JPH0549076B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、自然循環型原子炉に係り、特に負荷
の変動に対して容易に追従できる自然循環型原子
炉を提供することにある。

〔従来の技術〕

沸騰水型原子炉において、再循環系による炉心
流量制御（原子炉出力制御）ではなく、給水流量
の制御によつて炉心流量制御を行うことが特公昭
43−23117号公報に示されている。すなわち特公
昭43−23117号公報は、沸騰水型原子炉において、
給水の一部を給水スパージヤに給水の残りをジエ
ツトポンプ内に直接噴出させ、ジエツトポンプ内
のキヤビテーシヨン防止のためのジエツトポンプ
に供給する給水にて給水スパージヤから供給され
てジエツトポンプに吸収される給水を冷却するた
めの熱交換器を原子炉容器内に設けることを示し
ている。

炉心を流れる冷却水を自然循環力を調節できる
自然循環型原子炉としては、特公昭42−15503号
公報に示されたものがある。この自然循環型原子
炉では、炉心を取囲む円筒状のシユラウド原子炉
圧力容器との間に形成される循環冷却水下降流路
の下端に大きな流路抵抗をつけて、環状冷却水下
降流路内の冷却水の水位をシユラウド内の冷却水
よりも高く維持している。この原子炉における自
然循環力の調節は、前述の流路抵抗の適当な設定
と環状冷却水下降流路への冷却水の適当な添加に
よつて調節できる。

〔発明が解決しようとする問題点〕

特公昭43−23117号公報に示した沸騰水型原子
炉は、炉心流量調節のために熱交換器の原子炉圧
力容器内への設置が必要となり原子炉圧力容器内
の構造が複雑になる。またジエツトポンプ内に直
接噴出する給水とその作用によつてジエツトポン
プ内に吸引される原子炉圧力容器内の冷却水との
温度差（約20℃）が小さいので、上記熱交換器に
よる熱交換効率が低くジエツトポンプのキヤビテ
ーシヨンを防止できる領域が狭い。

特公昭42−15503号公報の従来の自然循環型原
子炉は、特公昭43−23117号公報の原子炉の問題
点を生じることなく、炉心を流れる冷却水の自然
循環力を得ることができる。しかしながら、この
従来の自然循環型原子炉は、冷却水を炉心で加熱
して蒸気を生成し、蒸気をシユラウドから環状冷
却水通路に導き環状冷却水通路内の熱交換器にお
ける二次側流体である水との熱交換にて凝縮して
液体とし、これを下方より再び炉心内に供給して
いる。この冷却水の炉心を通る循環は、自然循環
によつて行われている。この自然循環力は、前述
したように流路抵抗の適当な設定と環状冷却水下
降流路への冷却水の適当な添加によつて、原子炉
運転前に調節されている。

最近、自然循環型原子炉においても、負荷変動
に対しても追従できることが要求されている。前
述の従来の自然循環型原子炉は、原子炉運転中の
炉心流量の調節が行えず負荷追従運転が不可能で
ある。この自然循環型原子炉は、原子炉出力制御
を制御棒操作のみによつて行つている。

本発明の目的は、原子炉の正常時には炉心量の
調節幅が大きくかつ負荷の変動に追従でき、冷却
材喪失事故時においても炉心の冷却特性を向上で
きる自然循環型原子炉を提供することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、原子炉容器内に設けられて炉心を
取り囲みかつ前記炉心よりも上方に延びて前記炉
心よりも上方で横向きの開口を有する筒状のシユ
ラウドと、前記原子炉容器と前記シユラウドとの
間に形成された冷却材下降流路であつて前記路心
から吐出された冷却材を前記炉心へ戻す前記冷却
材下降流路に連絡され、この冷却材下降流路内に
導かれる冷却材を前記原子炉容器内に供給する冷
却材供給手段と、前記シユラウド内の冷却材液位
よりも下方になる前記冷却材下降流路内の冷却材
液位を、原子炉出力要求信号に基づいて求める手
段と、前記冷却材供給手段により前記冷却材下降
流路に供給する冷却材流量を、前記求められた冷
却材液位に基づいて調節する制御手段とを備えた
ことにより達成できる。

