JPS58191989A - 原子炉出力制御装置 - 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】 〔発明の技術分野〕 本発明は、原子炉出力制御装置にかかり、特に榔偉水形
原子力発電所におβる所内および所外の原子炉出力低下
要求管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Ｉ／（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
に原子炉再循環ボンブヲトリノプさせるとともに、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ｋＱ、Ｈ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っている。。

〔背景技術の問題点」 ところが、上記緊急に挿入す゛べき市＋１＃俸は、燃料
の燃焼サイクル毎にあらかじめ核熱解析ｆ：ｆ′ｒなっ
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、燃料の調整のだめの運転手順に従うた
め原子炉出力をさらに一汁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′鑞所の稼動率を低下させる等の問題
点があった。

また、従来の選択制御棒挿入装置１は、原子力発成所外
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＠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か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。

ｉ）　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１．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変の比較的高い
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【〜、炉心下方の中性子減速効果が助長され炉
心下方の出カポ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権利＃４ｍ［
よる負の反応度効果が高く、下方では低いことＶＣなる
。このため選択制御棒を完全挿入位置まで＠、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って選択制御棒挿入
時Ｖこは出力分布が過度にＦ方に歪む傾向があった。

ここで、炉心部下部の出力ビーキングが大きくなると炉
心チャンネル安定性に悪影響をおよぼｔ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Ｊト線形シス
テムの安定性を解析する場合はその構成９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。

従って、まず炉心内の個々のチャンネル（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
ャンネル安定性） 次にこれらのチャ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。（ｇ３心安定性）まずチャンネル９淀性につい
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、それぞれの燃料チャンネルは並列チャン
ネルを形成する。このような状況ではたとえ１つのチャ
ンネルで流量振動が生じたとして本、その影響は周囲の
多数のチャンネルに吸収され、チャンネル入口、出口の
圧力は変化しないと考えられる。

Ｆ記の加熱二相流チャ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、不安定性にも権々のタイプがあることがわかり、
糸紐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ャンネル安定性は
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−１」で菖えばすＡ′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
ィードバック効果ＶＣよるとされ、特徴は振動の周期が
流れにおける密朋彼（あるいはボイド率外乱の伝播波）
のチャ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・ボイドフィードバック不安定性、ある
いは時間遅れ不安定性と呼ばれたことがあったが上記の
特徴にもとづいて密度波振動と呼ばれるようになった。

さて、Ｂ〜■Ｒ燃料チャンネルでは第３図に示ｔ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Ｉｄ　水（７）　ｘンタルビ
は飽和エンタルピ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飼料に達している。ここ
で具体的に摂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。

今チャ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、ｒｃ３
つだ伝播を起こす。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って振動す
る。流量と単相流動の長さが振動釘る結果、単相流部の
圧損本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ォリティーの振動
であり、これが流れに市って伝播し、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
相まって二相流部の圧損の外乱を引起す。

ところで、チャンネルの全体の圧損は外部から境界条件
と（〜て与えられ、今の場合数百本の他のチャンネルよ
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
することに愈さて、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１、
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はげ同相であり、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。従って
流量はこの場合、入口、出口で大きな位相おくれをもっ
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、沸騰チャンネルの流れにそった
大きな密度変化によるものである。すなわち、入口流量
が大ぎいときにチャンネルに入っ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・ゝ
を減少するように働く。このことから振動のｈ周期がは
ソ流体のチャンネル通過時間に等しくなることが説明で
きる。

このよつな状りにおいて、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、チャンネルの不安
定度を増す１．−実入ロ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同上につながる
。これらの傾向は実鹸的に確かめられている。

炉心部下部の出力ビーキンクが大きくなると、ボイド率
が増加し、二相流部の圧損が大きくなりチャンネルの不
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、チャンネル安定性が確保された場合、次に検討す
るのは、チャンネルが数百本以上東って形成する炉心の
安定性である。この場合にはチャンネルの熱水力特性と
ボイドの反応度係数ＶＣ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Ａ。こ＼では多数の燃料
チャ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。

各燃料チャンネルについての熱水力学的動特性は前に述
べたチャンネル安定性の数学モデルから導かれ、こ＼で
はチャンネル圧損および、熱流束の入力に対してチャン
ネルの流量、およびボイド率を出力する。さて、チャン
ネル流量の総和は炉心再循環流線となるが、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ログレナ
ムの圧力変化を得ることができる。最後に各チャンネル
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ってフィードバック系を構成する。

従ってこの場合には通常のフィードバンク／ステムの安
定性と同様であり、理解し７やすいものである。

チャンネル安定性の場合と同様に炉心部ド部の出力ビー
キングが大きくなると、ボイド率が増加し、ボイドの反
応度のフィードバックゲインが高まり、炉心の不安定度
が増すことになる。

以上の結果、炉心部下部の出力ビーキングが大きくなる
と炉心のチャンネル内のボイド緻がふぇ一相流の圧力損
失やボイド債が上昇することになる　この結果チー７ン
ネル内流＃に微少々外乱が牛した場合、ボイドによる流
量外乱遅れが大さくなり振動がｄｆし易くなる傾向とな
る。

