JPH0572387A - 沸騰水型原子炉およびその起動方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【目的】沸騰水型原子炉において、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および炉心安定性の
低下を防止し、安定した原子炉の起動を可能にし、合わ
せて原子炉の起動時間を短縮し経済性および信頼性を向
上する。 【構成】起動時に原子炉一次冷却水系を水張りし、加圧
タンク１７で圧力容器１内を加圧しかつ制御棒３を引き
抜くことにより、冷却水を単相流状態で高温まで加熱す
る。次いで、加圧を解除し、圧力容器１内の圧力を冷却
水温度に対応する飽和圧力に漸近させることにより、冷
却水を二相流状態に遷移させ、その後冷却水を二相流状
態で核加熱し、所定の原子炉運転温度および圧力を得
る。これにより、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および炉心安定性の低下を防
止し、安定した原子炉の起動を可能にし、合わせて原子
炉の起動時間を短縮し経済性および信頼性を向上する。

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わ
り、特に、炉心内外の静水頭差により循環流量が確保さ
れる沸騰水型原子炉の起動方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】現行の沸騰水型原子炉は、原子炉の冷態
停止後の起動時において、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。この時、炉心は強制循環によって冷却さ
れているので、冷却水は高温になるまで単相流状態であ
り、冷却水は加熱に伴って単相流状態から二相流状態へ
単調に遷移し、原子炉の安定した起動が可能となる。

【０００３】これに対し、起動時において、少なくと
も、未臨界の状態から隔離弁が開いて原子炉から蒸気が
吐出されるまでの期間は冷却水の自然循環によって炉心
を冷却するタイプの沸騰水型原子炉があり、例えば再循
環ポンプを備わっていない自然循環型原子炉では、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、原子炉の冷
態停止後の起動時に炉心で冷却水を核加熱すると、シュ
ラウド内外の冷却水は温度差による密度差を駆動力とし
て低流速で循環し、水温が上昇して炉心入口の冷却水サ
ブクール度が物性および循環流速で決まる沸騰開始最大
サブクール度より小さくなると炉心で沸騰が生じる。こ
の時、蒸気泡の発生でシュラウド内外の静水頭差が増加
し、冷却水の循環速度が増加する。これにより、炉心の
冷却量が増加して炉心内の冷却水が単相流状態に戻り、
これらが繰り返されて二相流と単相流状態が交番し、流
動変動が生じる。この不安定現象は、気液の密度比の大
きい低温時に顕著になり、炉心入口の冷却水のサブクー
ル度が不安定発生限界サブクール度より小さくなるまで
継続する。

【０００４】この低温二相流の不安定現象においては、
流動変動の発生によって核燃料のボイド反応度も変動す
るため、炉心の安定性も向上しない問題がある。

【０００５】また、沸騰開始を遅らせて冷却水をできる
だけ高温まで単相流状態で昇温して、低温二相流の不安
定現象を回避するためには、冷却水を極めて低い核加熱
量で長時間を要して加熱しなければならない。しかし、
この方法においては、炉心内の循環流速が微小であるた
め、圧力容器内の下部プレナム内の冷却水に温度成層化
が起こり、低温水が下部プレナム内に停滞する。したが
って、冷却水の大部分が高温になって沸騰を開始したと
きに、炉心循環流速の増加によって下部プレナム内の低
温水が炉心内に流入して同様の不安定現象が発生する。
更に、低い核加熱量で冷却水を加熱するため、原子炉の
起動に長大な時間を要し、原子炉運転に係わる経済性が
大幅に悪化する。

【０００６】上記低温二相流の不安定現象の発生を防止
するための従来の装置は、特開昭５９−１４３９９７号
公報および特開昭５９−２１７１８８号公報に記載のよ
うに、自然循環型原子炉の起動時において、定期点検時
用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、冷却水を昇温した後、核加熱を
開始し、低温低圧二相流状態の流動不安定に起因する炉
心安定性の低下を防止していた。また、他の従来の方法
として、特開昭６０−６９５９８号公報に記載のよう
に、熱交換器を介して圧力容器内部の冷却材を昇温して
炉心入口のサブクール度を不安定発生限界サブクール度
よりも小さい範囲に設定した後、出力上昇を開始するこ
とにより原子炉起動時の炉心安定性を確保していた。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】上記従来技術は、いず
れも格納容器内外の機器で熱を供給するものであり、原
子炉一次冷却系自体の機器、起動方法および起動特性を
改善したものではない。また、冷却水の昇温に核熱を用
いておらず、ボイラによる熱発生と熱の輸送により熱損
失が発生するだけでなく、核加熱と同様の加熱量を得る
ために大型のボイラが必要となるか、または原子炉の起
動に多大の時間を要し、経済性が低下する。また、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になるため経済性と信頼性
が向上しない問題があった。

【０００８】また、低温二相流の不安定現象を回避する
ため冷却水を極めて低い核加熱量で長時間を要して加熱
する方法をとった場合においても、原子炉の起動に多大
な時間を要し、原子炉の起動に係わる経済性が向上しな
い問題が生じる。

【０００９】本発明の主目的は、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および炉心安
定性の低下を防止し、安定した原子炉の起動を可能にす
る沸騰水型原子炉の起動方法およびその方法を実施する
ための装置を提供することである。

【００１０】本発明の他の目的は、原子炉の起動時間を
短縮し経済性および信頼性に優れた沸騰水型原子炉の起
動方法およびその方法を実施するための装置を提供する
ことである。

【００１１】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の第１の概念によれば、核燃料からなる炉心
を内蔵し、内部に冷却水を保有すると共に内部で蒸気を
発生する圧力容器を備えた沸騰水型原子炉の起動方法に
おいて、圧力容器内の冷却水を昇温する際に、圧力容器
内の冷却水の温度に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧
力容器内の圧力を高くし、その後圧力容器内の圧力を圧
力容器内の冷却水温度に対応する飽和圧力にすることを
特徴とする沸騰水型原子炉の起動方法が提供される。

【００１２】また、上記目的を達成するため、本発明の
第２の概念によれば、核燃料からなる炉心を内蔵し、内
部に冷却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力
容器を備えた沸騰水型原子炉の起動方法において、圧力
容器内の冷却水を昇温する際に、圧力容器内の冷却水の
温度に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧力容器内の圧
力を高くし、その後圧力容器内の圧力を圧力容器内の冷
却水温度に対応する飽和圧力にし、その状態で冷却水を
加熱することを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方法が
提供される。

【００１３】更に、上記目的を達成するため、本発明の
第３の概念によれば、核燃料からなる炉心を内蔵し、内
部に冷却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力
容器を備えた沸騰水型原子炉の起動方法において、
（ａ）原子炉の起動時に、圧力容器内の加圧を圧力容器
外部から行いながら、冷却水を単相流状態に保って加熱
する第１の手順と；（ｂ）前記第１の手順の後、圧力容
器内の冷却水を前記単相流状態から二相流状態に遷移さ
せる第２の手順と；（ｃ）この二相流状態で冷却水を加
熱する第３の手順と；を有することを特徴とする沸騰水
型原子炉の起動方法が提供される。

【００１４】前記第１の手順は、詳細には、圧力容器内
の冷却水の温度に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧力
容器内の圧力が高くなるように圧力容器内の圧力を制御
して、冷却水を単相流状態に保つ。

【００１５】また、前記第１の手順は、まず、圧力容器
内の加圧を単独で行い、その後、圧力容器内の圧力を制
御しながら冷却水を加熱する手順であってもよいし、冷
却水の加熱を開始すると同時に圧力容器内の加圧を開始
し、冷却水の加熱と圧力容器内の加圧を同時平行的に連
続して行う手順であってもよい。

【００１６】前記第２の手順は、詳細には、少なくとも
圧力容器内の圧力を制御することにより冷却水を前記単
相流状態から二相流状態に遷移させる手順であり、より
具体的には、原子炉定格運転圧力以下の所定の圧力に到
達するまで、圧力容器内の圧力が圧力容器内の冷却水温
度に対応する飽和圧力に漸近するように圧力容器内の圧
力を制御することにより、冷却水を二相流状態に遷移さ
せる手順である。そしてこの場合、その圧力の制御は、
好ましくは圧力容器内の圧力をほぼ一定に保つか、また
は圧力容器内を減圧することにより飽和圧力に漸近させ
る手順である。

【００１７】また、前記圧力の制御に際して、冷却水の
加熱量を減らすか、冷却水の加熱を一旦中止することが
好ましい。

【００１８】また、前記第２および第３の手順は、圧力
容器内の圧力が原子炉定格運転圧力で冷却水の温度に対
応する飽和圧力に達するように圧力容器内の圧力を連続
的に制御する単一の手順であってもよいし、前記第２の
手順は、圧力容器内の圧力が原子炉定格運転圧力以下の
所定の圧力で冷却水の温度に対応する飽和圧力に達する
ように圧力容器内の圧力を制御する手順であり、前記第
３の手順は、冷却水の加熱により圧力容器内の圧力を増
加させる手順であってもよい。

