記炉心支持板に循環させる中性子吸収材ポンプと、前記循環する中性子吸収材を含む流体の濃度を制御する中性子吸収材濃度制御装置と、を備えることを特徴とする。

また、本発明の実施形態に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置は、炉心の下部及び上部にそれぞれ設置され、かつ中性子吸収材を含む流体の流路がそれぞれ形成された炉心支持板及び上部格子板を有する沸騰水型原子炉の核反応制御装置であって、前記炉心内の燃料集合体間に挿入され、前記炉心支持板及び前記上部格子板のそれぞれの中性子吸収材を含む流体の流路に連結され、水平方向に多数並列して中性子吸収材を含む流体が流れる中性子吸収配管と、前記炉心支持板の中性子吸収材を含む流体の流路に一端が接続されるとともに、他端が前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路に接続された中性子吸収材循環用配管と、前記中性子吸収材循環用配管の中性子吸収材を含む流体を前記上部格子板、前記中性子吸収配管及び前記炉心支持板に循環させる中性子吸収材ポンプと、前記循環する中性子吸収材を含む流体の濃度を制御する中性子吸収材濃度制御装置と、を備えることを特徴とする。

本発明の実施形態に係る沸騰水型原子炉は、炉心と、前記炉心の下部及び上部にそれぞれ設置され、かつ中性子吸収材を含む流体の流路がそれぞれ形成された炉心支持板及び上部格子板と、前記炉心、前記炉心支持板及び前記上部格子板を収容する原子炉圧力容器と、前記炉心内の燃料集合体間に挿入され、前記炉心支持板及び前記上部格子板のそれぞれの中性子吸収材を含む流体の流路に連結され、中性子吸収材を含む流体が流れる十字形状の中性子吸収材チャンネルと、前記原子炉圧力容器外に設置され、前記炉心支持板の中性子吸収材を含む流体の流路に一端が接続されるとともに、他端が前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路に接続された中性子吸収材循環用配管と、前記原子炉圧力容器外に設置され、前記中性子吸収材循環用配管の中性子吸収材を含む流体を前記上部格子板、前記中性子吸収材チャンネル及び前記炉心支持板に循環させる中性子吸収材ポンプと、前記原子炉圧力容器外に設置され、前記循環する中性子吸収材を含む流体の濃度を制御する中性子吸収材濃度制御装置と、を備えることを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、沸騰水型原子炉の設計及び製造上の不具合の影響をなくすとともに、炉底部への溶接の高精度の管理が不要となる。

本発明に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置の第１実施形態を示す立断面構成図である。 図１の沸騰水型原子炉の炉心を示す平断面構成図である。 本発明に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置の第２実施形態における炉心を示す平断面構成図である。 図３のＩＶ−ＩＶ線による立断面構成図である。 本発明に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置の第３実施形態における炉心を示す平断面構成図である。 図５のＶＩ−ＶＩ線による立断面構成図である。 従来の沸騰水型原子炉を示す立断面構成図である。

以下に、本発明に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置の各実施形態について、図面を参照して説明する。

（第１実施形態）
図１は本発明に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置の第１実施形態を示す立断面構成図である。図２は図１の沸騰水型原子炉の炉心を示す平断面構成図である。なお、以下の各実施形態では、従来の構成と同一の部分に同一の符号を付して説明する。

本実施形態の核反応制御装置は、中性子吸収材である炭化ほう素粉末を内包している制御棒に代えて、中性子吸収材を含む流体としてほう酸水で核反応を制御している。

これは、加圧水型原子炉で一般に行われている制御方法であるが、加圧水型原子炉の場合、一次系冷却水は蒸発することがないため、一次系冷却水全体をほう酸水とすることができる。これに対し、本実施形態のように沸騰水型原子炉は、炉内で冷却水が蒸発するため、冷却水全体をほう酸水とすると、ほう素が析出してしまうことになる。以上の理由から、本実施形態では、燃料集合体から熱を奪って蒸発する冷却材と、核反応を制御するほう酸水を別系統としている。