又、反応度的ＶＣみてもボイド反応度が壇１７、不安定
な傾向となる。これがいわゆる９＝ｉ　、＋’、チャン
ネルな定性が悪化したという。

〔発明の目的」 本発明はこのようなるに鑑み、原子カ発（所外事故錯生
時に免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嘔故の復旧に伴なう
原子炉出力回復を・納料Ｖこ熱的な悪影響を及ぼすこと
ｈ〈スムーズに行なうことができ、また発匿所内におけ
る原子炉出力の緊頓低ト♀要求する故障の発生時にも、
原子炉を停止ト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Ｓ後の出力回復
時＆Ｃおいても燃料の熱的余裕を確保１．々がら早期に
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
りＶこした。原子−炉出カ化１＠ｌ装置ｎ（／涛供する
こと全目的とする。

〔発明のｇ偵〕

本発明は事故発生時等に予じめノ凭択された１、ＩＩＩ
Ｉ呻棒を劾速挿入することによって１９了−炉の出方を
低下せしめるように（また原子炉１台制御装（ｄにおい
て、１−韻緊＠挿入されるべき選択制ｅＡ＋棒を、炉心
の最外周部に配設された制御棒の一部及び最外周部より
内１ｉ４１１ＶＣ配設された制御棒のうち通常運転中全
引抜きされた制御の一部から選択することを特徴とする
ｔＶ了炉出力匍１＄ｕ装置にある。。

々お上記、ご故とは、たとえば五カ糸社事占７、主蒸気
加減弁頴、閉信号等の異常事態も含むものである。

〔発明の）ｌ施例〕

第４図において、符号ｌは原子炉であ−っで、その原子
炉ｌから発生した蒸気は主蒸気・θ２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、秘 タービン４の感動が行なわれる。上記タービン４０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、主しゃ断器７を介して系統８へと送電される。一方
、タービン４で仕事ヲ行ナッた蒸気は復水器９で復水せ
しめられ、その後原子炉給水ポンプＩＯＫよって原子炉
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５ｆ１ｕＩらかの故
障が発生すると、主しゃ断器７、生変ｌｆ器６が開き、
主変圧器６の開信号が負荷しゃ断検出回路１３に送られ
る。このようにして主変圧器６の開信号が負荷しゃ断検
出回路１３によって検出されると、ト記負荷しゃ断検出
回路１３から負荷１．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によって急速しゃ断され、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１１ｔ１４で検出され、上記主蒸気加減弁３の急開に
応じて原子炉給水ポンプ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＋１ｉｌｌ釧俸挿入装置
１７が作動ぜ；２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＃２０に送られ、その給水ポンプ制
御装置２０によって原子炉給水ポンプｌＯの１台−！た
け複数台の停止が行なわれ、原子炉の所内単独運転−＼
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、例えば炉内の水位りが低ド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２
３が炉心１９内に緊急挿入され、原子炉の停止が行なわ
れる。

コノヨうに、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［Ｌ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１
８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、原子炉再循環ポツプ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の停止で抑制させる
ことによって、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＋３）　　Ｉｉｋ外周の制御
棒を選択制御棒として選んで卦けは燃焼サイクル毎にあ
らかじめ核熱解析を行っ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
の設定をか同じ選択制御棒を選んでおけばよい。

ｌｂ）　　最外周燃料の出力は中性子漏洩が大きいｆ（
め出力レベルが低い。従っ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１、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が開くまでの量子蒸気加減弁
３が閉じているため、圧力が、＠速［高捷り原子炉内の
ボイドがつぶれて中性子束が勃、激ＶＣ高くなる。又、
給水加熱器への熱源として（ｄｉ−ピン抽気蒸へが使用
されるが、タービンバイパス弁′ｆ＠、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け
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。父所内晰強運
転を行うためには定格出力の１０％程度の出力を確保ｒ
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。

このような反応吐土の要請から最外周に配９りされた制
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沙が発生する。

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
外周の占制御俸と最外周より内側の制御棒に部分がし、
史に前者をニゲループ、後者を四グループにグルーグ分
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ｌ（第５図に１と番吋を付す）父は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
。

１１　（１万に＃ｅｉのＢＷＦＬの例でいえば既述の負
の印す１１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−グループから４〜ｌＯ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〈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。（Ａｎｔ通常運転中の’＋Ｂ
１１仰棒パターン、（均は前記へ）の状態にあった原子
炉の選択制御棒急速挿入後の制御棒ノ々ターン分示す１
．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ｒｔでいる制御棒は動かさないところに本発
明のｔ￥Ｆ徴がある。

このようＶＣして決められた制御棒を・＾択制御棒と１
１、選択制御棒挿入回路１７によって作動するようにし
である。

また、前記給水ボンゾ制御装＃ｔ２０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＠）、給
水ポンプ１０のいずれかが故障し原子炉の出力に見合っ
た給水量が確保で蔭なくｈつだ場合、その異常を検知す
るように（−であり、その異常が発生すると異常検出回
路２５’ｒ介して前紀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Ｆその他の筆意停止検出回路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である。