【００１９】また好ましくは、前記第１の手順は、前記
冷却水の温度、圧力容器内の圧力および前記炉心の流量
の計測値に基づいて単相流の限界熱出力を演算し、前記
炉心の熱出力がこの限界熱出力より小となるように前記
炉心の出力を制御する制御棒の引き抜き量を設定する手
順を含み、前記第３の手順は、前記冷却水の温度、圧力
容器内の圧力および前記炉心の流量の計測値に基づいて
二相流の限界熱出力を演算し、前記炉心の熱出力がこの
限界熱出力より小となるように前記制御棒の引き抜き量
を設定する手順を含む。

【００２０】また好ましくは、前記第２および第３の手
順は、圧力容器内の圧力および水温、炉心入口水温、圧
力容器内の水位、炉心出力および制御棒挿入量の計測値
に基づいて圧力容器内の水位を適性水位に保つように関
連する弁を調整する手順と、炉心出力と炉心人口サブク
ール度の計測値に基づいて適性給水流量となるように関
連する弁の開度を調整する手順とを含む。

【００２１】更に、本発明の起動方法が係わる沸騰水型
原子炉は、好ましくは、炉心で発生した蒸気をタービン
に送る主蒸気管と、タービン駆動後の復水器で凝縮した
凝縮水を冷却水として圧力容器に給水する給水管と、前
記主蒸気管に配置された主蒸気隔離弁、タービン蒸気止
め弁およびタービン蒸気流量調整弁と、前記給水管に配
置された給水ポンプおよび給水止め弁と、前記主蒸気隔
離弁とタービン蒸気止め弁との間の主蒸気管を前記復水
器の入口に接続するタービンバイパス流路と、前記ター
ビンバイパス流路に配置されたタービンバイパス止め弁
と、前記炉心の出力を制御する制御棒と、前記圧力容
器、主蒸気管および給水管の少なくとも１つに設置され
た圧力調整装置とを備え、本発明の起動方法において前
記第１の手順は、前記主蒸気隔離弁および給水止め弁を
閉じて前記圧力容器を隔離する手順と、前記圧力調整装
置を用いて圧力容器内を加圧する手順と、前記制御棒を
引き抜いて冷却水を単相流状態で加熱する手順とを含
み、前記第２および第３の手順は、前記圧力調整装置に
よる加圧を解除すると共に、前記主蒸気隔離弁およびタ
ービンバイパス止め弁を開いて圧力容器内を減圧しかつ
圧力容器内に水位を形成する手順である。

【００２２】また、本発明の起動方法が係わる沸騰水型
原子炉は、好ましくは更に、前記給水ポンプの吐出側の
給水管を前記復水器の入口に接続する給水バイパス流路
と、前記給水バイパス流路に配置された給水バイパス止
め弁とをさらに備え、本発明の起動方法において前記第
１の手順は、さらに、前記タービン蒸気止め弁およびタ
ービンバイパス止め弁を閉じ、前記給水バイパス止め弁
を開いて前記給水ポンプを運転して給水を復水器に循環
させた後、前記圧力容器内を加圧する手順を含む。

【００２３】また、好ましくは、前記第２の手順は、前
記冷却水温の増加後に一旦前記制御棒を挿入して炉心出
力を減じる手順であり、前記第３の手順は、前記制御棒
を再び引き抜いて冷却水を二相流状態で加熱する手順で
ある。

【００２４】また、圧力容器内の圧力をＰ１、圧力Ｐ１
における冷却水の飽和温度をＴ１、冷却水の温度をＴ
２、冷却水の温度Ｔ２に対応する飽和圧力をＰ２、沸騰
開始最大炉心入口サブクール度をＴｂとすると、前記第
１の手順では、圧力容器内の圧力Ｐ１をＰ１＞Ｐ２にす
ると共に、Ｔ２＜Ｔ１−Ｔｂを満足するような値とする
ことにより、冷却水を単相流状態に保って加熱する。

【００２５】また、安定沸騰領域最大サブクール度をＴ
ｓとすると、前記第２の手順では、圧力容器内の圧力Ｐ
１をＰ１＞Ｐ２にすると共に、Ｔ１＜Ｔ２＋Ｔｓを満足
するような値にすることにより、冷却水を二相流状態に
遷移させてもよいし、圧力容器内の圧力Ｐ１をＰ１＝Ｐ
２にすると共に、Ｔ１＜Ｔ２＋Ｔｓを満足するような値
にすることにより、冷却水を二相流状態に遷移させても
よい。

【００２６】更に、好ましくは、前記圧力容器、主蒸気
管および給水管の少なくとも１つに電気ヒータを設置
し、前記第１〜第３の手順の少なくとも１つは、冷却水
を核加熱すると共に、この電気ヒータにより冷却水を加
熱する。また、前記第１〜第３の手順の少なくとも１つ
は、冷却水を核加熱すると共に、給水ポンプを運転し、
ポンプ回転による入熱により冷却水を加熱してもよい。

【００２７】また、給水管を分岐して起動用給水止め弁
を有する起動用給水管を設置し、この起動用給水管の冷
却水出口を前記圧力容器内の前記炉心下方に接続し、前
記第１〜第３の手順の少なくとも１つは、冷却水を核加
熱すると共に、この起動用給水管を介して前記給水ポン
プにより冷却水を炉心に強制循環して炉心流量を増加し
てもよい。

【００２８】更に、上記目的を達成するため、本発明の
第４の概念によれば、核燃料からなる炉心を内蔵し、内
部に冷却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力
容器と、圧力容器外に配置されて圧力容器に連絡され、
圧力容器内を加圧する圧力調整手段と、原子炉起動時に
前記圧力調整手段を動作させる制御手段とを備えること
を特徴とする沸騰水型原子炉が提供される。

【００２９】前記圧力調整手段は、好ましくは、給水管
に接続された加圧タンクと、加圧タンクに接続された高
圧気体タンクと、加圧タンクと気体タンクとの間に設け
られ、気体タンクから加圧タンクへの気体の供給を制御
する手段と、加圧タンクからの気体の排出を制御する手
段とを含む。

【００３０】また、前記圧力調整手段は、給水間に接続
された、前記圧力容器および原子炉一次冷却水流路の水
密試験系を含む構成であってもよい。

【００３１】また、前記圧力調整手段は、給水管に接続
された、内部にヒータを有する加圧タンクを含む構成で
あってもよい。

【００３２】また、前記圧力調整手段は、前記圧力容器
および主蒸気管の一方に接続された高圧気体タンクを含
む構成であってもよい。

【００３３】

【作用】以上のように構成した本発明の作用は次の通り
である。まず、本発明の第１及び第２の概念において、
圧力容器内の冷却水を昇温する際に、圧力容器内の冷却
水の温度に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧力容器内
の圧力を高くすることにより、圧力容器内の冷却水のサ
ブクール度が大きくなるため冷却水の沸騰が防止され、
冷却水は単相流状態のまま高温まで加熱される。このた
め、気液の密度比が減少し、単相流状態と二相流状態と
での密度差が小さくなり、流動変動が小さくなる。ま
た、冷却水温度自体も高いので、単相流状態から二相流
状態への遷移が容易となり、流動変動が小さくなる。し
たがって、その後圧力容器内の圧力を圧力容器内の冷却
水温度に対応する飽和圧力にすることにより、不安定の
発生が抑制された状態で冷却水は二相流状態に遷移す
る。その後または並行して、この冷却水を加熱すること
により沸騰が生じ、容易に原子炉定格運転温度および圧
力が得られる。

【００３４】以上の起動方法により、沸騰水型原子炉の
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
および炉心安定性の低下を防止し、安定した信頼性の高
い原子炉の起動を可能にする。また、原子炉の起動時間
を短縮し、経済性を向上できる。

【００３５】また、本発明の第３の概念においては、第
１の手順で圧力容器内を加圧して加熱することにより、
圧力容器内の冷却水の温度に対応する冷却水の飽和圧力
よりも圧力容器内の圧力が高くなり、上記の作用が得ら
れ、その結果、第２の手順で二相流に遷移させる際に、
不安定の発生が抑制される。その後、第３の手順で二相
流状態で冷却水を加熱することにより、冷却水のサブク
ール度が減少して沸騰が生じ、容易に原子炉定格運転温
度および圧力が得られる。

【００３６】第１の手順で、圧力容器内の冷却水の温度
に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧力容器内の圧力が
高くなるように圧力容器内の圧力を制御して、冷却水を
単相流状態に保つことにより、冷却水を高温まで確実に
単相流状態に保つことができる。

