JP7105719B2

JP7105719B2 - Ａｔｗｓ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉

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Publication number: JP7105719B2
Application number: JP2019063392A
Authority: JP
Inventors: 隆久松崎; 智彦池側
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2019-03-28
Filing date: 2019-03-28
Publication date: 2022-07-25
Anticipated expiration: 2039-03-28
Also published as: JP2020165660A

Description

本発明は、ＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉に関する。

コンパクトで経済的な原子力発電プラントの一例として、特許文献１には、原子炉圧力容器の内底部に、炉心支持板、上部格子板およびこれらによって支持された燃料集合体からなる炉心を設け、上部格子板上に制御棒案内筒および炉心シュラウドを配置し、さらにその上方に制御棒駆動機構を設けることにより、制御棒を炉心の上部から挿入し得るとともに、制御棒案内筒のチムニ効果によって冷却水の炉内自然循環を可能とする、ことが記載されている。

特開２００２－１２２６８６号公報

沸騰水型原子炉では炉心の発熱により冷却水を沸騰させることで蒸気を発生させ、その蒸気をタービンに送って発電する。

一般的な沸騰水型原子炉では、原子炉圧力容器内の水を循環させて炉心に供給する再循環ポンプを設けて、この再循環ポンプを電力で動かすことにより炉心に冷却水を供給する。

一方、自然循環型沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器内の炉心の発熱により発生した蒸気が混じった水と、原子炉圧力容器内のシュラウド壁外側のダウンカマ領域の沸騰していない水（蒸気が混じっていない水）との密度の差（自然循環力）によって冷却水が循環する原子炉であり、再循環ポンプが必要ない、との利点を有している。このため、一般的な沸騰水型原子炉に比べてコストを削減できる。

このような自然循環型沸騰水型原子炉では、自然循環力を増加させる目的で、炉心上部、かつ先述のシュラウド壁内側にチムニという多数の筒状の構造物が並んでいる領域を設けている。チムニの設置により、このチムニの高さの分だけシュラウド壁内外で密度の差がある領域が拡大し、冷却水流量が増加する。

沸騰水型原子炉では、一般的に冷却水流量が増加すると出力が増加し、冷却水流量が減少すると出力が減少するという特性があるため、冷却水流量が増加させることで運転時の出力を増加させることができる。

原子力プラントでは、プラントの一部に不具合が生じた場合などプラントを停止させる必要が生じた場合、制御棒を炉心に挿入することで核分裂反応を停止させる。

また、非常に低い確率ではあるが、制御棒の挿入に失敗した場合（以下、ＡＴＷＳ：ＡｎｔｉｃｉｐａｔｅｄＴｒａｎｓｉｅｎｔＷｉｔｈｏｕｔＳｃｒａｍと呼ぶ）の後備の反応度制御系として、ホウ酸水注入系により炉内にホウ酸水を注入し、炉心の反応を停止させる。

ホウ酸水注入系によるホウ酸水の注入が完了するまでには、制御棒の挿入と比較して時間が掛かる。そのため、従来の再循環ポンプを備えた沸騰水型原子炉ではポンプを停止させ、炉心を流れる冷却水の流量を減少させる必要がある。冷却水の流量を減少させた場合、炉心での冷却水の沸騰が促進され、炉心に負の反応度が投入されることで出力が減少し、現象が緩和される。

一方、自然循環型沸騰水型原子炉は再循環ポンプを持たないため、冷却水流量をコントロールして出力を低下させることができない。そこで、このような事象に備えるために、ホウ酸水の注入系を強化したり、冷却系を強化したり、原子炉圧力容器や原子炉格納容器の耐圧を高めたりする必要があるが、これらにはコストが掛かる。

そこで、これらの対策の必要性を無くしコスト低減を図るため、ＡＴＷＳ発生時に冷却水流量を減少させ、出力を減少させる機構として特許文献１のような機構がある。

特許文献１では、炉心上部に制御棒案内筒を設け、この筒をチムニとして利用し、ＡＴＷＳ発生時にこのチムニ内部からダウンカマ領域へ冷却水をバイパスすることでＡＴＷＳ発生時に冷却水流量を減少させ、出力を減少させている。

自然循環型沸騰水型原子炉において、ＡＴＷＳが発生した場合に冷却水流量を減少させ、出力を減少させるために、特許文献１では、冷却水を制御棒案内筒を兼ねているチムニをバイパスさせることで冷却水流量を減少させている。

