JPH0658411B2

JPH0658411B2 - 自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法

Info

Publication number: JPH0658411B2
Application number: JP2150106A
Authority: JP
Inventors: ダグラス・マービン・グランツ
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1989-06-13
Filing date: 1990-06-11
Publication date: 1994-08-03
Anticipated expiration: 2009-08-03
Also published as: JPH0354499A; EP0403222A3; EP0403222A2

Description

【発明の詳細な説明】発明の背景本発明は自然循環を利用した沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
に関するものであって、更に詳しく言えば、かかる原子
炉に負荷追従能力を付与するための方法に関する。

現行の大形ＢＷＲは強制循環式のものである。発電目的
のために運転されるＢＷＲにおいては、最初はサブクー
ルされた液体の状態にある冷却材（たとえば水）が主冷
却材循環装置（たとえば、ジェットポンプまたは電動式
混流ポンプ）の作用下で所定の経路を通って循環する。
詳しく述べれば、冷却材は（原子炉の最下部に位置す
る）炉心下部プレナムから炉心を通って流れ、そして炉
心と連通した炉心上部プレナム内に入る。次いで、炉心
上部プレナムから流出する冷却材はスタンドパイプを通
過して気水分離器アセンブリに到達する。ところで、炉
心から流出して炉心上部プレナム内に入る冷却材は蒸気
と水との二相混合物を成しているが、それらの比率は燃
料集合体からの出力、燃料集合体に入る冷却材のサブク
ール温度差、および燃料集合体中における流量のごとき
因子に応じて変化する。特に燃料集合体中における流量
は、再循環ポンプの出力、燃料集合体の幾何学的形状お
よびそれの濡れ面がもたらす水力学的な流れ抵抗、並び
に冷却材が炉心の燃料集合体中に流入する際における流
れの制限の程度を示す絞り率に依存する。

炉心上部プレナム内においては、燃料集合体から流出し
た流れに炉心バイパス流が合流する。炉心バイパス流と
は、炉心下部プレナムから燃料集合体のチャネルの外側
（かつ炉心シュラウドの内側）の区域内に入り、様々な
程度で炉心内に挿入された十字形の制御棒によって占め
られた区域を通って上方に流れ、燃料集合体を規則正し
い配列状態に保持する格子状の上部部材（すなわち上部
案内板）を通過し、そして最終的に炉心上部プレナム内
に流入するような冷却材である。炉心上部プレナム内に
流入した時点において、炉心バイパス流は、（恐らくは
少量の蒸気を含んだ）飽和水から実質的に成っている。
炉心上部プレナム内においては、これら２種の流れ（燃
料集合体から流出した流れおよび炉心バイパス流）は急
速に混合し、それによって両者の区別は存在しなくな
る。

炉心から流出する蒸気・水混合物から蒸気を分離するた
めには、機械的な気水分離手段を使用することができ
る。一部の初期ＢＷＲ構造においては、自由表面蒸気分
離手段が使用されていた。この場合には、家庭用の湯沸
かしと同様にして自由表面から蒸気がひとりでに分離す
る一方、飽和水はＢＷＲのダウンカマ区域を通って再循
環する冷却材の流れの中に残留する。このような蒸気分
離手段が可能であるので、蒸気分離速度（すなわち、有
効流路面積を通して取出される蒸気の体積平均速度）が
毎秒約１．８フィートを越えない場合に限られる。蒸気
分離速度がこの限界値を越えると、蒸気は許容し得ない
ほどに高い含水率を示すようになる。高い含水率は蒸気
乾燥器の水分除去能力を飽和させる結果、原子炉から流
出してタービンに供給される蒸気が過大な含水率を有す
ることになる。タービンに供給される蒸気がこのような
高い含水率を有する場合には、初段のタービン羽根の浸
食が促進されることがある。

原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の横断面積が十分に大きけれ
ば、上記のごとき自由表面分離能力を得ることができ
る。しかしながら、経済性の点から見ると、できるだけ
直径の小さいＲＰＶを使用することが要求される。その
結果、最新の高出力ＢＷＲにおける高レベルの蒸気発生
量を処理するための機械的気水分離器が開発されてき
た。かかる最新のＢＷＲ構造においては、機械的気水分
離器の直ぐ下流側に位置する湿り蒸気プレナムを通って
移動する蒸気の体積平均速度は毎秒約５フィートであ
る。

炉心の中心部に配置された燃料集合体から流出する蒸気
の品質は、炉心の周辺部に配置された燃料集合体から流
出する蒸気の品質よりも高い傾向がある。しかしなが
ら、気水分離器のスタンドパイプ中に流入する蒸気・水
混合物の流量および混合比率は比較的一様であることが
望ましい。スタンドパイプ中に流入する蒸気・水混合分
をより一様なものにするため、スタンドパイプの入口は
燃料集合体から（たとえば約５フィートの距離だけ）離
隔している。気水分離器のスタンドパイプ中に流入する
蒸気・水混合物がより一様なものとなる機序の１つは、
相異なる気泡率を有しながら個々の燃料集合体から流出
する流体の流れの間で乱流による混合が起こることであ
る。とは言え、蒸気・水混合物の一様性を達成するため
のより重要な要因は、末端に気水分離器を取付けたスタ
ンドパイプが示す水力学的な流れ抵抗である。なお、ス
タンドパイプ中に流入する蒸気・水混合物の完全な一様
性を達成することはどう考えても困難であるから、燃料
集合体の出口とスタンドパイプの入口との間に５フィー
トの距離がある場合でも、それは原子炉性能の評価のた
めに使用される設計上の規準とはなっていない。

気水分離器アセンブリについて述べれば、半球状または
平板状のシュラウドヘッド上の１群のスタンドパイプが
溶接されていて、各々のスタンドパイプの頂部にはたと
えば三段式気水分離器が取付けられている。スタンドパ
イプの機能の１つは、一般に外面同士がほとんど接触す
るほどの著しく密集した状態で配列された大径の気水分
離器を隔離状態で支持することにある。その結果、気水
分離器の底部から流出する分離された液体冷却材がＲＰ
Ｖの中心軸から外方に向かって流れ、そしてＲＰＶの内
側周辺部に位置する環状ダウンカマ区域内に流入する際
に十分に広い流路が得られることになる。機械的気水分
離器を使用する高出力の自然循環式原子炉の場合には、
スタンドパイプは自然循環を促進する２つの並置された
区域を形成するという機能をも有する。すなわち、スタ
ンドパイプの内部には二相（従って低密度）の冷却材か
ら成る区域が存在する一方、スタンドパイプの外側のい
わゆる「ダウンカマ区域」内には単一相の液体冷却材が
存在することになる。この場合、かかる区域の高さは原
子炉内における冷却材の自然循環をもたらす全駆動水圧
の実質的な部分を付与するために役立つ。

