JPH0464098A - 原子炉プロセス計測制御装置 - 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］ （産業上の利用分野） 本発明は、原子力発電所において原子炉内に設置した検
出器により炉内のプロセスを測定し、これらの信号によ
り冷却材循環ポンプと給水ポンプの適正流量を制御する
プロセス計測制御装置に関する。

（従来の技術） 従来原子炉のプロセス計測としては、冷却材に軽水を使
用する沸騰水型原子力発電所（以下ＢＷＲと称する。）
の場合を例にとると、第７図に示すように、圧力容器１
に開口部２を設け、ここから挿入した計装配管３を介し
て、−次格納容器４の外側で原子炉水位および炉心流量
の検出が行われている。水位の測定は、水面５上部の蒸
気相の圧力を凝縮層６にて水に変換し、この水頭圧と水
面下の圧力による水頭圧を計装配管３により一次格納容
器４の外側に導いて、この二つの圧力差を水位検出器７
によって計測することにより行われている。すなわち、
炉心８内部の水位を直接計測するのではなく、シュラウ
ド９の外側の圧力容器１内の水位を間接的に測定してい
る。そして上記水位検出器７の信号に基づき、給水ポン
プ１０の流量を制御することにより原子炉の水位制御が
行われている。

また炉心流量の測定は、２台の再循環ポンプ１１により
駆動されるジェットポンプ１２の差圧、冷却材循環ポン
プ（インターナルポンプ）１３の差圧または炉心支持板
１４の差圧を、水位測定のときと同様に計装配管３を介
して一次格納容器４の外側に導いて流量検出器１５にお
いて検出することにより行われている。

（発明が解決しようとする課題） このように、従来の原子炉水位測定は炉心外側の水位を
間接的に測定するものであり、炉心内部の水位を正確に
測定することができないため、安全な運転をするために
必要以上に十分な水位を保って水位制御が行われてきた
きらいがある。

また、炉心流量も、ジェットポンプの流量を測定してそ
の総和から求めており、炉心内部の流量分布を正確に把
握することができなかった。

さらに、水位および炉心流量の測定は、圧力容器１に開
口部２を設けて圧力容器１内の圧力を一次格納容器４の
外側に計装配管３により導き、差圧を検出することによ
り行われており、以下のような問題があった。

■圧力容器１に設けられた開口部２が計装配管３によっ
て一次格納容器４の外側にまで延長されており、圧力バ
ウンダリ確保のため、設計、製作、施工に厳しい要求か
課せられ、材料や工事に多大な経費かかかる。

■計装配管３内部に残留する空気により測定誤差を生じ
る可能性があり、これを防止するために慎重に十分な空
気抜きをする必要がある。

■計装配管３に設置されているバルブの誤操作により７
１１ｊ定不能となる恐れがある。

■計装配管３の周辺温度の変化による計装配管３内部の
水の比重の変化によって測定誤差を生じたり、計装配管
３や差圧計（水位検出器７、流量検出器１５）に振動が
印加されて圧力が変化することによって水位検出器７や
流量検出器１５の計器の誤動作を引起こす可能性がある
。

■計装配管３および差圧計の設置は、通路性を阻害した
り、スペースの点で問題を生じる可能性がある。

このように、従来のプロセス計測は間接的に行われてお
り、炉心内部の水位、炉心流量分布、温度や蒸気率分布
等を直接計測することができないため、最適な水位制御
および炉心流量制御を行うことができなかった。

本発明はかかる点に対処してなされたもので、炉心内部
の水位、炉心流量分布、温度および蒸気率分布を直接計
測して、これらにより最適な水位制御および炉心流量制
御を行うことができる原子炉プロセス計測制御装置を提
供することを目的とする。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明の原子炉プロセス計測制御装置は、原子炉内にそ
れぞれ設置される、複数個の蒸気率検出器、液位検出器
、複数個の冷却材流量検出器および複数個の燃料温度検
出器と、それぞれの検出信号を入力して炉心液位、炉心
流量分布、蒸気率分布およびこれらによる燃料の温度変
化の予測を演算する演算処理装置と、この演算処理装置
の結果に基づいて最適な蒸気率分布、冷却材液位および
燃料温度となるような最適な炉心流量分布および冷却材
供給量を求め、これにより各冷却材循環ポンプおよび給
水ポンプの流量制御を行い、流量制御不能のときは原子
炉停止および非常用炉心冷却系起動信号を発生する流量
制御装置で構成される。