そのために、この特許文献１では、シュラウドヘッド部分の内側から外側へ貫通するパイプ等の流路を設け、この流路のダウンカマ部側に任意に開放できる原子炉圧力容器内蔵弁を取付けることが記載されている。

しかし、特許文献１では、このバイパス流路を流れる冷却水の流量を決定する原子炉圧力容器内蔵弁が原子炉圧力容器内に設置されている。しかし、原子炉圧力容器内は高温高圧の冷却水が流れていることから、この冷却水から弁を保護する必要がある。しかし、バルブの信頼性を保つには大掛かりな防護装置などが必要となり、保護が非常に困難である。また、この圧力容器内に配置される原子炉圧力容器内蔵弁の存在が冷却水の流れを阻害しないように何かしら別個の対処を取る必要がある、との問題がある。

そこで、本発明では、ＡＴＷＳ発生時に全燃料集合体の出力を効率的に減少させてプラントの安全性を向上させると共に、冷却系の強化や、原子炉圧力容器や原子炉格納容器の高耐圧化を不要としたＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。

本発明は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、燃料集合体が装荷された炉心と、前記燃料集合体における核分裂反応によって発熱している前記炉心の上部に配置され、その内側を冷却水が鉛直方向上向きへ流れるとともに、その外側を前記冷却水が鉛直方向下向きに流れるシュラウド壁と、前記炉心の上部領域に形成されたチムニと、前記炉心を内包する原子炉圧力容器と、を備えた自然循環型沸騰水型原子炉におけるＡＴＷＳ対策設備であって、一部が前記原子炉圧力容器の外側に配置されており、前記チムニの内側と前記シュラウド壁の外側とを連通する連通流路と、前記連通流路のうち前記原子炉圧力容器の外側の部分に配置され、前記連通流路を流れる冷却水の流れを制御するバイパス弁と、を備えたことを特徴とする。

本発明によれば、ＡＴＷＳ発生時に全燃料集合体の出力を効率的に減少させ、プラントの安全性を向上させると共に、冷却系の強化や、原子炉圧力容器や原子炉格納容器の高耐圧化を不要とできるため、コストを削減することができる。上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施例の説明により明らかにされる。

本発明の実施例１に係る自然循環型沸騰水型原子炉の主要系統の概略を示す図である。図１のＡ－Ａ’断面図である。本発明の実施例１に係るバイパス弁の開閉機構の通常時の様子を示す模式図である。本発明の実施例１に係るバイパス弁の開閉機構のＡＴＷＳ時の様子を示す模式図である。本発明の実施例２に係る自然循環型原子炉のうち、図１に示す部分のＡ－Ａ’断面図である。本発明の実施例３に係る自然循環型原子炉のうち、図１に示す部分のＡ－Ａ’断面図である。本発明の実施例４に係る自然循環型原子炉のうち、図１に示す部分のＡ－Ａ’断面図である。本発明の実施例５に係る自然循環型原子炉のうち、図１に示す部分のＡ－Ａ’断面図である。

以下に本発明のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉の実施例を、図面を用いて説明する。

＜実施例１＞
本発明のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉の実施例１について図１乃至図４を用いて説明する。図１は実施例１に係る自然循環型沸騰水型原子炉の主要系統図である。図２は実施例１に係る自然循環型沸騰水型原子炉の横断面図である。図３および図４は実施例１に係るバイパス弁の開閉機構を示す模式図である。

図１に示す自然循環型沸騰水型原子炉１００では、複数の燃料集合体（図示の都合上省略）が格子状に装荷された炉心２が原子炉圧力容器１内に内包されている。この原子炉圧力容器１には、主蒸気配管１５や給水配管（図示省略）が接続されている。

本実施例の原子炉圧力容器１内では、炉心２に流入した冷却水が炉心２内の燃料集合体で生じる核分裂によって発生する熱によって水を沸騰させることで蒸気を発生させている。

発生した蒸気は水と混じった二相流となり、炉心２の上部領域に形成されたチムニ７、スタンドパイプ１６を通ってセパレータ１７に流入する。セパレータ１７では遠心力により水と蒸気を分離（気液分離）する。なお、設計によってはこのセパレータが無い炉型も存在するが、本発明はそのような炉型にも適用することができる。

