JP4982270B2 - 原子炉の運転方法及び原子力発電プラント - Google Patents

Description

本発明は、原子炉の運転方法及び原子力発電プラントに係り、特に発電容量を増大させて、長期運転するのに好適な原子炉の運転方法及び原子力発電プラントに関する。

原子力発電プラントにおいて、発電容量を増加させ、さらに長期運転を行う場合は、炉心に装荷された燃料集合体の^２３５Ｕの平均濃縮度を上げるなどして対応するのが一般的である。また、運転サイクル末期においては、不足する反応度を補うため、炉心流量を増加させて炉心内の蒸気の体積比率(ボイド率）を低下させ、中性子の減速を促進させるのが一般的である。また、反応度調整を目的とし炉心内のボイド率を変化させる一つの技術に、給水温度を変化させて炉心入口の冷却水温度を変化させる給水温度制御がある。給水温度制御により反応度を調整する技術が特許文献１及び特許文献２に開示されている。特に、特許文献１には、運転サイクルの大半の期間において給水温度を最高給水温度に維持し、運転サイクル終了時点で給水温度を最低給水温度にすることが記載されている。

特開平８−２３３９８９号公報 特開昭６２−１３８７９４号公報 機械設計便覧、昭和４８年１月、機械設計便覧編集委員会編、１９９６頁〜２０１０頁、丸善株式会社 ＨＬＲ−００６訂１「沸騰水形原子力発電所 ３次元核熱水力計算手法について」昭和５９年９月、２頁〜１１頁、株式会社 日立製作所

上述の従来技術のうち、発電容量の増加、及び長期運転時に燃料集合体の平均濃縮度を増大すると、長期運転により原子力発電プラントの設備利用率は増加するが、一般に燃料経済性が低下するという課題がある。また、炉心流量を増加させて反応度を補償する場合、現行炉では給水温度制御を行っていなく、また、給水流量は原子力発電プラントの出力、すなわち主蒸気流量に比例して決まるので以下の課題がある。すなわち、タービンからの抽気により給水を加熱する再熱サイクルでは、タービンからの抽気量をできるだけ多くすることで熱効率を向上できるが、タービンの抽気量は、炉心流量が最大流量となったときの炉心入口の冷却水温度によって設定されるため、炉心流量が最大流量未満である状態ではタービンの抽気量を増加できる余地があり、熱効率を向上できる余地がある。また、炉心流量を増加させても炉心の熱出力を変えないと給水流量と給水温度は特に変化せず、炉心流量が増加した分だけ、炉心流量に占める低温の給水流量の割合が減少する。このため、炉心入口の冷却水温度は、炉心流量増加前に比べて上昇し、炉心流量増加による炉心のボイド率低減効果が低下する。また、給水温度を調整して反応度を調整する従来技術では、給水温度を調節しているが、具体的にどのように調整するかというロジックについては運転サイクル前期、中期、末期等程度であり、炉心流量の変化と関連づけた記載はない。

本発明の目的は、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる原子炉の運転方法及び原子力発電プラントを提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉出力が設定出力で運転される一つの運転サイクルが、原子炉の炉心に供給される冷却材流量が増大する前記運転サイクルの末期である第２期間、及び前記第２期間よりも前の第１期間を含んでおり、前記第１期間及び第２期間は、前記原子炉に供給される給水の温度を制御することにより前記原子炉の炉心入口での冷却材の温度を、前記炉心に前記冷却材を供給するポンプにおいてキャビテーションが発生しない上限の温度付近の温度でその上限の温度よりも低い温度である設定温度に保持し、第２期間における前記冷却材の温度の前記設定温度への保持は、前記給水温度を低下させることにより行われ、炉心熱的制限監視装置が前記炉心流量及び前記炉心に配置された局所出力領域モニタの計測値に基づいて第１最小限界出力比を求め、前記炉心流量をＷ、前記炉心入口のエンタルピーをｈ _core 、前記給水の流量をＷ _feed 、飽和水のエンタルピーをｈ _sat 、及び原子炉圧力をＰとしたとき、給水温度Ｔを下記の式を用いて算出して、前記算出した給水温度Ｔに対応する第２最小限界出力比を求め、
Ｗ×ｈ _core ＝｛（Ｗ−Ｗ _feed ）×ｈ _sat （Ｐ）＋Ｗ×ｈ（Ｔ，Ｐ）｝
前記第１期間及び前記第２期間における前記給水の温度制御は、前記第１最小限界出力比よりも大きな原子炉の前記第２最小限界出力比に対応する前記給水温度である給水温度設定値に基づいて行われることにある。

上記の特徴を有する本発明は、最小限界出力比が増大するので、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。

上記の目的は、原子炉の一つの運転サイクルが、前記原子炉の炉心に挿入された全ての制御棒が全引抜されて炉心流量が設定炉心流量に達する時点よりも前の第１期間、及びその時点以降の第２期間を含んでおり、前記第１期間内で、複数の前記制御棒の操作によって複数の制御棒パターンを形成し、前記第１期間における、形成された同一の制御棒パターンの期間において、前記原子炉に供給される給水の温度が、ステップ状に少なくとも１回制御され、前記第２期間における前記給水の温度は、前記同一の制御棒パターンの期間においてステップ状に制御されて生じる複数の給水温度のうち最も低い給水温度よりも低くなるように制御されることによっても達成することができる。

第２期間における前記給水の温度は、第１期間内の同一の制御棒パターンの期間においてステップ状に制御されて生じる複数の給水温度のうち最も低い給水温度よりも低くなるように制御されるので、運転サイクルの期間を従来よりも延ばすことができる。このため、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。

原子炉の一つの運転サイクルが、前記原子炉の炉心に供給される冷却材流量が増大する前記運転サイクルの末期である第２期間、及び前記第２期間よりも前の第１期間を含んでおり、前記第１期間内で、複数の前記制御棒の操作によって複数の制御棒パターンを形成し、前記第１期間における、形成された同一の制御棒パターンの期間において、前記原子炉に供給される給水の温度が、ステップ状に少なくとも１回制御されることは、本発明の他の特徴である。

この特徴においては、第１期間における、形成された同一の制御棒パターンの期間において、原子炉に供給される給水の温度が、ステップ状に少なくとも１回制御されるので、炉心入口での冷却材温度を従来よりも高くすることができる。したがって、原子炉の熱効率を向上させることができる。

原子炉の一つの運転サイクルが、前記原子炉の炉心に挿入された全ての制御棒が全引抜されて炉心流量が設定炉心流量に達する時点よりも前の第１期間、及びその時点以降の第２期間を含んでおり、前記第１期間内で、複数の前記制御棒の操作によって複数の制御棒パターンを形成し、前記第１期間における、形成された同一の制御棒パターンの期間において、前記原子炉に供給される給水の温度が、ステップ状に少なくとも１回制御されることによっても、原子炉の熱呼応率を向上させることができる。

本発明によれば、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。

本発明の実施例を、図面を用いて説明する。

本発明の好適な一実施例である原子力発電プラントを、沸騰水型原子力発電プラントを例にとって、図１〜図３を用いて以下に説明する。

沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉１、高圧タービン３、低圧タービン５及び復水器６、炉心流量制御装置２６、給水温度制御装置２７、熱バランス計算装置２８及び炉心熱的制限監視装置３５を備えている。原子炉１は、原子炉圧力容器１０内に多数の燃料集合体（図示せず）を装荷してなる炉心１１を有する。円筒状の炉心２９シュラウドが、原子炉圧力容器１０内で炉心１１の周囲を取り囲んでいる。インターナルポンプ１２が、原子炉圧力容器１０の下部に設けられる。インターナルポンプ１２のインペラ１３は、原子炉圧力容器１０と炉心シュラウド２９との間に形成されるダウンカマー（環状流路）３０内に配置される。ダウンカマー３０内でインペラ１３の上流側と下流側の差圧を測定する差圧計１４が設けられている。原子炉圧力容器１０に接続される主蒸気配管２は、高圧タービン３、湿分分離過熱器（または湿分分離再熱器）４及び低圧タービン５を接続する。高圧タービン３及び低圧タービン５は、発電機（図示せず）に連結される。給水配管１５が、復水器６、低圧給水加熱器７、給水ポンプ８及び高圧給水加熱器９をこの順序で接続し、原子炉圧力容器１０に接続される。高圧タービン３に連絡される抽気配管１６が、高圧給水加熱器９に接続される。湿分分離過熱器４に連絡される配管１９、及び低圧タービン５に接続される配管２０が、それぞれ、低圧給水加熱器７に接続される。蒸気流量調節弁１７が抽気配管１６に設置される。高圧給水加熱器９に接続されるドレン配管１８が、低圧給水加熱器７を経て復水器６に接続される。

原子炉圧力容器１０内の圧力（蒸気の圧力）を検出する圧力計２１が、原子炉圧力容器１０の上部に設置される。蒸気流量を検出する流量計２２、及び蒸気温度を検出する温度計２３が、主蒸気配管２に設置される。給水流量を検出する流量計２４、及び給水温度を検出する温度計２５が、給水配管１５に設置される。

