JPS63113392A - 原子炉の制御方法及びその制御装置 - 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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉の制御方法及びその制御装置に係り、
特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉の制
御方法及びその制御装置に関する。

〔従来の技術〕

燃料の有効利用を図るためにスペクトルシフト運転が提
案されている。このスペクトルシフト運転を行う具体的
なものとして、特開昭５７−１２５３９０号公報及び特
開昭５７−１２５３９１号公報に示された水押捧を用い
るものがある。この方法は、燃料サイクル期間の大部分
で水押捧を炉心内に挿入し、燃また他の方法としては、
静的な手段を用いた燃料集合体が特開昭６１−３８５８
９号公報に示されているにの燃料集合体は、水ロツド内
に低濃縮度で細径の燃料棒を設置し、この燃料棒のウラ
ン２３５の消失前後における水ロツド内のボイド率の変
化を利用するものである。

また水押捧のような新たな操作手段を設ける必要のない
方法として、炉心を流れる冷却水流量（炉心流量）を調
節する方法がある。すなわち、燃料サイクル期間の最初
からその大部分で炉心流量を少なくシ、燃料サイクル期
間の末期で炉心流量を増加させる。

〔発明が解決しようとする問題点〕

スペクトルシフト運転の利点を第２図に基づいて説明す
る。第２図の特性は、沸騰水型原子炉の場合の特性であ
って、実線はボイド率（磁気気泡体積率）を０％に保持
した、スペクトルシフト運転を実施しない場合の特性で
あり、破線はボイド゛燃料サイクル期間の始めは高ボイ
ド率で途中から−、ボ′イド率を下げた場合。方が、始
ヵから低ボイド率で燃焼させた場合よりも高燃焼度にお
ける中性子増倍率が高い。これは、ボイド率が高いと中
性子が減速されにくいため、ウラン２３８の吸収される
中性子の割合が増えることに基づく。ウラン２３８はそ
のままでは刻分裂を起こさず、燃料として使えないが、
中性子を吸収するとプルトニウム２３９に変わり、プル
トニウム２３９は刻分裂性であり燃料として使える。し
たがって、ボイド率が高くなってウラン２３８に吸収さ
れる中性子の割合が増えると核分裂性のプルトニウム２
３９が余分にたまり、中性子増倍率の低下を抑えること
になる。

このように、始めボイド率を高くして運転し、燃焼が進
んで中性子増倍率が下がって来たらボイド率を下げて運
転する方が、余分に燃焼させることができる。

さて、前述した水押棒を用いて炉心内に存在す′る。冷
却水量を調節する方法は、制御捧駆動装置以水ロッド内
に低濃縮の燃料棒を設置する方法では、炉心のボイド率
の変化幅が大きくできない。

また、炉心流量を変化させる方法について述べる。第３
図に炉心流量とボイド率との関係を示す。

図中には実線でサブクール度が異なる場合の各特性を示
しているが、ボイド率の変化は冷却材流景には余り依存
せず、むしろ、サブクール度に強く依存することが分る
。すなわち、炉心流量の制御範囲９０〜１０５％の変化
に対して、ボイド率の変化幅は３．２　％であり、その
効果は小さい、そのため、冷却材流量の調整でボイド率
を変えるためには、再循環ポンプ等の容量を増大する必
要がある（９０〜１０５％から８０〜１３０％程度変更
できる容量の大きいポンプが必要）。

また、ボイド率を変える他の方法としては、特開昭４６
−１３４３７号公報に示したように給水加熱器での伝熱
量の調整により、炉心入口温度（入ロサブクール度）を
制御する方法がある。

、７１゜ 、給水加熱器の出口温度Ｔｚ、入口温度Ｔｚ、流”　門
’Ｗ　ｚ、給水加熱器の２次側の入口温度Ｔ１′、流量
Ｗ′とすると、給水加熱器の出口温度は、下記の式で表
わされる。

Ｔ　ｚ　＝　Ｔ　Ｉ＋φ（Ｔ　ｘ　’　　　Ｔ　ｓ　）
　　　　　　・・・（１）すなわち、給水加熱器の一次
側、二次側の入口温度Ｔｌ’　、ＴＩはある一定値なの
で、給水加熱器の出口温度の制御はφの関数を制御する
ことと等価となる。このφは、−次側、二次側の流量、
熱通過率に、伝熱面積Ｆ、に依存し、その特性を第４図
に示す、給水加熱器の出口温度の制御幅を大きくするた
めには、φを大きく変化させる必要がある。しかし、二
次側流ｉｗ’　を倍に変えても（Ｗ／Ｗ’　を１から０
．５　　に変えても）、φの値は２割程度しか変化しな
く、炉心流量制御と同様に変化幅が小さい、従って、タ
ービンから抽気された油気蒸気（温度は低い）を用いた
給水加熱器での給水の加熱により、給水の炉心入口温度
（入ロサブクール度）を制御する方法も、ボイド率の変
化幅が小さい。

