JPS632356B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉の運転制御方法に関り、特に
燃料破損の生じない原子炉の運転制御方法に関す
るものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a method of controlling the operation of a nuclear reactor, and more particularly to a method of controlling the operation of a nuclear reactor that does not cause fuel damage.

沸騰水型原子炉の概要を第１図に基づいて説明
する。原子炉容器４内には、多数の燃料集合体が
配置された炉心部１が形成され、この炉心部１内
に挿入される制御棒１７が設けられている。炉心
部１の上部には気水分離器２および蒸気乾燥器３
が存在する。原子炉容器４内にはジエツトポンプ
１８が設けられ、ジエツトポンプ１８の入口側に
は再循環系配置１３の一端が開口している。再循
環系配管１３には再循環ポンプ１９が配置され
る。再循環ポンプ１９が駆動されると、再循環系
配管１３およびジエツトポンプ１８を通して炉心
部に冷却水が供給される。この冷却水は炉心部１
で加熱され蒸気となる。発生した蒸気は気水分離
器２および蒸気乾燥器３を通り、原子炉容器１に
接続された主蒸気管１４に流出する。蒸気は、タ
ービン５を回転させた後、復水器６で凝縮され再
び水に戻る。この水は、復水器６より、復水ポン
プ７、復水脱塩器８、復水昇圧ポンプ９、低圧給
水加熱器１０、給水ポンプ１１および高圧給水加
熱器１２を順次連絡する給復水系通路１５を通つ
て、原子炉容器４内に送られる。炉心部１には、
中性子検出器３１が配置される。 An overview of a boiling water reactor will be explained based on FIG. A reactor core 1 in which a large number of fuel assemblies are arranged is formed within the reactor vessel 4, and a control rod 17 inserted into the reactor core 1 is provided. A steam separator 2 and a steam dryer 3 are installed in the upper part of the reactor core 1.
exists. A jet pump 18 is provided within the reactor vessel 4, and one end of the recirculation system arrangement 13 is open on the inlet side of the jet pump 18. A recirculation pump 19 is arranged in the recirculation system piping 13 . When the recirculation pump 19 is driven, cooling water is supplied to the reactor core through the recirculation system piping 13 and the jet pump 18. This cooling water is in the core 1
is heated and becomes steam. The generated steam passes through a steam separator 2 and a steam dryer 3, and flows out into a main steam pipe 14 connected to the reactor vessel 1. After the steam rotates the turbine 5, it is condensed in the condenser 6 and returns to water. This water is supplied from the condenser 6 to a water supply and condensate system which sequentially connects a condensate pump 7, a condensate demineralizer 8, a condensate boost pump 9, a low pressure feed water heater 10, a water feed pump 11 and a high pressure feed water heater 12. It is sent into the reactor vessel 4 through the passage 15. In the reactor core 1,
A neutron detector 31 is arranged.

沸騰水型原子炉には、原子炉反応度（以後反応
度と称す）を制御し、原子炉出力を制御するため
重要な装置である制御棒と再循環装置がある。制
御棒は、内部にボロン炭化物が充填され、制御棒
を炉心部に出入れすることにより原子炉出力が制
御される。例えば、電気出力460MWの沸騰水型
原子力発電プラントにおいては、約97本の制御棒
が使用されている。再循環装置は、再循環系配管
１３、ジエツトポンプ１８および再循環ポンプ１
９によつて構成される。再循環ポンプ１９の吐出
量を多くすると、ジエツトポンプ１８を通して炉
心部１に供給される冷却水流量が増大する。炉心
部１を通過する冷却水量が増加すると、炉心部１
で発生するボイドの密度が低くなる。このため中
性子の減速が十分に行なわれ、反応度が増加し出
力があがる。反対に再循環ポンプ１９の吐出量が
減少すると、炉心部１を通過する冷却水量も減少
し、ボイドの密度が高くなるため反応度が減少
し、出力が低下する。 A boiling water reactor has control rods and a recirculation device, which are important devices for controlling reactor reactivity (hereinafter referred to as reactivity) and controlling reactor output. The control rods are filled with boron carbide, and the reactor output is controlled by moving the control rods in and out of the reactor core. For example, a boiling water nuclear power plant with an electrical output of 460 MW uses approximately 97 control rods. The recirculation device includes a recirculation system piping 13, a jet pump 18, and a recirculation pump 1.
Consisting of 9. When the discharge amount of the recirculation pump 19 is increased, the flow rate of cooling water supplied to the reactor core 1 through the jet pump 18 increases. When the amount of cooling water passing through the core 1 increases, the amount of cooling water passing through the core 1 increases.
The density of voids generated in For this reason, neutrons are sufficiently slowed down, reactivity increases, and output increases. Conversely, when the discharge amount of the recirculation pump 19 decreases, the amount of cooling water passing through the reactor core 1 also decreases, the density of voids increases, the reactivity decreases, and the output decreases.

