JPS591995B2 - 水冷却原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は加圧水冷却型原子炉、特にその冷却水流路に関
するものである。

加圧水冷却型原子炉は通常、垂直方向に支持された燃料
要素で形成された炉心と、この炉心内を垂直方向に動け
る制御棒とを包含している。

これらの制御棒は少なくとも炉心中は案内管で取囲まれ
ており、その運動は正しく案内されている。

冷却水の流れは炉心を通って上方に進み、蒸気の局部発
生または過熱の局部発生の状態が生じたとしてもなお流
れの安定性が保証される。

制御棒は燃料を含むものではないが、中性子を吸収して
これにより若干の熱を発生する。

従って、制御棒の冷却が要求されるのである。

これら制御棒を冷却する通常の方法は上方へ流れる流れ
の一部分を制御棒案内管を通って流すことであった。

この一部分の流れは出口プレナムか原子炉容器の上部分
かに放出されここから出口へと流れる。

これらの案内管を流れる流れは、燃料組立体を実際に通
過してこれを冷却する流れに並列するものである。

この案内管を流れる流れは、炉心の熱的動作を不適当に
低下させることを回避するように、厳しく制限されねば
ならない。

この流れは、制御棒が引出されているときも、制御棒が
挿入されているときにも、案内管を通って流れなければ
ならない。

流路は、制御棒が引出されているときは比較的低い圧力
降下のものであり、流れの中で附随流が増加する。

流れにおけるこのような変化を制限するためには、案内
管の入口にオリフィスを配置しなければならない。

このことは、制御棒が引出されているときの炉心をバイ
パスする流れの増大を避けることはできないものの、こ
の流れの増加範囲を最小限とするものである。

オリフィスの使用はこれらを設置する費用を要するだけ
でなく、原子炉内に設けられる流れ制御部に固有の流れ
の閉塞の危険性を生じさせるものである。

制御棒案内管を流れるバイパス流れの流量を特定の値に
選択することは流れの臨界的配分を必要とする。

何故ならば完全挿入位置における制御棒を本来的に冷却
するためには充分な流れがなければならないが、この流
れが過剰量であると原子炉の熱的動作を不必要に低下さ
せるからである。

流れは制御棒に沿って上方に流れるので、流体の流れの
ドラグと、制御棒の底部と上部との間の圧力差により上
方に向く力がある。

この力は原子炉のスクラムを起すのに必要な下抗運動に
抗し、このためスクラムに要する時間が長くなり、制御
棒を下降駆動するに要する力が大きくなければなならな
いこととなる。

従来の位置では、炉心の下方の圧力は、炉心を通る時の
摩擦による圧力降下のため、炉心の出口における圧力よ
り高い。

この結果２８０キロパスカルの圧力降下に対して３，０
００，０００ニユ一トン程度の著しい上向きの力わ炉心
に生じる。

従来の原子炉容器の上部全体は出口圧力となっているの
で、この力は原子炉容器に力を伝える構造によってのみ
抗され得るのである。

このような従来配置においては、原子炉容器の上方部分
は出口圧力にさらされているばかりでなく、出口温度に
さらされている。

炉心支持胴はふたつの圧力温度空間を分離する構造部で
ある。

この炉心支持胴は一般に頭部と本体との間のボルト継手
部に直接隣接して原子炉容器の頂部に支持されている。

この領域の構造はボトルを介して伝達される内圧による
物理的な力に耐えるだけでなく、同時に継手領域におけ
る炉心支持胴の両側における温度差による熱的圧力にも
耐えなければならない。

