JP5398501B2

JP5398501B2 - 原子炉

Info

Publication number: JP5398501B2
Application number: JP2009280192A
Authority: JP
Inventors: 泰山本; 徹光武; 達也加藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2009-12-10
Filing date: 2009-12-10
Publication date: 2014-01-29
Anticipated expiration: 2029-12-10
Also published as: JP2011122910A

Description

本発明は、炉心流量を正確に計測することができる原子炉に関する。

原子炉ではウラン等の核燃料の核分裂量を制御するために、炉心冷却材である水を圧力容器内で強制的に循環させる方式を採用している。
この炉心冷却材の循環量（＝炉心流量）は、多い程ウランの核分裂が促進されて原子炉出力を増加させ、少ない程核分裂が抑制されて原子炉出力を低下させる。

つまり、炉心流量が多いと、炉心で発生した気泡（ボイド）の密度が低下し、高速中性子が炉心冷却材で減速されて比較的低速な核分裂に寄与する（いわゆる熱中性子が多く生成される）こととなり、次の核分裂が促進され原子炉出力が増加する。一方、炉心流量が少ない場合には、逆の過程を辿って気泡の密度が多くなり、原子炉出力が低下する。
このために炉心流量は、安全かつ効率的な原子炉の運用管理を行うために極めて重要なパラメータであり、正しく計測されることが原子炉の適切な運用管理のために必要不可欠となっている。

ところで、原子炉における炉心流量の評価方法として、ポンプ部差圧測定法（ＰｄＰ法）や炉心支持板差圧計測法（ＣＰｄＰ法）といった２つの計測方法が知られている。
このうちポンプ部差圧測定法（ＰｄＰ法）は、圧力容器に設置された再循環ポンプのポンプ吸込部圧力と炉心入口部圧力との圧力差（ポンプ部差圧）を計測し、予め求められているＱ−Ｈ特性曲線に基づいて炉心流量を求める方法である。
また炉心支持板差圧計測法（ＣＰｄＰ法）は、炉心入口部圧力と炉心出口部圧力との圧力差（炉心支持板差圧）を計測し、この炉心支持板差圧と原子炉平均出力とから炉心流量を求める方法である。

一方、原子炉の運転に伴って、冷却材中に含まれる金属イオンやクラッド等の不純物が炉内構造物の表面に付着し、循環する冷却材の流動抵抗が増加して、計測されたポンプ部差圧又は炉心支持板差圧と炉心流量との関係が経時的に変化することが知られている。
そこで従来より、クラッド等の付着により流動抵抗が増加した場合であっても、炉心流量を正確に計測することを目的とした各種方法が提唱されている。

具体的には、炉心支持板差圧とポンプ部差圧との相関関係を示す直線の傾きの変化から流動抵抗の増加割合を求め、炉心流量の計算値を補正する方法（差圧勾配法）が知られている（特許文献１参照）。
このほか、ポンプや炉内構造物へのクラッド等の付着の影響を原理的に受けない方法として、圧力容器の出入口で測定される流量及び温度の値と圧力容器内の熱エネルギーバランスの記述式とを用いて炉心流量を計算により求める方法（ヒートバランス法）が知られている（特許文献２参照）。

また、炉心熱水力計算コードによる炉心流量計算値と前記ヒートバランス法による炉心流量計算値とを比較し、その差が所定の大きさを超えた場合、燃料表面のクラッド厚さ等の入力定数を調整して炉心熱水力計算コードによる炉心流量計算値を補正する方法が知られている（特許文献３参照）。
そして、ポンプ部差圧と炉心支持板差圧との圧力差および予め求められた流量係数に基づいて演算した基準炉心流量に対し、ＰｄＰ法およびＣＰｄＰ法に基づく炉心流量が所定値を超えた場合、その偏差を校正する方法が知られている（特許文献４参照）。
さらに、炉心冷却材の金属イオン濃度を計測し、この計測値に基づいてＰｄＰ法およびＣＰｄＰ法に基づく炉心流量を補正する方法が知られている（特許文献５参照）。

