JPH09304587A - 原子炉 - Google Patents
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- JPH09304587A JPH09304587A JP8123054A JP12305496A JPH09304587A JP H09304587 A JPH09304587 A JP H09304587A JP 8123054 A JP8123054 A JP 8123054A JP 12305496 A JP12305496 A JP 12305496A JP H09304587 A JPH09304587 A JP H09304587A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】ボイド係数が零に近い炉心特性を有している沸
騰水型原子炉において、原子炉機器等の故障によりの原
子炉が過渡変化を起こしたときでも炉心の除熱性能を充
分維持し、燃料の健全性を保つ制御装置を提供する。 【解決手段】ボイド係数が零に近い沸騰水型原子炉の制
御装置１９は、炉心水位，主蒸気流量，炉心流量，中性
子束，原子炉圧力，給水流量，主蒸気隔離弁８やタービ
ン加減弁１１の弁開度信号を入力する。制御装置１９は
これらの信号をもとに、異常な過渡変化の発生を判別
し、全制御棒の急速挿入が必要な場合には、制御棒操作
部４にスクラムを指令し、そのとき、再循環流量操作部
５には内蔵型再循環ポンプ６の回転数を維持、また可能
ならば増加するよう指示する。
騰水型原子炉において、原子炉機器等の故障によりの原
子炉が過渡変化を起こしたときでも炉心の除熱性能を充
分維持し、燃料の健全性を保つ制御装置を提供する。 【解決手段】ボイド係数が零に近い沸騰水型原子炉の制
御装置１９は、炉心水位，主蒸気流量，炉心流量，中性
子束，原子炉圧力，給水流量，主蒸気隔離弁８やタービ
ン加減弁１１の弁開度信号を入力する。制御装置１９は
これらの信号をもとに、異常な過渡変化の発生を判別
し、全制御棒の急速挿入が必要な場合には、制御棒操作
部４にスクラムを指令し、そのとき、再循環流量操作部
５には内蔵型再循環ポンプ６の回転数を維持、また可能
ならば増加するよう指示する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心では、
中性子の減速材としても作用する冷却水の一部が蒸気に
なる。炉心の流路面積のうち蒸気の占める面積割合をボ
イド率と呼ぶが、ボイド率の変化により水の密度、すな
わち、中性子減速材の密度が変化し、炉心の反応度が変
化する。ＢＷＲでは、炉心内に挿入した制御棒と炉心流
量によって出力を制御するが、炉心流量による出力制御
は、流量を変えることで炉心のボイド率を変化させるこ
とによっている。すなわち、炉心流量が増加するとボイ
ド率が低下し、中性子減速材の密度が増加して反応度も
増加し、原子炉出力が増加する。炉心流量を低下させる
とこの逆の現象が起こり、原子炉出力が低下する。
中性子の減速材としても作用する冷却水の一部が蒸気に
なる。炉心の流路面積のうち蒸気の占める面積割合をボ
イド率と呼ぶが、ボイド率の変化により水の密度、すな
わち、中性子減速材の密度が変化し、炉心の反応度が変
化する。ＢＷＲでは、炉心内に挿入した制御棒と炉心流
量によって出力を制御するが、炉心流量による出力制御
は、流量を変えることで炉心のボイド率を変化させるこ
とによっている。すなわち、炉心流量が増加するとボイ
ド率が低下し、中性子減速材の密度が増加して反応度も
増加し、原子炉出力が増加する。炉心流量を低下させる
とこの逆の現象が起こり、原子炉出力が低下する。
【０００３】炉心のボイド率によって出力が変化する特
性は、通常運転時の出力制御に有効に利用されている