セパレータ１７で分離された水はシュラウド壁４と原子炉圧力容器１の間隙（ダウンカマ領域）を下方向へ流れ、途中で原子炉圧力容器１外から給水配管（図示省略）を介して供給される給水と混合される。その後、下部プレナム１０を経由して再び炉心２に下方から流入する。

このように、本実施例では、シュラウド壁４の内側を却水が鉛直方向上向きへ流れ、シュラウド壁４の外側を冷却水が鉛直方向下向きに流れることになる。

一方、セパレータ１７で分離された微小液滴を随伴する蒸気は、ドライヤ９でほぼ全ての液滴を除去された後、主蒸気配管１５を介してタービン（図示省略）に導かれ、発電が行われる。

ここで、図１に示す自然循環型沸騰水型原子炉１００では、一般的な沸騰水型原子炉と異なり、炉心２に冷却水を供給するジェットポンプやインターナルポンプ（ＲＩＰとも呼ばれる）が存在しない。

沸騰水型原子炉は、沸騰によって冷却水の平均密度が大きく変化するため、加圧水型原子炉と比較して自然循環による炉心の冷却が容易である、との利点を有している。シュラウド壁４より内側の領域の蒸気と水が混じった気液二相流の平均水密度はシュラウド壁４より外側のダウンカマ領域の単相の水の水密度より小さい。このため、シュラウド壁４の内外の水頭差を駆動力として、ポンプを使用することなく炉心２に冷却水を供給することができる。

このように自然循環力で炉心２に冷却水を供給できるが、その冷却水の流量は炉心２で発生する熱を十分に除去できる流量である必要がある。

ここで、炉心２に冷却水が流れる際には圧力損失が生じるが、炉心を流れる冷却水の流量である自然循環流量は、シュラウド壁４の内外の密度差によって生じる水頭差による駆動力と上述の圧力損失のバランスで決まる。一般的に、炉心高さ分の水頭差に起因する駆動力だけでは、十分な冷却水流量の確保が難しいことが知られている。

そこで、自然循環型沸騰水型原子炉１００では、一般的に、炉心２の除熱に必要となる流量を確保するため、炉心２およびシュラウド壁４の上部にチムニ７を設置することで対応している。

このようなチムニ７を設置することで、炉心高さ分のシュラウド壁４内外の密度差に加えて、チムニ７の高さの分だけチムニ７内部とチムニ７外部のダウンカマ領域との冷却水密度差も自然循環力として利用できるようになる。従って、冷却水流量が増加し、炉心２を十分に冷却することができる。

このような自然循環力を利用することで、冷却水供給のための再循環ポンプを不要とし、コストを低減できると共に、再循環ポンプの故障によってプラントに悪影響がおよぶ可能性も排除することができる。

上述のような構造の自然循環型沸騰水型原子炉１００における炉心２の出力は、原子炉圧力容器１の下方から制御棒５を挿入・引抜を行うことで調整する。

また、自然循環型沸騰水型原子炉１００では、強い地震が生じた場合や、例えば外部から供給されている電源が失われた、配管が破断した、タービンに不具合が生じた、等のプラントに不具合が生じた場合も、制御棒５を急速に挿入することで原子炉を停止させる。またそのような事態が生じた場合は、放射性物質の外部への漏えいリスクを避けるために主蒸気隔離弁８を閉止し、原子炉格納容器１２外へ放射性物質を含む蒸気が漏えいすることを防止する。

しかし、制御棒５が挿入されて原子炉が停止した場合においても、炉心２では燃料の崩壊熱により蒸気が発生する。また、主蒸気隔離弁８が閉止しているため、原子炉圧力容器１の圧力が上昇する。

このような場合には、原子炉圧力容器１の圧力上昇を検知して、非常用復水器起動弁２０が開かれて原子炉圧力容器１の蒸気が非常用復水器１８に流入し、非常用復水器プール水１９によって蒸気は冷却され水に戻る。水に戻った後、重力によって原子炉圧力容器１内に戻り、再び炉心２の冷却に寄与すると共に、原子炉圧力容器１の圧力が低下する。

なお、非常用復水器１８は、起動初期には非常用復水器プール水１９の温度が低いため、非常用復水器プール水１９が沸騰を開始するまでは冷却能力が限定的である。そのような場合において原子炉圧力容器１の圧力がさらに上昇した場合は、主蒸気逃がし安全弁２１が開き、原子炉圧力容器１の蒸気を圧力抑制室２３に導く。これにより、圧力抑制室２３内の圧力抑制プール水１３内にクエンチャ２２を通して蒸気を放出し、凝縮させることで原子炉圧力容器１の圧力上昇を抑制する。