以下、本実施形態の具体的な構成について説明する。

図１に示すように、改良型沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器７内に炉心９が設けられている。炉心９の下部及び上部には、それぞれ炉心支持板５及び上部格子板６が設置されている。これら炉心支持板５及び上部格子板６の間には、多数の燃料集合体４が設置されている。

炉心９内において４体の燃料集合体４のチャンネルボックス４ａ間には、中性子吸収材チャンネルとしてのほう酸水チャンネル１１が挿入される。このほう酸水チャンネル１１は、図２に示すように沸騰水型原子炉で一般に用いられている制御棒と同様に平断面十字状に形成されている。ほう酸水チャンネル１１の長手方向は、上部格子板６から炉心支持板５まで炉心９を貫いている。ほう酸水チャンネル１１の内部は、ほう酸水が流れる。

上部格子板６には、図２に示すようにほう酸水を格子状に流すための中性子吸収材を含む流体の流路としてのほう酸水流路１３が設けられている。このほう酸水流路１３は、ほう酸水チャンネル１１の上端に連結されている。また、炉心支持板５には、図１に示すように上部格子板６と同様に、ほう酸水を流す中性子吸収材を含む流体の流路としてのほう酸水流路１２が設けられている。このほう酸水流路１２は、ほう酸水チャンネル１１の下端に連結されている。上部格子板６のほう酸水流路１３及び炉心支持板５のほう酸水流路１２は、それぞれ水平方向に穴加工することで形成されている。

図１に示すように、上部格子板６のほう酸水流路１３は、中性子吸収材循環用配管である複数のほう酸水配管１０の各一端が接続されている。炉心支持板５のほう酸水流路１２は、複数のほう酸水配管１０の各他端が接続されている。なお、本実施形態では、ほう酸水配管１０を２系統設けた例を示している。これらのほう酸水配管１０の系統は、互いに同一であるので、以下の説明では、一方のほう酸水配管１０の系統について説明する。

ほう酸水配管１０には、中性子吸収材ポンプとしてのほう酸水ポンプ８が設けられている。このほう酸水ポンプ８を駆動することにより、ほう酸水配管１０内のほう酸水が加圧され、上部格子板６のほう酸水流路１３、ほう酸水チャンネル１１を経て炉心支持板５のほう酸水流路１２の順に循環する。

ほう酸水配管１０には、ほう酸水タンク１４が配管を通して接続されている。このほう酸水タンク１４からほう酸水配管１０にほう酸水が供給される。ほう酸水タンク１４には、中性子吸収材濃度制御装置としてのほう酸水濃度制御装置１５が取り付けられている。

このほう酸水濃度制御装置１５は、例えばほう酸水タンク１４内の水量に対する中性子吸収材であるほう酸の量を調整することにより、ほう酸水の濃度を制御している。したがって、ほう酸水タンク１４内のほう酸水の濃度を制御することにより、ほう酸水配管１０に流れるほう酸水の濃度を制御することが可能となる。

なお、本実施形態では、ほう酸水タンク１４内のほう酸水の濃度を制御することで、ほう酸水配管１０に流れるほう酸水の濃度を制御するようにしたが、ほう酸水配管１０にほう酸水濃度制御装置１５を直接接続し、ほう酸水配管１０内の水量に対するほう酸の量を調整するようにしてもよい。また、ほう酸水濃度制御装置１５は、ほう酸水配管１０においてほう酸水ポンプ８の前後に設けるようにしてもよい。

次に、本実施形態の作用を説明する。

図１に示すように、核反応を制御するためのほう酸水は、ほう酸水配管１０に設けられたほう酸水ポンプ８で加圧される。この加圧されたほう酸水は、原子炉圧力容器７を通って上部格子板６のほう酸水流路１３に達する。このほう酸水は、炉心９に設置されたほう酸水チャンネル１１へと流れ込む。

