JPS6120889A - 原子炉における流体供給の制御装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 原子炉に関し、より詳しくは、スペクトルシフトを得る
ために利用される低中性子減速流体の制御装置に関する
ものである。

従来の技術状態における軽水加圧型原子炉の場合、その
炉心は、過剰反応度を有するように設計される。原子炉
の運転に伴なって過剰反応度は、原子炉の炉心が核反応
を持続しえなくなるまで、°非常にゆっくりと消耗され
、この時に、原子炉の燃料交換が必要になる。これは通
常は１年の期間に亘って生ずる。燃料交換は、原子炉の
完全な運転停止を必要とし、非常に時間がかかるため、
原子炉の燃料交換と燃料交換との間の時間を最大にする
（炉心の寿命を長くする）ことが強く望まれている。炉
心の寿命を延長させるこ゛とは、相当に高い過剰反応度
を炉心に与えることによって通常達成される。

核分裂過程に対する制御、即ち、過剰反応度によって必
要となる制御を含めた反応度制御は、原子炉の炉心内の
中性子吸収物質の量を変えることによって通常達成され
る。炉心に対し出入するように可動とした、中性子吸収
物質を含有する制御棒は、反応度を制御するための１つ
の方法である。原子炉冷却材中に溶解させた可燃性及び
不燃性の中性子毒物は、反応度制御の別の方法である。

原子炉の運転により反応度が低下するにつれて、この毒
物は、原子炉の運転により燃焼することによって除去さ
れるか、又は、その目的のために設計された別の系統に
よって物理的に除去される。溶存毒物と制御棒との組合
せが、多くの場合に、原子炉及び過剰反応度を制御する
ために利用される。

不都合なことに、制御棒と毒物とによる制御は、生産的
に使用されるはずの中性子を吸収してしまう。例えば、
過剰反応度によって生じた中性子は、燃料集合体中の親
物質をプルトニウム又は核分裂性ウランに変えるために
使用しえたはずのものである。これらのプルトニウム又
は核分裂性ウランは、核分裂によって炉心の寿命を更に
長くすることに寄与するものである。

このように、制御棒及び溶存毒物の使用によって非常に
有効な原子炉の制御が得られるとじても、この使用によ
って高価なウランが相当に無効に減損される。そのため
、炉心寿命又は燃料交換の間の時間を更に延長させ、燃
料コストを゛低下させるには、過剰反応度の制御は行な
っても、過剰６反応度に関連した中性子の抑制は行なわ
ないことが得策と思われる。

よく知られているように、燃料サイクルの最初の部分の
間に「硬い」（高エネルギーの）中性子スペクトルを用
いて、過剰反応度を減少させ、親物質から核分裂性物質
への転換率を増大させ、次に、燃料サイクルの後半の間
に、より「柔い」（低エネルギーの）中性子スペクトル
を用いて、以前に生成させた核分裂性物質を核分裂反応
させることによって、反応度を高め、炉心寿命を長くシ
、それにより燃料要素の濃縮度を低下させ、生産的な核
分裂性物質の転換を高くすることができる。このことを
利用した１つの方法は、スペクトルシフト制御として知
られ、これによって原子炉の炉心の寿命を長くすると共
に、炉心内の中性子吸収物質の量を減少させる。この制
御法の一例は、機械的なスペクトルシフト原子炉であり
、この原子炉においては、中空の排除棒が、炉心内の燃
料集合体中に設けられている。これらの排除棒は、もち
ろん燃料集合体中の同容積の水を排除するもので“、機
械的に引出されるか、又は、利用可能な容積の水の溢水
を得るために孔を明けられる。炉心寿命の初期の段階に
おいては、排除棒によって一炉心内の水の一部を排除す
ることにより、中性子スペクトルを゛′硬°′にする。

次に前記排除棒の引出し又は孔明けによる炉心への水の
添加によって中性子スペクトルを゛軟″′にする。本出
願人の米国特許第４，４３２，９３０号明細書に記載の
「スペクトルシフト原子炉の制御方法」は、１つのそう
した機械的なスペクトルシフト原子炉を開示している。

