JPH01499A - 原子炉プラント - 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、原子炉プラントに係り、特に給水で炉心流量
を制御する原子炉に適用するのに好適な原子炉プラント
に関するものである。

〔従来の技術〕

現在、原子力発電プラントにおいては、建設費の低減が
大きな課題となっている。例えば、沸騰水型原子力発電
プラント（以下、ＢＷＲ発電プラントという）を対象と
してインターナルポンプを備えた新しいタイプの発電プ
ラントの開発が行われている。この新しい発電プラント
は、すでに建設されているＢＷＲＩ電プラントにおける
再循環系が不要になるので、原子炉格納容器がコンパク
トになる。

しかしながら、原子炉格納容器をよりコンパクトにする
ことが望まれている。原子炉格納容器をコンパクト化で
きる例が、それぞれの公報に直接言及されていないが特
公昭４３−２３１１７号公報及び特公昭４９−１６９２
０号公報に示されている。

特公昭４３−３２１１７号公報に示されたＢＷＲ発電プ
ラントは、給水の一部を給水スパージャを介して原子炉
圧力容器内に供給するとともに、残りの給水を炉心に冷
却水を供給するジェットポンプの駆動水として用いるも
のである。ここで、給水スパージャに導かれる給水は、
原子炉圧力容器内の水位制御に用いられる。さらに、こ
のＢＷＲ発電プラントにあっては、給水スパージャから
吐出された冷却水と炉心上方の気水分離器にて分離され
た冷却水（両者の冷却水は混合状態にある）が、熱交換
器（原子炉圧力容器内に設置）においてジェットポンプ
の駆動水として用いられる給水により冷却され、その後
、ジェットポンプ内に吸引されるように構成されている
。この熱交換器によりジェットポンプ吸引水の冷却は、
ジェットポンプ内での冷却水沸騰によるジェットポンプ
のキャビチージョン防止を目的としている。

特公昭４９−１６９２０号公報には、炉心流量を調節す
るために、再循環配管から吐出された冷却水を駆動水と
するジェットポンプと給水の一部を駆動水に用いるジェ
ットポンプとを有し、しかも残りの給水を給水スパージ
ャから原子炉圧力容器内に供給するＢＷＲ５１［プラン
トが記載されている。

本公告公報も、特公昭４３−２３１１７号公報と同様に
給水スパージャから下降環状流路を通ってジェットポン
プに吸引される冷却水が、冷却されることを示している
（コラム６．３７〜４４行）。

〔発明が解決しようとする課題〕

前述した各従来例は、熱交換器を原子炉圧力容器内に設
置してこの熱交換器でジェットポンプに吸引される冷却
水を給水の一部であるジェットポンプ駆動水にて冷却し
ているが、熱交換器に流入するジェットポンプに吸引さ
れる冷却水とジェットポンプ駆動水との温度差は５〜６
０℃程度であり、冷却される側の流量は冷却する側の流
量の１０倍もある。このため、原子炉圧力容器内に太き
な熱交換器を設置する必要があり、原子炉圧力容器内の
構造が複雑になる。

本発明の第１の目的は、原子炉の構造をｍ純化できる原
子炉プラントを提供することにある。

本発明の第２の目的は、ジェットポンプ内のキャビテー
ションの発生を防止し、炉心流量制御による原子炉出力
の大幅な変更が可能な原子炉プラント及び給水加熱装置
を提供することにある。

本発明の第３の目的は、ジェットポンプに吸引される給
水の温度上昇を抑制できる原子炉プラントを提供するこ
とにある。

本発明の第４の目的は、簡単な設備により給水スパージ
ャに供給する給水の温度を低下できる原子炉プラントを
提供するにある。

本発明の第５の目的は、水位制御を簡単に行える原子炉
プラント及び原子炉の給水流数制御装置を提供すること
にある。

本発明の第６の目的は、炉心流量制御を簡単に行える原
子炉プラント及び原子炉出力制御装置を提供することに
ある。

本発明の第７の目的は、異常時における水位の急激な変
動を抑制できる原子炉プラント及び原子炉保護装置を提
供することにある。

本発明の第８の目的は、運転状態を許容領域内に保持で
きる原子炉プラント及び原子炉保護装置を提供すること
にある。

本発明の第１の目的は、タービン出力の応答性を向上で
きる原子炉プラント及び原子炉の給水温度制御装置を提
供することにある。

本発明の第１０の目的は、負荷変更要求信号に応じて複
数の制御手段を相互干渉を避けて安定に制御できる原子
炉プラント及び統括制御装置を提供することにある。

〔課題を解決するための手段〕

第１の目的を達成するために給水の一部を駆動水として
ジェットポンプに導きしかも給水の残りをジェットポン
プに導く給水よりも低温の状態で給水スパージャに導く
給水供給手段を設けたものである。

第２の目的は、ジェットポンプに駆動水として導く給水
と給水スパージャに導く給水との温度差を調節する制御
手段を設けることによって達成できる。

第３の目的は、給水スパージャの内側に配置されて前記
ジェットポンプ側に伸び、しかも炉心から吐出された高
温の冷却材と給水スパージャから吐出された給水の混合
を抑制するバッフル筒を備えることによって達成される
ものである。

第４の目的は、給水を駆動水としてジェットポンプに導
く第１管路に給水加熱器を設け、給水を給水スパージャ
に導く第２管路を前記給水加熱器よりも上流側で第１管
路に取付けることによって達成されるものである。。

第５の目的は、測定された原子炉容器内の水位、原子炉
容器内に供給される給水の第１の流量及び原子炉から吐
出される蒸気の第２流量の三要素に基づいて、水位が所
定値になるように、給水のうち、原子炉容器内のジェッ
トポンプに駆動水として導かれる給水よりも温度が低い
給水であって原子炉容器内の給水スパージャに４かれる
給水の流量を制御する手段を備えることにより達成でき
る。

第６の目的を達成するために、原子炉出力調節のための
制御信号を出力する原子炉出力制御手段と、ジェットポ
ンプに給水の一部を導く駆動水を導く第１管路であって
加熱手段を有する第１管路に設けられ、しかも前記制御
信号に基づいて第１管路内の給水流量を調節する流量調
節手段とを備えたものである。

第７の目的は、トリップ信号が入力されたときに原子炉
出力調節のための第１制御信号及び原子炉容器内の水位
を所定レベルに保持するための第２制御信号の少なくと
も一方を修正する手段を備えることにより達成されるも
のである。

第８の目的は、給水の一部を加熱手段を介して駆動水と
してジェットポンプに導く第１管路に設けられた第１温
度計及び給水の残りを給水スパージャに導く第２管路に
設けられた第２温度計にて測定された各給水温度、及び
出力検出器にて測定された原子炉出力に基づいて原子炉
の運転状態が許容限界に達したか否かを判定する手段と
、その運転状態が許容限界に達した時に原子炉出力調節
のための制御信号を運転状態が前記許容限界を越えない
ように修正する手段とを備えることにより達成できる。

第９の目的は、タービンの回転速度を検出する手段の出
力から所定の変化成分を抽出する手段と、抽出された変
化成分に基づいて給水を加熱する加熱手段の加熱量を制
御する手段とを設けることにより達成できる。

第１０の目的は、入力した負荷変更要求信号の変動周期
及び変動幅を求める手段と、制御情報信号を出力すべき
制御装置を得られた変動周期及び変動幅に応じて複数の
制御装置の中から選択する手段を備えたことにより達成
される。

〔作用〕

第１の特徴によれば、給水スパージャに導く給水の一部
の温度をジエン１ヘポンプに導く給水の残りの温度より
も低くしているので、ジェットポンプ内に吸引される冷
却水の温度を低下させるための手段を原子炉内に設ける
必要がない。

第２の特徴においては、温度差制御手段によってジェッ
トポンプに導かれる給水の温度と給水スパージャに導く
給水の温度との差を所定温度以上に保持できるので、ジ
ェットポンプ内でのキャビテーションの発生を防止でき
る。

第３の特徴によれば、バッフル筒の設置により原子炉容
器内の高温の冷却材と給水スパージャから吐出された低
温の給水との混合を防止でき、ジェットポンプに吸引さ
れる給水の温度上昇が抑制される。

第４の特徴によれば、ジェットポンプに導かれる駆動水
としての給水が通過側る給水加熱器よりも上流側で給水
スパージャに導かれる給水が分流されているので、プラ
ントに設けられる給水加熱器の幾つかをバイパスさせる
簡単な設備で給水スパージャに供給する給水の温度を低
下させることができる。

第５の特徴においては、原子炉内に給水を供給する２つ
の系統の１つである給水スパージャに給水を供給する系
統の給水流量の制御によって原子炉容器内の水位制御が
可能であるので、水位制御を簡単に行うことができる。

第６の特徴によれば、上記の２つの給水系統の１つであ
るジェットポンプに駆動水としての給水を供給する系統
の給水流量の制御によって原子炉出力制御を実施できる
ので、原子炉出力制御を簡単に行える。

第７の特徴によれば、トリップ信号が発生したときに原
子炉出力調節用の制御信号及び水位調節用の制御信号の
少なくとも一方を修正されるので、異常状態に対応して
修正された制御信号により給水流量を制御することがで
き、異常時における原子炉容器内水位の急激な変動を抑
制できる。

第８の特徴によれば、給水スパージャに導く給水温度、
ジェットポンプに導く給水温度及び原子炉出力に基づい
て原子炉の運転状態が許容限界に達したときに、その運
転状態が許容限界を越えないように原子炉出力調節用の
制御信号が修正されるので、修正された制御信号により
ジェットポンプに導かれる給水の流量を調節でき、原子
炉の運転状態を許容領域内に保持できる。

第９の特徴によれば、測定されたタービン回転速度から
抽出された所定の変化成分に基づいて給水加熱器の加熱
器、すなわち抽気蒸気量を制御しているので、タービン
に供給される蒸気量を短時間にすばやく調節することが
可能になる。

第１０の特徴によれば、負荷変更要求信号の変動周期及
び変動幅に応じて複数の制御装置の中から適切な制御装
置を選択しているので、制御装置間の相互干渉を避ける
ことができる。

〔実施例〕

本発明の好適な一実施例であるＢＷＲ発電プラントを第
１図により以下に説明する。

炉心２は、原子炉圧力容器１内に設けられた筒状の炉心
シュラウド３内に配置され、多数の燃料集合体が装荷さ
れている。複数のＩＩ丁御捧４が炉心３内に挿入された
複数の制御棒駆動装置５が個々に制御棒４に連結されて
いる。スロート部７を有する複数のジェットポンプ６が
、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド３との間に形成さ
れる環状空間に配置されている。スロート部７は炉心２
より上方に位置している。給水スパージャ８は、スロー
ト部７の上方で原子炉圧力容器１内に設置され、ヘッダ
と給水を吐出する多数の噴射ノズルとを有している。噴
射ノズルは、ヘッダに設置され、ジェットポンプ６の方
向に向いている。給水スパージャ８は、給水配管３３の
原子炉圧力容器１への取付は位置よりも下方に設置され
る。これは、給水スパージャ８から噴出された低温の給
水ができるだけ低温のままジェットポンプ６に吸引され
るようにするためである。炉心シュラウド３の上端に、
筒状のライザ一部９が設けられる。ライザー部９の直径
は、炉心シュラウド３の直径と同しである。ライザ一部
９の上端は、給水スパージャ８の設置レベルよりも上方
に位置する。給水スパージャ８は、ライザ一部９の周囲
に配置されることになる。気水分踵器１０は、スタンド
パイプ１１を介してライザ一部９の頂部に取付けられる
。

次に、タービン回りの構造について述べる。高圧タービ
ン１３．低圧タービン１４及び発電機１５の各軸は、互
いに連結されている。ただし。

発電機１５は、低圧タービン１４に切離し可能に連結さ
れている。高圧タービン１３は、主蒸気管１７によって
原子炉圧力容器１に接続され、低圧タービン１４は主蒸
気管１８によって高圧タービン１３に接続される。復水
器１６は、低圧タービン１４の蒸気排出口（図示せず）
に連絡される。

蒸気止め弁１９及び蒸気加減弁２０が、主蒸気管１７に
設けられる。バイパス弁２２を有するバイパス配管２１
は、その一端が蒸気止め弁１９より上流側で主蒸気管１
７に接続され、その他端が復水器１６に接続されている
。給水配管３０は、復水器１６に接続される。この給水
配管３０には、復水器１６側から原子炉圧力容器１側に
向って、復水ポンプ２３．復水脱塩器２４．複数の低圧
給水加熱器２５及び複数の高圧給水加熱器２６がこの順
に設けられる。高圧給水加熱器２６の下流側の分岐点３
４で、給水配管３０は、給水配管３１（ジェットポンプ
駆動水用配管）と給水配管３３（給水スパージャ用供給
配管）とに分岐される。

給水ポンプ２８．最終段の高圧給水加熱器２７及び開閉
弁３５が、給水配管３１に順次設けられる。

第１図において、分岐点３４の下流側でしかも高圧給水
加熱器２７の下流側に配置されている給水ポンプ２８を
、第２図に示すように高圧給水加熱器２７の上流側に配
置してもよい。第２図のように給水ポンプ２８を高圧給
水加熱器２７の上流側に配置することによって、給水ポ
ンプ２８のサクション側に加わる給水の圧力が、後述す
る給水ポンプ２９のサクション側に加わる給水の圧力に
等しくなる。これは、高圧給水加熱器２８による圧力損
失が、給水ポンプ２８のサクション側への影響を回避で
きるからである。

給水配管３１は、原子炉圧力容器１内に導かれ、その先
端はジェットポンプ６のスロート部７の上方に開口する
ノズル３２になっている。給水スパージャ８は、ノズル
３２よりも上方に位置している。他方の給水配管３３は
、給水スパージャ８に接続される。給水ポンプ２９が、
給水配管３３に設置される。

