JP3061900B2

JP3061900B2 - 原子炉

Info

Publication number: JP3061900B2
Application number: JP3213945A
Authority: JP
Inventors: 政隆日高; 勲隅田; 道雄村瀬; 晃須々木; 正藤井; 洋明鈴木; 良之片岡; 隆平川部
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1991-08-26
Filing date: 1991-08-26
Publication date: 2000-07-10
Anticipated expiration: 2015-07-10
Also published as: JPH0552990A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、軽水を冷却材とする原
子炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】現在、軽水冷却型の原子炉としては、加
圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉がある。現行の加圧水
型原子炉では、原子炉一次冷却水流路を加圧器によって
加圧することにより一次冷却水を単相流状態とし、この
高圧の一次冷却水を蒸気発生器内の伝熱細管に通して二
次冷却水に熱交換する。二次冷却水の沸騰により発生し
た蒸気はタービンへ流れ、タービンを駆動した後、復水
器で凝縮し、凝縮水は給水ポンプによって再び蒸気発生
器に供給される。一次冷却水は、一次冷却水循環ポンプ
により炉心に循環される。加圧水型原子炉では、蒸気発
生器において伝熱管を介した熱交換を行なうため、伝熱
管におけるエクセルギ損失（有効エネルギ損失）が発生
する。また、一次冷却水と二次冷却水が隔離されている
ため、タービン、復水器等の機器の遮蔽が簡素化できる
利点があるが、その反面、蒸気発生器における伝熱管が
細管群であるため、細管が損傷した場合を想定すると、
復水器等の機器の遮蔽は必要となる。

【０００３】この加圧水型原子炉におけるエクセルギ損
失を減少することを目的とした従来の装置には、特開昭
５６−５５８９８号公報に記載のように、軽水炉と加圧
器で高温高圧水を作り、この高温高圧水を減圧弁で蒸気
に変換するものがある。

【０００４】

【０００５】

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】加圧水型原子炉の伝熱
管による熱交換では、エクセルギ損失は避けられず、熱
効率が低下し、経済性が低下する問題がある。また、減
圧弁によって蒸気を発生する特開昭５６−５５８９８号
公報に記載の上記従来技術では、減圧弁による蒸気発生
時に蒸気とともに生じる冷却水について考慮されておら
ず、タービンに大量の冷却水が流れてタービン性能が大
幅に低下し、ト−タルのエクセルギ損失が逆に増加する
問題があった。この冷却水量は、減圧弁によって157 気
圧から78気圧に減圧した場合では、蒸気流量の6.7 倍に
達する。したがって、タービンの健全性も維持できない
問題もあった。

【０００７】

【０００８】

【０００９】本発明の目的は、原子炉における蒸気発生
に係るエクセルギ損失を減少して経済性を向上させ、か
つ機器の健全性を維持する原子炉を提供することであ
る。

【００１０】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の第１の概念によれば、核燃料からなる炉心
を内蔵する圧力容器と、前記炉心で加熱された一次冷却
水を輸送する一次冷却水供給流路と、一次冷却水を前記
圧力容器に戻す一次冷却水循環ポンプと、前記圧力容器
からの一次冷却水の熱により発生した蒸気の流路である
主蒸気管と、前記蒸気により回転するタービンと、前記
タービンの駆動後の蒸気を凝縮する復水器と、前記復水
器の凝縮水を輸送する給水ポンプとを備えた原子炉にお
いて、（ａ）前記圧力容器からの一次冷却水が単相流又
は二相流状態になるよう前記一次冷却水供給流路の一次
冷却水を加圧する第１の手段と；（ｂ）前記一次冷却水
供給流路に接続され、前記第１の手段で加圧された前記
圧力容器からの単相流又は二相流状態の一次冷却水を減
圧し、その一次冷却水の減圧沸騰によって発生した蒸気
を前記主蒸気管に送り込む第２の手段と；（ｃ）前記減
圧沸騰後に残留する一次冷却水と前記給水ポンプからの
給水を前記一次冷却水循環ポンプによって前記圧力容器
に戻す第３の手段と；とを有するものが提供される。

【００１１】また、上記目的を達成するため、本発明の
第２の概念によれば、上記原子炉において、（ａ）前記
圧力容器からの一次冷却水が単相流又は二相流状態にな
るよう前記一次冷却水供給流路の一次冷却水を加圧する
第１の手段と；（ｂ）前記一次冷却水供給流路を分岐し
て形成した第１及び第２の分岐流路と、（ｃ）前記第１
及び第２の分岐流路に接続され、前記第１の分岐流路か
らの単相流又は二相流状態の一次冷却水を減圧し、その
一次冷却水の減圧沸騰によって第１の蒸気を発生させる
と共に、前記減圧沸騰後に残留する一次冷却水を前記第
２の分岐流路からの一次冷却水で加熱して第２の蒸気を
発生させ、前記第１及び第２の蒸気を前記主蒸気管に送
り込む第２の手段と；（ｄ）前記減圧沸騰後に残留する
一次冷却水を加熱した一次冷却水と前記第１の給水ポン
プからの給水を前記一次冷却水循環ポンプによって前記
圧力容器に戻す第３の手段と；とを有する構成としたも
のが提供される。

【００１２】

【００１３】

【００１４】

【００１５】

【００１６】

【作用】（１）本発明の第１の概念による原子炉におい
て、炉心で加熱された単相流又は二相流状態の原子炉一
次冷却水は、主蒸気管が接続する蒸気発生器（第２の手
段）に送られ、蒸気発生器内の空間にノズル等によって
放出される。この放出による一次冷却水の減圧過程にお
いて、減圧前後の液相エンタルピーの差を蒸発潜熱とし
て、蒸気発生器内の空間に放出された一次冷却水の一部
が気化する減圧沸騰が発生する。この減圧沸騰によって
発生する蒸気量の計算式を以下に示す。計算式は、一次
冷却水が単相流である場合を示すが、一次冷却水が二相
流の場合は、減圧前の蒸気量が加わるため、蒸気量は単
相流の計算値よりも増加する。