【００３７】また、第１の手順で、冷却水の加熱を開始
すると同時に圧力容器内の加圧を開始し、冷却水の加熱
と圧力容器内の加圧を同時平行的に連続して行うことに
より、最初に圧力容器内の加圧を単独で行う手順に比べ
て、起動時間を短縮することができる。

【００３８】第２の手順で、少なくとも圧力容器内の圧
力を制御することにより冷却水を単相流状態から二相流
状態に遷移させること、より具体的には、原子炉定格運
転圧力以下の所定の圧力に到達するまで、圧力容器内の
圧力が圧力容器内の冷却水温度に対応する飽和圧力に漸
近するように圧力容器内の圧力を制御することにより、
冷却水を二相流状態に遷移させることにより、冷却水を
確実に二相流状態に遷移させることができる。この場
合、圧力容器内の圧力をほぼ一定に保つか、または圧力
容器内を減圧することにより飽和圧力に漸近させること
により、圧力容器内の圧力が原子炉定格運転圧力に達す
る前に、冷却水を確実に飽和状態にすることができるの
で、早期に炉心内の冷却水を二相流状態に遷移させるこ
とができ、二相流状態へ遷移する時間の短縮と、その後
の飽和状態での沸騰による昇温時間の短縮により、起動
時間を更に短縮できる。

【００３９】また、圧力の制御に際して、冷却水の加熱
量を減らすか、冷却水の加熱を一旦中止することによ
り、炉心における加熱が抑制されて沸騰が生じないた
め、不安定現象の発生を完全に防止した状態で二相流状
態に遷移させることができ、更に安定した原子炉の起動
を可能になる。

【００４０】また、第１の手順で、冷却水の温度、圧力
容器内の圧力および前記炉心の流量の計測値に基づいて
単相流の限界熱出力を演算し、炉心の熱出力がこの限界
熱出力より小となるように前記炉心の出力を制御する制
御棒の引き抜き量を設定すると共に、第３の手順で、冷
却水の温度、圧力容器内の圧力および炉心の流量の計測
値に基づいて二相流の限界熱出力を演算し、炉心の熱出
力がこの限界熱出力より小となるように制御棒の引き抜
き量を設定することにより、原子炉の安全な起動と起動
時間の更なる短縮が可能となる。

【００４１】更に、圧力容器、主蒸気管および給水管の
少なくとも１つに電気ヒータを設置し、第１〜第３の手
順の少なくとも１つの手順で、冷却水を核加熱すると共
に、この電気ヒータにより冷却水を加熱することによ
り、または第１〜第３の手順の少なくとも１つの手順
で、冷却水を核加熱すると共に、給水ポンプを運転し、
ポンプ回転による入熱により冷却水を加熱することによ
り、核加熱とそれ以外の手順の併用で原子炉の起動時間
が更に短縮される。

【００４２】また、給水管を分岐して起動用給水止め弁
を有する起動用給水管を設置し、この起動用給水管の冷
却水出口を圧力容器内の炉心下方に接続し、第１〜第３
の手順の少なくとも１つの手順で、冷却水を核加熱する
と共に、この起動用給水管を介して給水ポンプにより冷
却水を炉心に強制循環して炉心流量を増加させることに
よっても、核加熱とそれ以外の手順の併用で原子炉起動
時の炉心安定性が更に向上する。

【００４３】また、本発明の第４の概念においては、圧
力調整手段及びその制御手段を設けることにより、本発
明の上記起動方法を実施することができる。

【００４４】

【実施例】本発明は、原子炉起動時において、少なくと
も、未臨界の状態から蒸気が原子炉より吐出される前ま
での期間が冷却水の自然循環によって炉心を冷却するタ
イプの沸騰水型原子炉に適用することができる。以下に
述べる本発明の実施例は、自然循環型原子炉を例にとっ
て説明する。原子炉の起動は、未臨界状態から臨界状態
へ、その後の昇温昇圧操作、原子炉出力上昇、原子炉か
らタービンへの蒸気供給および定格原子炉出力到達と言
った操作が順次行われる。本発明は原子炉起動時のうち
特に原子炉を定格温度、定格圧力の状態にする昇温昇圧
操作に関係するものである。昇温昇圧操作は、自然循環
状態で行われる。

【００４５】第１の実施例 本発明の第１の実施例を図１〜図５により説明する。図
１および図３から図５において、黒塗の弁は弁が閉じた
状態を示し、白抜きの弁は弁が開いた状態を示す。ま
た、図２は、原子炉起動時の系圧力、冷却水温度、炉心
入口サブクール度の時間変化を示す。

【００４６】図１において、圧力容器１には核燃料を装
荷した炉心２が内蔵されており、炉心出力は制御棒３を
出し入れすることにより制御される。圧力容器１とター
ビン８は主蒸気隔離弁４、タービン蒸気止め弁６および
タービン蒸気流量調整弁７を有する主蒸気管５で接続さ
れている。タービン８には発電機２５が連結されてい
る。タービン駆動後の蒸気は復水器１１で凝縮され、復
水器１１は給水ポンプ１２と給水止め弁１３を有する給
水管１４で圧力容器１に接続される。主蒸気隔離弁４か
らタービン蒸気止め弁６までの主蒸気管５は復水器１１
の入口にタービンバイパス止め弁１０を有するタービン
バイパス流路９で接続され、給水ポンプ１２の吐出側の
給水管１４と復水器１１の入口は給水バイパス止め弁１
６を有する給水バイパス流路１５で接続されている。

【００４７】圧力容器１と給水止め弁１３の間の給水管
１４には圧力容器１内を加圧するための圧力調整装置４
４が接続されている。圧力調整装置４４は、弁１８を介
して給水管１４に接続された加圧タンク１７と、加圧タ
ンク１７には弁２０および流路２１を介して高圧気体を
供給する高圧気体タンク１９と、加圧タンク１７を高圧
気体タンク１９とを接続し、加圧タンクから気体を排出
して減圧するための圧縮機２２と弁２３、流路２４とで
構成されている。なお、加圧タンク１７内の気体を原子
炉格納容器内の気体処理系に直接排出して減圧する構成
であってもよい。高圧気体タンク１９は交換可能なボン
ベ方式とすることが好ましい。

【００４８】また、給水管１４は給水ポンプ１２の吐出
側において復水給排水弁３３および復水ポンプ３６を有
する復水給排水流路３２を介して復水貯蔵タンク３４に
接続されている。

【００４９】上記の自然循環型原子炉の起動方法を図２
から図５を合わせて参照して説明する。

【００５０】原子炉の冷態停止後の起動時には、まず主
蒸気隔離弁４、タービン蒸気止め弁６、給水止め弁１３
およびタービンバイパス止め弁１０を開けた状態で、例
えば復水給排水弁３３を開け、復水ポンプ３６を駆動し
て復水貯蔵タンク３４より復水を供給することにより、
圧力容器１、主蒸気管５および給水管１４からなる原子
炉一次冷却水系を水張りする。このとき、圧力容器１か
ら蒸気隔離弁４に至る主蒸気管５の管路部分は通常上方
に傾斜し、レベルが高くなっていることから、圧力容器
１内の主蒸気管５の接続部以上のレベルまでの水張りが
可能である。なお、主蒸気管５のレベルが十分でない場
合は、例えば圧力容器１の頂部にベント弁を設け、この
ベント弁を開放して同様の水張りを行えばよい。

【００５１】水張りが完了した後、図１に示すように主
蒸気隔離弁４、タービン蒸気止め弁６、給水止め弁１３
およびタービンバイパス止め弁１０を閉じ、原子炉一次
冷却系を隔離する。次いで、好ましくは、給水バイパス
止め弁１６を開いて給水ポンプ１２を運転して給水を復
水器１１に循環させることにより、冷却水をポンプ加熱
しかつ冷却水を予備的に循環させ、給水系を待機状態に
置く。次いで、圧力調整装置４４で圧力容器１内を圧力
Ｐ１に加圧する（図２中の１−参照）。以下、圧力容
器１内の圧力Ｐ１を適宜「系圧力」という。図２の例で
は系圧力Ｐ１は０．５ＭＰａである。また、系圧力Ｐ１
に対応する飽和温度をＴ１とすると、Ｐ１が０．５ＭＰ
ａではＴ１は１５１゜Ｃである。

【００５２】以上のように原子炉一次冷却水を加圧した
後、制御棒３を引き抜いて炉心２で発生する核熱によっ
て冷却水を加熱する（図２中の１−参照）。ここで、
系圧力Ｐ１は上記のように０．５ＰＭａで、対応する飽
和温度Ｔ１は１５１℃であり、炉心２における核加熱に
よって冷却水温度Ｔ２が１００℃まで上昇した場合にお
いても、炉心２の入口の冷却水サブクール度は５０℃以
上あり、冷却水は単相流状態のままである。