次いで、ほう酸水チャンネル１１へと流れ込んだほう酸水は、炉心支持板５のほう酸水流路１２を通って、炉外へ排出された後、ほう酸水配管１０のほう酸水ポンプ８で再度加圧される、という一連の閉ループを構築する。

ここで、ほう酸水濃度制御装置１５は、炉内のほう酸水チャンネル１１における中性子吸収材の存在密度を制御するようにしている。

なお、上記閉ループは、１系統又は２系統である必要はなく、炉内の核的性質を制御するのに必要であれば、原子炉圧力容器７の全周に渡ってそれ以上の複数の系統に設置することができる。このように構成すれば、それぞれの閉ループの系統が炉内のどの位置に接続されているかによって、ほう酸水チャンネル１１内のほう酸水の濃度を変えることができるため、炉内の核反応を正確かつ細やかに制御することができる。

すなわち、本実施形態では、核反応を制御するための中性子吸収材がほう酸水であり、そのほう酸水はほう酸水ポンプ８で加圧され、炉外から上部格子板６を通った後、ほう酸水チャンネル１１内を経て炉心支持板５を通って、再度炉外へ出ていく閉ループを形成する。そして、ほう酸水濃度制御装置１５によって、炉内に存在するほう酸水の存在密度を制御するようにしている。

このように本実施形態によれば、従来のように制御棒駆動機構２の必要ない核反応制御装置であるため、沸騰水型原子炉の設計及び製造上の不具合の影響を低減することができる。また、制御棒駆動機構ハウジング３を設ける必要のない沸騰水型原子炉であるため、原子炉圧力容器７の炉底部への溶接の高精度の管理を不要にすることができる。加えて、通常は、制御棒１が全引き抜きされたときに鞘の役割を果たす炉心支持板５の下部の領域が必要なくなるため、原子炉圧力容器７を小さくすることができ、原子炉圧力容器７の物量を減らすことができる。

（第２実施形態）
図３は本発明に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置の第２実施形態における炉心を示す平断面構成図である。図４は図３のＩＶ−ＩＶ線による立断面構成図である。

前記第１実施形態の場合、ほう酸水チャンネル１１は、十字形状に形成され、その長手方向は、上部格子板６から炉心支持板５まで達し炉心９を貫いている。そして、ほう酸水チャンネル１１は、ほう酸水を内包するため、薄い板厚のステンレス鋼板である必要がある。

しかしながら、ほう酸水チャンネル１１は、上記のように複雑な形状であるため、冷却材である炉水の外圧に晒されることを考慮すると、高い構造上の強度が要求される。外圧を受ける場合は、断面が円形である方が構造強度上優位であるため、本実施形態では、図３に示すようにほう酸水チャンネルを円管からなる多数の中性子吸収配管１６に置き換えている。これらの中性子吸収配管１６は、全体として平面視十字形状に形成されている。

これらの中性子吸収配管１６は、図４に示すように上部格子板６の内部に形成されたほう酸水流路１３とそれぞれの一端が接続され、水平方向に多数並列して炉心９を貫き、それぞれの他端が炉心支持板５に形成されたほう酸水流路１２と接続されている。

このように本実施形態によれば、多数の中性子吸収配管１６を水平方向に並列して配置したことにより、複雑な形状を有するほう酸水チャンネル１１を削除することができ、前記第１実施形態と比べて強度上優位な構造となる。

（第３実施形態）
図５は本発明に係る沸騰水型原子炉の核反応制御装置の第３実施形態における炉心を示す平断面構成図である。図６は図５のＶＩ−ＶＩ線による立断面構成図である。

前記第２実施形態では、構造強度上の優位性は増したものの、薄肉円管である中性子吸収配管１６がほう酸水と炉水との境界に位置し、その長手方向は、炉心全長約４０００ｍｍであるため、曲げモーメントに対して構造強度上安全であるとはいえない。

