(57)【要約】【課題】自然循環型ＢＷＲの起動時の炉心の不安定を回避して起動時間の短縮を図る。【解決手段】自然循環型ＢＷＲ１の原子炉内に所要圧力の蒸気を供給する蒸気供給手段３３を備え、蒸気を原子炉内部のシュラウド８の外側で且つ水面２９より上方の領域に供給することにより、原子炉１を起動器に初期加圧する。【選択図】図１
2007232398.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉と、
前記原子炉内部で核反応により熱を発生する炉心と、
前記炉心を囲むシュラウドとを有し、
前記シュラウドで分離された外側と内側の冷却材密度差により冷却材が循環する自然循環型沸騰水型軽水炉に連結される原子炉起動用加圧装置であって、
前記原子炉内部のシュラウドの外側で且つ水面より上方の領域に所要圧力の蒸気を供給する蒸気供給手段を備えることを特徴とする原子炉起動用加圧装置。
【請求項２】
前記蒸気供給手段は、加圧器容器の内部にヒータを設置した加圧器本体で構成され、
前記加圧器本体に給水する加圧器給水管と前記加圧器本体から前記原子炉内部に蒸気を供給する加圧用蒸気管を備え、前記加圧器給水管上と前記加圧用蒸気管上には、それぞれ逆止弁または閉止弁または流量調整弁のうち少なくとも１つ以上を備えることを特徴とする請求項１記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項３】
前記加圧器給水管は、前記原子炉内部のシュラウドの外側で且つ水面より下方の領域から水を抜き取って、前記加圧器本体内に給水する配管であることを特徴とする請求項２記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項４】
前記加圧器給水管は、原子炉以外の水源から前記加圧器本体に給水する配管であることを特徴とする請求項２記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項５】
前記シュラウドの外側で且つ水面より下方の領域の冷却水温度を計測する温度計測器と、
原子炉内圧力を計測する圧力計測器とを有し、
前記圧力計測器で計測した圧力における冷却水の飽和温度が、温度計測器で計測した原子炉内冷却水の計測温度よりも高くなるように前記加圧器本体のヒータ出力を制御する制御系を備えることを特徴とする請求項２記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項６】
前記飽和温度と前記計測温度の温度差は、飽和温度−計測温度≧５℃に設定されることを特徴とする請求項５記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項７】
前記加圧器給水管上に給水ポンプを備えることを特徴とする請求項３記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項８】
前記加圧器給水管上に給水ポンプを備えることを特徴とする請求項４記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項９】
加圧器本体内に水位計測器を備え、
前記加圧器本体内のヒータが常に冠水するように前記給水ポンプの回転数を制御することを特徴とする請求項７記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項１０】
加圧器本体内に水位計測器を備え、
前記加圧器本体内のヒータが常に冠水するように前記給水ポンプの回転数または閉止弁の開閉または流量調整弁の開度を制御することを特徴とする請求項８記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項１１】
前記加圧器本体のヒータの上端高さは、前記原子炉内部の水面高さよりも下の位置にあることを特徴とする請求項２記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項１２】
前記蒸気供給手段には、他の原子力発電プラントまたは火力発電プラントまたはボイラが用いられ、