【００１７】減圧前の一次冷却水流量をWx、温度をTx、
圧力をPxとし、温度Txにおける液相のエンタルピーをH
x、減圧後の圧力Pyに対応する飽和温度Tyにおけるエン
タルピーをHy、蒸発潜熱をLyとすると、減圧沸騰による
蒸気発生量Wyは以下の式で表される。

【００１８】

【数１】Wy＝Wx(Hx −Hy) ／Ly …(1) 上記の減圧沸騰によって発生した蒸気によってタービン
を駆動し、タービン駆動後の蒸気を復水器によって凝縮
し、凝縮水を給水ポンプによって圧力Py以上まで昇圧し
て一次冷却水循環ポンプの吸込側又は蒸気発生器内に給
水する。蒸気発生器内に残留する圧力Py、温度Tyの一次
冷却水と給水ポンプから供給される給水を、一次冷却水
循環ポンプによって圧力Px以上に昇圧して圧力容器内に
供給する。このように蒸気発生器内に残留した一次冷却
水を、タービンに送ることなく圧力容器に戻すことによ
り、蒸気減圧沸騰によるエクセルギ損失の実質的な低減
が可能となり、原子炉の経済性が向上する。また、ター
ビン等の機器の健全性が維持される。

【００１９】（２）上記第１の概念のシステムで大出力
の原子炉を設計する場合には、一次冷却水循環ポンプに
は、大流量、高揚程の性能が要求される。本発明の第２
の概念では大出力の原子炉に対応する構成を提供するも
のである。以下にその作用を説明する。

【００２０】本発明の第２の概念の原子炉では、主蒸気
管が接続する蒸気発生器（第２の手段）内に伝熱管を設
け、圧力容器から出た一次冷却水を第１及び第２の分岐
流路に分流させ、その一部を蒸気発生器内の空間に放出
し、他の一次冷却水を蒸気発生器内の伝熱管に供給す
る。伝熱管を出た一次冷却水は一次冷却水循環ポンプ吸
込側に送られる。タービン及び復水器からの給水は給水
ポンプによって一次冷却水循環ポンプ吸込側に送られ
る。

【００２１】減圧沸騰後に蒸気発生器内に残留する冷却
水は、蒸気発生器内の伝熱管により加熱され、蒸気が発
生する。タービンに流れる蒸気量は、減圧沸騰により発
生した第１の蒸気量と、伝熱管による加熱で発生した第
２の蒸気量の和となる。

【００２２】蒸気発生器内の冷却水は飽和状態であり容
易に沸騰するため、伝熱管による熱交換におけるエクセ
ルギ損失が減少する。また、伝熱管の必要伝熱面積は現
行の加圧水型原子炉と比較して減少し、伝熱管及び蒸気
発生器が簡素化される。

【００２３】伝熱管が損傷した場合についても、本発明
におけるタービン、復水器系は一次冷却水蒸気を用いて
いるため、その遮蔽は現行の沸騰水型原子炉と同等であ
り、伝熱管からの一次冷却水は蒸気発生用の一次冷却水
中に流出するため、環境への影響は無い。また、蒸気発
生器内部の一次冷却水量が現行の加圧水型原子炉と比較
して大幅に増加するため、この一次冷却水を非常用炉心
冷却水として利用することも可能であり、原子炉の安全
性も向上する。

【００２４】さらに、減圧沸騰と伝熱管による熱交換に
よって蒸気を発生させているため、同一蒸気発生量の条
件下では、伝熱管による熱交換のみによって蒸気を発生
する現行の加圧水型原子炉と比較して、伝熱管における
エクセルギ損失が減少し、原子炉の熱効率が向上する。

【００２５】以下に、本発明の第２の概念の原子炉にお
ける各部の温度、エンタルピー等の状態量及び原子炉熱
出力に関係する一次冷却水循環流量の計算方法を示す。

【００２６】圧力容器から出た一次冷却水の流量をW0、
温度をT0とし、その温度に対応する液相エンタルピーを
H0とする。また、分岐した一次冷却水のうちで蒸気発生
器内に放出し、減圧される流量をW2とし、伝熱管に供給
される流量をW1とする。ここで、流量W2は、定常状態で
は、タービンへの供給蒸気流量に等しい。

【００２７】蒸気発生器内の圧力をP2、圧力P2に対応す
る飽和温度をT2、温度T2における液相エンタルピーをH
2、蒸発潜熱をL2とすると、減圧沸騰によって気化する
一次冷却水流量W3は、(1) 式と同様に次式で表される。

【００２８】

【数２】W3＝W2(H0 −H2) ／L2 …(2) 減圧後に、蒸気発生器内に残留する一次冷却水流量W4は
次式で表される。

【００２９】

【数３】W4＝W2−W3 ＝W2(L2 ＋H2−H0) ／L2 …(3) 蒸気発生器内の冷却水は飽和状態である。この蒸気発生
器内の温度T2、流量W4の冷却水を気化するために必要な
伝熱管へ供給する一次冷却水流量W1と伝熱管出口温度T6
の関係を求める。温度T2の冷却水を気化するのに必要な
熱量Qaは次式で表される。

【００３０】

【数４】Qa＝W4・ L2 ＝W2(L2 ＋H2−H0) …(4) 一方、伝熱管による加熱量Qbは、伝熱管出口温度T6に対
応する液相エンタルピーをH6とすると、次式で表され
る。

【００３１】

【数５】Qb＝W1(H0 −H6) …(5) 伝熱管による加熱量Q6は蒸気発生器内の残留冷却水の気
化熱Qaに等しく、伝熱管に供給する一次冷却水流量W1
は、上記(3) ，(4) ，(5) 式より次式で表される。

【００３２】

【数６】W1＝W4・ L2／(H0 −H6) ＝W2(L2 ＋H2−H0) ／(H0 −H6) …(6) したがって、一次冷却水循環ポンプ流量W0は、蒸気発生
器内に放出、減圧される冷却水流量W2と伝熱管に供給さ
れる冷却水流量W1の和で表される。上記(2) ，(3) ，
(6) 式より次式が得られる。

