JP2016176719A

JP2016176719A - 正方形沸騰水型原子炉

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Publication number: JP2016176719A
Application number: JP2015055256A
Authority: JP
Inventors: 白川利久; Toshihisa Shirakawa
Original assignee: Individual
Current assignee: Individual
Priority date: 2015-03-18
Filing date: 2015-03-18
Publication date: 2016-10-06

Abstract

【課題】炉心入口冷却材が未飽和水である従来の沸騰水型原子炉を大きくは変えずに、核燃料集合体の装荷体数を減らす。
【解決手段】多数体の核燃料集合体３０からなる炉心の平面を正方形状に配置して正方形状炉心とする。正方形状炉心の炉心中心部の核燃料集合体３０を減速材集合体１０１で代替する。正方形状炉心の外周部に減速材集合体１０１を装荷し、外周部の減速材集合体１０１の外周部に中性子吸収体１０２を装荷した正方形炉心にする。
【選択図】図６

Description

本発明は、沸騰水型原子炉に関する。

かつて、日本の発電量の約3割は、原子力発電であった。原子力発電は、原子炉によって発生させた蒸気によって電気を発生させる。
原子炉は、制御された核分裂連鎖反応を持続することのできるように、核燃料物質や冷却材や中性子吸収物質をシュラウドで覆い、前記シュラウドの外周を圧力容器で覆った装置である。前記原子炉において、核燃料物質と冷却材と中性子吸収物質が存在し、核分裂が活発に行われる部分を炉心と呼んでいる。炉心で発生した水蒸気を蒸気タービンに送る形式の原子炉の一つに沸騰水型原子炉がある。
図１は従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内の概観図を示す（非特許文献１）。
タービンで仕事を終えた低温低圧の蒸気は水に変換される。当該水は高温高圧の未飽和水にされ、給水配管（１７）を通って圧力容器（１０）壁とシュラウド（１８）との間のシュラウド外冷却材空間（１６）の水に混じり込む。水はポンプモータ（２４）により回転する冷却材循環ポンプ（２５）で加速されてシュラウド（１８）の下端から矢印方向に炉心下部プレナム（８）に入る。
炉心下部プレナム（８）は、圧力容器（１０）の底部と炉心支持板（９）とで囲まれ高温高圧の未飽和水で満たされている。
炉心支持板（９）は、核燃料棒を束ねた核燃料集合体（３０）を支えている。
炉心下部プレナム（８）に入った未飽和水は核燃料集合体（３０）下端に入り、核燃料集合体（３０）の核燃料棒から熱を吸収して液体の水の一部が飽和蒸気になる。液体である飽和水と気体である飽和蒸気が共存して流れている二相流となって上部に流れる。二相流断面において飽和蒸気が占める割合をボイド率と呼んでいる。
核燃料集合体（３０）の上部から流出した飽和蒸気を非常に多く含有した点線矢印方向の二相流と漏洩冷却材通路（２０）からの矢印方向の飽和水とが混合領域（１９）で混合した二相流は気水分離器（１５）の中に入り旋回させられることにより、開き矢印方向に上昇する飽和蒸気と矢印方向に下に落ちる水に分離される。上昇した飽和蒸気は水分を若干含んでいるため蒸気乾燥器（１２）により、開き矢印方向に上昇する乾燥した飽和蒸気と矢印方向に下に落ちる飽和水に分離される。乾燥した飽和蒸気は蒸気ドーム（１１）から、圧力容器（１０）壁と蒸気乾燥器胴部（１３）の間を通って飽和蒸気配管（１４）からタービンへ出て行く。
原子炉出力の制御は、制御棒駆動装置（２３）により上下に動く十字形の制御棒（２２）により達成する。
図2は核燃料物質を内包する従来の核燃料集合体（３０）と従来の十字形の制御棒（２２）の概観斜視図である。核燃料集合体（３０）は、核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（３１）を多数本正方格子状（まれに三角格子状）に配列しそれ等の下部を燃料下部タイプレート（４０）に差込み、ジルコニウム合金製またはステンレス製の板を正方形の枠に成型したチャンネルボックス（３５）で前記核燃料棒（３１）の束を４面で覆っている。
