JPS61212791A

JPS61212791A - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JPS61212791A
Application number: JP60052414A
Authority: JP
Inventors: 誠之嶋
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1985-03-18
Filing date: 1985-03-18
Publication date: 1986-09-20

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】〔発明の技術分野〕本発明は、特に原子炉内部構造物及び機器の構成材料を
改良した沸騰水型原子炉に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

沸騰水型原子炉を第１図を参照して説明する。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心主要構成部分は。

一般の熱中性子炉と同様、核分裂による熱発生源となる
核燃料、核分裂により発生する高速中性子の速度を落し
ウラン２３５に衝突し易すくするための減速材、核燃料
より熱を取り出す冷却材および発生する中性子を吸収し
原子炉の核反応を抑えることにより原子炉の出力を制御
する制御棒から成っている。

減速材と冷却材としては、性質の良くわかった取扱の便
利な水を使用しており、これを炉心内に強制循環させ、
核燃料で発生する熱を除去し沸騰により生じた蒸気を直
接タービンに導いている。

この蒸気温度を高めるため炉心を、発生蒸気温度２８６
℃に相当する飽和蒸気圧７１　、７　ｋｇ　／　ｃｌ　
ａに耐える原子炉圧力容器に内蔵させである。

原子炉圧力容器の中には燃料・制御棒などの相対位置を
保たせるとともに、冷却材の通路を形成させるための原
子炉内部構造と、炉心内で発生した蒸気を分離乾燥させ
直接タービンに送り込むための炉内気水分離器と蒸気乾
燥器とを内蔵しているが、さらに冷却水の強制循環を行
なわせる炉心ジェットポンプをも包含している。また制
御棒を駆動し炉の出力を制御する制御棒駆動機構は、圧
力容器の下部鏡板より制御棒の本数だけ用意された細長
い制御棒ハウジング内に組込まれ、原子炉圧力容器と一
体になっている。

一方、原子炉内部構造物は、シュラウド、シュラウドヘ
ッド及び気水分離器、炉心支持板、上部格子板、燃料支
持金具、制御棒案内管、ジェットポンプ、蒸気乾燥器等
の機器から構成されており。

従来オーステナイト系ステンレス鋼が構造材料である。

これらの炉内構造物が満足しなければならない点として
次のことが挙げられる。即ち炉内構造物の配置は、冷却
材喪失事故時に炉心を十分冷却できる構造となっていな
ければならない、また、いかなる状態においても炉内構
造物の変形量は、制御棒及び非常用炉心冷却系の機能に
支障をきたさないように設計しなければならず、更に炉
心流量を適切に分配し、燃料の健全性に支障をきたさな
いように設計しなくてはならない、材料面からは、予想
される全ての炉水条件に対゛し、十分な耐食性を有する
ものでなくてはならない。現状ではオーステナイト系ス
テンレス鋼を用いて、と記の諸点については問題なく満
足されている。

しかしながら、オーステナイト系ステンレス鋼は、少量
ながらコバルト（ＣＯ）を不純物として含んでいる。そ
れ故炉内構造物が廃棄される際、長平減期核種の放射化
により長期間にわたり、強い放射能を有する。また合金
元素である。鉄（Ｆａ）、ニッケル（Ｎｉ）、クロム（
Ｃｒ）、マンガン（Ｍｎ）についても放射化により、　
Ｎｉ−６３，Ｆｅ−５５，Ｆｅ−５９，Ｍｎ−５４゜Ｃ
ｒ−５１などの核種が生成し、中性子の照射を受ける炉
内構造物は、真人な放射能を有したまま廃棄されること
になる。そのため廃棄物低減の対策のため、低誘導放射
化材料を構造材料として用いることは重要な課題である
。

また、オーステナイト系ステンレス鋼製の炉内構造物は
炉水に接して使用するため、ごく一部腐★により溶出し
たＧｏ−６０等の核種が、原子炉−次系内を循環、蓄積
し被ばくが避けられない、低誘導放射化材料の適用は、
被ばく低減にも有効である。