【００５３】以上の手順で更に冷却水を核加熱し、冷却
水温度Ｔ２を２００℃まで増加する（図２中の１−参
照）。この過程において、圧力調整装置４４によって系
圧力Ｐ１を冷却水温度Ｔ２に対応する飽和圧力Ｐ２より
も常に高くする（Ｐ１＞Ｐ２）と共に、次式の条件を満
足するような値とすることにより、高温高圧状態まで冷
却水を単相流のまま加熱する。

【００５４】 Ｔ２＜Ｔ１−Ｔｂ …（１） ここで、Ｔｂは冷却水温度、系圧力、流量および核加熱
量等に依存する沸騰開始最大炉心入口サブクール度であ
る。図２の例では、冷却水温度Ｔ２が１５０℃では、系
圧力Ｐ１を１．６ＭＰａ（対応する飽和温度２００℃）
とし、また冷却水温度Ｔ２が２００℃では、系圧力Ｐ１
を４．１ＭＰａ（対応する飽和温度２５０℃）とし、炉
心入口サブクール度を５０℃以上としている。

【００５５】以上のように冷却水温度Ｔ２を上昇させる
ことにより、二相流状態に遷移しても不安定現象の発生
が抑制される状態となる。すなわち、冷却水温度が上昇
することにより、気液の密度比が減少し、単相流状態と
二相流状態とでの密度差が小さくなり、流動変動が小さ
くなる。また、冷却水温度自体も高いので、単相流状態
から二相流状態への遷移が容易となり、流動変動が小さ
くなる。

【００５６】以上のように冷却水温度Ｔ２を上昇させた
後、圧力調整装置４４で圧力容器１内の圧力Ｐ１を冷却
水温度Ｔ２に対応する飽和圧力Ｐ２に漸近させる（図２
中の１−参照）。図２の例では、制御棒は継続して引
き抜かれ、冷却水は炉心２で発生する核熱によって加熱
されており、冷却水温度Ｔ２が定格運転温度に達する時
点（すなわち、冷却水温度Ｔ２に対応する飽和圧力Ｐ２
が定格運転圧力に達する時点）において、系圧力Ｐ１が
ほぼ定格運転圧力に達するように、圧力調整装置４４で
系圧力を調整している。この過程で炉心入口サブクール
度は減少し、炉心２内の冷却水は、高温で気液密度比が
小さく不安定現象が抑制された状態を経て、二相流状態
に遷移する。冷却水が２相流状態に遷移する時点は、系
圧力が定格運転圧力以下の所定の圧力に達した時点であ
り、ほぼ以下の条件を満足した時点に対応する。

【００５７】 Ｐ１＞Ｐ２、 Ｔ１＜Ｔ２＋Ｔｓ …（２） ここで、Ｔｓは冷却水温度、系圧力、流量および核加熱
量等に依存する安定沸騰領域最大サブクール度である。

【００５８】また、この過程（図２中の１−）では、
圧力調整装置４４による加圧を解除すると共に、図３に
示すように、主蒸気隔離弁４およびタービンバイパス止
め弁１０を開いて冷却水の加圧を解除し、圧力容器１内
に水位を形成することにより、定格運転状態へ円滑に移
行できるようにする。このとき、圧力容器１内の水位が
適性水位となるように、復水給排水弁３３および給水止
め弁１３を開閉して当該水位を調整する。

【００５９】なお、「圧力調整装置４４による加圧を解
除する」とは、図１において弁２３を開け、圧縮機２２
を駆動して加圧タンク１７から気体を排出することであ
り、加圧タンク１７内の気体を原子炉格納容器内の気体
処理系に直接排出して減圧する構成を供える場合は、そ
の排出のことである。また、この圧力制御は、図２の系
圧力の特性線図において、実線の系圧力Ｐ１と破線の冷
却水温度Ｔ２に対応する飽和圧力Ｐ２との差を小さくす
ることに対応する。

【００６０】次いで、系圧力および冷却水温度が定格運
転圧力および温度に達するのに伴い、図４に示すよう
に、給水止め弁１３を開いて圧力容器１への給水を開始
し、図５に示すように、タービン蒸気止め弁６およびタ
ービン蒸気流量調整弁７を開き、タービンバイパス止め
弁１０を閉じてタービン８の回転を開始する。この時の
給水流量は、炉心２の核加熱量および循環水と給水の熱
バランスから決定され、給水止め弁１３と給水バイパス
止め弁１６で調整される。

【００６１】以上の起動方法により、冷却水が低温の時
には単相流状態で加熱し、冷却水が高温になってから二
相流状態に遷移させ、二相流状態で加熱するため、低温
二相流の流動不安定現象を回避することができる。ま
た、圧力容器１内を加圧して冷却水を加熱するので、冷
却水を単相流状態で高温にするのに要する時間を短縮で
き、起動時間を短縮できる。

【００６２】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変動お
よび炉心安定性の低下を防止し、安定した信頼性の高い
原子炉の起動を可能にする効果がある。また、原子炉の
起動時間を短縮でき、経済性を向上できる。

【００６３】変形例 上記第１の実施例の変形例を図６により説明する。上記
第１の実施例では、原子炉一次冷却水の加熱開始時に、
圧力調整装置４４によって系圧力を予め増加させたが
（図２中の１−）、図６の例では、冷却水の加熱開始
と共に、徐々に連続的に系圧力を増加させ（図６中の２
−）、冷却水を単相流のまま高温にするものである。
本実施例によれば、第１の実施例の加圧のみの手順（図
２中の１−）が省略できるので、原子炉の起動時間を
より短縮できる効果がある。

【００６４】第２の実施例 本発明の第２の実施例を図７により説明する。第１の実
施例では、自然循環型原子炉の起動手順において、高温
高圧状態まで冷却水を単相流のまま核加熱し、冷却水温
度Ｔ２が上昇し、気液の密度比が十分に減少して不安定
現象の発生が抑制される状態に達した後、圧力調整装置
４４で圧力容器１内の圧力Ｐ１を制御しながら冷却水温
度Ｔ２に対応する飽和圧力Ｐ２に漸近させる。図７の例
では、この系圧力Ｐ１を飽和圧力Ｐ２に漸近させるとき
に、系圧力をほぼ一定かあるいはやや増加傾向として飽
和圧力Ｐ２に漸近させている（図７中の３−参照）。
これにより、系圧力Ｐ１が定格運転圧力に達する前に、
冷却水を確実に飽和状態にすることができるので、早期
に炉心２内の冷却水を二相流状態に遷移させることがで
きる。冷却水が２層流状態に遷移する時点は、系圧力が
定格運転圧力以下のほぼ以下の条件を満足した時点に対
応する。

【００６５】 Ｐ１＝Ｐ２、 Ｔ１＜Ｔ２＋Ｔｓ …（３） ここで、Ｔｓは冷却水温度、系圧力、流量および核加熱
量等に依存する安定沸騰領域最大サブクール度である。

【００６６】なお、上記圧力の制御では、第１の実施例
と同様、圧力調整装置４４による加圧を解除すると共
に、図３に示すように、主蒸気隔離弁４およびタービン
バイパス止め弁１０を開いて圧力容器１内の加圧を解除
し、圧力容器１内に水位を形成することにより、定格運
転状態へ円滑に移行できるようにする。このとき、圧力
容器１内の水位が適性水位となるように、復水給排水弁
３３および給水止め弁１３を開閉して当該水位を調整す
る。

【００６７】以降、制御棒３の引き抜きを継続し、炉心
２で発生する核熱によって冷却水を二相流状態で加熱
し、原子炉定格運転温度及び圧力を得る（図７中の３−
参照）。その後の手順は、第１の実施例と同じであ
る。

【００６８】したがって、本実施例では、早期に炉心２
内の冷却水を二相流状態に遷移させることができるの
で、二相流状態で沸騰が生じ炉心における熱伝達が向上
するため、核加熱量を増加することができ、系圧力Ｐ１
が定格運転圧力に達するまでの冷却水の昇温時間を短縮
できる（図７中の３−参照）。また、図７において、
冷却水の炉心入口サブクール度が沸騰開始最大サブクー
ル度Ｔｂと安定沸騰領域最大サブクールドＴｓの間を通
過する時間も短縮される。したがって、原子炉の起動に
係わる経済性が向上すると共に、第１の実施例以上に低
温二相流の流動不安定現象の回避が容易となり、原子炉
の起動に係わる信頼性が向上する。

【００６９】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、更に安定した原子炉の起動を可能にする効
果と、原子炉起動時間を更に短縮する効果がある。

