JPH0348476B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、原子炉出力制御装置にかかり、特に
沸騰水形原子力発電所における所内および所外の
原子炉出力低下要求を引き起す何らかの故障発生
時に、あらかじめ選択した制御棒を緊急挿入する
ことにより原子炉の継続運転を可能とする原子炉
出力制御装置に関する。

〔発明の技術的背景〕

一般に原子力発電所外の電力系統事故発生時に
所内単独運転を継続することを目的として、事故
発生と同時に原子炉再循環ポンプをトリツプさせ
るとともに、選択制御棒を緊急挿入して原子炉出
力を低下させ、一方タービンバイパス弁を急開さ
せて原子炉から発生する蒸気を復水器へ逃がすこ
とにより、原子炉を停止することなく継続運転を
行なうことができるようになつている。

〔背景技術の問題点〕

ところが、上記緊急に挿入すべき制御棒は、燃
料の燃焼サイクル毎にあらかじめ核熱解析を行な
つた結果に応じて、運転員が燃焼サイクル毎に人
為的操作により選択する必要があり、さらに事故
後の発電所の出力復旧の際には、燃料の調整のた
めの運転手順に従うため原子炉出力をさらに一旦
低下させてから緊急挿入された制御棒を引き抜か
ねばならないため、原子炉出力分布を歪ませて燃
料に有害な影響を与えるとともに、運転操作を繁
雑にし、発電所の稼動率を低下させる等の問題点
があつた。

また、従来の選択制御棒挿入装置は、原子力発
電所外の事故時にのみ動作し、原子力発電所内の
事故、例えば原子炉給水ポンプの故障停止発生時
等には、原子炉出力を緊急に低下させてタービン
発電機等の継続運転を行なわせることができない
等の不都合がある。

さらにまた、選択制御棒を挿入し自然循環、低
出力状態に選定した状態では次のような三種類の
原因により炉心の出力分布が下方に歪むことが知
られている。

(イ) 自然循環のような低流量時には炉心上方で発
生するボイドが十分押し流されないため、上方
の中性子減速効果が不十分となるため相対的に
炉心下方の出力が大きくなる。

(ロ) 給水加熱器への熱源としてはタービン抽気蒸
気が使用されるが、タービンバイパス弁を急開
して原子炉から発生する蒸気が復水器にバイパ
スされるため給水加熱器の熱源が失われ炉心に
はサブクール度の比較的高い水が給水される。
そのため原子炉内での沸騰開始点が上方に移動
し、炉心下方の中性子減速効果が助長され炉心
下方の出力が大きくなる。

(ハ) 第１図に示すように制御棒の反応度効果はボ
イド量が多い程大きいため、制御棒が全挿入さ
れると第２図に示すように炉心上方程制御棒に
よる負の反応度効果が高く、下方では低いこと
になる。このため選択制御棒を完全挿入位置ま
で急速挿入させると出力分布は下方に歪むこと
になる。

このように幾つかの原因が重なり合つて選択制
御棒挿入時には出力分布が過度に下方に歪む傾向
があつた。

ここで、炉心部下部の出力ピーキングが大きく
なると炉心チヤンネル安定性に悪影響をおよぼす
ことについて説明する。

沸騰水形原子力発電所のような大規模な非線形
システムの安定性を解析する場合はその構成要素
ないしはサブシステムの安定性をまず調べ、次に
それらの結合からなる全システムの安定性を調べ
るのが合理的である。

従つて、まず炉心内の個々のチヤンネル（流
路）の熱水力的安定性を調べ、その固有の安定性
を確認する。（チヤンネル安定性） 次にこれらのチヤンネルは水力学的に結合され
炉心の核的特性、および熱伝達特性と結合されて
炉心の安定性を調べる。（炉心安定性） まずチヤンネル安定性について説明する。