従来行なわれていた原子炉の運転制御方法につ
いて述べる。第２図に示す特性が、その方法によ
る原子炉出力の変化を示すものである。一般的に
沸騰水型原子炉では、２系統の再循環装置があつ
て各々の装置に設けられている再循環ポンプ１９
を20％のポンプ回転速度で駆動しておき、制御棒
１７を炉心部１より引抜くことにより、原子炉出
力を上昇させる。この時、原子炉出力は20％ポン
プ回転速度ライン２０に沿つて上昇する。20％ポ
ンプ回転速度ライン２０と制御棒パターン100％
一定ライン２１との交点（Ａ点）に原子炉出力が
到達するまで、制御棒１７が炉心部１より引抜か
れる。原子炉出力がＡ点に達すると制御棒１７の
引抜きが停止され、再循環装置による出力制御が
行なわれる。すなわち、再循環ポンプ１９のポン
プ回転速度が増大し、出力は徐々に増加する。こ
の出力上昇は、制御棒パターン100％一定ライン
２１に沿い、出力上昇速度が原子炉のあらゆる部
分で線熱出力密度の上昇速度が0.06Kw／ft・ｈ
を越えないように、炉心部１を流れる冷却水流量
を徐々に増加しながら行なわれる。もし、線熱出
力密度の上昇速度が上記の値より大きな場合に
は、燃料棒を構成する被覆管と燃料ペレツトとの
機械的相互干渉が大きくなり、被覆管が損傷、す
なわち燃料棒が破損するおそれがある。20％ポン
プ速度ライン２０と制御棒パターン75％一定ライ
ン２２との交点Ｃに達すると、制御棒１７の引抜
きを停止し、制御棒パターン75％一定ライン２２
に沿つて出力上昇を行なうと、原子炉出力が75％
に達する。 This article describes the conventional nuclear reactor operation control method. The characteristics shown in FIG. 2 show the changes in reactor output due to this method. Generally, in a boiling water reactor, there are two systems of recirculation systems, each with a recirculation pump 19 installed in each system.
is driven at a pump rotation speed of 20% and the control rod 17 is withdrawn from the reactor core 1 to increase the reactor output. At this time, the reactor power increases along the pump rotation speed line 20 by 20%. 20% pump rotation speed line 20 and control rod pattern 100%
The control rod 17 is withdrawn from the reactor core 1 until the reactor output reaches the intersection with the constant line 21 (point A). When the reactor output reaches point A, withdrawal of the control rods 17 is stopped, and the output is controlled by the recirculation device. That is, the pump rotation speed of the recirculation pump 19 increases, and the output gradually increases. This power increase follows the control rod pattern 100% constant line 21, and the power increase rate is 0.06Kw/ft・h in all parts of the reactor.
This is done while gradually increasing the flow rate of the cooling water flowing through the reactor core 1 so as not to exceed. If the rate of increase in linear heat power density is greater than the above value, mechanical mutual interference between the cladding tube and fuel pellets that make up the fuel rod will increase, causing damage to the cladding tube and, therefore, damage to the fuel rod. There is a risk. When reaching the intersection C between the 20% pump speed line 20 and the constant 75% control rod pattern line 22, the withdrawal of the control rod 17 is stopped and the constant 75% control rod pattern line 22 is reached.
If the power is increased according to
reach.

制御棒パターン100％一定ライン２１に沿つて
原子炉出力を100％まで上昇させる。すなわち、
原子炉出力は制御棒パターン100％一定ライン２
１上をＡ点よりＢ点まで移動する。Ｂ点は炉心部
の冷却水流量100％、原子炉出力100％の点であ
る。 The reactor power is increased to 100% along the control rod pattern 100% constant line 21. That is,
Reactor output is 100% constant line 2 of control rod pattern
1 Move from point A to point B. Point B is the point where the core cooling water flow rate is 100% and the reactor output is 100%.

原子炉の運転時間が経過すると、燃料の燃焼に
よつて反応度が低下し、原子炉出力が低下する。
これを補うために出力を増加しなければならない
が、炉心部の冷却水流量を100％以上に増加する
ことは再循環装置のポンプのキヤビテーシヨンを
誘発し好ましいことではない。このため、炉心部
１より制御棒１７を引抜いて、原子炉の出力低下
を防止している。しかし、高出力で制御棒１７を
操作して原子炉の出力を調節することは燃料にと
つて極めて有害なことであり、燃料破損を発生す
る危険性が増大する。 As the operating time of the nuclear reactor elapses, the reactivity decreases due to fuel combustion, and the reactor output decreases.
To compensate for this, the output must be increased, but increasing the cooling water flow rate in the core by more than 100% is not desirable because it will induce cavitation of the recirculation system pump. For this reason, the control rods 17 are pulled out from the reactor core 1 to prevent the output of the reactor from decreasing. However, adjusting the power of the reactor by operating the control rods 17 at high power is extremely harmful to the fuel and increases the risk of fuel failure.

