JPH05240984A - 負荷変化時におけるホウ素濃度の調整が最少限ですむように原子炉を制御する方法及び装置 - Google Patents

負荷変化時におけるホウ素濃度の調整が最少限ですむように原子炉を制御する方法及び装置

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JPH05240984A
JPH05240984A JP4323655A JP32365592A JPH05240984A JP H05240984 A JPH05240984 A JP H05240984A JP 4323655 A JP4323655 A JP 4323655A JP 32365592 A JP32365592 A JP 32365592A JP H05240984 A JPH05240984 A JP H05240984A
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axial offset
control rod
reactor
reactivity
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JP4323655A
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Toshio Morita
モリタ トシオ
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Westinghouse Electric Corp
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    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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Abstract

(57)【要約】 【目的】 負荷変化時、ホウ素濃度の変動を最小限に抑
えるように原子炉を運転する。 【構成】 定常状態運転時弱吸収制御棒(G)を完全挿
入位置に維持し、出力の変化に応答して軸方向オフセッ
トを調整する。出力需要の低下が予想される場合、軸方
向オフセット制御用強吸収棒(AO)を炉心の上方域に
挿入し弱吸収制御棒(G)を僅かに抜き上げることによ
り、軸方向オフセットをほぼ−10%だけ下方に調整す
る。炉心の反応度は、最初に弱吸収制御棒を完全挿入位
置へ戻し、さらに反応度の制御が必要であれば反応度制
御棒を用いることにより調整する。常態で完全挿入位置
にある弱吸収制御棒は全出力へ復帰するべく反応度を増
加させる目的にも利用する。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は負荷変化時における原子
炉の運転、特に負荷変化時に制御棒の操作によって軸方
向の出力分布をほぼ一定に維持する制御方法および制御
装置に係わる。
【0002】
【従来の技術】少なくとも2、3日に亘って原子炉が全
出力で運転されると、軸方向の、即ち、上下方向のキセ
ノン分布は炉心部の中央2/3でほぼ一定であるが、頂
部と底部で著しく低下する。キセノンは強力な中性子吸
収体であるから、軸方向におけるキセノン分布のばらつ
きは軸方向出力分布のばらつきを招きやすい。炉心部に
おけるキセノンの破壊率は炉心部における出力に比例す
る。他方、キセノンの生成は放射能ヨウ素の量に応じて
異なる。炉心部における放射性ヨウ素の量は先行時点に
おける炉心部出力に比例するから、炉心部における出力
とキセノンの生成及び破壊との関係にはタイムラグがあ
る。炉心部の出力または反応度が1日に亘って一定を保
ったのち、炉心部におけるキセノンの生成率と破壊率が
ほぼ平衡状態となる。
【0003】原子炉出力レベルの変化は炉心上部への制
御棒挿入によって行なうのが普通である。その結果、炉
心下部よりも炉心上部における反応度低下が大きくな
り、影響を受ける炉心部分の大きさは制御棒の強さまた
は中性子吸収値及び挿入深度によって決定される。この
ため、炉心上部ではキセノン濃度が比較的速やかに上昇
し放射性ヨウ素濃度が低下して反応度が低下する。キセ
ノンは強力な中性子吸収体であるから、原子炉が例えば
数時間に亘って1/2出力を維持しなければならない場
合には制御棒を抜き上げればよい。キセノンの崩壊に伴
ない、制御棒を再び挿入しない限り炉心の反応度が増大
する。キセノンの生成と崩壊が平衡状態に達するまで原
子炉の出力レベルが絶えず上下に変化するなら、キセノ
ンの最高濃度が炉心の上方域と下方域の間で変動する傾
向がある。
【0004】炉心の上方域へ制御棒を挿入すると、炉心
上方域よりも炉心下方域で形成される放射能ヨウ素が多
くなると同時にキセノン濃度は炉心下方域よりも炉心上
方域において高くなる。制御棒を抜き取ると、炉心上方
域におけるキセノンの破壊はヨウ素濃度が低いため補充
を上回る速度で進行する。一方、炉心下方域におけるキ
セノン濃度は比較的定常状態に維持される。なぜなら、
炉心下方域における放射性ヨウ素の生成速度とキセノン
破壊速度が影響を受けるのは炉心内へ制御棒を1/2以
上挿入する場合に限られるからである。炉心の上方域と
下方域におけるキセノン濃度の差がこのように変動する
ことで、軸方向出力分布は炉心下方域におけるキセノン
濃度の方が高いか上方域におけるキセノン濃度の方が高
いかによって炉心頂部または底部に向かってねじれる。
【0005】従来は、冷却材中のホウ素濃度を変化させ
て反応度が炉心全体で均一になるように調整することに
よりキセノン分布のばらつきを極力小さくしている。し
かしながら、ホウ素濃度調整方式には廃棄処分の問題が
ある。この問題はホウ素濃度の調整をできる限り用いな
いようにすることで回避できる。負荷追従運転に向けた
初期の試みでは従来の制御棒操作法が変更されたが、そ
れでも状況によりホウ素濃度の調整が必要であった。例
えば、本願の発明者に発行された米国特許第4,05
7,463号は全長制御棒とホウ素濃度の調整を併用す
る方法、及び全長制御棒及び部分長制御棒とホウ素濃度
の調整を併用する方法を開示している。第1の方法で
は、適正な軸方向出力分布が維持されるように全長制御
棒が挿入され、ホウ素濃度が必要な反応度を維持するよ
うに調整される。第2の方法では、全出力において部分
長制御棒を炉心の中心付近に位置させ、炉心上方域への
全長制御棒の挿入により出力を低下させながら部分長制
御棒を炉心下方域へ移動させることによって軸方向オフ
セットを維持する。第2の運転方法を利用すれば、軸方