【００７０】変形例 第２の実施例の変形例を図８により説明する。図７の実
施例では、系圧力Ｐ１を飽和圧力Ｐ２に漸近させるとき
に、系圧力をほぼ一定かあるいはやや増加傾向としたが
（図７中の３−参照）、この例では系圧力を減少、す
なわち減圧させながら飽和圧力Ｐ２に漸近させている
（図８中の４−参照）。これにより、図７の場合より
も更に短時間で冷却水を飽和状態にすることができるの
で、より早期に炉心内の冷却水を二相流状態に遷移させ
ることができ、系圧力Ｐ１が定格運転圧力に達するまで
の冷却水の昇温時間を更に短縮できる（図８中の４−
参照）。また、冷却水の炉心入口サブクール度が沸騰開
始最大サブクール度Ｔｂと安定沸騰領域最大サブクール
ドＴｓの間を通過する時間も更に短縮される（図８中の
４−参照）。したがって、本実施例によれば、原子炉
の起動に係わる経済性が向上すると共に、図７の場合以
上に低温二相流の流動不安定現象の回避が容易となり、
原子炉の起動に係わる信頼性が向上する。

【００７１】第３の実施例 本発明の第３の実施例を図９により説明する。図８に示
した実施例では、自然循環型原子炉の起動手順におい
て、図８中の４−の過程で制御棒３を引き続き引き抜
き、冷却水温度Ｔ２の上昇を許しながら、圧力調整装置
４４で系圧力Ｐ１を減圧している。図９の例では、一旦
炉心２に制御棒３を挿入し、炉心２の出力を減少させる
と共に、圧力調整装置４４で系圧力Ｐ１を減圧する（図
９中の４−）。これにより、系圧力Ｐ１の減圧時には
炉心２における核加熱が抑制されて沸騰が生じないた
め、不安定現象の発生を完全に防止した状態で、安定沸
騰領域最大サブクールドＴｓ以下に炉心入口サブクール
度を減少させることができる。系圧力Ｐ１が飽和圧力Ｐ
２に漸近し、前述の（３）式を満足させることにより冷
却水に減圧沸騰を誘起させた後、再び制御棒３を引き抜
き炉心２において核加熱することにより、冷却水を二相
流状態で昇温することができる（図９中の４−）。図
９の例では、冷却水の炉心入口サブクール度が沸騰開始
最大サブクール度Ｔｂと安定沸騰領域最大サブクール度
Ｔｓの間を通過するときに炉心２において沸騰が生じな
いので、流動不安定現象の発生が完全に防止される。

【００７２】なお、減圧時の核加熱の抑制は、制御棒３
を部分的に挿入し冷却水の核加熱量を減らしてもよい
し、核加熱を一旦中止してもよい。図９では後者の例を
示し、冷却水の温度はほぼ一定となっている。

【００７３】本実施例によれば、第２の実施例の効果に
加えて、更に安定した原子炉の起動を可能にする効果が
ある。

【００７４】変形例 冷却水を単相流のまま高温にするまでの手順に関する幾
つかの変形例を図１０〜図１２により説明する。図１０
は、冷却水の加熱開始時に、圧力調整装置４４によって
系圧力を予め増加させるとき、直接前述の（１）式を満
足するレベルまで系圧力Ｐ１を増加させ（図１０中の５
−参照）、その後、冷却水が目標温度まで上昇するま
では、圧力調整装置４４による加圧を停止する。その結
果、冷却水温の上昇にともない飽和蒸気圧力が増加する
にしたがい、系圧力は自然上昇する（図１０中の５−
参照）。その後の手順は第３の実施例とほぼ同じであ
る。図１１は、図１０の実施例において、系圧力Ｐ１を
増加させた後、冷却水が目標温度まで上昇するまでは、
圧力調整装置４４による加圧を解除して飽和蒸気圧力の
増加を抑制し、系圧力を一定に保つようにしたものであ
る（図１１中の６−参照）。また、図１２は、冷却水
を単相流から二相流に遷移する過程でも、連続して系圧
力を一定に保つようにしたものであり（図１２中の７−
参照）、図１１の例の６−と図７の例の３−
との組み合わに相当する。これら実施例によっても、第
２の実施例または第３の実施例と同様の効果が得られる
と共に、冷却水の加熱開始時に、予め必要な圧力を得る
のでその後の圧力制御が容易となり、起動手順が簡略化
される効果がある。

【００７５】第４の実施例 本発明の第４の実施例を図１３により説明する。本実施
例の自然循環型原子炉は、第１の実施例で示した自然循
環型原子炉に、さらに、原子炉各部の状態量の計測値に
基づいて最適弁制御量と制御棒挿入量を演算し、主蒸気
隔離弁４、タービン蒸気止め弁６、タービンバイパス止
め弁１０、給水止め弁１３、給水バイパス止め弁１６、
復水給排水弁３３、タービン蒸気流量調整弁７、弁１
８、弁２０および弁２３の開閉と制御棒駆動機構２７を
制御する演算制御器２６を備えた構成となっている。原
子炉各部の状態量としては、圧力容器１内の圧力を圧力
計２８、水位を水位計２９、水温を水温計４３で計測
し、炉心２の入口の冷却水温および循環流量を流量計４
２および水温計３０で計測し、炉心２の出力を中性子検
出器３１で計測する。

【００７６】以下に、演算制御器２６を用いた本実施例
による原子炉起動方法の一例として、第１の実施例の図
２に示す起動方法について説明する。

【００７７】原子炉の冷態停止後の起動時には、まず圧
力容器１、主蒸気管５および給水管１４からなる原子炉
一次冷却水系を水張りした後、主蒸気隔離弁４、タービ
ン蒸気止め弁６、給水止め弁１３およびタービンバイパ
ス止め弁１０を閉じる。また、給水バイパス止め弁１６
を開いて給水ポンプ１２を運転して給水を復水器１１に
循環する。次いで、演算制御器２６により弁２０を開
き、圧力計２８で計測された圧力容器１内の圧力に応じ
て弁２０の開度を調整しながら、加圧調整装置４４で圧
力容器１内の圧力Ｐ１を増加させる。図２の例では、系
圧力Ｐ１は０．５ＭＰａまで増加させる。

【００７８】次いで、演算制御器２６により圧力計２
８、中性子検出器３１、水温計４３、水温計３０および
流量計４２で圧力容器１内の圧力、炉心２の出力、冷却
水の温度、炉心２の入口の冷却水温度（炉心入口サブク
ール度）および流量を監視しながら、制御棒３を引き抜
いて炉心２で発生する核熱によって冷却水を加熱する。
このとき、最適核加熱量を圧力計２８、中性子検出器３
１、水温計４３、水温計３０および流量計４２の計測値
から演算制御器２６で計算し、制御棒駆動機構２７に制
御信号を送って制御棒３の引き抜き量を設定する。ここ
で、制御棒３の引き抜き量は、炉心熱出力が冷却水温
度、系圧力、炉心流量から計算した単相流の限界熱出力
より小となるように設定される。この時、冷却水は加圧
状態であるため、サブクール度が沸騰開始最大炉心入口
サブクール度Ｔｂより大きく、単相流状態のままであ
る。

【００７９】次いで、冷却水温度が１００℃を越え、上
昇して行くにしたがって、演算制御器２６で監視してい
る圧力計２９、水温計４３、水温計３０の計測値から、
系圧力Ｐ１が冷却水の飽和圧力よりも常に高く、かつ炉
心入口サブクール度が沸騰開始最大炉心入口サブクール
度Ｔｂより大きくなるように演算制御器２６から圧力調
整装置４４に制御信号を送り、加圧状態を保つ。冷却水
温度が上昇し、低温二相流の不安定現象の発生が抑制さ
れる温度に達した後（図５の例では約２００℃）、演算
制御器２６により、系圧力Ｐ１が冷却水温度に対応する
飽和圧力に漸近するように、加圧状態を解除する制御信
号を圧力調整装置４４に送ると共に、冷却水温度と圧力
の計測値を監視しながら主蒸気隔離弁４およびタービン
バイパス止め弁１０の開度を調整する制御信号を送る。
これにより、主蒸気管５の一部およびタービンバイパス
流路９内に高温の冷却水が流入し、蒸発して蒸気相が生
じ、圧力容器１内に水位が形成される。また、炉心入口
サブクール度が減少して安定沸騰領域最大炉心入口サブ
クール度Ｔｓより小さくなり、冷却水は高温かつ低サブ
クール状態となり、容易に沸騰が生じる。この過程で
は、また、水位計２９の計測値をもとに、圧力容器１内
の水位が適性水位となるように、演算制御器２６により
復水給排水弁３３および給水止め弁１３へ開閉の制御信
号を送り、圧力容器１内の水位を調整する。上記の手順
により、炉心２において冷却水の沸騰が生じ、炉心２内
の冷却水は単相流状態から二相流状態に遷移する。