特開２００３−５７３８４号公報特開２００３−３１５４８４号公報特開２００１−１４１８７４号公報特開平１１−２３７４９３号公報特開２００８−２３２８７９号公報

しかし、特許文献１及び特許文献２は、炉心冷却材中の金属イオンやクラッド等の不純物が流路に付着したという直接情報に基づく計測法でないため、炉心流量の計測値の変動原因がクラッド等の付着によるものかそれ以外によるものなのか見極めが困難である課題があった。また、特許文献３及び特許文献４では、基準となる炉心流量との偏差が所定の値を超えて初めて校正が行なわれるため、炉心流量の指示値が校正前後で不連続な変化を示すという課題があった。特許文献５では、金属イオンのみの影響しか考慮していないため、金属イオン以外のクラッドの影響が反映されない課題があった。

本発明は係る課題を解決するために、炉心流量を正確に計測することができる原子炉を提供することを目的とする。

本発明に係る原子炉は、炉心冷却材が通流する貫通孔が設けられている炉心支持板と、前記貫通孔における流路中間、上流側及び下流側のうち少なくとも二箇所の差圧を検出する差圧検出素子と、を備え、前記貫通孔の上流側の内周面には段差部が設けられていることを特徴とする原子炉。

また、本発明に係る原子炉は、炉心冷却材が通流するように炉心支持板に設けられている貫通孔における流路中間と下流側との差圧を検出する第１検出器と、前記第１検出器からの差圧信号に基づき前記貫通孔における前記炉心冷却材の通過流量を求める第１演算器と、前記貫通孔における流路中間と上流側との差圧を検出する第２検出器と、前記第２検出器からの差圧信号に基づき前記貫通孔におけるクラッド影響係数を求める第２演算器と、前記通過流量及び前記クラッド影響係数に基づき炉心流量を求める第３演算器と、を備える炉心冷却材流量計測装置がさらに設けられていることを特徴とする。

本発明によれば、炉心流量を正確に計測することができる原子炉が提供される。

本発明に係る原子炉および炉心流量評価装置の実施形態を示す概略図。実施形態に係る原子炉の炉心の水平面における要部断面図。炉心支持板に設けられた貫通孔の実施形態を示す概略縦断面図。貫通孔のクラッド付着量に対する圧損係数の関係を示すグラフ。炉心支持板に設けられた段付貫通孔の実施形態を示す概略断面図。（Ａ）貫通孔が炉内中性子検出素子の支持部材の近傍に設けられる場合の縦断面図、（Ｂ）同水平断面図。

原子炉１０は、炉心冷却材が満たされた内部にシュラウド１５が配置されている圧力容器１１と、このシュラウド１５に固定された炉心支持板１７上に支持され上部が上部格子板１４で支持されこのシュラウド１５に外周が囲まれている炉心１６と、このシュラウド１５上方に設けられ炉心１６を通過して気液二相流となった炉心冷却材を気液分離する気水分離器１３と、気水分離された一方の気相分（蒸気）を乾燥させる蒸気乾燥器１２と、から構成されている。

原子炉で発生した蒸気は、主蒸気管２１に導かれてタービン２２を回転駆動させて、同軸上に接続された発電機２３を駆動させる。このタービン２２で仕事をして膨張した蒸気は、復水器２４で冷却され凝縮して復水となる。この復水は、送液手段２５により給水配管２６を介し、給水として圧力容器１１内に戻される。

そして、気水分離器１３で気水分離された他方の液相分は、給水配管２６から戻された給水と合流し、周方向に複数設けられた再循環ポンプ１８により（図面では省略して一つのみ記載）、シュラウド１５及び圧力容器１１に挟まれる領域（ダウンカマＤ）を下降して下部プレナムＬに案内される。
下部プレナムＬに案内された原子炉冷却材は、炉心１６を通過して加熱され気液二相流となって、上部プレナムＵに到達する。この到達した気液二相流は、再び気水分離器１３に導かれ、前記したプロセスを繰り返す。