気水分離器アセンブリは炉心シュラウドの上部フランジ
によって支持され、そして炉心から流出する冷却材用の
プレナム（すなわち「炉心上部プレナム」）の蓋を成し
ている。気水分離器アセンブリと炉心シュラウドのフラ
ンジとの間における封止機構は金属間接触に基づくもの
であって、ガスケットまたはその他の（交換を要する）
封止装置を必要としない。また、固定軸流式の気水分離
器は可動部品を含まず、しかもたとえば腐食や浸食に耐
えるステンレス鋼で作られている。

各々の気水分離器内においては、スタンドパイプ（すな
わち「スタンドパイプ区域」）を通って上昇した蒸気・
水混合物は螺旋状の羽根に衝突し、それによって付与さ
れた旋回運動のために渦流を生じる。その結果、遠心力
の作用により、３段階にわたって水は蒸気から分離され
る。蒸気は気水分離器の頂部から流出し、そして蒸気乾
燥器の下方に位置する湿り蒸気プレナム内に入る。分離
された水は気水分離器の各段の下端から流出し、スタン
ドパイプを包囲するプール（すなわち「ダウンカマ区
域」）内に入り、そしてダウンカマ流に合流する。気水
分離器は全ての蒸気出口が同じ水平面内に位置するよう
に配置される場合もあれば、あるいはスタンドパイプを
包囲するプール内における水の圧力勾配を補償するため
に上端が中心部の高くなった凸面状を成すようにして配
置される場合もある。

気水分離器アセンブリは、長い据付ボルトによって炉心
シュラウドのフランジに固定されることがある。あるい
はまた、蒸気乾燥器アセンブリを原子炉容器内に装着し
た場合、気水分離器アセンブリを原子炉の頭部から炉心
シュラウドのフランジ上に押し付けて固定することもあ
る。気水分離器アセンブリの公称包絡面は、炉心シュラ
ウドのフランジに接触するそれの下部フランジを含む水
平面、燃料集合体の出口から５フィートにわたる隔離空
間の外周面、最も外側のスタンドパイプ列に外接する円
筒面、最も外側の気水分離器列に外接する円筒面、およ
び気水分離器の出口を含む概して水平の面によって規定
される。

「簡略化沸騰水型原子炉（ＳＢＷＲ）」として知られる
現在設計中のＢＷＲにおける炉心上部プレナムは、その
他の機械装置、管または構造物を実質的に含まない。他
方、ＢＷＲ／６および「改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷ
Ｒ）」のごとき原子炉における炉心上部プレナムは、炉
心スプレイ系のスパージャやノズル、および炉心注水系
の分配ヘッダを含むのが普通である。とは言え、いずれ
の形式の原子炉においても、これらのスパージャ／ヘッ
ダは炉心上部プレナムの外周部において炉心シュラウド
のフランジの下方に取付けられている。その結果、かか
るスパージャ／ヘッダは周辺の燃料集合体の着脱経路中
には存在せず、従って燃料交換作業に際してそれらを取
除く必要はない。

特に自然循環式のＳＢＷＲについて述べれば、冷却材の
再循環を助けるための再循環ポンプは存在しないことが
認められよう。炉心内における蒸気発生の結果として蒸
気と水との混合物が生成されるが、かかる混合物は気泡
を含むために飽和水またはサブクールされた水よりも密
度が小さい。このように、炉心内における沸騰作用は浮
力を生じ、従って炉心内の冷却材は上昇する。その結
果、炉心直下の炉心下部プレナムから気泡を含まない冷
却材が炉心内に連続的に補給されることになる。炉心か
ら出た冷却材は炉心上部プレナム内を上昇し、スタンド
パイプを通過し、そして気水分離器内に入る。スタンド
パイプの内部に存在する（気泡を含む）冷却材はスタン
ドパイプの外部に存在する（気泡を含まない）冷却材よ
りも密度が小さいから、追加の浮力が発生して冷却材の
循環が更に促進される。このような過程が冷却材の循環
を促進するのに極めて有効であることは、冷却材循環ポ
ンプを停止した強制循環式発電炉において行った試験結
果の報告例から知ることができる。すなわち、気水分離
器のスタンドパイプが比較的短い場合でも、２５％の原
子炉出力レベルおよび定格流量の３５％に等しい冷却材
流量を容易かつ安全に維持することができるのである。

とは言え、ＳＢＷＲは強制循環式のＢＷＲとはやや異な
っている。最も顕著な相違点としては、ＳＢＷＲにおい
ては（より高い差圧を生み出すため）スタンドパイプが
かなり長くなっていること、炉心の全高がやや小さいこ
と（たとえば、最近の強制循環式ＢＷＲにおいては有効
燃料長さが１２．５フィートであるのに対し、ＳＢＷＲ
においては８または９フィートであること）、および炉
心の出力密度がやや低いことが挙げられる。また、（水
力学的安定性を向上させるための手段である）ＢＷＲの
燃料集合体への流入時における絞り率が低下している場
合がある。燃料集合体について述べれば、強制循環式Ｂ
ＷＲにおいては燃料棒が８×８の配列状態で使用される
ことが多いのに対し、ＳＢＷＲにおいては直径の大きい
燃料棒がたとえば６×６の配列状態で使用されることが
ある。ＳＢＷＲにおいては、燃料集合体１基当りの設計
流量および気水分離器１基当りの流量はやや減少してい
る。燃料棒集合体の出口における蒸気の品質は、いずれ
の原子炉においてもほぼ同じである。なお、ＳＢＷＲに
おいては炉心上部プレナム内にスパージャも分配ヘッダ
も配置されていないのに対し、ＡＢＷＲにおいては炉心
上部プレナム内にスパージャまたは分配ヘッダが配置さ
れている。

検討中のＳＢＷＲの変形例の中には、スタンドパイプが
非常に長くかつ炉心上部プレナムが短いものであれば、
その逆の関係を示すものもある。本発明はいずれの変形
例に対しても等しく適用することができる。

