本発明は沸騰水型原子炉及びその起動方法に関する。

図1は、従来のウラン元素を主体とする核燃料を装荷したボイド反応度係数負炉心を内蔵する原子炉容器(2000)(非特許文献1)の概略図である。原子炉容器(2000)で発生した蒸気は多数本の蒸気配管(101)から蒸気タ−ビンへ排出される。蒸気配管(101)にはタービンバイパス弁(近年は100%)が接続されている。蒸気配管(101)に蒸気流量計を敷設して原子炉出力を計測する。 原子炉容器(2000)は、格納容器(1000)によって覆われている。 ボイド反応度係数負炉心は、ウラン元素を主体とした核燃料を被覆管に内封した核燃料棒の多数本を正方形に束にしてなる核燃料集合体(301)と、多数本の制御棒(302)を冷却水の中に配置してなる。各制御棒は制御棒駆動機構(140)により操作される。 制御棒駆動機構(140)は、組み込まれたセンサにより制御棒(302)の高さ位置を検知し、電動モータや水圧により制御棒(302)を駆動する。 制御棒制御部(200)は、制御棒駆動機構(140)に制御棒引抜または制御棒挿入の信号を送る。 制御棒スイッチ群(220)は、多数の制御棒(302)毎に対応したスイッチからなる。制御棒操作指令に基づいて、該当する制御棒(302)の高さ位置を制御棒制御部(200)に伝達する。 前記炉心は、半径方向がシュラウド(105)で囲まれている。炉心で発生した水と蒸気が混じる二相流は、気水分離器(202)によって水と蒸気に分離される。蒸気はドライヤからドーム(201)に出て、蒸気配管(101)から蒸気タービンに行く。水はシュラウド(105)と原子炉容器(2000)の間のダウンカマ(103)に行き、再循環する水となる。 給水用ポンプ(4)は、給水用タービン(3)によって駆動される。復水器からきた水は給水管(1)経由で、給水用ポンプ(4)により原子炉容器(2000)に入る。復水器からの水は給水加熱器で予め温められる。 給水用タービン(3)は、蒸気配管(101)を流れる蒸気を抽気管から取入れ、排気管(7)から復水器に排気することにより稼働する。復水器への水は給水加熱器を温めるのに使用できる。 給水用ポンプ(4)は蒸気タービン駆動であるから、蒸気が十分でない起動初期には使えない。そこで、起動初期には、図示されてはない電動機駆動給水ポンプで給水される。 ダウンカマ仕切板(104)に開口部を持つインターナルポンプによって、再循環用水と給水が下部プレナム(203)から炉心に入る。インターナルポンプは、原子炉容器(2000)下部に敷設された電動モータによって駆動される。炉心流量の主たるものは、ダウンカマ仕切板(104)の上面部と下面部との計測差圧から計算される。 現行の強制循環冷却材ポンプを有する沸騰水型原子炉のボイド反応度係数は負である。 原子力発電所の原子炉制御系は、大別して原子炉圧力制御系及び原子炉水位制御系及び、原子炉出力制御系、からなる。これ等は相互に関連している。 圧力制御は、蒸気タービン入口圧力と原子炉ドーム(201)の圧力を比較した圧力差を元にして、蒸気タービン加減弁及び蒸気タービンバイパス弁を制御する。通常BWRでは、原子炉の反応度制御の観点から圧力制御を重要視している。 原子炉圧力については、原子炉圧力に変化(増加または減少)を生じると、原子炉出力変化(増加または減少)をもたらす。現行BWRのようにボイド反応度係数が負であれば、圧力が何らかの原因で上昇してボイドが潰れて減少すれば反応度が増加し、原子炉出力は増加し、ボイドが再び増えて圧力は更に上昇する。圧力が不安定になる可能性がある。これを是正するために、原子炉圧力を自動的に一定に保つための圧力制御装置がある。 原子炉圧力制御は、タービンを勘案しながら原子炉圧力を一定に維持するようにしている。反応度制御の観点から圧力制御優先である。圧力調整機は、タービン入口圧力と原子炉圧力設定値を比較し圧力偏差信号を発生させる。圧力偏差信号によりタービン蒸気加減弁及びタービンバイパス弁を制御する。タービンバイパス弁を100%容量にすると、負荷遮断時にタービン蒸気加減弁が全閉しても蒸気は復水器に100%バイパスされるため、原子炉を停止することなく所内単独運転に移行する。 原子炉水位制御系は、気水分離器の性能維持のため給水流量を制御して、予め定められた範囲に原子炉水位を保つものである。原子炉水位信号、給水流量信号、蒸気流量信号を用いた3要素制御を行っている。BWRでは、気水分離器の性能維持のため、所定の範囲内に原子炉水位を保つことを重要視している。 原子炉水位と、給水流量と、蒸気流量の3値から3要素制御により原子炉水位を所定の範囲内に原子炉水位を保つようにしている。給水流量と蒸気流量との差を元にして原子炉水位の変化を予測して、水位予想値と水位設定値の差を小さくするように給水調整弁を制御する。(蒸気流量<給水流量)では、極端な場合原子炉内は液体の水で溢れる。(蒸気流量>給水流量)では、極端な場合原子炉内は空焚きになる。 沸騰水型原子炉(BWR)の原子炉出力制御には2つの方法がある。1つは制御棒挿入位置の調整による原子炉反応度制御である。炉心流量の大きな急変化や圧力の大きな急変化や放射線に関わる大きな急変化が監視装置により検知されると制御棒は自動的に炉心に挿入される。

他は冷却材の状態変化によるものである。状態変数としては、炉心流量、炉心入口冷却材温度、原子炉圧力がある。炉心流量制御装置により炉心流量を変化させて蒸気泡割合を変化させて原子炉反応度を制御することにより原子炉出力を制御する。現行BWRのようにボイド反応度係数が負であれば、原子炉出力が何らかの原因で上昇してボイドが増加すれば反応度が減少して自然に原子炉出力は減少する。逆に原子炉出力が何らかの原因で下降してボイドが減少すれば反応度が増加して自然に原子炉出力は上昇する。 BWRでは原子炉出力制御には原子炉圧力を積極的には利用しないとは言っているが、ボイド反応度係数が負であっても圧力制御装置は必須装置である。圧力制御装置が健全であれば原子炉出力の安定性が保たれ、原子炉の安全性は保たれる。蛇足ではあるが、加圧水型原子炉においてもボイド反応度係数が負であっても圧力制御装置は必須装置である。 炉心での核反応を大きく制御するためには、制御棒操作による中性子吸収割合の制御が主体である。数秒で原子炉出力をゼロにするには制御棒(302)の急速挿入が主体である。 想定外の巨大地震等により、万一、原子炉の健全性が損なわれる事態になれば、ボイド率のことよりも、制御棒(302)による中性子吸収割合の制御が主体である。ただ、制御棒(302)が挿入されたからといって安心してはいけなく、崩壊熱除去のための容量は小さくてもよいから種々の冷却水循環ポンプや、自然循環経路確保と冷却材確保による炉心流量の長期間確保が重要である。

平成21年。株式会社オーム社。原子力教科書。「原子力プラント工学」

従来のBWRではMOX核燃料(酸化ウランと酸化プルトニウムの混合核燃料)からなる核燃料集合体(301)は超ウラン元素を比較的少量含有していた。近年、累積している使用済み核燃料の処分が問題視されている。使用済み核燃料に含有している超ウラン元素を消滅させることが重要であるから、核燃料に多量の超ウラン元素を含有させて燃焼消滅させたい。超ウラン元素はボイド反応度係数を正にする傾向があるから、超ウラン元素を比較的多量に含有させた核燃料集合体(301)を装荷した炉心は、ボイド反応度係数正炉心になる。 原子炉安全性の観点からボイド反応度係数が負であるウラン核燃料が望ましいとされているが、累積された使用済み核燃料の処分は、喫緊の課題である。特に、使用済み核燃料に含まれる超ウラン元素の大方は半減期が長いから、地中処分にしても長期間の管理が不可欠になる。コスト増である。 超ウラン元素を消滅させるには、原子炉で燃焼してしまうことが考えられる。ただし、大方の超ウラン元素はボイド反応度係数を正にする傾向がある。超ウラン元素を核燃料として炉心に装荷する場合、正のボイド反応度係数をできるだけ小さくしようとする工夫がとられる。それでも、以下のような問題がある。 正ボイド反応度係数炉心では、BWR起動時の検討や対策が十分にはなされていない。 自発中性子を放出する大方の超ウラン元素を核燃料とした炉心は、原子炉停止中の未臨界であっても発熱している。超ウラン元素を核燃料とすれば、原子炉始動のための中性子源が不要であることはメリットとも言えるが、原子炉停止中の除熱をどうするかが問題である。

