(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器から蒸気を高圧タービン及び低圧タービンへ供給する蒸気系統と、
前記低圧タービンから排出された蒸気を水に凝縮する復水器と、
前記水を給水加熱器で加熱してポンプで給水管を通じて前記原子炉圧力容器に向けて導く給水系統と、
前記原子炉圧力容器内の原子炉運転水位よりも下方の高さに配置されて、前記原子炉圧力容器の給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、前記給水管と連通しているサーマルスリーブと、
前記原子炉圧力容器内に装備され、前記サーマルスリーブに連通しているヘッダー管と、
前記原子炉運転水位よりも下方の高さに配置され、前記ヘッダー管に連通して前記原子炉圧力容器内に前記水を吐出する注水ノズルと、を備えた原子炉の給水装置において、
前記ヘッダー管は連通管で接続されて上下多段に装備され、前記下段のヘッダー管に前記注水ノズルが装備されていると共に、
前記注水ノズルの前記水を吐出する吐出口の高さ方向中心位置が前記サーマルスリーブの高さ方向中心位置より下方に配置されている原子炉の給水装置。
【請求項２】
請求項１において、前記吐出口の最も高い位置が、前記給水ノズルの下部内壁面の高さ位置より下方に配置されている原子炉の給水装置。
【請求項３】
請求項１又は請求項２において、前記吐出口の向きが前記原子炉圧力容器中心に向かう水平方向、あるいは前記原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向、あるいは下向きである原子炉の給水装置。
【請求項４】
請求項１又は請求項２において、前記注水ノズルには、複数の吐出口が設けられ、前記複数の吐出口の内の少なくとも一つの吐出口の吐出向きが、前記原子炉圧力容器中心に向かう水平方向、あるいは前記原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向、あるいは下向き方向の各方向のいずれか一つの方向であり、前記各吐出口の内の他の少なくとも一つの吐出口の向きが、前記各方向の内の前記一つの方向以外の方向である原子炉の給水装置。
【請求項５】
請求項１から請求項４までのいずれか一項において、前記原子炉は、前記原子炉の建設当初の原子炉の定格熱出力を前記建設の後に前記当初の定格熱出力を超えて上昇させた出力向上後の原子炉である原子炉の給水装置。
【請求項６】
請求項５において、前記給水系統は、前記水の前記給水ノズルの入口での温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器内に向けて導く給水系統である原子炉の給水装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子炉への給水を司る給水装置に関し、特には、原子炉圧力容器内への給水の給水温度を建設当初の定格熱出力運転時に比較して低下させて原子炉の運転を行う場合であっても原子炉圧力容器の健全性を維持するのに好適な原子炉の給水装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
通常の沸騰水型原子炉の設計ではまず、炉心の熱出力を決定し、その熱出力で最高の熱効率が得られるように主蒸気管以降の蒸気の流れを最適化している。具体的には、復水器で蒸気を水にすると熱サイクルの原理から通常の沸騰水型原子炉の圧力（約７ＭＰａ）ではエネルギーの２／３が排出される。
【０００３】
そこで、前述のように、蒸気のうちの一部を抽気して給水加熱器における給水を加熱するために用いる。この場合、抽気した抽気蒸気の熱が回収されるため原子炉の熱効率は向上する。一般に再循環ポンプとジェットポンプを用いて、湿分分離器を備えている沸騰水型原子炉においては、蒸気のうち最終的に低圧タービン出口から復水器に送られる蒸気の量は約５５％で、残りの蒸気は給水の加熱に用いている。
【０００４】
従来公知の特許文献３において、給水管，主蒸気配管，原子炉内の構造物にかかる負荷の増加を抑制するため、主蒸気流量及び給水流量を増加させずに給水温度を低下させる方法が提案されている。
【０００５】
この際、給水ノズル部では高温の炉水と低温の給水との間には大きな温度差が生じ、前記給水ノズル部での熱応力及び熱疲労が懸念される。従って、耐熱応力や耐熱疲労に優れた給水システムが必要になる。
【０００６】
さらに言及すれば、原子力発電所に採用されている原子炉には原子炉圧力容器内への給水系統が接続されている。その給水系統の給水管は、図３に示す原子炉圧力容器１１の給水ノズル１の入口１ａに接続され、給水ノズル１内のサーマルスリーブ３に連通している。そのサーマルスリーブ３の原子炉圧力容器１１内側の端部には、流路がＴ字状のＴ字管６が一端に接続され、Ｔ字管６の残りの二端にはヘッダー管３５が接続され、原子炉圧力容器内壁面に沿ってヘッダー管３５が水平に設けられている。そのヘッダー管３５に注水ノズル２が給水の吐出口３６を原子炉圧力容器中心方向に向かう水平方向にむけて設置されている。
