特許 6378124 沸騰水型原子炉

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】6378124

(24)【登録日】2018年8月3日

(45)【発行日】2018年8月22日

(54)【発明の名称】沸騰水型原子炉

(51)【国際特許分類】

   G21C 15/18 20060101AFI20180813BHJP

   G21C 9/033 20060101ALI20180813BHJP

   G21D 3/04 20060101ALI20180813BHJP

【ＦＩ】

   G21C15/18 V

   G21C9/033

   G21C15/18 E

   G21D3/04 J

【請求項の数】9

【全頁数】12

(21)【出願番号】特願2015-80550(P2015-80550)

(22)【出願日】2015年4月10日

(65)【公開番号】特開2016-200487(P2016-200487A)

(43)【公開日】2016年12月1日

【審査請求日】2017年10月13日

(73)【特許権者】

【識別番号】507250427

【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社

(74)【代理人】

【識別番号】110000350

【氏名又は名称】ポレール特許業務法人

(72)【発明者】

【氏名】寿川 貴一

(72)【発明者】

【氏名】水出 有俊

【審査官】 右▲高▼ 孝幸

(56)【参考文献】

【文献】 実開昭56-16097（ＪＰ，Ｕ）

【文献】 実開昭58-21897（ＪＰ，Ｕ）

【文献】 特開昭58-100785（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開昭59-7294（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開昭59-67498（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開昭60-196699（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開昭61-243397（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平2-42393（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平4-335193（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開2004-61192（ＪＰ，Ａ）

【文献】 米国特許第5145638（ＵＳ，Ａ）

(58)【調査した分野】（Int.Cl.，ＤＢ名）

Ｇ２１Ｃ １５／１８

Ｇ２１Ｃ ９／０３３

Ｇ２１Ｄ ３／０４

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

炉心上方であってシュラウド内側に配される炉心スプレイ・スパージャと、
前記炉心スプレイ・スパージャに接続され冷却材を供給する低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系並びに高圧炉心スプレイ系と、
炉心上方であってシュラウドの外側に配される給水スパージャと、
前記給水スパージャに接続され冷却材を供給する原子炉隔離時冷却系と、
ホウ酸水を原子炉圧力容器内に注入するホウ酸水注入ノズルを備え、
ホウ酸水を注入する場合、前記シュラウドの外側の冷却材流量が前記シュラウド内側の冷却材流量以上となるよう制御する制御装置を備えることを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項2】

請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、
前記制御装置は、前記ホウ酸水を前記原子炉圧力容器内へ注入する場合、前記原子炉隔離時冷却系配管に設置される原子炉隔離時冷却系用ポンプのみを起動し、前記給水スパージャより前記シュラウドの外側へ冷却材を注入することを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項3】

請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、
前記制御装置は、前記ホウ酸水を前記原子炉圧力容器内へ注入する場合、前記原子炉隔離時冷却系配管に設置される原子炉隔離時冷却系用ポンプ、前記低圧炉心スプレイ系の配管に設置される低圧炉心スプレイポンプ及び前記低圧注水系の配管に設置される低圧注水ポンプ並びに前記高圧炉心スプレイ系の配管に設置される高圧ポンプを起動し、
前記原子炉隔離時冷却系用ポンプから吐出される冷却材の流量が、前記低圧炉心スプレイポンプ及び前記低圧注水ポンプ並びに前記高圧ポンプから吐出される冷却材の総流量以上となるよう制御することを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項4】

請求項２に記載の沸騰水型原子炉において、
前記ホウ酸水注入ノズルは、前記原子炉圧力容器の下鏡近傍に配され、ホウ酸水を貯留するホウ酸水タンクとホウ酸水供給用ポンプを介して接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項5】

請求項３に記載の沸騰水型原子炉において、
前記ホウ酸水注入ノズルは、前記原子炉圧力容器の下鏡近傍に配され、ホウ酸水を貯留するホウ酸水タンクとホウ酸水供給用ポンプを介して接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項6】

