JPH0395496A - 自由表面蒸気分離方式の自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は自然循環を利用した沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
に関するものてあって、更に詳しく言えば、かかる原子
炉に負荷追従能力を付与するための方法に関する。

現行の大形ＢＷＲは強制循環式のものである。

発電目的のために運転されるＢＷＲにおいては、最初は
サブクールされた液体の状態にある冷却材（たとえば水
）が主冷却材循環装置〈たとえば、ジェットポンプまた
は電動式混流ボンプ）の作用下で所定の経路を通って循
環する。詳しく述べれば、冷却材は（原子炉の最下部に
位置する）炉心下部プレナムから炉心を通って流れ、そ
して炉心と連通した炉心上部プレナム内に入る。次いで
、炉心上部プレナムから流出する冷却材はスタンドパイ
プを通過して気水分離器アセンブリに到達する。ところ
て、炉心から流出して炉心上部プレナム内に入る冷却材
は蒸気と水との二相混合物を戊しているが、それらの比
率は燃料集合体がらの出力、燃料集合体に入る冷却材の
サブクール温度差、および燃料集合体中における流量の
ごとき因子に応じて変化する。特に燃料集合体中におけ
る流量は、再循環ポンプの出力、燃料集合体の幾何学的
形状およびそれの濡れ面がもたらす水力学的な流れ抵抗
、並びに冷却材が炉心の燃料集合体中に流入する際にお
ける流れの制限の程度を示す絞り率に依存する。

炉心上部プレナム内においては、燃料集合体がら流出し
た流れに炉心バイパス流が合流する。炉心バイパス流と
は、炉心下部プレナムがら燃料集合体のチャネルの外側
（かつ炉心シヱラウトの内側）の区域内に入り、様々な
程度で炉心内に挿入された十字形の制御棒によって占め
られた区域を通って上方に流れ、燃料集合体を規則正し
い配列状態に保持する格子状の上部部材（すなわち上部
案内板）を通過し、そして最終的に炉心」二部フ゜レナ
ム内に流入するような冷却材である。炉心上部プレナム
内に流入した時点において、炉心バイパス流はく恐らく
は少量の蒸気を含んだ〉飽和水から実質的に成っている
。炉心上部プレナム内においては、これら２種の流れ（
燃料集合体から流出した流れおよび炉心バイパス流）は
急速に混合し、それによって両者の区別は存在しなくな
る。

炉心から流出する蒸気・水混合物から蒸気を分離するた
めには、機械的な気水分離手段を使用することかできる
。一部の初期ＢＷＲＩ造においては、自由表面蒸気分離
手段が使用されていた。この場合には、家庭用の湯沸か
しと同様にして自由表面から蒸気がひとりでに分離する
一方、飽和水はＢＷＲのダウンカマ区域を通って再循環
する冷却材の流れの中に残留する。このような蒸気分離
手段が可能であるのは、蒸気分離速度（すなわち、有効
流路面積を通して取出される蒸気の体積平均速度〉が毎
秒約１．８フィートを越えない場合に限られる。蒸気分
離速度がこの限界値を越えると、蒸気は許容し得ないほ
どに高い含水率を示すようになる。高い含水率は蒸気乾
燥器の水分除去能力を飽和させる結果、原子炉がら流出
してタービンに供給される蒸気が過大な含水率を有する
ことになる。タービンに供給される蒸気がこのように過
大な含水率を有する場合には、初段のタービン羽根の浸
食が促進されることがあるばかりでなく、タービンの効
率が低下することにもなる。

原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の横断面積が十分に大きけれ
ば、上記のごとき自由表面分離能力を得ることができる
。しかしながら、経済性の点がら見ると、できるだけ直
径の小さいＲＰＶを使用することが要求される。その結
果、最新の高出力ＢＷＲにおける高レベルの蒸気発生量
を処理するための機械的気水分離器が開発されてきた。

