(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
セパレータとドライヤが非内蔵された原子炉圧力容器を有し、前記原子炉圧力容器に内蔵した円筒状のチムニーによって内側の冷却水上昇流路と外側の冷却水の下降流路とを有する循環流路を形成するとともに、主蒸気管の入口が前記原子炉圧力容器内の冷却水よりも上方の前記原子炉圧力容器部位に接続されている自然循環型沸騰水型原子炉において、
前記チムニーの内径が５.４ｍ以上であり、前記冷却水の運転時の水位から主蒸気管の入口までの高さが２.５ｍ以上であり、前記下降流路の幅が０.３７ｍ以上であり、熱出力が９００ＭＷであることを特徴とする自然循環型沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、冷却水の密度差により冷却水循環駆動力を得る自然循環型沸騰水型原子炉に関わり、特にセパレータ及びドライヤを設けずに冷却水から蒸気を分離することが出来る自然循環型沸騰水型原子炉に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
自然循環型沸騰水型原子炉に関しては、これまで特開平６−２６５６６５号公報，特開平８−９４７９３号公報等を始め、多くの例示が成されている。図６は、従来の自然循環型沸騰水型原子炉を示すもので、図６中、符号１は原子炉圧力容器であり、この原子炉圧力容器１内には、炉心２が格納されているとともに、炉心２を取囲むように円筒状のシュラウド５が設けられ、さらにシュラウド５の上部にはこれにつながるかたちで円筒状のチムニー３が設けられている。
【０００３】
これらシュラウド５及びチムニー３の内側には冷却水の上昇流路が、外側には冷却水の下降流路としてダウンカマ４が形成されている。そして冷却水（以下、炉水６という。）は、ダウンカマ４，下部プレナム７，炉心２およびチムニー３を自然循環している。
【０００４】
その循環途中で、炉水６が炉心２からの熱を受けて発生した蒸気は、主蒸気管８を介し、図示しないタービンに送られるとともに、そのタービンで仕事をした後の蒸気は、復水後、給水管９を介して原子炉圧力容器１内に戻されるようになっている。
【０００５】
炉心２には制御棒１０が挿脱して炉心２の出力が制御される。しかして、上記構成の従来の自然循環沸騰水型原子炉では原子炉圧力容器１内の炉心２を包囲した円筒状のシュラウド５及び円筒状のチムニー３と、シュラウド５及びチムニー３の外周部と原子炉圧力容器１に囲まれ冷却水の流路となるダウンカマ４をもち、シュラウド５及びチムニー３内の水と蒸気の浮力による上昇力およびダウンカマ４における水頭圧を駆動力として冷却材を循環させている。
【０００６】
自然循環型沸騰水型原子炉は、現行の沸騰水型原子炉から設備を簡素化し建設費低減を計るものであり、上記従来例は現行の沸騰水型原子炉に備わっているセパレータ及びドライヤを取り除いている構成が採用される。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】
しかし、上記従来例には次のような課題が存在する。まず比較のため現行の沸騰水型原子炉について説明する。現行の沸騰水型原子炉は一般に図７に示すように構成されている。すなわち図中、符号１１で示す原子炉圧力容器内には中心部に炉心１２が配置され、この炉心１２を覆うように筒状のシュラウド１３が配設されている。このシュラウド１３と原子炉圧力容器１１との間隙のダウンカマ１９の下部には複数の再循環ポンプ１４が配設されている。
【０００８】
炉心１２における核反応によって生成した熱エネルギーを得て、冷却水は高温高圧の蒸気となってシュラウド１３内を上方向に流れる。水と蒸気との混合流は、セパレータ１５によって水分が分離された後に、さらにドライヤ１６に導入され、ここで湿分が除去された後に、主蒸気管１７を通り、タービンに導かれる。タービンを駆動し仕事をしたのちの蒸気は復水となり、この復水は主給水管１８を通り、再びシュラウド１３の外側のダウンカマ１９に流入する。
【０００９】
上記のように現行の沸騰水型原子炉では、炉心１２で加熱され気液２相となった冷却水をセパレータ１５及びドライヤ１６により気相，液相に分離するため、主蒸気管１７を通りタービンに導かれる蒸気は充分に湿分が除去されており、一方ダウンカマを下降する冷却水への蒸気の巻き込みは充分小さく抑えられている。
【００１０】
ところが従来の自然循環型沸騰水型原子炉においては、セパレータ及びドライヤが省略されており、加熱された冷却水の気液２相への分離についても充分考慮された従来例は無く、タービンに導かれる蒸気は充分に湿分が除去されず、またダウンカマを下降する冷却水への蒸気の巻き込みは充分小さく抑えられていない。
