JPH0354499A - 自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法 - 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】 発明の背景 本発明は自然循環を利用した沸騰水型原子炉（　ＢＷＲ
”）に関するものであって、更に詳しく言えば、かかる
原子炉に負荷追従能力を付与するための方法に関する． 現行の大形ＢＷＲは強制循環式のものである。

発電目的のために運転されるＢＷＲにおいては、最初は
サブクールされた液体の状態にある冷却材（たとえば水
）が主冷却材循環装置（たとえば、ジェットポンプまた
は電動式混流ボンブ）の作用下で所定の経路を通って循
環する．詳しく述べれば、冷却材は（原子炉の最下部に
位置する）炉心下部プレナムから炉心を通って流れ、そ
して炉心と連通した炉心上部プレナム内に入る。次いで
、炉心上部プレナムから流出する冷却材はスタンドパイ
プを通過して気水分離器アセンブリに到達する．ところ
で、炉心から流出して炉心上部プレナム内に入る冷却材
は蒸気と水との二相混合物を威しているが、それらの比
率は燃料集合体からの出力、燃ｆ：４集合体に入る冷却
材のサブクール温度差、および燃料集合体中における流
量のごとき因子に応じて変化する。特に燃料集合体中に
おける流量は、再循環ポンプの出力、燃料集合体の幾何
学的形状およびそれの濡れ面がもたらす水カ学的な流れ
抵抗、並びに冷却材が炉心の燃料集合体中に流入する際
における流れの制限の程度を示す絞り率に依存する。

炉心上部プレナム内においては、燃料集合体から流出し
た流れに枦心バイパス流が合流する。炉心バイパス流と
は、炉心下部プレナムから燃料集合体のチャネルの外側
（かつ炉心シュラウドの内側）の区域内に入り、様々な
程度で炉心内に挿入された十字形の制御棒によって占め
られた区域を通って上方に流れ、燃料集合体を規則正し
い配列状態に保持する格子状の上部部材（すなわち上部
案内板）を通過し、そして最終的に炉心上部プレナム内
に流入するような冷却材である。炉心上部プレナム内に
流入した時点において、炉心バイパス流は（恐らくは少
量の蒸気を含んだ）飽和水から実質的に戒っている．炉
心上部プレナム内においては、これら２種の流れ（燃料
集合体から流出した流れおよび炉心バイパス流）は急速
に混合し、それによって両者の区別は存在しなくなる．
炉心から流出する蒸気・水混合物から蒸気を分離するた
めには、機械的な気水分離手段を使用することができる
．一部の初期ＢＷＲ構造においては、自由表面蒸気分離
手段が使用されていた。この場合には，家庭用の湯沸か
しと同様にして自由表面から蒸気がひとりでに分離する
一方、飽和水はＢＷＲのダウンカマ区域を通って再循環
する冷却材の流れの中に残留する．このような蒸気分離
手段が可能であるのは、蒸気分離速度（すなわち、有効
流路面積を通して取出される蒸気の体積平均速度）が毎
秒約１．８フィートを越えない場合に限られる．蒸気分
離速度がこの限界値を越えると、蒸気は許容し得ないほ
どに高い含水率を示すようになる．高い含水率は蒸気乾
燥器の水分除去能力を飽和させる結果、原子炉から流出
してタービンに供給される蒸気が過大な含水率を有する
ことになる．タービンに供給される蒸気がこのような高
い含水率を有する場合には、初段のタービン羽根の浸食
が促進されることがある． 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の横断面積が十分に大きけれ
ば、上記のごとき自由表面分離能力を得ることかできる
。しかしなから、経済性の点から見ると、できるだけ直
径の小さいＲＰＶを使用することが要求される．その結
果、最新の高出力ＢＷ　Ｒにおける高レベルの蒸気発生
量を処理するためのＩｌｌ械的気水分離器が開発されて
きた。かがる最新のＢＷＲｔｌ造においては、機械的気
水分離器の直ぐ下流側に位置する湿り蒸気プレナムを通
って移動する蒸気の体積平均速度は毎秒約５フィー｝〜
である． 炉心の中心部に配置された燃料集合体から流出する蒸気
の品質は、炉心の周辺部に配置された燃料集合体から流
出する蒸気の品質よりも高い傾向がある．しかしなから
、気水分離器のスタンドパイプ中に流入する蒸気・水混
合物の流量および混合比率は比較的一様であることが望
ましい．スタンドパイプ中に流入する蒸気・水混合物を
より一様なものにするため、スタンドパイプの入口は燃
料集合体から（たとえば約５フィートの距離だけ）離隔
している．気水分離器のスタンドパイプ中に流入する蒸
気・水混合物がより一様なものとなる機序の１つは、相
異なる気泡率を有しなから個々の燃料集合体から流出す
る流体の流れの間で乱流による混合が起こることである
．とは言え、蒸気・水混合物の一様性を達成するための
より重要な要因は、末端に気水分離器を取付けたスタン
ドパイプが示す水力学的な流れ抵抗である。なお、スタ
ンドバイア中に流入する蒸気・水混合物の完全な一様性
を達成することはどう考えても困難であるから、燃料集
合体の出口とスタンドパイプの入口との間に５フィート
の距離がある場合でも、それは原子炉性能の評価のため
に使用される設計上の規準とはなっていない． 気水分離器アセンブリについて述べれば、半球状または
平板状のシュラウドヘッド上に１群のスタンドパイプが
溶接されていて、各々のスタンドパイプの頂部にはたと
えば三段式気水分離器が取付けられている．スタンドパ
イプの機能の１つは、一般に外面同士がほとんど接触す
るほどの著しく密集した状態で配列された大径の気水分
離器を隔離状態で支持することにある．その結果、気水
分離器の底部から流出する分離された液体冷却材がＲＰ
Ｖの中心軸から外方に向がって流れ、そしてＲＰＶの内
側周辺部に位置する環状ダウンカマ区域内に流入する際
に十分に広い流路が得られることになる．機械的気水分
離器を使用する高出力の自然循環式原子炉の場合には、
スタンドパイプは自然循環を促進する２つの並置された
区域を形成するという機能をも有する．すなわち、スタ
ンドパイプの内部には二相（従って低密度）の冷却材か
ら成る区域が存在する一方、スタンドパイプの外側のい
わゆる「ダウンカマ区域ｊ内には単一相の液体冷却材が
存在することになる．この場合、かかる区域の高さは原
子炉内における冷却材の自然循環をもたらす全駆動水圧
の実質的な部分を付与するために役立つ． 気水分離器アセンブリは炉心シュラウドの上部フランジ
によって支持され、そして炉心から流出する冷却材用の
プレナム（すなわち「炉心上部プレナムＪ〉の蓋を成し
ている．気水分離器アセンブリと炉心シュラウドのフラ
ンジとの間における封止機構は金属間接触に基づくもの
であって、ガスケットまたはその他の（交換を要する）
封止装置を必要としない．また、固定軸流式の気水分離
器は可動部品を含まず、しかもたとえば腐食や浸食に耐
えるステンレス鋼で作られている。

