JPH01105197A - 原子炉の運転計画装置 - 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］ （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電等に利用される原子炉の運転計画装
置に関する。

（従来の技術） 一殻に沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）においては
、原子炉格納容器内に原子炉圧力容器が収納されており
、この原子炉圧力容器内に多数の核燃料棒を収めた燃料
集合体が数百体程度装荷されて炉心部が構成される。ま
た炉心部には中性子を吸収する制ｍｓが通常いくらか挿
入されており、その挿入割合および中性子減速材の役割
も兼ねる冷却材の流量を操作することにより、所望の値
に炉心熱出力が制御される。

このようなりＷＲにおいては、冷却材流量の変化は発生
する蒸気ボイド率を変化させ、中性子エネルギスペクト
ルをシフトさせる。これにより中性子の吸収量および漏
洩量を調整して中性子増倍率を繰作する。

また、燃料集合体が蒸気ボイド率変化に対し自己制御性
、すなわち負のフィードバックを有するよう設計されて
いること、冷却材流量が各燃料集合体でほぼ一様に変化
する結果出力分布を一様に変えること、および固有の自
己制御性のためＸｅ−１３５等の核分裂およびその後の
崩壊の過程で生じる中性子吸収物質濃度分布変化に伴う
出力空間分布の変化を自動的に抑制できること、また出
力を高速に変更できることなどの利点があるため、一般
に出力運転時には冷却材流量、すなわち炉心流量の変更
を通じて出力制御が実施されている。

第２図はＢＷＲ発電プラントの配管系統を概略的に示す
もので、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、通常運転
時には゛主蒸気配管２を通ってタービン３に導かれる。

このとき主蒸気配管２に設けられる蒸気加減弁４は原子
炉出力に応じた開度で開いている。一方、主蒸気配管２
と復水器５を接続するバイパス配管６に設置されるバイ
パス弁７は閉じている。タービン３から排気された蒸気
は復水器５で凝給されて水になり、次いでタービン３か
らの抽気蒸気８を利用する給水加熱器９で適温に昇温さ
れて原子炉圧力容器１に冷却水として供給される。

また、発電機１０の負荷が喪失すると、蒸気加減弁４が
急閉してタービン３の過速度を防止するとともに、バイ
パス弁７が急開して原子炉圧力容器１内の余刺蒸気は直
接復水器５に流れ込む。ただし、蒸気加減弁４はタービ
ン３の過速が収まると、わずかに開いて所内単独運転に
必要な蒸気をタービン３に供給する。

このとき、炉心に冷却水を強制循環させ炉心入口流量を
調整する再循環ポンプ１１は、蒸気加減弁４の急閉を検
出することにより、そのと、きの出力に応じてトリップ
あるいはランバックし、蒸気加減弁４急閉時の圧力上昇
が誘発するボイドのつぶれによる炉出力の過大な上昇を
防止する。同時に制御棒１２の中で予め定めた選択制御
棒１３が炉心内に急速挿入され、原子炉出力が速やかに
降下するよう制御される。

一方、タービン加減弁４閉に伴ってタービンからの抽気
蒸気８の量が減少するため、炉心入口に至るまでのエン
タルピ輸送遅れ時間を経て、炉心入口冷却水温度が次第
に低下し、炉心内ボイド率減少を引き起こして、正の反
応度印加をもたらし、原子炉出力を緩やかな上昇に転じ
させる。

従来選択制御棒１３の挿入は、再循環ポンプ１１のトリ
ップあるいはランバック時に原子炉出力を急速に降下さ
せること、および上記給水温度低下による出力上昇が過
度にならないように予め原子炉出力を十分に下げておく
ことの２点を目的として行っている。そして、以上のシ
ステム動作により負荷遮断後の所内単独運転が可能な範
囲に原子炉出力の変動は収まる。