〔作用〕

本発明は、冷却材下降流路内における冷却材液
位を、原子炉出力要求信号に基づいてシユラウド
内における冷却第液位よりも下方で調節している
ので、原子炉の正常時には、炉心流量の調節幅が
大きくでき、しかもこの炉心流量調節による負荷
変動に追従できる原子炉出力制御が可能になる。
また、炉心を取り囲む筒状のシユラウドの炉心よ
りも上方の位置でこのシユラウドに横向きの開口
を設けているので、冷却材喪失事故が発生してシ
ユラウド内の液位が低下してもその開口を介して
自然循環が確保され炉心の冷却特性を向上でき
る。

〔実施例〕

沸騰水型原子炉に適用した本発明の一実施例で
ある自然循環型原子炉を、第１図及び第２図に基
づいて説明する。

原子炉圧力容器１内に炉心２が設置されてい
る。筒状のシユラウド３は、原子炉圧力容器１内
で炉心２を取囲んでおり、上方に延びている。シ
ユラウド３の軸方向高さは炉心２の軸方向高さの
約２倍以上あり、炉心２上端からシユラウド３上
端までの高さは炉心２の軸方向高さよりも高くな
つている。原子炉心圧力容器１とシユラウド３と
の間に、冷却水下降流路４に形成される。シユラ
ウド３は、炉心２の上端より上方の部分で、その
内外を連通する開口６０を高さ方向に複数固有し
ているい。ドライヤ５が、シユラウド３より上方
で原子炉圧力容器１内に設置される。主蒸気管７
は、原子炉圧力容器１の上部とタービン８とを連
絡している。復水器９は、タービン８の蒸気排気
口に連絡される。復水器９と原子炉圧力容器１内
の冷却水下降流路４に設けられた給水スパージヤ
６とは、給復水配管１０によつて連絡される。復
水ポンプ１１、復水膜塩器１２、給水ポンプ１
３、流量調節弁１４及び給水加熱器１５が、給復
水配管１０に設置される。３３は、炉心２内に挿
入される制御棒である。

冷却水下降流路４の水位（L_O）を測定する水
位計１６及び圧力計１７が、原子炉圧力容器１に
設けられる。温度計２０及び流量計１９が、給復
水配管１０に設けられる。流量計２２及び圧力計
２３が、主蒸気管７に設けられる。信号補正器１
８は、水位計１６及び圧力計１７に接続される。
信号補正器２１は、流量計１９及び温度計２０に
接続される。信号補正器２４は、流量計２２及び
圧力計２３に接続される。３１は関数発生器及び
３２は統括制御装置である。

制御器２５は、第２図に示すように、加算器２
６，２７及び２８、切換スイツチ２９及び調節器
３０からなつている。信号補正器１８に接続され
る加算器２６は、加算器２７及び関数発生器３１
に接続される。加算器２８は、信号補正器２１及
び２４に接続される。また、加算器２８は、切換
スイツチ２９を介して加算器２７に接続される。
調節器３０は、加算器２７及び流量調節弁１４に
接続される。切換スイツチ２９は、統括制御装置
３２の出力を入力する。なお、関数発生器３１
も、統括制御装置３２の出力を入力する。

給水スパージヤ６から冷却水下降流路４内に流
入した冷却水は、炉心２内に供給されて加熱され
一部が蒸気となる。炉心２から流出して蒸気と冷
却水の二相流は、シユラウド３内を上昇する。二
相流から分離された蒸気は、ドライヤ５を通つて
主蒸気管７に流出し、タービン８へと導かれる。
二相流から分離された冷却水は、シユラウド３の
上端から冷却水下降流路４内に流れ落ち、給水ス
パージヤ６から噴出した冷却水とともに炉心２内
に導かれる。タービン８から排気された蒸気は、
復水器９にて凝縮されて水となる。この凝縮水
は、給復水配管１０により、復水ポンプ１１、復
水脱塩器１２、給水ポンプ１３、流量調節弁１４
及び給水加熱器１５を経て給水スパージヤ６に導
かれる。

