JPH0943394A

JPH0943394A - 沸騰水型原子炉及び沸騰水型原子炉を装備した原子力プラント

Info

Publication number: JPH0943394A
Application number: JP7192787A
Authority: JP
Inventors: Hidefumi Ibe; 英史伊部; Yoichi Wada; 陽一和田; Yasuko Watanabe; 康子渡辺; Takashi Ikeda; 孝志池田
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1995-07-28
Filing date: 1995-07-28
Publication date: 1997-02-14

Abstract

(57)【要約】【目的】沸騰水型原子炉において、外部からの制御系
を設けることなく、炉水の腐食環境を改善し、放射性窒
素の発生量を低減する．【構成】沸騰水型原子炉の炉心１に装荷される燃料棒
被覆管２３に、燃料棒被覆管に充填された核燃料に接し
てヒートパイプ２１を内装し、核燃料が発生する熱を炉
心の燃料装荷部より上流側に搬送するよう構成した。【効果】中性子照射場のより上流側で沸騰が開始され
るので、炉水の沸騰により炉水に注入した水素が気相へ
放出される、中性子、ガンマ線照射場での水の滞留時間
が減ずる、などの効果により水の放射線分解生成物、放
射性窒素の発生量総量が低減する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、外部からの制御系を特
に設けずに原子炉炉水の腐食環境を緩和する能力のある
原子炉および原子力プラントに関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉構造材料の粒界応力腐食割れ（以
下ＩＧＳＣＣという）は、材料の成分組成、応力、水質
（炉水中溶存酸素量）の３因子が共に好ましくない状態
にある時に起こるとされている。従来から原子炉構造
材、特にＳＵＳ３０４鋼に対しては、炭素含有量を低く
することや、残留応力緩和の熱処理などを施し、ＩＧＳ
ＣＣの観点からは十分安全側で運転されてきた。このよ
うに、これまでの方策は、ＩＧＳＣＣの３因子のうちで
材料、応力の２因子に対するものであったが、近年沸騰
水型原子炉において、前記３因子のうちの一つである炉
水中溶存酸素を低減するため、特開昭５７−３０８６号
公報に見られるように、水素注入が試みられてきた。

【０００３】図２に沸騰水型原子力プラントの主要構成
を示す。図示の沸騰水型原子力プラントは、圧力容器２
２と、圧力容器２２に内装され炉心支持板２０に支持さ
れた原子炉炉心１と、炉心支持板２０の下方に形成され
た下部プレナム７と、原子炉炉心（以下炉心という）１
の周囲を囲んで配置され圧力容器との間にダウンカマ５
を形成する円筒状のシュラウド１９と、炉心１の上端に
接して配置された上部プレナム２と、上部プレナム２の
上方に配置され圧力容器２２の側壁との間にミキシング
プレナム４を形成する気水分離器３と、気水分離器３の
上方の空間と蒸気タービン１１を接続する主蒸気配管１
５と、蒸気タービン１１に接して配置された復水器１２
と、復水器１２に接続して配置された復水脱塩器１０
と、復水脱塩器１０を給水ポンプ１８及び給水加熱器９
を介して圧力容器のミキシングプレナム４に接続する給
水配管１４と、復水脱塩器１０と給水ポンプ１８の間の
給水配管に接続された水素注入装置１３と、圧力容器の
ダウンカマ５下部に再循環ポンプ吸い込み側配管１６Ａ
を介して吸い込み側を接続した再循環ポンプ６と、再循
環ポンプ６の吐出側とダウンカマ５内に配置されたジェ
ットポンプライザー管１６Ｃ下部を接続する再循環ポン
プ吐出側配管１６Ｂと、ジェットポンプライザー管１６
Ｃ上部に接続してダウンカマ５内に配置されジェットポ
ンプライザー管１６Ｃから吐出される水を駆動源として
ミキシングプレナム４内の炉水を下部プレナム７に送り
こむジェットポンプ１７と、前記再循環ポンプ吸い込み
側配管１６Ａに入り側を、給水加熱器下流側の給水配管
１４に出側をそれぞれ接続して配置された炉浄化系８
と、を含んで構成されている。