前記他の原子力発電プラントまたは火力発電プラントまたはボイラから前記シュラウドの外側で且つ水面より上方の領域に、所要圧力の蒸気を供給する加圧用蒸気管が接続され、
前記加圧用蒸気管上に閉止弁または流量調整弁のうち、少なくとも１つ以上を備えることをことを特徴とする請求項１記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項１３】
前記シュラウドの外側で且つ水面より下方の領域の冷却水温度を計測する温度計測器と、
原子炉内圧力を計測する圧力計測器とを有し、
前記圧力計測器で計測した圧力における冷却水の飽和温度が、温度計測器で計測した原子炉内冷却水の計測温度よりも高くなるように、前記閉止弁の開閉または前記流量調整弁の開度を制御する制御系を備えることを特徴とする請求項１２記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項１４】
前記飽和温度と前記計測温度の温度差は、飽和温度−計測温度≧５℃に設定されることを特徴とする請求項１３記載の原子炉起動用加圧装置。
【請求項１５】
原子炉と、前記原子炉内部で核反応により熱を発生する炉心と、前記炉心を囲むシュラウドとを有し、前記シュラウドで分離された外側と内側の冷却材密度差により冷却材が循環する自然循環型沸騰水型軽水炉と、タービン系とを備えた原子力発電プラントにおいて、
前記自然循環型沸騰水型軽水炉に連結された原子炉起動用加圧器を備え、
前記原子炉起動用加圧器は、前記原子炉内部のシュラウドの外側で且つ水面より上方の領域に所要圧力の蒸気を供給する蒸気供給手段を有することを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項１６】
前記蒸気供給手段は、加圧器容器の内部にヒータを設置した加圧器本体で構成され、
前記加圧器本体に給水する加圧給水管を備えることを特徴とする請求項１５記載の原子力発電プラント。
【請求項１７】
前記原子炉起動用加圧装置は、
前記シュラウドの外側で且つ水面より下方の領域の冷却水温度を計測する温度計測器と、
原子炉内圧力を計測する圧力計測器とを有し、
前記圧力計測器で計測した圧力における冷却水の飽和温度が、温度計測器で計測した原子炉内冷却水の計測温度よりも高くなるように前記加圧器本体のヒータ出力を制御する制御系を備えることを特徴とする請求項１６記載の原子力発電プラント。
【請求項１８】
前記原子炉起動用加圧装置における前記加圧器給水管上に、給水ポンプと、逆止弁または閉止弁または流量調整弁のうち、少なくとも１つ以上とを備え、
前記加圧器本体内に水位計測器を備え、
前記加圧器本体内のヒータが常に冠水するように前記給水ポンプの回転数または閉止弁の開閉または流量調整弁の開度を制御することを特徴とする請求項１７記載の原子力発電プラント。
【請求項１９】
前記原子炉起動用加圧装置における前記蒸気供給手段には、他の原子力発電プラントまたは火力発電プラントまたはボイラが用いられ、
前記他の原子力発電プラントまたは火力発電プラントまたはボイラから前記シュラウドの外側で且つ水面より下方の領域に、所要圧力の蒸気を供給する加圧用蒸気管が接続され、
前記加圧用蒸気管上に閉止弁または流量調整弁のうち、少なくとも１つ以上を備えることをことを特徴とする請求項１５記載の原子力発電プラント。
【請求項２０】
前記原子炉起動用加圧装置は、
前記シュラウドの外側で且つ水面より下方の領域の冷却水温度を計測する温度計測器と、
原子炉内圧力を計測する圧力計測器とを有し、
前記圧力計測器で計測した圧力における冷却水の飽和温度が、温度計測器で計測した原子炉内冷却水の計測温度よりも高くなるように、前記閉止弁の開閉または前記流量調整弁の開度を制御する制御系を備えることを特徴とする請求項１９記載の原子力発電プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントに係り、特に、再循環ポンプや原子炉インターナルポンプを持たず、炉心内外の密度差により冷却材を自然循環させる自然循環型の沸騰型軽水炉（以下、ＢＷＲと略す）の起動用加圧装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般にＢＷＲはその冷却材（冷却水）の循環方式によって強制循環型と自然循環型とに大別することができる。現在運転されているＢＷＲはその殆どが再循環ポンプまたは原子炉インターナルポンプの動力を用いて炉心の冷却材を強制的に循環する強制循環型ＢＷＲである。この強制循環型ＢＷＲでは、ポンプの回転数を制御することで再循環流量を制御し、起動時であっても十分な炉心流量を確保できる。
