JPS58205896A - 原子炉制御装置 - 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〕 本発明は沸騰水形原子炉の給水温度を制御することによ
って原子炉制御の安定化を図る原子炉制御装置に関する
。

〔発明の技術的背景〕

一般に沸騰水形原子力発電設備は概略第１図に示す如く
構成されている。すなわち、図中１は原子炉圧力容器で
あって、この原子炉圧力容器１内には炉心２が収容され
ている。そして、この原子炉圧力容器１内で発生した蒸
気は主蒸気管３を通Ｉ）、主蒸気止め弁４および主蒸気
加減弁５を介してタービン６に送られ、このタービン６
を駆動するように構成されている。そして、このタービ
ン６によって発電機７を駆動し、発電をなすように構成
されている。そして、このタービン６を駆動した蒸気は
復水器８で凝縮され、復水となるように構成されている
。そして、この復水器８内に溜った復水は復水ポンプ９
によって給水加熱器１θに送られ、所定温度まで加熱さ
れたのち給水ポンプ１１によって原子炉圧力容器１内に
給水されるように構成されている。上記給水加熱器１０
の加熱源はタービン６からの抽出蒸気が用いられており
、この抽出蒸気は抽気管１２を介して給水加熱器１ｏに
送られるように構成されている。そして、この給水加熱
器１０で給水と熱交換されて凝縮した蒸気はドレン管１
３を介して復水器８に送られるように構成されている。

なお、上記の給水加熱器１０は給水ポンプ１１の上流側
および下流側に複数基設けられているものであるが、第
１図では１基のみ示す。また、１４はバイパス管であっ
て、主蒸気止め弁４の上流側の主蒸気管３に分岐接続さ
れ、また復水器８に連通しており、このバイパス管１４
の途中にはバイパス弁１５が設けられて、いる。そして
、タービン６がトリップした□場合にはこのバイパス弁
１５を開弁し、バイパス管１４を介して主蒸気を復水器
８に逃すように構成されている。

〔背景技術の問題点〕

前記従来のものは、定格運転時にはタービン６からの抽
出蒸気が充分に得られるので、給水温度を所定の温度に
維持できるが、部分出力運転の場合にはタービン６から
の抽出蒸気が充分に得られなくなり、給水温度が低下す
る。そして、この給水温度の低下によって低出力時にお
いて原子炉の安定性の余裕が少なくなり、このため炉心
２の出力密度の増加が制限される等の不具合があった。

以下その理由を説明する。沸騰水形原子炉は炉心に装荷
された燃料集合体のチャンネルボックス内を冷却材（軽
水）が下方から上方に流れ、このチャンネルボックス内
で沸騰して蒸気泡すなわちボイドな生じる。そして、こ
のボイドが生じると減速材を兼用する冷却材の密度が減
少するので中性子の減速作用が減少し、出力が低下する
。したがって、何らかの原因でたとえば出力が上昇する
とボイド率が上昇し、この結果中性子の減速作用が減少
１．て出力が低下する。

また、何らかの原因で出力が低下した場合にはボイド率
が低下し、この結果中性子の減速作用が増大して出力が
上昇する。したがって、出力に対するボイド率の影響す
なわちボイド係数は負であり、このボイド率と出力とは
一定のバランスを保ち炉心の出力を安定化する。そｔ７
て、このボイド率は燃料集合体内を流れる冷却材の流量
すなわ、ち炉心流量によって変化するので、炉心流量を
制御することによって出力制御をおこなうこともできる
。

しかし、出力変化に対するボイド率の変化およびボイド
率変化に対する出力の変化にはある程度９時間遅れが伴
うので、急激な出力変化が生じた場合、炉心の出力は振
動しながら収束してゆく現象を生じ、このような不安定
さを炉心安定性と称している。また、燃料集合体内を流
通する冷却材の流量は各燃料集合体毎に一定となるよう
に冷、却材の流量配分がおこなわれるが、燃料集合体を
冷却材が流通する場合の圧力損失はその燃料集合体内の
ボイド率に影響され、ボイド率が大きくなる５程圧力損
失も大きくなる。

したがって、ある燃料集合体で出力やボイド率の変動が
生じるとこれによってこの燃料集合体内を流れる冷却材
流量が振動する現象を生じ、これをチャンネル安定性と
称している。そして、これら炉心安定性およびチャンネ
ル安定性は出力、炉心流量に影響され、上記チャンネル
安定性の特性を第２図の曲線４２口で示す。曲線イは最
初の流量変動の振幅と次の流量変動の振幅との比すなわ
ち減幅比ηが１．０となる点を結んだものであり、また
曲線口はη＝０．５の場合のものである。したがって、
この第２図から明らかなようにチャンネル安定性は炉心
流量が小さくかつ燃料集合体出力が大きくなる種下安定
となるもので、原子炉の運転は当然少なくともダ〈１．
Ｏの範囲で制御しなければならない。また、第２図には
ジェットポンプを備えた従来の沸騰水形原子炉の流量制
御曲線Ａ−Ｂ−Ｃを示す。