【０００４】炉心１には、燃料集合体３２が格子状に装
荷されており、各燃料集合体３２には、燃料ペレット２
４を充填した燃料棒被覆管２３が所定の間隔で内装され
ている。炉水は下部プレナム７から燃料集合体３２の内
部（沸騰チャンネル）や外部（バイパスチャネル）を上
方に向かって流れ、核燃料が発生する熱を受けて昇温さ
れ、沸騰する。沸騰して気液二相となった炉水から気水
分離器３によって蒸気が分離され、主蒸気管１５を経て
タービン１１に送られる。残った炉水はミキシングプレ
ナム４で給水と混合され、ジェットポンプ１７により再
び下部プレナム７に送られる。タービン１１でエネルギ
を消費した蒸気は復水器１２で凝縮、液化され、復水脱
塩器１０で脱塩処理されたのち給水ポンプ１８で加圧さ
れて給水加熱器９に送られる。給水加熱器９で加熱され
た給水は、再び圧力容器２２のミキシングプレナム４に
送りこまれる。ミキシングプレナム４に送りこまれた給
水（炉水）の一部は、ジェットポンプ１７に吸引駆動さ
れ下部プレナム７に送りこまれて上述のサイクルをくり
かえし、残部はダウンカマ５を下方に向かって流れたの
ち、再循環ポンプ６に吸い込まれる。

【０００５】再循環ポンプ６はダウンカマ５下部の炉水
を吸い込み、加圧してジェットポンプ１７に駆動水とし
て供給する。駆動水としてジェットポンプに供給された
炉水も、下部プレナム７に送りこまれて上述のサイクル
をくりかえす。

【０００６】この沸騰水型原子力プラントの一次冷却系
の復水器以後の給水系において水素注入する例は、給水
ポンプ１８の上流に水素注入装置１３を配置し、注入し
た水素を炉心における水の放射線分解の結果生成する酸
素、過酸化水素と再結合させ、再循環ポンプ６をはじめ
として一次冷却系各部の溶存酸素濃度を低減させること
をねらいとしていた。

【０００７】図３に水素を注入した時の炉外で測定した
炉水中の酸素濃度の測定結果を国内外のプラントについ
て示す。図からわかるようにプラントごとに差があるも
のの、炉水中の溶存酸素はＳＣＣによる亀裂進展を抑制
するに必要とされる２０ppb以下のレベルに比較的少量
の水素注入量で低減できることがわかる。

【０００８】水素注入の最大の問題は水素を添加して炉
水水質が還元雰囲気になる結果、水中に生成するＮ−16
のうち、揮発性のアンモニアに変換する割合が増えター
ビン系の配管、機器における放射線線量率（以下、線量
率という）が増加することにある。図４にその実例をま
とめた。図から、水素注入時、給水中水素濃度が400ppb
前後を超えると急激に主蒸気系線量率が増加することが
わかる。これは図５に反応メカニズムを図式的に示すよ
うに、通常は酸化性の雰囲気で水分子中の酸素原子から
（n、p）反応により生成する放射性窒素（半減期７．１
秒）が水中の水の分解生成物と反応して通常は硝酸、亜
硝酸の形で水に溶けているのに対し、水素を添加すると
還元性の水素原子や水和電子の濃度が増加するため、揮
発性のアンモニアの量が増加するため、と理解できる。
主蒸気はタービン建家に配置されたタービン１１に導か
れるから、主蒸気系線量率の増加はタービン系線量率の
増加を招く。タービン系線量率は原子力発電所の敷地境
界の線量率を支配するため、事実上水素添加量を400ppb
以上に増加することは敷地の狭い国内炉では不可能にな
る。

【０００９】給水中水素濃度を400ppbとすると、炉内の
腐食環境緩和、特に炉底部での腐食環境緩和効果が期待
できることがＢＷＲの水の放射線分解のシミュレーショ
ン解析により示されている。理論解析による評価結果の
一例を図６に示す。炉水中には酸素、水素、過酸化水素
が比較的高濃度で存在し、それぞれ材料腐食に固有の影
響を及ぼすが、材料の応力腐食割れ感受性の統一的指標
として腐食電位が広く採用されている。図６は水の分解
生成物の計算結果から混成電位理論に基づき計算した腐
食電位の圧力容器内の分布を示してある。図６の左側は
通常運転時、右側が水素を給水系から注入して給水の水
素濃度を０．４ppmとした場合の結果を示しており、圧
力容器下部の構造材料の腐食環境が大幅に緩和されるこ
とを示している。図から水素を添加していない場合は炉
内の至るところが厳しい腐食環境であるのに対し、水素
を給水中0.4ppm（炉水中50ppbに対応)添加すれば炉底部
の腐食環境は十分低減できることがわかる。したがっ
て、タービン系の線量率を増加させない範囲で炉底部の
腐食環境を緩和することが可能である。しかしながら、
炉心近傍の材料（シュラウド、炉心支持板など）は給水
中0.4ppmでの環境改善は十分とは言えず、水素注入量を
より増加させる必要が生じる。

