JPH02287194A - 圧力容器構造の原子炉及びその運転方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、重水減速材を内包したカランドリアタンクを
貫通するように多数の圧力管が配設され、該カランドリ
アタンクの外側を圧力容器が取り囲み、重水減速材と分
離されている圧力容器内の冷却材を再循環ポンプによっ
て圧力管を通して循環させる一体型圧力容器構造の原子
炉に関するものである。

この原子炉では圧力管の外側を取り囲むようにボイド管
を設け、圧力管とボイド管とのアニユラス間隙への重水
の充填・排除を可能とし、且つボイド管を取りまく重水
減速材の温度を広範囲にわたって制御可能とする。これ
らによって炉特性の最も重要な因子の一つである冷却材
ボイド反応度を調整するとともに転換比を上昇させるこ
とができる。

［従来の技術］ 減速材と冷却材を分離した原子炉の一形式として、減速
材に重水を、冷却材に軽水を用いた重水減速・軽水冷却
圧力管型原子炉（新型転換炉：　ＡＴＲ）がある、この
種の原子炉では、重水減速材を内包するカランドリアタ
ンクを多数の圧力管が貫通している。

燃料集合体は格子状に配列されている。各燃料集合体は
圧力管内に装荷され、圧力管はカランドリア管内に挿入
される０重水減速材はカランドリア管の外側を満たし、
圧力管の内部は冷却材が流通する。圧力管内の冷却材は
高温高圧（圧力約７Ｑａｔ、温度約２８０℃）で運転さ
れ、それに対してカランドリアタンク内の重水減速材は
低温低圧（圧力約Ｏａｔ、温度約５０℃）である、そこ
で断熱のために圧力管とカランドリア管とのアニユラス
間隙に炭酸ガスを充填している。

［発明が解決しようとする課題］ 上記のように従来技術では重水減速材系の温度・圧力上
昇を避けるために、圧力管とそれを取りまくカランドリ
ア管との間に炭酸ガスのギャップが必要であり、アニユ
ラス間隙を利用して炉特性を調整することはできなかっ
た。また重水減速材系は低圧の設計のため、温度を自由
に変えることができず、且つ低温で保持するため炉特性
の調節範囲が少ない欠点があった。

本発明の目的は、運転サイクル初期には余剰反応度を抑
え転換比を増加しＰｕ（プルトニウム）利用特性を向上
し、また運転サイクル末期には反応度を補償し炉心寿命
の伸長により経済性の向上を図ることができ、併せて冷
却材ボイド反応度を改善・調整し、安全性、運転制御性
を向上できる圧力容器構造の原子炉及びその運転方法を
提供することにある。

［課題を解決するための手段］ 本発明の原子炉は、重水減速材を内包したカランドリア
タンクと、それを貫通するように設けられ内部に燃料集
合体が装荷され冷却材が流通する多数の圧力管と、前記
カランドリアタンクを取り囲み、中に冷却材が入る圧力
容器を備え、重水減速材と冷却材を分離した圧力容器構
造であり、圧力管の出入口配管を一体化し合理化してい
る。そして圧力容器内の冷却材を再循環ポンプによって
圧力管を通して循環させる。

この原子炉では減速材系も高温・高圧仕様になっており
、重水減速材と冷却材との間に断熱層を設ける必要はな
い０本発明はこの点に着目してなされたものである。

本発明の原子炉では、圧力管の外側を取り囲むように同
心状にボイド管を設ける。つまり圧力管とボイド管との
二重管によって減速材と冷却材とを仕切る。そしてボイ
ド管の下部に接続され、該ボイド管と圧力管とのアニユ
ラス間隙への重水の充填・排除を制御する重水充填・排
除系と、カランドリアタンクに接続され、その中の重水
減速材の温度を制御する重水冷却系とを設けている。

この原子炉の運転は、運転サイクルの初期は圧力管とボ
イド管とのアニユラス間隙の重水を排除し、運転サイク
ルの末期は圧力管とボイド管とのアニユラス間隙へ重水
を充填し、重水減速材温度を７０〜３００℃の範囲で昇
降制御することにより行う。

［作用］ 運転サイクルの初期に、重水温度を増加し、アニユラス
間隙内の重水排除を行うと、余剰反応度が抑制され、転
換比が増加し、Ｐｕ利用特性が向上する。また運転サイ
クルの末期に、アニユラス間隙内に重水を導入し、重水
温度を下げると、反応度を補償でき、炉心寿命が伸長し
経済性が向上する。

