JPS62291592A - 原子炉 - 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】 ３、発明の詳細な説明 発明の目的 ［産業上の利用分野１ 本発明は、発電その他の目的で核分裂エネルキーをとり
出す原子炉の改良に関する。

【従来の技術１ 原子力の利用は、ウラン燃料が長期に安定供給される見
通しであるため、当分は軽水炉が主体となると考えられ
る。　原子炉は、ＰＷＲ型にせよりＷＲ型にせよ、安全
性の向上は常に課題でおるが、一方で経斉性をも考慮し
なければならないのは当然のことである。

ＰＷＲ型原子炉では、炉心、蒸気発生器、循環ポンプを
配管で接続して一次系が構成されている。

この一次系が破］０するような事故が起れば、冷却水の
一部または大部分が短時間に炉外に放出され、このため
炉心温度が上昇してついには炉心の損傷に至る可能性が
必る。　万一このような事故が起っても、炉心の損傷は
防げるように、非常用炉心冷却設備が設けである。　し
かし、これらの工学的安全設備は非常に高価であり、原
子力発電所の建設費を高騰させる一因ともなっている。

　またこれらの設備の故障も考えられ、炉心の損傷の危
険を完全になくすことはできない。

これに対し、何らかの理由で炉心の制御ができなくなっ
た場合にそなえて、中性子を吸収して核分裂反応の暴走
を防ぐよう、ホウ素を高濃度のホウ酸水溶液の形で用意
し、このプールの中に、一次冷却系すなわち炉心、蒸気
発生器および一次冷却水循環系を浸漬した構造の原子炉
が、提案されている。　このような構造の原子炉には、
何らかの事故があった場合に、プール水である高濃度の
ホウ酸水溶液が炉心に入りこむような機、溝が自然に備
わっていて、安全性を確保している。

このように安全性を常用の工学的安全設備に頼らず保証
しようというアイデアが、ＡＳＥＡ−ＡＴＯＭ社によっ
て提案された。　ＰＩＵＳ（ｐｒｏｃｅｓｓ　　Ｉ　ｎ
ｈｅｒｅｎｔ　Ｕｌｔｉｍａｔｅ　５ａｆｅｔｙ　／プ
ロセス固有の究極的安全性）炉とよばれるその原子炉は
、安全性の確保を、故障しやすい機械的または電気的な
部品の性能に頼ることなく、重力の法則で実現しようと
するものである。

その原理を図面を参照して説明すれば、第２図に示すよ
うに、ＰＩＵＳ炉は、炉心１、蒸気発生器２、一次冷却
水３の流路６１および循環ポンプ６２からなる一次冷却
水循環系を、圧力容器５内のプール水（高濃度ホウ酸水
溶液）４に浸漬した構成を有し、上部インターフェース
８および下部インターフェース９を設けてなる。　イン
ターフェースは、平常運転時にプール水と一次冷却水と
が混合することを防止するはたらきをするもので、上下
端が開口したパイプ束からなっている。

平常運転時は、炉心１で熱を受けた一次冷却水３が実線
の矢印で示す方向に、流路６１を通ってポンプ６２によ
り蒸気発生器２に送られ、そこで熱交換を行なって、再
び炉心１に戻る。　上下のインターフェースにおいて圧
力バランスが保たれていれば、プール水と一次冷却水と
の混合は起らない。　そのため条件は、次式（Ｉ＞で必
られされる。

△ρｇｈ＝ΔＰｃ・・・（Ｉ＞ △ρ：プール水と一次冷却水との密度の差（温度差で生
じる） ｑ：重力の加速度 ｈ：上部および下部インターフェース間の垂直距離 ΔＰＣ：炉心における圧力損失 一次冷却水の循環中は、動圧により上記のバランスが保
たれ、プール水と一次冷却水とが混合することはないが
、循環ポンプが停止する等の圧力バランスを乱すような
事故が生じた場合は上下のインターフェース間の静圧差
によりプール水が炉心に入り、破線の矢印で示したよう
な自然循環が起って、炉心は冷却されるとともに、プー
ル水中の高濃度のホウ酸のはたらきで炉は停止する。

