JPH04286993A - 単一散布器型自然循環沸騰水型原子炉の負荷追従またはスペクトルシフト機能の増強方式 - 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】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は自然循環を使用する沸騰
水型原子炉（ＢＷＲ）に関するものであり、更に詳しく
はこのような炉の設計に於いて負荷追従機能を可能にし
、またスペクトルシフトを大きくすることに関するもの
である。

【０００２】

【従来の技術】既存の大形ＢＷＲは強制循環形である。 発電動作の行われているＢＷＲでは、主冷却剤循環装置
（例えば、ジェットポンプまたは混流電動機駆動ポンプ
）によって、最初は過冷却液体（例えば水）の形の炉冷
却剤が経路に沿って循環する。この経路の一部は（炉の
最下部にある）炉心下部プレナム領域で構成される。 炉冷却剤は次に炉心を通り、炉心と通じている炉心上部
プレナムに入る。炉心上部プレナムを出た流れは次に直
立管を通過する。この直立管は汽水分離器の集合体に至
る。炉心を出て炉心上部プレナムに入る炉冷却剤は蒸気
と水の二相混合物である。その比率は燃料束からのパワ
ー出力、燃料束に入る冷却剤の中に存在する過冷却の量
、燃料束を通る流量等の要因に応じて変わる。この最後
の要因は再循環ポンプのパワー、燃料束の形状および濡
れた表面の示す流体力学的な流れ抵抗、および冷却剤が
炉心燃料集合体に入る直前の流れに対する絞りを表す開
口量によって左右される。

【０００３】炉心上部プレナムの炉心水流と一緒になる
のは炉心「バイパス」流である。この炉心「バイパス」
流は炉冷却剤であり、炉心下部（入口）プレナムから燃
料集合体チャンネルの外側にある（但し、炉心シュラウ
ドの内側にある）領域に流入した後、炉心への種々の程
度に挿入されている制御棒の十字形の制御ブレードの占
める領域をほぼ上方に向かって通った後、（「上部ガイ
ド」と呼ばれる）上部格子部材を横切り、最後に炉心上
部プレナムに入る。上部格子部材はその格子状構成で燃
料集合体を規則正しく整列させる。炉心上部プレナムに
流出するとき、このバイパス冷却剤の流れはほぼ飽和液
体で構成され、多分これに少量の蒸気が加わっている。 炉心上部プレナムの中では、これらの二つの水流、すな
わちバイパス流および燃料束出口流は急速に混合し、そ
れらの発生源が急速にわからなくなる。

【０００４】炉心を出る蒸気／水の混合物からの蒸気の
分離を行うために機械的な汽水分離を使用することがで
きる。従来のいくつかのＢＷＲ設計では自由表面の汽水
分離を使用していた。この場合、丁度、家庭のやかんの
ように、自由表面から蒸気が分離し、飽和水がバルク冷
却剤の中にとどまる。バルク冷却剤はＢＷＲの中で再循
環して下降環を下がる。この型の汽水分離が実行可能で
あるのは、蒸気離脱速度すなわち利用可能な流路面積に
わたる蒸気のバルク平均速度が大きくない、すなわち約
１．８フィート／秒以下の場合である。蒸気離脱速度が
この値を超えた場合、許容し難いほど高い水分含有量の
蒸気が運ばれる傾向がある。高水分レベルは蒸気乾燥器
の湿気乾燥能力を飽和させ、その結果、原子炉を出る蒸
気の中に許容し難い高含有量の水分が含まれ、タービン
に与えられる。タービン蒸気流の中の蒸気の水分含有量
が高すぎると、第一段のタービンブレードの腐食が加速
され、またタービンの効率が低下する。

【０００５】原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の横断面積を充
分に大きくすれば、自由表面分離機能を得ることができ
る。しかし、コスト経済性から最小直径のＲＰＶを使用
しなければならない。したがって、近代的なＢＷＲの高
パワー出力蒸気発生レベルを扱うため機械的な汽水分離
が開発されてきた。これらの近頃の設計では、機械的な
汽水分離器の直ぐ下流の湿り蒸気プレナム領域を通って
動く蒸気バルク平均速度は約５フィート／秒である。

【０００６】炉心の中心領域上でまとめられた燃料集合
体は炉心の周辺領域にある燃料束に比べて出口蒸気が高
品質となる傾向がある。それにもかかわらず、汽水分離
器直立管に入る流速および蒸気／水の混合比率が比較的
一様であることが望ましい。より一様な蒸気／水の混合
物が直立管に入りやすくするため、直立管の入口は燃料
集合体から例えば約５フィートの距離だけ離される。そ
れぞれ異なる気泡含量の互いに隣接した燃料集合体から
出る水柱相互の間に生じる乱流混合は汽水分離器直立管
に入る混合物をより一様にする一つの機構である。しか
し、混合流を一様にする上でより重要なのは、それぞれ
の端に汽水分離器が取り付けられた直立管により表され
る流体力学的流れ抵抗である。直立管に入る混合流の完
全な一様性は達成するのが難しい。燃料集合体の出口と
直立管の入口との間に５フィートの間隔があっても、こ
れは炉の性能評価に使用される設計規準ではない。