原子力発電プラントの運転中では、インターナルポンプ１２の回転によってインペラ１３で昇圧された、ダウンカマー３０内の冷却水（冷却材）は、下部プレナム３１より炉心１１内に供給される。この冷却水の一部は、炉心１１にある燃料集合体内に供給され、核燃料物質の核分裂により発生する熱で加熱され、蒸気となる。蒸気は、原子炉圧力容器１０内で炉心１１上方に設置された気水分離器（図示せず）及び蒸気乾燥器（図示せず）にて水分が除去され、主蒸気配管２に吐出される。この蒸気は、高圧タービン３を回転させ、湿分分離過熱器４で湿分が除去されて過熱され、低圧タービン５に供給されて低圧タービン５を回転させる。高圧タービン３及び低圧タービン５の回転により、発電機が回転され、電気が発生する。低圧タービン５から排気された蒸気は、復水器６で凝縮されて水となる。この水は、給水として、給水配管１５によって原子炉圧力容器１０内に供給される。その給水は、低圧給水加熱器７で加熱され、給水ポンプ８で昇圧され、高圧給水加熱器９で更に高温に加熱され、原子炉圧力容器１０内に供給される。低圧給水加熱器７は、配管１９，２０にて導かれる、湿分分離過熱器４から排出される高温のドレン水、低圧タービン５から抽気される蒸気及び凝縮水により、給水を加熱する。高圧給水加熱器９は、高圧タービン３から抽気されて抽気配管１６で導かれる蒸気によって加熱される。このように、高圧タービン３及び低圧タービン５から抽気される蒸気及び凝縮水を用いて給水を加熱する方法は再熱サイクルと呼ばれ、復水に捨てられる熱量を減少させることができる。再熱サイクルは、熱効率が向上するため、沸騰水型原子炉に一般的に適用される。ここで、低圧タービン５及び高圧タービン３からの抽気量を増やして原子炉に供給される給水温度を高めるほど熱効率が向上する。しかし、一方で、原子炉に供給される給水温度は、原子炉再循環系の健全性を保つ観点から制限される。具体的には、給水温度を上げすぎると、インターナルポンプ１２のインペラ１３において冷却水に気泡（キャビテーション）が発生しインペラ１３に損傷を与える恐れが生じるため、キャビテーションが発生しない上限の温度以下に給水温度を制限している。ここで、キャビテーションが発生しない上限の温度は、インペラ１３の形状などによって異なるが、現行の原子炉においては飽和温度よりも約１０℃低い温度となっている。

本実施例は、原子炉の炉心に供給される冷却材の温度を、運転サイクルを通してキャビテーションが発生しない上限の温度付近に設定された設定温度に保持して運転を行うことを特徴とする。一つの運転サイクルは、原子炉１の運転開始後、原子炉１内の燃料集合体の交換のために原子炉１を停止するまでの期間を意味する。その給水温度制御による熱効率向上の概要を、図２を用いて説明する。

本実施例、及び給水温度制御を行わない従来例を対象とし、一つの運転サイクルでの炉心流量と炉心入口での冷却水温度（以下、炉心入口冷却水温度という）について、図２を用いて説明する。従来例の給水温度制御を行わない場合、炉心入口冷却水温度は、運転サイクルにおいて、炉心流量の変化に追従して変化している。原子炉出力が定格出力（１００％出力）に保持される場合、給水流量は変化せず給水温度もほとんど変化しなく、また、原子炉１から主蒸気管２に吐出される蒸気の量も基本的には変化しない。さらに、給水は主に主蒸気が復水器６等で凝縮したものであり、基本的には主蒸気流量が変わらなければ給水流量も変わらない。復水器６から排出された低温の凝縮水は、給水加熱器９によって加熱されるが、現行の沸騰水型原子力発電プラントでは給水加熱量については初期設定値のまま、特に動的に制御しないのが一般的である。換言すれば、現行の沸騰水型原子力発電プラントは、給水温度を動的に制御する機構を備えていない。以上のことから、現行の沸騰水型原子力発電プラントでは、給水流量及び給水温度は原子炉出力が変化しない限り変化しない。一方で、沸騰水型原子炉では炉心流量は炉心内ボイド率変化を通じて炉心の核的反応度を調整するため、運転サイクルを通して適宜変更される。炉心流量が変化すると、原子炉圧力容器１０内で高温の炉心２から流出してダウンカマー３０、下部プレナム３１を通って再び炉心２に戻るほぼ飽和温度の再循環水の流量が変化する。給水温度及び給水流量が一定の現行の沸騰水型原子力発電プラントでは、炉心入口での冷却水温度は、図２に示すように、炉心流量が減少すると低下し、炉心流量が増えると上昇する。このとき、給水加熱量は、炉心入口冷却水温度が最高となる条件、すなわち炉心流量が最大となった場合でも、炉心入口冷却水温度の設定温度は、キャビテーションが発生しない上限の温度以下となるように設定される。従って、炉心流量が最大未満の場合には、炉心入口冷却水温度は、キャビテーションが発生しない上限の温度よりも低くなる。これは、給水温度を高められる余地があり、従って熱効率を向上できる余地があることを意味する。本実施例は、この問題を解決するため、炉心入口冷却水温度を、炉心流量の変化に関わらず、運転サイクルを通してキャビテーションが発生しない上限の設定温度に保持するように、給水加熱量を動的に制御する。ここで、キャビテーションが発生しない上限の温度はインターナルポンプ１２のインペラ１３の形状などによって異なるが、実験やシミュレーションにより設定することができる（非特許文献１）。

この制御によって、タービンからの抽気量を最大にし、復水に捨てられる熱量を最小にすることができ、沸騰水型原子力発電プラントの熱効率を向上させることができる。なお、炉心流量が最大の場合において、炉心入口冷却水温度は従来と同じであるため、燃料経済性は従来と同等となる。

ところで、給水温度制御を反応度制御に用いる方法は、前述の特許文献１及び２に示されているが、従来の制御棒の制御及び炉心流量制御による反応度制御とどのように組み合わせるかについての具体的な説明はない。発明者らは、給水温度制御を反応度制御に用いる場合、熱的余裕確保の観点から、給水加熱量を動的に制御するための新たな知見を見出した。この新たな給水加熱量の動的制御は、図２に示すように、炉心流量の変化に関わらず、炉心入口冷却水温度を、運転サイクルを通してインターナルポンプ１２（または再循環ポンプ）でキャビテーションが発生しない上限の温度付近の設定温度に保持するように行うことである。図４は、炉心反応度に対する、熱的余裕の指標の一つである最小限界出力比（ＭＣＰＲ）の変化を、炉心入口冷却水温度を変化させた場合、及び炉心流量を変化させた場合について示している。熱的余裕は、ＭＣＰＲが小さくなるほど小さくなる。図４の特性から、炉心反応度を同じだけ減少させる場合、炉心入口冷却水温度の増加は、炉心流量の減少よりも、熱的余裕の減少幅を小さくすることが分かった。すなわち、運転サイクル前半では炉心反応度を抑制する必要があるが、制御棒挿入量が同じである場合には、炉心入口冷却水温度の増加による反応度抑制は、炉心流量の減少によるその制御よりも、ＭＣＰＲを増加できる。逆に、ＭＣＰＲが同じである場合には、炉心入口冷却水温度の増加は、炉心流量の減少よりも、炉心反応度をより抑制できる。ＭＣＰＲが増加する分、または炉心反応度を抑制できる分だけ、制御棒挿入量を減らすことができる。このため、制御棒の寿命が伸び、制御棒の取替体数を減らすことができる。従って、図２に示すように、炉心入口冷却水温度をキャビテーションが発生しない上限の温度に保持することによって、ＭＣＰＲの増加、あるいは制御棒取替体数の減少といった効果が得られる。

本実施例は、炉心流量が最大流量未満である場合の炉心入口冷却水温度の増加、すなわち原子炉１に供給する給水の温度の増加を実現する。このため、給水温度制御装置２７は、炉心熱的制限監視装置３５で得られたＭＣＰＲを考慮して熱バランス計算装置２８で求められた給水温度設定値を基に、蒸気流量調節弁１７の開度を制御する。本実施例における給水温度制御を、図１及び図３に基づいて説明する。

炉心流量制御装置２６は、差圧計１４にて計測された、ダウンカマー３０内におけるインペラ１３の上流側と下流側との差圧の計測値を入力する。さらに、入力したその計測値に基づいて炉心流量を算出する。炉心流量制御装置２６は、算出した炉心流量及び運転サイクルにおける炉心流量設定値に基づいて、インターナルポンプ１２の回転数を制御し、炉心２に供給する冷却水流量（炉心流量）を制御する。