一方炉内構造物は、運転中発生する流体振動及び地震時
の振動に十分耐える必要がある。これら耐振性は、炉内
構造物の重量と密接に関連し１重量を低減できれば、耐
振性は飛躍的に向上する。

現状の代表的な炉内構造物の重量はシュラウド約５２，
０００ｋｇ、シュラウドヘッド約１５，０００ｋｇ、気
水分離器約３８，０００ｋｇ、蒸気乾燥器約４１，００
０ｋｇ、上部格子板約１０，０００ｋｇ、炉心支持板約
１０，０００ｋｇ、ジェットポンプ約１３．０００１ｇ
（等であり全体で真人な重量となっている。

軽量化の方策としては、構造、形状等を大幅に変更する
ことが考えられるが、先述のとおり、現状が種々の条件
を満足していることから、構造、形状等の変更は望まし
くなく、構造材料を考えることにより軽量化をはかるこ
とが最も有効である。

密度の小さい構造材料としては、チタン（Ｔｉ）、アル
ミニウム（ＡＱ）等及びその合金が挙げられる。

その中でもＴｉ及びその合金は、密度が小さいながら、
十分な強度（室温及び高＠）を有しており原子炉炉内で
構造材料として用いることが可能である。

しかしながらＴｉ及びその合金は、腐食等によって発生
した水素を吸収して内部に水素化物を析出し、それによ
り脆化する恐れがある。これを防止するためにＴｉ及び
その合金を腐食環境である炉水に接触させない方策が必
要である。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、寿命を終えて、廃棄される際、従来の
オーステナイト系ステンレス鋼に比較して、極度に低い
誘導放射能とし、廃棄物の低減がはかれる炉内構造物、
機器を具備する沸騰水型原子炉を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明による沸騰水型原子炉は、従来オーステナイト系
ステンレス鋼製であった原子炉内部構造物、機器が、セ
ラミックを被覆した。’ｒｉまたはＴｉ合金から構成し
たことを特徴としている。

その結果、Ｔｉ及びＴｉ合金、　ＳｉＣなどのセラミッ
クが低放射化材料であることから、従来のオーステナイ
ト系ステンレス鋼に比し圧倒的に放射性廃棄物が低減で
き、更に被ばくの低減も行なえる。

また炉内構造物、機器が軽量化でき、よりすぐれた耐振
性を付加させることができる。

ＴｉまたはＴｉ合金自体は、腐食等によって発生した、
水素を吸収し脆化する恐れがあるが、セラミック被覆に
よりこれを防止できる。また、熱応力緩衝材を採用した
ことから熱応力によるセラミックの破壊も避けられる。

〔発明の実施例〕

以下本発明を第１図に示す実施例について説明する。本
発明による沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器１の中には
燃料２および制御棒３などの相対位置を保たせるととも
に、冷却材の通路を形成させるための原子炉内部構造と
、炉心内で発生した蒸気を分離乾燥させ直接タービンに
送り込むための炉内気水分離器４と蒸気乾燥器５とを内
蔵しているが、さらに冷却水の強制循環を行なわせる炉
心ジェットポンプ６をも包含している。また制御棒を駆
動し炉の８力を制御する制御棒駆動機構７は、圧力容器
１の下部鏡板より制御棒の本数だけ用意された細長い制
御棒ハウジング８内に組込まれ、原子炉圧力容器と一体
になっている。

炉心は縦形配置になっており、ジェットポンプ６により
加圧された炉心冷却水は、炉心下方より燃料チャネル内
を燃料要素２に添って上昇し、加熱され沸騰を起しなが
ら炉心を通過し、炉心出口では重量比１０〜１４％ぐら
いの蒸気を含んで上部に達する。この気水温合物はシュ
ラウドヘッド９に設けた気水分離器４で水分を分離し、
さらにその上方にある蒸気乾燥器５により湿分をはゾ完
全に除去して圧力容器の主蒸気ノズル１０からタービン
へと送り込む。