核燃料集合体（３０）は燃料集合体支持金具（５０）によって支えられている。核燃料棒（３１）の間は主冷却材通路（３６）となっており熱を原子炉の外に取り出すための冷却水が、下から上に流れるに従い燃料棒から熱を吸収して蒸気になり、蒸気と液体とが混在した二相流となって流れている。
隣接する核燃料集合体（３０）の間の漏洩冷却材通路（２０）には飽和水が流れている。十字形の制御棒（２２）はチャンネルボックス（３５）の間を上下に動ける。十字形の制御棒（２２）は原子炉出力を制御するための中性子を吸収する性質の強い物質であるハフニウム薄板になっている。十字形の制御棒（２２）は、制御棒案内管（２６）に納められている制御棒駆動装置（２３）によって上下に動く。炉心下部プレナム（８）の未飽和水は、制御棒案内管（２６）に開けられている冷却材流入口（９９）から燃料集合体支持金具（５０）に入り、続いて、核燃料集合体（３０）下端に流入する。
燃料集合体支持金具（５０）は制御棒案内管（２６）及び炉心支持板（９）によって支持されている。
図中矢印は冷却材の主たる流れ方向を示す。
図3は従来の核燃料棒（３１）の概観図である。大気圧の約10倍程度のヘリウムを内封する直径約10mm長さ2m~4ｍの円筒形鞘であるジルコニウム合金製の被覆管（４１）と、この被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（４２）及び下部端栓（４３）と、被覆管（４１）内に装填される多数個の核燃料ペレット（４４）と、スプリング（４５）とから構成されている。直径約8mm長さ約10mmの核燃料ペレット（４４）はMOXと呼ばれるウラン（ウラニウムとも呼ぶ）とプルトニウムの混合酸化物を焼結してなる。
かつて、高温耐食性に優れたステンレス製の被覆管（４１）があったが、中性子速度が低速の熱中性子をほとんど吸収しないジルコニウムを主体とした合金が開発されたため作られなくなった。近年では、色々な分野で多種多様なステンレスが開発されているから、今後、ステンレス製の被覆管（４１）は有望である。
図４は、沸騰水型原子炉における、従来の核燃料集合体（３０）と十字形の制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図である。
核燃料集合体（３０）は、円柱形状のジルコニウム合金製の管である被覆管（４１）の中に核燃料物質を内封している核燃料棒（３１）を多数本正方格子状に配列し、ジルコニウム合金製またはステンレス製の板を正方形の枠に成型したチャンネルボックス（３５）で前記核燃料棒（３１）の束を４面で覆っている。
核燃料集合体（３０）は正方格子状に配列してなる十字形の制御棒（２２）に隣接させて装荷される。
チャンネルボックス（３５）枠の中に、核燃料棒（３１）は多数本正方格子状に配列されている。
核燃料棒（３１）の間は主冷却材通路（３６）となっており、二相流が流れている。核燃料棒（３１）から発生した熱は二相流に伝達される。核燃料集合体（３０）下端から入った未飽和水は飽和水となり、飽和水の1部が蒸気となって二相流となり、核燃料集合体（３０）上端に向かって流れ出る。
隣接する核燃料集合体（３０）の間の漏洩冷却材通路（２０）には、未飽和水が下部から流入し飽和水となって上に流れている。十字形の制御棒（２２）は漏洩冷却材通路（２０）の中を上下に動ける。
図５は、従来の沸騰水型原子炉の炉心平面を示した図である（非特許文献2）。
ステンレス製の円筒形をしたシュラウド（１８）で囲まれている炉心は核燃料を内蔵せる核燃料集合体（３０）と中性子吸収体を内蔵する十字形の制御棒（２２）とからなる。隣接する核燃料集合体（３０）の間は漏洩冷却材通路（２０）となっていて飽和水が流れている。
シュラウド（１８）の外は圧力容器（１０）で覆われている。圧力容器（１０）とシュラウド（１８）の間のシュラウド外冷却材空間（１６）は未飽和水となっている。
原子炉が停止している場合は十字形の制御棒（２２）群全部が炉心に挿入されている。原子炉が運転している場合は十字形の制御棒（２２）群の大半が炉心から炉心の下に引き抜かれ、炉心には中心部にある数本の十字形の制御棒（２２）が挿入されている。一般に、十字形の制御棒（２２）が中心部に挿入されているにも関わらず、中性子は炉心から外に漏洩するため炉心の外周部の中性子は少ないから、炉心外周部の核燃料集合体（３０）出力は低い。
：コロナ社、著者都甲「原子動力」117、120頁。：電力新報社、1969年、資源エネルギー庁「原子力発電便覧」