各々の気水分離器内においては、スタンドパイプ（すな
わち「スタンドパイプ区域」）を通って上昇した蒸気・
水混合物は螺旋状の羽根に衝突し、それによって付与さ
れた旋回運動のために渦流を生じる．その結果、遠心力
の作用により、３段階にわたって水は蒸気から分離され
る。蒸気は気水分離器の頂部から流出し、そして蒸気乾
燥器の下方に位置する湿り蒸気プレナム内に入る。分離
された水は気水分離器の各段の下端から流出し、スタン
ドパイプを包囲するプール（すなわち「ダウンカマ区域
Ｊ）内に入り、そしてダウンカマ流に合流する。気水分
離器は全ての蒸気出口が同じ水平面内に位置するように
配置される場合もあれば、あるいはスタンドパイプを包
囲するプール内における水の圧力勾配を補償するために
上端が中心部の高くなった凸面状を成すようにして配置
される場合もある． 気水分離器アセンブリは、長い据付ボルトによって炉心
シュラウドのフランジに固定されることがある．あるい
はまた、蒸気乾燥器アセンブリを原子炉容器内に装着し
た場合、気水分離器アセンブリを原子炉の頭部から炉心
シュラウドのフランジ上に押し付けて固定することもあ
る。気水分離器アセンブリの公称包絡面は、炉心シェラ
ウドのフランジに接触するそれの下部フランジを含む水
平面、燃料集合体の出口から５フィートにわたる隔離空
間の外周面、最も外側のスタンドパイプ列に外接する円
筒面、最も外側の気水分離器列に外接する円筒面、およ
び気水分離器の出口を含む概して水平の面によって規定
される． 「簡略化沸騰水型原子炉（ＳＢＷＲ）Ｊとして知られる
現在設計中のＢＷＲにおける炉心上部プレナムは、その
他の機械装置、管または構造物を実質的に含まない．他
方、ＢＷＲ／６および「改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ
）Ｊのごとき原子炉における炉心上部プレナムは、炉心
スブレイ系のスパージャやノズル、および炉心注水系の
分配ヘッダを含むのが普通である。とは言え、いずれの
形式の原子炉においても、これらのスパージャ／ヘッダ
はぐ心上部プレナムの外周部において炉心シュラウドの
フランジの下方に取付けられている。

その結果、かかるスパージャ／ヘッダは周辺の燃料集合
体の着脱経路中には存在せず、従って燃料交換作業に際
してそれらを取除く必要はない。

特に自然循環式のＳＢＷＲについて述べれば、冷却材の
再循環を助けるための再循環ポンプは存在しないことが
認められよう。炉心内における蒸気発生の結果として蒸
気と水との混合物が生或されるが、かかる混合物は気泡
を含むために飽和水またはサブクールされた水よりも密
度が小さい，このように、炉心内における沸騰作用は浮
力を生じ，従って炉心内の冷却材は上昇する。その結果
、炉心直下の炉心下部プレナムから気泡を含まない冷却
材が炉心内に連続的に補給されることになる．炉心から
出た冷却材は炉心上部プレナム内を上昇し、スタンドパ
イプを通過し、そして気水分離器内に入る．スタンドパ
イプの内部に存在する（気泡を含む）冷却材はスタンド
パイプの外部に存在するく気泡を含まない）冷却材より
も密度が小さいから、追加の浮力が発生して冷却材の循
環が更に促進される．このような過程が冷却材の循環を
促進するのに極めて有効であることは、冷却材循環ポン
プを停止した強制循環式発電炉において行った試験結果
の報告例から知ることができる．すなわち、気水分離器
のスタンドパイプが比較的短い場合でも、２５％の原子
炉出力レベルおよび定格流量の３５％に等しい冷却材流
量を容易かつ安全に維持することができるのである． とは言え、ＳＢＷＲは強制循環式のＢＷＲとはやや異な
っている．最も顕著な相違点としては、ＳＢＷＲにおい
てはくより高い差圧を生み出すため〉スタンドパイプが
かなり長くなっていること、炉心の全高がやや小さいこ
と（たとえば、最近の強制循環式Ｂ　ＷＲにおいては有
効燃料長さが１２．５フィートであるのに対し、ＳＢＷ
Ｒにおいては８またはりフィートであること〉、および
炉心の出力密度がやや低いことが挙げられる。また、（
水力学的安定性を向上させるための手段である）ＢＷＲ
の燃料集合体への流入時における絞り率が低下している
場合がある．燃料集合体について述べれば、強制循環式
ＢＷＲにおいては燃料棒が８×８の配列状態で使用され
ることが多いのに対し、ＳＢＷＲにおいては直径の大き
い燃料棒がたとえば６×６の配列状態で使用されること
がある。ＳＢＷＲにおいては、燃料集合体１基当りの設
計流量および気水分離器１基当りの流量はやや減少して
いる。燃料棒集合体の出口における蒸気の品質は、いず
れの原子炉においてもほぼ同じである。

なお、ＳＢＷＲにおいては炉心上部プレナム内にスバー
ジャも分配ヘッダも配置されていないのに対し、ＡＢＷ
Ｒにおいては炉心上部プレナム内にスバージャまたは分
配ヘッダが配置されている．検討中のＳＢＷＲの変形例
の中には、スタンドパイプが非常に長くかつ炉心上部プ
レナムが短いものもあれば、その逆の関係を示すものも
ある。

本発明はいずれの変形例に対しても等しく適用すること
ができる。

「負荷追従４とは、一定量の電力需要変化に対してＢＷ
Ｒの出力をバランスさせるような動作である．このよう
な需要の変化は原子力発電所と連結された送電設備網か
ら生じるものであって、以前の（バランスの取れた）定
常運転状態からの変化を意味している。