（作　用） 本発明は、蒸気率検出器、液位検出器および流量検出器
として、小形の差圧検出器および圧力検出器を利用し、
これらを炉心内の中性子検出器設置用の炉内計装管およ
び燃料集合体に設置することにより、炉心内の液位のみ
ならず炉心流量分布および蒸気率分布を直接計測するこ
とができるようにし、これらの計測値に基づいて最適な
液位、炉心流量分布および蒸気率分布となるように給水
ポンプおよび冷却材循環ポンプの流量を制御することか
できるようにしたものである。

例えば、原子炉内の核燃料の核分裂によって発生した熱
を冷却材である水に与えて蒸気にし、これをタービンに
導き発電するＢＷＲにおいては、冷却材である水は蒸気
となって発電を行うだけでなく、燃料を冷却して過熱に
よる燃料破損を防止するとともに、高速中性子を減速さ
せて熱中性子°に変える働きをする。この熱中性子は燃
料内のウラン−２３５と結合して核分裂を起こして熱を
発生し、高速中性子は燃料内の大部分を占めるウラン−
２３９と反応してこれを核分裂可能なプルトニウムにす
る。プルトニウムは核燃料として利用価値かある。した
がって、蒸気内の水の量を適切なものとすることにより
、高速中性子と熱中性子の割合を適正に保って熱中性子
による熱の発生と高速中性子によるプルトニウムの生成
を効率よく行うことができる。

すなわち本発明においては、炉内に設置された検出器の
測定値を基に炉心流量分布および蒸気重分布を最適化す
ることができ、これによりプルトニウムの生成など燃料
を有効に活用することができるとともに、シュラウド内
の液位を正確に制御することができるため、無駄なく安
全でかつ余裕のある運転をすることができる。

（実施例） 以下、第１図ないし第６図に基づいてＢＷＲに適用した
本発明の一実施例について説明する。

なお、従来例と共通する部分には同一符号を付記する。

第１図は本発明の一実施例の原子炉プロセス計測制御装
置の主な構成を示したもので、第１図の原子炉内の横断
面で表される概略的な設置位置関係を第２図に示す。

第１図に示すように、本実施例の原子炉プロセス計測制
御装置は、炉心内に設置された蒸気率検出器２１、水位
検出器２２、温度検出器２３および流量検出器２４と、
それぞれの検出信号を入力して炉心水位、炉心流量分布
および蒸気重分布を演算する演算処理装置２５と、この
演算処理装置２５の結果に基づいて最適な炉心流量分布
、蒸気重分布および炉心水位となるように給水ポンプ１
０の流量および原子炉内に１０ないし１２台設置されて
いる冷却材循環ポンプ１３の個々の流量を制御する流量
制御装置２６とて構成される。

各検出器は、できるたけ炉心内の正確な状態を知るため
に炉心内に設置される。流量検出器２４は燃料集合体２
７下部の冷却材流入口近傍に、蒸気率検出器２１や温度
検出器２３は燃料集合体２７内の間隙に、また水位検出
器２２は中性子検出器が設置されている炉内計装管２８
内に配置される。

次に各検出器ごとに本実施例の作用について説明する。

蒸気率検出器２１は流体の密度を計測するもので、第３
図に示す差圧検出器と第４図に示す圧力検出器より構成
される。異なる２点の圧力の違いを計測する差圧検出器
は、測定箇所の圧力を受ける２つの受圧面３１を有し、
これにより２点の圧力を受け、それぞれ導圧管３２内部
の既知の充填材３３により中央の差圧素子３４に伝達さ
れて差圧素子３４に発生する歪みの量により２つの受圧
面３１の差圧を検出する。圧力検出器は差圧検出器の一
方の受圧面３１を封止し、ここに既知の圧力のガス３５
を封じ込めることにより残る受圧面３１における絶対圧
力を検出する。このような高さ方向に位置の異なる２点
の圧力差とそこの絶対圧力から、その場所における流体
の密度を求めることかできる。差圧検出器および圧力検
出器はともに、差圧素子３４としてマイクロ・マニシン
グ技術により小形のシリコンのピエゾ効果や容量変化を
利用したダイヤフラム形マイクロ圧カセンサを使用する
ことにより、各燃料集合体２７の内部の隙間を利用して
設置することができる。ここでは燃料集合体２７の平均
的な値として、また設置の容易さからウォーター・ロッ
ドの中に設置することが好ましい。なお、差圧素子３４
としてシリコン・チップが一般的であるが、炉心内の温
度や放射線を考慮すると焼結セラミックのような材料が
好適と考えられる。