そのため、本実施形態では、図５に示すように炉水チャンネル１７の内部に多数の円管状の中性子吸収配管１６が配列して収納されている。この中性子吸収配管１６は、上部格子板６の内部に形成されたほう酸水流路１３と、炉心支持板５の内部に形成されたほう酸水流路１２とにそれぞれ接続されている。

炉水チャンネル１７は、ほう酸水チャンネル１１と同様に十字形状に形成され、同じ大きさに形成されている。また、炉水チャンネル１７は、４体の燃料集合体４のチャンネルボックス４ａ間に設置されている。

炉水チャンネル１７の内部には、燃料集合体４と同様に炉水が流れる。炉水チャンネル１７は、ほう酸水チャンネル１１と同様に十字形状を維持し、かつ各荷重条件に対して充分な裕度を確保するために必要な梁（図示せず）で補強されている。このようにして炉水チャンネル１７は、構造強度が高められ、その内部に中性子吸収配管１６が収納されている。

このように本実施形態によれば、炉水チャンネル１７の内部に中性子吸収配管１６を配列して収納したことにより、前記第２実施形態に比べて構造強度上の安全性を向上させることができる。

（第４実施形態）
前記第１〜第３実施形態では、中性子吸収材は、全てほう酸水である。本実施形態は、ほう酸水に炭化ほう素の粉末を噴流に乗じて閉ループ内を循環させることにより、前記第１〜第３実施形態と同様の効果を得ている。

なお、本実施形態では、ほう酸水に含有する材料が炭化ほう素の粉末だけでなく、これ以外に中性子吸収断面積の大きい、例えばハフニウムなどの固体を含有するようにしてもよい。

このように本実施形態によれば、炭化ほう素の粉末を添加するか、あるいは回収することにより、ほう酸水の濃度を精密に制御可能であるため、中性子吸収材を含む流体の中性子吸収材濃度制御装置の構造を簡素化するとともに、設備も小さくすることができる。

（第５実施形態）
現在の沸騰水型原子炉には、過酷事象時に炉内にほう酸水を注入し、核反応を停止させるため、ほう酸水注入系が装備されている。

ところで、本実施形態では、前記第１実施形態で説明した沸騰水型原子炉を適用した場合、過酷事象時に上部格子板６のほう酸水流路１３とほう酸水チャンネル１１を接続している箇所を破断させるような構造とする。

本実施形態は、例えば上部格子板６のほう酸水流路１３とほう酸水チャンネル１１を接続している箇所に切替部材としての切替弁を設置し、この切替弁が過酷事象時に経路を切替えてほう酸水が上部格子板６から炉心９に直接流れるようにすればよい。

このように本実施形態によれば、過酷事象時に上部格子板６のほう酸水流路１３とほう酸水チャンネル１１を接続している箇所を破断させる上記切替弁を設置したことにより、ほう酸水注入系を排除することができ、沸騰水型原子炉の構造を簡素化することができる。

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これらの実施形態やその変形例は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。

例えば、上記各実施形態では、中性子吸収材を含む流体としてほう酸水、炭化ほう素を含有するほう酸水、又はハフニウムを含有するほう酸水を用いた例について説明したが、流体としては、ほう酸水に限らず、他の流体であってもよい。

１…制御棒、２…制御棒駆動機構、３…制御棒駆動機構ハウジング、４…燃料集合体、４ａ…チャンネルボックス、５…炉心支持板、６…上部格子板、７…原子炉圧力容器、８…ほう酸水ポンプ（中性子吸収材ポンプ）、９…炉心、１０…ほう酸水配管（中性子吸収材循環用配管）、１１…ほう酸水チャンネル（中性子吸収材チャンネル）、１２…ほう酸水流路、１３…ほう酸水流路、１４…ほう酸水タンク、１５…ほう酸水濃度制御装置（中性子吸収材濃度制御装置）、１６…中性子吸収配管、１７…炉水チャンネル

Claims (6)