【０００７】
給水ノズル１やサーマルスリーブ３やＴ字管６や注水ノズル２やヘッダー管３５等は、原子炉の定格運転時の炉水の水面下に位置しているので、原子炉の定格運転時には高温の炉水７にさらされている。このような高温環境の中に、給水系統を通じて注水ノズル２から原子炉圧力容器内の高温の炉水７の温度よりも低い温度の給水８が原子炉圧力容器のダウンカマ上方において原子炉圧力容器中心方向に向かう水平方向に吐出される。
【０００８】
このように、サーマルスリーブ３内には高温の炉水７の温度よりも低温の給水８が通るので、サーマルスリーブ３と給水ノズル１との間の環状流路９には、図４のように、高温水２０と低温水２１との高低温水界面２２が発生し、高低温水界面２２から下方が低温に、上方が高温に曝されている。
【０００９】
このような状況下で、注水ノズル２から低温の給水８が原子炉圧力容器内に吐出されると、シュラウドヘッドボルト４やシュラウドヘッドボルトリング５に給水の流れが変更されて低温の給水を有する跳ね返り水２３が、図４のように、発生して環状流路９内に入ってくることがある。
【００１０】
このような状態では、給水ノズル１の入口１ａ側で行き止まりの環状流路９であるにもかかわらず、その環状流路９内に流れが発生して高低温水界面２２の位置が変動して給水ノズル１やサーマルスリーブ３に熱衝撃を連続的に発生させる。低温の跳ね返り水２３が環状流路９に入らないまでも、跳ね返り水２３が給水ノズル１の原子炉圧力容器
１１の付け根部近傍に接触することで、その部分が熱衝撃を受ける。
【００１１】
このような熱衝撃の発生は、シュラウドヘッドボルト４やシュラウドヘッドボルトリング５が注水ノズル２に接近して配置されていない場合でもスタンドパイプで低温の跳ね返り水２３が発生することも考えられ、少なからず発生する可能性がある。このような熱衝撃の発生は出来るだけ回避することが原子炉の安全を今以上さらに向上するに際して考慮されるべきである。
【００１２】
また、前述の跳ね返り水２３はサーマルスリーブ３での熱交換や原子炉圧力容器１１内に放出されたときに温度が上昇するが、高低温水界面２２を形成する低温水２１の温度より低いことが推定される。そのため、注水ノズル２から放出される跳ね返り水２３が直接高低温水界面２２へ作用すると温度変動幅が大きくなり、給水ノズル１及びサーマルスリーブ３で熱疲労が発生しやすくなるため、これも回避する必要がある。
【００１３】
原子炉圧力容器の給水ノズル部での熱衝撃を防止する例として特許文献１が掲げられ、ノズル内にサーマルスリーブを採用する例として特許文献２が掲げられる。
【００１４】
【特許文献１】特開昭５５−４８６９６号公報
【特許文献２】特開２００５−２０１６９６号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１５】
特許文献１のように、給水ノズルの高さ位置を原子炉の定格運転時の炉水の水位を超える高さに変更することで、炉水や給水の各温度の影響を受けないようにして、給水ノズルで懸念される熱衝撃による熱疲労を排除するものが考えられている。しかしながら、既存の原子力発電所の発電プラントに採用されている原子炉では、給水ノズルが原子炉圧力容器内の炉水の水面下の高さに配置されているため、給水ノズルと原子炉容器内の炉水の液面との位置関係を変えると原子炉圧力容器内に設置されている気水分離器や蒸気乾燥器の性能を確保できるかが懸念される。
【００１６】
したがって、原子炉圧力容器内の機器の性能を確保するためには、原子炉圧力容器内の炉水の液面より下方に給水ノズルを設置した状態で、給水ノズル部の熱衝撃による熱疲労を回避することが望まれる。
【００１７】
また、別の特許文献２では、ノズル部にサーマルスリーブを採用することが類似するが、冷却水の注入流量の安定化が目的であり、給水ノズル部の熱衝撃や熱疲労に関しては言及されていない。
【００１８】
したがって、本発明の目的は、給水ノズルが炉水の液面下の高さに配置されている原子炉圧力容器に対する給水を熱衝撃を極力避けながら達成することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１９】