【００１１】
タービンに導かれる蒸気が充分に湿分が除去されていないとエロージョン等によりタービンが劣化するという不具合が生じる。またダウンカマを下降する冷却水への蒸気の巻き込みが充分小さく抑えられていないと温度の高い冷却水が炉心に循環し炉心のヒートバランスに不具合が生じる。
【００１２】
本発明の目的は、セパレータ及びドライヤを省略しても、炉心で加熱された冷却水の気液２相への分離を充分に行い、タービン側の劣化が起こらないようにタービンに導かれる蒸気の湿分を充分に除去し、炉心のヒートバランスを保つためダウンカマを下降する冷却水への蒸気の巻き込みを充分小さく抑えることのできる自然循環型沸騰水型原子炉を提供することである。
【００１３】
【課題を解決するための手段】
本発明の原理は、原子炉圧力容器内の中央部に冷却水の上昇流路を、前記上昇流路の外周囲に前記冷却水の下降流路となるダウンカマを、原子炉運転時の前記冷却水水位より上方に前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気管の入口を備えた自然循環型沸騰水型原子炉において、前記上昇流路として、気液２相の自由界面の安定性を維持できる許容蒸気流速の圧力に対する原子炉の運転圧力変化との関係から求められた前記自由界面が安定する前記許容蒸気流速を前記上昇流路内径に換算して得た値以上の上昇流路内径を有し、前記冷却水水位から主蒸気管の入口までの高さとして、前記主蒸気管の入口での所望する蒸気の湿分を得るに必要な前記運転圧力変化と前記冷却水位の主蒸気管の入口までの高さとの関係から求められた前記許容蒸気流速に対応する高さ以上の高さ有し、ダウンカマの幅として、ダウンカマへの蒸気の巻き込み許容上限値とダウンカマ冷却水流速との関係から求めたダウンカマ幅以上の幅を有するようにしたものである。
【００１４】
このような原理は、発明の解決手段として具体的な実施例に展開して説明すると、上記目的を達成するために本発明の実施例では、圧力容器内にシュラウドを有し、このシュラウド内に配置された炉心により冷却材を加熱し、加熱された冷却材がシュラウド内及びシュラウドの上部に続くチムニーを上昇し、さらに蒸気を分離した冷却水がチムニー及びシュラウドと圧力容器の間に形成されるダウンカマ部を下降しさらに炉心下部より炉心内に上昇し循環し、シュラウド及びチムニー内外の冷却水密度差による差圧を冷却水循環の駆動力とする自然循環型沸騰水型原子炉であり、蒸気を水から分離するセパレータ及び蒸気を乾燥させるドライヤを配置しない自然循環型沸騰水型原子炉において、チムニーの内径を充分大きくする。具体的には５.４ｍ 以上とする。かつ運転時の冷却水水位から主蒸気管までの高さを充分大きくする。具体的には２.５ｍ 以上とする。かつダウンカマ部の幅を充分大きくする。具体的には０.３７ｍ 以上とする。
【００１５】
セパレータ及びドライヤを省略した場合の気液分離は重力によるものである。従ってタービンに導かれる蒸気の湿分を充分に除去するためには、チムニーから水面を通して上昇していく蒸気の流速を抑え水面を安定させること、及び運転時の冷却水水位から主蒸気管までの高さを充分大きくすることが有効である。
【００１６】
さらにチムニーから水面を通して上昇していく蒸気の流速は、簡単には（蒸気発生量÷チムニー断面積）で表されるため、チムニー内径を大きくすることが有効となる。またダウンカマを下降する冷却水への蒸気の巻き込みを充分小さく抑えるためには、ダウンカマ部を下降していく冷却水の流速を抑えることが有効である。この冷却水の流速は簡単には（総循環流量÷ダウンカマ部面積）で表されるため、ダウンカマ部の幅を充分大きくすることが有効である。
【００１７】
以上により、現行の沸騰水型原子炉からセパレータ及びドライヤを省略することによる建設費低減を可能にし、かつ炉心で加熱された冷却水の気液２相への分離を充分に行い、タービン側の劣化が起こらないようにタービンに導かれる蒸気の湿分を充分に除去し、炉心のヒートバランスを保つためダウンカマを下降する冷却水への蒸気の巻き込みを充分小さく抑える自然循環型沸騰水型原子炉が得られる。
【００１８】
【発明の実施の形態】
本発明の実施例を図面に基づいて以下詳細に説明する。図１において、自然循環型沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器３０の内側には、冷却水が炉水６として入れられている。その原子炉圧力容器３０内には、炉水６の水面下において炉心２６を囲む円筒状のシュラウド２５とそのシュラウド２５の上方に連続する円筒状のチムニー２４とを内蔵する。