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、負荷しゃ断検出回路１３を介１−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
急閉され、原子炉ｌ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チ定格出力まで低下する。さらに
上記主蒸気加減弁３０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ｇ−Ｊｌ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１
５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チ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１１を介して復水器９へ放出
され、１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■−によって原子炉外？Ｊｆ４環ポンプ１５の停止に
伴なう水位りの上昇は抑制され、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回内に示すように、制御棒１８は通常常に全
引き抜き位置であるため、原ｆ炉の運転５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の挿入によって
所定の負の反応度を常に原子炉ｌに印加することができ
る。しかも、上記最外周の制御棒１８の周囲の燃料チャ
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ｖ４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ＩＩ！ｌＪ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
Ｋ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図の薇線ｂ）よりは低い
５゜ 従って系統８等の故障が復旧し、所内単独１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。従って燃料の熱的制限値や上記しきい値に余
裕をもって、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。

−り、原子炉ｌ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によってその異常が
検出され、選択制御棒挿入回路１７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
されていに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％定格出力だけ低ド１２、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って、燃料の熱的制限値等に何ら
左右されることなく出ＩＪ回復を行々わせることができ
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ＶＣも大きく変えないという
点で大金な効果がある、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７た例を第８図に示ｒ０通常運転状態での軸方向
出力分布を第９図の実線工に本発明を実施したときの慮
択制御棒挿入後の出力分布を実線■に、＠８図に示した
ような選択制御棒挿入を行った場合の出力分相分破線ｌ
に示す。紬述のように完全挿入の匍制御棒は出力分布を
Ｆ方に歪ませる動きをもち、第８１のような選択制御棒
挿入を行うとこの傾向が助伎され、第９図の破線■に示
されるように極端々ド方出力ピークが現出する。

これけ１述のように安定性の観点からは好せ（−くなく
最悪の場合は発振をおこし、所内単独運転に移行（７て
もスクラムに至らざるを得々く々る。

第１　第１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＋ｆ　（ノード：数字が・１
さい稈ド方ピーク）をパラメータにして示す。

′５定性の度合が第１ｒ１図の破線で示す発振限界をド
回ると１９子炉はを振現象をおこし制御しりこくい１に
鴨となる。スクラムした場合再起動に要する時ｎｌｊ　
ｉづ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９荷牛′のイ氏士
をもたらす。

１７かるＶ（Ａ：発１１１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ドカに歪もうとする出力分布
を一ヒ方に押しあげるように作用（、；ｐ、”ａＩｇの
実線■に示される如く西常運転状−伽とより差のない分
布形を実現さぜることかできる。このことにより所内単
独運転時の安定性は飛開的に向−ヒする。

又挿入され、た全ての選択制御棒は故障から復帰時ＶＣ
は予め決めた順序に従って全挿入状態から完♀引抜まで
単純に抜けばよいので操作が俺めでかんたんである。

し発明の効襲」 以上説明Ｉ、たよりＬｃ本発明事故発生時、ｉＧｌ　ｆ
　＋１７１全所内単独運転に急速に移行させるためｐ＋
ｌ’；内シこ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１μ
ｍ口で配設された制御棒のうち通常運転状態でや引抜さ
れていたものの一部から選択されるので燃料の燃・暁サ
イクルの進行に伴う上記緊急挿入ｒべき選択制御棒の選
択変更が比較的少〈てζイみ、その’ｉ　４１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１−記
選択制御棒を作動せしめるようにしたので、１９子炉自
体の運転斧正を村なうことなく、出力低Ｆ１．ケ状暢で
の運転継続をも有なうことができる等の効果金臭する。

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ｆＶ　ｆｆ依存
性を示す図、第３図は二相流沸騰チャンネルの模式図、
第４図から第１Ｄ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買の概略図、第
５図は本発明におけろ選択制御棒のグループ分けの例を
示す図、第６図は通常、１１！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（７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゛を図、第１０図は１１１力υ）Ｆツノ−＼の歪
み度トｊｉ定度の関係を示を図である。 １・・・・原子炉　　　　　　３・・・主蒸気υ口減弁
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Ｉ−や断検出回路 １４・・・主蒸気加減弁急閉検出装ｊ−１５・・・原子
炉再循ｆ■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・・・緊急停市回路２５・・
・異常検出回路　　　２７・・・給水加熱器（７３１７
）代理人　弁理士　則　近　毫　佑　（ほか１名）第１
図 第２図 隼１１オＱｉ卆九弔７久ノ寛交力里 第４図 ４７ 第５図 （Ａ　）　　　　　　　　　（Ｂ） 第７図 第８図 第９図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 事故発生時に予じめ選択された制御棒を急速挿入するこ
   とによって原子炉の出力を低下せしめるようにした原子
   炉制御装置において、上記緊急挿入されるべき選択制御
   棒を、炉心の最外周部に配役された制御棒の一部及び最
   外周部より内側に配役された制御棒のうち通常運転中全
   引抜された制御棒の一部から選択することを特徴とする
   原子炉出力節１個装置。