「負荷追従」とは、一定量の電力需要変化に対してＢＷ
Ｒの出力をバランスさせるような動作である。このよう
な需要の変化は原子力発電所と連結された送電設備網か
ら生じるものであって、以前の（バランスの取れた）定
常運転状態からの変化を意味している。

実例として、ＳＢＷＲが定格出力の９０％で運転されて
いるものと仮定しよう。炉心内には、蒸気の気泡が特定
の分布状態で存在している。炉心への給水源である炉心
下部プレナム内にはサブクールされた液体の状態で水が
存在しているから、燃料集合体の最下部には気泡を含ま
ない冷却材が存在することになる。燃料集合体中の流路
の途中では、蒸気の発生が開始されて蒸気・水混合物が
生成される。その場合、蒸気の比率は燃料集合体中を上
昇するのに伴って増大する。燃料集合体のチャネルの直
ぐ外側に位置する制御棒は、燃料サイクル中における炉
心の残り寿命に応じて炉心から様々な程度に引抜かれて
いる。

原子炉から発生した蒸気はタービン発電機に送られ、そ
してタービン発電機は送電設備網に接続されている。原
子炉には圧力制御系が設けられていて、それの作用によ
り、原子炉の蒸気ドーム内において測定された圧力を一
定に保つようにタービン蒸気制御弁の位置が変えられ
る。

送電設備網における需要の変化（たとえば、原子力発電
所に対して一層多量の電力を要求する需要の増加）が生
じると、制御棒位置決定系に信号が送られる結果、（炉
心から完全には引抜かれていない）制御棒の一部が更に
引抜かれる。このような制御棒の引抜きは原子炉の反応
度を一時的に高め、それによって中性子束の増大を可能
にする。かかる中性子束の増大により、燃料棒全体にわ
たって核分裂速度の増大が生じる。核燃料物質（二酸化
ウラン）の塊状体が示す熱容量のため、燃料棒全体から
生じる熱エネルギーは短時間（すなわち数秒間）にわた
って吸収され、それによって燃料棒の内部温度が上昇す
る。（このように、核燃料からの熱伝達は中性子束に対
して遅れを示すのであって、それの過渡応答特性は通例
７秒の時定数を有している。）間もなく、内部温度の上
昇は燃料棒被覆の温度を上昇させ、そして燃料棒被覆か
ら冷却材への熱伝達を増加させる結果、蒸気の発生量が
次第に増加することになる。更にまた、燃料集合体中に
おいて沸騰が開始する位置が熱伝達の増加に応答してや
や下方に移動する。このように、従前の沸騰領域内にお
ける気泡の増加と沸騰境界の下方移動との組合せによっ
て負の反応度効果が導入される結果、原子炉は再びバラ
ンスの取れた定常出力レベルに戻ることになる。ただ
し、この出力レベルはより多くの蒸気を発生するような
ものである。蒸気発生速度の増大に応答し、（圧力制御
系の指令に従って）原子炉の蒸気ドーム内における圧力
を一定に保つため、圧力制御系はタービン蒸気制御弁を
徐々に開放し、それによってより多量の蒸気タービンに
放出する。タービンを通過する蒸気の流量が増加する結
果、発電所に対してより多くの電力を要求する送電設備
網の電力需要の増加に応答して所要の電力増加が得られ
ることになる。

原子力技術者にとっては、上記のごとき原理はその他の
出力調整方法を理解するためにも適用することができ
る。なお、上記の説明は負荷需要の僅かな増加への応答
に関するものであることは自明であろう。勿論、原子炉
出力の調整は原子炉運転員が手動で行うこともできる。
すなわち、原子炉運転員が制御棒を炉心内により多く挿
入したり、あるいは炉心から制御棒をより多く引抜くこ
とによっても行うことができるのである。

原子力発電所においては、上記のごとき比較的微小な調
整よりも負荷需要調整を行うことが要求される場合が多
い。現行の原子力発電所は、制御棒を引抜くために時間
がかかるという欠点を有している。制御棒を幾つかの群
にまとめて移動させる場合（すなわち、「連動制御棒移
動」の場合）でも、制御棒群を順次に移動させるために
は時間がかかる。制御棒の移動による負荷追従のもう１
つの欠点としては、制御棒が位置する側の末端付近にお
いて燃料棒中に加熱状態の過渡的変化が起こることが挙
げられる。長い間には、これは燃料棒の被覆に対して望
ましくない応力循環を引起こすことがある。

強制循環式のＢＷＲにとって有効であることが判明して
いるもう１つの負荷調整手段は、再循環流量制御を利用
することである。原子炉の出力需要の変化を示す信号が
制御系に送られると、それは再循環流量を上方または下
方に調整する。再循環流量の調整は、主再循環ポンプの
速度を変化させるか、あるいは流量制御弁を用いて定速
ポンプからの排出流を絞ることによって行われる。かか
る流量の変化は、炉心内における気泡の量をかなり迅速
に変化させると共に、炉心を構成する燃料集合体中にお
ける沸騰境界の位置を同様に変化させる。たとえば、原
子炉出力の上昇を要求する需要の増加に対する再循環流
量制御系の応答動作は、再循環流量を増加させることで
ある。その結果、現存する気泡の一部が炉心から排出さ
れ、従って沸騰境界の位置が上昇する。それと共に、中
性子束が増加して核分裂速度が増大し、そして間もなく
蒸気発生量の増加が起こる。より高い出力に応答して炉
心内には「近似正常レベル」の気泡が再び発生し、そし
て原子炉は再び「定常状態」に戻るが、この場合の定常
状態はより高い出力レベルにある。かかる再循環流量制
御には２つの利点がある。第１の利点は原子炉出力の変
化速度がより早いことである。第２の利点は、制御棒を
移動させる必要がないので、燃料棒が余分の顕著の応力
循環を受けないことである。

しかしながら、現在までのところ、自然循環式ＢＷＲに
おける負荷追従手段としては制御棒移動しか利用するこ
とができなかった。前述の通り、かかる負荷追従制御方
式（すなわち、制御棒の移動によって負荷追従を達成す
ること）の欠点は、それの動作が遅いことである。なぜ
なら、望ましいパターンの中性子束分布を維持しながら
変化をもたらすためには、多数の制御棒を少しずつ移動
させなければならないからである。このように、各種の
発電方式において、原子炉出力をより迅速に（しかし制
御可能に）変化させ、それによってより広範囲の負荷追
従動作を達成する能力の向上をもたらす新しい方法が要
望されているのである。