本実施例が適用される自然循環型原子炉は、炉
心２に供給される一次冷却系の冷却水が蒸気とな
つてタービンに導かれるものである。

ここで本実施例における炉心流量制御による原
子炉出力制御を説明する前に、炉心流量を調節で
きる原理について説明する。炉心流量制御は、シ
ユラウド３内外の冷却水の水頭差によつて定まる
自然循環力を変化させることによつて行われる。
すなわち、冷却水下降流路４内の水位L_Oが低下
するに伴つて、シユラウド３内外の圧力差が小さ
くなり、冷却水を冷却水下降流路４からの炉心２
に供給する力が弱くなる。水位L_Oがシユラウド
３内の水位L_Iと同じレベルになつた時、冷却水を
冷却水下降流路４から炉心に導く力が大きくな
る。前者では自然循環力が小さく、後者ではそれ
が大きくなる。第３図は、炉心流量Ｗの変化を
L_O／L_Iに対して表わしたものである。L_O／L_I大き
くなると炉心流量Ｗが増大している。実線で示し
た特性Ａは、特公昭42−15503号公報の自然循環
型原子炉においてシユラウド内の水位に対する冷
却水下降流路の水位の割合を変化させたと想定し
た場合（L_O／L_Iが1.0より大きい）における炉心
流量Ｗの変化を示している。実線の特性Ｂは、本
実施例においてL_O／L_Iを変化させた場合（L_O／L_I
が1.0以下）における炉心流量Ｗの変化を示して
いる。本実地例は、炉心流量Ｗを冷却水下降流路
の水位L_Oで微分した値（dW／dL_O）が、上記従
来の自然循環型原子炉でL_O／L_Iを変化させた場合
のその微分値よりも大きいので、本実施例の原子
炉運転中における冷却水下降流路内の水位制御に
よる炉心流量制御は、従来の自然循環型原子炉で
運転中に冷却水下降流路内の水位制御を行つたと
想定した場合に比べて著しく容易である。また、
本実施例においては、第３図から明らかなよう
に、水位L_Oの制御による炉心流量制御可能な幅
が大きい。本実施例においてもL_O／L_IGF1.0を越
えた場合にはdW／dL_Oの値が小さくなり炉心流
量制御が可能な幅が小さくなる。これは、水位
L_Oの制御による原子炉出力の変化幅が小さくな
ることにつながる。従つて、L_O／L_Iが1.0以下の
範囲で水位L_Oの制御を行うことが望ましい。

原子炉の通常運転時（原子炉の正常時）におけ
る冷却水下降流路の水位に対する炉心流量及び原
子炉出力の変化を第４図に示す。この時、シユラ
ウド３内の水位L_Iは一定である。炉心２における
ボイド反応度係数は負となつているため、炉心流
量が低下すると炉心のボイド率が増加することに
よつて反応度が減少し原子炉出力が低下する。

本実施例では、第４図に示した特性を利用し
て、第５図に示す運転方法を行う。第５図の横軸
は炉心流量、縦軸は原子炉出力を示している。第
５図の高水位は、原子炉圧力容器１内の水位がシ
ユラウド３の上端より上方にある場合を意味す
る。本実施例を適用した自然循環型原子炉の運転
方法においては、まず、冷却水下降流路４内の水
位L_Oをほぼシユラウド３の上端にある水位L_Iより
も低い所定レベルに保持したまま、制御棒３３を
炉心２から引抜く制御棒３３の操作によつて原子
炉出力を増加させる（原子炉出力約50％まで）。

制御棒３３の引抜き操作は、線熱出力密度と規
定値である約50％以下の原子炉出力領域（第５図
の原子炉出力相対値0.5以下の領域）で行なわれ
る。次に、炉心２内への制御棒３３の挿入度を一
定に保持し、冷却水下降流路４内の水位L_Oを上
昇させることによつてシユラウド３外側の静水頭
を増大させ、シユラウド３内外の圧力差を拡大し
て炉心流量を100％まで増大させる。この炉心流
量の増大に伴つて原子炉出力は50％から100％ま
で増加する。原子炉の出力制御は、第５図の限界
熱出力制限以下及び自然循環流量制限以下の流域
で行われる。100％出力時にはシユラウド外側の
水位はシユラウド３の上端より高くしてもよい。
この場合、シユラウド内の水位もシユラウド３上
端よりも高くなり、シユラウド内外の水位が等し
くなり原子炉圧力容器１内に１つの冷却水面が形
成されることになる。両者の水位が越えて１つの
冷却水面が形成ている間は、水位が上下してもよ
い原子炉出力は変化せず一定である（制御棒操作
をしないという前提で）。