未発明の目的は、単純な装置で炉心のボイド率を大幅に
変化させることが可能な原子炉の制御方法及びその制御
装置を提供することにある。

Ｃ問題点を解決するための手段〕 上記の目的は、燃料サイクルの最初から所定の期間の間
は、給水を原子炉容器内の液相部よりも原子炉容器内の
気相部に多く供給し、この所定期間経過後の残りの燃料
サイクルの期間は給水を気相部よりも液相部に多く供給
することによって達成できる。

〔作用〕

１つの燃料サイクルの途中において気相部よりも液相部
に多くの冷却材を供給する運転に切替えることによって
、液相部のサブクール度を著しく低下できる。従って、
ボイド率変化の大きなスペクトルシフト運転が可能とな
る。

〔実施例〕

本発明は、以下のような検討に基づいてなされたもので
ある。

゛、第５図は、炉心流量を変えた場合の特性を示し　−
°１１ ′ている。すなわち、炉心内に装荷された燃料集合体が
寿命となる時期（燃焼度が約３２．５　０ＷＤ／Ｔ）に
至る間、燃焼度２５ＧＷＤ／Ｔまでの期間は炉心流量を
低くした運転（高ボイド率運転）、燃焼度２５ＧＷＤ／
Ｔを越える残りの期間は炉心流量を高くした運転（低ボ
イド率運転）を行ったものである。このような炉心流量
を途中で増加させるスペクトルシフト運転を行った場合
は、実線に示すように、破線で示すスペクトルシフト運
転を行わない運転（ボイド率一定：４４％）に比べて燃
料集合体の炉心内滞在期間が燃焼度換算で約０．０３９
０ＷＤ／Ｔ延びる。

給水加熱器を用いた給水温度制御によるスペクトルシフ
ト運転も、給水加熱器に給水の加熱を目的として４入さ
れる抽気蒸気温度が低く抽気量もあまり増加できないの
で、給水温度の変化幅を大きくすることができなく、炉
心流量によるスペクトルシフト運転と同程度の燃焼度の
延長が可能と′なる。

’　”し”　Ｌ／かしながら、第３図に示すように制御
範囲における炉心流量の変化に対するボイド率の変化の
割合は小さいが、サブクール度（八Ｈ）の変化に対する
ボイド率の変化の割合は大きくなる。給水加熱器を利用
した給水温度制御によるスペクトルシフト運転ではなく
、このようなサブクール度の大きな変化を利用できるス
ペクトルシフト運転について種々の検討を行った。その
結果、抽気蒸気との間における給水の熱交換ではなく、
発生した蒸気自体との給水の熱交換を行うことによって
、炉心人口での冷却水のサブクール度を大きく変えるこ
とができることがわかった。すなわち、前述したように
所定の７Ｕ１ｆｉｎまでは給水を原子炉圧力容器内の液
相部よりも原子炉圧力容器内の気相部に多く供給し、こ
の所定期間経過後の残りの期間は逆に給水を気相部より
も液相部に多く供給することによってサブクール度を調
節するものである。

この−例の特性を第６図に示す。第６図において、破線
は、ボイド率を４４％で一定にしたスペクトルシフト運
転を行わない場合の特性を示す。実線、トノ ２は、今回新たに見付けたサブクール度を調節するスペ
クトルシフト運転による特性である。燃焼度２５　ＧＷ
Ｉ）／Ｔまでの期間では、給水を液相部（冷却水充填領
域）よりも気相部（冷却水液面よりも上方の蒸気領域）
に多く供給し、燃焼度２５ＧＷＤ／Ｔｔ！：越えた期間
では気相部よりも液相部に多くの給水を供給したもので
ある。これにより、第６図かられかるように燃焼度の増
加は０．１８６ＧＷＤ／Ｔとなり、この増加量は第５図
の炉心流量によって増加する量と比べて約４．５倍にな
る。