【００１０】原子炉炉水中の腐食性の成分の濃度は、原
子炉炉心の流動条件を変化させることによって変化する
ことが、同様にシミュレーション計算から得られてい
る。基本的には、炉心近傍で水が高い集積線量を受ける
ほど、過酸化水素などが水中に集積する結果厳しい腐食
環境となる。また、炉心の流動条件が変化し、水の中性
子照射場での滞留時間が長くなれば、放射性窒素の生成
量も増加する。すなわち、炉心近傍の流動条件を変化さ
せ、高線量率の照射場での炉水の滞留時間を短くするこ
とにより、炉水中の水の放射線分解生成物の濃度、放射
性窒素の発生量を低減することが可能である。

【００１１】特開昭55−94191号公報，特開昭58−15688
8号公報，特開昭59−217188号公報，特開昭60−53878号
公報，特開昭62−106395号公報などに記載されているよ
うに、原子炉の効率や安定性を確保するため、原子炉炉
水を予熱するアイデアが提案されている。これらのアイ
デアでは外部の熱源を利用し、熱交換器を例えばダウン
カマや、炉底部に配置するものであるが、独立制御系が
必要になるなど制御面で問題があった。

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、沸騰
水型原子炉および沸騰水型原子炉を装備した原子力プラ
ントにおいて、特別な制御系を設けず炉心の熱流動条件
や流路を調整し、放射性窒素の主蒸気系への放出量を増
加させることなく、通常運転時および水素注入時の腐食
環境を効率的に改善することにある。

【００１３】

【課題を解決するための手段】本発明は、上記目的を達
成するために、炉心上流側に炉心で発生する熱を搬送
し、搬送した熱で炉水を予熱する、同心状に配置された
複数の隔壁でシュラウドを構成し、該隔壁により区画し
た上下方向の水の流れの領域を形成して該領域を流れる
炉水を炉心の熱で予熱する、などの手段により炉水の沸
騰開始点を極力中性子照射場の上流に移動させ、炉水の
中性子、ガンマ線照射場での液相での滞留時間を短縮す
るようにしたものである。

【００１４】炉心の熱を炉心上流側に搬送する手段とし
ては、燃料棒の核燃料装荷部に直接接合されたヒートパ
イプを用いることができる。

【００１５】本発明はまた上記目的を達成するために、
シュラウド内面と炉心の間に区画した上下方向の水の流
れの領域を形成し、シュラウド内周面における炉水の流
速を高めるようにしたものである。

【００１６】

【作用】原子炉炉心およびその近傍の高線量率場では炉
水が放射線照射を受ける結果、炉水中に水の分解生成物
が生成され、その濃度は線量率とその領域での炉水の滞
留時間に依存する。低流速で集積線量の高い領域では過
酸化水素の集積が無視できなくなる。

【００１７】図７は、原子炉の炉心側面を囲うシュラウ
ド内面の流速が炉心部の平均流速に比べて遅いと仮定し
た時の、炉心支持板２０から上部格子板３９の間に対応
する領域のシュラウドの腐食電位分布の解析結果を示し
たものである。図によれば、シュラウド内面では上記の
滞留効果により過酸化水素が蓄積し、腐食電位が炉心上
部ほど厳しく２００mＶに近い結果になる。シュラウド
の内面も同じように水素注入の効果が期待されるが、Ｓ
ＣＣが発生しない、とされる−２３０mＶには達しな
い。−２３０mＶは必ずしも絶対目標でなく、−１００m
Ｖ程度でもＳＣＣ亀裂進展速度の一桁の低減が期待でき
る。ただし以上の結果は遅くはあってもシュラウド内面
に上昇流があったとした場合であって、シュラウド内面
の実際の流動状態は必ずしも明かにされてはいない。停
滞していたり下降流になっている場合もあり、この場合
には水素注入効果は期待できない。すなわち、シュラウ
ド内面に比較的速い上昇流が形成されれば、通常運転時
の腐食環境も全体にわたって炉心下部に近いレベル（腐
食電位５０mＶ程度）になり、水素注入の効果も確実に
期待できる。シュラウド内面と炉心の間に区画した上下
方向の水の流れの領域を形成し、シュラウド内周面にお
ける炉水の上向きの流速を高めるようにすることで、シ
ュラウド内周面の腐食環境が改善される。

