(57)【要約】【課題】この発明は、反応度制御のための原子炉監視業務が不要であり、精緻な反応度制御、反応度制御系の異常対応のための設備が不要な原子炉を提供することを課題とする。【解決手段】放射状に７つ配置された原子力蒸気供給カセット２１内には、燃料集合体を構成するカセット内炉心２４を備えている。カセット内炉心２４のうち、中心カセット内炉心２４ｃ及び周辺カセット内炉心２４ｄ単独での核分裂連鎖反応が維持できる時期がずれるように、中心カセット内炉心２４ｃと周辺カセット内炉心２４ｄとに含まれる可燃性毒物装荷量の割合は、周辺カセット内炉心２４ｄが中心カセット内炉心２４ｃよりも多くなっている。制御棒３２は、原子炉の緊急停止系設備として使用され、原子炉２０の通常運転中は、上方に引き抜かれた全引き抜き状態にある。【選択図】　　　　図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心が複数に区分されたサブ炉心を備え、
少なくとも、２つの前記サブ炉心に含まれる可燃性毒物装荷量が異なる原子炉。
【請求項２】
前記複数のサブ炉心は、ひとつの中心サブ炉心と、この中心サブ炉心の周囲に放射状に配置された複数の周辺サブ炉心とに区分され、
前記中心サブ炉心に含まれる可燃性毒物装荷量が、前記周辺サブ炉心に含まれる可燃性毒物装荷量よりも少ない請求項１に記載の原子炉。
【請求項３】
前記サブ炉心間に制御棒を備え、
この制御棒は、通常運転時には引き抜き状態で使用される請求項１または２に記載の原子炉。
【請求項４】
前記サブ炉心は、圧力管と、この圧力管の内部に、燃料体からなる炉心及び蒸気発生器とを備えた原子力蒸気供給カセットからなる請求項１〜３のいずれか一項に記載の原子炉。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
この発明は、原子炉の構造に関し、とくに、炉心反応度制御のための業務等を不要とする原子炉の構造に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の原子炉では、炉心の過剰反応度を抑制し炉心の実効増倍率を１．０に維持するために、中性子吸収材を含む制御棒の挿入引抜き、あるいは１次冷却材中に中性子吸収材を溶解させて中性子吸収材濃度を変化させること等の反応度制御操作を行っている。
このような炉心の反応度制御のための運転操作は、原子炉を安全に運転する際に最も重要な技術の一つであり、現状ではコンピュータ制御による自動化運転が達成されている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、このような原子炉の自動化運転を行う一方、原子炉設備の万一の故障等に備え、熟練した技術、知識を有する複数の運転員が２４時間体制で常時原子炉の運転状態を監視するとともに，必要な場合には手動により原子炉を運転する必要がある。そのため、手動運転可能に設備対応するとともに、手動運転のための運転員の訓練も必要となっている。
このような反応度制御のための運転員による原子炉監視業務は、原子炉の運転に必要な費用の主要な割合を占めている。
【０００４】
一方、通常運転時の反応度変化は微小であり、これを常時検知し微妙な反応度制御操作を行うために、信頼性の高い精緻な構造、機能を有する設備が求められている。また、信頼性の高い原子炉にするために、反応度制御系の異常に伴う反応度投入あるいは反応度喪失が生じることを想定する必要がある。このような事態においても原子炉を安全に停止できるように、反応度を制御する制御棒を独立して複数設ける等、設備を独立多重化させる必要がある。このような精緻な反応度制御、反応度制御系の異常対応のための設備を導入することは、原子炉建設費の主要な割合を占めている。
【０００５】
この発明はこのような課題を解決するためになされたもので、反応度制御のための原子炉監視業務が不要であり、精緻な反応度制御、反応度制御系の異常対応のための設備が不要な原子炉を提供することを目的とする。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
この発明に係る原子炉は、炉心が複数に区分されたサブ炉心を備え、少なくとも、２つの前記サブ炉心に含まれる可燃性毒物装荷量が異なるものである。