【００３３】

【数７】W0＝W2[1＋(L2 ＋H2−H0) ／(H0 −H6) ］＝W2(L2 ＋H2−H6) ／(H0 −H6) …(7) また、給水ポンプによって昇圧されて一次冷却水循環ポ
ンプ吸込側に送られる流量W2、温度T5、液相エンタルピ
H5の給水と伝熱管出口からの温度T6の一次冷却水が混合
し、一次冷却水循環ポンプ入口における一次冷却水温度
T7は、以下の式で表される液相エンタルピーH7に対応す
る飽和温度となる。

【００３４】

【数８】 H7＝(W1 ・ H6＋W2・ H5) ／W0 ＝{(L2＋H2−H0)H6 ＋(H0 −H6)H5}／(L2 ＋H2−H6) …(8) 次に、本発明の第２の概念の原子炉の蒸気発生器の伝熱
管による伝熱量について評価する。蒸気の全量を伝熱管
による熱交換のみで発生する現行の原子炉における伝熱
量Qcを、次式で示す。ここでは、伝熱管入口及び出口温
度が本発明と等しい場合を考える。

【００３５】

【数９】Qc＝W2(H2 ＋L2−H5) …(9) したがって、本発明による伝熱管の伝熱量と、伝熱管に
よる熱交換のみで蒸気を発生する現行原子炉の伝熱管の
伝熱量の比Ｓ(=Qa/Qc)は、上記(4) ，(9) 式より次式で
表される。

【００３６】

【数１０】Ｓ＝(L2 ＋H2−H0) ／(H2 ＋L2−H5) …(10) H0＞H5であり、本発明の第２の概念による原子炉の伝熱
管による伝熱量は、(10)式の比Ｓの割合で減少する。

【００３７】

【００３８】

【００３９】

【実施例】以下、本発明の好適実施例を図面により説明
する。第１の実施例まず、本発明の第１の実施例を図１〜図５により説明す
る。図１、図４及び図５は、本実施例による原子炉系統
を示している。図２及び図３は、本実施例の原子炉にお
ける蒸気発生器の縦断面を示している。

【００４０】図１において、圧力容器１には核燃料を装
荷した炉心２が内蔵されており、主蒸気管１１が接続す
る蒸気発生器３内部と圧力容器１は、弁１０を有する一
次冷却水供給流路４とこれから分岐した流量調整弁８を
有する蒸気発生用一次冷却水流路６とで接続されてい
る。本実施例では、一次冷却水供給流路４は加圧器５に
よって加圧されている。蒸気発生器３内部には、流量調
整弁９を介して一次冷却水供給流路４から分岐した加熱
用一次冷却水流路３０につながる伝熱管７が設けられ、
伝熱管出口側流路３１は逆止弁２７を介して一次冷却水
戻り流路２５によって一次冷却水循環ポンプ２６の吸込
側に接続している。また、一次冷却水供給流路４は流量
調整弁３８を有するバイパス流路３７にも分岐し、バイ
パス流路３７は、伝熱管出口側流路３１とともに逆止弁
２７に接続している。一方、主蒸気管１１は主蒸気隔離
弁１２、主蒸気流量調整弁１３を介して高圧タービン１
４及び低圧タービン１５に接続し、高圧タービン１４及
び低圧タービン１５で仕事をした蒸気は復水器１７で凝
縮され、その凝縮水は復水ポンプ１８、給水加熱器１
９、給水ポンプ２０を経て給水管２１で一次冷却水戻り
流路２５に注入される。ここで、加圧器５の設置位置
は、圧力容器１あるいは一次冷却水戻り流路２５でもよ
い。

【００４１】図２において、蒸気発生器３内部の空間に
は、ノズル２９を有する一次冷却水放出用構造物２８が
設けられ、一次冷却水放出用構造物２８には蒸気発生用
一次冷却水流路６が接続している。一次冷却水放出用構
造物２８は、直管状配管又は環状配管等の構造である。
また、蒸気発生器３内の下部には、管板３２に取付けら
れた伝熱管７が設けられ、伝熱管７入口には加熱用一次
冷却水流路３０が接続し、伝熱管７出口には、伝熱管出
口側流路３１が接続している。

【００４２】図３に示すように、一次冷却水放出用構造
物２８は蒸気発生器３内の水面下に設け、一次冷却水を
ノズルを用いずに蒸気発生器３内の空間部にそのまま放
出してもよい。

【００４３】圧力容器１内の炉心２で加熱された単相流
又は二相流状態の一次冷却水は、一次冷却水供給流路４
から蒸気発生用一次冷却水流路６と加熱用一次冷却水流
路３０に分岐する。蒸気発生用一次冷却水流路６を流れ
る一次冷却水は、蒸気発生器３内の空間に一次冷却水放
出用構造物２８及びノズル２９を通して放出される。こ
の放出によって減圧された一次冷却水は、減圧前後の液
相エンタルピーの差を蒸発潜熱として減圧沸騰を生じ、
その一部が気化し、蒸気が発生する。気化せずに蒸気発
生器３内に残ったほぼ飽和状態の一次冷却水は、蒸気発
生器３内の伝熱管７内部を流れる一次冷却水によって加
熱されて沸騰し、蒸気を発生する。減圧沸騰及び伝熱管
７による加熱で発生した蒸気は、気水分離器３５及び湿
分分離器３６を経て、主蒸気管１１を通り高圧タービン
１４、低圧タービン１５を駆動し、発電機１６によって
電力が得られる。タービン駆動後の蒸気は、復水器１７
で凝縮し、その凝縮水は復水ポンプ１８、給水加熱器１
９、給水ポンプ２０によって昇圧、加熱され、一次冷却
水戻り流路２５に給水されて伝熱管７を出た一次冷却水
と混合される。混合された一次冷却水は、一次冷却水循
環ポンプ２６によって圧力容器１内に供給される。ま
た、一次冷却水循環ポンプの入口温度は、バイパス流路
３７の一次冷却水流量を変えることにより調整できる。