【００１８】一方、放射性窒素は、炉水中の酸素原子と
高エルギー中性子との核反応により生成する。放射性窒
素１６は半減期は７．１秒と短いものの、６．１ＭeＶ
という高エルギーのガンマ線を崩壊に伴って放出するた
め、運転中の原子炉プラント一次系配管の線量率上昇の
主因となる。しかし、一次系配管は外部に対し十分遮蔽
され、運転中は人が一次系配管の近傍に立ち入ることが
ないため問題になることはない。また、放射性窒素１６
は水中の水素原子等と反応してアンモニアとなるが、ア
ンモニアなどの揮発性成分になるとタービン系配管に蒸
気に伴って放出され、タービン建屋、敷地境界の線量率
をあげる主因になる。放射性窒素１６は水中の水素原子
と反応してアンモニアとなるのであるから、放射性窒素
１６が水中にある時間を短くすれば、アンモニアになる
量も少なくなる。

【００１９】放射性窒素１６は短寿命であるが、発生す
る炉心での滞留時間も通常は２秒以下であるため、炉心
での発生量は中性子照射場での滞留時間にほぼ比例す
る。本発明は炉水をあらかじめ中性子照射場に至る前に
予熱しておき沸騰開始点をなるべく中性子束の低い位置
にずらすか、または中性子照射場にいたる前に沸騰させ
ることにより中性子照射場での２相流領域を増やすこと
を主眼点とする。炉心上流側に炉心で発生する熱を搬送
し、搬送した熱で炉水を予熱する、同心状に配置された
複数の隔壁でシュラウドを構成し、該隔壁により区画し
た上下方向の水の流れの領域を形成して該領域を流れる
炉水を炉心の熱で予熱する、などの手段により、炉水の
沸騰開始点が中性子照射場の上流に移動し、炉水の中性
子、ガンマ線照射場での液相での滞留時間が短縮され
る。２相流では水の流速が早くなり、中性子照射場での
滞留時間も短くなるため、放射性窒素の発生量もそれに
対応して低減する。放射性窒素の発生量が少なくなれ
ば、炉水中の水素と反応してアンモニアとなる量が減
り、アンモニアの形でタービン系に流入する放射性窒素
の量が減少する。したがって、炉水の水質改善のために
注入する水素の量を抑制する必要がなくなり、必要な量
の水素を炉水に注入できる。

【００２０】

【実施例】以下、本発明を実施例により説明する。図１
は本発明の第１の実施例である沸騰水型原子炉の縦断面
図で、図示の原子炉は、圧力容器２２と、圧力容器２２
に内装された原子炉炉心（以下炉心という）１と、炉心
１の周囲を囲む円筒状のシュラウド１９と、炉心１の上
端に接して配置された上部プレナム２と、炉心１の下部
に炉心１の核燃料部と連結して設けられ核燃料部で発生
する熱を炉心下方に搬送するヒートパイプ群２１とを含
んで構成されている。他の構成要素は前記図２に示した
ものと同一なので、図示と説明を省略する。本実施例
は、これらヒートパイプ群２１により、核燃料部で発生
する熱を炉心下方（炉水の流れの炉心より上流側）に搬
送し、炉水が炉心の中性子照射場に流入する前に、炉水
を予熱または予沸騰させ中性子照射場での水の滞留時間
を減少させるものである。