【０００７】汽水分離器集合体はドーム状または上部が
平らな基部で構成される。この基部の上部には、例えば
各直立管の上部に３段汽水分離器のある直立管の配列が
溶接されている。直立管の一つの機能は直径がより大き
い汽水分離器の離隔分離を行うことである。これらの直
径がより大きい汽水分離器は一般に特に詰めて配置され
ており、隣接した分離器の外径は互いに接触しそうにな
っている。したがって、分離器の底部で放出されて分離
された液体冷却剤は炉の縦軸から外に出て、ＲＰＶの内
周にある下降環に至る、より「開いた」流路を持つこと
になる。機械的な汽水分離器を使用する高パワー出力自
然循環炉の直立管の第二の目的は直立管の内側の二相（
したがって低密度の）冷却剤の垂直領域により自然循環
を促進する並置された領域を提供することである。この
二相冷却剤はいわゆる「下降領域」内の直立管の外側の
単相冷却剤に対して並置される。下降領域では、高さが
炉内の冷却剤循環に対する総自然循環駆動ヘッドの非常
に重要な部分を構成する。

【０００８】汽水分離器集合体は炉心シュラウドの上部
フランジの上にあり、炉心流出プレナム（「炉心上部プ
レナム」）領域のカバーを形成する。分離器集合体と炉
心シュラウドフランジとの間のシールは金属−金属間接
触であり、ガスケット等の代替封止装置を必要としない
。固定軸流形汽水分離器は可動部が無く、腐食と侵食に
耐えるため、例えばステンレス鋼で作られる。

【０００９】各分離器では、直立管（「直立管領域」）
を通って上昇する蒸気／水混合物は羽根に当たる。これ
により混合物は回転する。したがって、３段階の各々で
遠心力が蒸気から水を分離するような渦ができる。蒸気
はこの集合体の上部で分離器を離れ、乾燥器の下の湿り
蒸気プレナムに入る。分離された水は分離器の各段の下
端から出て、下降流を結合するため直立管を囲むプール
（「下降領域」）に入る。すべての分離器から出る蒸気
は同じ水平面にあるか、または直立管を囲むプールの中
高になった水勾配を補償するため分離器を少し中高にな
るように配置してもよい。

【００１０】汽水分離器集合体は長いすえ付けボルトに
より炉心シュラウドフランジに固定してもよく、あるい
は炉心シュラウドフランジを原子炉容器に組み立てたと
き分離器を乾燥器集合体とともに原子炉頭部からの接触
により炉心シュラウドフランジの上に抑えつけてもよい
。汽水分離器集合体の公称体積包絡線は炉心シュラウド
フランジに接触する汽水分離器集合体の下部フランジの
水平面、燃料集合体出口からの５フィートの離隔の一部
を構成する汽水分離器集合体の円筒形の側面、直立管の
最も外側の列の外接径、汽水分離器の最も外側の列の外
接径、および汽水分離器への出口のほぼ水平な面により
規定される。

【００１１】「簡略化沸騰水型原子炉」（ＳＢＷＲ−ｓ
ｉｍｐｌｉｆｉｅｄ　　ｂｏｉｌｉｎｇ　　ｗａｔｅｒ
　　ｒｅａｃｔｏｒ）として知られている現在設計され
ているＢＷＲの炉心上部プレナム領域には他の機械的装
置、パイプ、構造が殆どない。これに対して、ＢＷＲ／
６の炉心上部プレナムおよび「新型沸騰水型原子炉」（
ＡＢＷＲ−ａｄｖａｎｃｅｄ　　ｂｏｉｌｉｎｇ　　ｗ
ａｔｅｒ　　ｒｅａｃｔｏｒ）設計には一般に炉心スプ
レーのための散布器（ｓｐａｒｇｅｒ　）およびノズル
、ならびに炉心フラッダ（ｆｌｏｏｄｅｒ　）のための
分配管寄せがそれぞれ含まれている。両方の炉型とも、
これらの散布器／分配管寄せが炉心シュラウドフランジ
の下に取り付けられて炉心上部プレナムの外周に配置さ
れる。したがって、散布器／分配管寄せは周辺燃料集合
体の燃料補給除去路から離れているので、炉心燃料交換
の際に除去する必要はない。