【０００３】
近年では、プラント簡素化にために、再循環用のポンプを持たない自然循環型ＢＷＲも検討されている。自然循環型ＢＷＲに関しては、これまでも特許文献１を始め多くの例示が成されている。自然循環型ＢＷＲでは、起動時に十分な炉心流量を確保出来ない可能性があり、炉心の安定性が損なわれる可能性がある。炉心が不安定になる領域は分かっているため、予め不安定領域を特定しておき、不安定領域を回避するように起動曲線を予め設定すれば炉心の不安定を回避することは可能である。しかし、原子炉の起動時間が長くなり、経済性が悪化する。
【０００４】
一方、上記の炉心不安定は、原子炉を予め加圧した状態から起動することで回避可能であることが知られている。原子炉を加圧するには、加圧器を設置すれば良く、加圧器の構造が上記特許文献１で提案されている。ここで提案されている加圧器は加圧水型軽水炉と類似の圧縮水を原子炉に供給するか、または高圧のガスを原子炉に供給して原子炉を加圧するものである。
【０００５】
【特許文献１】特開平５ー７２３８７号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかし、圧縮水を供給すると、原子炉上部の蒸気が凝縮したり、非凝縮性ガスが圧縮されるため、原子炉上部の気水分離器や蒸気乾燥器まで冠水し、起動後に十分な蒸気乾燥度が得られない可能性がある。また、高圧ガスを供給した場合は、運転開始までに供給したガスを原子炉内から排出し、また放射化されたガスを処理する必要がある。
【０００７】
本発明は、上述のような不都合を生じることなく、自然循環型ＢＷＲの起動時において炉心の不安定を回避し、起動時間の短縮を可能にした原子力発電プラント、及び原子炉を初期加圧する原子炉起動用加圧装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
本発明に係る原子力発電プラントは、自然循環型沸騰水型軽水炉に連結された蒸気供給手段を有する原子炉起動用加圧装置を備え、この蒸気供給手段からの蒸気を原子炉内部のシュラウドの外側で且つ水面より上方の領域に供給するように構成される。
【０００９】
本発明の原子力発電プラントでは、原子炉内部のシュラウドの外側で且つ水面より上方の領域に蒸気を供給することにより、原子炉を起動時に初期加圧することができる。
【００１０】
本発明に係る原子炉起動用加圧装置は、蒸気供給手段を備え、この蒸気供給手段からの蒸気を原子炉内部のシュラウドの外側で且つ水面より上方の領域に供給するように構成される。
【００１１】
本発明の原子炉起動用加圧装置では、原子炉内部のシュラウドの外側で且つ水面より上方の領域に蒸気を供給することにより、原子炉を起動時に初期加圧することができる。
【発明の効果】
【００１２】
本発明に係る原子力発電プラントによれば、再循環ポンプや原子炉インターナルポンプを持たない自然循環型ＢＷＲにおいて、蒸気供給手段を有する起動用加圧装置を設置することにより、原子炉起動時の炉心の不安定を回避し、起動時間を短縮することができる。蒸気を用いるので、圧縮水や高圧ガスを用いた場合の前述の不都合は回避される。
【００１３】
本発明に係る原子炉起動用加圧装置によれば、蒸気供給手段を備え、蒸気により原子炉起動時の初期加圧をするので、再循環ポンプや原子炉インターナルポンプを持たない自然循環型ＢＷＲに対して、原子炉起動時の炉心の不安定を回避し、起動期間を短縮させることができる。蒸気を用いるので、圧縮水や高圧ガスを用いた場合の前述の不都合は回避される。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