一般的な設計では、プラントに不具合が発生した場合には、水圧によって制御棒５を急速に挿入する。しかし、発生確率は非常に低いものの、検出器の不具合や水圧による駆動機構のトラブルにより制御棒５の挿入に失敗する事象（ＡＴＷＳ）にも備える必要がある。

そこで、そのような事象への備えとして、この制御棒５を電動で挿入する、もしくはホウ酸水を炉心に注入して反応を止める装置（ホウ酸水注入系、ＳＬＣ：ＳｔａｎｄｂｙＬｉｑｕｉｄＣｏｎｔｒｏｌＳｙｓｔｅｍなどとも呼ばれる）などの備えがある。

しかし、これらの動作は水圧による制御棒の挿入と比較して時間が掛かるため、出力が高い状態がしばらくの間続き、原子炉圧力容器１の圧力も制御棒の挿入に成功した場合と比較してしばらくの間は高止まりする。

従来のように再循環ポンプを備えた沸騰水型原子炉では、電動による制御棒の挿入やホウ酸水の注入と並行して再循環ポンプを停止させ、炉心を流れる冷却水の流量を減少させ、出力を減少させることができる。

しかし、自然循環型沸騰水型原子炉１００は再循環ポンプを備えていないため、しばらく出力が高い状態が続くことによるプラントの損傷を防止するためにＡＴＷＳ対策設備を備えている。従来の自然循環型沸騰水型原子炉のＡＴＷＳ対策設備は、先述した非常用復水器の容量を強化する、原子炉圧力容器や原子炉格納容器の耐圧を高める対策を取るものであったが、これらの対策にはコストが掛かる、との課題があった。

これに対し本実施例では、図１や図２に示すように、ＡＴＷＳ対策設備として、シュラウド壁４の内周側上方に位置するチムニ７の内側とチムニ７の外側（シュラウド壁４の外側）のダウンカマ領域とを連通させる連通流路６を設ける。この連通流路６は、図２に示すように、一部が原子炉圧力容器１の外側に配置されるものとする。

更に、連通流路６を流れる冷却水の流れを制御するバイパス弁２４を、連通流路６のうち原子炉圧力容器１の外側の部分に配置する。

なお、連通流路６は例えば図２のように原子炉圧力容器１を断面方向から見たときに複数配置することで、一本辺りの口径を小さくできると共に、冷却水の偏りを防止することもできる。なお連通流路６は少なくとも１本以上設けられていれば良い。

このバイパス弁２４は、自然循環型沸騰水型原子炉１００の通常運転時は閉止させておき、ＡＴＷＳが万が一発生した場合に開く構造とする。

バイパス弁２４が開くと、連通流路６を通してチムニ７内外が均圧化し、チムニ７内外の水頭差がなくなるため、チムニ７による冷却水流量の増加効果が無くなる。それにより炉心２を流れる冷却水流量が減少し、出力を減少させることができる。

このバイパス弁２４の構造の詳細について図３および図４を用いて説明する。

図３に示すように、バイパス弁２４の弁体２６を弁バネ２７によって弁座３３に押し付け、連通流路６を閉止する。また、弁体２６をピストン２８と接続するとともに、ピストン２８の片側に原子炉圧力容器１と連通する圧力伝送管２５を接続し、ピストン２８に原子炉圧力容器１の圧力が掛かる構造とする。なお、バイパス弁２４のピストン２８のうち、原子炉圧力容器１の圧力が掛かる側の反対側には、原子炉圧力容器１の外側の圧力が掛かるように開放しておくことが望ましい。

これにより、万が一の確率でＡＴＷＳが生じて原子炉圧力容器１の内側の圧力が上昇して弁バネ２７による押しつけ力を上回ると、図４に示すように、ピストン２８が移動してバイパス弁２４の弁体２６が弁座３３から離れ、開弁させることができる。

なお、原子炉圧力容器１を貫通する配管には、その配管が破断した場合に冷却水が原子炉圧力容器１から系外へ流出することを防止するために、隔離弁を備える必要がある。

そのため、連通流路６のうち、原子炉圧力容器１に近い部分のすべての箇所に隔離弁３５を設置する。この隔離弁３５は、万が一の配管破断時に動作することができるよう信頼性の高い弁を準備する必要があり、またメンテナンスなども十分に行う必要があるものである。