【００１２】特に自然循環ＳＢＷＲについて述べると、
冷却剤の循環を助ける循環ポンプが無い。炉心の蒸気発
生により、蒸気と水の混合物が生じる。蒸気気泡のため
、蒸気と水の混合物は飽和水または過冷却水に比べて密
度が低い。したがって、炉心の沸騰動作によって浮力が
生じる。この浮力によって、炉心冷却剤が上方に上昇し
、炉心下部プレナム領域の中の炉心の下から到来する気
泡のない冷却剤に継続的に置き換えられる。冷却剤が炉
心を離れるにつれて、冷却剤は炉心上部プレナム領域を
通って上昇した後、直立管領域を通り、最後に汽水分離
器に入る。これらの直立管の内側のこの気泡のある混合
物は直立管の外側の気泡の無い冷却剤に比べて密度が低
いままであり続ける。その結果、付加的な浮力が形成さ
れることにより、冷却剤の循環が更に駆動される。この
プロセスが冷却剤の再循環を促進する上で極めて有効で
あることは冷却剤循環ポンプを止めた強制循環動力炉で
行われた試験の報告からわかる。汽水分離器直立管が比
較的短い場合にも、２５％の炉パワーレベルおよび定格
流量の３５％の冷却剤流量を容易かつ安全に維持するこ
とができる。

【００１３】ＳＢＷＲ炉は強制循環ＢＷＲとは若干異な
るだけである。最も顕著な相違点は直立管領域が（より
高いヘッド差を形成するため）ＳＢＷＲではかなり長く
なければならないということであり、炉心全体の高さは
若干短くてもよく（例えば、最近の強制循環炉の有効燃
料長が１２．５フィートであるのに対して８フィートま
たは９フィートの有効燃料長）、炉心のパワー密度は若
干低くなる。ＢＷＲ燃料束の入口に於けるオリフィス（
流体力学的安定度を向上するための手段）の厳しさは軽
減してもよい。燃料束は例えば６×６の燃料棒配列では
、直径がより大きい燃料棒をそなえてもよい。これに対
して、強制循環炉での燃料棒配列は８×８の燃料棒配列
であることが多い。燃料束当たりの設計流量および汽水
分離器当たりの流量はＳＢＷＲ設計では若干小さくなる
。燃料出口の蒸気の品質は二つの設計でほぼ同じである
。ＳＢＷＲ炉の設計では、炉心上部プレナムに散布器や
分配管寄せは設置されない。これに対してＡＢＷＲ炉で
は、炉心上部プレナムに散布器または分配管寄せが設置
される。

【００１４】研究中のＳＢＷＲ炉のいくつかの型では、
直立管は非常に長いのに対して、炉心上部プレナムは短
い。他の型では、逆になっている。本発明はいずれの型
にも同様に適用できる。

【００１５】「負荷追従」は増分変化するパワー出力要
求にＢＷＲのパワー出力を平衡させる動作である。この
要求は原子力発電所が結合された送電網から生じ、前の
定常（平衡）動作状態からの変化を表す。

【００１６】説明のため、ＳＢＷＲが定格パワー出力の
９０％で動作しているものと仮定する。炉心の中には気
泡すなわち泡の形の蒸気が分布している。炉心に入る水
の源である炉心下部プレナムに存在する過冷却液体状態
のため、燃料集合体の再下部には気泡の無い冷却剤が含
まれる。燃料集合体の中の流路をある距離まで上昇した
ところで、蒸気発生が始まる。これにより、蒸気／液体
の混合物が形成され、燃料集合体を通って上方に進むに
つれて蒸気の比率が上昇する。燃料集合体チャンネルの
すぐ外側にある制御棒ブレードは炉心がその燃料サイク
ル寿命の中で達した特定の時点に応じて炉心からの種々
の引き上げの程度になる。

【００１７】核ボイラからの蒸気出力はタービン発電機
に結合され、タービン発電機は電気的に送電網に結合さ
れる。ボイラ圧力調節制御システムが設置され、その動
作によりタービン蒸気制御弁の位置が変わり、炉蒸気ド
ームで測定したボイラ圧力が一定に維持される。