【００４４】本実施例において、炉心２で加熱された一
次冷却水温度、圧力を現行の加圧水型原子炉並みの325
℃( 液相エンタルピー356kcal/kg) 、15.7MPa とし、主
蒸気、タービン系の蒸気流量を0.186 ×104kg/s 、圧
力、温度を7.8MPa、292 ℃( 液相エンタルピー310.5kca
l/kg、蒸発潜熱350kcal/kg) 、給水ポンプ２０出口の給
水圧力、温度を15MPa 、223 ℃( 液相エンタルピー229k
cal/kg) とすると、蒸気発生用一次冷却水流路６を流
れ、蒸気発生器３内の空間に放出、減圧される一次冷却
水の流量は、タービンへの供給蒸気量に等しく0.186 ×
104kg/s となる。このうち、減圧沸騰によって気化する
流量は前記(2) 式より、0.0242×104kg/sとなり、蒸気
発生器３内には前記(3) 式より、0.1618×104kg/s の冷
却水が残留する。伝熱管７に供給する一次冷却水流量を
1.452 ×104kg/s として、蒸気発生器３内に残留する冷
却水を全量気化すると、伝熱管７の出口温度は、297 ℃
( 液相エンタルピー317kcal/kg) となる。伝熱管７を出
た一次冷却水を給水ポンプ２０からの給水と混合する
と、その水温は、289 ℃( 液相エンタルピー307kcal/k
g)となり、一次冷却水循環ポンプ２６の流量は1.638kg/
s になる。これは、主蒸気エクセルギ及び給水温度が同
一と仮定した場合の現行の原子炉と比較して、約２％少
ない循環流量である。したがって、炉心２から取り出す
エクセルギが、約２％少なくてよいことになり、伝熱管
７におけるエクセルギ損失の減少だけでなく炉心２にお
いてもエクセルギ収支が改善され、熱効率は向上する。

【００４５】また、本実施例による原子炉の蒸気発生器
３における伝熱管７と現行原子炉の伝熱管の伝熱量の比
は、前記(10)式から求められ、70.6％である。

【００４６】次に、図４及び図５において、本実施例に
おける原子炉の制御性を高める手段を示す。図４におい
て、給水ポンプ２０の吐出側を流量調整弁４１を有する
給水管２１と流量調整弁４０を有する蒸気発生器給水バ
イパス流路３９に分岐し、冷却水排水管２２を逆止弁４
２を介して第２の給水ポンプ２３に接続し、給水管２１
を蒸気発生器３内に接続し、蒸気発生器給水バイパス流
路３９を第２の給水ポンプ２３の吸込側に接続する。そ
して、蒸気発生器３内部に給水する冷却水量と第２の給
水ポンプ２３に送水する流量の比を流量調整弁４１と流
量調整弁４０で調整する。これにより、蒸気発生器３内
に給水する低温の給水の流量を変えて蒸気発生器３内の
残留冷却水の温度を調整できる。この冷却水温度の調整
によって、蒸気発生器３内の圧力と蒸気発生量を制御す
ることができる。

【００４７】また、図５に示すように、図４における給
水ポンプ２０の吐出側を、流量調整弁４１を有する給水
管２１と流量調整弁４４を有する下部給水管４３に分岐
しする。そして、蒸気発生器３内部の上部に給水する給
水流量と、蒸気発生器３内部の下部に給水する給水流量
を、流量調整弁４１と流量調整弁４４を用いて調整す
る。蒸気発生器３内の圧力は、蒸気発生器３内の水面近
傍の水温に依存している。そこで、同一の給水流量にお
いても、水面近傍と底部の給水流量比を変えることによ
り、蒸気発生器３内の圧力及び発生蒸気量を制御でき
る。

【００４８】本実施例によれば、減圧沸騰によって生成
された飽和状態の一次冷却水を気化して蒸気を発生する
ことにより、蒸気発生器の伝熱管の伝熱におけるエクセ
ルギ損失を低減できるので、原子炉の経済性が向上する
効果がある。また、給水を蒸気発生器内に供給すること
により、主蒸気圧力及び流量を調整できるので、原子炉
の制御性が向上する効果がある。

【００４９】第２の実施例本発明の第２の実施例を図６により説明する。第１の実
施例で示した原子炉において、炉心２で加熱された一次
冷却水が流れる一次冷却水供給流路４を、流量調整弁８
を介して蒸気発生用一次冷却水流路６に接続し、蒸気発
生器３内部に一次冷却水を放出する。一次冷却水の放出
後、減圧沸騰で発生した蒸気は、主蒸気管１１を通って
高圧タービン１４、低圧タービン１５を駆動し、発電機
１６によって電力が得られる。タービン駆動後の蒸気
は、復水器１７で凝縮し、その凝縮水は復水ポンプ１
８、給水ポンプ２０によって昇圧され、一次冷却水戻り
流路２５又は蒸気発生器３内に給水される。減圧沸騰に
より蒸気発生器３内に残留した一次冷却水と給水は、一
次冷却水循環ポンプによって圧力容器１内に供給され
る。

【００５０】本実施例では、一次冷却水循環ポンプに大
容量、高揚程が必要とされるが、伝熱管７が不要であ
り、機器が大幅に簡素化され、原子炉の信頼性と経済性
が向上する効果がある。また、伝熱管が無いため、蒸気
発生に係るエクセルギ損失が低減され、原子炉の経済性
がさらに向上する効果がある。

【００５１】第３の実施例本発明の第３の実施例を図７及び図８により説明する。
本実施例では、本発明による原子炉の運転方法について
説明する。第１及び第２の実施例で示した原子炉におい
て、加圧器５内には、ヒータ７５が設けられており、ヒ
ータ７５の加熱量によって原子炉一次冷却水の圧力を調
整可能である。加圧器５の一次冷却水供給流路への接続
は、図７及び図８に示すように、流路の下方から連通さ
れ、一次冷却水供給流路から加圧器５への蒸気泡の浸入
を防ぐ構造となっている。圧力の調整は高圧気体で加圧
器５の液面を加圧する方法等を用いてもよい。圧力容器
１には、圧力測定器５０が設けられ、炉心２内には原子
炉出力を測定する中性子検出器４８と蒸気ボイド率測定
器４７が設けられる。これらの測定器、検出器の出力信
号は、制御器４６に入力される。ヒータ用電源７６とヒ
ータ７５の間には、ヒータ用電源調節器４５が設けら
れ、ヒータ７５の出力は制御器４６からの信号によって
ヒータ用電源調節器４５を介して調節される。