低圧給水加熱器２５．高圧給水加熱器２６及び２７は、
それぞれ原子炉圧力容器１内で発生した蒸気の一部を導
入して給水を加熱する。すなわち。

低圧給水加熱器２５のシェル内側空間は、抽気弁３７を
有する抽気管３６によって低圧タービン１４に接続され
る。高圧給水加熱器２６のシェル内側空間は抽気管３８
によって高圧タービン１３に接続され高圧給水加熱器２
７のシェル内側空間は抽気管４０によって高圧タービン
１３に接続されている。抽気弁３９が抽気管３８に、抽
気弁４１が抽気管４０に設けられる。低圧給水加熱器２
５、高圧給水加熱器２６及び２７の各シェル内側空間は
、ドレン配管４２によって復水器１６に接続される。さ
らに、給水配管３１と給水配管３３とは、開閉弁４４を
有するバイパス管４３によって連絡されている。バイパ
ス管４３は、その一端が給水ポンプ２９より下流側で給
水配管３３に接続され、その他端が給水ポンプ２８と開
閉弁３５との間で給水配管３１に接続される。

なお、検出器としては、以下のものが設置されている。

５ｏは原子炉圧力容器１内の炉水位（ＬＲ）を検出する
水位計、５１はジェットポンプ６の駆動水となる給水配
管３１内の給水流ｒ＆（ジェットポンプ駆動水流量：Ｗ
Ｊ）を検出する流量計、５２は給水スパージャ８より原
子炉圧力容器１内に供給される給水配管３３内の給水流
量（給水スパージャ流量：Ｗｓ）を検出する流量計、及
び５３は主蒸気管１７内を流れる主蒸気流量（Ｗ　Ｍ）
を検出する流量計である。水位計５０は原子炉圧力容器
１に、流量計５１は給水配管３１に、流量計５２は給水
配管３３に、及び流量計５３は主蒸気管１７にそれぞれ
取付けられる。さらに、５４は給水配管３１に取付けら
れて給水配管３１内の給水（ジェットポンプ駆動水）の
温度（Ｔ　Ｊ　）を検出する温度計、５５は給水配管３
３に取付けられて給水配管３３内の給水（給水スパージ
ャ水）の温度（Ｔｓ）を検出する温度計、５６は炉心２
内に設置されて原子炉出力（Ｑ’Ｒ）を検出する出力検
出器、５７は主蒸気管１７に設けられて主蒸気圧力（Ｐ
ｓ）を検出する圧力計、及び５８はタービンの回転数（
Ｎａ）を検出する回転計である。

水位計５０．流量計５１．５２及び５３．温度計５４及
び５５及び出力検出器５６にて検出された各状態量は、
水位・出力制御装置７０に伝えられる。給水・出力制御
装置７ｏは、給水ポンプ２８及び２９、及び開閉弁３５
及び４４を制御する。圧力計５７及び回転計５８にて検
出された各状態量は、タービン制御装置８０に伝えられ
る。

タービン制御装置８０は、蒸気止め弁１９．蒸気加減弁
２０及びバイパス弁２２を制御する。その他の制御装置
として、温度計５４及び５５の出力信号に基づいて抽気
弁４１の開度を調節する給水温度制御装置４６．タービ
ン制御装置８０の出力信号に基づいて抽気弁３７，３９
及び４１の開度を制御する抽気弁制御装置９０、及び各
制御棒駆動装置５を制御する制御捧駆動装置制御装ｖｉ
１００が設けられている。４７は給水温度制御装置４６
及び抽気弁制御装置９０の出力信号のうち前者の出力信
号を優先して抽気弁４１に伝える信号選択器である。さ
らに、水位・出力制御装置７０．タービン制御装置ｉ！
８０．抽気弁制御装置９０及び制御棒駆動装置制御装置
１００を統括するものとして、統括制御装置６０がある
。

以上の構成を有する本実施例のＢＷＲｑｆｆｉプラント
の作用の概略を以下に示す。

本実施例における原子炉出力の制御は、制御棒４の炉心
への出入れ及び炉心流量（炉心２に供給される冷却水流
量）の調節によって行われる。

炉心２で発生した蒸気は、ライザ一部９内を上昇し、気
水分離器１０内に導かれる。気水分離器１０は、蒸気に
同伴される冷却水を分離するものである。分離された冷
却水は、ライザ一部９と原子炉圧力容器１との間に形成
される環状下降流路４５内に向って流下する。一方、気
水分離器１０にて冷却水を取除かれた蒸気は、主蒸気管
１７を通って高圧タービン１３．さらに主蒸気管１８を
経て低圧タービン１４に導かれる。プラントの通常運転
時では、蒸気止め弁１９及び蒸気加減弁２０は開いてお
り、バイパス弁２２は閉じている。

蒸気は、高圧タービン１３及び低圧タービン１４を回転
させる。これらのタービンに連結されている発電機１５
も同時に回転する。低圧タービン１４から復水器１６に
排気された蒸気は、復水器１６内で凝縮されて水になる
。この凝縮水は、給水として給水配管３０，３１及び３
３を通って原子炉圧力容器１内に再び供給される。すな
わち、復水器１６内の凝縮水、すなわち給水は、復水ポ
ンプ２３にて昇圧され、復水脱塩器２４にて浄化された
後、低圧給水加熱器２５及び高圧給水加熱器２６の各伝
熱管内を通って分岐点３４に達する。

低圧給水加熱器２５及び高圧給水加熱器２６のシェル内
側空間には、抽気管３６及び３８にて低圧タービン１４
及び高圧タービン１３からそれぞれ抽気された蒸気が供
給される。各抽気蒸気の流量は、抽気弁３７及び３９に
よって制御される。各給水加熱器２５及び２６の伝熱管
内に導かれた給水は、各シェル内側空間に供給された抽
気蒸気によって加熱され、昇温される。抽気蒸気は、給
水を加熱することによりシェル内側空間内で凝縮され、
ドレンになる。このドレンは、ドレン配管４２により復
水器１６に戻される。

さて、分岐点３４に達した給水の一部は、給水配管３３
を通って給水ポンプ２９にて昇圧された後、給水スパー
ジャ８から原子炉圧力容器１内の環状下降流路４５内に
吐出される。給水スパージャ８から吐出された冷却水は
、後述するように原子炉圧力容器１内の水位の調節にも
寄与する。

他方、分岐点３４に達した給水の残りは、給水ポンプ２
８にて昇圧され、高圧給水加熱器２７の伝熱管内に導か
れて昇温された後、ノズル３２からジェットポンプ６内
に吐出される。ジェットポンプ６内にノズル３２から給
水を吐出することによって、環状下降流路４５内に存在
する冷却水がジェットポンプ６内に吸引される。高圧給
水加熱器２７のシェル内側空間には、抽気管４０にて高
圧タービン１３から抽気された高温の蒸気が供給される
。抽気管４ｏは、抽気管３８よりも前段の位置で高圧タ
ービン１３から蒸気を抽気する。従って、抽気管４０に
て抽気される蒸気の温度は、抽気管３８にて抽気される
その温度よりも高い。

高圧給水加熱器２７のシェル内側空間に導かれた抽気蒸
気は、伝熱管内を流れる給水を加熱し、凝縮されてドレ
ンになる。このドレンも、ドレン配管４２により復水器
１６に導かれる。

給水配管３１を流れる給水は、ジェットポンプ６の駆動
水として寄与する。ジェットポンプ６からは、ノズル３
２から吐出された給水及びジェットポンプ６内に吸引さ
れた環状下降流路４５内の冷却水が混合された状態で吐
出される。ジェットポンプ６から吐出された冷却水は、
炉心２内にその下方から導かれる。

以上述べた本実施例は、（１）温度の異なる二種類の給
水の利用、（■）給水により炉心流量制御（制御棒に比
べて微調性の出力制御）及び水位制御、（ＩＩＩ）異常
時における保護制御、及び（ＪＶ）発電機出力の応答性
を向上させる制御を実施している。これらについて以下
類を追って詳細に説明する。

（１）温度の異なる二種類の給水の利用本実施例は、高
圧給水加熱器２７の上流で分流された給水の一部を高圧
給水加熱器２７を通さないで給水スパージャ８から原子
炉圧力容器１内に供給し、給水の残りを高圧給水加熱器
２７を介して原子炉圧力容器１（具体的にはジェットポ
ンプ６）内に供給している。。従って、給水配管３３に
より給水スパージャ８に供給される給水の温度は、給水
配管３１によりジェットポンプ６内に駆動水として供給
される給水の温度よりも高圧給水加熱器２７にて加熱さ
れない分だけ低くなっている。

逆に言えば、ジェットポンプ６の駆動水として用いられ
る給水は、高圧給水加熱器２７にて加熱されるだけ給水
スパージャ８に供給される給水よりも温度が高い。しか
しながら、ジェノ１−ポンプ６及び給水スパージャ８に
供給される給水の温度は、いずれも原子炉圧力容器１内
の冷却水の温度よりも低い。それらの給水の温度差は、
給水温度制御装置４６による抽気弁４１の開度制御によ
って所定の値に調節される。給水温度制御装置４６は、
第３図に示すように温度推定器４６Ａ、加算器４６Ｂ及
び４６Ｃ２制御器４６Ｄ及び関数発生器４６Ｅを有して
いる。温度推定器４６Ａは、温度計５５にて測定された
給水配管３３内の給水（給水スパージャ水という）の温
度Ｔｓに基づいてジェットポンプ６に吸引されるサクシ
ョン水流４５Ａ（第４図）の温度ＴＪＳＣを求める。温
度計５４にて測定された給水配管３１内の給水（ジェッ
トポンプ駆動水という）の温度ＴＪと温度ＴＪＳＣとの
差ΔＴが、加算器４６Ｂにて求められる。関数発生器４
６Ｅは、原子炉出力ＱＲと設定温度差ΔＴ。

との関係式の特性Ｌ３を記憶している。設定温度差ΔＴ
ｏは、原子炉出力ＱＲに対応して定まる。

特性［５３は、後述する第１０図の警報発生ラインＬ２
よりも下方に位置するものでジェットポンプ駆動水と給
水スパージャ水の温度差が必要な値になるように設定し
ている。関数発生器４６Ｅは、出力検出器５６にて測定
された原子炉出力ＱＲに対応する設定温度差ΔＴＯを出
力する。関数発生器４６Ｅから出力された設定温度差Δ
ＴＯ及び加算器４６Ｂから出力された温度差ΔＴが、加
算器４６Ｃに入力される。加算器４６Ｃは設定温度差Δ
Ｔｏ　と温度差ΔＴとの偏差ＴＸを求める。制御器４６
Ｄは、偏差Ｔｘに基づいて抽気弁４１に対する開度信号
ＳＴｌを出力する。開度信号ＳＴｔは、信号選択器４７
に伝えられる。信号選択器４７は、抽気弁制御装置９０
の出力である開度信号ＳＴｘよりも開度信号ＳＴｔ　を
優先して抽気弁４１に伝えるものであり、開度信号ＳＴ
ｚが出力されないとき、すなわち開度信号ＳＴＺが後述
のレベル０である信号Ｖ４に対応する信号であるときに
は開度信号ＳＴ１を選択して抽気弁４１に伝える。すな
わち、抽気弁制御装置９０の抽気弁開度制御器９１　（
第１４図）が機能する（第１４図の加算器９１Ａの出力
である偏差信号Ｕが負である場合）とき以外は、抽気弁
４１の開度は給水温度制御袋５！４６の出力である開度
信号Ｓ　’ｒ　１により調節される。このようにしてノ
ズル３２から吐出されるジェットポンプ駆動水よりも所
定の温度差だけ低い温度を有する給水スフ８−ジヤ水が
給水スパージャ８から原子炉圧力容器１内に供給される
ので、環状下降流路４５を降下する冷却水温度が低下し
、ひいては温度の低い冷却水がノズル３２から噴出され
る給水によりジェットポンプ６内に吸引される。このた
め、ジェットポンプ６のキャビテーションの発生が防止
できる。前述の両方の給水の温度差は１通常運転時にお
いて所定値を満足するように制御される。しかしながら
、両方の給水間の温度差が所定値を満足すれば、給水配
管３１内を流れる給水の温度を著しく高くしてもよいと
いうものではない。この点に関して重要なことは、炉心
特性上要求される炉心入口における冷却水のエンタルピ
に基づき更に気水分離器１０にて分離されて環状下降流
路４５に流下する冷却水のエンタルピ及び給水配管３１
及び３３内の各給水のエンタルピを考慮して、給水配管
３１内の給水の温度が決定される。このように決定され
た給水配管３１内の給水温度は、給水配管３３内の給水
の温度から所定値だけ高い温度になるように抽気弁４１
の開度を制御することにより調節される。

以上述べたように、本実施例の如く給水配管３１及び３
３内を流れる給水に温度差を付ける（給水配管３３内の
給水温度を低）ことによって、従来例のように原子炉圧
力容器１内に熱交換器を設ける必要がなく、原子炉圧力
容器１内の構造が著しく単純化できるにのため、原子炉
圧力容器１内への炉心構造物の取付は作業も著しく容易
になる。原子炉圧力容器１内に熱交換器を設ける必要が
ないので１原子炉を小型化できる。さらには、従来例で
必要となる高レベルに放射化された原子炉圧力容器１内
の熱交換器の保守点検作業がなくなる。また９本実施例
は、原子炉圧力容器１の外部にあって給水の加熱に必要
な高圧給水加熱器２７による加熱の実施及び不実施によ
り、給水配管３１内の給水の温度と給水配管３３内の給
水の温度との差を大きくすることができ、ジェットポン
プ６内に吸引される冷却水（環状下降流路４５内の冷却
水）の温度を従来例よりも著しく低下できる。