【００２１】沸騰チャネルでは、図８に示すように、炉
水中の水素濃度（縦軸に示す液層中の水素原子濃度）
は、沸騰高さまでは注入濃度（図の右に４種類を記載、
ＮＷＣはnormal water chemistryすなわち水素を注入
していない状態）に対応して高くなるが、沸騰開始以後
では水素が気相に放出されてしまうため、液相中の水素
原子濃度は急激に減少し、水素注入濃度が異なっても沸
騰開始以後の位置における液相中の水素原子濃度は大き
な変化は無い。すなわち、放射性窒素の化学形態が変化
するのは中性子照射場の非沸騰領域であるので、中性子
照射場に至る以前の段階で炉水を沸騰させてしまえば、
水素注入に伴う放射性窒素１６の形態変化は進行しなく
なる。すなわち、図４に示した水素注入時の主蒸気系相
対線量率の増加する水素濃度の閾値は大幅に右方にシフ
トする。

【００２２】図９は図１に示すヒートパイプの設置の具
体例を示したもので、燃料棒被覆管２３の内部の燃料ペ
レット２４の下部にヒートパイプ２５を組み込んだもの
である。図１０はさらに熱伝達効率をあげるため、燃料
ペレットを中空構造の中空燃料ペレット２６としてその
内部にヒートパイプ２５の上部を配置し、中空燃料ペレ
ット２６下方にヒートパイプ２５が突出している部分の
燃料棒被覆管２３にフィン２７を設けたものである。燃
料ペレットが核分裂に伴って発生する熱の一部がヒート
パイプ２５により、上流側、つまり図の下方に搬送さ
れ、炉心に流入する前の炉水が搬送された熱により予熱
される。その結果、炉心における炉水の沸騰位置が上流
側に移り、炉水が液相状態で中性子照射を受ける時間が
短くなる。

【００２３】図１１は本発明の第２の実施例である原子
炉の横断面を示す。本実施例は、シュラウド１９を２重
円筒構造にしたもので、他の構成は前記図２に示したも
のと同様である。本実施例は、シュラウド１９の２重円
筒構造のアニュラス部３６上部に給水を流しこみ、給
水、すなわち炉水がアニュラス部３６を経て下部プレナ
ム７に流れるようにし、炉水がアニュラス部３６上部か
ら下部に向かって流れる間に炉心の熱を利用して炉水を
加熱するもので、炉水が炉心に流入する前に予熱され、
前記第１の実施例と同様の効果が得られる。

【００２４】図１２は本発明の第３の実施例を示すもの
で、炉心支持板２０の一部にシュラウド１９内部領域と
下部プレナム７を連通する通水孔２９を、シュラウド１
９と炉心１の間に整流板２８を、それぞれ設け、シュラ
ウド１９内面に下方から上方に向かう炉水の流路３７を
形成したものである。整流板２８とシュラウド１９の内
面の間隔をできるだけ狭くすることにより流速を速め、
腐食環境緩和の効果をあげるものである。例えばシュラ
ウド１９の内面と整流板２８の間隔を１cm、流速を１０
０cm／sとした時のこの炉水流路３７の流量は炉心全体
でおよそ５０kg／s程度であり、原子炉全体の熱バラン
ス上は問題にならないレベルである。整流板２８は炉水
流路３７を炉心部と完全に隔離する必要はなく、短冊型
のものを必要に応じて上部格子板３９に溶接する程度で
よい。この整流板２８は、図１３に示すように燃料集合
体３２などが邪魔になり、炉心の全周に亘って連続した
一体構造とするのは難しいが、燃料集合体３２と整流板
２８の間にはすき間があっても構わない。整流板２８自
身は重量を支える必要はなく、圧力境界でもないので、
整流板２８の内面の腐食環境が厳しくなるのは問題には
ならない。

【００２５】図１４は前記第３の実施例に、シュラウド
１９上部に該シュラウド１９の内外を連通する通水孔３
４を付け加えたもので、シュラウド外部の圧力が炉心上
部の圧力より低いため、図１２に示す例の場合より高い
流速をシュラウド内面で確保することが可能である。

【００２６】図１５に本発明の第４の実施例を示す。図
示の第４の実施例は、炉心１の周囲に上部格子板連結型
内部隔壁３３を設けてシュラウド１９の内周面との間に
下降流路３８を形成し、シュラウド１９自身の上下に該
流路３８とダウンカマを連通する通水孔３４、３５を設
けたものである。再循環ポンプ６の運転によりダウンカ
マ内には上部から下部に向かう流れが形成されるが、該
流路にも再循環ポンプ６の運転に伴いダウンカマ内と同
方向の炉水の流れが形成される。この場合、シュラウド
１９の内面にはダウンカマとほぼ同様の水質の水が流れ
るため、通常運転時、水素注入時のいずれの場合も、腐
食環境緩和が期待できる。