【００１８】送電網の電気需要の変化、例えば発電所に
対する増分的に増大する電力需要により、制御棒位置決
めシステムに信号が送られるので、まだ炉心から充分に
引き上げられていない制御ブレードのうちいくつかが増
分的に引き上げられる。この引き上げの効果として、炉
が一時的により反応が多くなるので、中性子束の増加が
可能となり、燃料棒全体を通じて核分裂の速度が早くな
る。短時間すなわち２，３秒の間、燃料材（二酸化ウラ
ン）の質量によって表される熱容量は内部温度上昇時に
燃料棒全体で生じる熱エネルギーを吸収する。（したが
って、燃料熱伝達は中性子束より遅れる。過渡応答特性
は通常、時定数が７秒の過渡応答特性である。）しかし
、間もなくより高温になる燃料クラッドから炉冷却剤へ
の熱伝達が大きくなる。したがって増分的に、より量の
多い蒸気が形成される。更に、燃料集合体の中で沸騰が
最初に始まる点はそのときのより大きな熱伝達に応じて
下向きに少し動く。前の沸騰領域の増分的により多い気
泡と沸騰開始点の下向きの動きとのこの組み合わせによ
って負の反応効果が生じるので、増分的により多くの蒸
気を発生している一つの炉を除いて炉は平衡した定常状
態のパワーレベルに戻る。より大きな蒸気発生速度に応
答して、（制御システムの指示に従って）炉蒸気ドーム
内の圧力を一定に保つため、圧力調節システムは漸次タ
ービン制御弁を増分的に開くので、正味量がより大きな
蒸気がタービンに送出される。タービンを通過する蒸気
のより大きな速度によって、発電所へのより大きな電力
に対する送電網の要求開始に最終的に応答して所要の増
分的増大が生じる。

【００１９】上記の原理は他の型のパワー調整を理解す
るため原子力工学業務に精通している者に広げることが
できる。前記の説明は負荷要求の僅かの増大に対する応
答についてのものであることは明らかである。炉のパワ
ー出力の調整も炉操作者が手動で行えることは明らかで
ある。操作者の操作により、制御ブレードが炉心内に更
に挿入されるか、または炉心から更に外側に引き上げら
れる。

【００２０】上記の比較的小さな調整に比べて、より大
きな負荷要求調整に原子力発電所がこたえることが要求
されることが多い。既存の原子力発電所には、制御ブレ
ードを引っ込ませるのに時間がかかるという欠点がある
。制御ブレードをグループで動かすとき（「連動棒運動
」）でも、なおグループを順次動かす時間が必要とされ
る。制御ブレードの動きによる負荷追従のもう一つの欠
点は制御ブレードを位置決めする場所の端に近接して生
じる燃料の中の時間的加熱過渡現象により、燃料クラッ
ドに望ましくないストレスサイクルが生じ得るというこ
とである。

【００２１】強制循環ＢＷＲに有効であることが見出さ
れた代替負荷調節手段は再循環流量制御を使用するもの
である。炉パワー要求の変化信号が制御システムに送ら
れ、制御システムは再循環流を上向きまたは下向きに調
整する。再循環流の調節は主再循環ポンプの速度を変え
ることにより、あるいは他の用途では定速ポンプの出力
を流量制御弁で絞ることにより行われる。流量を変える
と、炉心内の気泡の量が比較的早く変わり、また炉心内
の燃料集合体の中の沸騰境界位置も同様に変化する。例
えば、より大きな炉出力の増分要求に対する再循環流量
制御システムの動作応答は再循環流量を上げることであ
る。これは炉心からいくつかの既存の気泡を一掃し、沸
騰境界の位置を上昇させる。引き続いて、中性子束が上
昇し、分裂速度が大きくなり、間もなく、より大きな総
量の蒸気が再生成される。より高いパワー出力に応答し
て炉心内に「正規に近い」レベルの気泡が再び現れると
、炉の状態は「定常状態」に戻るが、今度は出力レベル
がより高くなる。再循環の二つの利点は、炉心パワーの
変化速度を早くできることと、制御ブレードを動かす必
要がないので、燃料棒に著しいストレスが付加的に印加
されないことである。

【００２２】しかし、今日までのところ、自然循環炉は
負荷追従手段として利用し得る制御棒運動だけをそなえ
ていた。前に述べたように、このモードの負荷追従制御
、すなわち制御ブレードを動かすことにより負荷追従を
行うモードの欠点はその作用が遅いことである。中性子
束プロフィールを所望のパターンに保持したまま変化さ
せるために僅かに動かすブレードが多数あるからである
。したがって、種々のパワー動作モードに対して、より
早く、しかも制御可能なように炉パワー出力に影響を及
ぼすことにより、より広い範囲の負荷追従操作を行う増
強された機能を提供する他の方法があることが望ましい
。

