JPS6145995A - 沸騰水型原子炉 - 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、炉心冷却材流量を変化させて出力制御を行な
う再循環系を備えた沸騰水型原子炉に関する。

［発明の技術的背景］ 第４図を参照して従来例を説明する。第４図は従来の沸
騰水型原子炉の再循環系の制御ｍ機構の概略構成を示す
図である。図中符号１は、原子炉圧力容器を示し、この
原子炉圧力容器１内には冷却材２および炉心３が収容さ
れている。この炉心３は、図示しない複数の燃料集合体
および制御棒等から構成されている。上記冷却材２は炉
心３を上方に流通し、その際炉心３の核反応熱により昇
温する。昇温した冷却材２は水と蒸気の二層流状態とな
り、炉心３の上方に設置された気水分離器４にて水と蒸
気に分離され、分離された蒸気は気水分離器４の上方に
設置された蒸気乾燥器５にて乾燥され乾燥蒸気となり、
原子炉圧力容器１に接続された主蒸気管６−＋を介して
蒸気タービン７に移送される。一方分離された水は、炉
心３を収容するシュラウド８と原子炉圧力容器１との間
のダウンカマ部９を介して炉心３の下方に流下し、再度
炉心３を上方に流通する。以下同様のサイクルをくりか
えす。

蒸気タービン７に移送された蒸気はそこで仕事をし、蒸
気タービン７の下方に設置された復水器１０で凝縮され
、復水ポンプ１１、図示しない脱塩器、給水加熱器１２
、および給水ポンプ１３を介挿した給水管１４を介して
前記原子炉圧力容器１内に戻される。なお上記主蒸気管
６には主蒸気加減弁２５が介挿されており、また上記復
水器１０と主蒸気管６との間にはバイパス蒸気管２６が
配設され、このバイパス蒸気管２６にはタービンバイパ
ス弁２７が介挿されている。

このような構成をなす沸騰水型原子炉において、その出
力制御は次の２通りの方法によって行なわれる。まず第
１の方法としては、中性子吸収材、すなわち前述した制
御棒の炉心３への挿入度を変化させることにより出力を
制御する方法であり、第２の方法としては、炉心３の冷
却材流量を変化させることにより出力制御を行なう方法
である。

冷却材流量以外にも、制御棒あるいは他の吸収材を操作
することなく中性子の収支バランスに影響を与える因子
としては、炉心内冷却材圧力および冷却材炉心入口温度
がある。以下これらについて簡単に述べる。

まず炉心内冷却材圧力について述べる。炉心内冷却材圧
力が変化すると、炉心３内の蒸気体積率（以下ボイド率
と称す）に変化を与え、その結果原子炉の出力変化に微
妙な影響を与える。例えば、炉心内冷却材圧力が上昇す
るとボイド率が減少し、その結果炉心出力が上昇すると
もに圧力が上昇する。このように炉心内冷却材圧力の上
昇は正のフィードバック効果を有しているので、通常炉
心内冷却材圧力による出力制御は行なわれない。

また冷却材炉心入口温度すなわち流体のサブクール度を
変化させて出力制御を行なう方法は、いわゆる二重サイ
クル方式の沸騰水型原子炉で採用されたものであり、現
状ではあまり一般的な方法ではない。

以上のように３つの因子の内炉心向冷却材圧力および冷
却材炉心入口温度については、炉心出力を制御する方法
としては適当であるとはいえず、冷却材流量を変化させ
る方法が一般的であるといえる。以下冷却材流量変化に
よる炉心出力制御について説明する。炉心内冷却材流量
の変化は、通常再循環系により再循環流量を変化させる
ことにより行なう。すなわち図に示すように、前記ダウ
ンカマ部９には複数台のジェットポンプ２１が設置ささ
れており、一方原子炉圧力容器１の外側には、再循環ポ
ンプ２２が設置されている。これらジェットポンプ２１
および再循環ポンプ２２との間には再循環系配管２３が
配設されている。かかる構成の再循環系により再Ｉ−環
流量を変化させて出力制御を行なう。そこで再循環流量
を変化させることによる出力制御の原理について説明す
る。

