JPH087271B2

JPH087271B2 - 発電用原子炉

Info

Publication number: JPH087271B2
Application number: JP4101491A
Authority: JP
Inventors: ラリー・エドガー・フェナーン
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1991-05-01
Filing date: 1992-04-22
Publication date: 1996-01-29
Anticipated expiration: 2011-01-29
Also published as: JPH05134072A; EP0511873A1; US5213756A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の背景】本発明は、拡大された炉心直径を有する
沸騰水型原子炉に関するものである。

【０００２】１９７０年代の１０年間においては、原子
力発電施設に関する基準が様々な組織や団体による再評
価の対象となった。その期間中において、電力需要の増
加が減退し、スリーマイル島の事故が発生し、かつ当時
の設計基準を用いた原子力発電施設の開発がそれに対応
して減少した。そのため、発電業界は設備資本および運
転経費を低減させかつ設備の利用可能性および信頼性を
向上させるような簡単で安全な原子力発電所の必要性を
痛感した。この１０年間の終りまでに国際的な先端技術
研究チーム（ＡＥＴ）が組織され、そして世界的な規模
で沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）技術を評価すると共に、全
世界にわたる設計事例および技術のうちで最良のものを
組合わせて成るＢＷＲに関する設計の要点を明らかにす
ることが該チームに要請された。かかる努力の結果、今
日の基本的な改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に関する
設計パラメータが確立されたのである。

【０００３】１９９０年代の１０年間における標準的な
原子炉になる予想されるＡＢＷＲにおいては、７．１メ
ートルの内径および２１メートルの高さを有する原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）が使用されている。上記のごときＲ
ＰＶの直径は、現在のところ、製造可能性という点から
見れば最大値であると考えられている。また、現在稼働
中の多くの原子炉において使用されている外部ポンプの
代りに内部ポンプを使用することにより、ＡＢＷＲにお
いては保守および運転の改善が達成される。すなわち、
内部ポンプの使用によれば配管が排除され、建造期間が
短縮され、かつ運転中の検査が低減されることになる。
かかる内部ポンプはまた、炉心の上端よりも下方に設け
られる大きな原子炉圧力容器ノズルおよび配管を排除す
ることによって安全性を向上させるためにも役立つ。そ
の結果、冷却材喪失事故が起こった場合にも燃料は水で
覆われた状態に保たれるのである。炉心シュラウドとＲ
ＰＶとの間の環状空間の寸法は、周辺に配置される内部
ポンプの着脱および保守を可能にするように決定されて
いる。これはまた炉心構造をも決定する。すなわち、炉
心は３．８１メートル（約１２フィート）の有効燃料長
（ＡＦＬ）を有すると共に、８７２本の燃料集合体およ
び２０５本の十字形制御棒を含み、そしてこれらの全部
が５．４８６メートルの内径を有する炉心シュラウドに
よって包囲されている。上記のごとき十字形制御棒は、
制御棒駆動装置により、下部プレナム内に配置された円
筒形の制御棒案内管から出し入れすることができる。こ
のような構成に基づき、ＡＢＷＲは３９２６ＭＷthの総
熱出力および１３５６ＭＷe の正味電気出力を生み出す
ように設計されていて、電力業界からは高く評価されて
いる。

【０００４】初期のＡＢＷＲプラントが現在建造中であ
るが、この分野の研究者達は次の１０年間のためにＡＢ
ＷＲの改良と取組んでいる。次世代のＡＢＷＲに関する
設計基準は、１キロワット当りの原価および出力性能を
向上させることに向けられているばかりでなく、操作員
に要求される応答時間を（たとえば、３０分から３日
に）に延ばす受動機構を用いて安全性を向上させること
にも向けられている。かかる安全基準は炉心の出力密度
の低下を要求するが、所望の出力密度を維持するために
はより大きな炉心容積が必要となる。しかしながら、原
価および製造上の制約のために原子炉圧力容器の直径は
制限を受けている。