【００８０】また、このとき、最適核加熱量を圧力計２
８、中性子検出器３１、水温計４３、水温計３０および
流量計４２の計測値から演算制御器２６で計算し、制御
棒駆動機構２７に制御信号を送って制御棒３の引き抜き
量を設定する。ここで、制御棒３の引き抜き量は、炉心
熱出力が冷却水温度、系圧力、炉心流量から計算した二
相流の限界熱出力より小となるように設定される。

【００８１】系圧力および温度が定格運転圧力および温
度に漸近するにしたがい、演算制御器２６により給水止
め弁１３を開いて圧力容器１内に給水を開始すると共
に、演算制御器２６により、系圧力および冷却水温度が
定格運転圧力および温度に達するとタービン蒸気止め弁
６およびタービン蒸気流量調整弁７を開き、タービンバ
イパス止め弁１０を閉じてタービン８の回転を開始す
る。この時、圧力容器１内の圧力、温度および水位が一
定となるように、演算制御器２６によって給水止め弁１
３とタービン蒸気流量調整弁７の開度を調整する。

【００８２】本実施例によれば、第１、第２、第３の実
施例による効果に加えて、自然循環型原子炉の起動時の
起動手順が簡略化される効果と、圧力、水温、圧力容器
内水位の制御性を向上できる効果がある。

【００８３】第５の実施例 本発明の第５の実施例を図１４により説明する。本実施
例の自然循環型原子炉は、第１の実施例の構成に加え
て、圧力容器１内の炉心２下方の下部プレナムに電気加
熱されるヒータ３５をさらに備えている。

【００８４】原子炉の冷態停止後の起動時に、ヒータ３
５を補助的に用いて圧力容器１内の冷却水を低温二相流
不安定現象の発生しない水温まで加熱する。ヒータ３５
による補助的な加熱は、図２の例では手順１−、１−
、１−、１−の全プロセスに渡って行ってもよい
し、そのうちの一部、例えば加圧後の１−、１−の
手順で行ってもよく、ヒータ３５の補助的加熱を併用し
て、安定した高温二相流状態を得る。次いで、冷却水温
の増加後に制御棒３を継続して引き抜き核加熱により冷
却水を二相流状態で加熱し、所定のタービン運転蒸気温
度および圧力を得た後、タービン蒸気止め弁６およびタ
ービン蒸気流量調整弁７を開き、タービンバイパス止め
弁１０を閉じてタービンの回転を開始する。

【００８５】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、原子炉の起動時間を短縮できる効果があ
る。

【００８６】第６の実施例 本発明の第６の実施例を図１５により説明する。図１５
において、黒塗の弁は弁が閉じた状態を示し、白抜きの
弁は弁が開いた状態を示す。本実施例においては、原子
炉の冷態停止後の起動時に、主蒸気隔離弁４およびター
ビンバイパス止め弁１０を開き、タービン蒸気止め弁６
を閉じる。給水ポンプ１２を運転して給水を給水管１
４、圧力容器１、主蒸気管５、タービンバイパス流路９
に循環する。この時、ポンプ回転による冷却水への入熱
により冷却水を加熱し、この入熱による冷却水の加熱を
併用して、圧力容器１内の冷却水を低温二相流不安定現
象の発生しない水温まで加熱する。すなわち、図２の例
では手順１−、１−、１−、１−の全プロセス
またはそのうちの一部、例えば１−、１−の手順で
ポンプ回転の入熱による冷却水の加熱を併用して、安定
した高温二相流状態を得る。次いで、冷却水温の増加後
に制御棒３を継続して引き抜き核加熱により冷却水を二
相流状態で加熱し、所定のタービン運転蒸気温度および
圧力を得た後、タービン蒸気止め弁６およびタービン蒸
気流量調整弁７を開き、タービンバイパス止め弁１０を
閉じてタービンの回転を開始する。

【００８７】本実施例によっても、第１の実施例による
効果に加えて、原子炉の起動時間を短縮できる効果があ
る。

【００８８】第７の実施例 本発明の第７の実施例を図１６により説明する。図１６
において、黒塗の弁は弁が閉じた状態を示し、白抜きの
弁は弁が開いた状態を示す。本実施例の自然循環型原子
炉は、第１の実施例の図１に示す構成に加え、給水管１
４を分岐して起動用給水管３７を設け、起動用給水管３
７に起動用給水止め弁３８を設け、起動用給水管３７の
冷却水出口を圧力容器１内の炉心２下方の下部プレナム
に接続する。原子炉の冷態停止後の起動時に、給水止め
弁１３を閉じ、弁３８を開き、給水ポンプ１２を運転し
て給水を炉心２に注水する。これにより、現行の沸騰水
型原子炉と同様に、強制循環により冷却水を炉心２に循
環することができ、この起動用給水管３７による強制循
環を併用して、圧力容器１内の冷却水を低温二相流不安
定現象の発生しない水温まで加熱する。すなわち、図２
の例では手順１−、１−、１−、１−の全プロ
セスまたはそのうちの一部、例えば１−、１−の手
順で上記強制循環を併用して、安定した高温二相流状態
を得る。循環流量は給水バイパス止め１６により調整可
能である。所定の原子炉定格運転蒸気温度および圧力を
得た後、タービン蒸気止め弁６、タービン蒸気流量調整
弁７を開き、タービンバイパス止め弁１０を閉じてター
ビンの回転を開始する。

【００８９】本実施例によれば、第１の実施例による効
果に加えて、現行の強制循環型原子炉と同様に、炉心安
定性の向上できる効果がある。

【００９０】その他の実施例 本発明の第８の実施例を図１７により説明する。図１７
において、黒塗の弁は弁が閉じた状態を示し、白抜きの
弁は弁が開いた状態を示す。本実施例の自然循環型原子
炉は、第１の実施例で示した自然循環型原子炉におい
て、圧力調整手段として、原子炉一次冷却水系に接続さ
れ流路４２、弁３９、定圧ポンプ４０、冷却水タンク４
１からなる、圧力容器１および原子炉一次冷却水系の水
密試験系４４Ａを用いて、原子炉の冷態停止後の起動時
に圧力容器１、主蒸気管５および給水管１４からなる原
子炉一次冷却水系を加圧する。

【００９１】本実施例によれば、定期点検用の設備を用
いているため、起動に係る機器を簡素化することがで
き、この機器の簡素化により、経済性および信頼性が向
上する効果がある。

【００９２】本発明の第９の実施例を図１８により説明
する。本実施例では、第１から第８の実施例で示した自
然循環型原子炉において、圧力調整装置の構造を、現行
の加圧水型原子炉の加圧器と同様の構造としたものであ
る。すなわち、加圧水型原子炉の加圧器は、図１８に示
すように、内部にヒータ４６を有する加圧タンク４５を
弁４７を介して原子炉一次冷却水系と接続した構造をし
ており、本実施例では、これを圧力調整装置４４Ｂとし
て使用する。本実施例では、原子炉起動開始時の加圧過
程においては（図２の例では１−、１−に対応）、
ヒータ４６に通電し、加圧タンク４５内の水及び蒸気を
加熱することにより加圧する。また、系圧力Ｐ１を冷却
水温度Ｔ２の対応する飽和圧力に漸近させる過程におい
ては（図２の例では１−に対応）、ヒータ４６による
加熱を停止するか、図示しない散水器により加圧タンク
４５内に水を散水して温度を下げることにより圧力を調
整する。

【００９３】本実施例によれば、圧力調整に係わる機器
を簡素化できるので、原子炉起動の信頼性が向上する効
果がある。

【００９４】本発明の第１０の実施例を図１９により説
明する。本実施例では、第１から第８の実施例で示した
自然循環型原子炉において、圧力調整装置４４Ｃを高圧
気体タンク４８と弁４９と流路５０で構成し、原子炉一
次冷却水系、例えば圧力容器１と接続する。本実施例で
は、原子炉起動開始時の加圧過程においては（図２の例
では１−、１−に対応）、高圧気体タンク４８から
弁４９、流路５０を通して高圧気体を圧力容器１を含む
原子炉一次冷却水系に供給することにより加圧する。ま
た、系圧力Ｐ１を冷却水温度Ｔ２の対応する飽和圧力に
漸近させる過程においては（図２の例では１−に対
応）、原子炉一次冷却水系内の高圧気体を、主蒸気隔離
弁４、ターベンバイパス止め弁１０を介して脱気系５１
に抜くことにより圧力を調整する。または、圧力容器１
にベントがある場合には、ベントから排気してもよい。

【００９５】本実施例によれば、圧力調整に係わる器機
を簡素化できるので、原子炉起動の信頼性が向上する効
果がある。

【００９６】本発明の第１１の実施例を図２０により説
明する。本実施例は、図１９に示す圧力調整装置４４Ｃ
を圧力容器１と主蒸気隔離弁４との間の主蒸気管５に接
続したものである。本実施例によっても第１０の実施例
と同様の効果が得られる。