本発明による原子炉においては、水の流れの大部分は従
来の流路に従って流れる。

この流れは容器内へ入り、炉心支持胴と容器との間を下
方に向い、底部において炉心に入り、それから炉心内を
上方へと流れる。

しかしながら この流れの一部分は炉心支持胴を経て原
子炉容器の上部部分へと流れ、これにより炉上出口圧力
を著しくこえる容器頭部の圧力レベルに影響を与える。

この位置から流れは案内管を経て下方に通過して制御棒
を冷却し、炉心の底部に近くで前記大部分の流れと合流
する。

この小部分の流れはここで大部分の流れと合流するので
、全体の流れは燃料組立体と接触しながら炉心中を上方
へと流れる。

制御棒をスクラムするのに必要な力はこのような流路と
することにより減少せしめられる。

流れが制御棒案内管を通って下方に向うので、ドラグは
すべて制御棒をスクラムする向きに作用しこれを助成す
る。

さらに、制御棒の頂部における圧力は出口圧力ではなく
むしろ入口圧力に近付くので、制御棒をスクラムするの
を助けるような付加的な差圧が生じる。

この構成はまた、炉心の周りのバイパス流れをなくすか
または少なくする。

制御棒を流れてこれを冷却するすべての流れは、炉心を
通る前に主流と合流するので、炉心をバイパスすること
はない。

生じ得るバイパス流は構造中の密封継手における漏洩に
よるものだけである。

このような漏洩は密封を果す継手の機能の問題であって
、冷却に必要な流れの問題にはならない。

燃料組立体とそれらの案内構造体との間の正常なはめ合
いにより得られる密封は、漏洩流れを何分の−かに減ら
すのに充分良好であり、この洩れの流れの一部分はこの
ときに通常の制御棒冷却装置に受入れられるのである。

制御棒上を通過する流れのバイパスが避けられるので、
これは制御棒冷却のための流れを配分する設計の臨界性
を減少せしめる。

実質的に過剰の流れを制御棒の冷却するために用いても
これにより原子炉特性に悪影響を及ぼすことがない。

従って、流れを制限する目的で制御棒チャンネルにオリ
フィスを設ける必要はない。

本発明による構造はまた原子炉容器の上部部分に加圧体
積部分を与える。

これは先行技術の設計における出口圧力とは対照的に容
器への入力圧力に略々等しい圧力の部分である。

この圧力の存在は密封板において実質的に下向きの力を
与える。

この密封板はこの加圧されたドームを出口プレナムから
分離するものである。

密封板は炉心支持胴のような他の構造部に結合され得る
ので、これにより炉心支持胴を下方に押えつけるに必要
な補足的な力を減少せしめるかまたは不用とすることと
なる。