現行BWRのようにボイド反応度係数が負であると、圧力が何らかの原因で上昇してボイドが潰れて減少すれば、反応度が増加して原子炉出力は増加しボイドが再び増えて圧力は更に上昇する。しかし、原子炉圧力が何らかの原因で上昇しても原子炉圧力制御系により炉心圧力は一定に保たれる。 ボイド反応度係数が正であると、圧力が何らかの原因で上昇してボイドが潰れて減少すれば、反応度が減少して原子炉出力は減少しボイドが更に減少するから圧力が更に減少する。原子炉圧力を一定に保つための圧力制御系があるから、圧力減少は抑制されボイドの減少も抑制されるから原子炉出力の更なる減少は抑制される。 ボイド反応度係数が正であると、原子炉出力が何らかの原因で上昇してボイドが増加すれば、反応度が増加して原子炉出力が更に増加しボイドが更に増加するから圧力が更に上昇する。この時、圧力が上昇するとボイドが潰れてボイドが減少する作用もあるから、反応度が減少して原子炉出力は減少しボイドも減少するから圧力は減少する。とめどもなく原子炉出力が上昇するわけではない。圧力が高くなると蒸気密度が大きくなるため、蒸気による中性子減速作用と中性子吸収作用が大きくなって、反応度を減少させる効果がある。 ボイド反応度係数が正では、全循環ポンプ停止により炉心流量が減少してボイドが増加すれば反応度が増加して原子炉出力は増加しボイドが増加して圧力も上昇するが、圧力上昇によりボイドが潰れるため反応度が減少して原子炉出力は減少しボイドが減少するから圧力は減少する。流量停止信号により自動的に制御棒(302)を緊急挿入すれば原子炉は停止する。 給水加熱器故障等の原因により流量温度が上昇(大きくは上昇しない)しても、ボイド増加は大きなものではない。ボイド反応度係数が正では、ボイド増加により反応度が増加して原子炉出力は増加し圧力も上昇するが、圧力制御装置があるから、圧力上昇は抑制されボイド増加も抑制されるから原子炉出力の上昇は抑制される。給水温度加熱器故障信号や流量温度上昇信号により自動的に制御棒(302)が緊急挿入されれば原子炉は停止する。 上記のように、ボイド反応度係数が負であっても正であっても、圧力制御系が健全であれば原子炉の安全性は保たれる。 定格運転中の原子炉内ボイド割合を十分多くしておけば、100%ボイドになったとしてもボイド増加分がたかが知れているので、反応度増加もたかがしれている。 核燃料集合体内に固体減速材を含有させておけば、正のボイド反応度増加は軽微なものになる。

手段1は、超ウラン元素を主体とする核燃料を装荷したボイド反応度係数正炉心を有する沸騰水型原子炉の原子炉冷却設備は、再循環系及び、蒸気駆動給水系及び、固有熱吸収系からなる。 再循環系は、多数本の再循環用配管(10)及び、前記再循環用配管(10)それぞれに敷設した排出調整弁(11)及び、前記再循環用配管(10)それぞれに接続した後記再循環駆動源及び、前記再循環駆動源を動力源とする後記再循環送水機からなる。 再循環用配管(10)は、入口を原子炉容器(2000)のドーム(201)部とし出口を復水器として、ドーム(201)部の蒸気を復水器へ排出する管である。 再循環駆動源は、上端開で下端閉の円筒の側壁または下端に設けた開口部が前記再循環用配管(10)入口に接続している駆動用フード(13)及び、前記駆動用フード(13)上部に敷設した駆動用プロペラ(14)からなり、ドーム(201)の蒸気が再循環用配管(10)を通って復水器に排出される過程で駆動用プロペラ(14)を回転させる。 再循環送水機は、ダウンカマ仕切板(104)に固着した前記ダウンカマ仕切板(104)を貫通する円筒である送水機用フード(15)及び、前記送水機用フード(15)内に敷設した送水機用プロペラ(16)からなる。上記再循環用プロペラ(14)と前記送水機用プロペラ(16)は軸同士で結合している。送水機用プロペラ(16)の回転によりダウンカマ(103)の水を下部プレナム(203)に送水する。 蒸気駆動給水系は、上記各再循環用配管(10)から蒸気を取り込む抽気兼バイパス管(6)及び、前記抽気兼バイパス管(6)から蒸気を取り込む給水用タービン(3)及び、前記給水用タービン(3)で仕事を終えた蒸気を復水器に排出する排気管(7)及び、当該排出管(7)に敷設した給水用調整弁(5)及び、前記給水用タービン(3)によって駆動する給水用ポンプ(4)及び、復水器から当該給水用ポンプ(4)に接続せる給水管(1)及び、前記給水用ポンプ(4)及び、復水器から当該給水用ポンプ(4)に接続せる給水管(1)及び、前記給水用ポンプ(4)から格納容器(1000)を貫通しドーム(201)に給水する給水管(2)からなる。 固有熱吸収系は、格納容器(1000)内にある密閉プールである固有熱吸収プール(20)及び、プール空冷設備及び、下部プレナム冷却設備からなる。 前記固有熱吸収プール(20)には格納容器(1000)を貫通し当該固有熱吸収プール(20)内に伸びる複数本の補給水管(23)が敷設されている。前記固有熱吸収プール(20)気相部と原子炉容器(2000)のドーム(201)部とは複数本の蒸気放出管(24)でつながっている。 プール空冷設備は、出入り口が格納容器(1000)外にあるU字形の通気管であるU字形空気管(22)複数本及び、U字形空気管(22)のそれぞれの出口側に換気扇(21)を敷設してなる。当該U字形空気管(22)のU字部は前記固有熱吸収プール(20)の水部にある。 下部プレナム冷却設備は、前記固有熱吸収プール(20)底部から原子炉容器(2000)のドーム(201)部を貫通して下部プレナム(203)に伸びる複数本の落水管(26)及び、ダウンカマ(103)から原子炉容器(2000)のドーム(201)部を貫通して前記固有熱吸収プール(20)に伸びる複数本の揚水管(27)及び、揚水管(27)のそれぞれの途中の格納容器(1000)内に敷設した副循環電動ポンプ(25)からなる。 上記を特徴とする超ウラン元素を主体とする核燃料を装荷したボイド反応度係数正炉心を有する沸騰水型原子炉の原子炉冷却設備。 当該給水管(2)に逆止弁(ワンタッチ式で取り付けられると便利)を敷設する場合は原子炉容器(2000)と格納容器(1000)の間または、給水管(2)のドーム(201)部とする。 給水用タービン(3)及び、給水用ポンプ(4)及び、給水管(2)の設置高さは核燃料頭部よりも上とする。蒸気駆動給水系のどこかで万一、水漏れが生じても核燃料冷却に支障を来さないようにしている。抽気兼バイパス管(6)入口は、駆動用フード(13)と排出調整弁(11)の中間に位置している。 各管には、適宜逆止弁を敷設する。復水器に向かう管は、途中給水加熱器を経由して行けば、熱効率が上がる。ただし、配管引回しにコスト増加と複雑さがデメリットになる。 本発明における再循環系と給水系の駆動源は、蒸気配管(101)とは独立して設けた再循環用配管(10)からの蒸気である。スクラムや蒸気タービンにより影響を受けることなく、冷却水を炉心に供給することができる。制御棒(302)が全挿入された原子炉停止直後の原子炉容器(2000)の中には蒸気があるから、炉心への冷却水供給を続けることができる。安全性が高い。

、 手段1の補足説明を以下に述べる。 超ウラン元素を主体とする核燃料の炉心はボイド反応度係数が正である。当該炉心は、超ウラン元素を比較的多量に含有する核燃料を被覆管に内封した核燃料棒の多数本を正方形に束にしてなる核燃料集合体(301)と多数本の制御棒を冷却水の中に配置してなる(例えば、特願-2016-142666)。各制御棒は制御棒駆動機構により操作される。核燃料棒に炭素等の中性子減速材を装荷すれば、正のボイド反応度係数を小さくできる。燃焼初期の過剰な反応度は、核燃料棒にガドリニウム等の可燃性毒物を装荷すれば抑制できる。実効増倍係数をkeffとすると、反応度は ( keff - 1 ) / keff と表せる。 蒸気配管(101)には、蒸気タービン急速閉鎖事象等への対応として100%容量のバイパス管が敷設されている。万一、蒸気タービンが急速閉鎖されても原子炉で発生する蒸気は復水器に導かれ、冷やされ、蒸気駆動給水系により原子炉容器(2000)に戻ってくる。したがって、原子炉容器(2000)は元より、当該容器内の機器が衝撃を受けることはない。 バイパス管容量が100%以下でも、抽気兼バイパス管(6)から過剰な蒸気を排出することができる。バイパス管容量が100%であった場合は、発生する蒸気よりも多くの蒸気を排出できるため、原子炉容器(2000)内温度や圧力を早く低下させることができる。 従来の再循環系において、インターナルポンプは原子炉容器(2000)底部に接続した電動ポンプで駆動している。しかし、原子炉容器(2000)底部に溶接加工を施すのは、安全性の観点からは望ましくない。 再循環系の再循環用配管(10)は、ドーム(201)からの蒸気が貫通している小口径管であるから、万一、1本が破断しても大事故にはなり難い。 固有熱吸収系における副循環電動ポンプ(25)が停止しても、蒸気放出管(24)からの蒸気をプール空冷設備で冷却して水にし、落水管(26)を介して原子炉容器(2000)内を冷却できる。 通常運転中は、固有熱吸収プール(20)内圧力とドーム(201)圧力が釣りあって、ドーム(201)からは余分な蒸気の流出が生じない。蒸気放出管(24)の途中に弁を敷設してもよいが、副循環電動ポンプ(25)が停止してかつ、弁操作に失敗すれば原子炉容器(2000)内冷却に問題が生じるかもしれない。 固有熱除熱系は、超ウラン元素が放出する自発中性子による核分裂性熱や崩壊熱からなる固有熱を吸収する。定期検査中も稼働させる必要があるため、100%除熱性能を有す副循環電動ポンプ(25)を3基以上敷設する。 固有熱吸収プール(20)は、固有熱を吸収するための冷却水プールであり、水面のある鉄筋コンクリート製またはステンレス製の密封貯水槽である。本プールは格納容器外に出入り口を持つU字形空気管(22)により空冷される。固有熱吸収プール(20)に敷設した換気扇(21)は、エンジン駆動携帯発電機、蓄電池、電灯線電源のモータ駆動送風機、エンジン駆動プロペラである。 副循環電動ポンプ(25)は電気モータ駆動により原子炉容器内上部間隙から高温冷却水を吸引して固有熱吸収プール(20)に排出する。固有熱吸収プール(20)を3か所敷設すれば冗長性が増して安全性が上がる。 定検等の原子炉停止時には、3基ある副循環電動ポンプ(25)の1基を100%稼働させ、2基は待機状態にする。 本発明において、蒸気駆動給水系は電動駆動式の給水系でもよい。ただ、給水系に蒸気駆動式のものと、電動駆動式のものとを併設せずに、どちらか1つの方式にする。両方式があると、方式の切替が必要になりコスト増になるばかりでなく、緊急時に混乱を来す恐れがある。蒸気駆動式であれば、原子炉が発熱し、蒸気がある限り駆動できる。 本発明において、再循環系は電気駆動式でもよい。駆動用プロペラ(14)の軸相当を電動水中モータ(電源は再循環用配管(10)の中を通る電線から)で回転させるか、または再循環用配管(10)の中にチェーンを敷設して回転させる。原子炉容器(2000)の底部は貫通が無い様にする。 BWRでは、新規核燃料集合体が発案されるとすぐに古い型式のBWRに当該新規核燃料集合体が装荷できるようにしている。これに倣って、ボイド反応度係数正炉心の案が出た時点で、本発明に沿ってABWRを改良する。使用済核燃料プールを固有熱吸収プール(20)にすれば固有熱除熱系相当にできる。通常運転用各種配管の直径を小さくすれば、ABWRの様なECCS配管を事故解析に用いるようなことがなくなる。

