JPH01105195A - 稠密格子沸騰水型原子炉の制御装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的コ （産業上の利用分野） 本発明は、多数の燃料棒が稠密格子状に配置された燃料
集合体により炉心を構成された稠密格子沸騰水型原子炉
に配置される制御装置に関する。

（従来の技術） 近年、プルトニウム原料を効率良く燃焼させるために、
燃料集合体に燃料棒を稠密格子状に配置し、この燃料集
合体により炉心を構成しな稠密格子沸騰水型原子炉の有
効性が広く認識されつつある。

この型の炉では、第２図に示すように、断面正方形状の
チャンネルボックス１内に燃料棒２を正方格子状に配置
した通常の沸騰水型原子炉用の燃料集合体とは異なり、
第３図に示すように、断面六角形状のチャンネルボック
ス１内に燃料棒２ａを六方格子状に稠密に配置した燃料
集合体を用い、水対燃料の原子数比を減少させる。

従来、第２図に示したような燃料集合体を用いる通常の
沸騰水型原子炉では、出力制御は主に炉心流星を変更し
、それに伴うボイド反応度を変化させることにより行わ
れている。

すなわち、定格出力から原子炉出力を低下させようとし
た場合、再循環ポンプ回転数を減少させて炉心流量を低
下させ、炉内ボイド量を増大させて負の反応度を印加し
原子炉出力を低下させる。

第４図のグラフは、縦軸を原子炉出力、横軸を再循環流
星としてその関係を示している。このグラフに点線ａで
示すように、通常の沸騰水型原子炉では、たとえば再循
環流Ｊｉ１００％の点Ａから再循環流量４５％の点Ｙへ
炉心流量を低下させると、原子炉出力は１００％から６
０ｚ程度に低下する。また、再循環流ｌを３０％程度ま
で低下させると、原子炉出力は５０％程度まで低下する
。このように、従来の通常の沸騰水型原子炉では、再循
環流量（炉心流＃）の変更により大幅な原子炉出力の変
更を行うことができるので、通常運転時は、はとんど制
御棒の操作は行わない。

（発明が解決しようとする問題点） しかしながら、上述のように、従来の通常の原子炉で行
われているような制御を稠密格子沸騰水型原子炉で行う
と、次のような問題が生じる。

すなわち、稠密格子沸騰水型原子炉では、従来の通常の
原子炉に比べて炉心内の水対燃料の原子数比が小さいた
め、負のボイド係数の絶対値が通常の原子炉に比べて３
０％〜６０％程度に小さくなる。

しながっ−て、原子炉出力と再循環流量との関係は、前
述の第４図のグラフに実ｌｌｂで示すようになる。

すなわち、炉心流量の低下に対する原子炉出力の変化幅
は、従来の通常の原子炉の場合に比べて、１７２〜１７
３程度に減少する。

このため、炉心流、を減による冷却効果の減少割合に比
べて、原子炉出力の低下割合は少く、炉心冷却の熱的安
全余裕が小さくなるという問題が生じる。なお、熱的安
全余裕は、適切な程度に維持されるよう従来の通常の原
子炉でも第４図のグラフに一点鎖線Ｃで示すような燃料
熱流束監視ライン（ＴＰＭ）を設け、そのラインより高
い原子炉出力にならないよう制限を行っている。

本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
稠密格子沸騰水型原子炉においても、炉心冷却の熱的安
全余裕を十分に確保しながら原子炉出力の制御を行うこ
とができ、安全性の向上を図ることのできる稠密格子沸
騰水型原子炉の制御装置を提案しようとするものである
。

［発明の構成コ （問題点を解決するための手段） すなわち、本発明の稠密格子沸騰水型原子炉の制御装置
は、多数の燃料棒が稠密格子状に配置された燃料集合体
により炉心を構成された稠密格子沸騰水型原子炉に配置
され、出力要求信号に応じて原子炉出力を調節する９制
御装置であって、前記出力要求信号に応じて、炉心流量
変更量と制御棒位置変更ｌを、変更後の原子炉出力と炉
心流量との関係が燃料熱流束監視ラインを逸脱しない範
囲で算出し、前記炉心流量変更量に応じた炉心流量要求
信号を再循環ポンプの速度制御器に送出するとともに前
記制御棒位置変更量に応じた制御棒位置変更信号を制御
棒選択・操作回路に送出する制御棒位置・炉心流量要求
演算手段を備え、炉心流量変更と制御棒位置変更とを併
用して原子炉出力を調節するよう構成されたことを特徴
とする。