スペクトルシフトを得るための別の方法によれば、炉心
寿命の初期の間に、重水又は酸化重水素を用いて同容積
の炉心の水と置換し、次に、炉心寿命の後半の間に、重
水の容積を徐々に減少させ、通常の原子炉冷却材（軽水
）と置換する。それほど効果がない減速材である重水は
、燃料のより低い濃縮と、親物質から核分裂性物質への
より高い転換比とを可能にし、この２つの組合せによっ
て、燃料コストを減少させると共に、炉心寿命を長くす
ることが可能となる。

スペクトルシフトの成功は、理解されるように、どんな
時点においても原子炉の反応度要求に適合するように、
原子炉に供給される流体減速材（その混合物も含む）の
量を制御し、原子炉から流体を除去し、後に使用するた
めにその品位を高くするための系統に、成る程度まで依
存する。

従って、本発明の主な目的は、低中性子減速流体及び／
又は低中性子減速流体と原子炉の普通の冷却材との混合
物を原子炉の圧力容器に供給するために、圧力容器の外
部に設けられる制御装置を提供することにある。

この目的のために、本発明によって、スペクトルシフト
のため異なる流体を受ける複数の管が内部に組込まれた
炉心構造を有する原子炉において、肢管に対する流体の
供給を制御するための制御装置であって、前記原子炉の
圧力容器に出入するように前記流体を循環させるための
循環手段と、該循環手段中の流体を加圧して所定の流体
圧力を維持するための加圧手段と、該循環手段に流体減
速材を供給するための供給手段と、該循環手段から流体
減速材を除去するための除去手段と、該循環手段に供給
される前記流体の濃度を変更するための変更手段とを有
することを特徴とする、原子炉における流体供給の制御
装置が提供される。

次に本発明の好ましい実施例を図面に基づいて一層詳細
に説明する。

図面特に第１，２図には、計画された通常の平均的な稼
動率（約８０％）で原子炉が運転されたという想定の下
に、１８か月の燃料サイクルの間の時間の関数としての
ホウ素及び酸化重水素の１次的要求がプロットされてい
る。最初は、炉心内の減速材制御管には、実質的に純粋
な酸化重水素が満たされている。この濃度は、燃料サイ
クルの最初の約６０〜７０％（この例では、燃料交換の
ために１か月を臀って、最初の約１１か月に対応する）
について維持せねばならない。第２図には、核燃料イン
ベントリ−の減少と核分裂生成物の毒物の生成とを補な
うために、同じ１１か月の期間内にホウ素濃度を約ｑ　
ｏ　ｏ　１：＋ｐｍからｓ　ｏ　ｐｐｍに減少させるこ
とが示されている。

燃料サイクルの後半、又は、１８か月の燃料サイクルの
うちの１２か月から１７か月の間、高純度の酸化重水素
の濃度は、燃焼により惹起した反応度の変化を補なうた
めに、約５重量俤まで徐々に軽水で希釈することができ
る。この同じ期間中に、ホウ素濃度は、約ｓ　ｏ、　ｐ
ｐｍに、はぼ一定に保ってもよい。出力、冷却材温度又
はキセノン濃度による反応度の変化は、（１００ｐｐｍ
よりも高い場合の）ホウ素濃度、冷却材温度及び制御棒
群の挿入のうちの成る組合せを変えることによって補償
される。

１２か月から１８か月までの期間中に、炉心中の減速材
制御管から取出した酸化重水素と軽水との混合物を、貯
蔵し、高純度の酸化重水素となるまで、品位を高めるこ
とができる。原子炉が冷態運転停止の状態に到達した後
、燃料交換作業前に、燃料サイクルの終了時に存在した
残留酸化重水素は、炉心から除かれ、純粋な濃度まで高
められることになる。新燃料で運転を開始する前に、例
えば減速材制御管を不活性ガスによってひとまずパージ
することにより、該制御管に、実質的に純粋な酸化重水
素を満たし、次に前述した燃料サイクルを反復実施する
。

第１図に示した酸化重水素濃度を得るための流体減速材
制御装置の一実施例が、第３図に示され、この制御装置
は、一般に、１次減速材制御系再循環回路１０と、加圧
器回路１１と、純化回路１２と、レットダウン回路１３
と、品位向上回路１４と、供給−補充及び希釈回路１５
とを備えている。