請求項４に記載の沸騰水型原子炉において、
前記給水スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記シュラウドの上蓋より上方に配されると共に、前記給水スパージャの内径は前記シュラウドの外径よりも大であり、
前記炉心スプレイ・スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記炉心の上方であって前記シュラウドの上蓋の下方に配されることを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項7】

請求項５に記載の沸騰水型原子炉において、
前記給水スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記シュラウドの上蓋より上方に配されると共に、前記給水スパージャの内径は前記シュラウドの外径よりも大であり、
前記炉心スプレイ・スパージャは、環状の水管に複数の細孔を設けて形成され、前記炉心の上方であって前記シュラウドの上蓋の下方に配されることを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項8】

請求項６に記載の沸騰水型原子炉において、
前記原子炉隔離時冷却系配管の一端は、圧力抑制室内のサプレッションプールと連通され、前記原子炉隔離時冷却系配管の他端はＴ字型の接続管を介して前記給水スパージャに接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。

【請求項9】

請求項７に記載の沸騰水型原子炉において、
前記原子炉隔離時冷却系配管の一端は、圧力抑制室内のサプレッションプールと連通され、前記原子炉隔離時冷却系配管の他端はＴ字型の接続管を介して前記給水スパージャに接続されることを特徴とする沸騰水型原子炉。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に係り、特に、ＳＬＣ起動時に炉心流量を増加させる沸騰水型原子炉に関する。

【背景技術】

【0002】

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）では、極めて稀ではあるが、何らかの要因によりスクラムしなければならない事象が発生したにも係らず、スクラムができない状態、すなわちスクラム失敗事象（ＡＴＷＳ：Ａｎｔｉｃｉｐａｔｅｄ Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ Ｗｉｔｈｏｕｔ Ｓｃｒａｍ）が発生した場合を想定し、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ：Ｓｔａｎｄｂｙ Ｌｉｑｕｉｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｓｙｓｔｅｍ）による代替反応度制御機能を備えている。ＳＬＣを起動することにより五ホウ酸ナトリウム水溶液(以下、ホウ酸水と称す)を炉心内に注入する。ホウ酸水は中性子を吸収しやすい性質を有しており、ホウ酸水を炉心内に注入することで、中性子が減少し、原子炉に装荷されている燃料の核分裂反応を抑制(負の反応度を印加)させることができる。これにより原子炉を未臨界に移行させることがＳＬＣの機能である。
原子炉圧力容器内へ注入されるホウ酸が、速やかに且つ均等に冷却水と混合可能とするものとして特許文献１が提案されている。特許文献１では、ホウ酸水を原子炉圧力容器内に注水するＳＬＣリング・スパージャを、炉心支持板の下部に設ける構成、また、炉心支持板の上部に設ける構成、更には、炉心上部に配される炉心スプレイ・スパージャよりホウ酸水を注水する構成が開示されている。
また、一方、万が一ＡＴＷＳ事象が生じた場合においても、原子炉出力を低下し得る自然循環式沸騰水型原子炉として特許文献２が提案されている。特許文献２では、復水器からの水を、炉心流量制御装置を介して、シュラウド内側へ給水するためのシュラウド内給水管と、シュラウド外側へ給水するためのシュラウド外給水管を備え、原子炉出力を低下させたい場合には、上記シュラウド内給水管による給水量の割合を増加させる構成が開示されている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0003】

【特許文献1】特開昭５９−１３９８８号公報

【特許文献2】特開平３−２２０４９７号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0004】

しかしながら、特許文献１に開示されるように、仮に、炉心上部に配される炉心スプレイ・スパージャよりホウ酸水を注水する構成であっても、ホウ酸水に含まれるボロンは冷却水より、その比重が大きいため、ボロンは原子炉圧力容器の底部に沈殿する。そのため、ホウ酸水注水により炉心における負の反応度を効果的に生じさせることは困難となる。
また、特許文献２では、シュラウド内側を通流する冷却水（復水）量を、シュラウド外側を通流する冷却水量よりも大とする構成であることから、シュラウド内外で冷却水の対流が生じるものの、その対流は、シュラウド内側からシュラウド外側へと向かう流れとなる。そのため、仮に、このような対流が生ずる状態でホウ酸水を注水したとしても、原子炉圧力容器の底部に沈殿するボロンは、攪拌されるものの、撹拌後のボロンが炉心を通流することは無く、ホウ酸水注水により炉心における負の反応度を効果的に生じさせることは困難となる。