が、原子炉機器の故障等に伴う過渡変化時には原子炉出
力を増加させて、炉心に装荷された燃料の健全性を損な
う方向にふるまうことがある。その一例として、原子炉
からタービン発電機へ蒸気を送る配管の弁が急速に閉鎖
するなどして原子炉内の圧力が増加する圧力増加事象が
ある。圧力が増加すると水が沸騰する飽和温度が上昇
し、炉心で発生する蒸気が少なくなるとともに、存在し
ていた蒸気も凝縮する。その結果、ボイド率が低下して
原子炉出力が増加し、燃料棒の温度が上昇する。現行Ｂ
ＷＲでは、このときの燃料の健全性を確保する目的で、
いくつかの対策がとられている。一つは、蒸気配管系の
弁閉鎖信号により全制御棒を炉心に急速に挿入（スクラ
ム）することであり、制御棒挿入により原子炉を停止さ
せる。また、蒸気配管系の弁閉鎖信号により再循環ポン
プの半数を停止して炉心流量を低下させ、圧力上昇によ
る炉心内のボイド率の低下を緩和して出力上昇を抑える
対策も講じており、燃料健全性の確保に貢献している。
また、給水流量の減少等により原子炉の保有水が減少す
る過渡事象に対しては、スクラムによって原子炉出力を
低下させると同時に再循環ポンプの一部を停止し、炉心
内のボイド率を増加させて出力を低下させる対策を講じ
ている。
性は、通常運転時の出力制御に有効に利用されている
が、原子炉機器の故障等に伴う過渡変化時には原子炉出
力を増加させて、炉心に装荷された燃料の健全性を損な
う方向にふるまうことがある。その一例として、原子炉
からタービン発電機へ蒸気を送る配管の弁が急速に閉鎖
するなどして原子炉内の圧力が増加する圧力増加事象が
ある。圧力が増加すると水が沸騰する飽和温度が上昇
し、炉心で発生する蒸気が少なくなるとともに、存在し
ていた蒸気も凝縮する。その結果、ボイド率が低下して
原子炉出力が増加し、燃料棒の温度が上昇する。現行Ｂ
ＷＲでは、このときの燃料の健全性を確保する目的で、
いくつかの対策がとられている。一つは、蒸気配管系の
弁閉鎖信号により全制御棒を炉心に急速に挿入（スクラ
ム）することであり、制御棒挿入により原子炉を停止さ
せる。また、蒸気配管系の弁閉鎖信号により再循環ポン
プの半数を停止して炉心流量を低下させ、圧力上昇によ
る炉心内のボイド率の低下を緩和して出力上昇を抑える
対策も講じており、燃料健全性の確保に貢献している。
また、給水流量の減少等により原子炉の保有水が減少す
る過渡事象に対しては、スクラムによって原子炉出力を
低下させると同時に再循環ポンプの一部を停止し、炉心
内のボイド率を増加させて出力を低下させる対策を講じ
ている。
【０００４】最近、ウランとプルトニウムの混合酸化物
燃料（ＭＯＸ燃料）を稠密に配置した六角形の燃料集合
体を利用した沸騰水型原子炉が提案されている（特開平
1−227993号，特開平3−85490号公報）。この原子炉
は、定格出力で運転中には炉心のボイド率が変化しても
反応度の変化量が少ない特性を有し、またそのように設
計しているため、圧力の外乱に対して原子炉出力がほと
んど変わらない。このような原子炉では、原子炉機器の
故障等に伴う過渡変化時に燃料健全性を向上する最適な
システムは、従来型の原子炉の構成とは異なってくる。
燃料（ＭＯＸ燃料）を稠密に配置した六角形の燃料集合
体を利用した沸騰水型原子炉が提案されている（特開平
1−227993号，特開平3−85490号公報）。この原子炉
は、定格出力で運転中には炉心のボイド率が変化しても
反応度の変化量が少ない特性を有し、またそのように設
計しているため、圧力の外乱に対して原子炉出力がほと
んど変わらない。このような原子炉では、原子炉機器の
故障等に伴う過渡変化時に燃料健全性を向上する最適な