炉心熱的制限監視装置３５は、炉心流量制御装置２６で算出した炉心流量、及び炉心１１に配置されたＬＰＲＭ（図示せず）で計測されたＬＰＲＭ計測値３８に基づいてＭＣＰＲ（以後、ＭＣＰＲ（０）という）を求める。炉心熱的制限監視装置３５は、ＭＣＰＲ（０）が運転制限ＭＣＰＲ（ＯＬＭＣＰＲ）以下になっていないことを監視する。なお、実際のプラントにおいてはＯＬＭＣＰＲの対して一定割合の運転余裕を持つこともあり、その場合はＯＬＭＣＰＲに各プラントにおいて決められた運転余裕を加えた値をここでは運転制限ＭＣＰＲとする。

熱バランス計算装置２８は、炉心２で発生した熱量、原子炉１から出て行く熱量（主に主蒸気として）及び原子炉１に入ってくる熱量（主に給水として）に基づいて、炉心流量のみをパラメータにエネルギーバランスを計算する。具体的には、熱バランス計算装置２８は、炉心流量が最大流量未満である場合に、炉心入口冷却材温度を増加させるため、原子炉１に供給する給水の温度の増加量を計算する。

熱バランス計算装置２８は、炉心流量制御装置２６で算出された炉心流量を入力する（ステップ２８Ａ）。炉心流量制御装置２６から炉心流量を入力する代わりに、熱バランス計算装置２８が、差圧計１４の差圧計測値を入力して炉心流量を算出してもよい。また、熱バランス計算装置２８は、圧力計２１で計測された原子炉圧力（蒸気圧力）、流量計２２で計測された蒸気流量、温度計２３で計測された蒸気温度、流量計２４で計測された給水流量、及び温度計２５で計測された給水温度を、それぞれ入力する（ステップ２８Ｂ）。熱バランス計算装置２８は、ステップ２８Ｃで熱バランス計算を行い、給水温度を算出する。給水温度Ｔは、次の（１）式に基づいて算出される。
Ｗ×ｈ_ｃｏｒｅ＝{（Ｗ−Ｗ_ｆｅｅｄ）×ｈ_sat（Ｐ）＋Ｗ_ｆｅｅｄ×ｈ（Ｔ，Ｐ）} …（１）
ここで、ｈ_ｃｏｒｅは炉心入口エンタルピー、Ｗは炉心流量、Ｗ_ｆｅｅｄは給水流量、ｈ_ｓａｔは飽和水のエンタルピー（圧力によって決まる）、Ｐは原子炉圧力、Ｔは給水温度である。なお、ｈ_ｃｏｒｅは、Ｔ１＝ｆ（Ｐ１，ｈ_ｃｏｒｅ）に基づいて算出される。ここで、Ｐ１は原子炉１内の下部プレナム圧力、Ｔ１は炉心入口の冷却水温度である。下部プレナム圧力Ｐ１は、原子炉圧力Ｐに原子炉１内のダウンカマー３０内冷却水の静水頭圧やインターナルポンプ１２の昇圧分を加えて補正したものである。また、Ｐ１は直接測定してもよい。

（１）式中の、（Ｗ−Ｗ_ｆｅｅｄ）×ｈ_sat（Ｐ）は原子炉１から出てダウンカマー３０に入る再循環水（飽和水）の持つ熱量であり、Ｗ_ｆｅｅｄ×ｈ（Ｔ，Ｐ）は原子炉１の外部からダウンカマー３０に入ってくる給水の熱量であり、Ｗ×ｈ_ｃｏｒｅは原子炉１に流入する水がもつ熱量である。給水温度Ｔは、原子炉１に流入する水がもつ熱量と、原子炉１から出てダウンカマー３０に入る再循環水（飽和水）の持つ熱量及び原子炉１に外部から入ってくる給水の熱量とバランスを示す（１）式に基づいて算出される。

算出された給水温度Ｔに対応するＭＣＰＲ（Ｔ）を算出する（ステップ２８Ｄ）。給水温度Ｔに基づいて炉心入口エンタルピーｈ_ｃｏｒｅを算出する。ＭＣＰＲ（Ｔ）は、炉心入口エンタルピーｈ_ｃｏｒｅを用いて求められる。ＭＣＰＲ（Ｔ）がＭＣＰＲ（０）より大きいかが判定される（ステップ２８Ｅ）。ＭＣＰＲ（０）は、後述するように、炉心熱的制限値監視装置３５から出力される。ＭＣＰＲ（Ｔ）はＯＬＭＣＰＲよりも大きい。ステップ２８Ｅで「ＮＯ」（ＭＣＰＲ（Ｔ）がＭＣＰＲ（０）以下）と判定された場合には、ステップ２８Ｃにおいて、ＭＣＰＲ（０）より大きいＭＣＰＲ（Ｔ）を得ることができる給水温度Ｔを算出する。ステップ２８Ｅの判定が「ＹＥＳ」である（ＭＣＰＲ（Ｔ）がＭＣＰＲ（０）よりも大きい）場合には、ＭＣＰＲ（０）よりも大きなＭＣＰＲ（Ｔ）に対応する給水温度Ｔは、給水温度設定値（給水温度目標値）として、熱バランス計算装置２８から給水温度制御装置２７に出力される。

給水温度制御装置２７は、その給水温度設定値である給水温度Ｔ（以下、給水温度設定値Ｔという）、及び温度計２５で計測された給水温度の計測値に基づいて、給水温度計測値が給水温度設定値Ｔになるように蒸気流量調節弁１７の開度を制御する。算出される給水温度設定値Ｔは、運転サイクル末期（例えば、一つの運転サイクルの８０％経過後、その運転サイクル終了までの期間）の期間中では炉心流量の増大に伴って減少する。このため、運転サイクル末期において、原子炉１に供給される給水の温度は、運転サイクル終了時点に向かって減少していく。しかしながら、本実施例の給水温度制御が行われる運転サイクル末期においては、炉心流量は増加するが、炉心入口冷却水温度は、図２において実線で示すように、上記の設定温度に保持される。なお、運転サイクル末期よりも前の大部分の期間では、給水温度制御装置２７は、図２に示すように、炉心入口冷却水温度がほぼ一定となる一つの給水温度設定値Ｔに基づいて蒸気流量調節弁１７の開度を制御して給水温度制御を行う。このような、運転サイクルを通して、炉心入口冷却水温度をキャビテーションが発生しない上限の温度付近の設定温度（その上限の温度よりも低い温度）に保持する本実施例は、図２に実線で示すように、炉心流量が最大流量未満となる期間においては従来例よりも炉心入口冷却水温度が高くなる。従って、本実施例は、タービンからの蒸気の抽気量をより多くして熱効率を向上させることができる。

給水加熱器では一般に電気ヒーター及び抽気蒸気による給水の加熱が行われている。上記した例では、蒸気流量調節弁１７の開度調節による抽気蒸気の流量制御での給水温度制御について述べたが、給水加熱制御装置２７は給水温度Ｔに基づいて電気ヒーターによる加熱制御で給水温度制御を行うことも可能である。また、抽気蒸気の流量制御及び電気ヒーターによるか熱量制御を併用してもよい。プラントの熱効率の観点からは抽気蒸気の流量制御が好ましいが、炉心流量変化に追随して給水温度を制御する場合の制御性の観点から電気ヒーターによる加熱制御が好ましい場合はそうしてもよい。

また、一般に運転サイクル中でも反応度を制御棒で調整するための制御棒パターンチェンジが実施される。この場合、炉心流量を低下させて、炉心の熱出力を低下させて制御棒のパターンチェンジをして、その後、炉心流量を増加させて炉心の熱出力を定格値に戻すことが行われる。この制御棒パターンチェンジは特殊な運転モードである。このため、本実施例は、この制御棒パターンチェンジの期間中では炉心流量が変化しても前述した給水温度Ｔに基づいた給水温度制御を行わない。

本実施例は、熱バランス計算装置２８で算出した給水温度Ｔに対応するＭＣＰＲ（Ｔ）が炉心熱的制限監視装置３５で算出した最小限界出力比（ＭＣＰＲ（０））より大きい場合に、その給水温度Ｔを給水温度設置値Ｔとし、この給水温度設定値Ｔを用いて給水温度制御を行う。また、給水温度Ｔに対応するＭＣＰＲ（Ｔ）がＭＣＰＲ（０）以下である場合には、ＭＣＰＲ（０）より大きいＭＣＰＲ（Ｔ）を得ることができる給水温度Ｔを算出し、給水温度Ｔを給水温度設置値Ｔとして給水温度制御を行う。本実施例は、このようにＭＣＰＲを考慮して決定した給水温度設定値Ｔを用いて給水温度制御を行っているため、ＭＣＰＲが従来よりも増大する、すなわち、原子炉の熱的余裕がより大きくなる給水温度制御を行うことができる。

本実施例は、このようにＭＣＰＲが増大するため、原子力発電プラントの定期検査ごとに行っていた炉心１１内での燃料集合体の配置換え（シャッフリング）を低減することができる。これは、原子炉でのシャッフリングに要する時間を著しく短縮することにつながり、定期検査期間を短縮させることができる。原子力発電プラントの稼働率が向上する。