すなわち定常状態においては原子炉出力（中性子側密度
）と炉内ボイド量との間には平衡状態が保たれており、
炉内ボイドの生成量と流出量とは等しくなっている。こ
のような定常状態において、再循環流量を増加させると
、流速の増大によって炉内ボイドの収支バランスが一時
的に崩壊し、ボイド流出量が増大して炉内のボイド量が
減少する。

この炉内ボイド量の減少は、中性子減速効果の増加とな
り、その結果ＢＷＲの炉心固有の負のボイド反応度係数
によって原子炉に一時的に正の反応度を付加し、その為
、原子炉の中性子側密度すなわち熱出力が増大する。こ
の熱出力の増大によって炉内のボイド発生量は再度増加
し、その際炉心入口流量も増大しているので、その結果
炉心出力増大が図られる。また炉心出力を減少させる場
合には、上述し、たと逆の理屈によりなされる。

また再循環流量を変化させるには以下のような方法によ
り行なう。すなわち再循環ポンプ２２に連結された誘導
伝動機２４の周波数を変化させて、ポンプ回転数を変化
させることにより、再循環流量を調整する。以下詳細に
説明する。

図中符号３１は圧力制御系を示し、この圧力制御系３１
には前記蒸気タービン７に連結された可変周波数発電ｔ
１１２８から回転数信号（Ｓｌ）が入力される。そして
例えば原子炉圧力変化の要求信号が手動（図中８２で示
す）、あるいは上記圧力制御系３１からの負荷変差信号
（Ｓ３）として主制御器３２に出力される。主制御器３
２は、入力した信号を適当なＰＩＤ動作で処理し、速度
要求信号（Ｓ４）として、速度制御器３３に出力する。

速度制御器３３は、可変周波数発電機２８の回転速度が
入力した速度要求信号（Ｓ４）に合うように、制御信号
（Ｓ５）をすくい管位置調節器３４に出力し、流体読手
３５内の油面調節器としてのすくい管（図示せず）の位
置を調節する。なおこの流体読手３５により電動機３６
からの動力が交流発電機３７側に伝達されている。かか
る動作によって流体読手３５内の油の量が調節され、流
体読手３５内の結合力が変化する。その結果上記発電機
３７の周波数が変化し、上記誘導電動１Ｉ２４を介して
、再循環ポンプ２２の速度が変化する。

再循環ポンプ２２の速度が変化すれば、再循環流量が変
化し、発生蒸気量が変化する。その結果タービン蒸気量
とのバランスが崩壊し、圧力変化が発生する。この圧力
変化により上記圧力制御系３１を介して主蒸気加減弁２
５の開度が調節され、タービン蒸気量が原子炉発生蒸気
量に一致するまで変化する。このようにしてタービン出
力が変化し、当初与えられた負荷指令に追従する。

［背景技術の問題点コ 上記構成によると、再循環流量制御によるプラントの負
荷追従性は、上述したように多くの機器を介して行なわ
れる為に応答性が悪く、ある程度の時間遅れが発生する
。また流体読手３６用の大形の冷却器が必要となるとと
もに、交流発電ｖａ３７、流体読手３５、および駆動電
動機３６より構成される可変周波数発電装置く以下Ｍ−
Ｇセットと称す）が大形化し、かつ構成が複雑化してコ
スト的にも問題があった。

〔発明の目的〕

本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、負荷応答性を向上させ、構成の簡略化お
よび装置の小形化を図り、コストの低減を図ることが可
能な再循環系を備えた沸騰水型原子炉を提供することに
ある。

〔発明の概要〕 すなわち本発明による沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容
器とシュラウドとの間に配置された複数のジェットポン
プと、上記原子炉圧力容器の外部に配置され上記ジェッ
トポンプと再循環系配管を介して接続された再循環ポン
プとからなる再循環系を備え、この再循環系により炉心
冷却材流量を変化させることにより出力制御を行なう沸
騰水型原子炉において、上記再循環ポンプの羽根を可変
ピッチとするとともに、制御機構により原子炉出力要求
信号が出力された時上記再循環ポシプの羽根ピッチ角を
変化させることにより炉心冷却材流量を変化させ出力制
御を行なうことを特徴とするものである。