本発明の基本的要件は、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器から蒸気を高圧タービン及び低圧タービンへ供給する蒸気系統と、前記低圧タービンから排出された蒸気を水に凝縮する復水器と、前記水を給水加熱器で加熱してポンプで給水管を通じて前記原子炉圧力容器に向けて導く給水系統と、前記原子炉圧力容器内の原子炉運転水位よりも下方の高さに配置されて、前記原子炉圧力容器の給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、前記給水管と連通しているサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に装備され、前記サーマルスリーブに連通しているヘッダー管と、前記原子炉運転水位よりも下方の高さに配置され、前記ヘッダー管に連通して前記原子炉圧力容器内に前記水を吐出する注水ノズルと、を備えた原子炉の給水装置において、前記ヘッダー管は連通管で接続されて上下多段に装備され、前記下段のヘッダー管に前記注水ノズルが装備されていると共に、前記注水ノズルの前記水を吐出する吐出口の高さ方向中心位置が前記サーマルスリーブの高さ方向中心位置より下方に配置されている原子炉の給水装置である。
【発明の効果】
【００２０】
本発明によれば、注水ノズルによる原子炉圧力容器内への吐出位置が給水ノズルの中心軸の高さよりも低い位置になり、原子炉圧力容器内壁面に沿って下降する炉水の流れに吐出後の給水が同伴されて下降して、上方の給水ノズルに到達困難となって給水ノズル部の熱衝撃の発生が抑制できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２１】
本発明の第１実施例を以下に説明する。原子力発電所の原子炉は、図９のように、原子炉圧力容器１１に接続されている主蒸気系統と給水系統とを備えている。主蒸気系統は、原子炉圧力容器１１内から蒸気を高圧タービン２６及び低圧タービン２８へ供給する系統である。
【００２２】
即ち、原子炉圧力容器１１内で発生した高温高圧な蒸気は、主蒸気配管１９を通じて高圧タービン２６に供給されてその高圧タービン２６を回転するのに用いられる。その高圧タービン２６で用いられた蒸気は湿分分離器２７に供給されて湿分が低減される。湿分が低減された蒸気は低圧タービン２８に供給されて低圧タービン２８を回転するのに用いられる。このように主蒸気系統の各タービンで用いられた蒸気は、復水器に供給され、そこで蒸気は凝縮されて低温の水となる。
【００２３】
高圧タービン２６と低圧タービン２８が回転駆動されると、各タービンに接続されている発電機が各タービンの回転駆動力で駆動されて発電作用を発揮し、発電電力はケーブルで原子力発電所外へ送電されるように構成されている。
【００２４】
各タービンで用いられた蒸気が復水器２９で低温の水に戻された後に、その水は給水として給水系統で取り扱われる。給水系統は以下の通りである。即ち、給水系統は、復水器２９で蒸気から生成した水を給水として給水管３７に通して給水ポンプ３１でその給水を原子炉圧力容器１１内に給水する。その給水管３７の途中には、低圧給水加熱器３０と高圧給水加熱器３２とが直列に装備され、給水系統を通過中の給水を加熱する。
【００２５】
給水系統の低温給水加熱器３０へは給水との熱交換対象流体として蒸気が湿分分離器
２７と低圧タービン２８の中間段から抽出して供給されている。同じく、給水系統の高圧給水加熱器３２には、給水との熱交換対象流体として蒸気が高圧タービン２６の中間段と最終段から抽出して供給されている。高圧タービン２６の最終段から抽出された蒸気を高圧給水加熱器３２へ供給する配管の途中には、抽気流量調整弁３３が設けられて高温給水加熱器へ供給する蒸気量を抽気流量調整弁３３の開度調整で調整できる。
【００２６】
また、給水系統には、高圧給水加熱器３２を給水が迂回する給水バイパス管３４や、高圧給水加熱器３２内の熱源である蒸気を低温給水加熱器３０に供給する配管や、低温給水加熱器３０の熱源である蒸気等の流体を復水器２９に供給する配管等が付属する。
【００２７】
給水系統は、給水ノズルの入口での給水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器１１内に向けて導くことが出来るように、抽気流量調整弁３３を建設当初の定格運転時よりも絞る（閉じる方向）操作を行って、高圧タービン２６内の蒸気（熱源）を高圧給水加熱器３２へ供給する流量を減らす。
【００２８】
あるいは、給水ポンプ３１からの給水を高圧給水加熱器３２に供給せず、給水バイパス管３４に通して直接原子炉圧力容器１１へ給水することで、給水ノズルの入口での給水の温度を、建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも１℃以上低下させて出力向上運転条件とする。給水バイパス管３４に流量調整弁を設けて、その流量調整弁の開度を調整して、給水バイパス管３４と高圧給水加熱器３２への給水の流量配分を調整し、給水ノズルの入口での給水の温度を、建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも１℃以上低下させて出力向上運転条件とするようにしても良い。