【００９７】

【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
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
発生による流動変動および炉心安定性の低下を防止し、
安定した原子炉の起動を可能にする効果がある。また、
原子炉起動時間を短縮し、経済性および信頼性を向上す
る効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施例による起動方法を実施す
るための自然循環型原子炉の全体構成およびその起動方
法の一手順を示す系統図である。

【図２】本発明の第１の実施例による起動方法における
原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール度の時
間変化を示す図である。

【図３】本発明の第１の実施例による起動方法の他の手
順を示す図１と同様な系統図である。

【図４】本発明の第１の実施例による起動方法のさらに
他の手順を示す図１と同様な系統図である。

【図５】本発明の第１の実施例による起動方法のさらに
他の手順を示す図１と同様な系統図である。

【図６】本発明の第１の実施例の変形による起動方法に
おける原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール
度の時間変化を示す図である。

【図７】本発明の第２の実施例による起動方法における
原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール度の時
間変化を示す図である。

【図８】本発明の第２の実施例の変形による起動方法に
おける原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール
度の時間変化を示す図である。

【図９】本発明の第３の実施例による起動方法における
原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール度の時
間変化を示す図である。

【図１０】本発明の他の変形例による起動方法における
原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール度の時
間変化を示す図である。

【図１１】本発明の更に他の変形例による起動方法にお
ける原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール度
の時間変化を示す図である。

【図１２】本発明の更に他の変形例による起動方法にお
ける原子炉系の圧力、温度および炉心入口サブクール度
の時間変化を示す図である。

【図１３】本発明の第４の実施例による起動方法を実施
するための自然循環型原子炉の全体構成およびその起動
方法の一手順を示す系統図である。

【図１４】本発明の第５の実施例による起動方法を実施
するための自然循環型原子炉の全体構成およびその起動
方法の一手順を示す系統図である。

【図１５】本発明の第６の実施例による起動方法を実施
するための自然循環型原子炉の全体構成およびその起動
方法の一手順を示す系統図である。

【図１６】本発明の第７の実施例による起動方法を実施
するための自然循環型原子炉の全体構成およびその起動
方法の一手順を示す系統図である。

【図１７】本発明の第８の実施例による起動方法を実施
するための自然循環型原子炉の全体構成およびその起動
方法の一手順を示す系統図である。

【図１８】本発明の第９の実施例を変形した起動方法を
実施するための自然循環型原子炉の全体構成およびその
起動方法の一手順を示す系統図である。

【図１９】本発明の第１０の実施例による起動方法を実
施するための自然循環型原子炉の全体構成およびその起
動方法の一手順を示す系統図である。

【図２０】本発明の第１１の実施例による起動方法を実
施するための自然循環型原子炉の全体構成およびその起
動方法の一手順を示す系統図である。

【符号の説明】

１ 圧力容器 ２ 炉心 ３ 制御棒 ４ 主蒸気隔離弁 ５ 主蒸気管 ６ タービン蒸気止め弁 ７ タービン蒸気流量調整弁 ８ タービン ９ タービンバイパス流路 １０ タービンバイパス止め弁 １１ 復水器 １２ 給水ポンプ １３ 給水止め弁 １４ 給水管 １５ 給水バイパス流路 １６ 給水バイパス止め弁 １７ 加圧タンク １９ 高圧気体タンク ２６ 演算制御器 ２７ 制御棒駆動機構 ２８ 圧力計 ２９ 水位計 ３０ 水温計 ３１ 中性子検出器 ３２ 復水給排水流路 ３３ 復水給排水弁 ３４ 復水貯蔵タンク ３５ ヒータ ３６ 復水給排水ポンプ ３７ 起動用給水管 ３８ 起動用給水止め弁 ３９ 弁 ４０ 定圧ポンプ ４１ 冷却水タンク ４２ 流路 ４４ 圧力調整装置

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 村田 重人 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 片岡 良之 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 中尾 俊次 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 木下 詳一郎 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内