【0005】

そこで、本発明は、原子炉圧力容器に注水されるホウ酸水による負の反応度の印加を効果的に行い得る沸騰水型原子炉を提供することにある。

【課題を解決するための手段】

【0006】

上記課題を解決するため、本発明の沸騰水型原子炉は、炉心上方であってシュラウド内側に配される炉心スプレイ・スパージャと、前記炉心スプレイ・スパージャに接続され冷却材を供給する低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系並びに高圧炉心スプレイ系と、炉心上方であってシュラウドの外側に配される給水スパージャと、前記給水スパージャに接続され冷却材を供給する原子炉隔離時冷却系と、ホウ酸水を原子炉圧力容器内に注入するホウ酸水注入ノズルを備え、ホウ酸水を注入する場合、前記シュラウドの外側の冷却材流量が前記シュラウド内側の冷却材流量以上となるよう制御する制御装置を備えることを特徴とする。

【発明の効果】

【0007】

本発明によれば、原子炉圧力容器に注水されるホウ酸水による負の反応度の印加を効果的に行い得る沸騰水型原子炉提供することが可能となる。
例えば、原子炉圧力容器に注水されるホウ酸水に含まれるボロンの攪拌が促進され、炉心内における負の反応度印加の効果が向上し、効率的に未臨界へ移行することが可能となる。

【0008】

上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

【図面の簡単な説明】

【0009】

【図1】本発明の一実施例に係る実施例１の沸騰水型原子炉の概略全体構成図である。

【図2】図１に示す原子炉圧力容器内の詳細構成及び炉心冷却系による冷却材の流れを示す図である。

【図3】実施例１の沸騰水型原子炉の炉心冷却系の動作フロー図である。

【図4】本発明の他の実施例に係る実施例２の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の詳細構成及び炉心冷却系による冷却材の流れを示す図である。

【図5】実施例２の沸騰水型原子炉の炉心冷却系の動作フロー図である。

【発明を実施するための形態】

【0010】

本明細書では、再循環ポンプにより原子炉圧力容器内の冷却材を、一旦、原子炉圧力容器外へ通流させ、再度、再循環冷却系配管を介して原子炉圧力容器内へ循環させる沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例に説明する。また、この再循環ポンプは、極めて稀ではあるが、万が一、制御棒挿入失敗（スクラム失敗事象：ＡＴＷＳ事象）が生じた場合に、自動的にトリップ（再循環ポンプが緊急停止される）されるものである。
なお、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ：Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）では、再循環ポンプに替えてインターナルポンプを用いて原子炉圧力容器内の冷却材を循環させる構成であるため、万が一、制御挿入失敗（スクラム失敗事象：ＡＴＷＳ事象）が生じた場合に、自動的にインターナルポンプはトリップされるものである。従って、沸騰水型原子炉と同様に、改良型沸騰水型原子炉においても、本発明による冷却材の対流により、原子炉圧力容器底部に沈殿するボロンを攪拌し、詳細は後述するように、攪拌後のボロンを炉心へ通流させ、炉心における負の反応度印加の効果を向上させることが可能である。よって、本明細書において、沸騰水型原子炉とは、通常の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に加え、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を含むものとする。
以下、図面を用いて本発明の実施例について、再循環ポンプ及び再循環冷却系配管を備える沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を一例として説明する。