再循環回路１０は、酸化重水素又は酸化重水素と原子炉
冷却材との混合物を炉心内の減速材制御管ζこ出入する
ように循環させる。加圧器回路１１は、原子炉冷却材供
給系統への漏れ（もしあれば）を防ぐために、酸化重水
素の圧力を、原子炉冷却材の圧力よりも所定値だけ低い
値に保持する。純化回路１２は、再循環回路１ｏ内に流
れる酸化重水素の部分の連続的な純化を与える。レット
ダウン回路１３は、再循環回路１０内に流れる酸化重水
素の全部又は一部の除去又は貯蔵を可能にする。品位向
上回路１４は、希釈された酸化重水素の純度を本質的に
純粋な状態まで向上させる。供給−補充及び希釈回路１
５は、酸化重水素を再循環回路１ｏに供給し、失なわれ
るか又は除去されるかした流体を補充し、所望の濃度の
酸化重水素と原子炉冷却材との混合物を再循環回路１ｏ
に供給する。

第１図に示した実施例によれば、再循環回路＼１０は、
炉心の４つの象限２０Ａ、、２０Ｂ、２０’０．２０Ｄ
の各々にある減速材制御管に出入するように流体減速材
を同時に循環させる。２つの同一の１次側回路１０Ａ、
１０Ｂを、最大の信頼性のために使用し、各々の１次側
回路１０Ａ、１０Ｂは、４つの象限のうちの２つずつを
受持つ。炉心の象限２０Ａ〜２０Ｄ　は、円形の炉心の
別々の区画として図式的に表わされているが、各々の象
限２０Ａ〜２０Ｄは、炉心の全横断面に亘り配設された
減速材制御管を収容していてもよい。換言すれば、各々
の象限２０Ａ〜２０Ｄは、炉心の断面の区画されない１
／４の部分を占めていてもよい。１次側回路１０Ａ、１
０Ｂは同一の構成を有するため、以下の説明は、どちら
の回路に対しても適用される。酸化重水素は、炉心の象
限２０Ａ、２０Ｃ！の各々から排出され、平行な配管２
１を通って流れる。配管２１は、１対の電動締切り弁２
２と逆止弁２３とを各々備えている。排出流は、配管２
４において１つになり、熱交換器２５を通って流れる。

熱交換器２５の胴側には蒸気発生器の給水が流れるよう
になっている。熱交換器２５は、減速材制御管中に１次
的に存在し再循環回路１０中に２次的に存在する酸化重
水素の沸騰を防止するために、酸化重水素を過冷却され
た状態に保つために使用される。普通の要素冷却水を蒸
気発生器の給水の代りに熱交換器２５内において使用し
てもよい。このように代用された冷却水は、設計及び製
造を簡単にするが、出力の損失が無視できなくなること
がある。

そのため、蒸気発生器の給水を加熱するための酸化重水
素の再循環回路１０のエネルギーを冷却手段として用い
ることが適切である。熱交換器２５を付勢すると、酸化
重水素は、主再循環ポンプ２６の吸引ポートに入り、再
循環ポジプ２６は、低中性子の流体減速材を絞りオリフ
ィス２７から配管２８を経て並列配管２９に供給する。

酸化重水素Ｄ２ｏは、配管２９に分流された後、電動締
切り弁３０と、１対の一方向逆止弁６１を通って流れる
。酸化重水素は、逆止弁３１から配管３２に入り、次に
炉心の象限２０Ａ。

２００に再び入り、炉心内の減速材制御管を通って流れ
る。このサイクルが反復される。

なお、炉心内の減速材制御管を通る酸化重水素の連続し
た再循環によって炉心が冷却されるため、原子炉のトリ
ップの際に再循環回路１０によって緊急高圧崩壊熱除去
能力が与えられる。