また、複数のサブ炉心は、ひとつの中心サブ炉心と、この中心サブ炉心の周囲に放射状に配置された複数の周辺サブ炉心とに区分され、中心サブ炉心に含まれる可燃性毒物装荷量が、周辺サブ炉心に含まれる可燃性毒物装荷量よりも少なくすることができる。
サブ炉心間に制御棒を備え、この制御棒は、通常運転時には引き抜き状態で使用されることができる。
サブ炉心は、圧力管と、この圧力管の内部に、燃料集合体からなる炉心及び蒸気発生器とを備えた原子力蒸気供給カセットから構成することができる。
【０００７】
【発明の実施の形態】
以下に、この発明の実施の形態を図面に基づいて説明する。
この発明の実施の形態に係る原子炉２０の立断面図を図１に、平面断面図を図２に示す。
図２に端的に示されるように、軽水、重水またはグラファイトの減速材３０が満たされる減速材タンク３１内には、原子力蒸気供給カセット２１が中心から放射状に７つ配置されている。
原子力蒸気供給カセット２１は、図１に示されるように、それぞれ、圧力管２２と、その内壁の中央から上方にかけて円周状に配置された蒸気発生器２３とを備え、さらに、蒸気発生器２３の下方には、燃料集合体を構成するカセット内炉心２４を備えている。
圧力管２２は、上下端を閉じた、例えば直径約５０ｃｍ程度、長さ数メートルの細長円筒管であって、ステンレス鋼等の金属材料からなる圧力管ライナ２５と、その外周面に、炭素繊維を巻いて強度を補強した強化繊維層２６とを備えている。圧力管２２とカセット内炉心２４との間には、圧力管２２内部に封入された１次冷却材２８が下方に向かって流れるダウンカマー部２７が形成されている。また、カセット内炉心２４の上方には、カセット内炉心２４によって加熱された１次冷却材２８が上昇するライザー２９が形成され、１次冷却材２８が圧力管２２内を矢印に示されるように循環するように構成されている。
【０００８】
図２に示されるように、放射状に配置された原子力蒸気供給カセット２１のカセット内炉心２４のうち、中心にあるカセット内炉心２４は、中心カセット内炉心２４ｃを構成し、その周囲に円周上にあるカセット内炉心２４は、周辺カセット内炉心２４ｄを構成し、原子炉２０全体としては、複数のカセット内炉心２４を組み合わせたパッケージ内炉心が構成されている。
すなわち、この原子炉２０は、原子炉全体の炉心が複数の原子力蒸気供給カセット２１内に分割して配置され、中心カセット内炉心２４ｃを中心サブ炉心とし、周辺カセット内炉心２４ｄを周辺サブ炉心としたマルチサブ炉心構造を有する。
【０００９】
ここで、中心カセット内炉心２４ｃは、装荷量ｃ１のウラン、プルトニウム等の核分裂性燃料、装荷量ｃ２のホウ素等の可燃性毒物を含む。また、周辺カセット内炉心２４ｄは、装荷量ｄ１の核分裂性燃料、装荷量ｄ２の可燃性毒物を含む。中心カセット内炉心２４ｃと周辺カセット内炉心２４ｄとの間の可燃性毒物装荷量の割合は、ｃ２＜ｄ２の関係にあり、周辺カセット内炉心２４ｄの可燃性毒物装荷量ｄ２の方が、中心カセット内炉心２４ｃの可燃性毒物装荷量ｃ２よりも多くなるように構成されている。
【００１０】
また、図２に示されるように、中心にある原子力蒸気供給カセット２１の周囲には、制御棒３２が中心カセット内炉心２４ｃを覆うように円周上に６つ配置されている。制御棒３２は、隣接する原子力蒸気供給カセット２１間に延びる３つの板状部材からなり、図１に示されるように、カセット内炉心２４に沿って上下方向に延びて、減速材タンク３１の上方にある制御棒駆動装置３３に接続されている。制御棒駆動装置３３は制御棒３２を上下に進退させる。
ここで、この原子炉２０における制御棒３２は、原子炉の緊急停止系設備として使用される。原子炉２０の通常運転中は、上方に引き抜かれた全引き抜き状態にある。原子炉２０の異常発生時である原子炉スクラム時、原子炉停止時には、制御棒３２が下方まで挿入されることにより常にパッケージ内炉心が未臨界を確保できるように構成されている。
【００１１】
減速材タンク３１の外周面には断熱材３４が巻かれ、その断熱材３４の外側には水遮蔽タンク３５が設けられている。水遮蔽タンク３５内には遮蔽水３６が満たされ、この遮蔽水３６はそれぞれのカセット内炉心２４から放射される中性子及びガンマ線を外部に対して遮蔽する。