【００２９】
このように、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である１℃以上給水温度を下げればよい。ただし、給水は原子炉圧力容器１１に入るときに原子炉圧力容器１１内の飽和温度の水と混合するから、給水ノズル部近傍の構成物間に温度差が生じる。給水温度を下げすぎるとこの部分で温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える懸念があるので、その懸念が無いように設計限界との兼ね合いも考慮して下げ幅を設定する。
【００３０】
図９において、Ｑは原子炉圧力容器内で生成される熱出力百分率を、Ｇは図９の系統内の質量流量百分率を、Ｈは同じくエンタルピ（ｋＪ／kg）を示す。図９でＱ＝１０５とあるのは、原子炉建設当初の定格熱出力の熱出力百分率Ｑが１００％であったものを建設後に１０５％にまで出力向上したことを意味している。
【００３１】
改良型沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器１１内の構成を図２に示す。原子炉圧力容器１１内のシュラウド１２内に炉心１７が設置される。核分裂性物質を含む炉心１７で水を沸騰させ、沸騰によって生じた蒸気は温水と混合状態で気水分離器１３に流入して液滴を含む蒸気と温水に分離される。
【００３２】
気水分離器１３で分離された温水は、給水ノズル１から原子炉圧力容器１１内への給水と混合して原子炉圧力容器１１とシュラウド１２との間に形成されたダウンカマ１４を下方へ向けて通り、原子炉圧力容器１１底部に設けた再循環ポンプ１５で駆動され、下部プレナム１６を経由して炉心１７に再循環される。
【００３３】
一方、気水分離器１３で分離された液滴を含む蒸気は、気水分離器１３の上方に配置された蒸気乾燥器１８で蒸気内の液滴が除去され、その後、主蒸気配管１９を経由して高圧タービン２６，低圧タービン２８へと送られ、高圧タービン，低圧タービンの軸と連動した発電機で電気を発生させている。
【００３４】
各タービンで用いられた蒸気は復水器２９で凝縮され水となり、その水は給水として各給水加熱器で温度調整されて給水ポンプ３１で昇圧され、給水ノズル１の内側を通過して注水ノズル２から原子炉圧力容器１１内に吐出され給水される。給水ノズル１は原子炉圧力容器１１の周方向に複数設けられている。注水ノズル２からの給水の吐出方向は、水平断面で温水と冷却水が均一に混合されるように、図３の（ｂ）図中の一点鎖線で示す原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向となっている。
【００３５】
改良型沸騰水型原子炉の給水ノズル１部の構造を図１に示す。原子炉圧力容器１１内で下降する高温の炉水７と、その炉水よりも低温の給水８の温度差による熱応力，熱疲労を低減するため、給水ノズル１内部には、給水ノズル１と同心状にサーマルスリーブ３を設置して直接温度差のある二流体が給水ノズル１内で接触することを回避している。その給水ノズル１の内壁面とサーマルスリーブ３の外壁面との間には、環状流路９が設けられている。
【００３６】
給水ノズル１の給水の入口１ａに近い部位には、サーマルスリーブ３の一端が一体化されている。サーマルスリーブ３の他端である先端には、Ｔの字状のＴ字管６が接続され、そのＴ字管６の左右両端には左右のヘッダー管３５が接続され、そのヘッダー管３５にはＬの字状の注水ノズル２が複数個接続されている。
【００３７】
注水ノズル２は、図１のように、ヘッダー管３５の下部位置に接続され、給水の吐出口３６が、図３の（ｂ）図中の一点鎖線で示す原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向に向いている。給水は注水ノズル２の吐出口３６から原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向に吐出して原子炉圧力容器１１内に給水される。吐出口３６の中心を通っている注水ノズル２の中心軸２ａは、サーマルスリーブ３と給水ノズル１の共通の中心軸３ａよりも下方に配置されている。
【００３８】
ヘッダー管３５の近傍には、図１のように、シュラウドヘッドボルト４やシュラウドヘッドボルトリング５が配置されている。原子炉の定格運転時の炉水の通常運転水位が図２（ｂ）中に示したＡ−Ａ矢視レベルの高さにあるので、その高さより低い位置に設けられている給水ノズル１内は高温の炉水によって満たされ、シュラウドヘッドボルトリング５や注水ノズル２やヘッダー管３５やＴ字管６やサーマルスリーブ３は、その高温の炉水中に存在する。当然に、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９にも高温の炉水７が満たされている。