第５図及び第６図は、燃料集合体の寿命期間中で１回の
スペクトルシフト運転を行った場合を例示しているが、
実際の原子炉の運転では１つの燃料サイクル期間に１回
の割合でスペクトルシフト運転を実施する。１つの燃料
集合体は、普通その寿命期間に４つの燃料サイクル期間
を経験するので、４回のスペクトルシフト運転を経験す
ること−になる。

・′・′、 １、・１循騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実
１ｊ施例である原子炉の制御装置を第１図に基づいて以
下に説明する。

原子炉圧力容器１は、内部に炉心２．気水分離器３．ド
ライヤ４及びジェットポンプ５を有している。気水分離
器３及びドライヤ４は、炉心２の上方に設置される。ジ
ェットポンプ５は、原子炉圧力容器１と炉心２との間に
配置される。原子炉圧力容器１内には、冷却水が充填さ
れている。８が冷却水の液面である。液面８は気水分離
器３付近に位置している。従って、原子炉圧力容器１内
には、液面８より下方に液相部９及び液面８より上方に
気相部１０が形成される。気水分離器３及びドライヤ４
と原子炉圧力容器１との間に、側面に多数の開口を有す
る隔離室１１が設置される。

この隔離室１１は、気相部１０と液相部９にまたがって
配置されている。原子炉圧力容器１に接続されて再循環
ポンプ７を有している再循環配管６の一端は、ジェット
ポンプ５の上方に開口している。

原子炉圧力容器１の上部に接続された主蒸気配管１２は
、タービン１３に接続される。タービン゛１３の蒸気排
出口は、復水器１４に連絡される。

１５は、タービン１３に連結された発電機である。

復水器１４は、給水配管１８によって原子炉圧力容器１
内に液相部９に設置された給水ヘッダ（図示せず）に連
絡されている。給水配管１８には、復水ポンプ（図示せ
ず）、復水濾過脱塩器（図示せず）、復水脱塩器１６、
復水昇圧ポンプ（図示せず）、低圧給水加熱図（図示せ
ず）、給水ポンプ１７及び高圧給水加熱器（図示せず）
が復水器１４側から原子炉圧力容器１側に向って順次設
けられている。第２の給水配管であるスプレィ配管２０
が、高圧給水加熱器よりも下流側で給水配管工８に接続
されている。スプレィ配管２０の他端は１Ｍ子炉圧力容
器１を貫通して隔離室１１内に達している。スプレィノ
ズル２１が隔離室１１内でスプレィ配管２０の他端に取
付けられている。

流量制御弁２２は、スプレィ配管２０に設けられる。ま
たスプレィ配管２０の接続点と原子炉圧力容器１との間
にある給水配管１８の部分に、流量制御弁１９が設置さ
れている。

さらに、原子炉圧力容器１内の圧力を測定する圧力計２
３．ジェットポンプ５の出口側における液相部９（冷却
水）の温度を測定する温度計２４、及びジェットポンプ
５の入口側における液相部９（冷却水）の温度を測定す
る温度計２５が設けられる。圧力計２３及び温度計２４
及び２５は、制御装置２６の入力端に接続されている６
制御装置２６の出力端は、流量制御弁１９及び２２に接
続される。

冷却水は、再循環ポンプ７の駆動によりジェットポンプ
５を介して炉心２に供給される。炉心２を上昇する間に
、冷却水は加熱されて蒸気となる。

炉心２で発生した蒸気は、気水分離器３及びドライヤ４
を経て主蒸気配管１２を通ってタービン１３に送られる
ａＪ７ｉ子炉圧力容器１内の気相部１０は、原子炉の運
転中、蒸気が充満している。

タービン１３を回転させた蒸気は、復水器１４にて凝縮
されて水となる。この凝縮水は、給水として、前述の復
水ポンプから高圧給水加熱器までの・）各機器を通り、
分岐点より下流側では給水配管’：”１・８及びスプレ
ィ配管２０の少なくとも一方を通Ｉ′１ って原子炉圧力容器１内に供給される。

このような原子炉の運転は１通常炉心内の燃料交換が終
了した後の原子炉の起動から次の燃料交換のために原子
炉を停止するまでの期間（１つの燃料サイクル期間）に
わたって実施される。

本実施例は、制御装置２６によって前述したような給水
の供給状態を制御するものである。

燃料集合体の交換後に新たな１つの燃料サイクル期間の
原子炉運転が開始された時、制御装置２６は、流量制御
弁１９及び流量制御弁２２の開度を炉心２の入口での冷
却水のサブクール度が所定の第１サブクール度になるよ
うに制御する。