発明の要約本発明は自然循環式のＢＷＲにおいて望ましい再循環流
量制御を達成するための新規な方法を開示するものであ
って、かかる方法を使用した原子炉においては負荷追従
方式の運転が可能になる。一般的に述べれば、本発明の
方法は自然循環式ＢＷＲの環状区域および（または）ダ
ウンカマ区域から炉心上部プレナム内に調整可能な量の
冷却材を分流させることに基づいている。その結果、冷
却材が原子炉の底部に向かって流れて炉心直下のプレナ
ム内に入り、次いで（大部分の冷却材については）燃料
集合体中を上昇して炉心上部プレナム内に到達するとい
う通常の自然循環流路を一部の冷却材が迂回して流れる
ことになる。このような分流／迂回がもたらす主たる効
果は、後半の流路（すなわち、燃料集合体中の流路）を
通って循環する冷却材が受ける静水頭の差を減少させる
ことである。その結果、公知の原理に従い、この流路を
通る冷却材の流量は静水頭の減少量に応じて減少するこ
とになる。

本発明を適用し得る自然循環式沸騰水型原子炉は、次の
ような構造を有するものである。原子炉圧力容器（ＲＰ
Ｖ）の内部に収容された炉心はシュラウドヘッドを有す
るシュラウドにより包囲されている。かかるシュラウド
はＲＰＶと共に環状区域を規定していて、この環状区域
は炉心の直下に位置する炉心下部プレナムと連通してい
る。炉心の上方には、シュラウドヘッドの内部に形成さ
れた炉心上部プレナムが位置している。シュラウドヘッ
ドの上方には、炉心上部プレナムと連通する複数の直立
したスタンドパイプが取付けられている。スタンドパイ
プの上方には気水分離器アセンブリが取付けられてい
て、これはスタンドパイプおよびそれの外側に存在する
ダウンカマ区域の両方と連通している。かかるダウンカ
マ区域は環状区域と連通しており、それによって完全な
水の流路が形成されている。負荷追従能力を得るための
本発明の改良は、上記のごときダウンカマ区域および
（または）環状区域からの水を炉心上部プレナム内に流
入させるための弁をシュラウドヘッドの位置に設けるこ
とから成っている。かかる弁には弁制御機構が連結され
ていて、ＲＰＶの外側からそれを操作することによって
弁の調節を行うことができる。

本発明のもう１つの側面に従えば、弁制御機構を操作す
ることによって（燃料集合体またはバイパス流路を通過
することなく）炉心上部プレナム内に直接に入る水の量
が制御下で変化させられ、それによって自然循環式ＢＷ
Ｒの負荷追従動作が達成される。本発明を適用して原子
炉の設計を行う場合の実例として、通常の原子炉内部部
品の変更および（または）構成部品の追加を伴う２つの
実施の態様が後記に記載される。

本発明の利点の１つは、自然循環式ＢＷＲに負荷追従能
力を付与するための新規な手段が得られることである。
本発明のもう１つの利点は、自然循環式ＢＷＲにおいて
冷却材の再循環流量の調節が可能になることである。本
発明の更にもう１つの利点は、従来の自然循環式ＢＷＲ
の設計概念の範囲内において簡単かつ実際的に実施し得
ることである。上記およびその他の利点は、以下の詳細
な説明を読むことによって当業者には自ら明らかとなろ
う。

以下、添付の図面を参照しながら本発明を一層詳しく説
明しよう。

発明の詳細な説明強制循環式のＢＷＲにおいては負荷追従能力を達成する
ために何らかの方式の再循環流量制御が使用されている
が、一般的に言ってそれは十分に迅速かつ有効なもので
ある。一部のＢＷＲにおいては、主循環装置によって発
生される水圧が駆動電動機の速度を変化させることによ
って調整され、それによって再循環流量の制御が達成さ
れる。別のＢＷＲにおいては、外部再循環ループ中に存
在する流量制御弁を用いて再循環流量を変化させること
によって流量制御が達成される。なお、冷却材流量の変
化に対する原子炉の一般的な応答動作は、上記のごとき
応答動作と全く同じである。

しかしながら、主循環装置も外部再循環ループも有しな
い自然循環式ＢＷＲにとっては、いずれの方法も簡便か
つ経済的に使用することはできない。ＳＢＷＲに関する
主要な設計目標の１つは「構成の単純性」にあるから、
外部再循環ループを設けることはそれに反するわけであ
る。更にまた、炉心に流入する流れ（すなわち、ダウン
カマ流）を絞る方法を採用しようとすれば、沸騰水型原
子炉の設計者は構成および原価の点で大きな困難に出会
うことになる。なぜなら、大きい長さを持ったかなり狭
い環状の空間に対しては弁形の装置および弁操作器を使
用しなければならないからである。かかる手段を設置す
れば、１００％出力の運転条件下において許容し得ない
ほどの不可逆的な圧力損失が導入される可能性が極めて
大きい。

原子炉の冷却材循環経路中のどこで起こるにせよ、不可
逆的な圧力損失はＲＰＶおよび（または）原子力蒸気供
給系（ＮＳＳＳ）の経済性にとって不利益をもたらす。
自然循環式のＳＢＷＲにおいては、不可逆的な圧力損失
はスタンドパイプおよびダウンカマ区域の高さを大きく
しなければならないことを意味する。その結果、恐らく
はＲＰＶの高さを大きくしなければならないから、背の
高い格納容器を設置しなければならないという不利益も
生じることになる。このことは、ＲＰＶおよび格納容器
の原価が高くなることを示している。