【００３９】
次に、原子炉圧力容器１１内の高温の炉水７と給水ノズル１からの低温の給水８の流れについて説明する。原子炉圧力容器１１内の気水分離器１３で蒸気と分離された高温の炉水７（例えば、２８０℃）は、注水ノズル２の上方から流れてくる。その後、高温の炉水７は注水ノズル２から吐出された低温の給水８と混合して、ダウンカマ１４を通り、再循環ポンプ１５で駆動され、下部プレナム１６を経由して炉心１７に再循環される。
【００４０】
低温の給水８は、給水管３７から給水ノズル１内のサーマルスリーブ３を通り、Ｔ字管６で２方向に分流されてその二方向にあるヘッダー管３５内に通って各注水ノズル２内に至り、その各注水ノズルの吐出口３６から原子炉圧力容器１１内に吐出する。
【００４１】
注水ノズル２の吐出口３６の向きは、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平向きになっているので、原子炉圧力容器１１内に吐出された低温の給水８は、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向へ移動，拡散しながら高温の炉水７と混合する。
【００４２】
図１の（ｂ）図のＡ矢視より、注水ノズル２の出口近傍を見ると、図１の（ａ）図のように、その近傍には、低温の給水８の放出を遮るものは直近に無いので、原子炉圧力容器１１内の広範囲に給水できる。そのため、高温の炉水７と低温の給水８の混合を促進できる。
【００４３】
また、原子炉圧力容器１１内へ放出された低温の給水８が注水ノズル２から吐出した直後に給水ノズル１側へ瞬時に跳ね返ることは無い。従って、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面の間の環状流路９に、図４に示すように形成される高低温水界面２２への変動を抑制し、給水ノズル１の熱応力及び熱疲労の発生を防止でき、給水ノズル１の構造健全性を向上させることができる。
【００４４】
また、注水ノズル２の中心軸２ａの延長線上には、給水の吐出を遮るものは無いが、原子炉圧力容器１１内の中央部には構造物がある。さらに、高温の炉水７の循環流量が注水ノズル２からの給水流量より多いため、原子炉圧力容器１１内の流れは高温の炉水７の流れが支配的である。
【００４５】
以上より、原子炉圧力容器１１内に放出された低温の給水８は、瞬時ではないが給水ノズル１側への跳ね返りの流れはある。高温の炉水７は注水ノズル２の上方から下方へ流れており、低温の給水８は水平方向へ放出しているため、注水ノズル２の高さ位置より高い位置に低温の給水８が跳ね返ることは無い。一方、注水ノズル２の中心軸２ａは吐出口
３６の中心軸でもあるが、その中心軸２ａの位置をサーマルスリーブ３の中心軸３ａも含めて、その位置より下方にしている。そのため、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間に形成される高低温水界面２２での温度変動に対する跳ね返り水２３の影響を小さくすることができる。なお、注水ノズル２の配置は、従来に比べて、設置場所をヘッダー管３５の上部から下部に変更するのみで対応できるため、容易に本実施例を実現できる。
【００４６】
また、跳ね返り水２３は給水ノズル１より下方の原子炉圧力容器１１内壁面に衝突する可能性がある。しかしながら、シュラウドヘッドボルトリング５に給水が当たって跳ね返ることがなく、シュラウドヘッドボルトリング５よりも原子炉圧力容器１１の中心軸側にて跳ね返ることになるので、高温の炉水７と低温の給水８が原子炉圧力容器１１内で十分混合されて跳ね返り、その跳ね返りの勢力も衰えているため、原子炉圧力容器１１内壁へ跳ね返り水２３が衝突した時の熱応力及び熱疲労への影響は従来になく抑制できる乃至は無くすることが出来る。
【００４７】
なお、本実施例では、注水ノズル２の出口向きが原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向であるが、斜め下方向でもほぼ同様の効果が得られる。
【００４８】
本発明の第２実施例を図５に示す。本実施例の特徴は、注水ノズル２の吐出口３６の面の最も高い位置を給水ノズル１内壁面の下部位置より低くしている。より好ましくは、注水ノズル２の吐出口３６の面の最も高い位置を給水ノズル１内壁面と原子炉圧力容器１１内壁面が接する位置より低くする。その他の構成は既述の第１実施例と同じである。
【００４９】