手段2は、手段1の原子炉冷却設備を有する超ウラン元素を主体とする核燃料を装荷したボイド反応度係数正炉心の沸騰水型原子炉に関わる。超ウラン元素を主体とする核燃料を装荷したボイド反応度係数正炉心の沸騰水型原子炉では、手段1の原子炉冷却設備を有しただけでは不十分で、以下のような制御棒の引抜による核燃料棒損傷を防ぐ制御棒操作制限装置(300)が必要である。 制御棒操作制限装置(300)は、コンピュータ(310)及び、当該コンピュータに基づく演算結果を表示する表示部(330)及び、当該コンピュータに入力する入力キーボード(320)及び、時計及び、送受信部(360)からなる。 コンピュータ(310)は、シーケンス表及び出力制限表を内蔵し、内蔵する制御棒操作プログラムにより、制限出力割合範囲または出力制限表の制限下でシーケンス表に沿って制御棒引抜操作信号を発し、制御棒状態を表示部(330)に表示する。更に、当該コンピュータ(310)は、1/4または1/8対称の制御棒状態で制限出力割合範囲または出力制限表の制限を逸脱した状態で一定時間(約60秒)経過すると強制的に制御棒状態を直前の1/4または1/8対称の制御棒状態に引抜順番と真逆の順番で戻す信号を発する。 シーケンス表は、制御棒操作手順であるシーケンスに沿った制御棒状態並びに直前制御棒状態を予め定めた表である。 制限出力割合範囲には、蒸気タービンの起動が可能となる制限出力割合範囲1と、発電機の並列が可能となる制限出力割合範囲2がある。制限出力割合範囲1は中央値PP1と許容誤差で示される。制限出力割合範囲2は中央値PP2と許容誤差で示される。 出力制限表は、炉心流量割合(W / Wmax )対原子炉出力割合(P / P0 )を線分の勾配と切片の対で表した表であって、再循環系補助制御棒引抜折線表及び、定格周辺運転折線表からなる。 Wmax は長期間運転維持できる最大(質量)炉心流量であり、Wは(質量)炉心流量であり、P0は長期間定常的に発生させることができる最大原子炉出力である定格原子炉出力であり、Pは計測した蒸気流量値から換算した原子炉出力である。 定格周辺運転折線表は、副循環電動ポンプ(25)は待機している状態で、制御棒状態は変えずに炉心流量を調節して、後記定格周辺原子炉出力割合範囲を長期間維持できる巡航流量割合範囲(例えば80%±10%)において、100%の定格原子炉出力割合に許容誤差(例えば±5%)を考慮した定格周辺原子炉出力割合範囲に到達させるための表である。当該折線表の勾配は負である。例えば、炉心流量割合の下限が70%で上限が90%の巡航炉心流量割合範囲では、勾配AA(j)は-1.75、切片BB(j)は227.5である。 炉心流量は、再循環流量と自然循環流量からなる。再循環流量の調節は、再循環系の排出調整弁(11)開度のみで駆動用プロペラ(14)の回転速度を調節して送水機用プロペラ(16)の回転数を調節してなる。 再循環系補助制御棒引抜折線表は、制御棒引抜と炉心流量とにより、原子炉出力を前記定格周辺運転折線表で示される原子炉出力割合範囲に到達させる途上での原子炉出力割合に制限を課するための表である。当該表の勾配は正である。例えば、炉心流量割合の下限が30%で上限が40%では、勾配a(i)は2、切片b(i)は-40である。 制御棒の引抜による核燃料棒損傷を防ぐことを特徴とする制御棒操作制限装置(300)である。 原子炉出力は、超ウラン元素からの自発中性子による核燃料の核分裂と、超ウラン元素の崩壊熱と、手順に従った制御棒引抜による核分裂で生成された中性子による核燃料の核分裂からなる。 表示部(330)は、当該シーケンスに基づく制御棒状態や原子炉状態(炉心流量や冷却水温度等)といった演算結果を表示するコンピュータ(310)に接続された画面である。

コンピュータ(310)に搭載するOSには注意が必要である。極端な場合は、OS提供者が意図的にOSを遠隔操作して社会活動を停止させることもできる。コンピュータ(310)の使用中にも関わらず勝手にアップデート等の作業が実施され、その間、コンピュータ(310)操作が不能になるOSがある。あるいは、アップデートを拒否するとコンピュータ(310)の処理速度が極端に落とすOSがある。したがって、本発明を実施するコンピュータ(310)にはアップデート頻度が少ないか、使用者の許可なしには手出しをしないLINUX等のOSを搭載する。好ましくは、専用のOSが望ましい。無理であるならDOSだけが入っているコンピュータがよい。 出力制限表を作成するには、シーケンスの主要段階毎に3次元核熱カップリング計算コード(例えば、FLARE、MOSRA)や3次元過渡熱流動解析コード(自然循環流量の推定に使う。例えば、原子力規制庁でも整備中であるTRAC、RELAP5)を使えばよい。 燃焼初期から末期までをほぼ等分に5分割し、期毎に炉心核熱炉心計算をする。その時、中性子源有の考慮が必要である。実効増倍係数keffが(1.00+遅発中性子割合)を超えてはならない。ちなみに、プルトニウム239の遅発中性子割合は、約0.0036である。現行微濃縮ウラン燃料炉心では、定格原子炉出力近傍で中心制御棒1本を全挿入から全引抜するとkeffは1.00から約1.002程度になる。実際には、制御棒は少しずつ引き抜かれる。 当該コンピュータ(310)に、3次元核熱カップリング計算プログラム及び、3次元核熱過渡計算プログラム及び、制御棒操作プログラムを内蔵しておくと起動時の炉心状態を予測することができる。 原子炉起動中に制御棒状態CR(X,Y,Z)が4分の1または8分の1対称になる毎に3次元核熱カップリング予備計算と3次元核熱過渡予備計算の繰り返し計算を収束するまで実施し、炉心性能(制御棒状態、原子炉圧力、炉心流量、冷却水温度、原子炉ボイド分布、原子炉出力、燃料被覆管最高温度、等)を表示する。格納容器(1000)の外に設置するシミュレータから送信してもよい。 従来の制御棒操作制限装置は、局所的に極端な出力ピークが現れないように制御棒操作手順を予め定めてあるシーケンス入力部及び、当該シーケンスに基づいて次の操作を表示する表示部(330)及び、制御棒を選択するための選択入力部及び、選択された制御棒シーケンスに対して引抜または挿入を操作するための操作入力部及び、当該シーケンスと異なる操作をした場合に前記制御棒の動作を阻止する操作監視部を備えた。例えば、特許文献1の制御棒操作制限装置は当該シーケンスと異なる操作をした場合に前記制御棒の動作を阻止する操作監視部を備えていた。しかし、シーケンスは予め定められているため、異なる操作はまれであろうから、シーケンスと異なる操作をした場合を重要視する必要がない。

特開2012-163438

手段3は、手段1の原子炉冷却設備を内蔵する格納容器(1000)内を冷却する装置である。 格納容器冷却装置は、窒素富化装置(31)及び、鉄管(32)及び、窒素放出管(34)及び、フィルタ(33)からなる。 格納容器(1000)の外に敷設した窒素富化装置(31)は、電動ポンプ及び多数の中空糸からなる。電動ポンプで圧縮した空気を多数の中空糸(窒素より酸素を透過し易いポリイミド製の中空糸)に通し、酸素過多空気を外気中に放出し、窒素過多空気を鉄管(32)内に送る装置である。 窒素富化装置(31)に接続された鉄管(32)は、格納容器(1000)内に敷設された鉄製の管であって、格納容器(1000)内に上記窒素過多空気を放出する過程で残存酸素を当該鉄管(32)内面に吸着する。 窒素放出管(34)は、格納容器(1000)壁を貫通する管(ステンレス製)であって、格納容器(1000)内の窒素過多雰囲気を後記フィルタ(33)に送る。窒素過多雰囲気は、窒素過多空気と格納容器(1000)内に漏洩してきた気体(原子炉容器(2000)や配管から漏洩して来る。放射能を帯びていることもある)の高温混合気体である。 格納容器(1000)の外にあるフィルタ(33)は、濾過材を充填したカートリッジ(交換可能)であって、前記窒素過多雰囲気を濾過して空気中に下向きに放出する。 格納容器(1000)内圧を外気圧よりも高め、かつ格納容器(1000)内を冷却することを特徴とする格納容器冷却装置である。 万一、手段1の原子炉冷却設備が働かない事象が発生しても、原子炉容器(2000)や固有熱吸収プール(20)から漏洩する熱で格納容器(1000)内の窒素過多雰囲気が高温になっても当該雰囲気の温度上昇を抑制する。 格納容器(1000)内圧を外気圧よりも低めて負圧にすると、空気を格納容器(1000)内に取り込むことになる。酸素分を取り込むことになる。火災対策が心配になる。 本発明では、格納容器(1000)内を大気圧力よりも若干高い圧力の窒素で循環させる。電動ポンプが停止した場合に備えて、液体窒素ボンベを接続する栓を敷設しておく。究極的にはフィルタ(33)から海水を落下させることもできる。 現行BWRが使用する核燃料棒の性能は高いから、通常運転中、放射能は殆ど外部に漏洩しない。したがって、格納容器(1000)内圧を外気圧よりも高めても放射能問題が生じない。大事故が発生した時は、核燃料棒のことよりも、原子炉容器(2000)の健全性を最優先することが肝心である。格納容器(1000)内に漏洩してきた放射性気体を当該発電所内に放出すべく窒素過多雰囲気をフィルタ(33)で濾過して空気中に下向きに放出する。遠く敷地外まで発散させる煙突はあってはならない。せめて海側下方に向けて放散させる。