【実施例1】

【0011】

図１に、本発明の一実施例に係る実施例１の沸騰水型原子炉の概略全体構成図を示す。図１に示すように、沸騰水型原子炉１は、原子炉格納容器２内に原子炉圧力容器３を収容し、原子炉圧力容器３内に、炉心４、炉心４を取り囲むシュラウド１５、シュラウド１５のシュラウド上蓋１６上に配される気水分離器５及び、気水分離器５の上方に配される蒸気乾燥器６（図２）を収容する。また、原子炉圧力容器３には、炉心４の核反応により発生する気液二相の蒸気を、気水分離器５及び蒸気乾燥器６を介して、タービン建屋に設置されるタービン（図示せず）へと乾燥後の蒸気を導入する主蒸気配管１０が設けられている。また、図示しないタービンの駆動に供された蒸気は、復水器（図示せず）を介して液相である冷却材に凝縮された後、再び原子炉圧力容器３内に給水系配管１１を介して導入される。
また、原子炉格納容器２内には、給水系配管１１を介して原子炉圧力容器３内に導入される、例えば、水等の冷却材を、一旦、原子炉圧力容器３外へ通流させ、再度、再循環冷却系配管を介して原子炉圧力容器内へ循環させる、再循環ポンプ１８及び再循環冷却系配管１９が設けられている。原子炉格納容器２は、内部にドライウェル及び、水等の冷却材が充填されたサプレッションプール２１が内部に形成された圧力抑制室２０を有する。原子炉格納容器２内のドライウェルと圧力抑制室２０内のサプレッションプール２１とは、ベント通路を介して連通されている。

【0012】

炉心４には、図示しない複数の燃料集合体が装荷されており、各燃料集合体は、下端部が炉心支持板によって支持され、上端部が上部格子板によって保持されている。気水分離器５は炉心４の上端部に位置する上部格子板よりも上方に配されている。ここで、燃料集合体は、図示しない核燃料物質として例えばＭＯＸ燃料のペレットを、ステンレス製の被覆管内にその軸方向に複数充填された燃料棒を有する。複数の燃料棒を横断面四角形状のチャンネルボックス内に正方格子状に配列して燃料集合体が形成されている。
図１に示すように、原子炉格納容器２内の下部には、下方より原子炉圧力容器３内の炉心４に装荷される複数の燃料集合体間に挿入される制御棒１７が配されている。図１では、これら複数の制御棒１７を炉心４内に又は炉心４より挿抜するための制御棒駆動機構及び制御棒案内管を省略している。制御棒１７は、横断面略十字状の形状をなし、炉心４に装荷される４体の燃料集合体、すなわち相互に隣接する４体の燃料集合体の所定の間隔（水ギャップ）を介して挿入される。横断面略十字状の制御棒１７に、チャンネルボックスの２つの側面が対向するよう配される４体の燃料集合体と、１体の制御棒で単位セルを構成する。上記単位セルのうちコントロールセルとして機能する単位セルに配される制御棒１７は、沸騰水型原子炉１の出力調整のため、炉心４に挿抜される。また、コントロールセル以外に配される複数の制御棒１７は、極めて稀ではあるが、何らかの要因により沸騰水型原子炉１を緊急停止する際に、炉心４へ挿入される（スクラム）。

【0013】

極めて稀ではあるが、万が一、制御棒挿入失敗（スクラム失敗事象：ＡＴＷＳ事象）が生じた場合に、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）より、原子炉圧力容器３内にホウ酸水を注入するため、沸騰水型原子炉１は、原子炉圧力容器３の底部近傍に配されるホウ酸水注入ノズル１２、ホウ酸水を貯留するホウ酸水タンク１３及び、ホウ酸水タンク１３よりホウ酸水注入ノズル１２を介して原子炉圧力容器３内にホウ酸水を注入するためのホウ酸水供給用ポンプ１４を備える。また、沸騰水型原子炉１は、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ：Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｉｓｏｌａｔｉｏｎ Ｃｏｏｌｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ）を有する。図１に示すように、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は、シュラウド上蓋１６の上方であって、気水分離器５が設置される位置に配される給水スパージャ７、圧力抑制室２０内のサプレッションプール２１と給水スパージャ７とを接続する原子炉隔離時冷却系配管２３、及び、サプレッションプール２１内の水等の冷却材を原子炉隔離時冷却系配管２３及び給水スパージャ７を介してシュラウド１５の外側に注入するための原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２から構成される。なお、図１では、ＲＣＩＣの冷却材供給源としてサプレッションプール２１内の冷却材を用いる場合を示すが、これに限られない。例えば、サプレッションプール２１に替えて、図示しない復水貯蔵タンクを用いる構成としても良く、また、この復水貯蔵タンク及びサプレッションプール２１の双方を冷却材供給源として用いる構成としても良い。
なお、ここで、給水スパージャ７は、例えば、環状の水管に複数の細孔を設けて形成される。図１に示すように、給水スパージャ７の内径は、炉心４を取り囲むシュラウド１５の外径より大きく、給水スパージャ７の外径側の外周面は、原子炉圧力容器３の内壁に支持され、固定されている。これにより、給水スパージャ７の細孔より流出する冷却材は、シュラウド１５の外側へ注入される。また、原子炉隔離時冷却系配管２３と給水スパージャ７は、例えば、Ｔ字型の接続管等により接続されている。