炉心周辺部の出力は、中性子の漏洩により低い。一方、炉心中心部の出力は、中性子の漏洩が殆どないため高い。
炉心中心部に装荷される核燃料集合体（特に４体）の出力により原子炉の炉心性能（例えば、燃料棒最高温度）は制限されるから、全原子炉からの全出力は、炉心中心部に装荷される体数が少ない核燃料集合体により制限される。
一方、炉心周辺部に装荷される核燃料集合体は燃焼が低い（燃焼度が低い）にも関わらず体数が多い。燃焼度が低い使用済核燃料集合体が数多く取り出され、使用済燃料貯蔵庫を無駄に占拠してしまう。
取り出される使用済核燃料集合体の体数を少なくしたい。
従来の炉心は、中性子漏洩を少なくするために、核燃料集合体配置を円形に近づけようとしていた。この場合、最外周の核燃料集合体の内、その多くの核燃料集合体の境界は1面であるが、中には境界として2面を持つものが少なくない。中性子漏洩が多くなる。したがって、装荷する核燃料集合体の数の割には炉心全体から得られる出力はそれほど大きくはない。

手段1を以下に示す。
多数本の正方格子状に配列した十字形の制御棒（２２）に隣接させて核燃料集合体（３０）を正方格子状に配列してなる沸騰水型原子炉の炉心において、
多数体の核燃料集合体（３０）からなる炉心の平面を正方形状に配置して正方形状炉心とする。
上記正方形状炉心の炉心中心部の核燃料集合体（３０）を減速材集合体（１０１）で代替する。
減速材集合体（１０１）は、チャンネルボックス（３５）の中に多数本の水棒（５１）を正方格子状に配列してなる。
水棒（５１）は、冷却水が貫通するジルコニウム合金製管（１５０）である。当該管の上端には冷却水流出口（１５１）が下端横には冷却水流入口（１５２）がある。水棒（５１）の浮き上がり防止のためには、当該管の下方に重りをつけると確実性が増す。
上記正方形状炉心の外周部に上記減速材集合体（１０１）を装荷し、前記外周部の減速材集合体（１０１）の外周部に中性子吸収体（１０２）を装荷する。
中性子吸収体（１０２）は、ハフニウムの板を長方形の枠に成型したハフニウムボックス（１３５）てある。
上記の様にすることにより、炉心出力分布を平坦化することにより核燃料集合体（３０）装荷体数を削減したることを特徴とする正方形炉心。
水棒（５１）は、中空の管下端に設けた穴から未飽和の冷却水を導入して、前記管の上端に設けた穴から飽和に近いか若干気泡を含む冷却水を放出する。受熱が少ないから、下端からの冷却水は気泡になり難い。したがって、中性子の減速効果が大きい。
なお、水棒（５１）の中に固体のポリイミド（水素と炭素を成分に持つ。水素を重水素と置換すると中性子吸収が少ない減速材となる）や沸点が高い有機減速材（例えば、沸点325℃のポリフェニール）を密封充填すれば、水流動の考慮をしなくて済む。
中性子吸収体（１０２）は、ハフニウムや焼結した炭化ホウ素（B4C）からなる。ハフニウムや焼結した炭化ホウ素（B4C）は、中性子吸収作用が大きいと共に、非常に高温になっても形状を保っていられる。なお、中性子吸収体（１０２）は、チャンネルボックス（３５）の内側にハフニウムや焼結炭化ホウ素を貼ってもよい。
なお、中性子吸収体（１０２）は、チャンネルボックス（３５）内に多数枚のハフニウム製の板を配列してもよい。或は、ハフニウムや炭化ホウ素からなる細線や細粒を充填した多数本の円筒形の管を正方格子状に配列してもよい。

炉心核燃料集合体で発生した高速の高速中性子は炉心外周部に向かって漏洩する。当該高速中性子は減速材集合体（１０１）によって減速されて低速の熱中性子になる。当該熱中性子の半分は、炉心外周部の核燃料集合体の方に戻ってきて核分裂性物質と激しく反応して核分裂性物質を分裂させる。その結果、炉心外周部の核燃料集合体の出力が増大する。
炉心核燃料集合体の高速中性子割合を多くするためには、炉心部の中性子減速作用を抑制する必要がある。そのためには、減速作用が大きい冷却水をできるだけ沸騰させて気泡分を多くするのが良い。
万一、圧力容器（１０）の中が高温高圧になった場合、水棒（５１）の中を貫通する冷却水は気泡分が多くなるため、中性子減速作用が減少する。その結果、高速中性子は、中性子吸収体（１０２）にまで漏洩するが、ここで吸収される。
水棒（５１）の中にポリイミドを充填した場合は、中のポリイミドが落下するから、中性子は中性子吸収体（１０２）に到達し吸収される。その結果、出力が低下する。