アニユラス間隙内の重水充填・排除は、重水充填・排除
系によって行われ、カランドリアタンク内の重水減速材
の温度を制御は、重水冷却系によって行われる。

［実施例］ 本発明に係る原子炉は一体型圧力容器構造である。まず
炉心燃料格子断面モデル図を第３図Ａ、Ｂに示す。同図
Ａでは燃料集合体ｌＯが正方格子状に配列され、同図Ｂ
では燃料集合体１０が三角格子状に配列されている。格
子形状はどちらであってもよい。第３図の一点鎖線で囲
んだ部分の詳細を第４図Ａ、Ｂに示す、燃料集合体ｌＯ
は圧力管１２内に装荷される。圧力管１２の外側はボイ
ド管１４が同心状に取り囲んでおり、両者の間がアニユ
ラス間隙１６となる。このアニユラス間隙１６には、第
４図へのように重水を排除してＨｅ（ヘリウム）ガスを
充填することもできるし、同図Ｂのように重水を充填す
ることもできる。

第１図に本発明に係る圧力容器構造の原子炉の一実施例
の詳細を示し、第２図にその重水系統を示す、この原子
炉の基本構造は、重水減速材を内包したカランドリアタ
ンク２２と、それを貫通するように設けられる多数の圧
力管１２を備え、該圧力管１２の内部に燃料集合体１０
が装荷され、カランドリアタンク２２内の重水減速材と
圧力管１２内を通る冷却材とを分離した構造である。特
に本発明では、圧力管１２の外側を取り囲むように同心
状にボイド管１４が設けられている。ボイド管１４は上
部の重水減速材の通常水位以上の位置で開口している。

カランドリアタンク２２内の重水減速材と圧力管１２内
の冷却材とは圧力管１２とボイド管１４との二重管によ
って仕切られており、該圧力管１２とボイド管１４との
間にはアニユラス間隙１６が存在する。前記カランドリ
アタンク２２の外側は圧力容器２４が取り囲み、圧力容
器２４内の冷却材を圧力管１２を通して再循環ポンプ２
６（第２図参照）によって循環させる。

第２図に示すように、圧力管１２とボイド管１４とから
なるアニユラス間隙１６と連通するように重水充填・排
除系３ｏが設けられる。この重水充填・排除系３０は、
圧力容器２４の側部からカランドリアタンク２２内下部
に入リポイド管１４の下部に接続される重水配管３２と
、その途中に設けられる弁３３と、前記重水配管３２と
接続される重水タンク３４を有する０重水タンク３４は
上部で弁３６を介してＨｅガス循環系３８に接続される
と共に、それぞれ弁を有する減圧系４０とＨｅガス供給
部４２に接続される。

また第２図に示すように、減速材系には重水冷却系４４
が設けられている。ここで重水冷却系４４は、圧力容器
２４に供給する冷却材を加熱する主熱交換器４６と外部
流体で冷却される補助熱交換器４８とを有する。

本発明のように圧力容器２４を用いると、従来技術のよ
うな重水減速材系への熱遮蔽等の制約がなくなる。つま
り重水減速材系が高温になり圧力が上昇しても何ら問題
はない、このため第４図Ａに示すようにアニユラス間隙
１６から重水を排除したり、同図Ｂに示すようにアニユ
ラス間隙１６に重水を充填することが可能となる。

アニユラス間隙１６への重水の充填・排除の制御は、重
水充填・排除系３０によって行う。

重水充填・排除系３０は常時重水減速材系のカバーガス
であるＨｅガス循環系と連通しており、重水減速材系の
通常水位と同じレベルになっている。アニユラス間隙１
６内の重水を排除するには、弁３６を閉じて重水タンク
３４とＨｅガス循環系３８との連通を閉鎖すると共に、
弁３３を開き減圧系４０により重水タンク３４の減圧を
行えばよい、するとアニユラス間隙１６での重水水位が
低下し、所定量の重水が重水配管３２を通っ、て重水タ
ンク３４に回収される。

その後、重水配管３２の弁３３を閉鎖する。逆にアニユ
ラス間隙１６内への重水の充填は、弁３３を開いてＨｅ
ガス供給部４２がらＨｅガスを圧入する。それによって
重水タンク３４内の重水は重水配管３２を通ってアニユ
ラス間隙１６に送り込まれる。Ｈｅガス循環系３８の弁
３６を開けば両者が連通し、アニユラス間隙１６内の重
水レベルは重水減速材系の通常の重水レベルと一致する
。

カランドリアタンク２２内の重水減速材の温度制御は重
水冷却系４４で行う０通常の主熱交換器４２による給水
加熱と、補助熱交換器４４による補機冷とによって７０
〜３００℃程度の範囲で温度制御を行うことができる。

この温度範囲で制御を行うのは次のような理由による。

′ここでは重水系を冷却する系統として原子炉補機冷却
系を想定している。その最低温度は３０℃程度であるの
で、重水温度を７０℃より更に下げるためには、熱交換
器容量を増大したり循環流量を増加させる必要があり、
経済的に不利となる。一方、重水温度が過度に（３００
℃以上に）上昇した場合は、重水の減速効果が劣化し臨
界性が低下する。このため重水炉としてのプルトニウム
利用効率が高いなどの特徴は得られな（なる。

第５図〜第７図に、重水減速材の温度による影響と、ア
ニユラス間隙に重水を充填するかＨｅガスにしておくか
の違いをとり、ケースａ〜ｄのパラメータサーベイ結果
を示す、各パラメータは第１表の通りである。