向オフセットを一定値に維持しながら出力レベルを速や
かに、容易に変化させることができる。しかし、出力レ
ベルの変化に伴なってキセノンの過渡現象が起こるた
め、臨界を維持するにはホウ素濃度の調整が必要とな
る。
【0006】従来、適正な軸方向出力分布を維持する目
的で軸方向出力分布を表わすのに“軸方向オフセット”
が使用されている。米国特許第4,057,463号に
開示された方法はこの目的に軸方向オフセットが有用で
あることを示す例である。しかしながら、状況により、
特に部分長制御棒を使用する場合、軸方向出力分布が
“ピンチ状態(pinched)”、即ち、ピーク出力
レベルが平均出力レベルよりも著しく高くなる可能性が
ある。もしピーク出力が炉心の中心付近なら、たとえピ
ーキング係数が極度に高くても軸方向オフセットを使用
しても差し支えない。ただし、この場合、軸方向オフセ
ットは軸方向出力分布を示す十分な指標ではない。経験
に照らして、部分長制御棒を使用しない限り、軸方向オ
フセットによって軸方向出力分布を適切に表わすことが
できる。
【0007】これと多少似た方式がヨーロッパのいくつ
かの原子力発電所で採用されている。フランスのいくつ
かの原子力発電所では、出力レベルに応じて弱吸収制御
棒(gray rods )を挿入することにより運転予備能力を
提供する。50%出力では弱吸収制御棒を全部またはほ
とんど全部挿入し、75%出力では弱吸収制御棒を半分
挿入し、100%出力では弱吸収制御棒を完全に抜き上
げる。ドイツではいくつかの原子力発電所が4組の従来
型制御棒集合体から成る弱制御棒列を使用し、全出力の
際にはこれを炉心内へ約50cm、即ち、約1/4だけ
挿入する。多数の従来型制御棒集合体を炉心に挿入する
ことによって軸方向出力分布を調整しながら、弱制御棒
列を少しずつ抜き上げて同じ出力レベルを維持すること
ができる。弱制御棒列に使用される制御棒集合体を例え
ば2週間に一度交換して局部的なバーンアップ遅延、即
ち、“シャドー・バーンアウト”を極力防止する。負荷
追従運転中には弱制御棒列を短時間に亘って炉心へさら
に深く挿入し、“過渡キセノン動力学”を用いて制御棒
挿入量を極力少なくし、ホウ素濃度を変化させることに
よって弱制御棒が炉心内にとどまってある程度の運転予
備能力を提供できるようにする。
【0008】以上の説明から明らかなように、公知の技
術では負荷追従運転中にホウ素濃度の変化を利用せざる
を得ない。フランス方式はいわば融通性に乏しい、最適
化されていない制御棒集合体運用方式で弱吸収制御棒を
使用する。他方、ドイツの発電所はその発電システムの
採用を容易にする弱吸収制御棒の使用をことさら避けて
いるが、その場合、半径方向出力分布に影響を及ぼすこ
となく軸方向出力分布を調整する能力が融通性に欠け
る。
【0009】
【発明が解決しようとする課題】従って、本発明の目的
はホウ素濃度の調整を極力少なくした原子炉制御方法を
提供することにある。
【0010】本発明は、定常状態運転時、弱吸収制御棒
の列を少なくとも第1の所定時間の間炉心内に維持し、
出力需要の変化が予想されると軸方向オフセットを下方
へ調整するステップから成ることを特徴とする、炉心を
有する原子炉の運転方法によって上記目的を達成する。
好ましくは、出力需要の低下が予想される場合、軸方向
オフセットをベースロード或いは基底負荷運転よりも約
10%小さくする。炉心における反応度が比較的低い燃
料サイクルの寿命末期に、出力需要が低下する前に約1
日の過渡期を利用して軸方向オフセットを下方へ調整す
る。過渡日における軸方向オフセットの調整は約−5%
ずつの2段階で行なうのが好ましい。出力需要の低下が
約1日以上に亘ると予想される場合には軸方向オフセッ
トをさらに約−5%だけ調整する。
【0011】軸方向オフセットの調整は弱吸収制御棒の
挿入量を減らし、比較的強力な軸方向オフセット制御棒
の列を炉心上方域へ少しだけ挿入することによって達成
するのが好ましい。次いで弱吸収制御棒を完全挿入状態
に戻してから、反応度制御棒を挿入することによって反
応度を低下させる。炉心内へ挿入される最初の反応度制
御棒は弱吸収反応度制御棒であることが好ましい。弱吸
収反応度制御棒を炉心内へ約2/3挿入してから初めて
強吸収制御棒を挿入して反応度をさらに低下させる。こ
の方が炉心におけるキセノン濃度に対する影響が均一に
なる。通常炉心内に維持される弱吸収反応度制御棒及び
弱吸収制御棒の総中性子吸収値はほぼ等しいから、この
2つの制御棒列の機能を燃料サイクルのほぼ中途で切り
換えることができる。
【0012】以下、添付図面を参照して本発明を実施例
につき詳細に説明する。
【0013】
【実施例】図1に示すように、原子炉の炉心は、複数の
被覆原子燃料要素12(すべてを空白の正方形で表わ
し、代表的なものを参照番号12で示す)を含む。同じ
く図1に示すように、すべてを後述の英数字で表わし、
代表的なものを参照番号14で示す棒クラスター制御集
合体(RCCAs)または制御棒14をも含む。棒クラ
スター制御集合体14は共通のRCCAスパイダーによ
って1つに連結されたロッドレット(rodlets )から形
成されるのが普通である。典型的には、24本のロッド
レットをまとめて1つのRCCAまたは制御棒を形成す
る。複数の制御棒を列(bank)として一括して操作す
る。図1に示す実施例の場合、それぞれを異なる英数字
で表わす8つの制御棒列が配列されている。Gを囲む8
個の正方形はすべてG列に属する制御棒である。残りの
列はM1,M3及びSD1−SD3列に属する8つのR
CCAS,M2列に属する4つのRCCAs及びAO列
に属する9つのRCCAsを含む。
【0014】上述したように、従来の“強吸収”制御棒
(”black ”controlrods )は主として例えば銀、イン
ジウム及びカドミウムの組み合わせ(Ag−In−C
d)のような中性子強吸収体で形成されているが、例え
ばフランス製原子炉に採用されているように主としてス
テンレススチールのロッドレットから成る少数の弱吸収
制御棒を使用する制御方式もある。好ましい実施例では
G列及びM1列を、それぞれ20本のステンレススチー
ル・ロッドレット及び4本のAg−In−Cdのロッド
レットから形成する。ロッドレットは制御棒の全長に亘
っているから本発明に使用される弱吸収制御棒は全長に
亘ってほぼ一定の中性子吸収能を有する。
【0015】制御棒の英数参照番号のうちの文字は各制
御棒列の使途を示す。SD1−SD3列は原子炉を完全
停止させる時にだけ使用されるシャットダウン列であ
り、このシャットダウン列SD1−SD3についてはこ
れ以上説明しない。制御棒AOは後述する軸方向オフセ