本発明の目的は、高出力領域における原子炉出
力制御に基づく燃料破損の危険性を減少できると
ともに所定の高出力に原子炉出力を保持する運転
が長時間にわたつて可能となる原子炉の運転制御
方法を提供することにある。 An object of the present invention is to operate a nuclear reactor that can reduce the risk of fuel damage based on reactor power control in a high power region, and that can maintain the reactor power at a predetermined high power level for a long period of time. The objective is to provide a control method.

本発明の特徴は、設定出力に到達した後におけ
る原子炉出力の設定出力からのずれを、炉心部を
通過する冷却水流量を制御する手段の操作によつ
て原子炉出力を補償し、設定出力に保持する冷却
水流量制御手段による補償操作が限界に達した
時、冷却水流量制御手段を操作して原子炉出力を
機械的相互干渉を開始する原子炉出力以下に低下
させ、機械的相互干渉を開始する原子炉出力以下
の範囲内で制御棒を操作し、この操作によつて原
子炉出力が機械的相互干渉を開始する原子炉出力
に達した時、制御棒の操作を停止し、次に、冷却
水流量制御手段を操作して原子炉出力を設定出力
まで上昇させ、その後における原子炉出力の設定
出力からのずれを冷却水流量制御手段の操作にて
補償することにある。 A feature of the present invention is that the deviation of the reactor output from the set output after reaching the set output is compensated for by the operation of means for controlling the flow rate of cooling water passing through the reactor core, and the set output When the compensating operation by the cooling water flow rate control means that maintains the temperature reaches its limit, the cooling water flow rate control means is operated to reduce the reactor output below the reactor output at which mechanical mutual interference starts, thereby preventing mechanical mutual interference. When the reactor power reaches the reactor power that starts mechanical mutual interference, the control rod operation is stopped and the next Second, the reactor output is increased to a set output by operating the cooling water flow rate control means, and the subsequent deviation of the reactor output from the set output is compensated for by operating the cooling water flow rate control means.

