JPH05209979A

JPH05209979A - 原子炉の起動法

Info

Publication number: JPH05209979A
Application number: JP4015931A
Authority: JP
Inventors: Masataka Hidaka; 政隆日▲高▼; Akira Susuki; 晃須々木; Sadao Uchikawa; 貞夫内川
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1992-01-31
Filing date: 1992-01-31
Publication date: 1993-08-20

Abstract

(57)【要約】【目的】炉心における流動安定性と炉心安定性の低下を
防止し原子炉の制御性を向上する。【構成】自然循環型原子炉のシュラウド４内に炉心の一
部である炉心２を囲みその上端が気水分離器の入口より
も低い第二のシュラウド１０を設け、起動時に、冷却水
が第二のシュラウド１０の上端より上方でかつ気水分離
器９の入口より水張りし、炉心２を核加熱、炉心３を非
核加熱状態とする。第二のシュラウド１０内外の冷却水
の密度差によって冷却水をシュラウド１０内外で循環し
て昇温し、水位が気水分離器内まで上昇して冷却水がシ
ュラウド４内外に循環を開始した後に炉心３を核加熱
し、原子炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉に係
り、特に、炉心内外の静水頭差により循環流量が確保さ
れる自然循環型原子炉の起動法に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉は、原子炉の冷態
停止後の起動時に、シュラウド上部の気水分離器の高さ
まで水張りし、再循環ポンプで冷却水を炉心に循環し、
制御棒を引き抜き核加熱により冷却水を昇温，昇圧す
る。炉心は強制循環によって冷却されているため炉心流
量の制御性が良く、冷却水温の上昇にともなって炉心で
は低ボイド率から高ボイド率まで円滑に蒸気が発生し、
原子炉の安定した起動が可能となる。この時、炉心内及
びシュラウド内の蒸気ボイド率の増加にともなって、圧
力容器内の水位が上昇するため、圧力容器内の冷却水の
一部を外部に抜くことにより水位を一定に保つ。

【０００３】これに対し、自然循環型原子炉では再循環
ポンプを具備しておらず、炉心における冷却水の自然循
環は、炉心を囲むシュラウド内外の静水頭を駆動力とし
ている。このため、原子炉の起動時にサブクール度の大
きな低温の冷却水を核加熱する場合に、炉心の核加熱に
よって蒸気が発生すると、シュラウド内の静水頭が減少
して自然循環流量が増加する。この炉心流量の増加によ
り冷却が促進されて蒸気が凝縮し、炉心内の冷却水が単
相流状態にもどり自然循環流量が減少する。このため、
自然循環流量の減少により炉心では再び蒸気が発生す
る。

【０００４】この蒸気発生と蒸気凝縮は交番し、自然循
環流量の変動と反応度変化を生じ、流動安定性と炉心安
定性が低下する。さらに、炉心及びシュラウド内の蒸気
発生と蒸気凝縮の繰返しにより圧力容器内の水位が安定
せず、水位維持のための水抜き量の設定も困難になる。
水抜き量が多すぎる場合は、圧力容器内水位が低下して
シュラウド内外の循環が遮断され炉心の自然循環が滞
り、水抜き量が少なすぎる場合には、圧力容器内水位が
上昇して、ドライヤに冷却水が衝突したり、気水分離器
やドライヤが水没する可能性もある。

【０００５】この低温二相流状態に起因する不安定現象
の発生を回避するためには、冷却水のサブクール度が低
くなるまで炉心で蒸気が発生しないように炉心の核加熱
量を十分に小さくしなければならない。この場合、起動
に要する時間が長大になり経済性が低下する。

【０００６】また、炉心の核加熱量を小さくすると自然
循環流量が低くなり、炉心下方の下部プレナムの流れが
澱んで温度成層化が起こり、低温の冷却水が下部プレナ
ム内に停滞する。炉心入口のサブクール度が十分低くな
った後に、炉心で蒸気の発生が始まると、自然循環流量
が増加し下部プレナムに停滞していた低温水が炉心に流
入し、低温二相流の不安定現象が発生する可能性があ
る。

【０００７】この他、通常運転時にも、自然循環型原子
炉ではシュラウド内外の静水頭差によって冷却水が循環
しているため、シュラウド内における大気泡の生成や気
泡の偏在によって、自然循環流量が低下する可能性があ
る。また、大気泡の生成による水位変動やキャリオーバ
による気水分離性能の低下も防止しなければならない。

【０００８】さらに、事故時に圧力容器内の冷却水の水
位がシュラウドの上端より下方になると、シュラウド内
外の自然循環が滞り、炉心の冷却能力が低下する問題が
ある。

【０００９】この自然循環型原子炉の起動時における低
温二相流に起因する不安定現象の発生，下部プレナムの
温度成層化を防止するための従来の装置は、特開昭59−
143997号公報に記載のように、原子炉の起動時に、定期
点検時熱供給用ボイラからの熱を原子炉圧力容器内の冷
却水に供給することにより、冷却水を昇温しサブクール
度を減少した後に核加熱を開始し、流動安定性と炉心安
定性の低下を防ぐものや、特開昭59−217188号公報に記
載のように、圧力容器内の下部プレナムに起動用熱交換
器を設け、冷却水の温度成層化を防止するとともに昇温
するものがある。

【００１０】また、圧力容器内の水位変動の防止に適用
可能で、シュラウド内における大気泡の生成，気泡の偏
在を防止し、キャリオーバによる気水分離性能の低下を
防止する従来の装置の第２は、特開平2−268294 号公報
に記載のように、高さに食違いのあるチムニを高さに食
違いのあるドライヤと組み合わせて使用することによ
り、蒸気のキャリオーバ及びキャリアンダを防止するも
のがある。

【００１１】さらに、圧力容器内の水位が低下した場合
の自然循環の停滞を防止するするための従来の装置は、
特開平2−59697号公報に記載のように、圧力容器内に上
下二つのチムニを間隙を有するように配置することによ
り、圧力容器内の水位が低下した場合の自然循環流路を
確保するものがある。

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】上記従来技術の第１
は、冷却水の昇温に核熱を用いず、ボイラを用いるた
め、格納容器内外あるいは圧力容器内に熱交換器と熱供
給系を設けて冷却水を昇温するものであり、配管群，制
御系を必要とし原子炉の構造が複雑となるため建設に係
る経済性が低くなる問題があった。

【００１３】上記従来技術の第２では、起動時の流動安
定性，炉心安定性の低下防止については考慮されておら
ず、起動時に炉心内及びチムニ内の蒸気発生と蒸気凝縮
の繰返しにより流動安定性と炉心安定性が低下する問題
がある。また、原子炉の起動時にチムニ上端より上方に
水張りし、蒸気の発生に対応して冷却水を外部に抜く必
要があるが、前記不安定現象のため圧力容器内の水位が
安定せず、水抜き量の設定が困難になる問題もある。核
加熱量を低くして不安定を回避する場合にも、下部プレ
ナムにおける低温水の温度成層化を防止できないだけで
なく、起動に長大な時間を要し、経済性が向上しない問
題があった。

【００１４】従来技術の第三のものは、従来技術の第二
のものと同じ問題を有すほか、上下のチムニに間隙があ
るため、チムニ内とダウンカマ間の静水頭差が減少して
自然循環流量が大幅に減少する問題があった。

【００１５】本発明の目的は、自然循環型原子炉の起動
時に低温二相流の不安定現象の発生による流動安定性及
び炉心安定性の低下を防止し、起動時間を大幅に短縮
し、起動時の圧力容器内の水位制御性能を向上して安定
した原子炉の起動を可能にすることと、通常運転時にも
原子炉の自然循環性能を向上し、気水分離能力を高め、
事故時における炉心の冷却能力を向上することにある。

【００１６】

【課題を解決するための手段】上記目的は、自然循環型
原子炉において、シュラウド内部にあって炉心の一部を
囲みその上端が前記気水分離器の入口よりも低い第２の
シュラウドを設け、原子炉の起動時に冷却水が前記第２
のシュラウド上端より上方で前記気水分離器の入口より
下方に水位を形成するように水張りし、前記第２のシュ
ラウドによって囲まれる前記炉心の一部あるいは全部を
制御棒を引き抜いて核加熱する炉心領域とし、それ以外
を非核加熱領域として、核加熱炉心領域の冷却水と非核
加熱炉心領域の冷却水の密度差に起因する前記第２のシ
ュラウドの内外の水頭差によって冷却水が前記第２のシ
ュラウド内を上昇し前記第２のシュラウド外を下降する
自然循環を行ないながら冷却水を昇温し、前記第２のシ
ュラウド内側の炉心核加熱領域における蒸気発生によっ
て水位が気水分離器内まで上昇し冷却水がシュラウド内
からシュラウド外側のダウンカマ領域に循環を開始した
後に前記非核加熱炉心領域の制御棒を引き抜いてこの領
域でも冷却水を核加熱し、原子炉定格運転蒸気温度及び
圧力を得ることにより達成される。

【００１７】

【作用】核燃料からなる炉心と、炉心を囲むシュラウド
と、シュラウド上部にあって炉心で発生した蒸気を冷却
水から分離する気水分離器と、気水分離後の冷却水が下
降するシュラウド外側のダウンカマと、気水分離器で分
離された蒸気から湿分を分離するドライヤと、炉心の出
力を制御する制御棒と、前記構造物を内蔵する圧力容器
と、圧力容器からの蒸気により回転するタ−ビンと、蒸
気をタ−ビンに送る主蒸気管と、タ−ビン軸によって駆
動される発電機と、タ−ビン駆動後の蒸気を凝縮する復
水器と、復水器の凝縮水である冷却水を圧力容器に給水
する給水ポンプと、給水ポンプからの冷却水を圧力容器
内に注水する給水管からなる自然循環型原子炉におい
て、シュラウド内部にあって炉心の一部を囲みその上端
が気水分離器の入口よりも低い第２のシュラウドを設け
る。原子炉の起動時に冷却水が前記第２のシュラウド上
端より上方でかつ気水分離器の入口より下方に水位を形
成するように水張りし、第２のシュラウドによって囲ま
れる炉心の一部あるいは全部を制御棒を引き抜いて核加
熱する炉心領域とし、それ以外を非核加熱領域とする。
この時、第２のシュラウド内側の領域は核加熱されてお
り、第２のシュラウド外側の領域は非核加熱であるた
め、第２のシュラウド内外には冷却水の密度差に起因す
る水頭差によって冷却水が第２のシュラウド内側を上昇
し外側を下降する自然循環が生じる。

【００１８】冷却水の循環は第２のシュラウド内外に生
じるので、核加熱を受ける冷却水の量は少なく、低い核
加熱量で比較的短時間で冷却水を昇温できる。このた
め、炉心における蒸気発生，凝縮による不安定現象の発
生を防止できる。この時、ダウンカマ内及び下部プレナ
ム内の冷却水は低温状態にある。

【００１９】任意の核加熱量でさらに核加熱を続ける
と、第２のシュラウド内部の炉心領域に蒸気が発生し、
第２のシュラウド内外の自然循環量が増加するととも
に、シュラウド内の水位が上昇する。この時の自然循環
流量は、第２のシュラウド高さがシュラウドより低いた
めに、現行の原子炉のシュラウドを用いたの場合より少
ない。このため、炉心内に蒸気が発生し自然循環流量が
増加した場合の下部プレナムからの低温水の流入量も少
なくなり、不安定現象の発生は抑制される。