さらに、この炉心構造体保持力は実際の原子炉冷却材流
れの関数となる。

従って、設計または運転において、冷却材の流れの不確
実さはこの保持力が適宜変化することにより自動的に補
償される。

炉心支持胴と原子炉容器との間の環状空間ばかりでなく
、ドーム内も入口温度となるので、原子炉容器密封部に
おける温度差は減少される。

このことは定常運転の間にボルトに与えられる熱応力を
減少し、過度運転の間の熱応力を減少せしめる。

以下添付図面に例示した本発明の好適な実施例について
本発明を詳述する。

原子炉容器本体２と原子炉容器頭部４とはフランジ６に
おけるボルト接続により合体されている。

原子炉容器本体２は冷却水の流れのための入口開口８と
出口開口１０とを有する。

炉心１２は複数の燃料組立体１４を有し、各組立体は複
数の細長い燃料棒を包含する。

炉心は炉心支持組立体１６上に支持されている。

炉心支持組立体１６ｉ、炉心支持胴１８により支持され
ている。

この炉心支持胴１８はフランジ６に隣接する位置におい
て原子炉容器本体２からフランジ２０で支持される。

炉心１２の直上には燃料組立体整列板２２がある。

この整列板は燃料組立体の上端部に係合し、その整列を
果す役目のものである。

密封板２４は整列板の上方に配置され、これによって出
口プレナム２６を区画している。

冷却材が入口開口８を通って入ると、その大部分すなわ
ち第１の量の冷却材は原子炉容器と炉心支持胴との間の
環状空間２８を通って下方に通過する。

この流れは縁板３０を通って炉心１２の下にある入口プ
レナム３２の中へと下方に向って通過する。

次いでこの流れは炉心を通り、整列板２２の開口を通り
出口プレナム２６の中へ上方に向って通過する。

ここから流れは出口開口１０を通って蒸気発生器（図示
されない）の方へと出て行く。

第２図に示すように、各燃料組立体１４はそれらの構造
体の中の４つの制御棒案内管４０を有している。

これらの案内管４０は燃料組立体の全長にわたって延在
している。

これらの案内管はまた上部燃料組立体端板４２の上方に
まで延びている。

この延長部は抑止スプリング４４により囲まれている。

これらのスプリング４４は燃料組立体上端取付は部４６
に当接している。

これらの上端取付は部はまた燃料整列板２２に当接して
いる。

これにより燃料組立体１４はスプリング４４の圧縮作用
により下方に押え付けられているのである。

指形制御棒４８は燃料組立体の案内管４０の中で垂直方
向に動き得る。

これらの制候棒の各々は密封板２４の上方の高さ位置ま
で延び、この高さ位置において各制御棒は互いに連結せ
しめられてサブグループ化されて制御棒延長部５０にま
とめられている。

流路穴５２のほかに、整列板２２は開口５４を有する。

制御棒はこの開口５４を通すのである。すなわち案内管
４０の延長部はこれらの開口の中にはめ込み継手の形で
入れられている。

この継手は水平方向の力を受止めて燃料組立体が整列さ
せられるようなもので、しかも異なった燃料組立体の膨
張を許容するように上下運動を可能にするものでなけれ
ばならない。

この継手における漏洩は炉心をバイパスするので、この
漏洩を最少限とすることは本発明の実施において大切な
ことである。

しかしながら、整列のために使われている従来のはめ合
いもこのバイパス漏洩を先行技術の炉心バイパス以下に
維持するのに充分用いることができる。

制御棒囲い管５６は出口プレナム２６を通るもので、整
列板２２と密封板２４とに溶接するのがよい。

これらの囲い管５６は制御棒を囲んで、これをプレナム
２６を流れる流れの影響から防護している。

密封板２４の上方には制御組立体囲い板５８が延在して
いる。

これはひとつの制御棒延長部５０に合体している一打の
制御棒４８を囲んでいる。

この囲い板は、制御棒４８を局部的横方向流れの作用か
ら防護している。

密封板２４は密封板としてばかりでなく、上部案内組立
体のための構造体の一部分としても作用しているので、
胴６０（第１図）から支持された強固な構造体を形成し
ている。

さらに密封板２４は、燃料組立体整列板２２を含む全構
造体を燃料交換時に燃料組立体取出しのために取除き得
るようにする。

この胴６０は炉支持胴１８のフランジ２０に載っている
フランジ６２により支持されている。

上部案内構造支持板６４には開口があり、そこを流れが
通ることを可能にしている。

流れ開口１０が炉心支持胴１８および胴６０を貫いて設
けられているので、原子炉容器に入る流れ一部分すなわ
ち第２の量はこの流れ開ロア０を通り加圧室７２の中に
達する。

制御組立体囲い板５８（第２図）は上端部を開放してお
り、かつその全長に亘って様々な位置に開口を有する。

このため前記流れの一部分はこれらの開口部を通って囲
い板５８の内側を下方へと流れる。

それからこの流れは制御棒囲い管５６を通って下方へ流
れ制御棒案内管４０の中に入る。

この流れは案内管内の燃料組立体の全長にわたって流れ
炉心１２の底部に近い位置に達する そこからさらに下
方へ流れて前述の流れの大部分すなイつち第１の量と一
〜一諸になる。

これらの２つの流れはここん混合され、その全量は上方
に向って炉心１２内を流れて出口プレナム２６に行くの
である。

すなわち入口８と炉心１２の底部との間にはふたつの並
列流路が存在することは明かである。

圧力降下は主として現性空間２８を通って下方へ行く第
１の流れにより生ずる。

他方の流路を通る第２の流れは、流路経路により定まる
圧力降下を与えられる。

入口８から加圧室７２への流路部分は小さい流れ抵抗を
与えるものであり、従ってこの部分の圧力降下は比較的
小さい。

組立体囲み板を通り最後に案内管４０を通る流路部分は
圧力降下の大部分を生せしめる。

このことは加圧室７２における圧力を比較的高いレベル
とするようになる。

これはまた制御棒案内管の間の圧力分布を改善すること
にもなる。

案内管を通過する流れの設計流量は制御棒内で発生され
た熱のすべてを取り除るのに充分な程度としなければな
らない。

この流れは全く炉心をバイパスしないので、この流れの
設計流量は最大値近くに設定するのが便宜であり、この
ようにすることにより設計裕度を増大することができる
。

流れは制御棒に沿って下方に向うので、ドラグは原子炉
スクラムを助ける方向に生ずるようになる。

さらに、制御棒下端部が炉心入口圧力にさらされている
一方、上端部は加圧室７２の高い圧力にさらされており
、これによりさらに差圧を生じて制御棒を下へ押すよう
になる。