実例として、ＳＢＷＲが定格出力の９０％で運転されて
いるものと仮定しよう。炉心内には、蒸気の気泡が特定
の分布状態で存在している．炉心への給水源である炉心
下部プレナム内にはサブクールされた液体の状態で水が
存在しているから、燃料集合体の最下部には気泡を含ま
ない冷却材が存在することになる．燃料集合体中の流路
の途中では、蒸気の発生が開始されて蒸気・水混合物が
生成される．その場合、蒸気の比率は燃料集合体中を上
昇するのに伴って増大する．燃料集合体のチャネルの直
ぐ外側に位置する制御棒は、燃料サイクル中における炉
心の残り寿命に応じて炉心から様々な程度に引抜かれて
いる． 原子炉から発生した蒸気はタービン発電機に送られ、そ
してタービン発電機は送電設ｆｆｍｌｌ４に接続されて
いる．原子炉には圧力制御系が設けられていて，それの
作用により、原子炉の蒸気ドーム内において測定された
圧力を一定に保つようにタービン蒸気制御弁の位置が変
えられる。

送電設備網における需要の変化（たとえば、原子力発電
所に対して一層多量の電力を要求する需要の増加）が生
じると、制御棒位置決定系に信号が送られる結果、（炉
心から完全には引抜かれていない〉制御棒の一部が更に
引抜かれる．このような制御棒の引抜きは原子炉の反応
度を一時的に高め、それによって中性子束の増大を可能
にする．かかる中性子束の増大により、燃料棒全体にわ
たって核分裂速度の増大が生じる．核燃料物質（二酸化
ウラン〉の塊状体が示す熱容量のため、燃料棒全体から
生じる熱エネルギーは短時間（すなわち数秒間）にわた
って吸収され、それによって燃料捧の内部温度が上昇す
る．（このように、核燃料からの熱伝達は中性子束に対
して遅れを示すのであって、それの過渡応答特性は通例
７秒の時定数を有している．）間もなく、内部温度の上
昇は燃料棒被覆の温度を上昇させ、そして燃料棒被覆か
ら冷却材への熱伝達を増加させる結果、蒸気の発生量が
次第に増加することになる．更にまた、燃利集合体中に
おいて沸騰が開始する位置が熱伝達の増加に応答してや
や下方に移動する．このように、従前の沸騰領域内にお
ける気泡の増加と沸騰境界の下方移動との組合せによっ
て負の反応度効果が導入される結果、原子炉は再びバラ
ンスの取れた定常出力レベルに戻ることになる．ただし
、この出力レベルはより多くの蒸気を発生するようなも
のである．蒸気発生速度の増大に応答し、（圧力制御系
の指令に従って）原子炉の蒸気ドーム内における圧力を
一定に保つため、圧力制御系はタービン蒸気制御弁を徐
々に開放し、それによってより多量の蒸気をタービンに
放出する．夕一ビンを通過する蒸気の流量が増加する結
果、発電所に対してより多くの電力を要求する送電設備
網の電力需要の増加に応答して所要の電力増加が得られ
ることになる． 原子力技術者にとっては、上記のごとき原理はその他の
出力調整方法を理解するためにも適用することができる
．なお、上記の説明は負荷需要の僅かな増加への応答に
関するものであることは自明であろう．勿論、原子炉出
力の調整は原子炉運転員が手動で行うこともできる。す
なわち、原子炉運転員が制御棒を炉心内により多く挿入
したり、あるいは炉心から制御棒をより多く引抜くこと
によっても行うことができるのである， 原子力発電所においては、上記のごとき比較的微小な調
整よりも大きい負荷需要調整を行うことが要求される場
合が多い．現行の原子力発電所は、制御棒を引抜くため
に時間がかかるという欠点を有している．制御棒を幾つ
かの群にまとめて移動させる場合（すなわち、「連動制
御棒移動」の場合）でも、制御棒群を順次に移動させる
ためには時間がかかる６制御棒の移動による負荷追従の
もう１つの欠点としては、制御棒が位置する側の末端付
近において燃料棒中に加熱状態の過渡的変化が起こるこ
とが挙げられる．長い間には，これは燃料棒の被覆に対
して望ましくない応力循環を引起こすことがある． 強制循環式のＢＷＲにとって有効であることが判明して
いるもう１つの負荷調整手段は、再循環流量制御を利用
することである．原子炉の出力需要の変化を示す信号が
ｉｌＪｆＨ系に送られると、それは再循環流量を上方ま
たは下方に調整する．再循環流量の調整は、主再循環ポ
ンプの速度を変化させるか、あるいは流量制御弁を用い
て定速ポンプからの排出流を絞ることによって行われる
．かかる流量の変化は、炉心内における気泡の量をかな
り迅速に変化させると共に、炉心を構成する燃料集合体
中における沸騰境界の位置を同様に変化させる．たとえ
ば、原子炉出力の上昇を要求する需要の増加に対する再
循環流量制御系の応答動作は、再循環流量を増加させる
ことである．その結果、現存する気泡の一部が炉心から
排出され、従って沸騰境界の位置が上昇する．それと共
に、中性子束が増加して核分裂速度が増大し、そして間
もなく蒸気発生量の増加が起こる。より高い出力に応答
して炉心内には「近似正常レベル」の気泡が再び発生し
、そして原子炉は再び「定常状態」に戻るが、この場合
の定常状態はより高い出力レベルにある．かかる再循環
流量ＭｔＨには２つの利点がある．第１の利点は原子炉
出力の変化速度がより早いことである．第２の利点は、
制御棒を移動させる必要がないので、燃料棒が余分の顕
著な応力循環を受けないことである。