【００２０】核加熱を続けるにつれて、第２のシュラウ
ド内外の冷却水のサブクール度が減少し、蒸気発生量が
増加してシュラウド内の水位が上昇し、気水分離器内に
達すると冷却水の一部はシュラウド外のダウンカマに流
入する。ダウンカマへの流入流量は水位の上昇分のみで
あり第２のシュラウド内の炉心領域の流量のほとんどは
第２のシュラウド外の自然循環流量となる。したがっ
て、ダウンカマから炉心への低温水の流入量は僅かであ
り、炉心における不安定現象の発生は抑制される。

【００２１】さらに核加熱を続けるにつれて、第２のシ
ュラウド内の蒸気体積率が増加し、ダウンカマ内の水位
も上昇する。この時、ダウンカマ内の冷却水は温度成層
化によって上部ほど水温が高く、ダウンカマ下部からは
低温水が徐々に炉心内に流入する。また、第２のシュラ
ウド内の自然循環流量の増加につれて、下部プレナム内
の低温水も徐々に炉心内に流入する。以上の過程では、
ダウンカマ内及び下部プレナム内の低温水の急激な流入
は生じないため、炉心における不安定現象の発生が防止
される。

【００２２】シュラウド内の蒸気体積率が十分に増加
し、ダウンカマ水位が十分に上昇した後、非核加熱領域
でも制御棒を引き抜いて核加熱を開始する。この時、第
２のシュラウド外側の炉心内における冷却水の流れが下
降流から上昇流に転じ、流量が増加する過程では、第２
のシュラウド外側の炉心の出力が核沸騰から膜沸騰への
流動遷移が起こる限界熱出力を越えないように安全余裕
を持たせた上で核加熱量を調整する。

【００２３】以上の手順を用いて炉心の全領域で核加熱
することにより、原子炉の定格運転温度及び圧力を得
る。以上の手順で、水位が定格運転水位より低くなる場
合には、給水ポンプを用いて適宜少量ずつ給水を加え
る。

【００２４】原子炉起動時の初期の水張り水位Ｈｉを決
定する水張り量Ｖｉは、定格運転時における圧力容器内
水位Ｈより下方の圧力容器内空間体積をＶｔとし、定格
運転時における圧力容器内水位より下方の平均の蒸気体
積率をＢとすると、概ね式(１)で表される。ただし、体
積Ｖｉは定格運転圧力，温度における体積であるので水
張り時には雰囲気温度，圧力に対応して体積を補正する
必要がある。

【００２５】Ｖｉ＝Ｖｔ(１−Ｂ) …（１）原子炉の起動時には、圧力容器内に上式で求めた水量に
安全余裕を持たせた上で圧力容器内に給水するか、ある
いは圧力容器内の空間体積を計算し、上式の水量が圧力
容器内を満たす水位を求め、その水位に安全余裕を持た
せた水位まで給水する。

【００２６】以上の起動手順において、炉心の一部を核
加熱領域とし、それ以外を非核加熱領域とする手順は、
それぞれを核加熱大の領域と核加熱小の領域とすること
によっても達成可能である。また、以上の起動手順は、
第２のシュラウドを設けず、炉心の一部を核加熱領域、
それ以外を非核加熱領域とするか、あるいは核加熱大の
領域と核加熱小の領域とすることによっても達成可能で
ある。または、以上の起動手順は、全部の炉心を第２の
シュラウドで囲み、第２のシュラウド外側を炉心バイパ
ス領域とすることによっても達成可能である。さらに、
以上の起動手順は、第２のシュラウドを用いるかわり
に、炉心の上方に核加熱領域と非核加熱領域あるいは核
加熱大の領域と核加熱小の領域の境界付近を仕切りその
上端が気水分離器の入口より下方のチムニをシュラウド
内に設けることによっても達成可能である。

【００２７】次に、通常運転時における第２のシュラウ
ドあるいはシュラウド内のチムニによる自然循環流量の
低下防止及び水位変動防止の作用を示す。

【００２８】第２のシュラウドによってシュラウド内は
仕切られており、第２のシュラウドの内外で、気泡合体
による大気泡の生成は妨げられる。また、シュラウド内
における気泡の上昇経路も第２のシュラウドによって規
制されるため、シュラウド内における気泡の偏在が妨げ
らる。これにより、第２のシュラウドによって仕切られ
た領域に発生した蒸気量に対応した自然循環流量が得ら
れるだけでなく、炉心内の各燃料集合体ごとの自然循環
流量の変動が抑制され、シュラウド内外の自然循環流量
も確保される。この作用の効果は、第２のシュラウドの
他に第３のシュラウド，第４のシュラウド等を設けシュ
ラウド群にした場合及びシュラウド群にほぼ直角のバッ
フルで炉心上方を仕切ることによって向上する。

【００２９】次に、事故時における第２のシュラウドあ
るいはシュラウド内のチムニによる自然循環の停滞の防
止作用を示す。

【００３０】各種配管破断等の事故時において、圧力容
器内の水位がシュラウド上端より下降した場合に、炉心
周辺部の出力は中央部の出力より低いため、第２のシュ
ラウド内外の冷却水の静水頭差によって第２のシュラウ
ド内側を上昇し、外側を下降する自然循環が生じる。こ
れにより、第２のシュラウドが無い場合より炉心の冷却
水循環流速を高められるので、炉心の冷却が促進されて
事故時の安全性が向上する。この作用の効果は、第２の
シュラウド外側の領域を炉心を設けないバイパス領域と
することにより、さらに向上する。

【００３１】

【実施例】本発明の第一の実施例を図１，図２，図３，
図４，図５により説明する。図１は本発明による原子炉
の縦断面を示す。

【００３２】原子炉圧力容器１内において、核燃料から
なる炉心２，炉心３はシュラウド４で囲まれており、シ
ュラウド４の上部には炉心２，炉心３で発生した蒸気を
冷却水から分離する気水分離器９が設けられ、気水分離
後の冷却水はシュラウド４外側のダウンカマ５を下降す
る。気水分離器９で分離された蒸気は、気水分離器９上
方のドライヤ８で湿分分離され主蒸気管６からタービン
に送られる。タービンからの復水は給水ポンプによって
給水管７から原子炉圧力容器１内にに給水される。この
自然循環型原子炉において、シュラウド４の内部にあっ
て炉心２を囲みその上端が気水分離器９の入口よりも低
い第２のシュラウド１０を設ける。

【００３３】以下に、本発明による原子炉の起動法を図
２から図５の作動原理図を用いて説明する。

【００３４】原子炉の起動時に、図２に示すように冷却
水が第２のシュラウド１０の上端より上方でかつ気水分
離器９の入口より下方に水位を形成するように水張りす
る。次に、第２のシュラウド１０によって囲まれる炉心
２の一部あるいは全部に挿入された制御棒１２を引き抜
き、炉心２を核加熱する。この時、炉心２が核加熱さ
れ、第２のシュラウド１０外側の炉心３は非核加熱であ
るため、第２のシュラウド１０の内外には冷却水の密度
差に起因する水頭差が生じ、第２のシュラウド１０の内
側を上昇し外側を下降する冷却水の自然循環が生じる。

【００３５】冷却水の循環は第２のシュラウド１０内外
に生じるので、核加熱を受ける冷却水の量は少なく、低
い核加熱量で比較的短時間で冷却水を昇温できる。この
ため、炉心２における蒸気発生、凝縮による不安定現象
の発生を防止できる。この時、ダウンカマ５内及び下部
プレナム１３内の冷却水は低温状態にある。

【００３６】任意の核加熱量でさらに核加熱を続ける
と、図３に示すように炉心２で蒸気が発生し、第２のシ
ュラウド１０内外の自然循環量が増加するとともに、シ
ュラウド４内の水位が上昇する。この時の自然循環流量
は、第２のシュラウド１０の高さがシュラウド４より低
いために、シュラウド４を単独で用いた場合より少な
い。このため、炉心２内に蒸気が発生し自然循環流量が
増加した場合の下部プレナム１３からの低温水の流入量
も少なくなり、不安定現象の発生は抑制される。

【００３７】核加熱を続けるにつれて、第２のシュラウ
ド１０内外の冷却水のサブクール度が減少し、蒸気発生
量が増加する。蒸気発生量の増加にともなって、図４に
示すように、シュラウド４内の水位が上昇し、気水分離
器９内に達すると冷却水の一部はシュラウド４外に流れ
ダウンカマ５に流入する。ダウンカマ５への流入流量は
シュラウド４内水位の上昇分のみであり炉心２の流量の
ほとんどは第２のシュラウド１０外への循環流量とな
る。したがって、ダウンカマ５から炉心２への低温水の
流入量は僅かであり、炉心２における不安定現象の発生
は抑制される。

【００３８】さらに核加熱を続けるにつれて、図５に示
すように第２のシュラウド１０内の蒸気体積率が増加
し、ダウンカマ５内の水位も上昇する。この時、ダウン
カマ５内の冷却水は温度成層化によって上部ほど水温が
高く、ダウンカマ５の下部から低温水が徐々に炉心２内
に流入する。また、第２のシュラウド１０内外の自然循
環流量の増加に伴って、下部プレナム１３内の低温水も
徐々に炉心２内に流入する。以上の過程では、ダウンカ
マ５内及び下部プレナム１３内の低温水の急激な流入は
生じないため、炉心２における不安定現象の発生が防止
される。

【００３９】シュラウド４内の蒸気体積率が十分に増加
し、ダウンカマ５水位が十分に上昇した後、炉心３でも
制御棒１１を引き抜いて核加熱を開始する。この時、炉
心３内における冷却水の流れが下降流から上昇流に転
じ、流量が増加する過程では、炉心３の出力が核沸騰か
ら膜沸騰への流動遷移が起こる限界熱出力を越えないよ
うに安全余裕を持たせた上で核加熱量を調整する。

【００４０】以上の手順を用いて炉心の全領域で核加熱
することにより、原子炉の定格運転温度及び圧力を得
る。以上の手順で、水位が定格運転水位より低くなる場
合には、給水ポンプを用いて適宜少量ずつ給水を加え
る。

【００４１】原子炉起動時の初期の水張り水位Ｈｉを決
定する水張り量Ｖｉは、式(１)により決定され、この水
量に安全余裕を持たせた上で圧力容器内に給水するか、
あるいは圧力容器内の空間体積を計算し、式(１)の水量
が原子炉圧力容器１内を満たす水位を求め、その水位に
安全余裕を持たせた水位まで給水する。

【００４２】この原子炉起動法によって、原子炉の起動
時間を大幅に短縮でき、炉心２，３における蒸気の発
生，凝縮の交番による流動安定性及び炉心安定性の低下
や水位変動を防止でき、起動時の原子炉の制御性を向上
できる。

【００４３】以上の起動手順において、炉心２を核加熱
領域とし、炉心３を非核加熱領域とする手順は、炉心２
を核加熱大の領域とし、炉心３を核加熱小の領域とする
ことによっても達成可能である。