加圧器回路１１は、酸化重水素又はその混合物の圧力を
、原子炉の冷却材の圧力よりも約３．７〜６Ａ　Ｋ９／
Ｃｍ２（５０〜８０　ｐｓｉ　）低い圧力に保持する。

低中性子流体減速材の圧力が低いことによって、原子炉
の１次冷却材系への漏れが最小になる。低中性子流体減
速材の圧力をできるたけ高い値に保って、減速材制御管
内の過冷された状態を保ち、再循環回路１０内の酸化重
水素の流量を絶対的に最小にすることも、同様に大切で
ある。減速材制御系の最適作動圧力は、原子炉冷却材系
の圧力よりも約３．７　Ｋｙ／ｃｒｎ２（５０ｐｓｉ　
）低い値である。加圧器回路１１はこの目的のために用
いられる。絞りオリフィス２７は、酸化重水素又はその
混合物の比較的低い最適作動圧力よりも低い圧力を得る
ために使用される。即ち、加圧器回路１１は、圧力を制
御するものである。低中性子流体減速材の一部は、配管
２４から電動締切り弁６５を経て加圧タンク（冷却器３
７により圧力制御される）に偏向される。

冷却器６７は、配管６８及び弁３９によって、要素冷却
水によって冷却される。冷却器３７からの排出流は、配
管４０及び弁４１を経て、絞りオリフィス２７の下流側
の配管２８に流入する。

純化回路１２は、前述したように、再循環回路１０を通
って流れる酸化重水素又はその混合物の純度を保持する
。純化回路１２は、再循環ポンプ２６により生じた水頭
を利用して、再循環回路１０内の流れの成る所望の部分
を、弁４５、再生熱交換器４６及び冷却器４７を経て導
く。再生熱交換器４６は、沢過された低中性子流体減速
材によって、また冷却器４７は、要素冷却水によって、
それぞれ冷却される。冷却器４７を離れた流体減速材は
、熱交換器４６の胴側に入り、そこで再生的に加熱され
た後、弁５０を経て、再循環ポンプ２６の吸引側に流入
する。なお、純化回路１２は、再循環回路１０を通る流
れの一部を絶えず純化し、弁４５は流量制御を受持つ。

弁５１は、イオン交換塔４９のバイパス用に用いられる
。

レットダウン回路１３は、原子炉の炉心内の減速材制御
管から低速中性子の流体減速材の全部又は一部を除去す
るために用いられる。この除去は、前述した燃料サイク
ルの例においては、１１か月目の間に、又は燃料サイク
ルの１７か月目の後に低濃度の酸化重水素混合物を完全
に取除いた後に、原子炉の冷却材（軽水）で酸化重水素
を希釈する目的のために行ないうる。レットダウン回路
１３は、イオン交換塔４９の出口のところで純化回路１
２と境を接している。

この場合には、弁５５は閉弁、弁５６は開弁しており、
流体減速材を貯槽５９に流入させる。

絞りオリフィス５７及び絞り弁５８は、再循環回路１０
の圧力から貯槽５９の圧力まで次々に圧力を減少させる
。

品位向上回路１４は、酸化重水素と軽水との混合物を、
いろいろの濃度において受け、到来する混合物を所望の
純度又は濃度に向上させる。

充填精留塔から成る図示の形式の品位向上回路１４は、
カナダの重水炉に用いられ、以前から知られている。し
かし品位向上回路１４に組合された流通回路は、本発明
の範囲に含まれる。

品位向上回路１４の入口側は、レットダウン回路１６と
、また出力側は、供給−補充及び希釈回路１５と、それ
ぞれ境を接している。

酸化重水素と軽水との混合物は、貯槽５９から、給水蒸
発器６５（低圧の２次側の蒸気により加熱されてもよい
）に排出される。給水蒸発器６５からの蒸気は、品位向
上回路１４の精留塔６６に、配管６７を経て流入する。