一方蒸気を分離された炉水は、シュラウド外側の自由液
面を持った水中に落され、タービン復水器から送り込ま
れる給水と十分混合しサブクールされた状態で下降する
。このうち約１／２〜ｌ／３は圧力容器の再循環出口ノ
ズル１１から再循環ループに導かれ、再循環ループで加
圧しライ斗を伝ね−で再び圧力容器内にもどる。下降し
て来た残りの１／２〜２７３の水は、ジェットポンプノ
ズル１２から噴出する上記駆動水によりジェットポンプ
吸込室から吸込まれ、下部へ送り込まれる。

制御棒３は炉心とはゾ同じ長さで十字形断面をしており
、４本の燃料の間に配置しであるが、水圧式駆動機構７
により、炉心下方から炉心に挿入・引抜動作を行なう、
一方炉心内には起動時の中性子密度を上げ起動をし易く
するための中性子源と、炉心内各部の中性子束を測定し
、炉心内の出力分布を調べるための炉内中性子束検出器
を多数配置しである。炉心シュラウド１３は直径の異っ
た３個の円筒部より成り、溶接により一体に組立てられ
る。一番上の部分（上部シュラウド）は最大の直径をも
ちシュラウドヘッドと上部格子板と共に炉心出口のプレ
ナムを形成する。なお、この内部に炉心スプレーバ−ジ
ャ１８を組込む。シュラウドの中央部分（中間部シュラ
ウド）は直径がやや小さく長さは実効燃料長に相当する
。シュラウド最下部（下部シュラウド）は直径がより小
さく炉心支持板と共に炉心入口側プレナムの一部を形成
する。

炉心シュラウドには、通常運転時ダウンカマとの間に差
圧（内圧）がかがり、この差圧にががる応力、圧力容器
との変形差による応力及び地震時に於ける曲げ応力に対
し充分′なる強度を持つよう設計される。なお、シュラ
ウド下部は圧力容器より立上ったシュラウドサポートリ
ングに溶接し組立てられる。

シュラウドヘッド９はシュラウド１３上部にシュラウド
へラドボルトで固定し、炉心出口のプレナムを構成する
と共に、その上部にはスタンドパイプを介して、気水分
離器４が溶接されている。燃料交換時、シュラウドヘッ
ド９の着脱を容易に行うため、シュラウドへラドボルト
は気水分離器上端よりも上に出るよう長くしてあり、ボ
ルト上端でもって取りはずし操作を行うことができる。

炉心支持板１４は、はりで補強した多孔円板で、制御棒
案内管１６、燃料２．炉内計装案内管及び起動用中性子
源に対する横方向支持を行なうものである。又、炉心支
持板１４はシュラウド中間部と下部プレナムの流路をし
ゃ断し、冷却水の大部分を燃料集合体内に流す構造とな
っている為１通常運転時には下部プレナムよりシュラウ
ド中間部（燃斜体合体外側）側に差圧を受ける。この差
圧に対し炉心支持板は、充分なる強度をもつスタッドで
シュラウド１３に固定される。

上部格子板１５は薄肉広巾のはりをお互に切り込みを入
れ障子のさん状に直角に組合わせたもので、正方形の開
口部をもち、各開口は４個の燃料集合体に対して横方向
の支持と案内を行う、上部各子板の下側には炉内計装案
内管と起動用中性子源を固定する為の切欠を設けである
ゆ燃料支持金具１７には、オリフィス付燃料支持金具と、
周辺燃料支持金具の二種類のタイプがあります。オリフ
ィス付燃料支持金具は、制御棒案内管１７の頂部に設置
され、各々、４個の燃料集合体を支持し、また燃料集合
体の中に適正な冷却材が流れるように、側面にオリフィ
ス板が取付けられたサイドエントリータイプであります
。

制御棒３には、オリフィス付燃料支持金具の中央の十字
形スロットを通過して挿入引抜駆動されます。周辺燃料
支持金具は、炉心支持板１４に溶接にて設置され、各々
１個の周辺燃料集合体２を支持し、また燃料熱台体の中
に適正な冷却材が流れるように周辺燃料オリフィスアセ
ンブリが組込まれたボトムエントリータイプであります
。