しかしなから、現在までのところ、自然循環式ＢＷＲに
おける負荷追従手段としては制御棒移動しか利用するこ
とができなかった。前述の通り、かかる負荷追従制御方
式（すなわち、制御棒の移動によって負荷追従を達成す
ること）の欠点は、それの動作が遅いことである。なぜ
なら、望ましいパターンの中性子東分布を維持しなから
変化をもたらすためには、多数の制御棒を少しずつ移動
させなければならないからである．このように、各種の
発電方式において、原子炉出力をより迅速に（しかし制
御可能に）変化させ、それによってより広範囲の負荷追
従動作を達成する能力の向上をもたらす新しい方法が要
望されているのである．発明の要約 本発明は自然循環式のＢＷＲにおいて望ましい再循環流
量制御を達成するための新規な方法を開示するものであ
って、かかる方法を使用した原子炉においては負荷追従
方式の運転が可能になる．一ｍ的に述べれば、本発明の
方法は自然循環式ＢＷＲの環状区域および（または）ダ
ウンカマ区域から炉心上部プレナム内に調整可能な量の
冷却材を分流させることに基づいている。その結果、冷
却材が原子炉の底部に向かって流れて炉心直下のプレナ
ム内に入り、次いで（大部分の冷却材については〉燃料
集合体中を上昇して炉心上部プレナム内に到達するとい
う通常の自然循環流路を一部の冷却材が迂回して流れる
ことになる。このような分流／迂回がもたらす主たる効
果は、後半の流路（すなわち、燃料集合体中の流路）を
通って循環する冷却材が受ける静水頭の差を減少させる
ことである．その結果、公知の原理に従い、この流路を
通る冷却材の流量は静水頭の減少量に応じて減少するこ
とになる． 本発明を適用し得る自然循環式沸騰水型原子炉は、次の
ような構造を有するものである．原子炉圧力容器（ＲＰ
Ｖ）の内部に収容された炉心はシュラウドヘッドを有す
るシュラウドにより包囲されている．かかるシュラウド
はＲＰＶと共に環状区域を規定していて、この環状区域
は炉心の直下に位置する炉心下部プレナムと連通してい
る．炉心の上方には、シュラウドヘッドの内部に形成さ
れた炉心上部プレナムが位置している．シュラウドヘッ
ドの上方には、炉心上部プレナムと連通ずる複数の直立
したスタンドパイプが取付けられている．スタンドパイ
プの上方には気水分離器アセンブリが取付けられていて
、これはスタンドパイプおよびそれの外側に存在するダ
ウンカマ区域の両方と連通している．かかるダウンカマ
区域は環状区域と連通しており、それによって完全な水
の流路が形成されている。負荷追従能力を得るための本
発明の改良は、上記のごときダウンカマ区域および（ま
たは）環状区域からの水を炉心上部プレナム内に流入さ
せるための弁をシュラウドヘッドの位置に設けることか
ら成っている．かかる弁には弁制御機構が連結されてい
て、ＲＰＶの外側からそれを操作することによって弁の
調節を行うことができる． 本発明のもう１つの側面に従えば、弁制御機構を操作す
ることによって（燃料集合体またはバイパス流路を通過
することなく）炉心上部プレナム内に直接に入る水の量
が制御下で変化させられ、それによって自然循環式ＢＷ
Ｒの負荷追従動作が達成される．本発明を適用して原子
炉の設計を行う場合の実例として、通常の原子炉内部部
品の変更および（または〉構成部品の追加を伴う２つの
実施の態様が後記に記載される。

本発明の利点の１つは、自然循環式ＢＷＲに負荷追従能
力を付与するための新規な手段が得られることである。

本発明のもう１つの利点は、自然循環式ＢＷＲにおいて
冷却材の再循環流量の調節が可能になることである．本
発明の更にもう１つの利点は、従来の自然循環式ＢＷＲ
の設計概念の範囲内において簡単かつ実際的に実施し得
ることである．上記およびその他の利点は、以下の詳細
な説明を読むことによって当業者には自ら明らかとなろ
う． 以下、添付の図面を参照しなから本発明を一層詳しく説
明しよう． 発明の詳細な説明 強制循環式のＢＷＲにおいては負荷追従能力を達戒する
ために何らかの方式の再循環流量制御が使用されている
が、−ｆｉ的に言ってそれは十分に迅速かつ有効なもの
である．一部のＢＷＲにおいては、主循環装置によって
発生される水圧が駆動電動機の速度を変化させることに
よって調整され、それによって再循環流量の制御が達成
される．別のＢＷＲにおいては、外部再循環ループ中に
存在する流量制御弁を用いて再循環流量を変化させるこ
とによって流量制御が達戒される．なお、冷却材流量の
変化に対する原子炉の一般的な応答動作は、上記のごと
き応答動作と全く同じである．しかしなから、主循環装
置も外部再循環ループも有しない自然循環式ＢＷＲにと
っては、いずれの方法も簡便かつ経済的に使用すること
はできない．　　ＳＢＷＲに関する主要な設計目標の１
つは「構成の単純性」にあるから、外部再循環ループを
設けることはそれに反するわけである．更にまた、炉心
に流入する流れ（すなわち、ダウンカマ流）を絞る方法
を採用しようすれば、沸騰水型原子炉の設計者はｔｆ４
ｔｃおよび原価の点で大きな困難に出会うことになる．
なぜなら、大きい長さを持ったかなり狭い環状の空間に
対しては弁形の装置および弁操作器を使用しなければな
らないからである．かかる手段を設置すれば、１００％
出力の運転条件下において許容し得ないほどの不可逆的
な圧力損失が導入される可能性が極めて大きい．原子炉
の冷却材循環経路中のどこで起こるにせよ、不可逆的な
圧力損失はＲＰＶおよび（または）原子力蒸気供給系（
ＮＳＳＳ）の経済性にとって不利益をもたらす．自然循
環式のＳＢＷＲにおいては、不可逆的な圧力損失はスタ
ンドパイプおよびダウンカマ区域の高さを大きくしなけ
ればならないことを意味する。その結果、恐らくはＲＰ
Ｖの高さを大きくしなければならないから、背の高い格
納容器を設置しなければならないという不利益も生じる
ことになる。このことは、ＲＰＶおよび格納容器の原価
が高くなることを示している。