【００２３】強制循環型ＢＷＲで遂行できるもう一つの
動作は「スペクトルシフト」として知られている。中性
子の「スペクトルシフト」は非分裂性材料を分裂性材料
に変性することを可能にする炉心内の中性子のエネルギ
ーレベルのシフトである。通常の増強には　２３８Ｕの
　２３９Ｐｕへの変性が含まれる。熟練した当業者には
既に明らかなように、例えば原子力プラントで使用する
ための燃料棒を形成する際に使用する燃料要素の形式で
提供される分裂性材料を供給するため、殆どのウラン採
鉱源は凝縮、転換、および濃縮を含む種々の操作を受け
る。使用されるプロセスと関与する炉の型に応じてコス
トと技術的な考慮により、まだ核燃料の中にある非分裂
性材料の量が規定される。燃料の非分裂性部分を分裂性
形式に変性することにより、原子炉は燃料交換や少ない
新燃料束の設置が必要になる前に長時間動作させること
ができる。したがって、スペクトルシフトは種々の炉に
対する望ましい動作モードである。強制循環ＢＷＲでは
、炉心の中の気泡部分を増加させる再循環速度を小さく
することによってスペクトルシフトが達成される。これ
により、パワーレベルが小さくなる。したがって、所望
の炉パワーレベルを再設定するため制御棒が引き上げら
れる。気泡部分が多くなると、中性子スペクトルが高エ
ネルギーレベルにシフトするので、非分裂性材料が分裂
性の形式に変性される。自然循環炉は強制水循環なしに
動作するので、炉をスペクトルシフトモードで動作させ
るために他の技術を開発する必要がある。

【００２４】

【発明の概要】本発明は散布器型の自然循環または強制
循環ＢＷＲで再循環流量制御の望ましい特徴を達成する
ための改良された方法を開示するものであり、この方法
を使う炉が負荷追従モードとスペクトルシフトモードの
一方または両方のパワー動作で作動し得るようにするも
のである。したがって本発明は、原子炉圧力容器（ＲＰ
Ｖ）に下部水入口および上部蒸気ドームに接続された上
部蒸気出口が含まれている型の自然循環および強制循環
の沸騰水型原子炉を対象としている。ＲＰＶの中には、
シュラウドの中に配置された炉心が収容されている。シ
ュラウドはＲＰＶとともに環状領域を形成する。環状領
域は炉心の下に配置された炉心下部プレナム領域と流れ
が通じている。シュラウドの頭部の中に形成された炉心
上部プレナムが炉心の上に配置される。散布器が炉心上
部プレナムの上に配置される。ＢＷＲはＲＰＶのチムニ
イ（ｃｈｉｍｎｅｙ　）の中に収容された水の自由表面
から蒸気が分離するような自然の蒸気／水の分離を使用
する型のものであってもよい。代案として、ＢＷＲは複
数の垂直に取付けられた直立管がシュラウド頭部に取付
けられて（チムニイを構成する）、炉心上部プレナムお
よび上部蒸気ドームと流れが通じている型のものであっ
てもよい。蒸気分離器／乾燥器集合体を随意選択により
直立管の上に、直立管およびチムニイと流れが通じる様
に取付けてもよい。チムニイはその外側にある下降領域
と流れが通じることにより、水の流路が完成する。ＢＷ
Ｒの正規（規定されたパワー出力レベル）の動作のもと
でＢＷＲ内の水位が設定される。

【００２５】改良点はＲＰＶ給水入口がＲＰＶの内周の
まわりに配置された散布器に接続されていることである
。散布器はＢＷＲの正規動作の間に設定された水位に近
い高さに配置される。給水散布器のこの高さにより、給
水入口を介してＢＷＲに供給され散布器に入る給水を制
御して散布器の高さ位置またはその上または下になるよ
うに水位を変えることにより負荷追従またはスペクトル
シフトを遂行することができる。ＢＷＲに供給される給
水を変えて水位を上げまたは下げることにより、凝縮さ
れる蒸気量が減少または増加するとともに過冷却の量が
増加または減少する。したがって、炉パワーが増減する
。

【００２６】変形したり構成要素を付加した普通の炉内
蔵物の代替構成を本発明の炉設計への適用の実例として
説明する。

【００２７】本発明の利点には散布器型自然循環ＢＷＲ
に対して負荷追従機能を与えるための新しい手段が含ま
れている。本発明のもう一つの利点は散布器型自然循環
ＢＷＲに対するスペクトルシフト機能を増強するための
新しい手段である。本発明の更にもう一つの利点には負
荷追従モード、スペクトルシフトモード、またはこれら
のモードの組み合わせで動作し得る炉設計が含まれる。 本発明のもう一つの利点は炉への給水を調整可能にして
冷却剤再循環流量の調節を行えるようにすることである
。これらの利点および他の利点はここに含まれる開示に
基いて当業者には明らかであろう。