ここで解決しなければならない問題は、ＳＢＷＲにおい
て効果的な負荷追従能力を得るための改良された手段を
考察することである。その際には、構成部品の追加およ
び（または）ＲＰＶや格納容器の大形化、並びに１００
％出力運転条件下における不可逆的な圧力損失のごとき
不利益が最少限に押さえられ、しかも得られる利益を考
慮すればそれらの不利益が十分に許容し得るようにしな
ければならない。このような問題を理解するためには、
比較的長いスタンドパイプを有するＳＢＷＲに関し、自
由表面に対する静水頭をＲＰＶ内における高さの関数と
して表わした第４図の線図を参照されたい。詳しく述べ
れば、曲線１０は下方に向かって流れる冷却材の流路
（すなわち、ダウンカマ区域および環状区域から成る流
路）に沿った静水頭を示している。かかる流路は、気水
分離器によって分離された液体冷却材を炉心シュラウド
の下端部にまで導き、次いで炉心直下に位置する炉心下
部プレナム内に導入するようなものである。次に、冷却
材の流れは方向を変え、そして曲線１２で示されるよう
な流路を辿る。かかる流路は、炉心シュラウドの内部か
つ炉心下方の案内管区域、および比較的大きい圧力降下
をもたらす燃料オリフィスを含んでいる。次いで、冷却
材は燃料支持金具、ノーズピースおよび下部タイプレー
トを通過し、そして炉心内に収容された燃料集合体中に
流入する。燃料集合体の内部には、炉心非沸騰領域およ
び炉心沸騰領域が存在している。炉心から出た冷却材は
炉心上部プレナム内に入り、次いでスタンドパイプを通
って気水分離器内に入る。かかる流路によって引起こさ
れる圧力損失は、第４図を参照することによって明確に
理解されよう。上記に記載されかつ第１および３図に図
示された原子炉内部部品については、グラストーンおよ
びセソンスケ(Glasstone & Sesonske)の著書「ニューク
リア・リアクター・エンジニアリング (Nu-clear Reac
tor Engineering)」（第３版、ヴァンノストランド・ラ
インホルト社、ニューヨーク州ニューヨーク市、１９８
１年）の７４８〜７５３頁、米国原子力学会の時事問題
会議（ワシントン州シアトル市、１９８８年５月１〜５
日）において発表されたウォルフェおよびウィルケンス
(Wolfe & Wilkens)の研究「沸騰水型原子炉の構造およ
び安全性に関する改良」、米国原子力学会の時事問題会
議（ワシントン州シアトル市、１９８８年５月１〜５
日）において発表されたダンカンおよびマッキャンドレ
ス(Duncan & McCandless)の研究「改良された簡略化沸
騰水型原子炉」、並びにラヘイおよびムーディ(Lahey &
Moody)の著者「ザ・サーマル・ハイドローリクス・オ
ブ・ア・ボイリング・ウォーター・ニュークリア・リア
クター(The Thermal Hydraulics of a Boiling Water N
uclear Reactor)」（米国原子力学会、イリノイ州ルグ
ランジュパーク市、１９７７年）の特に第２章１５〜４
４頁を参照されたい。これらの参考文献中には、通常の
ＢＷＲ、ＡＢＷＲおよびＳＢＷＲの全てが記載されかつ
論議されている。

ダウンカマ区域内に存在する調整可能な量の冷却材を炉
心下部プレナム内に直接に導入する方法を第１図に関連
して説明しよう。第１図には、自然循環式ＢＷＲに対す
る本発明を適用を特徴づける原子炉内部部品が示されて
いる。簡単に述べれば、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１４
内には入口１６を通して水が導入される一方、出口１９
を通して蒸気が排出され、基本的にはそれによって沸騰
水型原子炉の運転が達成される。上記において一般的に
記載され、また前述の参考文献中に詳しく記載されてい
る通り、ダウンカマ区域１７内に存在するサブクールさ
れた水はＲＰＶ１４とシュラウド１８との間の環状区域
２０を通って下方に流れる。環状区域２０を通って流れ
た水は、次いで炉心下部プレナム２２内に入る。なお、
簡略化のため、第１および３図には多くの原子炉内部部
品が示されていない。なぜなら、それらの部品は公知技
術に基づくものであって、当業者にとっては自明のもの
だからである。

シュラウド１８の内部かつ炉心２４の下方に位置する案
内管区域もまた、圧力降下を生み出す区域の１つであ
る。次いで、水は燃料オリフィス、燃料支持金具、ノー
ズピースおよび下部タイプレートを通過するが、そこに
おいてもまた圧力降下が起こる。なお、これらの部品も
明確には示されていないが、常法に従って設置されてい
るものとする。次に、水は炉心２４内に配置された燃料
集合体中に入る。燃料集合体中においては沸騰境界が形
成され、それによって下方の非沸騰領域と上方の沸騰領
域とが区分される。なお、必要もしくは所望に応じ、常
法に従って炉心バイパス流が形成されるものとする。

次に、水と蒸気との混合物が炉心上部プレナム２６内に
入る。シュラウドヘッド２８の内部に形成された炉心上
部プレナム２６は炉心２４の上方に位置していて、炉心
２４から出る混合物とスタンドパイプ３０に入る混合物
とを離隔状態に保つために役立つ。スタンドパイプ３０
はシュラウドヘッド２８の上方に配置されていて、炉心
上部プレナム２６と連通している。なお、ＲＰＶ１４の
側壁とスタンドパイプ３０の管壁との間にはダウンカマ
区域１７が形成されている。

スタンドパイプ３０を通って流れる混合物は、次いで気
水分離器／蒸気乾燥器アセンブリ３２内に入る。なお、
気水分離器／蒸気乾燥器アセンブリ３２は常法に従って
設置されたものであってもよいし、あるいはその他任意
のやり方で設置されたものであってもよい。気水分離器
は分離された水をダウンカマ区域１７内に排出すると共
に、蒸気をドーム３４内に導入する。かかる蒸気は出口
１９を通してＲＰＶ１４から導出される。ダウンカマ区
域１７内の分離された水は、入口１６を通して発電所の
タービン区画から供給された給水と合流し、こうして水
流の循環が無限に継続される。

上記のごとき流路中に存在する水の量、従ってそれの流
量を人工的に増加もしくは減少させるためのポンプやそ
の他の装置は設けられていない。それ故、制御棒の移動
を行わなければ、原子炉は十分な負荷追従能力を有し得
ないことが理解されよう。そこで、水の流路を変えるた
めの手段として、ダウンカマ区域１７または環状区域２
０からの水を炉心上部プレナム２６内に直接に流入させ
るための弁アセンブリ３６がシュラウドヘッド２８の位
置に配置される。かかる弁アセンブリ３６は、シュラウ
ドヘッド２８上に取付けられた弁座、あるいはシュラウ
ドヘッド２８と一体を成して形成された弁座を含んでい
る。このような弁座またはシュラウドヘッド２８に設け
られた開口の内部に、円錐状の外形を持った弁プラグ３
８が配置されている。なお、所期の目的を達成し得るな
らば、弁プラグ３８はその他適宜の形状と有していても
よい。