以上のように原理に基づいて制御を行う本実施
例の出力制御方法の具体的な内容を第１図及び第
２図に基づいて説明する。

関数発生器３１は、第４図に示す炉心上端から
シユラウド上端までの範囲における冷却水下降流
路４内の水位と原子炉出力との関係を示す関係を
有しており、入力した原子炉出力要求信号に対応
する冷却水下降流路の水位を求めてこの水位を設
定水位L_OSとして出力する。この関数発生器３１
は、シユラウド内の冷却水液位よりも下方になる
冷却水下降流路内の冷却水液位を原子炉出力要求
信号に基づいて求める手段である。冷却水下降流
路４内の水位L_Oは原子炉出力要求信号に対応し
た設定水位L_OSになるように制御されるので、炉
心流量は原子炉出力要求信号に対応した原子炉出
力が得られる流量に制御される。

原子炉圧力容器１内における水位制御は、冷却
水下降流路内の水位を変化させる場合（炉心流量
にて原子炉出力を変える場合）には水位計１６の
測定した水位のみを用いる一要素制御にて行な
い、その水位を一定に保つ場合（炉心流量を一定
に保有する場合）には水位計１６、流量計１９及
び２２の出力信号を用いる三要素制御にて行な
う。

統括制御装置３２は、日負荷追従運電を行う際
の低負荷設定値及び高負荷設定値に対するそれぞ
れの原子炉出力要求信号（低負荷設定値に対する
ものを低原子炉出力要求信号、高負荷設定値に対
するものを高原子炉出力要求信号という）を出力
する。今、自然循環型原子炉は、高原子炉出力要
求信号に対応した100％の原子炉出力にて運転さ
れているとする。この原子炉出力は、前述したよ
うな制御棒３３の引抜き操作と冷却材下降流路４
内の水位上昇による炉心流量増大操作によつて得
られる。統括制御装置３２が高原子炉出力要求信
号から低原子炉出力要求信号に向つて原子炉出力
要求信号を低下させた時に切換スイツチ２９が開
放され、水位計１６の出力信号による一要素制御
が行われる。切換判定器５０は、統括制御装置３
２から出力された原子炉出力要求信号の変化を検
出してスイツチ開信号を出力し、原子炉出力要求
信号の変化が所定時間がないことを検出してスイ
ツチ閉信号を出力する。切換スイツチ２９は、ス
イツチ開信号により開放され、スイツチ閉信号に
より閉される。

水位計１６と圧力計１７の出力信号が信号補正
器１８に入力される。信号補正器１８は、圧力計
１７の出力信号により原子炉圧力容器１内の冷却
水の密度を求め、この密度により水位計１６の出
力信号を補正する。この補正後に信号補正器１８
から出力された水位信号L_OCが、制御器２５の加
算器２６に入力される。統括制御装置３２から出
力された低原子炉出力要求信号が関数発生器３１
に入力される。関数発生器３１は、入力した原子
炉出力要素信号に対応する冷却水下降流路４内の
設定水位_OSを加算器２６に出力する。加算器２６
は測定された水位L_OCと設定水位L_OSとの偏差を求
める。この偏差信号（L_OC−L_OSは、加算器２７を
介して調節器３０に入力される。水位L_OCが設定
水位L_OSよりも大きい時には偏差信号が正となり、
調節器３０は偏差信号が零になるまで流量調節弁
１４の開度も減少させる。この操作により冷却水
下降流路４内の水位は設定水位L_OSまで減少する。
冷却水下降流路４内の水位の減少に伴つて炉心流
量が減少し、原子炉出力は低原子炉出力要求信号
に対応した値まで減少する。統括制御装置３２
は、高原子炉出力要求信号を低原子炉出力要求信
号に急激に変更するのではなく、高原子炉出力要
求信号から低原子炉要求信号まで徐徐に原子炉出
力要求信号を低下させている。従つて、炉心流量
の減少も徐々に行われ、原子炉出力も低原子炉出
力要素信号に対応するまで徐々に減少する。原子
炉出力が所定の低原子炉出力になつて変化しなく
なつた時、切換スイツチ２９は切換判定器５０か
ら出力されたスイツチ閉信号により閉される。こ
れによつて三要素制御が行われ、冷却水下降流路
４内の水位が一定になるように制御される。