手段4は、手段1〜手段3の設備及び装置を有し超ウラン元素を主体とする核燃料を装荷したボイド反応度係数正炉心を有する沸騰水型原子炉の起動方法である。 起動操作は以下のA1段階〜A5段階からなる。 A1段階は復水器真空度上昇段階である。 複数基(2基)の副循環電動ポンプ(25)を部分運転(副循環電動ポンプ(25)用の電動モータを最高性能の半分程度で回転させる)し、1基の副循環電動ポンプ(25)を待機状態にする。 制御棒操作装置(300)を起動する。 格納容器冷却系を稼働させる。 復水器の規定真空度を達成する。 蒸気タービン起動時の制限出力割合範囲1である中央値PP1(例えば定格原子炉出力の10%)と許容誤差(例えば±d1。±3%)を設定する。 A2段階は制御棒引抜による核加熱での原子炉圧力上昇段階である。 原子炉圧力を定格圧力Pr2(約70気圧)よりも低いPr1(例えば35気圧)に設定固定する。 予め決められた制御棒操作手順であるシーケンスに沿っての制御棒引抜開始による原子炉出力上昇で核加熱させて原子炉圧力を上昇させる。Pr1に達した後、機器の点検をする。 排出調整弁(11)開度を最低にし、再循環系を起動する。 給水用調整弁(5)開度を最低にし、蒸気駆動給水系を起動する。 原子炉圧力を定格圧力Pr2に設定する。 シーケンスに沿っての制御棒引抜きにより原子炉出力を許容誤差内でPP1に向かって上昇させ、原子炉圧力を定格圧力Pr2に向かって上昇させる。 A3段階は発電機並列段階である。 Pr2、許容誤差内でPP1達成を確認する。 発電機並列時の制限出力割合範囲2である中央値PP2(例えば定格原子炉出力の20%)と許容誤差(例えば±d2。±4%)を設定する。 蒸気タービンを起動し、続いて発電機も起動する。 全て(3基)の副循環電動ポンプ(25)を待機状態にする。 シーケンスに沿っての制御棒引抜きにより原子炉出力を許容誤差内でPP2に向かって上昇させる。原子炉出力に合わせて蒸気タービン回転数が上がる。蒸気タービン回転数が所定の回転数になり、許容誤差内でPP2になったことを確認してから発電機を並列させる。 無負荷で蒸気タービンを起動し、蒸気タービンが健全であることを確認する。蒸気管を出た蒸気が主タービンを通って、給水管から水となって原子炉容器内に戻ってくる循環に問題が無いことを確認する。 A4段階は、再循環系の排出調整弁(11)開度増加での排出流量増加での送水機用プロペラ(16)回転増加による炉心流量増加で補助しつつシーケンスに沿った制御棒引抜による原子炉出力上昇段階で ある。 再循環系補助制御棒引抜折線表で示される再循環系補助制御棒引抜折線の原子炉出力割合以下になるように再循環系排出調整弁(11)開度を増加しつつシーケンスに沿った制御棒引抜により、定格周辺 運転折線表で示される定格周辺運転折線の原子炉出力割合範囲まで原子炉出力を上昇する。 原子炉出力上昇途中段階で、適宜検査をする。 A5段階は制御棒操作無しで、再循環系の排出調整弁(11)開度減少での排出流量減少での送水機用プロペラ(16)回転減少による炉心流量減少による定格周辺原子炉出力割合範囲達成段階である。 A4段階終了時制御棒状態固定で、定格周辺運転折線で示す原子炉出力割合範囲に沿って再循環系の排出調整弁(11)開度減少による巡航炉心流量割合範囲までの炉心流量減少により定格周辺原子炉出力 割合範囲を達成する。 停止していた原子炉を上記A1段階~A5段階により定格周辺原子炉出力割合範囲に達成させることを特徴とする沸騰水型原子炉の起動方法。

手段4の補足説明。 A4段階では、制御棒引抜きにより原子炉出力を上昇させと、蒸気ボイド増加により原子炉出力が更に増加する。そこで、原子炉出力増加に合わせて再循環系の排出調整弁(11)開度を増加させ排出流量を増加させていき送水機用プロペラ(16)回転を増加させる。炉心流量が増加すると除熱が強まり、核燃料温度が低下する。炉心流量増加による除熱の強まりは、蒸気ボイドを潰すことになるから、反応度が下がり原子炉出力の増加が収まる。 制御棒引抜と蒸気ボイド増加とによる反応度増加が原子炉出力増加をもたらす一方、原子炉出力増加による燃料温度増加及び、自然循環流量+再循環流量増加による蒸気ボイド割合減少が、反応度減少をもたらす。反応度増加と反応度減少とがバランスする所で原子炉出力が安定する。 A5段階では、原子炉運転が続くに連れて燃焼反応度が下がり(上昇する場合もある)、原子炉出力が下がると(上昇する場合もある)再循環系の排出調整弁(11)開度を減少して排出流量を減少し送水機用プロペラ(16)回転を減じて炉心流量を減少する(速度を上げて炉心流量を上げる場合もある。燃焼初期では増殖炉となっていることがある。)微調整をして許容範囲内で定格原子炉出力を維持する。 或は、何らかの事情で再循環系の排出調整弁(11)の微調整では定格原子炉出力が維持できなくなったら、再循環系の排出調整弁(11)を一端、大きく開けて原子炉出力を下げてから制御棒を適切な分引抜き、制御棒引抜きが終ってから、再循環系の排出調整弁(11)開度を減少させて炉心流量を減少させて原子炉出力を定格に上昇させる。

通常の火事では火に対して水を掛けるという常識と同じに、再循環系の排出調整弁(11)開度を大きく開けることにより炉心流量を増加させて原子炉出力を素早く低下させることが可能となった。 ボイド反応度係数が正であると、余りに急激にボイドが増加すると原子炉出力が急上昇するが、大概の原子炉と同様に中性子検出器による監視装置が原子炉出力の急上昇を感知して制御棒(302)を挿入し、中性子を吸収して核分裂連鎖反応を低下させる。制御棒が急速挿入されれば原子炉出力は急減し、制御棒が急速挿入失敗ならPWRや従来のBWR同様に事故になる。 スクラム失敗したとしても、以下のように原子炉出力上昇は抑制される。 何らかの原因で原子炉出力が急上昇して圧力が急上昇してもボイドが潰れるため原子炉出力は減少する。したがって、圧力が上昇する事故に対しては安全性が高い。仮に、原子炉容器蓋が吹き飛んでも、原子炉容器(2000)内の水が一瞬で無くなるわけでなく、水から蒸気へ移行するには時間が掛かるし、断熱膨張により温度が下がり蒸気への移行が緩やかになる。 時間経過で原子炉容器(2000)内の水が全て格納容器(1000)内の蒸気となったとしても、断熱膨張により低温度・低圧力の蒸気であるから、格納容器(1000)の健全性は保たれ易い。核燃料の熱は蒸気に吸収され、原子炉容器(2000)から格納容器(1000)に漏洩し格納容器(1000)内に充満するも、格納容器冷却系によって、大気中に放散される。 事故初期では核燃料被覆管が健全であるから、格納容器内に充満した蒸気は放射性物質を殆ど含有していない。したがって、格納容器冷却系によって、蒸気をフィルタ経由で大気中に放出すれば除熱できる。原子炉容器が蒸気で充満しても中性子は漏洩し易くなり、シュラウド内面にボロンサスを貼っておけば中性子は吸収される。 固有熱吸収系により、除熱は元より、ホウ酸素含有水の挿入ができる。 核燃料として低融点材料(例えば、超ウラン元素金属)を選択すれば、ウラン含有酸化物と違って量が少なく融け易いため、構造材と混合して核燃料の実効密度が下がる。その結果、中性子吸収が大きくなり反応度が下がる。その他、短半減期の核分裂に寄与していた核種(例えばキューリウム242)が急速に核分裂し難い核種に変換するため、反応度が急速に下がり、事故が比較的早く終息する。核燃料が溶融すれば冷却表面が広くなるため、除熱が楽になる。事故が早期に終結し、事故後に処理すべき核燃料も少なくて済む。 蒸気配管事故のように圧力が急減する事象が生じた場合は、核燃料集合体下端よりも下の下部プレナム(203)に存在する大量の水が蒸気となって核燃料集合体に流入するから原子炉出力上昇速度を抑制する。すなわち、蒸気でも中性子速度は減速するから、反応度急上昇と、これに伴う出力急上昇は抑制される。 冷却材喪失事故のように炉心流量が急減する事象が生じた場合は、冷却不足のため蒸気ボイドの増加→反応度が増加→原子炉出力増加→蒸気ボイドの増加→・・と限りなく原子炉出力が増加するように見えるが、蒸気ボイドの増加は圧力増加であるからボイドが潰れて反応度が減少する。原子炉出力の増加は核燃料温度増加による膨張で核燃料の実効密度が下がるから反応度が減少する。 再循環系事故により炉心流量が低下しても、原子炉圧力が上昇するからボイドが潰れて負の反応度が印加されることになり原子炉出力が自然に低下する。 万一、全電源喪失になっても、空気冷却されている固有熱吸収プールに溜まっている水の供給が可能であるから3日間程度の冷却が期待できる。更に、固有熱吸収プールに備わっている補給水管(23)を介して、格納容器外からの水供給により長期間冷却できる。 万一、全電源喪失になっても、格納容器冷却系に外部から窒素ボンベで窒素を格納容器内に供給できるから、原子炉容器の表面からの除熱が可能になる。核燃料からの熱は、輻射により原子炉容器に伝わり、原子炉容器の表面から除熱できる。 放射性物質の崩壊熱は4日も経てば原子炉出力の1%以下になると思われるから、福島第一原子力発電所の事故は当然の如く終息した。4日が大事である。AP600は4日間の冷却を重視していた。 熱効率が上昇すれば、同一電力を得るのに必要な原子炉出力は低くてもよくなるから、放射性物質の崩壊熱もその分下がるから、通常運転を高温過熱蒸気冷却にすると安全性が向上する。 気水分離器のような余分な物を削除しておけば、その分保有顕熱が少なくなるため、事故発生初期の冷却が容易になる。 100%バイパスされる場合や、バルブ開放や、原子炉内に通じる配管破断が起こったとしても、制御棒が挿入され原子炉出力が下がるのは元より、原子炉容器内(特に炉心支持板下部)には十分な水が存在するため、この水が蒸気供給源となるため、原子炉内圧力は直ちに大気圧にまで下がることはない。蒸気が漏洩し原子炉内圧力が下がれば、断熱膨張により原子炉内冷却水蒸気温度が下がり、漏洩蒸気流量も減少していく。非常用炉心冷却系(ECCS)が作動すれば原子炉内に大量の水が供給されて、原子炉内は冷却されるのは、従来のBWRと同様である。 本発明のようにボイド反応度正を想定している原子炉では、炉心ボイド割合が高く(超ウラン元素を効率よく燃焼させるため。冷却材喪失事故等が生じた場合、定常運転中の炉心ボイド割合から最悪100%ボイドになると想定しても蒸気ボイド割合の増加分が小さくて済む)、核燃料集合体出口での蒸気ボイドは100%近傍であろうから、気水分離器は不要としてもよい。 RELAP5やTRACを整備している機関が出来たから、原子力発電所職員は安心して通常業務にいそしむことができる。