これらのふたつの特性はスクラムに要する時間を短縮し
、かつ駆動力が小さくてもくしている。

原子炉入口圧力に近い加圧室７２における比較的高い圧
力は密封板２４の上側に力を及ぼす。

密封板２４の反対側は出口プレナム２６の出口圧力にさ
らされている。

制御棒囲い管５６に沿う密封板２４と整列板２２とが一
体の構造体であるとすれば、対抗する力は整列板２２の
直下の圧力となる。

この圧力は出口プレナム２６における圧力より僅かに高
い。

従ってこれらの構造体の両側の圧力差は原子炉容器両端
部の圧力降下にはゾ等しく、約２８０キロパスカル程度
となる。

これらの板が３．７ｍ程度の直径のものであれば、この
圧力は３．０００，０００ニュートンの下方への力とな
る。

従来の設計の炉心支持胴１８と上部案内構造体の胴６０
とは、通過する上方への流れにより炉心の中と、他の原
子炉部分とに生じさせられる上方への力に耐える実質的
な構造を必要とする。

圧力差によるこの下方への力は上方の力に対抗し、これ
により原子炉内部構造を原子炉容器に対して保持するの
に必要な構造体の量を著しく減少せしめることを可能と
している。

構造部分を持上げるようとする力は原子炉内を流れる流
れの関数となる。

ここで注目すべきことは、圧力差により生じさせられる
下方への力は勿論この圧力差の関数であり、これはまた
原子炉容器を流る流れの関数である。

従って、上方への推力に抵抗する力は、上方への推力を
増加するパラメータに従って変化し、従って原子炉を通
る流れの変化と流路にたまる沈澱物の量の変化とに依存
して自己補償するようになる。