第２実施例の場合、図１の第１実施例に比べて、注水ノズル２のヘッダー管３５への取付け側の長さを長くして、注水ノズル２の吐出口３６の中心軸２ａの高さ位置が一層低くしてある。そのため、跳ね返り水が生じても給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間に形成される高低温水界面での温度変動はより確実に抑制できる。なお、注水ノズル２の取付け箇所については、図１の実施例と同様に、従来例の注水ノズル２のヘッダー管３５への設置場所を上下に変更するのみで対応できるため、容易に本実施例を実現できる。
【００５０】
また、跳ね返り水は給水ノズル１より下方の原子炉圧力容器１１内壁面に衝突する可能性がある。しかしながら、高温の炉水７と低温の給水８が原子炉圧力容器１１内で十分混合されて跳ね返るため、原子炉圧力容器１１内壁へ衝突時の熱応力及び熱疲労への影響は無い。
【００５１】
なお、本実施例では、注水ノズル２の吐出口３６の向きが原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向であるが、斜め下方向でもほぼ同様の効果が得られる。
【００５２】
本発明の第３実施例を図６に示す。本実施例の特徴は、一つの注水ノズル２に給水の吐出口３６が２つあることであり、その一つは原子炉圧力容器１１の中心に向かう水平方向の吐出口３６ａであり、もう一つは下向きの吐出口３６ｂである。その他の構成は第１実施例と同じである。
【００５３】
本実施例では、注水ノズル２の吐出口３６ａ，３６ｂが２つあり、１方向だけではなく、２方向で高温の炉水７と低温の給水８を混合させることができ、混合促進につながる。
【００５４】
なお、本実施例では注水ノズル２の吐出口３６ａ，３６ｂが２つであるが、吐出後の給水を上方向の流れに誘導する吐出方向でなければ吐出口が３つ以上でも本実施例と同様の効果が得られる。また、本実施例では注水ノズル２の吐出口３６ａ，３６ｂの向きは原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向と下向きであるが、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向と斜め下向き、あるいは原子炉圧力容器１１中心に向かう斜め下向きと下向きの組み合わせでも同様の効果が得られる。
【００５５】
本発明の第４実施例を図７に示す。本実施例の特徴は、注水ノズル２をヘッダー管３５の上部に設置しながらも、注水ノズル２の中心軸２ａの高さ位置をサーマルスリーブ３と給水ノズル１の中心軸３ａの高さ位置よりも低く、好ましくは注水ノズル２の吐出口の面が給水ノズル１の下部内壁面よりも下方の位置より低くしたことである。
【００５６】
本実施例では、Ｔ字管６のＴの字の一辺を成す配管部分を延長し且つ直角に曲げてサーマルスリーブ３にその延長端部を接続してある。そのＴ字管６の延長によって、先に説明したように注水ノズル２の吐出口が給水ノズル１の下部内壁面よりも下方の位置より低い位置に配置される。その他の構成は実施例１と同じである。
【００５７】
このように、サーマルスリーブ３からＴ字管６の延長配管部分が下方向に曲がりＴ字管６に接続されたヘッダー管３５が前述の各実施例よりも低い位置に配置されている。そのため、給水ノズル１の下部内壁面が下方向に曲がったＴ字管６により隠れている。そのため、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９に形成される高低温水界面への温度変動に影響する跳ね返り水の流れとともに高温の炉水７の流れも抑制できる。高温の炉水７の流れは、ヘッダー管３５の上部に当たって、あるいはヘッダー管３５の下部で渦巻いて乱れて、環状流路９に進入しやすいが、そのヘッダー管３５の高さ位置が給水ノズル１よりも低い位置にあるから、環状流路９に給水や高温の炉水７が進入することを抑制できる。
【００５８】
なお、本実施例では、注水ノズル２の構造は現行の構造と同様としているが、図１，図５や図６の実施例で示した注水ノズル２の構造と配置を図７の配置位置を低めたヘッダー管３５に適用しても問題は無い。
【００５９】
本発明の第５実施例を図８に示す。本実施例の特徴は、ヘッダー管３５の下方に下段のヘッダー管２５を配置し、上段のヘッダー管３５に下段のヘッダー管２５を連通管２４で連通接続し、その下段のヘッダー管２５の側部に吐出口が水平方向に向けられた注水ノズル２を連通接続してある。その注水ノズル２は水平直線状の短管で構成され、その中心軸２ａは、給水ノズル１の中心軸３ａよりも低い位置であって、このましくは、注水ノズル２の吐出口が給水ノズル１の下部内壁面よりも下方の位置より低い位置に配置される。その他の構成は実施例１と同じである。
【００６０】