沸騰水形原子炉（BWR）の炉心には数百本の
燃料集合体が装荷され、それぞれの燃料チヤンネ
ルは並列チヤンネルを形成する。このような状況
ではたとえ１つのチヤンネルで流量振動が生じた
としても、その影響は周囲の多数のチヤンネルに
吸収され、チヤンネル入口、出口の圧力は変化し
ないと考えられる。

上記の加熱二相流チヤンネルにおいてはたとえ
加熱量が一定でも、流れの振動が生ずることが認
められる。

この二相流の不安定性については従来から多く
の研究があり、不安定性にも種々のタイプがある
ことがわかり、系統的な分類も行われている。

この分類に従えば今問題にしているチヤンネル
安定性は密度波振動に属し、最も一般的なもので
ある。その振動のメカニズムは一口で言えばチヤ
ンネル内の流量、密度（ボイド率）、圧損の間に
存在する輸送おくれとフイードバツク効果による
とされ、特徴は振動の周期が流れにおける密度波
（あるいはボイド率外乱の伝播波）のチヤンネル
通過時間と関係の深いことである。この振動はか
つて流量・ボイドフイードバツク不安定性、ある
いは時間遅れ不安定性と呼ばれたことがあつたが
上記の特徴にもとづいて密度波振動と呼ばれるよ
うになつた。

さて、BWR燃料チヤンネルでは第３図に示す
ように入口から単相流部、サブクール沸騰部、バ
ルク沸騰部がある。サブクール沸騰部では水のエ
ンタルビは飽和エンタルビに達してないが蒸気泡
の存在する部分であり、バルク沸騰部では水も飽
和に達している。ここで具体的に振動に至る場合
のメカニズムを説明する。

簡単のためにサブクール沸騰部を無視するが定
性的な議論なので、影響はない。

今チヤンネルの入口流量が振動している場合を
考える。この振動は単相流部にエンタルピ外乱の
流れに沿つた伝播を起こす。水の温度が飽和に達
する点である沸騰境界（B.B）はこのエンタルピ
外乱によつて振動する。流量と単相流動の長さが
振動する結果、単相流部の圧損も振動することと
なる。B.B.の振動は、すなわちこの点における
ボイド率あるいはクオリテイーの振動であり、こ
れが流れに沿つて伝播し、また、同時に二相流部
の流速にも外乱を生ぜしめる。このボイド率、流
速の外乱とB.B.の振動による二相流部の長さの
振動は相まつて二相流部の圧損の外乱を引起す。
ところで、チヤンネルの全体の圧損は外部から境
界条件として与えられ、今の場合数百本の他のチ
ヤンネルより決まる＝定数であるので、二相流部
の圧損の外乱はそれがそのまま大きさが同じで符
号が逆の圧損変化を単相流に及ぼす。これが最初
に仮定した入口流速の振動を助長（不安定の場
合）したり、減衰（安定の場合）したりすること
になる。

さて、臨界振動の場合についてもう少し検討す
る。このときには単相流部の圧損の変化分は二相
流部の圧損の変化分と大きさは同じで符号が逆と
なる。ところで、BWRの運転条件では単相流部
の圧損の変化は入口流量の変化分とほぼ同相であ
り、一方二相流部の圧損の変化は出口流量の変化
とほぼ同相である。従つて流量はこの場合、入
口、出口で大きな位相おくれをもつことになる。
このような位相おくれは非圧縮性の単相流では生
じることはなく、沸騰チヤンネルの流れにそつた
大きな密度変化によるものである。すなわち、入
口流量が大きいときにチヤンネルに入つた水はそ
の流速が早いために飽和温度に達するのに多くの
距離を通過しなければならない。すなわち沸騰境
界（B.B.）は下流側に移る。沸騰部においては、
負のボイド率外乱として伝播し、このことは水と
蒸気の密度差から質量流量としては正の外乱とし
て伝播する。その結果沸騰部の圧損の増加を来た
し、単相流部の圧損が低下し、更に入口流量を減
少するように働く。このことから振動の1/2周期
がほぼ流体のチヤンネル通過時間に等しくなるこ
とが説明できる。