（発明が解決しようとする問題点） しかしながら、係る選択制御棒の選定に際しては、給水
温度低下による炉出力上昇が過大とならないように制御
棒反応度を大きくしなければならず、かつ負苫遮断状態
終了後の出力上昇段階で引抜きの容易さも考慮しなけれ
ばならないため、選択制御棒の本数およびその位置を適
格に選定する必要があった。そして選定は、ＢＷＲ発電
所全体のヒートバランス計算に基づいた炉心の詳細計算
の繰返しを必要とするため、従来は１１ｔｓ棒パタ一ン
交換時にオフラインで評価し、その精度も十分でない可
能性もあったので、必要以上に多くの選択１ＩＩｔＩＩ
！棒の選定を行っていた。また負荷追従運転が実施され
、制御棒パターンが変更された場合には対応できないと
いう問題点もあった。

本発明は、係る従来の問題に対処してなされたもので、
選択制御棒の適格な選定を行うことのできる原子炉の運
転計画装置を提供することを目的とする。

［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） 本発明の原子炉の運転計画装置は、３次元核熱水力計算
により自然循環流量状態の炉心の原子炉出力を算出する
炉心３次元核熱水力評価手段と、前記原子炉出力とあら
かじめ設定された制限値との出力偏差を算出する出力偏
差演算手段と、前記出力偏差に応じて最外周制御棒の中
から炉心に追加挿入されるべき選択制御棒の本数とその
位置を選定し前記炉心３次元核熱水力評価手段に出力す
る選択制御棒パターン選定手段とを備えたことを特徴と
する。

（作　用） 上記構成の本発明の原子炉の運転計画装置においては、
給水加熱喪失による原子炉出力の上昇が緩慢なことを考
慮し、その正の反応度印加を選択制御棒の必要反応度か
ら除外する。そして、３次元核熱水力評価手段によって
算出された原子炉出力とあらかじめ設定された制限値と
の出力偏差に応じて選択制御棒を制御棒価値の小さい最
外周側＃棒の中から選定する。

したがって、選択制御棒の適格な選定を行うことができ
、所内単独運転から高出力運転に復帰も短時間で行うこ
とができる。

（実施例） 以下、図面に示ず一実施例について本発明の詳細な説明
する。

第１図は本発明の一実施例の原子炉の運転計画装置の構
成を示すもので、図において符号１４は原子炉の運転計
画装置を示している。

原子炉の運転計画装置１４は、炉心監視装Ｗ１５および
負荷追従運転計画装７ｔ１６に接続されており、記憶装
置１７と、炉心３次元核熱水力評価装置！！　１８と、
出力偏差演算装置１９と、選択制御棒パターン選定装置
２０と、入出力装置２１とで構成されている。

なお、図中のプロセス計算機２２および記憶装置２３は
、従来からプラント内に配置されているもので、プロセ
ス計算４１！２２は、運転中の原子炉１から中性子検出
信号および炉心を３次元で扱った物理モデルに基づく炉
心監視装置１５に２必要なプロセス信号を適当な周期で
取り込み記憶装置２３に出力し、記憶させる。

炉心監視装置１５は、定期的にあるいは運転員からの要
求に応じて記憶装置２３から現在のプロセス量、記憶装
置１７から過去の炉心状態履歴データと核定数および制
’ｍａｎ分布データ入力し、Ｘｅ−１３５の過渡状態を
考慮した３次元率定常核熱水力計算を行い、原子炉出力
、中性子束分布、中性子拡散方程式固有値、Ｘｅ−１３
５濃度分布、燃料集合体燃焼度分布等の炉心状態監視結
果を記憶装置１７に出力し記憶させて炉心状態履歴デー
タを更新する。

また、負荷追従運転計画装置１６は、運転員の要求する
任意負荷パターンあるいは予め定められた負荷パターン
中から選択されたパターンに応じて記憶装置１７に格納
されている炉心状態監視結果に基づき炉心流量操作およ
び制御棒繰作のｔｋＭ！パターンを炉心核熱水力結合計
算プログラムを利用して探索するもので、運転員の指示
があった場合、炉心流量および制御棒繰作の時間パター
ンとともにＸｅ−１３５濃度分布等の時間パターンを記
憶装置１７に登録し、格納させる。

次に上記構成の原子炉の運転計画装置１４の動作につい
て説明する。

運転員は炉心監視データあるいは負荷追従運転計画のど
ちらに基づいて負荷追従運転計画を作成するかを判断し
、入出力装置２１を介して負荷追従運転計画装置１４を
起動する。まず、“炉心監視データに基づく要求モード
について説明する。