【００５２】核燃料装荷後の原子炉の運転初期には、原
子炉一次冷却水の圧力を、一次冷却水の飽和圧力に近い
値とし、炉心２内を二相流状態にして原子炉を運転す
る。このときの蒸気ボイド率を現行の沸騰水型原子炉に
おける蒸気ボイド率よりも小さくすることにより、加圧
過渡等で蒸気泡がつぶれた場合における出力の自己制御
性能の低下を防止できる。本発明では、蒸気発生器３に
おける一次冷却水の減圧沸騰及び伝熱管７によって蒸気
を発生しているため、炉心２内の蒸気ボイド率を低くす
る場合においても一次冷却水循環流量を増加させる必要
は無く、熱効率を損なうことなく炉心２内の蒸気ボイド
率を低くできる。

【００５３】また、一般に原子炉の運転にともなって炉
心２の核燃料の反応度は低下する。そこで、反応度の低
下にともなって加圧器５で一次冷却水の圧力を徐々に増
加することによって、運転時間の経過に対して一次冷却
水のサブクール度を増加し、炉心２における蒸気ボイド
率が減少するように運転する。蒸気ボイド率の減少によ
って核燃料の反応度は増加する。本発明では、一次冷却
水が蒸気ボイド率零の単相流状態になるまで運転が可能
である。これにより、運転時間の経過にともなう反応度
の低下を防止し、核燃料装荷後の原子炉の運転の初期か
ら末期にわたって反応度を一定に維持することができ、
核燃料の高燃焼度化、核燃料の取り出し燃焼度の向上が
可能になる。

【００５４】具体的な運転方法の例を、図７及び図８に
より説明する。原子炉運転時間の経過にともなって、反
応度は減少する。そこで、制御器４６及びヒータ用電源
調節器４５によって圧力測定器５０で測定する圧力容器
２内の圧力が増加するようにヒータ７５の出力を調整
し、蒸気ボイド率測定器４７で測定する炉心２内の蒸気
ボイド率を減少させる。このとき、炉心２における反応
度の計算は、中性子検出器４８又は蒸気ボイド率測定器
４７の測定値をもとに制御器４６内で演算して求め、自
動的に最適圧力を計算して制御器４６からヒータ用電源
調節器４５への制御信号を送る構造とする。

【００５５】本実施例によれば、第１及び第２の実施例
による効果に加えて、原子炉の炉心に装荷された核燃料
の取り出し燃焼度を増加できるので、原子炉の経済性が
向上する効果と、加圧過渡等で蒸気泡がつぶれた場合に
おける出力の自己制御性能の低下を防止することによる
原子炉の安全性向上の効果がある。

【００５６】第４の実施例本発明の第４の実施例を図９〜図１２により説明する。
図中の白抜き弁は、開状態を示し、黒塗弁は閉状態を示
す。図９において、第１の実施例の図４及び図５で示し
た原子炉の冷却水排水管２２に弁７２を設け、一次冷却
水供給流路４と主蒸気管１１を連通し弁７３を有するバ
イパス流路７４を設ける。これにより、本発明の原子炉
は、同一の原子炉系統において、第１の実施例の運転モ
ードに加え、更に沸騰水型原子炉運転モードと加圧水型
原子炉運転モードの２モードの運転を行なうことができ
る。図９は図４に示す原子炉としての運転モードを示
す。図１０は、圧力容器１内に気水分離器又は湿分分離
器を有する原子炉における沸騰水型原子炉運転モードを
示す。図１１は、圧力容器１内に気水分離構造が無く、
図２で示したような蒸気発生器３内の気水分離器３５及
び湿分分離器３６によって一次冷却水の気水分離を行な
う原子炉における沸騰水型原子炉運転モードを示す。図
１２は、加圧水型原子炉運転モードを示す。

【００５７】本実施例による原子炉を図４に示す原子炉
として使用する場合には、図９に示すように流量調整弁
８、流量調整弁９、流量調整弁３８、流量調整弁４１、
弁７２を開け、弁７３を閉じる。これにより図４に示す
システムと同じシステムが得られ、同様の運低が可能と
なる。

【００５８】圧力容器１内に気水分離器又は湿分分離器
を有する場合において、本実施例による原子炉を沸騰水
型原子炉として使用する場合には、図１０に示すように
流量調整弁８、流量調整弁９、流量調整弁３８、流量調
整弁４１、弁７２を閉じ、弁７３を開く。圧力容器１内
で気水分離された蒸気は、一次冷却水供給流路４、バイ
パス流路７４を通り、主蒸気管１１から高圧タービン１
４、低圧タービン１５に流れる。復水器１７で凝縮され
た冷却水は給水ポンプ２０、第２の給水ポンプ２３、一
次冷却水循環ポンプ２６によって圧力容器１内に給水さ
れる。

【００５９】圧力容器１内に気水分離構造が無い場合に
おいて、本実施例による原子炉を沸騰水型原子炉として
使用する場合には、図１１に示すように流量調整弁９、
流量調整弁３８、流量調整弁４１、弁７３を閉じ、流量
調整弁８と弁７２を開く。圧力容器１を出た二相流状態
の一次冷却水は、蒸気発生器３内に流入し、蒸気発生器
３内部の気水分離器３５及び湿分分離器３６によって気
水分離され、蒸気は主蒸気管１１から高圧タービン１４
に流れる。蒸気発生器３内で気水分離された冷却水は、
復水器１７からの冷却水とともに、第２の給水ポンプ２
３、一次冷却水循環ポンプ２６によって圧力容器１内に
循環する。