【００２７】

【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、炉
水が沸騰し始める位置が上流側に移動し、炉水が液相で
炉心部およびその近傍で滞留する時間が短くなるため、
水の中性子照射による分解生成物の発生量が少なくな
り、腐食環境が緩和される。同様に、放射性窒素の発生
量の総和が低減できるのみならず、水素が気相に放出さ
れた領域で中性子照射を受けるため、水素注入時の放射
性窒素が還元作用を受けにくくなり、水素注入の上限が
大幅に高くなる。したがって、本発明によれば、水素注
入量の上限が緩和され事実上必要なだけ注入ができるた
め原子炉の構造材料の健全性が確保されるため、エネル
ギーの安定供給上のメリットは大きい。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施例を示す断面図である。

【図２】沸騰水型原子炉を含む原子力プラントの全体構
成の例を示す系統図である。

【図３】水素注入時の炉水中酸素濃度の変化を示すグラ
フである。

【図４】給水中の水素濃度と主蒸気系相対線量率の関連
の実例を示すグラフである。

【図５】放射性窒素１６の化学形態変化のメカニズムを
示す概念図である。

【図６】水素注入時の炉内の腐食環境の解析結果を示す
概念図である。

【図７】シュラウド内周面の炉心高さ方向の腐食電位の
分布の例を示すグラフである。

【図８】水素注入時において沸騰炉心の液相部での炉心
高さ方向の水素原子濃度分布を水素注入量をパラメータ
として示すグラフである。

【図９】図１に示すヒートパイプの設置の具体例を示す
断面図である。

【図１０】図１に示すヒートパイプの設置の他の具体例
を示す断面図である。

【図１１】本発明の第２の実施例を示す断面図である。

【図１２】本発明の第３の実施例を示す断面図である。

【図１３】図１２に示す実施例のシュラウド内面の整流
板の配置例を示す平面図である。

【図１４】図１２に示す実施例の変形例を示す断面図で
ある。

【図１５】本発明の第４の実施例を示す断面図である。

【符号の説明】

１原子炉炉心、２上部プレナム３気水分離器４ミキシングプレ
ナム５ダウンカマ６再循環ポンプ７下部プレナム８炉浄化系９給水−タ１０復水脱塩器１１タ−ビン１２復水器１３水素注入装置１４給水配管１５主蒸気配管１６Ａ再循環ポン
プ吸い込み側配管１６Ｂ再循環ポンプ吐出側配管１６Ｃジェットポ
ンプライザー管１７ジェットポンプ１８給水ポンプ１９シュラウド２０炉心支持板２１ヒートパイプ群２２圧力容器２３燃料棒被覆管２４燃料ペレット２５ヒートパイプ２６中空燃料ペレ
ット２７熱伝導フィン２８内部隔壁２９通水穴３０外部隔壁３１ジェットポンプ３２燃料集合体３３上部格子板連結型内部隔壁３４シュラウド上
部通水穴３５シュラウド下部通水穴３６アニュラス部３７炉水流路３８下降流路３９上部格子板

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者池田孝志茨城県日立市大みか町七丁目２番１号株式会社日立製作所電力・電機開発本部内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】燃料棒の核燃料装荷部の下部に直接結合
され、かつ前記燃料棒の核燃料装荷部よりも炉水流れの
上流側に配置された伝熱面を持つ炉心と、燃料棒チャネ
ル、バイパスチャネル、ダウンカマ、ジェットポンプ以
外の区画された炉水の強制流れの領域のいずれかもしく
は双方を具備することを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】炉心及びそれに接する圧力容器内部の領
域に、燃料棒の核燃料装荷部の下部に直接結合されかつ
前記燃料棒の核燃料装荷部よりも炉水流れの上流側に配
置された燃料装荷部以外の伝熱面と、燃料棒チャネル、
バイパスチャネル、ダウンカマ、ジェットポンプ以外の
区画された炉水の強制流れの領域の、いずれかもしくは
双方を具備することを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項３】原子炉炉心の燃料装荷部の上流に、燃料
棒の核燃料装荷部に直接結合された燃料装荷部以外の発
熱面を持つ構造物を有する沸騰水型原子炉。
【請求項４】炉水を加熱する核燃料を燃料棒の核燃料
装荷部に内装してなる沸騰水型原子炉において、前記燃
料棒の核燃料装荷部に直接結合され該核燃料の熱をもっ
て炉水を加熱する、前記燃料装荷部上流側に配置された
加熱手段を有することを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項５】圧力容器と、該圧力容器に内装され核燃
料が装荷される炉心と、該炉心の周囲を囲んで配置され
圧力容器内周壁との間に炉水流路であるダウンカマを形
成する隔壁と、を含んでなる沸騰水型原子炉において、
前記隔壁が同心状に配置された複数層の隔壁を含んでな
り、前記複数層の隔壁間に形成されるアニュラス部が上
下方向の炉水流路をなすことを特徴とする沸騰水型原子
炉。
【請求項６】圧力容器と、該圧力容器に内装され核燃
料が燃料集合体として装荷される炉心と、該炉心の周囲
を囲んで配置され圧力容器内周壁との間に炉水流路であ
るダウンカマを形成する隔壁と、を含んでなる沸騰水型
原子炉において、前記隔壁の内周面と燃料集合体の間隙
に整流板を設け、該隔壁にその表裏を連通する通水孔を
設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項７】圧力容器と、該圧力容器に内装され炉心
支持板に支持された原子炉炉心と、炉心支持板の下方に
形成された下部プレナムと、原子炉炉心の周囲を囲んで
配置され圧力容器との間にダウンカマを形成する円筒状
のシュラウドと、を含んで構成された沸騰水型原子炉に
おいて、前記炉心支持板の下部に、シュラウド内周面と
炉心との間の領域を下部プレナムに連通する通水孔を設
けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項８】炉心の燃料装荷部の下部に加熱源を有す
ることを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項９】圧力容器と、圧力容器に内装され炉心支
持板に支持された原子炉炉心と、炉心支持板の下方に形
成された下部プレナムと、原子炉炉心の周囲を囲んで配
置され圧力容器との間にダウンカマを形成する円筒状の
シュラウドと、を含んで構成され、前記原子炉炉心には
核燃料を充填した燃料棒被覆管が装荷される沸騰水型原
子炉において、前記核燃料の下部に接続して、核分裂に
よる発生熱を前記燃料棒被覆管の核燃料充填部よりも下
方に流体を媒体として移送する熱移送手段を設けたこと
を特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項１０】内部にペレット状の核燃料を充填して
なる燃料棒被覆管において、充填された前記核燃料の炉
心下方側端部に熱良導体を設け、核分裂による発生熱を
炉心下部に移送する手段を設けたことを特徴とする燃料
棒被覆管。
【請求項１１】核燃料を内装し該核燃料が核分裂によ
って発生した熱を外部に伝達するように構成された燃料
棒被覆管において、内装される前記核燃料の内部を空洞
としその内部に熱良導体を設け、核分裂による発生熱を
燃料装荷部以外の部分に軸方向に移送する手段を設けた
ことを特徴とする燃料棒被覆管。
【請求項１２】核燃料を内装した燃料棒被覆管を炉心
に装荷し、該核燃料の核分裂によって発生する熱で炉水
を加熱して蒸気を生成する沸騰水型において、前記燃料
棒被覆管が請求項１０または１１に記載の燃料棒被覆管
を含んでなることを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項１３】核燃料を内装し該核燃料の核分裂によ
る熱で炉水を加熱して蒸気を生成する沸騰水型原子炉
と、該沸騰水型原子炉に管路で接続され該沸騰水型原子
炉で生成された蒸気で駆動される蒸気タービンと、該蒸
気タービンに付属して設けられ蒸気を凝縮液化して復水
を生成する復水器と、該復水器で生成された復水を加圧
して前記沸騰水型原子炉に給水として供給する給水ポン
プと、を含んでなる原子力プラントにおいて、前記沸騰
水型原子炉が請求項１乃至９及び１２のうちのいずれか
に記載の沸騰水型原子炉であることを特徴とする原子力
プラント。