【０００５】また、プラント性能の安全面からも安定性
能の向上が要望されている。安全性に関する１つの事例
として、炉心を通って強制的に循環させられる水流が急
激に減少した場合に起こる全ポンプトリップ現象（すな
わち、全ポンプの回転速度が急速に低下して停止する現
象）を考察してみよう。炉心流量が減少すると、原子炉
系の出力／流量比が実際に増大し、そして炉心が熱的、
水力学的および反応度由来の不安定性を示す可能性が生
じる。かかる条件下では、個々の燃料バンドル内におい
て流量の振動が起こることがある。それはまた、燃料バ
ンドル内における気泡率または蒸気含量の振動をもたら
すと共に、中性子束の振動、それに伴う出力の振動、お
よび減衰した熱束の振動をもたらすことがある。最後の
場合における減衰は、燃料中における出力の発生と被覆
管における温度の上昇との間に必然的に存在する時定数
に原因するものである。ＡＢＷＲにおいては、このよう
な不安定状態が起こり得る出力−流量マップ中の領域は
「不安定性除外領域」と呼ばれることもある。現行の手
続きによれば、それの位置においては制御棒を自動的に
挿入することが要求されている。このような現象を排除
するのが望ましいことは勿論であって、それは出力密度
の低下および有効燃料長（ＡＦＬ）の減少によって達成
することができる。有効燃料長の減少を使用する方法
は、熱的および水力学的不安定性が燃料の沸騰長さおよ
び二相圧力降下に関係するという観察結果に基づいてい
る。この場合、有効燃料長の減少に伴って安定性が得ら
れることになる。上記のごとき解決策が提唱されている
とは言え、それらの全ては原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の
確立された直径を維持するという厳しい制約の下で実施
されなければならないのである。

【０００６】

【発明の概要】本発明は、現行のＡＢＷＲにおける原子
炉容器の直径条件および内部再循環機構を維持しながら
拡大された寸法を有する炉心を組込んで成る発電用原子
炉に関する。その結果として、総合出力を維持しながら
炉心の出力密度を低下させることが可能となる。更にま
た、有効燃料長を減少させることも可能となる。このよ
うな選択条件に基づけば、出力を維持しながら安定性能
を向上させるような原子炉設計が可能となるのである。
逆に、炉心容量の増加を利用して出力性能を向上させる
こともできる。

【０００７】本発明の改良された設計アプローチによれ
ば、拡大された炉心の周辺領域における制御が冷却材再
循環ポンプの（原子炉容器内に配置される）羽根車およ
びディフューザによって制約を受けるという問題は、改
変された羽根構造を有する制御棒の使用によって解決さ
れる。すなわち、通常の十字型制御棒とは異なるＴ字形
またはＬ字形の制御棒を使用することにより、炉心内に
含まれる周辺配置燃料集合体に関して所要の運転停止機
能を得ることができるのである。

【０００８】本発明の一側面に従えば、所定の内径を持
った概して円筒形の内面を有する直立した原子炉容器を
含む発電用原子炉が提供される。原子炉容器の概して上
部区域内には、気水分離を行うために役立つ蒸気処理手
段が設けられており、また原子炉容器の下部には、原子
炉容器の内面に隣接した環状区域内に取付けられた羽根
車を有する複数の冷却材再循環ポンプが設けられてい
る。また、所定の外径を有する炉心が原子炉容器内に配
置されていて、かかる炉心は所定の有効燃料長および出
力密度を有する燃料棒を組込んだ所定数の内部配置燃料
集合体および周辺配置燃料集合体を含んでいる。原子炉
容器内にはまた、炉心に隣接しかつ環状区域の内側に配
置された複数の制御棒案内管を含む制御棒案内機構が設
けられている。更にまた、かかる制御棒案内管の内部か
ら互いに隣接した燃料集合体間の特定位置にまで移動さ
せ得る複数の制御棒が設けられていると共に、環状区域
に沿って配置されかつ炉心を包囲する円筒形炉心部分を
有するシュラウドが原子炉容器内に設けられている。か
かるシュラウドの円筒形炉心部分は、中性子フルエンス
によって誘起される原子炉容器の脆化を回避し得ると共
に炉心領域内における冷却材の帰路を与え得る実質的に
最小の距離だけ原子炉容器の内面から離隔している。最
後に、制御棒に連結されてそれらの移動を行うための駆
動手段が設けられている。

【０００９】本発明の別の側面に従えば、所定の内径を
持った概して円筒形の内面を有する直立した原子炉容器
を含む発電用原子炉が提供される。原子炉容器の概して
上部区域内には、気水分離を行うために役立つ蒸気処理
手段が設けられている。原子炉容器内にはまた、蒸気処
理手段の下方に配置され、上端と下端との間において所
定の距離にわたり存在し、かつ互いに離隔しながら直立
状態で配列された所定数の燃料集合体を含む炉心が設け
られている。かかる燃料集合体中には、所定の直径を有
する概して円筒形の炉心外周面内において炉心の外側に
配置された周辺配置燃料集合体が含まれており、また炉
心外周面は原子炉容器の内面から第１の距離だけ離隔し
て環状の炉心領域冷却材帰路を規定している。原子炉容
器内にはまた、炉心の下方に配置されかつ原子炉容器の
内面に隣接しながら円形パターンを成して配列された頭
部を有する複数の冷却材再循環ポンプが設けられてい
る。原子炉容器内にはまた、炉心の下端に隣接して配置
された複数の制御棒案内管を含む制御棒案内機構が設け
られていて、かかる制御棒案内機構の実質的に外側に配
置された周辺配置制御棒案内管が冷却材再循環ポンプの
円形パターンの内側に概して円柱状の制御棒案内区域を
規定すると共に、周辺配置制御棒案内管が原子炉容器の
内面から第１の距離より大きい第２の距離だけ離隔して
環状のポンプ領域冷却材帰路を規定している。更にま
た、かかる制御棒案内管の内部から互いに隣接した燃料
集合体間の特定位置にまで移動させ得る複数の制御棒が
設けられている。最後に、制御棒に連結されてそれらの
移動を行うための駆動手段が設けられている。