ット制御用である。制御棒G及びM1−M3は主として
後述する反応度制御を目的とする。
【0016】従来、原子炉にはサイクルに従って燃料が
装荷される。サイクル1において、すべての燃料集合体
は未使用または“未燃焼”の状態であり、運転に伴なっ
て一部の燃料集合体が他の燃料集合体よりも多くのエネ
ルギーを発生させる、即ち、他の燃料集合体よりも速く
“バーンアップ”する。一般に、炉心中央域の燃料集合
体はその“バーンアップ”が速く、炉心周辺域の燃料集
合体はゆっくり“バーンアップ”する。従って、所定の
時間、即ち、“サイクル燃焼”と呼ぶ所定の燃料消費時
間が過ぎると、一部の燃料集合体は完全に燃え尽きた状
態にあるが、他の燃料集合体はそのエネルギーの半分以
上を残している。そこで、サイクル燃焼時間が終わった
時点で、残りの燃料集合体を再配置したのち典型的には
1/3の燃料集合体を交換する。このプロセスは最初の
3サイクルが終了し、炉心の1/3が新しい燃料集合体
を、炉心の1/3が“1回燃焼”燃料集合体を、残りの
1/3が“2回燃焼”燃料集合体を内臓する状態、即
ち、第3サイクルに続く平衡サイクルに入るまで繰り返
される。
【0017】安定した出力分布を維持するには、出力分
布の軸方向オフセットを出力制御の過程でできるだけ平
衡値に近い値に維持しなければならない。この平衡値は
図2から明らかなように、炉心、サイクル数及びバーン
アップ量に応じて異なる。図2に示す値は典型的な設計
の加圧水型原子炉に基づく値であり、横軸はウラニウム
のメートル・トン当りのメガワット日(MWD/MT
U)である。それぞれの設計ごとにサイクル長が異な
り、軸方向オフセットにも差異が生ずることは知られて
いる通りである。軸方向オフセット制御棒(AO列)を
炉心上方域に挿入して軸方向オフセットを下方へ調整
し、第1サイクルにおいてゆっくり抜き上げて図示のよ
うな曲線を得る。下表から明らかなように、AO列は比
較的強力である。従って、サイクル1における寿命初期
(BOL)ではAO列を約10%炉心へ挿入することに
よって軸方向オフセットを約−10%変化させることが
できる。
【0018】
【表1】 本発明の一実施例では中性子吸収値がほぼ等価の2列の
制御棒があり、中性子吸収値範囲の一例を表に示した。
表及び図1から明らかなようにM2列の4本の”強吸
収”制御棒はG列またはM1列の8本の弱吸収制御棒よ
りも中性子吸収値がやや高いから、弱吸収制御棒の中性
子吸収値は従来の制御棒、即ち、“強吸収”制御棒の中
性子吸収値の1/2よりもやや低い。
【0019】原子炉の基底負荷(base load )、即ち、
平衡運転時には、G列を炉心内へ完全挿入し、M1−M
3列を炉心から完全に抜き上げ、AO列を少しだけ挿入
することにより、現サイクルにおけるバーンアップ量に
応じて図2に示す適切な軸方向オフセットを得る。M1
−M3列は表に示したようなオーバーラップを有する機
械的粗調整制御棒列である。M1列のオーバーラップが
0.0であるということはG列が完全挿入されない限り
M1列が炉心へ挿入されないことを意味する。オーバー
ラップが3.3であるということは先行列が炉心へ2/
3挿入されるまでM2及びM3列が炉心へ挿入されない
ことを意味する。即ち、M2列はM1列が炉心へ2/3
挿入された時点で炉心へ挿入され始め、所要の反応度変
化が起こるまでM1列と同じ速度で挿入され続ける。も
っと大幅な反応度低下が必要ならば、M2列が炉心へ2
/3挿入され、M1列が炉心へ完全挿入された時点でM
3列の挿入を開始する。
【0020】M1列の弱吸収制御棒を使用すると同数の
強吸収制御棒よりも挿入量が大きくなり、同じ中性子吸
収値を有する強吸収制御棒を使用する場合よりも半径方
向分布の乱れが少なくなる。その結果、半径方向出力分
布とキセノン濃度が同じ吸収値を有する強吸収制御棒を
使用する場合よりも均等になり、軸方向出力分布及びキ
セノンに対する影響が同数の強吸収制御棒を使用する場
合よりも小さくなる。
【0021】軸出力分布を表わすにはいくつか方法があ
るが、広く用いられているのは下式(1)で定義される
軸方向オフセット(A0)である。式(1)中、Ptは
炉心の上方域で発生する全出力の百分率、Pbは炉心の
下方域で発生する全出力の百分率である。
【0022】 A0=(Pt−Pb)/(Pt+Pb) (1) 目標とする軸方向オフセットは特定の条件下での運転に
必要な軸方向オフセットである。基底負荷運動に必要な
軸方向オフセットの例を典型的な加圧水型原子炉におけ
るサイクル1、2及び3のサイクル・バーンアップにつ
いて図2に示した。目標軸方向オフセットの許容誤差は
±5%が普通である。式(1)中の分子を中性子束差△
Iと呼ぶ。全出力運転では分母が1.0に等しくなるか
ら△I=A0となる。原子炉の出力が100%でなけれ
ば、△Iは図3Aに破線で示すようにA0と相対出力の
積に等しい。炉心の上方域及び下方域の中心付近に配置
された2つの中性子束検出器によってA0及び△Iを得
るのに必要な測定を行なうのが普通である。
【0023】制御棒挿入量の調整は原子炉から発生させ
たい出力量の変化に応じて行なわれる。発生させるべき
出力が変化する状況の一例が負荷追従運転であり、この
場合原子炉の発生出力を電力系統からの需要に応じて調
整する。従来、原子炉は多くの場合基底負荷運転され、
火力発電所や水力発電所などが出力需要に応じて調整さ
れている。しかしながら、原子力発電所への依存度が高
まるのに伴ない、少なくとも電力系統に含まれる一部の
原子力発電所が時によって全出力以下で運転されること
がある。
【0024】典型的な出力サイクルを図3に示す。12
時間の全出力運転後、3時間に亘る出力変更期間を経て
6時間の半出力運転となる。さらに3時間かけて12時
間の全出力運転に戻る。図3Fには2日間だけを図示し
てあるが、このような運転パターンが毎日続く。
【0025】図3は制御系の応答(図3C−3E)、軸
方向キセノン分布の指標(図3G)、及び第1燃料サイ
クルの寿命初期における図3Fに示す毎日の負荷パター
ンによる原子炉運転に関する軸方向出力分布の指標(図
3A−3B)を示す。原子炉の燃料サイクル中のこの時
点において、炉心の反応度は高く、高濃度のホウ素溶液
によって補償される。図3に示す時間軸の開始時におい
て原子炉は基底負荷運転状態、即ち、平衡状態の下で全
出力を発生させていると仮定する。この場合、軸方向オ
フセットは図2の実線の起点に対応する約−9%であ
る。目標軸方向オフセットの許容誤差は約±5%と考え
られる。本発明では、出力を約1/2だけ低下させる場
合、目標軸方向オフセットを約−10%だけ調整する。