炉心１６は、図２においてその水平部分断面図で示されるように、多数の燃料棒６２が収納されている角筒状のチャンネルボックス６１と、核分裂反応に伴う中性子を吸収して出力を制御する制御棒６３と、この中性子の検出素子３１ａ（図１）を収容するとともに上部格子板１４及び圧力容器１１の底部にそれぞれ上下端が固定されている計装案内管３１とが、多数配列して構成されている。

ここで炉心流量とは、炉心１６を通る原子炉冷却材の総量であって、その大部分はチャンネルボックス６１の内側を通過して上部プレナムＵに到達するが、その一部はチャンネルボックス６１の外側を流れて上部プレナムＵに達する。ここで、チャンネルボックス６１の外側を通る流れはバイパス流量と呼ばれ、通常は炉心流量の全量の一部（１０％程度）であるが、クラッド等の付着物が滞積するにつれ、バイパス流量は経時的に変化する傾向にある。

また炉心支持板１７には、図３にその部分縦断面が示されるように、炉心冷却材が通流する貫通孔７１と、差圧検出素子７２，７３，７４が支持される支持部材３２（図１）が設けられている。
ここで、差圧検出素子７２，７３，７４の配置位置は、特に限定されるものでないが、差圧検出素子７２，７４はそれぞれ炉心支持板１７の上側面及び下側面の近傍に配置されていればよく、差圧検出素子７３は貫通孔７１の縦方向略中心に配置されていればよい。

これにより、炉心冷却材は、貫通孔７１を図の上方向に通流するとともに、差圧検出素子７２，７３，７４により貫通孔７１における流路中間−上流側の差圧ΔＰ1、流路中間−下流側の差圧ΔＰ2、及び上流側−下流側の差圧ΔＰcpを検出することができる。
なお、実際にはΔＰcp＝ΔＰ1＋ΔＰ2の関係から、ΔＰcp、ΔＰ1、ΔＰ2のうち少なくとも二箇所の差圧を検出すれば全て（三箇所）の差圧を知ることができる。
また貫通孔７１は、シュラウド１５とチャンネルボックス６１との間の位置に１つ、又は複数設けられていればよい。

炉心流量評価装置３０は、図１に示されるように、貫通孔７１（図３）における流路中間と下流側との差圧ΔＰ1を検出するΔＰ1検出器３３（第１検出器）と、貫通孔７１における流路中間と上流側との差圧ΔＰ2を検出するΔＰ2検出器４３（第２検出器）と、差圧信号ΔＰ1に基づき貫通孔７１（図３）における炉心冷却材の通過流量Ｗ1を求める第１演算器４２と、差圧信号ΔＰ2に基づきクラッド影響係数Ｒcradを求める第２演算器５１と、通過流量Ｗ1及びクラッド影響係数Ｒcradに基づき炉心流量Ｗcoreを求める第３演算器５５と、を備えている。

通過流量演算器４２（第１演算器）は、次の（１）式に基づいて、貫通孔７１の通過流量Ｗ1を演算するものである。
Ｗ1＝Ｓ√（ΔＰ1／Ｋ1）（１）
ここで、貫通孔７１の流路面積をＳとし、貫通孔７１の下流部（符号７２から符号７３の間）の圧力損失係数Ｋ1とする。

図３の貫通孔７１において、下から上方向に通過する炉心冷却材に対し、上流部（符号７３から符号７４の間）における急縮小して再循環流が発生しやすい位置に、クラッドが付着しやすいことが経験的に知られている。
よって図４に示されるように、経時的に貫通孔７１にクラッドが付着することに対し、上流部の圧力損失係数Ｋ2は増加するが、下流部の圧力損失係数Ｋ1は一定である。
従って、貫通孔７１の下流部の圧力損失係数Ｋ1は、原子炉の運転開始から変化することなく一定であり、予めモックアップ試験により求めた規定値をデータベース４１に蓄積させて前記（１）式に適用することにより貫通孔７１の通過流量Ｗ1を正確に導くことができる。

