JPS63208794A - 沸騰水型原子炉 - 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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は自然循環方式の沸騰水型原子炉に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子炉を有する発電プラン１−は、　ＪＪＸ　
′ｆ−炉建屋内に原子炉格納容器が設けられており、こ
の原子炉格納容器内には冷却材（水）と複数の燃料集合
体および制御棒等からなる炉心が収容されてなるＪ７λ
子炉圧力容器が格納されている。冷却水は炉心を上昇す
る際炉心の核反応によって昇温し水と蒸気の二相流状態
となる。この二相流は気水分離器により水と蒸気に分離
され、その内蒸気は蒸気乾燥器により乾燥蒸気となる。

この乾燥蒸気は原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管
系を介してタービンに送られタービンを駆動させる。こ
のタービンの駆動により発電機が回転し、発電する。タ
ービンで仕事をした蒸気は復水器内に導入されて復水と
なり、給水ポンプにより再度原子炉圧力容器内に環流す
る。

ところで、従来砕の商用の沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲ
という）では原子炉圧力容器の外部に設けられた２台の
大型の再循環ポンプにより原子炉冷却材を強制循環させ
ている。また原子炉圧力容器内に小型の再循環ポンプを
複数台設け、原子炉冷却材を強制再循環させるＢ　Ｗ　
Ｒもある。これらのＢＷＲの出力制御は制御棒操作の他
に再循環ポンプの回転数を変化させ炉心入口流量を制御
することにより行なわれる。上記原子炉冷却材強制再循
環型ＢＷＲに対して原子炉冷却材自然循環型ＢＷＲでは
炉心流量は炉心内外の冷却材の密度差によって生じる自
然循環力によって得られる。また従来の自然循環方式の
Ｂ　Ｗ　Ｒの出力制御は主に制御棒操作によって行なわ
れている。

上述した構成の原子炉冷却材強制循環型ＢＷＲと原子炉
冷却材自然循環型ＢＷＲに於いて、種々の過渡変化が生
じたときの炉心動特性は次のように推移する。

原子炉冷却材強制循環方式のＢＷＲについて述べる。従
来のＢＷＲではボイド反応度係数（炉内のボイドが単位
体積発生した際に炉心に印加される反応度）が負になる
ように設計されている。例えば制御棒の引抜きにより中
性子割合が増加し、炉心の核反応が活発になると、燃料
棒での熱発生も増加し、冷却材への熱伝達も増加する。

この結果、炉内ボイドが一時的に増加し熱中性子割合の
増加を抑制する方向に作用する。このようにＢＷＲは制
御棒操作に対して固有の安全性を有している。また、再
循環ポンプがトリップした場合には炉心入口流量が減少
し、燃料を冷却する能力が悪化するが、他方冷却材の炉
内滞在時間が増加し炉内ボイド率が増大するため、炉心
には負の反応度が印加され、出力は減少する。現状の冷
却材強制再循環型ＢＷＲでは、再循環ポンプ系統トリッ
プ時にも燃料の健全性が十分保持されるように設計され
ている。しかして、主蒸気配管上の弁（例えば、主蒸気
隔離弁、タービン蒸気加減弁等）が閉鎖することによっ
て起因される圧力上昇過渡変化が発生した場合には、炉
内のボイドが潰れ、炉心に正の反応度が印加される。こ
うした場合には現状のＢＷＲでは制御棒を急速挿入（ス
クラム）し、主蒸気管にある逃し安全弁を開放すること
により、中性子束が急増し燃料棒温度が急上昇したり、
圧力容器ドーム圧力が急上昇することを防止している。

このように、現状のＢＷＲは種々の過渡変化に対して安
全性を有しているが、特に原子炉冷却材強制再循環型Ｂ
ＷＲでは、圧力上昇過渡変化発生時に再循環ポンプをト
リップ（ＲＰＴ）させることより冷却材の炉内滞在時間
を延長させ炉内のボイドの潰れを抑制し、出力の急上昇
を防止する方策がとられている。

原子炉冷却材自然循環方式のＢＷＲについて述べる・冷
却材再循環方式が強制循環方式から自然循環方式に変更
された場合でも炉心の基本設計は同等であり、ボイド反
応度係数は負である。従って、自然循環型原子炉に於い
ても制御棒操作に対する固有の安全性は確保されている
。また、この場合には炉心流量の急激な減少は発生しな
い。圧力上昇過渡変化が生じたときの動特性も強制循環
型ＢＷＲと同様であり燃料及び圧力容器の健全性は制御
捧急挿入（スクラム）及び逃し安全弁の開放により十分
確保されるがこの場合には強制循環型Ｂ　Ｗ　Ｒの場合
に得られた再循環ポンプトリップによる炉内ボイド減少
抑制効果は期待できない。

