JPS63315984A - 沸騰水型原子炉の炉心温度平準化方法 - 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） 本発明は沸騰水型原子炉の炉心温度平準化方法に関する
。

（従来の技術） 発電用沸騰水型原子炉は、低濃縮二酸化ウランを燃料と
し、減速材と冷却材とを兼ねた軽水を炉心で沸騰させ、
発生した蒸気をタービンへ送るものである。従来の沸騰
水型原子炉は第６図に示すように、圧力容器１内にシュ
ラウド（ｓｈｒｏｕｄ）　２及び外周に開口部２３を有
するシュラウドサポート（ｓｈｒｏｕｄ　５ｕｐｐｏｒ
ｔ）　３を配設し、シュラウド２の内部に制御棒を含む
燃料集合体６を収容して炉心を構成している。制御棒は
燃料集合体６内に挿入されており、圧力容器ｌ外に設け
た制御棒除動装置１６によって駆動されるように構成さ
れている。

また燃料集合体６は冷却材の通過が可能のように多数の
穴を有する炉心支持板５の上部に設置されている。さら
に燃料集合体６の上部には、汽水分雑器８、蒸気乾燥器
９が設置されている。冷却材は給水人ロノズノ囲Ｏから
給水され、シュラウド２と圧力容器１の間隙を通って下
降しジェットポンプ＋２ａ、１２ｂによって昇圧されシ
ュラウドサポート３の開口部２３からシュラウド２の内
部に入る。

さらにここから上昇して炉心支持板５の穴を通過し、燃
料集合体６で加熱され、一部は蒸気となって汽水分離器
８、蒸気乾燥器９を経て蒸気出口ノズル１１から図示し
ないタービンに送られる。一方汽水分離器８で分離され
た水は給水１７と混合して炉心部へ循環させられる。通
常はジェノ１−ポンプ１２ａ、１２ｂによって代表され
る冷却材循環′！Ａ″”Ｆ（がシュラウド２の外側部に
設けられ、炉出力及び蒸気発生量を調節するためと安全
上の必要性から循環量の計測と監視が行われる。この計
ｄ１す値はジェットポンプ１２ａ、１２ｂの能力特性に
よる流量から循環量を間接的に演算して求めたものであ
る。

（発明が解決しようとする問題点） 上記計測値は、ジェットポンプ１２ａ、１２ｂの能力特
性からの間接的な推測値にすぎず、精度的には不１−分
であり、　Ｊ／＋を子炉の安全性保持の点で低出力運転
及び急激な出力変動運転が難しい等の問題点があった。

またシュラウドサポート開口部２３から注入した循環水
ｚ８は、均一な流れでシュラウド２内を上昇するのでは
なく、第７図に示すように局部的な流速の不同２８ａま
たは２８ｂがあり、また通常ジェットポンプ１２ａ、＋
２ｂ等の循環系統は複数個設置されているが、故障の際
などに第８図の２８ｃと２８ｄに示すような部位による
流量の不拘ｉ％が生じ、一時的に燃料集合体６の表面温
度が上昇し、原子炉を停止しなければならない事態が発
生する恐れもある。本発明は上記の問題点を解決し循環
水量を正確に計１１１１１して安全運転を可能にする沸
騰水型原子炉の炉心温度平準北方η、を提供することを
目的としている。

（問題点を解決するための手段） 上記の目的は、シュラウドサポートに設けた複数の開口
部において、シュラウドサポートから流入する循環水の
流動差圧を直接的に計測し循環水の流量を把握すると共
に、複数の各シュラウドサポート開口部間の流入量の分
布を求めることによって達成される。

（作用） 上記により複数開口部の差圧から開口部個々の循環量を
４１り定して全循環量の総和を求めることにより、シュ
ラウド内を上昇して流通する循環水量を正確に算定する
ことができ把。また上記流入量の分布からシュラウド内
を流れる循環水の局部的な流速の変動や、流量の極端な
不均衡と偏流の状態を把握し、これに基づいて予め流入
量分布に対応させた所定の位置の制御棒を調整操作する
ことができる。これにより燃料集合体の表面温度を原子
炉横断面における半径方向と円周方面戸もに温度の平準
化がなされる。

（実施例） 本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心温度率べり化方法を
図面と共に説明する。第１図は本発明の一実施例におけ
る循環水の流動説明図、第２図は第１図のＡ−Ａ断面矢
視図、第３図は第１図シュラウドサポートの詳細斜視図
、第４図は第１図のＢ部拡大図であって、第６図と同一
の符号のものは従来と同様の機能を有するものである。