【００４４】次に、通常運転時における第２のシュラウ
ド１０による自然循環流量の低下防止及び水位変動防止
を図５を用いて説明する。

【００４５】第２のシュラウド１０によってシュラウド
４内は仕切られる。このため、第２のシュラウド１０の
内側領域から外側領域の間で蒸気泡合体による大気泡の
生成は妨げられる。また、シュラウド４内における蒸気
泡の上昇経路も炉心２で発生した蒸気は第２のシュラウ
ド１０内側、炉心３で発生した蒸気は第２のシュラウド
１０の外側に分けられるため、シュラウド４内の蒸気泡
の偏在や合体によって局所的な自然循環流量の差異が生
じにくくなる。また、大気泡の生成による水位変動を防
止できるので、キャリオーバや気水分離器及びドライヤ
の水没による気水分離性能の低下を防止できる。さら
に、炉心２及び第２のシュラウド１０の内側には炉心２
の出力，蒸気発生量に対応した高い自然循環流量が得ら
れ、炉心３及び第２のシュラウド１０の外側には低い自
然循環流量が得られる。これにより、燃料集合体間の流
量の変動による自然循環流量の低下や炉心安定性の低下
が防止され、通常運転時の信頼性が向上する。

【００４６】次に、事故時における第２のシュラウド１
０による自然循環の停滞の防止作用を、図３を用いて説
明する。

【００４７】各種配管破断等の事故時において、原子炉
圧力容器１内の水位がシュラウド４の上端より下降した
場合に、炉心３の出力は炉心２の出力より低いため、第
２のシュラウド１０内外の冷却水の静水頭差によって第
２のシュラウド１０内側を冷却水が上昇し、外側を下降
する自然循環が生じる。比較的高出力の炉心２における
冷却水の循環流速を高められるので、炉心２の冷却が促
進される。また、炉心３でも、第２のシュラウド１０が
無い場合には冷却水の循環が停滞するのに対して、冷却
水の下降流による除熱が可能となる。これにより、事故
時の安全性が向上する。

【００４８】本実施例によれば、自然循環型原子炉の起
動時に低温二相流の不安定現象の発生による流動安定性
及び炉心安定性の低下を防止し、起動時間を大幅に短縮
できるので、原子炉の起動時の経済性を向上できる。ま
た、起動時の水位を安定化できるので、原子炉起動時の
制御性を向上できる。通常運転時には、原子炉の自然循
環性能が向上し、気水分離能力が高まるので原子炉の信
頼性が向上する効果がある。さらに、事故時にも炉心の
冷却能力を向上できるので原子炉の安全性を向上でき
る。

【００４９】本発明の第２の実施例を図６により説明す
る。図６は本発明による原子炉の縦断面及び計測，制御
系の系統を示す。

【００５０】第１の実施例による原子炉において、演算
器１８，制御器１９を設ける。演算器１８には、原子炉
圧力容器１の水位計１４，ダウンカマ５内下部の水温
計，炉心２及び炉心３の出力を検出する中性子検出器１
７，炉心の蒸気体積率を測定するボイド計の測定値が入
力される。制御器１９は演算器１８からの信号をもと
に、制御棒駆動機構２０による制御棒１１と制御棒１２
の出し入れ量，給水ポンプ３２の吐出量を制御する。

【００５１】第１の実施例で示した原子炉の起動時に、
水張り量の設定値に達したことを水位計１４で確認し、
演算器１８から制御器１９に制御棒１２の引き抜き信号
が伝達される。炉心２における核加熱量を中性子検出器
１７で検出し演算器１８，制御器１９により最適な制御
棒１２の引き抜き量が制御棒駆動機構２０に伝えられ
る。

【００５２】次に、炉心２における蒸気発生をボイド計
１５で検出し、水位計１４で測定したダウンカマ５内の
水位とボイド計１５で測定したシュラウド４内の蒸気体
積率を演算器１８に入力し、シュラウド４内とダウンカ
マ５内の水頭のバランスからシュラウド４内の水位を算
出する。シュラウド４内の蒸気体積率が極端に大きくシ
ュラウド４内の水位が低い場合には、制御器１９によっ
て給水ポンプ３２を運転し、原子炉圧力容器１内に冷却
水を給水する。

【００５３】シュラウド４内の水位が上昇し、気水分離
器９の入口に達して冷却水がダウンカマ５に流下し、ダ
ウンカマ５内の水位が上昇するのを演算器１８で監視す
る。ダウンカマ５内の水位が起動水位より上方でかつ定
格運転水位以下の設定値に達し、ダウンカマ５下部の冷
却水サブクール度が、炉心２，炉心３における不安定発
生サブクール度以下になると演算器１８から制御器１９
へ信号を伝達し、制御器１９から炉心３の制御棒１１を
引き抜くように制御棒駆動機構２０に制御信号が出され
る。この時、炉心３における核加熱量を中性子検出器１
７で検出し演算器１８，制御器１９により最適な制御棒
１１の引き抜き量が制御棒駆動機構２０に伝えられる。

【００５４】最後に、中性子検出器１７によって炉心
２，炉心３の出力を、ボイド計１５によってシュラウド
４内の蒸気体積率を測定して演算器１８に入力し、定格
運転出力になるように制御棒１１，制御棒１２を制御器
１９及び制御棒駆動機構２０により調整するとともに、
水位計１４によってダウンカマ５の水位を演算器１８に
入力して確認し、定格運転水位より低い場合には、制御
器１９により給水ポンプ３２を運転し原子炉圧力容器１
内に給水する。以上の手順によって、原子炉の起動を完
了する。

【００５５】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、第２のシュラウドを用いた自然循環型原子
炉の起動時に起動操作を自動化できるので、原子炉運転
の制御性，信頼性が向上する。

【００５６】本発明の第２の実施例を図７により説明す
る。図７は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【００５７】原子炉圧力容器１内において、核燃料から
なる炉心の一部である炉心２、炉心２以外の炉心である
炉心３はシュラウド４で囲まれており、シュラウド４の
上部には炉心２，炉心３で発生した蒸気を冷却水から分
離する気水分離器９が設けられ、気水分離後の冷却水は
シュラウド４外側のダウンカマ５を下降する。気水分離
器９で分離された蒸気は、気水分離器９上方のドライヤ
８で湿分分離され主蒸気管６からタ−ビンに送られる。
タ−ビンからの復水は、給水ポンプによって給水管７か
ら原子炉圧力容器１内に給水される。

【００５８】原子炉の起動時に、冷却水が炉心２または
炉心３の上端より上方でかつ気水分離器９の入口より下
方に水位を形成するように水張りする。炉心２の一部あ
るいは全部に挿入された制御棒１２を引き抜き、炉心２
を核加熱する。この時、炉心２が核加熱され、炉心３は
非核加熱であるため、炉心２内と炉心３内には冷却水の
密度差に起因する水頭差が生じ、炉心２を上昇し、炉心
３内を下降する冷却水の自然循環が生じる。

【００５９】任意の核加熱量でさらに核加熱を続けると
炉心２で蒸気が発生し、炉心２と炉心３の間の自然循環
流量が増加するとともに、シュラウド４内の水位が上昇
する。また、炉心２内の冷却水のサブクール度が減少
し、蒸気発生量が増加する。蒸気発生量の増加にともな
ってシュラウド４内の水位が上昇し、気水分離器９内に
達すると冷却水の一部はシュラウド４外に流れダウンカ
マ５に流入する。ダウンカマ５への流入流量はシュラウ
ド４内水位の上昇分のみであり炉心２を流れる冷却水の
ほとんどは炉心３へ循環する。したがって、ダウンカマ
５から炉心２への低温水の流入量は僅かであり、炉心２
における不安定現象の発生は抑制される。さらに核加熱
を続けるにつれてシュラウド４内の蒸気体積率が増加
し、ダウンカマ５内の水位も上昇する。この時、ダウン
カマ５内の冷却水は温度成層化によって上部ほど水温が
高く、ダウンカマ５下部から低温水が徐々に炉心２内に
流入する。また、炉心２から炉心３への自然循環流量の
増加にしたがって、下部プレナム１３内の低温水も徐々
に炉心２内に流入する。以上の過程では、ダウンカマ５
内及び下部プレナム１３内の低温水の急激な流入は生じ
ないため、炉心２における不安定現象の発生が防止され
る。

【００６０】シュラウド４内の蒸気体積率が十分に増加
し、ダウンカマ５水位が十分に上昇した後、炉心３でも
制御棒１１を引き抜いて核加熱を開始する。この時、炉
心３内における冷却水の流れが下降流から上昇流に転
じ、流量が増加する過程では、炉心３の出力が核沸騰か
ら膜沸騰への流動遷移が起こる限界熱出力を越えないよ
うに安全余裕を持たせた上で核加熱量を調整する。

【００６１】以上の手順を用いて炉心の全領域で核加熱
することにより、原子炉の定格運転温度及び圧力を得
る。以上の手順で、水位が定格運転水位より低くなる場
合には、給水ポンプを用いて適宜少量ずつ給水を加え
る。

【００６２】この原子炉起動法によって、原子炉の起動
時間を大幅に短縮できるとともに、炉心２，炉心３にお
ける蒸気の発生，凝縮の交番による流動安定性及び炉心
安定性の低下や水位変動を防止でき、起動時の原子炉の
制御性を向上できる。

【００６３】以上の起動手順において、炉心２を核加熱
領域とし、炉心３を非核加熱領域とする手順は、炉心２
を核加熱大の領域とし、炉心３を核加熱小の領域とする
ことによっても達成可能である。

【００６４】本実施例によれば、自然循環型原子炉の起
動時に低温二相流の不安定現象の発生による流動安定性
及び炉心安定性の低下を防止し、起動時間を大幅に短縮
できるので、原子炉の起動に係る経済性を向上すること
ができる。また、起動時の水位を安定化できるので原子
炉起動時の制御性を向上できる。

【００６５】本発明の第３の実施例を図８により説明す
る。図８は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【００６６】第１の実施例で示した原子炉において、シ
ュラウド４内に炉心の一部である炉心２を囲む第２のシ
ュラウド１０，炉心の一部である炉心３を囲む第３のシ
ュラウド２１，炉心の一部である炉心２５を囲む第４の
シュラウド２２等、複数のシュラウドを設け、その外側
にその他の炉心２６を設ける。複数のシュラウドは、第
３のシュラウド２１が第２のシュラウド１０より高く、
第４のシュラウド２２が第３のシュラウド２１より高
く、シュラウド４は第３のシュラウド２２より高くなる
ように、外周になるほど高くする。

【００６７】原子炉の起動時に、冷却水が第２のシュラ
ウド１０の上端より上方でかつ第３のシュラウド上端よ
り下方に水位を形成するように水張りする。次に、第２
のシュラウド１０によって囲まれる炉心２の一部あるい
は全部に挿入された制御棒１２を引き抜き、炉心２を核
加熱する。この時、炉心２が核加熱され、第２のシュラ
ウド１０外側の炉心３は非核加熱状態であるため、第２
のシュラウド１０内外には冷却水の密度差に起因する水
頭差が生じ、第２のシュラウド１０内側を上昇し外側を
下降する冷却水の自然循環が生じる。