ＰＩＵＳ炉はすぐれた理念にもとづく原子炉でおるが、
その高さが、従来の原子炉にくらへて著しく高くなって
しまうことが難点でおる。　上式（Ｉ＞において、△Ｐ
Ｃはめる限度以下にはできないし、△ρは原理的に小さ
い値であって、ｑは定数であるから、どうしてもｈを大
きくしなければならず、実際上りは２０〜３０ｍも必要
である。

炉をおさめる圧力容器が丈高なものでおれば、建設コス
トは異常に高くなって、経済性が損なわれる。

ＰＩＵＳ炉では、密度差Δρのある程度の値を確保する
ために、一次冷却水とプール水の温度差を確保する必要
がある（△Ｔ＝３００℃−５０℃＝２５０’Ｃ）。　こ
のためＰｌｕｓ炉では、一次冷却系構成部材がプール水
と接触する部分に、特殊な断熱層を設けている。　しか
しながら、高温・高圧の水中で有効に動く断熱材は、ま
だ出現しておらず、一次系からプールへの熱の漏洩を防
ぐことはできていない。　このためＰＩＵＳ炉では、プ
ール水に漏洩してきた熱でプール水の温度が上昇するこ
とを防ぐために、プール水冷却設備を設（ブている。　
従ってＰｌｕｓ炉では、一次冷却系からプール水への熱
の漏洩により、熱効率が悪くなることが避けられず、ま
たプール水冷却設備を設ける必要がある等、二重、三重
のコストアップ要因をかかえている。

以上の事実は、断熱層が有効に動くか否かが、ＰＩＵＳ
炉の実現性を左右していることを意味する。

本発明者は、ＰＩＵＳ炉のこのような難点を解消して、
圧力容器の高さをもつと低くしても安全が確保できるよ
うな原子炉を発明して、すでに開示したく特願昭６０−
１７７３０１号）。

［発明が解決しようとする問題点］ 本発明の目的は、さきに発明した原理にもとづく原子炉
を実際に建設し、稼動させる観点から右利な設計を完成
したので、それを提供することにある。

発明の構成 （問題点を解決するための手段］ 本発明の原子炉は、原理的には第１図に示すように、炉
心１、蒸気発生器２、一次冷却水３の流路６１および循
環ポンプ６２からなる一次冷却水循環系を圧力容器５内
の高濃度ホウ酸水溶液のプール水４に浸漬して構成した
加圧水型軽水炉であつて、一次冷却水の流路に上部イン
ターフェース８、ｌ”ｉよび下部インターフェース９を
設けて一次冷却水３とプール水４との連通を可能にする
とともに、上部インターフェース８と下部インターフェ
ース９とを結ぶプール水流路７１およびプール水循環ポ
ンプ７２を設けてなる原子炉において、第４図および第
５図に示すように、一次系の蒸気発生器２を炉心１の上
部に配置するとともに、圧力容器５内のプールと隔絶さ
れる一次系の隔壁を外部壁６１１および内部壁６１２で
構成し、この外部壁と内部壁との間の環状空間および内
部室内部をもって一次冷却水の流路を形成したことを特
徴とする。

この炉においては、プール水循環ポンプ圧をΔＰｐとす
るとき、次式（ＩＩ）Δ ρｇｈ＝ΔＰｃ−ΔＰｐ・・・（ＩＩ＞の関係が成立す
れば、前記した圧力バランスが保たれて、プール水と一
次冷却水との混合が起らない。

本発明の原子炉の好ましい態様においては、−例を第４
図および第５図に示すように、炉心１、蒸気発生器２、
一次冷却水３の流路６１および循環ポンプ６２を収容す
る上部プレナム１０からなる一次（冷却）系は、そのプ
レナムフランジ１０１を通じて圧力容器５の内壁上部に
形成された支持部５１に懸垂されて、圧力容器５内のｉ
Ｑｉ濃度ホウ酸水溶液のプール水４に浸漬されている。

一次系の隔壁を構成する外部壁６１１および内部壁６１
２は、プレナムフランジ１０１から％％ｑされ、内部壁
６１２は、その内部に炉心１および蒸気発生器２を配置
するとともに、炉心の発熱を吸収した高温の一次冷却水
（約３２０℃）の流れるホットレグ６１Ａを形成する。