軸方向オフセットの下方調整は有効であるためには5%
以上であることが好ましいが、軸方向出力分布のスキュ
ーまたは歪みが大きくなり過ぎないためには20%以下
であることが好ましい。−8%乃至−18%の変化を採
用することが好ましい。
【0026】状況により、軸方向オフセットでは原子炉
内の所要の出力分布を十分に表わせないことがある。し
かし、部分長制御棒を使用しない限り“ピンチ状態(p
inched)”の出力分布は回避できる。この条件下
では、軸方向オフセットはピーキング係数、即ち、図3
Bに示すようにピーク束/平均束=F(z)を十分に表
わすことがである。一般に、常態ではF(z)値は1.
6以下が望ましい。図3に示す出力サイクルを発生させ
るためには、出力需要低下を受けて図3Eに実線で示す
ように先ずM1列を炉心へ挿入する。炉心上方域へこれ
ら8本の弱吸収制御棒が挿入されたことで軸方向オフセ
ットはサイクル1における寿命初期における基底負荷目
標軸方向オフセットである−9%から下方へ移動し始め
る。M1列が炉心中間の高さまで挿入されてもM1制御
棒は軸方向オフセットに目立った影響を及ぼさない。軸
方向オフセットを引き続き約−19%まで低下させるた
め、図3Cに示すようにA0列を少しずつ挿入する。
【0027】M1列の挿入に伴ない、炉心の上方域約7
0%において出力が低下するためキセノンが増大する。
その結果、出力が1/2の最初の約3時間に亘ってM1
列を少しずつ抜き上げることによって出力が50%に維
持される。M1列抜き上げ後も半出力運転を続けるため
には反応度の増大が必要である。従来なら冷却材中のホ
ウ素濃度を低下させることによって原子炉を半出力に維
持することになる。しかし、基底負荷(全出力)運転
中、炉心にG列が完全挿入されたから、図3Dに示すよ
うにG列を抜き上げることにより、キセノンの増大にも
拘らず原子炉を半出力に維持するのに必要な反応度の増
加を実現させればよい。全出力に戻したければ、図3D
のように75%挿入レベルを越えてG列をさらに抜き上
げることによって3時間の出力変化期間を生ぜしめる。
【0028】G列を抜き上げると、炉心上方域における
反応度に影響を及ぼすことなく炉心下方域における反応
度が増大する。軸方向オフセットを新しい目標値である
−19%に維持するには、図3Cに示すように全出力へ
の復帰時A0列を抜き上げる。ただし、A0列を抜き上
げる前に軸方向キセノン分布が上方へスキューした、あ
るいは歪んだ状態になる。即ち、G列の引き抜きに伴な
って炉心の下半分における出力よりも上半分における出
力が低くなるからである。その結果生ずる指標△キセノ
ン及び△ヨウ素に対する影響を図3Gに示した。指標△
キセノンは炉心上半分におけるキセノン核数と炉心下半
分におけるキセノン核数の差であり、下式(2)によっ
て求められる。指標△ヨウ素も同様に算出され、図3G
に破線で表わされるように平衡△キセノンに対して正規
化される。
【0029】
【数1】 ただし、Hは炉心の高さ、T,M及びBはz軸に沿った
炉心の頂部、中間部及び底部である。炉心の所与の場所
におけるキセノン及びヨウ素核濃度は中性子拡散方程式
とキセノン−ヨウ素方程式を併用する公知の方法で求め
られる。
【0030】全出力へ戻ると、キセノン濃度は炉心下方
域において著しく低下している。原子炉を全出力に維持
するように制御するため、全出力に達した直後、再びG
列を炉心へ完全挿入する。この時点でキセノン分布は積
極的にスキュー状態とされる。即ち、炉心上半分におけ
るキセノンが下半分よりも多くなる。その結果、軸方向
オフセットが負側へ変化するから、A0列を抜き上げる
ことによってこのような出力の下向きシフトをオフセッ
トさせる。ただし、G列だけでは適正な反応度レベルを
維持するには不十分であり、A0列は完全に抜き上げら
れるから、出力レベルに影響を及ぼさずに軸方向オフセ
ットを調整するすべはない。出力レベルを全出力に維持
するため、炉心へ再びM1列を挿入する。
【0031】この場合にも、M1列は比較的弱く、弱吸
収制御棒から形成されているから、最初の24時間の最
後の1/3において、図3Eに示すようにM1列を炉心
へ深く挿入することができる。これにより、反応度を制
御する制御棒の軸方向オフセットへの影響が最少限に抑
えられる。M1列を炉心へ2/3挿入したら、M2列を
少しだけ炉心へ挿入することによって反応度を維持す
る。△キセノンが平衡値に近づき始めると、軸方向オフ
セットが次第に目標値に戻り、最初の24時間の最後の
1/4に亘りA0列によって維持される。目標軸方向オ
フセットの最大許容誤差は上述のように約5%である。
このように出力分布が下向きにスキュー状態であるため
F(z)値はほぼ1.6となるが、これも許容範囲内で
ある。
【0032】第2の24時間において出力低下が要請さ
れると、その初期においてはM1列が未だ炉心に約60
%挿入されたままであり、A0列を少しだけ挿入するこ
とによってサイクル1の寿命初期の負荷追従運転のため
の目標軸方向オフセットである−19%を維持する。し
かしながら、最初の24時間の終了後における△ヨウ素
は大きいマイナス値であるから、図3Gに示すように第
2の24時間の最初の1/2における△キセノンも大き
いマイナス値となる。従って、第2の24時間に亘り、
F(z)の大きい乱れを伴なうことなく相対出力の変化
に拘らず目標軸方向オフセットを維持することができ
る。具体的には、炉心の上半分へA0列を挿入すること
によって目標軸方向オフセットを維持する。
【0033】負荷追従運転の3日目は負荷追従運転の第
2日とほとんど正確に同じ挙動を示す。なぜなら、図3
Gに示すように、第2日の初めと終りにおいて△キセノ
ン及び△ヨウ素は全く同じである。従って、負荷追従運
転の第3日は図示しない。以上の説明から明らかなよう
に、典型的な1日ごとの負荷需要パターンでの負荷追従
運転は本発明ではホウ素濃度調整を必要とすることな
く、軸方向出力分布の崩壊を伴なうこともなくサイクル
1の寿命初期に達成できる。第3の24時間に示すよう
に、全出力への復帰は容易に行なわれる。
【0034】図4A−4Gは図3に示したものと同じ運
転方法をサイクル1の寿命末期に採用した結果を示す。
図2から明らかなように、サイクル1の寿命末期におけ
る軸方向オフセットは約−1%である。全出力に戻った
後、−12%の下向きスキューがあってもキセノン分布
が図4Gに示すように上向きスキューの状態にあるため
軸方向オフセット及びF(z)が上記許容範囲内にとど
まることはできない。従って、本発明はサイクル1の寿
命末期に負荷追従運転を開始する前に過渡日を利用して
軸方向オフセットを低下させると共にキセノン分布を安