【0014】

また、沸騰水型原子炉１は、図１に示すように、ホウ酸水供給用ポンプ１４及び原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２の起動・停止及び／又はポンプの吐出圧を制御する制御装置９を備える。図１において、点線矢印は信号線を示している。制御装置９は、例えば、図示しないＣＰＵ等のプロセッサ、各種プログラムを格納するＲＯＭ、演算途中のデータ或いは演算結果を格納するＲＡＭ、又は、ＨＤＤ等の外部記憶装置から構成される。上記各種プログラムには、原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２及びホウ酸水供給用ポンプ１４の起動・停止の指令を送信するためのプログラム、或いは、図示しない記憶装置に予め格納される、原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２及びホウ酸水供給用ポンプ１４の運転パターンを読み出し、それぞれのポンプの吐出圧を求めるプログラム等が含まれる。制御装置９は、原子炉格納容器２が設置される原子炉建屋の所望の位置或いは、原子炉建屋外の所望の位置に設置される。原子炉建屋外に設置される場合には、制御装置９に無線通信機能を設けると共に、各ポンプ（原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２、ホウ酸水供給用ポンプ１４）に少なくとも無線受信機能を備える構成とすれば良い。

【0015】

図２は、図１に示す原子炉圧力容器３内の詳細構成及び炉心冷却系による冷却材の流れを示す図である。図２において、白抜き矢印は、給水スパージャ７より注水される冷却材の原子炉圧力容器３内での流れを示している。図２に示すように、シュラウド１５内には、炉心４の上方であって、シュラウド上蓋１６より下方に、炉心スプレイ・スパージャ８が配されている。炉心スプレイ・スパージャ８は、給水スパージャ７と同様に、例えば、環状の水管に複数の細孔を設けて形成される。炉心スプレイ・スパージャ８の外径側の外周面は、シュラウド１５の内周面に支持され、固定されている。炉心スプレイ・スパージャ８は、例えば、Ｔ字型の接続管等により原子炉圧力容器３内に配される配管と接続され、当該配管は、炉心スプレイノズル２４を介して原子炉圧力容器３の外部へ延在する配管と接続されている。炉心スプレイノズル２４を介して原子炉圧力容器３の外部へ延在する配管は、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ；Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｃｏｒｅ Ｃｏｏｌｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ）と接続されている。

【0016】

ＥＣＣＳは、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ；Ｌｏｗ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｃｏｒｅ Ｓｐｒａｙ Ｓｙｓｔｅｍ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ；Ｌｏｗ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｃｏｒｅ Ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ Ｓｙｓｔｅｍ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ；Ｈｉｇｈ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｃｏｒｅ Ｓｐｒａｙ Ｓｙｓｔｅｍ）の３系統からなる。低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）は、冷却材供給源としてサプレッションプール２１を用い、図示しない低圧炉心スプレイポンプによりサプレッションプール２１内の冷却材を汲み出し、炉心スプレイ・スパージャ８を介して炉心４に装荷される燃料集合体へ冷却材を注水する。低圧注水系（ＬＰＣＩ）は、冷却材供給源としてサプレッションプール２１を用い、図示しない低圧注水ポンプによりサプレッションプール２１内の冷却材を汲み出し、炉心４に装荷される燃料集合体へ冷却材を注水する。また、高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）は、冷却材供給源として、図示しない復水貯蔵タンク及び／又はサプレッションプール２１を用い、冷却材を炉心４に装荷される燃料集合体に注水する。なお、上述の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は、通常の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）ではＥＣＣＳに分類されないものの、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では、ＲＣＩＣはＥＣＣＳに分類されるものである。