（作　用） 本発明の稠密格子沸騰水型原子炉の＠御装置は、出力要
求信号に応じて、炉心流量変更量と制９Ｉｌ棒位置変更
量を、変更後の原子炉出力と炉心流量との関係が燃料熱
流束監視ラインを逸脱しない範囲で算出し、炉心流星変
更量に応じた炉心流量要求信号を再循環ポンプの速度制
御器に送出するとともに制御棒位置変更量に応じた制御
棒位置変更信号を制御棒選択・扱作回路に送出する制御
棒位置・炉心流量要求演算手段を備えており、炉心流産
変更と制御棒位置変更とを併用して原子炉出力を調節す
る。

したがって、従来の通常の原子炉の場合に比べて、炉心
流星の低下に対する原子炉出力の変化幅の小さい稠密格
子沸騰水型原子炉においても、炉心冷却の熱的安全余裕
を十分に確保しながら原子炉出力の制御を行うことがで
き一安全性の向上を図ることができる。

（実施例） 以下本発明の詳細を一実施例について図面を参照して説
明する。

第１図は、本発明の一実施例の稠密格子沸騰水型原子炉
の制御装置の構成を示すもので、この実施例の稠密格子
沸騰水型原子炉のＩｇ御装置では、出力要求信号は、制
御棒位置・炉心流量要求演算回路１１と、同期装置１２
に入力される。

そして、タービン１３の回転数は、同期装置１２の出力
と、発電機１４から調速１！１１５を介して出力される
回転数信号との偏差がとられ、この偏差信号に応じて、
速度リレー１６を介して加減弁１７の開度が調節され、
制御される。

なお、加減弁１７およびタービンバイパス弁１８は、主
制御器１９からの圧力設定変更信号に応じて、圧力調整
装置２０によってもその開度が調節される。また、上記
偏差信号は、主制御器１つにも入力される。

原子炉２１の出力は、制御棒選択・操作回路２２による
制御棒２３の繰作およびすくい管位置調節器２４を介し
て速度制御器２５により流体継手２６を調節し、この流
体継手２６を介して電動機２７により回転される交流発
電１！２８から再＠環ポンプ２９を回転するモータ３０
に供給される電力を調節して、炉心流量を変化させるこ
とによって行われる。

そして、上記制御棒選択・操作回路２２．は制御棒位置
・炉心流星要求演算回路１１からの出力によって、上記
速度制御器２５は制御棒位置・炉心流量要求演算回路１
１からの出力および主制御器１つからの出力によって、
それぞれ制御棒および炉心流量の調節を行う。

ここで、制御棒位置・炉心流量要求演算回路１１の動作
について説明する。

−ｍに原子炉出力は次の式に支配されて変化する。

ｄｎ／ｄｔ＝（ρ　−β　）　　ｎ／１　　＋Σλ　＋
Ｃ＋１　　　・・・・・・（１） ｄｃ＋　／ｄｔ＝　（β＋／Ｊ２）ｎ−λＩＣ＋　−−
（２）ρ＝ρ■＋ρ口＋ρＲ ここでｎ、Ｃｒ　、λ！、β！は、それぞれ中性子数、
１組目の遅発中性子数、同崩壊時定数、同発生割合であ
る。またρ、ρ■、ρ０、ρＲは全反応度、ボイド反応
度、ドツプラー反応度、制御棒反応度である。

今、反応度ρを与えた時の瞬時出力変化幅δｎは近似的
に δ　ｎ／ｎ＊１／（１＋　ρ　ン　　　　　　　　　　
　　・・・・・・　（３）で与えられろ。したが゛って
、前述の第４図のグラフに示すように、■密格子沸騰水
型原子炉で定格点Ａより流量をＷａｉで低下させると、
従来の通常の沸騰水型原子炉のようにＹ点には向かわず
にＸ点付近の出力に至り、フィードバック効果が整定す
ると最終的にＸ点の出力ｎｘになる。このＸ点とＹ点間
の原子炉出力の差δｎ”ｎＸ−ｎＹを補正する反応度Ｒ
（Ｗｏ）は、 δｎ／ｎｖ　＝１／　（１＋Ｒ（Ｗｏ　））−”・（４
）と与えられる。