冷却材は前述のように圧力容器１とシュラウド２の間の
ｄε路を経て下降し、シュラウドサポート開口部２３か
らシュラウド２内部に入り、循環水２８として炉心の方
向へ向かう。この部分には、シュラウド２内＝１へ開Ｌ
１部２３への流入部に設けた上流部圧力検出端１９と、
圧力容器１の底部壁を１１通して設けた下４８部圧力検
出端２０があり、圧力導管２５．２６を経て差圧計２１
へ導かれる。第４図に示すように、圧力導管２５の圧力
容器１外への取り出しは圧力導管用ノズル２４によって
行われ、差圧計２１の出力は信壮線２７により制御信号
出力装置２２へ入力される。制御信号出力装置２２は制
御捧唾動装置１６に接続されている。−上記構成におい
て、給水ノズル１０から供給された給水１７は、原子炉
内部で循環水２８と４１合しで圧力容器１とシュラウド
２の間を下降してシュラウドサポート３の開口部２：３
からシュラウド２内に入る。ここで各間し」部２３では
１１ε入）よに応して」１流部圧力検出端１９と下流部
圧力検出端２０の間に差圧を生し、これを差圧計２１ａ
、２１ｂにより計測し、それぞれ循環流量に換算する。

各間１」部２３の循環流量信号は制御信号出力装置２２
に送られ、循環流量の総和が求められ、さらに流量の分
布も明らかにされる。総循環流量と分布に応じて制御棒
恥動装置１６は対応する制御棒の調整駆動を行う。

すなわち前述のように、シュラウドサポート３の開口部
２３からの流入量に応じて燃料集合体６に対する最適の
循環水２８の流速分布が演算されるから、流速の速い部
分では制御棒を抜いて核熱出力を上げ、逆に遅い部分で
は制御棒を挿入して核熱出力を低下させ、燃料集合体６
の表面温度を規定値以下に保持し、かつ原子炉の半径方
向または円周方向の温度を平準化させる。勿論、沸騰水
型原子炉においては、核熱出力が上がり蒸気の発生が盛
んになると、核分裂に有効な中性子が減少し熱出力が低
下してくるという自己制御性を有しており、制御棒位置
の制御は前記の自己制御により緩和されない領域におい
て実施されるものである。とこて受熱した循環水の一部
は蒸気となり、汽水分離器８、蒸気乾燥器９を経て蒸気
出力ノズル１１から図示しないタービンへ送られろ。汽
水分離器８で分離された循環水は給水と混合して再循環
する。

なお本実施例においては、第４図に示すように下流側圧
力検出端２０として圧力導管ノズル２４の開口部を利用
しており、差圧検出のための配管を簡略化している。

本発明の他の実施例を第５図に示す。同図実施例ではシ
ュラウドサポート３の上流部に圧力検出端１９、下流部
に圧力検出端２０を設けているため、第４図の場合に比
べると差圧を流量に換算する際の精度保持の点では好ま
しい。

（発明の効果） 本発明の実施により、シュラウド内に流入し、燃料集合
体部分を流れる循環水の鼠と分布を直接計８１１１　Ｌ
、その結果に基づいて燃料棒をＩＡＫ　ｍＪ調整するた
め、燃料集合体の表面温度を原子炉の半径方向及び円周
方向共に平準化することができ、炉心出力の非対称化を
防止し、特に低出力時の運転を安全に実施することがで
き、また循環水の循環状態を精度良く監視できる等の顕
著な効果をもたらすものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施例におけ
ろ循環水の流動説明図、第２図は第１図のＡ−Ａ断面矢
視図、第３図は第１図シュラウドサポー１−の詳細斜視
図、第４図は第１図のＢ部拡大図、第５図は本発明の他
の実施例を示す図、第６図は従来の沸Ｉｌｋ水型原子炉
における循環水の流動説明図、第７．８図は沸１騰水型
原子炉における循環水の法帖状態説明図である。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、核出力を調整する制御棒と核燃料集合体から成る炉
   心を収容するシュラウドと、前記シュラウドを載置し外
   周に複数の開口部を有するシュラウドサポートとを共に
   収容する圧力容器と、前記圧力容器外に設けた前記制御
   棒を駆動する制御棒駆動装置を備え、前記圧力容器内に
   導入する冷却循環水を前記シュラウドサポートの前記開
   口部から流入させ、前記核燃料集合体の発熱によって蒸
   気を発生させる沸騰水型原子炉の、前記炉心温度平準化
   方法において、前記シュラウドサポートの前記複数開口
   部における流動差圧を計測し、その計測値から前記循環
   水の流量を求めると共に、前記複数の開口部間の流量分
   布に基づいて、所定位置の制御棒を駆動制御することを
   特徴とする沸騰水型原子炉の炉心温度平準化方法。