【００６８】任意の核加熱量でさらに核加熱を続ける
と、炉心２で蒸気が発生し、第２のシュラウド１０の内
外の自然循環量が増加し、第３のシュラウド２１内の水
位が上昇する。核加熱を続けるにつれて、第２のシュラ
ウド１０内外の冷却水のサブクール度が減少し、蒸気発
生量が増加する。蒸気発生量の増加にともなって、水位
が第３のシュラウド２１の上端を越え、冷却水が第３の
シュラウド２１の外側に流れ、第４のシュラウド２２内
に水位が形成された後、炉心３でも制御棒１１を引き抜
いて核加熱する。第４のシュラウド２２内の水位が上昇
し、第４のシュラウド３３の上端を越えると、同様の手
順で炉心２５を核加熱する。この手順を複数のシュラウ
ドに対して繰返し、冷却水がダウンカマ５に流入してダ
ウンカマ水位が上昇した後、全炉心を核加熱し、原子炉
定格運転温度及び圧力を得る。

【００６９】以上の起動手順では、シュラウド４内の水
位上昇が円滑に行なわれ、水位制御性能が向上するだけ
でなく、炉心における出力や蒸気体積率の制御性が大幅
に向上する。

【００７０】また、通常運転時には、第２のシュラウド
１０，第３のシュラウド２１，第４のシュラウド２２等
の複数のシュラウドによって、炉心２で発生した蒸気泡
は第２のシュラウド１０内を、炉心３で発生した蒸気泡
は第２のシュラウド１０と第３のシュラウド２１の間
を、炉心２５で発生した蒸気泡は第３のシュラウド１０
と第４のシュラウド２１の間を、炉心２６で発生した蒸
気泡は第４のシュラウド１０とシュラウド４の間を、そ
れぞれ、上昇する。したがって、各炉心で発生した蒸気
泡のシュラウド４内における合体や蒸気泡の偏在が防止
される。複数のシュラウドの個数が多いほど、各炉心領
域間における循環流量の変動が防止できるので、自然循
環流量の変動，減少が防止される。

【００７１】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、原子炉起動時の水位，出力の制御性能がさ
らに向上する他、通常運転時における原子炉の自然循環
性能と、気水分離能力がさらに高まる。

【００７２】本発明の第４の実施例を図９により説明す
る。図９は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【００７３】第１の実施例で示した原子炉において、シ
ュラウド４内部にあって炉心２を囲みその上端が気水分
離器９の入口よりも低くその下端がシュラウド４の下端
より低い第２のシュラウド１０を設ける。

【００７４】第１の実施例で示した手順で原子炉を起動
する。冷却水が第２のシュラウド１０の上端より上方で
かつ気水分離器９の入口より下方に水位を形成するよう
に水張りする。次に、第２のシュラウド１０によって囲
まれる炉心２の一部あるいは全部に挿入された制御棒１
２を引き抜き、炉心２を核加熱する。この時、炉心２が
核加熱され、第２のシュラウド１０の外側の炉心３は非
核加熱であるため、第２のシュラウド１０内外には冷却
水の密度差に起因する水頭差が生じ、第２のシュラウド
１０内側を上昇し外側を下降する冷却水の自然循環が生
じる。

【００７５】この時、下部プレナム１３の低温の冷却水
も第２のシュラウド１０内外に循環するため、下部プレ
ナム１３内における温度成層化による低温水の停滞が防
止される。したがって、原子炉の起動後期にシュラウド
４内からダウンカマ５への冷却水の循環流速が増加した
場合に、炉心２及び炉心３への低温水の急激な流入が防
止され、流動安定性，炉心安定性がさらに向上する。

【００７６】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、流動安定性，炉心安定性をさらに向上でき
る。

【００７７】本発明の第５および第６の実施例を図１０
及び図１１により説明する。図１０，図１１は本発明に
よる原子炉の縦断面を示す。

【００７８】第２の実施例で示した原子炉において、図
１０に示すように炉心２と炉心３の境界付近の下端から
下方に、その下端がシュラウド４の下端より低いバッフ
ル２５を設ける。または、図１１に示すように炉心２と
炉心３の境界付近の炉心内から下方に伸び、その下端が
シュラウド４の下端より低い第２のシュラウド１０を設
ける。

【００７９】第２の実施例で示した手順で原子炉を起動
する。冷却水が炉心２及び炉心３あるいは第２のシュラ
ウド１０の上端より上方でかつ気水分離器９の入口より
下方に水位を形成するように水張りし、炉心２の一部あ
るいは全部に挿入された制御棒１２を引き抜き、炉心２
を核加熱する。この時、炉心２が核加熱され、第２のシ
ュラウド１０外側の炉心３は非核加熱であるため、炉心
２の内外には冷却水の密度差に起因する水頭差が生じ、
炉心２を上昇し炉心３を下降する冷却水の自然循環が生
じる。

【００８０】この時、下部プレナム１３の低温の冷却水
も図１０のバッフル２５あるいは図１１の第２のシュラ
ウド１０内外に循環するため、下部プレナム１３内にお
ける温度成層化による低温水の停滞が防止される。した
がって、原子炉の起動後期において、シュラウド４内か
らダウンカマ５への冷却水の循環流速が増加した場合に
炉心２及び炉心３への低温水の急激な流入が防止され、
流動安定性，炉心安定性がさらに向上する。

【００８１】本実施例によれば、第２の実施例による効
果に加えて、流動安定性，炉心安定性が向上する。

【００８２】本発明の第７の実施例を図１２により説明
する。図１２は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【００８３】第５の実施例の１０図で示した原子炉にお
いて、炉心２と炉心３の境界付近の下端から下方に伸び
たバッフル２５の下端に接続し、シュラウド４下端の下
方を通り、ダウンカマ５の下部に達するバッフル２６を
設ける。

【００８４】第３の実施例で示した手順で原子炉を起動
する。冷却水が炉心２及び炉心３の上端より上方でかつ
気水分離器９の入口より下方に水位を形成するように水
張りし、炉心２の一部あるいは全部に挿入された制御棒
１２を引き抜き、炉心２を核加熱する。この時、炉心２
が核加熱され、炉心３は非核加熱であるため、炉心２と
炉心３の間には冷却水の密度差に起因する水頭差が生
じ、炉心２を上昇し炉心３を下降する冷却水の自然循環
が生じる。

【００８５】この時、下部プレナム１３の低温の冷却水
がバッフル２６内外に循環するだけでなく、バッフル２
６によってダウンカマ５下部の冷却水も炉心２に循環す
る。したがって、原子炉の起動後期においてシュラウド
４内からダウンカマ５への冷却水の循環流速が増加した
場合に炉心２及び炉心３への低温水の急激な流入が防止
され、流動安定性，炉心安定性がさらに向上する。

【００８６】本実施例によれば、第６の実施例による効
果に加えて、流動安定性，炉心安定性が向上する。

【００８７】本発明の第８の実施例を図１３により説明
する。図１３は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【００８８】第５の実施例で示した原子炉において、シ
ュラウド４下端より下方まで伸びた第２のシュラウド１
０の下端に接続し、シュラウド４下端の下方からダウン
カマ５内に入り、その上端が第２のシュラウド１０の上
端高さより下方となるバッフル２７を設ける。

【００８９】第１の実施例で示した手順で低核加熱で原
子炉を起動する。冷却水が第２のシュラウド１０の上端
より上方で気水分離器９の入口より下方に水位を形成す
るように水張りし、炉心２の一部あるいは全部に挿入さ
れた制御棒１２を引き抜き、炉心２を核加熱する。この
時、炉心２が核加熱され、炉心３は非核加熱であるた
め、第２のシュラウド１０の内外に冷却水の密度差に起
因する水頭差が生じ、第２のシュラウド１０の内側を上
昇し、第２のシュラウド１０の外側を下降する冷却水の
自然循環が生じる。

【００９０】この時、下部プレナム１３の低温の冷却水
がバッフル２７の内外に循環するだけでなく、バッフル
２７によってダウンカマ５の内部の冷却水も炉心２に循
環し、核加熱される。したがって、原子炉の起動後期に
シュラウド４内からダウンカマ５への冷却水の循環流速
が増加した場合に、炉心２及び炉心３への低温水の急激
な流入が防止され、流動安定性，炉心安定性がさらに向
上する。

【００９１】本実施例によれば、第５の実施例による効
果に加えて、流動安定性，炉心安定性が向上する。

【００９２】本発明の第９の実施例を図１４により説明
する。図１４は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【００９３】第１の実施例で示した原子炉において、第
２のシュラウド１０の代わりに、炉心２と炉心３の境界
付近にあってその下端が炉心２及び炉心３の上端より上
方で、かつその上端が気水分離器９の入口より下方のチ
ムニ３３を設ける。

【００９４】原子炉の起動時に、冷却水がチムニ３３上
端より上方でかつ気水分離器９の入口より下方に水位を
形成するように水張りし、炉心２の一部あるいは全部に
挿入された制御棒１２を引き抜き、炉心２を核加熱す
る。この時、炉心２が核加熱され、炉心３は非核加熱で
あるため、チムニ３３の内外に冷却水の密度差に起因す
る水頭差が生じ、チムニ３３の内側を上昇し、外側を下
降する冷却水の自然循環が生じる。以下、第１の実施例
の起動手順で原子炉を起動する。

【００９５】本実施例では、第２のシュラウド１０によ
って炉心部の空間体積を減少させることがなく、炉心を
小型化できる。

【００９６】本実施例によれば、第５の実施例による効
果に加えて、炉心の小型化による原子炉製造時の経済性
向上の効果がある。

【００９７】本発明の第１０の実施例を図１５により説
明する。図１５は本発明の実施例による原子炉の横断面
を示す。

【００９８】第１の実施例，第２の実施例，第４の実施
例，第５の実施例，第８の実施例，第９の実施例で示し
た原子炉において、第２のシュラウド１０，第３のシュ
ラウド２１，第４のシュラウド２２あるいはチムニ３３
で仕切られるシュラウド４内の空間を、シュラウド等の
壁面とほぼ直角方向に仕切るバッフル２８を設ける。原
子炉の通常運転時において、シュラウド４内の空間は第
２のシュラウド１０，第３のシュラウド等の円周方向の
壁面とバッフル２８の半径方向の壁面によって仕切られ
る。このため、仕切られた各領域の間で蒸気泡合体によ
る大気泡の生成は妨げられる。また、シュラウド４内に
おける蒸気泡の上昇経路も各領域ごとに限定されるの
で、シュラウド４内の蒸気泡の偏在や合体によって局所
的な自然循環流量の差異が生じにくくなる。また、大気
泡の生成による水位変動を防止できるので、キャリオー
バや気水分離器及びドライヤの水没による気水分離性能
の低下を防止できる。さらに、各領域では炉心の出力，
蒸気発生量に対応した自然循環流量が得られ、燃料集合
体間の流量の変動による自然循環流量の低下や炉心安定
性の低下が防止される。

【００９９】本実施例によれば、第１の実施例，第２の
実施例，第４の実施例，第５の実施例，第８の実施例，
第９の実施例による効果に加えて、原子炉の通常運転時
の信頼性をさらに向上する効果がある。

【０１００】本発明の第１１の実施例を図１６により説
明する。図１６は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【０１０１】原子炉圧力容器１内において、核燃料から
なる炉心２，炉心３はシュラウド４で囲まれており、シ
ュラウド４の上部には炉心２，炉心３で発生した蒸気を
冷却水から分離する気水分離器９が設けられ、気水分離
後の冷却水はシュラウド４の外側のダウンカマ５を下降
する。気水分離器９で分離された蒸気は、気水分離器９
の上方のドライヤ８で湿分分離され主蒸気管６からタ−
ビンに送られる。タ−ビンからの復水は給水ポンプによ
って給水管７から原子炉圧力容器１内に給水される。ダ
ウンカマ５内には循環ポンプ２９が設けられ、原子炉圧
力容器１内の冷却水を強制循環する。この沸騰水型原子
炉において、シュラウド４の内部で炉心２を囲みその上
端が気水分離器９の入口よりも低い第２のシュラウド１
０を設ける。