演算処理装置２５は蒸気率検出器２１によって検出され
た差圧と絶対圧力より流体密度を求め、同じ場所に設置
された温度検出器２３からの温度検出信号により補正し
て蒸気率を算出する。このようにして炉心８の各半径、
角度および高さ方向の蒸気率を計測することにより炉心
８内部の蒸気率分布が求められる。

温度検出器２３は、したがって蒸気率検出器２１と同様
に多数の燃料集合体２７内に複数個設置される。

水位検出器２２も蒸気率検出器２１と同様に差圧検出器
と圧力検出器からなり、第５図に示すように、炉心８内
に設けられている炉内計装管２８内に高さ方向に異なる
２か所に設置される。炉内計装管２８は中性子検出器４
１が中に設置されているものである。水位検出器２２に
よって検出された高さ方向に違う２点の圧力差とそこの
圧力測定値は演算処理装置に送られ、そこで水位信号に
換算される。

炉心８内の多数の燃料集合体２７下部には、第６図に示
すように炉心支持板１４と燃料支持金具５１があり、燃
料集合体２７を流れる冷却材は全て燃料支持金具５１を
通過する。この燃料支持金具５１にはオリフィス５２か
設けられており、燃料支持金具５１に入る前の炉心支持
板１４下部の圧力と燃料支持金具５１出口近傍の燃料集
合体２７下部の圧力の間の差異は、ベルヌーイの定理に
より流量の関数となっている。したがって、第６図に示
すような差圧検出器５３を用いて炉心支持板１４の下部
と燃料支持金具５１内部の燃料集合体２７下部の圧力差
を計測し、この信号を演算処理装置２５に送ることによ
って、各燃料集合体２７に入る冷却材の流量および炉心
流量分布か求められる。

上述したように演算処理装置２５は、各検出器からの検
出信号を入力して、蒸気率分布、炉心流量分布、水位等
を算出するとともに各燃料の温度上昇予測を行い、流量
制御装置２６はこれらの演算結果に基いて、蒸気内の水
の量が熱中性子による核分裂に伴う熱の発生と高速中性
子によるプルトニウムの生成に最適となるように、すな
わち蒸気重分布か最適となるように最適な炉心流量分布
および給水量を求め、これにより炉心シュラウド９の周
辺に約１０台程度配置されている冷却材循環ポンプ１３
の流量および給水ポンプ１０の流量を個々に制御する。

このように、給水ポンプ１０の流量制御は蒸気内部の水
の量として蒸気率の制御により行われるが、そのバック
アップとして水位信号も考慮して冷却水の注入量が制御
される。さらには、各燃料集合体２７の温度も監視して
、燃料が許容最高温度とならないように各冷却材循環ポ
ンプ１３の流量および給水ポンプ１０の流量を個別に制
御する。

なお、この蒸気率制御および給水制御に何らかの異常が
生じ、水位が異常に低下して冷却水が不十分となって燃
料の健全性に影響を与える可能性のある場合、また、何
らかの異常により必要な炉心流量を確保できない場合、
あるいは燃料の温度が異常に上昇して許容最高温度を越
える可能性がある場合には原子炉停止信号を発生し、さ
らに必要に応じて非常用炉心冷却系起動信号を発生する
。

以上説明したように、本発明においては、原子炉内の各
燃料集合体の内部に蒸気率検出器を設置することにより
、各燃料の蒸気率を直接的に正確に計測することができ
、この計測値に基づいて蒸気内の水の量を正確に求める
ことができるため、蒸気内部の水の量を精度よく制御す
ることができる。すなわち、蒸気中の水分により減速さ
れてできる熱中性子による核分裂による熱の発生と蒸気
中の水分により減速されなかった高速中性子によるプル
トニウムの生成が最適となる蒸気率分布を達成すること
ができる。したがって、炉の出力制御を制御棒等の中性
子吸収材を使用せずに蒸気および蒸気中の水分の濃度を
制御することによって行うことにより、発電に必要な熱
中性子とできる限り多くのプルトニウム生成に必要な高
速中性子をつくる原子炉の運転が可能となり、Ｕ　−２
３９の有効活用が計られ、経済性に優れた原子炉となる
。

また、水位検出器は炉内計装管内に設置することにより
、従来の水位計と比較して正確な水位を示し、蒸気率制
御のバックアップとして信頼性か十分あり、また測定誤
差、水位の不確定さがなくなるので、従来はどのマージ
ンをとる必要もなく冷却水の注入量を適切に制御するこ
とができ、原子炉の運転性の向上を計ることができる。