定させる。
【0035】過渡日を利用する本発明の実施例を、サイ
クル1の寿命末期における日別の負荷追従運転に関して
図5に示した。図4Aに示すように、2段階に分けて約
−12%だけ軸方向オフセットを低下させる。過渡日の
最初の12時間に先ずA0列を挿入し、G列を少しだけ
抜き上げることによって軸方向オフセットを−6%まで
低下させる。G列を抜き上げることで炉心底部における
反応度が増大してA0列挿入に起因する反応度のロスに
対応すると共に、軸方向オフセットの下向きシフトを助
ける。過渡日の後半にA0列をさらに挿入し、G列をさ
らに抜き上げることにより、サイクル1の寿命末期の基
本目標軸方向オフセットから約−12%だけ下方へシフ
トして軸方向オフセットは約−13%となる。軸方向オ
フセット調整の2段階の間の時間及び2段階後の時間は
低出力運転が開始される前にキセノン及びヨウ素の分布
が安定できるように設定する。
【0036】図5Gに示すように、過渡日における制御
棒操作によってキセノン分布は上向きスキュー状態に、
ヨウ素分布は下向きスキュー状態となる。ただし、過渡
日が終わるまでにはキセノンはすでに平衡状態に戻り始
め、ヨウ素はすでに安定状態に達している。したがって
図5C−5Eに示す負荷追従運転時における制御棒移動
パターンは図3C−3Eに示したサイクル1の寿命初期
における負荷追従運転時における制御棒移動パターンと
ほとんど同じである。一方、軸方向オフセット及びF
(z)に対する影響は寿命初期における負荷追従運転の
際よりも確実に許容限界内にある。寿命初期に過渡日を
利用して軸方向オフセットを改善することも可能である
が、本発明では制御棒に対する原子炉の応答は過渡日を
利用しなくても許容限界内であるから過渡日は不要であ
る。
【0037】本発明の方法は図3及び図5に示した典型
的な日別負荷変動以上の事態にも対応できる。第1の例
として、出力需要が比較的低い12時間において最も低
い出力需要が全出力の50%ではなく30%である場合
を想定する。増減率が同じなら、図6Fに示す相対出力
パターンとなる。この負荷追従運転を平衡サイクルの寿
命初期、即ち、炉心の1/3が変換を終えたばかりであ
り、炉心の1/3が“1回燃焼”、炉心の1/3が“2
回燃焼”の状態にあるサイクル3のあとのサイクルの1
つを想定してシミュレートした。図2には示さなかった
が、平衡サイクルの寿命初期における基底負荷運転の目
標軸方向オフセットは約+3%である。即ち、−10%
の下向きシフトの結果として負荷追従運転の目標軸方向
オフセットは図6Aに示すように約−7%となる。
【0038】基底負荷運転時の高い軸方向オフセットの
結果として、ヨウ素及びキセノンの分布は先ず上向きス
キューの状態となる。図3の場合よりも相対出力の低下
が大きいため、A0列及びM1列の挿入時間が長く、G
列の抜き上げ時間が短くなり、低出力から全出力への増
大時におけるG列抜き上げ高さが図3に示した場合より
も高くなる。軸方向オフセットの低下は図3の場合と同
様であって±5%の許容範囲内にあるが、最大F(z)
は第1日目ではなく第2日目に現われ、基底負荷目標軸
方向オフセットが−10%で基底負荷時でも下向きスキ
ュー状態の出力分布を形成するサイクル1の寿命初期に
おける最大F(z)よりも小さいのが普通である。
【0039】図6Fに示すのと同じ負荷需要が平衡サイ
クルの寿命末期に現われる場合には、寿命末期における
好ましい方法である過渡日の利用によって原子炉を負荷
追従モードで運転することができる。図7に示すよう
に、M列の移動パターンは図5Dに示したサイクル1の
寿命末期における6時間50%出力需要の場合とほとん
ど同じである。ただし、出力低下が図5Dの場合よりも
大きくキセノン分布の過渡現象もそれだけ大きくなるか
ら、図5に示した50%出力低下の場合に比較して図7
の70%出力低下の場合にはA0列の挿入量及びG列の
抜き上げ量が大きくなる。
【0040】以上に述べたかなり典型的な需要パターン
のほかに、ホウ素濃度の変化を伴なわない負荷追従運転
時における2通りの出力需要パターンがElectri
cPower Research Institute
(EPRI)によって確立されている。この2つのパタ
ーンは運転が全出力から半出力へ、半出力から再び全出
力へ変化するという点で図3−5に示した第1の典型的
な日別パターンと同様である。第1のEPRIパターン
は18時間の全出力運転、2時間の半出力運転、及び半
出力運転のいずれか一方の側への2時間に亘る出力変更
時間とからなる。第2のパターンも2時間の出力変更時
間を含むが、残りの20時間は全出力運転と半出力運転
の間で等分される。
【0041】図3−7に示すシミュレーションによれ
ば、出力変更日のないサイクル1の寿命初期における第
1出力需要パターンは許容し得る運転の限界に近い。事
実、図8Aに示すように低出力運転の時間が短く、出力
変化時間が急激であるため、最初の全出力へ戻る途中の
数時間に亘って軸方向オフセットが目標軸方向オフセッ
トよりも約10%低くなる。過渡日を設けることでこれ
を防止できるが、F(z)は依然として1.6以下であ
るから、この状態は許容できると考えられる。原子炉が
全出力運転に戻る2日目、極めて短い時間に亘って軸方
向オフセットは目標軸方向オフセットよりも約7%高く
なる。この場合、F(z)は比較的低く、従って、やや
高めの軸方向オフセットは許容できると考えられる。
【0042】図9Aに示すように、第2のEPRIサイ
クル出力パターンでもサイクル1の寿命初期における目
標軸方向オフセットよりも5%以上大きい短寿命軸方向
オフセットが現われる。ただし、F(z)は1.6以下
のままであるから、過渡日のない本発明の方法による原
子炉の応答は許容できると考えられる。この場合でも負
荷追従運転の前に過渡日を設けることによって軸方向オ
フセットの偏差を目標値の5%以内に維持することがで
きる。
【0043】許容できるシステム応答の原則に対する特
殊な例外を図10に示した。高出力から低出力への2時
間に亘る出力変化時間を経てさらに2時間、半出力運転
となり、サイクル1の寿命末期において再び全出力運転
に戻る第1EPRIパターンを図10に示した。目標軸
方向オフセットを約−2%から−13%に低下させるた
め過渡日を利用する。このオフセット変化は図5C−5
E及び5Gの場合と同じ制御棒操作によって得られ、キ
セノン分布に対する影響も図5C−5E及び5Gの場合
と同じである。ただし、全出力に戻るのは△キセノンが
第2日に最も大きいマイナス値を示す時であり、図5F
の出力需要パターンに見られるように△キセノンのプラ
ス値増大と共にゆっくり全出力に戻るのではない。ま