以下、本発明に係る原子力発電プラント及びその自然循環型ＢＷＲの初期加圧に適した原子炉起動用加圧装置（以下、初期加圧装置という）の実施の形態について、図面を参照して説明する。
【００１５】
まず、図４を用いて本発明の自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置が適用される原子力発電プラントの一実施の形態を説明する。本実施の形態に係る原子力発電プラントは、図４に示すように、自然循環型ＢＷＲ１と、これに連結されたタービン系２とを備えている。自然循環型ＢＷＲ１は、複数の燃料棒を整列させた燃料棒集合体４と、燃料棒集合体４の間隙に挿入または抜き出されて炉心の反応度を制御する制御棒５を配置した炉心６を内包する原子炉圧力容器７を有している。原子炉圧力容器７の下部には、図示しないが、炉心６内で制御棒５を上下方向に挿抜可能に駆動する制御棒駆動機構が設けられている。制御棒は原子炉出力、すなわち炉心出力を調整するものである。
【００１６】
原子炉圧力容器７内には、炉心６を囲むようにして円筒状のシュラウド８が配設されている。シュラウド８の内側には、冷却材が上昇するための上昇流路が形成され、またシュラウド８の外側、すなわちシュラウド８と原子炉圧力容器７との間隙には、冷却材が下降するための下降流路であるダウンカマ１３が形成されている。炉心上部には自然循環流量を増加させるための機器であるチムニ９が設置されており、さらにチムニ９の上方には、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２が設けられている。
【００１７】
タービン系２では、原子炉圧力容器７に接続された主蒸気管１４と冷却材を供給する給水管１５を有する。主蒸気管１４には原子炉、すなわち原子炉圧力容器７内で発生する蒸気が供給される。この主蒸気管１４は、これに繋がる蒸気加減弁１６を介して高圧タービン１７に接続され、さらに湿分分離器または湿分分離過熱器１８を介して低圧タービン１９に接続される。蒸気加減弁１６は、主蒸気管１４から高圧タービン１７に流入する蒸気量を調整する調整弁である。２０は低圧タービン１９に接続された発電機である。
【００１８】
低圧タービン１９の出口には抽気ラインを介して低圧タービン１９から排出された蒸気を凝集する復水器２１が設置され、復水器２１の下流側には低圧給水加熱器２２、給水ポンプ２３及び高圧給水加熱器２４が設置されている。この高圧給水加熱器２４の出口に給水管１５が接続されている。
【００１９】
また、主蒸気管１４には、分岐してタービンバイパス弁２６を介して直接復水器２１に接続されたタービンバイパス管２７が設けられている。タービンバイパス管２７は、蒸気加減弁１６の上流側の主蒸気管１４から蒸気の一部を抜き取り復水器２１に供給するバイパス流路である。タービンバイパス弁２６は、このバイパス流路上にあってタービンバイパス管２７を通る蒸気量を調整する調整弁である。
【００２０】
復水器２１の下流側、すなわち復水器２１から原子炉圧力容器７に至る給水管１５の途上には、順次、復水器２１から供給された給水を加熱する低圧給水加熱器２２と、給水を加圧して原子炉圧力容器７に供給する少なくとも１段以上の給水ポンプ２３と、給水を加熱する高圧給水加熱器２４が配置されている。
【００２１】
自然循環型ＢＷＲ１では、炉心６で加熱され一部が沸騰して蒸気となった気液二相の冷却材がチムニ９を上昇流で流れ、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２で気水に分離される。分離されたうちの、気相の蒸気は主蒸気管１４に送られ、液相の高温水は再循環水とる。再循環水と、炉心６及びチムニ９を流れる上昇流の冷却材とは、シュラウド８で分離され、互いに混ざり合うことはない。再循環水は下降流として流れ、途中で給水管１５の給水ノズル２５から供給される給水と混合して、下プレナム２８を通った後に炉心６の下部から供給される。
【００２２】
