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発明の名称 沸騰水型原子炉
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開2005−274533(P2005−274533A)
公開日 平成17年10月6日(2005.10.6)
出願番号 特願2004−92320(P2004−92320)
出願日 平成16年3月26日(2004.3.26)
代理人
発明者 池田 達實 / 横堀 誠一 / 岩城 智香子
要約 課題
運転中に燃料を取り替えることのできる燃料交換方式を採用した沸騰水型原子炉を提供する。

解決手段
原子炉圧力容器内に自由液面を有するように収納された二次冷却水2中に横位置に複数本配列してなる圧力管4の集合体内に燃料集合体5を収納し、かつ一次冷却水循環系8によって圧力管内壁と燃料集合体5との間隙を通して一次冷却水6を通水させ、燃料集合体5によって加熱された一次冷却水6を圧力管4を介して前記二次冷却水2と熱交換させ、前記二次冷却水2を加熱沸騰させる。
特許請求の範囲
【請求項1】
原子炉圧力容器内に収容された原子炉冷却水中に炉心を浸漬し、この炉心で発生した熱で前記原子炉冷却水を沸騰させて発生した蒸気を炉外へ取り出すようにした沸騰水型原子炉において、
前記炉心を前記原子炉圧力容器内に自由液面を有するように収納された二次冷却水中に横位置に設置されるとともに内部に燃料集合体を収納して一次冷却水を通水する横型圧力管の集合体で構成し、前記横型圧力管に対して一次冷却水循環ポンプおよび配管を備えた一次冷却水循環系を接続して閉ループを形成し、前記燃料集合体で加熱された一次冷却水を前記横型圧力管を介して前記二次冷却水と熱交換させ、前記二次冷却水を加熱沸騰させるようにしたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項2】
前記炉心を構成する横型圧力管の燃料集合体収納領域および当該燃料集合体収納領域の上方部の領域を上下部に開口を有する筒状隔壁で囲繞することにより、前記燃料集合体で加熱された二次冷却水の沸騰水と原子炉圧力容器内に給水された二次冷却水の低温水との混合を防止するようにしたことを特徴とする請求項1記載の沸騰水型原子炉。
【請求項3】
前記一次冷却水循環系を前記筒状隔壁の外側に設置して前記圧力管と閉ループを形成したことを特徴とする請求項1記載の沸騰水型原子炉。
【請求項4】
前記一次冷却水循環系に原子炉圧力容器内に設置される加圧タンクを備えたことを特徴とする請求項1または請求項3記載の沸騰水型原子炉。
【請求項5】
前記一次冷却水循環系は、前記二次冷却水中に浸漬する部分を有する構成としたことを特徴とする請求項1または請求項3記載の沸騰水型原子炉。
【請求項6】
前記一次冷却水循環ポンプをポンプインペラ、ポンプ軸、軸受部およびポンプケーシングで構成し、この一次冷却水循環ポンプを前記原子炉圧力容器に設置したスタンドパイプ内に一端が固定された筒状ポンプ収納管内に軸封されるようにかつ挿脱自在に収納し、前記筒状ポンプ収納管の前記ポンプインペラの入口部を前記一次冷却水循環系の入口配管に接続し、かつ前記ポンプインペラの出口部を当該一次冷却水循環系の出口配管に接続したことを特徴とする請求項1または請求項3記載の沸騰水型原子炉。
【請求項7】
前記原子炉圧力容器の前記横型圧力管の端部と対向する部位に燃料交換装置を収納するための横型ポートを設け、この横型ポートに縦型ポートを設け、この縦型ポートに燃料出し入れ機を設けたことを特徴とする請求項1記載の沸騰水型原子炉。
【請求項8】
前記炉心を構成する横型圧力管の集合体配列の隙間に当該横型圧力管の集合体と並行に横型制御棒案内管を配置し、かつこの横型制御棒案内管内に横型制御棒を挿脱可能にしたことを特徴とする請求項1記載の沸騰水型原子炉。
【請求項9】
前記横型制御棒案内管の片側端部を原子炉容器内で封止し、かつ反対側端部を原子炉容器外に開口し、この開口部から前記横型制御棒案内管内に横型制御棒を挿脱可能にしたことを特徴とする請求項8記載の沸騰水型原子炉。

発明の詳細な説明
【技術分野】
【0001】
本発明は、原子炉の運転中に燃料交換を行えるようにした沸騰水型原子炉に関する。
【背景技術】