従って、本実施例は、従来例に比べてジェットポンプ６
でのキャビテーションの発生を防止できる範囲が著しく
増大し、炉心流量制御にて原子炉出力の大幅な変更が可
能となる。このような本実施例は、負荷追従運転の実施
が容易になり、炉心流量制御による大幅な負荷追従運転
が可能になる。

ちなみに、従来例では、ジェットポンプ駆動水の温度と
環状下降流路の冷却水温度との差の設定に限界があり、
原子炉圧力容器内に設置された熱交換器を用いたジェッ
トポンプ駆動水による環状下降流路の冷却水の冷却効果
も少なく、ジェットポンプに吸引される冷却水の温度の
低下が少ない。

このため、従来例では、ジェットポンプでキャビテーシ
ョンを防止できる範囲が本実施例よりも狭く、負荷追従
運転における大幅な原子炉出力変更時におけるキャビテ
ーションの発生に対処できない。さらには給水配管３３
が給水系に必要な機器である高圧給水加熱器２７の上流
側で分岐されているので、給水配管３３内の給水の温度
を給水配管３１内のその温度よりも低くするために冷却
装置を必要としなく、また給水配管３１内の給水を加熱
するために新たな加熱器の設置を必要としない。本実施
例では、従来、原子炉圧力容器１を取囲む格納容器内に
設置されていた再循環系配管を有する再循環系または構
造が複雑なインターナルポンプを設ける必要がなく、給
水ポンプ２８及び２９を格納容器外に設置しているので
、格納容器を小型化でき、しかも格納容器内の構成も単
純化できる。再循環系及びインターナルポンプが不要と
なってこれらの保守点検が不要となるので、原子炉プラ
ントの保守点検時間が短縮される。

本実施例では最終段の高圧給水加熱器２７の上流で給水
配管３３を分岐したが、定格出力の絶対値の異なるＢＷ
Ｒ発電プラントに対しては必要に応じて最終段の高圧給
水加熱器２７から二段または三段上流側の給水加熱器の
上流側で給水配管３３を給水配管３０から分岐してもよ
い。これによって前述の実施例に比べ給水配管３３内の
給水の温度を給水配管３１内の給水の温度よりも著しく
下げることができる。原子炉プラントに必要な給水加熱
器のうちの一部、特に最終段の高圧給水加熱器をバイパ
スさせて給水の一部を給水スパージャ８に導いているの
で、簡単な設備で給水スパージャ８に導く給水を、ジェ
ットポンプ６に駆動水として供給される給水よりも温度
を低下させることができる。

原子炉プラントの熱効率を向上させるためには、抽気弁
４１を全開状態に近くなるように開度を設定し、この状
態を保持して大幅な開度制御を行わないことが望ましい
。このため、原子炉出力ＱＲに応じて給水加熱器２７出
口での給水配管３１内の温度が給水配管３３内の温度よ
りも設定温度差ΔＴｏだけ高くなるように抽気配管４０
の流入口の接続位置及び抽気配管４０の抽気蒸気量を設
定することが望ましい。

本実施例における温度の異なる二種類の給水の利用は、
以下の検討結果によってもたらされたものである。

従来の炉心核熱設計によれば、再循環系で駆動される炉
心流量Ｗｅは全給水流、ｊｉＷＦｗ（定常運転時には主
蒸気流量ＶＭＳに等しい）の約７倍になる。

したがって、従来の炉心設計を基準にすれば、全ての給
水を、直接、駆動水としてジェットポンプ６に振り向け
たとしても、ジェットポンプ６は次式で定法されるＭ比
として約６．０　　が必要となる。

しかし、実際は、原子炉水位を制御するために全給水流
量の一部を給水スパージャ８に分岐点３４で分流する必
要があるにれは、原子炉水位（炉水位ともいう）を他の
変数と独立に制御する必要があるからである。仮りに全
給水量の１／３が給水スパージャ８に、残り２／３がジ
ェットポンプ６に振り分けられたとする。給水スパージ
ャ流量をＷｓ、ジェットポンプ駆動水流量をＷ、＋　と
し、炉心核熱設計が同じであるとすると、次式が成立す
る。

Ｗｃ＝　７　ＷＦＷ ＝（Ｍ＋１）　　・−ＷＦＷ 故に、必要なＭ比は９．５　となる。ちなみに、再循環
系を持つ、ＢＷＲのジェットポンプのＭ比は定格出力時
で２．５　前後である。

Ｍ比を増大するには、基本的に次の４つの手法が考えら
れる。

（１）ジェットポンプの駆動水の圧力を高くし、ジェッ
トポンプスロート部を流れる駆動水の流速を高める。

（２）ジェットポンプの必要吐出圧力を小さくする。

（３）ジェットポンプに吸引されるサクション水流の温
度を下げる。

（４）多段ジェットポンプを用いる。

ここで、ジェットポンプの特性を第３図によって示す。

ジェットポンプ駆動水流３１Ａによってサクション水流
（環状下降流路４５の冷却水の流れ）４５Ａがスロート
部７内に吸引され、それらの水流が混合された後、ジェ
ットポンプ６のデイフユーザ６Ａを介してジェットポン
プ６の出口６Ｂに導かれる。第４図はさらに、このとき
のサクション水流４５Ａの圧力Ｐｓとジェットポンプ駆
動水流の圧力ＰＤの変化を流れ方向に沿って示している
。

スロート部７で両者の水流の圧力が最小圧力ＰＭとなり
、その後、デイフユーザ６Ａの効果で水流の圧力が上昇
し、出口６Ｂにおいて吐出圧力Ｉ〕。

が得られる。ところで、Ｍ比を大きくするために、上記
（１）の方策を採用して著しく大きな圧力ｐｏ、言いか
えれば流速が著しく速い駆動水流３１Ａを用いると、サ
クション水流４５Ａがスロート部７で飽和圧力よりも低
くなり、気泡が発生する（キャビテーションという）、
キャビテーションが発生するとジェットポンプ６の効率
は著しく悪くなり、機器を損傷する場合もある。したが
って、キャビテーションが発生しないようにして、かつ
Ｍ比を大きくすることが肝要である。

ジェットポンプ６にキャビテーションを起させずにＭ比
を大きくとる手法は、キャビテーションの発生がスロー
ト部７の圧力ＰＭがサクション水流４５Ａの飽和圧力よ
りも低くなって生じる沸騰に起因するのであるから、サ
クション水流４５Ａの温度を十分低くして、圧力ＰＭで
沸騰しないようにすることである。すなわち、前述の（
３）の手法の採用である。この考えに基づいた従来例が
前述の特公昭４３−２３１１７号公報「原子炉装置」で
ある。この従来例はサクション水流の温度を低下させる
手段として、第４図の給水配管３１に原子炉圧力容器１
内で熱交換器の伝熱管群を接続し、この給水配管にて供
給されるジェットポンプ駆動水とサクション水流との間
で熱交換を行なわせるものである。この従来のジェット
ポンプ駆動水とサクション水流の温度差は僅かであり、
又熱交換器の長さも、大きさも十分なスペースがとれな
いので実用上の問題があった。なお、この従来例は。

（４）の手法をも用いている。

そこで、実用的な手法を種々検討した結果、「給水スパ
ージャ８から供給される給水の温度をジェットポンプ駆
動水として用いる給水の温度よりも十分低くすればよい
」との結論に達した。

なお、本実施例では、（２）の手法も採用し、ジェット
ポンプ６の吐出圧力Ｐａが小さくなる原子炉構成にして
いる。吐出圧力Ｐｏを、主として炉心２．炉心出口室（
プレナム）、気水分離器１０およびスタンドパイプ１１
に基づく圧力損失（静圧＋動圧）よりも大きくする必要
がある。このため、炉心出口室を炉心の２の上方に長く
伸ばした室（例えば給水スパージャ８付近まで伸ばした
室）すなわちライザ一部９が設けられている。ライザー
はチムニ−とも称する。この結果、炉心２上方に二相流
が多く存在し、気泡の浮力に基づく自然循環力が増大す
る。この自然循環力によって、冷却水が駆動されるため
、ライザ一部９を設けない場合に比べてジェットポンプ
６の必要な吐出圧力を小さくすることが出来る。第３図
の吐出圧力Ｐａはジェットポンプ駆動水流３ＬＡの圧力
Ｐ。

の大きさに左右される。吐出圧力Ｐｏが十分小さければ
ジェットポンプ６はあまり大きな圧力Ｐ。

を有するジェットポンプ駆動水で駆動しなくても、Ｍ比
を大きくとることが可能である。

（■）給水による炉心流量制御及び水位制御本実施例に
おける炉心流量及び水位制御は、水位・出力制御装置７
０によって行われる。水位・出力制御袋［１７０は、第
５図に示すように水位制御器７１．炉出カマスターコン
トローラ７２及びプラント状態判定部７３から構成され
ている。

水位制御器７１の構成は、第６図に示されている。水位
制御器７１は、調節器７１Ａ、スイッチ７１Ｂ、加算器
７１Ｃ，７１Ｄ、７１Ｅ及び７１Ｆを有している。水位
制御器７１には、水位計５０にて測定された炉水位ＬＲ
，流量計５１にて測定されたジェットポンプ駆動水流量
ＷＪ　、流量計５２にて測定された給水スパージャ流に
Ｗｓ、流量計５３にて測定された主蒸気流量ＷＭ及び統
括制御装置６０から出力された三要素／−要素制御切替
信号Ｓθ＾が入力される。スイッチ７１Ｂは。

入力した三要素／−要素制御切替信号Ｓ９＾が三要素制
御を指示している場合には閉され、三要素／−要素制御
切替信号Ｓｏ＾が一要素制御を指示している場合には開
される。三要素／−要素制御切替信号Ｓ９＾が一要素制
御を指示するのは、タービン１３及び１４が併入される
原子炉出力（約１０％出力）に達するまでの間である。

加算器７１ｃは入力した炉水位ＬＲと炉水位設定値ＬＲ
Ｏとの偏差を求める。加算器７１Ｅは、ジェットポンプ
駆動水流量Ｗ、＋　と給水スパージャ流量Ｗｓとを加算
する。加算器７１Ｆは、加算器７１Ｅの出力信号と主蒸
気流量ＷＭとの偏差を求める。スイッチ７１Ｂが三要素
／−要素制御切替信号Ｓ９＾（三要素制御を指示）に基
づいて閉されている場合には、加算器７１Ｆから出力さ
れた偏差信号が加算器７１Ｄに入力される。スイッチ７
１Ｂが三要素／−要素制御切替信号ｓ９＾（−要素制御
を指示）に基づいて開されている場合には、加算器７１
から出力された偏差信号は加算器７１Ｄに入力されない
。加算器７１Ｄは、スイッチ７１Ｂが閉されている時（
原子炉出力が１０％を越える時）に加算器７１Ｃ及び７
１Ｆの各出力信号を入力し、各々の信号を加算する。ス
イッチ７１Ｂが開されている時（原子炉出力が１０％以
下の時）。

加算器７１Ｄは加算器７１Ｃの出力信号をそのまま出力
する。調節器７１Ａは、加算器７１Ｄの出力信号に基づ
いて炉水位が炉水位設定値ＬＲＯになるように給水スパ
ージャ流量要求信号Ｗ　ｓ　ｏを出力する。この給水ス
パージャ流量要求信号Ｗ　ｓ　ｏが、水位制御器７１の
出力となり、プラント状態判定器７３に入力される。

炉出カマスターコントローラ７２は、第７図に示す構成
を有している。すなわち、炉出カマスターコントローラ
７２は、調節器７２Ａ及び固定端子Ａ及びＢの間で切替
わるスイッチ７２Ｂを有している。炉出カマスターコン
トローラ７２には、統括制御装置６０から出力される負
荷変更要求信号εＬｏＡＤ、手動負荷変更要求信号εＮ
及び手動／自動切替信号Ｓｓａが入力される。

これらの負荷要求信号は、実際の原子炉出力と目標の原
子炉出力との差（または発電機１５の実際の電気出力と
目標の電気出力との差）である。

負荷変更要求信号εＬＯＡＤは固定端子Ａに入力される
。固定端子Ｂには、手動負荷変更要求信号εにが入力さ
れている。スイッチ７２Ｉ３は１手動／自動切替信号Ｓ
ｅａが手動を指示している場合に固定端子Ｂに接続され
る。調節器７２Ａは、負荷変更要求信号εし。＾Ｄまた
はεＨを入力し、各負荷変更要求信号が零になるように
ジェットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ　Ｊ　Ｏを出力す
る。この要求信号Ｗ　Ｊ　Ｏは、プラント状態判定器７
３に入力される。

第８図に示されるプラント状態判定器７３は、ＢＷＲ発
電プラントが正常に作動している場合（異常状態ではな
い）には、入力した給水スパージャ流量要求信号Ｗ　Ｊ
　Ｏ及びジェットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ　Ｊ　Ｏ
の各値をそのまま給水スパージャ流量要求信号ＷＳＰ及
びジェットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ　Ｊ　Ｄとして
出力する。プラント状態判定器７３の詳細な構成及び機
能は次項の（ＩＩＩ）にて説明する。

給水スパージャ流量要求信号Ｗｓｐは、給水ポンプ２９
に入力される。給水ポンプ２９は、給水スパージャ流量
要求信号Ｗｓｐに応じて回転数を変化させ、炉水位ＬＲ
が炉水位設定値ＬＲＯになるように給水配管３３内を流
れる給水の流量を調節する。