（発明が解決しようとする問題点） 上記の構成に基づく自然循環型ＢＷＲでは出方制御は制
御棒操作により可能であり、圧力上昇過渡変化発生時の
燃料及び圧力容器の健全性は制御棒の急速挿入及び逃し
安全弁の開放により確保されるが、強制循環型ＢＷＲの
ような炉心入口流量制御による出力制御は行えず、また
圧力上昇過渡発生時に再循環ポンプトリップによるボイ
ドの潰れ抑制効果は期待できなかった。

本発明は以上の点に基づいてなされたもので、その目的
とするところは、原子炉冷却材強制再循環ポンプを有し
ない自然循環型ＢＷＲに於いても、炉心入口流量を制御
することによる出力制御が可能であり、また圧力上昇過
渡が発生したときに炉心人口流量を一時的に減少させ炉
内ボイドの潰れを抑制し出力の急上昇を防止することが
可能なりＷＲ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） 上記目的を達成するために、本発明では燃料及び炉内構
造物等を収容した圧力容器（１次圧力容器）を取囲むよ
うにして新たな圧力容器（２次圧力容器）を設け、１次
圧力容器の下部ブレナムと２次圧力容器の下部との間で
の冷却材の自由な往来を可能にしたことを特徴としてい
る。

また、上記２次圧力容器には次の３つの構成の少なくと
もいずれか１つを用いている。

■　２次圧力容器に蓄えられた冷却材の量のｆＡａを行
うことを目的として、２次圧力容器部に給水ラインを設
けている６ ■　２次圧力容器ドーム部の圧力調整を行うことを目的
として、２次圧力容器部に加圧器を設けている。

■　２次圧力容器に蓄えられた冷却材の温度の調整を行
うことを目的として、２次圧力容器部に熱交換器を設け
ている。

さらに、加圧器には、ドーム部の圧力を一時的に減圧さ
せることを［１的として逃し安全弁が複数個設けられて
いる。

（作用） このように構成された自然循環型Ｂ　Ｗ　Ｒに於いては
、２次圧力容器に設けられた給水ラインの流量、または
、加圧器の加圧量あるいは熱交換器を流れる冷却水の流
量を調整することにより、原子炉出力を制御することが
可能である。また、圧力上昇過渡変化が生じた際には、
１次圧力容器内の冷却材を一時的に２次圧力容器内に流
入させることにより、炉心内ボイドの潰れを抑制しスク
ラムの効果と合わせて、出力の速やかな低下を可能にし
ている。

（実施例） 以下第１図ないし第２図を参照して本発明の第１の実施
例の構成を説明する。第１図は本発明の自然循環方式の
ＢＷＲの概略構成を示す系統図である０図中符号１は原
子炉格納容器を示し、この原子炉格納容器は図示しない
原子炉建屋内に設置されている。上記原子炉格納容器１
内には１次圧力容器２及び２次圧力容器３が図示しない
ペデスタル上に設置されている。この１次圧力容器２に
は炉心４が収納されているとともに冷却材５が収納され
ている。冷却材５は２次圧力容器３にも収納されており
、１次圧力容器の下部プリナム２ｂ側壁に明けられた孔
２ｃを通して冷却材５が１次圧力容器２と２次圧力容器
３の間で自由に往来できる設計となっている。

また上記炉心４は図示しない複数の燃料集合体および制
御棒等から構成されており、上記冷却材５は炉心４の核
反応熱により昇温し、水◆蒸気の二相流状態となる。こ
れにより炉心内外の冷却材５に密度差が生じ炉心流が生
じる。二相流状態となった冷却材５は、上記炉心４の上
方に設けられたチムニ−６を通り、気水分離器７により
水と蒸気とに分離され、その内蒸気は気水分離器の上方
に設けられた蒸気乾燥器８に流入して乾燥され乾燥蒸気
となり、１次圧力容器２の上方に接続された主蒸気管９
を介してタービン】Ｏに移送される。

一方前記分離された水はダウンカマ部２ｄを介して炉心
４の下方に流下し、再度炉心４を上方に流通する。上記
主蒸気管９の原子炉格納容器１の貫通部前後には主蒸気
隔離弁（以下ＭＳＩＶという）１１および１２が夫々介
挿されている。上記ＭＳＩＶ１２と前記タービンｌＯと
の間には、主蒸気止め弁１３および主蒸気加減弁１４が
順次介挿されている。そして前記タービン１０に移送さ
れた蒸気は、そこでタービンｌＯを駆動させ、その結果
タービン１０に連結された発電機１５が回転する。ター
ビン１０を駆動させた蒸気は、タービンｌＯの下方に設
置された復水器１６内に収容され、そこで凝縮液化され
復水となる。この復水は、復水ポンプ１７．給水加熱器
１８、給水ポンプ１９および給水制御弁２０を介して前
記１次圧力容器２内に環流され、炉心４下方に給水され
る。