すなわち、制御装置２６は、圧力計２３、温度計２４及
び２５の出力信号を入力して炉心入口での冷却水のサブ
クール度を求め、求められたサブクール度が第１サブク
ール度になるように流量制御弁１９及び２２の開度を制
御する。第１サブクール度は、流量制御弁２２の開度を
流量制御弁、１９の開度よりも大きくする（極端な場合
は流量゛、１１ 一゛制御弁２２を全開、流量制御弁１９を全閉）こと゛
によって達成できる。従って、給水ポンプ１７から吐出
された給水の大部分の量が、給水配管１８及びスプレィ
配管２０を通り、スプレィノズル２１より気相部１０．
詳細には隔離室１１内の気相部１０にスプレィされる。

スプレィされた給水は、気相部１０内の蒸気によって加
熱され、液相部９に落下して液相部９内に混入される。

蒸気は、多数の開口から隔離室１１内に流入する。隔離
室１１内にスプレィされた給水は、隔離室１１に設けら
れた開口の大きさが小さいので、隔離室１１の外側の気
相部１０に流出することを防止できる。

このため、原子炉圧力容器１から主蒸気管１２に流出す
る蒸気中の湿度は増加しない。

蒸気により隔離室１１内で加熱された高温の給水は、液
相部９内に混入され、ジェットポンプ５を介して炉心２
内に供給される。すなわち、炉心２内には、第１サブク
ール度を満足するサブクール度の低い冷却水が供給され
る。原子炉出力が１００％に保持された状態で、前述の
低サブクー、） ル度の冷却水が供給され、炉心２内のボイド率が芥きく
なる（高ボイド率）。１つの燃料サイクル期間の運転開
始からその８０％の期間に達した後。

制御装置２６は、ある長さの過渡期間を経て求められた
サブクール度が所定の第２サブクール度になるように流
量制御弁１９及び２２の開度を制御する。第２サブクー
ル度は、前述の第１サブクール度に比べて大きい。この
第２サブクール度は、流量制御弁１９の開度を、流量制
御弁２２の開度よりも大きくすることによって達成でき
る。極端な場合は、流量制御弁１９を全開、流量制御弁
２２を全開にする。第１及び第２サブクール度は。

制御装置２６が記憶している。前述の過渡期間において
は、制御装置２６は、炉心入口の冷却水のサブクール度
を第１サブクール度から第２サブクール度に移行すべく
、流量制御弁１９の開度を除徐に開きながらまた流量制
御弁２２の開度を徐々に閉じていく。やがて炉心入口の
冷却水のサブクール度が第２サブクール度となりこの制
御状態は、燃料サイクル期間の終了時まで継続される。

流量制御弁１９の開度が流量制御弁２２の開度よりも：
、：１．＝大きくなると、気相部１０よりも液相部９に
供給される給水量が増大し、やがて流量制御弁１９が全
開となって液相部９にのみ給水が供給される。

この場合には、気相部１０での蒸気による加熱量が少な
くなるので、炉心２の入口における冷却水のサブクール
度が第２サブクール度まで上昇する。

例えば、流量制御弁２２が全開となり流量制御弁１９が
全開となった時に、炉心２の入口における冷却水のサブ
クール度が最も高くなる。冷却水のサブクール度が高く
なると、炉心２内のボイド率が低くなる。このような本
実施例は、蒸気による給水の直接加熱量を調節できるの
で、炉心のボイド率を大幅に変化させることができる。

第１サブクール度のまま１つの燃料サイクル期間の８０
％を越える運転を実施すると、炉心の平均余剰反応度が
１．０　になり炉心の臨界状態が保持できなくなる。こ
のため、燃料サイクル期間の８０％を越えた直後におい
て、炉心入口のサブクール度を第１サブクール度から第
２サブクール度に増大させる必要が生じる。第２サブク
ール度に・）′炉心入口のサブクール度を向上させるこ
とによつ′て、原子炉の運転をさらに継続して行うこと
ができる。スペクトルシフト運転を実施しない場合の燃
料サイクル期間は本実施例の燃料サイクル期間の８０％
に相当する。このように本実施例の燃料サイクル期間は
、スペクトルシフト運転を実施しない場合に比べて著し
く長くなる。また本実施例における燃料サイクル期間の
延長分、すなわち本実施例の燃料サイクルの２０％の期
間は、前述の炉心流量等によるスペクトルシフト運転に
おける燃料サイクル期間の延長分の約４．５倍となる。