本実施例では、サーマルスリーブ３，Ｔ字管６，連通管２４，下段のヘッダー管２５を通じて注水ノズル２から低温の給水８を吐出する。Ｔ字管６と下段のヘッダー管２５との隙間が狭くなっているので、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９に形成される高低温水界面への温度変動に影響する跳ね返り水の流れも高温の炉水７の流れも抑制できる。
【００６１】
以上のように、既存の沸騰水型原子炉の給水システムを本発明のいずれかの実施例による給水システムに代替し、出力を向上した運転を行えば、例え給水温度が従来よりも低下しても十分に高信頼性の維持が出来、現状のプラント運転前に比べて電気出力の増加が図れる有効な原子力発電システムとなる。
【００６２】
本発明の実施例によれば、給水ノズル，サーマルスリーブ，Ｔ字管及び注水ノズルは定格運転時における圧力容器内の循環炉水の液面より下方に配置され、注水ノズルの出口面の中心軸位置をサーマルスリーブの中心軸位置より下方に設けることで、注水ノズルの出口近傍には給水の放出を遮るものは無いため、原子炉圧力容器内の広範囲で高温の炉水と低温の給水を混合させることができる。また、注水ノズルの出口位置を低くしたことで、原子炉圧力容器中央から給水の跳ね返りがあっても、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間に形成される高低温水界面への温度変動に影響を小さくすることができる。また、跳ね返り水は原子炉圧力容器内で十分混合されているので、原子炉圧力容器の内壁面に跳ね返り水が衝突しても問題はない。
【００６３】
また、給水ノズル，サーマルスリーブ，Ｔ字管及び注水ノズルは定格運転時における圧力容器内の循環炉水の液面より下方に配置され、給水ノズルの下部内壁面と原子炉圧力容器の内壁面が接する位置より下方に注水ノズルの吐出口面を設けた実施例に合っては、原子炉圧力容器内の広範囲で高温の炉水と低温の給水を混合させることができるうえに、注水ノズルの出口位置を低くしたことで、原子炉圧力容器中央から給水の跳ね返りがあっても、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間に形成される高低温水界面への温度変動に影響は無く、跳ね返り水も給水ノズルより下方の原子炉圧力容器壁面へ衝突する。また、跳ね返り水は原子炉圧力容器内で十分混合されているので、原子炉圧力容器の内壁面に跳ね返り水が衝突しても問題はない。従って、より確実に熱応力及び熱疲労を抑制できる構造健全性を向上させ得る。
【００６４】
また、注水ノズルの吐出口を複数設けた実施例にあっては、原子炉圧力容器内の給水の炉水との混合範囲が広がるため、原子炉圧力容器の内壁面に跳ね返り水が衝突しても問題はない。
【００６５】
注水ノズルの出口向きが原子炉圧力容器中心に向かう水平方向、あるいは原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向、あるいは下方向にすることで、原子炉圧力容器内の高温の炉水と注水ノズルからの低温の給水の混合促進につながる。
【００６６】
注水ノズルの吐出口向きが原子炉圧力容器中心に向かう水平方向かつ原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向あるいは下向きの組み合わせにする実施例にあっては、より一層高温の炉水と低温の給水の混合促進につながる。
【００６７】
給水ノズル，サーマルスリーブ，Ｔ字管及び注水ノズルは定格運転時における圧力容器内の循環炉水の液面より下方に配置され、給水ノズルのＴ字管の下方に下部水平管を設け、下部水平管とＴ字管は連通管で接続し、注水ノズルを下部水平管上に設け、注水ノズルの出口面の中心軸位置をサーマルスリーブの中心軸位置より下方に設ける実施例にあっては、給水ノズルの原子炉圧力容器側の環状流路近傍に構造物があるため、跳ね返り水の影響を受けにくくなり、熱応力及び熱疲労を抑制できる構造健全性を向上させた給水ノズルを実現できる。
【００６８】
原子炉建設当時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉にいずれかの実施例による給水システムを設けて、原子炉圧力容器への給水ノズル入口温度の温度が原子炉建設当時に設定した温度以下でも給水ノズル部の構造健全性を維持ないしは向上させつつ、原子力発電の出力向上に寄与できる。
【００６９】
原子炉建設当時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉に本発明のいずれかの実施例を採用して、原子炉出力向上後の定格運転時の給水ノズル入口温度を原子炉建設当時の定格運転時の給水ノズル入口温度よりも１℃以上低下させた出力向上運転でも給水ノズルの構造健全性を維持もしくは向上しつつ、原子力発電の出力向上に寄与できる。
【００７０】