なお、Ａ−Ｂはジェットポンプを停止した自然循環状態
の流量制御曲線、Ｂ−Ｃはジェットポンプを運転した強
制循環時の流量制御曲線である。したがって、このよう
な流量制御曲線人−Ｂ−Ｃにもとづいて原子炉を運転す
れば炉心流量が小さな場合でもη＜０．５を満足し、チ
ャンネル安定性に充分な余裕がある。しかし、インター
ナルポンプを備えた沸騰水形原子炉では、インターナル
ポンプ停Ｗ時にはこのインターナルポンプが自然循環の
大きな抵抗となるので、炉心流量がより低い状態までイ
ンターナルポンプを運転する必要があり、その流量制御
曲線は第２図のＡ−Ｄ−Ｂ−Ｃの如くなり、低出力時に
おいてη〈０．５となりチャンネル安定性に対する余裕
が小さくなる。

また、商業炉においては燃料集合体の出力密度を上げ経
済性を向上させることが要望されている。しかし、たと
えばインターナルポンプを備えた沸騰水形原子炉におい
て単に燃料集合体の出力密度を一部げただけでは流量制
御曲線がＡ−Ｄ−Ｅ−Ｆの如くなり、低出力時において
η〉１．０となってｔ７まい、チャンネル安定性を損な
うためこのような燃料集合体の出力密度の増大は実現で
きない。このような問題を解決するには炉心流量が小さ
くなる場合の出力を下げ、インターナルポンプ運転時の
流量制御曲線Ｅ−Ｆの傾斜を大キくシ、低出力時におけ
るチャンネル安定性に余裕をもたせる必要がある。しか
し、前述した如く部分出力時にはタービンからの抽出蒸
気が充分に得られないので、給水温度が低下する。この
ため炉心に流入する冷却材の温度が低下するのでボイド
率が低下し、出力が増大する傾向がある。したがって、
流量制御曲線Ｅ−Ｆの傾斜を大きくすることはできず、
よって燃料集合体の出力密度の増加も困難であった。

また、燃料集合体の下端から流入する冷却材は飽和温度
以下のサブクール状態であるため、燃料集合体に流入し
た冷却材はすぐには沸騰せず、ある距離だけ上方に流れ
る間に加熱されて飽和に達してから沸騰を開始する位置
を沸騰開始点（Ｂ、Ｂ、）と称している。ところで、給
水温度が高く、また燃料集合体の出力の大きな定格運転
時等にはこの浮騰開始点（Ｂ、Ｂ、）が第３図（、ｌ）
に示す如く下方にあるので、軸方向の冷却材密度分布が
均一化され、軸方向の出力分布は第３図（ｂｌに示す如
く均一化される。しかし、給水温度が低下すると第４図
（ａ）に示す如く沸騰開始点（Ｂ、Ｂ、）が上方に移動
１〜、ボイドの分布が上方に片寄る。したがって第４図
（ｈ）に示す如く下方の出力ピークが大となる。そして
、このように出力分布が下方に片寄ると前記の炉心安定
性やチャンネル安ホ性が不安定となり、低出力時におけ
る安定性の余裕が少なくなるので、燃料集合体の出力密
度増加が一層困離となるものであった。

〔発明の目的） 本発明は以上の事情にもとづいてなされたもので、その
目的とするところは低出力時における原子炉の安定性の
余裕を増大させ、原子炉の制御を容易と１７、また燃料
集合体の出力密度の増加を可能と１．たものである。

〔発明の概要〕

本発明は主蒸気の一部を給水加熱器に供給する給水加熱
用蒸気供給管と、この給水加熱用蒸気供給管の途中に設
けられた給水加熱用蒸気制御弁と、原子炉出力に対応し
て上記給水加熱用蒸気制御弁を制御【、原子炉出力が低
い場合において給水温度が置くなるように給水温度を制
御する給水温度制御器とを輌備したものである。

１、たがって、低出力時において給水温度を上げ、ボイ
ド率を上げて出力を低下させ、流量制御曲線の傾斜を大
きくして低出力時における原子炉の安定性の余裕を増大
し、原子炉制御をより安定化するとともに燃料集合体の
出力密度の増加を可能とするものである。