これにより原子炉出力の如何にかかわらず、炉水位ＬＲ
を所定レベルに確保することができる。

ジェットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ　Ｊ　ｏは、給水
ポンプ２８に入力される。給水ポンプ２８は、ジェット
ポンプ駆動水流量要求信号ＷＪＤに応じて回転数を変化
させ、原子炉出力ＱＲが所定の原子炉出力になるように
給水配管３１内を流れる給水の流量を調節する。給水配
管３１内の給水の流量の制御は、従来の再循環配管を有
する再循環系と同様にジェットポンプから吐出される炉
心流量を調節することになり、原子炉出力の制御につな
がる。本実施例の給水配管３１内の給水による炉心流量
変化に基づく微細な原子炉出力の制御は、特公昭５７−
１１０３８号公報に示された炉心流量による出力制御領
域（ＰＣＭＩを開始する出力を越えた高出力領域）にて
行われる。Ｐ　ＣＭ　ｒを開始する出力以下の領域での
出力制御は、特公昭５７−１１０３８号公報と同様に制
御棒４にて行われる。

ジェットポンプの駆動水流量の制御によって原子炉出力
を変えることは、本実施例と再循環系を有する従来のＢ
ＷＲ発電プラントと同じである。

しかし、従来プラントの再循環系はジェットポンプのサ
クション水流とほぼ同じ温度を有するジェットポンプ駆
動水流を用いる。これに対して、本実施例では、ジェッ
トポンプ駆動水流３１Ａの温度変化の影Ｗ（Ｍ比が１０
であれば約１／１０程度）を受けて、炉心流量の温度も
わずかに変化するので、これがさらに炉心ボイド反応度
を変化させる。従って、本実施例における原子炉出力の
変化特性は、第９図に示すように従来の再循環系を用い
た場合とわずかながら異なる。前者の変化特性は、後者
のそれよりも高いレベルになる。

本実施例は、原子炉圧力容器１内の水位制御が水位制御
器７１の出力信号に基づいて一方の給水ポンプの回転数
を制御し給水配管３３内の給水流量を調節することによ
り行われ、その際に給水ポンプ２８の回転数が制御され
ないので、水位制御が簡単にできる。また、原子炉出力
の制御は、炉出カマスターコントローラ７２の出力信号
に基づいて一方の給水ポンプ２８の回転数を制御すれば
よいので、簡単に行うことできる。

（０１）異常時における保護制御 従来の再循環系を有するＢＷＲ発電プラントでは、全給
水流ｆｆｉＷＦｗを用いて炉水位の制御を行なっていた
。しかし、本実施例では、給水の大部分（２・ＷＦＩ／
３）が、ジェットポンプ６内に吐出された原子炉出力制
御のために用いられ、残りの給水（ＷＦｗ／３）が炉水
位制御のために、用いられる。したがって炉水位の５１
！！能力が、従来の再循環系を有するＢＷＲ発電プラン
トに比べて少なくなる。これでも、通常運転時には、問
題が生じない。ＢＷＲ発電プラントのプラント状態が大
幅で急激な変化を伴う場合及びそれが異常の場合には、
炉水位の減少大幅な変動が生じる可能性がある。このよ
うな現象の発生の可能性は、回避する必要がある。そこ
で、本実施例は、これに対して２つの対策を講じている
。

第１には、給水ポンプ２８及び２９の容量を大きくする
ことである。給水ポンプ２８及び２９の最低必要容量は
、本実施例では前述したように２ＷＦＷ／３及びＷＦ！
／３である。これらのポンプ容量を大きくすれば、それ
だけ原子炉出力の制御範囲及び炉水位の制御範囲が広く
なる。このため、給水ポンプ２９のポンプ容量を３００
％、給水ポンプ２８のポンプ容量を１０５％及び復水ポ
ンプ２３のポンプ容量を従来の１．７倍にする。これに
より、急激な炉水位ＬＲの低下が生じたとしても、−時
的に給水スパージャ流量Ｗｓを増大させることができる
。

第２には、プラント状態判定器７３による保護である。

プラント状態判定器７３の構成を第８図に基づいて説明
する。プラント状態判定器７３は、流量要求信号調節器
７３Ａ及び７３Ｂ、リミッタ−７３Ｃ，状態判定器７３
Ｄ、温度推定器７３Ｅ。

運転状態判定器７３Ｆ及び加算器７３Ｇを有している。

プラント状態判定器７３は、トリップ信号ＳＷｔ　、Ｂ
ＷＲ発電プラントに設けられた検出器にて測定されたプ
ラント状態量Ｘｐ　、温度計５４にて測定された給水配
管３１内の給水温度ＴＪ。

温度計５５にて測定された給水配管３３内の給水温度Ｔ
ｓ　、及び出力検出器５６にて測定された原子炉出力Ｑ
Ｒ、さらに前述のスパージャ流量要求信号Ｗｓｏ及びジ
ェットポンプ駆動水流量要求信号ＷＪＤを入力する。

状態判定器７３Ｄは、トリップ信号ＳＷＴを入力した後
、そのトリップ信号ＳＷｔの影響を受けるプラント状態
量Ｘｐが所定の規定レベルを逸脱したか否かを判定する
。ｌ−リップ信号ＳＷＴを入力しない時及びトリップ信
号ＳＷ↑を入力してもプラント状ＭｍＸＰが規定レベル
内にある時、状態判定器７３Ｄは、弁切替信号８９Ｃと
して開閉弁３５に開信号、開閉弁４４に閉信号を出力し
ている。そのプラント状態ｉＸｐが所定の規定レベルを
逸脱したと判定された時、状態判定器７３Ｄは流量要求
信号調節器７３Ａ及び７３Ｂの少なくとも一方にトリッ
プ信号Ｓｗｒに応じた流量要求信号の変化指示信号Ｓｓ
及びＳ、＋の少なくとも一方の該当信号を出力すると共
に、トリップ信号ＳＷＴに応じて開閉弁３５を閉にして
開閉弁４４を開にする弁切替信号Ｓ９ａを開閉弁３５．
４４に出力する。トリップ信号ＳＷｔによっては、開閉
弁３５゜４４の開閉を切替える必要が生じない。流量要
求信号調節器７３Ａは、変化指示信号ＳＳを入力してそ
の信号Ｓｓに応じてスパージャ流量要求信号Ｗｓｏを修
正し、スパージャ流量要求信号Ｗｓｐとして給水ポンプ
２９に出力する。流量要求信号調節器７３Ｂは、前述の
変化指示信号Ｓ、＋　を入力してその信号ＳＪ　に応じ
てリミッタ−７３Ｃから出力されるジェットポンプ駆動
水流量要求信号Ｗ　Ｊ　Ｏ’を修正し、ジェットポンプ
駆動水流量要求信号ＷＪＤとして給水ポンプ２８に出力
する。リミッタ−７３Ｃは、運転状態判定器７３Ｆから
出力される判定結果信号ＬＭが零の場合（１転状態が正
常な場合）には、ジェットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ
　Ｊ　Ｏをそのままジェットポンプ駆動水流量要求信号
Ｗ　Ｊ　Ｏ’　として流量要求信号調節器７３１’３に
出力する。

流量要求信号調節器７３Ａ及び７３Ｂ、状態判定器７３
Ｄの作用を具体的なトリップ信号ＳＷＴ、例えば「主蒸
気隔離弁閉」信号について説明する。

「主蒸気隔離弁閉」信号で制御棒４の炉心２への急速挿
入により原子炉はスクラムされる。状態判定器４３Ｄは
、「主蒸気隔離弁閉」信号を入力した後、炉水位ＬＲが
所定の規定レベルまで低下した時、［給水スパージャ流
量要求信号Ｗｓｏの増加」の変化指示信号Ｓｓ、「ジェ
ットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ　Ｊ　Ｏ’の保持」の
変化指示信号ＳＪ及び開閉弁３５を閉にして開閉弁４４
を開にする弁切替信号Ｓ９０を出力する。トリップ信号
ＳＷＴが「主蒸気隔離弁閉」信号である場合には、変化
指示信号Ｓｓ及びＳＪ、及び弁切替信号Ｓ９ｃが出力さ
れる。弁切替信号Ｓｅｃによって、開閉弁３５が閉され
、開閉弁４４が開される。流量要求信号調節器７３Ａは
、変化指示信号Ｓｓに基づいて給水スパージャ流量要求
信号Ｗｓｏを増加させた給水スパージャ流量要求信号Ｗ
ＳＰを出力する。流量要求信号調節器７３Ｂは、変化指
示信号ＳＪに基づいてジェットポンプ駆動水流量要求信
号Ｗ　Ｊ　ｃ）　’　をジェットポンプ駆動水流量要求
信号ＷＪＤとして出力する。これらの信号によって給水
ポンプ２８の回転数は変化しないが、給水ポンプ２９の
回転数は増加される。給水ポンプ２８から吐出された給
水は、給水配管３１．バイパス配管４３及び給水配管３
３を経て給水スパージャ８より原子炉圧力容器１内に供
給される。給水スパージャ８がら供給される給水流量は
増大するが、給水・出力制御装置７０．特に水位制御器
７１の機能により原子炉圧力容器１内の炉水位ＬＲは所
定の規定レベルに保持される。なお、弁切替信号ｓ９ｃ
にて開閉弁３５を閉、開閉弁４４を開にするのは、ノズ
ル３２から吐出された給水の作用に基づくジエツＩ−ポ
ンプ６の駆動によりスクラムされた原子炉の炉心２内に
多量の炉心流量が供給されるのを防止するためである。

タービントリップが生じた時、状態判定器７３Ｄは、弁
切替信号Ｓｅｃを出力せず、給水スパージャ流量要求信
号Ｗｓｏ及びジェットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ　Ｊ
　Ｏ’　を所定レベルまで減少させる変化指示信号Ｓｓ
及びＳＪ　を出力する。

上記の構成により、各種のトリップ時に炉水位ＬＲが急
激に変動することを防止できる。

状態判定器７３Ｄは、種々のトリップ信号５ｌｊｒに対
する変化指示信号Ｓｓ及びＳＪ及び弁切替信号Ｓｅｃを
記憶しているメモリを有している。このメモリは、状態
判定器７３Ｄとは別に設置してもよい。状態判定器７３
Ｄは、入力したトリップ信号ＳＷｔに対応し各信号を上
記メモリから検索する。

プラント状態判定器７３は、前述の流量要求信号調節器
７３Ａ及び７３Ｂ及び状態判定器７３Ｄからなるトリッ
プ時に各流量要求信号を補正する第１保護部と、後述の
運転状態が許容範囲を逸脱した時にジェットポンプ駆動
水流量要求信号を制限する第２保護部を有している。次
に第２保護部について詳細に説明する。

温度推定器７３Ｅは、温度推定器４６Ａと同じく、給水
スパージャ水の温度Ｔｓに基づいてジェットポンプ６に
吸引されるサクション水流４５Ａの温度ＴＪＳＣを求め
る。ジェットポンプ駆動水の温度ＴＪ　と温度ＴＪＳＣ
との温度差ΔＴが加算器７３Ｇにて求められる。運転状
態判定器７３Ｆは、原子炉出力ＱＲ及び温度差ΔＴを入
力し、これらの値に基づいて決まる現在の運転状態が許
容範囲内であるか否かを判定する。運転状態判定器７３
Ｆは、第１０図に示す原子炉出力ＱＲと温度差ΔＴとに
基づく特性を記憶している。第１０図において、ライン
Ｌｌより上方は運転禁止域である。ラインＬ２は警報発
生ラインであり、警報発生ラインＬｚより下方の領域が
、運転許容領域である。

原子炉出力ＱＲと温度差ΔＴとによって定まる位置が、
運転許容領域である場合には、ＢＷＲ発電プラントの運
転状態は正常である。その位置が、警報発生ラインＬ２
よりも上方の領域にある場合には、ＢＷＲ発電プラント
の運転状態は異常状態にある。運転状態判定器７３Ｆは
、゛運転状態が正常である場合にはレベルが零の判定結
果信号ＬＭを出力し、運転状態が異常である場合にはレ
ベルが「１」の判定結果信号ＬＭを出力する。運転状態
が異常である時、実測された原子炉出力ＱＲ及び温度差
ΔＴによって定まる点Ｘが警報発生ラインＬｘより上方
の領域に入った時である。点Ｘから警報発生ラインＬＺ
に下方より接した場合には、□運転状態判定器７３Ｆは
、アラームを出力し、このアラームが表示装置（図示せ
ず）に表示される。

判定結果信号ＬＭは、リミッタ−７３Ｇに入力される。

リミッタ−７３Ｃは、第１１図に示す制御特性を有する
。実線は判定結果信号ＬＭが「０」の時の特性であり、
破線は判定結果信号ＬＭが「１」の時の特性である。従
って、リミッタ−７３Ｃは、運転状態が異常な時に入力
したジェットポンプ駆動水流量要求信号Ｗ　Ｊ　Ｏを破
線で示されるジェットポンプ駆動水流量要求信号ＷＪＱ
’値に制限される。これにより、点又は警報発生ライン
Ｌｚ上の位置に保持される。従って、ジェットポンプ６
内にキャビテーションの発生を伴うようなジェットポン
プ駆動水流量に調整されることはない。

（ＩＶ）発電機出力の応答性を向上させる制御この制御
は、タービン制御装置８０及び抽気弁制御装置９０によ
って行われる。これらの制御装置の詳細構成を第１２図
に示す。

タービン制御装置８０は、圧力制御器８０Ａ。

速度制御器８０Ｂ、低値優先ゲート８０Ｃ，初圧調整器
８０Ｄ、コントローラ８０Ｅ及び８０Ｆ及び加算器８０
Ｇ〜８０Ｊを有している。抽気弁制御装置９０は、抽気
弁制御器９０Ａ、抽気量分配器９０Ｂ、ジェットポンプ
駆動水流量補償制御器９０Ｇ及び加算器９０Ｄ及び９０
Ｅを有している。