三要素制御の内容について説明する。信号補正
器２１は、温度計２０の出力信号により給復水配
管１０内を流れる冷却水の密度を求めてこの密度
により給復水配管１０内を流れる冷却水の流量を
補正し、補正後の給水流量W_Fを出力する。信号
補正器２４は、圧力計２３の出力信号により蒸気
の密度を求めてこの密度により主蒸気の流量を補
正し、補正後の主蒸気流量W_Mを出力する。給水
流量W_F及び主蒸気流量W_Mは、制御器２５の加算
器２８に入力される。加算器２８は、これらの信
号の偏差を加算器２７に入力する。加算器２７
は、加算器２６及び２８の出力信号を加算し、調
節器３０に入力する。調節器３０は、加算器２７
の出力信号に対応して流量調節弁１４を閉または
開する。これにより、冷却水下降流路４内の水位
が一定に保持される。

原子炉出力は低原子炉出力要求信号を対応した
所定出力に所定期間保持された後、統括制御装置
３２の機能により原子炉出力要求信号が低原子炉
出力要求信号から高原子炉出力要求信号まで徐々
に増大される。このような原子炉出力要求信号の
変化に基づいて切換スイツチ２９が開される。前
述したと同様に一要素制御により炉心流量が増大
され、原子炉出力が上昇する。この場合には、加
算器２６の負の偏差信号を出力し、調節器３０は
流量調節弁１４の開度を徐々に増大させる。

本実施例の出力制御装置は、前述の日負荷追従
だけてなくもつと原子炉出力変動周期の短かい
AFC運転及び反応補償用に用いることもできる。

本実施例のように冷却水下降流路４内の水位を
シユラウドの水位より下方で冷却水下降流路４内
の水位を変化させると、自然循環の運転状態で炉
心流量を任意に設定できる。例えば、原子炉圧力
容器１内への給水流量を減少させることにより冷
却水下降流路４内の水位を低下させると、冷却水
下降流路４内の静水頭が減少し、シユラウド内外
の圧力差が小さくなるために、炉心流量を低下せ
しめることができる。一般に、沸騰水型原子炉で
は炉心のボイト反応度係数は負であり、炉心流量
が低下すると炉心のボイド率が増加し、反応度が
減少することによつて原子炉出力が低下し、炉心
流量の低下に見合つた原子炉出力で一定となる。

本実施例は、炉心流量の調節幅が大きく炉心流
量制御による原子炉出力の制御幅が著しく大きく
なる。これによつて負荷の変動に追従しやすくな
る。

なお、圧力計１７及び２３及び温度計２０を設
けないで、水位計１６、流量計１９及び２２の出
力信号を圧力計１７、温度計２０及び圧力計２３
の出力信号で補正することなく直接制御器２５に
入力してもよい。このような場合は、前述した場
合に比べて炉心流量制御の精度が若千低下する。

前述の実施例では、制御器２５の出力信号にて
流量制御弁１４の開度を制御しているが、その出
力信号にて給水ポンプ１３の回転数を制御しても
よい。

ここで、開口６０の設置によるシユラウド３内
の水位と自然循環流量との関係を第６図に基づい
て説明する。第６図は、自然循環型原子炉を模擬
した装置により得られた実験結果であり、開口率
は開口６０の流路面積を炉心２より上方のシユラ
ウド３の表面積で除した値である。開口率が零、
すなわち開口６０がない場合には、シユラウド３
内の水位が異常等によりシユラウド３の上端より
下がると自然循環流量は零となる。しかし、開口
率が２％または５％の場合には、例えば冷却材喪
失事故等によりシユラウド３内に水位がシユラウ
ド３の上端よりも下がつてもシユラウド３内外を
連通する開口６０が存在するため自然循環が確保
される。シユラウド３内の水位がシユラウド３の
上端よりも十分高い（冷却水下降流路４内の水位
もシユラウド３の上端よりも十分高い）場合、開
口率が５％ではシユラウド３の炉心２に近い部分
に設けた開口６０でシユラウド３の外側から内側
へ流れる冷却水の流量が大きく自然循環流量が約
30％低下する。しかし、開口率が２％では、この
流量と、シユラウド３の上端に近い部分に設けた
開口６０でシユラウド３の内側から外側へ流れる
冷却水の流量とが、ほぼ釣り合うために、自然循
環流量は約７％しか低下しない。