ここで解決しなければならない問題は、ＳＢＷＲにおい
て効果的な負荷追従能力を得るための改良された手段を
考案することである。その際には、構成部品の追加およ
び（または）ＲＰＶや格納容器の大形化、並びに１００
％出力運転条件下における不可逆的な圧力損失のごとき
不利益が最少限に押さえられ、しかも得られる利益を考
慮すればそれらの不利益が十分に許容し得るようにしな
ければならない．このような問題を理解するためには、
比較的長いスタンドパイプを有するＳ　ＢＷＲに関し、
自由表面に対する静水頭をＲＰＶ内における高さの関数
として表わした第４図の線図を参照されたい．詳しく述
べれば、曲線１０は下方に向かって流れる冷却材の流路
（すなわち、ダウンカマ区域および環状区域から成る流
路）に沿った静水頭を示している。かかる流路は、気水
分離器によって分離された液体冷却材を炉心シュラウド
の下端部にまで導き、次いで炉心直下に位置する炉心下
部プレナム内に導入するようなものである．次に、冷却
材の流れは方向を変え、そして曲線１２で示されるよう
な流路を辿る．かかる流路は、炉心シュラウドの内部か
つ炉心下方の案内管区域、および比較的大きい圧力降下
をもたらす燃料オリフィスを含んでいる．次いで、冷却
材は燃料支持金具、ノーズビースおよび下部タイプレー
トを通過し、そして炉心内に収容された燃料集合体中に
流入する．燃料集合体の内部には、炉心非沸騰領域およ
び炉心沸騰領域が存在している．炉心から出た冷却材は
炉心上部プレナム内に入り、次いでスタンドパイプを通
って気水分離器内に入る．かかる流路によって引起こさ
れる圧力損失は、第４図を参照することによって明確に
理解されよう．上記に記載されかつ第１および３図に図
示された原子炉内部部品については、グラストーンおよ
びセソンスケ（Ｇｌａｓｓｔｏｏｅ　＆　Ｓｅｓｏｎｓ
ｋｅ）の著書「ニュークリア・リアクター・エンジニア
リング　（Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｅｎｇｉ
ｎｅｅｒｉｎｇ）．．＋　（第３版、ヴアンノストラン
ド・ラインホルト社、ニューヨーク州ニューヨーク市、
１９８１年）の７４８〜７５３頁、米国原子力学会の時
事問題会議（ワシントン州シアトル市、１９８８年５月
１〜５日〉において発表されたウ才ルフェおよびウィル
ケンス（Ｗｏｌｆｅ　＆　Ｗｉｌｋｅｎｓ）の研究「沸
騰水型原子炉の構造および安全性に関する改良」、米国
原子力学会の時事問題会議（ワシントン州シアトル市、
１９８８年５月１〜５日〉において発表されたダンカン
およびマッキャンドレス（Ｄｕｎｃａｎ　＆　ＭｃＣａ
ｎｄｌｅｓｓ）の研究「改良された簡略化沸騰水型原子
炉」、並びにラヘイおよびムーディ（Ｌａｈｅｙ　＆　
Ｍｏｏｄｙ＞の著書「ザ・サーマル・ハイドローリック
ス・オブ・ア・ボイリング・ウォーター・ニュークリア
・リアクター（Ｔｈｅ　Ｔｈｅｒｍａｌ　Ｈｙｄｒａｕ
ｌｉｃｓ　ｏｆ　ａ　ＢｏｉｌｉｎｇＷａｔｅｒ　Ｎｕ
ｃｌｅａｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ）」（米国原子力学会、イ
リノイ州ルグランジュパーク市、１９７７年〉の特に第
２章１５〜４４頁を参照されたい。これらの参考文献中
には、通常のＢＷＲ，ＡＢＷＲおよびＳＢＷＲの全てが
記載されかつ論議されているダウンカマ区域内に存在す
る調整可能な量の冷却材を炉心下部プレナム内に直接に
導入する方法を第１図に関連して説明しよう．第１図に
は、自然循環式ＢＷＲに対する本発明の適用を特徴づけ
る原子炉内部部品が示されている．簡単に述べれば、原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）１４内には入口１６を通して水
が導入される一方、出口１９を通して蒸気が排出され、
基本的にはそれによって沸騰水型原子炉の運転が達成さ
れる．上記において一般的に記載され、また前述の参考
文献中に詳しく記載されている通り、ダウンカマ区域１
７内に存在するサブクールされた水はＲＰＶ　１４とシ
ュラウドｌ８との間の環状区域２０を通って下方に流れ
る．環状区域２０を通って流れた水は、次いで炉心下部
プレナム２２内に入る．なお、簡略化のため、第１およ
び３図には多くの原子炉内部部品が示されていない．な
ぜなら、それらの部品は公知技術に基づくものであって
、当業者にとっては自明のものだからである。

シュラウドｌ８の内部かつ炉心２４の下方に位置する案
内管区域もまた、圧力降下を生み出す区域の１つである
．次いで、水は燃料オリフィス、燃料支持金具、ノーズ
ビースおよび下部タイブレートを通過するが、そこにお
いてもまた圧力降下が起こる．なお、これらの部品も明
確には示されていないが、常法に従って設置されている
ものとする．次に、水は炉心２４内に配置された燃料集
合体中に入る．燃料集合体中においては沸騰境界が形或
され、それによって下方の非沸騰領域と上方の沸騰領域
とが区分される．なお、必要もしくは所望に応じ、常法
に従って炉心バイパス流が形成されるものとする． 次に、水と蒸気との混合物が炉心上部プレナム２６内に
入る．シュラウドヘッド２８の内部に形成された炉心上
部プレナム２６は炉心２４の上方に位置していて、炉心
２４から出る混合物とスタンドパイプ３０に入る混合物
とを離隔状態に保つために役立つ。スタンドパイプ３０
はシュラウドヘッド２８の上方に配置されていて、炉心
上部プレナム２６と連通している．なお、ＲＰＶ１４の
側壁とスタンドパイブ３０の管壁との間にはダウンカマ
区域１７が形成されている。

スタンドパイプ３０を通って流れる混合物は、次いで気
水分離器／蒸気乾燥器アセンブリ３２内に入る。なお、
気水分離器／蒸気乾燥器アセンブリ３２は常法に従って
設置されたものであってもよいし、あるいはその他任意
のやり方で設置されたものであってもよい．気水分離器
は分離された水をダウンカマ区域１７内に排出すると共
に、蒸気をドーム３４内に導入する．かがる蒸気は出口
１つを通してＲＰＶ１４から導出される。ダウンカマ区
域１７内の分離された水は、入口１６を通して発電所の
タービン区画から供給された給水と合流し、こうして水
流の循環が無限に継続される。

