(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
格納容器空間の外部から電線で導いてきた外部電源や信号で動く動的機器及び計測装置で制御するBWRまたはABWRにおいて、
動的機器及び計測装置から引出端線(400)を出し動的機器毎及び計測装置毎に格納容器空間内近辺に電池(31)とPHSの両方を接続し、格納容器空間の中にある機器を無線中継器(34)を介して前記動的機器及び計測装置を遠隔制御できるようにしたことを特徴とするBWRまたはABWR。
【請求項２】
請求項1におけるBWRまたはABWRにおいて、
機器仮置副サプレッションプール(219)は、検査時機器置場(19)と、当該検査時機器置場(19)の上部に敷設したる副サプレッションプール蓋(210) と、壁(17)を補強した耐圧壁(223) とからなり、
当該機器仮置副サプレッションプール(219)から給水配管(15)に通じる給水連通管(222) を敷設し、
当該給水連通管(222)に非常時開弁（１０）を敷設し、当該非常時開弁（１０）から引出端線(400)を出し電池とPHSの両方を接続し、無線中継器(34)を介して当該弁を遠隔操作することにより事故時に原子炉(1)の中に注水できることを特徴とするBWRまたはABWR。
【請求項３】
請求項１または請求項２におけるBWRまたはABWRにおいて、
使用済燃料副サプレッションプール(218)は、使用済燃料プール(18)と、当該使用済燃料プール(18)の上部に敷設したる副サプレッションプール蓋(210) と、壁(17)を補強した耐圧壁(223)と、ヒータ(226)とからなり、
当該使用済燃料副サプレッションプール(218)に、非常用配管(12)に通じる非常時連通管(225)を敷設し、
当該ヒータ(226) から引出端線(400)を出しマイクロ波受信器(261)とPHSの両方を接続し、当該ヒータを遠隔操作して当該使用済燃料副サプレッションプール(218)内圧力を通常運転時の炉心圧力よりも低く保てるように遠隔操作し、
事故時に原子炉(1)の中に注水できることを特徴とするBWRまたはABWR。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、軽水を冷却材とする沸騰水型原子炉（BWR）または改良型沸騰水型原子炉(ABWR)の改修に関する。
【背景技術】
【０００２】
図1は、ABWRの原子炉(1)近辺を詳細に示した図である。非特許文献1を主体にして、非特許文献2、非特許文献3で補足した。核燃料を内包する原子炉圧力容器(100)は、ステンレスで内張りされた鉄筋コンクリートの格納容器壁(2)と鉄筋コンクリート製の基礎(3)とで構成された格納容器空間(4)の中に納められている。      
【０００３】
原子炉圧力容器(100)の下部には制御棒(107)を精密に駆動させるためのFMCRD(6)とFMCRD(6)の動きを制御棒(107)に伝える軸を内包せる制御棒ハウジング(7)がある。制御棒(107)を緊急に駆動させるためには制御棒駆動水圧系(8)が使われ水が水圧配管(112)の中を矢印の方向に流れて制御棒(107)を水圧駆動させる。
【０００４】
原子炉圧力容器(100)の下部には核燃料で発生する熱を冷却するために水を循環させるためのインターナルポンプ(109)を駆動させるためのインターナルポンプモータ(9)が敷設されている。
【０００５】
格納容器空間(4)の中にはプール隔壁(20)で囲まれた大量の水を内蔵せるサプレッションプール(5)があって、冷却水不足に関わる事態が生じた時に平常運転時には閉じられている非常時開弁(10)が開かれて非常用炉心冷却ポンプ(11)が起動して水が非常用配管(12)を通って矢印の方向に流れて原子炉(1)の中に注入される。
【０００６】
原子炉(1)の中の核燃料で発生する熱は蒸気となって主蒸気配管(13)を通って矢印の方向にあるタービンに出て行く。主蒸気配管(13)には運転時に開いている運転時開弁(14)が敷設されている。タービンで仕事を終えた蒸気は冷やされて液体の水になり給水配管(15)を通って矢印の方向にある原子炉(1)に戻ってくる。給水配管(15)には水が逆流するのを防ぐために逆止弁(16)が敷設されている。