〔発明の実施例〕

以下第１図乃至第３図を参照して本発明の一実施例を説
明する。第１図は沸騰水型原子炉の概略構成を示す図で
あり、図中符号１０１は原子炉圧力容器を示す。この原
子炉圧力容器１０１内には、冷却材１０２および炉心１
０３が収容されている。

上記炉心１０３は図示しない複数の燃料集合体および制
御棒等から構成されており、シュラウド１０４内に設置
されている。上記冷却材１０２は原子炉圧力容器１０１
に接続された給水管１０５を介して原子炉圧力容器１０
１内に供給され、炉心１’０３を上方に流通する。その
際炉心１０３の核反応熱により昇温し、水と蒸気の二層
流状前となる。二層流状前となまた冷却材１０２は炉心
１゜３の上方に設置された気水分離器１１３にて水と蒸
気とに分離され、分離された蒸気は、さらに上方に設置
された蒸気乾燥器１１４内にて乾燥され乾燥蒸気となら
、原子炉圧力容器１０１に接続された主蒸気管１０６を
介して蒸気タービン１０７に供給される。一方分離され
た水は原子炉圧力容器１０１とシュラウド１０４との間
に形成されたダウンカマ部１０８を介して、炉心１０３
下方に流下し、再度炉心１０３を上方に流通する。そし
てかかるザイクルをくりかえす。蒸気タービン１０７に
供給された蒸気は、そこで仕事をなし、蒸気タービン１
０７の下方に設置された復水器１０８内にて復水となり
、復水ポンプ１１０で加圧され、給水加熱器１１１にて
予圧され、さらに給水ポンプ１１２で加圧された後、前
記給水管１０５を介して原子炉圧力容器１０１内に戻さ
れる。上記主蒸気管１０６には主蒸気加減弁１２１が介
挿されている。また主蒸気管１０５と復水器１０７との
間には、バイパス蒸気管１２２が配設されており、この
バイパス蒸気管１２２にはタービンバイパス弁１２３が
介挿されている。また蒸気タービン１０７には、可変周
波数発電機１２４が連結されている。

上記構成をなす沸騰水型原子炉には、再循環系が設置さ
れている。以下この再循環系の構成について説明する。

すなわち前記ダウンカマ部１０４内には複数台のジェッ
トポンプ１３１が設置されており、一方原子炉圧力容器
１０１の外側には、再循環ポンプ１３２が配置されてい
る。そしてこれらジェットポンプ１３１および再循環ポ
ンプ１３２は再循環系配管１３３を介して接続されてい
る。上記再循環ポンプ１３２には、誘暮型発動機１３４
が連結されている。上記再循環ポンプ１３２の羽根は可
変ピッチ型であり、制紳装置１４１により該ピッチ角を
適宜変更することにより、再循環流量を変化させ、炉心
出力の制御を行なう。

次に上記制御装置１４１の構成について説明する。まず
上記可変周波数発電機１２４から圧力制御系１４２に回
転数信号Ｓ１１が出力され、圧力制御系１４２はこの回
転数信号８１１を基に主制御器１４３に、負荷偏差信号
８１２を出力する。

なお上記圧力制御系１４２は、前記主蒸気加減弁１２１
およびタービンバイパス弁１２３にも制御信号（Ｓ１３
）および＜８１４）を出力する。また上記主制御器１４
３には、圧力制御系１４２からの負荷偏差信号（Ｓ１２
）以外にも手動信号Ｓ１５が入力可能な構成となってい
る。主制御器１４３は、上記負荷偏差信号３１２を基に
再循環流量制御器１４４に再循環流量制御信号８１６を
出力する。なおこの再循環流量制御器１４４は前記再循
環ポンプ１３２夫々に対応して設置されている。また前
記再循環系配管１３３には、再循環流量計装置４５が設
置されており、この再循環流量計装置４５から再循環流
量信号Ｓ１７が上記再循環流量制御器１４４に入力され
る。再循環流量制御器１４４この再循環流量信号Ｓ１７
および前記再循環流量制御信号８１６を基にして、再循
環流量偏差制御信号３１８をプロペラピッチ角制御器１
４６に出力する。このプロペラピッチ角制御器Ｓ”１９
を出力し、可変ピッチ制御器１４６は、このピッチ角指
示信号Ｓ　１’−’９　章基に再循、環ボ、ンプ１３２
の羽根のピッチ角を変更させる。これによって再循環流
量を適宜変更して炉心出力のＩＩＩＩＩｌを行なう構成
である。

