JPS58636B2 - Nuclear reactor power increase control device - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉特に液体減速形原子炉の出力上昇制御装
置に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a power increase control device for a nuclear reactor, particularly a liquid-moderated nuclear reactor.

毒物を含有した液体減速材を使用する形式の原子炉とし
ては、現用の加圧水彩軽水減速原子炉や、重水減速軽水
冷却形原子炉が挙げられるが、重水を減速材として使用
する形式の原子炉は黙約として天然ウランを使用でき、
転換率も良いので次代の発電用原子炉として現在、我国
で開発が進められている。Examples of nuclear reactors that use liquid moderators containing toxic substances include the current pressurized watercolor light water-moderated reactors and heavy water-moderated light water-cooled reactors; can use natural uranium as an implicit agreement,
Because it has a good conversion rate, it is currently being developed in Japan as a next-generation power reactor.

重水減速軽水冷却形の発電用原子炉の開発に際して現在
問題とされているのは出力上昇運転時の出力制御方法で
ある。A current issue in the development of heavy water-moderated, light water-cooled power reactors is how to control the output during power-up operation.

よく知られているように、この形式の原子炉は出力係数
が比較的小さく、また、核反応により生じるキセノンの
濃度変化によって出力変動を生じやすい性質を有してい
るので、この原子炉に安定したゆるやかな出力上昇運転
を行わせることは困難であろうと考えられていた。As is well known, this type of nuclear reactor has a relatively small output coefficient and is prone to output fluctuations due to changes in xenon concentration caused by nuclear reactions. It was thought that it would be difficult to perform such a gradual increase in output.

従来、この形式の原子炉、特に重水減速沸騰軽水冷却形
原子炉、の出力上昇運転時における出力制御方法として
は次の三種の方法が考えられていた。Conventionally, the following three methods have been considered as methods for controlling the output of this type of nuclear reactor, particularly a heavy water-moderated boiling light water-cooled nuclear reactor, during output increase operation.

すなわち、（ｉ）Ｂ４Ｃから成る制御棒を炉心から少し
ずつ引き出すことにより、出力を上昇させる方法。That is, (i) a method of increasing the output by gradually withdrawing control rods made of B4C from the reactor core.

（ｉｉ）重水減速材中から毒物（ボロン等）を除去して
出力を上昇させる方法。(ii) A method of increasing output by removing toxic substances (boron, etc.) from heavy water moderator.

（ｉｉｉ）重水減速材の炉心水位を上昇することにより
、出力を上昇させる方法。(iii) A method of increasing output by increasing the core water level of heavy water moderator.

が実用的であると考えられてきた。has been considered practical.

しかしながら、本発明者の研究等によれば、これらの出
力上昇法にはそれぞれ次のような欠点があって、これら
の出力制御方法単独では高い信頼性と長い寿命とを要求
される発電用原子炉に適した出力上昇制御法となり得な
いことが判ってきた。However, according to research conducted by the present inventors, each of these methods of increasing output has the following drawbacks, and these output control methods alone cannot be used for power generation atomic power generation, which requires high reliability and long life. It has become clear that this method cannot be used to control output increases suitable for furnaces.

上記（ｉ）の方法における欠点は制御棒の炉心からの引
き抜きによって制御棒先端附近の中性子束が大きく変化
し、その結果、隣接する熱料枠の出力が急激に増大する
ことである。A drawback of the method (i) above is that the neutron flux near the tip of the control rod changes significantly when the control rod is withdrawn from the core, and as a result, the output of the adjacent heating material frame increases rapidly.

これは制御棒の材質に基因するものであり、Ｂ４Ｃの如
き中性子吸収効果の大きい材料で作られた制御棒を使用
している前記形式の原子炉に特有の欠点である。This is due to the material of the control rods, and is a particular drawback of the above-mentioned type of nuclear reactor, which uses control rods made of a material with a large neutron absorption effect, such as B4C.

このように炉心の局部出力変化が大きいと、燃料の破損
確率も増大し、原子炉の経済性や安全性も低下するので
、前記形式の原子炉の出力上昇運転時の出力制御方法と
してこの方法を単独で使用することは問題がある。If the local power change of the reactor core is large in this way, the probability of fuel damage increases, and the economic efficiency and safety of the reactor decrease. Therefore, this method is used as an output control method when the above-mentioned type of reactor is operated with increased output. Using alone is problematic.

第１図は前記形式の原子炉に於て上記（ｉ）の方法を出
力制御法として採用した場合の出力変化を一例として示
すものであり、制御棒を１ノツチだけ炉心から引き抜い
た時の隣接する核燃料の相対出力変化（炉心出力平均値
を１．０にとって表したもの）を示している。Figure 1 shows an example of the output change when the above method (i) is adopted as the output control method in the above type of nuclear reactor. It shows the relative power change of nuclear fuel (expressed with the average core power value as 1.0).

第１図に於て横軸は炉心の軸方向出力分布相対値を示し
、縦軸は炉心の軸方向位置を示すもので炉心軸方向長さ
を１６等分して座標としである。In FIG. 1, the horizontal axis indicates the relative value of the axial power distribution of the core, and the vertical axis indicates the axial position of the core, which is expressed as coordinates by dividing the axial length of the core into 16 equal parts.

また、図上、実線で示される曲線は制御棒を８ノツチだ
け炉心に挿入した場合の炉心軸方向における出力分布を
示し、破線の曲線は１ノツチだけ多い９ノツチ分、制御
棒を炉心に挿入した場合の炉心軸方向出力分布を示す。In addition, in the figure, the solid line curve shows the power distribution in the core axis direction when the control rod is inserted into the core by 8 notches, and the broken line curve shows the power distribution when the control rod is inserted into the core by 9 notches, which is 1 notch more. The power distribution in the axial direction of the core is shown.