【０１０２】原子炉の起動は、第１の実施例の手順と同
様である。本実施例では、原子炉の自然循環状態におけ
る起動が終了した後、循環ポンプ２９，給水ポンプを運
転して原子炉圧力容器内の冷却水を強制循環し、炉心
２，炉心３における核加熱量を増加して原子炉の定格運
転温度及び圧力を得る。

【０１０３】この原子炉起動法では、原子炉起動時初期
に循環ポンプ２９を運転する必要が無いため、ポンプ駆
動電力が節約でき、原子炉の経済性を向上できる。

【０１０４】また、通常運転時における第２のシュラウ
ド１０による自然循環流量の低下，水位変動及び炉心安
定性の低下を防ぐことができる。

【０１０５】さらに、事故時にも第２のシュラウド１０
によって自然循環の停滞を防止できるので、事故時の安
全性が向上する。

【０１０６】本実施例によれば、強制循環型原子炉の起
動時にポンプ駆動電力が節約でき、原子炉の経済性が向
上し、通常運転時における原子炉の自然循環性能が向上
し、気水分離能力が高まるので原子炉の信頼性が向上
し、さらに、事故時にも炉心の冷却能力を向上できるの
で原子炉の安全性を向上できる。

【０１０７】本発明の第１２の実施例を図１７により説
明する。図１７は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【０１０８】原子炉圧力容器１内で、核燃料からなる炉
心２はシュラウド４で囲まれており、シュラウド４の上
部には炉心２で発生した蒸気を冷却水から分離する気水
分離器９が設けられ、気水分離後の冷却水はシュラウド
４外側のダウンカマ５を下降する。気水分離器９で分離
された蒸気は、気水分離器９上方のドライヤ８で湿分分
離され主蒸気管６からタービンに送られる。タービンか
らの復水は給水ポンプによって給水管７から原子炉圧力
容器１内にに給水される。この自然循環型原子炉におい
て、シュラウド４の内部にあって炉心２を囲みその上端
が気水分離器９の入口よりも低い第２のシュラウド１０
を設け、シュラウド４と第２のシュラウド１０の間に空
隙ができるように配置する。

【０１０９】原子炉の起動時に、冷却水が第２のシュラ
ウド１０の上端より上方でかつ気水分離器９の入口より
下方に水位を形成するように水張りする。次に、炉心２
の制御棒１２を引き抜き、炉心２を核加熱する。この
時、第２のシュラウド１０内外には冷却水の密度差に起
因する水頭差が生じ、第２のシュラウド１０内側を上昇
し外側のシュラウド４と第２のシュラウド１０の間の空
隙を下降する冷却水の自然循環が生じる。

【０１１０】冷却水の循環は第２のシュラウド１０内外
に生じるので、核加熱を受ける冷却水の量は少なく、低
い核加熱量で比較的短時間で冷却水を昇温できる。この
ため、炉心２における蒸気発生，凝縮による不安定現象
の発生を防止できる。この時、ダウンカマ５内及び下部
プレナム１３内の冷却水は低温状態にある。

【０１１１】任意の核加熱量でさらに核加熱を続ける
と、炉心２で蒸気が発生し、第２のシュラウド１０内外
の自然循環量が増加するとともに、シュラウド４内の水
位が上昇する。この時の自然循環流量は、第２のシュラ
ウド１０の高さがシュラウド４より低いために、シュラ
ウド４を単独で用いたの場合より少ない。このため、炉
心２内に蒸気が発生し自然循環流量が増加した場合の下
部プレナム１３からの低温水の流入量も少なくなり、不
安定現象の発生は抑制される。

【０１１２】核加熱を続けるにつれて、第２のシュラウ
ド１０内外の冷却水のサブクール度が減少し、蒸気発生
量が増加する。蒸気発生量の増加にともなって、シュラ
ウド４内の水位が上昇し、気水分離器９内に達すると冷
却水の一部はシュラウド４外に流れダウンカマ５に流入
する。ダウンカマ５への流入流量はシュラウド４内の水
位の上昇分のみであり炉心２の流量のほとんどは第２の
シュラウド１０外への循環流量となる。したがって、ダ
ウンカマ５から炉心２への低温水の流入量は僅かであ
り、炉心２における不安定現象の発生は抑制される。

【０１１３】さらに核加熱を続けるにつれて、第２のシ
ュラウド１０内の蒸気体積率が増加し、ダウンカマ５内
の水位も上昇する。この時、ダウンカマ５内の冷却水は
温度成層化によって上部ほど水温が高く、ダウンカマ５
下部から低温水が徐々に炉心２内に流入する。また、第
２のシュラウド１０内外の自然循環流量の増加にしたが
って、下部プレナム１３内の低温水も徐々に炉心２内に
流入する。以上の過程では、ダウンカマ５内及び下部プ
レナム１３内の低温水の急激な流入は生じないため、炉
心２における不安定現象の発生が防止される。

【０１１４】以上の手順を用いて炉心の核加熱量を増加
することにより、原子炉の定格運転温度及び圧力を得
る。以上の手順において、水位が定格運転水位より低く
なる場合には、給水ポンプを用いて、適宜、少量ずつ給
水を加える。

【０１１５】この原子炉起動法によって、原子炉の起動
時間を大幅に短縮でき、炉心２における蒸気の発生，凝
縮の交番による流動安定性及び炉心安定性の低下や水位
変動を防止でき、起動時の原子炉の制御性を向上でき
る。

【０１１６】また、各種配管破断等の事故時に、原子炉
圧力容器１内の水位がシュラウド４の上端より下降した
場合、第２のシュラウド１０内外の冷却水の静水頭差に
よって第２のシュラウド１０の内側を冷却水が上昇し、
外側を下降する自然循環が生じる。第２のシュラウド１
０によって炉心２における冷却水の循環流速を高められ
るので、炉心２の冷却が促進される。これにより、事故
時の安全性が向上する。

【０１１７】本実施例によれば、自然循環型原子炉の起
動時に低温二相流の不安定現象の発生による流動安定性
及び炉心安定性の低下を防止し、起動時間を大幅に短縮
できるので、原子炉の起動に係る経済性を向上すること
ができる。また、起動時の水位を安定化できるので、原
子炉起動時の制御性を向上できる。さらに、事故時にも
炉心の冷却能力を向上できるので原子炉の安全性を向上
できる。

【０１１８】本発明の第１３の実施例を図１８により説
明する。図１８は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【０１１９】原子炉圧力容器１内において、核燃料から
なる炉心２はシュラウド４で囲まれており、シュラウド
４の上部には炉心２で発生した蒸気を冷却水から分離す
る気水分離器９が設けられ、気水分離後の冷却水はシュ
ラウド４外側のダウンカマ５を下降する。気水分離器９
で分離された蒸気は、気水分離器９上方のドライヤ８で
湿分分離され主蒸気管６からタービンに送られる。ター
ビンからの復水は給水ポンプによって給水管７から原子
炉圧力容器１内に給水される。この自然循環型原子炉
で、シュラウド４の内部にあって炉心２領域の一部にバ
イバス流路３１を形成しその上端が気水分離器９の入口
よりも低い第２のシュラウド１０を設ける。

【０１２０】原子炉の起動時に、冷却水が第２のシュラ
ウド１０の上端より上方でかつ気水分離器９の入口より
下方に水位を形成するように水張りする。次に、炉心２
の制御棒１２を引き抜き、炉心２を核加熱する。この
時、第２のシュラウド１０内外には冷却水の密度差に起
因する水頭差が生じ、第２のシュラウド１０外側を上昇
し内側のバイパス流路３１を下降する冷却水の自然循環
が生じる。

【０１２１】冷却水の循環は第２のシュラウド１０内外
に生じるので、核加熱を受ける冷却水の量は少なく、低
い核加熱量で比較的短時間で冷却水を昇温できる。この
ため、炉心２における蒸気発生，凝縮による不安定現象
の発生を防ぐことができる。この時、ダウンカマ５内及
び下部プレナム１３内の冷却水は低温状態にある。

【０１２２】さらに核加熱を続けると、炉心２で蒸気が
発生し、第２のシュラウド１０内外の自然循環量が増加
し、シュラウド４内の水位が上昇する。

【０１２３】第２のシュラウド１０内外の冷却水のサブ
クール度が減少し、蒸気発生量が増加する。蒸気発生量
の増加にともなって、シュラウド４内の水位が上昇し、
気水分離器９内に達すると冷却水の一部はシュラウド４
外に流れダウンカマ５に流入する。ダウンカマ５への流
入流量はシュラウド４内水位の上昇分のみであり炉心２
の流量のほとんどはバイパス流路３１への循環流量とな
る。したがって、ダウンカマ５から炉心２への低温水の
流入量は僅かであり、炉心２における不安定現象の発生
は抑制される。さらに核加熱を続けるにつれて、第２の
シュラウド１０内の蒸気体積率が増加し、ダウンカマ５
内の水位も上昇する。この時、ダウンカマ５内の冷却水
は温度成層化によって上部ほど水温が高く、ダウンカマ
５下部から低温水が徐々に炉心２内に流入する。また、
第２のシュラウド１０内外の自然循環流量の増加につ
れ、下部プレナム１３内の低温水も徐々に炉心２内に流
入する。以上の過程では、ダウンカマ５内及び下部プレ
ナム１３内の低温水の急激な流入は生じないため、炉心
２における不安定現象の発生が防止される。

【０１２４】以上の手順を用いて炉心の核加熱量を増加
することにより、原子炉の定格運転温度及び圧力を得
る。以上の手順で、水位が定格運転水位より低くなる場
合には、給水ポンプを用いて適宜少量ずつ給水を加え
る。

【０１２５】この原子炉起動法によって、原子炉の起動
時間を大幅に短縮できるとともに、炉心２における蒸気
発生，蒸気凝縮の交番による流動安定性及び炉心安定性
の低下や水位変動を防止でき、起動時の原子炉の制御性
を向上できる。

【０１２６】また、各種配管破断等の事故時に、原子炉
圧力容器１内の水位がシュラウド４の上端より下降した
場合に、第２のシュラウド１０内外の冷却水の静水頭差
によって冷却水が第２のシュラウド１０の外側を上昇
し、内側のバイパス流路を下降する自然循環が生じる。
第２のシュラウド１０によって炉心２における冷却水の
循環流速を高められるので、炉心２の冷却が促進され
る。これにより、事故時の安全性が向上する。

【０１２７】本実施例によれば、自然循環型原子炉の起
動時に低温二相流の不安定現象の発生による流動安定性
及び炉心安定性の低下を防止し、起動時間を大幅に短縮
できるので、原子炉の起動に係る経済性を向上できる。
また、起動時の水位を安定化できるので、原子炉起動時
の制御性を向上できる。さらに、事故時にも炉心の冷却
能力を向上できるので原子炉の安全性を向上できる。