【０００７】
格納容器空間(4)の外の上部には壁(17)で仕切られた使用済燃料プール(18)と原子炉(1)を検査する際取り外した機器を置くための検査時機器置場(19)がある。使用済燃料プール(18)には使用済燃料から発生する熱を除熱するための水が内蔵されている。
【０００８】
電動モータで動くインターナルポンプモータ(9)や継電器で作動する運転時開弁(14)や電動モータで開く非常時開弁(10)を動的機器と呼ぶことにすると、電源用電線(21)で外部か導いてきた外部電源の大半により電動モータを回転させたり継電器を作動させ、電源用電線(21)で外部か導いてきた外部電源の一部により動的機器の制御装置部を操作し速度調節や停止や起動を制御する。
【０００９】
制御装置部の操作のタイミングは信号用電線(22) で外部から受信した信号による。
【００１０】
動的機器には、外部電源を格納容器空間(4)の外から導いてくるための電源用電線(21)と制御装置部の操作のタイミングのため外部信号を格納容器空間(4)の外から導いてくる信号用電線(22)とが接続されている。煩雑になるため図では電源用電線(21)を切断実線で現し信号用電線(22)を切断破線で現した。
【００１１】
この他、中性子束や圧力等を計測監視する計装装置にも電源用電線(21)と信号用電線(22)が使われている。
【非特許文献１】：原子力工業、1992年、通産省三代著「改良標準化と高度化の動き」。
【非特許文献２】：オーム社、1989年、「原子力ハンドブック」。
【非特許文献３】：東京電力、1993年、「改良型BWRの概要」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
原子炉を安全に維持管理するためには機器や配管や電源電線や制御電線の点検が欠かせない。一定の質の点検を実施し続けるには、一定の質を持った人員の数を確保し続ける必要がある。原子力発電の発展に伴い運転されている原子炉の基数が増えてきた現在、人員の確保が困難になりつつある。点検の簡素化が急務である。
【００１３】
豊富な運転経験がある現行BWRを大幅に変えることなく若干の改修で、点検に特段の手間隙のかかる長尺で多数の配管や電線を簡略化したい。特に、複雑で膨大な本数と長さの電線の点検を簡略化したい。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
許認可済ABWRに敷設せる動的機器（例えば、事故時に制御信号を受信して電動モータで動く非常用炉心冷却ポンプ(11)や継電器で作動する運転時開弁(14)や電動モータで開く非常用開弁(10)）と計測装置（中性子束や圧力を計測し事故判定に資する）に接続せる電源用電線(21)と信号用電線(22)を除去する。その代わりに当該動的機器または当該計測装置から引出端線(400) を出し当該動的機器または当該計測装置近辺に電池(31)とアンテナ(33)付の電池内蔵無線器(32)を接続し無線中継器(34)を介して当該動的機器または当該計測装置を遠隔制御する。
【００１５】
電池には蓄電池や放射性同位元素を使ったRI電池や燃料電池や未臨界炉発電器電池(300)やキャパシタがある。空間にマイクロ波やレーザを放射して受信素子で受信して電源とすることも広い意味での電池とする。マイクロ波利用の送電は、宇宙での太陽光発電をマイクロ波で地球に送ることも考えられている折から実現の可能性が高い。
【００１６】
未臨界炉発電器電池(300)は、核分裂性物質からなる燃料を臨界にならないように装荷した未臨界炉心(51)を未臨界炉制御棒(52)に敷設せる未臨界炉制御棒操作棒(53)操作で未臨界の程度を調整し核分裂由来でない中性子源(54)の補助の元に核分裂を継続させ熱を発生させ、その熱を受熱板(63)から受け放熱板(64)から放熱しp型熱電半導体(61)とn型熱電半導体(62)を組み合わせた熱電変換器(60)で電気に変換する一種の電池とする。 
【００１７】