次に、本実施例の効果について説明する。

上述した本発明の実施例１の自然循環型沸騰水型原子炉１００は、燃料集合体が装荷された炉心２と、燃料集合体における核分裂反応によって発熱している炉心２の上部に配置され、その内側を冷却水が鉛直方向上向きへ流れるとともに、その外側を冷却水が鉛直方向下向きに流れるシュラウド壁４と、炉心２の上部領域に形成されたチムニ７と、炉心２を内包する原子炉圧力容器１と、ＡＴＷＳ対策設備とを備えている。このうち、ＡＴＷＳ対策設備は、一部が原子炉圧力容器１の外側に配置されており、チムニ７の内側とシュラウド壁４の外側とを連通する連通流路６と、連通流路６のうち原子炉圧力容器１の外側の部分に配置され、連通流路６を流れる冷却水の流れを制御するバイパス弁２４と、を備えている。

以上のような構造をとることにより、自然循環型沸騰水型原子炉においても、制御棒の挿入に失敗するＡＴＷＳが発生した場合においても、現象発生に伴ってバイパス弁２４が開弁し、受動的に冷却水流量を減少させることができる。このため、自動的に全燃料集合体の出力を減少させることができ、安全性を向上させることができる。これに加えて、ＡＴＷＳに備えるための安全系の強化や原子炉圧力容器や原子炉格納容器の高耐圧化を不要とし、低コスト化が可能である。

また、上述した特許文献１では、原子炉圧力容器内蔵弁が原子炉圧力容器内に設置されているが、本発明のようにバイパス弁２４が連通流路６のうち原子炉圧力容器１の外側の部分に配置されていることにより、冷却水から弁を保護する必要がないとともに、冷却水の流れを阻害しないように何かしら別個の対処を取る必要もないことから、信頼性向上に多くの対策を施す必要がない、との効果が得られる。

また、バイパス弁２４は、通常運転時は閉止しており、原子炉圧力容器１の内側の圧力の上昇に応じて開放するように構成されているため、運転員の操作など無しで受動的にＡＴＷＳ時に弁が開き、流量を減少させて出力を減少させることができ、より安全性を高めることができる。

＜実施例２＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例２のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉について図５を用いて説明する。図５は実施例２に係る自然循環型沸騰水型原子炉の横断面図である。

なお、実施例２においても、プラント全体の構成やバイパス弁２４の開閉機構などは実施例１と同様であり、ここでは実施例１との違いのみを説明する。以下の実施例においても同様とする。

図５に示すように、本実施例の自然循環型沸騰水型原子炉では、連通流路６Ａのうち、チムニ７内部側の端部にチムニ側ヘッダ２９を、シュラウド壁４の外側の端部となるダウンカマ領域１４内部にダウンカマ側ヘッダ３０を設ける。

また、この両ヘッダをつなぐ連通流路６Ａにバイパス弁２４を設ける。

なお、ヘッダ２９，３０は連通流路６Ａのチムニ７側の端部、連通流路６Ａのシュラウド壁４の外側の端部の両側に設ける場合に限られず、連通流路６Ａのチムニ７側の端部と連通流路６Ａのシュラウド壁４の外側の端部とのいずれか一方に設けることができる。

その他の構成・動作は前述した実施例１のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉と略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

本発明の実施例２のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉においても、前述した実施例１のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉とほぼ同様な効果が得られる。

また、連通流路６Ａのチムニ７側の端部、連通流路６Ａのシュラウド壁４の外側の端部、のうち少なくともいずれか一方にヘッダ２９，３０を更に備えたことにより、冷却水流量の偏りを防止すると共に、原子炉圧力容器１の壁面を貫通する連通流路６Ａを実施例１に比べて最小限とすることができる。このため、隔離弁３５の数を減らすことができて、更なるコスト削減を図るとともに、貫通配管の数自体が減ることで、破断が発生する可能性を更に低減することができる。

＜実施例３＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例３のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉について図６を用いて説明する。図６は実施例３に係る自然循環型沸騰水型原子炉の横断面図である。

図６に示すように、本実施例の自然循環型沸騰水型原子炉では、実施例１におけるチムニ７の壁面を省略して、シュラウド壁４Ｂ自体を炉心２上方に延長させることでチムニ７Ｂとして利用する構造とする。

本発明の実施例３のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉においても、前述した実施例１のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉とほぼ同様な効果が得られる。