従来の炉心中心部の核燃料集合体は減速材集合体（１０１）に代替されているため、炉心中心部に向かって高速の高速中性子が漏洩する。減速材集合体（１０１）に隣接した多数（２０体）の核燃料集合体の出力は、従来の炉心中心部に装荷されていた少数の（４体）核燃料集合体ほどは過度に高くはないが高くなる。
なお、炉心中心部の十字形の制御棒（２２）はそのまま設置されているため、核分裂性物質が十分にある燃焼初期には炉心に挿入し、原子炉を臨界に保つ。炉心核燃料集合体で発生した高速の高速中性子は炉心中心部の十字形の制御棒（２２）に向かって漏洩する。当該高速中性子は減速材集合体（１０１）によって減速されて低速の熱中性子になる。当該熱中性子は十字形の制御棒（２２）によって吸収される。
一方、燃焼後期には核分裂性物質が少なくなるから、炉心中心部の十字形の制御棒（２２）は炉心から引き抜かれる。減速材集合体（１０１）によって減速された低速の熱中性子は減速材集合体（１０１）に隣接した多数（２０体）の核燃料集合体に戻り、核分裂性物質を活発に核分裂させる。

手段２を以下に示す。
手段1における正方形炉心を覆う円形のシュラウドを角丸形の角丸シュラウド（１１８）とし、前記角丸シュラウド（１１８）の外側を角丸形の角丸圧力容器（１１０）で覆ったことを特徴とする正方形沸騰水型原子炉にする。
角丸シュラウド（１１８）は角丸圧力容器（１１０）の中にあるから、圧力の考慮は不必要である。したがって、圧力変動による形状変化は殆ど受けない。万一、圧力容器が破裂してもシュラウドは変形する程度で済む。
角丸シュラウド（１１８）なら円形方向に変化することにより破裂は免れるであろう。角丸シュラウド（１１８）内の正方形炉心の冷却材は、直ちに蒸発することはなく、短時間ではあるが核燃料棒（３１）から除熱をしながら外界に放出される。
角丸圧力容器（１１０）内の圧力が過度に高まっても、円形方向に変化することにより断面積が広くなるから体積が大きくなり内圧が緩和され破裂は免れるであろう。角丸圧力容器（１１０）の肉厚は、厚くしないで薄肉にした方が円形方向に変形し易くなる。

燃焼度が低い核燃料集合体の体数を減らすことができるため、使用済燃料の取出作業量・輸送量・貯蔵・保管・再処理に関わるコストが低減できる。
炉心形状が正方形であるため、出力分布や温度分布を計算、監視するのが容易になるから安全性が高まる。
現行原子炉の圧力容器は剛構造であるが、高層建築物のように柔構造もあり得る。角丸圧力容器なら、内圧上昇に対して円形に変化することで対応できる。角丸圧力容器を薄厚にすれば、製作精度をほどほどにしての製造が可能となるから、工期短縮とあいまって安い原子炉が製造できる。強いては、安全性が高い安価な原子力発電所になる。

装荷核燃料集合体の体数が少ない原子炉が提供できた。

図６は、本発明の正方形炉心を擁する沸騰水型原子炉の炉心平面を示した概観図である。
形状が十字形である十字形の制御棒（２２）を正方格子状に多数本配列させ、当該十字形の制御棒（２２）に隣接させて核燃料集合体（３０）を正方格子状に多数体配列している。
多数体の核燃料集合体（３０）からなる炉心の平面を正方形状に配置して正方形状炉心とする。
上記正方形状炉心の炉心中心部の核燃料集合体（３０）を減速材集合体（１０１）で代替する。
減速材集合体（１０１）は、チャンネルボックス（３５）の中に多数本の水棒（５１）を正方格子状に配列してなる。隣接する水棒（５１）の間を冷却水が流れている。
水棒（５１）は、冷却水が貫通するジルコニウム合金製管（１５０）である。当該管の上端には冷却水流出口（１５１）が下端横には冷却水流入口（１５２）がある。冷却水が冷却水流入口（１５２）から当該管の中に入り冷却水流出口（１５１）から出ていく。
上記正方形状炉心の外周部に上記減速材集合体（１０１）を装荷し、前記外周部の減速材集合体（１０１）の外周部に中性子吸収体（１０２）を装荷する。
中性子吸収体（１０２）は、ハフニウムの板を長方形の枠に成型したハフニウムボックス（１３５）てある。
中性子吸収体（１０２）の外周は、シュラウド（１８）で覆われている。中性子吸収体（１０２）とシュラウド（１８）の間はシュラウド外冷却材空間（水）（１６）であって水が流れている。
シュラウド（１８）の外周は、圧力容器（１０）で覆われている。シュラウド（１８）と圧力容器（１０）の間は漏洩冷却材通路（２０）であって水が流れている。
正方形炉心の炉心中心部の減速材集合体（１０１）の真ん中の十字形の制御棒（２２）は、原子炉運転中には炉心に全挿入状態にしておいてもよい。出力調整や安全性に役立つ。