【００１０】本発明の更に別の側面に従えば、約７．１
メートルの内径を持った概して円筒形の内面を有する直
立した原子炉容器を含む発電用原子炉が提供される。原
子炉容器の概して上部区域内には、気水分離を行うため
に役立つ蒸気処理手段が設けられている。原子炉容器の
下部には、原子炉容器の内径に対応した半径方向寸法を
有しかつ原子炉容器の内面に隣接した環状区域内に取付
けられた所定直径の羽根車を有する複数の冷却材再循環
ポンプが設けられている。また、約６．１メートルの外
径を有する炉心が原子炉容器内に配置されていて、かか
る炉心は所定数の内部配置燃料集合体および周辺配置燃
料集合体を含んでいる。更にまた、炉心に隣接しかつ環
状区域の内側に配置された複数の制御棒案内管を含む制
御棒案内機構が原子炉容器内に設けられていると共に、
かかる制御棒案内管の内部から互いに隣接した燃料集合
体間の特定位置にまで移動させ得る複数の制御棒が設け
られている。最後に、制御棒に連結されてそれらの移動
を行うための駆動手段が設けられている。

【００１１】本発明のその他の目的は、以下の説明を読
むことによって自ずから明らかとなろう。要するに本発
明は、以下の説明中に例示されるような構造、要素の組
合せおよび部品の配列を有する装置から成っている。

【００１２】本発明の特徴および目的は、添付の図面を
参照しながら以下の詳細な説明を読むことによって一層
良く理解されよう。

【００１３】

【発明の実施例の説明】本発明の発電用原子炉は、現在
確立されている構造の改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）
に対して容積の向上をもたらすものである。なお、現行
のＡＢＷＲ自体は次のような構造上および機能上の改良
点を有している。かかる改良点としては、(1) 外部の再
循環管路が排除されること、(2) 現在稼働中のプラント
に比べて格納容器内の放射線レベルが1/2 以上低減する
こと、(3) 定格出力時において１０％以上の過剰流量が
得られること、(4) 再循環水流をポンプ輸送するために
必要な電力が低減すること、(5) 炉心の上端よりも下方
に大きな原子炉圧力容器ノズルを設ける必要がなくなる
こと、(6) 制御棒駆動装置の保守のための要求条件が緩
和されること、(7) 電気的に連結された制御棒駆動装置
が使用されること、並びに(8) 制御棒駆動装置が迅速な
挿入能力を有することが挙げられる。

【００１４】本発明の改良に当っては、製造上の制約に
対処するため、原子炉圧力容器が有する７．１メートル
の内径はそのままに保持される。しかるに、通常２１メ
ートルである原子炉の高さは燃料構造物における有効燃
料長の減少に応じて変更することができる。標準的なＡ
ＢＷＲは、再循環水流を生起させるために使用される１
０個の内部ポンプの配置を可能にするために炉心のシュ
ラウドと原子炉圧力容器の側壁との間の環状空間が拡大
されている点を除けば、通常のＢＷＲと同様な構造を有
している。