Claims (32)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 核燃料からなる炉心を内蔵し、内部に冷
   却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力容器を
   備えた沸騰水型原子炉の起動方法において、 圧力容器内の冷却水を昇温する際に、圧力容器内の冷却
   水の温度に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧力容器内
   の圧力を高くし、その後圧力容器内の圧力を圧力容器内
   の冷却水温度に対応する飽和圧力にすることを特徴とす
   る沸騰水型原子炉の起動方法。
2. 【請求項２】 核燃料からなる炉心を内蔵し、内部に冷
   却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力容器を
   備えた沸騰水型原子炉の起動方法において、 圧力容器内の冷却水を昇温する際に、圧力容器内の冷却
   水の温度に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧力容器内
   の圧力を高くし、その後圧力容器内の圧力を圧力容器内
   の冷却水温度に対応する飽和圧力にし、その状態で冷却
   水を加熱することを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方
   法。
3. 【請求項３】 核燃料からなる炉心を内蔵し、内部に冷
   却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力容器を
   備えた沸騰水型原子炉の起動方法において、 （ａ）原子炉の起動時に、圧力容器内の加圧を圧力容器
   外部から行いながら、冷却水を単相流状態に保って加熱
   する第１の手順と； （ｂ）前記第１の手順の後、圧力容器内の冷却水を前記
   単相流状態から二相流状態に遷移させる第２の手順と； （ｃ）この二相流状態で冷却水を加熱する第３の手順
   と；を有することを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方
   法。
4. 【請求項４】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動方
   法において、前記第１の手順は、圧力容器内の冷却水の
   温度に対応する冷却水の飽和圧力よりも圧力容器内の圧
   力が高くなるように圧力容器内の圧力を制御して、冷却
   水を単相流状態に保つことを特徴とする沸騰水型原子炉
   の起動方法。
5. 【請求項５】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動方
   法において、前記第１の手順は、まず、圧力容器内の加
   圧を単独で行い、その後、圧力容器内の圧力を制御しな
   がら冷却水を加熱することを特徴とする沸騰水型原子炉
   の起動方法。
6. 【請求項６】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動方
   法において、前記第１の手順は、冷却水の加熱を開始す
   ると同時に圧力容器内の加圧を開始し、冷却水の加熱と
   圧力容器内の加圧を同時平行的に連続して行うことをこ
   とを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方法。
7. 【請求項７】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動方
   法において、前記第２の手順は、少なくとも圧力容器内
   の圧力を制御することにより冷却水を前記単相流状態か
   ら二相流状態に遷移させることをことを特徴とする沸騰
   水型原子炉の起動方法。
8. 【請求項８】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動方
   法において、前記第２の手順は、原子炉定格運転圧力以
   下の所定の圧力に到達するまで、圧力容器内の圧力が圧
   力容器内の冷却水温度に対応する飽和圧力に漸近するよ
   うに圧力容器内の圧力を制御することにより、冷却水を
   二相流状態に遷移させることを特徴とする沸騰水型原子
   炉の起動方法。
9. 【請求項９】 請求項８記載の沸騰水型原子炉の起動方
   法において、前記圧力の制御は、圧力容器内の圧力をほ
   ぼ一定に保つことにより前記飽和圧力に漸近させること
   を特徴とする沸騰水型原子炉の起動方法。
10. 【請求項１０】 請求項８記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記圧力の制御は、圧力容器内を減圧す
    ることにより前記飽和圧力に漸近させることを特徴とす
    る沸騰水型原子炉の起動方法。
11. 【請求項１１】 請求項８記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記圧力の制御に際して、冷却水の加熱
    量を減らすことを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方
    法。
12. 【請求項１２】 請求項８記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記圧力の制御に際して、冷却水の加熱
    を一旦中止することを特徴とする沸騰水型原子炉の起動
    方法。
13. 【請求項１３】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記第２および第３の手順は、圧力容器
    内の圧力が原子炉定格運転圧力で冷却水温度に対応する
    飽和圧力に達するように圧力容器内の圧力を連続的に制
    御する単一の手順であることを特徴とする沸騰水型原子
    炉の起動方法。
14. 【請求項１４】 請求項７記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記第２の手順は、圧力容器内の圧力が
    原子炉定格運転圧力以下の所定の圧力で冷却水温度に対
    応する飽和圧力に達するように圧力容器内の圧力を制御
    する手順であり、前記第３の手順は、冷却水の加熱によ
    り圧力容器内の圧力を増加させる手順であることを特徴
    とする沸騰水型原子炉の起動方法。
15. 【請求項１５】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記第１の手順は、前記冷却水の温度、
    圧力容器内の圧力および前記炉心の流量の計測値に基づ
    いて単相流の限界熱出力を演算し、前記炉心の熱出力が
    この限界熱出力より小となるように前記炉心の出力を制
    御する制御棒の引き抜き量を設定する手順を含み、前記
    第３の手順は、前記冷却水の温度、圧力容器内の圧力お
    よび前記炉心の流量の計測値に基づいて二相流の限界熱
    出力を演算し、前記炉心の熱出力がこの限界熱出力より
    小となるように前記制御棒の引き抜き量を設定する手順
    を含むことを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方法。
16. 【請求項１６】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記第２および第３の手順は、圧力容器
    内の圧力および水温、炉心入口水温、圧力容器内の水
    位、炉心出力および制御棒挿入量の計測値に基づいて圧
    力容器内の水位を適性水位に保つように関連する弁を調
    整する手順と、炉心出力と炉心人口サブクール度の計測
    値に基づいて適性給水流量となるように関連する弁の開
    度を調整する手順とを含むことを特徴とする沸騰水型原
    子炉の起動方法。
17. 【請求項１７】 炉心で発生した蒸気をタービンに送る
    主蒸気管と、タービン駆動後の復水器で凝縮した凝縮水
    を冷却水として圧力容器に給水する給水管と、前記主蒸
    気管に配置された主蒸気隔離弁、タービン蒸気止め弁お
    よびタービン蒸気流量調整弁と、前記給水管に配置され
    た給水ポンプおよび給水止め弁と、前記主蒸気隔離弁と
    タービン蒸気止め弁との間の主蒸気管を前記復水器の入
    口に接続するタービンバイパス流路と、前記タービンバ
    イパス流路に配置されたタービンバイパス止め弁と、前
    記炉心の出力を制御する制御棒と、前記圧力容器、主蒸
    気管および給水管の少なくとも１つのに設置された圧力
    調整装置とを備える請求項３記載の沸騰水型原子炉の起
    動方法において、 前記第１の手順は、前記主蒸気隔離弁および給水止め弁
    を閉じて前記圧力容器を隔離する手順と、前記圧力調整
    装置を用いて圧力容器内を加圧する手順と、前記制御棒
    を引き抜いて冷却水を単相流状態で加熱する手順とを含
    み、 前記第２および第３の手順は、前記圧力調整装置による
    加圧を解除すると共に、前記主蒸気隔離弁およびタービ
    ンバイパス止め弁を開いて圧力容器内を減圧しかつ圧力
    容器内に水位を形成する手順であることを特徴とする沸
    騰水型原子炉の起動方法。
18. 【請求項１８】 前記給水ポンプの吐出側の給水管を前
    記復水器の入口に接続する給水バイパス流路と、前記給
    水バイパス流路に配置された給水バイパス止め弁とをさ
    らに備えた請求項１７記載の沸騰水型原子炉の起動方法
    において、前記第１の手順は、さらに、前記タービン蒸
    気止め弁およびタービンバイパス止め弁を閉じ、前記給
    水バイパス止め弁を開いて前記給水ポンプを運転して給
    水を復水器に循環させた後、前記圧力容器内を加圧する
    手順を含むことを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方
    法。
19. 【請求項１９】 請求項１７記載の沸騰水型原子炉の起
    動方法において、前記第２の手順は、前記冷却水温の増
    加後に一旦前記制御棒を挿入して炉心出力を減じる手順
    であり、前記第３の手順は、前記制御棒を再び引き抜い
    て冷却水を二相流状態で加熱する手順であることを特徴
    とする沸騰水型原子炉の起動方法。
20. 【請求項２０】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、圧力容器内の圧力をＰ１、圧力Ｐ１にお
    ける冷却水の飽和温度をＴ１、冷却水の温度をＴ２、温
    度Ｔ２に対応する冷却水の飽和圧力をＰ２、沸騰開始最
    大炉心入口サブクール度をＴｂとすると、前記第１の手
    順では、圧力容器内の圧力Ｐ１をＰ１＞Ｐ２にすると共
    に、Ｔ２＜Ｔ１−Ｔｂを満足するような値とすることに
    より、冷却水を単相流状態に保って核加熱することを特
    徴とする沸騰水型原子炉の起動方法。
21. 【請求項２１】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、圧力容器内の圧力をＰ１、圧力Ｐ１にお
    ける冷却水の飽和温度をＴ１、冷却水の温度をＴ２、温
    度Ｔ２に対応する冷却水の飽和圧力をＰ２、安定沸騰領
    域最大サブクール度をＴｓとすると、前記第２の手順で
    は、圧力容器内の圧力Ｐ１をＰ１＞Ｐ２にすると共に、
    Ｔ１＜Ｔ２＋Ｔｓを満足するような値にすることによ
    り、冷却水を二相流状態に遷移させることを特徴とする
    沸騰水型原子炉の起動方法。
22. 【請求項２２】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、圧力容器内の圧力をＰ１、圧力Ｐ１にお
    ける冷却水の飽和温度をＴ１、冷却水の温度をＴ２、温
    度Ｔ２に対応する冷却水の飽和圧力をＰ２、安定沸騰領
    域最大サブクール度をＴｓとすると、前記第２の手順で
    は、圧力容器内の圧力Ｐ１をＰ１＝Ｐ２にすると共に、
    Ｔ１＜Ｔ２＋Ｔｓを満足するような値にすることによ
    り、冷却水を二相流状態に遷移させることを特徴とする
    沸騰水型原子炉の起動方法。
23. 【請求項２３】 前記圧力容器、主蒸気管および給水管
    の少なくとも１つに電気ヒータを設置した請求項３記載
    の沸騰水型原子炉の起動方法において、前記第１〜第３
    の手順の少なくとも１つは、冷却水を核加熱すると共
    に、この電気ヒータにより冷却水を加熱することを特徴
    とする沸騰水型原子炉の起動方法。
24. 【請求項２４】 請求項３記載の沸騰水型原子炉の起動
    方法において、前記第１〜第３の手順の少なくとも１つ
    は、冷却水を核加熱すると共に、給水ポンプを運転しポ
    ンプ回転による入熱により冷却水を加熱することを特徴
    とする沸騰水型原子炉の起動方法。
25. 【請求項２５】 給水管を分岐して起動用給水止め弁を
    有する起動用給水管を設置し、この起動用給水管の冷却
    水出口を前記圧力容器内の炉心下方に接続した請求項３
    記載の沸騰水型原子炉の起動方法において、前記第１〜
    第３の手順の少なくとも１つは、冷却水を核加熱すると
    共に、この起動用給水管を介して給水ポンプにより冷却
    水を炉心に強制循環して炉心流量を増加させすることを
    特徴とする沸騰水型原子炉の起動方法。
26. 【請求項２６】 核燃料からなる炉心を内蔵し、内部に
    冷却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力容器
    と、圧力容器外に配置されて圧力容器に連絡され、原子
    炉起動時に圧力容器内を加圧する圧力調整手段とを備え
    ることを特徴とする沸騰水型原子炉。
27. 【請求項２７】 請求項２６記載の沸騰水型原子炉にお
    いて、前記圧力調整手段は、原子炉起動時に定格原子炉
    圧力に達する前に圧力容器内を加圧しかつ圧力容器内の
    圧力を制御することを特徴とする沸騰水型原子炉。
28. 【請求項２８】 核燃料からなる炉心を内蔵し、内部に
    冷却水を保有すると共に内部で蒸気を発生する圧力容器
    と、圧力容器外に配置されて圧力容器に連絡され、圧力
    容器内を加圧する圧力調整手段と、原子炉起動時に前記
    圧力調整手段を動作させる制御手段とを備えることを特
    徴とする沸騰水型原子炉。
29. 【請求項２９】 請求項２８記載の沸騰水型原子炉にお
    いて、前記圧力調整手段は、給水管に接続された加圧タ
    ンクと、加圧タンクに接続された高圧気体タンクと、加
    圧タンクと気体タンクとの間に設けられ、気体タンクか
    ら加圧タンクへの気体の供給を制御する手段と、加圧タ
    ンクからの気体の排出を制御する手段とを含むことを特
    徴とする沸騰水型原子炉。
30. 【請求項３０】 請求項２８記載の沸騰水型原子炉にお
    いて、前記圧力調整手段は、給水管に接続された、前記
    圧力容器および原子炉一次冷却水系の水密試験系を含む
    ことを特徴とする沸騰水型原子炉。
31. 【請求項３１】 請求項２８記載の沸騰水型原子炉にお
    いて、前記圧力調整手段は、給水管に接続された内部に
    ヒータを有する加圧タンクを含むことを特徴とする沸騰
    水型原子炉。
32. 【請求項３２】 請求項２８記載の沸騰水型原子炉にお
    いて、前記圧力調整手段は、前記圧力容器および主蒸気
    管の一方に接続された高圧気体タンクを含むことを特徴
    とする沸騰水型原子炉。