無線による無線通信には、PHSや携帯電話や無線LANやPAN( Personal Area Network )やFWA( Fixed Wireless Access )やデジタル放送技術がある。端末毎に10桁を超す識別番号（電話番号）を持ち、電池を内蔵し、アンテナを内蔵し、電波の届く範囲が限定されるPHSは、安価で管理運営上の安全性が高い。PHSからの送信により自宅の家電製品の操作が行われ始めている折から実現の可能性が高い。
【００１８】
電池(31)とPHSによる遠隔制御化は、加圧水型原子炉(PWR)は元より高速増殖炉(FBR)やガス冷却炉にも応用できる。BWRまたはABWRは元より他の炉型の原子炉でも新規に建設する場合にも適用できる。
【００１９】
検査時機器置場(19)の上部に副サプレッションプール蓋(210)を付け壁(17)を補強して耐圧壁(223)とし水を張った機器仮置副サプレッションプール(219)に給水配管(15)に通じる非常時開弁(10)付の給水連通管(222)を敷設することにより事故時に原子炉(1)の中に注水できるようにし、非常用炉心冷却ポンプ(11)は削除して使用済燃料プール(18)の上部に副サプレッションプール蓋(210) を付け壁(17)を補強して耐圧壁(223)としヒータ(226)を敷設した使用済燃料副サプレッションプール(218)に非常用配管(12)に通じる非常時連通管(225)を敷設することにより事故時に原子炉(1)の中に注水できるように改修し、サプレッションプール(5)の中の水を抜き格納容器空間(4)との一体化に改修し、インターナルポンプモータ(9) を敷設せるABWRにおいてはインターナルポンプモータ(9) を撤去し原子炉圧力容器(100)の貫通部を封印しインターナルポンプ(109)を撤去し通常運転時に自然循環冷却に改修し、再循環ポンプモータとジェットポンプを敷設せるBWRにおいては再循環ポンプモータとジェットポンプを撤去し必要箇所を封印し通常運転時に自然循環冷却に改修する。運転中のABWRについては、インターナルポンプモータ(9) は撤去せずにインターナルポンプ(109)のみを撤去し通常運転時に自然循環冷却に改修すればよい。
【００２０】
BWRまたはABWRの制御棒駆動機構において制御棒ハウジング(7)の中にコイルA(501) 及び逆巻のコイルB(502)を交代に敷設し、炭化ホウ素(B4C)の焼結板またはホウ素化合物をチタン(Ti)に添加した板をTiで被覆した軽量制御棒(127)に接続せるチタン棒(128)の下端に接続せる永久磁石(503)をコイル電流の向きとノッチ(504)により軽量制御棒(127)を高さ方向に操作できるようにしたことを特徴とせる新CRD(46)を採用する。
【発明の効果】
【００２１】
機器そのものを変えたり、機器に新規部品を敷設し一体化したりすると許認可を得る必要が生じ、新規許認可を得るには多大の時間と費用がかかる。既設の原子炉を改修することは元より、既存設計の原子炉を新たに設置する上においても機器そのものを変えたり、機器に新規部品を敷設し一体化したりすると許認可を得る必要が生じ、新規許認可を得るには多大の時間と費用がかかる。本発明であれば、電池(31)とアンテナ(33)付の電池内蔵無線器(32)の部品接続に関する許認可で済む。
【００２２】
電池内蔵無線器(32)は無線器に適した規格の電池を内蔵しているため電源用の電池(31)は当該動的機器または当該計測装置に適した規格を独立に選定することができる。
【００２３】
電源や信号を必要とする動的機器または計測装置に接続せる電源用電線(21)と信号用電線(22)が削除できたため、動的機器または計測装置とこれ等の近辺に接続させた電池(31)とアンテナ(33)付の電池内蔵無線器(32)を一括して一箇所で点検を済ませることができるため点検が大幅に簡略できる。当該動的機器または当該計測装置に接続せる電池(31)とアンテナ(33)付の電池内蔵無線器(32)を一体のものとして予め調整してあるものに交換し取り付けてしまえば更に点検は簡略化でき検査にかかわる費用が削減される。
【００２４】
PHSなら電波の届く範囲が限定されるため原子炉施設外からの進入や外への情報漏洩が起こり難く管理しやすい。PHSなら端末毎に10桁以上の識別番号を持ち当該原子炉内の機器毎に別個に付けることができる。安価で管理運営上の安全性が高い。