このような状態において、二相流部の圧損を大
きくすることは二相流部の圧損の変化をまし、チ
ヤンネルの不安定度を増す。一方入口オリフイス
の絞りを大きくすることは沸騰部圧損の変化によ
る単相部圧損の変化から入口流量の変化へのゲイ
ンを下げ安定度の向上につながる。これらの傾向
は実験点に確かめられている。

炉心部下部の出力ピーキングが大きくなると、
ボイド率が増加し、二相流部の圧損が大きくなり
チヤンネルの不安定度が増すことになる。

次に炉心安定性について説明する。

さて、チヤンネル安定性が確保された場合、次
に検討するのは、チヤンネルが数百本以上集つて
形成する炉心の安定性である。この場合にはチヤ
ンネルの熱水力特性とボイドの反応度係数による
原子炉核特性との結合の結果不安定になることが
考えられる。こゝでは多数の燃料チヤンネルを熱
力学的および水力学的に似たものを集めていくつ
かのグループにまとめ、全炉心を模擬する。

各燃料チヤンネルについての熱水力学的動特性
は前に述べたチヤンネル安定性の数学モデルから
導かれ、こゝではチヤンネル圧損および、熱流束
の入力に対してチヤンネルの流量、およびボイド
率を出力する。さて、チヤンネル流量の総和は炉
心再循環流量となるが、炉心の再循環ループに対
する動特性モデルを求めて炉心入口プレナムの圧
力変化を得ることができる。最後に各チヤンネル
のボイド率にボイド反応度係数を乗じ、総和をと
ることにより炉心全体の反応度変化がまとまり、
これが炉心核熱特性への入力となつてフイードパ
ツク系を構成する。

従つてこの場合には通常のフイードバツクシス
テムの安定性と同様であり、理解しやすいもので
ある。

チヤンネル安定性の場合と同様に炉心部下部の
出力ピーキングが大きくなると、ボイド率が増加
し、ボイドの反応度のフイードバツクゲインが高
まり、炉心の不安定度が増すことになる。

以上の結果、炉心部下部の出力ピーキングが大
きくなると炉心のチヤンネル内のボイド量がふえ
二相流の圧力損失やボイド量が上昇することにな
る。この結果チヤンネル内流量に微少な外乱が生
じた場合、ボイドによる流量外乱遅れが大きくな
り振動が継続し易くなる傾向となる。

又、反応度的にみてもボイド反応度が増し、不
安定な傾向となる。これがいわゆる炉心チヤンネ
ル安定性が悪化したという。

〔発明の目的〕

本発明はこのような点に鑑み、原子力発電所外
事故発生時に急速に所内単独運転に移行せしめる
ことができるとともに、上記所内単独運転から上
記事故の復旧に伴なう原子炉出力回復を燃料に熱
的な悪影響を及ぼすことなくスムーズに行なうこ
とができ、また発電所内における原子炉出力の緊
急低下を要求する故障の発生時にも、原子炉を停
止することなく継続運転を行なうことができ、又
所内単独運転時に於ては安定性を損うことなく継
続運転を行うことができ、しかも故障補修後の出
力回復時においても燃料の熱的余裕を確保しなが
ら早期に故障発生前の高い出力まで回復せしめる
ことができるようにした原子炉出力制御装置を提
供することを目的とする。

〔発明の概要〕

本発明は事故発生時に予め選択された選択制御
棒を急速挿入することによつて原子炉の出力を低
下せしめるようにした原子炉出力制御装置におい
て、通常運転中に部分挿入されかつ前記事故時に
その位置に固定される制御棒と、炉心の最外周部
に配設され前記事故時に挿入される選択制御棒
と、最外周部より内側に配設され通常運転中全引
抜され前記事故時に挿入される選択制御棒を具備
して成ることを特徴とする原子炉出力制御装置に
ある。