【００１５】先ず図１を見ると、本発明に従って改造さ
れた改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）アセンブリが１０
として示されている。かかるアセンブリ１０は、内面１
４において前記のごとき７．１メートルの内径を有する
標準化された原子炉圧力容器（以後は「原子炉容器」と
呼ぶ）１２を含んでいる。原子炉容器１２の円筒形部分
の上面には半球状のドームまたは上蓋１６がボルト留め
されていて、それの頂部にはベントノズルおよびスプレ
ーノズル１８が設けられている。アセンブリ１０の上方
に位置する蒸気処理区域２２から蒸気ノズル２０が伸び
ている。蒸気処理区域２２は気水分離を行うための部分
であって、それの内部には特に気水分離器２４および蒸
気乾燥器２６が含まれている。気水分離器２４の直下に
はプレナム２８が配置されていて、それの上部には気水
分離器２４の個々の構成単位と協働する開口を持った有
孔ドーム３０が設けられている。プレナム２８の直下に
は、互いに離隔しながら直立状態で配置された所定数の
細長い燃料集合体を一定の配列状態で支持する炉心３２
が存在している。炉心３２内の燃料集合体は、円形の上
部案内板３４およびそれに対応して下方に配置された円
形の炉心支持板３６を含む支持機構によって直立状態に
保持されている。炉心３２の直下には、複数の制御棒案
内管から成る制御棒案内機構３８が配置されている。か
かる制御棒案内管のうち、概して外側に配置されたもの
は周辺配置制御棒案内管と呼ばれるが、それらによって
円柱状の制御棒案内区域が規定される。かかる制御棒案
内機構３８は、各々の制御棒案内管の内部において制御
棒（図示せず）を移動させ、そして炉心３２内の燃料集
合体の間に挿入するために役立つ。これらの制御棒用の
駆動装置が４０として示されているが、その実例として
は制御棒の鉛直移動に際して微動調節を可能にする電気
式かつ油圧式の駆動装置が挙げられる。従来のＡＢＷＲ
構造においては、複数の羽根を有する十字形の制御棒が
使用され、そして細長い管から成る制御棒案内管の内部
においてそれらを移動させ得るようになっていた。概し
て円柱状の制御棒案内区域は、円形パターンを成して配
列された一連の冷却材再循環ポンプまたは原子炉内部ポ
ンプ（ＲＩＰ）の内側に配置されている。なお、図中に
は１０個のポンプのうちの２個が５０および５５として
示されている。それらのポンプ５０および５５は、原子
炉容器１２の内部に配置された頭部または羽根車５０ａ
および５５ａをそれぞれ具備している。羽根車５０ａお
よび５５ａの下方にはそれぞれ駆動電動機５０ｂおよび
５５ｂが存在しているが、それらは原子炉容器１２の外
部に配置されている。

【００１６】ここで一時的に図２を見ると、一連のポン
プ５０〜５９の羽根車が５０ａ〜５９ａとして示されて
いる。かかるポンプ５０〜５９は円形パターンを成しな
がら原子炉容器１２の内面１４に隣接して配列されてい
ることが認められよう。

【００１７】再び図１を見ると、炉心３２および制御棒
案内機構３８の回りにシュラウド６２が配置されている
ことがわかる。従来のＡＢＷＲ構造においては、シュラ
ウドはそれの全長を通じて一定の直径を有していた。し
かるに、本発明に従えば、シュラウド６２は炉心３２を
包囲する円筒形炉心部分６４および制御棒案内機構３８
を実質的に包囲する円筒形下方部分６８を含んでいて、
それらは朝顔状の移行連結部材６６によって連結されて
いる。上記のごとき構造においては、炉心３２の直径は
拡大されていることがわかる。すなわち、シュラウド６
２の円筒形炉心部分６４は原子炉容器１２の内面１４か
ら距離ｒ₁だけ離隔していて、それらの間には従来のご
とくに環状の炉心領域冷却材帰路が規定されている。か
かる冷却材帰路は下方に伸び、移行連結部材６６の傍を
通過し、そしてシュラウド６２の円筒形下方部分６８に
よって規定されるより広い帰路に通じている。この部位
においては、制御棒案内機構３８を包囲するシュラウド
６２の円筒形下方部分６８は内面１４からｒ₂だけ離隔
している。このような広い間隔は、ポンプ５０〜５９の
羽根車５０ａ〜５９ａを収容するために役立つ。このよ
うにすれば、前述のごとく、大きい容積を有する環状の
ポンプ領域冷却材帰路が得られることになる。最後に、
アセンブリ１０を従来のＢＷＲから区別する点として、
ポンプ５０〜５９の使用を可能にするために円錐形のス
カート７０が設けられている。

【００１８】次に図２について説明すれば、内面１４に
対するシュラウド６２の円筒形炉心部分６４の距離ｒ₁
が対応する距離ｒ₂よりも小さくなるように炉心３２を
拡大することは、炉心の外周面における中性子フルエン
スまたは積算中性子線量の評価に基づいて行われる。一
般に、周辺領域における中性子は冷却水の水素成分によ
って減速される結果、原子炉容器の側壁が受ける中性子
線量は脆性破壊現象を回避するのに十分な程度に小さい
ものである。それ故、環状区域の半径方向寸法（ｒ₁）
を中性子フルエンスによって誘起される原子炉容器の脆
化が回避されるような最小値に設定することにより、炉
心３２内に追加の燃料集合体を使用することが可能とな
る。その結果、たとえば、出力密度を低下させることに
よって原子炉の総合出力を維持もしくは増加させながら
望ましい受動的な安全特性を確保し、それによって安定
性能を向上させることができるのである。