同じ実験装置で得られた開口率と自然循還流量
との関係を第７図に示す。開口率が0.5％で、シ
ユラウド３内の水位がシユラウド３の上端よりも
十分高い場合には自然循環流量がほとんど低下せ
ずに、シユラウド３内の水位が低下したときの自
然循環流量が確保できる。一方、開口率が10％で
は、シユラウド３内の水位が高いときの自然循環
流量は約50％低下する。しかし、シユラウド３内
の水位が低下したときに大きな自然循環流量を確
保できる。従つて、開口６０の開口率は0.5％か
ら10％の範囲にすることが望ましい。特に、開口
率を２％と下場合には、シユラウド３内の水位が
シユラウド３の上端よりも少し高い（冷却下降流
路４の水位も同レベル）通常運転時には、自然循
環流量がほとんど低下せず、配管等の破断により
原子炉圧力容器１内の冷却水が流出する冷却材喪
失事故時にはシユラウド３内の水位がシユラウド
３の上端より低下しても十分な自然循環が確保さ
れ炉心の冷却特性を向上できる。事故時の冷却特
性を特に向上させたい場合には、開口率を２％以
上としてよいことは勿論である。シユラウド３に
設ける開口６０は、丸孔でもよいし、第８図に示
すようにシユラウド３Ｂの鋼板を折曲げて溶接に
よりリブ３Ｃで結合してもよい。

更に、本実施例は、第６図から明らかであるよ
うに、広いシユラウド３内の水位の範囲で制御可
能であり、またシユラウド３内の水位はシユラウ
ド３の上端よりも下がつても自然循環流量は急激
に下がらないため、通常時の運転余裕が大きい。

このように、本実施例によれば、更に、冷却材
喪失事故時においてシユラウド３内の水位が低下
する場合でも自然循環を確保できて炉心２の冷却
特性を向上させる。

本発明の他の実施例を第９図により説明する。
第１図で示した実施例との相違点は、シユラウド
３Ｄが上部に複数の流路断面積の小さな円筒５５
を有しておりシユラウド内側の流路面積を上方で
縮少した点とシユラウド３Ｄ内外を連通する開口
６０の開口率を高さ方向に大きくした点である。
円筒５５の側壁にも開口が設けられている。シユ
ラウド３Ｄ内側の流路面積を上方で縮少したこと
により、シユラウド３Ｄ内側の流動抵抗が増大す
るために炉心流量は弱千低下する。しかし、冷却
水下降流路の水位が同じ場合には第１図の実施例
の場合よりも原子炉圧力容器１内に保有される冷
却水量が多くなつている。このため、冷却材喪失
事故時などにおいて原子炉圧力容器１内の水位が
低下する場合にはその低下速度が遅くなる。ま
た、シユラウド３Ｄ内外を連通する開口６０の開
口率を高さ方向に大きくすることにより、シユラ
ウド３Ｄの上端に近い部分に設けた開口６０で、
シユラウド３Ｄの内側から外側へ流れる冷却水の
流量が増加し、開口率を高さ方向に均一に設けた
場合と比較して、同じ開口率の場合には炉心流量
が増大する。なお、開口率を高さ方向に大きくす
る方法として、第１０図に示すようにシユラウド
３Ｅに高さ方向に広がつたスリツト７０を設けて
もよい。本実施例では、開口率をシユラウド３Ｄ
の上端に近い部分で大きくしているために、シユ
ラウド３Ｄ内の水位をシユラウド３Ｄの上端より
低くしても十分な炉心流量を確保できる。したが
つて、シユラウド３Ｄ内の水位を常にシユラウド
３Ｄより低い状態で炉心流量を制御することが可
能であり、炉心流量がなめらかに変化するので出
力制御が容易になる。