原子炉圧力容器７内では、チムニ９内を流れる気液二相の上昇流体の体積密度が液単相より小さく、チムニ９外の下降流体（冷却材）の体積密度が高いことにより、この密度差により、冷却材は自然循環される。
【００２３】
一方、原子炉圧力容器７から主蒸気管１４に送られた蒸気は、蒸気加減弁１６を通じて高圧タービン１７に導かれ、さらに湿分分離器または湿分分離過熱器１８を介して低圧タービン１９に導かれ、低圧タービン１９に接続された発電機２０を回転させて発電する。
【００２４】
低圧タービン１９を回転させた蒸気は、抽気ラインを介して復水器２１に導入され、凝縮される。この復水器２１で凝縮した冷却水（復水）は、給水ポンプ２３により給水管１５から原子炉圧力容器７内へ還流される。復水器２１からの冷却水（復水）は、給水管１５の途中で低圧給水加熱器２２及び高圧給水加熱器２４により冷却水を適当な温度まで昇温される。
【００２５】
次に、上述の原子力発電プラントに設置される本発明の自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置の実施の形態を示す。
図１は、本発明に係る自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置の第１実施の形態の構成図である。図１では初期加圧装置制御系を模式的に示している。原子炉本体、すなわち自然循環型ＢＷＲ１は、図４で説明したと同様に、原子炉圧力容器７と、原子炉圧力容器７内で核反応により熱を発生する炉心６と、炉心の上部に設置されて炉心内で発生した蒸気と水を分離する気水分離器１１および蒸気乾燥器１２と、炉心６を通って蒸気を含む冷却材（水）が流れる上昇流路と気水分離器１１で分離された冷却材が流れる下降流路とを分離するシュラウド８とから構成される。原子炉圧力容器７の内部には冷却材の水面２９がある。なお、通常の原子炉では、気水分離器１１は下部の一部のみ冠水しており、気水分離器１１の上部や蒸気乾燥器は冠水していない。
【００２６】
そして、本実施の形態においては、原子炉圧力容器７の外部に初期加圧装置３０が設置される。初期加圧装置３０は、原子炉圧力容器７に所要圧力（高圧）の蒸気を供給する蒸気供給手段、本例では加圧器容器３１の内部にヒータ３２が設置されてなる加圧器本体３３と、各種計測器、配管及び制御器からなる初期加圧の制御系３５とを有して構成されている。この制御系３５では初期加圧装置への給水制御も含まれる。
【００２７】
すなわち、原子炉圧力容器７と加圧器本体３３間には、原子炉圧力容器７の内部から水を抜き取り加圧器本体３３内へ送る加圧器給水管３６と、加圧器本体３３内で発生した高圧の蒸気を原子炉圧力容器７内へ送る加圧器蒸気管３７とが接続されている。加圧器給水管３６は、原子炉圧力容器７内においてシュラウド８の外側（すなわち下流流路）で且つ水面２９よりも下側の領域に接続される。加圧器蒸気管３７は、原子炉圧力容器７内において、シュラウド８の外側で且つ水面２９よりも上側の領域に接続される。
【００２８】
加圧器給水管３６上には閉止弁３８と給水ポンプ３９が設置される。本例では閉止弁３８は原子炉圧力容器７側に、給水ポンプ３９は加圧器本体３３側に設けられている。加圧器蒸気管３７上には逆止弁４１が設置されている。加圧器給水管３６上の閉止弁３８と加圧器蒸気管３７上の逆止弁４１は、これらの管３６、３７の破断による原子炉運転中の原子炉冷却材喪失事故を防止するために設置している。加圧器給水管３６上の閉止弁３８は、流量調整弁で代用することも可能である。また、逆止弁を設置しても良いが、この場合は閉止弁や流量調整弁と一緒に用いると効果的である。加圧器蒸気管３７上の逆止弁４１は、閉止弁または流量調整弁で代用することが可能である。
【００２９】
また、原子炉圧力容器７にはシュラウド８よりも外側で水面２９よりも下側に水温を計測する温度計測器（以下、温度センサという）４２が設置されている。原子炉圧力容器７上部には原子炉圧力を測定する圧力計測器（以下圧力センサという）４３が設置されている。加圧器本体３３内には、加圧器本体３３内部の差圧を測定することで加圧器容器３１内部の水位４０を計測する水位計測器（以下、水位センサという）４４が設置されている。これらのセンサ４３、４３、４４は、目的とした数値を測定できれば設置位置やセンサのタイプは別のものでもよい。