累積する使用済み核燃料を早く減らすために核燃料に超ウラン元素を多量に含有させた、ボイド反応度正炉心からなる沸騰水型原子炉が提供できた。

図2は、手段1の本発明の原子炉冷却設備の概略である。 核燃料集合体(301)には超ウラン元素を主体とする核燃料を装荷している。 再循環系は、原子炉容器(2000)のドーム(201)部の蒸気を復水器へ排出する再循環用配管(10)複数本及び、前記再循環用配管(10)それぞれに敷設した排出調整弁(11)及び、前記再循環用配管(10)に接続した再循環駆動源及び、前記再循環駆動源を動力源とする再循環送水機からなる。 再循環駆動源は、駆動用フード(13)及び、前記駆動用フード(13)上部に敷設した駆動用プロペラ(14)からなり、ドーム(201)の蒸気が再循環用配管(10)を通って復水器に排出される過程で駆動用プロペラ(14)を回転させる。 駆動用フード(13)は、上端開で下端閉の円筒の側壁に設けた開口部が前記再循環用配管(10)入口に接続している。 再循環送水機は、送水機用フード(15)及び、前記送水機用フード(15)内に敷設した送水機用プロペラ(16)からなる。当該送水機用プロペラ(16)は、回転せる上記再循環用プロペラ(14)と軸同士で結合している。当該送水機用プロペラ(16)の回転によりダウンカマ(103)の水を下部プレナム(203)に送水する。 送水機用フード(15)は、ダウンカマ仕切板(104)に固着した所の、ダウンカマ仕切板(104)を貫通し前記板の上下に開口部のある円筒である。 蒸気駆動給水系は、上記各再循環用配管(10)から蒸気を取り込む抽気兼バイパス管(6)及び、前記抽気兼バイパス管(6)から蒸気を取り込む給水用タービン(3)及び、前記給水用タービン(3)で仕事を終えた蒸気を復水器に排出する排気管(7)及び、当該排出管(7)に敷設した給水用調整弁(5)及び、前記給水用タービン(3)によって駆動する給水用ポンプ(4)及び、復水器から当該給水用ポンプ(4)に接続せる給水管(1)及び、前記給水用ポンプ(4)から格納容器(1000)を貫通して原子炉容器(2000)壁も貫通し原子炉容器(2000)内のドーム(201)に給水する給水管(2)からなる。給水管(2)のドーム(201)部に逆止弁を敷設した。給水用タービン(3)及び、給水用ポンプ(4)及び、給水管(2)の設置高さは核燃料頭部よりも上とした。蒸気駆動給水系のどこかで万一、水漏れが生じても核燃料冷却に支障を来さないようにしている。 固有熱吸収系は、格納容器(1000)内にある密閉状態水プールである固有熱吸収プール(20)及び、プール空冷設備及び、下部プレナム冷却設備からなる。前記固有熱吸収プール(20)には格納容器(1000)を貫通し当該固有熱吸収プール(20)内に伸びる複数本の補給水管(23)が敷設されている。前記固有熱吸収プール(20)気相部と原子炉容器(2000)のドーム(201)部とは複数本の蒸気放出管(24)でつながっている。蒸気放出管(24)の途中に適宜逆止弁を敷設すれば管破損に対する安全性が増す。 プール空冷設備は、出入り口が格納容器(1000)外にあるU字形の通気管であるU字形空気管(22)複数本及び、U字形空気管(22)のそれぞれの出口側に換気扇(21)を敷設してなる。当該U字形空気管(22)のU字部は前記固有熱吸収プール(20)の水部にある。 下部プレナム冷却設備は、前記固有熱吸収プール(20)底部から原子炉容器(2000)のドーム(201)部を貫通して下部プレナム(203)に伸びる複数本の落水管(26)及び、ダウンカマ(103)からドーム(201)部の原子炉容器(2000)を貫通して前記固有熱吸収プール(20)に伸びる複数本の揚水管(27)及び、それぞれの揚水管(27)の途中の格納容器(1000)内に敷設した複数基の副循環電動ポンプ(25)からなる。

図3は、手段2の制御棒操作制限装置(300)に係る概略図である。 図2に示した制御棒(302)は核燃料集合体(301)に隣接し、上下に動くことができる。制御棒(302)は、制御棒駆動機構(140)によって上下に動かされる。 制御棒駆動機構(140)は、組み込まれたセンサにより制御棒(302)の高さ位置を検知し、電動モータや水圧により制御棒(302)を駆動する。 制御棒制御部(200)は、制御棒駆動機構(140)と制御棒引抜または制御棒挿入の信号を送受信する。 制御棒スイッチ群(220)は、多数の制御棒(302)毎に対応したスイッチからなる。下記の制御棒操作制限装置(300)から信号を受信することにより、該当する制御棒の高さ方向位置を制御棒制御部(200)に送信する。 本発明の制御棒操作制限装置(300)は、コンピュータ(310)及び、当該コンピュータに基づく演算結果を表示する表示部(330)及び、当該コンピュータに入力する入力キーボード(320)及び、時計及び、送受信部(360)からなる。 表示部(330)は、図4に示すシーケンス表に基づく制御棒状態や原子炉状態(炉心流量や冷却水温度等)といった演算結果を表示するコンピュータに接続された画面である。時計の時刻も表示される。 コンピュータ(310)は、図4に示すシーケンス表及び、図5に示す出力制限表を内蔵し、内蔵する図6に示す制御棒操作プログラムにより、制限出力割合範囲または出力制限表の制限下でシーケンス表に沿って制御棒引抜操作信号を発し、制御棒状態を表示部(330)に表示し、1/4または1/8対称の制御棒状態での原子炉出力(蒸気配管(101)に敷設した蒸気流量計による。スクラム等の安全系における中性子計測には依らない計測器)が制限出力割合範囲または出力制限表の制限を一定時間(60秒)経過すると強制的に制御棒状態を直前の1/4または1/8対称の制御棒状態に引抜順番と真逆の順番で戻す信号を発する。 コンピュータ(310)は送受信部(360)を介して信号を送受信する。 3次元核熱カップリング計算コードや3次元過渡熱流動解析コードを搭載すれば、近い将来や予定操作が引き起こす結果を予測することができる。 図4は、シーケンス順番n及び、当該操作すべき制御棒(302)の平面配置位置(X,Y)の挿入高さZの制御棒状態CR(X,Y,Z)及び、直前制御棒状態CR(X,Y,Z)を予め定めてある表である。下側のシーケンス表に沿って、制御棒を引き抜いた結果の制御棒状態を上側に示した。1/4または1/8対称の制御棒状態がMMセット目のシーケンス順番はn+21であり、MM+1セット目のシーケンス順番はn+43である。 各セットでの制御棒状態欄の右隣に直前制御棒状態欄を示した。MM+1セットでの直前制御棒状態CR(X,Y,Z)は、MMセットでの制御棒状態CR(X,Y,Z)と同じものである。直前制御棒状態欄を設けたのは、後記図8に示した制御棒状態を直前の1/4 又は 1/8 対称制御棒状態に、引抜順番と真逆の順番で戻す制御棒挿入シーケンスに係る計算プログラムを記載し易くするためである。 シーケンスとは、隣接する4体の核燃料集合体に対して1本の割合で配置されている制御棒(302)の平面配置と当該制御棒挿入高さを予め定めた操作順番である。 FLAREやRELAP5をコンピュータ(310)に搭載すれば、制御棒状態CR(X,Y,Z)が4分の1または8分の1対称になった際、現状炉心状態と予備計算とを比較し、制御棒状態CR(X,Y,Z)が次なる4分の1または8分の1対称である炉心状態予備計算に補正を施して原子炉出力を予測することが可能である。 図5は出力制限表の例である。 出力制限表は、炉心流量割合(W / Wmax )対原子炉出力割合(P / P0 )を線分の勾配と切片の対で表した表であって、再循環系補助制御棒引抜折線表及び、定格周辺運転折線表からなる。 Wmax は長期間運転維持できる最大(質量)炉心流量であり、Wは(質量)炉心流量であり、P0は長期間定常的に発生させることができる最大原子炉出力である定格原子炉出力であり、Pは計測した蒸気流量値から換算した原子炉出力である。 定格周辺運転折線表は、副循環電動ポンプ(25)は待機している状態で、制御棒状態は変えずに炉心流量を調節して、後記定格周辺原子炉出力割合範囲を長期間維持できる巡航流量割合範囲(例えば80%±10%)において、100%の定格原子炉出力割合に許容誤差(例えば±5%)を考慮した定格周辺原子炉出力割合範囲に到達させるための表である。当該折線表の勾配は負である。炉心流量割合の下限が70%で上限が90%の巡航炉心流量割合範囲では、勾配AA(j)は-1.75、切片BB(j)は227.5である。 炉心流量は、再循環流量と自然循環流量からなる。再循環流量の調節は、再循環系の排出調整弁(11)開度のみで駆動用プロペラ(14)の回転速度を調節して送水機用プロペラ(16)の回転数を調節してなる。 再循環系補助制御棒引抜折線表は、制御棒引抜と炉心流量とにより、原子炉出力を前記定格周辺運転折線表で示される原子炉出力割合範囲に到達させる途上での原子炉出力割合に制限を課するための表である。当該表の勾配は正である。 例えば、炉心流量割合の下限が30%で上限が40%では、勾配a(i)は2、切片b(i)は-40である。 原子炉出力は、超ウラン元素からの自発中性子による核燃料の核分裂と、超ウラン元素の崩壊熱と、手順に従った制御棒引抜による核分裂で生成された中性子による核燃料の核分裂からなる。 本図5の上に出力制限表から作成した再循環系補助制御棒引抜折線と定格周辺運転折線を示した。横軸は炉心流量割合であり、縦軸は原子炉出力割合である。定格周辺運転折線には許容誤差(±dP。例えば±5%)を持たせる。