第１図から判るように、同一軸方向位置における出力変
化は図中ｌで示されるように極めて大きく、しかも出力
分布のばらつきも炉心軸方向に沿って極めて大きい。As can be seen from FIG. 1, the power variation at the same axial position is extremely large, as indicated by l in the figure, and the variation in power distribution is also extremely large along the core axial direction.

このように、Ｂ４Ｃ材からなる制御棒の炉心からの引抜
き操作によっては出力変動率が極めて大きくなるので燃
料の破損確率が急増し、好ましくない。As described above, depending on the operation of withdrawing control rods made of B4C material from the reactor core, the rate of output fluctuation becomes extremely large, so the probability of fuel failure rapidly increases, which is not preferable.

実験によれば、Ｂ４Ｃ材から成る制御棒の炉心からの引
抜きによって前記原子炉の出力上昇を行った場合の出力
上昇率は安全な出力上昇基準値の１０倍近くの大きさに
達することが判っている。Experiments have shown that if the output of the reactor is increased by withdrawing control rods made of B4C material from the core, the rate of increase in output will reach nearly 10 times the safe output increase standard value. ing.

上記（ｉｉ）の方法における欠点は液体減速材中の毒物
除去後にその効果が炉心中に伝達される時間遅れが大き
いことであり、制御棒操作による出力制御法に較べて応
答性が極めて悪いことである。The disadvantage of method (ii) above is that there is a large time delay for the effect to be transmitted to the reactor core after the removal of toxic substances in the liquid moderator, and the response is extremely poor compared to the output control method using control rod operations. It is.

従って、炉心の燃料体中に蓄積されたキセノンの濃度の
過度的変化に基因する出力変動を制御することができず
、この点に於て、この方法単独で前記形式の原子炉の出
力制御を行うことは不可能である。Therefore, it is not possible to control power fluctuations caused by transient changes in the concentration of xenon accumulated in the fuel body of the reactor core, and in this respect, this method alone cannot control the power output of the above type of reactor. It is impossible to do.

しかしながら、この方法のよい点は減速材中から毒物を
除去しても出力分布が殆んど変化せず、従って燃料の破
損確率が上昇する恐れが全くないことである。However, the advantage of this method is that even if the poison is removed from the moderator, the power distribution hardly changes, so there is no risk of increasing the probability of fuel failure.

第２図は減速材中の毒物除去による出力制御方法の欠点
を説明するための図であり、毒物除去を一定時間間隔で
行って（たとえば一時間間隔）出力上昇を行った場合の
シミュレーションの結果を示す。Figure 2 is a diagram for explaining the drawbacks of the output control method by removing toxic substances from the moderator, and shows the simulation results when the output is increased by removing toxic substances at regular time intervals (for example, every hour). shows.

第２図に於て横軸は出力上昇開始時からの経過時間、縦
軸は原子炉の出力比及び炉心のキセノン濃度を表す。In FIG. 2, the horizontal axis represents the elapsed time from the start of the power increase, and the vertical axis represents the reactor power ratio and the xenon concentration in the reactor core.

また、実線の曲線Ａは原子炉の出力変化、破線の曲線Ｂ
は炉心におけるキセノン濃度の変化を示す。Also, the solid line curve A is the output change of the nuclear reactor, and the broken line curve B is
shows the change in xenon concentration in the reactor core.

この図から、キセノン濃度の過度的減少に伴って原子炉
出力は急激に上昇するが、キセノン濃度の上昇とともに
原子炉出力も急激に下降してしまうことが判るであろう
。From this figure, it can be seen that the reactor output increases rapidly as the xenon concentration decreases excessively, but the reactor output also decreases rapidly as the xenon concentration increases.

従って、キャノン濃度の過度的変化に応じて毒物除去、
もしくは毒物添加を迅速に行う必要があるが、毒物除去
もしくは毒物添加の効果は前記したように相当なタイム
ラグの後に現れてくるのに反して、炉心におけるキセノ
ン濃度の変化はそれよりも早いので、この方法単独では
応答の早い出力制御を行うことは困難である。Therefore, toxic substances are removed in response to transient changes in canon concentration.
Alternatively, it is necessary to quickly add poison, but as mentioned above, the effects of poison removal or addition appear after a considerable time lag, whereas the xenon concentration in the reactor core changes faster than that. It is difficult to perform output control with a quick response using this method alone.

前記（ｉｉｉ）の方法はＢ４Ｃ制御棒による出力制御法
はどは炉心出力分布の変動を引き起さないが、減速材の
液面近傍の燃料の局所的出力増大を招来する傾向があり
、この点に関してこの方法単独では前記形成炉の原子炉
の出力制御法として好ましないと言える。Although the method (iii) above does not cause fluctuations in the core power distribution like the power control method using B4C control rods, it tends to cause a local increase in the power of the fuel near the moderator liquid level. Regarding this point, it can be said that this method alone is not preferable as a method for controlling the output of the reactor of the formation reactor.

特に、この方法によると、減速材液面が上下動されるた
め、燃料及び燃料を包囲しているカランドリア管が減速
材の液面上に露出するので、放射線遮蔽の点からも、ま
たカランドリア管の冷却の点からも、望ましくない問題
を生じる恐れがある。In particular, according to this method, since the moderator liquid level is moved up and down, the fuel and the calandria tube surrounding the fuel are exposed above the moderator liquid level. Undesirable problems may also arise from the point of view of cooling.