【００３０】
一方、原子炉圧力容器の外側には、原子炉圧力制御器４６と加圧器給水流量制御器４７が配置されている。温度センサ４２で計測した水温すなわち原子炉圧力容器７内の冷却水温度の計測値と、圧力センサ４３で測定した原子炉圧力の計測値は、原子炉圧力制御器４６の入力として用いる。また、水位センサ４４で測定した加圧器本体３３内部の水位４０は、加圧器給水制御器４７の入力として用いる。
【００３１】
次に、この初期加圧装置３０の動作を説明する。原子炉起動時には、まず炉心６の発熱により原子炉圧力容器７内の冷却材が沸騰しない程度まで加熱する。冷却材温度の上昇は、温度センサ４２より水温の計測値Ｔ１（以下、計測温度Ｔ１という）として原子炉圧力制御器４６に入力される。原子炉圧力制御器４６内部では、現在の原子炉圧力における飽和温度Ｔｓａｔと計測温度Ｔ１を比較する。飽和温度Ｔｓａｔは常に計測温度Ｔ１よりも大きな値となる。飽和温度Ｔｓａｔと計測温度Ｔ１との差が小さくなると、原子炉圧力制御器４６は加圧器本体３３内部のヒータ３２に対してヒータ出力の増加を指示し、加圧器本体３３から加圧器蒸気管３７を介して原子炉圧力容器７に供給する蒸気量を増加して原子炉圧力容器７内の圧力を増加させる。
【００３２】
すなわち、制御系３５では、原子炉圧力制御器４６からの出力により、飽和温度Ｔｓａｔが計測温度Ｔ１よりも高くなるようにヒータ出力が制御される。したがって、飽和温度Ｔｓａｔと計測温度Ｔ１との差は常に所定の温度差以上となるように設定される。飽和温度Ｔｓａｔと計測温度Ｔ１の温度差は、圧力や温度の測定遅れや測定誤差、そして加圧器本体３３に水を給水する給水ポンプ３９のキャビティーションの防止を考慮すると、最低でも５℃以上（Ｔｓａｔ−Ｔ１≧５℃）確保することが好ましい。
【００３３】
このような制御を行うことで、原子炉内部の炉心６で発生する熱を最大限活用して冷却材を加温し、加圧器本体３３内部のヒータ３２では水を測定値の温度Ｔ１から飽和温度Ｔｓａｔまで加熱する熱量と蒸発潜熱のみ供給すれば良いことになる。このため、ヒータ容量は小さくできると共に、ヒータ３２の電気加熱量は削減できる。また、加加圧器本体３３を小型化できる。
【００３４】
ヒータ容量の増大とヒータ３２の電気加熱量をある程度許容できるならば、常に飽和温度Ｔｓａｔと計測温度Ｔ１の温度差を大きくとれるため、圧力センサ４３、温度センサ４２及び原子炉圧力制御器４６は、省略することも可能である。
【００３５】
加圧器本体３３内部で蒸気が発生すると、加圧器本体３３内部の水位４０が低下する可能性がある。このため、加圧器本体３３内部の水位４０を常に監視し、水位センサ４４による水位の測定値から加圧器給水流量制御器４７において、必要な加圧器本体３３への給水量を評価する。給水量は給水ポンプ３９の回転数に変換して給水ポンプ３９に指示される。この指示で給水量が制御され、必要な水位４０が確保される。本例では加圧器本体３３内の水位４０と原子炉内の水位３１が一致している。
【００３６】
本実施の形態では、加圧器給水流量制御器４７で給水ポンプ３９の回転数を制御したが、原子炉圧力容器７から加圧器本体３３への加圧器給水管３６上に流量制御弁を設置しておき、流量制御弁の開度を調整することで給水量を制御しても良い。または流量調整弁の替わりに閉止弁を設置し、閉止弁の開閉で流量を調整することも可能である。
【００３７】
加圧器本体３３内部のヒータ３２の上端高さを、原子炉圧力容器７内部の水面高さよりも低くしておくと、加圧器本体３３への給水ポンプ３９が停止した場合でも常にヒータ３２を冠水させておくことも可能である。よって、加圧器本体３３内部のヒータ３２の上端高さは、原子炉圧力容器７内部の水面高さよりも低くしておくことが望ましい。この場合、ヒータ３２の発熱量を適正に制御することで加圧器本体３３への給水ポンプ３９を省略することも可能である。
【００３８】