図6は、本発明の制御棒操作制限装置(300)による起動に係る計算プログラムのフローチャートである。主要な演算過程ステップを”1”〜とした。 スタート PP1 ;制御棒引抜による加熱で原子炉圧力が70気圧になった時の蒸気タービンの起動が可能となる制限出力割合範囲1の中央値(例えば10%)である。 d1 ;PP1の許容誤差の絶対値(例えば3%)。 PP2 ;制御棒引抜による原子炉出力上昇で発電機並列が可能となる制限出力割合範囲2の中央値(例えば20%)である。 d2 ;PP2の許容誤差の絶対値(例えば4%)。 dP ;原子炉出力割合がPP2+d2以上での許容誤差の絶対値(例えば5%)。 { ID( m ) , m = 1~MM,MM+1~last } ; mセット目に制御棒状態が1/4 又は 1/8 対称になった時の制御棒操作手順であるシーケンス順番。図5にMMとMM+1セット目の制御棒状態例がある。 m=0;ゼロクリア。 n=0;制御棒シーケンス順番のゼロクリア。 dW ;排出調整弁(11)開度増加による炉心流量増加の目安。 ddW ;排出調整弁(11)開度減少による炉心流量減少の目安。 Wmax ;再循環系の排出調整弁(11)開度を最大開けた場合の長期間運転維持できる最大(質量)炉心流量。 P0 ;定格原子炉出力。 “2” シーケンス表ファイルの読み込み。 シーケンス順番nの制御棒状態データファイルSCR(例;図4 ( n , CR(Xn, Yn, Zn) ) を全て読み込む。 “3” 出力制限表ファイルの読み込み。 再循環系補助制御棒引抜折線表ファイル(例;図5 a( i ) , b ( i ) ) 定格周辺運転折線表ファイル (例;図5 AA( j ), BB( j ) ) “4” 起動方法のA2段階が主体。 制御棒引抜による加熱で原子炉圧力をPr1(35気圧)にする。次に、再循環系起動後、制御棒引抜による原子炉出力上昇で定格圧力Pr2(70気圧)にする。最後に蒸気タービンを起動する。 POWR ;計測した蒸気流量値から計算した原子炉出力Pを定格原子炉出力P0で割った値である原子炉出力割合。 POWR < PP1-d1なら制御棒引抜に問題無としてステップを”4”とし、”11”の制御棒引抜演算過程に行く。ステップ”11”演算終了後、ここステップ”4”先頭に戻る。 POWR > PP1+d1なら制御棒引抜に問題有としてステップを”4”とし、(R1)の制御棒挿入演算過程に行く。ステップ(R1)演算終了後、ここステップ”4”先頭に戻る。または、 緊急で即時対応が必要なら入力キーボード(320)(以後キー入力と略記)で(R1)をスキップして(R2)に行く。 PP1-d1 <= POWR <= PP1+d1なら目標に到達したとして制御棒操作と演算を一時休止して、表示部(330)に行き現状の制御棒状態やPOWR等を表示する。 原子炉機器を点検後、”5”をキー入力すると、ステップ”5”に行く。 “5” A3段階が主体。 制御棒引抜により原子炉出力を上昇する。最後に発電機を並列する。 PP1+d1 < POWR < PP2-d2なら制御棒引抜に問題無しとしてステップを”5”としてからステップ”11”に行く。ステップ”11”からの演算終了後、ここステップ”5”先頭に戻る。 POWR > PP2+d2なら制御棒引抜に問題有としてステップを”5”としてからステップ(R1)に行く。ステップ(R1)からの演算終了後、ここステップ”5”先頭に戻る。 または、キー入力で(R2)に行く。シーケンス修正後、ここステップ”5”先頭に戻る。 PP2-d2 <= POWR <= PP2+d2なら目標に到達したとして制御棒操作と演算を一時休止して、表示部(330)に行き現状の制御棒状態やPOWR等を表示する。 原子炉機器を点検後、”6”をキー入力するとステップ”6”に行く。 ”6” A4段階が主体。 再循環系の排出調整弁(11)開度調整で排出流量調整しながら炉心流量を調節しつつ制御棒引抜により原子炉出力を上昇する。 出力制限表の参照。W ;再循環系稼働での炉心流量(ダウンカマ仕切板(104)上下面圧力差から計算。または、(計測した再循環流量)+(計算推定した自然循環流量))。 PPa = a( i ) * ( W/Wmax ) + b( i ) ;制御棒引抜を伴いながら、排出調整弁(11)開度調整による排出流量調節により送水機用プロペラ(16)回転を調節して炉心流量をWとした時の 上限原子炉出力割合PPa。運転出力表を参照して( W / Wmax )からa( i )とb( i )を得る。 PPA = AA( j ) * ( W/Wmax ) + BB( j ) ;制御棒操作無しで、排出調整弁(11)開度調整による排出流量調節により送水機用プロペラ(16)回転を調節して炉心流量をWとした時の 上限原子炉出力割合PPA。出力制限表を参照して( W/Wmax )からAA( j ) とBB( j )を得る。 PP2+d2 < POWR < PPaなら制御棒引抜に問題無として演算を一時休止して、表示部(330)に行き再循環流量増加指令。炉心流量をdW増加後、 ステップを”6”としてからステップ”11”に行く。ステップ”11”からの演算終了後、ここステップ”6”先頭に戻る。 POWR > PPaなら制御棒引抜に問題有としてステップを”6”としてから、ステップ(R1)に行く。ここステップ”6”先頭に戻る。 または、キー入力で(R2)に行く。シーケンス修正後、ここステップ”6”先頭に戻る。 PPA - dP <= POWR <= PPA + dPなら定格周辺運転折線の原子炉出力割合範囲に到達したとして制御棒操作と演算を一時休止して、表示部(330)に行き現状の制御棒状態やPOWR等を表示する。 原子炉機器を点検後、”7”をキー入力するとステップ”7”に行く。 ”7” A5段階が主体。 出力制限表の参照。 排出調整弁(11)で排出流量調整しながら送水機用プロペラ(16)回転を調節して炉心流量を減少させて原子炉出力を定格まで上昇させる。 loop PPA = AA( j ) * ( W/Wmax ) + BB( j ) 。以下の演算を繰り返す。 1.0 - dP <= POWR <= 1.0 + dPなら定格周辺原子炉出力割合範囲に到達したとして表示部(330)に行き定格周辺運転を表示する。巡航炉心流量割合範囲確認指令。 ステップ”8”に行き、演算終了。なお、巡航炉心流量割合範囲は出力制限表で保証されている。 合致しないなら下の過程に。 POWR > PPA + dPなら演算一時休止して、表示部(330)に行き出力過大注意を表示する。制御棒挿入または熱的制限に抵触してないことを確認後キーインで上の“loop”に戻る。 POWR < PPA - dPなら演算一時休止して、表示部(330)に行き排出調整弁(11)開度減少指令を表示する。人間が再循環流量をddWだけ減少した後、キーインで上の“loop”に戻る。