【００６０】本実施例による原子炉を加圧水型原子炉と
して使用する場合には、図１２に示すように流量調整弁
８、流量調整弁４０、流量調整弁２４、弁７２、弁７３
を閉じ、流量調整弁９と流量調整弁４１を開く。加圧器
５によって加圧され単相流状態である一次冷却水は、蒸
気発生器３内の伝熱管７内を流れ、一次冷却水循環ポン
プ２６によって圧力容器１内に循環する。伝熱管によっ
て加熱された二次冷却水は、蒸気発生器３内で気水分離
され、蒸気は主蒸気管１１から高圧タービン１４、低圧
タービン１５に流れる。復水器１７で凝縮された冷却水
は給水ポンプ２０によって給水管２１を通って蒸気発生
器３内に給水される。

【００６１】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、同一の原子炉系統で沸騰水型及び加圧水型
原子炉運転ができ汎用性が高くなるので、原子炉製造に
係るコストを低減でき、経済性が向上する効果がある。

【００６２】なお、本実施例は第１の実施例をベースと
して説明したが、図７に示す第３の実施例に同様な考え
を適用してもよく、これによっても同様の効果が得られ
る。

【００６３】第５の実施例本発明の第５の実施例を図１３及び図１４により説明す
る。図１３は、第４の実施例による原子炉において、伝
熱管出口側流路３１及びバイパス流路３７の一次冷却水
を駆動水として、第２の給水ポンプ２３の吐出水を吸込
水とし、一次冷却水循環ポンプ２６吸込側に一次冷却水
を吐出するジェットポンプ４５を設けたものである。な
お、図１４に示すように、第１及び第４の実施例による
原子炉において、一次冷却水循環ポンプ２６の吐出水を
駆動水として、第２の給水ポンプ２３の吐出水を吸込水
とし、圧力容器１内に一次冷却水を吐出するジェットポ
ンプ４５を設けてもよい。

【００６４】第４の実施例による原子炉の１運転モード
である第１の実施例による原子炉において、このジェッ
トポンプ４５を設計すると、駆動水流量1.452 ×104kg/
s 、吸込水流量0.186 ×104kg/s であり、Ｍ比( 被駆動
水、駆動水流量比)0.128のジェットポンプとなる。これ
に、一般的なジェットポンプ効率35％を導入すると、圧
力比([駆動圧−吐出圧] ／[ 吐出圧−被駆動圧])は2.73
となる。駆動圧を15.4MPa 、被駆動圧14.85MPaとする
と、吐出圧は15.0MPa となる。したがって、ジェットポ
ンプが無い場合に、15.0MPa 必要であった第２の給水ポ
ンプ２３の吐出水頭を0.15MPa 低減できる。

【００６５】また、ジェットポンプ４５内部で、第２の
給水ポンプ２３からの低温の給水と高温の一次冷却水を
ジェットポンプの撹拌効果によって充分に混合できる。

【００６６】本実施例によれば、第１及び第４の実施例
による効果に加えて、第２の給水ポンプの負荷を低減で
きる効果と、高温の一次冷却水と低温の給水の混合にお
ける熱衝撃を緩和する効果がある。

【００６７】第６の実施例本発明の第６の実施例を図１５により説明する。第４の
実施例による原子炉において、蒸気発生器３下部と圧力
容器１内を連通し、逆止弁６２を有する非常用炉心冷却
水流路６１と、蒸気発生器３上部と圧力容器１上部を連
通し、開閉弁６８を有する均圧流路６９を設ける。ま
た、給水管２１に逆止弁６４を設け、この給水管２１の
途中は、弁６５と復水補給水ポンプ６６と復水補給水流
路７０を介して復水タンク６７に接続している。さら
に、一次冷却水循環ポンプ２６の吐出側と圧力容器１の
間の一次冷却水流路に逆止弁６３を設ける。

【００６８】一次冷却水系の配管破断時等の事故時にお
いて、圧力容器１内に蒸気発生器３内の空間に存在する
冷却水を注入する方法を以下に説明する。圧力容器１か
ら蒸気発生器３にわたる一次冷却水系( ホットレグ) が
破断した場合、主蒸気隔離弁１２を閉じ、弁１０、流量
調整弁８、流量調整弁９を閉じ、開閉弁６８を開く。こ
れによって、圧力容器１内と蒸気発生器３内が均圧化さ
れ、蒸気発生器３内の冷却水が圧力容器１内に重力によ
って注水される。このとき、給水ポンプ２０及び復水補
給水ポンプ６６が運転可能であれば、弁６５を開き復水
を蒸気発生器３内に給水することにより、長期の炉心冷
却が可能になる。

【００６９】蒸気発生器３から圧力容器１にわたる一次
冷却水系( コールドレグ) が破断した場合、主蒸気隔離
弁１２を閉じ、流量調整弁９と流量調整弁３８を閉じ
る。これにより、圧力容器１内と蒸気発生器３内は、減
圧用一次冷却水流路６によって均圧化され、蒸気発生器
３内の冷却水が重力によって圧力容器１内に注水され
る。

【００７０】以上の操作において、給水ポンプ２０及び
復水補給水ポンプ６６が運転可能であれば、弁６５を開
き復水を蒸気発生器３内に給水することにより、長期の
炉心冷却が可能になる。

【００７１】本実施例によれば、第１及び第４の実施例
による効果に加えて、一次冷却水喪失事故等の非常時
に、炉心の冷却が確保され、原子炉の安全性がさらに向
上する効果がある。

【００７２】第７の実施例本発明の第７の実施例を図１６により説明する。本実施
例は、第１の実施例による原子炉において、復水器１７
と蒸気発生器３の間の給水管２１において、給水を冷却
源とする一次冷却水冷却器５５を設けたものである。

【００７３】本実施例における原子炉の一次冷却水が二
相流状態である場合に、一次冷却水は、伝熱管出口側流
路３１及びバイパス流路３７を通り一次冷却水冷却器５
５に入る。この時、一次冷却水が伝熱管出口側流路３１
及びバイパス流路３７を通過した後も二相流状態にある
と一次冷却水循環ポンプ２６の吸込側でキャビテーショ
ンが発生する可能性がある。そこで、一次冷却水冷却器
５５を流れる低温の給水によって一次冷却水を冷却し、
一次冷却水中の蒸気泡を凝縮する。また、給水は、一次
冷却水冷却器５５によって加熱されるので、給水加熱器
１９の容量を低減できる。