【００２５】
機器仮置副サプレッションプール(219)と使用済燃料副サプレッションプール(218)といった謂わば第2のサプレッションプール仮により、事故時に原子炉(1)の中に注水できるようにしたため点検の大きな増加なしに受動的安全性が高まる。
従来のサプレッションプール(5)から水を抜いたため格納容器空間(4)が拡大され事故時の当該空間の圧力上昇が抑制される。
【００２６】
上記改修されたABWRからインターナルポンプモータ(9)とインターナルポンプ(109)の撤去は、受動的安全性を備えさせたことになり安全性が更に増し、付随する機器の削減は元より電源用電線(21)や信号用電線(22)も削除されるため検査に関わる費用が削減される。
【００２７】
新FMCRD(46)の採用は、電源用電線(21)や信号用電線(22)の削除だけでなく水圧制御に関わる水圧配管(112)が削除されるため点検の費用は著しく下がる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２８】
BWRまたはABWRを改修して点検が容易で受動的安全性( Passive Safety )の高いBWRまたはABWRが提供できた。
【実施例１】
【００２９】
図2は遠隔制御できるように改修したABWRの概略図である。例えば、事故が生じ緊急に原子炉(1)を停止し主蒸気配管(13)に接続せる運転時開弁(14)を閉じる必要が生じた場合、運転時開弁(14)からの引出端線(400) に隣接して接続させたるアンテナ(33)付き電源内蔵無線器(32)で事故信号を受信し、運転時開弁(14)からの引出端線(400) に隣接して接続させたる電池(31)を電源として運転時開弁(14)を閉じる。機器が格納容器空間(4)の中にある場合は無線中継器(34)を介して信号を受信する。
【００３０】
制御棒駆動機構に関しては、FMCRD(6)を改良して高速挿入が可能な新CRD(46) を電池(31)を電源として外部の制御指令信号を無線中継器(34)を介した信号をアンテナ(33)を介して電池内蔵無線器(32)で受信し操作する。制御棒(107)の代わりにチタン棒(128)で支持された軽量制御棒(127)にし、軽量化を図った。
【００３１】
図3は新CRD(46)の概観図である。軽量制御棒(127)の上下操作は、水圧に頼らずに電気駆動のみとし、水圧配管(112)と制御棒駆動水圧系(8)を削除した。軽量制御棒(127)を上に動かす場合は、チタン棒(128)の下端に接続せる永久磁石(503)をコイルA(501)で吸い上げ、コイルA(501)と逆向きに巻いたコイルB(502)では永久磁石(503)を押し上げる。軽量制御棒(127)を下に動かす場合は、電流の向きを変える。コイルA(501) とコイルB(502)を交代に配置したことにより高さ方向に軽量制御棒(127)を操作しやすくした。
【００３２】
軽量制御棒(127)を長期間同じ位置に停止させておく場合はノッチ(504)を留め状態にし永久磁石(503)の下に来るようにし、軽量制御棒(127)を動かす場合はノッチ(504)を外し状態にし永久磁石(503)から離す。本図の例では制御棒ハウジング(7)とノッチ(504)との接点を中心にしてノッチ(504)を回転させる。
【００３３】
軽量制御棒(127)は、炭化ホウ素(B4C)の焼結板またはホウ素化合物をチタン(Ti)に添加した板をTiで被覆すれば軽くなり上下操作が容易になる。
【００３４】
近年の電池性能の向上は著しい。フォークリフト車動力用、電気自動車動力用、潜水艦動力用、非常電源装置エンジン始動用、通信用等の電池がある。宇宙用としてプルトニウム238(Pu238)の崩壊熱を熱電半導体で電気に変える熱電発電器も広い意味で電池と呼べる。固体電解質燃料電池や溶融炭酸塩燃料電池等の燃料電池の性能向上も著しい。
【００３５】