また、シュラウド壁４Ｂが炉心２の上方側に延長しており、チムニ７Ｂを形成していることにより、原子炉圧力容器１内に配置する構造物を減少させることができ、更なるコスト低減を図ることができる。

なお、本実施例においても、上述の実施例２のようにヘッダを持った構造とすることができる。

＜実施例４＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例４のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉について図７を用いて説明する。図７は実施例４に係る自然循環型沸騰水型原子炉の横断面図である。

図７に示すように、本実施例の自然循環型沸騰水型原子炉では、チムニ７Ｃ内部にチムニ分割板３１が配置されていることで複数の区画に分割されている。また、分割されたいずれの区画のチムニ７Ｃも連通流路６Ｃによりシュラウド壁４の外側に連通されている。

また、チムニ７Ｃの分割方法は、図７に示すように、シュラウド壁４により分割区域の外周壁の一部が形成される、すなわち、分割された区域がシュラウド壁４を介してシュラウド壁４の外周部に隣接しない区画が存在しないように分割している。

本発明の実施例４のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉においても、前述した実施例１のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉とほぼ同様な効果が得られる。

また、チムニ７Ｃは複数の区画に分割されており、分割されたいずれの区画のチムニ７Ｃも連通流路６Ｃによりシュラウド壁４の外側に連通されていることにより、通常運転時におけるチムニ７Ｃ内部の気泡の体積割合（ボイド率と呼ばれる）を増加させることができる。このため、チムニ７Ｃ内部のボイド率が増加した場合、チムニ７Ｃ内外の密度差が大きくなり、冷却水流量が増加することから、効果的に出力を減少させることができる。

すなわち、チムニ７Ｃ長さ当たりの冷却水流量の増加幅が大きくなるため、チムニ７Ｃ長さを低減でき、チムニ７Ｃを格納している原子炉圧力容器１の高さも小さくできる。このことにより更なるコスト削減を図ることができる。

なお、上述の特許文献１では、チムニが制御棒案内筒を兼ねているため、炉心に装荷されている燃料集合体とほぼ同数のチムニが必要であり、またチムニ７間を制御棒が通る必要があった。このため、チムニ内の冷却水をバイパスしてチムニ設置空間の外側であるダウンカマ領域に流すことができるのは最外周部に設置しているチムニのみであり、他のチムニについてはこの効果が得られず、冷却水流量の減少効果は限定的である、との課題があった。

更には、特許文献１では、そのチムニと燃料集合体が一対一で対応していた場合、バイパスしたチムニに対応する燃料集合体のみの出力が減少し、他の燃料集合体の出力減少が十分に行われない可能性があった。

これに対し、本実施例のように、分割されたいずれの区画のチムニ７Ｃも、分割された区画の外周壁の一部がシュラウド壁４により形成されていることで、いずれの区画からも連通流路６を引き出すことができ、安定してＡＴＷＳ発生時に冷却水流量を低下させることができるような構造を取ることができる。

なお、本実施例では、チムニ分割板３１をシュラウド壁４の内壁に直接結合することができる。また、分割されたいずれの区画のチムニ７Ｃも、分割された区画の全てを各々専用の連通流路６により外周側と接続する場合に限られず、実施例２のようにそれぞれの区画をヘッダで接続して連通流路を１本とすることができる。更には、実施例３のようにシュラウド壁４を上方側まで延長させてチムニ７の壁面として利用することができる。

＜実施例５＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例５のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉について図８を用いて説明する。図８は実施例５に係る自然循環型沸騰水型原子炉の横断面図である。

図８に示すように、本実施例の自然循環型沸騰水型原子炉では、連通流路６Ｄのうち、バイパス弁２４に対して並列する位置に、連通流路６Ｄを流れる冷却水の流量を制御する流量制御弁３２を設置している。

流量制御弁３２は、電動駆動などにより、ＡＴＷＳ発生を検知した場合は運転員の操作により開放できるような構造とする。また、通常運転時においても、運転員がこの流量制御弁３２を開閉操作することで、冷却水の流量を自由にコントロールできる構造とする。

本発明の実施例５のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉においても、前述した実施例１のＡＴＷＳ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉とほぼ同様な効果が得られる。

一般的に、沸騰水型原子炉では冷却水流量をコントロールすることで出力を調整することができる。それにより電力需要の変化に応じて電力の供給量をコントロールすることができる。