したがって、このＲに対応した反応度が印加されるよう
Ｈｔｎ欅が挿入されれば原子炉出力は従来の通常の沸騰
水型原子炉と同じｎｙになり熱的安全余裕が確保される
。この場合、制御棒位置・炉心流量要求演算回路１１の
制御棒選択・操作回路２２に対する出力は、Ｒに対応し
な反応度が印加されるような制御棒挿入を行う指令信号
となる。

また、速度制御器２５へ対しては、主制御器１９から速
度制御器２５に従来の通常の沸騰水型原子炉の場合と同
様な指令信号が出力されている場合は、主制御器１９か
らの指令信号と同様なの指令信号を出力するか、または
出力を行わないよう構成してもよい、これにより従来の
通常の沸騰水型原子炉の場合と同じ炉心流量と出力の関
係を保つ制御を行うことができる。

ただし、燃料熱流束監視ラインが従来の通常の沸騰水型
原子炉と異なる場合等は、この燃料熱流束監視ラインに
応じて、制ｔｎｍ挿入による反応度印加を大とし、速度
制御器２５に対しては、主制御８１つからの指令信号よ
り再循環流量を上昇させる指令信号を出力するよう構成
することもできろ。

また、この時挿入されるべき制御棒位置は事前に３次元
拡散力式のシュミレータで求める゛ことができるので、
Ｒ（Ｗ）炉心流ｉＷに対する制御棒位置として対応づけ
られる。なお、（４）式は制御棒反応度を印加したとき
に瞬間的に変化する出力幅を与えるものであり、出力変
化に伴うボイド反応度の変化、遅発中性子の過渡変化効
果等の２次的変化は入ってない、（４）式のＲ（Ｗ）は
このような２次的効果も入れた値であるが、前述のよう
な３次元拡散力式のシュミレータを用いると２次的効果
も入った値が求まる。

すなわち、この実施例の稠密格子沸騰水型原子炉の制Ｐ
ｌ装置では、出力要求値は再ｗ１環流量と制御棒自動繰
作の要求信号に変換され原子炉出力が制御される。した
がって、従来の通常の原子炉の場合に比べて、炉心流量
の低下に対する原子炉出力の変化憤の小さい稠密格子沸
騰水型原子炉においても、炉心冷却の熱的安全余裕を十
分に確保しながら原子炉出力の制御を行うことができ、
安全性の向上を図ることができる。

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明の稠密格子沸騰水型原子炉
の制御装置では、稠密格子沸騰水型原子炉においても、
炉心冷却の熱的安全余裕を十分に確保しながら原子炉出
力の制御を行うことができ、安全性の向上を図ることが
できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の稠密格子沸騰水型原子炉の
制御装置の構成を示すブロック図、第２図は従来の通常
の沸騰水型原子炉に使用する燃料集合体を示す上面図、
第３図は稠密格子沸騰水型原子炉に使用する燃料集合体
を示す上面図、第４図は原子炉出力と再循環流量との関
係を示すグラフである。 １１・・・・・・・・・制御棒位置・炉心流星要求演算
回路２１・・・・・・・・・原子炉 ２２・・・・・・・・・制御棒選択・操作回路２３・・
・・・・・・・制御棒 ２４・・・・・・・・・すくい管位置調節器２５・・・
・・・・・・速度制御器 ２６・・・・・・・・・流体継手 ２７・・・・・・・・・電！ｌＪ機 ２８・・・・・・・・・交流発電機 ２９・・・・・・・・・再循環ポンプ ３０・・・・・・・・・モータ 出願人　　　　　　日本原子力事業株式会社出願人　　
　　　　株式会社　東芝 代理人　弁理士　　須　山　佐　− 第１図 第４図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）多数の燃料棒が稠密格子状に配置された燃料集合
   体により炉心を構成された稠密格子沸騰水型原子炉に配
   置され、出力要求信号に応じて原子炉出力を調節する制
   御装置であって、前記出力要求信号に応じて、炉心流量
   変更量と制御棒位置変更量を、変更後の原子炉出力と炉
   心流量との関係が燃料熱流束監視ラインを逸脱しない範
   囲で算出し、前記炉心流量変更量に応じた炉心流量要求
   信号を再循環ポンプの速度制御器に送出するとともに前
   記制御棒位置変更量に応じた制御棒位置変更信号を制御
   棒選択・操作回路に送出する制御棒位置・炉心流量要求
   演算手段を備え、炉心流量変更と制御棒位置変更とを併
   用して原子炉出力を調節するよう構成されたことを特徴
   とする稠密格子沸騰水型原子炉の制御装置。