ががる最新のＢＷＲ構造においては、機械的気水分離器
の直ぐ下流側に位置する湿り蒸気プレナムを通って移動
する蒸気の体積平均速度は毎秒約５フィートである。

炉心の中心部に配置された燃料集合体から流出する蒸気
の品質は、炉心の周辺部に配置された燃料集合体から流
出する蒸気の品質よりも高い傾向がある。しかしながら
、気水分離器のスタンドパイプ中に流入する蒸気・水混
合物の流量および混合比率は比較的一様であることが望
ましい。スタンドパイプ中に流入する蒸気　水混合物を
より一様なものにするため、スタンドパイプの入口は燃
料集合体から（たとえば約５フィー１・の距離たけ）離
隔している。気水分離器のスタンドパイプ中に流入する
蒸気・水混合物がより一様なものとなる機序の１つは、
相異なる気泡率を有１−ながら個々の燃料集合体から流
出する流体の流れの間で乱流による混合が起こることで
ある。とは言え、蒸気水混合物の一様性を達成するため
のより重要な要因は、末端に気水分離器を取付Ｃ−）た
スタンドパイプが示す水力学的な流れ抵抗である。なお
、スタンドパイプ中に流入する蒸気・水混合物の完全な
一様性を達戒することはどう考えても困難であるから、
燃料集合体の出口とスタンドパイプの入口との間に５フ
ィートの距離がある場合でも、それは原子炉性能の評価
のために使用される設計上の規準とはなっていない。

気水分離器アセ−ンブリについて述べれば、半球状また
は平板状のシュラウドヘッド上に１群のスタンドパイプ
が溶接されていて、各々のスタントパイプの頂部にはた
とえば三段式気水分離器が取付けられている。スタンド
パイプの機能の１７つは、一般に外面同士がほとんど接
触するほどの著しく密集した状態で配列された大径の気
水分離器を隔離状態で支持することにある。その結果、
気水分離器の底部から流出する分離された液体冷却材が
ＲＰＶの中心軸から外方に向かって流れ、そしてＲＰＶ
の内側周辺部に位置する環状ダウンカマ区域内に流入す
る際に十分に広い流路が得られることになる。機械的気
水分離器を使用する高出力の自然循環式原子炉の場合に
は、スタンドパイプは自然循環を促進する２つの並置さ
れた区域を形成するという機能をも有する。すなわち、
スタントパイプの内部には二相（従って低密度）の冷却
材から戒る区域が存在する一方、スタンドパイプの外側
のいわゆる「ダウンカマ区域」内には単一相の液体冷却
材が存在することになる。この場合、かかる区域の高さ
は原子炉内における冷却材の自然循環をもたらす全駆動
水圧の実質的な部分を付与するために役立つ。

気水分離器アセンブリは炉心シュラウトの上部フランジ
によって支持され、そして炉心がら流出する冷却材用の
ブレナム（すなわち「炉心上部プレナム」）の蓋を成し
ている。気水分離器アセンブリと炉心シュラウドのフラ
ンジとの間における封止機構は金属間接触に基づくもの
であって、ガスケッ１へまたはその他の（交換を要する
）封止装置を必要としない。また、固定軸流式の気水分
離器は可動部品を含まず、しかもたとえば腐食や浸食に
耐えるステンレス鋼で作られている。

各々の気水分離器内においては、スタンドパイプ（すな
わち「スタンドパイプ区域」）を通って上昇した蒸気・
水混合物は螺旋状の羽根に衝突し、それによって付与さ
れた旋回運動のために渦流を生じる。その結果、遠心力
の作用により、３段階にわたって水は蒸気から分離され
る。蒸気は気水分離器の頂部から流出し、そして蒸気乾
燥器の下方に位置する湿り蒸気プレナム内に入る。分離
された水は気水分離器の各段の下端から流出し、スタン
ドパイプを包囲するプール（すなわち「ダウンカマ区域
」）内に入り、そしてダウンカマ流に合流する。気水分
離器は全ての蒸気出口が同し水平面内に位置するように
配置される場合もあれば、あるいはスタンドパイプを包
囲するプール内における水の圧力勾配を補償するために
上端が中心部の高くなった凸面状を成すようにして配置
される場合もある。

気水分離器アセンブリは、長い据付ボルトによって炉心
シュラウドのフランジに固定されることがある。あるい
はまた、蒸気乾燥器アセンブリを原子炉容器内に装着す
る場合、それと一緒に気水分離器アセンブリを原子炉の
頭部から炉心シュラウドのフランジ上に押し付けて固定
することもある。気水分離器アセンブリの公称包絡面は
、炉心シュラウドのフランジに接触するそれの下部フラ
ンジを含む水平面、燃料集合体の出口から５フィートに
わたる隔離空間の外周面、最も外側のスタンドパイプ列
に外接する円筒面、最も外測の気水分離器列に外接する
円筒面、および気水分離器の出口を含む概して水平の面
によって規定される。