た、急激に全出力に戻すにはG列を完全に抜き上げねば
ならない。その結果、回復速度を緩めない限り軸方向オ
フセットのプラス値が増大するのを防ぐためにA0列を
炉心へ挿入することはできない。その結果、軸方向オフ
セットに約+10%の短寿命スパイクが発生する。しか
し、目標軸方向オフセットは10%強だけ下方へシフト
しているから、この軸方向オフセットのスパイクは実際
にはピークF(z)を減ずるように作用し、しかも極め
て短寿命であるから、このようなスパイクは全く問題に
ならない。第2日にもほぼ同様のスパイクが現われる。
また、連続全出力運転中には第3日に入るまで△キセノ
ンのマイナス値が次第に増大する。
【0044】サイクル1の寿命末期に第2のEPRI出
力変化パターンが現われると、1日で軸方向オフセット
が−2%から−13%へ変化することで原子炉の運転は
図11に示すように上記許容限度内の状態となる。EP
RI出力変化パターンに対応して平衡サイクル中に本発
明の方法を用いても同様の適正な運転状態が得られる。
寿命初期における平衡サイクルとの関連で第1EPRI
パターンを図12に示した。過渡日がなければ全出力に
戻る過程で極めて短い時間に亘ってF(z)が1.3よ
りやや高くなる。1日目、軸方向オフセットが目標軸方
向オフセットから5%強だけ下方へシフトするとF
(z)値は1.3となるが、極めて短い時間であり、F
(z)も低いからこのことは問題にならない。平衡サイ
クル寿命初期に対応する第2EPRIパターンでは図1
3Aから明らかなようにさらに短い時間に亘って目標軸
方向オフセットから負方向へのシフトが起こるが、これ
も全く支障にならない。
【0045】第1及び第2EPRIパターンとの関連で
平衡サイクル寿命末期を過渡日と共に図14及び15に
示したが、いずれの場合にも結果として得られる軸方向
オフセット及びF(z)パターンは図10及び11から
明らかなようにサイクル1の寿命末期と同様であり、目
標軸方向オフセットからの偏差はサイクル1の場合ほど
大きくはない。
【0046】本発明の方法は運転予備能力を提供する目
的にも利用できる。なんらかの理由で短時間、例えば6
時間で全出力から半出力へ低下させ、できるだけ速やか
に、例えば1時間後に全出力に戻さねばならない場合に
は、好ましくは過渡日を利用して軸方向オフセットを2
段階に分けて約−12%だけ調整し、もしサイクル1の
寿命末期に全出力へ戻したければ、図16Aに示すよう
に、第1段階に続いてF(z)が1.6を超えないうち
にできるだけ早く、例えば約4時間後に第2段階を行な
う。
【0047】本発明の方法を利用すれば、全出力に戻る
際の短寿命スパイクを除いてF(z)を1.6以下に、
軸方向オフセットを目標レベルに維持することができ
る。ほとんど瞬間的に出力が90%まで上昇して基底負
荷運転の目標軸方向オフセットよりも2%または3%高
い軸方向オフセットとなり、軸方向オフセットに著しい
影響を及ぼすことなく1時間後に全出力を回復すること
ができる。正の軸方向オフセット・スパイクが現われて
いる状態でもF(z)は1.3以下のままであるから、
図16に示す応答は許容し得ると考えられる。図17に
示すように、全出力から半出力へ、半出力から90%出
力への変化に1時間の出力変化時間を採用する場合も同
様の応答となる。また、負荷変化の過程に利用される基
底負荷目標軸方向オフセットから目標軸方向オフセット
への変化もそれぞれ約12時間ずつ2段階に分けて行な
うことができる。
【0048】電力系統に一般的なもう1つの負荷需要パ
ターンは週末における連続的な低出力運転である。週末
運転のシミュレーションを平衡サイクルの寿命初期と寿
命末期についてそれぞれ図18及び19に示した。図1
8A−18Gに示すように、目標軸方向オフセットを約
−10%変化させることによって原子炉出力を全出力か
ら半出力に下げることができる。半出力の時間が長いか
らキセノン分布が平衡状態に達することができ、従っ
て、約3時間に亘る全出力への復旧がF(z)に著しく
影響することはなく、軸方向オフセットの変動も3%ま
たは4%に過ぎない。
【0049】平衡サイクルの寿命末期において、低出力
運転を延長するには過渡日が必要である。さらにまた、
過渡日において軸方向オフセットを約−10%だけ調整
した後、図19Aに示すように原子炉の延長低出力運転
初期にさらに約−5%だけ軸方向オフセットを調整する
ことが好ましい。これにより週末運転の終了時における
全出力への復旧を円滑に行なうことができる。図18A
及び19Aに示すように平衡サイクルの寿命初期におい
ても寿命末期においても全出力への復旧から約12時間
後に軸方向オフセットを先ず+10%だけ調整すること
が好ましい。寿命末期における軸方向オフセットの残り
+5%の調整は図19Aに示すように約12時間後に行
なうのが好ましい。
【図面の簡単な説明】
【図1】図1は、制御棒の位置を示す原子炉炉心の平面
図である。
【図2】図2は、軸方向オフセットと燃料使用の関係を
示すグラフである。
【図3】図3は、種々の条件下での制御棒位置と原子炉
の応答の関係を示すグラフであり、部分図3A−Gのよ
うに7つの個別グラフを含む。
【図4】図4は、種々の条件下での制御棒位置と原子炉
の応答の関係を示すグラフであり、部分図4A−Gのよ
うに7つの個別グラフを含む。
【図5】図5は、種々の条件下での制御棒位置と原子炉
の応答の関係を示すグラフであり、部分図5A−Gのよ
うに7つの個別グラフを含む。
【図6】図6は、種々の条件下での制御棒位置と原子炉
の応答の関係を示すグラフであり、部分図6A−Gのよ
うに7つの個別グラフを含む。
【図7】図7は、種々の条件下での制御棒位置と原子炉
の応答の関係を示すグラフであり、部分図7A−Gのよ
うに7つの個別グラフを含む。
【図8】図8は、種々の条件下での制御棒位置と原子炉
の応答の関係を示すグラフであり、部分図8A−Gのよ
うに7つの個別グラフを含む。
【図9】図9は、種々の条件下での制御棒位置と原子炉
の応答の関係を示すグラフであり、部分図9A−Gのよ
うに7つの個別グラフを含む。