【０１２８】本発明の第１４の実施例を図１９により説
明する。図１９は本発明による原子炉の縦断面を示す。

【０１２９】原子炉圧力容器１内において、核燃料から
なる炉心２，炉心３はシュラウド４で囲まれており、シ
ュラウド４の上部は上部空間に開放されている。炉心２
及び炉心３で発生した蒸気は、シュラウド４上方の自由
液面から上昇し、ドライヤ８で湿分分離され主蒸気管６
からタービンに送られる。シュラウド４内を上昇した冷
却水はダウンカマ５を下降する。タービンからの復水は
給水ポンプによって給水管７から原子炉圧力容器１内に
給水される。この自然循環型原子炉において、シュラウ
ド４の内部にあって炉心２を囲みその上端が気水分離器
９の入口よりも低い第２のシュラウド１０を設ける。

【０１３０】原子炉の起動時に、冷却水が第２のシュラ
ウド１０の上端より上方でかつシュラウド４の上端より
下方に水位を形成するように水張りする。次に、第２の
シュラウド１０によって囲まれる炉心２の一部あるいは
全部に挿入された制御棒１２を引き抜き、炉心２を核加
熱する。この時、炉心２が核加熱され、第２のシュラウ
ド１０外側の炉心３は非核加熱であるため、第２のシュ
ラウド１０内外には冷却水の密度差に起因する水頭差が
生じ、第２のシュラウド１０内側を上昇し外側を下降す
る冷却水の自然循環が生じる。

【０１３１】さらに核加熱を続けると、炉心２で蒸気が
発生し、第２のシュラウド１０内外の自然循環量が増加
し、シュラウド４内の水位が上昇する。

【０１３２】核加熱を続けるにつれ、第２のシュラウド
１０内外の冷却水のサブクール度が減少し、蒸気発生量
が増加する。蒸気発生量の増加にともなって、シュラウ
ド４内の水位が上昇し、シュラウド４の上端を越えると
冷却水の一部はシュラウド４外に流れダウンカマ５に流
入する。ダウンカマ５への流入流量はシュラウド４内水
位の上昇分のみであり炉心２の流量のほとんどは第２の
シュラウド１０外への循環流量となる。

【０１３３】さらに核加熱を続けると、第２のシュラウ
ド１０内の蒸気体積率が増加し、ダウンカマ５内の水位
も上昇する。この時、ダウンカマ５内の冷却水は温度成
層化によって上部ほど水温が高く、ダウンカマ５下部か
ら低温水が徐々に炉心２内に流入する。また、第２のシ
ュラウド１０内外の自然循環流量の増加につれ、下部プ
レナム１３内の低温水も徐々に炉心２内に流入する。

【０１３４】シュラウド４内の蒸気体積率が十分に増加
し、ダウンカマ５水位が十分に上昇した後、炉心３でも
制御棒１１を引き抜いて核加熱を開始する。この時、炉
心３内における冷却水の流れが下降流から上昇流に転
じ、流量が増加する過程では、炉心３の出力が核沸騰か
ら膜沸騰への流動遷移が起こる限界熱出力を越えないよ
うに安全余裕を持たせた上で核加熱量を調整する。

【０１３５】以上の手順を用いて炉心の全領域において
核加熱することにより、原子炉の定格運転温度及び圧力
を得る。以上の手順で、水位が定格運転水位より低くな
る場合には、給水ポンプを用いて、適宜、少量ずつ給水
を加える。

【０１３６】この原子炉起動法によって、原子炉の起動
時間を大幅に短縮でき、炉心２，炉心３における蒸気の
発生，凝縮の交番による流動安定性及び炉心安定性の低
下や水位変動を防止でき、起動時の原子炉の制御性を向
上できる。

【０１３７】以上の起動手順において、炉心２を核加熱
領域とし、炉心３を非核加熱領域とする手順は、炉心２
を核加熱大の領域とし、炉心３を核加熱小の領域とする
ことによっても達成できる。

【０１３８】次に、通常運転時における第２のシュラウ
ド１０による自然循環流量の低下防止及び水位変動防止
を説明する。

【０１３９】第２のシュラウド１０によってシュラウド
４内は仕切られる。このため、第２のシュラウド１０内
側領域から外側領域の間で蒸気泡合体による大気泡の生
成は妨げられる。また、シュラウド４内における蒸気泡
の上昇経路も炉心２で発生した蒸気は第２のシュラウド
１０内側、炉心３で発生した蒸気は第２のシュラウド１
０外側に分けられるため、シュラウド４内の蒸気泡の偏
在や合体によって局所的な自然循環流量の差異が生じに
くくなる。また、大気泡の生成による水位変動を防止で
きるので、キャリオーバやドライヤの水没による気水分
離性能の低下を防止できる。さらに、炉心２及び第２の
シュラウド１０内側には炉心２の出力，蒸気発生量に対
応した高い自然循環流量が得られ、炉心３及び第２のシ
ュラウド１０の外側には低い自然循環流量が得られる。
これにより、燃料集合体間の流量の変動による自然循環
流量の低下や炉心安定性の低下を防ぐことができる。

【０１４０】次に、事故時における第２のシュラウド１
０による自然循環の停滞の防止作用を説明する。

【０１４１】各種配管破断等の事故時に、原子炉圧力容
器１内の水位がシュラウド４の上端より下降した場合
に、炉心３の出力は炉心２の出力より低いため、第２の
シュラウド１０内外の冷却水の静水頭差によって第２の
シュラウド１０の内側を冷却水が上昇し、外側を下降す
る自然循環が生じる。比較的高出力の炉心２における冷
却水の循環流速を高められるので、炉心２の冷却が促進
される。また、炉心３でも、第２のシュラウド１０が無
い場合には冷却水の循環が停滞するのに対して、冷却水
の下降流による除熱が可能となる。これにより、事故時
の安全性が向上する。

【０１４２】本実施例によれば、自然循環型原子炉の起
動時に低温二相流の不安定現象の発生による流動安定性
及び炉心安定性の低下を防止し、起動時間を大幅に短縮
できるので、原子炉の起動に係る経済性を向上できる。
また、起動時の水位を安定化できるので、原子炉起動時
の制御性を向上できる。通常運転時には、原子炉の自然
循環性能が向上し、気水分離能力が高まる。さらに、事
故時にも炉心の冷却能力を向上できるので原子炉の安全
性が向上する。

【０１４３】

【発明の効果】本発明の請求項１，２，３，４，５によ
れば、気水分離器を有する自然循環型原子炉の起動時に
低温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心
安定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果
と、通常運転時における自然循環流量の減少及び変動を
防ぎ、事故時における安全性が向上する。

【０１４４】本発明の請求項６，７，８，９，１０によ
れば、気水分離器を設けない自然循環型原子炉の起動時
に低温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉
心安定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮し、通常
運転時における自然循環流量の減少及び変動を防ぎ、事
故時における安全性が向上する。

【０１４５】本発明の請求項１１，１２，１３，１４，
１５によれば、沸騰水型原子炉の起動時に循環ポンプの
駆動電力を節約し経済性が向上し、事故時における安全
性が向上する。

【０１４６】請求項１６によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果と、
事故時における安全性が向上する。

【０１４７】請求項１７によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し、通常運転時における自然循環流量
の減少及び変動が防止される。

【０１４８】請求項１８によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防ぐことができる。

【０１４９】請求項１９によれば、通常運転時における
自然循環流量の減少及び変動を防ぐことができる。

【０１５０】請求項２０によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果と、
原子炉の起動を円滑にし、通常運転時における自然循環
流量の減少及び変動を防止し、事故時における安全性が
向上する。

【０１５１】請求項２１によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果があ
る。請求項２２によれば、原子炉の起動時に低温二相流
の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安定性の低
下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果と、通常運転
時における自然循環流量の減少及び変動を防止し、事故
時における安全性が増す。

【０１５２】請求項２３によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果と、
通常運転時における自然循環流量の減少及び変動を防
ぎ、事故時における安全性が増す。

【０１５３】請求項２４によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防ぐことができる。

【０１５４】請求項２５によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果と、
通常運転時における自然循環流量の減少及び変動が防止
でき、事故時における安全性が向上する。

【０１５５】請求項２６によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防ぐことができる。

【０１５６】請求項２７によれば、通常運転時における
自然循環流量の減少及び変動を防ぐことができる。

【０１５７】請求項２８によれば、通常運転時における
自然循環流量の減少及び変動を防ぐことができる。

【０１５８】請求項２９によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮し、通常運転
時における自然循環流量の減少及び変動を防ぎ、事故時
における安全性が増す。

【０１５９】請求項３０によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果、事
故時における安全性が増す。

【０１６０】請求項３１によれば、原子炉の起動時に低
温二相流の不安定現象の発生による流動変動及び炉心安
定性の低下を防止し起動時間を大幅に短縮する効果と、
通常運転時における自然循環流量の減少及び変動を防
ぎ、事故時における安全性が増す。

【０１６１】請求項３２によれば、原子炉の起動時に水
位調整のために抜く冷却水量が減少する。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例における原子炉圧力容器の縦
断面図。