炉心３次元核熱水力評価装置１８は、記憶装置１７に記
憶されている炉心監視データより３次元核熱水力計算に
必要な炉心および炉心外状態データを読み込み、再循環
ポンプ１１による強制循環がなされていない自然循環流
量状態の炉心状態をＸｅ−１３５濃度分布を固定したま
まで、定常中性子拡散方程式の固有値が読み込みデータ
中の固有値と十分一致するまで反復評価し、十分な一致
が得られるとそのときの原子炉出力Ｐを出力偏差演算装
置１９に出力する。

このときの原子炉出力Ｐが自然循環流量状態における高
出力制限値Ｐａよりも小さければ定常状態においては十
分であるが、過渡時、特に出力急減時の被覆管表面から
冷却材への熱流束変化の遅れを考慮したＴＰＭスクラム
の可能性を排除するために、適当な余裕ｌεを定めて、
原子炉出力ＰがＰｏ−εより小さくなることを目標条件
とする。

なお、εは保守的因子であるので、それほどの精度は要
求されず、予めオフラインでの解析によって十分な安全
余裕を見込んだ上で、一定値ないしはフローコントロー
ルラインに依存した値を与えれば十分である。したがっ
て、出力偏差演算装置１９においては、 ΔＰ＝Ｐ　　（Ｐａ−ε） で与えられる出力偏差の評価で行われ、ΔＰ〈０のとき
は、そのときの選択制御棒パターンに加えて原子炉出力
Ｐ等の運転員が選択制御棒挿入後の炉心状態を判断する
のに十分なデータが記憶装置１７に出力され、炉心監視
データに基づく要求モードの結果として登録される。さ
らに、これらのデータは負荷遮断時運転計画として入出
力装置２１を介して運転員に判断しやすい形で表示され
る。なお、選択制ｔ＃棒を挿入しなくてもΔＰ＜０が達
成されたときには、入出力装置２１に選択制御棒が不必
要な智表示される。

一方、ΔＰ〉０のときには次の選択制御棒パターン選定
袋ｒ！！２０において、Ｐ〈０とするなめに炉心に追加
挿入される選択制御棒の必要本数とその位置が求められ
る。まず、選択１１１１棒１本当りの価値を、たとえば
制御棒挿入に伴う出力変化ΔＰｃで評価する９選択制御
棒は予め最外周制御棒に限定されているため、各制御棒
の制御範囲内の燃料集合体の中性子束の２東和が互いに
類似していること、および８本程度までなら制御棒間の
干渉効果が無視できるような位置を選ぶことかできるこ
と等から、△ＰＣは初期推定値として、炉心３次元核熱
水力評価装置１８にて評価された出力分布の径方向ピー
キングをｆとしたとき、次の式で近似することができる
。

ΔＰｃ　＝Ｃｏ　　　　　　□　　（１／ｆ）’Ｐ　ｒ
ａｔｅｄ ここで、Ｃｏは比例定数であり、真の値より大きめの値
をデフォルト値として出発値とする。また、Ｐ　ｒａｔ
ｅｄは定格出力である。しかしながら、実際に選択制御
棒が挿入された状態で炉心３次元核熱水力評価装Ｗ１８
によって自然循環流星状態の炉心計算がなされて新たな
原子炉出力が得られたときには、前回の炉出力との差δ
Ｐをその間に新たに追加挿入された選択制御棒の本数で
割ることにより△Ｐｃが求められる。得られた△Ｐｃよ
り、ΔＰ〈０とするために必要な選択制御棒の追加本数
ｎは２本単位に次式で与えられる。

ｎ＝２−　［１／２（ΔＰ／ΔＰｃ）コここで、〔］は
ガウス記号であり、［χコはχを超えない最大整数を表
わす。また、式中の数字２は炉心に最低限の対称性（１
／２対称性）を確保するなめである。なお、式中の数字
２を４に変えれば１／４対称性炉心を確保することがで
きる。