システムは、従来型の原子炉の構成とは異なってくる。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、上記
の示すような減速材密度反応度特性を持つ沸騰水型原子
炉に対し、原子炉機器の故障等に伴う過渡変化時の燃料
健全性を向上する制御システムを提供することにある。
の示すような減速材密度反応度特性を持つ沸騰水型原子
炉に対し、原子炉機器の故障等に伴う過渡変化時の燃料
健全性を向上する制御システムを提供することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】上記課題を解決する手段
として、原子炉機器の故障等に伴う過渡変化時の再循環
流量の制御方法を現行ＢＷＲとは異なるものとする。
として、原子炉機器の故障等に伴う過渡変化時の再循環
流量の制御方法を現行ＢＷＲとは異なるものとする。
【０００７】まず、圧力上昇過渡事象に対しては現行Ｂ
ＷＲとは違って再循環ポンプを停止せず、定格運転時と
同等、あるいはそれ以上の流量を炉心に供給する。原子
炉の保有水の減少過渡事象に対しては、スクラムによっ
て原子炉出力を充分低下させ、その間再循環ポンプは同
様に定格運転時と同等以上の流量を炉心に供給する。原
子炉の水位が低下して再循環ポンプの保護の観点からど
うしても再循環ポンプを停止する必要ができたときに初
めて再循環ポンプを停止させる。
ＷＲとは違って再循環ポンプを停止せず、定格運転時と
同等、あるいはそれ以上の流量を炉心に供給する。原子
炉の保有水の減少過渡事象に対しては、スクラムによっ
て原子炉出力を充分低下させ、その間再循環ポンプは同
様に定格運転時と同等以上の流量を炉心に供給する。原
子炉の水位が低下して再循環ポンプの保護の観点からど
うしても再循環ポンプを停止する必要ができたときに初
めて再循環ポンプを停止させる。
【０００８】原子炉の除熱能力を示す一つの指標として
限界出力比（ＭＣＰＲ）がある。
限界出力比（ＭＣＰＲ）がある。
【０００９】ＭＣＰＲは、燃料棒の除熱形態が、除熱能
力の大きな核沸騰から、除熱能力の小さな膜沸騰へ変化
する熱出力（限界出力）Ｐｃと、現在の熱出力Ｐの比で
定義される。すなわち、
力の大きな核沸騰から、除熱能力の小さな膜沸騰へ変化
する熱出力（限界出力）Ｐｃと、現在の熱出力Ｐの比で
定義される。すなわち、
【００１０】
【数１】 ＭＣＰＲ＝Ｐｃ／Ｐ …（数１） ＭＣＰＲが１.０ 以上であれば燃料棒の除熱は充分に行
われ、燃料棒の健全性が保たれる。実際には評価誤差等
の余裕をみて、過渡変化時にもＭＣＰＲが、約１.１ 以
上に保たれるように原子炉を設計する。
われ、燃料棒の健全性が保たれる。実際には評価誤差等
の余裕をみて、過渡変化時にもＭＣＰＲが、約１.１ 以
上に保たれるように原子炉を設計する。
【００１１】原子炉出力や炉心流量が変化したときのＭ
ＣＰＲを簡便に評価する関係式として次式がある。
ＣＰＲを簡便に評価する関係式として次式がある。
【００１２】
【数２】 ＭＣＰＲ＝（ＭＣＰＲ)0×(Ｐ0／Ｐ）／√(Ｗ0／Ｗ） …（数２） ここで（ＭＣＰＲ)0は熱出力がＰ0、炉心流量がＷ0のと
きのＭＣＰＲである。数２より、炉心流量Ｗを変化させ
ても熱出力Ｐがほとんど変化しない原子炉では、炉心流
量Ｗを増加するか、あるいは過渡変化が起こる以前の状
態に維持すればＭＣＰＲの低下、すなわち除熱能力の減
少を起こさないことがわかる。また、制御棒挿入により
熱出力Ｐを低下させればＭＣＰＲを増加できることがわ
かる。したがって、圧力上昇過渡事象や圧力低下過渡事
象に対しては再循環ポンプを停止せず、定格運転時と同
等の流量を炉心に供給する。原子炉の保有水の減少過渡
事象に対しては、スクラムによって原子炉出力を充分低
下させ、その間再循環ポンプは定格運転時と同様の流量
を炉心に供給する。