図7は、制御棒引抜シーケンスに係る計算プログラムのフローチャートである。主要な演算過程ステップを”11”〜とした。 ”11” 制御棒引抜演算過程 ステップは”4”または”5”または”6”。 m =MMセット目のシーケンス順番ID(MM)=n+21までは原子炉出力制限に掛からなかった。次のMM+1セット目の制御棒状態が1/4 又は 1/8 対称に向かって制御棒を引抜く。 n = ID( m ) ;n = ID( m ) (= ID(MM)=n+21 ) “12” n = n + 1 ;制御棒シーケンス順番n = n + 1 = n + 21 + 1 “2”のデータファイルSCRの、制御棒状態欄参照。 CR(X=Xn, Y=Yn, Z=Zn ) ;制御棒配置が(X=Xn, Y=Yn,)の制御棒を引抜く高さはZ=Znまでである。 ”13” CR(Xn, Yn, Zn )の情報を、コンピュータ外に敷設してあるスイッチ群へ送る。 “14” スイッチ群のCR(Xn, Yn, Zn ) から制御棒制御機構に情報を送り、制御棒制御機構が制御棒操作を実行する。 制御棒制御機構が実行した操作CR(Xn, Yn, Zn )をコンピュータのステップ=“14”に返す。 “15” 制御棒制御機構が実行した操作を表示部(330)に送り、制御棒状態を表示する。 “16” 制御棒シーケンス順番nがID(m + 1 ) (= ID(MM + 1 )=n+43)になったら制御棒状態が1/4 又は 1/8 対称になったとして次の”17”に行く。 “17” mをm+1( = MM + 1 )と置き換えてステップ”4”または”5”または”6”に戻る。

図8は、制御棒挿入シーケンスに係る計算プログラムのフローチャートである。主要な演算過程ステップを(R1)〜とした。 (R1) 制御棒挿入演算過程 MMセット目のID(MM)=n + 21 シーケンスまでは原子炉出力制限に掛からなかったが、m = m( = MM + 1) セット目のID(MM+1)=n + 43 シーケンスで原子炉出力制限超え。 コンピュータ内蔵時計の読込開始時刻T0読込 コンピュータ内蔵時計の現在時刻TT読込 TT > T0 + 60 ;合致しないならTT読込。合致したら次の過程(R2)に行く。 (R2) ステップは”4”または”5”または”6”。 m = m( = MM + 1);mはコンピュータが内蔵している現状の制御棒状態が1/4又は 1/8 対称のMM + 1セット目。 g = ID( m ) = ID(MM+1)=n+43 ;gはコンピュータが内蔵している現状の制御棒シーケンス順番。認識を明確にする。 (R3) g = g - 1;制御棒シーケンス順番を逆にたどる。 制御棒状態データファイルSCRの“直前制御棒状態欄”参照。 CR(X=Xg, Y=Yg, Z=Zg ) ;制御棒配置が(X=Xg, Y=Yg)の制御棒を挿入する高さはZ=Zgまでである。 (R4) CR(Xg, Yg, Zg )の情報を、コンピュータ外に敷設してあるスイッチ群へ送る。 (R5) スイッチ群のCR(Xg, Yg, Zg ) から制御棒制御機構に情報を送り、制御棒制御機構が制御棒操作を実行する。 制御棒制御機構が実行した操作CR(Xg, Yg, Zg )をコンピュータのステップ=(R5)に返す。 (R6) 制御棒制御機構が実行した操作を表示部(330)に送り、制御棒状態を表示する。 (R7) 制御棒シーケンス順番g = ID( MM )+ 1 = n + 21 + 1逆戻り達成。制御棒状態が直前の1/4 又は 1/8 対称。 合致しなければステップ=(R3)に戻る。Yesなら(R8)に行く。 (R8) m = m - 1(=MM+1 -1 ) と置き換える。 ステップ”4”または”5”または”6”に戻る。

手段3の、格納容器(1000)内を冷却する装置の概略は、実施例1で使用した図2に記載されている。 格納容器冷却装置は、窒素富化装置(31)及び、鉄管(32)及び、窒素放出管(34)及び、フィルタ(33)からなる。 窒素富化装置(31)は、格納容器(1000)の外にある。電動ポンプで圧縮した空気を当該装置に内蔵する多数の中空糸に通し、酸素過多空気を外気中に放出し、窒素過多空気を鉄管(32)内に送る装置である。 鉄管(32)は、窒素富化装置(31)に接続された格納容器(1000)壁を貫通する鉄製の管である。格納容器(1000)内に上記窒素過多空気を放出する過程で残存酸素を当該鉄管(32)内面に吸着する。鉄を酸化する。 窒素放出管(34)は、格納容器(1000)壁を貫通する管であって、格納容器(1000)内の窒素過多雰囲気を後記フィルタ(33)に送る。 フィルタ(33)は、前記窒素放出管(34)に接続された格納容器(1000)の外にある濾過材を充填したカートリッジであって、前記窒素過多雰囲気を濾過して空気中に下向きに放出する。万一、放射能が含有していても原子力発電所敷地から遠く離れた所まで放射能の影響を及ぼさない。 格納容器(1000)内圧を外気圧よりも高め、かつ格納容器(1000)内を冷却する。格納容器(1000)内の雰囲気は、フィルタ(33)から放出される。万一、格納容器(1000)壁から外部に大量に漏洩した場合は、当該箇所を外から遮断できる。

図9は、本発明の手段4の起動方法の概略図である。 起動操作は以下のA1段階〜A5段階からなる。 A1段階は復水器真空度上昇段階である。 複数基(2基)の副循環電動ポンプ(25)を部分運転(副循環電動ポンプ(25)用の電動モータを最高性能の半分程度で回転させる)させ、1基の副循環電動ポンプ(25)を待機状態(電動モータ は最低速度で回転している)にする。 制御棒操作装置を起動する。 格納容器冷却系を稼働させる。 復水器の規定真空度を専用電動モータで達成する。 蒸気タービン起動時の制限出力割合範囲1であるPP1(例えば、定格原子炉出力の10%)と許容誤差(例えば、±3%)を設定する。 A2段階は制御棒引抜による核加熱での原子炉圧力上昇段階である。 原子炉圧力を定格圧力Pr2(約70気圧)よりも低い約半分のPr1(約35気圧)に設定する。 予め決められた制御棒操作手順であるシーケンスに沿っての制御棒引抜開始による原子炉出力上昇で核加熱させて原子炉圧力を上昇させる。Pr1に達した後、機器の点検をする。 排出調整弁(11)開度を最低にし、再循環系を起動する。 給水用調整弁(5)開度を最低にし、蒸気駆動給水系を起動する。 原子炉圧力を定格圧力Pr2(約70気圧)に設定する。 シーケンスに沿っての制御棒引抜きにより原子炉出力を許容誤差内でPP1に向かって上昇させ、原子炉圧力を定格圧力Pr2に向かって上昇させる。 A3段階は発電機並列段階である。 Pr2、許容誤差内でPP1達成を確認する。 発電機並列時の制限出力割合範囲2であるPP2(例えば定格原子炉出力の20%)と許容誤差(例えば、±4%)を設定する。 蒸気タービンを起動し、続いて発電機も起動する。 全て(3基)の副循環電動ポンプ(25)を待機状態にする。 シーケンスに沿っての制御棒引抜きにより許容誤差内でPP2に向かって原子炉出力を上昇させる。原子炉出力に合わせて蒸気タービン回転数が上がる。蒸気タービン回転数が所定の回転数になり、許容誤差内でPP2になったことを確認してから発電機を並列させる。 無負荷で蒸気タービンを起動し、蒸気タービンが健全であることを確認する。蒸気管を出た蒸気が主タービンを通って、給水管から水となって原子炉容器内に戻ってくる循環に問題が無いことを確認する。 A4段階は、再循環系の排出調整弁(11)開度増加による排出流量調節で送水機用プロペラ(16)回転を増加して炉心流量増加で補助しつつシーケンスに沿った制御棒引抜による原子炉出力上昇段階である。 再循環系補助制御棒引抜折線の原子炉出力割合以下になるように再循環系排出調整弁(11)開度を増加しつつシーケンスに沿った制御棒引抜により、定格周辺運転折線の原子炉出力割合範囲まで原子炉出力を上昇する。 原子炉出力上昇途中段階で、適宜検査をする。 A5段階は制御棒操作無しで、再循環系の排出調整弁(11)開度減少による炉心流量減少による定格周辺原子炉出力割合範囲達成段階である。 A4段階終了時の制御棒状態固定で、定格周辺運転折線の原子炉出力割合範囲に沿って再循環系の排出調整弁(11)開度減少による巡航炉心流量割合範囲(例えば80%±10%)までの炉心流量減少により、 定格周辺原子炉出力割合範囲を達成する。