制御棒案内管１７は、制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジ
ング７の頂部で垂直方向に支持され、その頂部は炉心支
持板１４により水平方向の支持をされます、制御棒案内
管は、制御棒３の挿入引抜の案内の機能を有し、燃料集
合体２および燃料支持金具１６の垂直方向の支持をしま
す。制御棒案内管は取外しが可能であり、この固定は制
御棒案内管の頂部にある溝付きラグと炉心支持体上の位
置決め用ピンにより廻り止めをし、下端においては、Ｃ
ＨＤのサーマルスリーブの頂部とかみ合せることにより
行います。

気水分離器４は、シュラウドヘッド９のスタンドパイプ
の頂部に溶接・で据付けられ、それぞれ相゛互に補強板
で結ばれている。気水分離器には可動部がなく、スタン
ドパイプを通過してきた液体混合流は、各々の気水分離
器の中で固定されたインレット案内羽根を通り、ここで
回転を与えられ、水と蒸気が分離する０分離は、三段で
行われ１分離した水は、ダウンカマの円環部に流れ落ち
る。

気水分離器から出てくる蒸気は最大ｌＯ％の湿分を含ん
でいる。これをさらに０．１％以下に抑え、タービンに
直接送り込むために、気水分離器の上方に蒸気乾燥器５
を設ける。

ステンレス鋼の波板を細かいピッチで多数重ね合わせた
多重波板形のものを４角な枠に組込んだ蒸気乾燥ユニッ
トをドライヤーハウジング内に多数重に並列に並べたも
のである。ドライヤハウジングの下縁をシュラウド外側
の自由液面に浸し。

湿り蒸気プレナムを形成する。ドライヤユニットの波面
はかぎ形の突起をもっていて波板の間を通過する蒸気が
方向をかえるたびに波板にぶつかった水滴はこの溝に集
められて溝を伝わってドレンとして落下し蒸気から分離
される。蒸気乾燥器の分離効率は流速が遅いほどよく又
流速を遅くすれば圧力損失も少く望ましいので、通過面
積をできるだけ大きくするように配置しである。

ジェットポンプ６は炉心シュラウド１３と圧力容器１壁
の間のダウンカマ一部に設置する。ジェットポンプは２
本１組になっており１組に対して１本のライザ管とそれ
ぞれ２個ずつの駆動ノズル（５本ノズル形）吸込口、ス
ロート及びディフューザからなっている。駆動ノズル、
吸込口、スロートは取り外しができる。ディフューザは
圧力容器のバッフルプレートに溶接して組立てられてい
る。ライザ管は圧力容器壁から伸びている支持はり（ラ
イザプレースアーム）で固定する。ディフューザは、垂
直方向には八ツフルプレートに固定されている。スロー
トでディフューザの間は、いんろう継手となっている。

制御棒案内管１７は、原子炉圧力容器１内にあって、制
御棒駆動機構ハウジング７の上部から炉心支持板１４を
通って上方に伸び各々の管は制御棒３に対する横方向の
案内管として、また−個の燃料支持金具１６および４個
の燃料集合体の荷重をしている。この案内管自身は、制
御棒駆動ハウジング７によって支持される。

しかして１本発明においては１以上のように構成した沸
騰水型原子炉におけるシュラウド、上部格子板、気水分
離器等の原子炉内部構造物及び機器を、炭化ケイ素（Ｓ
ｉＣ）等のセラミック薄板を被覆したＴｉまたはＴｉ合
金の部材で構成したことを特徴とするものである。

セラミックとＴｉまたはＴｉ合金の接合部の詳細は、第
２図に示すとおりである。セラミック２０とＴｉまたは
Ｔｉ合金２１の接合は冶金的に行なわれ、ろう材として
適当に合金箔を用い、１０００℃以下で強固に接合させ
る。ところが、セラミックと、ＴｉまたはＴｉ合金の熱
膨張差によりセラミックは、熱応力により破壊しやすい
ので、第２図に示すように中間に低熱膨張、高熱伝導性
で軟かい材料たとえば、銅やジルコニウムと炭素繊維の
複合材料よりなる熱応力緩衝材２２をはさんで、接合さ
せるものとする。