図７は本発明の正方形沸騰水型原子炉の概観図である。炉心部分は、図６に説明した通りである。中性子吸収体（１０２）の外周は、角丸シュラウド（１１８）で覆われている。中性子吸収体（１０２）と角丸シュラウド（１１８）の間はシュラウド外冷却材空間（水）（１６）であって水が流れている。
角丸シュラウド（１１８）の外周は、角丸圧力容器（１１０）で覆われている。シュラウド（１１８）と角丸圧力容器（１１０）の間は漏洩冷却材通路（２０）であって水が流れている。

安い石油が長期間輸入できるとは限らない。ジャーナリストの飯の種として煽られた一時の感情や、国内外の政治的・経済的・思想的反対のための反対に流されて原子力発電を止めてしまうと、生活弱者救済のために必要な経済的余剰やエネルギーが失われてしまう。近隣の国の原子力発電には反対しないのに、何故、日本の原子力発電だけが危険なのかの説明がジャーナリストや有識者の間からは聞こえてこない。
石油代替エネルギーとして、ドイツや米国は豊富な石炭を持っている。しかるに、無いに等しい日本は足元を見透かされて高い石油を買わざるをえない。富裕層は高価な石油を使えるし温暖な地に逃れることができるが、弱者はどうにもならない。
無傷の福島第一5，6号機を廃炉にする前に本発明の実証試験をして、次代の原子炉開発に約立てる。

従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内の概観図。従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内に装荷せる従来の核燃料集合体（３０）の概観斜視図。従来の核燃料棒（３１）の概観図。従来の核燃料集合体（３０）と十字形の制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図。従来の沸騰水型原子炉の炉心平面を示した図。本発明の正方形炉心を擁する沸騰水型原子炉の炉心平面を示した概観図。本発明の正方形沸騰水型原子炉の概観図。

１０は圧力容器。
８は炉心下部プレナム。
９は炉心支持板。
１０は圧力容器。
１１は蒸気ドーム。
１２は蒸気乾燥器。
１３は蒸気乾燥器胴部。
１４は飽和蒸気配管。
１５は気水分離器。
１６はシュラウド外冷却材空間。
１７は給水配管。
１８はシュラウド。
１９は混合領域。
２０は漏洩冷却材通路。
２２は十字形の制御棒。
２３は制御棒駆動装置。
２４はポンプモータ。
２５は冷却材循環ポンプ。
２６は制御棒案内管。
３０は核燃料集合体。
３１は核燃料棒。
３５はチャンネルボックス。
３６は主冷却材通路。
４０は燃料下部タイプレート。
４１は被覆管。
４２は上部端栓。
４３は下部端栓。
４４は核燃料ペレット。
４５はスプリング。
５０は燃料集合体支持金具。
５１は水棒。
１０１は減速材集合体。
１０２は中性子吸収体。
１１０は角丸圧力容器。
１１８は角丸シュラウド。
１３５はハフニウムボックス。
１５０はジルコニウム合金製管。
１５１は冷却水流出口。
１５２は冷却水流入口。

Claims

多数本の正方格子状に配列した十字形の制御棒（２２）に隣接させて核燃料集合体（３０）を正方格子状に配列してなる沸騰水型原子炉の炉心において、
多数体の核燃料集合体（３０）からなる炉心の平面を正方形状に配置して正方形状炉心となし、
上記正方形状炉心の炉心中心部の核燃料集合体（３０）を減速材集合体（１０１）で代替し、
減速材集合体（１０１）は、チャンネルボックス（３５）の中に多数本の水棒（５１）を正方格子状に配列してなり、
水棒（５１）は、冷却水が貫通するジルコニウム合金製管（１５０）であり、当該管の上端には冷却水流出口（１５１）が下端横には冷却水流入口（１５２）があり、
上記正方形状炉心の外周部に上記減速材集合体（１０１）を装荷し、前記外周部の減速材集合体（１０１）の外周部に中性子吸収体（１０２）を装荷し、
中性子吸収体（１０２）は、ハフニウムの板を長方形の枠に成型したハフニウムボックス（１３５）てあり、
炉心出力分布を平坦化することにより核燃料集合体（３０）装荷体数を削減したることを特徴とする正方形炉心。
請求項1における正方形炉心を覆う円形のシュラウドを角丸形の角丸シュラウド（１１８）とし、前記角丸シュラウド（１１８）の外側を角丸形の角丸圧力容器（１１０）で覆ったことを特徴とする正方形沸騰水型原子炉。