第１表 物理的には重水温度を上昇していく　（ケースミーケー
スＣの変化）と、第５図に示すように中性子スペクトル
は硬化し、臨界性が悪くなる（中性子増倍率ｋ　ｅｒｒ
が減少する）、それと共に、第６図に示すように共鳴吸
収が増大する（転換比が増大する）、この場合、圧力管
型原子炉の特徴から、重水減速材の減速に関する寄与と
、冷却材の減速に関する寄与の割合が変化し、後者が大
きくなる。即ち、冷却材の減少（ボイド率の増加）によ
って減速能が低下し負の反応度が入る（第７図に示すよ
うに、ボイド反応度の傾きが負側に移行する）。

またアニユラス間隙にＨｅガスを入れると（ケースｂ→
ケースｄの変化）重水に比べ減速材の割合が小さくなり
、スペクトルは硬化し、上記と同様の影響がでる。この
ためケースｄはケースｂに比べ臨界性が低下するが、転
換比は増大し、ボイド反応度は負側に移行する。

そこで運転サイクルの初期でアニユラス間隙内の重水を
排除し、炉心の余剰反応度を抑制しつつ転換比を上げ、
燃料の利用特性を向上する。

また運転サイクルの末期ではアニユラス間隙内に重水を
充填し、臨界性を上げ、炉心寿命の伸長を図る。ボイド
反応度特性は、上記のアニユラス間隙内の重水の充填・
排除に加え、重水温度を制御することにより調整できる
。この際、ボイド反応度を過剰に負側にすると、主蒸気
隔離弁閉など炉内圧力上昇事故時に正の反応度投入とな
るので、安全設計との協調を保ちつつ、ボイド反応度の
ボイド率依存性がほぼ零となるよう調整することが重要
である。尚、これにより原子炉の圧力外乱による出力変
化が少なく原子炉の運転ＩＩ　ｔｉｌ性の一層の向上が
図られる。更に、上記の幅広い特性制御能力により全Ｍ
ＯＸ（混合酸化物燃料）炉心は勿論、全ＵＯ□　（ウラ
ン酸化物燃料）炉心、その他の核燃料の利用も可能とな
る。

［発明の効果］ 本発明は上記のように、圧力管を取り囲むようにボイド
管を配設し、それにより形成されるアニユラス間隙への
重水の充填・排除系とカランドリアタンク内重水の温度
制御を行う重水冷却系を設けた構造だから、原子炉の主
要特性である冷却材ボイド反応度、炉内余剰反応度調整
を広範囲にわたり任意に調整することができ、転換比の
向上を図ることができる。

またこれにより安全性、運転制御性の向上、核燃料利用
の多様化を達成できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る圧力容器構造の原子炉の一実施例
を示す構成図、第２図はその重水系統図、第３図Ａ、Ｂ
は炉心燃料格子断面モデルの一例を示す説明図、第４図
Ａ、Ｂは第３図で−点鎖線で囲んだ部分の拡大説明図で
ある。また第５図は中性子増倍率変化を示すグラフ、第
６図は転換比の変化を示すグラフ、第７図はボイド反応
度曲線図である。 １０・・・燃料集合体、１２・・・圧力管、１４・・・
ボイド管、１６・・・アニユラス間隙、２４・・・圧力
容器、２６・・・再循環ポンプ、３０・・・重水の充填
・排除系、３２・・・重水配管、３４・・・重水タンク
、４０・・・減圧系、４２・・・Ｈｅガス供給部、４４
・・・重水冷却系、４６・・・主熱交換器、４８・・・
側熱交換器。 特許出願人　動力炉・核燃料開発事業団代　　理　　人
　　　　　茂　　見　　　　　穣第 図 弔 図 燃焼度 （ＭＷｄ／ｌ） 第 図 燃焼度 （ＭＷｄ／ｌ）

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、重水減速材を内包したカランドリアタンクと、それ
   を貫通するように設けられ内部に燃料集合体が装荷され
   冷却材が流通する多数の圧力管と、前記カランドリアタ
   ンクを取り囲み、中に冷却材が入る圧力容器を備え、重
   水減速材と冷却材を分離した構造の原子炉において、圧
   力管の外側を取り囲むように同心状に設けたボイド管と
   、ボイド管の下部に接続され該ボイド管と圧力管とのア
   ニュラス間隙への重水の充填・排除を制御する重水充填
   ・排除系と、カランドリアタンクに接続され、その中の
   重水減速材の温度を制御する重水冷却系を具備している
   ことを特徴とする圧力容器構造の原子炉。 ２、請求項１記載の圧力容器構造の原子炉において、運
   転サイクルの初期は圧力管とボイド管とのアニュラス間
   隙の重水を排除し、運転サイクルの末期は前記アニュラ
   ス間隙へ重水を充填し、重水減速材温度を７０〜３００
   ℃の範囲で昇降制御することによりボイド反応度を調整
   する原子炉の運転方法。