弁アセンブリ３６の弁プラグ３８には、弁制御機構が連
結される。かかる弁制御機構は、炉心内における制御棒
の微動送り制御と同等な働きをする微動制御棒駆動（Ｆ
ＭＣＲＤ）機構から成ることが好ましい。ＦＭＣＲＤ機
構を選択した理由は、それが本発明において要求される
仕事を達成するために役立つ信頼可能な機構を成してい
るからである。なお、本発明の範囲から逸脱することな
しにその他の種類の弁制御機構も使用し得ることは言う
までもあるまい。第１および２図に関連して簡単に述べ
れば、本発明の目的のために使用されるＦＭＣＲＤ機構
は十字形部材４４に連結された軸４２を含んでいる。か
かる十字形部材４４は通常のＢＷＲ用制御棒に極めて類
似した形状および寸法を有しているが、前者は中性子に
対して無害の材料（たとえばジルコニウム）から成る点
で異なっている。十字形部材４４は炉心２４を貫通して
いると共に、それの上端は隣接する燃料集合体のチャネ
ルおよび（または）案内面を形成するように設置された
疑似チャネルによって案内されている。十字形部材４４
の下端は、通常の制御棒案内管と本質的に同等な管寸法
および下端取付具を具備した管部材４６によって委内さ
れている。あるいはまた、１基以上の燃料集合体を支持
するため、管部材４６の頂部に燃料支持金具を設置する
こともできる。案内管４６内に配置された下方の軸４３
は、上端において十字形部材４４に連結されており、ま
た下端において弁作動機構４０に連結されている。

弁制御機構がシュラウドヘッド２８の開口から弁プラグ
３８を後退させるのに伴い、ダウンカマ区域および（ま
たは）環状区域からの水が炉心上部プレナム２６内に流
入するための流路面積が徐々に増大する。このようにし
て、ダウンカマ区域内に存在するサブクールされた水が
制御下で炉心上部プレナム２６内に流入し、そして燃料
集合体から流出した二相混合物および炉心２４から流出
した飽和バイパス流と合流し得ることになる。その結
果、一部の蒸気は消滅し、従って二相混合物の品質が低
下する。このようにして質量の増加した二相混合物は、
スタンドパイプ３０および気水分離器／蒸気乾燥器アセ
ンブリ３２の気水分離器部分がもたらす一定の流れ抵抗
に打勝たなければならない。同じスタンドパイプ／気水
分離器部分により大きい質量流量を通過させることはよ
り大きい圧力損失をもたらすから、炉心上部プレナム２
６内の静水頭はより大きい値を取ることになる。更にま
た、スタンドパイプ３０および気水分離器／蒸気乾燥器
アセンブリ３２の気水分離器部分を通過する均質な蒸気
・水混合物の密度もより高くなる。その結果、スタンド
パイプ３０の外側（すなわち、ダウンカマ区域１７内）
の流体柱とスタンドパイプ３０の内側の流体柱との間に
生じる浮力も減少する。それ故、自然循環用の駆動圧力
は減少する。シュラウド１８の底部における静水頭の増
大は起こらないから、炉心上部プレナム２２と炉心下部
プレナム２６との間の差圧は減少する。従って、炉心２
４を通る再循環流量は減少するのである。このようにし
て、炉心２４を通る冷却材再循環流量の調節が直ちに達
成されるわけである。

負荷追従能力を与える上記のごとき再循環流量制御動作
もまた、第４図中に図式的に示されている。すなわち、
新たな静水頭分布が曲線４８によって示されている。上
記に説明したごとく炉心２４を通る流量が減少すれば、
炉心上部プレナム２６までの高さおよび更にはそれを越
える高さの位置において、環状区域２０と炉心２４との
間における静水頭の差が減少することが認められよう。
かかる流路部分に沿ったいずれの位置においても、曲線
４８によって示される静水頭は曲線１０によって示され
る静水頭に近づいている。質量流量の増加に伴い、炉心
上部プレナム２６から自由表面に至るまでの流路部分に
おいて起こる不可逆的な圧力降下が増大すると共に、均
質混合物の密度の増大に伴って自然循環用駆動圧力（浮
力）が減少する結果、曲線４８の残りの直線部分につい
ても静水頭の勾配が増大することが認められよう。ここ
で言う「勾配」とは、ＲＰＶの内部において、高さの変
化に対して生じる静水頭の変化の割合を指す。

全く自明のことながら、本発明の原理に従ってただ１個
の弁アセンブリ３６を使用した第１図の実施の態様とは
異なり、複数の弁アセンブリを使用した実施の態様も可
能である。また、必要もしくは所望に応じ、その他の種
類の弁を使用することもできる。更にまた、第１図に見
られるごとく弁プラグ３８が下方に移動するのとは異な
り、弁プラグ３８を上方または側方に移動させることも
できる。前述の通り、弁座はシュラウドヘッド２８に直
接に取付けることもできるし、あるいはシュラウドヘッ
ド２８と一体を成して形成することもできる。更にま
た、弁体の内部あるいはシュラウドヘッド２８に連結さ
れた管の末端に配置することも可能である。弁座および
ＦＭＣＲＤ機構を配置する場所に関しては、ＲＰＶの中
心線から外方に離隔した様々な位置を選択することもで
きる。更に、上記のもの以外にも各種の弁制御機構を使
用することが可能であり、またそれに付随して様々な弁
性能、弁状態または流体流量条件を測定しかつ（あるい
は）検出するための計器類を装備することも可能であ
る。

上記の説明から明らかな通り、ＲＰＶ内にサブクールさ
れた水が存在する場所としては、ダウンカマ区域１７お
よび環状区域２０以外にもう１箇所ある。それは炉心下
部プレナム２２である。従って、炉心２４内に収容され
た燃料集合体を通過することなく炉心上部プレナム２６
内に水流を導入するという原理に基づくもう１つの実施
の態様が可能となる。かかる実施の態様は、第３図を参
照することによって理解することができる。かかる実施
の態様に従えば、炉心下部プレナム２２内の水が、説明
の都合から５２として示された炉心バイパス区域に連通
する案内管５０の固定開口を通して流入する。案内管５
０内に流入した水は、燃料集合体のチャネルの外側かつ
シュラウド１８の内側に存在する炉心バイパス区域を流
れる通常の炉心バイパス流と混合される。

