JPH0727052B2 - 自由表面蒸気分離方式の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 - Google Patents

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
段が可能であるのは、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に過大な
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ばかりでなく、タービンの効率が
低下することにもなる。

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・水混合物
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口する蒸気・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に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RPV
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、長い据付けボルトによって炉
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
する場合、それと一緒に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、BW
R/6および「改良沸騰水型原子炉（ABWR）」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、いずれの型式の原子炉に
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。それ故、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125
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BWR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がプレナムが短いものもあれば、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、電力需要の段階的な変化に対して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。炉心への給水源てある炉心下部プ
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段階的な増
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
部が段階的に引抜かれる。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
気の発生量が段階的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段階的な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、この出力レベルは段階的に増
加する量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を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段階
的な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ほ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
整よりも大きい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な応力
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 本発明は自由表面蒸気分離方式の自然循環式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、本発明の方法は炉心からの蒸気の流れを２つ
の独立した流路に分離して別個の蒸気乾燥器アセンブリ
を通過させることに基づいている。第２の（補助的な）
蒸気流路は、気水分離を促進することにより、第２の蒸
気乾燥器アセンブリに流入する蒸気の品質（すなわち、
二相混合物中における蒸気の重量比率）を向上させるよ
うに設計されている。このようにして、第１の蒸気乾燥
器アセンブリを通して原子炉から導出される蒸気の量を
制限すれば、再環流路中における圧力損失が増大するこ
とによって再循環流量は低減し、従って原子炉の出力レ
ベルは低下する。かかる蒸気量の制限がもたらすもう１
つの効果は、ダウンカマ区域内に送られる蒸気の比率が
増大することであって、これもまた出力レベルを低下さ
せる。このようにして、原子炉の負荷追従運転が可能に
なるのである。

本発明を適用し得る自由表面蒸気分離方式の自然循環式
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（RPV）の内部には炉心が収容され
ている。かかる炉心は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
ナム区域と連通している。RPVの蒸気出口には第１の蒸
気乾燥器アセンブリが連結されている。炉心の上方に
は、第１の蒸気乾燥器アセンブリと連通するチムニーが
取付けられている。チムニーの外側には、やはりチムニ
ーと連通するダウンカマ区域が規定されている。自由表
面蒸気分離はチムニーの内部において行われる。更にま
た、RPVには給水入口が設けられている。負荷追従能力
を得るための本発明の改良は、第１の蒸気乾燥器アセン
ブリと連通した増設立ち管をチムニーの上方に取付ける
ことから成っている。かかる増設立ち管は管状部材を含
んでいて、それの周囲にはチムニーとダウンカマ区域と
の間を連結するための複数の開口が設けられている。チ
ムニーの上方にはまた、管状部材の開口に隣接して複数
の直立した羽根が取付けられている。かかる羽根は増設
立ち管の外周を規定すると共に、増設立ち管とダウンカ
マ区域との間に連絡通路を形成する。また、RPVの内部
には第２の蒸気乾燥器アセンブリが配置され、そしてRP
Vに設けられた第２の蒸気出口に連結されている。更に
また、第１の蒸気出口の内部には操作可能な制流弁が配
置され、かつダウンカマ区域は第２の蒸気乾燥器アセン
ブリと連通している。上記のごとき構成によれば、増設
立ち管を通過する蒸気の一部が羽根により案内されてダ
ウンカマ区域内に移動し、そこでRPVに衝突することに
よって水の分離を受ける。また、制流弁が第２の蒸気乾
燥器アセンブリに流入する蒸気の量を制御する。このよ
うにして、BWRに負荷追従能力が付与されるのである。