なお上記事故とは、たとえば電力系統事故、主
蒸気加滅弁急閉信号等の異常事態も含むものであ
る。

〔発明の実施例〕

第４図において、符号１は原子炉であつて、そ
の原子炉１から発生した蒸気は主蒸気管２を通し
て主蒸気加減弁３を介してタービン４に送給さ
れ、タービン４の駆動が行なわれる。上記タービ
ン４の回転は発電機５に伝えられそこで電気に変
換され、主変圧器６、主しや断器７を介して系統
８へと送電される。一方、タービン４で仕事を行
なつた蒸気は復水器９で復水せしめられ、その後
原子炉給水ポンプ１０によつて原子炉１へ還流さ
れる。また、前記主蒸気管２と復水器９との間に
は、主蒸気加減弁３およびタービン４をバイパス
するとともにバイパス弁１１を有するバイパス導
管１２が接続されており、上記バイパス導管１２
を経た蒸気も前記復水器９で復水せしめられる。

ところで、上述のように構成された沸騰水形原
子力発電所においては、系統８または発電機５に
何らかの故障が発生すると、主しや断器７、主変
圧器６が開き、主変圧器６の開信号が負荷しや断
検出回路１３に送られる。このようにして主変圧
器６の開信号が負荷しや断検出回路１３によつて
検出されると、上記負荷しや断検出回路１３から
負荷しや断信号が発生せしめられ主蒸気加減弁３
が急閉されるとともにバイパス弁１１が急開され
る。しかして、原子炉１からタービン４に送られ
る蒸気は、上記主蒸気加減弁３によつて急速しや
断され、バイパス弁１１を経て復水器９へと送給
される。

一方、主蒸気加減弁３の急閉は主蒸気加減弁急
閉検出装置１４で検出され、上記主蒸気加減弁３
の急閉に応じて原子炉再循環ポンプ１５の駆動モ
ータ１６が急速停止せしめられるとともに、選択
制御棒挿入装置１７が作動せしめられ、一部の選
択された制御棒１８が炉心１９内に緊急挿入され
原子炉１の出力が低下せしめられる。また、主蒸
気加減弁急閉装置１４からの信号は給水ポンプ制
御装置２０に送られ、その給水ポンプ制御装置２
０によつて原子炉給水ポンプ１０の１台または複
数台の停止が行なわれ、原子炉の所内単独運転へ
の移行が行なわれる。また、原子炉１の安全性を
確保するため、例えば炉内の水位Ｌが低下して設
定値に達すると、水位検出器２１が作動して水位
低信号が発せられ、緊急停止回路２２が作動せし
められ、すべての制御棒２３が炉心１９内に緊急
挿入され、原子炉の停止が行なわれる。

このように、一般の沸騰水形原子炉では、系統
８または発電機５で故障が発生すると、バイパス
弁１１が急開され、原子炉再循環ポンプ１５が停
止せしめられ、さらに選択制御棒挿入回路１７が
作動し選択された制御棒１８が炉心内に緊急挿入
され原子炉の出力が低下されるとともに、原子炉
再循環ポンプ１５の停止による原子炉の水位の上
昇を原子炉給水ポンプ１０の停止で制御させるこ
とによつて、原子炉の所内単独運転への移向が安
定的に行なわれる。

特開昭57−22587号公報「原子炉出力制御装置」
にはこのために最外周に配せられた制御棒の一部
又は全部を選択制御棒として急速挿入する発明の
詳細が述べられている。この効果として (a) 最外周の制御棒を選択制御棒として選んでお
けば燃焼サイクル毎にあらかじめ核熱解析を行
つたうえで選択制御棒を設定し、運転中制御棒
の挿入パターンをかえる度に選択制御棒の設定
をかえる、という煩雑な手続きが不要となり、
いつも同じ選択制御棒を選んでおけばよい。

(b) 最外周燃料の出力は中性子漏洩が大きいため
出力レベルが低い。従つて挿入された最外周制
御棒を引抜いてもその周囲の燃料に与える出力
変動インパクトの量が小さく系統復旧後制御棒
引抜による出力上昇過程での燃料健全性が十分
確保される。