また本実施例では、水押捧及びその駆動装置を新たに設
ける必要はなく、構成が単純である。

本発明の他の実施例を第７図に示す。本実施例の原子炉
の制御装置は、第１図の実施例における圧力計２３．温
度計２４及び２５を設置せずＩｔ、ＩＪ御表装置２６代
りに制御装置２７を設けたものである。本実施例の制御
装置２７は、前述した第１及び第２サブクール度の代り
に燃料サイクル期間の８０％までの期間における流量制
御弁１９の所定の第１開度及び流量制御弁２２の所定の
第２開度。

及び燃料サイクル期間の８０％を越えた残りの期間での
流量制御弁１９の所定の第３開度及び流量制御弁２２の
所定の第４開度を設定している。第１開度は第２開度に
比べて小さく、第３開度は第４開度に比べて大きい。

制御装置ｉ’！２７は、燃料サイクル期間の８０％まで
の期間では流量制御弁１９を第１開度に流量制御弁２２
を第２開度に制御して液相部９よりも気相部１０に多く
の給水が供給されるようにし、燃料サイクル期間の８０
％を越える残りの期間では流量制御弁１９を第３開度に
流量制御弁２２を第４開度に制御して気相部１０よりも
液相部９に多くの給水を供給する。このようにして前述
の実施例と同様なスペクトルシフト運転を達成できる。

流量制御弁１９及び２２の各々の開度を測定し。

これらの測定値をフィードバック信号として制御装置２
７に入力させる。前述の開度の所定値、例）えば第１及
び第４開度を全開にし、第２及び第３開度を全開にして
もよい。

前述した各々の実施例における隔離室１１を気水分離器
３及びドライヤ４を取囲むリング状にし、しかもその中
に設置されるスプレィノズル２１をリング状のスパージ
ャタイプにすることも可能である。本実施例においても
第１図及び第７図の実施例と同様な効果を得ることがで
きる。さらに、スプレィ配管２〇への給水供給流量が１
００％の時における炉心入口での冷却水温度を確実に飽
和温度にすることができる。

本発明の他の実施例を第８図に示す６本実施例は、第１
図及び第７図の隔離室１１に代ってエジェクタ２７を配
ｈ１シたものであり、エジェクタ２７はドライヤ４の外
側に設置される。スプレィ配管２０の出口は、エジェク
タ２７の入口部に開口している９本実施例の流量制御弁
１９及び２２も前述した各実施例と同様に開度調節され
、第１図及び第７図と同様なスペクトルシフト運転が実
施可能となる。本実施例は、それらの効果と同じ、Ｐ果
を得ることができる。

）第９図は、本発明のさらに他の一実施例を示すもので
ある。本実施例では、高転換バーナー炉（特開昭６１−
　　　　号公報参照）に適用した例である。高転換バー
ナー炉は、原子炉圧力容器３１に内蔵された炉心３２の
中央部に稠密格子の燃料集合体３３が、炉心３２の周辺
部に粗格子の燃料集合体３４が、それぞれ配列されてい
る。この燃料集合体３３は、高稠密格子のために水／ウ
ラン比が小さく、中性子スペクトルが硬くなって、Ｐｕ
の生産に適している。一方１周辺部に配置された燃料集
合体３４は、燃料集合体３３で生産されたＰｕを燃やす
ためのものであり、そのために燃料棒の間隔が広く中性
子スペクトルが軟らかくなっている。したがって、燃料
集合体３４ではボイド率を下げ、また燃料集合体３３で
はボイド率を下げて運転すると、燃料集合体３３でのＰ
ｕの生産効率が増し、燃料集合体３４でのＰｕの燃焼度
が増大するので、原子炉の経済性がさらに向上する。４
０はインターナルポンプである。

本実施例では、給水配管１８に前述の各実施例と同様に
スプレィ配管２０を接続するほかに、配管３５を給水配
管１８に接続する。流量制御弁３６が配管３５に設けら
れる。配管２０は炉心人口１の外周部３７まで達してい
る。スプレィノズル３８が配管３５の先端に設けられる
。その結果。