上記ＭＳＩＶ１２と主蒸気止め弁１３との間の主蒸気管
９と復水器１６との間にはタービンバイパス管２１が配
設されている。このタービンバイパス管２１にはタービ
ンバイパス弁２２が介挿されている。すなわち、負荷遮
断が発生した場合には、上記主蒸気加減弁１４が閉止し
、同時にタービンバイパス弁２２が閉弁する。それによ
って蒸気はタービンバイパス管２１を介して復水器１６
に直接導入される。

また、前記２次圧力容器３には給水ライン３】、加圧器
４１、熱交換器５１が接続されており、それぞれ給水調
整弁３２、圧力調整弁４２、流量調整弁５２により２次
圧力容器内保有水斌、２次圧力容器内ドーム３ｃ圧力、
２次圧力容器保有冷却水温度を制御している。

さらに、加圧器４１には逃し安全弁４３が接続されてい
るとともに、この逃し安全弁４３には逃し配管４４が接
続されている。この逃し配管４４の下端は圧力抑制室４
５内の冷却水４５ａ中に浸漬されている。

そこで先ず上記構成をなす自然循環方式のＵＷＲの出力
制御について説明する。いま、ある出力の定常運転状態
として１次圧力容器２の下部プレナム２ｂと２次圧力容
器下部３ｂ間での冷却材の流れが零の場合について述べ
る。これは２次圧力容器下部３ｂでの圧力が１次圧力容
器下部プレナム２ｂでの圧力と同等となるように２次圧
力容器３に冷却水５ｂを蓄えることにより可能である。

すなわち、１次圧力容器下部プレナム２ｂに加わる圧力
Ｐ、（１次圧力容器下部ドーム部２ａでの圧力Ｐｌａ＋
バルク水領域からダウンカマ領域に蓄えられている冷却
水による静水頭圧＋ダウンカマ領域から下部プレナム領
域への冷却水の流れによる動圧）と２次圧力容器下部３
ｂに加わる圧力Ｐ、（２次圧力容器ドーム部３ａでの圧
力Ｐｎａ＋２次圧力容器に蓄えられている冷却水５ｂに
よる静水頭圧）が等しくなっている。ここで上記静水頭
圧は。

冷却水の体積×密度Ｘ重力 １　・圧力容器と２次圧力容器通　の而ｆとして関係づ
けられている。

本発明の自然循環方式のＢＷＲでは、原子炉出力制御と
して２次圧力容器３に蓄えられた冷却水の静水頭圧変化
を利用している。また、２次圧力容器３に設けられてい
る給水ライン３１からは、新たな冷却水５ｃの流量を２
次圧力容器内の水位が一定になるように調整弁３２によ
り供給することが可能となっている。また、２次圧力容
器３に設けられた加圧器４１は圧力調整弁４２により２
次圧力容器ドーム３ａの圧力が一定になるように制御可
能な構造となっている。さらに２次圧力容器には熱交換
器５１が内蔵されており、熱交換器内を流れる冷水の流
量を調整弁５２により変化させることにより、２次圧力
容器に蓄えられた冷却水５ｂの温度（従って密度）を制
御できる構造となっている。

例えば、熱交換器５１の流量調整弁５２を開とし、熱交
換器内を流れる液体（例えば冷水）の流量を増加させる
と２次圧力容器内の冷却水５ｂの密度が増加し、２次圧
力容器下部３ｂに於ける静水頭圧が増加するため、冷却
水５ｂは２次圧力容器下部３ｂから１次圧力容器下部２
ｂに流入する６冷却水５ｂと冷却水５ａは１次圧力容器
下部プレナム２ｂで混合し、炉心入口流量の増加を促す
。これにより高速中性子に対する減速材（水）の減速効
果が高まり、炉心内の熱中性子の割合が増加し核分裂が
促され出力が上昇する。２次圧力容器給水ライン３１か
ら供給された冷却水５ｃにより１次圧力容器内の原子炉
水位は一時上昇するが、給水調整弁２０を絞ることによ
り原子炉水位は定値に制御される。逆に出力を下げたい
ときには熱交換器の流を調整弁５２を絞ることにより、
２次圧力容器内の冷却水密度を減少させれば良い。