なお、シャッフリングは、炉心１１内の燃料集合体ごと出力バランス（チャンネルピーキング）の抑制のために、定期検査ごとに行われる。炉心１１には、一般に、一つの運転サイクルでの運転を経験した第２運転サイクル目から第５運転サイクル目、さらに初めて炉心１１に装荷された第１運転サイクル目の核燃料集合体が存在する。第１運転サイクル目、第２運転サイクル目、……第５運転サイクル目を、それぞれ、第１サイクル、第２サイクル、……第５サイクルと称する。第３、第４及び第５サイクルの各燃料集合体は、核分裂性物質が減少しているため反応度が低くなり、第１及び第２サイクルの各燃料集合体の反応度が高くなる。このような炉心１１においては、反応度の高い第１及び第２サイクルの燃料集合体の出力が高くなる。さらに、沸騰水型原子力発電プラントでは、出力大きい燃料集合体は、沸騰が促進されて圧力損失が大きくなり、燃料集合体内の冷却水流量も減少する。この結果、第１及び第２サイクルの各燃料集合体のＭＣＰＲが低下する。このような課題を解決するために、第１及び第２サイクルの燃料集合体が炉心１１内で集中しないように、一つの運転サイクルでの原子炉の運転が終了した後、第１及び第２サイクルの燃料集合体が炉心１１内で集中せず分散されるように、燃料集合体のシャッフリングが行われる。このようなシャッフリングによって、第１及び第２サイクルの各燃料集合体のＭＣＰＲを増大させることができる。

本実施例は、ＭＣＰＲを考慮して決定した給水温度設定値Ｔを用いて給水温度制御を行っているため、一つの運転サイクル終了後に炉心１１内での燃料集合体の配置換えの回数を低減でき、シャッフリングの期間を短縮することができる。

ＭＯＸ燃料集合体を炉心１１内に装荷した場合には、ボイド係数の絶対値の増加等によりＯＬＭＣＰＲが大きくなる可能性がある。しかしながら、ＭＯＸ燃料集合体を炉心１１に装荷した原子力発電プラントは、本実施例の給水制御を適用することによってＭＣＰＲをより大きくすることができる。このため、ＭＯＸ燃料集合体を用いた原子力発電プラントも、稼働率を向上させることができる。

本実施例は、給水温度制御を炉心流量変化にのみ着目し、運転サイクル末期の炉心流量増加時のみで実施する。このため、特許文献１及び２記載の技術よりも反応度の制御に用いる基本変数が炉心流量のみと少なく、給水温度制御が容易な点で優れている。また、自動的に給水温度を制御する点でも運転員の負担軽減や誤動作等のリスクが低減でき優れている。

本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電プラントを例にとって、図５及び図６を用いて以下に説明する。

本実施例の沸騰水型原子力発電プラントは、実施例１の沸騰水型原子力発電プラントの構成から熱バランス計算装置２８及び炉心熱的制限監視装置３５を除いた構成を有する。炉心流量制御装置２６で求められた炉心流量の情報は、給水温度制御装置２７に入力される。図５において、３６は炉心１１に挿入されて原子炉出力を調節する制御棒である。制御棒３６は、制御棒駆動装置３７に連結される。制御棒駆動装置３７は、制御棒３６の炉心１１内への挿入操作及び制御棒３６の炉心１１からの引き抜き操作を行うと共に、炉心１１の高さ方向における制御棒３６の位置を検出する。その位置の検出は、具体的には、制御棒駆動装置３７に設けられた位置検出器（例えば、モーター駆動の制御棒駆動装置ではモーターに連結されたエンコーダー、水圧駆動の制御棒駆動装置では内部に設けられたリミットスイッチ）によって行われる。検出された制御棒位置の情報は給水制御装置２７に入力される。原子炉１内に配置された各々の制御棒３６ごとに、制御棒駆動装置３７が設けられている。

それぞれの制御棒駆動装置３７で検出された各制御棒位置は、給水制御装置２７に入力される。また、給水制御装置２７は、メモリ（図示せず）に炉心流量と給水温度（給水温度設定値）を対応付けたテーブル情報を記憶している。すなわち、本実施例は、熱バランス計算装置２８で行う熱バランス計算を原子力発電プラントの各運転サイクルの開始前に実施し、炉心流量が最大流量未満となった場合に対応して増加する給水温度（前述の実施例における給水温度Ｔで給水温度設定値）を事前に算出する。算出された複数の給水温度（給水温度設定値）はそれぞれに対応する複数の炉心流量と個々に関係付けて、給水温度制御装置２７Ａの上記メモリに事前に記憶させておく。記憶される給水温度の設定値は、全制御棒３６が炉心１１から引き抜かれ、且つ炉心流量が最大炉心流量になる前までは、炉心入口冷却水温度が、炉心に冷却水を供給するポンプであるインターナルポンプ１２でキャビテーションが発生しない上限の温度付近の設定温度（第１炉心入口冷却水温度設定値）になるように設定される。さらに、給水温度設定値は、全制御棒３６が炉心１１から引き抜かれ、且つ炉心流量が最大炉心流量に達した後では、炉心入口冷却水温度が減少するように設定される。

給水温度制御装置２７は、炉心流量制御装置２６から入力する炉心流量に対応する給水温度設定値を上記メモリから取り込み、炉心入口冷却水温度を上記上限の温度付近の設定温度に保持する給水温度設定値、及び温度計２５で計測された給水温度に基づいて、給水温度計測値が給水温度設定値になるように蒸気流量調節弁１７の開度を制御する。給水温度制御装置２７は、入力する制御棒位置情報に基づいて原子炉１に設置された全制御棒３６のそれぞれが炉心１１から全部引き抜かれ、炉心流量制御装置２６から入力する炉心流量が最大炉心流量に到達したと判定したとき、炉心入口冷却水温度が減少するように設定され給水温度設定値、及び温度計２５で計測された給水温度に基づいて、給水温度計測値が給水温度設定値になるように蒸気流量調節弁１７の開度を制御する。前者の給水温度制御によって炉心入口冷却水温度が上記設定温度に保持され、後者の給水温度制御によって炉心入口冷却水温度が減少される（図６の炉心冷却水温度（本実施例）参照）。

本実施例における給水制御を行った場合の、原子炉の運転方法の概念を、図６を用いて説明する。図６に示す原子炉の運転方法は、一つの運転サイクルにおいて、制御棒パターンを変更した場合においても同じ制御棒パターンでの運転では、核燃料の燃焼に伴う炉心反応度の減少を炉心流量の増加により補償する運転方法の一例である。この運転方法は、ある制御棒パターンでの運転において炉心流量が最大に達した場合に、炉心流量をミニマムフローまで低下させて原子炉出力を減少させた後、制御棒駆動装置３７の操作により制御棒３６が所定量だけ炉心１１から引き抜かれる。この制御棒の引き抜き操作によって制御棒パターンが変更されるが、この制御棒の操作を制御棒パターンチェンジという。制御棒３６の引き抜きが停止された後、炉心流量が増大されて原子炉出力が再び定格出力まで上昇されて、原子炉が運転される。その後、炉心流量が最大に達して行われる制御棒パターンチェンジによって、全ての制御棒３６が炉心１１から完全に引き抜かれた状態になったとする。この状態で炉心流量が最大炉心流量になったとき、前述のように、炉心入口冷却水温度を減少させる。このように炉心入口冷却水温度を減少させる制御は、炉心流量が最大炉心流量になったときから、この最大炉心流量の状態で臨界を維持できなくなるまでの期間内において開始すればよい。臨界を維持できなくなった場合には、原子炉出力は低下し始める。

給水温度制御を行わない従来例では、炉心入口冷却水温度は、運転サイクルにおいて、炉心流量に追従して変化し、炉心流量が増加するとともに炉心入口冷却水温度も上昇する。このため、炉心入口冷却水温度は、それぞれの制御棒パターンでの運転期間の最後にキャビテーションが発生しない上限の温度付近となるように変化する。

本実施例は、運転サイクル末期（全制御棒３６が炉心１１から完全に引抜かれ、かつ炉心流量が最大炉心流量に到達した以降の期間）を除き、炉心流量及び制御棒パターンの変化に関わらず、炉心入口冷却水温度をキャビテーションが発生しない上限の温度付近の設定温度になるように給水温度を動的に制御する。この給水温度の制御は、給水温度制御装置２７により、上記したように蒸気流量調節弁１７の開度を制御して高圧給水加熱器９での給水の加熱量を調節することによって行われる。また、本実施例による原子炉の運転（図６参照）は、全制御棒３６が炉心１１から完全に引抜かれ、かつ炉心流量が最大に達した後に、炉心反応度の減少に合わせて炉心入口冷却水温度を減少させる点で、実施例１の原子炉の運転（図２参照）と本質的に異なっている。本実施例は、まず、炉心入口冷却水温度をキャビテーションが発生しない上限の温度付近の設定値になるように給水温度を制御することで、図２の運転を行う実施例１と同様に、従来例よりも熱効率を向上できる。