きのＭＣＰＲである。数２より、炉心流量Ｗを変化させ
ても熱出力Ｐがほとんど変化しない原子炉では、炉心流
量Ｗを増加するか、あるいは過渡変化が起こる以前の状
態に維持すればＭＣＰＲの低下、すなわち除熱能力の減
少を起こさないことがわかる。また、制御棒挿入により
熱出力Ｐを低下させればＭＣＰＲを増加できることがわ
かる。したがって、圧力上昇過渡事象や圧力低下過渡事
象に対しては再循環ポンプを停止せず、定格運転時と同
等の流量を炉心に供給する。原子炉の保有水の減少過渡
事象に対しては、スクラムによって原子炉出力を充分低
下させ、その間再循環ポンプは定格運転時と同様の流量
を炉心に供給する。
【００１３】制御棒の引き抜き等により原子炉に反応度
が投入される反応度投入過渡事象でも、炉心流量を確保
しつつスクラムによって原子炉出力を低下させる。炉心
流量の減少による除熱能力減少過渡事象に対しても、ス
クラムによって原子炉出力を低下させる。
が投入される反応度投入過渡事象でも、炉心流量を確保
しつつスクラムによって原子炉出力を低下させる。炉心
流量の減少による除熱能力減少過渡事象に対しても、ス
クラムによって原子炉出力を低下させる。
【００１４】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施例を図を用い
て説明する。
て説明する。
【００１５】図１は本発明による沸騰水型原子炉の系統
図である。この原子炉は前述したように、炉心のボイド
率が変化しても出力の変化が少ない特性を有している。
原子炉１で発生した蒸気は、主蒸気隔離弁８，蒸気配管
１０１，タービン加減弁１１，蒸気配管１０２を経て蒸
気タービン１３へ導かれる。蒸気タービン１３はこの蒸
気エネルギを受け、タービン発電機１４を駆動する。蒸
気タービン１３から排気された蒸気は復水器１５で凝縮
し、給水配管１０４，給水ポンプ１６を介して原子炉１
へ給水される。また、主蒸気隔離弁８とタービン加減弁
１１との間に蒸気配管１０３，タービンバイパス弁１２
があり、原子炉１で発生した蒸気は蒸気タービン１３を
介せず直接復水器１５へも導かれる。
図である。この原子炉は前述したように、炉心のボイド
率が変化しても出力の変化が少ない特性を有している。
原子炉１で発生した蒸気は、主蒸気隔離弁８，蒸気配管
１０１，タービン加減弁１１，蒸気配管１０２を経て蒸
気タービン１３へ導かれる。蒸気タービン１３はこの蒸
気エネルギを受け、タービン発電機１４を駆動する。蒸
気タービン１３から排気された蒸気は復水器１５で凝縮
し、給水配管１０４，給水ポンプ１６を介して原子炉１
へ給水される。また、主蒸気隔離弁８とタービン加減弁
１１との間に蒸気配管１０３，タービンバイパス弁１２
があり、原子炉１で発生した蒸気は蒸気タービン１３を
介せず直接復水器１５へも導かれる。
【００１６】原子炉１内には、炉心２とこの炉心２内に
分散して設けられた複数本の制御棒３が設置されてい
る。原子炉１の炉心流量は、再循環流量操作部５Ａ，５
Ｂの出力により駆動される内蔵型再循環ポンプ６Ａ，６
Ｂによって制御されている。なおこの図では再循環流量
操作部５と内蔵型再循環ポンプ６をそれぞれ２基しか示
していないが、実際には４台程度の再循環流量操作部５
と１０台程度の内蔵型再循環ポンプ６から構成され、１
台の再循環流量操作部５は２台以上の内蔵型再循環ポン
プ６の操作を制御する。
分散して設けられた複数本の制御棒３が設置されてい
る。原子炉１の炉心流量は、再循環流量操作部５Ａ，５
Ｂの出力により駆動される内蔵型再循環ポンプ６Ａ，６
Ｂによって制御されている。なおこの図では再循環流量
操作部５と内蔵型再循環ポンプ６をそれぞれ２基しか示
していないが、実際には４台程度の再循環流量操作部５
と１０台程度の内蔵型再循環ポンプ６から構成され、１