【００１９】図２中に７２として示されているような現
行の燃料集合体は、たとえば、複数の燃料棒を８×８の
配列状態で組合わせることによって形成された燃料バン
ドルから成っている。かかる燃料バンドルは、たとえば
ジルカロイ材料で作られた正方形横断面の燃料チャネル
によって包囲されている。かかる燃料チャネルはそれぞ
れの燃料バンドルを通って流れる冷却材を導くと共に、
制御棒を案内するためにも役立つ。現行のＡＢＷＲの炉
心内においては、制御棒案内機構３８内に含まれる管状
構造の制御棒案内管内に引込んで保持することのできる
十字形の制御棒が使用されている。本発明の原子炉アセ
ンブリ１０においても十字形の制御棒は使用されている
が、それは炉心３２の内部領域のみに限られている。か
かる十字形の制御棒は図２中に７４として示されてい
る。かかる制御棒７４は、従来通り、制御棒案内管との
協力下で動作する。

【００２０】炉心３２内にはまた、正方形の中に斜線を
引いて成る記号によって表わされた周辺配置燃料集合体
も含まれる。７６として示された一部の周辺配置燃料集
合体は、各々の周辺配置燃料集合体の２つの対向面が別
の周辺配置燃料集合体の２つの対向面と平行になるよう
に配列されている。また、７８として示された別の周辺
配置燃料集合体は対角面同士が互いに整列するように配
列されている。一般に、炉心３２の境界を越えて中性子
が拡散するという理由から周辺領域ではより低い中性子
束が必要とされるので、周辺配置燃料集合体７６および
７８はあまり高い反応度を示さない。多くの場合、燃料
集合体は燃料サイクルの過程において炉心の中心領域か
ら周辺領域に段階的に移動させられる。その結果、炉心
３２の周辺領域に存在する燃料集合体はやや消耗した燃
料状態を示すのであって、このことも中性子束または反
応度の低下をもたらすことになる。とは言え、炉心３２
の周辺領域においてもある程度の制御棒による制御は必
要である。制御棒案内機構３８およびそれを包囲するシ
ュラウド６２の円筒形下方部分６８が炉心３２に比べて
小さい直径を有することを考えると、周辺領域における
制御棒の運動は干渉の問題を引起こす。本発明の原子炉
アセンブリ１０においては、制御棒およびそれに対応し
た制御棒案内管をシュラウド６２の円筒形下方部分６８
の内面にかなり近接して取付けることのできるような制
御棒構造を使用することによって上記のごとき問題が解
決されるのである。

【００２１】次に図３を見ると、前記に７４として記載
された十字形の制御棒が詳細に示されている。かかる制
御棒７４は同じ形状を有する４枚の羽根８０〜８３から
構成されていて、それらの各々は圧縮された炭化ホウ素
粉末を充填した複数のステンレス鋼管８４〜８７を含ん
でいる。制御棒７４はまた、鉛直方向の移動を容易にす
るため、直線的に配列されたステンレス鋼製ローラ８８
〜９１を有することもある。最後に、取っ手９２が設け
られているのが通例である。次に図４を見ると、十字形
の制御棒７４の変形例として、３枚の羽根をから成るＴ
字形の制御棒９６が示されている。かかるＴ字形の制御
棒９６は、図２に示されるごとく、対向面同士が直線的
に整列するように配列された周辺配置燃料集合体７６と
共に使用される。Ｔ字形の制御棒９６は、十字形の制御
棒７４の羽根と同様に構成された３枚の羽根９８〜１０
０を有している。詳しく述べれば、これらの羽根は圧縮
された炭化ホウ素粉末を充填した複数のステンレス鋼管
１０１〜１０３をステンレス鋼製の外被で包囲したもの
から成っている。更にまた、前記の場合と同じく、直線
的に整列したローラ１０４〜１０６が羽根９８〜１００
上に配置されており、またＴ字形の制御棒９６の上端に
は取っ手１１２が設けられている。ここで図５を見る
と、制御棒案内機構３８内における十字形の制御棒は破
線で示された制御棒案内管１０８の内部に収容されてい
ることが認められよう。このような制御棒支持方法は従
来通りのものである。しかるに、制限された直径を有す
る制御棒案内機構３８と共に直径の大きい炉心を使用し
ながら所要の原子炉制御を達成するため、Ｔ字形の制御
棒９６は破線で示されたＴ字形の制御棒案内管１１０に
よって支持されている。このようにすれば、Ｔ字形の制
御棒９６を炉心３２の周辺領域内に挿入することができ
るのである。