従来例では、全制御棒が炉心から完全に引抜かれ、かつ炉心流量が最大炉心流量に達した時点で一つの運転サイクルが終了する。これに対し、本実施例は、全制御棒３６が炉心１１から完全に引抜かれ、かつ炉心流量が最大炉心流量に到達した時点（従来例における運転サイクル終了時）から炉心入口冷却水温度を低減させることによって反応度を増加できる。このため、従来例よりも一つの運転サイクルの期間を長くすることがきる（図６参照）。本実施例は、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。本実施例は、上記の反応度の増加によって燃料経済性を高めることができる。また、本実施例は、運転サイクル末期に至るまでの、一つの運転サイクルの大部分の期間において、炉心入口冷却水温度をキャビテーションが発生しない上限の温度付近の設定温度になるように給水温度を制御している。本実施例の給水温度制御で得られる炉心入口冷却水温度は、特許文献１の給水温度制御で得られる炉心入口冷却水温度よりも高くなっている。本実施例での給水温度の変化幅は、特許文献１での給水温度の変化幅よりも大きくできる。このため、本実施例は、特許文献１よりも反応度利得も大きくなり、燃焼度を増大できる。

本実施例のように原子炉を運転するための原子炉運転計画方法を、図７を用いて説明する。炉心入口冷却水温度ＴＣを初期値として炉心入口冷却水温度の上限に設定する（ステップ４０）。炉心流量を最小にしたときに炉心がちょうど臨界になり、かつ熱的余裕が制限値以上となるような出力分布が得られるような制御棒パターンを予測して設定する（ステップ４１）。炉心流量の初期値を最小炉心流量に設定する（ステップ４２）。前述の（１）式を用い、熱バランスから給水温度を計算する（ステップ４３）。核熱水力計算を行い、炉心の臨界固有値ｋｅｆｆ及び熱的余裕を算出する（ステップ４４）。この核熱水力計算方法の詳細については、非特許文献２に記載されている。

核熱水力計算により得られた臨界固有値ｋｅｆｆと１．０の差の絶対値が収束条件Δｋより小さいかを判定する（ステップ４５）。その差の絶対値がΔｋより小さい場合には、ステップ４７の処理に移る。その差の絶対値がΔｋ以上であれば、炉心流量Ｗを修正する（ステップ４６）。ステップ４６においては、もしｋｅｆｆが１．０よりも大きければ炉心流量Ｗを減少させ、ｋｅｆｆが１．０よりも小さければ炉心流量Ｗを増加させるように修正する。そして、修正した炉心流量に対して再びステップ４３〜４５の処理を繰り返す。ステップ４７においては、熱的余裕が設計目標以上あるかを判定する。熱的余裕が設計目標以上の場合はステップ４９の処理に進む。もし、熱的余裕が設計目標未満であれば、ステップ４８において、制御棒パターンを調整する。この調整した制御棒パターンに対してステップ４２〜４７の処理を繰り返す。ステップ４９において、炉心流量Ｗが最大炉心流量以下であるかを判定する。炉心流量が最大炉心流量以下であればステップ５０に進んで、燃焼計算を行う。さらに、次の燃焼ステップに移る指令を出し（ステップ５４）、次の燃焼スッテプに対してステップ４１以降の処理を実行する。ステップ４９で「Ｎｏ」と判定された場合、すなわち、炉心流量Ｗが最大炉心流量を超えている場合には、全ての制御棒が炉心から全引抜きされている状態（制御棒の全引抜き状態）であるかを判定する（ステップ５１）。もし、制御棒が全引抜き状態でなければ制御棒パターンを調整し、ステップ４２〜４９を繰り返す。もし制御棒の全引抜き状態である場合は、炉心入口冷却水温度ＴＣが炉心入口冷却水温度下限以上かを判定する（ステップ５２）。炉心入口冷却水温度ＴＣがその温度下限以上である場合には炉心入口冷却水温度ＴＣを減少させてステップ４１〜４９、５１及び５２の処理を繰り返す。必要に応じて、ステップ４６，４８の処理が実行される。ステップ５１の判定結果が「Ｙｅｓ」となる場合が、図６において本実施例の炉心入口冷却水温度が減少し始める時点に相当する。ステップ５２において、炉心入口冷却水温度ＴＣが温度下限より小さいと判定された場合は、原子炉が臨界を維持して通常運転を続けるのが不可能な状態であることを示している。このため、運転サイクル終了と判断して計算を終了する。

以上の計算により得られる制御棒パターン、給水温度、炉心流量の情報に基づいて図６に示した本実施例のように原子炉を運転できることが確認できる。

なお、本実施例では、炉心反応度が核燃料の燃焼に伴って単純に減少する場合を例とって説明したが、燃料集合体が核燃料及び可燃性毒物を添加した場合などは、必ずしも炉心反応度が単純に減少するとは限らず、例えば運転サイクルの途中で炉心反応度が最大となる場合もありうる。この場合でも本実施例を同様に適用することは可能であり、熱効率及び燃料経済性の両方を向上させることができる。

本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電プラントを、図８を用いて以下に説明する。本実施例の沸騰水型原子力発電プラントは、実施例１で用いた熱バランス計算装置２８及び炉心熱的制限監視装置３５を、実施例２の沸騰水型原子力発電プラントに用いた構成を有する。熱バランス計算装置２８及び炉心熱的制限監視装置３５の機能は、実施例１と同じである。本実施例の給水制御装置２７は、前述のステップ２８ＥでＭＣＰＲ（０）よりも大きいと判定されたＭＣＰＲ（Ｔ）を求める根拠になった給水温度Ｔ（給水温度設定値Ｔ）、温度計２５で計測された給水温度の計測値、及び制御棒の検出された位置情報を用いて、実施例２と同様な給水制御を行う。

このような本実施例によれば、実施例２と同様に図６において実線で示す炉心入口冷却水温度を得ることができる。したがって、実施例２で生じる効果を得ることができる。また、本実施例は、実施例１で生じる効果を得ることができる。具体的に説明する。第１に、本実施例は、炉心熱的制限監視装置３５で算出されたＭＣＰＲ（０）よりも大きなＭＣＰＲ（Ｔ）を求める根拠になった給水温度設定値Ｔを用いて給水温度制御を行うため、シャッフリングに要する期間が低減できる。また、第２に、本実施例は、全制御棒３６が炉心１１から引き抜かれ、且つ炉心流量が最大炉心流量に到達した以降において炉心入口冷却水温度を低減させることによって、運転サイクル期間を伸ばすことができる。第１及び第２の理由によって、本実施例は、実施例１及び２のそれぞれよりも、沸騰水型原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。

前述した本発明の各実施例は、現行の原子力発電プラントに適用しても効果がある。さらに、各実施例を、一つの運転サイクルにおいて燃料集合体から取り出す熱量を増加させた原子力プラントに適用することによって、それぞれの実施例で得られる効果は特に顕著なものとなる。これは、一つの運転サイクルの運転期間が同じである場合、原子炉１の定格出力を増加させると、一つの運転サイクルにおいて燃料集合体から取り出す熱量が増加することになる。これは、炉心２でより多くの核分裂反応を起こす必要があることを意味している。一般に、１０％未満の原子炉出力の増加であれば、炉心及び燃料集合体の設計最適化、さらには燃料棒設計の最適化（太径化）及び複数の燃料棒を９行９列に配置した燃料集合体からそれらを１０行１０列に配置した燃料集合体に替えて燃料棒本数を増やす、などによって、燃料集合体中のウラン装荷量を増加させるなどして原子炉出力を増加させても大きく燃料経済性が低下しない可能性が高い。しかし、１０％を超えて原子炉出力を増加させるとなると、燃料集合体の^２３５Ｕの濃縮度を増加させなければならなくなり、同じプラントで１０％以上発電できる利点は大きいが、燃料経済性は低下する。このような意味から、本実施例は、原子炉出力をプラント建設時の定格出力より１０％以上大きくした原子力発電プラントに適用すると効果が大きい。

また、現行の沸騰水型原子炉の炉心の出力密度は約５０ｋｗ／ｌであることを考えると、同じ炉心で原子炉出力を１０％以上増加させることは、炉心の出力密度を５５ｋｗ／ｌ以上に増加することと同じ意味となる。また、一つの運転サイクルの運転期間を１０％以上延ばすことも、燃料集合体の交換無しで炉心から取り出す熱量を１０％以上増やすことになるので、同じ期間で炉心の熱出力を１０％以上増やすことにほぼ等しい。そういう意味で、通常の一運転サイクルは約１２ヶ月であるので、１４ヶ月以上の運転サイクルの炉心は同じ運転期間で熱出力を１０％以上増加させた炉心とほぼ同等となる。