本発明の目的は、炉心出力分布の変動を抑制し、しかも
原子炉出力上昇時の燃料破損を防止することにある。An object of the present invention is to suppress fluctuations in core power distribution and prevent fuel damage when reactor power increases.

本発明の特徴は、液体ポイズン濃度を調節して原子炉出
力を所定の出力上昇率にて上昇させ、原子炉出力が出力
上昇率の所定の範囲からずれる時、原子炉出力を所定範
囲内の出力上昇率に保つように中性子吸収材としてステ
ンレス鋼を用いた制御棒を操作することにある。A feature of the present invention is to increase the reactor power at a predetermined power increase rate by adjusting the liquid poison concentration, and when the reactor power deviates from the predetermined range of the power increase rate, the reactor power is increased within the predetermined range. The aim is to operate control rods that use stainless steel as neutron absorbers to maintain the rate of increase in output.

本発明者は前記の如き種々の出力制御法の特性を検討し
再評価をなしていく過程に於て、本発明の如き出力制御
方法が前記形式の原子炉を実用的発電炉として使用する
際に最適な方法であることを見出した。In the process of examining and re-evaluating the characteristics of the various power control methods described above, the present inventor discovered that the power control method of the present invention would be effective when using the above type of nuclear reactor as a practical power reactor. I found this to be the best method.

そして、本発明は液体減速形原子炉のうち、比較的中性
子吸収断面積の小さい材料から成る制御棒を具備した原
子炉に対して特に有効であることから、本発明は、この
ような形式の原子炉の出力上昇制御装置を提供するもの
である。The present invention is particularly effective for liquid-moderated nuclear reactors that are equipped with control rods made of materials with a relatively small neutron absorption cross section. The present invention provides a power increase control device for a nuclear reactor.

次に、第３図及び第４図を参照して本発明の基礎となる
事実について説明する。Next, the facts underlying the present invention will be explained with reference to FIGS. 3 and 4.

一般に、ステンレス鋼（鋼種５ＵＳ）等のように比較的
小さい中性子吸収断面積を有する材料で制御棒を製作し
た場合、その制御棒の操作による炉心出力分布の変化は
、従来のＢ４Ｃ材製の制御棒の操作によるそれよりもは
るかに小さく、たとえば第３図に示される通りである。Generally, when control rods are made of a material with a relatively small neutron absorption cross section, such as stainless steel (steel type 5US), the change in core power distribution due to control rod operation is similar to that of conventional B4C material control rods. It is much smaller than that by rod manipulation, as shown for example in FIG.

第３図に於て、横軸は炉心軸方向出力分布の相対値（炉
心出力平均値を１．０にとって示しである）を示し、縦
軸は炉心の軸方向位置を１６等分して座標としである。In Figure 3, the horizontal axis shows the relative value of the core axial power distribution (the average core power is 1.0), and the vertical axis shows the coordinates of the core axial position divided into 16 equal parts. It's Toshide.

第３図に於て実線の曲線はＳＵＳ鋼製制御棒を炉心に８
ノツチ挿入した場合の出力分布を示し、破線の曲線は同
制御棒を炉心に９ノツチ挿入した場合の出力分布を示す
。In Figure 3, the solid curve shows the SUS steel control rods in the core.
The power distribution when notches are inserted is shown, and the broken line curve shows the power distribution when nine notches are inserted into the core of the same control rod.

この図から判るように、制御棒の１ノツチ挿入分による
出力分布の変動（第３図に於て各曲線上の同一高さ位置
の対応点間の水平距離）は第１図のそれに較べて極めて
小さい。As can be seen from this figure, the variation in output distribution (horizontal distance between corresponding points at the same height on each curve in Figure 3) due to one notch insertion of the control rod is smaller than that in Figure 1. Extremely small.

このことは、ステンレス鋼等から成る制御棒が従来のＢ
４Ｃ製制御棒に比してその操作により炉心出力分布に大
きな変動を与えないということを意味する。This means that control rods made of stainless steel, etc.
This means that compared to 4C control rods, their operation does not cause large fluctuations in the core power distribution.

そして、このことはステンレス鋼のみならず、他の中性
子吸収断面積の小さい材料製の制御棒によっても同じ効
果が得られることをも意味している。This also means that the same effect can be obtained not only with stainless steel but also with control rods made of other materials with a small neutron absorption cross section.

一方、前記のステンレス鋼製の制御棒による出力制御法
を含め、前記公知の種々の出力制御法による特性を比較
すると第４図の如き線図が得られる。On the other hand, when comparing the characteristics of the various known output control methods, including the output control method using the stainless steel control rod, a diagram as shown in FIG. 4 is obtained.

第４図は横軸に総出力の変化百分率をとり、縦軸に炉心
の局部出力の変化百分率をとって、前記各出力制御法が
総出力に対して局所出力に及ぼす影響を比較図示したも
のである。Figure 4 shows a comparative diagram of the effects of each of the above power control methods on the local power relative to the total power, with the horizontal axis representing the percentage change in the total power and the vertical axis representing the percentage change in the local power of the reactor core. It is.

この図から判るように、線Ｃで表示されるＢ４Ｃ材製制
御棒による出力制御法は横軸に対して最も大きな傾きを
有し、線りで表示されるステンレス鋼製制御棒による出
力制御法は第二番目に大きな傾き角度を有し、第三番目
の傾き角度を有する線Ｅは前記（ｉｉｉ）の重水減速材
の液面変化による出力制御法により得られ、最も小さい
傾き角度を生ずる線Ｆは前記（ｉｉ）の減速材中の毒物
除去による出力制御法により得られる。As can be seen from this figure, the output control method using B4C material control rods, indicated by line C, has the largest slope with respect to the horizontal axis, while the output control method using stainless steel control rods, indicated by line C, has the largest slope with respect to the horizontal axis. has the second largest inclination angle, and the line E having the third largest inclination angle is obtained by the output control method based on the liquid level change of the heavy water moderator (iii) above, and is the line that produces the smallest inclination angle. F can be obtained by the output control method (ii) by removing toxic substances from the moderator.

この事実から、前記五種の出力制御法のうち、原子炉の
出力上昇運転中に炉心出力分布に変動を与えない出力制
御法は液体減速材中の毒物を除去していく出力制御法で
あることが判る。Based on this fact, among the five types of power control methods mentioned above, the power control method that does not cause fluctuations in the core power distribution during the power increase operation of the reactor is the power control method that removes poisonous substances in the liquid moderator. I understand that.

因みに第４図に於て各線の勾配は、線Ｃが２．８、線り
が１．７、線Ｅが１．４、線Ｅが１．０であり、このこ
とから、液体減速材中の毒物を除去していく出力制御法
によると、総出力変化の割合に対して局所出力変化は１
：１に対応し、従って、この出力制御法によれば、原子
炉の出力上昇運転中に殆んど局所出力変化を生じないこ
とが推論される。Incidentally, the slope of each line in Figure 4 is 2.8 for line C, 1.7 for line C, 1.4 for line E, and 1.0 for line E. According to the output control method that removes toxic substances, the local output change is 1% of the total output change.
:1, and it is therefore inferred that according to this power control method, almost no local power change occurs during the power increase operation of the reactor.

従って、第４図に示された各種出力制御法の特性比較か
ら前記原子炉の出力上昇運転時の出力制御法としては、
液体減速材中から毒物を除去していく方式の出力制御法
が最も適していることが結論づけられるのである。Therefore, from the comparison of the characteristics of various output control methods shown in FIG.
It is concluded that an output control method that removes toxic substances from the liquid moderator is the most suitable.

他方、局所出力の変動の補償のためには成るべく小さな
局所出力変動を生じやすく、しかも応答の早い出力制御
法が望ましく、この目的に対しては減速材水位の制御に
よる出力制御法よりは制御棒操作による出力制御法が適
しているが、前記したようにＢ４Ｃ製制御棒は中性子吸
収能力が高すぎるため、炉心出力分布に過大な変動を生
ぜしめ易く、局所出力の微小な制御が困難になるという
欠点を有している。On the other hand, in order to compensate for local output fluctuations, it is desirable to have an output control method that is likely to cause small local output fluctuations and has a quick response. A power control method using rod operation is suitable, but as mentioned above, B4C control rods have too high a neutron absorption capacity, so they tend to cause excessive fluctuations in the core power distribution, making minute control of local power difficult. It has the disadvantage of being

従って、以上の検討から、前記形式の原子炉の出力上昇
運転の出力制御法として、全体の出力上昇制御を減速材
中の毒物除去に基づく出力制御法で行ないつつ、局部出
力変動を中性子吸収能の低い制御棒の操作で補償するこ
とにより、前記原子炉における極めて安定な出力上昇運
転が可能になると結論される。Therefore, from the above study, as a power control method for power increase operation of the above-mentioned type of reactor, the overall power increase control is performed by a power control method based on the removal of toxic substances in the moderator, while local power fluctuations are controlled by the neutron absorption capacity. It is concluded that by compensating for control rod operation with low control rod operation, extremely stable power ramp operation in the reactor is possible.

本発明は以上の検討と事実とに基づいてなされたもので
あり、以下に添附図面の第５図乃至第７図を参照して本
発明の実施例について説明する。The present invention has been made based on the above studies and facts, and embodiments of the present invention will be described below with reference to FIGS. 5 to 7 of the accompanying drawings.

第５図は本発明を実施するための装置と本発明が適用さ
れる原子炉の一部とを示す概略図である。FIG. 5 is a schematic diagram showing an apparatus for implementing the present invention and a part of a nuclear reactor to which the present invention is applied.

第５図に於て、符号は重水減速沸騰軽水冷却形原子炉の
炉心を構成するカランドリアタンクを表し、このカラン
ドリアタンク１内には減速材たる重水２が満されている
。In FIG. 5, the reference numeral represents a calandria tank constituting the core of a heavy water-moderated boiling light water-cooled nuclear reactor, and this calandria tank 1 is filled with heavy water 2 as a moderator.

カランドリアタンク１内にはそれを上下に貫通してカラ
ンドリア管すなわち圧力管３が延在し、この圧力管３内
には核燃刺体４が挿入されるとともに圧力管３の下方か
ら上方に向って該圧力管３内を軽水冷却材が圧送されて
いる。A calandria pipe, that is, a pressure pipe 3 extends vertically through the calandria tank 1, and a nuclear combustion rod 4 is inserted into the pressure pipe 3, and extends upward from the bottom of the pressure pipe 3. A light water coolant is fed under pressure through the pressure pipe 3.

カランドリアタンク１内にはまた、軸方向に沿って数個
のノズルを有する重水入口管５が配置され、この重水入
口管５の入口端はカランドリアタンク１の外部の重水循
環管路すなわち重水循環ループ６に接続されている。Also disposed inside the calandria tank 1 is a heavy water inlet pipe 5 having several nozzles along the axial direction, and the inlet end of the heavy water inlet pipe 5 is connected to a heavy water circulation pipe outside the calandria tank 1, that is, a heavy water inlet pipe 5 having several nozzles. It is connected to the water circulation loop 6.

重水循環ループ６の他端はカランドリアタンク１の底面
に開口し、カランドリアタンク１内の重水を該ループ６
内に導くようになっている。The other end of the heavy water circulation loop 6 is opened at the bottom of the calandria tank 1, and the heavy water in the calandria tank 1 is circulated through the loop 6.
It is meant to lead you inward.

重水循環ループ６は、重水入口管５の入口の上流側に設
けられた第一のバイパス管路７と、カランドリアタンク
１の底部の下流側に設けられた第二のバイパス管路８と
を有しており、第一のバイパス管路７には毒物除去塔９
と一対の制御弁１０，１０とが設けられ、第二のバイパ
ス管路８には重水浄化器１１と弁１２とが設けられてい
る。The heavy water circulation loop 6 includes a first bypass line 7 provided upstream of the inlet of the heavy water inlet pipe 5 and a second bypass line 8 provided downstream of the bottom of the calandria tank 1. The first bypass line 7 has a poison removal tower 9.
and a pair of control valves 10, 10 are provided, and the second bypass line 8 is provided with a heavy water purifier 11 and a valve 12.

そして更に、該重水循環ループ６には、第一のバイパス
管路７の上流側に毒物溶解槽１３と弁１４とが接続され
るとともに、第二のバイパス管路８の上流側に重水循環
ポンプ１５が設けられている。Further, the heavy water circulation loop 6 is connected with a poison dissolving tank 13 and a valve 14 on the upstream side of the first bypass line 7, and a heavy water circulation pump on the upstream side of the second bypass line 8. 15 are provided.

カランドリアタンク１内にはカランドリア管３に隣接し
て制御棒１６が配置され、この制御棒１６は公知の制御
棒駆動機構１７に機械的に連結されている。A control rod 16 is disposed in the calandria tank 1 adjacent to the calandria tube 3, and this control rod 16 is mechanically connected to a known control rod drive mechanism 17.

この制御棒１６は中性子吸収断面積の比較的小さいステ
ンレス鋼で構成されているものである。The control rod 16 is made of stainless steel, which has a relatively small neutron absorption cross section.

即ち、燃料破損を生じない出力変化を示す程度の中性子
吸収断面積を有する素材から構成されている。That is, it is made of a material that has a neutron absorption cross section that exhibits a change in output that does not cause fuel damage.

カランドリアタンク１内には更に、公知の中性子計測器
１８が配置され、これは公知の出力変換器１９に電気的
に接続されている。Furthermore, a known neutron measuring instrument 18 is arranged inside the calandria tank 1, which is electrically connected to a known output converter 19.

以上に説明された部分のうち、毒物除去塔９とその前後
に設けられた制御弁１０，１０はこれから説明する本発
明装置の一部を成す構成要素であるが、他の部分は公知
の重水減速沸騰軽水冷却形原子炉の構成部分もしくはそ
の附属装置である。Among the parts explained above, the poison removal tower 9 and the control valves 10, 10 provided before and after it are constituent elements forming a part of the present invention apparatus which will be explained from now on, but the other parts are It is a component of a moderated boiling light water cooled nuclear reactor or its auxiliary equipment.

本発明装置は、原子炉の出力上昇運転時における出力上
昇率上限値と同下限値とを設定する出力上昇率設定器２
０、出力変換器１９の出力信号に基づいて単位時間（た
とえば毎分当りの）当り出力を演算する単位時間出力演
算器２７、前記出力上昇率設定器２０から印加される設
定出力信号と単位時間出力演算器２７の出力信号とを比
較する出力判定器２１、出力判定器２１の出力信号が印
加される制御棒駆動信号発生器２２、前記制御棒駆動信
号発生器２２の出力信号に基づいて制御棒駆動機構１７
をある操作シーケンスに従って駆動させる制御棒操作シ
ーケンス指示装置２３、前記制御棒駆動信号発生器２２
の出力信号に基づいて制御棒駆動時間を演算し、且つ、
それを記憶する制御棒駆動時間記憶装置２４、前記制御
棒駆動時間記憶装置２４の前記記憶値と別に設定された
前記毒物除去塔９の作動時間及びその作動間隔とが入力
され、前記記憶値により前記作動時間及び作動間隔を修
正し、これを記憶する毒物除去塔作動時間及び作動間隔
記憶装置２５、前記毒物除去塔作動時間及び作動間隔記
憶装置の出力信号により駆動される毒物除去塔作動信号
発生器２６、前記毒物除去塔作動信号発生器２６の出力
信号に応じて所定の時間及び時間間隔で開閉される前記
弁１０、を有している。The device of the present invention has a power increase rate setting device 2 that sets an upper limit value and a lower limit value of the power increase rate during power increase operation of a nuclear reactor.
0, a unit time output calculator 27 that calculates the output per unit time (for example, per minute) based on the output signal of the output converter 19; a set output signal applied from the output increase rate setting device 20 and the unit time; An output determiner 21 that compares the output signal with the output signal of the output calculator 27, a control rod drive signal generator 22 to which the output signal of the output determiner 21 is applied, and control based on the output signal of the control rod drive signal generator 22. Rod drive mechanism 17
a control rod operation sequence instruction device 23 for driving the control rods according to a certain operation sequence; and the control rod drive signal generator 22.
Calculate the control rod driving time based on the output signal, and
A control rod driving time storage device 24 stores the operation time of the poison removal tower 9 and its operation interval, which are set separately from the storage value of the control rod driving time storage device 24, and the storage value a poison removal tower operation time and operation interval storage device 25 for correcting and storing the operation time and operation interval; a poison removal tower operation signal generation driven by an output signal of the poison removal tower operation time and operation interval storage device; 26, and the valve 10, which is opened and closed at predetermined times and time intervals in accordance with the output signal of the poison removal tower operation signal generator 26.

次に、本発明装置の機能と作動を明らかにするために、
前記の構成要素について更に詳細に説明する。Next, in order to clarify the function and operation of the device of the present invention,
The above-mentioned components will be explained in more detail.

出力上昇率設定器２０は原子炉の出力上昇運転時の出力
上限値ＰＵと出力下限値ＰＬとを設定してこれを出力判
定器２１に入力するための装置である。The output increase rate setting device 20 is a device for setting an output upper limit value PU and an output lower limit value PL during the output increase operation of the nuclear reactor, and inputting these to the output determination device 21.

一般に出力上昇運転中、原子炉出力は運転時間に一次比
例して直線的に増加することが望ましいが、実際にはこ
のようなことは不可能であるから、たとえば第６図に示
されるようにある上限値ＰＵと下限値ＰＬとの間で変動
しながら全体として運転時間に一次比例して出力増加が
行なわれるように制御できればよい。Generally, during power-up operation, it is desirable that the reactor power increases linearly in linear proportion to the operating time, but in reality this is not possible, so for example, as shown in Figure 6, It is only necessary to perform control such that the output increases as a whole in linear proportion to the operating time while fluctuating between a certain upper limit value PU and lower limit value PL.

従って、上限値ＰＵと下限値ＰＬとは時間ｔの一次関数
として表わされ、ＰＵ＝ｍｔ＋ａ、ＰＬ＝ｍｔとして与
えられる。Therefore, the upper limit value PU and the lower limit value PL are expressed as linear functions of time t, and are given as PU=mt+a and PL=mt.

ここに、ｍ、ａ、原子炉の容量や特性を考慮して定めら
れる定数である。Here, m and a are constants determined in consideration of the capacity and characteristics of the nuclear reactor.

（第６図に於て横軸は出力上昇運転開始後の経過時間、
縦軸は原子炉熱出力百分率である。(In Figure 6, the horizontal axis is the elapsed time after the start of output increase operation,
The vertical axis is the reactor thermal power percentage.

）ＰＵ、ＰＬを前記の如き一次式に定めた場合、出力上
昇率設定器２０には定数ｍ、ａが手動で設定され、該出
力上昇率設定器２０からはＰＵ。) When PU and PL are determined as linear equations as described above, the constants m and a are manually set in the output increase rate setting device 20, and the PU is set from the output increase rate setting device 20.

ＰＬが出力判定器２１に向けて出力される。PL is output to the output determiner 21.

出力判定器２１は単位時間出力演算器２７から入力され
る原子炉単位時間出力Ｐとこれらの設定値ＰＵ、ＰＬと
を比較し、もしＰが第７図にＧで示されるようにＰＵを
超えた時には制御棒駆動信号発生器２２にたとえば負の
極性の信号を持続的に印加し、また、Ｐが第７図にＨで
示されるようにＰＬを下回れば制御棒駆動信号発生器２
２に、たとえば正の極性の信号を持続的に印加する。The output judger 21 compares the reactor unit time output P inputted from the unit time output calculator 27 with these set values PU and PL, and if P exceeds PU as shown by G in FIG. For example, if a negative polarity signal is continuously applied to the control rod drive signal generator 22, and if P falls below PL as shown by H in FIG. 7, the control rod drive signal generator 2
2, for example, a signal of positive polarity is continuously applied.

出力判定器２１の出力信号の持続時間はたとえばＰの曲
線とＰＵ、ＰＬの直線との交差角θに基づいてもよい。The duration of the output signal of the output determiner 21 may be based on, for example, the intersection angle θ between the curve of P and the straight lines of PU and PL.

制御棒駆動信号発生器２２は出力判定器２１からの入力
信号が継続している間中駆動され、出力判定器２１から
の入力信号の極性とその持続時間に応じて負の極性のパ
ルス信号もしくは止の極性のパルス信号を制御棒操作シ
ーケンス指示装置２３と制御棒駆動時間記憶装置２４と
に印加する。The control rod drive signal generator 22 is driven while the input signal from the output determiner 21 continues, and generates a negative polarity pulse signal or a negative polarity pulse signal depending on the polarity of the input signal from the output determiner 21 and its duration. A pulse signal of the stop polarity is applied to the control rod operation sequence instructing device 23 and the control rod drive time storage device 24.

制御棒操作シーケンス指示装置２３はこの入力信号のパ
ルス数と極性とに応じて制御棒駆動機構１７を制御棒引
き抜き方向もしくは制御棒挿入方向に所定ノツチ数だけ
駆動させる操作信号を出力する。The control rod operation sequence instructing device 23 outputs an operation signal for driving the control rod drive mechanism 17 by a predetermined number of notches in the control rod withdrawal direction or control rod insertion direction in accordance with the pulse number and polarity of this input signal.

一方、制御棒駆動時間記憶装置２４は前記制御棒駆動信
号発生器２２の出力信号に基づいて制御棒挿入方向駆動
時間と制御棒引き抜き方向駆動時間とを得て、これを記
憶するとともに毒物除去塔作動時間記憶装置２５にたと
えはパルス信号の形で印加する。On the other hand, the control rod driving time storage device 24 obtains the driving time in the control rod insertion direction and the driving time in the control rod withdrawal direction based on the output signal of the control rod driving signal generator 22, and stores the driving time in the poison removal tower. The signal is applied to the operating time storage device 25, for example in the form of a pulse signal.

この制御棒挿入方向駆動時間はたとえば第７図に示され
るΔｔ１であり、また、制御棒引き抜き方向駆動時間は
第７図に示されるΔｔ２である。The drive time in the control rod insertion direction is, for example, Δt1 shown in FIG. 7, and the drive time in the control rod withdrawal direction is Δt2 shown in FIG.

毒物除去塔作動時間記憶装置２５は記憶機能と演算機能
とを有し、この装置２５には手動により毒物除去塔設定
作動時間Ｔと毒物除去塔設定作動間隔ΔＴとが入力され
るようになっている。The poison removal tower operation time storage device 25 has a memory function and a calculation function, and the poison removal tower setting operation time T and the poison removal tower setting operation interval ΔT are manually input to this device 25. There is.

毒物除去塔作動時間記憶装置２５はこれらの設定入力を
制御棒駆動時間記憶装置２４の出力Δｔ１によって次式
に基づいて修正し、この修正した値Ｔ１゜ΔＴ１に対応
する出力信号を発生する。The poison removal tower operation time memory device 25 corrects these setting inputs based on the following equation using the output Δt1 of the control rod drive time memory device 24, and generates an output signal corresponding to the corrected value T1°ΔT1.

前記の毒物除去塔作動時間記憶装置２５に於て行なわれ
る演算は、 Ｔ１＝Ｔ−αΔｔ ΔＴ１＝ΔＴ−βΔｔ ここに、α、βは補正係数であり、予めの予測計算や、
起動試験結果によって決定される定数である。The calculations performed in the poison removal tower operating time storage device 25 are as follows: T1=T-αΔt ΔT1=ΔT-βΔt Here, α and β are correction coefficients, and are calculated based on the prediction calculation in advance,
This is a constant determined by the startup test results.

Ｔ１．ΔＴ１にそれぞれ対応する大きさの信号が毒物除
去塔作動信号発生器２６に印加されると、毒物除去塔作
動信号発生器２６は弁１０を時間間隔ΔＴ１毎に時間Ｔ
１の間だけ開かせるように弁１０を制御する。T1. When signals each having a magnitude corresponding to ΔT1 are applied to the poison removal tower activation signal generator 26, the poison removal tower activation signal generator 26 causes the valve 10 to operate at a time T every time interval ΔT1.
The valve 10 is controlled so that it is opened only for a period of 1.

原子炉の出力が前記の制御操作によって変化すると、そ
の変化に応じて制御棒１６の挿入及び抜き出しの操作時
間は変化し、また、制御棒の操作方向と操作時間の変化
に応じて制御棒駆動時間記憶装置２４における記憶値が
置換され、更に、これに応じて毒物除去塔作動時間記憶
装置２５の記憶値が消去され新しい記憶値に置き換えら
れる。When the output of the reactor changes due to the control operation described above, the operation time for inserting and extracting the control rods 16 changes according to the change, and the control rod drive changes according to the change in the operation direction and operation time of the control rods. The stored value in the time storage device 24 is replaced, and in accordance with this, the stored value in the poison removal tower operation time storage device 25 is erased and replaced with a new stored value.

このように、原子炉出力状態に変化がないかぎり、制御
棒駆動時間記憶装置２４と毒物除去塔作動時間記憶装置
２５のそれぞれの記憶値は消去されないので、その間は
毒物除去塔９は同じ時間及び同じ時間間隔で作動を続け
るが、原子炉出力ＰがＰＵを超えない状態が生じた時に
は前記のΔｔが零となり、毒物除去塔の作動時間と作動
間隔とは当初に設定した作動時間と作動間隔に一致し、
以後は制御棒操作を必要とせずに当初の出力上昇プログ
ラムに従って出力上昇運転が行なわれる。In this way, as long as there is no change in the reactor output state, the respective memory values of the control rod drive time storage device 24 and the poison removal tower operation time storage device 25 will not be erased. The operation continues at the same time interval, but when the reactor output P does not exceed PU, the above-mentioned Δt becomes zero, and the operation time and operation interval of the poison removal tower are the same as the initially set operation time and operation interval. matches,
Thereafter, power increase operation is performed according to the initial power increase program without requiring control rod operations.

第７図に於て、原子炉出力Ｐが予め定めた出力上限値Ｐ
Ｕと出力下限値ＰＬと沿って上昇するのは減速材中の毒
物除去操作に基づくものであるが、上下出力限界値間中
のＰの下降は核反応によるキセノン濃度の増加に基因す
るものである。In Figure 7, the reactor output P is the predetermined output upper limit P.
The increase in U along with the lower output limit PL is due to the removal of toxic substances in the moderator, but the decrease in P between the upper and lower output limits is due to the increase in xenon concentration due to nuclear reaction. be.

また、上下出力限界値ＰＵ、ＰＬ間でのＰの上昇は制御
棒の引き抜き操作に基づくものであるが、もし制御棒と
して従来のＢ４Ｃ材製の制御棒を使用したならば、第７
図に示すように原子炉出力を予定限界内に抑制すること
は全く不可能である。Also, the increase in P between the upper and lower output limit values PU and PL is based on the control rod withdrawal operation, but if a conventional control rod made of B4C material is used as the control rod, the 7th
As shown in the figure, it is completely impossible to suppress the reactor power within the predetermined limits.

以上説明せるように、本発明方法によれば中性子吸収能
の小さい制御棒の操作と減速材中の毒物濃度の制御とを
適切に組合すことにより、液体減速形原子炉の出力上昇
運転を安全に行なうことができる。As explained above, according to the method of the present invention, by appropriately combining the operation of control rods with low neutron absorption capacity and the control of the concentration of toxic substances in the moderator, the output power operation of liquid-moderated nuclear reactors can be safely increased. can be done.

以下に本発明により得られる利点を列挙すれば下記の通
りである。The advantages obtained by the present invention are listed below.

（ｉ）原子炉の炉心出力分布を変動させることなく出力
上昇運転ができるので、燃料の健全性を保つことができ
、原子炉の安全性が向上する。(i) Since power increase operation can be performed without changing the core power distribution of the reactor, the integrity of the fuel can be maintained and the safety of the reactor is improved.

（ｉｉ）出力上昇運動時のキセノン濃度の増加による出
力変動が防止され、運転が容易になる。(ii) Output fluctuations due to increases in xenon concentration during output increase movement are prevented, making operation easier.

（ｉｉｉ）出力上昇運動時の炉内出力分布の歪を小さく
することができるので、炉心の熱水力学的パラメータ（
最大線出力密度、最小限界熱流束比など）の評価精度が
向上するほか、熱的限界値近傍まで熱出力を上げること
ができる。(iii) It is possible to reduce the distortion of the power distribution in the reactor during the power increase movement, so the thermo-hydraulic parameters of the core (
In addition to improving the evaluation accuracy of maximum linear power density, minimum critical heat flux ratio, etc., it is also possible to increase thermal output to near the thermal limit value.

なお、実施例に於ては、本発明が重水減速加圧重水冷却
原子炉に適用されるものとして説明したが、本発明は必
ずしもこの形式の原子炉のみにその適用を限定されるも
のではなく、他の形式の原子炉、たとえば加圧水膨原子
炉（ＰＷＲ）や重水減速加圧重水冷却原子炉（ＰＨＷＲ
）、にも適用可能である。In the examples, the present invention has been described as being applied to a heavy water-moderated, pressurized, heavy-water cooled nuclear reactor, but the present invention is not necessarily limited in application to this type of reactor. , other types of nuclear reactors, such as pressurized water expanding reactors (PWRs) and heavy water moderated pressurized heavy water cooled reactors (PHWRs).
), is also applicable.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第１図はＢ４Ｃ製の制御棒の操作による炉心出力分布の
変動を示す図、第２図は重水減速形原子炉に於て減速材
中から毒物を一時間部に除去した場合の出力変化と、キ
セノン濃度変化により出力が受ける影響とを表わす線図
、第３図はステンレス鋼製制御棒の操作による炉心出力
分布の変動を示す図、第４図は重水減速形原子炉の各種
の出力上昇制御法の特性を比較して示した図、第５図は
本発明を実施するための装置の概略構成と液体減速形原
子炉の炉心の一部とを概略的に示す図、第６図は本発明
方法による出力上昇制御方法の概略を示す図、第７図は
本発明方法を説明するために第６図の一部を拡大して示
した図である。 符号の説明、９・・・毒物除去塔、１６・・・制御棒、
２０・・・出力上昇率設定器、２１・・・出力判定器、
２２・・・制御棒、駆動信号発生器、２３・・・制御棒
操作シーケンス指示装置、２４・・・制御棒駆動時間記
憶装置、２５・・・毒物除去塔作動時間記憶装置。Figure 1 shows the variation in core power distribution due to the operation of B4C control rods, and Figure 2 shows the output change when toxic substances are removed from the moderator in a heavy water-moderated reactor in an hourly manner. , a diagram showing the influence of changes in xenon concentration on output, Figure 3 is a diagram showing changes in the core power distribution due to the operation of stainless steel control rods, and Figure 4 is a diagram showing various output increases of a heavy water-moderated reactor. Figure 5 is a diagram showing a comparison of the characteristics of the control methods; Figure 5 is a diagram schematically showing the configuration of an apparatus for carrying out the present invention and a part of the core of a liquid-moderated nuclear reactor; Figure 6 is FIG. 7 is an enlarged view of a part of FIG. 6 to explain the method of the present invention. Explanation of symbols, 9... Toxic substance removal tower, 16... Control rod,
20... Output increase rate setter, 21... Output determiner,
22... Control rod, drive signal generator, 23... Control rod operation sequence instruction device, 24... Control rod drive time storage device, 25... Toxic substance removal tower operation time storage device.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] １ 液体ポイズン濃度調節手段および中性子吸収材を含
む制御棒を有する原子炉の出力上昇制御装置において、
前記中性子吸収材としてステンレス鋼を用いた制御棒と
、所定の出力上昇率にて原子炉出力を上昇させるように
前記液体ポイズン濃度調節する第１の制御手段と、前記
原子炉出力が前記出力上昇率の所定範囲からずれる時、
前記原子炉出力を前記所定範囲内に保つように中性子吸
収材としてステンレス鋼を用いた前記制御棒を操作する
第２の制御手段とを具備したことを特徴とする原子炉の
出力上昇制御装置。1. In a power increase control device for a nuclear reactor having a liquid poison concentration adjusting means and a control rod containing a neutron absorber,
a control rod using stainless steel as the neutron absorbing material; a first control means for adjusting the concentration of the liquid poison so as to increase the reactor power at a predetermined rate of increase in power; When the rate deviates from the specified range,
A power increase control device for a nuclear reactor, comprising: second control means for operating the control rod using stainless steel as a neutron absorbing material so as to maintain the reactor power within the predetermined range.