1. 炉心の下部及び上部にそれぞれ設置され、かつ中性子吸収材を含む流体の流路がそれぞれ形成された炉心支持板及び上部格子板を有する沸騰水型原子炉の核反応制御装置であって、
   前記炉心内の燃料集合体間に挿入され、前記炉心支持板及び前記上部格子板のそれぞれの中性子吸収材を含む流体の流路に連結され、中性子吸収材を含む流体が流れる十字形状の中性子吸収材チャンネルと、
   前記炉心支持板の中性子吸収材を含む流体の流路に一端が接続されるとともに、他端が前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路に接続された中性子吸収材循環用配管と、
   前記中性子吸収材循環用配管の中性子吸収材を含む流体を前記上部格子板、前記中性子吸収材チャンネル及び前記炉心支持板に循環させる中性子吸収材ポンプと、
   前記循環する中性子吸収材を含む流体の濃度を制御する中性子吸収材濃度制御装置と、
   を備えることを特徴とする沸騰水型原子炉の核反応制御装置。
2. 炉心の下部及び上部にそれぞれ設置され、かつ中性子吸収材を含む流体の流路がそれぞれ形成された炉心支持板及び上部格子板を有する沸騰水型原子炉の核反応制御装置であって、
   前記炉心内の燃料集合体間に挿入され、前記炉心支持板及び前記上部格子板のそれぞれの中性子吸収材を含む流体の流路に連結され、水平方向に多数並列して中性子吸収材を含む流体が流れる中性子吸収配管と、
   前記炉心支持板の中性子吸収材を含む流体の流路に一端が接続されるとともに、他端が前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路に接続された中性子吸収材循環用配管と、
   前記中性子吸収材循環用配管の中性子吸収材を含む流体を前記上部格子板、前記中性子吸収配管及び前記炉心支持板に循環させる中性子吸収材ポンプと、
   前記循環する中性子吸収材を含む流体の濃度を制御する中性子吸収材濃度制御装置と、
   を備えることを特徴とする沸騰水型原子炉の核反応制御装置。
3. 前記中性子吸収配管を多数配列し、これらを炉水チャンネルに収納し、この炉水チャンネルと前記中性子吸収配管との間に炉水を流すことを特徴とする請求項２に記載の沸騰水型原子炉の核反応制御装置。
4. 前記中性子吸収材を含む流体は、ほう酸水又は炭化ほう素の粉末を含有する流体である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の核反応制御装置。
5. 前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路と前記中性子吸収材チャンネルを接続している箇所に切替部材を設置し、この切替部材を過酷事象時に経路を切替えて前記中性子吸収材を含む流体が前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路から前記炉心に直接流れるようにしたことを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉の核反応制御装置。
6. 炉心と、
   前記炉心の下部及び上部にそれぞれ設置され、かつ中性子吸収材を含む流体の流路がそれぞれ形成された炉心支持板及び上部格子板と、
   前記炉心、前記炉心支持板及び前記上部格子板を収容する原子炉圧力容器と、
   前記炉心内の燃料集合体間に挿入され、前記炉心支持板及び前記上部格子板のそれぞれの中性子吸収材を含む流体の流路に連結され、中性子吸収材を含む流体が流れる十字形状の中性子吸収材チャンネルと、
   前記原子炉圧力容器外に設置され、前記炉心支持板の中性子吸収材を含む流体の流路に一端が接続されるとともに、他端が前記上部格子板の中性子吸収材を含む流体の流路に接続された中性子吸収材循環用配管と、
   前記原子炉圧力容器外に設置され、前記中性子吸収材循環用配管の中性子吸収材を含む流体を前記上部格子板、前記中性子吸収材チャンネル及び前記炉心支持板に循環させる中性子吸収材ポンプと、
   前記原子炉圧力容器外に設置され、前記循環する中性子吸収材を含む流体の濃度を制御する中性子吸収材濃度制御装置と、
   を備えることを特徴とする沸騰水型原子炉。

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