【００１９】
そのシュラウド２５とチムニー２４の内側が炉水の上昇流路とされ、外側が原子炉圧力容器内壁面との間で炉水の下降流路としてのダウンカマ３４とされる。ダウンカマ３４の流路断面は水平断面形状が環状の形状を有する。
【００２０】
その炉水６の原子炉運転時の水位（冷却水水位）から高さ２１の位置には主蒸気管８の入口が接続されている。また、炉水６の水位以下の高さには、給水管９が接続されている。
【００２１】
シュラウド２５に囲まれた領域内には、炉心２６が配備されている。その炉心２６内に出入りできる制御棒２７の上下動によって、その炉心２６の出力が制御される。
【００２２】
したがって、炉心２６が制御棒２７によって制御された熱出力に相当する発熱を生じると、炉水６は炉心２６によって加熱されて気液２相流となってチムニー２４内を上昇し、炉水６の水面から蒸気が上昇して主蒸気管８の入口内に入りタービンへ供給され、タービンで仕事をした蒸気は復水化されて給水管で再度原子炉圧力容器３０内のダウンカマ３４内にチムニー２４内の炉水６より低い温度にて供給される。炉水６の水面から蒸気が上昇して、その蒸気が主蒸気管８の入口に到達するまでに重力によってその蒸気中の湿分が炉水６の水面に降下して主蒸気管８の入口内に流入する蒸気の湿分が低下する。
【００２３】
このように、チムニー内の炉水とダウンカマ内の炉水とは温度差があるので、温度依存による密度差で炉水がチムニー内では上昇流となって、炉水水面で蒸気を上方に放出した後にダウンカマ内に入って下降流となって再度炉心に下方から上方へと流入する循環が生じ、その循環が継続される。
【００２４】
図１に示す本発明の第１実施例と従来の自然循環型沸騰水型原子炉の図６との一見した違いは▲１▼チムニー２４の内径２０が大きく、▲２▼炉水６（冷却水）の水位から主蒸気管８までの高さ２１が大きく、▲３▼ダウンカマ部の幅２２が大きいことである。
【００２５】
本実施例において熱出力を約９００ＭＷとした場合の、上記▲１▼▲２▼▲３▼３つの設計寸法についての評価結果を示す。図２は気液２相の自由界面の安定性を維持できる許容蒸気流速の圧力に対する変化を示している。図２のグラフ２３より上の領域は気液２相の自由界面が不安定となり主蒸気管８を経由してタービンに導かれる蒸気の湿分が増加し、グラフ２３より下の領域は気液２相の自由界面が安定して主蒸気管８を経由してタービンに導かれる蒸気の湿分が減少する。
【００２６】
ここで図２に示す通り沸騰水型原子炉の運転圧力において許容蒸気流速は0.68ｍ／ｓである。上記に説明したように蒸気流速は簡単には（蒸気発生量÷チムニー断面積）で表され、熱出力を約９００ＭＷとした第１の実施例の条件ではチムニー２４の内径、チムニー内径２０が５.４ｍ に相当する。従って炉水６の上昇流路の内径であるチムニー内径２０が５.４ｍ 以上であれば安定した炉水６の水面が得られる。
【００２７】
図３は主蒸気管８の入口における蒸気の湿分を０.１％ とした時の、蒸気流速と炉水６の水位（冷却水水位）から主蒸気管８までの高さ２１の関係を表すグラフである。ここでは現行と同じく蒸気の湿分０.１％ を許容上限値と考えた。図３は蒸気流速が増加する程、蒸気の湿分を抑えるために必要な炉水６の水位（冷却水水位）から主蒸気管８までの高さ２１が増加することを示している。
【００２８】
ここで先に示した許容蒸気流速０.６８ｍ／ｓ の時の必要な炉水６の水位（冷却水水位）から主蒸気管８までの高さ２１は２.５ｍ である。従って炉水６の水位（冷却水水位）から主蒸気管２１までの高さが２.５ｍ 以上であれば、上記の湿分を許容上限値以下に抑えることが出来る。
【００２９】
図４はダウンカマ３４部を下降する炉水６（冷却水）の流速とダウンカマ３４への蒸気の巻き込みとの関係を示すグラフである。図４はダウンカマ冷却水流速が増加する程蒸気の巻き込みが増加することを示している。ここで蒸気の巻き込みの許容上限値を０.２５％とすると対応するダウンカマ冷却水流速は０.２４ｍ／ｓである。これは第１の実施例の条件においてダウンカマ３４の幅２２が0.37ｍに相当する。従ってダウンカマ３４の幅２２が０.３７ｍ 以上であれば、蒸気の巻き込みを許容上限値以下に抑えることが出来る。
【００３０】
以上に説明した３つの設計寸法について、現行の熱出力が約３９００ＭＷの沸騰水型原子炉，従来の自然循環型沸騰水型原子炉，本発明の自然循環型沸騰水型原子炉の第１の実施例の間で比較する。
【００３１】