台の再循環流量操作部５は２台以上の内蔵型再循環ポン
プ６の操作を制御する。
【００１７】原子炉１の上端には、逃し安全弁１７が設
けられ、配管１０５を介して圧力抑制プール１８に接続
してある。
けられ、配管１０５を介して圧力抑制プール１８に接続
してある。
【００１８】また、原子炉１には差圧から炉心水位を検
出する炉心水位検出器７Ａ，７Ｂが設けてあり、計測装
置２０により炉心水位が計測される。配管１０１上に設
置された主蒸気流量検出器２１から得られた差圧信号，
炉心の入口に設けた炉心流量検出器２２から得られた差
圧信号も計測装置２０により流量計測値に変換される。
出する炉心水位検出器７Ａ，７Ｂが設けてあり、計測装
置２０により炉心水位が計測される。配管１０１上に設
置された主蒸気流量検出器２１から得られた差圧信号，
炉心の入口に設けた炉心流量検出器２２から得られた差
圧信号も計測装置２０により流量計測値に変換される。
【００１９】制御装置１９は、定常運転時と異常な過渡
変化が生じたときの原子炉機器の動作を制御する。計測
装置２０から炉心水位，主蒸気流量や炉心流量、また図
示しないが、炉心内の中性子束信号，原子炉圧力信号
や、給水流量信号を入力する。また、主蒸気隔離弁８や
タービン加減弁１１の弁開度信号を入力する。制御装置
１９はこれらの信号をもとに、定常運転時であれば、お
もに制御棒の操作により原子炉出力を制御する。異常な
過渡変化の発生は、原子炉圧力，給水流量、や炉心流量
信号、あるいは主蒸気隔離弁８やタービン加減弁１１の
弁開度信号により判別することができる。
変化が生じたときの原子炉機器の動作を制御する。計測
装置２０から炉心水位，主蒸気流量や炉心流量、また図
示しないが、炉心内の中性子束信号，原子炉圧力信号
や、給水流量信号を入力する。また、主蒸気隔離弁８や
タービン加減弁１１の弁開度信号を入力する。制御装置
１９はこれらの信号をもとに、定常運転時であれば、お
もに制御棒の操作により原子炉出力を制御する。異常な
過渡変化の発生は、原子炉圧力，給水流量、や炉心流量
信号、あるいは主蒸気隔離弁８やタービン加減弁１１の
弁開度信号により判別することができる。
【００２０】タービン負荷の喪失によるタービン加減弁
１１の閉鎖や、主蒸気隔離弁８の閉鎖に起因する圧力上
昇過渡事象は、これらの弁開度から判別できる。その
時、制御装置１９は制御棒操作部４に全制御棒の急速挿
入（スクラム）を指令し、再循環流量操作部５には内蔵
型再循環ポンプ６の回転数を維持、また可能ならば増加
するよう指示する。主蒸気流量の流出がなくなるので原
子炉圧力は上昇するが、タービン加減弁１１の閉鎖時に
はタービンバイパス弁１２が開き、原子炉圧力の上昇を
抑制する。主蒸気隔離弁８時には逃し安全弁１７が自動
的に開き、原子炉圧力の上昇を抑制する。現行ＢＷＲと
異なり圧力が上昇しても出力は定常運転時と同等なた
め、炉心流量が多いほうが燃料の健全性確保のために有
利である。
１１の閉鎖や、主蒸気隔離弁８の閉鎖に起因する圧力上
昇過渡事象は、これらの弁開度から判別できる。その
時、制御装置１９は制御棒操作部４に全制御棒の急速挿
入（スクラム）を指令し、再循環流量操作部５には内蔵
型再循環ポンプ６の回転数を維持、また可能ならば増加
するよう指示する。主蒸気流量の流出がなくなるので原
子炉圧力は上昇するが、タービン加減弁１１の閉鎖時に
はタービンバイパス弁１２が開き、原子炉圧力の上昇を
抑制する。主蒸気隔離弁８時には逃し安全弁１７が自動
的に開き、原子炉圧力の上昇を抑制する。現行ＢＷＲと
異なり圧力が上昇しても出力は定常運転時と同等なた
め、炉心流量が多いほうが燃料の健全性確保のために有
利である。
【００２１】原子炉圧力の制御系が故障し、タービン加
減弁１１が以上に開放され圧力が減少する事象に対して