この熱応力緩衝材２２は、二次元的に等方的な熱膨張挙
動をとるように金属と炭素繊維が組合わされており、大
略１ｏ−４ＣＯ−ｘの熱膨張率（室温）である。

金属と炭素繊維の割合は、はぼ５０％ずつで、機器構造
物の条件等により異なる。接合は、非酸化性雰囲気下で
加圧下で加熱して行なう。熱応力緩衝材２２の厚さは約
５ｍｍとする。

セラミック２０は耐放射性損傷、耐熱性、耐食性がすぐ
れ、特に後述の低放射化の観点からＳｉＣが最も適切で
ある。しかしながら、他のセラミックも適用する。

以上は比較的単純な形状のものに対してであるが、複雑
な形状のものに対しては、ＴｉまたはＴｉ合金に熱応力
緩衝材を接合させ、その上にＳｉＣ等のセラミックを溶
射等により被覆を行なう。また強度を必要としない場合
Ｔｉを１強度を必要とする場合Ｔｉ−６ＡＩ２−４Ｖ合
金などのＴｉ合金を母材に用いる。

このように構成された本発明による沸騰水型原子炉特に
炉内構造物および機器の作用について説明する。従来の
炉内構造物及び機器材料であるオーステナイト系ステン
レス鋼は、少量ながらコバルト（Ｇｏ）を不純物として
含んでいる。それ故炉内構造物が廃棄される際、長半減
期核種の放射化によって長期間にわたり強い放射能を有
する。また合金元素である。鉄（Ｆｅ）　、ニッケル（
Ｎｉ）　、クロム（Ｃｒ）、マンガン（Ｍｎ）について
も放射化によりＮｉ　−６３、Ｆｅ−５５，Ｆｅ−５９
，Ｍｎ−５４，Ｃｒ−５１などの核種が生成し、中性子
の照射を受ける炉内構造物は、真人な放射能を有したま
ま廃棄されることになる。

一方、本発明による沸騰水型原子炉特に炉内構造物およ
び機器においては、Ｔ１及びＴｉ合金、ＳｉＣなどのセ
ラミックを構成材料としているため、使用済のものを廃
棄する際、被ばくが少なくまた廃棄物の低減がはかれる
。第３図に従来材のステンレス鋼と１本発明におけるＴ
ｉ及びＴｉ合金、ＳｉＣの放射能と原子炉から取出後の
経過年数の関係の比較を示す。

ステンレス鋼では１０年以上の冷却後も１ケタ程度しか
放射能が低下しないが、たとえばＴｉまたはＴｉ合金で
は５〜６年で４ケタ近く放射能が低下する。ＴｉとＴｉ
合金ではほとんど差がなく代表的なＴｉ合金であるＴｉ
−６Ａｌｌ−４Ｖ合金ではＴｉと経過年数１〜１０年の
間で全く差がない、またＳｉＣは約１日でほとんど、低
下しきってしまう。

それ故１本発明の炉内構物、機器廃棄物低減の観点から
非常に有効であるといえる。また、ステンレス鋼の使用
を抑制したため、ステンレス鋼に含まれるＧｏ　−６０
がごく一部であるが腐食により溶出し１Ｍ子炉−次系内
を循環、Ｎ積し定期検査時等に作業具が被ばくすること
も避けられる。

一方現状の代表的な炉内構造物の重量はシュラウド約５
２，０００ｋｇ、シュラウドヘッド約１５，０００ｋｇ
、気水分離器約３８，０００ｋｇ、蒸気乾燥器約４１，
０００ｋｇ。