【0017】

図２では、説明の便宜上、上記低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）を１つの炉心スプレイ・スパージャ８に接続されるよう表している。しかし、実際には、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）毎、それぞれに、炉心スプレイ・スパージャを備えている。これら、各炉心スプレイ・スパージャは、シュラウド１５内に炉心４より上方であって、シュラウド上蓋１６の下方に、相互に離間し同心状に配されている。なお、これら、複数の炉心スプレイ・スパージャの内径は、相互に同一であっても、互いに異なる内径を有するものの何れとしても良い。また、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）をまとめて、１つの炉心スプレイ・スパージャ８に接続する構成としても良い。

【0018】

図２に示すように、シュラウド上蓋１６の上に気水分離器５が配され、気水分離器５の上方に蒸気乾燥器６が配されている。図２に示す状態では、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）により、ホウ酸水注入ノズル１２を介して原子炉圧力容器３内にホウ酸水が供給され、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）により、原子炉隔離時冷却系配管２３及び給水スパージャ７を介して、シュラウド１５の外側、すなわち、原子炉圧力容器３の内壁面とシュラウド１５の外周面との間の空間であるダウンカマ内に冷却材が注水される状態を示している。給水スパージャ７より流出する冷却材は、シュラウド１５の外側であるダウンカマ内を降下し、原子炉圧力容器３の底部である下鏡付近で折り返され、炉心４へ下方より流入する。このとき、原子炉圧力容器３の底部（下鏡）に沈殿するボロンは攪拌され、冷却材と共に炉心４へ下方より流入する。これにより、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）により、原子炉圧力容器３内に注入されるホウ酸水に含まれるボロンの攪拌が促進され、炉心内における負の反応度印加の効果が向上し、効率的に未臨界へ移行することが可能となる。

【0019】

図３は、本実施例の沸騰水型原子炉１の炉心冷却系の動作フロー図である。極めて稀ではあるが、何らかの要因により、スクラム失敗事象（ＡＴＷＳ事象）が発生すると、原子炉圧力容器３内の圧力上昇又は、原子炉圧力容器３内の冷却材の水位が低下する。そこで、制御装置９（図１）は、ＡＴＷＳインターロックにより再循環ポンプ１８をトリップし、炉心４内を通流する冷却材（中性子減速材としても機能する）の流量は減少する（ステップＳ１０１）。続いて、制御装置９は、ホウ酸水供給用ポンプ１４に対し起動指令を出力し、上述の通り、図示しない記憶装置に格納されるホウ酸水供給用ポンプ１４の運転パターンを読み出し、ホウ酸水供給用ポンプ１４の吐出圧力を制御する。これにより、ホウ酸水タンク１３に貯留されるホウ酸水は、ホウ酸水注入ノズル１２を介して、原子炉圧力容器３の底部（下鏡）付近より内部へホウ酸水を注入する。すなわち、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）が起動され、ボロンの原子炉圧力容器３内への投入が開始される（ステップＳ１０２）。

【0020】

制御装置９は、原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２に対し起動指令を出力し、上述の通り図示しない記憶装置に格納される原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２の運転パターンを読み出し、原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２の吐出圧力を制御する。これにより、原子炉隔離時冷却系配管２３を介して、給水スパージャ７よりシュラウド１５の外側へ冷却材が注入される。すなわち、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）を起動し、シュラウド１５の外側へ注水を開始する（ステップＳ１０３）。
このとき、ステップＳ１０１にて、再循環ポンプ１８がトリップされており、炉心４内の冷却材は既に低流量状態にある。また、更に、炉心４に装荷される燃料集合体内の核燃料物質の崩壊熱により、低流量状態にある炉心４内の冷却材は蒸発し冷却材の水位は低下する。一方、ステップＳ１０３により、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の起動によりシュラウド１５の外側の冷却材の水位は、炉心４内部（シュラウド１５の内側）に比して高くなる。すなわち、シュラウド１５内外の水位差（水頭差）が大きくなる（ステップＳ１０４）。シュラウド１５内外の水位差（水頭差）により、上述の図２に示すように、給水スパージャ７より注水された冷却材は、ダウンカマ内を降下し、原子炉圧力容器３の底部（下鏡）付近にて折り返され、シュラウド１５の内側へと下方より流入する自然循環力が発生する。この自然循環力により、給水スパージャ７より注入された冷却材は、炉心４の下方から上方へと通流し、炉心流量が増加する（ステップＳ１０５）。