本発明は、以下のような燃料破損に関する検討
を行なうことによつてなされたものである。燃料
棒２３は、第３図に示すように、被覆管（ジルカ
ロイチユーブ）２４内に多数の燃料ペレツト（二
酸化ウランを焼結したもの）２５を装填し、図示
されていないが、被覆管２４の両端を端栓にて密
封したものである。一例として49本の燃料棒２３
によつて構成される一体の燃料集合体がある。こ
の燃料集合体を炉心部１に設置して原子炉の運転
を行なうと、燃料棒２３の軸方向の伸びは、線熱
出力密度の増加に伴い第４図に示すように変化す
る。第４図に示す燃料棒２３の伸びは、１つの燃
料ペレツト２５の長さ（約20mm）当りの伸びを示
している。原子炉の出力が上昇すると第４図に示
すように燃料ペレツト２５が鼓状に変形し、燃料
ペレツト２５の上端部と下端部が、被覆管２４の
内壁に接触する。更に原子炉の出力が上昇する
と、燃料ペレツト２５の上端部と下端部が被覆管
２４に食込み、被覆管２４の外観は竹の節が形成
されたように変形する。このように燃料ペレツト
が被覆管に食込む現象を、燃料ペレツト対被覆管
の機械的相互干渉（以下PCMIと称す）と言う。
この被覆管２４の変形に伴い燃料棒２３の伸び
は、第４図の曲線２６（Ｄ−Ｅ−Ｆ−Ｇ）のよう
に変化する。曲線２６のような伸び量の変化は、
線熱出力密度の上昇速度を約２キロワツト／フイ
ート時にした時のものである。原子炉の運転を開
始し、燃料ペレツト２５が被覆管２４に接触する
までの間（Ｄ−Ｅ間）は、被覆管２４、すなわち
燃料棒２３は熱膨張のみによつて伸びる。燃料ペ
レツト２５が変形して被覆管２４に接触すると、
燃料棒２３の伸び量は多くなる（Ｅ−Ｆ間）。線
熱出力密度が約8Kw／ftで、前述したように燃料
ペレツト２５が被覆管２４に食込始める。線熱出
力密度が約8Kw／ftを越えると、被覆管２４のみ
の伸びよりも燃料ペレツト２５の伸びが大きいの
で、被覆管２４に燃料ペレツト２５が食込むこと
により、被覆管２４は燃料ペレツト２５の両端部
によつて引き伸ばされる。線熱出力密度約
8Kw／ftが、PCMIを開始する線熱出力密度であ
る。熱線出力密度が約8Kw／ft以下の時、被覆管
２４の伸びは弾性限界内にあるが、その値を越え
て燃料棒２３が伸びると被覆管２４は塑性変形を
起こす。塑性変形の領域において被覆管２４の伸
びが大きいと、被覆管２４、すなわち燃料棒２３
が破損しやすくなる。燃料棒２３の伸び量が曲線
２６のように変化し、伸び量がＧ点に達した時、
原子炉の出力を下げると、燃料棒２３の伸びは曲
線２７（Ｇ−Ｈ−Ｉ）のように変化する。一旦伸
び量がＧ点に達した燃料棒２３には、その線熱出
力密度を零にしても永久歪（IDに相当）が残る。
曲線２８（Ｄ−Ｊ）は、線熱出力密度の上昇速度
を約0.1Kw／ft・hrにした時の燃料棒２３の伸び
の変化を示したものである。この時、燃料ペレツ
ト２５は被覆管２４による長時間のスプリングバ
ツクにより塑性変形を受けるので、被覆管２４は
線熱出力密度が100％になつた時でも十分弾性限
界内の伸びの範囲（Ｊ点）内に止まり、線熱出力
密度が零になつても、被覆管２４は永久変形を受
けることはない。 The present invention was achieved through the following studies regarding fuel damage. As shown in FIG. 3, the fuel rod 23 is constructed by loading a large number of fuel pellets (sintered uranium dioxide) 25 into a cladding tube (zircaloid tube) 24, and filling the cladding tube 24 with a large number of fuel pellets (sintered uranium dioxide) 25, although not shown. Both ends are sealed with end plugs. As an example, 49 fuel rods23
There is an integral fuel assembly made up of. When this fuel assembly is installed in the reactor core 1 and the nuclear reactor is operated, the axial elongation of the fuel rods 23 changes as shown in FIG. 4 as the linear thermal power density increases. The elongation of the fuel rod 23 shown in FIG. 4 indicates the elongation per length of one fuel pellet 25 (approximately 20 mm). When the power of the nuclear reactor increases, the fuel pellet 25 deforms into a drum shape as shown in FIG. 4, and the upper and lower ends of the fuel pellet 25 come into contact with the inner wall of the cladding tube 24. When the power of the nuclear reactor further increases, the upper and lower ends of the fuel pellets 25 dig into the cladding tube 24, deforming the appearance of the cladding tube 24 to resemble bamboo knots. This phenomenon in which fuel pellets bite into the cladding tube is called fuel pellet-to-cladding mechanical mutual interference (hereinafter referred to as PCMI).
As the cladding tube 24 deforms, the elongation of the fuel rod 23 changes as shown by a curve 26 (D-E-F-G) in FIG. 4. The change in the amount of elongation as shown by curve 26 is
This is when the rate of increase in linear thermal power density is approximately 2 kilowatts/foot. During the period from when the reactor starts operating until the fuel pellets 25 come into contact with the cladding tube 24 (between DE and E), the cladding tube 24, that is, the fuel rods 23, expands only by thermal expansion. When the fuel pellets 25 are deformed and come into contact with the cladding tube 24,
The amount of elongation of the fuel rod 23 increases (between E and F). When the linear heat power density is approximately 8 Kw/ft, the fuel pellets 25 begin to penetrate the cladding tube 24 as described above. When the linear thermal power density exceeds about 8 Kw/ft, the elongation of the fuel pellets 25 is greater than the elongation of the cladding tube 24 alone, so the fuel pellets 25 bite into the cladding tube 24, causing the cladding tube 24 to expand into the fuel pellets 25. Stretched by both ends. Linear thermal power density approx.
8Kw/ft is the linear thermal power density to initiate PCMI. When the hot wire power density is less than about 8 Kw/ft, the elongation of the cladding tube 24 is within the elastic limit, but when the fuel rod 23 is elongated beyond that value, the cladding tube 24 undergoes plastic deformation. If the elongation of the cladding tube 24 is large in the region of plastic deformation, the cladding tube 24, that is, the fuel rod 23
becomes easily damaged. The amount of elongation of the fuel rod 23 changes as shown by the curve 26, and when the amount of elongation reaches point G,
When the power of the nuclear reactor is lowered, the elongation of the fuel rods 23 changes as shown by the curve 27 (G-H-I). Once the amount of elongation reaches the G point, the fuel rod 23 remains permanently strained (corresponding to ID) even if its linear thermal power density is reduced to zero.
Curve 28 (D-J) shows the change in the elongation of the fuel rod 23 when the rate of increase in linear thermal power density is approximately 0.1 Kw/ft·hr. At this time, the fuel pellet 25 undergoes plastic deformation due to the long-term spring back caused by the cladding tube 24, so that even when the linear thermal power density reaches 100%, the cladding tube 24 is sufficiently elongated within the elastic limit (point J ) and the linear heat power density becomes zero, the cladding tube 24 will not undergo permanent deformation.