上記のごとき流路中に存在する水の量、従ってそれの流
量を人工的に増加もしくは減少させるためのポンプやそ
の他の装置は設けられていない．それ故、ＩＩ１御棒の
移動を行わなければ、原子炉は十分な負荷追従能力を有
し得ないことが理解されよう．そこで、水の流路を変え
るための手段として、ダウンカマ区域１７または環状区
域２ｏからの水を炉心上部プレナム２６内に直接に流入
させるための弁アセンブリ３６がシュラウドヘッド２８
の位置に配置される。ががる弁アセンブリ３６は、シュ
ラウドヘッド２８上に取付けられた弁座、あるいはシュ
ラウドヘッド２８と一体を戒して形成された弁座を含ん
でいる。このような弁座またはシュラウドヘッド２８に
設けられた開口の内部に５円錐状の外形を持った弁ブラ
グ３８が配置されている．なお、所期の目的を達戒し得
るならば、弁ブラグ３８はその他適宜の形状を有してい
てもよい． 弁アセンブリ３６の弁プラグ３８には、弁制御ｖ１楕が
連結される．ががる弁制御機構は、炉心内における制御
棒の微動送り制御と同等な働きをする微動制御棒駆動（
ＦＭＣＲＤ）機構から成ることが好ましい，ＦＭＣＨＤ
機構を選択した理由はそれが本発明において要求される
仕事を達成するために役立つ信頼可能な機構を戒してい
るからである．なお、本発明の範囲から逸脱することな
しにその他の種類の弁制御機楕も使用し得ることは言う
までもあるまい．第１および２図に関連して簡単に述べ
れば、本発明の目的のために使用されるＦＭＣＨＤ機構
は十字形部材４４に連結された軸４２を含んでいる．か
かる十字形部材４４は通常のＢＷＲ用制御棒に極めて類
似した形状および寸法を有しているが、前者は中性子に
対して無害の材料（たとえばジルコニウム）から成る点
で異なっている．十字形部材４４は炉心２４を貫通して
いると共に、それの上端は隣接する燃料集合体のチャネ
ルおよび（または）案内面を形成するように設置された
疑似チャネルによって案内されている．十字形部材４４
の下端は、通常の制御棒案内管と本質的に同等な管寸法
および下端取付具を具備した管部材４６によって案内さ
れている．あるいはまた、１基以上の燃料集合体を支持
するため、管部材４６の頂部に燃料支持金具を設置する
こともできる．案内管４６内に配置された下方の軸４３
は、上端において十字形部材４４に連結されており、ま
た下端において弁作動機構４０に連結されている。

弁制御機構がシュラウドヘッド２８の開口から弁プラグ
３８を後退させるのに伴い、ダウンカマ区域および〈ま
たは〉環状区域からの水が炉心上部プレナム２６内に流
入するための流路面積が徐々に増大する．このようにし
て、ダウンカマ区域内に存在するサブクールされた水が
制御下で炉心上部プレナム２６内に流入し、そして燃料
集合体から流出した二相混合物および炉心２４から流出
した飽和バイパス流と合流し得ることになる．その結果
、一部の蒸気は消滅し，従って二相混合物の品質が低下
する．このようにして質量の増加した二相混合物は、ス
タンドパイブ３０および気水分離器／蒸気乾燥器アセン
ブリ３２の気水分離器部分がもたらす一定の流れ抵抗に
打勝たなければならない．同じスタンドパイプ／気水分
離器部分により大きい質量流量を通過させることはより
大きい圧力損失をもたらすから、炉心上部プレナム２６
内の静水頭はより大きい値を取ることになる。

更にまた、スタンドパイプ３ｏおよび気水分離器／蒸気
乾燥器アセンブリ３２の気水分離器部分を通過する均質
な蒸気・水混合物の密度もより高くなる。その結果、ス
タンドバイプ３０の外側（すなわち、ダウンカマ区域１
７内）の流体柱とスタンドパイプ３０の内側の流体柱と
の間に生じる稈力も減少する．それ故、自然循環用の駆
動圧力は減少する．シュラウド１８の底部における静水
頭の増大は起こらないから、炉心上部プレナム２２と炉
心下部プレナム２６との間の差圧は減少する。

従って、炉心２４を通る再循環流量は減少するのである
．このようにして、炉心２４を通る冷却材再循環流量の
調節が直ちに達戒されるわけである。

負荷追従能力を与える上記のごとき再循環流量制御動作
もまた、第４図中に図式的に示されている．すなわち、
新たな静水頭分布が曲線４８によって示されている。上
記に説明したごとくに炉心２４を通る流量が減少すれば
、炉心上部プレナム２６までの高さおよび更にはそれを
越える高さの位置において、環状区域２０と炉心２４と
の間における静水頭の差が減少することが認められよう
。

かかる流路部分に沿ったいずれの位置においても、曲線
４８によって示される静水頭は曲線１０によって示され
る静水頭に近づいている．質量流量の増加に伴い、炉心
上部プレナム２６から自由表面に至るまでの流路部分に
おいて起こる不可逆的な圧力降下が増大すると共に、均
質混合物の密度の増大に伴って自然循環用駆動圧力（浮
力）が減少する結果、曲線４８の残りの直線部分につい
ても静水頭の勾配が増大することが認められよう。ここ
で言うｒ勾配」とは、ＲＰＶの内部において、高さの変
化に対して生じる靜水頭の変化の割合を指す． 全く自明のことなから、本発明の原理に従ってただ１個
の弁アセンブリ３６を使用した第１図の実施の態様とは
異なり、複数の弁アセンブリを使用した実施の態様も可
能である。また、必要もしくは所望に応じ、その他の種
類の弁を使用することもできる．更にまた、第１図に見
られるごとく弁プラグ３８が下方に移動するのとは異な
り、弁ブラグ３８を上方または側方に移動させることも
できる．前述の通り、弁座はシュラウドヘッド２８に直
接に取付けることもできるし、あるいはシュラウドヘッ
ド２８と一体を戒して形或することもできる．更にまた
、弁体の内部あるいはシュラウドヘッド２８に連結され
た管の末端に配置することも可能である．弁座およびＦ
ＭＣＲＤ機構を配置する場所に関しては、ＲＰＶの中心
線から外方に離隔した様々な位置を選択することもでき
る．更に、上記のもの以外にも各種の弁ＩＩＩ御機構を
使用することが可能であり、またそれに付随して様々な
弁性能、弁状態または流体流量条件を測定しかつ（ある
いは）検出するための計器類を装備することも可能であ
る． 上記の説明から明らかな通り、ＲＰＶ内にサブクールさ
れた水が存在する場所としては、ダウンカマ区域１７お
よび環状区域２０以外にもうｌ箇所ある．それは炉心下
部プレナム２２である。従って、炉心２４内に収容され
た燃料集合体を通過することなく炉心上部プレナム２６
内に水流を導入するという原理に基づくもう１つの実施
の態様が可能となる．かかる実施の態様は，第３図を参
照することによって理解することができる。ががる実施
の態様に従えば、炉心下部プレナム２２内の水が、説明
の都合から５２として示された炉心バイパス区域に連通
ずる案内管５０の固定開口を通して流入する．案内管５
０内に流入した水は、燃料集合体のチャネルの外側かつ
シュラウド１８の内側に存在する炉心バイパス区域を流
れる通常の炉心バイパス流と混合される． 炉心の上部案内板５４は、制御棒を取巻く４基１組の燃
料集合体ごとに正方形の穴を持った厚い円形の板である
．制御棒に隣接していない周辺の燃料集合体に対しては
、より小さい穴が設けられている．燃料集合体のチャネ
ルを設置する場合、正方形の穴は４基１組の燃料集合体
の外側のチャネル面に関する鋸方の位置決めのために役
立つ。

