JP2016200487A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
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Abstract
原子炉圧力容器に注水されるホウ酸水による負の反応度の印加を効果的に行い得る沸騰水型原子炉を提供する。
【解決手段】
沸騰水型原子炉1は、炉心上方であってシュラウド15の内側に配される炉心スプレイ・スパージャ8、炉心スプレイ・スパージャ8に接続され冷却材を供給する低圧炉心スプレイ系(LPCS)及び低圧注水系(LPCI)並びに高圧炉心スプレイ系(HPCS)、炉心上方であってシュラウド15の外側に配される給水スパージャ7、給水スパージャ7に接続され冷却材を供給する原子炉隔離時冷却系(RCIC)、及びホウ酸水を原子炉圧力容器3内に注入するホウ酸水注入ノズル12を備える。制御装置9は、ホウ酸水を注入する場合、シュラウド15の外側の冷却材流量がシュラウド15の内側の冷却材流量以上となるよう制御する。
【選択図】 図2
Description
原子炉圧力容器内へ注入されるホウ酸が、速やかに且つ均等に冷却水と混合可能とするものとして特許文献1が提案されている。特許文献1では、ホウ酸水を原子炉圧力容器内に注水するSLCリング・スパージャを、炉心支持板の下部に設ける構成、また、炉心支持板の上部に設ける構成、更には、炉心上部に配される炉心スプレイ・スパージャよりホウ酸水を注水する構成が開示されている。
また、一方、万が一ATWS事象が生じた場合においても、原子炉出力を低下し得る自然循環式沸騰水型原子炉として特許文献2が提案されている。特許文献2では、復水器からの水を、炉心流量制御装置を介して、シュラウド内側へ給水するためのシュラウド内給水管と、シュラウド外側へ給水するためのシュラウド外給水管を備え、原子炉出力を低下させたい場合には、上記シュラウド内給水管による給水量の割合を増加させる構成が開示されている。
また、特許文献2では、シュラウド内側を通流する冷却水(復水)量を、シュラウド外側を通流する冷却水量よりも大とする構成であることから、シュラウド内外で冷却水の対流が生じるものの、その対流は、シュラウド内側からシュラウド外側へと向かう流れとなる。そのため、仮に、このような対流が生ずる状態でホウ酸水を注水したとしても、原子炉圧力容器の底部に沈殿するボロンは、攪拌されるものの、撹拌後のボロンが炉心を通流することは無く、ホウ酸水注水により炉心における負の反応度を効果的に生じさせることは困難となる。
例えば、原子炉圧力容器に注水されるホウ酸水に含まれるボロンの攪拌が促進され、炉心内における負の反応度印加の効果が向上し、効率的に未臨界へ移行することが可能となる。
なお、改良型沸騰水型原子炉(ABWR:Advanced Boiling Water Reactor)では、再循環ポンプに替えてインターナルポンプを用いて原子炉圧力容器内の冷却材を循環させる構成であるため、万が一、制御挿入失敗(スクラム失敗事象:ATWS事象)が生じた場合に、自動的にインターナルポンプはトリップされるものである。従って、沸騰水型原子炉と同様に、改良型沸騰水型原子炉においても、本発明による冷却材の対流により、原子炉圧力容器底部に沈殿するボロンを攪拌し、詳細は後述するように、攪拌後のボロンを炉心へ通流させ、炉心における負の反応度印加の効果を向上させることが可能である。よって、本明細書において、沸騰水型原子炉とは、通常の沸騰水型原子炉(BWR)に加え、改良型沸騰水型原子炉(ABWR)を含むものとする。
以下、図面を用いて本発明の実施例について、再循環ポンプ及び再循環冷却系配管を備える沸騰水型原子炉(BWR)を一例として説明する。
また、原子炉格納容器2内には、給水系配管11を介して原子炉圧力容器3内に導入される、例えば、水等の冷却材を、一旦、原子炉圧力容器3外へ通流させ、再度、再循環冷却系配管を介して原子炉圧力容器内へ循環させる、再循環ポンプ18及び再循環冷却系配管19が設けられている。原子炉格納容器2は、内部にドライウェル及び、水等の冷却材が充填されたサプレッションプール21が内部に形成された圧力抑制室20を有する。原子炉格納容器2内のドライウェルと圧力抑制室20内のサプレッションプール21とは、ベント通路を介して連通されている。