【図10】図10は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図10A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図11】図11は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図11A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図12】図12は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図12A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図13】図13は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図13A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図14】図14は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図14A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図15】図15は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図15A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図16】図16は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図16A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図17】図17は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図17A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図18】図18は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図18A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【図19】図19は、種々の条件下での制御棒位置と原
子炉の応答の関係を示すグラフであり、部分図19A−
Gのように7つの個別グラフを含む。
【符号の説明】
12 燃料要素 14 制御棒 SD1−SD3 シャットダウン列 AO 軸方向オフセット制御棒 G 反応度制御棒 M1−M3 反応度制御棒

Claims (19)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 炉心を有する原子炉の運転方法におい
    て、 (a)定常状態運転時、弱吸収制御棒の列を少なくとも
    第1の所定時間の間炉心内に維持し; (b)出力需要の変化が予想される場合に軸方向オフセ
    ットを調整するステップより成ることを特徴とする原子
    炉運転方法。
  2. 【請求項2】 請求項1に記載の方法において、出力需
    要の低下が予想される場合に前記ステップ(b)におけ
    る調整として軸方向オフセットを下方調整することを特
    徴とする方法。
  3. 【請求項3】 請求項2に記載の方法において、出力需
    要の低下が予想される場合に前記ステップ(b)におけ
    る調整として軸方向オフセットを5%乃至20%だけ調
    整することを特徴とする方法。
  4. 【請求項4】 請求項3に記載の方法において、最初に
    予想される出力低下よりも第2の所定時間だけ前に前記
    ステップ(b)における調整を開始することを特徴とす
    る方法。
  5. 【請求項5】 請求項4に記載の方法において、第2の
    所定時間が約1日であることを特徴とする方法。
  6. 【請求項6】 請求項4に記載の方法において、前記ス
    テップ(b)における調整をそれぞれが約−5%オフセ
    ットの2段階で行ない、この2段階が完了した後の第3
    の所定時間が第2の所定時間の最少限約1/2であるこ
    とを特徴とする方法。
  7. 【請求項7】 請求項6に記載の方法において、出力需
    要の低下が少なくとも第4の所定時間だけ持続すると予
    想される場合に第2の所定時間経過後約−5%以上だけ
    軸方向オフセットを調整するステップ(c)をも含むこ
    とを特徴とする方法。
  8. 【請求項8】 請求項7に記載の方法において、第2及
    び第4の所定時間がそれぞれ約1日であることを特徴と
    する方法。
  9. 【請求項9】 請求項7に記載の方法において、第2の
    所定時間が約1日であり、第4の所定時間が約2日であ
    ることを特徴とする方法。
  10. 【請求項10】 請求項7に記載の方法において、前記
    方法が燃料サイクルの寿命末期に実施され、第2及び第
    4の所定時間がそれぞれ約1日であることを特徴とする
    方法。
  11. 【請求項11】 請求項4に記載の方法において、前記
    方法が燃料サイクルの寿命末期に実施され、第2の所定
    時間が約1日であることを特徴とする方法。
  12. 【請求項12】 請求項3に記載の方法において、原子
    炉の炉心が上方及び下方域を有し、 弱吸収制御棒が第1中性子吸収値を有し、 前記ステップ(b)における調整が (b1)第1中性子吸収値よりも大きい第2中性子吸収
    値を有する軸方向オフセット制御棒を炉心の上方域に挿
    入することによって上方域における反応度を低下させ、 (b2)弱吸収制御棒の挿入量を減らすことによって炉
    心の下方域における反応度を増大させるステップからな
    ることを特徴とする方法。
  13. 【請求項13】 請求項2に記載の方法において、前記
    ステップ(a)において、少なくとも2時間に相当する
    第1の所定時間に亘って弱吸収制御棒を炉心内に完全挿
    入状態に維持することを特徴とする方法。
  14. 【請求項14】 請求項13に記載の方法において、原
    子炉の反応度をそれぞれが第1中性子吸収値を有する従
    来型制御棒によって制御し、 弱吸収制御棒が全体にほぼ一定の中性子吸収能を有し、
    弱吸収制御棒のそれぞれが最大限で第1中性子吸収値の
    約1/2の第2中性子吸収値を有することを特徴とする
    方法。
  15. 【請求項15】 請求項2に記載の方法において、 前記方法が燃料サイクルの寿命末期に実施され、 第2の所定時間が約1日であることを特徴とする方法。
  16. 【請求項16】 炉心とその内部の反応度を制御する反
    応度制御棒を有する原子炉の運転方法において、 (a)定常状態運転時、少なくとも10時間の間、それ
    ぞれが第1中性子吸収値を有し、全体としてほぼ一定の
    中性子吸収能を有する第1弱吸収制御棒の列を炉心内に