【００１２】
原子炉２０の起動前において、圧力管２２内に貯留される１次冷却材２８の液面はＨ１の位置で、蒸気発生器２３は水没した状態にあり、原子力蒸気供給カセット２１の上部２１ｂには気相部２８ａが形成されている。また、蒸気発生器２３の２次冷却材４３の供給排出経路として、途中に開閉弁４１を備えた２次冷却材管４４が配置され、図示しないタービン及びポンプに接続されている。さらに、原子力蒸気供給カセット２１の上部２１ｂには、配管３９が貫通して配置され格納容器４２内の減圧弁４０に接続されている。
【００１３】
一方、原子力蒸気供給カセット２１の底部２１ａには、配管３７が貫通して配置され、減速材タンク３１の底面を貫通して水遮蔽タンク３５内に設けられた非常用冷却水供給弁３８に接続されている。
蒸気発生器２３での熱交換を行うことができない場合等原子力蒸気供給カセット２１の徐熱機能喪失時には、水遮蔽タンク３５内の遮蔽水３６を非常用冷却水供給弁３８から原子力蒸気供給カセット２１内に導入して、カセット内炉心２４を冷却し、原子力蒸気供給カセット２１内に発生した蒸気を減圧弁４０により減圧して原子力蒸気供給カセット２１の外部に放出するように構成されている。
また、格納容器４２の外周には、格納容器４２を空気冷却する空気流路４５が形成されている。
【００１４】
次に、この発明の実施の形態に係る原子炉の動作を説明する。
図１に示されるように、原子炉２０の起動前において、制御棒３２は制御棒駆動装置３３により中心カセット内炉心２４ｃを周囲から覆うように減速材タンク３１の下方まで挿入され、パッケージ内炉心は未臨界状態になっている。その後、原子炉２０の運転が開始され、制御棒３２が上方へ引き抜かれ、全引き抜き状態になると燃焼が開始される。
燃焼が開始された後の、中心カセット内炉心２４ｃ、周辺カセット内炉心２４ｄおよびこれらを合わせたパッケージ内炉心の燃焼に伴う反応度の経時変化のグラフを図３に示す。
燃焼開始当初は、中心カセット内炉心２４ｃのみで核分裂連鎖反応を維持し、中心カセット内炉心２４の反応度は正となっている。しかしながら、中心カセット内炉心２４ｃの可燃性毒物装荷量ｃ２は少なく中性子が少ないので、中心カセット内炉心２４ｃで発生した中性子は周辺カセット内炉心２４ｄに供給される。
【００１５】
周辺カセット内炉心２４ｄは、可燃性毒物装荷量ｃ２が多いので、周辺カセット内炉心２４ｄの反応度は負であるが、その後中性子が供給されるにつれて可燃性毒物が中性子と反応して消滅していく。可燃性毒物装荷量ｃ２が少なくなるにつれて、周辺カセット内炉心２４ｄの反応度が増加して、周辺カセット内炉心２４ｄ単独でも核分裂連鎖反応を維持できるようになる。さらに、燃焼が進行すると、中心カセット内炉心２４ｃ単独での反応度は低下するが、周辺カセット内炉心２４ｄでの核分裂連鎖反応は維持される。
【００１６】
次に、パッケージ内炉心全体の反応度の経時変化を見ると、パッケージ内炉心全体の発熱量を一定とした場合でも、０％近傍に維持され、自己制御性のみで反応度を制御しうる許容範囲内にある。
ここで、自己制御性とは、反応度が上昇しパッケージ炉内炉心の温度が上昇すると負の反応度変化を生じるドップラー効果や、反応度が上昇し減速材３０の温度が上昇すると、減速材３０の密度が変化して負の反応度変化を生じる減速材密度係数効果により、反応度が許容範囲を越えないで反応度０％近傍を維持できることであり、反応度フィードバック効果とも呼ぶ。
このように、カセット内炉心２４の核分裂連鎖反応の時期をずらして、反応度が許容範囲を越えない範囲に維持すると、パッケージ内炉心全体の発熱量が大きく変化することなく、炉心固有の自己制御性のみで反応度制御が可能であり、制御棒の挿入引き出しによる反応度制御や、１次冷却材中の中性子吸収材濃度の変化による反応度制御は不要となる。
【００１７】
図４は、パッケージ内炉心全体の発熱量を一定とした場合で、この実施の形態に係る原子炉の燃焼に伴う余剰反応度経時変化の評価例を示す。