〔発明の実施例〕

以下第５図ないし第７図を参照して本発明の第１実施例
を説明する。図中１０１　　は原子炉圧力容器であって
、この原子炉圧力容器１０１　内には炉心ＺＯＸ　が収
容されている。そして、この原子炉圧力容器１０１　内
で発生した蒸気は主蒸気管１０３　を通り、主蒸気止め
弁１０４゛および主蒸気加減弁１０５　　を介してター
ビン１０６に送られ、このタービン１０６　　を駆動す
るように構成されている。そして、このタービン１０６
によって発電機１０７　を駆動し、発電をなすように構
成されている。そして、このタービン１０６　を駆動し
た蒸気は復水器１０８　で凝縮され、復水となるように
構成されている。そして、この復水器１０８　内に溜っ
た復水は復水ポンプ１０９　によって給水加熱器１１０
　に送られ、加熱されたのち給水ポンプ１１１　によっ
て原子炉圧力容器１０１　内に給水されるように構成さ
れている。なお、この給水加熱器１１０は給水ポンプ１
１１　の上流側と下流側に複数基設けられているもので
あるが、第５図には１基のみを示す。また、１１２はバ
イパス管であって、主蒸気１トめ弁１θ４　の上流側の
主蒸気管１０３　に分岐接続され、また復水器ｌθ８　
に連通している。

そしてこのバイパス管１１２　の途中にはバイパス弁１
１３　が設けられている。そして、タービン１０６　が
トリップした場合にはこのバイパス弁１１３　を開弁し
、このバイパス管１１２　を介して主蒸気を復水器１０
８　に逃すように構成されている。

そして、上記給水加熱器１１０　の加熱源はタービン１
０６　からの抽出蒸気が用いられており、この抽出蒸気
は抽気管１１４　　を介して給水加熱器１１０　に送ら
れるように構成されている。そして、この給水加熱器１
１０　で給水と熱交換されて凝縮した蒸気はドレン管１
１５　を介して復水器１０８　に送られるように構成さ
れている。

また、この給水加熱器１１０には給水加熱用蒸気供給管
１１ｇ　が接続されており、この給水加熱用蒸気供給管
１１６　は主蒸気ＩＦめ弁１０４　の上流側の主蒸気管
１０３　に分岐接続されている。

そして、主蒸気管１０３　　内の主蒸気はこの給水加熱
用蒸気供給管１１１ｆ　　を介１−て直接給水加熱器１
１０　に送ることができるように構成されている。そし
て、この給水加熱用蒸気供給管１１６の途中には給水加
熱用蒸気制御弁１１７　が設けられており、この給水加
熱用蒸気制御弁１１７の開度な調整することによって給
水加熱器１１０に供給する蒸気針を制御１７、給水温度
を制御できるように構成されている。また、１１８　は
原子炉出力検出器であって、原子炉の出力を検出する上
うに構成されている。また、１１９　は流量検出器であ
って、給水の流量を検出するように構成されている。ま
た、１２０　は給温度制御器であって、この給水温度制
御器１２０　は温度設定回路１２１　　と蒸気量制御回
路１２２　とから構成されている。そして、上記原子炉
出力検出器１１８　からの原子炉出力信号は上記温度設
定回路１２１　に送られるように構成されている。

そして、この温度設定回路１２１　では原子炉出力信号
に対応Ｉ７て原子炉出力が低い場合に給水温度が高くな
るように給水温度を設定するように構成されている。そ
して、この給水温度設定信号は蒸気量制御回路１２２　
に送られる。また、前記流量検出器１１９からの給水流
量信号もこの蒸気量制御回路１２２　に送られるように
構成されている。そ１．て、この蒸気量制御回路１２２
ではこれらの信号をもとにして給水を設定温度まで加熱
するに必要な蒸気量を計算し、これにもとづいて給水加
熱用蒸気制御弁１１７の開度を調整１７、給水を設定温
間まで加熱するように構成されている。したがって、給
水温度は従来とは逆に原子炉出力が低い場合に高くなる
ように制御される。

次に上記第１実施例の作用を説明する。原子炉が定格運
転されている場合等、原子炉出力の高い場合には給水加
熱用蒸気制御弁１１７は閉弁されており、給水加熱器１
１０　には抽気管１１４　を介してタービン１０６　か
ら抽出蒸気が送られ、給水を所定温度まで加熱する。そ
して、原子炉出力が低い場合には給水加熱用蒸気制御弁
１１７　が開弁じ、主蒸気管１０゜９から給水加熱用蒸
気供給’ｆ（Ｉ　Ｉ　６　　を介して給水加熱器１１θ
に蒸気が送られ、給水の温度は十昇する。したがって、
低出力時において給水温度が上昇するのでボイド率は大
きくなり、中性子の減速作用が減少するので出力は低下
する。したがって、このような原子炉の流量制御曲線は
その傾斜が大きくなる。よって燃料集合体の出力密度を
増大した場合でもその流量制御曲線は第６図のＡ−Ｇ−
Ｆの如くな番）、低出力時においてもチャンネル安定性
等の安定性の余裕が充分であり、燃料集合体の出力密度
の増加が可能となる。なお、第６図のＡ−Ｇ−Ｅ−Ｐは
従来のものにおいて燃料集合体の出力密度を増加させた
場合の流量制御曲線であり、この場合には前述した如く
低出力時においてη〉１．０となり、チャンネル安定性
が損なわれる。