これに対し、自然循環型沸騰水型原子炉では冷却水の流量を制御することはできないため、流量を用いた出力の調整は困難である。

しかしながら、本実施例のように、連通流路６Ｄのうちバイパス弁２４に対して並列して配置され、連通流路６Ｄを流れる冷却水の流量を制御する流量制御弁３２を更に備えたことにより、通常運転時においても出力の調整が可能となる。またバイパス弁２４を備えることにより、ＡＴＷＳ発生時に万が一運転員が流量制御弁３２を操作しなかった場合においても、バイパス弁２４が受動的に開くことにより、冷却水流量が減少し、出力を減少させることができる、との効果が得られる。

なお、本実施例のような流量制御弁３２を設ける形態は、実施例２乃至実施例４のうち何れか１つの自然循環型沸騰水型原子炉においても採用することができる。

＜その他＞
なお、本発明は、上記の実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記の実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。

１：原子炉圧力容器
２：炉心
４，４Ｂ：シュラウド壁
５：制御棒
６，６Ａ，６Ｃ，６Ｄ：連通流路
７，７Ｂ，７Ｃ：チムニ
８：主蒸気隔離弁
９：ドライヤ
１０：下部プレナム
１２：原子炉格納容器
１３：圧力抑制プール水
１４：ダウンカマ領域
１５：主蒸気配管
１６：スタンドパイプ
１７：セパレータ
１８：非常用復水器
１９：非常用復水器プール水
２０：非常用復水器起動弁
２１：主蒸気逃がし安全弁
２２：クエンチャ
２３：圧力抑制室
２４：バイパス弁
２５：圧力伝送管
２６：弁体
２７：弁バネ
２８：ピストン
２９：チムニ側ヘッダ
３０：ダウンカマ側ヘッダ
３１：チムニ分割板
３２：流量制御弁
３３：弁座
３５：隔離弁
１００：自然循環型沸騰水型原子炉

Claims

燃料集合体が装荷された炉心と、
前記燃料集合体における核分裂反応によって発熱している前記炉心の上部に配置され、その内側を冷却水が鉛直方向上向きへ流れるとともに、その外側を前記冷却水が鉛直方向下向きに流れるシュラウド壁と、
前記炉心の上部領域に形成されたチムニと、
前記炉心を内包する原子炉圧力容器と、を備えた自然循環型沸騰水型原子炉におけるＡＴＷＳ対策設備であって、
一部が前記原子炉圧力容器の外側に配置されており、前記チムニの内側と前記シュラウド壁の外側とを連通する連通流路と、
前記連通流路のうち前記原子炉圧力容器の外側の部分に配置され、前記連通流路を流れる冷却水の流れを制御するバイパス弁と、を備えた
ことを特徴とする自然循環型沸騰水型原子炉におけるＡＴＷＳ対策設備。
請求項１に記載のＡＴＷＳ対策設備において、
前記バイパス弁は、通常運転時は閉止しており、前記原子炉圧力容器の内側の圧力の上昇に応じて開放するように構成されている
ことを特徴とするＡＴＷＳ対策設備。
請求項１に記載のＡＴＷＳ対策設備において、
前記連通流路の前記チムニの内側の端部、前記連通流路の前記シュラウド壁の外側の端部、のうち少なくともいずれか一方にヘッダを更に備えた
ことを特徴とするＡＴＷＳ対策設備。
請求項１に記載のＡＴＷＳ対策設備において、
前記シュラウド壁が前記炉心の上方側に延長しており、前記チムニを形成している
ことを特徴とするＡＴＷＳ対策設備。
請求項１に記載のＡＴＷＳ対策設備において、
前記チムニは複数の区画に分割されており、
分割されたいずれの区画のチムニの内側も前記連通流路により前記シュラウド壁の外側に連通されている
ことを特徴とするＡＴＷＳ対策設備。
請求項５に記載のＡＴＷＳ対策設備において、
分割されたいずれの区画の前記チムニも、分割された区画の外周壁の一部が前記シュラウド壁により形成されている
ことを特徴とするＡＴＷＳ対策設備。
請求項１に記載のＡＴＷＳ対策設備において、
前記連通流路のうち前記バイパス弁に対して並列して配置され、前記連通流路を流れる冷却水の流量を制御する流量制御弁を更に備えた
ことを特徴とするＡＴＷＳ対策設備。
請求項１乃至７のいずれか１項に記載されたＡＴＷＳ対策設備を備えたことを特徴とする自然循環型沸騰水型原子炉。