　内部壁６１２と外部壁６１１との間の環状空間が、蒸
気発生器２で熱をとられて比較的低温（約２９０’Ｃ）
になった一次冷却水が流れるコールドレグ６１Ｂを形成
し、ホットレグ６１Ａおよびコールドレグ６１Ｂが、上
記流路６１をＩｉ？ｉ成している。

上部プレナム１０は、垂直の隔壁１０２にＪζつで複数
の窄（図示した例では８室）に分割され、各室は循環ポ
ンプｕ１０３とライザー頂部室１０４とが交互に配置さ
れた形になっている。　循環ポンプＺ１０３には上記循
環ポンプ６２を設訂し、ホットレグ６１Ａからコールド
レグ６１Ｂへの循環を行なわける。　ライザー頂部室１
０４は、上記ホットレグ６１Ａの一部を構成するととも
に、蒸気発生器２における図示してない給水入口細管お
よび蒸気発生細管と、外部からの給水管および蒸気出口
管との接続機構を収容している。

また、上部プレナム１０は、中心の空間を通じて、上部
の加圧器１１と上記ホットレグ６１Ａとを連通させてい
る。　加圧器１１は、上部ライザー壁１０４Ａ、圧力容
器５の頂部内壁に固定した加圧器ドーム１１１および上
部ライザー壁１０４Ａ内に配置した、図示してないヒー
ターからなる。

このヒーターにより１ノｌ圧器１１内の一次冷却水３を
加熱し・て局部的に圧力を高めることにより、一次冷却
水３およびプール水４の加圧を行なって、プール水を液
相に保つ。　すなわち、上部ライザー壁１０４Ａと加圧
器ドーム１１１との間の環状室間が頂部インターフェー
ス１２を形成し、加圧器１１からの圧力の伝達部分を形
成する。

一次冷却水３の流路６１には、上部インターフェース８
および下部インターフェース９を設けるとともに、上部
および下部インターフェース８゜９を結ぶプール水循環
パイプ（流路）７１を、一次系外部壁６１１に沿って設
ける。　このプール水循環パイプ７１は両端が開口する
とともにプール水循環ポンプ７２を有し、パイプ内をプ
ール水４が一定流速で流下するようになっている。

［作　用］ ざきの発明に関してすでに説明したように、上部および
下部インターフェース間における一次冷却水およびプー
ル水の流路の位置（高さ）と（目対的圧力差との関係を
概念的に示せば、第３図のとおりである。

実線であられした一次冷却水についての上記の関係を示
すグラフは、下部インターフェースに相当する原点から
立ち上がり、炉心を通過するときの圧力損失にもとづく
ゆるい勾配の部分を通って、再び急な勾配で立ち上がる
。　一方、破線であられしたプール水についての上記の
関係を示すグラフは、プール水循環ポンプのところでΔ
Ｐｐ相当分のヘッドが与えられるので右方に平行にずれ
てから再び立ち上がり、あまり高くない位置で実線と交
り、同じ圧力に達する。　その交点が、上部インターフ
ェースに相当する。

ＰＩＵＳ炉では、プール水の循環を全く自然循環に頼る
ので、第３図の破線のグラフが細い破線で示した方向に
直線的に伸びて行く。　このため、ｈがかなり大きくな
ったところで、ようやく実線と交わることになる。　ｈ
を低くおさえるためには、実線のグラフの勾配がゆるい
部分を小さくしなければならず、このためＰｌｕｓ炉で
は、炉心の高さを従来の半分はどに縮めるといった設計
変更を余はなくされている。　とはいえ、ΔＰｃは原子
炉の設計出力によって決定される条件で必って大きな変
更はできない。

しかし本発明者の原子炉においては、これもすでに説明
したように、ΔＰｐを調節することにより、前記式（Ｉ
Ｉ）のバランスが保てるので、ｈを小さくできる。　事
故が発生して一次冷却水の循環が止った場合は圧力バラ
ンスが崩れ、プール水が一次冷却系へ入って炉を停止さ
せることはいうまでもない。