発ｆｆ１Ｉａ１６の電気出力は、高圧タービン１３及び
低圧タービン１４を流れる真の蒸気量によって決る。こ
の蒸気量は、蒸気加減弁２０によって調整される。蒸気
加減弁２０の開度制御には２つのモードがある。その第
１のモードは、原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐｓ　　（
主蒸気管１７に設けられた圧力計５７で測定）を設定圧
力ｐｓｏ近い値になるように制御するものである（原子
炉圧カ一定制御）。すなわち、測定圧力Ｐｓ、設定圧力
Ｐｓｏ及び初圧調整器８０Ｄの出力である初期圧力が加
算器８０Ｇに入力され、初期圧力及び測定圧力Ｐａと設
定圧力Ｐｓｏとの偏差信号が、圧力制御器８０Ａに入力
される。圧力制御器８０Ａは、偏差信号に基づいて信号
ｖ１を出力する。信号Ｖｌは、低値優先ゲート８０Ｃ２
加算器８０１及び８０Ｈに出力される。低値優先ゲート
８０Ｃは、信号ｖ１と信号Ｖｚのうち低いレベルの信号
を選択してコントローラ８０Ｆに出力する。通常は１通
信ｖ１が小さく、信号Ｖｚが選択される。コントローラ
８０Ｆは、低値優先ゲート８０Ｃの出力信号に基づいて
蒸気加減弁２０の開度を制御する。コントローラ８０Ｅ
は、加算器８０Ｉで得られた信号ｖｌ、低値優先ゲート
８０Ｃの出力信号及びバイアス信号の偏差信号に基づい
てバイパス弁２２の開度を制御する。例えば、原子炉出
力が増大すると蒸気圧力が増大し、信号Ｖｚで蒸気加減
弁２０が開いて、タービンに供給される蒸気流量が増大
し、発電機５の出力が増大する。第２のモードは、電力
系統側の要求及び、発電機１５の回転速度変化などに対
応するためである。速度制御器８０Ｂは、回転計５８で
測定した発電機１５（タービン）の回転速度Ｒにと目標
値Ｌｉ５ｔとの偏差値を求め。

この偏差値に対応する信号Ｖｚを出力する。また速度制
御器８０Ｂは、信号Ｖｚから速溶性を必要とする短周期
で小幅な出力変化成分（数十秒以内の周期で変化幅が５
％以内）を抽出して負荷変更要求信号εＬを作成し、抽
気弁制御器９０Ａに出力する。前述の信号■２が低値優
先ゲート８０Ｃ及び加算器８０Ｊに入力される。低値優
先ゲート８０Ｇにて信号ｖ１ではなく信号Ｖｚが選択さ
れた場合には、コントローラ８０Ｆは信号Ｖ２に基づい
て蒸気加減弁２０の開度制御を行う。加算器８０Ｊは、
信号Ｖｚとバイアス信号の加算信号を加算器８０Ｈに出
力する。加算器８０Ｈは、信号ｖ１と加算器８０Ｊの出
力信号との偏差信号（ジェットポンプ駆動水流量変更要
求信号εＱ）を初圧調整器８０Ｄ及び抽気弁制御装置９
０の加算器９０Ｅに出力する。ジェットポンプ駆動水流
量変更要求信号ｆｆ１Ｑは、原子炉出力変更要求信号で
ある。

前述の２つのモードが低値優先ゲート８０Ｇで選択され
る。ＢＷＲ発電プラントの通常運転時には第１モードが
選択されるように信号ｖ２に原子炉出力換算で１０％の
バイアス値が速度制御器８０Ｂで加えられる。しかし、
回転速度Ｒ＋の変動が大きく信号Ｖｚが大きく変化する
と蒸気加減弁２０は信号ｖ２によって調整される。初圧
調整器８０Ｄは、発電機出力を早く応答させるために。

ジェットポンプ駆動水の流量を制御する水位・出力制御
装置７０の応答（かなり遅い）の効果が現われてくる前
に蒸気加減弁２０を補助的に動かそうとするものである
。

本実施例は、抽気弁制御器９０Ａの出力信号で抽気弁３
７，３９及び４１を制御するとともにその出力信号でタ
ービン制御装置８０から出力されたジェットポンプ駆動
水流量変更要求信号εＱを補正し、補正にて得られた負
荷変更要求信号Ｉ　ＬＯＡＤを統括制御袋［６０を介し
て水位・出力制御装置７０の炉出カマスタコントローラ
７２に出力するものである。

負荷変更要求信号εＬを入力した抽気弁制御器９０Ａは
、その信号ＥＬに基づいて抽気弁の閉度信号（開度信号
の逆）εＶを求め、この信号を抽気量分配器９０Ｂ及び
ジェットポンプ駆動水流量補償制御器９０Ｃに出力する
。抽気量分配器９０Ｂは、閉度信号εＶに基づいて抽気
弁３７及び３９の各開度を指定し、給水温度制御装置４
６から出力された温度差ΔＴに基づいて抽気弁４１の開
度を指定する。抽気分配器９０Ｂによる抽気弁４１の開
度制御は、温度差ΔＴが第１０図に示す警報発生ライン
Ｌｚを越えたときに行われる。ジェットポンプ駆動水流
量補償制御器９０Ｃは、原子炉入口給水温度の低下を補
償する目的で、入力した抽気弁閉度信号εＶに比例する
ジェットポンプ駆動水流量補償信号εＦＷを出力する。

この信号ｆＦＷは、加算器９０Ｅに入力される。加算器
９０Ｅは、ジェットポンプ駆動水流量変更要求信号εＱ
に補償信号εＦＷを加えて補正し、補正して得られた負
荷変更要求信号εＬＯＡＤを統括制御装置６０に出力す
る。水位・給水制御装置７０は、前述のように統括制御
装置６０から負荷変更要求信号εＬＯＡＤを入力し、こ
の要求信号に基づいて給水ポンプ２８の回転数を調節す
る。これにより、炉心流量が変更される。

抽気弁制御器９０Ａ及び抽気量分配器９０Ｂの構成を以
下に説明する。抽気弁制御器９０Ａは、具体的には第１
３図に示す構成となっており、スイッチ９０Ａ１．及び
調節器９０Ａ２を有している。スイッチ９０Ａｚは、通
常開じており、本実施例の機能を働かさない場合には例
えば手動により開く。調節器９０Ａ２は、比例・積分型
の調節器である。抽気量分配器９０Ｂは、第１４図に示
すように抽気弁開度制御器９１及び９２及び関数発生器
９３を有している。関数発生器９３は、出力検出器５６
及び加算器９１Ａに接続されている。

抽気弁開度制御器９１は、抽気弁４１の開度を制御する
ものであって、加算器９１Ａ及び９１Ｄ、関数発生器９
１Ｂ及びＰＩ制御器９１Ｇを備えている。加算器９１Ａ
は、給水温度制御装置４６及び関数発生器９１Ｂにも接
続されている。ＰＩ制御器９１Ｇは、関数発生器９１Ｂ
に連絡されている。加算器９１Ｄは、ＰＩ制御器９１Ｇ
の出力端及び信号選択器４７の入力端に接続される。抽
気弁３７及び３９の開度を調節する抽気弁開度制御器９
２は、加算器９０Ｄに接続される調節器９２Ａ及び９２
Ｂを有している。調節器９２Ａは抽気弁３７に、調節器
９２Ｂは抽気弁３９に接続されている。

本実施例による、各部の応答は以下のようになる。まず
、電力系統の負荷増大が発電機１５（タービン）の回転
速度の低下（回転計５８で検出）となる。これが速度制
御器８０Ｂで負荷変更要求信号εし　（平常時は零、こ
の場合は正値側）として検知される。負荷変更要求信号
εＬを入力した抽気制御器９０Ａは比例・積分型の調節
器（比例ゲインＫｐ、積分ゲインに＋）９０Ａｚで抽気
弁をどの位閉めればよいかを示す閉度信号ＥＶを求める
。

この閉度信号εＶがジェットポンプ駆動水流量補償制御
器９０Ｃ及び加算器９０Ｄに伝えられる。

後者の制御器９０Ｃの機能は、前述したので説明を省略
する。

加算器９０Ｄで求められた偏差信号Ｖａは、抽気量分配
器９０Ｂに伝えられ、抽気弁開度制御器９２の調節器９
２Ａ及び９２Ｂに入力される。調節器９２Ａは偏差信号
■８に対応する開度信号ＳＴａを抽気弁３７に出力する
。抽気弁３７は開度信号ＳＴｓに基づいて対応する開度
に調節される。調節器９２Ｂは、偏差信号ｖ８に対応す
る開度信号ＳＴ＆を抽気弁３９に出力する。抽気弁３９
は、開度信号ＳＴ４に基づいて対応する開度に調節され
る。抽気弁開度制御器９２は、回転計５８の出力に基づ
いて発電機１６の出力変化（数十秒以内の周期で変化幅
が５％以内）に対して高速に応答すべく抽気弁３７及び
３９の開度を制御する。このため、短い周期での変化幅
の小さな発電機１６の出力変動に対しても短時間で対処
することができる。すなわち、前述の開度信号ＳＴｓ及
びＳＴａに基づいて抽気弁３７及び３９の開度を急減さ
せて抽気蒸気量を減らすことによって、タービン１３及
び１４の回転速度を増大させ急速に［Ｌを零に戻す。

給水温度制御装置４６の加算器４６Ｂで得られた温度差
ΔＴが、抽気弁開度制御器９１の加算器９１Ａに入力さ
れる。関数発生器９３は、出力検出器５６にて測定され
た原子炉出力ＱＲに基づいて温度差ΔＴ１を求める。関
数発生器９３は、温度差ΔＴ１と原子炉出力ＱＲとの関
係を示す関係式（警報発生ラインＬ２の式に相当してい
る）を記憶している。関数発生器９３にて得られた温度
差へＴ１は、加算器９１Ａに入力される。加算器９１Ａ
は、偏差信号ｕ　（＝ΔＴｓ−ΔＴ）を算出する。関数
発生器９１Ｂは、偏差信号Ｕが０以上である場合にレベ
ル０の信号ｖ４を出力し、偏差信号Ｕが負である場合に
対応する負の信号ｖ４を出力する。ＰＩ制御器９１Ｃは
、信号ｖ４に基づいて制御信号を出力する。加算器９１
Ｄはこの制御信号に基づいて開度信号ＳＴｘを求め、開
度信号ＳＴｚを信号選択器４７に出力する。信号選択器
４７は、入力した開度信号ＳＴ１及びＳｒ１のいずれか
を前述したように選択し、選択された開度信号を抽気弁
４１に伝える。抽気弁４１は、信号選択器４７にて選択
された開度信号に基づいて開度が調節される。開度信号
ＳＴｚに基づいて抽気弁４１の開度を減少させることに
よって任意の原子炉出力ＱＲに対応する温度差ΔＴが警
報発生ラインＬ２を越えていた場合でも速やかに警報発
生ラインＬ２よりも下方の運転許容領域での運転に移行
させることができる。抽気弁開度制御器９１は、原子炉
の運転が警報発生ラインＬ２より上方の領域で行われて
いる場合にその運転を安全な状態に移行させるための一
種の保護装置である。

抽気弁開度制御器９２の機能に基づく制御の応答特性は
第１５図の短時間スケールの時間軸上に示されている。

抽気蒸気量の増減の影響はタービン入口側、原子炉圧力
容器側にも及び、諸変数は。

系統出力要求ＱＬ　　（負荷変更要求信号ＥＬに反映）
に、それぞれ個有の遅れと振幅を伴いながら追従する。

したがって、全体的に極めて特性の良い負荷追従特性を
有することになる。

ところが、負荷変更要求信号εしが比較的長時間（数分
以上）に亘って、正値側のみに振れたような状態が発生
したとする（電力系統の負荷要求及び負荷設定点の変更
などにより生じる）。このときも、タービン出力は、上
に述べた抽気蒸気の制御によって即応する。しかし、抽
気弁が全開からある程度閉じた状態で保持されるため、
給水加熱器２５．２６及び２８に供給される抽気蒸気量
が少なくなり、給水温度が徐々に低下し始める。

本実施例では、この給水温度の低下を補償するため、前
述のように、抽気弁閉度信号εＶに比例する（ｆｆｉ号
εＦＷで補正して得られた負荷変更要求信号Ｅ　ＬＯＡ
Ｄを統括制御袋［１Ｗ６０を介して水位・出力制御装置
７０の炉出力マスクコントローラ７２に伝えている。す
なわち第１３図に示すように抽気弁制御器９０Ａに積分
項ＫＩ／Ｓ　（ＫＩは積分ゲイン）が含まれているため
、信号ＥＶは信号ＥＬの積分値、言い換えれば、カット
された抽気蒸気量の積分量を示している。したがって、
この積分量に見合う分だけ、ジェットポンプ駆動水流量
（炉心流量）を増大していけば、タービン出力の増加分
を徐々に原子炉出力が担って抽気蒸気のカット量が最終
的に零になるので、給水温度の大幅な低下は生じない。

詳述すれば、ジェットポンプ駆動水流量が増大していく
につれて（そのスピードは水位・出力制御装置’７０に
より与えられる。）原子炉出力が増大し、タービン制御
装置８０は原子炉圧力を一定にしようとして蒸気加減弁
Ｃｖを開き、タービン（発電機１５）の回転数が目襟値
よりも一層増大しようとするため、今度は信号［Ｌが負
の値となって信号ε■は徐々に下がり始め、抽気弁３７
及び３９の全開の方向に向う。本実施例において、電力
系統の負荷増加時または負荷追従運転での負荷設定の増
加時における発電機１５の出力増加は、最初、抽気蒸気
量のカットによってまかなわれ、その後には原子炉出力
の増加によってまかなわれる。原子炉出力の増加時には
抽気弁３７及び３９の開度が元通りの１００％開度に戻
るので、給水温度は低下し続けることはない。特に再循
環流量変更要求信号εＱを信号εＦＷに基づいて補正し
ているので、給水温度の低下を短時間に抑制でき、原子
炉圧力容器の構造物に対する熱衝撃を緩和することがで
きる。