図1に示すように、原子炉格納容器2内の下部には、下方より原子炉圧力容器3内の炉心4に装荷される複数の燃料集合体間に挿入される制御棒17が配されている。図1では、これら複数の制御棒17を炉心4内に又は炉心4より挿抜するための制御棒駆動機構及び制御棒案内管を省略している。制御棒17は、横断面略十字状の形状をなし、炉心4に装荷される4体の燃料集合体、すなわち相互に隣接する4体の燃料集合体の所定の間隔(水ギャップ)を介して挿入される。横断面略十字状の制御棒17に、チャンネルボックスの2つの側面が対向するよう配される4体の燃料集合体と、1体の制御棒で単位セルを構成する。上記単位セルのうちコントロールセルとして機能する単位セルに配される制御棒17は、沸騰水型原子炉1の出力調整のため、炉心4に挿抜される。また、コントロールセル以外に配される複数の制御棒17は、極めて稀ではあるが、何らかの要因により沸騰水型原子炉1を緊急停止する際に、炉心4へ挿入される(スクラム)。
なお、ここで、給水スパージャ7は、例えば、環状の水管に複数の細孔を設けて形成される。図1に示すように、給水スパージャ7の内径は、炉心4を取り囲むシュラウド15の外径より大きく、給水スパージャ7の外径側の外周面は、原子炉圧力容器3の内壁に支持され、固定されている。これにより、給水スパージャ7の細孔より流出する冷却材は、シュラウド15の外側へ注入される。また、原子炉隔離時冷却系配管23と給水スパージャ7は、例えば、T字型の接続管等により接続されている。
このとき、ステップS101にて、再循環ポンプ18がトリップされており、炉心4内の冷却材は既に低流量状態にある。また、更に、炉心4に装荷される燃料集合体内の核燃料物質の崩壊熱により、低流量状態にある炉心4内の冷却材は蒸発し冷却材の水位は低下する。一方、ステップS103により、原子炉隔離時冷却系(RCIC)の起動によりシュラウド15の外側の冷却材の水位は、炉心4内部(シュラウド15の内側)に比して高くなる。すなわち、シュラウド15内外の水位差(水頭差)が大きくなる(ステップS104)。シュラウド15内外の水位差(水頭差)により、上述の図2に示すように、給水スパージャ7より注水された冷却材は、ダウンカマ内を降下し、原子炉圧力容器3の底部(下鏡)付近にて折り返され、シュラウド15の内側へと下方より流入する自然循環力が発生する。この自然循環力により、給水スパージャ7より注入された冷却材は、炉心4の下方から上方へと通流し、炉心流量が増加する(ステップS105)。
また、本実施例によれば、原子炉圧力容器3の底部に沈殿するボロンにより中性子を吸収することが可能となるため、ホウ酸水注入系(SLC)より注入するホウ酸水の消費量を低減することも可能となる。
ステップS202では、制御装置9は、低圧炉心スプレイ系(LPCS)の低圧炉心スプレイポンプ(図示せず)、低圧注水系(LPCI)の低圧注水ポンプ(図示せず)高圧炉心スプレイ系(HPCS)の高圧ポンプ(図示せず)に対し、それぞれ起動指令を出力すると共に、図示しない記憶装置に予め格納される、低圧炉心スプレイポンプ、低圧注水ポンプ及び高圧ポンプの運転パターンを読み出し、低圧炉心スプレイ系(LPCS)、低圧注水系(LPCI)及び高圧炉心スプレイ系(HPCS)より注入される冷却材の総流量がQ2となるよう、上記各ポンプを制御する。すなわち、LPCS、LPCI及びHPCSを起動し、シュラウド15の内側へ冷却材の注入を開始し、当該冷却材の注水量がQ2となるよう制御する(ステップS202)。制御装置9は、冷却材の注水量Q1(シュラウド15の外側へ注水)≧冷却材の注水量Q2(シュラウド15の内側へ注水)か否かを確認すると共に、上記関係を満たすよう、各ポンプを制御する(ステップS203)。
その後のステップS105〜ステップS107は、上述の実施例1と同様であるため、説明を省略する。なお、上述のステップS201及びステップS202を、制御装置9が同時に実行するよう構成しても良い。
2・・・原子炉格納容器
3・・・原子炉圧力容器
4・・・炉心
5・・・気水分離器
6・・・蒸気乾燥器
7・・・給水スパージャ
8・・・炉心スプレイ・スパージャ
9・・・制御装置
10・・・主蒸気配管
11・・・給水系配管
12・・・ホウ酸注入ノズル
13・・・ホウ酸水タンク
14・・・ホウ酸水供給用ポンプ
15・・・シュラウド
16・・・シュラウド上蓋
17・・・制御棒
18・・・再循環ポンプ
19・・・再循環冷却系配管
20・・・圧力抑制室
21・・・サプレッションプール
22・・・原子炉隔離時冷却系用ポンプ
23・・・原子炉隔離時冷却系配管
24・・・炉心スプレイノズル
Claims (9)
- 炉心上方であってシュラウド内側に配される炉心スプレイ・スパージャと、