の２点があげられている。

ところで選択制御棒による負の反応度投入量と
しては次の２つの要請から上下限が決められる。
負荷遮断後バイパス弁１１が開くまでの間主蒸気
加減弁３が閉じているため、圧力が急速に高まり
原子炉内のボイドがつぶれて中性子束が急激に高
くなる。又、給水加熱器への熱源としてはタービ
ン抽気蒸気が使用されるが、タービンバイパス弁
を急開して原子炉からの蒸気を復水器へバイパス
するため給水加熱器の熱源が失われ炉心にはサブ
クール度の高い水が給水されやはりボイドがつぶ
れて出力が上昇する。このような負荷遮断後の出
力上昇を抑え燃料の健全性を十分に確保できるだ
けの負の反応度を印加する必要がある。又所内単
独運転を行うためには定格出力の10％程度の出力
を確保する必要である。前者の理由から印加反応
度の下限が決り、後者から上流が決る。

このような反応度上の要請から最外周に配列さ
れた制御棒のみでは不足するため最外周部より内
側の制御棒をも選択制御棒として急速挿入する必
要が発生する。

本発明では第５図に示すようにまず炉心内の制
御棒を最外周の制御棒と最外周より内側の制御棒
に二分類し、更に前者を二グループ、後者を四グ
ループにグループ分けする。選択制御棒を設定す
る際は最外周からはグループ１（第５図に１と番
号を付す）又は２のうち一部又は全部の制御棒、
最外周より内側の制御棒からはグループ３〜６の
中の一つのグループのうち一部又は全部を選ぶ。
110万KWe級のBWRの例でいえば既述の負の印
加反応度の上下限上の要求から最外周の制御棒か
らグループ１又は２の全部（20本）グループ３〜
６の内一グループから４〜10本程度が標準的であ
る。つまり最外周の選択制御棒で足りない分を内
側の全引抜制御棒で補うことになる。

第６図に本発明に基く選択制御棒挿入前後の制
御棒挿入パターンの実施例を示す。(A)は通常運転
中の制御棒パターン、(B)は前記(A)の状態にあつた
原子炉の選択制御棒急速挿入後の制御棒パターン
を示す。数字は引抜かれたノツチ数を表し、48は
全引抜、０は全挿入でありブランクは全引抜を表
す。通常運転中は部分挿入されている制御棒は動
かさないところに本発明の特徴がある。

このようにして決められた制御棒を選択制御棒
とし、選択制御棒挿入回路１７によつて作動する
ようにしてある。

また、前記給水ポンプ制御装置２０には、給水
ポンプ異常検出回路２５が接続されており（第４
図参照）、給水ポンプ１０のいずれかが故障し原
子炉の出力に見合つた給水量が確保できなくなつ
た場合、その異常を検知するようにしてあり、そ
の異常が発生すると異常検出回路２５を介して前
記選択制御棒挿入回路１７が作動され、前記最外
周の制御棒の一部または全部が炉心１９内へ緊急
挿入されるように構成され、さらに原子炉水位の
低下その他の緊急停止検出回路２６が作動すると
緊急停止回路２２が作動して、全部の制御棒の炉
内への緊急挿入が行なわれるようにしてある。

しかして、今系統８または発電機５等が故障し
主変圧器６等が開かれると、負荷しや断検出回路
１３を介して主蒸気加減弁３が急閉されるととも
にバイパス弁１１が急開され、原子炉１からの蒸
気は復水器９へ放出される。一方、前述のように
主蒸気加減弁３の急閉に応じて原子炉再循環ポン
プ１５が停止し、約30秒後には原子炉１の出力は
50〜60％定格出力まで低下する。さらに上記主蒸
気加減弁３の急閉に対応して、選択制御棒挿入回
路１７が作動し、数秒で制御棒１８の一部が緊急
挿入され、約30％定格出力相当分だけ原子炉１の
出力は低下せしめられる。このように原子炉再循
環ポンプ１５の停止と制御棒１８の緊急挿入によ
り、原子炉１の出力は20〜30％定格出力まで低下
し、上記原子炉１で発生した蒸気はバイパス弁１
１を介して復水器９へ放出され、上記原子炉１は
系統８と分離した状態の所内単独運転状態とな
る。このとき所定の給水ポンプ１０の運転停止に
よつて原子炉再循環ポンプ１５の停止に伴なう水
位Ｌの上昇は抑制され、緊急停止回路２２が作動
することはない。