【図２】本発明の一実施例における原子炉圧力容器の第
一作動原理図。

【図３】本発明の一実施例における原子炉圧力容器の第
二作動原理図。

【図４】本発明の一実施例における原子炉圧力容器の第
三作動原理図。

【図５】本発明の一実施例における原子炉圧力容器の第
四作動原理図。

【図６】本発明の一実施例における原子炉圧力容器の系
統図。

【図７】本発明の第二の実施例における原子炉圧力容器
の縦断面図。

【図８】本発明の第三の実施例における原子炉圧力容器
の縦断面図。

【図９】本発明の第四の実施例における原子炉圧力容器
の縦断面図。

【図１０】本発明の第五の実施例における原子炉圧力容
器の縦断面図。

【図１１】本発明の第六の実施例における原子炉圧力容
器の縦断面図。

【図１２】本発明の第七の実施例における原子炉圧力容
器の縦断面図。

【図１３】本発明の第八の実施例における原子炉圧力容
器の縦断面図。

【図１４】本発明の第九の実施例における原子炉圧力容
器の縦断面図。

【図１５】本発明の第十の実施例における原子炉圧力容
器の横断面図。

【図１６】本発明の第十一の実施例における原子炉圧力
容器の縦断面図。

【図１７】本発明の第十二の実施例における原子炉圧力
容器の縦断面図。

【図１８】本発明の第十三の実施例における原子炉圧力
容器の縦断面図。

【図１９】本発明の第十四の実施例における原子炉圧力
容器の縦断面図。

【符号の説明】

１…圧力容器、２，３…炉心、４…シュラウド、５…ダ
ウンカマ、６…主蒸気管、７…給水管、８…ドライヤ、
９…気水分離器、１０…第２のシュラウド、１１…制御
棒。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】核燃料からなる炉心と、前記炉心を囲むシ
ュラウドと、前記シュラウド上部にあって前記炉心で発
生した蒸気を冷却水から分離する気水分離器と、気水分
離後の前記冷却水が下降する前記シュラウドの外側のダ
ウンカマと、前記気水分離器で分離された蒸気から湿分
を分離するドライヤと、前記炉心の出力を制御する制御
棒とを内蔵する圧力容器と、前記圧力容器からの蒸気に
より回転するタービンと、蒸気を前記タ−ビンに送る主
蒸気管と、タービン軸によって駆動される発電機と、タ
ービン駆動後の蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器の
凝縮水である冷却水を前記圧力容器に給水する給水ポン
プと、前記給水ポンプからの前記冷却水を前記圧力容器
内に注水する給水管からなる自然循環型原子炉におい
て、原子炉の起動時に前記炉心の一部を制御棒を引き抜
いて核加熱する領域とし、それ以外の前記炉心を非核加
熱領域として、核加熱炉心領域の前記冷却水と非核加熱
炉心領域の冷却水の密度差に起因する水頭差によって前
記冷却水が核加熱炉心領域の燃料集合体内を上昇し前記
非核加熱炉心領域の前記燃料集合体内を下降する自然循
環を行ないながら冷却水を昇温し、その後に前記非核加
熱炉心領域の前記制御棒を引き抜いてその領域でも前記
冷却水を核加熱し、原子炉定格運転蒸気温度及び圧力を
得ることを特徴とする原子炉の起動法。
【請求項２】請求項１において、前記原子炉の起動時に
前記冷却水が前記圧力容器内の前記炉心の上端より上方
でかつ前記気水分離器の入口より下方に水位を形成する
ように水張りし、前記炉心の一部を制御棒を引き抜いて
核加熱する領域とし、それ以外の前記炉心を前記非核加
熱領域として、前記核加熱炉心領域の冷却水と前記非核
加熱炉心領域の冷却水の密度差に起因する水頭差によっ
て冷却水が前記核加熱炉心領域の前記燃料集合体内を上
昇し前記非核加熱炉心領域の前記燃料集合体内を下降す
る自然循環を行ないながら冷却水を昇温し、前記核加熱
炉心領域における蒸気発生によって水位が前記気水分離
器内まで上昇し前記冷却水が前記シュラウド内から前記
シュラウド外側の前記ダウンカマ領域に循環を開始した
後に前記非核加熱炉心領域の制御棒を引き抜いてその領
域でも前記冷却水を核加熱し、原子炉定格運転蒸気温度
及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項３】請求項１または２において、前記シュラウ
ドの内部にあって前記炉心の一部を囲みその上端が前記
気水分離器の入口よりも低い第二のシュラウドを設けた
原子炉の起動法。
【請求項４】請求項１，２または３において、前記シュ
ラウド内部にあってその上端が前記気水分離器の入口よ
りも低い第二のシュラウドによって前記炉心の一部を囲
み、前記原子炉の起動時に前記第二のシュラウドによっ
て囲まれる前記炉心の一部あるいは全部を前記制御棒を
引き抜いて核加熱する炉心領域とし、それ以外を前記非
核加熱領域として、前記核加熱炉心領域の冷却水と前記
非核加熱炉心領域の冷却水の密度差に起因する前記第二
のシュラウド内外の水頭差によって前記冷却水が前記第
二のシュラウド内を上昇し前記第二のシュラウド外を下
降する自然循環を行ないながら冷却水を昇温し、その後
に前記非核加熱炉心領域の前記制御棒を引き抜いてその
領域でも前記冷却水を核加熱し、原子炉定格運転蒸気温
度及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項５】請求項４において、前記原子炉の起動時に
冷却水が前記第二のシュラウドの上端より上方で前記気
水分離器の入口より下方に水位を形成するように水張り
し、前記核加熱炉心領域の前記冷却水と前記非核加熱炉
心領域の前記冷却水の密度差に起因する前記第二のシュ
ラウド内外の水頭差によって冷却水が前記第二のシュラ
ウド内を上昇し前記第二のシュラウド外を下降する自然
循環を行ないながら前記冷却水を昇温し、前記第二のシ
ュラウド内側の前記炉心核加熱領域における蒸気発生に
よって水位が前記気水分離器内まで上昇し前記冷却水が
前記シュラウド内から前記シュラウド外側のダウンカマ
領域に循環を開始した後に前記非核加熱炉心領域の前記
制御棒を引き抜いてその領域でも冷却水を核加熱し、原
子炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項６】請求項１において、前記シュラウドの上端
に前記気水分離器を設けず前記冷却水の自由液面で気水
分離する自然循環型原子炉の起動時に前記炉心の一部を
前記制御棒を引き抜いて核加熱する領域とし、それ以外
の前記炉心を非核加熱領域として、前記核加熱炉心領域
の前記冷却水と前記非核加熱炉心領域の前記冷却水の密
度差に起因する水頭差によって前記冷却水が前記核加熱
炉心領域の前記燃料集合体内を上昇し前記非核加熱炉心
領域の前記燃料集合体内を下降する自然循環を行ないな
がら前記冷却水を昇温し、その後に前記非核加熱炉心領
域の前記制御棒を引き抜いてその領域でも冷却水を核加
熱し、原子炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の
起動法。
【請求項７】請求項６において、前記原子炉の起動時に
前記冷却水が前記圧力容器内の前記炉心の上端より上方
で前記シュラウドの上端より下方に水位を形成するよう
に水張りし、前記炉心の一部を前記制御棒を引き抜いて
核加熱する領域とし、それ以外の前記炉心を前記非核加
熱領域として、前記核加熱炉心領域の前記冷却水と前記
非核加熱炉心領域の前記冷却水の密度差に起因する水頭
差によって前記冷却水が前記核加熱炉心領域の前記燃料
集合体内を上昇し前記非核加熱炉心領域の前記燃料集合
体内を下降する自然循環を行ないながら前記冷却水を昇
温し、前記核加熱炉心領域における蒸気発生によって水
位が前記シュラウドの上端を越えて前記冷却水が前記シ
ュラウド内から前記シュラウド外側のダウンカマ領域に
循環を開始した後に前記非核加熱炉心領域の前記制御棒
を引き抜いてその領域でも前記冷却水を核加熱し、原子
炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項８】請求項６または７において、前記シュラウ
ド内部にあって前記炉心の一部を囲みその上端が前記シ
ュラウドの上端よりも低い第二のシュラウドを設けた原
子炉の起動法。
【請求項９】請求項６，７または８において、前記シュ
ラウド内部にあってその上端が前記シュラウドの上端よ
りも低い第二のシュラウドによって前記炉心の一部を囲
み、前記原子炉の起動時に第二のシュラウドによって囲
まれる前記炉心の一部あるいは全部を前記制御棒を引き
抜いて核加熱する炉心領域とし、それ以外を前記非核加
熱領域として、前記核加熱炉心領域の前記冷却水と前記
非核加熱炉心領域の前記冷却水の密度差に起因する前記
第二のシュラウド内外の水頭差によって前記冷却水が前
記第二のシュラウド内を上昇し前記第二のシュラウド外
を下降する自然循環を行ないながら前記冷却水を昇温
し、その後に前記非核加熱炉心領域の前記制御棒を引き
抜いてその領域でも前記冷却水を核加熱し、原子炉定格
運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項１０】請求項９において、前記原子炉の起動時
に前記冷却水が前記第二のシュラウドの上端より上方で
前記シュラウド上端より下方に水位を形成するように水
張りし、前記核加熱炉心領域の前記冷却水と前記非核加
熱炉心領域の前記冷却水の密度差に起因する前記第二の
シュラウド内外の水頭差によって前記冷却水が前記第二
のシュラウド内を上昇し前記第二のシュラウド外を下降
する自然循環を行ないながら前記冷却水を昇温し、前記
第二のシュラウド内側の前記炉心核加熱領域における蒸
気発生によって水位が前記シュラウドの上端を越え前記
冷却水が前記シュラウド内から前記シュラウド外側のダ
ウンカマ領域に循環を開始した後に前記非核加熱炉心領
域の前記制御棒を引き抜いてその領域でも前記冷却水を
核加熱し、原子炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子
炉の起動法。
【請求項１１】請求項１の前記自然循環型原子炉の構成
に加えて循環ポンプを具備し前記圧力容器内の前記冷却
水を前記循環ポンプを用いて循環する沸騰水型原子炉に
おいて、原子炉の起動時に前記炉心の一部を制御棒を引
き抜いて核加熱する領域とし、それ以外の前記炉心を前
記非核加熱領域として、前記核加熱炉心領域の前記冷却
水と前記非核加熱炉心領域の前記冷却水の密度差に起因
する水頭差によって前記冷却水が前記核加熱炉心領域の
前記燃料集合体内を上昇し前記非核加熱炉心領域の前記
燃料集合体内を下降する自然循環を行ないながら前記冷
却水を昇温し、その後に前記非核加熱炉心領域の前記制
御棒を引き抜いてその領域でも冷却水を核加熱し、原子
炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項１２】請求項１１において、前記原子炉の起動
時に前記冷却水が前記圧力容器内の前記炉心の上端より
上方でかつ前記気水分離器の入口より下方に水位を形成
するように水張りし、前記炉心の一部を前記制御棒を引
き抜いて核加熱する領域とし、それ以外の前記炉心を前
記非核加熱領域として、前記核加熱炉心領域の前記冷却
水と前記非核加熱炉心領域の前記冷却水の密度差に起因
する水頭差によって前記冷却水が前記核加熱炉心領域の
前記燃料集合体内を上昇し前記非核加熱炉心領域の前記
燃料集合体内を下降する自然循環を行ないながら前記冷
却水を昇温し、前記核加熱炉心領域における蒸気発生に
よって水位が前記気水分離器内まで上昇し前記冷却水が
前記シュラウド内から前記シュラウド外側のダウンカマ
領域に循環を開始した後に前記非核加熱炉心領域の前記
制御棒を引き抜いてその領域でも前記冷却水を核加熱
し、前記循環ポンプにより前記冷却水を循環し、原子炉
定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項１３】請求項１１または１２において、前記シ