内側のチャネル面間に形成された空隙は、炉心バイパス
流が炉心上部プレナム２６内に流入する際の流路を規定
する．炉心下部プレナム２２と炉心バイパス区域５２と
の間の流路を開放すれば、炉心上部プレナム２６内に流
入する冷却材の質量流量が増加する．その結果、第１図
に関連して説明したごとくにして本発明の目的が達戒さ
れることになる． また、炉心２４内に配置された燃料集合体を迂回して流
れる水流を増加させるための隨意の手段として、炉心の
上部案内板５４中に第２の弁プラグ５８が配置されてい
る．かかる弁プラグ５８は軸６０に連結されていて、そ
れの運動はＲＰＶ　１４の外部から制御することができ
る．弁プラグ５６および５８の両者が弁作動機構４０に
よって操作されるように連結されていれば、それらの弁
プラグを配置した弁座中の流路面積を同時に増大させる
ことができる．このような随意の構成に従えば、単一の
ＦＭＣＨＤ機構の作用により、炉心バイパス流を炉心上
部プレナム２６内に流入させるために役立つ上部案内板
５４中の流路面積を増大させ、それによって炉心下部プ
レナム２２から炉心上部プレナム２６内に分流する再循
環流量を増加させることができるのである． 製造材料について述べれば、ＢＷＲ内において使用する
のに適した材料を用いて全ての構成部品を製造すること
が好ましい．更にまた、本明細書中に記載された各種の
構成部品を当業技術に従って変更し得ることは勿論であ
る．なお、本明細書中に記載された本発明の原理から逸
脱しない限り、かかる変更例の全てが本発明の範囲内に
含まれることは言うまでもない．

【図面の簡単な説明】

第ｌ図は本発明の実施の一態様に基づく自然循環式ＢＷ
Ｒの簡略鋸断面図、第２図は炉心上部プレナム内に直接
に流入させる水の量を制御下で変化させるために役立つ
弁制御機構の部分側断面図、第３図は本発明のもう１つ
の実施の態様を示す第１図と同様な簡略側断面図、そし
て第４図は従来の自然循環式ＢＷＲおよび本発明に従っ
て改良されたＢＷＲの両者について下方に流れる冷却材
の流路に沿った（自由表面を規準とする）静水頭を示す
線図である。 図中、１４は原子炉圧力容器、１６は入口、１７はダウ
ンカマ区域、１８はシュラウド、１９は出口、２０は環
状区域、２２は炉心下部プレナム、２４は炉心、２６は
炉心上部プレナム、２８はシュラウドヘッド、３０はス
タンドパイプ、３２は気水分離器／蒸気乾燥器アセンブ
リ、３４はドーム、３６は弁アセンブリ、３８は弁プラ
グ、４０は弁作動機構、４２および４３は軸、４４は十
字形部材、４６は管部材、５０は案内管，５２は炉心バ
イパス区域、５４は上部案内板、５６および５８は弁プ
ラグ、そして６０は軸を表わす．特５↑出頓人ゼオラル
・エレク１−リノク・カンパニー代１；人　（７６３０
）生沼徳二 ？９由４とｆｉｓｔ二対？３Ｎ″刃く」４■ｌコ７４