Ｒcrad演算器５１（第２演算器）は、次の（３）式に基づいて、貫通孔７１のクラッド影響係数Ｒcradを演算するものである。
Ｒcrad＝Ｋ1／Ｋ2 ＝ΔＰ1／ΔＰ2 （３）
ここで（３）式は、貫通孔７１の下流部も上流部も通過流量Ｗ1が同じであることから次の（４）式と前記（１）式の関係から導かれるものである。
Ｗ1＝Ｓ√（ΔＰ2／Ｋ2）（４）
炉心流量演算器５５（第３演算器）は、次の（５）式に基づいて、炉心流量Ｗcoreを演算するものである。
Ｗcore＝Ｆ（Ｑcore,ＡＰＦ,Ｒcrad）×Ｗ1 （５）
関数Ｆは、Ｗ1とＷcoreを関連付ける関数であり、Ｑcore,ＡＰＦ,Ｒcradの入力変数により定められる値である。
ここで、炉心出力Ｑcoreは、中性子束検出器３５で受信した中性子の検出素子３１ａからの信号に基づき炉心出力計算器４４で求められるものである。
ＡＰＦは、出力分布計算器４５によって求められる縦軸方向の出力分布係数であって、例えば、炉心１６の上半分と下半分との出力比、炉心平均の沸騰開始位置、あるいは環状流開始位置などに基づき求められるものである。ただし、縦軸方向の出力分布による炉心流量への影響はそれほど大きくないので、ＡＰＦは必ずしも考慮する必要はない。
なおＱcore，ＡＰＦに係る値は、炉心熱設計コードを用いて作成することができる。

図５に示される実施形態は、貫通孔７１の上流側の内周面に段差部７５を設けた場合を示している。なお図５におけるその他の構成は、図３と同じで共通するものには同一の符号が付されている。
このように貫通孔７１の上流側において急縮小回数を増加させることによって、この上流側におけるクラッド付着を促進させ、クラッド影響係数Ｒcradの変動量を大きくすることができる。

バイパス（ＢＰ）流量率演算器５６（第４演算器）は、クラッド影響係数Ｒcradに基づいてバイパス流量率を求めるものである。
すでに図２を参照して説明したように、クラッド付着による影響は、チャンネルボックス６１の外側（炉心バイパス部）と内側（燃料集合体）とを流れる炉心流量の比率（バイパス流量率）を変化させる。これは、炉心バイパス部へのリークパスは、流路が狭くクラッド付着の影響を受けやすいためである。これによりクラッド影響係数Ｒcradに基づいて、燃料集合体を流れる炉心冷却材を正確に定量することができ、炉心状態を的確に監視することができる。

ΔＰcp検出器３４（第３検出器）は、貫通孔７１の上流側と下流側とにおける炉心支持板差圧ΔＰcpを検出するものである（図３参照）。

Ｗcpdp演算器５２は、次の（６）式に基づいて（以下、ＣＰｄＰ法という）、炉心支持板差圧ΔＰcpに基づく炉心流量Ｗcpdpを演算するものである。
Ｗcpdp＝Ｋc・(ａ＋ｂ√ΔＰcp＋ｃ・ΔＰcp)×(ｄ＋ｅ・Ａ＋ｆ・Ａ^２）（６）
ここで、ａ，ｂ，ｃ，ｄ，ｅ，ｆは定数であり、原子炉平均出力Ａは炉心出力計算器４４の出力値に基づくものであり、Ｋｃは校正係数である。

このように、ＣＰｄＰ法で得られた炉心流量Ｗcpdpは、炉心支持板差圧ΔＰcpおよび原子炉平均出力Ａにより求めるものである。しかし、ＣＰｄＰ法に基づく炉心流量Ｗcpdpは、原子炉冷却材中に含まれる金属イオンやクラッド等の不純物が、ポンプや炉内構造物の表面に付着し、ポンプ性能の低下や原子炉炉心部分の流動抵抗係数の増加を経時的に生じさせることについて考慮されていない。
通常、原子炉出力分布の変化や経時的なクラッド等の原子炉内への付着によって、炉心支持板差圧ΔＰcpと実際の炉心流量との関係は変化するものである。

Ｗcpdp補正演算器５７（第５演算器）は、次の（７）式に基づいて、ＣＰｄＰ法に基づく炉心流量Ｗcpdpに対し、クラッド等の付着を考慮した補正演算を行うものである。つまり、Ｗcpdp補正演算器５７は、炉心支持板差圧ΔＰcp及びクラッド影響係数Ｒcradに基づき炉心流量を求めるものである。
Ｗcpdp（補正後）＝ｆ(Ｒcrad)×Ｗcpdp（補正前）（７）
ここで、Ｗcpdp（補正前）はＷcpdp演算器５２の出力値である。ｆ(Ｒcrad)は、Ｒcrad演算器５１から出力されるクラッド影響係数Ｒcradを入力変数とする関数であって、事前にモックアップ試験、実機においては差圧勾配法、ヒートバランス法等を用いて定めることができる。

Ｗpdp演算器５４は、次の（８）式（９）式に基づいて（以下、ＰｄＰ法という）、ポンプ部差圧ΔＰpに基づく炉心流量Ｗcpdpを演算するものである。
Ｑi＝ｆi（ΔＰp，Ｒi，Ｔb）（８）
Ｗpdp＝Ｋp・ΣＱi （９）
ここで、各記号は、炉水温度検出器３６により検出される炉心冷却材温度Ｔb、回転数検出器３８により検出される再循環ポンプ１８の回転数Ｒi、ΔＰp検出器３７（第４検出器）により検出されるポンプ部差圧ΔＰpを示している。なおポンプ部差圧ΔＰpとは、循環する炉心冷却材の再循環ポンプ１８における前後の圧力差で、計装配管２７によって計測されるものである。

ここで関数ｆiは、データベース５３に記憶されているＱ−Ｈ特性曲線であり、再循環ポンプ１８についてのポンプ特性を示すものである。このＱ−Ｈ特性曲線とは予めモックアップ試験等により得られた特性曲線であり、再循環ポンプ１８におけるポンプ部差圧ΔＰp、回転数Ｒi及び炉心冷却材温度Ｔb並びに通過流量Ｑiの関係式が高次のフィッティング式で表されている。

そして、Ｗpdp演算器５４では、一台の再循環ポンプ１８から検出されるポンプ部差圧ΔＰp及び回転数Ｒiからこの一台の再循環ポンプ１８における炉心冷却材の通過流量Ｑiを求め（式（８））、さらに圧力容器１１に設けられた複数台の再循環ポンプ１８の個々の通過流量Ｑiの総和と校正係数ＫpによりＰｄＰ法に基づく炉心流量Ｗpdpを演算する（式（９））。

このように、ＰｄＰ法で得られた炉心流量Ｗpdpは、ポンプ部差圧ΔＰp、回転数Ｒi及び炉心冷却材温度Ｔbにより求めるものである。このために、前述したＣＰｄＰ法と同様に、クラッド等の不純物がポンプや炉内構造物の表面に付着し、ポンプ部差圧ΔＰp等と実際の炉心流量との関係を経時的に変化することについては考慮されていない。

Ｗpdp補正演算器５８（第６演算器）は、次の（１０）式に基づいて、ＰｄＰ法に基づく炉心流量Ｗpdpに対し、クラッド等の付着を考慮した補正演算を行うものである。つまり、Ｗpdp補正演算器５８（第６演算器）は、ポンプ部差圧ΔＰp信号及びクラッド影響係数Ｒcradに基づき炉心流量を求めるものである。
Ｗpdp（補正後）＝ｆ(Ｒcrad)×Ｗpdp（補正前）（１０）
ここで、Ｗpdp（補正前）はＷpdp演算器５４の出力値である。ｆ(Ｒcrad)は、Ｒcrad演算器５１から出力されるクラッド影響係数Ｒcradを入力変数とする関数であって、事前にモックアップ試験、実機においては差圧勾配法、ヒートバランス法等を用いて定めることができる。

図６は、既存の原子力プラントに、炉心冷却材が通流する貫通孔８１と、差圧検出素子８２，８３，８４をバックフィットするのに好適な実施形態を示している。
つまり、差圧検出素子８２，８３，８４は、中性子検出素子３１ａ（図１）が収容される計装案内管３１を利用して、設置されるものである。貫通孔８１は、この計装案内管３１に隣接するように設けられている。