また、一つの運転サイクル期間に炉心で発生する熱量が多いということは、一つの運転サイクルで消費する核分裂性物質の量が多いことを意味する。従って、運転サイクル開始前における炉心への新燃料集合体の装荷体数が増加する。一般に、炉心内に装荷されている燃料集合体の体数を、燃料交換により炉心内に新たに装荷される新燃料集合体の体数で割った値をバッチ数という。バッチ数が小さいほど一つの運転サイクルにおいて燃料集合体１体から取り出される熱量が多いことになる。一般に１０％以上の大幅な増出力をして、運転サイクルも設備利用率向上を目的に２４ヶ月程度にすると、バッチ数は３を切る。このような炉心では反応度維持のため、燃料集合体の濃縮度の増大も大きくなり、また、反応度制御のため可燃性毒物を多く使う必要があるため、燃料経済性は低下する。本実施例における炉心入口冷却水温度の制御は、このような炉心で用いると効果がより大きくなる。

本発明による他の実施例である原子炉の運転方法を、図５及び図９を用いて説明する。実施例１，２及び３は、１つの運転サイクルの末期（第２期間）よりも前におけるその運転サイクルでの運転期間（第１期間）で、給水温度設定値を連続的に変えた給水温度制御を実施し、第１期間において炉心入口の冷却水温度がこの設定温度に保持されるように、原子炉の運転を行っている。これに対し、本実施例は、第１期間内で同一の制御棒パターンが形成されている期間において、同一の制御棒パターンが形成されている期間の初期から末期に向って給水温度設定値をステップ状に減少させ、この給水温度設定値に基づいて給水温度制御を行っている。このような給水温度制御により、同一の制御棒パターンが形成されている期間の初期から末期に向って、給水温度がステップ状に減少する。ステップ状に設定された各給水温度設定値は、１つの運転サイクルの期間を通して炉心入口の平均冷却水温度が、従来例よりも高くなるように、設定されている。本実施例において、炉心流量が増大する運転サイクル末期である第２期間は、全ての制御棒が炉心から全引抜されて炉心流量が最大炉心流量に到達する時点以降の期間であり、第２期間より前の第１期間はその時点よりも前の期間である。

本実施例の原子炉の運転方法は、図５に示す沸騰水型原子力発電プラントで行われる。本実施例において、給水温度制御装置２７は、１つの運転サイクルにおいて、同じ制御棒パターンで運転される期間（図９に示された期間Ｐ１，Ｐ２及びＰ３）で、給水温度設定値がそれぞれステップ状に設定されている。期間Ｐ３は炉心１１から全制御棒３６が全引き抜きされている制御棒パターンで運転される期間である。期間Ｐ１及びＰ２は、何本かの制御棒３６が炉心１１に挿入されているが、制御棒パターンが異なっている。期間Ｐ１及びＰ２は炉心流量が最大流量（１００％流量）になったときに終了するが、その時点で制御棒パターンチェンジが行われる。

本実施例も、実施例２と同様に、沸騰水型原子力発電プラントの各運転サイクルの開始前に、熱バランス計算装置で実施例１と同様な熱バランス計算を行い、ＭＣＰＲ（０）よりも大きいＭＣＰＲ（Ｔ）になるように給水温度設定値Ｔを求める。事前に、給水温度制御装置２７のメモリに記憶される。本実施例は、期間Ｐ１，Ｐ２に対して２つの給水温度設定値Ｔが設定され、期間Ｐ３に対しては３つの給水温度設定値が設定される。設定される給水温度設定値Ｔとの関係で、期間Ｐ１，Ｐ２はさらに２つの期間に分けられ、期間Ｐ１は３つの期間に分けられる。すなわち、期間Ｐ１は期間ｆ１及び期間ｓ１を有し、期間Ｐ２は期間ｆ２及び期間ｓ２を有する。期間Ｐ３は、期間ｆ３、ｓ３及びｔ３を有する。

期間ｓ１、ｓ２及びｓ３における給水温度設定値Ｔは、これらの期間の末期に炉心入口冷却水温度が、実施例１及び２と同様に、インターナルポンプ１２でキャビテーションが発生しない上限の温度付近の温度でその上限温度よりも低い温度になるように設定される。この炉心入口冷却水温度設定値を、第１炉心冷却水温度設定値という。そのような期間ｓ１、ｓ２及びｓ３における給水温度設定値Ｔを給水温度設定値Ｔ２と称する。本実施例では、給水温度設定値Ｔ２は従来例と同じ給水温度設定値になっている。期間Ｐ１，Ｐ２及びＰ３は期間ｓ１、ｓ２及びｓ３の前に期間ｆ１、ｆ２及びｆ３を有している。これらの期間ｆ１、ｆ２及びｆ３の給水温度設定値Ｔは、炉心入口の冷却水温度が従来例のその温度よりも高く上記の上限温度よりも低くなるように設定される。期間ｆ１、ｆ２及びｆ３の給水温度設定値Ｔを給水温度設定値Ｔ１と称する。給水温度設定値Ｔ１は給水温度設定値Ｔ２よりも高くなっている。期間Ｐ３において期間ｓ３の後になる期間ｔ３の給水温度設定値Ｔは、給水温度設定値Ｔ２よりも低く、期間ｔ３での運転が終了する時点、すなわち、１つの運転サイクルでの運転が終了する時点で、実施例２と同じ給水温度まで低下するように設定されている。期間ｔ３の給水温度設定値Ｔを給水温度設定値Ｔ３と称する。給水温度設定値Ｔ１，Ｔ２及びＴ３が、事前に、上記メモリに記憶される。例えば、給水温度設定値Ｔ１は２２５℃、給水温度設定値Ｔ２は２１５℃及び給水温度設定値Ｔ３は１９５℃である。

本実施例の原子炉運転方法を、具体的に説明する。或る運転サイクルにおいて、原子炉の起動後、炉心１１内に挿入されている制御棒３６が制御棒駆動装置３７の操作によって炉心１１から引抜かれる。原子炉出力がある値（例えば、６０％出力）まで上昇したとき、制御棒３６の引抜を停止し、インターナルポンプ１２の回転数を増加させて炉心流量を増大させ、原子炉出力を定格出力（１００％出力）まで上昇させる。上記の制御棒３６の引抜が停止されたときに形成された第１の制御棒パターンで、期間Ｐ１の運転が行われる。この期間Ｐ１の運転は炉心流量が最大炉心流量（例えば、１００％炉心流量）になるまで行われる。この最大炉心流量は、炉心流量の設定炉心流量である。

給水温度制御装置２７は、期間Ｐ１内の期間ｆ１では給水温度設定値Ｔ１を用いた給水温度制御を実施する。給水温度制御装置２７は、温度計２５で測定された給水温度が給水温度設定値Ｔ１になるように、蒸気流量調節弁１７の開度を制御し、高圧給水加熱器９に供給する抽気蒸気の流量を調節する。期間ｆ１では、給水温度が給水温度設定値Ｔ１である給水が、給水配管１５を通って原子炉圧力容器１０内に供給される。運転期間の経過に伴って燃料集合体内の核燃料物質に含まれる核分裂性燃料物質が消費され、原子炉出力が定格出力よりも減少しようとする。この原子炉出力の減少を補償するために、炉心流量制御装置２６の制御によってインターナルポンプ１２の回転数が増大され、炉心流量が増加される。期間ｆ１では、給水温度が給水温度設定値Ｔ１に保持されるため、原子炉出力の減少を補償する炉心流量の増加に伴って炉心入口冷却水温度も上昇する。

炉心入口冷却水温度は、図５に図示されていないが、炉心１１の入口に設置された温度計で測定され、給水温度制御装置２７に入力されている。給水温度制御装置２７は、炉心入口冷却水温度の測定値が、炉心入口冷却水温度の設定温度（第２炉心入口冷却水温度設定値と称する）まで上昇したとき、給水温度設定値を給水温度設定値Ｔ１から給水温度設定値Ｔ２に変更する。このように給水温度設定値が変更された時点で期間ｆ１の運転が終了し、期間ｓ１の運転が開始される。給水温度設定値を変更するトリガである第２炉心入口冷却水温度設定値は、インターナルポンプ１２でキャビテーションが発生しない上限の温度付近の温度でその上限温度よりも低い温度に設定される。第２炉心入口冷却水温度設定値は、前述の第１炉心入口冷却水温度設定値（実施例２参照）よりも低くなっている。しかしながら、第２炉心入口冷却水温度設定値は第１炉心入口冷却水温度設定値と同じであっても良い。

給水温度制御装置２７は、給水温度設定値Ｔ２に基づいて蒸気流量調節弁１７の開度を制御し、原子炉圧力容器１０に供給される給水の温度を給水温度設定値Ｔ２に調節する。このようにして、期間ｓ１における給水温度が給水温度設定値Ｔ２に保持される。給水温度制御装置２７によって給水温度が給水温度設定値Ｔ１から給水温度設定値Ｔ２に減少することによって、原子炉出力が定格出力を超えようとする。この原子炉出力の上昇を避けるために、炉心流量制御装置２６は、インターナルポンプ１２の回転数を減少させて原子炉出力を定格出力に保持する。このため、期間ｆ１の終了時から期間ｓ１の開始時において、図９に示すように、炉心流量が減少し、これに併せて炉心入口冷却水温度も減少する。核分裂性物質の消費に伴う原子炉出力の減少を補償するため、期間ｆ１と同様に、期間ｓ１においても炉心流量が増加される。炉心流量が最大炉心流量に達したとき、期間ｆ１、すなわち、期間Ｐ１の運転が終了する。期間ｓ１の終了時の直前において、炉心流量が最大炉心流量に達したとき、炉心入口冷却水温度は第１炉心入口温度設定値になる。