さらに、各燃料集合体の各所の温度を直接計測し、蒸気
率分布と冷却材の流量分布より燃料集合体の各所の温度
の予測を行い、燃料集合体か許容最高温度とならない範
囲で可能な限り炉心内均一で高温となるように、炉心流
量および給水量を制御することができるため、燃料を効
率よく燃やすことかできる。その上、燃料破損の原因で
ある温度を直接的に計測しているため正確であり、余分
なマージンを見込む必要がない。

このように、最適な蒸気率分布、水位および燃料体温度
を得るために冷却材炉心流量および給水量を制御するに
あたって、各燃料集合体下部に設置された流量検出器に
よって炉心流量分布を正確に計測することができるため
、これに基づいて各冷却材循環ポンプと給水ポンプを個
別に適切に流量制御することができる。したがって、局
部的な過熱や低出力がなく、余計なマージンをとる必要
もなく、−様な最大限の燃焼を行うことができるととも
に、蒸気率制御および給水制御に何らかの異常が生じ、
水位が異常に低下して冷却不十分となり、燃料の健全性
に影響かをる与える可能性がある場合には、原子炉停止
信号および非常用炉心冷却系起動信号を発生して原子炉
を停止し、必要に応じて非常用炉心冷却系統による注水
も適切に行うことができるため、経済性、安全性に優れ
、運転しやすくかつ信頼性およびプラント稼働率の向上
したプラントとすることができる。

また、本発明においては差圧検出器および圧力検出器と
してマイクロ・マニシング技術により小形のシリコンの
ピエゾ効果や容量変化を利用したダイヤフラム形圧カセ
ンサを使用することにより、蒸気率検出器として、また
水位検出器として燃料集合体内の隙間や炉内計装管を利
用して設置することができるため、従来の計測に必要と
された計装配管等が不要となり、次のような利点がある
。

■圧力容器に計装配管設置のための開口部を設ける必要
がないので、圧力バウンダリー確保のために要求される
厳しい設計、製作、施工の必要がなくなり、信頼性、経
済性に優れている。

■従来の計装配管に起因する計測誤差（温度変化、振動
の影響、残留空気等）がなくなり、精度のよい、信頼性
の高い計測が可能となる。また、残留空気等の空気抜き
作業が不要となり、余分な労力、コストが不要となる。

■計装配管に設けられるバルブがなくなるため、これら
の誤操作による計測不能もなくなる。

〔発明の効果〕

以上の説明からも明らかなように、本発明の原子炉プロ
セス計測制御装置は各検出器を炉心内に設置することに
より、正確な計測値を得ることができるため、これに基
づいてなされる流量制御は適切なものとなり、経済性、
安全性、信頼性に優れ効率のよいプラントの運転を可能
にする。。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の構成を示す概略図、第２図
は第１図の原子炉部分の横断面図、第３図および第４図
は本発明において使用される差圧検出器および圧力検出
器を示す断面図、第５図は炉内計装管を示す部分断面図
、第６図は流量検出器の設置部分を拡大して示す部分断
面図、第７図は従来の計測方法を示す説明図である。 １・・・圧力容器、５・・・水面、８・・・炉心、９・
・・シュラウド、１０・・・給水ポンプ、１３・・・冷
却材循環ポンプ、１４・・・炉心支持板、２１・・・蒸
気率検出器、２２・・・水位検出器、２３・・・温度検
出器、２４・・・流量検出器、２５・・・演算処理装置
、２６・・・流量制御装置、２７・・・燃料集合体、２
８・・・炉内計装管、３１・・・受圧面、３２・・・導
圧管、３３・・・充填材、３４・・・差圧検出素子、３
５・・・ガス、４１・・・中性子検出器、５１・・・燃
料支持金具、５２・・・オリフィス、５３・・・差圧検
出器

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉内にそれぞれ設置される、複数個の蒸気率
   検出器、炉心液位検出器、複数個の炉心流量検出器およ
   び複数個の燃料温度検出器と、各前記検出器からの検出
   信号を入力して炉心液位、炉心流量分布、および蒸気率
   分布を演算しかつこれらによる燃料の温度変化を予測を
   する演算処理装置と、この演算処理装置の結果に基づい
   て最適な蒸気率分布、冷却材液位および燃料温度となる
   ような最適な炉心流量分布および冷却材供給量を求め、
   これにより各冷却材循環ポンプおよび給水ポンプの流量
   制御を行い、流量制御不能のときは原子炉停止および非
   常用炉心冷却系起動信号を発生する流量制御装置を具備
   することを特徴とする原子炉プロセス計測制御装置。