周辺部の燃料集合体３４にサブクール度の大きい冷却水
を、また、中央部の燃料集合体３３にサブクール度の小
さい冷却水を供給することができる。

従って、燃料集合体３３ではＰｕの生産性が増し。

一方、周辺部の燃料集合体３４ではＰｕ燃焼度が増大し
、原子炉の経済性がさらに向上する。

〔発明の効果〕

本発明によれば、単純な構造で炉心のボイド率を大幅に
変化できるスペクトルシフト運転が可能になり、原子炉
の経済性が向上する。

【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原子炉の制御装
置の構成図、第２図はスペクトルシフト運転の効果を示
す特性図、第３図は炉心流量と炉心平均゛ボイド率との
関係をサブクール度をパラメータにして示した特性図、
第４図（Ａ）はＫＦ／Ｗ（並流形のφ（ＫＦ／Ｗ＜４）
）とφとの関係を示す特性図、第４図（Ｂ）はＫＦ／Ｗ
（向流形のφ（ＫＦ／Ｗ＜４））とφとの関係を示す特
性図、第５図は炉心流量の変化によるスペクトルシフト
運転の効果を示す特性図、第６図は本発明の一例による
スペクトル運転の効果を示す特性図、第７図、第８図、
第９図は本発明の他の実施例である原子炉の制御装置の
構成図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・炉心、９・・・液相
部。 １０・・・気相部、１１・・・隔離室、１８・・・給水
配管、１９．２０・・・流量制御弁、２０・・・スプレ
ィ配管、２１・・・スプレィノズル、２・・・圧力計、
２４．２５・・・温度計、２６．２７・・・制御装置。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、設置サイクルの最初から所定期間の間は給水を原子
   炉容器内の液相部よりも前記原子炉容器内の気相部に多
   く供給し、前記所定期間経過後の残りの前記燃料サイク
   ルの期間は前記給水を前記気相部よりも前記液相部に多
   く供給することを特徴とする原子炉の制御方法。 ２、前記給水を前記液相部よりも前記気相部に多く供給
   する期間が前記燃料サイクルの最初から前記燃料サイク
   ルの８０％までの期間であり、前記給水を前記気相部よ
   りも前記液相部に多く供給する期間が前記燃料サイクル
   の８０％経過後で前記燃料サイクルが終了するまでの期
   間である特許請求の範囲第１項記載の原子炉の制御方法
   。 ３、内部に気相部及び液相部を有し、前記液相部内に設
   けられた炉心を内蔵する原子炉容器と、前記原子炉容器
   の前記気相部に給水を供給する第１給水配管と、前記原
   子炉容器の前記液相部に給水を供給する第２給水配管と
   を有する原子炉を制御する装置において、前記第１給水
   配管に設置された第１制御弁と、前記第２給水配管に設
   置された第２制御弁と、燃料サイクルの末期に至るまで
   の間は前記第１制御弁の開度を前記第２制御弁の開度よ
   りも大きくし、前記燃料サイクルの末期は前記第２制御
   弁の開度を前記第１制御弁の開度よりも大きくする制御
   手段とを備えたことを特徴とする原子炉の制御装置。 ４、前記制御手段は、燃料サイクルの最初から前記燃料
   サイクルの８０％に至るまでの間は前記第１制御弁の開
   度を前記第２制御弁の開度よりも大きくし、前記燃料サ
   イクルの８０％経過後は前記第２制御弁の開度を前記第
   １制御弁の開度よりも大きくする制御手段である許請求
   の範囲第３項記載の原子炉の制御装置。 ５、内部に気相部及び液相部を有し、前記液相部内に設
   けられた炉心を内蔵する原子炉容器と、前記原子炉容器
   の前記気相部に給水を供給する第１給水配管と、前記原
   子炉容器の前記液相部の給水を供給する第２給水配管と
   を有する原子炉を制御する装置において、前記第１給水
   配管に設置された第１制御弁と、前記第２給水配管に設
   置された第２制御弁と、前記原子炉容器内の圧力を検出
   する圧力検出手段と、前記原子炉容器内の液相部の温度
   を検出する手段と、前記圧力及び前記温度に基づいて前
   記液相部のサブクール度を求め、燃料サイクルの末期に
   至るまでの間には求められたサブクール度が所定の第１
   サブクール度になるように前記第１及び第２制御弁の開
   度を調節し、前記燃料サイクルの末期には前記求められ
   たサブクール度が前記第１サブクール度よりも大きな所
   定の第２サブクール度になるように前記第１及び第２制
   御弁の開度を調節する制御手段とを備えたことを特徴と
   する原子炉の制御装置。