この時点で、実施例２と同様に、炉心流量がミニマムフローまで低下され、第１回目の制御棒パターンチェンジが行われる。この制御棒パターンチェンジは、制御棒駆動制御装置（図示せず）によって該当する制御棒駆動装置３７が制御され、該当する制御棒３６が操作されることによって行われる。第１回目の制御棒パターンチェンジが終了したとき、第１制御棒パターンが形成され、期間Ｐ２では、この第１制御棒パターンによって原子炉の運転が行われる。その制御棒パターンチェンジが終了した後、炉心流量の増加により原子炉出力が定格出力まで上昇される。期間ｓ１の原子炉運転の終了時から期間ｆ２のその運転開始時における、給水温度設定値Ｔ２から給水温度設定値Ｔ１への変更は、給水制御装置２７において以下のように行われる。すなわち、給水温度制御装置２７は、この制御装置が入力する、各制御棒駆動装置３７で検出された制御棒３６の炉心１１の高さ方向における位置が、第１回目の制御棒パターンチェンジ終了後の制御棒パターンになっているとき、給水温度設定値Ｔ２から給水温度設定値Ｔ１への変更を行う。期間Ｐ２では、期間ｆ２で給水温度設定値Ｔ１を用いた給水温度制御が、期間ｓ２で給水温度設定値Ｔ２を用いた給水温度制御が、給水温度制御装置２７によって、期間Ｐ１と同様に行われる。期間ｆ２の終了時における給水温度設定値Ｔ１から給水温度設定値Ｔ２への変更は、期間Ｐ１でのそれらの設定値の変更と同様に行われる。期間ｓ２の終了時の直前において、炉心流量が最大炉心流量に達したとき、炉心入口冷却水温度は第１炉心入口温度設定値になる。

期間ｓ２において、炉心流量が最大炉心流量に到達したとき、期間Ｐ２の運転が終了し、２回目の制御棒パターンチェンジが１回目の制御棒パターンチェンジと同様に実施される。本実施例においては、この２回目の制御棒パターンチェンジは最後の制御棒パターンチェンジであり、全制御棒３６が炉心１１から全引き抜きされた第３制御棒パターンを形成する。２回目の制御棒パターンチェンジが実行された後、炉心流量が増加されて、原子炉出力が定格出力まで上昇される。第３制御棒パターンによる原子炉の運転が期間で行われる。２回目の制御棒パターンチェンジ以降の期間Ｐ３における期間ｆ３及びｓ３では、期間ｆ１及びｓ１で行われる給水温度制御が実施される。すなわち、期間ｆ３では給水温度設定値Ｔ１による給水温度制御が、期間ｓ３では給水温度設定値Ｔ２による給水温度制御が実行される。期間ｆ３終了時における給水温度設定値Ｔ１から給水温度設定値Ｔ２への変更も、期間ｆ１終了時でのその変更と同様に行われる。期間ｓ３の終了時の直前において、炉心流量が最大炉心流量に達したとき、炉心入口冷却水温度は第１炉心入口温度設定値になる。

期間ｓ３において、炉心流量が最大炉心流量に達したとき、給水温度制御装置２７は、給水温度設定値Ｔ２を給水温度設定値Ｔ３に変更する。この給水温度設定値の変更は、給水温度制御装置２７が、炉心流量制御装置２６から入力する炉心流量が最大炉心流量に達したと判定したときに行われる。給水温度設定値Ｔ２が給水温度設定値Ｔ３に変更されたときには、給水温度設定値Ｔ１を給水温度設定値Ｔ２に変更したときと同様に、原子炉出力を定格出力保持するために、炉心流量が減少される。これに併せて、炉心入口冷却水温度も低下する。期間ｔ３において、給水温度制御装置２７は、給水温度設定値Ｔ３に基づいて蒸気流量調節弁１７の開度を制御し、給水の温度を給水温度設定値Ｔ３に調節する。期間ｔ３において原子炉圧力容器１０に供給される給水の温度は給水温度設定値Ｔ３に保持される。炉心流量が期間ｔ３において最大炉心流量に到達したとき、期間Ｐ３、すなわち、この運転サイクルでの原子炉の運転が終了する。この時点で原子炉が停止される。炉心入口冷却水温度は、期間ｔ３の開始時よりも期間ｔ３の終了時で高くなっている。

本実施例は、期間Ｐ１，Ｐ２，Ｐ３における給水温度設定値の変更、すなわち、給水温度設定値Ｔ１から給水温度設定値Ｔ２への変更が、炉心入口冷却水温度の測定値が第２炉心入口冷却水温度設定値に達したときに行っている。炉心入口冷却水温度は炉心流量の増加に比例して上昇する。このため、給水制御装置２７は、炉心流量制御装置２６から入力する炉心流量が、第２炉心入口冷却水温度設定値に対応して定まる炉心流量設定値に達したときに、給水温度設定値Ｔ１から給水温度設定値Ｔ２に変更することも可能である。

本実施例は、実施例２と同様に、全制御棒３６が炉心１１から完全に引き抜かれた状態で炉心流量が最大炉心流量に到達する時点以降の期間（第２期間）、すなわち、期間ｔ３において、給水温度を、全制御棒３６が炉心１１から完全に引き抜かれた状態で炉心流量が最大炉心流量に到達する直前の給水温度よりも減少させているので、炉心入口冷却水温度の減少により反応度を増加させることができる。このため、本実施例は、従来例よりも１つの運転サイクルの期間を伸ばすことができ、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。

本実施例は、１つの運転サイクルにおいて、全制御棒３６が炉心１１から完全に引き抜かれた状態で炉心流量が最大炉心流量に到達する時点よりも前の期間（第１期間）、すなわち、期間ｆ１から期間ｓ３において、期間ｆ１、ｆ２、ｆ３での給水温度設定値Ｔ１を従来例の給水温度設定値よりも高くしているので、その分、期間ｆ１、ｆ２、ｆ３における炉心入口冷却水温度を従来例のそれよりも高くすることができる。このため、本実施例は、給水温度設定値Ｔを第１期間において連続的に変化させる実施例２に比べて熱効率が低下するが、従来例よりも熱効率を増大させることができる。本実施例における燃料経済性も、従来例よりは向上する。

本実施例は、同じ制御棒パターンの期間において給水温度をステップ状に制御するので、給水温度を連続的に制御する実施例１，２及び３に比べて給水温度制御を単純化できる。このため、本実施例は、給水温度制御装置２７及び熱バランス計算装置２８を簡略化することができる。

本実施例は、１つの運転サイクル内での同一制御棒パターンの期間において、給水温度設定値の変更を１回だけ行っている、すなわち、給水温度を１回だけステップ状に変更している。しかし、その同一の制御棒パターンの期間において、給水温度設定値の変更を複数回行うことも可能である。これは、給水温度を複数回ステップ状に制御することになる。給水温度を複数回ステップ状に制御する場合には、同一の制御棒パターンの期間で用いる給水温度設定値は異なる給水温度で３つ以上設定される。３つ以上の給水温度設定値は、同一の制御棒パターンの期間の終了時からその期間の開始時に向かって給水温度が増大するように設定される。その期間において、最後に用いられる給水温度設定値は従来例のその設定値と同じである。このように、給水温度を同一の制御棒パターンの期間において複数回ステップ状に制御することによって、図９に示す給水温度を１回だけステップ状に制御する場合に比べて熱効率が増大する。

上記した実施例は、第２期間である期間ｔ３において１つの給水温度設定値Ｔ３を用いて給水温度制御を行っている。しかし、この実施例において、期間ｔ３内を複数の期間に分け、分けられた複数の期間における各給水温度設定値を、第２期間の初期から第２期間の終了時に向って低くなるように設定しても良い。

本発明の好適な一実施例である沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。 原子炉の一つの運転サイクルにおける炉心流量及び炉心入口冷却材温度の変化を示す特性図である。 図１に示す熱バランス計算装置における演算処理及び給水温度制御装置における制御の内容を示す説明図である。 炉心流量及び炉心冷却材温度を変化させた場合の、炉心反応度と最小限界出力比（ＭＣＰＲ）の変化を比較した特性図である。 本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。 図５に示す実施例で行われる、一つの運転サイクルにおける運転方法の概念を示す説明図である。 図５に示す実施例における原子炉の運転計画方法を示すフロー図である。 本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である原子炉の運転方法における、一つの運転サイクルでの炉心流量及び炉心入口冷却材温度の変化を示す特性図である。

