JPH0659093A

JPH0659093A - 原子力発電プラント

Info

Publication number: JPH0659093A
Application number: JP4212899A
Authority: JP
Inventors: Masatoshi Kawashima; 正俊川島
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1992-08-10
Filing date: 1992-08-10
Publication date: 1994-03-04

Abstract

(57)【要約】【目的】原子力プラントの発電効率の向上を図る１手段
である核過熱炉が、沸騰部と過熱部とから構成される特
徴を活かして、炉心性能と運転性の柔軟化を増大できる
原子力発電プラントを提供する。【構成】水を蒸気化してタービン発電機へ導入する原子
力発電プラントであって、水を沸騰させて多量の蒸気を
発生させる沸騰部２１と、この沸騰部で発生した蒸気を
高温化する核過熱部２２とを備え、前記沸騰部２１と核
過熱部２２とを別容器に分離格納するとともに互いに連
通させたものにおいて、１つの沸騰部２１に対して複数
個の核過熱部２２を組合せる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、水を利用した原子力発
電プラントに係り、特に蒸気を核過熱炉で高温化する核
過熱炉システムを導入して発電効率を向上する技術にお
いて、その核過熱炉システムの機能・運用の改善を図っ
た原子力発電プラントに関する。

【０００２】

【従来の技術】商用発電原子力プラントで主流となって
いる軽水炉では、発電効率が約３３％程度である。この
発電効率を向上するために、従来から種々の技術開発が
行なわれており、沸騰水型原子炉においては、蒸気温度
を向上させる核過熱炉システムが知られている。

【０００３】核過熱炉システムは、水を沸騰させて多量
の蒸気を発生させる沸騰部炉心と、この沸騰部で発生し
た蒸気を高温化する核過熱部炉心とを備えてなるもの
で、１９５０〜１９６０年代に考えられ、米国では出力
（熱出力）６２MWのプラントも建設されたことがある
（文献 Power Reactor Technolosy vol.7.3.P276 （19
64））。

【０００４】核過熱炉は大別して、沸騰部と過熱部を１
つの炉容器内に入れ、一体炉心として構成し蒸気を炉内
で引き回す方式の一体型と、沸騰部と過熱部を別々に設
置する分離型とがある。

【０００５】図２は従来の一体型核過熱炉を例示してい
る（エルワキル著“Nuclear EnergyConverison ”（日
本語訳）に基づく）。以下、説明する。

【０００６】原子炉容器１内の周辺部に沸騰部２、中心
部に過熱部３がそれぞれ設けられている。給水は原子炉
容器１に下方から３６０°F 、６５０psiaで流入し（黒
矢印）、給水配分リング４に入り、次いでそこに下降し
て流れてくる飽和再循環水と混合する。

【０００７】混合物は４８６°F 、６２０psiaになって
いるが、３基の20000gpmの再循環ポンプにより３つの出
口（その１つは左下に示してある）５から出て行く。ポ
ンプにより送られてくる水は、３つの入口（そのうちの
１つは図示してある）６から４８６°F 、６４２psiaで
流入し、沸騰部２の領域を通り上昇して４８９°F で
２．５５８％のクオリティの混合物になる。

【０００８】殆どの蒸気は図示の自由液面７で水から分
離される。それぞれの直径が１０inで長さが１４ftの原
子炉容器壁に取り付けた４８個の気水分離器８が、残り
の混入蒸気を分離するのに用いられる。混入蒸気を含む
水は、液面から約５ft下にまで延びている縦の入口ノズ
ルを通り、接線方向からこれら気水分離器８に入る。水
には渦が生じて、軽い混入した蒸気は中央部に集まり
（混入した液体を蒸気から０．１％以下に取り除く）、
水滴分離器９を通って上方に放出される。この蒸気は原
子炉容器ドーム中の主蒸気と合流する。再循環水はもう
殆ど蒸気を含んでおらず、分離器底部のノズルから出て
流入する給水と混合して再循環ループを完結する。

【０００９】沸騰部２の領域からの飽和蒸気は原子炉中
央に向って流れ、過熱部３の領域を通って下方に流れ
て、底部中央で約３４７の過熱度に相当する５５５psi
a、８２５の状態で、１８inの主蒸気管１０から出てく
る。

【００１０】沸騰部領域の燃料は直径０．３３８inの
１．８％濃縮ＵＯ₂ペレットにジルコニウムを被覆した
ものからできている。燃料サブアセンブリは底部は９×
９正方配列で、上部は８×８か７×７の管群からなって
いる。この配置は軸方向の熱中性子束を平坦化するのを
助けている。