インターナルポンプモータ(9)を従来の外部電源に頼らずに長期間駆動させるには工夫が必要である。図4は、未臨界炉発電器電池(300)の概念図である。核分裂性物質からなる燃料を臨界にならないように装荷した未臨界炉心(51)を未臨界炉制御棒(52)に敷設せる未臨界炉制御棒操作棒(53)操作で未臨界の程度を調整し核分裂由来でない中性子源(54)（例えば自発中性子）の補助の元に核分裂を継続させ熱を発生させ、その熱を受熱板(63)から受け放熱板(64)から放熱しp型熱電半導体(61)とn型熱電半導体(62)を組み合わせた熱電変換器(60)で電気に変換しインターナルポンプモータ(9)を駆動させる。未臨界炉停止棒(55)は中性子吸収材からなり未臨界炉心(51)を極端に未臨界にさせ出力をほぼゼロにもたらす。反射体(56)は未臨界炉心(51)から中性子が漏洩するのを減らすためのものでジルコニウム合金や炭素やステンレス製のものである。
【００３６】
未臨界炉心(51)の燃料としてウラン235(U235)相当の核分裂性物質であると同時に自発中性子を放出し更にアルファ(α)線も放出するプルトニウム238(Pu238)は適している。自発中性子は中性子源(54)になる。未臨界炉制御棒(52)をベリリウム(Be)とすればBeの中性子減速作用により核分裂が活発になるため、未臨界炉心(51)にBeの未臨界炉制御棒(52)を挿入すれば臨界に近くなり出力を多く取り出すことができる。なお、Pu238からのα線はBeと反応して中性子を放出するため未臨界の程度に拘わらず出力は高くなる。
【００３７】
Pu238はネプツニウム(Np)が中性子を吸収して生成される。未臨界炉心(51)にPu238とNpとを装荷しておけばNpからPu238が生成されるため寿命の長い電池とすることができる。自発中性子とα線を放出する核分裂性物質としてはアメリシウム(Am)やキューリウム(Cm)もある。
【実施例２】
【００３８】
図5は、許認可済現行ABWRを改修して受動的安全性を高めるように改修したABWRの概略図である。図2の遠隔制御できるように改修したABWRを更に改修した。
【００３９】
マイクロ波をマイクロ波送信器(262)で送信しマイクロ波受電器(261)により電源線無しに外部電源を確保できるようにした。マイクロ波の他にレーザーでも電線無しに外部電源を確保できる。
【００４０】
所定の期間を運転し続け運転末期を迎えて定期検査のために原子炉を停止しても、発熱がすぐにゼロになるわけではない。核分裂生成物から熱が数日間放出される。残留熱除去のための冷却ポンプを外部電源に頼らずに長期間駆動させるにはマイクロ波による電源確保は有効である。
【００４１】
次に、検査時機器置場(19)の上部に副サプレッションプール蓋(210) を付け、壁(17)を補強し耐圧壁(223)とし水を張って機器仮置副サプレッションプール(219)とする。謂わば、第2のサプレッションプールにする。この中に給水配管(15)に通じる給水連通管(222)を敷設する。事故時に、主蒸気管(13)に敷設せる運転時開弁(14)が閉鎖され給水配管(15)から原子炉(1)へ水が行かなくなっても機器仮置副サプレッションプール(219)中の水が、給水連通管(222) に敷設した非常時開弁(10)を開くことにより給水配管(15)に行きそこから原子炉(1)の中に注水される。
【００４２】
更に使用済燃料プール(18)の上部に副サプレッションプール蓋(210) を付け、壁(17)を補強し耐圧壁(223)とし使用済燃料副サプレッションプール(218)とする。この中に非常用配管(12)に通じる逆止弁(16)付の非常時連通管(225)を敷設する。使用済燃料副サプレッションプール(218)の中はヒータ(226)により原子炉(1)の中の圧力よりも低いが常時圧力がかけられている。事故により原子炉(1)の中の圧力が下がると中の水が非常時連通管(225)を通って原子炉(1)の中に注水される。非常用炉心冷却ポンプ(11)が無くとも原子炉(1)の中に注水することができる。外部注水管(224)は長期間注水する場合を考慮して外部から水が供給できるようにした。ヒータ(226)の代わりにマイクロ波送信器(262)からマイクロ波またはレーザーで耐圧壁(223)を外部から直接過熱してもよい。なお、使用済燃料副サプレッションプール(218)の中の圧力が高すぎる場合は外部注水管(224)からの冷水と交換すれば冷却されて圧力が下がる。更に、外部注水管(224)を別途追加し使用済燃料副サプレッションプール(218)の上部空間にスプレー水を散布すれば圧力は急激に下がる。