【００２８】

【発明の詳しい説明】自然循環ＢＷＲには再循環装置も
外部ループも含まれないので、制御された再循環流量を
生じるように主駆動電動機の速度を調節することや流量
調節を行うため外部再循環ループにある流量制御弁を絞
ることはできない。したがって、解決すべき問題は有効
な負荷追従機能が得られたり、散布器型ＢＷＲのスペク
トルシフト機能を増強したりする改良された手段であっ
て、付加される構成要素の形の不利が最小で、得られる
利益を考えて許容し得る改良された手段を工夫すること
である。図を参照すればわかるように、炉内蔵物の多く
は従来のものであり、図から省略してある。このような
炉内蔵物は本発明の教示に従ってＢＷＲに対して加えな
ければならない変更には必要ないからである。炉内蔵物
、それらの構成、および動作は下記の文献に示されるよ
うに当業者には周知である。すなわちグラスストーンお
よびセソンケ著「原子炉工学」ｐｐ．７４８−７５３（
Ｇｌａｓｓｔｏｎｅ　　ａｎｄ　　Ｓｅｓｏｎｋｅ，Ｎ
ｕｃｌｅａｒ　　Ｒｅａｃｔｏｒ　　Ｅｎｇｉｎｅｅｒ
ｉｎｇ，ｐｐ．７４８−７５３，３ｄ　　Ｅｄｉｔｉｏ
ｎ，ＶａｎＮｏｓｔｒａｎｄ．Ｒｅｉｎｈｏｌｔ　　（
Ｎｅｗ　　Ｙｏｒｋ，ＮＹ，１９８１））、アメリカ核
学会会合で提示されたウォルフおよびウィルケンスの論
文「沸騰水型原子炉の設計および安全性」（Ｗｏｌｆｅ
　　ａｎｄ　　Ｗｉｌｋｅｎｓ，”Ｉｍｐｒｏｖｅｍｅ
ｎｔｓ　　ｉｎ　　Ｂｏｉｌｉｎｇ　　Ｗａｔｅｒ　　
Ｒｅａｃｔｏｒ　　Ｄｅｓｉｇｎｓ　　ａｎｄ　　Ｓａ
ｆｅｔｙ”，　　ｐｒｅｓｅｎｔｅｄ　　ａｔ　　Ａｍ
ｅｒｉｃａｎ　　Ｎｕｃｌｅａｒ　　Ｓｏｃｉｅｔｙ　
　Ｔｏｐｉｃａｌ　　Ｍｅｅｔｉｎｇ，Ｓｅａｔｔｌｅ
，　　Ｗａｓｈｉｎｇｔｏｎ，　　Ｍａｙ　　１−５，
　　１９８８）、アメリカ核学会会合で提示されたダン
カンおよびマキャンドルの論文「新型簡略化沸騰水型原
子炉」（Ｄｕｎｃａｎ　　ａｎｄ　　ＭｃＣａｎｄｌｅ
ｓｓ，　　”Ａｎ　　Ａｄｖａｎｃｅｄ　　Ｓｉｍｐｌ
ｉｆｉｅｄ　　Ｂｏｉｌｉｎｇ　　ＷａｔｅｒＲｅａｃ
ｔｏｒ”，　　ｐｒｅｓｅｎｔｅｄ　　ａｔ　　ｔｈｅ
　　ＡｍｅｒｉｃａｎＮｕｃｌｅａｒ　　Ｓｏｃｉｅｔ
ｙ　　Ｔｏｐｉｃａｌ　　Ｍｅｅｔｉｎｇ，　　Ｓｅａ
ｔｔｌｅ，　　Ｗａｓｈｉｎｇｔｏｎ，　　Ｍａｙ　　
１−５，　　１９８８）、およびラヘイおよびムーデイ
著の「沸騰水型原子炉の熱水力学」の特に第２章のｐｐ
．１５−４４　　（Ｌａｈｅｙ　　ａｎｄ　　Ｍｏｏｄ
ｙ，　　”ＴｈｅＴｈｅｒｍａｌ　　Ｈｙｄｒａｕｌｉ
ｃｓ　　ｏｆ　　ａ　　Ｂｏｉｌｉｎｇ　　Ｗａｔｅｒ
　　Ｒｅａｃｔｏｒ，　　ｅｓｐｅｃｉａｌｌｙ　　Ｃ
ｈａｐｔｅｒ　　２，　　ｐｐ．１５−４４，Ａｍｅｒ
ｉｃａｎ　　Ｎｕｃｌｅａｒ　　Ｓｏｃｉｅｔｙ　　（
ＬｅＧｒａｎｇｅＰａｒｋ，ＩＩＩ．，１９７７））で
ある。従来のＢＷＲ、ＡＢＷＲおよびＳＢＷＲはすべて
上記の文献に説明されている。主として自然循環ＢＷＲ
について説明してきたが、強制循環炉も本発明に従って
変形することができる。