今後、原発廃炉費用が問題になってくるが、本発明により安くすることはできる。原発から全核燃料を再処理場に移動してしまえば核燃料保有費を自治体に払わずに済む。残った原子力発電所はガラクタに過ぎないから放置しておいてもいいし、解体して通常ゴミとして処分できる。そのゴミが認められないなら、射爆場や演習場の広大な荒地の地下に埋葬すればよい。使用済み燃料は、核燃料の3%程度しかない超ウランのみを抽出して保管すればよい。残った劣化ウランは放射能を殆ど出さないから、射爆場や演習場に埋葬(劣化ウランの所有権が米国にある場合、後で返還しなければならない)してもいいし、劣化ウランを充填した魚雷を日本海溝での潜水艦演習に使えば、自然と深海に沈降埋没できる。これまで多くの人々が愛飲していた“富士山の水”ミネラルウオータに発癌物質が含有していることが判明したが、劣化ウラン程度の放射能が深海の海水(海水からの塩には天然ウランが凝縮されているが高級品として食されている)に、万一、漏れ出してきても健康被害は少ないと考えられる。 原発廃炉が簡単にできる上記のようなシナリオがあることを地元県や反原発の人に知らせることだけでも彼らを安心させることができる。早期に、実際に小規模作業をやった方が彼らを安心させることになる。原発がなかった頃の鄙びた生活に戻れて幸せになる筈である。デブリを抱えた原発では、特に有効である。 韓国の釜山や鳥取や東南海地震時に連動する日本海側地震を考慮すると、そろそろ日本海側の韓国や北朝鮮原発が危ない。偏西風に載って秋田、青森、北海道に被害が及ぼう。どのみち、両方とも停止はしないから、日本は早く再稼働して災害対策費を貯金しておくほかはない。 自然災害を起こしやすい所に立てた壊れやすい家の被害状況の写真を見せられて原発廃炉で盛り上がっている今こそ、マスコミに邪魔されることなく、地方自治体にも気兼ねすることなく原発を止めることができる。 電力消費地近くの火力発電に専念できる。ただ、国が関与しているだけでも福島での貧困ビジネスが成立するのに、その上、九電力もが一体になって原発に係ると9社分の金も充てにできるから、福島での貧困ビジネスを安心して立ち上げるものが出てこよう。地方創生と絡めて全国から貧乏老人が大挙してやってくる。 福島原発と火力発電所や小売り販売がホールデングでつながっている限り、これからずっとユスリタカリが出来ると考えるのは自然である。火力発電所等の売却益を東電本社に残して、後は、新潟県と東電の問題、福島県と東電の問題だと第三者が放送しないと、事が進まない。銀行融資金回収は、その契約書を融資額の30%程度で商事会社等に売却し、商事会社等は火力発電所や土地で発電売電する。 3.11事故からこれだけ年数が経つと白けてくる。何時までも絆とか風化させないとかいうことを、人やマスコミが言っても我々町村民にとっては煩わしい。電力自由化の今、新潟県に発電させて頂いて有難いという感情がなくなってきている。新潟県民と東電の問題であり、我々町村民は現状火力発電や買電契約先を8電力社やガス会社や外国企業に代えるだけの話である。銀行が借金回収不能になっても東電との問題であって、我々町村民には関係ない。海外の事情でエネルギーが断たれたとしても、その時は小麦も魚も畜産用餌も断たれているであろうし、どう切り抜けるかは国民皆が覚悟して決めることである。 東電の残った借金が膨大過ぎて、東電が返せるはずはないから、東電自身は借金を負担と感じなくなっていよう。銀行は貸金を回収できないから、早く損切のために優良火力発電所や送配電部門やサービス部門を職員毎取得に走るだろう。国や周辺自治体は途方に暮れようが、結局原発の損金は原発でしか返せないから停止中の原発を再稼働するしかない。このことを東電からは言える筈がないが、こうなることを誰も言わないのは如何なものか。戦前戦後を厚かましくも報道する都会の文化的職業の中にいた反原発の人々は周辺住民にどのような援助もしないし、昨日の新聞は売れないからどこ吹く風と、昔のことは忘れてしまっているだろう。多くの我々町村民は昔も将来も考えることなく、何事もなく淡々とご飯を食べる。国の重要課題であるエネルギー政策も国会議員に丸投げする。 周辺住民は、生存中の生活苦にあえいでも反原発か、それとも1万年先に放射能で死ぬかもしれない原発の再稼働を認めて今を豊かに生きるかの選択しかないが、自分自身では決断できないから周辺自治体首長が苦渋の決断をするのであろう。 構造物事故による被害は、構造物からの距離Lに近似的に反比例するから、構造物周辺住民の被害が最大の筈である。したがって、構造物を受け入れるかどうかは構造物周辺住民の選択権が最大である。遠く離れた県や国全体の選択権は低い。当該構造物が国全体から見るとメリットがあると国が認識するなら、経済特区にして県権力から切り離して生鮮食品等あらゆる生活物資を構造物周辺住民に供給するために、燃料揚降港を生活物資取扱いとしたり、県境に天災の時にも役立つヘリコプタ発着場や接岸港を整備したりして、当該構造物周辺への物流阻止を無意味にしておく必要があろう。ベルリン封鎖対応を模した天災実地訓練が構造物周辺住民に安心感を与える。TPP反対や医療制度反対なのに、原発反対を旗印にすることもあり得る。 累積された使用済み核燃料の処分は、喫緊の課題である。特に、野党までが核兵器の保有は憲法で禁じていないと言い出した。その野党新党首が、蒋介石夫人の浙江省財閥系の宋美齢と同じ台湾国籍を持っていて大陸中国の大学で学んだ女性となると、問題である。台湾が日本に核兵器を持たせようとするのを警戒しなければならない。台湾を大陸から守るために、日本を中国と戦わせるように日・中・米国に画策しかねない。米国としては自国の負担無しに、日本人の金と命で中国を牽制できる。フランス革命直前の、オーストリア生まれのフランス王妃が宮廷に悪い評判が立つような行動をとったことを思い起こす必要がある。 日本が中国と緊張関係になることにより利益が出る国々は、中国に対して裏でけしかける。自国への大陸圧力を緩和したい。軍事力を弱めることなく自国の国防費減少分を日本で補いたい。 大東亜戦争前の日米の経済データを持っていたマスコミがヒトラーユンゲントを招聘して国民を煽っておきながら、敗戦後はダマサレタとか強制されたとか言い続けた(ここで太平洋戦をしなければ今後日本人の尊厳が問われた位の言い訳もしない)。もっとも、我々一般町村民は昔から新聞が報道するほどには何事にも関心を向けず日々の生活を黙々と続けていたしこれからもそうだろう。婦人国防団のような非国民狩り集団はいたであろうが、戦後マスコミの誇張し過ぎであろうし、これからもあろう。街頭インタビューでxxは怖いですかとマイクを向ければ怖いですねというのが当然返ってくるし、放送側に都合の良いデータを街頭で拾い扱うのは当然である。 下層白人の移民排斥問題には当時の米国政府も屈して、日米戦争発端の一つになった。不満の多い下層白人は米国が核の傘と米国人の血で日本を守るのは馬鹿らしいと思う。さりとて、米国支配層は他国に太平洋の覇権を握られたくないから、日本に核武装させて米国の肩代わりをさせろとの話は残る。そこで、日本はプルトニウムを完全消滅しますというメッセージを内外に示す必要がある。累積された使用済み核燃料を削減する姿勢だけでも国内外に示さなければならない。超ウラン元素を地下に埋めるだけでは掘り返す恐れがあるから消滅させねばならないとして超ウラン元素抽出・燃焼消滅事業開始を国内外に説得する。 米国における核兵器の管理・維持・更新改良に180兆円案があるが、トランプさん側近の国防情報局長が民心党元防衛副大臣と会っていることからすると(グラバー商会は反幕府側に肩入れした)、その1部を日本が負担をさせられる可能性がある。野党がこんな状態では値切りはしにくい。米国としては海外で小競り合いさせて小国側に米国唯一の輸出品である兵器を売ることになる。日本は核兵器を製造しない代わりに、日本が核兵器をパキスタンや北朝鮮やインド等に公開買い付けするという噂だけでも流せば兵器代が値切れそうである。その際、核兵器級プルトニウムやウランの問題だから、文科省や経産省は微妙であり環境省を通して関わるのだろう。温室ガスを出さないとされる表面由来エネルギー発電(太陽光や風力発電)は出力密度が小さい。特に、設置面積当たりの出力密度が小さい。それなら、温室ガスを出さない原子力発電も設置面積当たりの出力密度を小さくすれば、安全性は著しく向上する。超ウラン元素は、タダ同然もしくは厄介物として消費報奨金が貰える可能性があるから、出力密度を小さくした本発明の原子炉なら経済性は十分あると考えられる。 トランプさんの意見には一理ある。持参金付き払下げ「もんじゅ」から核燃料取り出した容器の中で20%濃縮ウランや軽水炉使用済プルトニウム未臨界実験をして核兵器に応用できないことを立証するいいチャンスである。反故になっても大損はない。 在日米軍に払っていた金で、電動モータ戦闘機、カーバイド燃料戦闘機を製造して日本を守る。死の商人が売りたがるジェット機は石油系燃料を使う。石油が輸入できなくなれば意味がない。その点、電動式なら、本発明の原発があれば問題ない。米国からは格安ではあるが横須賀基地使用料が頂ける。無償でもよい。 石油メジャーに罠(周辺国との小競り合い)をしかける動機が生じない程度に非メジャーでなくメインメジャーからガソリンを輸入するのが大事である。

従来のウラン元素を主体とする核燃料を装荷したボイド反応度係数負炉心を内蔵する原子炉容器(2000)の概略図。

手段1の本発明の原子炉冷却設備の概略図。

手段2の制御棒操作制限装置(300)に係る概略図。

シーケンス順番n及び、当該操作すべき制御棒(302)の平面配置位置(X,Y)の挿入高さZの制御棒状態CR(X,Y,Z)及び、直前制御棒状態CR(X,Y,Z)を予め定めてある表。

出力制限表の例。

本発明の制御棒操作制限装置(300)による起動に係る計算プログラムのフローチャート。

制御棒引抜シーケンスに係る計算プログラムのフローチャート。

制御棒挿入シーケンスに係る計算プログラムのフローチャート。

本発明の手段4の沸騰水型原子炉の起動方法の概略図。

1は給水管。 2は給水入管。 3は給水用タービン。 4は給水用ポンプ。 5は給水用調整弁。 6は抽気兼バイパス管。 7は排気管。 10は再循環用配管。 11は排出調整弁。 13は駆動用フード。 14は駆動用プロペラ。 15は送水機用フード。 16は送水機用プロペラ。 20は固有熱吸収プール。 21は換気扇。 22はU字形空気管。 23は補給水管。 24は蒸気放出管。 25は副循環電動ポンプ。 26は落水管。 27は揚水管。 31は窒素富化装置。 32は鉄管。 33はイルタ。 34は窒素放出管。 101は蒸気配管。 103はダウンカマ。 104はダウンカマ仕切板。 105はシュラウド。 140は制御棒駆動機構。 200は制御棒制御部。 201はドーム。 202は気水分離器。 203は下部プレナム。 220は制御棒スイッチ群。 300は制御棒操作制限装置。 301は核燃料集合体。 302は制御棒。 310はコンピュータ。 320は入力キーボード。 330は表示部。 360は送受信部。 1000は格納容器。 2000は原子炉容器。