以上の構成を基にその作用を説明する。まず圧力制御系
１４２からの負荷偏差信号Ｓ１２あるいは、手動信号Ｓ
１５が主制御器１４３に入力されると、主制御器１４３
は、その入力信号に応じて、最適な冷却材再循環流量を
演算し、各再循環ループに対応して設置された再循環流
量制御器１４４に対して、再循環流山制御信号Ｓ１６を
出力する。

なおこの再循環流量制御信号Ｓ１６は、負荷偏差信号Ｓ
１２の関数として預め設定しておくことも可能である。

また再循環流量制御器１４４には冷却材再循環計装置４
５から再循環流量信号Ｓ１７が入力される。再循環流量
制御器１４４は、これら再循環流量制御信号Ｓ１６およ
び再循環流量信号Ｓ１７とを比較する。そして、例えば
（Ｓ１６−８１７）がマイナスの時には、負荷要求に対
して原子炉は過出力であると判断し、冷却材再循環流量
を減少させるべく、再循環流量偏差制御信号３１８をプ
ロペラピッチ角制御器１４６に出力する。プロペラピッ
チ制御器１４６は、上記再循環流量偏差制御信号８１８
を預め設定されたプログラムに基づいてプロペラじツチ
角指示信号８１９に変換して、可変ピッチ制御器１４７
に出力する。

なお上記プロペラピッチ角指示信号８１９は、再循環流
量偏差制御信号Ｓ１８の関数として設定することも可能
である。そして上記可変ピッチ制■器１４７は、プロペ
ラピッチ角指示信号３１９に基づいて、再循環ポンプ１
３２の羽根のピッチ角を変更させる。これによって冷却
材再循環流量は減少する。この冷却材再循環流量の減少
に伴ない、炉心１０３の入口の冷却材流量も減少し、そ
の結果炉心１０３内のボイド率が増加して、炉心出力は
低下する。かかる動作をくりかえすことにより原子炉出
力は所定の値まで低下し、負荷との偏差は解消される。

次に（８１６−８１７）がプラスの場合について説明す
る。この場合には原子炉は負荷要求に対してアンダーパ
ワであると判断される。そして再循環流量制御器１４４
は、冷却材再循環流量を増加させるべく再循環流量偏差
制御信号８１８をプロペラピッチ角制御器１４６に出力
する。プロペラピッチ角制御器１４６は入力した再循環
流量偏差制御信号Ｓ１８を預め設定されたプログラムに
基づいて処理し、プロペラピッチ角指示信号Ｓ１９に変
換して、可変ピッチ制御器１４７に出力する。可変ピッ
チ制御器１４７は入力したプロペラピッチ角指示信号Ｓ
１９に基づいて、再循環ポンプ１３２の羽根のピッチ角
を変更させる。かかる操作により冷却材再循環流量は増
加する。この冷却材再循環流量の増加により、炉心１０
３の入口の冷却材流量も増加し、その結果炉心１０３内
のボイド率が減少して、原子炉の出力は増加する。

このような操作をくりかえすことにより原子炉出力は所
定の負荷まで増加して、負荷との偏差は解消される。

次に（８１６−８１７）が零の場合について説明する。

このように再循環流量制御信号Ｓ１６および再循環流量
信号８１７どの間に偏差がない場合には、上記再循環流
量制御器１４４はなんの制御信号も出力せず、よって原
子炉はそのままの運転状態を継続する。

以上本実施例によると、従来のように再循環ポンプの回
転数を変化させて冷却材再循環流量を変化させるのと異
なり、再循環ポンプ１３２の羽根を可変ピッチ型として
、ピッチ角を変化させることにより制御するようにして
いるので、制御信号に対す応答がはやく、炉心１０３の
冷却材流量の高速制御が可能となった。また従来のＭ−
Ｇセットの場合に比べて構成が簡略化され、かつ小形化
されその結果コストの低減を図ることが可能となった。