ところで、原子炉が定格出力での運転中の制御
棒パターンは、第６図Ａに示すように、制御棒１
８は通常常に全引き抜き位置であるため、原子炉
の運転期間に応じてその制御棒の中性子吸収能力
が低下することは殆どなく、選択制御棒挿入回路
１７において、従来のように燃料の燃料サイクル
に応じて緊急に挿入すべき制御棒の選択を変更す
ることなく、最外周の制御棒１８の挿入によつて
所定の負の反応度を常に原子炉１に印加すること
ができる。しかも、上記最外周の制御棒１８の周
囲の燃料チヤンネルの出力分布は、炉心外への中
性子漏洩により低い値となるため、第７図の実線
ａで示すような状態となり、その値は燃料調整の
ための運転手順におけるしきい値（第７図点線
ｂ）を上回ることはない。

又最外周より内側の選択制御棒についても、最
外周の制御棒挿入により炉心の出力レベルが十分
低く抑えているのでその制御棒を全引抜しても第
７図の実線ｃに示す如く、最周辺の制御棒を抜い
たときよりは高くなるものの上述のしきい値（第
７図の点線ｂ）よりは低い。

従つて系統８等の故障が復旧し、所定単独運転
から出力運転に移行する際にはまず比較的出力レ
ベルの高い最外周より内側の選択制御棒を全引抜
して出力レベルを少しあげ、更に上述のように運
転手順におけるしきい値からは内側より余裕の大
きい最外周の選択制御棒を順次全引抜にする。従
つて燃料の熱的制限値や上記しきい値に余裕をも
つて、前記緊急挿入された制御棒の引き抜きを行
なうことができ、初期の制御棒パターンに復帰す
ることができる。

一方、原子炉１の出力運転中に給水ポンプの一
部が故障したような場合、異常検出回路２５によ
つてその異常が検出され、選択制御棒挿入回路１
７が作動し、最外周の制御棒の一部及び最外周よ
り内側の制御棒のうち全引抜されていた制御棒の
一部が炉心１９に緊急挿入され、原子炉１の出力
は約30％定格出力だけ低下し、故障した給水ポン
プを除外した分の給水能力で出力運転が継続され
る。しかして、上記給水ポンプの故障復旧後は、
前記所内単独運転からの復旧時と同様に挿入され
た選択制御棒の引き抜きによつて、燃料の熱的制
御値等に何ら左右されることなく出力回復を行な
わせることができる。

本発明は通常運転中に部分挿入されていた制御
棒は選択制御棒として選ばない。これは通常運転
時の軸方向の出力分布を選択制御棒挿入時にも大
きく変えないという点で大きな効果がある。最外
周の選択制御棒は第６図Ｂと同一のものを選び、
内側の選択制御棒としては通常運転状態で部分挿
入されていたものの一部又は全部を使用した例を
第８図に示す。通常運転状態での軸方向出力分布
を第９図の実線に本発明を実施したときの選択
制御棒挿入後の出力分布を実線に、第８図に示
したような選択制御棒挿入を行つた場合の出力分
布を破線に示す。前述のように完全挿入の制御
棒は出力分布を下方に歪ませる働きをもち、第８
図のような選択制御棒挿入を行うとこの傾向が助
長され、第９図の破線に示されるように極端な
下方出力ピークが現出する。