本発明の原子炉の運転の実際について、以下に説明する
。

〈停止時〉 停止時には、一次系および圧力容器５の内部すなわちプ
ールは、４，０００〜８，０００ｐｐｍ程度のホウ酸水
溶液で満されている。

〈運転開始時〉 運転開始時には、まず、一次系の循環ポンプ６２を起動
して、流路６１内で一次冷却水３の循環を行なわせると
ともに、循環ポンプ７２を起動してプール水循環パイプ
７１内にもプール水４を循環させ、前記式（Ｉ）の関係
を保ちながら、一次冷却水３がプール水４に漏洩しない
ようにバランスをとる。

この状態で、一次系のたとえばコールドレグ６１Ｂから
、図示してない細管などにより、一次冷却水３を外部に
取出すとともに純水を補給し、ホウ酸濃度を次第に下げ
て行く。　ホウ酸濃度の低下に従って核分裂反応が進行
し、一次系の温度が次第に上昇する。　一次冷却水３が
定格流量および温度（約３２０’Ｃ）になるまで、ホウ
酸水溶液の希釈を続ける。

従来方法によるＰＩＵＳ炉では、起動時には温度差も密
度差もないから、一次系とプール水との圧力バランスを
とることができなかった。

そのために、下部インターフェース９にガスロックとい
う一時的な弁を設け、一次冷却水３の漏洩を防ぐ複雑な
方法をとらざるを１春なかった。

〈定常運転時〉 定常運転時には、プール水循環ポンプ７２を用いて上記
式（ｎ）の関係を満すことにより、一次冷却水３とプー
ル水４との圧力バランスが得られるから、上部および下
部インターフェース８，９の働きにより、両者の混合は
起らない。

く異常時〉 何らかの異常が発生すると、上記の圧力バランスがくず
れ、インターフェース部分に流れが生じることになる。

　これは上部または下部インターフウース８．９のどち
らかで、高１［のホウ酸水溶液からなるプール水４が一
次冷ｆＪＵ系Ａに進入し、核反応を自動的に停止するこ
とを意味する。

このようにして、原子炉の停止を機械的または電気的な
駆動機器を使用することなく達成することができ、既存
のＰＷＲに比べて安全性を格段に高めることができる。

発明の効果 本発明の原子炉は、すでに開示した原子炉のもつ利点を
すべて享受し、かつ工業的実施に当っての有利さを発揮
する。

まず、Ｐｌｕｓ炉のもつ機能を実質上そのまま利用した
上で、炉を大きくしないですみ、安全性だけでなく経済
性の要求にもこたえることができる。　Δｐｃの値が直
接の問題ではなくなるため、ＰＩＵＳ炉について述べた
ような炉心高さを半減するといった変更は必要がなく、
既存の炉心設計をそのまま採用できる。　Δρやｈに関
して自由度が高いことは、炉心、蒸気発生器の温度条件
や配置について、炉の性能が最大限に発揮されるような
最適設計をすることを可能にする。

その上で、本発明の原子炉では、プール水の温度に関し
、何ら監視や制御を要しない。　従って、一次冷却水系
とプール水の間に断熱層を設ける必要がない。　一次系
とプール水との間に断熱材がないから、プール水の温度
は最終的に３００’Ｃ程度まで上昇するが、そのまま放
首すればよい。

ＰＩＵＳ炉はプール水の温度を一定の温度、たとえば５
０℃に厳密に保たなければならないのに対し、本発明の
原子炉は運転および保守が、はるかに容易である。　ま
た、プール水冷却設備も不要であり、コストが安くなる
。

保守についていえば、本発明の原子炉、とくに図示した
好ましい態様のものは、圧力容器５の詰５１、上部プレ
ナム１０および蒸気発生器２の順序で上方に後き出すこ
とができる構造であるから、炉心１の燃料交換を上部か
ら行なうことが容易である。　プレナムフランジ１０１
を含めた下部村４造物を一体に外部に取り出せるように
することにより、保守が一層容易になる。