【００４３】
サプレッションプール(5)の中の水を抜き格納容器空間(4)と一体化に改修する。
【００４４】
許認可済のABWRの原子炉(1)の下部に敷設されていたインターナルポンプモータ(9)を撤去封印し、インターナルポンプ(109)も撤去し自然循環冷却とし受動的安全性を具備するように改修すれば定期検査は大幅に簡略される。
【００４５】
再循環ポンプモータとジェットポンプを敷設せる許認可済のBWRにおいても再循環ポンプモータを撤去し原子炉圧力容器(100)を貫通せる箇所を封印しジェットポンプを撤去し通常運転時に自然循環冷却とし受動的安全性を具備するように改修すれば定期検査は大幅に簡略される。
【産業上の利用可能性】
【００４６】
電池と無線により原子炉が遠隔制御できれば、電線が大幅に削除され配線工事の減少はもとより配線の点検管理が容易になる。
【００４７】
軽量制御棒(127)の燃料部への全挿入は自然落下で達成できるようにし、軽量制御棒(127) の燃料部からの全引抜は従来とは逆に燃料部の上になるようにすればフェイルセイフの高いものになる。コイルA(501)とコイルB(502)の電流の調節のみでも永久磁石(503)の上下動と停止が可能であるためノッチ(504)を付けずにすれば、電流の喪失は軽量制御棒(127)の自由落下となり燃料部への全挿入となり原子炉は停止に向かう。新CRD(46)を原子炉(1)の頂部に敷設すれば軽量制御棒(127)の自由落下は更に容易になる。
【図面の簡単な説明】
【００４８】
【図１】図1は、ABWRの原子炉(1)近辺を詳細に示した図。
【図２】図2は、遠隔制御できるように改修したABWRの概略図。
【図３】図3は、新CRD(46)の概観図。
【図４】図4は、未臨界炉発電器電池(300)の概念図。
【図５】図5は、受動的安全性を高めるように改修したABWRの概略図。
【符号の説明】
【００４９】
1は原子炉。
2は格納容器壁。
3は基礎。
4は格納容器空間。
5はサプレッションプール。
6はFMCRD。
7は制御棒ハウジング。
8は制御棒駆動水圧系。
9はインターナルポンプモータ。
10は非常時開弁。
11は非常用炉心冷却ポンプ。
12は非常用配管。
13は主蒸気配管。
14は運転時開弁。
15は給水配管。
16は逆止弁。
17は壁。
18は使用済燃料プール。
19は検査時機器置場。
20はプール隔壁。
21は電源用電線。
22は信号用電線。
31は電池。
32は電池内蔵無線器。
33はアンテナ。
34は無線中継器。
46は新CRD。
51は未臨界炉心。
52は未臨界炉制御棒。
53は未臨界炉制御棒操作棒。
54は中性子源。
55は未臨界炉停止棒。
56は反射体。
60は熱電変換器。
61はp型熱電半導体。
62はn型熱電半導体。
63は受熱板。
64は放熱板。
100は原子炉圧力容器。
107は制御棒。
109はインターナルポンプ。
112は水圧配管。
127は軽量制御棒。
128はチタン棒。
210は副サプレッションプール蓋。
218は使用済燃料副サプレッションプール。
219は機器仮置副サプレッションプール。
222は給水連通管。
223は耐圧壁。
224は外部注水管。
225は非常時連通管。
226はヒータ。
261はマイクロ波受信器。
262はマイクロ波送信器。
300は未臨界炉発電器電池。
400は引出端線。
501はコイルA。
502はコイルB。
503は永久磁石。
504はノッチ。
【図１】
0005403308.tif 000002
【図２】
0005403308.tif 000003
【図３】
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【図４】
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【図５】
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