【0021】

ステップＳ１０２にて、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）の起動により、原子炉圧力容器３の底部付近より注入されたホウ酸水に含まれるボロンは、冷却材である水よりも比重が大きいため、原子炉圧力容器３の底部である下鏡付近に沈殿している。この沈殿するボロンは、自然循環力による冷却材の対流により攪拌される（ステップＳ１０６）。この攪拌されたボロン及び、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）より注入されるホウ酸水に含まれるボロンと共に、炉心４に装荷される燃料集合体内の核燃料物質に負の反応度を印加し、沸騰水型原子炉１は未臨界状態に移行する（ステップＳ１０７）。

【0022】

本実施例によれば、原子炉圧力容器３に注水されるホウ酸水による負の反応度の印加を効果的に行い得る沸騰水型原子炉１を実現することが可能となる。
また、本実施例によれば、原子炉圧力容器３の底部に沈殿するボロンにより中性子を吸収することが可能となるため、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）より注入するホウ酸水の消費量を低減することも可能となる。

【実施例2】

【0023】

図４は、本発明の他の実施例に係る実施例２の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の詳細構成及び炉心冷却系による冷却材の流れを示す図である。実施例１では、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）のみを起動しシュラウド１５の外側に冷却材を注入する構成とした。これに対し、本実施例では、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）に加え、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）より、炉心スプレイ・スパージャ８よりシュラウド１５の内側へ冷却材を注入する構成とした点が、実施例１と異なる。その他の構成は実施例１と同様であり、以下では重複する説明を省略する。

【0024】

図４に示すように、本実施例の沸騰水型原子炉では、実施例１と同様に原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）により、原子炉隔離時冷却系配管２３を介して、給水スパージャ７よりシュラウド１５の外側へ冷却材が注入される。このときの冷却材の流量をＱ１とする。一方、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）より、炉心スプレイノズル２４を介して、炉心スプレイ・スパージャ８より冷却材がシュラウド１５の内側へ注入される。このときの、炉心４に装荷される複数の燃料集合体の上方より注入される冷却材の流量をＱ２とする。シュラウド１５の外側を流れる冷却材流量Ｑ１は、シュラウド１５の内側を流れる冷却材流量Ｑ２以上の関係にある。

【0025】

図５に、本実施例の沸騰水型原子炉の炉心冷却系の動作フロー図を示す。極めて稀ではあるが、何らかの要因により、スクラム失敗事象（ＡＴＷＳ事象）が発生すると、原子炉圧力容器３内の圧力上昇又は、原子炉圧力容器３内の冷却材の水位が低下する。ステップＳ１０１及びステップＳ１０２は、実施例１と同様である。ステップＳ２０１では、制御装置９は、原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２対し起動指令を出力すると共に、図示しない記憶装置に予め格納される原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２の運転パターンを読み出し、給水スパージャ７より注入される冷却材流量がＱ１となるよう、原子炉隔離時冷却系用ポンプ２２を制御する。すなわち、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）を起動し、シュラウド１５の外側へ冷却材の注入を開始し、当該冷却材の注水量がＱ１となるよう制御する（ステップＳ２０１）。
ステップＳ２０２では、制御装置９は、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）の低圧炉心スプレイポンプ（図示せず）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）の低圧注水ポンプ（図示せず）高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）の高圧ポンプ（図示せず）に対し、それぞれ起動指令を出力すると共に、図示しない記憶装置に予め格納される、低圧炉心スプレイポンプ、低圧注水ポンプ及び高圧ポンプの運転パターンを読み出し、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）より注入される冷却材の総流量がＱ２となるよう、上記各ポンプを制御する。すなわち、ＬＰＣＳ、ＬＰＣＩ及びＨＰＣＳを起動し、シュラウド１５の内側へ冷却材の注入を開始し、当該冷却材の注水量がＱ２となるよう制御する（ステップＳ２０２）。制御装置９は、冷却材の注水量Ｑ１（シュラウド１５の外側へ注水）≧冷却材の注水量Ｑ２（シュラウド１５の内側へ注水）か否かを確認すると共に、上記関係を満たすよう、各ポンプを制御する（ステップＳ２０３）。
その後のステップＳ１０５〜ステップＳ１０７は、上述の実施例１と同様であるため、説明を省略する。なお、上述のステップＳ２０１及びステップＳ２０２を、制御装置９が同時に実行するよう構成しても良い。