まずチムニー内径２０に関しては、本発明の第１の実施例は現行の沸騰水型原子炉のシュラウド内径とおおよそ同等の大きさとなっている。これは熱出力が１／４以下であることを考慮すると、大きなサイズである。一方従来の自然循環型沸騰水型原子炉では、特に詳細な設計例は無いが、現行と同様に炉心をちょうど包むように炉心外径と同等のシュラウド内径を設定し、それと同じ内径のチムニーを配置するのみである。本発明の第１の実施例では大きなチムニー径２０を確保するため、必ずしも炉心２６の外径とシュラウド２５及びチムニー２４内径は一致させず、シュラウド２５及びチムニー２４と炉心２６の間に比較的大きな間隔が存在してもよい。
【００３２】
次に炉水６の水位（冷却水水位）から主蒸気管８までの高さ２１に関しては、本発明の第１の実施例は現行の沸騰水型原子炉とおおよそ同等の高さとなっている。やはり熱出力を１／４以下としていることを考慮すると、大きなサイズである。一方従来の自然循環型沸騰水型原子炉では、特に詳細な設計例は無いが、現行から出力に比例させてサイズを変更するのみである。
【００３３】
またダウンカマ３４部の幅２２に関しては、本発明の第１の実施例は現行の沸騰水型原子炉よりも小さいが、やはり熱出力を１／４以下としていることを考慮すると、大きなサイズと言える。従来の自然循環型沸騰水型原子炉では、特に詳細な設計例は無いが、現行から出力に比例させてサイズを変更するのみである。これら３つの設計寸法は当然設計条件により変化するが、簡単には原子炉の熱出力が増加すればこれらの設計寸法も増加し、熱出力が減少すればこれらの設計寸法も減少するという関係が主である。先に述べたように第１の実施例は現行の熱出力３９００ＭＷの１／４以下である９００ＭＷというかなり小さな熱出力を想定しているが、これ以上の場合、自然循環型沸騰水型原子炉の上記３つの設計寸法はそれぞれ先に示した値以上の大きさが必要であり、それによりタービンに導かれる蒸気の湿分を充分に除去し、ダウンカマ３４を下降する冷却水への蒸気の巻き込みを充分小さく抑えることができる。
【００３４】
次に本発明の第２の実施例を図５により説明する。図５は制御棒駆動機構等で制御棒２８を炉心２９の上方から挿入する実施例である。その他の構成は第１の実施例と同じである。これにより、第１の実施例の下から挿入する制御棒２７に比べ、重力が挿入方向に働くため安全性が向上する。
【００３５】
また緊急炉停止のため制御棒２８を高速挿入するスクラムの動力源として重力を用いることが出来、さらに制御棒駆動機構等が炉心下部を貫通することによるシール構造も不要となることから設備の簡素化による建設費低減が可能になる。
【００３６】
また同時に本実施例は現行の沸騰水型原子炉からセパレータおよびドライヤが省略されており、制御棒駆動機構等とこれらの取り合いの問題が無く、簡単なシステム構成が可能である。
【００３７】
【発明の効果】
以上詳述したように、本発明によれば、現行の沸騰水型原子炉からセパレータ及びドライヤを省略することによる建設費低減を可能にし、かつセパレータ及びドライヤを省略したにもかかわらず、炉心で加熱された冷却水の気液２相への分離を充分に行い、タービン側の劣化が起こらないようにタービンに導かれる蒸気の湿分を充分に除去し、炉心のヒートバランスを保つためダウンカマを下降する冷却水への蒸気の巻き込みを充分小さく抑える自然循環型沸騰水型原子炉が提供できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明による第１の実施例の自然循環型沸騰水型原子炉の概略図である。
【図２】気液２相の自由界面の安定性を維持できる許容蒸気流速の圧力に対する変化を示すグラフ図である。
【図３】蒸気流速と冷却水水位から主蒸気管までの高さの関係を示すグラフ図である。
【図４】ダウンカマ部を下降する冷却水の流速とダウンカマへの蒸気の巻き込みとの関係を示すグラフ図である。
【図５】本発明による第２の実施例の自然循環型沸騰水型原子炉の概略図である。
【図６】従来の自然循環型沸騰水型原子炉の概略図である。
【図７】現行の沸騰水型原子炉の概略図である。
【符号の説明】
６…炉水、８…主蒸気管、９…給水管、２０…チムニー内径、２１…冷却水水位から主蒸気管までの高さ、２２…ダウンカマ部の幅、２４…チムニー、２５…シュラウド、２６，２９…炉心、２７，２８…制御棒、３０…原子炉圧力容器、３４…ダウンカマ。
【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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