第１実施の形態によれば、原子力発電プラントの自然循環型ＢＷＲの起動時に、蒸気を供給して原子炉を初期加圧することで炉心の不安定を回避することができ、起動時間を短縮できる。しかも蒸気供給により加圧するので、圧縮水や高圧ガスでの前述した不都合を回避することができる。本実施の形態の初期加圧装置は、炉心での発熱を活用できるため、加圧装置を小型化でき、加圧に必要な電気加熱量も削減することができる。
【００３９】
図５に、起動時の炉心の安定領域と不安定領域を示す。図５は横軸に原子炉起動時の原子炉出力（％）を、縦軸にサブクール温度（℃）をとったものである。実線は原子炉圧力が低圧時の安定領域と不安定領域の境界線を示し、点線は高圧時の安定領域と不安定領域の境界線を示している。
【００４０】
サブクール温度は冷却水の飽和温度Ｔｓａｔと実際の計測温度Ｔ１との差分である。この温度差が小さいときに炉心は安定し、大きくなると不安定領域に突入する。図５に示されるように、原子炉出力が低い場合は通常安定領域になっているので、サブクール温度が高くても安定領域の運転が可能であるが、原子炉の運転が開始して徐々に原子炉出力が上がってくると、実線で示すように不安定領域が増えてくる。原子炉圧力が増大すると、図の点線で示したように不安定領域が移動して広い範囲にわたって安定領域になる。従って、サブクール温度を変更しなくても、原子炉圧力を上げれば安定な運転が可能となり、次第に原子炉出力を定格出力まで上昇させることが可能になる。
本実施の形態では、起動時に予め蒸気を原子炉圧力容器７に供給して原子炉内部を初期加圧するので、不安定領域を回避して炉心の安定性を確保することができる。
【００４１】
図２に、本発明に係る自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置の第２実施の形態を示す。本実施の形態の初期加圧装置５１は、加圧器本体３３と初期加圧の制御系５２からなり、特に、加圧器本体３３への給水を原子炉圧力容器７の内部からではなく、別の水源から給水管５３を通して供給するように構成される。この給水管５３上には前述の実施の形態と同様に、給水ポンプ３９が設けられ、この給水ポンプ３９の回転数が加圧器給水流量制御器４７からの出力により制御される。給水管５３上には、図示しないが閉止弁を設置することができる。この閉止弁は、流量調整弁で代用することも可能である。また、逆止弁を設置しても良いが、この場合は閉止弁や流量調整弁と一緒に用いると効果的である。その他の構成は、前述の図１の第１実施の形態と同様であるので、詳細説明は省略する。なお、加圧器本体３３への給水を加圧器本体よりも上部に設置された水源から供給する場合には給水ポンプ３９を削除することも可能である。
【００４２】
第２実施の形態では、加圧器給水流量制御器４７で給水ポンプ３９の回転数を制御したが、上記したように給水管５３に流量制御弁を設置しておき、流量制御弁の開度を調整することで給水量を制御しても良い。または流量調整弁の替わりに閉止弁を設置し、閉止弁の開閉で流量を調整することも可能である。
【００４３】
原子炉圧力容器７を貫通する配管を増やすと、その配管の破断による原子炉冷却材喪失事故の発生確率が増加することになる。水面２９よりも上にある配管が破断した場合には、蒸気が流出するだけであるので原子炉圧力容器７内部の冷却水の減少速度は遅くなるが、水面２９よりも下にある配管が破断すると原子炉圧力容器７内部の冷却水が直接流出するため影響が大きくなる。そのため、本実施の形態では、原子炉圧力容器７内部の水面２９よりも下に位置する加圧給水管３６を省略したものである。
【００４４】
第２実施の形態の初期加圧装置５１の動作は、圧力容器本体３４への水の供給が別水源から行われる以外は第１実施の形態と同様であるので、詳細説明を省略する。
【００４５】
第２実施の形態に係る初期加圧装置５１によれば、炉心６の核熱を活用できなくなるため、加圧装置の小型化と、加圧に必要な電気加熱量削減の観点では第１実施の形態に劣るが、通常運転時の原子炉の安全性を向上することができる。
【００４６】