【００２２】再び図２を見ると、互いに対角面同士が整
列するようにして配列された周辺配置燃料集合体７８に
対してはＬ字形の制御棒１１６を使用し得ることが認め
られよう。

【００２３】次に図６を見ると、Ｌ字形の制御棒１１６
が詳細に示されている。すなわち、Ｌ字形の制御棒１１
６は十字形の制御棒７４の場合と同様にして形成された
２枚の羽根１１８および１１９を有している。これらの
羽根は、前記の場合と同じく、圧縮された炭化ホウ素粉
末を充填した複数のステンレス鋼管１２０および１２１
をステンレス鋼製の外被で包囲したものから成ってい
る。更にまた、直線的に整列したローラ１２２および１
２３が羽根１１８および１１９上に配置されており、ま
たＬ字形の制御棒１１６の上端には取っ手１２４が設け
られている。

【００２４】ここで図５Ｂを見ると、制御棒案内機構３
８内に含まれるＬ字形の制御棒１１６が示されている。
かかるＬ字形の制御棒１１６を安定化させるため、破線
で示されたＬ字形の制御棒案内管１２８が使用されてい
る。

【００２５】再び図１および２を見ると、シュラウド６
２の円筒形炉心部分６４は冷却材再循環ポンプの羽根車
５０ａ〜５９ａの上面よりも実質的に上方に位置してい
る。かかる羽根車は原子炉アセンブリ１０の上部から着
脱されるから、それらに上方から接近することが可能で
なければならない。このような接近を可能にするため、
図２から明らかなごとく、シュラウド６２の円筒形炉心
部分６４には半円形の細長いノッチ１３０が設けられて
いる。更にまた、現行のＡＢＷＲにおいて使用されてい
るものよりも僅かに小さい（たとえば、約１０％だけ小
さい）頭部または羽根車５０ａ〜５９ａを使用すること
もできる。

【００２６】原子炉アセンブリ１０に関して提示された
炉心直径の拡大（たとえば、５．３メートルから約６．
１メートルへの拡大）の可能性を考察し、かつ中性子フ
ルエンスおよびそれに関連した原子炉容器の脆化に関す
る要求条件を考察しながら、有効燃料長（ＡＦＬ）およ
び出力密度として表わされる追加の選択設計条件につい
ても観察を行うことができる。このような観察結果は下
記の表１中に要約して示されていると共に、図７中にグ
ラフ表示されている。なお、炉心の外径とは個々の燃料
集合体を包囲する円の外側限界を表わす値として定義さ
れたものである。

【００２７】現行のＡＢＷＲにおいては、図７中の破線
１３２によって表わされた１３５６ＭＷe の出力を達成
するために５０．５ＫＷ／Ｌの出力密度が要求される。
出力密度がより低い場合（たとえば、４２ＫＷ／Ｌであ
る場合）には、有効燃料長（ＡＦＬ）に対する出力（Ｍ
Ｗe ）は曲線１３４によって表わすことができる。曲線
１３４は、約９フィートのＡＦＬ値に対して１０００Ｍ
Ｗe を僅かに越える出力が得られることを示している。
燃料棒を（たとえば１０．５フィートのＡＦＬ値にま
で）長くすれば、出力は１２００ＭＷeを僅かに越える
レベルにまで増加する。このような低い出力密度の下で
も、現行のＡＢＷＲにおいて得られる出力より高い１３
９２ＭＷe の出力が得られることが認められよう。出力
密度を４６ＫＷ／Ｌに増加させた場合には、曲線１３６
によって表わされるような関係が得られる。現行の出力
（すなわち、１３５６ＭＷe ）は１０．５フィートのＡ
ＦＬ値においてほとんど達成されることに注意された
い。次に、現在想定されている出力密度にほぼ等しい５
０ＫＷ／Ｌの出力密度に関する観察結果が曲線１３８に
よって示されている。曲線１３８は、現行のＡＢＷＲの
出力が９フィートと１０．５フィートとの間のＡＦＬ値
において得られることを示している。更にまた、ＡＦＬ
値を増加させれば、出力の実質的な増加が得られること
になる。表１および曲線１３６によって表わされるデー
タに関して特に興味深い点は、本発明に従えば、４６Ｋ
Ｗ／Ｌという低い出力密度および約１０．５フィートと
いう小さい有効燃料長（ＡＦＬ）においてほぼ同等の出
力を達成し得ることである。その結果、本発明のＡＢＷ
Ｒにおいては安定性能の向上が得られると共に、全ポン
プトリップ現象を低減させることができるのである。