本発明の利点の１つは、自由表面蒸気分離方式の自然循
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、第２
の蒸気乾燥器アセンブリに流入する蒸気の品質を向上さ
せ得ることである。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 自然循環式のBWRは再循環装置や外部再循環ループを有
していないから、主駆動電動機の速度を調節して再循環
流量を制御したり、あるいは外部再循環ループ中に設け
られた流量制御弁を操作して流量の調節を行うことはで
きない。それ故、自由表面蒸気分離方式の自然循環式BW
Rにおいて効果的な負荷追従能力を得るための改良され
た手段を考案することが必要となる。その際には、構成
部品の追加から成る不利益が最少限に押さえられると共
に、得られる利益を考慮すればそれらの不利益が十分に
許容され得るようにしなければならない。本発明に従っ
て達成された構造は、負荷追従能力を付与するばかりで
なく、第２の蒸気乾燥器アセンブリに送られる蒸気の品
質を向上させるためにも役立つ。すなわち、追加された
構成部品は二重の機能を果たすのである。図面を見れば
わかる通り、原子炉内部部品の多くは従来通りのもので
あり、しかもそれらの部品は本発明の着想に従ってBWR
に加えられるべき改良にとっては不必要なものであるの
で、図面からは省いてある。かかる原子炉内部部品並び
にそれらの構造や機能は当業界において公知である。そ
れらの詳細については、たとえば、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（Nuclear 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、1981
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 ＆ W
ilkens）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 ＆ Mc
Candless）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）
の著書「ザ・サーマル・ハイドローリックス・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 BoilingWater Nuclear
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15〜44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。更にま
た、ケルンエネルギー（Kernenergie）第30巻第３号（1
987年）の114〜117頁に収載されたルツォウ（Lutzow）
等の論文「対流型原子炉の降下流路中への気泡の移送に
関する実験的研究」中には、熱交換目的のためチムニー
からの蒸気をダウンカマ区域内に強制的に導入するよう
な方式の原子炉における気泡の移送が論じられている。
最後に、米国電力研究所（カリホルニア州パロアルト
市）から発行された文書NP−1607「キャリオーバを低減
させかつ気水分離器内における圧力降下を減少させるた
めの方法」（1980年11月）のB28〜B35頁には放射羽根式
分離器の使用が論じられている。

第１図を参照しながら一層詳しく述べれば、原子炉圧力
容器（RPV）10内には給水入口12を通して水が導入され
る一方、蒸気出口14および16を通して蒸気が排出され
る。RPV10内における水の流路は、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
いる通りである。簡単に述べれば、ダウンカマ区域18内
に存在するサブクールされた水はRPV10と炉心20との間
の環状区域22を通って下方に流れる。環状区域22を通っ
て流れた水は、次いで炉心下部プレナム区域24内に入
る。なお、簡略化のため、第１図からは多くの原子炉内
部部品が省かれている。なぜなら、それらの部品は従来
通りのものであって、当業者にとっては自明のものだか
らである。次いで、水は炉心20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20の上方に取付けられ
たチムニー26内に入る。従来のごとき自由表面蒸気分離
方式の自然循環式BWRにおいては、チムニー26内の蒸気
は上昇して蒸気乾燥器アセンブリに流入し、それによっ
て乾燥された蒸気がRPVから導出される。

しかるに本発明に従えば、環状板またはリップ30の使用
により、管状部材31を含む増設立ち管28がチムニー26の
上方に取付けられる。第２図を見ればわかる通り、管状
部材31には一連の開口32が設けられている。かかる開口
32に隣接して複数の直立した羽根34が取付けられてい
る。これらの羽根34は増設立ち管28の外周を規定してい
る。その結果、増設立ち管28およびチムニー26の外周と
RPV10との間にダウンカマ区域18が形成されることが認
められよう。

羽根34の方位および形状から理解されるごとく、開口32
を通過する蒸気・水二相混合物の流れは僅かな回転を生
じる。すなわち、羽根34の遠心作用を受けた二相混合物
に対しては回転運動（遠心力）が付与されるのである。
その結果、二相混合物中の液相（水）は半径方向に沿っ
て外方に投げ出され、そしてRPV10の内面に衝突するこ
とによって二相混合物から分離する。他方、増設立ち管
28の近傍に残留した二相混合物中の気相（蒸気）は上昇
して第２の蒸気乾燥器アセンブリ36に流入し、次いで蒸
気出口14を通してRPV10から導出される。このようにし
て、羽根34はそれの作用を受けた蒸気の品質を向上させ
るために役立つのである。

あるいはまた、増設立ち管28が複数の直立した羽根34の
みから構成されていてもよい。その場合には、上記の場
合において増設立ち管28を構成する管状部材31に設けら
れた開口部32の機能は羽根34間の空隙によって達成され
ることになる。言うまでもないが、開口32を設ける必要
があるかどうか、あるいは羽根34間の空隙で代用し得る
かどうかは、圧力降下や流量に依存する。かかる用途の
ために適した増設立ち管の正確な構造を決定すること
は、当業者にとって容易であろう。