「簡略化沸騰水型原子炉（ＳＢＷＲ）ｊとして知られる
現在設計中のＢＷＲにおける炉心上部プレナムは、その
他の機械装置、管または構造物を実質的に含まない。他
方、ＢＷＲ／６および「改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ
）Ｊのごとき原子炉における炉心上部プレナムは、炉心
スプレイ系のスパージャやノズル、および炉心注水系の
分配ヘッダを含むのが普通である。とは言え、いずれの
形式の原子炉においても、これらのスパージャ／ヘッダ
は炉心上部プレナムの外周部において炉心シュラウドの
フランジの下方に取付けられている。

その結果、かかるスパージャ／ヘッダは周辺の燃料集合
体の着脱経路中には存在せず、従って燃利交摸作業に際
してそれらを取除く必要はない。

特に自然循環式のＳＢＷＲについて述べれば、冷却材の
再循環を助けるための再循環ポンプは存在しないことが
認められよう。炉心内における蒸気発生の結果として蒸
気と水との混合物が生成されるが、かかる混合物は気泡
を含むために飽和水またはサブクールされた水よりも密
度が小さい。

それ故、炉心内における沸騰作用は浮力を生じ、従って
炉心内の冷却材は上昇する。その結果、炉心直下の炉心
下部プレナムから気泡を含まない冷却材が炉心内に連続
的に補給されることになる。

炉心から出た冷却材は炉心上部ブレナム内を上昇し、ス
タンドパイプを通過し、そして気水分離器内に入る。ス
タンドパイプの内部に存在するく気泡を含む）冷却材は
スタンドパイプの外部に存在するく気泡を含まない）冷
却材よりも密度が小さいから、追加の浮力が発生して冷
却材の循環が更に促進される。このような過程が冷却材
の循環を促進するのに極めて有効であることは、冷却材
循環ポンプを停止した強制循環式発電炉において行った
試験結果の報告例から知ることができる。すなわち、気
水分離器のスタンドパイプが比較的短い場合でも、２５
％の原子炉出力レベルおよび定格流量の３５％に等しい
冷却材流量を容易がっ安１１ 全に維持することができるのである。

とは言え、ＳＢＷＲは強制循環式のＢＷＲとはやや異な
っている。最も顕著な相違点としては、ＳＢＷＲにおい
ては（より高い差圧を生み出すため）スタンドパイプが
がなり長くなっていること、炉心の全高がやや小さいこ
と（たとえば、最近の強制循環式ＢＷＲにおいては有効
燃料長さが１２．５フィートであるのに対し、ＳＢＷＲ
においては８または９フィートであること）、および炉
心の出力密度がやや低いことが挙げられる。また、（水
力学的安定性を向上させるための手段である）ＢＷＲの
燃料集合体への流入時における絞り率が低下している場
合がある。燃料集合体について述べれば、強制循環弐Ｅ
３ＷＲにおいては燃料棒が８×８の配列状態で使用され
ることが多いのに対し、ＳＢＷＲにおいては直径の大き
い燃料棒がたとえば６×６の配列状態で使用されること
がある。ＳＢＷＲにおいては、燃料集合体１基当りの設
計流量および気水分離器１基当りの流量はやや減少して
いる。燃料棒集合体の出口における蒸気の品質１　２ は、いずれの原子炉においてもほぼ同しである。

なお、ＳＢＷＲにおいては炉心上部プレナム内にスパー
ジャも分配ヘッダも配置されていないのに対し、ＡＢＷ
Ｒにおいては炉心上部プレナム内にスパージャまたは分
配ヘッダが配置されている。

検討中のＳＢＷＲの変形例の中には、スタントパイプが
非常に長くかつ炉心上部プレナムが短いものもあれば、
その逆の関係を示すものもある。

本発明はいずれの変形例に対しても等しく適用すること
ができる。

「負荷追従」とは、電力需要の段階的な変化に対してＢ
ＷＲの出力をバランスさせるような動作である。このよ
うな需要の変化は原子力発電所と連結された送電設備網
から生じるものであって、以前の（バランスの取れた）
定常運転状態がらの変化を意味している。