は、原子炉圧力の異常な低下を検出した段階で制御装置
１９は制御棒操作部４にスクラムを指令し、再循環流量
操作部５には圧力上昇時と同様、内蔵型再循環ポンプ６
の回転数を維持、また可能ならば増加するよう指示す
る。
減弁１１が以上に開放され圧力が減少する事象に対して
は、原子炉圧力の異常な低下を検出した段階で制御装置
１９は制御棒操作部４にスクラムを指令し、再循環流量
操作部５には圧力上昇時と同様、内蔵型再循環ポンプ６
の回転数を維持、また可能ならば増加するよう指示す
る。
【００２２】給水制御系の故障で給水流量が減少し、原
子炉保有水の減少が起きた場合には、制御装置１９は原
子炉水位信号で水位の低下を検出し、制御棒操作部４に
スクラムを指令し、再循環流量操作部５には内蔵型再循
環ポンプ６の回転数を維持するよう指示する。ただし、
さらに原子炉水位が低下し、これ以上水位が低下すると
炉心流量が逆流したり、回転翼が露出して内蔵型再循環
ポンプ６を痛める恐れがでてきたときは、内蔵型再循環
ポンプ６を停止する。制御棒操作部４にスクラムを指令
する水位より再循環ポンプ６を停止を指令する水位は必
ず低くし、スクラムにより原子炉出力充分低下した後で
再循環ポンプ６を停止するようにする。制御棒の引き抜
き等により原子炉に反応度が投入される反応度投入過渡
事象では、炉心中性子束の増加信号により制御棒操作部
４にスクラムを指令し、再循環流量操作部５には内蔵型
再循環ポンプ６の回転数を維持するよう指示する。
子炉保有水の減少が起きた場合には、制御装置１９は原
子炉水位信号で水位の低下を検出し、制御棒操作部４に
スクラムを指令し、再循環流量操作部５には内蔵型再循
環ポンプ６の回転数を維持するよう指示する。ただし、
さらに原子炉水位が低下し、これ以上水位が低下すると
炉心流量が逆流したり、回転翼が露出して内蔵型再循環
ポンプ６を痛める恐れがでてきたときは、内蔵型再循環
ポンプ６を停止する。制御棒操作部４にスクラムを指令
する水位より再循環ポンプ６を停止を指令する水位は必
ず低くし、スクラムにより原子炉出力充分低下した後で
再循環ポンプ６を停止するようにする。制御棒の引き抜
き等により原子炉に反応度が投入される反応度投入過渡
事象では、炉心中性子束の増加信号により制御棒操作部
４にスクラムを指令し、再循環流量操作部５には内蔵型
再循環ポンプ６の回転数を維持するよう指示する。
【００２３】再循環流量操作部５の故障により再循環流
量が低下した場合には、炉心流量計測値により必要であ
ればスクラムさせる。スクラム時には、同様に炉心流量
がさらに減少しないように制御する。
量が低下した場合には、炉心流量計測値により必要であ
ればスクラムさせる。スクラム時には、同様に炉心流量
がさらに減少しないように制御する。
【００２４】この様に、炉心のボイド率が変化しても出
力の変化が少ない（ボイド係数が零に近い）特性を有し
ている沸騰水型原子炉においては、原子炉の異常を検出
してスクラムさせたときに、炉心へ冷却材を供給する再
循環ポンプ回転数を必ず維持または増加することによっ
て、除熱性能を充分維持でき、燃料の健全性を保つこと
ができる。
力の変化が少ない（ボイド係数が零に近い）特性を有し
ている沸騰水型原子炉においては、原子炉の異常を検出
してスクラムさせたときに、炉心へ冷却材を供給する再
循環ポンプ回転数を必ず維持または増加することによっ
て、除熱性能を充分維持でき、燃料の健全性を保つこと
ができる。
【００２５】本実施例では、内蔵型再循環ポンプ６を使
用したが、ジェットポンプ型の再循環ポンプを利用する
とも可能である。異常な過渡変化時の対応は内蔵型再循
環ポンプ使用時と同じで良い。
用したが、ジェットポンプ型の再循環ポンプを利用する
とも可能である。異常な過渡変化時の対応は内蔵型再循