【００２９】図１に示すように、原子炉圧力容器（ＲＰ
Ｖ）１０は入口１２を介して給水を受け入れ、出口１４
を介して蒸気を排出する。入口１２に接続されているの
は散布器１６である。散布器１６は適当な開口をそなえ
た環状のパイプである。開口を介して、給水がＲＰＶ１
０の中に入る。散布器およびその開口は従来のものであ
り、当業者には周知のものである。

【００３０】前に一般的に述べ、特に上記文献に説明さ
れているように、ＲＰＶ１０の中の水の流路については
、２４で表される下降領域の中の過冷却水がＲＰＶ１０
とシュラウド２６との間の環状領域２８へ下向きに流れ
る。環状領域２８を通って流れる水は次に炉心下部プレ
ナム領域３０に流れる。この場合も、簡単にするため、
炉心内の構成要素は図示していない。これらの構成要素
は従来のものであり、当業者には明らかなものだからで
ある。

【００３１】次に水はシュラウド２６の中で炉心３２の
下に配置されたガイド管領域を通った後、燃料オリフィ
ス、燃料支持鋳物、およびノーズピース下部のタイプレ
ートを通る。次に、水は炉心３２の中に配置された燃料
集合体に入る。炉心の中では、沸騰境界層が設定される
ので、燃料集合体の中に下部非沸騰領域および上部沸騰
領域が生じる。従来方式で必要、または望ましい、ある
いは便利であるように流れバイパスを行うべきである。

【００３２】次に、水と蒸気の混合物は、シュラウド頭
部３６の中に形成され、炉心３２の上に配置された炉心
上部プレナム３４に入る。炉心上部プレナム３４は炉心
３２を出る混合物と、シュラウド頭部３６の上に配置さ
れて炉心上部プレナム３４と流れが通じている直立管３
８に入る混合物との間を離れさせる。下降領域２４はＲ
ＰＦ１４の壁とチムニイを形成する直立管３８との間に
形成されることがわかる。直立管３８の代わりに種々の
付加的な限定または方向づけ手段／部材を煙突として使
用できることが理解されよう。

【００３３】ＢＷＲの正規動作の間にＲＰＶ１０の中に
設定される水位は４４で表されている。正規動作とは炉
のすべての構成要素が正常に動作している場合の予想さ
れる、すなわち正規の送電網の電気需要に於ける炉出力
であると定義される。ここで注目すべきことは、散布器
１６が水の高さすなわち水位４４に位置しているという
ことである。散布器１６は分離器のスカート最下部に配
置されている。

【００３４】直立管３８を通って流れる混合物は次に汽
水分離器／乾燥器集合体４０に入る。汽水分離器／乾燥
器集合体４０は従来の形式またはそれと異なる形式で構
成される。分離器４０の出口により、分離された水は下
降管２４に入り、また蒸気は蒸気ドーム４２に入った後
、出口１４を介してＲＰＶ１０から取り出される。下降
管２４の中の分離された水と発電所のタービンアイラン
ド部分から入口１２に入る再循環した給水は次に組合わ
され、流れの循環が再び開始される。

【００３５】上記の説明からすぐわかるように、水位４
４が散布器１６の高さより低い場合には、蒸気が凝縮し
、過冷却は殆ど無いか全く無い。水位４４を散布器１６
より上の高さに上げた場合、凝縮のための時間は殆ど無
く、過冷却が増大する。指示された散布器高さレベルで
の上昇流は水位が高くなるとともに減少し、適当な高水
位でほぼ零になるので、汽水分離器乾燥器４０に向かう
給水の飛沫同伴は無くなる。このとき、給水流量、した
がって水位４４を減少または増加させるだけで負荷追従
が行われる。これにより、凝縮される蒸気の量が増加ま
たは減少し、過冷却の量も増加または減少するので、炉
パワーが増加または減少する。

【００３６】このようにして、ここに開示した散布器Ｂ
ＷＲの適当な動作により、炉の発生するパワーレベルを
増加または減少させ得ることがわかる。スペクトルシフ
ト動作の場合、過冷却と再循環速度の一方または両方が
減って炉心内の気泡部分が増加して炉のパワーレベルが
低下するように散布器ＢＷＲが動作することがわかる。 図示していない、従来の制御棒の引き上げによってパワ
ーレベルが再設定され、炉のスペクトルシフト動作が増
強される。