【0002】
一般に、沸騰水型原子炉は、原子炉容器内で軽水を沸騰させて直接蒸気を発生させタービン発電機に導き発電する原子炉である。タービンを回した後の蒸気は復水器で多数の細管の表面で冷却されて水になり(復水)、給水加熱器を経て給水ポンプで原子炉容器に戻される。この給水の一部は炉容器外部に設置してある冷却材再循環ポンプで昇圧された後炉容器内部に送られ、さらにジェットポンプにより炉容器内底部から炉心に送られるようになっている。
【0003】
このような沸騰水型原子炉は、燃料集合体と制御棒よりなる炉心を中心にして、炉心上部には気水分離器・蒸気乾燥器などタービン用蒸気をつくるための設備を設置し、炉心下部には制御棒ガイド・制御棒駆動ハウジングなど原子炉出力制御のための設備、炉心周囲には炉心を収納し冷却材流路を構成している炉心シュラウド、ジェットポンプなどを設置して構成される。
【0004】
従来の沸騰水型原子炉の燃料集合体は、例えば62本の燃料棒と、1本のスペーサ保持用ウォータロッドと、1本のウォータロッドの計64本を8×8(現在まで6×6から9×9まである)の正方格子に配列し、周囲をジルカロイ製のチャネル・ボックスで囲ったもので、炉心内に縦に設置されている。制御棒は十字型断面をしており、圧力容器底部から燃料チャンネルの間に挿入されるようになっている。制御棒の挿入、引抜きは制御棒駆動機構によってなされる(例えば非特許文献1参照)。
【0005】
燃料は、原則として1年に1回、原子炉を停止して圧力容器の蓋を開け、炉心の約1/4に相当する燃料を取り出し、それに代わる新しい燃料を装荷する。そのための燃料取り扱い設備と使用済み燃料の貯蔵設備が必要になる。
【0006】
燃料交換の手順は次のようにして行われる。まず、原子炉を停止し、圧力・温度が十分に低下した後、炉上部の遮蔽蓋を取り外し、格納容器の頭部を外す。次に、原子力圧力容器の上部の蓋のボルトなどを外して蒸気乾燥器、気水分離器などの炉内構造物を取り外し、水を満たした貯蔵プールに移動して保管する。燃料の取り出し、挿入は燃料交換機で行う。使用済み燃料は、炉心から取り出して燃料プールに移す場合、原子炉とその上部を水で満たし、燃料プールとの間に設けられたキャナルを通って水中で行われる。燃料の交換が終了すると、炉内構造物を組み立て、圧力容器蓋を取り付けて再起動となる。
【非特許文献1】原子力安全研究協会編、軽水炉発電所のあらまし(改訂版)、原子力安全研究協会発行平成4年10月 p.11−115
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0007】
上述した沸騰水型原子炉においては、燃料の交換/検査は約1年に1回実施される発電所の定期検査時に、原子炉格納容器漏洩率試験、非常用炉心冷却系の性能試験、発電機タービンの開放点検、プラントの性能試験等と同様に主要な検査、作業項目の一つとして実施されている。燃料交換は定期検査工程の中でも、最もクリティカルな工程となっており、原子炉稼働率を低下させる要因の一つである。また、長尺燃料を上部から取り出し交換する作業は多くの手順を要し、高い安全性が要求される。
【0008】
本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、運転中に燃料集合体を取り替えるいわゆるオンロード燃料交換方式を採用した沸騰水型原子炉を得ることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0009】
上記の目的を達成するために、請求項1に係る沸騰水型原子炉の発明は、原子炉圧力容器内に収容された原子炉冷却水中に炉心を浸漬し、この炉心で発生した熱で前記原子炉冷却水を沸騰させて発生した蒸気を炉外へ取り出すようにした沸騰水型原子炉において、前記炉心を前記原子炉圧力容器内に自由液面を有するように収納された二次冷却水中に横位置に設置されるとともに内部に燃料集合体を収納して一次冷却水を通水する横型圧力管の集合体で構成し、前記横型圧力管に対して循環ポンプおよび配管を備えた一次冷却水循環系を接続して閉ループを形成し、前記燃料集合体で加熱された一次冷却水を前記横型圧力管を介して前記二次冷却水と熱交換させ、前記二次冷却水を加熱沸騰させるようにしたことを特徴とする。
【発明の効果】
【0010】