以上述べたように、PCMIを開始する原子炉出
力を越える範囲で急激な出力上昇がある時は被覆
管は永久歪を受け、原子炉の出力の急激な上昇お
よび原子炉出力の降下が繰返されると遂には燃料
棒が破損する。Ｉ点の永久歪を持つた状態で再び
線熱出力密度を約2Kw／ft・hr時で上昇させる
と、Ｉ点より曲線２６と同様な傾向で燃料棒２３
が伸び、出力を低下させると曲線２７と同様な傾
向で伸び量が減少する。しかし、線熱出力密度が
零になると、伸び量はＩ点に一致しなく、更に永
久歪が付加される。このような急激な出力上昇と
出力降下を繰返すと、永久歪が徐々に蓄積され、
燃料棒２３が破損しやすくなる。同様なことは被
覆管２４の半径方向についても言える。実際には
被覆管２４の半径方向の伸びが厳しい。 As mentioned above, when there is a sudden increase in power in a range that exceeds the reactor power that starts PCMI, the cladding undergoes permanent strain, causing repeated rapid increases in reactor power and drops in reactor power. Eventually, the fuel rod breaks. When the linear thermal power density is increased again to about 2 Kw/ft・hr with permanent strain at point I, the fuel rod 23 moves from point I with a similar trend to curve 26.
elongates, and when the output is reduced, the amount of elongation decreases in a similar manner to curve 27. However, when the linear heat power density becomes zero, the amount of elongation does not match the I point, and permanent strain is added. If such rapid increases and decreases in output are repeated, permanent distortion will gradually accumulate.
The fuel rods 23 are likely to be damaged. The same can be said about the radial direction of the cladding tube 24. In reality, the cladding tube 24 is difficult to stretch in the radial direction.

一例として49本の燃料棒２３から成る多数の燃
料集合体を原子炉の炉心部１に配置した時の水平
断面の一部を第５図に示す。中性子検出器３１を
中心に４本の燃料集合体２９が第５図のように配
置されている。これら４本の燃料集合体２９を取
囲むように、４本の制御棒１７が配置される。燃
料棒集合体２９間にはポイズンカーテン３０が設
置される。 As an example, FIG. 5 shows a portion of a horizontal cross-section when a large number of fuel assemblies consisting of 49 fuel rods 23 are arranged in the core 1 of a nuclear reactor. Four fuel assemblies 29 are arranged around the neutron detector 31 as shown in FIG. Four control rods 17 are arranged so as to surround these four fuel assemblies 29. A poison curtain 30 is installed between the fuel rod assemblies 29.

第６図は、第５図に示す炉心構造で、制御棒１
７の移動による燃料集合体２９の出力分布の変化
を示したものである。制御棒１７は、燃料集合体
２９の軸方向を24段階に等分された距離を一段階
（一段階は約15cm）毎に移動できる。第５図に示
す燃料集合体２９の概略図を第６図の上部に示
す。中性子検出器３１を中心に４体の燃料集合体
２９Ａ，２９Ｂ，２９Ｃおよび２９Ｄが配置さ
れ、現在、燃料集合体２９Ａおよび２９Ｃに隣接
する制御棒１７Ａおよび１７Ｃが炉心部１に挿入
されている。燃料集合体２９Ｂおよび２９Ｄに隣
接する制御棒１７Ｂおよび１７Ｄ（図示されてい
ない）は、炉心部１に挿入されていない。制御棒
１７Ａは、炉心部１の20段階（炉心部１上端より
数えて）の位置まで挿入され、制御棒１７Ｃは炉
心部１上端より数えて６段階の位置まで挿入され
ている。制御棒１７Ａおよび１７Ｃは各々の上端
が同一の位置になるように炉心部１に挿入される
ことはない。この時の燃料集合体２９Ｃの平均的
な軸方向の出力分布は第６図の実線で示される曲
線４０で表わされる。一点鎖線で示される曲線３
２は、燃料集合体２９Ｂのｂの位置の燃料棒２３
の軸方向の出力分布、破線で示される曲線３３
は、燃料集合体２９Ｃのａ位置の燃料棒２３の軸
方向の出力分布をそれぞれ示したものである。制
御棒１７Ｃの上端付近でａの位置の燃料棒２３の
出力は著しく変化している。制御棒１７Ｃを一段
階引抜いて６段階より７段階に移動させる。これ
により、燃料集合体２９Ｂのｂの位置の燃料棒２
３の軸方向の出力分布および燃料集合体２９Ｃの
平均の軸方向の出力分布はほとんど変化しない
が、燃料集合体２９Ｃのａの位置の燃料棒２３の
軸方向の出力分布は二点鎖線で示される曲線３４
のように変化する。このためａの位置の燃料棒２
３の６段階に相当する部分では、第６図に示すよ
うに約7Kw／ftの線熱出力密度が増加することに
なる。制御棒１７Ｃの１段階の移動時間は約１秒
なので、第３図の説明で述べた約0.1Kw／ft・ht
の線熱出力密度の数万倍にも達する。このため、
燃料ペレツト２５が急激に変形し、燃料ペレツト
２５が被覆管２４の緊縛力による塑性変形を起こ
す時間的余裕がないので、被覆管２５が塑性変形
を引起こす。このようなことが、同じ位置で数回
繰返されると、被覆管２４が破損し、燃料棒２３
内で発生した核***生成物および核燃料物質が冷
却水中に漏洩する。 Figure 6 shows the core structure shown in Figure 5, with control rod 1
7 shows the change in the output distribution of the fuel assembly 29 due to the movement of the fuel assembly 29. The control rod 17 can move in the axial direction of the fuel assembly 29 by a distance equally divided into 24 steps (one step is approximately 15 cm). A schematic diagram of the fuel assembly 29 shown in FIG. 5 is shown in the upper part of FIG. Four fuel assemblies 29A, 29B, 29C and 29D are arranged around the neutron detector 31, and control rods 17A and 17C adjacent to the fuel assemblies 29A and 29C are currently inserted into the reactor core 1. Control rods 17B and 17D (not shown) adjacent to fuel assemblies 29B and 29D are not inserted into core 1. The control rods 17A are inserted to the 20th stage (counting from the top of the core 1) in the core 1, and the control rods 17C are inserted to the 6th stage (counting from the top of the core 1). The control rods 17A and 17C are not inserted into the reactor core 1 so that their upper ends are in the same position. The average axial power distribution of the fuel assembly 29C at this time is represented by a solid curve 40 in FIG. Curve 3 indicated by a dashed-dotted line
2 is the fuel rod 23 at position b of the fuel assembly 29B.
The axial power distribution of the curve 33 shown by the dashed line
1 and 2 respectively show the axial power distribution of the fuel rod 23 at position a of the fuel assembly 29C. The output of the fuel rod 23 at position a changes significantly near the upper end of the control rod 17C. The control rod 17C is pulled out one step and moved from the 6th step to the 7th step. As a result, the fuel rod 2 at position b of the fuel assembly 29B
Although the axial power distribution of No. 3 and the average axial power distribution of the fuel assembly 29C hardly change, the axial power distribution of the fuel rod 23 at the position a of the fuel assembly 29C is shown by the two-dot chain line. curve 34
It changes like this. Therefore, fuel rod 2 at position a
In the part corresponding to the 6th stage of 3, the linear heat output density increases by about 7Kw/ft as shown in FIG. The travel time for one stage of control rod 17C is approximately 1 second, so the time required for one stage of control rod 17C is approximately 0.1Kw/ft・ht as stated in the explanation of Figure 3.
It reaches tens of thousands of times the linear thermal power density of . For this reason,
The fuel pellet 25 deforms rapidly and there is no time for the fuel pellet 25 to undergo plastic deformation due to the binding force of the cladding tube 24, so the cladding tube 25 causes plastic deformation. If this kind of thing is repeated several times at the same location, the cladding tube 24 will break and the fuel rod 23 will break.
Fission products and nuclear fuel material generated within the reactor leak into the cooling water.

燃料の燃焼に伴う反応度低下を補い、原子炉出
力を100％に維持するために、制御棒１７を炉心
部１より引抜くと、前述したように燃料棒２３の
局部的な位置で線熱出力密度が急激に上昇する。
このような線熱出力密度の急激な変化は、第４図
に示したように燃料棒２３の伸びを大きくし、そ
の伸びが局部的に生じることになる。原子炉出力
が100％になるまである程度燃料棒２３に存在し
た伸び量に上記の伸び量が付加されるため、燃料
棒３は破損しやすくなる。 When the control rods 17 are withdrawn from the reactor core 1 in order to compensate for the decrease in reactivity due to fuel combustion and maintain the reactor output at 100%, linear heat is generated at local positions of the fuel rods 23 as described above. Power density increases rapidly.
Such a rapid change in the linear heat power density increases the elongation of the fuel rod 23, as shown in FIG. 4, and the elongation occurs locally. Since the above elongation amount is added to the elongation amount that existed in the fuel rod 23 to some extent until the reactor output reaches 100%, the fuel rod 3 becomes easily damaged.

上記の燃料棒に大きな伸びを与える現象は、例
えば、炉心部を流れる冷却材流量が大きな領域
（PCMIを開始する原子炉出力を越える領域）で
の原子炉出力の調節は、制御棒を操作せず冷却材
流量を変化させることによつて解消できることが
わかつた。この知見に基づいて、PCMIを開始す
る原子炉出力を越えた所定の高出力に原子炉出力
を保持する操作は冷却材流量制御により行い、冷
却材流量制御による所定の高出力への原子炉出力
の保持が限界が達した場合には冷却材流量の減少
によりPCMIを開始する原子炉出力以下に原子炉
出力を低下させ、その後、制御棒の引抜きによる
PCMIを開始する原子炉出力までの原子炉出力の
上昇、及び冷却材料量の増加による所定の高出力
までの原子炉出力の上昇を行い、さらには冷却材
流量制御による所定の高出力への原子炉出力の保
持を行えばよいとの考えに達した。上記の知見に
基づく本発明の実施例を以下に説明する。 The above phenomenon that causes large elongation of the fuel rods is caused by, for example, adjusting the reactor power in a region where the flow rate of coolant flowing through the reactor core is large (region exceeding the reactor power that starts PCMI), which requires operating the control rods. It was found that this problem could be solved by changing the coolant flow rate. Based on this knowledge, the operation to maintain the reactor power at a predetermined high power that exceeds the reactor power that starts PCMI is performed by coolant flow control, and the reactor power is controlled to a predetermined high power by coolant flow control. If retention reaches its limit, the reactor power will be reduced below the reactor power that initiates PCMI by decreasing the coolant flow rate, and then the control rods will be withdrawn.
The reactor power is increased to the reactor power that starts PCMI, the reactor power is increased to a predetermined high power by increasing the amount of cooling material, and the reactor power is increased to a predetermined high power by controlling the coolant flow rate. The idea was reached that it would be sufficient to maintain the reactor output. Examples of the present invention based on the above findings will be described below.

本発明の好適な一実施例である原子炉の運転制
御方法を第１図、第７図および第８図に基づき原
子炉出力を100％に設定した場合を例にとり以下
に説明する。電気出力460MWの沸騰水型原子炉
において、再循環ポンプ１９の回転速度を20％と
し、炉心部１に冷却水を流している状態で制御棒
駆動装置４１によつて制御棒１７を順次炉心部１
より引抜く。やがて原子炉は臨界となり制御棒１
７を更に炉心部１より引抜くと、原子炉出力は第
７図の特性（20％ポンプ回転速度ライン）２０に
沿つて上昇する。この間再循環ポンプ１９の回転
速度は20％と一定であるが、原子炉出力の上昇と
共に炉心部１に流れる冷却水流量は、特性２０の
ように増加する。 A nuclear reactor operation control method according to a preferred embodiment of the present invention will be described below, taking as an example the case where the reactor output is set to 100% based on FIGS. 1, 7, and 8. In a boiling water reactor with an electrical output of 460 MW, the rotation speed of the recirculation pump 19 is set to 20%, and the control rods 17 are sequentially moved into the reactor core by the control rod drive device 41 while cooling water is flowing through the reactor core 1. 1
Pull it out more. Eventually the reactor becomes critical and control rod 1
7 is further pulled out from the reactor core 1, the reactor output increases along the characteristic (20% pump rotational speed line) 20 shown in FIG. During this period, the rotational speed of the recirculation pump 19 is constant at 20%, but as the reactor power increases, the flow rate of the cooling water flowing into the reactor core 1 increases as shown in characteristic 20.