【００７４】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、一次冷却水循環ポンプのキャビテーション
を防止できるので、通常運転時の原子炉の信頼性がさら
に向上する効果がある。

【００７５】第８の実施例本発明の第８の実施例を図１７により説明する。本実施
例は、第１の実施例による原子炉において、蒸気発生器
３を圧力容器１と一体構造としたものである。すなわ
ち、圧力容器１内に隔壁６０を設け、隔壁６０で仕切ら
れる空間のうち炉心２と反対の側を蒸気発生室５９とす
る。隔壁６０には、隔壁６０を貫通してシュラウド５６
内からシュラウド５６外にわたって蒸気発生室側に張り
出した伝熱管７が設けられる。また、シュラウド内又は
外から隔壁６０を貫通して蒸気発生室側に一次冷却水放
出用構造物２８が設けられ、炉心２側の一次冷却水を蒸
気発生室側に放出可能な構造となっている。

【００７６】圧力容器１内の炉心２で加熱された一次冷
却水は、一次冷却水放出用構造物２８から蒸気発生室５
９に放出され、減圧沸騰を生じる。この減圧沸騰で生じ
た蒸気と伝熱管７で加熱された残留冷却水の沸騰蒸気
が、気水分離器３５、湿分分離器３６を経て、主蒸気管
１１から高圧タービン１４及び低圧タービン１５に送ら
れる。

【００７７】本実施例では、蒸気発生用一次冷却水流路
６の系統と蒸気発生器３を設ける必要が無く、原子炉の
機器が簡素化されるので、原子炉の経済性が向上する。
また、機器の簡素化により、通常運転時の信頼性も向上
する。

【００７８】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、原子炉機器の簡素化による経済性向上の効
果と通常運転時の信頼性向上の効果がある。

【００７９】第９の実施例本発明の第９の実施例を図１８により説明する。本実施
例は、第１の実施例による原子炉において、蒸気発生用
一次冷却水流路６から蒸気発生器３内に一次冷却水を放
出する冷却水出口流路５８に水車５７を設け、水車５７
の軸動力によって給水ポンプ２０を駆動するものであ
る。なお、この水車５７の駆動力によって、第２の給水
ポンプ２３を駆動しても良く、また発電機を回転し、そ
の電力で給水ポンプ２０又は第２の給水ポンプ２３を駆
動してもよい。

【００８０】本実施例では、蒸気発生器３内における一
次冷却水の放出後の気液の運動エネルギーを水車５７を
用いて給水ポンプ２０又は第２の給水ポンプ２３の駆動
源として利用することにより、減圧沸騰時に排出される
気液のエクセルギを仕事として有効利用できる。これに
より、原子炉の熱効率が向上する。

【００８１】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、原子炉の熱効率向上による経済性の向上効
果がある。

【００８２】第１０の実施例本発明の第１０の実施例を図１９及び図２０により説明
する。本実施例では、第４の実施例による原子炉におけ
る伝熱管７の一部を多孔伝熱管４９とする。また、伝熱
管７への一次冷却水の供給量を流量調整弁９で調整する
とともに、これと独立に多孔伝熱管４９への一次冷却水
の供給を蒸気発生用一次冷却水流路６で行ない、その流
量を流量調整弁８によって調整する。この構造により、
多孔伝熱管４９からは減圧用の一次冷却水が放出される
とともに、この一次冷却水の加熱も多孔伝熱管４９によ
って行なうことができる。また、多孔伝熱管４９の流路
面積を下流側ほど減少することによって、管内の圧力を
下流側でも維持できる。本実施例では、一次冷却水の減
圧と加熱を同一の伝熱管で行ない、ノズル等の複雑な構
造物も必要としないため、蒸気発生器３の構造が簡素化
できる。

【００８３】本実施例によれば、第１及び第４の実施例
による効果に加えて、蒸気発生器内の機器をさらに簡素
化できる効果がある。

【００８４】第１１の実施例本発明の第１１の実施例を図２１により説明する。本実
施例では、第４の実施例による原子炉における復水器１
７の二次冷却水に海水を用いる場合、深海水を二次冷却
水ポンプ７１によって給水し、復水器１７によって熱交
換後の海水を海面近傍に放水する。深海水は、海面近傍
の冷却水と比較して低温であるため、低圧タービン１５
の出口の蒸気温度を低くできるので、タービンの効率が
向上する。

【００８５】本実施例によれば、第１及び第４の実施例
による効果に加えて、タービンの効率が向上し、原子炉
の経済性がさらに向上する効果がある。

【００８６】なお、第５〜第１１の実施例は第１の実施
例または第４の実施例をベースに説明したが、他の実施
例に同様の考えを適用しても良く、またはこれらを適宜
組み合わせても良く、これによって適用した実施例のそ
れぞれの効果を合わせて得ることができる。

【００８７】

【発明の効果】本発明の第１の概念（請求項１）によれ
ば、一次冷却水の蒸気発生器内への放出で生じる減圧沸
騰により蒸気を発生させるので、蒸気発生に係る機器が
簡素化され、かつ通常運転時の信頼性が向上する効果が
ある。また、蒸気発生器内に残留した一次冷却水を、タ
ービンに送ることなく圧力容器に戻すので、蒸気減圧沸
騰によるエクセルギ損失の実質的な低減が可能となり、
原子炉の経済性が向上する効果がある。また、タービン
等の機器の健全性が維持される効果もある。

【００８８】本発明の第２の概念（請求項２）によれ
ば、一次冷却水の減圧沸騰と伝熱管による一次冷却水の
加熱によって蒸気を発生させるので、蒸気発生効率の向
上と蒸気発生器における伝熱時のエクセルギ損失の更な
る減少による経済性向上の効果が期待できると共に、一
次冷却水循環ポンプの揚程低減による経済性の向上効果
がある。