【００１１】過熱部３は直径が３０inで高さ６ftのもの
である。中には４２９本の燃料要素と４本の制御棒１１
が入っている。それは蒸気−冷却、水−減速されてい
る。４２９本の燃料要素は、Type３０４Ｌのステンレス
項で被覆された厚さ０．０１５inの９３％濃縮ＵＯ₂−
ステンレス鋼サーメットよりなる２個の同心円筒からで
きている。その燃料円筒は外径０．７２６in、内径０．
６７２inのものであり、内側の円筒は外径０．５１２i
n、内径０．４５８inのものである（被覆材を含む）。

【００１２】燃料要素は中央に置かれた直径が０．２９
８inのパーナブル・ポイゾンを取り囲んでいる。同心性
は１２inのピッチで螺旋状に巻いたワイヤ・スペーサに
より保持される。燃料シェルは上部が閉じた二重壁のス
テンレス鋼製の円筒により取り囲まれている。

【００１３】したがって、環状の空間（幅０．０５７i
n）に澱んだ蒸気が溜って作動流体である蒸気と過熱部
３に対する減速材である水の間の熱絶縁の役を果してい
る。この澱んだ蒸気は過熱部３の領域の熱が減速材であ
る水に失われるのを約１．７％に減らす作用をする。γ
線と中性子による加熱は７．３％に及ぶ。過熱部３の領
域には上部にオリフィスが設けられている。

【００１４】過熱部３の領域の減速材である水は、底部
のオリフィスから過熱部３の領域に入り、二重壁の断熱
管の外側の空間を満たす。それは原子炉の主循環系によ
り4000gpm の割合で循環される。この循環により減速材
は過度の沸騰を起こさず、その出口ボイド率は１０％に
抑えられる。

【００１５】沸騰部２の領域を中心に設けてこれを取り
囲んで過熱部３の領域を設けることとはせずに、過熱部
３の領域を中央に設けた理由としては、同じ過熱部領域
の出力に対して燃料要素が少なくて済むこと、より平坦
な半径方向の出力分布が得られること（外側に過熱部領
域を設けた場合には、半径方向の中性子束の勾配がより
大きくなり、境界で沸騰部領域の中性子束が落ち込むこ
とになる）および過熱部領域に出入りする蒸気が円滑に
流動するように流路が設計できること等が挙げられる。

【００１６】一体型炉心では、この他の炉心構成とし
て、炉心の内側を高速領域を有する混合スペクトル型
（mixed spectrum superheater reactor）も概念設計さ
れたこともある。この混合スペクトル型は、沸騰部が熱
中性子スペクトル型であることからバッファ領域を必要
とする等出力分布の最適化等に工夫を必要とすることが
特徴となる。

【００１７】このように核過熱炉はプラントの熱効率を
向上させること、蒸気タービンの後段へ、より乾燥した
蒸気を送ることができる等の利点がある。ただし、蒸気
パスの複雑さが増加する等により、建設コストの上昇要
因が多いと考えられる。

【００１８】一方、分離型核過熱炉の概念も検討されて
いる。例えばGEAP-3589 に含まれている分離型炉心で
は、沸騰部、過熱部ともそれぞれの炉心で若干異なる濃
縮度を有するウラン燃料（ＵＯ₂）で構成され、減速材
として水が利用されている。

【００１９】図３は、２つの原子炉から構成される分離
型プラントの主要構成例を示している。すなわち、沸騰
部原子炉１２および過熱部原子炉１３が設けられ、沸騰
部原子炉１２で発生した蒸気は、過熱部原子炉１３で過
熱蒸気となって蒸気タービン１４に送られる。

【００２０】従来の核過熱炉の概念設計例では、同一の
燃料材料（例えばウランＵＯ₂で濃縮度は異なる）で別
々の炉心を構成させている。中性子スペクトルの観点か
らは沸騰部は熱中性子型、分離部は熱中性子型および高
速中性子スペクトル型がある。過熱部は蒸気容量等の調
整との関係でベースロード型の運転に適していると思わ
れている。

【００２１】分離型核過熱炉についても、原子炉容器等
の原子炉周りの設備が一体型に比べて増加することによ
り、原子炉自身の構造は一体型に比べて簡素化できる利
点を上回る建設コスト増大要因を有していると考えられ
ている。