また、低出力時において給水温度が上昇するので、低出
力時においても沸騰開始点が上方に移動することはなく
、第７図に実線で示す如く軸方向の出力分布が均一化さ
れる。よって軸方向の出力分布が下方に歪むことによる
炉心安定性やチャンネル安定性の低下がなく、原子炉制
御の安定化が図れ、また燃料集合体の出力密度の増加が
容易となる。なお、第７図中の破線は従来のものの軸方
向出力分布を示す。

また、この第１実施例は給水加熱用蒸気供給管１１６が
主蒸気止め弁１０４　の上流側の主蒸気管１０３　に接
続されているので、タービン１０６のトリップ時すなわ
ち主蒸気止め弁１０４が閉弁している場合でも給水加熱
器１１０　に蒸気を供給することができる。

なお、本発明は上記の第１実施例には限定されない。

たとえば＠８図には本発明の＠２実施例を示す。この第
２実施例は給水加熱用蒸気供給管１１６′を抽気管１１
４　より上段側でタービン１０６　に接続し、上段側か
ら蒸気を取り出すように構成したものであＩ）、その作
用効果は第１実施例と同様である。なお、この第２実施
例は上記の魚具外は前記＠１実施例と同様の構成であり
、第８図中＠１実施例に対応する部分には同符号を附し
てその説明を省略する。

〔発明の効果〕

上述の如く本発明は主蒸気の一部を給水加熱器に供給す
る給水加熱用蒸気供給管と、この給水加熱用蒸気供給管
の途中に設けられた給水加熱用蒸気制御弁と、原子炉出
力に対応して上記給水加熱用蒸気制御弁を制御１一原子
炉出力が低い場合において給水温度が高くなるように給
水温度を制御する給水温度制御器とを具備したものであ
る。したがって、低出力時において給水温度が高くなる
のでボイド率が上り、出力が低下する。よって流量制御
曲線の傾斜が大となり。

低出力時における原子炉の安定性に対する余裕が増大す
る。よって燃料集合体の出力密度の増加が可能となり、
また原子炉制御をより安定化できる等その効果は大であ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来例の概略構成図である。また第２図はチャ
ンネル安定性と原子炉の流量制御曲線との関係を示す線
図、第３図（ａｌは沸騰開始点の状態を説明する線図、
第３図（ｂ）は軸方向の出力分布を示す線図、第４図（
ａ）は沸騰開始点の状態を説明する線図、第４図（ｂ）
は軸方向の出力分布を示す線図である。第５図ないし第
７図は本発明の第１実施例を示し、第５図は概略構成図
、第６図はチャンネル安定性と流量制御曲線との関係を
示す線図、第７図は軸方向の出力分布を示す線図である
。また第８図は本発明の＠２実施例の概略構成図である
。 １０１・・・原子炉圧力容器 １０２・・・炉心 １０３・・・主蒸気管 １０６・・・タービン １１０・・・給水加熱器 １１６．１１６’・・・給水加熱用蒸気供給管１１７・
・・給水加熱用蒸気制御弁 １１８・・・原子炉出力、検出器 １孝０・・・給水温度側ａ器 出願入代Ｐ１！人　　弁理士　鈴　江　武　彦特開昭５
８−２０５８９６　（７） １、事件の表示 特願昭５７−８９３４９　　号 ２、発明の名称 原子炉制御装置 ３、補正をする者 事件との関係　特許出願人 （３０７）　東京芝浦電気株式会社 （ほか１名） ４、代理人 住所　東京都港区虎ノ門１丁目部番５号　第１７森ビル
〒１０５　　　電話０３　（５０２）　３１８１　（大
代表）氏名　（５８４７）　　弁理士　鈴　　江　　武
　　彦５、自発補正 ６、補正の対象 明細書全文 ７、補正の内容 明細書の浄漏（内容に変（Ｊ４なし） ５５３−

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉圧力容器内で発生した主蒸気の一部を給水
   加熱器に送る給水加熱用蒸気供給管と、この給水加熱用
   蒸気供給管の途中に設けられた給水加熱用蒸気制御弁と
   、原子炉出力信号が入力されこの原子炉出力信号に対応
   して上記給水加熱用蒸気制御弁の開度を制御して上記給
   水加熱器に供給する蒸気量を制御し原子炉出力が低い場
   合に給水温度が高くなるように給水温度を制御する給水
   温度制御器とを具備したことを特徴とする原子炉制御装
   置。
2. （２）前記給水加熱用蒸気供給管は主蒸気管に接続され
   ていることを特徴とする特許 の範囲第１項記載の原子炉制御装置。