【００８９】

【００９０】

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の本発明の第１の実施例による原子炉の
系統図である。

【図２】第１の実施例における蒸気発生器の縦断面図で
ある。

【図３】第１の実施例における蒸気発生器の変形例を示
す縦断面図である。

【図４】第１の実施例の変形例による原子炉の系統図で
ある。

【図５】第１の実施例の他の変形例による原子炉の系統
図である。

【図６】本発明の第２の実施例による原子炉の系統図で
ある。

【図７】本発明の第３の実施例による原子炉の系統図で
ある。

【図８】第３の実施例の変形例による原子炉の系統図で
ある。

【図９】本発明の第４の実施例による原子炉の系統図で
あり、図４に示す原子炉としての運転モードを示す。

【図１０】第４の実施例による原子炉の沸騰水型原子炉
としての運転モードを示す系統図である。

【図１１】第４の実施例による原子炉の沸騰水型原子炉
としての他の運転モードを示す系統図である。

【図１２】第４の実施例による原子炉の加圧水型原子炉
としての運転モードを示す系統図である。

【図１３】本発明の第５の実施例による原子炉の系統図
である。

【図１４】第５の実施例の変形例による原子炉の系統図
である。

【図１５】本発明の第６の実施例による原子炉の系統図
である。

【図１６】本発明の第７の実施例による原子炉の系統図
である。

【図１７】本発明の第８の実施例による原子炉の圧力容
器の縦断面図である。

【図１８】本発明の第９の実施例による原子炉の蒸気発
生器の縦断面図である。

【図１９】本発明の第１０の実施例による原子炉の系統
図である。

【図２０】第１０の実施例による原子炉の蒸気発生器の
縦断面図である。

【図２１】本発明の第１１の実施例による原子炉の系統
図である。

【符号の説明】

１圧力容器２炉心３蒸気発生器（第２の手段）４一次冷却水供給流路５加圧器（第１の手段）６蒸気発生用一次冷却水流路７伝熱管８流量調整弁９流量調整弁１０弁１１主蒸気管１２主蒸気隔離弁１３主蒸気流量調整弁１４高圧タービン１５低圧タービン１６発電機１７復水器１８復水ポンプ１９給水加熱器２０給水ポンプ２１給水管（第３の手段）２２冷却水排水管２３第２の給水ポンプ２４流量調整弁２５一次冷却水戻り流路（第３の手段）２６一次冷却水循環ポンプ（第３の手段）２７逆止弁２８一次冷却水放出用構造物２９ノズル３０加熱用一次冷却水流路（第３の手段）３１伝熱管出口側流路３２管板３３仕切板３５気水分離器３６湿分分離器３７バイパス流路３８流量調整弁３９蒸気発生器給水バイパス流路４０流量調整弁４１流量調整弁４２逆止弁４３下部給水管４４流量調整弁４５ヒータ用電源調節器（第４の手段）４６制御器（第４の手段）４７蒸気ボイド率測定器４８中性子検出器４９多孔伝熱管５０圧力測定器７１二次冷却水ポンプ７３弁７４バイパス流路７５ヒータ７６ヒータ用電源

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者須々木晃茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者藤井正茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者鈴木洋明茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者片岡良之茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者川部隆平茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内 (56)参考文献特開昭62−98291（ＪＰ，Ａ) 特開昭61−62893（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21D 3/00 G21C 1/00 G21C 1/08 G21C 1/18 G21D 1/00

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】核燃料からなる炉心を内蔵する圧力容器
と、前記炉心で加熱された一次冷却水を輸送する一次冷
却水供給流路と、一次冷却水を前記圧力容器に戻す一次
冷却水循環ポンプと、前記圧力容器からの一次冷却水の
熱により発生した蒸気の流路である主蒸気管と、前記蒸
気により回転するタービンと、前記タービンの駆動後の
蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器の凝縮水を輸送す
る給水ポンプとを備えた原子炉において、（ａ）前記圧力容器からの一次冷却水が単相流又は二相
流状態になるよう前記一次冷却水供給流路の一次冷却水
を加圧する第１の手段と；（ｂ）前記一次冷却水供給流路に接続され、前記第１の
手段で加圧された前記圧力容器からの単相流又は二相流
状態の一次冷却水を減圧し、その一次冷却水の減圧沸騰
によって発生した蒸気を前記主蒸気管に送り込む第２の
手段と；（ｃ）前記減圧沸騰後に残留する一次冷却水と前記給水
ポンプからの給水を前記一次冷却水循環ポンプによって
前記圧力容器に戻す第３の手段と；とを有することを特徴とする原子炉。
【請求項２】核燃料からなる炉心を内蔵する圧力容器
と、前記炉心で加熱された一次冷却水を輸送する一次冷
却水供給流路と、一次冷却水を前記圧力容器に戻す一次
冷却水循環ポンプと、前記圧力容器からの一次冷却水の
熱により発生した蒸気の流路である主蒸気管と、前記蒸
気により回転するタービンと、前記タービンの駆動後の
蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器の凝縮水を輸送す
る第１の給水ポンプとを備えた原子炉において、（ａ）前記圧力容器からの一次冷却水が単相流又は二相
流状態になるよう前記一次冷却水供給流路の一次冷却水
を加圧する第１の手段と；（ｂ）前記一次冷却水供給流路を分岐して形成した第１
及び第２の分岐流路と；（ｃ）前記第１及び第２の分岐流路に接続され、前記第
１の分岐流路からの単相流又は二相流状態の一次冷却水
を減圧し、その一次冷却水の減圧沸騰によって第１の蒸
気を発生させると共に、前記減圧沸騰後に残留する一次
冷却水を前記第２の分岐流路からの一次冷却水で加熱し
て第２の蒸気を発生させ、前記第１及び第２の蒸気を前
記主蒸気管に送り込む第２の手段と；（ｄ）前記減圧沸騰後に残留する一次冷却水を加熱した
一次冷却水と前記第１の給水ポンプからの給水を前記一
次冷却水循環ポンプによって前記圧力容器に戻す第３の
手段と；とを有することを特徴とする原子炉。