    おいて完全挿入状態に維持し; (b)出力需要低下が予想される場合、それぞれが各弱
    吸収制御棒の第1中性子吸収値の少なくとも2倍の第2
    中性子吸収値を有する軸方向オフセット制御棒により軸
    方向オフセットを調整し; (c)それぞれが第1中性子吸収値を有する第2弱吸収
    制御棒の列と、それぞれが第1中性子吸収値の少なくと
    も2倍の第3中性子吸収値を有する反応度制御棒を使用
    することにより原子炉の反応度を調整するステップより
    成ることを特徴とする原子炉の運転方法。
  17. 【請求項17】 請求項16に記載の方法において、前
    記ステップ(c)における調整として、反応度制御棒の
    いずれかを挿入する前に第2弱吸収制御棒の列を炉心へ
    約2/3挿入し、第1弱吸収制御棒列を炉心へ完全挿入
    してから初めて第2弱吸収制御棒の前記挿入を開始する
    ことを特徴とする方法。
  18. 【請求項18】 請求項16に記載の方法において、 第1及び第2の弱吸収制御棒の列がほぼ等しい第1及び
    第2中性子吸収値群を有し、 前記方法が1燃焼サイクルのほぼ中間点において第1及
    び第2弱吸収制御棒列の機能を前記ステップ(a)にお
    ける維持及び前記ステップ(c)における調整から前記
    ステップ(c)における調整及び前記ステップ(a)に
    おける維持へ切り替えるステップ(d)をも含むことを
    特徴とする方法。
  19. 【請求項19】 炉心を有する原子炉の制御装置におい
    て、 それぞれが全体としてほぼ一定の第1中性子吸収値を有
    し、定常状態運転時炉心内において完全挿入状態に維持
    されて反応度を増大させる第1弱吸収制御棒の列と;そ
    れぞれが第1中性子吸収値に近い吸収値を有し、原子炉
    の反応度を低下させる第2弱吸収制御棒の列と;それぞ
    れが第1中性子吸収値の少なくとも2倍の第2中性子吸
    収値を有し、第2弱吸収制御棒列が炉心内の少なくとも
    中間位置まで挿入された後原子炉の反応度を低下させる
    少なくとも1つの反応度制御用強吸収制御棒の列と;そ
    れぞれが第1中性子吸収値の少なくとも2倍の第3中性
    子吸収値を有し、出力低下が予想される場合に炉心にお
    ける出力分布の軸方向オフセットを調整する軸方向オフ
    セット調整用強吸収制御棒の列とより成ることをを特徴
    とする原子炉制御装置。
JP4323655A 1991-11-08 1992-11-09 負荷変化時におけるホウ素濃度の調整が最少限ですむように原子炉を制御する方法及び装置 Withdrawn JPH05240984A (ja)

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TW (1) TW201355B (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101139619B1 (ko) * 2010-10-13 2012-04-27 한국수력원자력 주식회사 가압경수로 냉각재 내 붕소농도 자동조절 방법 및 장치
JP2014534431A (ja) * 2011-10-24 2014-12-18 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 軸方向出力分布の自動制御方法
JP2023506749A (ja) * 2019-12-12 2023-02-20 フラマトム・ゲーエムベーハー 原子力発電所を制御する方法および制御装置

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105139908B (zh) * 2015-06-30 2017-08-25 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂堆芯的控制模式
GB2590102A (en) * 2020-07-24 2021-06-23 Rolls Royce Plc Refuelling and/or storage neutron-absorbing rods

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2346725A1 (de) * 1973-09-17 1975-03-27 Siemens Ag Kernreaktor
US4057463A (en) * 1974-08-29 1977-11-08 Westinghouse Electric Corporation Method of operating a nuclear reactor which maintains a substantially constant axial power distribution profile with changes in load
DE2513823A1 (de) * 1975-03-27 1976-09-30 Kraftwerk Union Ag Druckwasserreaktor
FR2395572A1 (fr) * 1977-06-23 1979-01-19 Framatome Sa Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee
FR2639141B1 (fr) * 1988-11-14 1991-02-01 Framatome Sa Procede de pilotage de reacteur nucleaire a eau sous pression et reacteur nucleaire en faisant application

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101139619B1 (ko) * 2010-10-13 2012-04-27 한국수력원자력 주식회사 가압경수로 냉각재 내 붕소농도 자동조절 방법 및 장치
JP2014534431A (ja) * 2011-10-24 2014-12-18 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 軸方向出力分布の自動制御方法
JP2023506749A (ja) * 2019-12-12 2023-02-20 フラマトム・ゲーエムベーハー 原子力発電所を制御する方法および制御装置

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