計装案内管３１は、炉心支持板１７を貫通して設けられている中空体であるので、差圧検出素子８２，８３，８４の素線をこの中空部より引き出してΔＰ1検出器３３、ΔＰ2検出器４３又はΔＰcp検出器３４に接続することができる。

本発明は前記した実施形態に限定されるものでなく、共通する技術思想の範囲内において、適宜変形して実施することができる。
実施形態においては、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例示して説明したが、これに限定されるものでなく例えば加圧水型原子炉（ＰＷＲ）にも本発明を適用させることができる。また、圧力容器１１の内部で炉心冷却材を再循環させる方式を例示したが、圧力容器１１の外部を経由して再循環させる方式においても本発明を適用させることができる。

１０…原子炉、１１…圧力容器、１２…蒸気乾燥器、１３…気水分離器、１４…上部格子板、１５…シュラウド、１６…炉心、１７…炉心支持板、１８…再循環ポンプ、２１…主蒸気管、２２…タービン、２３…発電機、２４…復水器、２５…送液手段、２６…給水配管、２７…計装配管、３０…炉心流量評価装置、３１…計装案内管、３１ａ…中性子検出素子、３２…差圧検出素子の支持部材、３３…ΔＰ1検出器（第１検出器）、３４…ΔＰcp検出器（第３検出器）、３５…中性子束検出器、３６…炉水温度検出器、３７…ΔＰp検出器（第４検出器）、３８…回転数検出器、４１…圧損係数データベース、４２…通過流量演算器（第１演算器）、４３…ΔＰ2検出器（第２検出器）、４４…炉心出力計算器、４５…出力分布計算器、５１…Ｒcrad演算器（第２演算器）、５２…Ｗcpdp演算器、５３…Ｑ−Ｈ特性データベース、５４…Ｗpdp演算器、５５…炉心流量演算器（第３演算器）、５６…バイパス流量率演算器（第４演算器）、５７…Ｗcpdp補正演算器（第５演算器）、５８…Ｗpdp補正演算器（第６演算器）、６１…チャンネルボックス、６２…燃料棒、６３…制御棒、７１，８１…貫通孔、７２，７３，７４，８２，８３，８４…差圧検出素子、Ｒcrad…クラッド影響係数、Ｗ1…貫通孔における炉心冷却材の通過流量、Ｗcore…炉心流量。

Claims

炉心冷却材が通流する貫通孔が設けられている炉心支持板と、
前記貫通孔における流路中間、上流側及び下流側のうち少なくとも二箇所の差圧を検出する差圧検出素子と、を備え、
前記貫通孔の上流側の内周面には段差部が設けられていることを特徴とする原子炉。
前記差圧検出素子は、炉内中性子検出素子を収容する計装案内管に支持されていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
請求項１又は請求項２に記載の原子炉において、
前記流路中間と前記下流側との差圧を検出する第１検出器と、
前記第１検出器からの差圧信号に基づき前記貫通孔における前記炉心冷却材の通過流量を求める第１演算器と、
前記流路中間と前記上流側との差圧を検出する第２検出器と、
前記第２検出器からの差圧信号に基づきクラッド影響係数を求める第２演算器と、
前記通過流量及び前記クラッド影響係数に基づき炉心流量を求める第３演算器と、を備える炉心冷却材流量計測装置が設けられていることを特徴とする原子炉。
前記炉心冷却材流量計測装置は、
前記クラッド影響係数からバイパス流量率を求める第４演算器を備えることを特徴とする請求項３に記載の原子炉。
前記炉心冷却材流量計測装置は、
前記上流側と前記下流側との差圧を検出する第３検出器と、
前記第３検出器からの差圧信号及び前記クラッド影響係数に基づき炉心流量を求める第５演算器と、を備えることを特徴とする請求項３又は請求項４に記載の原子炉。
前記炉心冷却材流量計測装置は、
前記炉心冷却材を循環させる再循環ポンプの差圧を検出する第４検出器と、
前記第４検出器からの差圧信号及び前記クラッド影響係数に基づき炉心流量を求める第６演算器と、を備えることを特徴とする請求項３から請求項５のいずれか１項に記載の原子炉。