実例として、ＳＢＷＲが定格出力の９０％で運転されて
いるものと仮定しよう。炉心内には、蒸気の気泡が特定
の分布状態で存在している。炉心への給水源である炉心
下部プレナム内にはサブクールされた液体の状態で水が
存在しているから、燃料集合体の最下部には気泡を含ま
ない冷却材が存在することになる。燃料集合体中の流路
の途中では、蒸気の発生が開始されて蒸気・水混合物が
生或される。その場合、蒸気の比率は燃料集合体中を上
昇するのに伴って増大する。燃料集合体のチャネルの直
ぐ外側に位置する制御棒は、燃料サイクル中における炉
心の残り寿命に応じて炉心から様々な程度に引抜かれて
いる。

原子炉から発生した蒸気はタービン発電機に送られ、そ
してタービン発電機は送電設備網に接続されている。原
子炉には圧力制御系が設けられていて、それの作用によ
り、原子炉の蒸気ドーム内゛において測定された圧力を
一定に保つようにタービン蒸気制御弁の位置が変えられ
る。

送電設備網における需要の変化（たとえば、原子力発電
所に対して一層多量の電力を要求する需要の段階的な増
加）が生じると、制御棒位置決定系に信号が送られる結
果、（炉心から完全には弓抜かれていない）制御棒の一
部が段階的に引抜かれる。このような制御棒の引抜きは
原子炉の反応度を一時的に高め、それによって中性子束
の増大を可能にする。かかる中性子束の増大により、燃
料棒全体にわたって核分裂速度の増大が生しる。

核燃料物質（二酸化ウラン）の塊状体が示ず熱容量のた
め、燃料棒全体から生じる熱エネルギーは短時間（すな
わち数秒間）にわたって吸収され、それによって燃料棒
の内部温度が」二昇する。（このように、核燃料からの
熱伝達は中性子束に対して遅れを示すのであって、それ
の過渡応答特性は通例７秒の時定数を有している。）間
もなく、内部温度の上昇は燃料棒被覆の温度を上昇させ
、そして燃料棒被覆から冷却材への熱伝達を増加させる
結果、蒸気の発生量が段階的に増加することになる。更
にまた、燃料集合体中において沸騰が開始する位置が熱
伝達の増加に応答してやや下方に移動する。このように
、従前の沸騰領域内における気泡の段階的な増加と沸騰
境界の下方移動との組合せによって負の反応度効果か導
入される結果、原子炉は再びバランスの取れた定常出力
レベルに戻ることになる。ただし、この出力レベルは段
階的に増加する量の蒸気を発生するようなものである。

蒸気発生速度の増大に応答し、（圧力制御系の指令に従
って）原子炉の蒸気ドーム内における圧力を一定に保つ
ため、圧力制御系はタービン蒸気制御弁を徐々に開放し
、それによってより多量の蒸気をタービンに放出する。

タービンを通過する蒸気の流量が増加する結果、発電所
に対してより多くの電力を要求する送電設備網の電力需
要の段階的な増加に応答して所要の電力増加が得られる
ことになる。

原子力技術者にとっては、上記のごとき原理はその他の
出力調整方法を理解するためにも適用することがてきる
。なお、上記の説明は負荷需要の僅かな増加への応答に
関するものであることは自明であろう。勿論、原子炉出
力の調整は原子炉運転員が手動で行うこともできる。す
なわち、原子炉運転員が制御棒を炉心内により多く挿入
したり、あるいは炉心から制御棒をより多く引抜くこと
によっても行うことができるのである。

原子力発電所においては、上記のごとき比較的微小な調
整よりも大きい負荷需要調整を行うことが要求される場
合が多い。現行の原子力発電所は、制御棒を引抜くため
に時間がかかるという欠点を有している。制御棒を幾つ
かの群にまとめて移動させる場合（すなわち、「連動制
御棒移動」の場合）でも、制御棒群を順次に移動させる
ためには時間がかかる。制御棒の移動による負荷追従の
もう１つの欠点としては、制御棒が位置する叫の末端付
近において燃料棒中に加熱状態の過渡的変化が起こるこ
とが挙げられる。長い間には、これは燃料棒の被覆に対
して望ましくない応力循環を弓起こすことがある。

強制循環式のＢ　Ｗ　Ｒ．にとって有効であることが判
明しているもう１つの負荷調整手段は、再循環流量制御
を利用することである。原子炉の出力需要の変化を示す
信号が制御系に送られると、それは再循環流量を上方ま
たは下方に調整する。再循環流量の調整は、主再循環ポ
ンプの速度を変化させるか、あるいは流量制御弁を用い
て定速ポンプからの排出流を絞ることによって行われる
。かかる流量の変化は、炉心内における気泡の量をかな
り迅速に変化させると共に、炉心を構或する燃料集合体
中における沸騰境界の位置を同様に変化させる。たとえ
ば、原子炉出力の上昇を要求する需要の増加に対する再
循環流量制御系の応答動作は、再循環流量を増加させる
ことてある。その結果、現存する気泡の一部が炉心から
排出され、従って沸騰境界の位置が上昇する。それと共
に、中性子束が増加して核分裂速度が増大し、そして間
もなく蒸気発生量の増加が起こる。より高い出力に応答
して炉心内には「近似正常レベル」の気泡が再び発生し
、そして原子炉は再び「定常状態」に戻るが、この場合
の定常状態はより高い出力レベルにある。かかる再循環
流量制御には２つの利点がある。第１の利点は原子炉出
力の変化速度がより早いことである。第２の利点は、制
御棒を移動させる必要がないので、燃料棒が余分の顕著
な応力循環を受けないことである。

しかしながら、現在までのところ、自然循環式ＢＷＲに
おける負荷追従手段としては制御棒移動しか利用するこ
とができなかった。前述の通り、かかる負荷追従制御方
式（すなわち、制御棒の移動によって負荷追従を達戊す
ること）の欠点は、それの動作が遅いことである。なぜ
なら、望ましいパターンの中性子束分布を維持しながら
変化をもたらすためには、多数の制御棒を少しずつ移動
させなければならないからである。このように、各種の
発電方式において、原子炉出力をより迅速に（しかし制
御可能に）変化させ、それによってより広範囲の負荷追
従動作を達成する能力の向上をもたらす新しい方法が要
望されているのである。

発明の要約 本発明は自由表面蒸気分離方式の自然循環式ＢＷＲにお
いて望ましい再循環流量制御を達或するための新規な方
法を開示するものてあって、かかる方法を使用した原子
炉においては負荷追従方式の運転が可能になる。一般的
に述べれば、本発明の方法は炉心からの蒸気の流れを２
つの独立した流路に分離して別個の蒸気乾燥器アセンブ
リを通１つ 遇させることに基づいている。第２の（補助的な）蒸気
流路は、気水分離を促進することにより、第２の蒸気乾
燥器アセンブリに流入する蒸気の品質（すなわち、二相
混合物中における蒸気の重量比率）を向上させるように
設計されている。このようにして、第１の蒸気乾燥器ア
センブリを通して原子炉から導出される蒸気の量を制限
すれば、再循環流路中における圧力損失が増大すること
によって再循環流量は低減し、従って原子炉の出力レベ
ルは低下する。かかる蒸気量の制限がもたらすもう１つ
の効果は、タウンカマ区域内に送られる蒸気の比率が増
大することであって、これもまた出力レベルを低下させ
る。このようにして、原子炉の負荷追従運転が可能にな
るのである。

本発明を適用し得る自由表面蒸気分離方式の自然循環式
沸騰水型原子炉は、次のような構造を有するものである
。原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の内部には炉心が収容され
ている。かかる炉心はＲＰＶと共に環状区域を規定して
いて、この環状区域は炉心の直下に位置する炉心下部プ
レナム区域と２０ 連通している。ＲＰＶの蒸気出口には第１の蒸気乾燥器
アセンブリが連結されている。炉心の上方には、第１の
蒸気乾燥器アセンブリと連通ずるチムニーが取付けられ
ている。チムニーの外側には、やはりチムニーと連通す
るダウンカマ区域が規定されている。自由表面蒸気分離
はチムニーの内部において行われる。更にまた、ＲＰＶ
には給水入口が設けられている。負荷追従能力を得るた
めの本発明の改良は、第１の蒸気乾燥器アセンブリと連
通した増設立ち管をチムニーの上方に取付けることから
戒っている。かかる増設立ち管は管状部材を含んでいて
、それの周囲にはチムニーとダウンカマ区域との間を連
絡するための複数の開口が設けられている。チムニーの
上方にはまた、管状部材の開口に隣接して複数の直立し
た羽根か取付けられている。かかる羽根は増設立ち管の
外周を規定すると共に、増設立ち管とダウンカマ区域と
の間に連絡通路を形成する。また、ＲＰＶの内部には第
２の蒸気乾燥器アセンブリが配置され、そしてＲＰＶに
設けられた第２の蒸気出口に連結されている。更にまた
、第１の蒸気出口の内部には操作可能な制流弁が配置さ
れ、かつダウンカマ区域は第２の蒸気乾燥器アセンブリ
と連通している。

上記のごとき構戒によれば、増設立ち管を通過する蒸気
の一部が羽根により案内されてダウンカマ区域内に移動
し、そこでＲＰＶに衝突することによって水の分離を受
ける。また、制流弁が第２の蒸気乾燥器アセンブリに流
入する蒸気の量を制御する。このようにして、ＢＷＲに
負荷追従能力が付与されるのである。

本発明の利点の１つは、自由表面蒸気分離方式の自然循
環式ＢＷＲに負荷追従能力を付与するための新規な手段
が得られることである。本発明のもう１つの利点は、第
２の蒸気乾燥器アセンブリに流入する蒸気の品質を向上
させ得ることである。

上記およびその他の利点は、以下の詳細な説明を読むこ
とによって当業者には自ら明らかとなろう。

以下、添付の図面を参照しながら本発明を一層詳しく説
明しよう。

発明の詳細な説明 自然循環式のＢＷＲは再循環装置や外部再循環ループを
有していないがら、主駆動電動機の速度を調節して再循
環流量を制御したり、あるいは外部再循環ループ中に設
けられた流量制御弁を操作して流量の調節を行うことは
できない。それ故、自由表面蒸気分離方式の自然循環式
ＢＷＲにおいて効果的な負荷追従能力を得るための改良
された手段を考案することが必要となる。その際には、
楕戒部品の追加から成る不利益が最少限に押さえられる
と共に、得られる利益を考慮すればそれらの不利益が十
分に許容され得るようにしなければならない。本発明に
従って達威された構造は、負荷追従能力を付与するばか
りでなく、第２の蒸気乾燥器アセンブリに送られる蒸気
の品質を向上させるためにも役立つ。すなわち、追加さ
れた構成部品は二重の機能を果たすのである。図面を見
ればわかる通り、原子炉内部部品の多くは従来通りのも
のであり、しかもそれらの部品は本発明の着想に従って
ＢＷＲに加えられるべき改良にとっては不必要なもので
あるので、図面からは省いてある。かかる原子炉内部部
品並びにそれらの構造や機能は当業界において公知であ
る。それらの詳細については、たとえば、クラストーン
およびセソンスケ（Ｇｌａｓｓｔｏｎｅ　＆　Ｓｅｓｏ
ｎｓｋｅ）の著書「ニュークリア　リアクター・エンジ
ニアリング（ＮｕｃｌｅａｒＲｅａｃｔｏｒ　Ｅｎｇｉ
ｎｅｅｒｉｎｇ）」（第３版、ヴアンノストランド・ラ
インホルト社、ニューヨーク州ニューヨーク市、１９８
１年）の７４８〜７５３頁、米国原子力学会の時事問題
会議（ワシントン州シアトル市、１９８８年５月１〜５
日）において発表されたウォルフェおよびウィルケンス
　（Ｗｏｌｆｅ　＆Ｗｉｌｋｅｎｓ）の研究「沸騰水型
原子炉の構造および安全性に関する改良」、米国原子力
学会の時事問題会議（ワシントン州シアトル市、１９８
８年５月１〜５日）において発表されたダンカンおよび
マッキャンドレス（Ｄｕｎｃａｎ　＆　ＭｃＣａｎｄｌ
ｅｓｓ）の研究「改良された簡略化沸騰水型原子炉」、
並びにラヘイおよびムーディ（Ｌａｈｅｙ　＆　Ｍｏｏ
ｄｙ）の著書「ザサーマル・ハイトローリックス・オブ
・ア・ボイリング・ウォーター・ニュークリア・リアク
タ−　　（Ｔｈｅ　　Ｔｈｅｒｍａｌ　　Ｈｙｄｒａｕ
ｌｉｃｓ　　ｏｆ　ａ　　Ｂｏｉｌｉｎｇｌｌｌａｔｅ
ｒＮｕｃｌｅａｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ）」（米国原子力学
会、イリノイ州ルグランジュパーク市、１９７７年）の
特に第２章１５〜４４頁を参照されたい。これらの参考
文献中には、通常のＢＷＲ，ＡＢＷＲおよひＳＢＷＲの
全てが記載されかつ論議されている。更にまた、ケルン
エネルギー（Ｋｅｒｎｅｎｅｒｇｉｅ）第３０巻第３号
＜１９８７年）の１１４〜１１７頁に収載されたルッ才
ウ（Ｌｕｔｚｏｗ）等の論文「対流型原子炉の降下流路
中への気泡の移送に関する実験的研究」中には、熱交換
目的のためチムニーがらの蒸気をダウンカマ区域内に強
制的に導入するような方式の原子炉における気泡の移送
が論じられている。

最後に、米国電力研究所（カリホルニア州パロアルト市
）から発行された文書ＮＰ−１６０７「キャリオーバを
低減させかつ気水分離器内における圧力降下を減少させ
るための方法Ｊ　　（１９８０年１１月）のＢ２８〜Ｂ
３５頁には放射羽根式分離器の使用が論じられている。

第１図を参照しながら一層詳しく述べれは、原子炉圧力
容器（ＲＰＶ）１０内には給水人口１２を通して水が導
入される一方、蒸気出口１４および１６を通して蒸気が
排出される。ＲＰＶＩＯ内における水の流路は、上記に
おいて一般的に記載され、また前述の参考文献中に詳し
く記載されている通りである。簡単に述べれば、ダウン
カマ区域１８内に存在するサブクールされた水はＲＰＶ
１０と炉心２０との間の環状区域２２を通って下方に流
れる。環状区域２２を通って流れた水は、次いで炉心下
部プレナム区域２４内に入る。なお、簡略化のため、第
１図からは多くの原子炉内部部品が省かれている。なぜ
なら、それらの部品は従来通りのものであって、当業者
にとっては自明のものだからである。次いで、水は炉心
２０内に配置された燃料集合体中に入る。燃料集合体中
においては沸騰境界が形成され、それによって下方の非
沸騰領域と上方の沸騰領域とが区分される。なお、必要
もしくは所望に応じ、常法に従って枦心バイパス流が形
成されるものとする。

次に、水と蒸気との混合物が炉心２０の上方に取付けら
れたチムニー２６内に入る。従来のことき自由表面蒸気
分離方式の自然循環式Ｂ　Ｗ　Ｒにおいては、チムニー
２６内の蒸気は上昇して蒸気乾燥器アセンブリに流入し
、それによって乾燥された蒸気がＲＰＶから導出される
。

しかるに本発明に従えは、環状板またはリップ３０の使
用により、管状部材３１を含む増設立ち管２８がチムニ
ー２６の上方に取付けられる。第２図を見ればわ・かる
通り、管状部材３１には一連の開口３２が設けられてい
る。かがる開口３２に隣接して複数の直立した羽根３４
が取付けられている。これらの羽根３４は増設立ち管２
８の外周を規定している。その結果、増設立ち管２８お
よびチムニー２６の外周とＲ　Ｐ　Ｖ　１．　０との間
にダウンカマ区域１８が形成されることが認められよう
。

羽根３４の方位および形状から理解されるごとく、開口
３２を通過する蒸気・水二相混合物の流れは僅かな回転
を生じる。すなわち、羽根３４の遠心作用を受けた二相
混合物に対しては回転運動（遠心力）が付与されるのて
ある。その結果、２　７ 相混合物中の液相（水）は半径方向に沿って外方に投げ
出され、そしてＲＰＶ１　０の内面に衝突することによ
って二相混合物から分離する。他方、増設立ち管２８の
近傍に残留した二相混合物中の気相（蒸気）は上昇して
第２の蒸気乾燥器アセンブリ３６に流入し、次いで蒸気
出口１４を通してＲＰＶＩＯから導出される。このよう
にして、羽根３４はそれの作用を受けた蒸気の品質を向
上させるために役立つのである。

あるいはまた、増設立ち管２８が複数の直立した羽根３
４のみから構或されていてもよい。その場合には、上記
の場合において増設立ち管２８を構成する管状部材３１
に設けられた開口３２の機能は羽根３４間の空隙によっ
て達成されることになる。言うまでもないが、開口３２
を設ける必要があるかどうか、あるいは羽根３４間の空
隙で代用し得るかどうかは、圧力降下や流量に依存する
。

かかる用途のために適した増設立ち管の正確な構造を決
定することは、当業者にとって容易であろう。

２　８ とは言え、大部分の蒸気は増設立ち管２８の内部で分離
されて第１の蒸気乾燥器アセンブリ３８に流入し、次い
で蒸気出口１６を通してＲ．　Ｐ　Ｖ　１０から導出さ
れる。蒸気出口１６の内部には、ＲＰ■１０に近接した
位置あるいはＲＰＶＩＯがら遠く離れた位置に制流弁４
０が配置されている。

蒸気出口」６を通してＲ　Ｐ　Ｖ　１　０から導出され
る蒸気の量を制限することにより、より多くの蒸気に羽
根３４の作用を受けさせ、それによりダウンカマ区域１
８を経由して第２の蒸気乾燥器アセンブリ３６に流入す
る余分の蒸気の品質を向上させることができる。制流弁
４０の操作は２つの効果をもたらす。第一に、再ｆｌｉ
！ｉ環流路中における圧力損失が増大することによって
再循環流量が低減し、従って原子炉の出力レベルが低下
する。第二に、ダウンカマ区域１８に送られる蒸気の比
率が増加することによっても出力レベルが低下する。こ
のようにして、負荷追従運転が達成されるのである。

その上、羽根３４の間を通過する蒸気は回転運動または
遠心力の作用を受けるから、第２の蒸気乾燥器アセンブ
リ３６に流入する蒸気の品質は向上することにもなる。

このように、本発明において追加された構成部品は、本
発明に従って建造されかつ運転されるＢＷＲの効率およ
び経済性を向上させるという二重の目的のために役立つ
のである。

製造材料について述べれば、ＢＷＲ内において使用する
のに適した材料を用いて全ての構戊部品を製造すること
が好ましい。更にまた、本明細書中に記載された各種の
構成部品を当業技術に従って変更し得ることは勿論であ
る。なお、本明細書中に記載された本発明の原理から逸
脱しない限り、かかる変更例の全てが本発明の範囲内に
含まれることは言うまでもない。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施の一態様に基づく自由表面蒸気分
離方式の自然循環式ＢＷＲの簡略側断面図、そして第２
図は第１図中の線２−２に関する断面図である。 図中、１０は原子炉圧力容器、１２は給水入口、１４お
よび１６は蒸気出口、］８はダウン力マ区域、２０は炉
心、２２は環状区域、２４は炉心下部プレナム区域、２
６はチムニー、２８は増設立ち管、３０は環状板、３１
は管状部材、３２は開口、３４は羽根、３６は第２の蒸
気乾燥器アセンブリ、３８は第１の蒸気乾燥器アセンブ
リ、そして４０は制流弁を表わす。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器の内部に炉心が収容され、前記炉心
   は前記原子炉圧力容器と共に環状区域を規定し、前記環
   状区域は前記炉心の直下に位置する炉心下部プレナム区
   域と連通し、前記原子炉圧力容器に設けられた蒸気出口
   には第１の蒸気乾燥器アセンブリが連結され、前記炉心
   の上方には前記第１の蒸気乾燥器アセンブリと連通する
   チムニーが取付けられ、前記チムニーの外側にはやはり
   前記チムニーと連通するダウンカマ区域が規定され、前
   記チムニーの内部において自由表面蒸気分離が行われ、
   かつ前記原子炉圧力容器にはまた給水入口が設けられて
   いるような構造を持った自由表面蒸気分離方式の自然循
   環式沸騰水型原子炉において、前記チムニーの上方に複
   数の直立した羽根から成る増設立ち管が取付けられ、そ
   して前記羽根は前記増設立ち管と前記ダウンカマ区域と
   の間に連絡通路を形成し、また前記原子炉圧力容器の内
   部に第２の蒸気乾燥器アセンブリが配置されると共に、
   前記原子炉圧力容器に設けられた第２の蒸気出口に連結
   され、更にまた前記第１の蒸気出口の内部に操作可能な
   制流弁が配置され、かつ前記ダウンカマ区域が前記第２
   の蒸気乾燥器アセンブリと連通していることにより、前
   記増設立ち管を通過する蒸気の一部が前記羽根により案
   内されて前記ダウンカマ区域内に移動し、そこで前記原
   子炉圧力容器に衝突することによって水の分離を受ける
   と共に、前記制流弁が第２の蒸気乾燥器アセンブリに流
   入する蒸気の量を制御する結果として負荷追従能力が得
   られることを特徴とする沸騰水型原子炉。 ２、前記増設立ち管が前記チムニーの上方に取付けられ
   た管状部材を含んでいて、前記管には前記チムニーと前
   記ダウンカマ区域との間を連絡するための複数の開口が
   設けられていると共に、前記羽根は前記開口に近接して
   配置され、かつ前記増設立ち管の外周を規定している請
   求項１記載の沸騰水型原子炉。