上部格子板約１０，０００ｋｇ、炉心支持板約１０，０
００ｋｇ、ジェットポンプ約１３，０００ｋｇ、等であ
り、全体で真人な重量となっている。

これら炉内構造物をセラミック被覆のＴｉまたはＴｉ合
金とした場合、従来のオーステナイト系ステンレス鋼の
密度が約８．０であるのに対し、ＴｉまたはＴｉ合金が
約４．５であり約４４％軽量化される。即ちシュラウド
で約２，９００ｋｇ、シュラウドヘッドで約８．４００
１ｇ（、気水分離器で約２１，０００ｋｇ、蒸気乾燥器
で約２３，０００ｋｇ、上部格子板で約５，５００ｋｇ
、炉心支持板で約５，６００ｋｇ、ジェットポンプで約
７，３００ｋｇ等となる。

炉内構造物は、運転中発生する流体振動及び地震時の振
動に十分耐える必要がある。これら耐振性は、炉内構造
物の重量と密接に関連し５重量を低減できれば、耐振性
は飛躍的に向上する。即ち。

地震により、構造物にはたらく力は、はぼ構造物の重量
に比例するので、本発明により、構造物にはたらく力は
約４５％低減される。

ところで、Ｔｉ及びＴｉ合金は腐食等によって発生した
水素を吸収して、内部に水素化物を打出し、それにより
脆化する恐れがある。本発明においては、ＴｉまたはＴ
ｉ合金にきわめて耐食性の高いセラミックが被覆されて
いるので、母材であるＴｉまたはＴｉ合金が腐食環境で
ある炉水に接触することはない。

通常のセラミック被覆では、温度差が約１００℃以内で
、セラミックと母材の熱膨張差による熱応力でセラミッ
クが破壊する恐れがある。しかしながら本発明において
中間に、熱応力緩衝材が接合されているため、約４００
℃程度の温度差でもセラミックに熱膨張による熱応力は
生じない。

〔発明の効果〕

以上のように１本発明は、従来オーステナイト系ステン
レス鋼製であった原子炉・内部構造物１機器がセラミッ
クを被覆して、ＴｉまたはＴｉ合金からなる部材で構成
したことを特徴としたものである。

その結果、Ｔ１及びＴｉ合金、ＳｉＣなとのセラミック
が低放射化材料であることから従来のオーステナイト系
ステンレス鋼に比し圧倒的に放射性廃棄物が低化でき、
更に被ばくの低減も行なえる。また炉内構造物、機器が
軽量化でき、よりすぐれた耐振性を付加させるものがで
きる。ＴｉまたはＴ１合金自体は、腐食等によって発生
した水素を吸収して水素を吸収し脆化する恐九があるが
、セラミック被覆によりこれを防止できる。また熱応力
緩衝材を採用したことから熱応力によるセラミックの破
壊も避けられる。

【図面の簡単な説明】

第１図は１本発明による沸騰水型原子炉の圧力容器及び
原子炉内部構造物を示す概略図、第２図は１本発明に係
わる炉内構造物、機器部材であるセラミックと、Ｔｉま
たはＴｉ合金の接合部の模式図、第３図は、ステンレス
鋼、ＴｉまたはＴｉ合金およびセラミック等の原子炉取
出後比較的短かい冷却期間で、放射能が減衰することを
示す減衰特性図である。１・・・原子炉圧力容器　　２・・・燃料棒３・・・制
御棒　　　　　　４・・・炉内気水分離器５・・・蒸気
乾燥器　　　　１３・・・炉心シュラウド９・・・シュ
ラウドヘッド　１４・・・炉心支持板２０・・・セラミ
ック　　　　２１・・・ＴｉまたはＴｉ合金２２・・・
熱応力緩衝材（８７３３）　　代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほ
か１名）

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉内部構造物及び機器がセラミックを被覆し
たＴｉまたはＴｉ合金からなり、両者の間に熱応力緩衝
材をはさんで、冶金的に接合させた部材から構成したこ
とを特徴とする沸騰水型原子炉。
（２）熱応力緩衝材は銅やジルコニウムと炭素繊維との
複合材料を使用したことを特徴とする特許請求の範囲第
１項記載の沸騰水型原子炉。