本発明によれば、炉心が独立した横型圧力管構造を採用しているので運転中の燃料交換が可能で原子炉運転稼働率を上げることができ、また、筒状隔壁によって二次冷却水の加熱領域と非加熱領域が混合しないように分離するので、熱効率が低下することが無く、さらに二次冷却水が原子炉圧力容器内で自然循環の形態をとるので二次冷却水の再循環ポンプを省略でき、設備の簡素化と安全性向上が可能な沸騰水型原子炉を提供することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【0011】
以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例について、図面を参照して説明する。なお各図を通して同一部分には同一符号を付し、重複説明は省略する。
(実施例1)
図1乃至図3は本発明の実施例1に係る図であり、図1は本実施例1に係る基本的な原子炉構造図、図2は図1のII−II矢視図、図3は図1のIII−III矢視図である。
【0012】
以下、図1乃至図3を参照して実施例1を説明する。本実施例に係る沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器1内に自由液面となるように二次冷却水2を収納するとともに、この二次冷却水2中に炉心3を浸漬するように構成している。この炉心3は中心領域に燃料集合体5を収納し、一次冷却水6を通水する横型圧力管4の集合体で構成されており、燃料集合体5の核反応により発生した熱で前記圧力管4内の前記一次冷却水6を加熱するように構成している。なお、前述した燃料集合体5を収納し、かつ一次冷却水6を通水する圧力管4の構成については、本発明の沸騰水型原子炉とはタイプが異なる圧力管型原子炉で知られている(例えば、特開平3−105285号公報、特開平6−186374号公報参照)。
【0013】
さて、本実施例の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器1内にさらに、前記炉心3のうち燃料集合体5が収納されている中心領域およびその中心領域の上方部を囲繞するように上下部に開口を有する断面矩形の筒状隔壁7を設置するとともに、一次冷却水循環系8を設置している。前記筒状隔壁7は、燃料集合体5の発熱によって一次冷却水6および横型圧力管4を介して加熱された二次冷却水2の沸騰水と、原子炉圧力容器内に給水された二次冷却水2の低温水とが混合するのを防止する機能を有している。前記一次冷却水循環系8は、一次冷却水循環ポンプ9、一次冷却水配管10および加圧タンク11を備えており、前記筒状隔壁7の外側に配置された状態で前記横型圧力管4に接続されて閉ループを形成している。なお、一次冷却水循環系8は、加圧タンク11を除いて二次冷却水2中に浸漬するように配置されている。
【0014】
前記横型圧力管4は、その両端部を原子炉圧力容器1を貫通して外部に突出させ、その突出した端部を開閉可能な栓体12で封止している。この栓体12は燃料交換時に2台一組の燃料交換機13、14で開閉されるようになっている。さらに、本発明の沸騰水型原子炉は、前記横型圧力管4の集合体配列の隙間に炉心3の下側から直交するように制御棒15を挿入して原子炉の出力を制御する構成になっている。
【0015】
なお、前記横型圧力管4が原子炉圧力容器1を貫通する部分は、特に図示していないが、横型圧力管4と原子炉圧力容器1の熱膨張差を吸収しつつ、二次冷却水2が外部に漏れないようにするために、例えばベローズのような伸縮性ある部材で封止する構造になっている。
【0016】
図中、16は前記筒状隔壁7の上部に設置した蒸気乾燥機、17はこの蒸気乾燥機16によって乾燥された蒸気を図示しない蒸気タービンに送気する主蒸気ノズル、そして18は蒸気タービンから給水加熱器を経て送られてくる給水を原子炉圧力容器1に戻すための給水ノズルである。
【0017】
このように構成された沸騰水型原子炉において、加圧タンク11によって加圧された一次冷却水6は、一次冷却水循環ポンプ9、一次冷却水配管10および横型圧力管4のループ内を循環し、しかも横型圧力管4内を通水する間に燃料集合体5の核反応熱によって加熱される。加熱された一次冷却水6は横型圧力管4の管壁を介して前記筒状隔壁7内の二次冷却水2と熱交換される。