炉心の上部案内板５４は、制御棒を取巻く４基１組の燃
料集合体ごとに正方形の穴を持った厚い円形の板であ
る。制御棒棒に隣接していない周辺の燃料集合体に対し
ては、より小さい穴が設けられている。燃料集合体のチ
ャネルを設置する場合、正方形の穴は４基１組の燃料集
合体の外側のチャネル面に関する側方の位置決めのため
に役立つ。内側のチャネル面間に形成された空隙は、炉
心バイパス流が炉心上部プレナム２６内に流入する際の
流路を規定する。炉心下部プレナム２２と炉心バイパス
区域５２との間の流路を開放すれば、炉心上部プレナム
２６内に流入する冷却材の質量流量が増加する。その結
果、第１図に関連して説明したごとくにして本発明の目
的が達成されることになる。

また、炉心２４内に配置された燃料集合体を迂回して流
れる水流を増加させるための随意の手段として、炉心の
上部案内板５４中に第２の弁プラグ５８が配置されてい
る。かかる弁プラグ５８は軸６０に連結されていて、そ
れの運動はＲＰＶ１４の外部から制御することができ
る。弁プラグ５６および５８の両者が弁作動機構４０に
よって操作されるように連結されていれば、それらの弁
プラグを配置した弁座中の流路面積を同時に増大させる
ことができる。このような随意の構成に従えば、単一の
ＦＭＣＲＤ機構の作用により、炉心バイパス流を炉心上
部プレナム２６内に流入させるために役立つ上部案内板
５４中の流路面積を増大させ、それによって炉心下部プ
レナム２２から炉心上部プレナム２６内に分流する再循
環流量を増加させることができるのである。