ｎは上式によって原則として与えられるが、念のため次
の条件も追加される。

ｎ＝ｏとなったときはｎは２とする。

ｎ＞６となったときはｎは４とする。

このようにして追加制御棒本数ｎが得られると、インシ
ーケンスの最外周制御棒の中から、挿入順序を定めたテ
ーブルに従って順番に既に挿入されたものを除いてｎ本
選定されその位置が炉心３次元核熱水力評価装置１８に
出力される。なお、インシーケンスの最外周制御棒で本
数が満たない場合は、アウトシーケンスの制御棒も利用
される。

この場合も挿入順序を定めたテーブルに従って溝択制御
棒が選定される。インシーケンス並びにアウトシーケン
スの最外周制御棒の挿入順序を定めたテーブルは、イン
シーケンス制御パターンが変更されるまでは固定してお
く。

炉心３次元核熱水力評価装置１８においては、選択制御
棒パターン選定装置２０より追加挿入されろ選択制御棒
の本数とその位置が一人力されることにより、制御棒パ
ターンのみ修正されて再び自然循環流量状態における炉
心状態の定常中性子拡散方程式固有値と炉心監視データ
中の固有値が十分一致するまで反復評価され、そのとき
の原子炉出力Ｐが求められる。なお、このときｎ本の制
御棒挿入による原子炉出力変化δＰも評価され、原子炉
出力Ｐとともに出力ｆｉｆ差演算装置１９に出力される
゛、以下の処理は前述と同様であり、これを八Ｐ〈０と
なるまで続ける。

次に負荷追従運転計画装置１６からのデータに基づいて
運転計画を作成する場合について説明する。原子炉の運
転計画装置１４は、この要求モードで起動されると、負
荷追従運転計画データから炉心３次元核熱水力評価装置
１８へ３次元核熱水力計算に必要な炉心および炉心外状
態データの時間パターンの中から最初の時刻ｔｏのもの
を読み込む。以下、炉心監視データに基づいて行われた
処理と同様に、炉心３次元核熱水力評価装置１８、出力
偏差演算装置１９および選択制御棒パターン選定装置２
０により繰返し処理され、ｔｏのときの選択制御棒パタ
ーンが求められる。得られた選択制御棒パターンは時刻
とともに記憶装置１７に登録される。さらに、時刻を進
め、登録された最後の時刻まで同様にして選択Ｉｇ御欅
パターンの評価が行われ、記憶装置１７に順に時刻とと
もに登録される。これらの選択制御棒の時間パターンは
入出力装置２１を介して整理され、運転員の判断しやす
い形で表示される。

なお、本実施例は炉心監視装置と負荷追従運転計画装置
を備えたプラントに適用した場合について示したが、負
荷追従運転計画装置がないプラントでは、これに係る処
理は省かれる。

すなわち、この実施例の原子炉の運転計画装置では、給
水加熱喪失による正の反応度印加を選択制御棒の必要反
応度から除外して、選択制御棒を制御棒価値の小さい最
外周制御棒の中から選定する。

したがって、選択制御棒の適格な選定を行うことができ
、所内単独運転から高出力運転に復帰も短時間で行うこ
とができる。

［発明の効果コ 以上の説明からも明らかなように、本発明の原子炉の運
転計画装置によれば、負荷遮断時に挿入。

すべき選択制御棒の選定を、従来よりも精度良く行うこ
とができるとともに、所内単独運転から高出力運転に復
帰する際のｌＩＩ御棒引棒引抜作業間短縮、運転員の負
担軽減および制御棒誤挽作の確率の低減等の効果を有し
、プラントの健全性確保にも寄与する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示すブロック図、第２図は
ＢＷＲ発電所の配管系統図である。 １・・・・・・・・・原子炉 １８・・・・・・・・・炉心３次元熱水力評価装置１９
・・・・・・・・・出力偏差演算装置２０・・・・・・
・・・選択制御棒パターン選定装置筒１■ 第２図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）３次元核熱水力計算により自然循環流量状態の炉
   心の原子炉出力を算出する炉心３次元核熱水力評価手段
   と、前記原子炉出力とあらかじめ設定された制限値との
   出力偏差を算出する出力偏差演算手段と、前記出力偏差
   に応じて最外周制御棒の中から炉心に追加挿入されるべ
   き選択制御棒の本数とその位置を選定し前記炉心３次元
   核熱水力評価手段に出力する選択制御棒パターン選定手
   段とを備えたことを特徴とする原子炉の運転計画装置。