【0018】
加熱された二次冷却水2は加熱蒸気となって筒状隔壁7内を上昇し、原子炉圧力容器1の上部に設置してある蒸気乾燥器16によって湿分を除去された後、主蒸気ノズル17から図示しない蒸気タービンなどの蒸気利用系に取り出される。利用された蒸気は図示しない復水器で凝縮した後、図示しないポンプ復水系および給水系を通して給水ノズル18から原子炉圧力容器1内に二次冷却水2として戻される。
【0019】
前記横型圧力管4は1本毎に独立しており、しかも燃料交換は燃料交換機13、14により横型圧力管1本毎に両端部から行うので、燃料交換作業をしていない他の横型圧力管4については継続して運転することが可能である。
【0020】
以上述べたように、本実施例1の沸騰水型原子炉によれば、炉心が独立した横型圧力管構造を採用しているので、運転中の燃料交換が可能となり原子炉の運転稼働率を上げることができる。さらに筒状隔壁によって二次冷却水2の加熱領域と非加熱領域が混合しないように分離するので、熱効率が低下することが無く、二次冷却水2が原子炉圧力容器1内で自然循環の形態をとるので二次冷却水2の再循環ポンプを省略できるので、設備の簡素化と安全性の向上を図ることができる。また、一次冷却水循環系8は筒状隔壁7の外側に設置され、一次冷却水配管10が二次冷却水2の非加熱領域に浸漬する部分を有しているので、非加熱領域で冷却され、一次冷却水循環系の過熱を防止することができる。また、一次冷却水循環系8は原子炉圧力容器1内で二次冷却水2に浸漬されるように構成したので、一次冷却水配管破断事故が発生した場合には、原子炉圧力容器内に閉じ込めて二次冷却水で炉心冷却を行うので安全な沸騰水型原子炉を得ることができる。
【0021】
(実施例2)
次に、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例2について図4を用いて説明する。
図4は、本発明の実施例2に係る一次冷却水循環ポンプの概略構造図である。
図4において、一次冷却水循環ポンプ9は、ポンプインペラ19、ポンプ軸20、軸受部22Bおよびポンプケーシング21とから構成され、筒状ポンプ収納管22内に収納されている。そして、一次冷却水循環ポンプ9は、前記筒状ポンプ収納管22内周面と前記軸受部22B外周部およびポンプケーシング21外周部との間隙を軸封装置23,24によって封止されるとともに、前記筒状ポンプ収納管22内を長手方向に摺動自在に支持されている。
【0022】
前記筒状ポンプ収納管22の上端部は原子炉圧力容器1に設置したスタンドパイプ27内に収納され、かつスタンドパイプ27のフランジ部27Fで気密状態に固定されている。一方、この筒状ポンプ収納管22の下端部は前記一次冷却水配管10のポンプ入口配管25と連通し、中間部は一次冷却水配管10のポンプ出口配管26と連通している。ポンプインペラ19の回転により、矢印Aのように前記ポンプ入口配管25から流入した一次冷却水はポンプインペラ19によって加圧され、前記軸封装置23および24の軸封作用により漏れることなくポンプ出口配管26から矢印Bのように吐出される。なお、28は前記ポンプ軸20と直結してポンプインペラ19を駆動するモータであり、前記スタンドパイプのフランジ27Fに取り付けたカバー29によって前記一次冷却水循環ポンプ9とともに前記原子炉圧力容器1に対して密閉状態で固定されている。
【0023】
このように構成された一次冷却水循環ポンプ9は、ポンプ作用により吸い込んだ一次冷却水を加圧して軸封装置23と24によって他の部分に漏洩させることなくポンプ出口側配管26から吐出する。なお、一次冷却水循環ポンプ9は筒状ポンプ収納管22を原子炉圧力容器1のスタンドパイプ27に固定し残した状態で、カバー29を取り外すことによりモータ28とともに原子炉圧力容器1の外から出し入れすることができる。
【0024】
以上述べたように、本実施例2の沸騰水型原子炉によれば、一次冷却水循環ポンプが故障した場合、配管を切断することなく、原子炉圧力容器1の外部に取り出すことができるので、メンテナンス性と安全性とを向上させることができる。
【0025】
(実施例3)
次に、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例3を図5を用いて説明する。