これは前述のように安定性の観点からは好まし
くなく最悪の場合は発振をおこし、所内単独運転
に移行してもスクラムに至らざるを得なくなる。
第１０図に軸方向のピーキング係数と安定性の関
係を、軸方向ピークの現出位置（ノード；数字が
小さい程下方ピーク）をパラメータにして示す。
安定性の度合が第１０図の破線で示す発振限界を
下回ると原子炉は発振現象をおこし制御しにくい
状態となる。スクラムした場合再起動に要する時
間は所内単独運転から通常運転に移行するための
時間と比べると格段に長くかかりプラントの負荷
率の低下をもたらす。

しかるに本発明では通常運転中部分挿入されて
いた制御棒は選択制御棒挿入後も元の位置のまま
に留り、選択制御棒挿入により下方に歪もうとす
る出力分布を上方に押しあげるように作用し第９
図の実線に示される如く通常運転状態と余り差
のない分布形を実現させることができる。このこ
とにより所内単独運転時の安全性は飛躍的に向上
する。

又挿入された全ての選択制御棒は故障から復帰
時には予め決めた順序に従つて全挿入状態から完
全引抜まで単純に抜けばよいので操作が極めてか
んたんである。

〔発明の効果〕

以上説明したように本発明事故発生時、原子炉
を所内単独運転に急速に移行させるため炉心内に
緊急に挿入されるべき選択制御棒を炉心の最外周
に配設された制御棒の一部及び最外周より内側に
配設された制御棒のうち通常運転状態で全引抜さ
れていたものの一部としたので燃料の燃焼サイク
ルの進行に伴う上記緊急挿入すべき選択制御棒の
選択変更が比較的少くて済み、その操作をきわめ
て簡単に行なうことができ、また故障復旧後の出
力回復時の炉心出力分布を歪ませず安定な状態で
所内単独運転を継続することができる。また、一
部の給水ポンプ等の故障時等においても上記選択
制御棒を作動せしめるようにしたので、原子炉自
体の運転停止を行なうことなく、出力低下した状
態での運転継続をも行なうことができる。等の効
果を奏する。又故障等が復旧後燃料の健全性を損
うことなく短時間に、通常運転状態に移行するこ
ともできる。

【図面の簡単な説明】

第１図はボイド量と制御棒反応度効果の関係を
示す特性図、第２図は制御棒反応度効果の軸方向
位置依存性を示す図、第３図は二相流沸騰チヤン
ネルの模式図、第４図から第１０図は本発明にか
かる事項を示す図であり、第４図は本発明の原子
炉出力制御装置の概略図、第５図は本発明におけ
る選択制御棒のグループ分けの例を示す図、第６
図は通常運転時の制御棒パターンと本発明におけ
る選択制御棒挿入後のパターンを示す比較図、第
７図は軸方向出力分布を示す図、第８図は通常運
転時部分挿入の制御棒を選択制御棒として挿入し
た例を示す図、第９図は選択制御棒挿入前後の軸
方向出力分布を示す図、第１０図は出力の下方へ
の歪み度と安定度の関係を示す図である。 １…原子炉、３…主蒸気加減弁、４…タービ
ン、９…復水器、１０…原子炉給水ポンプ、１１
…バイパス弁、１３…負荷しや断検出回路、１４
…主蒸気加減弁急閉検出装置、１５…原子炉再循
環ポンプ、１７…選択制御棒挿入装置、１８…制
御棒、１９…炉心、２０…給水ポンプ制御装置、
２２…緊急停止回路、２５…異常検出回路、２７
…給水加熱器。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 事故発生時に予め選択された選択制御棒を急
   速挿入することによつて原子炉の出力を低下せし
   めるようにした原子炉出力制御装置において、通
   常運転中に部分挿入されかつ前記事故時にその位
   置に固定される制御棒と、炉心の最外周部に配設
   され前記事故時に挿入される選択制御棒と、最外
   周部より内側に配設され通常運転中全引抜され前
   記事故時に挿入される選択制御棒を具備して成る
   ことを特徴とする原子炉出力制御装置。