製造材料について述べれば、ＢＷＲ内において使用する
のに適した材料を用いて全ての構成部品を製造すること
が好ましい。更にまた、本明細書中に記載された各種の
構成部品を当業技術に従って変更し得ることは勿論であ
る。なお、本明細書中に記載された本発明の原理から逸
脱しない限り、かかる変更例の全てが本発明の範囲内に
含まれることは言うまでもない。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施の一態様に基づく自然循環式ＢＷ
Ｒの簡略側断面図、第２図は炉心上部プレナム内に直接
に流入させる水の量を制御下で変化させるために役立つ
弁制御機構の部分側断面図、第３図は本発明のもう１つ
の実施の態様を示す第１図と同様な簡略側断面図、そし
て第４図は従来の自然循環式ＢＷＲおよび本発明に従っ
て改良されたＢＷＲの両者について下方に流れる冷却材
の流路に沿った（自由表面を規準とする）静水頭を示す
線図である。図中、１４は原子炉圧力容器、１６は入口、１７はダウ
ンカマ区域、１８はシュラウド、１９は出口、２０は環
状区域、２２は炉心下部プレナム、２４は炉心、２６は
炉心上部プレナム、２８はシュラウドヘッド、３０はス
タンドパイプ、３２は気水分離器／蒸気乾燥器アセンブ
リ、３４はドーム、３９は弁アセンブリ、３８は弁プラ
グ、４０は弁作動機構、４２および４３は軸、４４は十
字形部材、４６は管部材、５０は案内管、５２は炉心バ
イパス区域、５４は上部案内板、５６および５８は弁プ
ラグ、そして６０は軸を表わす。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉圧力容器の内部に炉心が収容され、
前記炉心はシュラウドヘッドを有するシュラウドの内部
に配置され、前記シュラウドは前記原子炉圧力容器と共
に環状区域を規定し、前記環状区域は炉心の直下に位置
する炉心下部プレナムと連通しており、前記炉心の上方
には前記シュラウドヘッドの内部に形成された炉心上部
プレナムが位置し、前記シュラウドヘッドの上方には前
記炉心上部プレナムと連通する複数の直立したスタンド
パイプが取付けられ、前記スタンドパイプの外側にはダ
ウンカマ区域が規定され、前記スタンドパイプの上方に
は気水分離器／蒸気乾燥器アセンブリが取付けられて前
記スタンドパイプおよび前記ダウンカマ区域の両方と連
通しており、かつ前記ダウンカマ区域は前記環状区域と
連通しているような構造を持った自然循環式沸騰水型原
子炉において、前記ダウンカマ区域または前記環状区域
からの水を前記炉心上部プレナム内に流入させるための
弁アセンブリを前記シュラウドヘッドの位置に配置する
と共に、前記弁アセンブリの調節を行うため前記原子炉
圧力容器の外部から操作し得る弁制御機構を前記弁アセ
ンブリに連結することによって負荷追従能力が得られる
ことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】前記弁アセンブリが前記シュラウドヘッド
によって保持された弁座およびその内部に配置されたテ
ーパプラグから成る請求項１記載の沸騰水型原子炉。
【請求項３】複数の前記弁アセンブリが前記シュラウド
ヘッドによって保持されている請求項１記載の沸騰水型
原子炉。
【請求項４】前記弁制御機構が前記弁アセンブリに固定
された第１の軸を含み、前記第１の軸は前記炉心に対し
て後退および前進を行う十字形部材の上端に固定され、
前記十字形部材は前記炉心下部プレナムを貫通して伸び
る案内管部材中において案内された状態で後退させるこ
とができ、前記十字形部材の下端には第２の軸が連結さ
れ、しかも前記第２の軸は前記弁アセンブリの調節を行
うため前記原子炉圧力容器の下方かつ外部に配置された
弁作動機構に連結されている請求項１記載の沸騰水型原
子炉。
【請求項５】前記弁制御機構が前記テーパプラグに固定
された軸を含み、前記軸は前記炉心を貫通する十字形部
材に固定され、前記十字形部材は前記炉心下部プレナム
を貫通する案内管部材に連結され、かつ前記案内管部材
の下端は前記原子炉圧力容器を貫通して伸びる制御棒駆
動機構外被に連結されている請求項２記載の沸騰水型原
子炉。
【請求項６】原子炉圧力容器の内部に炉心バイパス流を
含む炉心が収容され、前記炉心はシュラウドヘッドを有
するシュラウドの内部に配置され、前記シュラウドは前
記原子炉圧力容器と共に環状区域を規定し、前記環状区
域は炉心の直下に位置する炉心下部プレナムと連通して
おり、前記炉心の上方には前記シュラウドヘッドの内部
に形成された炉心上部プレナムが位置し、前記シュラウ
ドヘッドの上方には前記炉心上部プレナムと連通する複
数の直立したスタンドパイプが取付けられ、前記スタン
ドパイプの外側にはダウンカマ区域が規定され、前記ス
タンドパイプの上方には気水分離器／蒸気乾燥器アセン
ブリが取付けられて前記スタンドパイプおよび前記ダウ
ンカマ区域の両方と連通しており、かつ前記ダウンカマ
区域は前記環状区域と連通しているような構造を持った
自然循環式沸騰水型原子炉において、前記炉心下部プレ
ナムと前記炉心バイパス流との間の流通をもたらすよう
に構成された弁アセンブリを前記炉心下部プレナムの位
置に配置すると共に、前記弁アセンブリの調節を行うた
め前記原子炉圧力容器の外部から操作し得る弁制御機構
を前記弁アセンブリに連結することによって負荷追従能
力が得られることを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項７】前記弁アセンブリが開口を有する案内管を
含み、かつ前記案内管内には前記炉心下部プレナムと前
記炉心バイパス流との間の流通をもたらすための弁が保
持されている請求項６記載の沸騰水型原子炉。
【請求項８】前記弁が前記案内管の上端に配置された弁
座および前記弁座の内部に配置されたテーパプラグを含
み、かつ前記テーパプラグは前記弁制御機構に連結され
ている請求項７記載の沸騰水型原子炉。
【請求項９】前記炉心内において燃料集合体を保持しか
つ前記シュラウドヘッドと共に前記炉心上部プレナムを
形成する上部案内板、前記上部案内板によって保持され
た第２の弁機構、および前記炉心上部プレナム内に炉心
バイパス流を導入するため前記第２の弁機構に連結され
た第２の弁制御機構が追加包含される請求項６記載の沸
騰水型原子炉。
【請求項１０】前記弁アセンブリおよび前記第２の弁機
構を同じ弁制御機構に連結することによってそれらが同
時に操作される請求項９記載の沸騰水型原子炉。
【請求項１１】原子炉圧力容器の内部に燃料集合体およ
び炉心バイパス流を含む炉心が収容され、前記炉心はシ
ュラウドヘッドを有するシュラウドの内部に配置され、
前記シュラウドは前記原子炉圧力容器と共に環状区域を
規定し、前記環状区域は炉心の直下に位置する炉心下部
プレナムと連通しており、前記炉心の上方には前記シュ
ラウドヘッドの内部に形成された炉心上部プレナムが位
置し、前記シュラウドヘッドの上方には前記炉心上部プ
レナムと連通する複数の直立したスタンドパイプが取付
けられ、前記スタンドパイプの外側にはダウンカマ区域
が規定され、前記スタンドパイプの上方には気水分離器
／蒸気乾燥器アセンブリが取付けられて前記スタンドパ
イプおよび前記ダウンカマ区域の両方と連通しており、
かつ前記ダウンカマ区域は前記環状区域と連通している
ような構造を持った自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追
従能力を付与するための方法において、前記原子炉圧力
容器内に存在する制御された量の水が、前記炉心内の前
記燃料集合体中を通過して加熱されることなく前記炉心
上部プレナム内に直接に導入されることを特徴とする方
法。
【請求項１２】前記ダウンカマ区域または前記環状区域
からの水を前記炉心上部プレナム内に流入させるための
弁アセンブリを前記シュラウドヘッドの位置に配置し、
前記原子炉圧力容器の外部から操作し得る弁制御機構を
前記弁アセンブリに連結し、かつ前記弁制御機構を操作
して前記炉心上部プレナム内に直接に流入する水の量を
制御下で変化させることによって前記制御された量の水
が前記炉心上部プレナム内に導入される請求項１１記載
の方法。
【請求項１３】前記弁アセンブリが前記シュラウドヘッ
ドによって保持された弁座およびその内部に配置された
テーパプラグから成る請求項１２記載の方法。
【請求項１４】複数の前記弁アセンブリが前記シュラウ
ドヘッドによって保持されている請求項１２記載の方
法。
【請求項１５】前記弁制御機構が前記弁アセンブリに固
定された第１の軸を含み、前記第１の軸は前記炉心に対
して後退および前進を行う十字形部材の上端に固定さ
れ、前記十字形部材は前記炉心下部プレナムを貫通して
伸びる案内管部材中において案内された状態で後退させ
ることができ、前記十字形部材の下端には第２の軸が連
結され、しかも前記第２の軸は前記弁アセンブリの調節
を行うため前記原子炉圧力容器の下方かつ外部に配置さ
れた弁作動機構に連結されている請求項１３記載の方
法。
【請求項１６】前記炉心下部プレナムと前記炉心バイパ
ス流との間の流通をもたらすように構成された弁アセン
ブリが前記炉心下部プレナムの位置に配置され、かつ前
記弁アセンブリの調節を行うため前記原子炉圧力容器の
外部から操作し得る弁制御機構が前記弁アセンブリに連
結される請求項１１記載の方法。
【請求項１７】前記弁アセンブリが開口を有する案内管
を含み、かつ前記案内管内には前記炉心下部プレナムと
前記炉心バイパス流との間の流通をもたらすための弁が
保持されている請求項１６記載の方法。
【請求項１８】前記弁が前記案内管の上端に配置された
弁座および前記弁座の内部に配置されたテーパプラグを
含み、かつ前記テーパプラグは前記弁制御機構に連結さ
れている請求項１７記載の方法。
【請求項１９】前記炉心内において燃料集合体を保持し
かつ前記シュラウドヘッドと共に前記炉心上部プレナム
を形成する上部案内板、前記上部案内板によって保持さ
れた第２の弁機構、および前記炉心上部プレナム内に炉
心バイパス流を導入するため前記第２の弁機構に連結さ
れた第２の弁制御機構が追加包含される請求項１６記載
の方法。
【請求項２０】前記弁アセンブリおよび前記第２の弁機
構を同じ弁制御機構に連結することによってそれらが同
時に操作される請求項１９記載の方法。