図5は、実施例3に係る基本的な原子炉構造図である。図5において、30は炉心であり、原子炉圧力容器1から両端部か突出しない長さに選定した複数本の横型圧力管31の集合体と、この横型圧力管31の内部に収納される燃料集合体5とから構成されており、二次冷却水2中に浸漬されている。前記原子炉圧力容器1の前記横型圧力管31の両端部に対向する位置には横型ポート32、33を設置している。この横型ポート32、33内には燃料交換器34、35を収納し、横型ポート32、33内で燃料交換作業を行えるようにしている。しかも、前記横型ポート32、33には直交するように縦型ポート36、37を設置し、燃料出し入れ機38を設置するように構成している。そして、燃料交換は原子炉圧力容器1内で行い、横型圧力管31から取り出した燃料5は、燃料出し入れ機38で炉外に取り出す。
【0026】
以上述べた本実施の沸騰水型原子炉によれば、横型圧力管31を含む一次系は全て原子炉圧力容器内に収納し、燃料交換も原子炉圧力容器内で行うので安全性をさらに向上させることができる。
【0027】
(実施例4)
次に、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例4を図6〜図8を用いて説明する。
図6は本発明の実施例4に係る基本的な原子炉構造図、図7は図6のVII-VII矢視の部分拡大図、また、図8は横型制御棒案内管の部分拡大図である。
【0028】
図6において、炉心50は、複数本の横型圧力管4の配列の隙間に、当該横型圧力管4と並行に横型制御棒案内管40を設置し、さらにこの横型制御棒案内管40に横型制御棒39を収納して構成されている。
【0029】
そして前記横型制御棒案内管40は、図示左側の端部には図8に示すように封止部41を設けて原子炉圧力容器1内で封止され、図示右側の反対側端部は原子炉圧力容器1の壁を貫通して外側で開口部42を設け、この開口部42から横型制御棒39の挿入量を制御する。
【0030】
このように構成した本実施例の沸騰水型原子炉は、横型制御棒39を横型圧力管に沿った方向に設置したので炉心下側に構造物が無くなり炉心領域に入り込む二次冷却水の圧力損失が少なくなる。また横型制御棒案内管40内に横型制御棒39を挿入しているので、横型制御棒39の荷重を横型制御棒案内管40で受けることができ、駆動動作を円滑に行うことができる。さらに横型制御棒39を原子炉圧力容器1の外側から自由に出し入れすることができる。
【0031】
以上のように、本実施例4の沸騰水型原子炉によれば、炉心50へ入りこむ二次冷却水の圧力損失が少なくなるので、熱交換効率を向上することができる。また、制御棒のメンテナンスを容易に行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【0032】
【図1】本発明の実施例1に係る基本的な原子炉構造を図。
【図2】図1のII−II矢視図。
【図3】図1のIII−III矢視図。
【図4】本発明の実施例2に係る一次冷却水循環ポンプの概略構造図。
【図5】本発明の実施例3に係る基本的な原子炉構造図。
【図6】本発明の実施例4に係る基本的な原子炉構造図。
【図7】図6のVII-VII矢視の部分拡大図。
【図8】本発明の実施例4に係る制御棒案内管部分拡大図。
【符号の説明】
【0033】
1…原子炉圧力容器、2…二次冷却水、3…炉心、4…横型圧力管、5…燃料集合体、6…一次冷却水、7…筒状隔壁、8…一次冷却水循環系、9…一次冷却水循環ポンプ、10…一次冷却水配管、11…加圧タンク、12…栓体、13,14…燃料交換機、15…制御棒、16…蒸気乾燥機、17…主蒸気ノズル、18…給水ノズル、19…ポンプインペラ、20…ポンプ軸20、21…ポンプケーシング、22…筒状ポンプ収納管、22B…軸受部、23,24…軸封装置、25…ポンプ入口配管、26…ポンプ出口配管、27…スタンドパイプ、27F…フランジ、30…炉心、31…横型圧力管、32,33…横型ポート、34、35…燃料交換機、36、37…縦型ポート、38…燃料出し入れ機、39…横型制御棒、40…横型制御棒案内管、41…封止部、42…開口部、50…炉心。





 

 


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