環ポンプ使用時と同じで良い。
【００２６】
【発明の効果】本発明によれば、ボイド係数が零に近い
炉心特性を有している沸騰水型原子炉では、原子炉機器
等の故障により原子炉が過渡変化を起こしたときでも炉
心の除熱性能を充分維持でき、安全余裕を向上して燃料
の健全性を保つことができる。また安全余裕の向上分を
利用して、炉心性能の向上を図ることもできる。
炉心特性を有している沸騰水型原子炉では、原子炉機器
等の故障により原子炉が過渡変化を起こしたときでも炉
心の除熱性能を充分維持でき、安全余裕を向上して燃料
の健全性を保つことができる。また安全余裕の向上分を
利用して、炉心性能の向上を図ることもできる。
【図１】本発明による原子炉の構成を示す一実施例の系
統図。
統図。
１…原子炉、２…炉心、３…制御棒、４…制御棒操作
部、５…再循環流量操作部、６…内蔵型再循環ポンプ、
７…原子炉水位検出器、８……主蒸気隔離弁、１１…タ
ービン加減弁、１２…タービンバイパス弁、１３…蒸気
タービン、１４…発電機、１５…復水器、１６…給水ポ
ンプ、１７…逃し安全弁、１８…圧力抑制プール、１９
…制御装置、２０…計測装置、２１…主蒸気流量検出
器、２２…炉心流量検出器。
部、５…再循環流量操作部、６…内蔵型再循環ポンプ、
７…原子炉水位検出器、８……主蒸気隔離弁、１１…タ
ービン加減弁、１２…タービンバイパス弁、１３…蒸気
タービン、１４…発電機、１５…復水器、１６…給水ポ
ンプ、１７…逃し安全弁、１８…圧力抑制プール、１９
…制御装置、２０…計測装置、２１…主蒸気流量検出
器、２２…炉心流量検出器。
Claims (3)
- 【請求項１】沸騰水型原子炉において、原子炉の異常を
検出して全制御棒の急速挿入を指示する信号が発生した
ときに、炉心へ冷却材を供給する再循環ポンプ回転数
を、必ず維持または増加することを特徴とする原子炉。 - 【請求項２】沸騰水型原子炉において、原子炉からター
ビン発電機への蒸気の流出を停止する弁閉鎖信号が発生
したときに、炉心へ冷却材を供給する再循環ポンプ回転
数を維持または増加することを特徴とする原子炉。 - 【請求項３】沸騰水型原子炉において、原子炉の水位の
低下により全制御棒の急速挿入をするときに、炉心へ冷
却材を供給する再循環ポンプ回転数を維持または増加す
ることを特徴とする原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8123054A JPH09304587A (ja) | 1996-05-17 | 1996-05-17 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8123054A JPH09304587A (ja) | 1996-05-17 | 1996-05-17 | 原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09304587A true JPH09304587A (ja) | 1997-11-28 |
Family
ID=14851066
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8123054A Pending JPH09304587A (ja) | 1996-05-17 | 1996-05-17 | 原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09304587A (ja) |
-
1996
- 1996-05-17 JP JP8123054A patent/JPH09304587A/ja active Pending
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