入口８における圧力とプレナム７２内における圧力はは
Ｘ′等しいばかりでなく、流体の温度は両位置において
等しい。

従って 定常状態の運転の間には、流体温度差によって
フランジ２０、６２および６に亘って著しい温度差が生
じない。

このことはこの場所における熱応力を減少せしめている
。

この場所においては圧力により生じる応力がボルト接続
の複雑な性質のために既に非常に高いのである。

本発明の好ましい実施形態を図示して説明したが、これ
は単なる例示であり、本発明はこの実施例に制約される
ものでなく、本発明の精神から逸脱することなく幾多の
変化変形を行い得るものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は一般構造とそれを通る流路とを示した原子炉の
垂直断面図、第２図は出口プレナムの部分の詳細を示す
斜視図である。 ２・・・・・・原子炉容器本体、４・・・・・・原子炉
容器頭部、６・・・・・・フランジ、８・・・・・・入
口開口、１０・・・・・・出口開口、１２・・・・・・
炉心、１４・・・・・・燃料組立体、１６・・・・・・
炉心支持組立体、１８・・・・・・炉心支持胴、２０・
・・・・・フランジ、２２・・・・・・燃料組立体整列
板、２４・・・・・・密封板、２６・・・・・・出口プ
レナム、２８・・・・・・環状空間、３０・・・・・・
縁板、３２・・・・・・入口プレナム、４０・・・・・
・制御棒案内管、４２・・・・・・組立体端板、４４・
・・・・・抑止スプリング、４６・・・・・・燃料組立
体上端取付は部、４８・・・・・・指形制御棒、５０・
・・制御棒延長部、５２・・・・・・流路穴、５４・・
・・・・開口、５６・・・・・・制御棒囲い管、５８・
・・・・・制御組立体囲い板、６０・・・・・・胴、６
４・・・・・・上部案内構造支持板、７０・・・・・・
流れ開口、７２・・・・・・加圧室。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 冷却水が上方に向って流れる炉心と、前記炉心内に
   設けられた垂直方向案内管と、この案内管内に設けられ
   垂直方向に運動可能な制御棒とを有し、前記制御棒を下
   方に動かすことにより前記炉心の反応度を減少せしめる
   ようにした水冷却原子炉において、前記炉心の下端部に
   おいて第１の量の水を前記炉心内を上方に向って流すよ
   うに供給する装置と、前記案内管の上端部において第２
   の量の水をこの案内管内を下方に向って流すように供給
   する装置とを有することを特徴とする、水冷却原子炉。 ２ 前記案内管がその下部に前記第１の量の水に流体連
   通する開口を持ち、これにより前記第１および第２の量
   の水が両方共に前記炉心を通って上方へ向って通過する
   ようにした、特許請求の範囲第１項記載の水冷却原子炉
   。 ３ 前記炉心の上方に間隔を隔てて配置され前記炉心の
   上方に出口プレナムを区画する密封板を持ち、前記案内
   管が前記プレナムを垂直方向に通るようにした、特許請
   求の範囲第２項記載の水冷却原子炉。 ４ 原子炉容器頭部と、前記炉心を囲み前記出口プレナ
   ムの外周を形成し前記炉心を支持してこれにより下方に
   入口プレナムを形成しまた前記原子炉容器本体の中に支
   持されてこれにより環状空間を形成しこの環状空間と前
   記入口プレナムとを流体連通しこれにより前記第１の量
   の水を通過させるようにしている炉心支持胴と、前記密
   封板との間に加圧体積部分を区画する原子炉容器頭部と
   、上端部の近くにおいて前記炉心支持胴を通りこれによ
   り前記環状空間と前記加圧体積部分とが流体連通して前
   記第２の歇の水に対する通路を形成せしめる開口とを含
   有する特許請求の範囲第３項記載の水冷却原子路。 ５ 前記密封板構造体が前記炉心支持胴から支持されて
   いる、特許請求の範囲第４項記載の水冷却原子炉。 ６ 人口開口と出口開口とを持つ原子炉容器本体と、こ
   の原子炉容器本体の頂部に取付けられた原子炉容器頭部
   と、前記原子炉容器本体内に支持された炉心と、前記原
   子炉容器本体を通って垂直方向に運動可能な制御棒と、
   これら制御棒を囲み前記炉心を通って垂直方向に延びる
   案内管と、前記炉心の上方に配置された出口室と、この
   出口室の上方に配置され前記案内管が前記出口室を垂直
   方向に通って達している加圧室と、前記入口開口から前
   記炉心の下方へ達する第１の主水流路と、前記入口開口
   から前記加圧室を通り前記案内管を通って前記炉心の下
   方へ達する並列水流路とを有することを特徴とする加圧
   水冷却型原子炉。 ７ 前記第２の水流路が前記入口開口から前記加圧室へ
   の抵抗が低く、かつ前記加圧室から前記炉心の下部への
   抵抗が高いことを特徴とする特許請求の範囲第６項記載
   の加圧水冷却型原子炉。 ８ 前記出口室が前記加圧室から分離する密封板を有す
   る、特許請求の範囲第７項記載の加圧水冷却型原子炉。 ９ 前記原子炉容器本体内に前記炉心を支持する炉心支
   持胴を有し、前記密封板が前記支持胴により支持され、
   これによりまた前記原子炉容器に支持されている、特許
   請求の範囲第８項記載の加圧水冷却型原子炉。 １０原子炉容器と、炉心と、この炉心内に設けられた垂
   直方向の案内管と、これら案内管内に設けられた制御棒
   とを持つ加圧水冷却型原子炉を運転する方法において、
   水の流れを前記原子炉容器中を通過させることと、この
   水の流れの大部分を直接に前記炉心の下部に通過させる
   ことと、この水の流れの小部分を下方に向って前記案内
   管を通って通過させ、その後に前記水の流れの大部分と
   小部分とを混合させこの混合流を上方に向って炉心を通
   過させることとを包含する、加圧水冷却型原子炉を運転
   する方法。