図３に、本発明に係る自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置の第３実施の形態を示す。本実施の形態の初期加圧装置５５は、前述の加圧器本体３３、その内部のヒータ３２及び加圧器給水流量制御器４７を省略し、原子炉圧力容器７内部に供給する蒸気を、他の原子力発電プラントまたは火力発電プラントまたはボイラから供給するように構成される。すなわち、他の原子力発電プラントまたは火力発電プラントまたはボイラで発生した蒸気は、加圧用蒸気管５６を通して、原子炉圧力容器７のシュラウド８の外側で水面２９よりも上側の領域に供給される。
【００４７】
本実施の形態の原子力発電プラントの運転時には、これら他の原子力発電プラントまたは火力発電プラントまたはボイラと隔離する必要があるため、加圧用蒸気管５６上には閉止弁３８を設けることが必須である。加圧用蒸気管５６上には流量調整弁５７が設置され、この流量調整弁５７により加圧蒸気管５６を通して原子炉圧力容器７内部に供給される蒸気量を調整するように成される。
【００４８】
本実施の形態の初期圧力装置の動作を説明する。原子炉圧力制御器４６には、温度センサ４２で測定された原子炉内の水温の計測温度Ｔ１と圧力センサ４３で測定した原子炉圧力の計測値を入力し、現在の原子炉圧力における飽和温度Ｔｓａｔと水温の計測温度Ｔ１を比較する。飽和温度Ｔｓａｔは常に計測温度Ｔ１よりも大きな値となるが、飽和温度Ｔｓａｔと計測温度Ｔ１の差（Ｔｓａｔ−Ｔ１）が小さくなると、原子炉圧力制御器４６からの出力により流量調整弁５７の開度を増加させ、原子炉圧力容器７に供給する蒸気量を増加させることで原子炉圧力が増加される。
【００４９】
原子炉の初期圧力に必要な蒸気量は、定格運転時のプラントの蒸気発生量からするとわずかであるので、他のプラントに大きな影響を与えずに実現することができる。本実施の形態は、近くに他の原子力発電プラント又は火力発電プラントまたはボイラがある場合にしか使えないが、この条件を満たす場合には特別な装置無しに原子炉の初期圧力を実現できる。
【００５０】
第３実施の形態に係る初期圧力装置においても、原子炉を初期加圧して炉心の不安定を回避することができる。起動時間を短縮することができる。
【図面の簡単な説明】
【００５１】
【図１】本発明による自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置の第１実施の形態を示す構成図である。
【図２】本発明による自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置の第２実施の形態を示す構成図である。
【図３】本発明による自然循環型ＢＷＲの初期加圧装置の第３実施の形態を示す構成図である。
【図４】本発明に係る初期加圧装置が適用される原子力発電プラントの一実施の形態を示す模式的構成図である。
【図５】本発明の説明の供する起動時の炉心の安定領域と不安定領域を示す表示画面の説明図である。
【符号の説明】
【００５２】
１・・自然循環型ＢＷＲ、２・・タービン系、４・・燃料棒集合体、５・・制御棒、６・・炉心、７・・原子炉圧力容器、８・・シュラウド、９・・チムニ、１１・・気水分離器、１２・・蒸気乾燥器、１３・・ダウンカマ、１４・・主蒸気管、１５・・給水管、１６・・蒸気加減弁、１７・・高圧タービン、１８・・湿分分離器または湿分分離過熱器、１９・・低圧タービン、２０・発電機、２１・・復水器、２２・・低圧給水加熱器、２３・・給水ポンプ、２４・・高圧給水加熱器、２６・・タービンバイパス弁、２７・・タービンバイパス管、２８・・下プレナム、２９・・水面、３０，５１、５５・・初期加圧装置、３１・・加圧容器、３２・・ヒータ、３３・・加圧器本体、３５・・再循環流量制御系、３６・・加圧器給水管、３７・・加圧器蒸気管、３８・・閉止弁、３９・・給水ポンプ、４０・・水位、４２・・温度センサ、４３・・圧力センサ、４４・・水位センサ、４６・・原子炉圧力制御器、４７・・加圧器給水流量制御器、５３・・給水管、５６・・加圧用蒸気管、５７・・流量調整弁
【図１】
2007232398.tif 000003
【図２】
2007232398.tif 000004
【図３】
2007232398.tif 000005
【図４】
2007232398.tif 000006
【図５】
2007232398.tif 000007