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器の内部に炉心が収容され、前記炉心
   はシュラウドヘッドを有するシュラウドの内部に配置さ
   れ、前記シュラウドは前記原子炉圧力容器と共に環状区
   域を規定し、前記環状区域は炉心の直下に位置する炉心
   下部プレナムと連通しており、前記炉心の上方には前記
   シュラウドヘッドの内部に形成された炉心上部プレナム
   が位置し、前記シュラウドヘッドの上方には前記炉心上
   部プレナムと連通する複数の直立したスタンドパイプが
   取付けられ、前記スタンドパイプの外側にはダウンカマ
   区域が規定され、前記スタンドパイプの上方には気水分
   離器／蒸気乾燥器アセンブリが取付けられて前記スタン
   ドパイプおよび前記ダウンカマ区域の両方と連通してお
   り、かつ前記ダウンカマ区域は前記環状区域と連通して
   いるような構造を持った自然循環式沸騰水型原子炉にお
   いて、前記ダウンカマ区域または前記環状区域からの水
   を前記炉心上部プレナム内に流入させるための弁アセン
   ブリを前記シュラウドヘッドの位置に配置すると共に、
   前記弁アセンブリの調節を行うため前記原子炉圧力容器
   の外部から操作し得る弁制御機構を前記弁アセンブリに
   連結することによって負荷追従能力が得られることを特
   徴とする沸騰水型原子炉。 ２　前記弁アセンブリが前記シュラウドヘッドによって
   保持された弁座およびその内部に配置されたテーパプラ
   グから成る請求項１記載の沸騰水型原子炉。 ３、複数の前記弁アセンブリが前記シュラウドヘッドに
   よって保持されている請求項１記載の沸騰水型原子炉。 ４、前記弁制御機構が前記弁アセンブリに固定された第
   １の軸を含み、前記第１の軸は前記炉心に対して後退お
   よび前進を行う十字形部材の上端に固定され、前記十字
   形部材は前記炉心下部プレナムを貫通して伸びる案内管
   部材中において案内された状態で後退させることができ
   、前記十字形部材の下端には第２の軸が連結され、しか
   も前記第２の軸は前記弁アセンブリの調節を行うため前
   記原子炉圧力容器の下方かつ外部に配置された弁作動機
   構に連結されている請求項１記載の沸騰水型原子炉。 ５、前記弁制御機構が前記テーパプラグに固定された軸
   を含み、前記軸は前記炉心を貫通する十字形部材に固定
   され、前記十字形部材は前記炉心下部プレナムを貫通す
   る案内管部材に連結され、かつ前記案内管部材の下端は
   前記原子炉圧力容器を貫通して伸びる制御棒駆動機構外
   被に連結されている請求項２記載の沸騰水型原子炉。 ６、原子炉圧力容器の内部に炉心バイパス流を含む炉心
   が収容され、前記炉心はシュラウドヘッドを有するシュ
   ラウドの内部に配置され、前記シュラウドは前記原子炉
   圧力容器と共に環状区域を規定し、前記環状区域は炉心
   の直下に位置する炉心下部プレナムと連通しており、前
   記炉心の上方には前記シュラウドヘッドの内部に形成さ
   れた炉心上部プレナムが位置し、前記シュラウドヘッド
   の上方には前記炉心上部プレナムと連通する複数の直立
   したスタンドパイプが取付けられ、前記スタンドパイプ
   の外側にはダウンカマ区域が規定され、前記スタンドパ
   イプの上方には気水分離器／蒸気乾燥器アセンブリが取
   付けられて前記スタンドパイプおよび前記ダウンカマ区
   域の両方と連通しており、かつ前記ダウンカマ区域は前
   記環状区域と連通しているような構造を持った自然循環
   式沸騰水型原子炉において、前記炉心下部プレナムと前
   記炉心バイパス流との間の流通をもたらすように構成さ
   れた弁アセンブリを前記炉心下部プレナムの位置に配置
   すると共に、前記弁アセンブリの調節を行うため前記原
   子炉圧力容器の外部から操作し得る弁制御機構を前記弁
   アセンブリに連結することによつて負荷追従能力が得ら
   れることを特徴とする沸騰水型原子炉。 ７、前記弁アセンブリが開口を有する案内管を含み、か
   つ前記案内管内には前記炉心下部プレナムと前記炉心バ
   イパス流との間の流通をもたらすための弁が保持されて
   いる請求項６記載の沸騰水型原子炉。 ８．前記弁が前記案内管の上端に配置された弁座および
   前記弁座の内部に配置されたテーパプラグを含み、かつ
   前記テーパプラグは前記弁制御機構に連結されている請
   求項７記載の沸騰水型原子炉。 ９、前記炉心内において燃料集合体を保持しかつ前記シ
   ュラウドヘッドと共に前記炉心上部プレナムを形成する
   上部案内板、前記上部案内板によつて保持された第２の
   弁機構、および前記炉心上部プレナム内に炉心バイパス
   流を導入するため前記第２の弁機構に連結された第２の
   弁制御機構が追加包含される請求項６記載の沸騰水型原
   子炉。 １０、前記弁アセンブリおよび前記第２の弁機構を同じ
   弁制御機構に連結することによつてそれらが同時に操作
   される請求項９記載の沸騰水型原子炉。 １１．原子炉圧力容器の内部に燃料集合体および炉心バ
   イパス流を含む炉心が収容され、前記炉心はシュラウド
   ヘッドを有するシュラウドの内部に配置され、前記シュ
   ラウドは前記原子炉圧力容器と共に環状区域を規定し、
   前記環状区域は炉心の直下に位置する炉心下部プレナム
   と連通しており、前記炉心の上方には前記シュラウドヘ
   ッドの内部に形成された炉心上部プレナムが位置し、前
   記シュラウドヘッドの上方には前記炉心上部プレナムと
   連通する複数の直立したスタンドパイプが取付けられ、
   前記スタンドパイプの外側にはダウンカマ区域が規定さ
   れ、前記スタンドパイプの上方には気水分離器／蒸気乾
   燥器アセンブリが取付けられて前記スタンドパイプおよ
   び前記ダウンカマ区域の両方と連通しており、かつ前記
   ダウンカマ区域は前記環状区域と連通しているような構
   造を持った自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を
   付与するための方法において、前記原子炉圧力容器内に
   存在する制御された量の水が、前記炉心内の前記燃料集
   合体中を通過して加熱されることなく前記炉心上部プレ
   ナム内に直接に導入されることを特徴とする方法。 １２、前記ダウンカマ区域または前記環状区域からの水
   を前記炉心上部プレナム内に流入させるための弁アセン
   ブリを前記シュラウドヘッドの位置に配置し、前記原子
   炉圧力容器の外部から操作し得る弁制御機構を前記弁ア
   センブリに連結し、かつ前記弁制御機構を操作して前記
   炉心上部プレナム内に直接に流入する水の量を制御下で
   変化させることによって前記制御された量の水が前記炉
   心上部プレナム内に導入される請求項１１記載の方法。 １３、前記弁アセンブリが前記シュラウドヘッドによっ
   て保持された弁座およびその内部に配置されたテーパプ
   ラグから成る請求項１２記載の方法。 １４、複数の前記弁アセンブリが前記シュラウドヘッド
   によって保持されている請求項１２記載の方法。 １５、前記弁制御機構が前記弁アセンブリに固定された
   第１の軸を含み、前記第１の軸は前記炉心に対して後退
   および前進を行う十字形部材の上端に固定され、前記十
   字形部材は前記炉心下部プレナムを貫通して伸びる案内
   管部材中において案内された状態で後退させることがで
   き、前記十字形部材の下端には第２の軸が連結され、し
   かも前記第２の軸は前記弁アセンブリの調節を行うため
   前記原子炉圧力容器の下方かつ外部に配置された弁作動
   機構に連結されている請求項１３記載の方法。 １６、前記炉心下部プレナムと前記炉心バイパス流との
   間の流通をもたらすように構成された弁アセンブリが前
   記炉心下部プレナムの位置に配置され、かつ前記弁アセ
   ンブリの調節を行うため前記原子炉圧力容器の外部から
   操作し得る弁制御機構が前記弁アセンブリに連結される
   請求項１１記載の方法。 １７、前記弁アセンブリが開口を有する案内管を含み、
   かつ前記案内管内には前記炉心下部プレナムと前記炉心
   バイパス流との間の流通をもたらすための弁が保持され
   ている請求項１６記載の方法。 １８．前記弁が前記案内管の上端に配置された弁座およ
   び前記弁座の内部に配置されたテーパプラグを含み、か
   つ前記テーパプラグは前記弁制御機構に連結されている
   請求項１７記載の方法。 １９、前記炉心内において燃料集合体を保持しかつ前記
   シュラウドヘッドと共に前記炉心上部プレナムを形成す
   る上部案内板、前記上部案内板によって保持された第２
   の弁機構、および前記炉心上部プレナム内に炉心バイパ
   ス流を導入するため前記第２の弁機構に連結された第２
   の弁制御機構が追加包含される請求項１６記載の方法。 ２０、前記弁アセンブリおよび前記第２の弁機構を同じ
   弁制御機構に連結することによってそれらが同時に操作
   される請求項１９記載の方法。