このときの諸変数の応答を第１５図の長時間スケール上
に実線で示す。

給水温度が低下し、かつかなりの周期で給水温度の増加
、減少が繰り返えされるときの影響としては、まず第１
に給水ノズル等の構造材の熱的繰返しストレスが問題と
なり得る場合が考えられる。

本実施例では、この時に生じる内部構造物への熱衝撃を
抑制でき、しかもこの構造物に生じる熱疲労を著しく低
減できる。第２に、炉心２内の熱的挙動の変化が大きい
ことが考えられる。すなわち、原子炉出力を同じたけ増
大させるとき、炉心流量の増加による場合では沸騰開始
点の移動が僅かであるのに対し、給水温度低下による場
合では、沸騰開始点が大幅に移動する。これに伴って、
軸方向の出力分布も、炉心流量の増加による場合では、
はぼ平均的に増大するのに対し、給水温度低下による場
合では、局所的な変化が大きく、原子炉出力変更前の分
布に対して歪が大きくなる。したがって給水温度の変動
は、ホットスポットの移動を伴い、ホットスポットの生
じる位置の変動を繰り返えすことになる。本実施例では
、このような問題も解決できる。

また、本実施例は、前述の抽気弁制御装置９０を設ける
ことによって小幅で短周期の出力変更（通常ＡＦＣ運転
、ガバナフリー運転モードと称する）が可能となり、し
かも大幅で比較的ゆっくりした出力変更を制御する給水
であるジェットポンプ駆動水の流量制御（水位・出力制
御装置７０にて制御）併用しているので、幅広い出力変
更機能を有する。

本実施例における抽気弁開度制御器９２及び関数発生器
９３を抽気量分配器９０Ｂから取除いて信号選択器４７
と共に給水温度制御器４６内に設置してもよい。

本実施例によれば、負荷変動に対するタービン出力の速
溶性が向上する。

（Ｖ）ｇ括制御装に 最後に、統括制御装置６０の具体的な構成について説明
する。統括制御装置６０は、水位・出力制御装置７０．
タービン制御装置８０．抽気弁制御装置９０及び制御棒
駆動装置１００を統括するものであって、それらの制御
装置との間で信号の授受を行っている。

統括ｉ！ｔｌ制御装置６０は、負荷変更要求信号評価部
６０Ａ及び制御装置選択部６０Ｂを有している。

統括制御装置６ｏは、制御装置も含めたプラント全体の
プラント状態に関する情報も入力している。

負荷変更要求信号評価部６０Ａは、抽気弁制御袋［９０
から出力された負荷変更要求信号εし０＾Ｄを解析評価
する。すなわち、負荷変更要求信号Ｅ　ＬＯＡＤが、変
化幅ΔＱ及び時間変化率（または周期２周波数酸分）に
ついて評価される。

制御装置選択部６０Ｂは、制御装置選択部６０Ｇ及び調
節器６ｏＤ〜６０Ｇを有する。制御装置選択器６０Ｇは
、どの信号をどの制御装置に送ればよいかを優先度をも
って決定する。例えば、数秒〜数分の周期で数％の変動
幅の出力変更成分はタービン制御装置８０に、上記の周
期よりも小さく小幅な出力変更成分は抽気弁制御装置９
０に、数分以上の周期で数％よりも大幅な出力変更成分
は水位・出力制御装置ｉ７０に、及び非常にゆっくりし
たものでドリフト的な出力変化成分の補償は制御棒駆動
装置制御装置１００に、それぞれ必要な制御情報を出力
する。また調節器６０Ｄ〜６０Ｇ　。

相互間において情報交換がなされ、制御装置選択部６０
Ｂで全体が安定にしかも相互干渉がなくなるように調節
されている。例えば、多変数制御装置理論に基づく非干
渉制御が実施される。

以下に本発明の他の実施例について説明する。

まず、第１の他の実施例は、給水にて駆動されるジェッ
トポンプの動作中にキャビテーションを発生させないよ
うに、ジェットポンプ駆動水の温度と給水スパージャ水
の温度を測定しこれらが目標値になるように制御する方
法である。この場合の構成を第１図を用いて説明する。

給水加熱器２５．２６及び２７に供給する抽気蒸気を、
抽気制御装置ｉ！９０に入力される設定されたジェット
ポンプ駆動水及び給水スパージャ水の温度（ＴＪ及びＴ
ｓ）に基づいて抽気配管３６，３８及び４０にそれぞれ
設けられた抽気弁３７，３８及び４１を調節することに
よって制御する。すなわち、抽気弁制御装置９０は、給
水スパージャ水の温度を制御するために抽気弁３７及び
３９を操作し、ジェットポンプ駆動水の温度を制御する
ために、抽気弁３７及び３９の開度を考慮して、抽気弁
４１の開度を調節する必要がある。双方の給水（給水配
管３１及び３３内を流れる給水）の温度は一般に大きな
遅れ時間とむだ時間を有するので１本実施例に用いる抽
気弁制御装置ｉ！９０は、プログラム制御などが望まし
い。

本発明の他の実施例を第１７図に示す。本実施例の原子
炉プラントは、第１図に示す実施例における給水配管３
１及び３３内の給水流量調節手段として機能している給
水ポンプ２８及び２９を流量調節弁６１及び６２に替え
たものであり、給水ポンプ６３を高圧給水加熱器２６と
分岐点３４との間の給水配管３０に設置したものである
。本実施例の他の構成は、第１図の実施例と同一である
。

流量調節弁６１は、高圧給水加熱器２７と分岐点３４と
の間の給水配管３１に設けられる。また流量調節弁６２
は、給水配管３３に設けられる。流量調節弁６１の開度
は、ジェットポンプ駆動水流量要求信号ＷＪＤによって
制御される。流量調節弁６２の開度は、給水スパージャ
水流量要求信号Ｗｓｐに基づいて制御される。

このような本実施例は、第１図に示す原子炉プラントと
同じ効果を得ることができる。

第１８図に本発明の他の実施例を示す。本実施例は、第
１図の実施例の構成にバッフル筒１２を付加したもので
ある。バッフル筒１２は、ライザ一部９と給水スパージ
ャ８との間に配置される。

バッフル筒１２は、ライザ一部９と同心円状に配置され
、その下端はジェットポンプ６の上端付近まで伸びてい
る。バッフル筒１２の上部には、多数の小孔が設けられ
る。

気水分離器１０にて分離された高温の多量の冷却水は、
気水分離器１０外に排出され、原子炉圧力容器１内の上
部で冷却水中に混合される。この冷却水は、高温の多量
の冷却水の混入によって温度が上昇する。バッフル筒１
２は、この高温の冷却水が給水スパージャ８から吐出さ
れた低温の給水に全体にわたって混合されるのを抑制す
るものである。バッフル筒１２には、小孔が設けられて
いるので、一部の高温の冷却水が低温の給水中に混合さ
れるだけである。バッフル筒１２の内側には、高温の冷
却水が存在する。従って、バッフル筒１２の外側にある
冷却水は、低温状態を保ってジェットポンプ６内に吸引
される。

本実施例の原子炉プラントは、第１図に示す実施例と同
様な効果が得られる６さらにバッフル筒１２設置の効果
により、ジェットポンプ６内に吸引される冷却水の温度
が第１図の実施例よりも低下する。

第１９図及び第２０図の本発明の他の実施例である原子
炉プラントを示す。これらの図は、本実施例の原子炉圧
力容器１内におけるジェットポンプ付近の構造を示した
ものである。本実施例は、ジェットポンプを直列二段に
配置したものである。

他の構成は、第１図の実施例と同一である。二台のジェ
ットポンプ６Ｂ及び６Ｃを並列に配置する。

ジェットポンプ６Ａをジェットポンプ６Ｂ及び６Ｃの上
方に配置する。ジェットポンプ６Ａの上端部には、ノズ
ル３２が挿入される。ジェットポンプ６Ａの下端部、す
なわち冷却水吐出側に２つのノズル６４Ａ及び６４が設
けられる。これらのノズル６４Ａ及び６４Ｂはジェット
ポンプ６Ｂ及び６Ｃの上端部に挿入される。ジェットポ
ンプ６ＡのＭ比をＭｌ、ジェットポンプ６Ｂ及び６Ｃの
Ｍ比をＭ２とした場合、この二段ジェットポンプ全体の
Ｍ比は（Ｍ１＋ＭｚＸ（Ｍｔ＋１））で与えられる。

給水スパージャ８の内側に設けられたバッフル筒１２の
下端は、ジエン１〜ポンプ６Ａの上端付近まで達してい
る。１２Ａはバッフル筒１２に設けられた小孔である。

ノズル３２から噴出されるジェットポンプ駆動水（給水
配管３１にて供給）にてジェットポンプ６Ａは、バッフ
ル筒１２の外側にある低温の冷却水を主に吸引する。ジ
ェットポンプ６Ａ内に吸引された冷却水は、ノズル６４
Ａ及び６４Ｂから噴出されてジェットポンプ６Ｂ及び６
Ｃの駆動水となる。このような本実施例は、ジェットポ
ンプ内にキャビテーションを起こすことなくＭ比を高め
ることかできる。しかも、キャビテーションの発生を防
止できる範囲が大きい。

本発明の他の実施例である原子炉プラントを第２１図に
基づいて説明する。第１図の実施例と同一構成は同一符
号で示す。本実施例は、第１図の実施例の給水温度制御
装置４６．水位・出力制御装５！７０及び抽気弁制御装
置９０を給水温度制御装ｒ１１４９．水位・出力制御装
＠７５及び抽気弁制御装置９４に替え、信号選択器４７
を取除いたものである。更に冷却水（飽和水）の温度Ｔ
ｓ＾を測定する温度計５９が、原子炉圧力容器１内（例
えばライザ部９内）に設置されている。原子炉圧力ＰＲ
を測定する圧力計６２が、原子炉圧力容器１に取付けら
れる。温度計５９及び圧力計６２の測定信号は、水位・
出力制御装置ｉ７５に入力される。

給水温度制御装置４９を第２２図により説明する。給水
温度制御装置４９は、温度推定器４６Ａ。

加算器４６Ｂ、４９Ｃ，４９Ｅ及び４９Ｇ、関数発生器
４９Ａ及び４９Ｂ、目標温度差設定器４９Ｄ及びＰＩＤ
制御器４９Ｆを有している。関数発生器４９Ａ及び４９
Ｂは、各入力端が出力検出器５６に接続され、各出力端
が加算器４９Ｇに接続される。加算器４９Ｃは、目標温
度差設定器４９Ｄに接続される。加算器４９Ｅは、入力
端が目標温度差設定器４９Ｄ及び加算器４６Ｂに接続さ
れ。

出力端がＰＩＤ制御器４９Ｅに接続される。ＰＩＤ制御
器４９Ｆは、加算器４９Ｇを介して抽気弁４１に接続さ
れる。関数発生器４９Ａは、原子炉出力ＱＲと温度差Δ
Ｔｚとの関係を示した特性ＬＵＧ（第２４図に示す運転
状態判定器７６Ａに記憶されている警報発生ラインＬＵ
２の特性に相当）を記憶している。関数発生器４９Ｂは
、原子炉出力ＱＲと温度差ΔＴδとの関係を示した特性
ＬＤ！（運転状態判定器７６Ａに記憶されており警報発
生ラインＬｕ２よりもレベルの低い警報発生ラインＬＤ
２の特性に相当）を記憶している。運転状態判定器７６
Ａに記憶されている上限の警報発生ラインＬｕｘと下限
の警報発生ラインＬｏｚとによって挾まれている領域が
運転許容領域である。

関数発生器４９Ａは、入力した原子炉出力ＱＲに対応し
た温度差ΔＴｚを出力する。関数発生器４９Ｂは、入力
した原子炉出力ＱＲに対応した温度差ΔＴ３を出力する
。加算器４９Ｃは、温度差ΔＴ２と温度差ΔＴａとを加
算して得られる温度差ΔＴ４を出力する。目標温度差設
定器４９Ｄは、入力した温度差ΔＴ４に基づいて目標温
度差ΔＴ＊を算出する。本実施例では、温度差ΔＴ４の
０．５倍、すなわち温度差ΔＴ２と温度差ΔＴ３との平
均値が目標温度差Δτ拳となる。加算器４９Ｅは。

加算器４６Ｂにて求められた温度差ΔＴと目標温度差Δ
ＴＩとの偏差を算出する。この偏差に基づいてＰＩＤ制
御器４９Ｆは、ジェットポンプ駆動水の温度が給水スパ
ージャ水の温度よりも所定温度だけ高くするように制御
信号を出力する。加算器４９Ｇは、この制御信号に基づ
いて開度信号ＳＴａを出力する。抽気弁４１は、開度信
号ＳＴ５に基づいて開度が調節される。

本実施例は、給水加熱器２７．給水配管３１及び３３を
有しているので第１図の実施例と同様な機能を得ること
ができる（１）項の制御モードを行うことができる。給
水温度制御装置４９は、給水配管３１内を流れる給水の
温度と給水配管３３内を流れる給水の温度との差を所定
温度に制御する。

前述の（■）項の制御モードを実施する水位・出力制御
装置７５について述べる。第２３図が、水位・出力制御
装置７５の構成を示している。水位・出力制御装置７５
は、水位・出力制御装置７ｏに設けられた水位制御器７
１及び炉出カマスターコントローラ７２を有しており、
これら以外にプラント状態判定器７６を備えている。水
位・出力制御装置７５の水位制御器７１．炉出カマスタ
ーコントローラ７２及びプラント状態判定器７６は、（
■）項の制御モードを実施する際に、水位・出力制御装
置７０の水位制御器７１．炉出カマスターコントローラ
７２及びプラント状態判定器７３によって実行される動
作と同じように動作する。