【００２８】

【表１】表１ＫＷ／ＬＡＦＬＭＷth ＭＷｅ４２９´ ３１３１１０４３４２１０．５´ ３６５３１２１８４２１２´ ４１７５１３９２４６９´ ３４２９１１４３４６１０．５´ ４００１１３３４４６１２´ ４５７２１５２４５０９´ ３７２７１２４２５０１０．５´ ４３４９１４５０５０１２´ ４９７０１６５７原子炉容器の内径：７．１メートル炉心の外径：６．１メートル上記のごとき装置には、本発明の範囲から逸脱すること
なしに様々な変更を加えることができる。それ故、本明
細書中に記載されもしくは添付の図面中に示された全て
の事項は制限的でなく例示的なものと解釈すべきであ
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に基づく改良沸騰水型原子炉アセンブリ
の部分断面図であって、内部構造を示すために一部が切
取られている。

【図２】図１に示された原子炉アセンブリの線２−２に
関する断面図である。

【図３】図１の原子炉アセンブリにおいて使用し得る十
字形の制御棒の部分斜視図であって、内部構造を示すた
めに一部が切取られている。

【図４】図１の原子炉アセンブリにおいて使用し得るＴ
字形の制御棒の部分斜視図であって、内部構造を示すた
めに一部が切取られている。

【図５】Ａは図１中の線５−５に関する部分断面図であ
って、十字形およびＴ字形の制御棒並びにそれらに対応
した制御棒案内装置を示しており、またＢも図１中の線
５−５に関する部分断面図であって、十字形およびＬ字
形の制御棒並びにそれらに対応した制御棒案内装置を示
している。

【図６】図１の原子炉アセンブリにおいて使用し得るＬ
字形の制御棒の部分斜視図であって、内部構造を示すた
めに一部が切取られている。

【図７】図１の原子炉アセンブリにおいて使用し得る３
種の出力密度に関し、出力を有効燃料長に対してプロッ
トしたグラフである。

【符号の説明】

１０改良沸騰水型原子炉アセンブリ１２原子炉圧力容器または原子炉容器１４内面１６ドームまたは上蓋２０蒸気ノズル２２蒸気処理区域２４気水分離器２６蒸気乾燥器２８プレナム３２炉心３８制御棒案内機構４０駆動装置５０冷却材再循環ポンプ５０ａ頭部または羽根車５０ｂ駆動電動機５５冷却材再循環ポンプ５５ａ頭部または羽根車５５ｂ駆動電動機６２シュラウド６４円筒形炉心部分６６移行連結部材６８円筒形下方部分７２燃料集合体７４十字形の制御棒７６周辺配置燃料集合体７８周辺配置燃料集合体９６Ｔ字形の制御棒１１６Ｌ字形の制御棒