ざらに、本発明の原子炉では蒸気発生器２を炉心１の上
部に配置しであるから、空間利用効率が高く、原子炉全
体を小型化できる。　ＰＩＵＳ炉では、炉心を含めたラ
イザ一部流路の圧力１員失を極力小さくする必要があり
、このような配置がとれなかった。　また、通常のＢＷ
Ｒでは圧力容器のほかに格納容器を必要としているのに
対し、本発明においては、圧力容器５がこのような千名
納容器の機能を煎ねるから、大幅な小型化が達成できる
。

原子炉の停止時にプール水が一次冷却系Ａに進入しても
、温度差がきわめて小さいから、炉心その他の構造部材
に熱衝撃を与えるおそれがなく、安全上一層有利である
。

このほか、ＰＩＵＳ炉では起動時にプール水と一次冷却
水とを分離してあくため、前記したようにガスロック機
構を必要とするが、本発明の原子炉では、さきに開示し
たように、起動時に八ＰＣおよびΔρの変化に応じてΔ
Ｐｐを調節して行けばよいので、ガスロック機構が不要
であるという利点もある。

廃棄物処理の観点からいえば、炉が小型にできるという
ことは一次冷却水およびプール水の量が少いことを意味
し、浄化系が小型で足りるとともに、廃棄物発生量が相
対的に少いという結果につながる。

ざらにこの方式を応用すれば、炉心の燃料棒の間隔を縮
め、中性子の減速を少なくして高速中性子部分を多くし
、Ｐｕ生産を多くするという、いわゆる高転換型原子炉
も、安全性を損うことなく達成できる。

【図面の簡単な説明】

第１図ないし第３図は、本発明の原子炉の基本的構造と
原理を説明するためのものであって、第１図は原子炉の
概念的な縦断面図であり、第２図は、既知のＰＩＵＳ炉
の原理を示す、第１図と同様な縦断面図でおり、 第３図は、安全性確保の原理を説明するための、圧力バ
ランスの概念的なグラフである。 第４図および第５図は本発明の原子炉の一実施例を示す
ものであって、 第４図は縦断面図であり、 第５図は第４図のＶ−ｖ線断面図である。 １・・・炉心　２・・・蒸気発生器　３・・・一次冷却
水４・・・プール水（高濃度ホウ酸水溶液）５・・・圧
力容器 ６１・・・一次冷却水の流路 ６１１・・・外部壁　　６１２・・・内部壁６２・・・
一次冷却水の循環ポンプ ７１・・・プール水の流路 ７２・・・プール水の循環ポンプ ８・・・上部インターフェース ９・・・下部インターフェース １０・・・上部プレナム １０１・・・プレナムフランジ 特許出願人　　　　日揮株式会社 代理人　　　弁理士　須　賀　総　夫 第２図 ３図 Ｆ７′７冠（資反）

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. （１）炉心、蒸気発生器、一次冷却水の流路および循環
   ポンプからなる一次冷却水循環系を圧力容器内の高濃度
   ホウ酸水溶液のプールに浸漬して構成した加圧水型軽水
   炉であって、一次冷却水の流路に上部インターフェース
   および下部インターフェースを設けて一次冷却水とプー
   ル水との連通を可能にするとともに、上部インターフェ
   ースと下部インターフェースとを結ぶプール水流路およ
   びプール水循環ポンプを設けてなる原子炉において、一
   次系の蒸気発生器を炉心の上部に配置するとともに、圧
   力容器内のプールと隔絶される一次系の隔壁を外部壁お
   よび内部壁で構成し、この外部壁と内部壁との間の環状
   空間および内部壁内部をもって一次冷却水の流路を形成
   したことを特徴とする原子炉。
2. （２）一次冷却水とプール水の密度の差をΔρ、上部お
   よび下部インターフェース間の垂直距離をｈとするとき
   、炉心における圧力損失ΔＰｃ、プール水循環ポンプ圧
   ΔＰｐに関して、次式（II） Δρｇｈ＝ΔＰｃ−ΔＰｐ…（II） （ｇは重力の加速度）の関係が成り立つように前記各部
   分を構成した特許請求の範囲第１項の原子炉。
3. （３）一次冷却水の流路を形成する外部壁および内部壁
   を、圧力容器内の上部に支持された上部プレナムのプレ
   ナムフランジに懸垂した特許請求の範囲第１項の原子炉
   。