【0026】

ここで、注水量Ｑ１≧注水量Ｑ２を満たすよう、各ポンプを制御する技術的意義について説明する。仮に、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）により、シュラウド１５の外側に注入される冷却材の流量Ｑ１が、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）よりシュラウド１５の内側に注入される冷却材の総流量Ｑ２と同一の場合を想定する。シュラウド１５内部（内側）においては、炉心４に装荷される燃料集合体内の核燃料物質の崩壊熱により、冷却材は蒸発する。従って、シュラウド１５の内側の冷却材の実質的な水量は、シュラウド１５の外側の水量より減少する。これにより、シュラウド１５の内外に水位差（水頭差）が生じ、原子炉圧力容器３の底部（下鏡）付近にて、シュラウド１５の外側からシュラウド１５の内側へと流れる冷却水の対流（冷却材の自然循環力）が生ずる。この自然循環力による冷却材の対流により、原子炉圧力容器３の底部に沈殿するボロンは攪拌され、攪拌後のボロンは、この対流により炉心４内を通流する。

【0027】

なお、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）による冷却材の流量Ｑ１が、低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）よりシュラウド１５の内側に注入される冷却材の総流量Ｑ２よりも大となる場合には、自然循環力が増大することから、原子炉圧力容器３の底部に沈殿するボロンの攪拌及び攪拌後のボロンの炉心流量はより一層増大する。よって、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）により原子炉圧力容器３内へホウ酸水を注水することによる、炉心における負の反応度の印加を効果的に行うことが可能となる。

【0028】

本実施例によれば、実施例１の効果に加え、冷却材の自然循環力による原子炉圧力容器３の底部に沈殿するボロンの攪拌を損なうことなく、更に、炉心４に装荷される複数の燃料集合体に対し冷却材が注入される。これにより、実施例１の構成と比較し、沸騰水型原子炉をより良好に冷温停止することが可能となる。

【0029】

上述の実施例１及び実施例２では、制御装置９が図示しない記憶装置に各ポンプの運転パターンを格納する構成としたが、これに限られるものでは無い。例えば、制御装置９が各ポンプに対し起動・停止指令を出力すると共に、必要となる流量を指令値として各ポンプへ出力する構成としても良い。

【0030】

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

【符号の説明】

【0031】

１・・・沸騰水型原子炉
２・・・原子炉格納容器
３・・・原子炉圧力容器
４・・・炉心
５・・・気水分離器
６・・・蒸気乾燥器
７・・・給水スパージャ
８・・・炉心スプレイ・スパージャ
９・・・制御装置
１０・・・主蒸気配管
１１・・・給水系配管
１２・・・ホウ酸注入ノズル
１３・・・ホウ酸水タンク
１４・・・ホウ酸水供給用ポンプ
１５・・・シュラウド
１６・・・シュラウド上蓋
１７・・・制御棒
１８・・・再循環ポンプ
１９・・・再循環冷却系配管
２０・・・圧力抑制室
２１・・・サプレッションプール
２２・・・原子炉隔離時冷却系用ポンプ
２３・・・原子炉隔離時冷却系配管
２４・・・炉心スプレイノズル

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】