特に従来流体読手を使用した場合に必要とされた大型の
冷却機が不要となり、可変ピ長チ制御器１４７用の小形
の冷却機（図示せず゛）のみでよく、装置の小形化はも
ちろん、プラント熱効率改善の上でも極めて効果的なこ
とである。そこでこれを第２図および第３図の線図を参
照して説明してみる。第２図は従来の場合を、第３図は
本実施例の場合を夫々示すもので、横軸に時間をとり、
縦軸に定格時に対する割合（％）を取り、定格の９５％
出力、１８５％炉心流量で、定常運転中に、１０％炉心
流山幅相当のステップ外乱が主制御器１４３に負荷偏差
信号８１２として入力した場合の主要パラメータ（原子
炉主蒸気流量および炉心入口流量）の時間変化を示した
図である。なお図中線図Ａは原子炉主蒸気流量であり、
線図Ｂは炉心入口流量である。第２図にて、炉心入口流
量は、過度開始後約２″秒間は、殆ど変化せず、その後
の変化も応答は遅く、最終的に目標値に到達するまでに
約１２秒を要している。その為、原子炉主蒸気流量が制
定されるまでに、約２５秒の時間を要している。これに
対して本実施例の場合に憔第３図にも示すように、過度
開始後約２秒で最終的な・　目標値に到達し、原子炉主
蒸気流量も約１０秒という時間で制定している。なお第
３図中破線で示す部分は従来の場合を示す線図である。

このように本実施例の場合には従来に比べて応答が極め
て早く、炉心流量を高速で制御することが可能となる。

（発明の効果〕 以上詳述したように本発明による沸騰水型原子炉は、原
子炉圧力容器とシュラウドとの間に配置された複数のジ
ェットポンプと、上記原子炉圧力容器の外部に配置され
上記ジェットポンプと再循環系配管を介して接続された
再循環ポンプとからなる再循環系を備え、この再循環系
により炉心冷却材流量を変化させることにより出力制御
を行なう沸騰水型原子炉において、上記再循環ポンプの
羽根を可変ピッチとするとともに、制ｍｍ構により原子
炉出力要求信号が出力された時上記再循環ポンプの羽根
ピッチ角を変化させることにより炉心冷却材流量を変化
させ出力制御を行なうことを特徴とするのである。

したがって原子炉の負荷応答性を大幅に向上させて装置
としての信頼性を大幅に向上させることができるととも
に、構成の簡略化および装置の小形化を図ることができ
、コストの低減を図る上で極めて効果的なことである。

【図面の簡単な説明】

第１図乃至第３図は本発明の一実施例を示す図で、第１
図は沸騰水型原子炉の概略構成を示す図、第２図および
第３図は効果を説明する為の線図、第４図は従来の沸騰
水型原子炉の概略構成を示す図である。 １０１・・・原子炉圧力容器、１０２・・・冷却材、１
０３・・・炉心、１０４・・・シュラウド、１３１・・
・ジェットポンプ、１３２・・・再循環ポンプ、１３３
・・・再循環系配管、１４１・・・制御装置。

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉圧力容器とシュラウドとの間に配置された
   複数のジェットポンプと、上記原子炉圧力容器の外部に
   配置され上記ジェットポンプと再循環系配管を介して接
   続された再循環ポンプとからなる再循環系を備え、この
   再循環系により炉心冷却材流量を変化させることにより
   出力制御を行なう沸騰水型原子炉において、上記再循環
   ポンプの羽根を可変ピッチとするとともに、制御機構に
   より原子炉出力要求信号が出力された時上記再循環ポン
   プの羽根ピッチ角を変化させることにより炉心冷却材流
   量を変化させ出力制御を行なうことを特徴とする沸騰水
   型原子炉。
2. （２）上記制御機構は、原子炉出力変化要求信号が出力
   された時信号を出力する主制御器と、この主制御器から
   の信号および再循環流量計測値とを比較して再循環ポン
   プの羽根のピッチ角を制御する信号を出力する再循環流
   量制御器と、この再循環流量制御器からの信号により上
   記再循環ポンプの羽根のピッチ角を変更させる信号を出
   力する羽根ピッチ角制御器とを具備したことを特徴とす
   る特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉。