JPS6055796B2 - 圧力管型原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、圧力管型原子炉に係り、特に、重水の流量分
布を改善てきる圧力管型原子炉に関する。

圧力管型原子炉は、第１図に示すように、制御棒７を内
装する多数の制御棒案内管５、燃料集合体４を内装する
多数の圧力管３、これらの管３、５を内部に有する炉心
タンク２、炉心タンク２の外側を覆うカランドリアタン
ク１などが主な構成物であつて、更に炉心タンク２内の
多数の管３、５を支持するための防震板２３が備えられ
ている。

この防震板２３は、第２図に示すように周囲に突起を有
する円形の板状をなしており、圧力管３、制御棒案内管
７が挿入される多数の穴が穿設されていて、各管はこの
穴に挿入されることにより支持される。又この防震板２
３は、第１図に示すように、その目的から炉心タンク２
の高さ方向の中間付近に設けられるのが一般的であり、
従つて防震板２３は炉心タンク２を上下の室に仕切るこ
とになるので、炉心タンク２に供給される減速材として
の重水を流通させる重水流路２６、２７が管３、５を挿
入する穴の間及び外周に、第２図水平線で示すように形
成されている。炉心タンク２は、カウントリアタンク１
に上部で支持板３０により支持されおり、この支持板３
０を底として炉心タンク２、カランドリアタンク１の一
部をもつて重水の溢流溜Ａが形成されている。

炉心タンク２の下端は開口されており、この開口部分を
覆うようにカランドリアタンク１にはパケット２５が設
けられている。即ち炉心タンク２の外周面とパケット２
５の内側面との間で原子″炉の通常運転中は重水の自由
液面が形成されるが、これは支持板３０の下面と炉心タ
ンク２の外周面及びカランドリアタンク１の内面とが形
成する重水ダンプスペース８にヘリウム（Ｈｅ）ガス圧
を加えることにより、パケット２５から重水の・溢流を
防いでいる。このダンプスペース８は、原子炉停止時に
Ｈｅ圧を除くことにより炉心タンク２内の重水をパケッ
ト２５から排出するために設けられている。従つて原子
炉を急いで停止するときには、重水の排出を速やかに行
なう必要上、防震板２３の上側の重水をそれの下側に速
やかに移動させる大きな流路が必要であり、これが流路
２７の主な役目である。炉心タンク２には制御棒案内管
５を通して、中性子減速材として重水が供給されている
。炉心タンク２から溢れた重水は溢流溜Ａに入り、更に
重水循環ループ１０を通つて熱交換器１１に入り、冷却
水ループ１２による冷却水との熱交換により冷却され、
弁２２を通つて浄化塔１５で不純物を除去し、ダンプタ
ンク１７に入る。つまり、通常運転時には弁２０，２１
は閉鎖されている。ダンプタンク１７内の冷却された重
水は循環ポンプ１８により制御棒案内管５に送られ、以
上の流路を循環させられる。重水中には、中性子を吸収
して、出力を減するための液体ポイズン（例えばボロン
ー１０）が溶解されている。

即ちこの液体ポイズンの重水中への溶解量を変えること
により出力の増減を調整できるもので、これは、例えば
出力を増加させる場合は、弁２２を閉鎖し弁２１を開放
する。これによりループ１０内の重水はポイズン除去塔
１４に入つてポイズンが除去され、重水中へのポイズン
溶解量が減少し、出力が増加する。出力減少の場合には
、弁２１，２２を閉鎖し、弁２０を開放することりより
重水をポイズン溶解槽に導き、ポイズン溶解量を増して
出力を減する。尚６は制御棒７の駆動装置、１３は熱交
換器１１の冷却水循環ポンプ、１９は炉心タンク２内の
．重水をダンプタンク１７へ排出する際開放されるダン
プ弁である。

以上のような圧力管型原子炉においては、前述したダン
プの必要上、炉心タンク２から重水循経路としては、炉
心タンク２上部からの溢流を利用；している。

従つて炉心タンク２内の重水に流れを与えるためには、
第１図示のように炉心タンク２の下側に重水を供給する
必要があることから、重水を炉心タンク２内に流出する
制御棒案内管５に穿設された重水流出孔２４は、防震板
２３の下側クに位置し、第２図１こ示す防震板２３の重
水流路２６，２７をもつて、防震板２３の上側に重水を
流し、炉心タンク２内の全てに重水の流れを形成するよ
うに構成している。即ち、もし防震板２３の上側で重水
の流出をした場合には、重水出口が炉心タンク２の上端
であることから防震板２３の上側でのみ重水の流れが形
成されるからである。従つて図示の如く流出孔２４を設
けているものであるが、このような構成においても、炉
心タンク２内に重水の流れが形成されない部分が生じる
。本発明の目的は、上記したことを考慮し、炉心上部で
の減速材の流量を増加することにある。本発明の特徴は
、力ランドリアタンクの中央部川こ配置された減速材供
給装置は、力ランドリアタンク内の防震板より上方と下
方の各々の領域で減速材噴出口を有し、力ランドリアタ
ンクの周辺部に配置された減速材供給装置は、防震板よ
り下方の領域で減速材噴出口を有することにある。本発
明は、第１図に示す圧力管型原子炉の炉心タンク２内に
おける重水の流動分布を詳細に検討することによつてな
されたものである。その検討結果を以下に述べる。防震
板２３の下側に流出した重水は、防震板２３の上側に、
防震板２３に形”成された流路２６，２７を通つて移動
するが、必然的に抵抗の少ない部分から多量に流れるこ
とになる。つまり流路２６に比して格段に流通面積の大
きい流路２７を流れる流量が圧倒的に多く、重水は防震
板２３の外周付近、炉心タンク２の内壁面付近に主な流
れを形成し、炉心タンク２の中心付近は殆んど流れが形
成されない。この状態を第３図、第４図に示してある。

第３図の如く、防震板２３を半径方向にイ〜ｌ？の領域
に分け、各領域の炉心タンク２の高さ方向の流量分布を
調べたところ第４図のような結果が得られた。

尚第４図では、領域ハ，二の流量分布は省略してある。
第４図から判るように防震板２３を流過する重水の流量
は、最も中央に位置するイの領域で、約０．２５ｋ９／
Ｓであり、最も外側に位置するへの領域では約１．６ｋ
９／Ｓで、領域へは領域イに比して流量は約６．４倍で
あることが判る。

（第４図の線図は、防震板２３が、第１図に示すように
、炉心タンク２の高さ方向のほぼ中央付近に設けられて
いる場合の流量分布を示しているものである）このよう
に重水の流量差が著しいものでは、重水減速材中に液体
ポイズンを注入あるいは除去した場合、前述したごとく
重水は防震板２３より下で炉心外側の流路２７に殆んど
逃げてしまうため、過渡時に防震板２３より下側のみの
液体ポイズン濃度（溶解量）が増加あるいは減少するこ
とになる。

従つて炉心高さ方向出力分布が液体ポイズン操作により
大きな影響を受け、燃料の健全性に悪影響を与えるとと
もに、炉心高さ方向セノン振動を誘発し、原子炉制御上
問題となる。又原子炉内を循環する重水は、炉心内の中
性子およびガンマ発熱により熱を受け温度が上昇する。
このため前述の如く重水温度は熱交換器１１に於て、冷
却水により冷却され、炉心内に流入する。しかし、炉心
タンク２内の重水は前述の如く防震板２３より下側で炉
心外側の流路２７に殆んど逃げてしまうため、炉心タン
ク２内の重水温度分布は第５図に示すごとく炉心中央領
域で非常に高温となり、沸点に対する余裕度が小さい。
従つて、出力が若干上昇したり、圧力管３内の冷却水の
温度が上昇した時など重水が沸騰し、放射性トリチウム
が炉外に放出される恐れがある。更に、この種原子炉は
、炉心中央部分において最も出力が高く、外方にいくほ
ど出力は低くなることが知られている。

従つて炉の半径方向の出力分布を均一にするためには、
中央部分のポイズン濃度を高めるつまり、中央部分の重
水流量を多くすることが望ましいが前述した従来の構成
では重水流量は全く逆であり、この点からも出力制御に
は問題があつた。このような欠点は、前述のように全て
炉心タンク２内における重水流量が、中心付近で少なく
、外周付近で多いことが原因により発生するものである
から、重水流量の適切化を図れば前記欠点は解消される
ものである。

従つて、例えばこの原因をなくす一つの方法として、重
水流通孔２６を大きくするとが考えられるが、この場合
防震板２３の強度の観点から圧力管３のピッチを広げな
ければならない。

しかし圧力管３のピッチ（一般には２４ｃ！ｎ）を拡大
すると、第６図に示すごとく炉心反応度が減少し、中性
子経済が悪化する。また燃料の濃縮度にあげないと、原
子炉は臨界にならない場合も生じる。又他の重水流量分
布改善の方法として、ダンプ用流路を、防震板２３の中
央付近に設けることが考えられるが、これは現状の構成
では、スペースの都合上、その実現は極めて困難である
。本発明は以上の事柄にかんがみなされたもので、以下
第７図、第８図を基に、本発明の一実施例を説明する。

第７図は、力ランドリアタンクと炉心タンクの断面図で
あり、同一部品には前述と同一符号が付されている。

第１図に示す構成と異なるところは、防震板２３の上側
にも重水流出孔３１が穿設されていることである。

この重水流出孔３１は、第４図に示される防震板２３か
ら炉心上部までの炉心中央付近の流量を確保する位置に
配置され、又防震板２３の下側の重水流出孔２４からの
流出量、流路２６から上側に流入する重水流量などを勘
案して、全体の流量分布が炉心の中央付近で大きく、外
側が小さくなるように、その孔３１の大きさ、もしくは
穿設個数が決定されている。この実施例では炉心中央付
近の重水流量を多くするために、炉心中央付近に位置す
る制御棒案内管５に重水流出孔を、防震板２３の上側位
置に一個所、防震板２３の下側位置に二個所設け、他の
制御棒案内管５には、防震板２３の下側位置にのみ一個
所設けたものてある。

この構成による重水流量状況は第８図に示されており、
第８図は、第３図、第４図に示す例と同様に、炉心タン
ク２を半径方向に、中央から順にイ〜への領域に分け、
夫々の領域について炉心高さ方向の流量変化状況を示し
ている。本図から、防震板２３の位置において、イの領
域では約３．７ｋ９／Ｓ１への領域では約１．２ｋｇ／
Ｓの流量であり、炉心中央部分においては外側部分の約
３倍の流量となつていることが判る。

炉心中央部分と外側部分の最適流量比は、種々の仕様例
えば燃料集合体の数、その炉心内における分散率などに
より変るもので、これらの仕様により、出力分布が均等
になるように設定すれば良い。

本実施例では、炉心中央付近の制御棒案内管に重水流出
孔を多数設け、又防震板の上側にも設けることにより炉
心中央付近の流量を高めている結果、炉心の出力分布を
安定させることができ、又原子炉の出力制御が容易とな
る。

即ちポイズン濃度を加減するのみで一様な出力制御が可
能である。本発明によれば、炉心中央部の防震板上方に
おける減速材流量を増加することができ、炉心の出力分
布を平坦化できる。

これによつて、原子炉の出力制御が容易になる。

【図面の簡単な説明】

第１図は圧力管型原子炉の概略説明図、第２図、第３図
は防震板の平面図、第４図は第１図に示す原子炉内の重
水流量分布を示す線図、第５図は炉心タンク高さ方向の
温度状況を示す炉心の略図、第６図は燃料集合体の配置
ピッチと反応度との関係を示す線図、第７図は本発明の
重水流出装置の一実施例を示す炉心タンクの側断面図、
第８図は第７図に示す実施例の重水流量分布を示す線図
である。 １・・・・・・力ランドリアタンク、２・・・・・・炉
心タンク、３・・・・・・圧力管、５・・・・・・制御
棒案内管、９・・・・・・重水、２３・・・・・・防震
板、２４，３１・・・・・・重水流出孔、２６，２７・
・・・・・重水流路。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 液体ポイズンを含む減速材が充填されるカランドリ
   アタンクと、前記カランドリアタンクを貫通して内部に
   燃料集合体が装荷される複数の圧力管と、前記カランド
   リアタンク内に設置されて前記圧力管が貫通し、しかも
   前記減速材の流路を有する防震板と、前記カランドリア
   タンク内に前記減速材を供給する装置とからなる圧力管
   型原子炉において、前記カランドリアタンクの中央部に
   配置された前記減速材供給装置は、前記カランドリアタ
   ンク内の前記防震板より上方と下方の各々の領域で減速
   材噴出口を有し、前記カランドリアタンクの周辺部に配
   置された前記減速材供給装置は、前記防震板より下方の
   領域で減速材噴出口を有することを特徴とする圧力管型
   原子炉。