【００２２】

【発明が解決しようとする課題】現在では、沸騰部を構
成するためには、商用炉で多くの実績がある沸騰水型原
子炉を使用することができ、これらの沸騰部の原子炉に
は充分な実績があり、これらはさらに実績ベースの発展
・改良が行なわれる状況にある。原子炉開発当初のよう
に沸騰部、過熱部の両者を同時に開発する必要があった
状況とは異なっている。

【００２３】世界のエネルギ必要量の増大が予想される
中で、原子力発電の重要性は一層大きなものになるが、
その流れの中で燃料資源の有効利用を強化していくこと
は、地球全体の資源の観点等からもその必要性は益々高
くなる。世界経済の中で１つの国または一部の国々がウ
ラン資源を独占的に利用することは許されない状況とな
ると考えられている。

【００２４】そのために原子燃料サイクル全体として、
ウラン燃料資源の有効利用を促進する動きがある。すな
わち、濃縮ウランは今後とも安価で供給するための技術
開発が行なわれ、実用化へ向っている。

【００２５】また、従来軽水炉で使用された使用済ウラ
ンからプルトニウムを回収した後に大量に残る回収ウラ
ンと呼ばれるウランを再利用すること、回収ウランの再
循環技術等も開発されている。

【００２６】一方、今後の２１世紀に要求される観点と
して地球環境に人口放射性元素を放出せず完全管理して
いくことが重要と考えられる。そのための燃料中に生成
される長寿命核種の貯蔵技術等も開発されてきている
が、要点は貯蔵処分すべき絶対量を低減させる燃料サイ
クルを実現していくことにある。その点で超ウラン（Ｔ
ＲＵ）核種と長寿命核分離生成物（ＦＰ）の原子炉を利
用した消滅処理・有効利用が今後重要となる。

【００２７】ウラン燃料を燃料とする炉の運転によって
必然的に生成されるプルトニウム、マイナーアクチノイ
ド（ＭＡ）と総称されるネプチウム、アメリシウム等が
ある。使用済燃料を再処理することよって、これらのプ
ルトニウム、マイナーアクチノイド、および燃え残りの
ウラン（回収ウラン）等に分離される。

【００２８】良く知られているように、プルトニウムは
ウラン（親物質と呼ばれるＵ２３８）と混合することに
より再び燃料として利用できる。軽水炉においてＰｕ利
用は濃縮ウランに代えて従来炉心の一部として利用され
ている例もある。

【００２９】一方、ＭＡ核種は、軽水炉の中性子スペク
トル場では、その固有の核断面積特性が多くの核種で負
の反応度を有し、ペレットに混在されて消滅利用するた
めにはウラン濃縮度、プルトニウム（Ｐｕ）富化度等が
従来の燃料とは異なるものとなる。ＭＡについては、軽
水炉での利用に関して従来の軽水技術からの変更が多く
なると考えられる。

【００３０】一方、ＭＡ核種の燃料としての利用につい
ては、ＦＢＲ型炉（高速スペクトル型炉）については、
Ｐｕ燃料利用とほぼ同様に実現する見通しであり、炉心
設計へのインパクトは小さい可能性が指摘されている
（例えば、ＩＡＥＡ TechnicalReport Series No.214.
“Evaluation of Actinode Partitioning and Transmu-
tation”）。

【００３１】原子力発電規模が大きくなっている状況で
は、Ｐｕ利用、ＭＡの蓄積抑制、その他、超長半減期を
有するＴｃ⁹⁹，Ｉ¹²⁹等、消滅等、エネルギ生産と共に
同時に解決する炉心機能の柔軟性、それに係る燃料サイ
クル技術が求められている。

【００３２】また、今後のエネルギ必要量の増大と季節
変動の平準化対応を両立させるために、１つのプラント
からの出力増大と部分負荷の調整機能の増大への要求も
強くなっている。

【００３３】本発明は上記の点に鑑み、原子力プラント
の発電効率の向上を図る１手段である核過熱炉が、沸騰
部と過熱部とから構成される特徴を活かして、炉心性能
と運転性の柔軟化を増大できる原子力発電プラントを提
供することを目的とする。

【００３４】

【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明は、水を蒸気化してタービン発電機へ導入
する原子力発電プラントであって、水を沸騰させて多量
の蒸気を発生させる沸騰部と、この沸騰部で発生した蒸
気を高温化する過熱部とを備え、前記沸騰部と核過熱部
とを別容器に分離格納するとともに互いに連通させたも
のにおいて、１つの沸騰部に対して複数個の過熱部を組
合せてなることを特徴とする。

【００３５】なお、本発明においては、複数個から成る
過熱部で２種類以上の異なる燃料を使用することが望ま
しい。

【００３６】

【作用】軽水炉が発電量の大半を占める状況では、前述
のように、ウラン燃料を主体にプルトニウム燃料等を利
用することになる。しかも、ウラン燃料は濃縮度の点等
を含め、商用ベースで大半の軽水炉燃料と同様な使用で
利用できることが望ましい。

【００３７】プルトニウム燃料については、軽水炉にお
ける利用が促進されるであろうが、プルトニウムの取出
し同様、元素の点（例えばＰｕ²³⁹，Ｐｕ²⁴⁰の割合）
で軽水炉における利用には幾つかの制約が生じる可能性
がある。

【００３８】また、ウラン炉心と互換性のあるＰｕ炉
心、軽水炉スペクトルでは内部転換比が０．６程度と小
さく、Ｐｕ資源を減少させ、将来への資源の有効保存を
考えると内部転換比の高い炉心でＰｕを利用することが
望ましい。

【００３９】Ｐｕ利用蒸気冷却炉では、高速中性子スペ
クトルが実現できる。蒸気冷却であるので高速中性子ス
ペクトル炉であり、Ｐｕの利用については内部転換比が
高い蒸気冷却水平モジュールで、例えばブラケットを合
せて増殖比１．０を確保するモジュールで利用すること
により、Ｐｕ燃料の保存・利用ができ、将来への資源へ
の負担を軽減すること等ができる。

【００４０】また、Ｐｕと同時に生成されているＭＡ
（Ｎｐ²³⁷、Ａｍ²⁴¹，Ａｍ²⁴³）等は、軽水炉スペク
トルでは大きな負の反応度を有しているが、高速スペク
トル型炉においては、その程度が軽減、または燃料とし
ての役割を有するので、燃料の種類を増加させてＭＡの
消滅処理を兼ねたエネルギ生産モジュールを有すること
で、原子力サイクルまで含めた対応への柔軟性が強化さ
れる。

【００４１】Ｐｕ燃料、ＭＡ混合燃料を使用するモジュ
ールでは、母材として回収ウランも使用できるので資源
の有効利用も促進できる。勿論、核過熱部モジュールと
してウラン燃料またはＰｕ燃料を使用する軽水炉スペク
トル型の炉心も構成できる。このように、１つの沸騰部
に複数個の過熱部を設ける構成のプラントでは、炉心の
多機能化のために中性子スペクトルの違いを最大限に活
用したものとなる。

【００４２】また、沸騰部と過熱部とをそれぞれ炉心と
して分離独立させることによる利点は、炉心の中性子ス
ペクトルの違いによる特徴を生かすこと、および運転制
御性を容易化できることに表われる。

【００４３】過熱部を複数化することで、１つの炉のス
クラム等による異常が生じても、プラントはエネルギ生
産を続けることができるようになる。モジュラ概念と組
み合せた核過熱炉システムは、従来の核過熱炉がベース
ロードプラントとして位置付けられたのに比べ、運転上
の柔軟性を増強できる。

【００４４】

【実施例】以下、本発明に係る原子力発電プラントの実
施例を図面を参照して説明する。

【００４５】図１は本発明の第１実施例を示している。

【００４６】蒸気を発生する１つの沸騰部原子炉２１
と、その蒸気を利用して冷却する複数個（３個）の過熱
部原子炉２２（核過熱用原子炉モジュール炉）とが備え
られている。

【００４７】沸騰部原子炉２１に付属したドライヤー２
３は１基にまとめられ、各過熱部原子炉２２に蒸気配管
２４を介して接続されている。２５は隔離弁、２６は蒸
気タービンを示す。

【００４８】沸騰部原子炉２１で発生した蒸気は、各過
熱部原子炉２２の機能、例えば運転サイクル長さや、核
過熱部を構成する核燃料材料・配置と炉心性能等との関
係で決まる炉心冷却条件等により所定の配分比となるよ
うに、隔離弁２５の開度を調整して、各過熱部原子炉２
２に送られる。

【００４９】このような実施例の構成によると、沸騰部
原子炉２１に付属したドライヤー２３を１基にまとめた
ことにより、沸騰部原子炉２１の上部を簡素化すること
ができる。