符号の説明

１…原子炉、２…主蒸気管、３…高圧タービン、４…湿分分離過熱器（もしくは湿分分離再熱器）、５…低圧タービン、７…低圧給水加熱器、８…給水ポンプ、９…高圧給水加熱器、１０…原子炉圧力容器、１１…炉心、１２…インターナルポンプ、１４…差圧計、１５…給水配管、１７…蒸気流量調節弁、２１…圧力計、２２，２４…流量計、２３，２５…温度計、２６…炉心流量制御装置、２７…給水温度制御装置、２８…熱バランス計算装置、３０…ダウンカマー、３１…下部プレナム、３６…制御棒、３７…制御棒駆動装置。

Claims (6)

1. 原子炉出力が設定出力で運転される一つの運転サイクルが、原子炉の炉心に供給される冷却材流量が増大する前記運転サイクルの末期である第２期間、及び前記第２期間よりも前の第１期間を含んでおり、前記第１期間及び第２期間は、前記原子炉に供給される給水の温度を制御することにより前記原子炉の炉心入口での冷却材の温度を、前記炉心に前記冷却材を供給するポンプにおいてキャビテーションが発生しない上限の温度付近の温度でその上限の温度よりも低い温度である設定温度に保持し、第２期間における前記冷却材の温度の前記設定温度への保持は、前記給水温度を低下させることにより行われ、炉心熱的制限監視装置が前記炉心流量及び前記炉心に配置された局所出力領域モニタの計測値に基づいて第１最小限界出力比を求め、前記炉心流量をＷ、前記炉心入口のエンタルピーをｈ _core 、前記給水の流量をＷ _feed 、飽和水のエンタルピーをｈ _sat 、及び原子炉圧力をＰとしたとき、給水温度Ｔを下記の式を用いて算出して、前記算出した給水温度Ｔに対応する第２最小限界出力比を求め、
   Ｗ×ｈ _core ＝｛（Ｗ−Ｗ _feed ）×ｈ _sat （Ｐ）＋Ｗ×ｈ（Ｔ，Ｐ）｝
   前記第１期間及び前記第２期間における前記給水の温度制御は、前記第１最小限界出力比よりも大きな原子炉の前記第２最小限界出力比に対応する前記給水温度である給水温度設定値に基づいて行われることを特徴とする原子炉の運転方法。
2. 原子炉出力が設定出力で運転される一つの運転サイクルにおいて、原子炉に設置された全ての制御棒のそれぞれが前記原子炉内の炉心から全部引き抜かれ、かつ前記炉心に供給される冷却材の流量が最大流量に到達した後に、この冷却材の流量を前記最大流量に保持している状態で、前記炉心入口での前記冷却材の温度が減少するように、前記原子炉に供給する給水の温度を制御し、前記運転サイクルで、全ての前記制御棒のそれぞれが前記炉心から全部引き抜かれる前でかつ前記冷却材の流量が最大流量に到達する前の期間においては、前記原子炉に供給される給水の温度を制御することにより前記原子炉の炉心入口での冷却材の温度を、前記炉心に前記冷却材を供給するポンプにおいてキャビテーションが発生しない上限の温度付近の温度でその上限の温度よりも低い温度である設定温度に保持し、炉心熱的制限監視装置が前記炉心流量及び前記炉心に配置された局所出力領域モニタの計測値に基づいて第１最小限界出力比を求め、前記炉心流量をＷ、前記炉心入口のエンタルピーをｈ _core 、前記給水の流量をＷ _feed 、飽和水のエンタルピーをｈ _sat 、及び原子炉圧力をＰとしたとき、給水温度Ｔを下記の式を用いて算出して、前記算出された給水温度Ｔに対応する第２最小限界出力比を求め、
   Ｗ×ｈ _core ＝｛（Ｗ−Ｗ _feed ）×ｈ _sat （Ｐ）＋Ｗ×ｈ（Ｔ，Ｐ）｝
   前記運転サイクルにおける前記給水の温度制御は、前記第１最小限界出力比よりも大きな原子炉の前記第２最小限界出力比に対応する前記給水温度である給水温度設定値に基づいて行われることを特徴とする原子炉の運転方法。
3. 前記原子炉に供給する給水の温度制御が、前記原子炉で発生する蒸気をタービンに導く蒸気系から抽気されて前記給水を加熱する蒸気の量を調節することにより行われる請求項１または２に記載の原子炉の運転方法。
4. 原子炉と、
   タービンを含み、前記原子炉で発生する蒸気を導く蒸気系と、
   給水加熱手段を含み、この給水加熱手段で加熱された給水を前記原子炉に供給する給水系と、
   原子炉の炉心に供給される冷却材流量が増大する運転サイクルの末期である第２期間、及び前記第２期間よりも前の第１期間を含む一つの運転サイクルにおいて、前記第１期間及び第２期間は、前記原子炉に供給される給水の温度を制御することにより前記原子炉の炉心入口での冷却材の温度を、前記炉心に前記冷却材を供給するポンプにおいてキャビテーションが発生しない上限の温度付近の温度でその上限の温度よりも低い温度である設定温度に保持するように、前記第２期間における前記冷却材の温度の前記設定温度への保持を、前記給水の温度を低下させるように、給水温度設定値を用いて、前記給水加熱手段による前記給水の加熱量を調節する給水温度制御装置と、
   前記炉心流量及び前記炉心に配置された局所出力領域モニタの計測値に基づいて第１最小限界出力比を求める炉心熱的制限監視装置と、
   前記炉心流量をＷ、前記炉心入口のエンタルピーをｈ _core 、前記給水の流量をＷ _feed 、飽和水のエンタルピーをｈ _sat 、及び原子炉圧力をＰとしたとき、給水温度Ｔを下記の式を用いて算出して、前記算出した給水温度Ｔに対応する第２最小限界出力比を求め、前記第１最小限界出力比よりも大きな原子炉の前記第２最小限界出力比に対応する前記給水温度を前記給水温度設定値とする熱バランス計算装置とを備え、
   Ｗ×ｈ _core ＝｛（Ｗ−Ｗ _feed ）×ｈ _sat （Ｐ）＋Ｗ×ｈ（Ｔ，Ｐ）｝
   前記給水温度制御装置は、前記第１期間及び前記第２期間における前記給水の加熱量の調節を、前記第１最小限界出力比よりも大きな前記第２最小限界出力比に対応する前記給水温度である前記給水温度設定値に基づいて行うことを特徴とする原子力発電プラント。
5. 原子炉と、
   タービンを含み、前記原子炉で発生する蒸気を導く蒸気系と、
   給水加熱手段を含み、この給水加熱手段で加熱された給水を前記原子炉に供給する給水系と、
   一つの運転サイクルにおいて、前記原子炉に設置された全ての制御棒のそれぞれが前記原子炉内の炉心から全部引き抜かれ、かつ前記炉心に供給される冷却材の流量が最大流量に到達して前記最大流量に保持されているとき、前記炉心入口での前記冷却材の温度が減少するように、給水温度設定値を用いて、前記給水加熱手段による前記給水の加熱量を調節する給水温度制御装置と、
   前記炉心流量及び前記炉心に配置された局所出力領域モニタの計測値に基づいて第１最小限界出力比を求める炉心熱的制限監視装置と、
   前記炉心流量をＷ、前記炉心入口でのエンタルピーをｈ _core 、前記給水の流量をＷ _feed 、飽和水のエンタルピーをｈ _sat 、及び原子炉圧力をＰとしたとき、給水温度Ｔを下記の式を用いて算出して、前記算出した給水温度Ｔに対応する第２最小限界出力比を求め、前記第１最小限界出力比よりも大きな原子炉の前記第２最小限界出力比に対応する前記給水温度を給水温度設定値とする熱バランス計算装置とを備え、
   Ｗ×ｈ _core ＝｛（Ｗ−Ｗ _feed ）×ｈ _sat （Ｐ）＋Ｗ×ｈ（Ｔ，Ｐ）｝
   前記給水温度制御装置は、前記運転サイクルで、全ての前記制御棒のそれぞれが前記炉心から全部引き抜かれる前でかつ前記冷却材の流量が最大流量に到達する前の期間においては、前記原子炉の炉心入口での冷却材の温度を、前記炉心に前記冷却材を供給するポンプにおいてキャビテーションが発生しない上限の温度付近の温度でその上限の温度よりも低い温度である設定温度に保持するように、前記給水の加熱量の調節を、前記第１最小限界出力比よりも大きな前記第２最小限界出力比に対応する前記給水温度である前記給水温度設定値に基づいて行うことを特徴とする原子力発電プラント。
6. 前記給水温度制御装置は、前記給水加熱手段に供給される、前記蒸気系から抽気されて前記給水加熱手段に供給される蒸気の量を調節する蒸気量調節手段を制御することにより、前記給水の加熱量の調節を行う請求項４または請求項５に記載の原子力発電プラント。

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