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】全体的に円筒形状の内面を有していると
共に所定の内径を有している直立した原子炉容器と、該原子炉容器の概して上部区域内に設けられており、気
水分離を行う蒸気処理手段と、前記原子炉容器の下部において前記原子炉容器の内面に
隣接した環状区域内に装着された羽根車を有している複
数の冷却材再循環ポンプと、前記原子炉容器内に配置されており、所定の外径を有し
ている炉心であって、該炉心は、所定の数の内部及び周
辺に設けられた燃料集合体を含んでおり、該燃料集合体
は、所定の有効燃料長及び出力密度を有する燃料棒を組
み込んでいる、炉心と、前記原子炉容器内において前記炉心に隣接していると共
に前記環状区域の内側に配置された複数の制御棒案内部
を含んでいる制御棒案内機構と、それぞれが前記制御棒案内部の内部から互いに隣接した
前記燃料集合体の間の特定位置にまで移動可能な複数の
制御棒と、前記原子炉容器内に配置されているシュラウドであっ
て、該シュラウドは、前記環状区域に沿って配置されて
いる円筒形の炉心領域部を有しており、該炉心領域部
は、前記炉心を包囲しており、中性子フルエンスにより
誘起される前記原子炉容器の脆化を回避すると共に炉心
領域内における冷却材の帰路を形成する実質的に最小の
距離だけ前記原子炉容器の内面から離隔している、シュ
ラウドと、前記制御棒に連結されており、該制御棒の移動を行わせ
る駆動手段とを備えた発電用原子炉。
【請求項２】前記複数の制御棒は、第１群の制御棒を
含んでおり、該第１群の制御棒は前記駆動手段により、
前記周辺に設けられた燃料集合体に隣接して移動可能で
あると共に、Ｔ字形を成した３つの羽根部を有するよう
に形成されており、該羽根部のうちの２つの羽根部は、
互いに平行に整列している請求項１に記載の発電用原子
炉。
【請求項３】前記複数の制御棒は、第２群の制御棒を
含んでおり、該第２群の制御棒は前記駆動手段により、
前記周辺に設けられた燃料集合体に隣接して移動可能で
あると共に、Ｌ字形を成した２つの羽根部を有するよう
に形成されている請求項１に記載の発電用原子炉。
【請求項４】前記シュラウドの円筒形の炉心領域部
は、前記制御棒案内機構を実質的に包囲していると共に
前記環状区域の内側に配置されている円筒形の下方部に
向かって変化しており、前記原子炉容器の所定の内径は、７．１メートルであ
り、前記炉心の外径は、６．１メートルであり、前記燃料棒の所定の有効燃料長は、３．８１メートル未
満である請求項１に記載の発電用原子炉。
【請求項５】全体的に円筒形の内面を有していると共
に所定の内径を有している直立した原子炉容器と、該原子炉容器の概して上部区域内に配置されており、気
水分離を行う蒸気処理手段と、前記原子炉容器内において前記蒸気処理手段の下方に配
置されている炉心であって、該炉心は、上端と下端との
間において所定の距離にわたり延在していると共に、互
いに離隔して直立状態で配列された所定の数の燃料集合
体を含んでおり、該燃料集合体は、所定の直径を有する
全体的に円筒形の炉心外周面内において該炉心内の外方
に配置された周辺燃料集合体を含んでおり、前記炉心外
周面は、環状の炉心領域冷却材帰路を形成するように前
記原子炉容器の内面から第１の距離だけ離隔している、
炉心と、前記原子炉容器内において前記炉心の下方に装着されて
いる頭部を有していると共に、前記原子炉容器の内面に
隣接し円形パターンを成して設けられている複数の冷却
材再循環ポンプと、前記原子炉容器内において前記炉心の下端に隣接して配
置されている複数の制御棒案内部を含んでいる制御棒案
内機構であって、実質的に周辺に設けられた制御棒案内
部が、全体的に円筒形の制御棒案内区域を形成してお
り、該制御棒案内区域は、前記円形パターンの再循環ポ
ンプから内側に延在していると共に、環状のポンプ領域
冷却材帰路を形成するように前記第１の距離よりも大き
い第２の距離だけ前記原子炉容器の内面から離隔してい
る、制御棒案内機構と、それぞれが前記制御棒案内部の内部から互いに隣接した
前記燃料集合体の間の特定位置にまで移動可能な複数の
制御棒と、該制御棒に連結されており、該制御棒の移動を行わせる
駆動手段とを備えた発電用原子炉。
【請求項６】前記周辺に設けられた制御棒案内部は、
関連する前記制御棒を前記周辺燃料集合体に隣接してい
ると共に該周辺燃料集合体より内側に設けられている位
置にまで移動させるように配置されている請求項５に記
載の発電用原子炉。
【請求項７】前記周辺に設けられた制御棒案内部の内
部の特定の前記制御棒は、Ｔ字形の断面を有するように
形成されている請求項５に記載の発電用原子炉。
【請求項８】前記Ｔ字形の断面を有する特定の制御棒
が内部で移動する前記周辺に設けられた制御棒案内部
は、Ｔ字形の断面を有するように形成されている請求項
７に記載の発電用原子炉。
【請求項９】前記周辺に設けられた制御棒案内部の内
部の特定の前記制御棒は、Ｌ字形の断面を有するように
形成されている請求項５に記載の発電用原子炉。
【請求項１０】前記Ｌ字形の断面を有する特定の制御
棒が内部で移動する前記周辺に設けられた制御棒案内部
は、Ｌ字形の断面を有するように形成されている請求項
９に記載の発電用原子炉。
【請求項１１】前記原子炉容器内に配置されているシ
ュラウドを含んでおり、該シュラウドは、前記円筒形の
炉心外周面の位置において前記炉心を包囲していると共
に前記第１の距離を実質的に画定するように前記原子炉
容器の内面から離隔している円筒形の炉心領域部を有し
ており、該炉心領域部は、前記制御棒案内機構を実質的
に包囲している円筒形の下方部に向かって変化してお
り、該下方部は、前記再循環ポンプの内側に配置されて
いると共に、前記第２の距離を実質的に画定するように
前記原子炉容器の内面から離隔している請求項５に記載
の発電用原子炉。
【請求項１２】前記シュラウドの円筒形の炉心領域部
は、前記原子炉容器の上部区域から前記冷却材再循環ポ
ンプの頭部に接近するために垂直方向に設けられている
と共に内方に陥入したノッチを含んでいる請求項１１に
記載の発電用原子炉。