【００５０】なお、蒸気タービン２６との結合について
は、従来例のようにタービンへの蒸気を再熱するように
することもシステムとしては可能である。この場合は配
管に複雑さが増すが、効率向上のメリットがある。

【００５１】過熱部の炉心燃料はＰｕ利用（ＭＯＸ）、
回収ウラン利用の濃縮ウランまたはＰｕ炉心ＴＲＵ燃料
装荷の高速スペクトル型炉心、または熱中性子スペクト
ル型炉心等を組み合せて使用できる。

【００５２】図２は本発明の第２実施例を示している。

【００５３】本実施例では、１つの沸騰部原子炉２１に
複数のドライヤー２３を介して過熱部原子炉２２が接続
され、１つの蒸気タービン２６に連結されている。

【００５４】このような構成によっても、前記実施例と
同様の効果が奏される。

【００５５】図３は本発明の第３実施例を示している。

【００５６】本実施例は、図１に示した第１実施例の構
成と、図２に示した第２実施例の構成とを組合せた型の
ものである。すなわち、１つの沸騰部原子炉２１に複数
のドライヤー２３を介して過熱部原子炉２２および複数
の蒸気タービン２６を組合せた構成とされている。

【００５７】このような構成によっても、前記各実施例
と同様の効果が奏される。

【００５８】なお、各モジュール出力の決定の１つの例
としては、燃料サイクル全体として他の発電炉型、運転
に伴い生成されるＰｕ，ＭＡ等または蓄積されているＰ
ｕ，ＭＡ等の再処理・再加工の容量規模とその見通し等
によって決定することが考えられる。

【００５９】全体での出力規模、熱出力３３１万ＫＷ級
炉心システムでは、沸騰部原子炉２１で熱出力１８２万
ＫＷ（効率３３％）相当、各モジュール熱出力５０万Ｋ
Ｗ（効率４０％）相当の出力を分担する場合を考える
と、各原子炉はいずれも中小型炉クラスで構成される簡
素な炉心固有の特性を活用（例えば自重循環など）して
も出力をとり易くなり、安全性への要求に対応し易くな
る利点があると考えられる。

【００６０】また、沸騰部原子炉２１は従来から蓄積さ
れているＢＷＲの出力範囲で建設コスト等について開発
リスクは少なくなっているのに加えて、過熱部原子炉２
２（モジュラ部）については量産効果が期待されるこ
と、また工場生産方式が可能な出力レベルが選定でき
る。

【００６１】沸騰部原子炉２１は、従来よりも出力密度
を低下して運転することにより、炉の反応度寿命を大幅
に延長し、２４ヶ月運転等ができる上に安全裕度を向上
させることができる。各モジュールは１２ヶ月運転と
し、過熱部原子炉２２の燃料交換を適切にすることによ
り、１つのモジュールが燃料交換中には２／３の出力で
運転を続け、稼動率を向上させることができる。

【００６２】また、逆に過熱部原子炉２２について運転
サイクル長さを沸騰部原子炉２１よりも長くして、沸騰
部の燃料交換時は炉停止はするものの、過熱部の全部ま
たは一部のモジュールの燃料交換を不要とし、プラント
全体としての燃料交換期間を短縮して稼動率の向上をね
らうこともできる。

【００６３】

【発明の効果】以上のように、本発明の原子力発電プラ
ントによれば、モジュラ型核過熱炉の利用により将来要
求される軽水炉炉心の多機能化と、運転の柔軟性の増大
を強化でき、中小型炉の特徴、安全性余裕度の増大へ寄
与できるものであり、健全性の向上と両立できるように
なる等の優れた効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施例を示す構成図。

【図２】本発明の第２実施例を示す構成図。

【図３】本発明の第３実施例を示す構成図。

【図４】従来の一体型核過熱炉の例を示す図。

【図５】従来の分離型核過熱炉の例を示す図。

【符号の説明】

２１沸騰部（沸騰部原子炉）２２核過熱部（過熱部原子炉）

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】水を蒸気化してタービン発電機へ導入す
る原子力発電プラントであって、水を沸騰させて多量の
蒸気を発生させる沸騰部と、この沸騰部で発生した蒸気
を高温化する核過熱部とを備え、前記沸騰部と核過熱部
とを別容器に分離格納するとともに互いに連通させたも
のにおいて、１つの沸騰部に対して複数個の核過熱部を
組合せてなることを特徴とする原子力発電プラント。