いずれの実施例においても、原子力発電システムにおいて、炉心熱出力の増加に際し、原子炉から発生する蒸気量を増加させずに給水温度を低下して除熱する運転法の場合、給水ノズル部で温度差の大きな炉水と給水が混合しても、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内に形成される高低温水界面への温度変動外乱を抑制することができ、温度変動に起因した高サイクル熱疲労の発生を防止できるため、負担をかけないで原子力発電所の電気出力を増加させることができる。
【産業上の利用可能性】
【００７１】
本発明は、原子力発電所の原子炉に付属する給水システムに利用される。
【図面の簡単な説明】
【００７２】
【図１】本発明の第１実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、（ａ）図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側（（ｂ）図のＡ矢視）から見た立面図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ断面図である。
【図２】本発明が実施される対象の原子炉の原子炉圧力容器の概要にして、（ａ）図は気水分離器の高さ位置（（ｂ）図のＡ―Ａ矢視）から見た横断面図であり、（ｂ）図は原子炉圧力容器の縦断面図である。
【図３】従来例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、（ａ）図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側（（ｂ）図のＡ矢視）から見た立面図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ断面図である。
【図４】図３の（ｂ）図における主要部の拡大断面図である。
【図５】本発明の第２実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、（ａ）図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側（（ｂ）図のＡ矢視）から見た立面図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ断面図である。
【図６】本発明の第３実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、（ａ）図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側（（ｂ）図のＡ矢視）から見た立面図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ断面図である。
【図７】本発明の第４実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、（ａ）図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側（（ｂ）図のＡ矢視）から見た立面図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ断面図である。
【図８】本発明の第５実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、（ａ）図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側（（ｂ）図のＡ矢視）から見た立面図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ断面図である。
【図９】本発明の実施例が適用される原子炉の主蒸気系統と給水系統との系統図である。
【符号の説明】
【００７３】
１…給水ノズル、２…注水ノズル、３…サーマルスリーブ、４…シュラウドヘッドボルト、５…シュラウドヘッドボルトリング、６…Ｔ字管、７…高温の炉水、８…低温の給水、９…環状流路、１１…原子炉圧力容器、１２…シュラウド、１３…気水分離器、１４…ダウンカマ、１５…再循環ポンプ、１６…下部プレナム、１７…炉心、１８…蒸気乾燥器、１９…主蒸気配管、２０…高温水、２１…低温水、２２…高低温水界面、２３…跳ね返り水、２４…連通管、２５，３５…ヘッダー管、２６…高圧タービン、２７…湿分分離器、２８…低圧タービン、２９…復水器、３０…低圧給水加熱器、３１…給水ポンプ、３２…高圧給水加熱器、３３…抽気流量調整弁、３４…給水バイパス管、３６,３６ａ,３６ｂ…吐出口、３７…給水管。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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