ュラウド内部にあって前記炉心の一部を囲みその上端が
前記気水分離器の入口よりも低い第二のシュラウドを設
けた原子炉の起動法。
【請求項１４】請求項１１，１２または１３において、
前記シュラウド内部にあってその上端が前記気水分離器
の入口よりも低い第二のシュラウドによって前記炉心の
一部を囲み、前記原子炉の起動時に第二のシュラウドに
よって囲まれる炉心の一部あるいは全部を前記制御棒を
引き抜いて核加熱する炉心領域とし、それ以外を前記非
核加熱領域として、前記核加熱炉心領域の冷却水と前記
非核加熱炉心領域の前記冷却水の密度差に起因する第二
のシュラウド内外の水頭差によって前記冷却水が前記第
二のシュラウド内を上昇し前記第二のシュラウド外を下
降する自然循環を行ないながら前記冷却水を昇温し、そ
の後に前記非核加熱炉心領域の前記制御棒を引き抜いて
その領域でも前記冷却水を核加熱し、原子炉定格運転蒸
気温度及び圧力を得る原子炉の起動法。
【請求項１５】請求項１４において、前記原子炉の起動
時に前記冷却水が前記第二のシュラウド上端より上方で
前記気水分離器の入口より下方に水位を形成するように
水張りし、前記核加熱炉心領域の前記冷却水と前記非核
加熱炉心領域の前記冷却水の密度差に起因する前記第二
のシュラウド内外の水頭差によって前記冷却水が前記第
二のシュラウド内を上昇し前記第二のシュラウド外を下
降する自然循環を行ないながら前記冷却水を昇温し、前
記第二のシュラウド内側の前記炉心核加熱領域における
蒸気発生によって水位が前記気水分離器内まで上昇し前
記冷却水が前記シュラウド内から前記シュラウド外側の
ダウンカマ領域に循環を開始した後に前記非核加熱炉心
領域の前記制御棒を引き抜いてその領域でも前記冷却水
を核加熱し、前記循環ポンプにより前記冷却水を循環
し、原子炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の起
動法。
【請求項１６】核燃料からなる炉心と、前記炉心を囲む
シュラウドと、前記シュラウド上部にあって前記炉心で
発生した蒸気を冷却水から分離する気水分離器と、気水
分離後の前記冷却水が下降する前記シュラウドの外側の
ダウンカマと、前記気水分離器で分離された蒸気から湿
分を分離するドライヤと、前記炉心の出力を制御する制
御棒とを内蔵する圧力容器と、前記圧力容器からの蒸気
により回転するタービンと、蒸気を前記タ−ビンに送る
主蒸気管と、タービン軸によって駆動される発電機と、
タービン駆動後の蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器
の凝縮水である冷却水を前記圧力容器に給水する給水ポ
ンプと、前記給水ポンプからの前記冷却水を前記圧力容
器内に注水する給水管からなる第１の自然循環型原子
炉、あるいは核燃料からなる炉心と、前記炉心を囲むシ
ュラウドと前記シュラウド外側のダウンカマと、前記炉
心で発生した蒸気から湿分を分離するドライヤと、前記
炉心の出力を制御する制御棒とを内蔵する圧力容器と、
前記圧力容器からの蒸気により回転するタービンと、蒸
気を前記タービンに送る主蒸気管と、タービン軸によっ
て駆動される発電機と、タービン駆動後の蒸気を凝縮す
る復水器と、前記復水器の凝縮水である冷却水を前記圧
力容器に給水する給水ポンプと、前記給水ポンプからの
前記冷却水を圧力容器内に注水する給水管からなる第２
の自然循環型原子炉、あるいは核燃料からなる炉心と、
前記炉心を囲むシュラウドと、前記シュラウド上部にあ
って前記炉心で発生した蒸気を前記冷却水から分離する
気水分離器と、気水分離後の前記冷却水が下降する前記
シュラウド外側のダウンカマと、前記気水分離器で分離
された蒸気から湿分を分離するドライヤと、前記炉心の
出力を制御する制御棒と、前記圧力容器内の前記冷却水
を循環する循環ポンプとを内蔵する圧力容器と、前記圧
力容器からの蒸気により回転するタービンと、蒸気を前
記タービンに送る主蒸気管と、タービン軸によって駆動
される発電機と、前記タービン駆動後の蒸気を凝縮する
復水器と、前記復水器の凝縮水である前記冷却水を前記
圧力容器に給水する給水ポンプと、前記給水ポンプから
の前記冷却水を前記圧力容器内に注水する給水管からな
る沸騰水型原子炉において、前記シュラウドの内部にあ
って前記炉心を囲み、その上端が前記第１の自然循環型
原子炉と前記沸騰水型原子炉では前記気水分離器の入口
よりも低い第２のシュラウドを設け、前記第２の自然循
環型原子炉では前記シュラウド上端よりも低い第２のシ
ュラウドを設け、前記シュラウドと前記第２のシュラウ
ドの間隙を炉心バイパス流路とした原子炉の起動法。
【請求項１７】請求項１ないし１６のいずれかにおい
て、前記シュラウド内部にあって前記炉心の一部を囲み
その下端が前記シュラウドの下端よりも低い第２のシュ
ラウドを設けた原子炉の起動法。
【請求項１８】請求項１７において、前記第２のシュラ
ウドの下端に接続し前記シュラウド下方からダウンカマ
内部に入りその上端が前記第２のシュラウド上端より下
方となるバッフルを設けた原子炉の起動法。
【請求項１９】請求項１ないし１８のいずれかにおい
て、前記シュラウド内に前記炉心の一部を囲みその上端
が前記シュラウドの上端よりも低い複数のシュラウドを
設けた原子炉の起動法。
【請求項２０】請求項１９において、前記複数のシュラ
ウドを高さの低い順に第２シュラウド，第３シュラウド
の名称とした場合に、前記原子炉の起動時に前記複数の
シュラウドの中で高さの最も低い前記第２シュラウドの
上端より上方で前記シュラウドより下方に水位を形成す
るように水張りし、高さの低いシュラウド内の炉心から
順に前記制御棒を引き抜いて核加熱して冷却水を昇温
し、前記第２シュラウド内の前記炉心における蒸気発生
によって水位が前記第３シュラウドの上端を越えて前記
第３シュラウドの外側に循環を開始した後に前記第３シ
ュラウド内の前記炉心の前記制御棒を抜いて前記第３シ
ュラウド内の炉心でも核加熱を行なう手順を第３，第
４，第５等のより高いシュラウドについて繰返し、水位
が前記シュラウドの上端を越え前記冷却水が前記シュラ
ウド内から前記シュラウドの外側のダウンカマ領域に循
環を開始した後に全炉心領域で前記冷却水を核加熱し、
原子炉定格運転蒸気温度及び圧力を得る原子炉の起動
法。
【請求項２１】請求項１，２，６，７，１１または１２
において、前記原子炉の起動時に冷却水が前記圧力容器
内の炉心の上端より上方でかつシュラウドの上端より下
方に水位を形成するように水張りし、前記炉心の一部を
前記制御棒を引き抜き量の調整によって核加熱量大の領
域とし、それ以外の前記炉心を核加熱小の領域として、
核加熱量大の炉心領域の冷却水と核加熱量小の炉心領域
の冷却水の密度差に起因する水頭差によって冷却水が核
加熱量大の炉心領域の燃料集合体内を上昇し核加熱量小
の炉心領域の前記燃料集合体内を下降する自然循環を行
ないながら前記冷却水を昇温し、核加熱量大の炉心領域
における蒸気発生によって水位が前記シュラウド上端を
越えて前記シュラウド内から前記シュラウド外側の前記
ダウンカマ領域に循環を開始した後に核加熱量小の炉心
領域の制御棒をさらに引き抜いてその領域でも前記冷却
水の核加熱量を増加し、原子炉定格運転蒸気温度及び圧
力を得る原子炉の起動法。
【請求項２２】請求項３，５，８，１０，１３，１５，
１７ないし２１のいずれにおいて、前記シュラウド内部
にあってその上端が前記気水分離器の入口よりも低い前
記第２のシュラウドによって前記炉心の一部を囲み、前
記原子炉の起動時に制御棒引き抜き量を調整して前記第
２のシュラウドによって囲まれる前記炉心の一部あるい
は全部を核加熱量大の領域とし、それ以外を核加熱量小
の領域として、核加熱量大の領域の冷却水と核加熱量小
の領域の冷却水の密度差に起因する前記第２のシュラウ
ドの内外の水頭差によって冷却水が前記第２のシュラウ
ド内を上昇し前記第２のシュラウド外を下降する自然循
環を行ないながら前記冷却水を昇温し、その後に核加熱
量小の炉心領域の制御棒を引き抜き量を増加してその領
域でも冷却水を核加熱量を増加し、原子炉定格運転蒸気
温度及び圧力を得ることを特徴とする原子炉の起動法。
【請求項２３】請求項２２において、前記原子炉の起動
時に前記冷却水が前記圧力容器内の前記炉心の上端より
上方で前記気水分離器入口あるいは前記シュラウドの上
端より下方に水位を形成するように水張りし、前記炉心
の一部を前記制御棒を引き抜き量の調整によって核加熱
量大の領域とし、それ以外の前記炉心を核加熱小の領域
として、前記第２のシュラウド内あるいは前記シュラウ
ド群内の核加熱された前記冷却水と前記第２のシュラウ
ド外あるいは前記シュラウド群外の前記冷却水の密度差
に起因する水頭差によって前記冷却水が前記第２のシュ
ラウド内あるいは前記シュラウド群内を上昇し前記第２
のシュラウド外あるいは前記シュラウド群外を下降する
自然循環を行ないながら前記冷却水を加熱し、核加熱量
大の炉心領域における蒸気発生によって水位が前記気水
分離器の入口あるいは前記シュラウドの上端を越えて前
記シュラウド内から前記シュラウドの外側のダウンカマ
領域に循環を開始した後に核加熱量小の炉心領域の前記
制御棒をさらに引き抜いてその領域でも前記冷却水の核
加熱量を増加し、原子炉定格運転蒸気温度及び圧力を得
る原子炉の起動法。
【請求項２４】請求項１，６または１１において、前記
炉心下端から下方に伸びその下端が前記シュラウド下端
より下方となるバッフルを設けた原子炉及びその起動
法。
【請求項２５】請求項１９または２０において、前記複
数のシュラウド下端から下方に伸びその下端が前記シュ
ラウド下端より下方となるバッフルを設けた原子炉の起
動法。
【請求項２６】請求項２４または２５において、前記バ
ッフルに接続し前記シュラウドの下方からダウンカマ内
部に入りその上端が前記原子炉の起動時の水張り水位よ
り下方となるバッフルを設けた原子炉の起動法。
【請求項２７】請求項３，４，５，８，９，１０，１３
または１８において、前記第２のシュラウドによって仕
切られるシュラウド内の空間を複数のシュラウド壁面と
ほぼ直角方向に仕切る複数のバッフルを設けた原子炉の
起動法。
【請求項２８】請求項１９，２０，２５または２６にお
いて、前記複数のシュラウドによって仕切られるシュラ
ウド内の空間を複数のシュラウド壁面とほぼ直角方向に
仕切る複数のバッフルを設けた原子炉の起動法。
【請求項２９】請求項１ないし２８のいずれかにおい
て、前記シュラウド内部の炉心上方にその上端が前記気
水分離器の入口よりも低いチムニを設けた原子炉の起動
法。
【請求項３０】請求項１ないし２９のいずれかにおい
て、シュラウド内部に炉心下端より下方から炉心上端よ
り上方までを連通するチムニを設け炉心バイパス流路と
した原子炉の起動法。
【請求項３１】請求項１６において、前記原子炉の起動
時に冷却水が前記第２のシュラウド上端より上方で前記
気水分離器の入口あるいは前記シュラウド上端より下方
に水位を形成するように水張りし、制御棒を抜いて前記
炉心を核加熱し、前記第２のシュラウド内の前記冷却水
と前記炉心バイパス流路の前記冷却水の密度差に起因す
る前記第２のシュラウド内外の水頭差によって前記冷却
水が前記第２のシュラウド内を上昇し前記炉心バイパス
流路を下降する自然循環を行ないながら冷却水を昇温す
ることを特徴とする原子炉の起動法。
【請求項３２】請求項１から３１のいずれかにおいて、
前記原子炉の起動時の初期の前記圧力容器内の水張り水
位Ｈｉを決定する水張り量Ｖｉｉは、定格運転時におけ
る前記圧力容器内水位Ｈより下方の前記圧力容器内の空
間体積をＶｔとし、定格運転時における前記圧力容器内
の水位より下方の平均の蒸気体積率をＢとすると、概ね
式Ｖｉ＝Ｖｔ（１−Ｂ）で表された定格運転圧力、温度
における体積Ｖｉを水張り時の雰囲気温度及び圧力に対
応して体積を補正した値に安全余裕を持たせた体積Ｖｉ
ｉである原子炉の起動法。