第１図の実施例における（ＩＩＩ）項の制御モードでプ
ラント状態判定器７３が行っていた保護機能は、本実施
例ではプラント状態判定器７６が有している。プラント
状態判定器７６の詳細な構成を第２４図に示す。プラン
ト状態判定器７６は、プラント状態判定器７０と同様に
、流量要求信号調節器７３Ａ及び７３Ｂ、リミッタ−７
３Ｃ状態判定器７３Ｄ、温度推定器７３Ｅ及び加算器７
３Ｇを備えている。プラント状態判定器７６は、上記の
構成以外に、運転状態判定器７６Ａ、熱＊＊判定器７６
Ｂ及び７６Ｇ及びオア回路７６Ｄを有している。熱衝撃
判定器７６Ｂは、温度計５４及び５９及び出力検出器５
６に接続されている。熱衝撃判定器７６Ｃは、温度計５
５及び５９及び出力検出器５６に接続されている。運転
状態判定器７６Ａは、加算器７３Ｇ及び出力検出器５６
に接続される。運転状態判定器７６Ａ及び熱衝撃判定器
７６Ｂ及び７６Ｃの各出力端は、オア回路７６Ｄを介し
てリミッタ−７３Ｃに接続される。熱衝撃判定器７６Ｂ
は、温度計５４で測定されたジェットポンプ駆動水温度
Ｔ、＋及び温度計５９にて測定された飽和水温度Ｔｓ＾
を入力し、次式による判定を行う。熱衝撃判定器７６Ｂ
は、 ＴＳＡ−ＴＪ＜ΔＴＪ（ＱＲ）　　　　　　　−（１）
（１）を満足するときに「０」を、（１）式を満足しな
いときに「１」を出力する。ΔＴＪはジェットポンプ駆
動水を原子炉圧力容器１内に供給することによって生じ
る熱衝撃及び熱疲労の発生を防止できる。ジェットポン
プ駆動水温度の許容最大変化割合を示し、原子炉出力Ｑ
Ｒの関数になっている。熱衝撃判定器７６Ｃは、温度計
５５にて測定された給水スパージャ水温度Ｔｓ及び飽和
水温度Ｔｓ＾を入力し、次式による判定を行う。熱衝撃
判定器７６Ｃは、（２）式を満足するときに「０」を。

ＴＳＡ−Ｔｓ＜ΔＴＳ（ＱＲ）　　　　　　　　−（２
）満足しないときに「１」を出力する。ΔＴｓを給水ス
パージャ水を原子炉圧力容器１内に供給することによっ
て生じる熱衝撃及び熱疲労の発生を防止できる給水スパ
ージャ水温度の許容最大変化割合を示し、原子炉出力Ｑ
Ｒの関数になっている。

運転状態判定器７６Ａは、温度差ΔＴの上限を示す警報
発生ラインＬｕｘ及び温度差ΔＴの下限を示す警報発生
ラインＬＤ２の各特性を記憶している。

これらの警報発生ラインＬＵ２及びＬＤ２にて定まる温
度差ΔＴは、原子炉出力ＱＲの関数である。警報発生ラ
インＬυ２は、第１０図の警報発生ラインＬ２に対応す
るものである。警報発生ラインＬＤ２は、警報発生ライ
ンＬＵ２よりも下方に設定されており、ジェットポンプ
６内のキャビテーションを防止するために設定されてい
る。第２４図に示すラインＬｕｘは、ラインＬ！　　（
第１０図）に対応するものである。ラインＬＤＩは、警
報発生ラインＬｏｚよりも下方にあるジェットポンプ６
内でキャビテーションが発生しない限界の温度差を示す
ものである。ラインＬυ１より上方の領域及びラインＬ
ｏｚより下方の領域は、原子炉の運転禁止領域である。

警報発生ラインＬｕｘと警報発生ラインＬＯ２との間の
領域が運転許容領域である。運転状態判定器７６Ａは、
加算器７３Ｇから出力された温度差ΔＴを入力し、その
時点での原子炉出力ＱＲを反映して温度差ΔＴが警報発
生ラインＬｕ２と警報発生ラインＬｏｔとの間の領域に
存在するか否かを判定する。運転状態判定器７６Ａは、
「存在する」と判定した場合にはｒＯＪを「存在しない
」と判定した場合には「１」を出力する。

オア回路７６Ｄは、熱衝撃判定器７６Ｂ及び７６Ｃ及び
運転状態判定器７６Ａの出力を入力して「１」またはｒ
ＯＪの判定結果信号ＬＭをリミッタ−７３Ｇに出力する
。

以上述べたプラント状態判定器７６の保護機能は、第１
図の実施例の（ＩＩＩ）項の制御モードで示した第２保
護部の機能である０本実施例のプラント状態判定器７６
における第１保護部の機能は、第１図の実施例における
第１保護部と同様に流量要求信号調節器７３Ａ及び７３
Ｂ、リミッタ−７３Ｃ及び状態判定器７３Ｄにより達成
できる。

プラント状態判定器７６の第１保護部及び第２保護部は
、プラント状態判定器７３の第１保護部及び第２保護部
にて得られる効果と同じ効果を生じる。更に本実施例は
、熱衝撃判定器７６Ｂ及び７６Ｇを備えているので、給
水温度変化に基づく熱衝撃及び熱疲労を防止できる。更
に運転状態判定器７６Ａが、温度差へＴが警報発生ライ
ンＬｏｘより上方の領域にあるか下方の領域にあるかを
判′定し、この判定に基づく判定結果信号ＬＭにてリミ
ッタ−７３Ｇを操作しているので、ジェットポンプ６内
でキャビテーションが発生することを防止できる。

第１図の実施例で実行される（ＩＶ）項の制御モードは
、本実施例の抽気弁制御装置９４にて実施される。抽気
弁制御装置９４は、第２５図に示すように抽気弁制御器
９０Ａ、ジェットポンプ駆動水流量補償制御器９０Ｇ、
加算器９０Ｄ及び９０Ｅ、及び抽気量分配器９５を備え
ている。抽気量分配器９５以外の構成は、抽気弁制御装
置９０に備わっているものである。抽気量分配器９５は
、第２６図に示されるように抽気弁制御器９６及び抽気
弁開度補正器９７を有している。抽気弁制御器９６は、
調節器９２Ａ及び９２Ｂ、補正量配分器９６Ａ及び９６
Ｂ、及び加算器９６Ｃ及び９６Ｄを備えている。加算器
９６Ｃは、入力端が調節器９２Ａ及び補正量配分器９６
Ａに、出力端が抽気弁３７にそれぞれ接続される。加算
器９６Ｄは、入力端が調節器９２Ｂ及び補正量配分器９
６Ｂに、出力端が抽気弁３９にそれぞれ接続される。抽
気弁開度補正器９７は、原子炉出力ＱＲを入力する給水
温度目標設定器９７Ａ、給水温度目標設定器９７Ａ及び
温度計５５に接続される加算器９７Ｂ。

加算器９７Ｂに接続される不感帯器９７Ｃ及び不感帯器
９７Ｃに接続されて比例、積分演算を行うＰｒＤ制御器
９７Ｄを有している。ＰＩＤ制御器９７Ｄの出力端は、
補正量配分器９６Ａ及び９６Ｂに接続されている。

給水温度目標設定器９７Ａは、入力した原子炉出力ＱＲ
に基づいて給水スパージャ水温度Ｔｓの制御目標値Ｔｓ
＊を求める。加算器９７Ｂは、給水スパージャ水温度Ｔ
ｓと制御目標値ＴＳ申とをの偏差（ＴＳ−Ｔｓ”）を算
出する。不感帯器９７Ｃは。

０から＋側及び−側に幅δの不感帯を有し、偏差（Ｔｓ
−Ｔｓ拳）がδよりも大きくなったときに正の信号を、
それが−δよりも大きくなったときに負の信号を出力す
る。不感帯器９７Ｃの出力信号に基づいてＰＩＤ制御器
９７Ｄは、補正信号ＳＡを出力する。補正信号ＳＡは、
補正量配分器９６Ａ及び９６Ｂに入力される。調節計９
２Ａ及び９３Ｂは、前述したように偏差信号ｖ８に基づ
いて開度信号ＳＴａ及びＳｒ１を出力する。補正量配分
器９６Ａは、α・ＳＡの演算を行う。αは配分係数で０
≦α〈１の値をとる。補正量配分器９６Ｂは、（１−α
）・ＳＡの演算を行う。加算器９６Ｇは。

開度信号ＳＴａに補正量配分器９６Ａから出力されたα
・ＳＡを加算して開度信号ＳＴｅとし、この開度信号Ｓ
Ｔａを抽気弁３７に出力する。抽気弁３７は、開度信号
ＳＴｅに対応する開度に調節される。加算器９６Ｄは、
開度信号ＳＴ３に補正量分配器９６Ｂから出力された（
１−α）・ＳＡを加算して開度信号ＳＴ？とし、この開
度信号ＳＴ？を抽気弁３７に出力する。抽気弁３７は、
開度信号ＳＴフに対応する開度に調節される。このよう
に制御される抽気弁３７及び３９は、ジェットポンプ６
のキャビテーションを防止ししかも炉心入口エンタルピ
ーを確保するために負荷変更要求信号ｃしに含まれた比
較的ゆっくりした変動成分と負荷変更要求信号εＬに含
まれている小幅で短周期の変動成分との両方で動作する
ことになる。

このような本実施例も第１図の（ＩＶ）項の制御モード
によって得られる効果と同じ効果を得ることができる。

本実施例では、抽気弁開度補正器９７を設けているので
、第１図の実施例に比べて抽気弁３７及び３９の開度制
御の精度が向上する。

本実施例も第１図の実施例と同じ機能を有する統括制御
装置６０を有している。従って、第１６図に示す統括制
御装置６０によってもたらされる効果は１本実施例でも
得ることができる。

〔発明の効果〕

本発明の第１の特徴によれば、ジェットポンプ内に吸引
される冷却水の温度を低下させるための手段を原子炉内
に設ける必要がないので、原子炉の構造を単純化できる
。

本発明の第２の特徴によれば、ジェットポンプ内でのキ
ャビテーションの発生を防止できるので、炉心流量制御
による原子炉出力の大幅な変更が可能になる。

本発明の第３の特徴によれば、バッフル筒の作用によっ
てジェットポンプに吸引される給水の温度上昇を抑制で
きるので、ジェットポンプ内でのキャビテーションを防
止できる範囲が増大する。

第４の特徴によれば、原子炉プラントに必要な給水加熱
器をバイパスさせて給水スパージャに給水の一部を供給
するので、簡単な設備で給水スパージャに供給する給水
の温度を低下させることができる。

第５の特徴によれば、原子炉内に給水を導く２つの系統
のうちの１つである給水スパージャに給水を供給する系
統の給水流量の制御により水位制御を行うので、水位制
御が簡単にできる。

第６の特徴によれば、ジェットポンプに供給する給水流
量を調節して原子炉出力の制御が行えるので、原子炉出
力制御が簡単にできる。

第７の特徴によれば、異常時における原子炉水位の急激
な変動を防止できる。

第８の特徴によれば、原子炉の運転状態が許容範囲外に
逸脱することを防止できる。

第９の特徴によれば、負荷変動に対応させてタービン出
力の速溶性を向上できる。

第１０の特徴によれば、制御装置間の相互干渉を避ける
ことができる。

【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ＢＷＲ発電プラ
ントの構成図、第２図は第１図の給水ポンプ２８と高圧
給水加熱器２７どの他の配置例を示す構成図、第３図は
第１図の給水温度制御装置の構成図、第５図は第１図の
水位・出力制御装置の詳細構成図、第６図は第５図の水
位制御器の詳細構成図、第７図は第５図の炉出カマスタ
ーコントローラの詳細構成図、第８図は第５図のプラン
ト状態判定器の詳細構成図、第９図はジェットポンプ駆
動水流量と原子炉出力との関係を示す特性図、第１０図
は原子炉出力と温度差ΔＴとの関係を示す特性図、第１
１図は第８図のりミツターの動作特性図、第１２図は第
１図のタービン制御装置及び抽気弁制御装置の詳細構成
図、第１３図は第１２図の抽気弁制御器の詳細構成図、
第１４図は第１２図の抽気量分配器の構成図、第１５図
は第１２図の抽気弁制御装置の作動に基づ＜ＢＷＲ発電
プラン１−の応答特性図、第１６図は第１図の統括制御
装置の詳細構成図、第１７図〜第１９図は本発明の他の
実施例の構成図、第２０図は第１９図のＹ−Ｙ断面図、
第２１図は本発明の他の実施例であるＢＷＲ発電プラン
トの構成図、第２２図は第２１図の給水温度制御装置の
構成図、第２３図は第２１図の水位・出力制御装置のも
η成図、第２４図は第２３図のプラント状態判定器の構
成図、第２５図は第２１図の抽気弁制御装置の構成図、
第２６図は第２５図の抽気量分配器の構成図である。 １・・原子炉圧力容器、２・・・炉心、４・・・制御棒
、６・・・ジェットポンプ、８・・・給水スパージャ、
１２・・・バッフル筒、１３・・・高圧タービン、１４
・・低圧タービン、１５・・・発電機、１７・・・主蒸
気管、２０・・蒸気加減弁、２５・・・低圧給水加熱器
、２６．２７・・・高圧給水加熱器、２８．２９・・・
給水ポンプ、３０．３１．３３・・・給水配管、６０・
・・統括制御装置、７０・・・水位・出力制御装置、７
１・・・水位制御器、７２・・・炉出カマスターコント
ローラ、７３・・・プラント状態判定器、７３Ａ、７３
Ｂ・・・流量要求信号調節器、７３Ｃ・・・リミッタ−
１７３Ｄ・・・状態判定器、７３Ｆ・・・運転状態判定
器、８０・・・タービン制御器、８０Ａ・・・圧力制御
器、８０Ｂ・・・速度制御器、８０Ｇ・・・低値優先ゲ
ート、９０・・・抽気弁制御器、９０Ａ・・・抽気弁制
御器、９０Ｂ・・・抽気量分配器、９０Ｃ・・・ジェッ
トポンプ駆動水流量補償制御器、１００・・・制御棒駆
動装置制御装置。 第２図 第３図 第６０ 笛７図 １　口 第　７０図 第１１図 躬１２図 ｔ− ’ｔ：、ｖ 第７４図 第１５図 第１６図 褐　７３図 ３１．３．３・・・枯７Ｉ＜、配管 第ｎｒＭ　　　　　　　　　第２０ｍ 第２１図 １−孝き永、又ハ゛−ジャ　Ｊｌ、３３−衿永配管第２
２圀 活２３０ （讐績菫戸キ“″習７言慰晶Ｋ　ｔｊ＆ａｑ）嘱２４　
ｆＩ 第２５０ 手続補正書（方式）