【００３７】上記のように本発明の散布器ＢＷＲをスペ
クトルシフトモードで動作させると、送電網の電気要求
や炉に対する他の要求にこたえて負荷追従を行うことが
できる。スペクトルシフトが弱まったり、制御棒の移動
が必要になったりすることがあるが、主として炉ととも
に配置された散布器を介して炉に入れられた給水の巧妙
な動作により、負荷追従が達成できると考えられる。構
成材料については、すべての構成要素は核ＢＷＲ内で使
うのに適した材料で製造することが好ましい。更に、こ
こに述べた本発明の趣旨と開示内容を実質的に変えるも
のでない限り、ここに図示し説明した構成要素のいくつ
かをこの分野の通常の手法に従って変形、変更したりし
てもよく、これが本発明に含まれることは明らかである
。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明を実施するための実際的な構成を示す散
布器型自然循環ＢＷＲの概略側断面図である。

【符号の説明】

１０　　原子炉圧力容器 １２　　給水入口 １４　　蒸気出口 １６　　散布器 ２４　　下降領域 ２６　　シュラウド ２８　　環状領域 ３０　　炉心下部プレナム領域 ３２　　炉心 ３４　　炉心上部プレナム領域 ３６　　シュラウド頭部 ３８　　直立管 ４０　　汽水分離器／乾燥器集合体 ４２　　蒸気ドーム ４４　　設定水位

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧
   力容器（ＲＰＶ）の中には、シュラウド頭部をそなえた
   シュラウドの中に配置された炉心、ＲＰＶとシュラウド
   によって形成された環状領域であって上記炉心の下に配
   置された炉心下部プレナム領域と流れが通じている環状
   領域、上記ＲＰＶの蒸気出口に接続された上部蒸気ドー
   ム、上記シュラウド頭部の中に形成され上記炉心の上に
   配置された炉心上部プレナム、および上記シュラウド頭
   部の上に取付けられ、上記炉心上部プレナムと流れが通
   じており、また上記蒸気ドームと流れが通じている汽水
   分離器と流れが通じているチムニイが収容されており、
   チムニイの外側の領域が下降領域を形成し、ＢＷＲ内の
   水位がＢＷＲの正規動作の際に設定される沸騰水型原子
   炉に於いて、ＢＷＲの正規動作の際に設定された水位に
   近い高さの所で上記ＲＰＶの内周に沿って汽水分離器の
   スカート最下部の上に配置された散布器に接続されてい
   る給水入口が上記ＲＰＶに含まれ、これにより上記給水
   入口を介して供給されて上記散布器に入る給水を制御す
   ることによって上記水位を上記散布器の高さ位置より上
   、同じ位置、またはそれより下となるように変えること
   により負荷追従とスペクトルシフトの一つ以上が遂行で
   きることを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 【請求項２】　　上記ＢＷＲが自然循環ＢＷＲである請
   求項１記載の沸騰水型原子炉。
3. 【請求項３】　　上記ＢＷＲが強制循環ＢＷＲである請
   求項１記載の沸騰水型原子炉。
4. 【請求項４】　　沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧
   力容器（ＲＰＶ）の中には、シュラウド頭部をそなえた
   シュラウドの中に配置された炉心、ＲＰＶとシュラウド
   によって形成された環状領域であって上記炉心の下に配
   置された炉心下部プレナム領域と流れが通じている環状
   領域、上記ＲＰＶの蒸気出口に接続された上部蒸気ドー
   ム、上記シュラウド頭部の中に形成され上記炉心の上に
   配置された炉心上部プレナム、および上記シュラウド頭
   部の上に取付けられ、上記炉心上部プレナムと流れが通
   じており、また上記蒸気ドームと流れが通じているスカ
   ートをそなえた汽水分離器と流れが通じているチムニイ
   が収容されており、チムニイの外側の領域が下降領域を
   形成し、ＢＷＲ内の水位がＢＷＲの正規動作の際に設定
   される沸騰水型原子炉で負荷追従機能を得るための方法
   に於いて、上記ＲＰＶに設けた給水入口に接続された散
   布器を上記ＢＷＲの正規動作の際に設定された水位に近
   い高さの所で上記ＲＰＶの内周に沿って汽水分離器のス
   カート最下部の上に配置するステップ、および負荷追従
   の要求に応じて、上記入口を介して上記散布器に入る給
   水流を調整することにより水位を上記散布器の高さ位置
   より上、同じ位置、またはそれより下となるように変え
   るステップを含むことを特徴とする沸騰水型原子炉の負
   荷追従機能を得る方法。
5. 【請求項５】　　上記ＢＷＲが自然循環ＢＷＲである請
   求項４記載の沸騰水型原子炉の負荷追従機能を得る方法
   。
6. 【請求項６】　　上記ＢＷＲが強制循環ＢＷＲである請
   求項４記載の沸騰水型原子炉の負荷追従機能を得る方法
   。