前記炉心スプレイ・スパージャに接続され冷却材を供給する低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系並びに高圧炉心スプレイ系と、
炉心上方であってシュラウドの外側に配される給水スパージャと、
前記給水スパージャに接続され冷却材を供給する原子炉隔離時冷却系と、
ホウ酸水を原子炉圧力容器内に注入するホウ酸水注入ノズルを備え、
ホウ酸水を注入する場合、前記シュラウドの外側の冷却材流量が前記シュラウド内側の冷却材流量以上となるよう制御する制御装置を備えることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項1に記載の沸騰水型原子炉において、
前記制御装置は、前記ホウ酸水を前記原子炉圧力容器内へ注入する場合、前記原子炉隔離時冷却系配管に設置される原子炉隔離時冷却系用ポンプのみを起動し、前記給水スパージャより前記シュラウドの外側へ冷却材を注入することを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項1に記載の沸騰水型原子炉において、
前記制御装置は、前記ホウ酸水を前記原子炉圧力容器内へ注入する場合、前記原子炉隔離時冷却系配管に設置される原子炉隔離時冷却系用ポンプ、前記低圧炉心スプレイ系の配管に設置される低圧炉心スプレイポンプ及び前記低圧注水系の配管に設置される低圧注水ポンプ並びに前記高圧炉心スプレイ系の配管に設置される高圧ポンプを起動し、
前記原子炉隔離時冷却系用ポンプから吐出される冷却材の流量が、前記低圧炉心スプレイポンプ及び前記低圧注水ポンプ並びに前記高圧ポンプから吐出される冷却材の総流量以上となるよう制御することを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項2に記載の沸騰水型原子炉において、
前記ホウ酸水注入ノズルは、前記原子炉圧力容器の下鏡近傍に配され、ホウ酸水を貯留するホウ酸水タンクとホウ酸水供給用ポンプを介して接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項3に記載の沸騰水型原子炉において、
前記ホウ酸水注入ノズルは、前記原子炉圧力容器の下鏡近傍に配され、ホウ酸水を貯留するホウ酸水タンクとホウ酸水供給用ポンプを介して接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項4に記載の沸騰水型原子炉において、
前記給水スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記シュラウドの上蓋より上方に配されると共に、前記給水スパージャの内径は前記シュラウドの外径よりも大であり、
前記炉心スプレイ・スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記炉心の上方であって前記シュラウドの上蓋の下方に配されることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項5に記載の沸騰水型原子炉において、
前記給水スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記シュラウドの上蓋より上方に配されると共に、前記給水スパージャの内径は前記シュラウドの外径よりも大であり、
前記炉心スプレイ・スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記炉心の上方であって前記シュラウドの上蓋の下方に配されることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項6に記載の沸騰水型原子炉において、
前記原子炉隔離時冷却系配管の一端は、圧力抑制室内のサプレッションプールと連通され、前記原子炉隔離時冷却系配管の他端はT字型の接続管を介して前記給水スパージャに接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 請求項7に記載の沸騰水型原子炉において、
前記原子炉隔離時冷却系配管の一端は、圧力抑制室内のサプレッションプールと連通され、前記原子炉隔離時冷却系配管の他端はT字型の接続管を介して前記給水スパージャに接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。
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