給水蒸発器６５からの蒸気は、精留塔６６の頂部６８ま
で上昇し、要素冷却水がそこを通って流れることの結果
として、頂部６８において凝縮し、塔６６を通って底部
サンプ６９に流下する。頂部生成物の一部は、配管７０
を経て同様に取出され、熱交換器７１において冷却され
、次の燃料サイクルの後工程の間に純酸化重水素の希釈
材として使用されるように、頂部生成物の貯槽７２に貯
蔵される。高純度の酸化重水素を含む底部生成物は、一
時的な貯蔵と、次の燃料サイクルの初期工程の間の後使
用とのために、ポンプ７６によって配管７４及び冷却器
７５を経て、底部貯槽７６に転送される。底部生成物の
一部は、精留塔６６内の底部生成物の純度を保つ目的の
ために、ポンプ７６によって、配管７７及び蒸発器７８
を経て底部サンプ６９に絶えず循環される。

本発明による制御装置の最終部分は、再循環回路１０内
の酸化重水素の失なわれたインヘントリーを補なうため
の、供給−補充及び希釈回路１５を備えている。この作
動モードにおいては、純酸化重水素、希釈材又はそれら
の混合物は、貯槽７２，７６から弁８５．８６を経て、
ポンプ８７の吸引ポートに吸引される。ポンプ８７は、
制御用の流体減速材を、電動弁８８、逆止弁８９及び弁
４５を経て、１次側回路１”ｏＡ、１０Ｂに供給する。

以上に説明した制御装置は、自動操作されるか、又は、
原子炉の運転要員によって操作される。どちらの場合に
も、成る臨界パラメーターを厳密に監視する必要がある
。酸化重水素及びその混合物の圧力及び温度は厳密にモ
ニターする必要がある。これは、バリンジャー濃度分析
器又は他の同種の装置を使用して、手動で行なうことが
できる。しかし、これらのパラメーターを特定したとし
ても、制御装置に関連したそれ以外の全部のパラメータ
ーが重要でないか又は必要ではないことｌこはならない
。制御装置全体の適切な作用及びモニターが大切である
。

第４図には、本発明の変形実施例てよる流体減速材の制
御装置が図示されている。この実施例による再循環回路
１１０は、基本的には、前述した実施例と同様である。

加圧器回路、純化回路、レットダウン回路、品位向上回
路及び供給−補充及び希釈回路は、図面を簡単にするた
めに、図示されていない。これらの回路は、制御装置の
適切な作用のために、もちろん必要である。更に、図面
及び説明を更に簡単にするために、炉心の１つの象限１
□１１に組番された只１つの再循環回路１１０のみが図
示されている。

原子炉の圧力容器１１２は、ホットレッグ配管１１４、
蒸気発生器１１５、渡り配管１１６、主冷却材循環ポン
プ１１７及びコールドレッグ配管１１８から成る１次側
ループ１１３に連結されている。

流体減速材の、１交換器１２０の胴側は、１次側冷却材
回路１２１と、緊急炉心冷却材−崩壊熱除去回路１２２
とに、流体連結されている。

原子炉の正常な運転の間は、再循環回路１１１は、前述
したように正常に作動する。しかし、この実施例によれ
ば、熱交換器１２０によって取出さ−れた熱は、１次側
の冷却材を加熱するために利用される。コールドレッグ
配管１１８からの流れは、２つの直列に接続された電動
締切り弁１２６，１２７と逆止弁１２８とを備えた配管
１２５を通過する。バイパスされた１次側冷却材流は、
熱交換器１２０中の酸化重水素又は゛その混合物から放
出された熱によって加熱される。今や加熱された１次側
バイパス冷却材流は、ホットレッグ配管１１４に流入す
る箭に、弁１３０．１３１　　を備えた配管１２９を通
過する。

主冷却材循環ポンプ１１７によって発生した圧力水頭は
、原子炉冷却材のバイパス流を実現するための付勢圧力
を供与する。

緊急炉心冷却材−崩、壊熱除去回路１２２は、原子炉の
１次側系統を通る１次側冷却材流が全く存在しないか又
はほとんど存在しない期間中に、崩壊熱を除去すると共
に、冷却材喪失事故に続く炉心冷却エネルギーを与える
ように作用する。高圧力水頭ポンプ１６５は、原子炉の
冷却材系の上部プレナムから配管１３６を経て、又はホ
ットレッグから配管１６７を経て、冷却材を、その吸引
側に吸引し、ＲＨＲ熱交換器即ち残留熱除去用熱交換器
１３８の管側に、更にそれから再循環熱交換器１２０の
胴側を経て、圧力容器１１２の降水域に、その冷却水を
導くように設計されている。このように、再循環熱交換
器１２０及び残留熱除去熱交換器１３８を経て再循環回
路１１０から原子炉冷却材に向かってエネルギーが放出
される。要素冷却水は、熱交換器１３８の胴側において
使用することができる。熱交換器１３８は、排水系統に
、そして最終的に、河川、湖その他の主要ヒートシンク
に崩壊熱エネルギーを放出することができる。