とは言え、大部分の蒸気は増設立ち管28の内部で分離さ
れて第１の蒸気乾燥器アセンブリ38に流入し、次いで蒸
気出口16を通してRPV10から導出される。蒸気出口16の
内部には、RPV10に近接した位置あるいはRPV10から遠く
離れた位置に制流弁40が配置されている。排気出口16を
通してRPV10から導出される蒸気の量を制限することに
より、より多くの蒸気に羽根34の作用を受けさせ、それ
によりダウンカマ区域18を経由して第２の蒸気乾燥器ア
センブリ36に流入する余分の蒸気の品質を向上させるこ
とができる。制流弁40の操作は２つの効果をもたらす。
第一に、再循環流路中における圧力損失が増大すること
によって再循環流量が低減し、従って原子炉の出力レベ
ルが低下する。第二に、ダウンカマ区域18に送られる蒸
気の比率が増加することによっても出力レベルが低下す
る。このようにして、負荷追従運転が達成されるのであ
る。その上、羽根34の間を通過する蒸気は回転運動また
は遠心力の作用を受けるから、第２の蒸気乾燥器アセン
ブリ36に流入する蒸気の品質は向上することにもなる。
このように、本発明において追加された構成部品は、本
発明に従って建造されかつ運転されるBWRの効率および
経済性を向上させるという二重の目的のために役立つの
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由表面蒸気分
離方式の自然循環式BWRの簡略側断面図、そして第２図
は第１図中の線２−２に関する断面図である。 図中、10は原子炉圧力容器、12は給水入口、14および16
は蒸気出口、18はダウンカマ区域、20は炉心、22は環状
区域、24は炉心下部プレナム区域、26はチムニー、28は
増設立ち管、30は環状板、31は管状部材、32は開口、34
は羽根、36は第２の蒸気乾燥器アセンブリ、38は第１の
蒸気乾燥器アセンブリ、そして40は制流弁を表わす。

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. 【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、前記環状区域は前記炉心の直下に位置する炉心下部
   プレナム区域と連通し、前記原子炉圧力容器に設けられ
   た蒸気出口には第１の蒸気乾燥器アセンブリが連結さ
   れ、前記炉心の上方には前記第１の蒸気乾燥器アセンブ
   リと連通するチムニーが取付けられ、前記チムニーの外
   側にはやはり前記チムニーと連通するダウンカマ区域が
   規定され、前記チムニーの内部において自由表面蒸気分
   離が行われ、かつ前記原子炉圧力容器にはまた給水入口
   が設けられているような構造を持った自由表面蒸気分離
   方式の自然循環式沸騰水型原子炉において、前記チムニ
   ーの上方に複数の直立した羽根から成る増設立ち管が取
   付けられ、そして前記羽根は前記増設立ち管と前記ダウ
   ンカマ区域との間に連結通路を形成し、また前記原子炉
   圧力容器の内部に第２の蒸気乾燥器アセンブリが配置さ
   れると共に、前記原子炉圧力容器に設けられた第２の蒸
   気出口に連結され、更にまた前記第１の蒸気出口の内部
   に操作可能な制流弁が配置され、かつ前記ダウンカマ区
   域が前記第２の蒸気乾燥器アセンブリと連通しているこ
   とにより、前記増設立ち管を通過する蒸気の一部が前記
   羽根により案内されて前記ダウンカマ区域内に移動し、
   そこで前記原子炉圧力容器に衝突することによって水の
   分離を受けると共に、前記制流弁が第２の蒸気乾燥器ア
   センブリに流入する蒸気の量を制御する結果として負荷
   追従能力が得られることを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 【請求項２】前記増設立ち管が前記チムニーの上方に取
   付けられた管状部材を含んでいて、前記管には前記チム
   ニーと前記ダウンカマ区域との間を連絡するための複数
   の開口が設けられていると共に、前記羽根は前記開口に
   近接して配置され、かつ前記増設立ち管の外周を規定し
   ている請求項１記載の沸騰水型原子炉。