この評価に使用された複数の原子力蒸気供給カセット２１において、中心カセット内炉心２４ｃには、装荷量ｃ１として燃料棒約８６０本分に相当する１０ｗｔ％の濃縮ウランが含まれ、可燃性毒物の装荷量ｃ２は０であって、可燃性毒物は装荷されていない。周辺カセット内炉心２４ｄには、装荷量ｄ１として燃料棒約７７０本分（装荷量ｃ１の約９０％）に相当する１０ｗｔ％の濃縮ウランが含まれている。さらに、周辺カセット内炉心２４ｄには、約９０本の可燃性毒物棒に相当する天然ホウ素が、装荷量ｄ２の可燃性毒物として含まれている。
【００１８】
このように構成された原子炉２０の全体の燃焼は、取出平均燃焼度が７０ＧＷｄ／ｔの高燃焼度を達成する場合でも、図４に実線で示されるように、パッケージ内炉心の最大余剰反応度は約５％、余剰反応度変化率は０．１％／（ＧＷｄ／ｔ）である。したがって、これらの値は、破線で示される通常の原子炉の炉心の約１／５以下であり、非常に小さいものとなっている。
このように、中心カセット内炉心２４ｃと周辺カセット内炉心２４ｄとの可燃性毒物装荷量を異なるものにすることにより、各カセット内炉心２４が単独で核分裂連鎖反応を維持できる時期をずらして、炉心固有の自己制御性のみでパッケージ内炉心の余剰反応度をほぼ０％に維持できる。
【００１９】
以上のように、例えば、各カセット内炉心２４の可燃性毒物装荷量を調整して、原子炉２０の稼働開始から数年間は、中心カセット内炉心２４ｃについて単独で核分裂連鎖反応を維持させ、その後の数年間は、複数の周辺カセット内炉心２４ｄについて単独で核分裂連鎖反応を維持させるようにして、燃料交換をすることなく長期に亘って原子炉２０を運転することができる。
また、分割されたサブ炉心は、原子力蒸気供給カセット２１内に設けることができるので、サブ炉心ごとに装荷される可燃性毒物の量を異なるものにすることが容易である。さらに、原子力蒸気供給カセット２１の数に応じて所望の発電量を得ることができる。
【００２０】
以上に説明してきた本発明は、上記に限定されるものではなく、適宜改変して実施することができる。
例えば、上述した実施形態では、原子炉全体を複数の炉心に分割するために、複数の原子力蒸気供給カセット２１を用いたが、これに限定されるものではなく、原子炉容器内に炉心がひとつのみしか存在しない従来からの原子炉において、炉心を複数に分割すると共に、分割された炉心に含まれる可燃性毒物の装荷量を異なるものにしてもよい。すなわち、このようなマルチサブ炉心構造は従来の原子炉においても適用可能である。
また、図１に示されるように、原子力蒸気供給カセット２１に満たされる１次冷却材２８の液面の高さはＨ１の位置であったが、液面の高さをＨ３の位置にし、蒸気発生器２３がすべて露出するようにしてもよい。この場合、沸騰蒸気となった１次冷却材２８により２次冷却材４３との間で熱交換が行なわれる。すなわち、従来の沸騰水型軽水炉のように、原子力蒸気供給カセット２１内での冷却材沸騰を利用することにより、炉心固有の自己制御性のみでの反応度制御がさらに容易になる。
【００２１】
【発明の効果】
以上説明したように、この発明によれば、原子炉全体の炉心が、複数に区分されたサブ炉心に区分され、少なくとも、２つのサブ炉心に含まれる可燃性毒物装荷量が異なるので、サブ炉心単独での核分裂連鎖反応を維持できる時期をずらして、原子炉全体の反応度を自己制御性のみで制御できる許容範囲に維持できる。したがって、反応度制御のための原子炉監視業務、精緻な反応度制御、反応度制御系の異常対応のための設備を不要にすることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】この発明の実施形態に係る原子炉の構造を示す立断面図である。
【図２】図１の原子炉の平面断面図である。
【図３】実施形態に係る原子炉の燃焼に伴う炉心の反応度の変化の概念を示すグラフである。
【図４】実施形態に係る原子炉の燃焼に伴う炉心の余剰反応度の変化の評価例を示すグラフである。
【符号の説明】
２０…パッケージ型原子炉、２１…原子力蒸気供給カセット、２２…圧力管、２３…蒸気発生器、２４…カセット内炉心、２４ｃ…中心カセット内炉心、２４ｄ…周辺カセット内炉心、３２…制御棒。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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