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心を内蔵する原子炉容器と、前記原子炉容器内に
   配置されて前記炉心に冷却材を供給するジェットポンプ
   と、前記原子炉容器内に設置された給水スパージヤと、
   給水の一部を駆動水として前記ジェットポンプに導きし
   かも前記給水の残りを前記ジェットポンプに導く前記給
   水よりも低温の状態で前記給水スパージヤに導く給水供
   給手段とから構成された原子炉プラント。 ２、前記ジェットポンプに駆動水として導く給水と前記
   給水スパージヤに導く給水との温度差を調節する制御手
   段を設けた請求項第１項記載の原子炉プラント。 ３、前記給水スパージヤの内側に配置されて前記ジェッ
   トポンプ側に伸び、しかも前記炉心から吐出された高温
   の冷却材と前記給水スパージヤから吐出された前記給水
   の混合を抑制するバッフル筒を備えた請求項第１項記載
   の原子炉プラント。 ４、冷却材を導く冷却材流路と、前記冷却材流路内の前
   記冷却材を駆動水として原子炉容器内のジェットポンプ
   に導く手段と、前記冷却材流路内の前記冷却材を前記ジ
   ェットポンプに供給される冷却材よりも温度の低い状態
   で給水として前記原子炉容器内の給水スパージヤに導く
   手段とを備えた原子炉プラント。 ５、炉心を内蔵する原子炉容器と、前記原子炉容器内に
   配置されて前記炉心に冷却材を供給するジェットポンプ
   と、前記原子炉容器内に設置された給水スパージヤと、
   給水の一部を駆動水として前記ジェットポンプに導く第
   １管路と、前記給水の残りを前記給水スパージヤに導く
   第２管路と、前記第１管路に設けられて前記ジェットポ
   ンプに導く給水の温度を前記給水スパージヤに導く給水
   の温度よりも高くする加熱手段とを備えた原子炉プラン
   ト。 ６、前記加熱手段の加熱量を制御する手段を設けた請求
   項第５項記載の原子炉プラント。 ７、炉心を内蔵する原子炉容器と、前記原子炉容器内に
   配置されて前記炉心に冷却材を供給するジェットポンプ
   と、前記原子炉容器内に設置された給水スパージヤと、
   給水を駆動水として前記ジェットポンプに導く第１管路
   と、前記第１管路に接続されて前記給水を前記給水スパ
   ージヤに導く第２管路と、前記第１管路に設けられて前
   記ジェットポンプに導く給水の温度を前記給水スパージ
   ヤに導く給水の温度よりも高くする給水加熱器とを備え
   、前記第２管路が前記給水加熱器よりも上流側で前記第
   １管路に取付けられている原子炉プラント。 ８、前記第１管路と前記第２管路との接合部に連絡され
   てしかも前記接合部よりも上流側に位置する他の給水加
   熱器を備えた請求項第７項記載の原子炉プラント。 ９、前記給水加熱器から吐出される給水と前記第２管路
   内を流れる給水との温度差を制御する手段を設けた請求
   項第７項記載の原子炉プラント。 １０、前記制御手段が前記給水加熱器に供給する加熱媒
   体の量を制御する手段である請求項第９項記載の原子炉
   プラント。 １１、前記原子炉容器内で発生した蒸気を加熱媒体とし
   て前記給水加熱器に導く手段を有している請求項第７項
   記載の原子炉プラント。 １２、原子炉容器内に配置されて炉心に冷却材を供給す
   るジェットポンプに、給水の一部を駆動水として導く第
   １管路と、前記給水の残りを前記給水スパージヤに導く
   第２管路と、前記第１管路に設けられて前記ジェットポ
   ンプに導く給水の温度を前記給水スパージヤに導く給水
   の温度よりも高くする加熱手段と、前記原子炉容器から
   吐出された蒸気流量を測定する第１流量計と、前記第１
   管路にて導かれる給水の流量を測定する第２流量計と、
   前記第２管路にて導かれる給水の流量を測定する第３流
   量計と、前記原子炉容器内の冷却材の液面を測定する水
   位計と、前記第１流量計にて測定された蒸気流量、前記
   第２及び第３流量計にて測定された各給水流量及び前記
   水位計にて測定された水位に基づいて前記原子炉容器内
   の水位を所定レベルに保持するための制御信号を出力す
   る水位制御手段と、前記第２管路に設けられて前記制御
   信号に基づいて前記第２管路内の給水流量を調節する流
   量調節手段とを備えた原子炉プラント。 １３、原子炉容器内に配置されて炉心に冷却材を供給す
   るジェットポンプに、給水の一部を駆動水として導く第
   １管路と、前記給水の残りを前記給水スパージヤに導く
   第２管路と、前記第１管路に設けられて前記ジェットポ
   ンプに導く給水の温度を前記給水スパージヤに導く給水
   の温度よりも高くする加熱手段と、原子炉出力調節のた
   めの制御信号を出力する原子炉出力制御手段と、前記第
   １管路に設けられて前記制御信号に基づいて前記第１管
   路内の給水流量を調節する流量調節手段とを備えた原子
   炉プラント。 １４、原子炉容器内に配置されて炉心に冷却材を供給す
   るジェットポンプに、給水の一部を駆動水として導く第
   １管路と、前記給水の残りを前記給水スパージヤに導く
   第２管路と、前記第１管路に設けられて前記ジェットポ
   ンプに導く給水の温度を前記給水スパージヤに導く給水
   の温度よりも高くする加熱手段と、原子炉出力調節のた
   めの第１制御信号を出力する原子炉出力制御手段と、前
   記原子炉容器内の水位を所定レベルに保持するための第
   ２制御信号を出力する水位制御手段と、前記第１管路に
   設けられて前記第１制御信号に基づいて前記第１管路内
   の給水流量を調節する第１流量調節手段と、前記第２管
   路に設けられて前記第２制御信号に基づいて前記第２管
   路内の給水流量を調節する第２流量調節手段と、トリッ
   プ信号が入力された時に前記第１及び第２制御信号の少
   なくとも一方を修正する手段とを備えた原子炉プラント
   。 １５、原子炉容器内に配置されて炉心に冷却材を供給す
   るジェットポンプに、給水の一部を駆動水として導く第
   １管路と、前記給水の残りを前記給水スパージヤに導く
   第２管路と、前記第１管路に設けられて前記ジェットポ
   ンプに導く給水の温度を前記給水スパージヤに導く給水
   の温度よりも高くする加熱手段と、原子炉出力調節のた
   めの制御信号を出力する原子炉出力制御手段と、前記第
   １管路に設けられた第１温度計と、前記第２管路に設け
   られた第２温度計と、前記炉心に設けられた出力検出器
   と、前記第１及び第２温度計にて測定された各給水温度
   及び前記出力検出器にて測定された原子炉出力に基づい
   て原子炉の運転状態が許容限界に達したか否かを判定し
   、前記運転状態が前記許容限界に達した時に前記制御信
   号を前記運転状態が前記許容限界を越えないように修正
   する手段とを備えた原子炉プラント。 １６、炉心を内蔵する原子炉容器と、前記原子炉容器内
   に配置されて前記炉心に冷却材を供給するジェットポン
   プと、前記原子炉容器内に設置された給水スパージヤと
   、給水を前記ジェットポンプに導く第１管路と、前記第
   １管路に接続されて前記給水を前記給水スパージヤに導
   く第２管路と前記第１管路と前記第２管路との接続点よ
   り上流側の前記第１管路の部分に設けられた第１給水加
   熱器と、前記接続点より下流側の前記第１管路の部分に
   設けられた第２給水加熱器と、前記原子炉容器から吐出
   される蒸気によつて駆動されるタービンと、流量調節弁
   が設けられて前記蒸気を前記第１給水加熱器に導く抽気
   管路と、前記タービンの回転速度を検出する手段と、前
   記回転速度検出手段の出力から所定周期以下でしかも所
   定変化幅以下の変化成分を抽出する手段と、抽出された
   前記変化成分に基づいて前記流量調節弁の開度を制御す
   る手段とを備えた原子炉プラント。 １７、他の流量調節弁が設けられて前記蒸気を前記第２
   給水加熱器に導く他の抽気管路と、前記第１管路に設け
   られた第１温度検出手段と、前記第２管路に設けられた
   第２温度検出手段と、前記第１温度検出手段にて測定さ
   れた給水温度と前記第２温度検出手段にて測定された給
   水温度との差に基づいて前記他の流量調節弁の開度を制
   御する手段とを備えた請求項第１６項記載の原子炉プラ
   ント。 １８、原子炉容器内のジェットポンプの駆動水として用
   いられる給水の一部を加熱する加熱手段と、前記原子炉
   容器内の給水スパージヤに供給される残りの給水の温度
   を測定する第１温度検出手段と、前記加熱手段から吐出
   される前記給水の一部の温度を測定する第２温度検出手
   段と、前記第１及び第２温度検出手段の出力信号に基づ
   いて前記加熱手段から吐出される給水の温度が前記残り
   の給水の温度よりも高くなるように前記加熱手段の加熱
   量を制御する手段とを備えた給水加熱制御装置。 １９、前記加熱手段に供給される前記給水の一部と前記
   給水スパージヤに供給される前記残りの給水とを加熱す
   る他の加熱手段と、前記原子炉容器から吐出された蒸気
   によつて駆動されるタービンの回転速度を検出する手段
   と、前記回転速度検出手段の出力から所定の変化成分を
   抽出する手段と、前記変化成分に基づいて前記他の加熱
   手段の加熱量を制御する手段とを備えた請求項第１８項
   記載の給水加熱制御装置。 ２０、測定された原子炉容器内の水位、前記原子炉容器
   内に供給される給水の第１流量及び前記原子炉から吐出
   される蒸気の第２流量の三要素に基づいて、前記水位が
   所定値になるように、前記給水のうち、前記原子炉容器
   内のジェットポンプに駆動水として導かれる給水よりも
   温度が低い給水であつて前記原子炉容器内の給水スパー
   ジヤに導かれる給水の流量を制御する手段を備えた原子
   炉の水位制御装置。 ２１、原子炉容器内に供給される給水のうち、前記原子
   炉容器内の給水スパージヤに供給される給水よりも温度
   が高い給水であつて前記原子炉容器内のジェットポンプ
   に供給される給水の流量を、測定された原子炉出力に基
   づいて制御する手段を備えた原子炉出力制御装置。 ２２、原子炉出力調節のための第１制御信号を出力する
   原子炉出力制御手段と、原子炉容器内の水位を所定レベ
   ルに保持するための第２制御信号を出力する水位制御手
   段と、トリップ信号が入力されたときに前記第１及び第
   ２制御信号の少なくとも一方を修正する手段とを備えた
   原子炉保護装置。 ２３、入力した負荷変更要求信号の変動周期及び変動幅
   を求める手段と、制御情報信号を出力すべき制御装置を
   得られた前記変動周期及び前記変動幅に応じて複数の制
   御装置の中から選択する手段を備えた統括制御装置。 ２４、炉心を内蔵する原子炉容器と、冷却材を導く冷却
   材流路と、前記冷却材流路内の冷却材を給水として前記
   原子炉容器内に設置された給水スパージヤに導く手段と
   、前記冷却材流路内の前記冷却材を、前記給水スパージ
   ヤに給水として供給される冷却材よりも高温の状態で、
   前記原子炉容器内に設けられたジェットポンプに駆動水
   として供給する駆動水供給手段と、蒸気流量を制御する
   第１弁を有する主蒸気管によつて前記原子炉容器に連絡
   され前記主蒸気管にて導かれる蒸気により駆動されるタ
   ービンと、前記主蒸気管に接続されると共に第２弁を有
   し前記タービンに供給される蒸気をバイパスする手段と
   、前記冷却材流路に設けられた加熱手段と、原子炉出力
   調節のための第１制御信号を出力する原子炉出力制御手
   段と、前記駆動水供給手段に設けられて前記第１制御信
   号に基づいて前記駆動水の流量を調節する手段と、前記
   第１及び第２弁の開度を制御するタービン制御手段と、
   前記加熱手段の加熱量を調節する加熱量制御手段と、前
   記炉心内に挿入される制御棒の挿入度合を調節する制御
   棒挿入量制御手段と、制御情報信号を出力すべき制御手
   段を、入力した負荷変更要求信号の変動周期及び変動幅
   に応じて前記原子炉出力制御手段、前記タービン制御手
   段、前記加熱量制御手段及び前記制御棒挿入量制御手段
   の中から選択する統括制御手段とを備えた原子炉プラン
   ト。 ２５、駆動水としてジェットポンプに導かれる給水の一
   部の温度、給水スパージヤに導かれる給水の残りの温度
   及び原子炉出力に基づいて原子炉の運転状態が許容限界
   に達したか否かを判定する手段と、前記運転状態が許容
   限界に達したときに原子炉出力を調節するための制御信
   号を前記運転状態が前記許容限界を越えないように修正
   する手段とを備えた原子炉保護装置。