前記回路１２２は、炉心の緊急冷却のために使用しても
よい。この作動モードにおいて、ポンプ１３５は、緊急
貯水タンク１３９から冷却水を吸上げ、この冷却水を、
再循環熱交換器１２０の胴側を経て、圧力容器１１２の
降水域に導く。再循環回路１１０はもちろん炉心から熱
を除去するために使用される。

流体減速材を制御する目的のために再循環回路１１０を
使用しないことが望ましい場合には、原子炉の冷却材が
入っていることのある配管１４０からの高温流は、ホッ
トレッグ配管１１４に投入され、コールドレッグ１１８
からの配管１４１からは低温流が供給される。主冷却材
循環ポンプ１１７の両側の差圧によって、この回路に、
必要ｆｐ勢力が与えられる。

本発明の変形実施例による流体減速材制御装置の加圧器
回路は、第５図に示した回路１５０を備えている。この
変形実施例によれば、流体減速材の圧力は、酸化重水素
の液位の上方にヘリウムのような不活性ガスのブランケ
ットを有す′るサージタンク１５１と、これに組合され
た圧力制御弁とによって制御される。原子炉冷却材系統
１５２からの圧力入力信号は、冷却材系統１５２の圧力
の変動をトラッキングするために、空気作動される２個
の圧力制御弁１５３゜１５４によって利用され、第５図
に部分的に示された再循環回路１０，１１０中に所望の
圧力を保持する。

第５図には、燃料サイクルの後半において必要となる低
濃度の混合物を得るために高純度の酸化重水素を希釈す
る別の方法も示されている。

この実施例によれば、希釈材回路１６０は、サージタン
ク１５１において再循環回路１０又は１１０と境を接し
ている。軽水は、軽水供給源１６１に結合された容積式
ポンプ１６２によってサージタンク１５１に投入される
。軽水希釈材は、サージタンク１５１に供給される前に
再循環熱交換器の胴側１６３中において予加熱される。

以上に説明した本発明による流体冷却材制御装置によれ
ば、燃料サイクルの初期に、原子炉の炉心内において、
低中性子流体減速材の一様な高純度が実現され、燃料サ
イクルの後半の段階では、炉心内に、低中性子流体減速
材の所望の低濃度が実現されるため、流体減速材のスペ
クトルシフトが可能になる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、原子炉冷却材中のホウ素濃度と核燃料の作動
時間との関係を示す線図、第２図は、流体減速材の濃度
と核燃料の作動時間との関係を示す線図、第３図は、本
発明の一実施例による流体減速材の制御装置の略配列図
、第４図は、炉心部の熱を除去するようにした本発明に
よる前記制御装置の略配列図、第５図°は、本発明の変
形実施例による制御装置を示す略配列図である。 １０．１１１・・再循環回路。１１・・加圧器回路。１
３・・レットダウン回路（除去手段）。 １５・・供−一補充及び希釈回路。 ＦＩＧ、Ｚ

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. スペクトルシフトのため異なる流体を受ける複数の管が
   内部に組込まれた炉心構造を有する原子炉において、該
   管に対する流体の供給を制御するための制御装置であつ
   て、前記原子炉の圧力容器に出入するように前記流体を
   循環させるための循環手段と、該循環手段中の流体を加
   圧して所定の流体圧力を維持するための加圧手段と、該
   循環手段に流体減速材を供給するための供給手段と、該
   循環手段から流体減速材を除去するための除去手段と、
   該循環手段に供給される前記流体の濃度を変更するため
   の変更手段とを有することを特徴とする、原子炉におけ
   る流体供給の制御装置。