次に１本発明の自然循環方式のＢ　Ｗ　Ｒに於いて、原
子炉圧力上昇過渡変化が発生した場合の原子炉動特性に
ついて説明する。例えば、主蒸気隔離弁１１．１２が全
閉すると逃げ場の無くなった原子炉発生蒸気により１次
圧力容器ドーム部２ａの圧力が上昇する。原子炉には図
示しない制御棒が緊急挿入（スクラム）されるが、制御
棒による負の反応度が印加されるまでのわずかな時間の
間、原子炉圧力の上昇に起因する炉心内ボイドの潰れに
よって正の反応度が印加され、原子炉出力は一時的に大
きく増加傾向を示す場合がある。しかしながら本原子炉
の場合は、１次圧力容器ドーム部２ａの圧力が上昇する
と、１次圧力容器下部プレナム部２ｂの圧力が２次圧力
容器下部３ｂの圧力よりも高くなり、冷却材５ｂは２次
圧力容器３に流入する。これにより、炉心流量が一時的
に減少し、冷却材５ｂの炉心内滞在時間が長くなり燃料
からの熱吸収率が増加するため、炉心内でのボイドの発
生が促される。

これは、炉心に負の反応度を印加するため、原子炉出力
を減少する方向に作用する。また、２！Ａ圧力容器ド一
ム部の圧力が過渡に上昇した場合には逃し安全弁４３が
開放され、原子炉圧力容器の健全性は保たれる。即ち、
本発明の自然循環方式のＢＷＲは圧力上昇過渡変化に対
して固有の安全性を有している。第２１ｉｉ！ｌに従来
の自然＠現方式のＢＷＲと本発明の自然循環方式のＢＷ
Ｒで主蒸気隔離弁全開が発生した場合の中性子束と炉心
入口流量の変化を示す、主蒸気隔離弁全開が発生すると
１次圧力容器ドーム部２ａの圧力が上昇し、炉内４のボ
イドが潰れるため炉心４に正の反応度に印加され中性子
束は急上昇する。同事象発生時には制御棒が緊急挿入（
スクラム）されるため中性子束は減少するが、本発明の
自然循環型ＢＷＲの場合には初期の１次圧力容器ドーム
２ａの圧力上昇時に。

炉心入口流量が減少するため、炉内ボイドの潰れが抑制
され、従来式の自然循環型ＢＷＲの場合に比べて中性子
束最大値が低くなっている。また、原子炉はスクラムさ
れているため炉心内外の密度差による自然循環力は減少
し、炉心入口流量は減少方向に向かう。

また、本発明の自然循環方式のＢＷＲによる出力制御の
他の実施例としては、２次圧力容器３に接続された給水
ライン３１からの給水流量の増減（給水流量が増加する
と出力が増加する）、あるいは加圧器４１による加圧量
の加減（加圧量が増加すると出力が増加する）が挙げら
れる。

〔発明の効果〕

以上詳述したように本発明による自然循環方式のＢＷＲ
では、１次圧力容器を取り囲むようにして２次圧力容器
を設け、１次圧力容器下部ブレナム部と２次圧力容器下
部での冷却材の自由な往来を可能にしたことを特徴とし
ている。また、２次圧力容器には同圧力容器に蓄えられ
ている冷却材の量を調整することを目的として給水ライ
ンが設けられ、あるいは２次圧力容器ドー１１圧力を調
整することを目的として加圧器が、あるいは同冷却材の
密度を調整することを「１的として熱交換器が設けられ
ている。また、これら給水ライン、加圧器、熱交換器に
はそれぞれ調整弁が付属されていることを特徴としてい
る。

従って、上記調整弁の開度を制御することにより、２次
圧力容器下部での静水頭圧を変化させ、炉心入口流量を
変化させ、ひいては原子炉出力を制御することが可能で
ある。従って、従来の自然循環方式のＢＷＲに比べて制
御能力が格段に向−１こされている。

また、主蒸気隔離弁全開、タービントリップ等の圧力上
昇過渡変化が発生した場合には１次圧力容器に蓄えられ
た冷却材を２次圧力容器に自動的に移すことにより炉心
人［１流量の一時的な減少を促し、炉心内ボイドの潰れ
を抑制することが可能に増大した場合には加圧器に設け
られた逃し安全弁を開放させ圧力容器の減圧を図ること
も可能である。従って本発明の自然循環方式のＢＷＲは
圧力上昇過渡変化に対して固有の安全性を有しており、
ＪＪＸ子炉子軸全性上の極めて優れた原子炉と言える。

【図面の簡単な説明】 第１図は本発明の自然循環方式の沸騰水型ＩＮＫ子炉子
軸略構成を示す系統図、第２図は本発明の自然循環方式
のＢＷＲの場合と従来式の自然循環方式のＢＷＲの場合
の過渡変化を示す図である。 １・・・原子炉格納容器 ２・・・１次圧力容器 ３・・・２次圧力容器 ４・・・炉心 ５・・・冷却材（水） ６・・・チムニ− ３１・・・給水ライン 代理人　弁理士　則　近　憲　佑 同　　三俣弘文

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 自然循環型方式の沸騰水型原子炉の１次圧力容器を取囲
   むようにして新たな２次圧力容器を設け、１次圧力容器
   下部プレナムと２次圧力容器下部を連通したことを特徴
   とする沸騰水型原子炉。