このように、本実施例によれば、通常運転時の
炉内保有水量が大きいため事故時の安全性が向上
し、かつ、通常運転時の出力制御が容易になる効
果がある。さらに第１図の実施例と同じ効果が得
られる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、炉心を取囲むシユラウド外側
流路の冷却材液位をシユラウド内の液位よりも下
方のレベル範囲で制御するので、炉心流量の調節
幅が大きくしかも炉心流量調節により負荷変動に
容易に追従できる。更に、炉心を取り囲む筒状の
シユラウドの炉心よりも上方の位置でこのシユラ
ウドに横向きの開口を設けているので、冷却材喪
失事故が発生してシユラウド内の液位が低下して
もその開口を介して自然循環が確保され炉心の冷
却特性を向上できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の好適な一実施例である自然循
環型原子炉の構成図、第２図は第１図の制御器２
５の詳細構成図、第３図は冷却水下降流路内の水
位と炉心流量との関係を示す特性図、第４図は冷
却水下降流路内の水位と炉心流量及び原子炉出力
との関係を示す特性図、第５図は第１図の実施例
による運転方法を示す説明図、第６図はシユラウ
ド内の水位と自然循環流量との関係を示す特性
図、第７図はシユラウドの開口率と自然循環流量
との関係を示す特性図、第８図はシユラウドの開
口部分の他の実施例を示すもので第８図Ａは横断
面図及び第８図Ｂは第８図ＡのＢ−Ｂ断面図、第
９図は本発明の他の実施例である自然循環型原子
炉の構成図、第１０図はシユラウドの他の実施例
であり第１０図Ａは側面図及び第１０図Ｂは第１
０図ＡのＡ−Ａ断面図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、３……シ
ユラウド、４……冷却水下降流路、７……主蒸気
管、１０……給復水配管、１４……流量制御弁、
１６……水位計、１９，２２……流量計、２５…
…制御器、６０……開口。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器と、前記原子炉容器内に設けられ
   て炉心を取り囲みかつ前記炉心よりも上方に延び
   て前記炉心よりも上方で横向きの開口を有する筒
   状のシユラウドと、前記原子炉容器と前記シユラ
   ウドとの間に形成された冷却材下降流路であつて
   前記炉心から吐出された冷却材を前記炉心へ戻す
   前記冷却材下降流路に連絡され、この冷却材下降
   流路内に導かれる冷却材を前記原子炉容器内に供
   給する冷却材供給手段と、前記シユラウド内の冷
   却材液位よりも下方になる前記冷却材下降流路内
   の冷却材液位を、原子炉出力要求信号に基づいて
   求める手段と、前記冷却材供給手段により前記冷
   却材下降流路に供給する冷却材流量を、前記求め
   られた冷却材液位に基づいて調節する制御手段と
   を備えたことを特徴とする自然循環型原子炉。 ２ 前記原子炉容器に設けられて前記冷却材下降
   流路の冷却材液位を測定する液位検出器と、前記
   液位検出器にて測定された冷却材液位と前記原子
   炉出力要求信号に基づいて求められた冷却材液位
   との偏差に基づいて、前記冷却材供給手段により
   供給する冷却材流量を調節する前記制御手段とを
   備えた特許請求の範囲第１項記載の自然循環型原
   子炉。 ３ 前記冷却材供給手段は、前記原子炉容器から
   吐出された蒸気を凝縮する復水器に連絡されその
   凝縮により得られた冷却材を前記原子炉容器内に
   導く配管、及び前記配管に設けられた冷却材流量
   調節手段を備えた特許請求の範囲第１項記載の自
   然循環型原子炉。 ４ 前記原子炉容器に設けられて前記冷却材下降
   流路の冷却材液位を測定する液位検出器と、前記
   配管に設けられて前記原子炉容器に導かれる冷却
   材流量を測定する第１流量計と、前記原子炉容器
   から吐出される蒸気流量を測定する第２流量計
   と、前記原子炉出力要求信号に基づいて求められ
   た冷却材液位、及び前記液位検出器、前記第１流
   量計及び前記第２流量計の各出力信号に基づい
   て、前記冷却材供給手段により供給する冷却材流
   量を調節する前記制御手段とを備えた特許請求の
   範囲第３項記載の自然循環型原子炉。