原子炉出力が上昇して、燃料棒２３の線熱出力
密度が、PCMIを開始する線熱出力密度約8Kw／
ftに達した時に、制御棒駆動装置４１により炉心
部１からの制御棒１７の引抜きを停止する。この
時の原子炉出力は約50％（第７図のＫ点）であ
る。線熱出力密度と原子炉出力は比例関係にあ
る。第８図は第７図の設定出力までの原子炉出力
上昇の過程を原子炉起動後の経過時間と原子炉出
力との関係で示したものである。第７図のＫ点と
第８図のＫ点とは一致する。原子炉出力がＫ点に
達すると、再循環ポンプ１９の回転速度を増加さ
せて炉心部１内を流れる冷却水流量を徐々に増加
させる。この冷却水流量の増加による線熱出力密
度の増加率が0.06Kw／ft・hr以下となるように、
再循環ポンプ１９の回転速度を調節する。増加率
0.06Kw／ft・hrは、原子炉出力の増加率の約0.4
％／hrに相当する。炉心部を流れる冷却水流量の
変化によれば、制御棒１７の操作に比べて原子炉
出力を微調整することができる。前述したように
ゆつくりと出力を特性３５に沿つて上昇させる
と、炉心部１を流れる冷却水流量は100％となり
Ｌ点に達する。線熱出力密度の増加率0.06Kw／
ft・hrは、PCMIによる燃料棒２３の破損を引起
こす臨界速度よりも小さい。Ｌ点の原子炉出力は
約75％であり、炉心部１内を流れる冷却水流量を
100％以上にすることができないので、一般には
制御棒１７を炉心部１より引抜かない限り原子炉
出力をこれ以上上昇させることができない。炉心
部１を流れる冷却水流量が100％を越えると、再
循環のポンプ１９のキヤビテーシヨンを誘発し好
ましくない。Ｌ点において制御棒１７に引抜くこ
とは、原子炉出力の急上昇につながり、炉心部１
に装荷されている燃料棒２３の破損につながりや
すい。したがつて、炉心部１の冷却水流量を短時
間に減少させて特性３６に沿つて原子炉出力をＬ
点から特性２０との交点であるＭ点までに減少さ
せる。炉心部１内から引抜かれている制御棒１７
の量が同じなのに、Ｍ点はＫ点よりも原子炉出力
が下がる。Ｍ点とＫ点とにおける炉心部１の冷却
水流量は、ほぼ等しい。このような現象が生じる
のは、Ｋ点からＬ点まで原子炉出力を上昇させる
ことにより、炉心部１内に配置される燃料棒２３
内に、中性子を吸収する核***生成物、主にキセ
ノン−135が発生するためである。燃料棒２３内
に蓄積されるキセノン−135の量は、原子炉出力
を増加させること、すなわち、特性３５のように
冷却水流量を増加させることによつて多くなる。
Ｌ点の原子炉出力を低下させれば、燃料棒２３内
に蓄積されるキセノン−135の量が減少する。さ
らに、原子炉出力がＬ点に到達した後、特性３６
に沿つて急激に減少させることにより、燃料棒２
３内のキセノン−135の量は、オーバ・シユート
現象によつて一時的に著しく増大する。このよう
な原子炉出力の増加およびオーバ・シユート現象
に基づいて燃料棒２３内に蓄積されるキセノン−
135の量は、著しく多くなる。特性３６に沿つて
Ｍ点まで原子炉出力が低下した時点において燃料
棒２３内に存在するキセノン−135の量は、Ｋ点
よりもＭ点のほうが多くなつている。これは、Ｋ
点とＭ点との間の原子炉出力の差を増大させるこ
とにつながる。すなわち、核燃料要素２３内のキ
セノン−135の量は、Ｋ点よりもＭ点のほうが多
い。Ｍ点の原子炉出力は約40％であるので、線熱
出力密度8Kw／ft以下の線熱出力密度の範囲で更
に制御棒１７を炉心部１より引抜くことができ
る。制御棒１７を引抜くと原子炉出力は、特性２
０に沿つて上昇しＫ点に達する。この時点で制御
棒１７の引抜きを停止し、炉心部１に流れる冷却
水流量を増加させる。燃料棒２３内に特性３５お
よび３６の操作によつて蓄積されたキセノン−
135の量は、時間の経過と共に減少する。Ｍ点か
らＫ点に原子炉出力を上昇させるための制御棒１
７の引抜きは、キセノン−135の存在下で行なう
必要がある。炉心部１の冷却水流量の再度の増加
により、制御棒パターン一定ライン２１より上方
に存在する特性３７に沿つて上昇し、Ｎ点で設定
出力100％となる。この時の炉心部１を流れる冷
却水流量は約90％である。特性３７のＫ点からの
立上りの部分（Ｐ点）は、冷却水流量の増加に伴
う原子炉出力の上昇に、キセノン−135の量の減
少に伴う原子炉出力の上昇分が加味される。特性
３７における線熱出力密度の上昇率は、特性３５
と同じ0.06Kw／ft・hrである。第７図での原子
炉出力が、零からＫ−Ｌ−Ｍ−Ｋ−Ｐ−Ｎと変化
する状態は、第８図でも零からＫ−Ｌ−Ｍ−Ｋ−
Ｐ−Ｎで示される。 As the reactor power increases, the linear thermal power density of the fuel rods 23 reaches the linear thermal power density of approximately 8Kw/ which starts PCMI.
ft, the control rod drive device 41 stops withdrawing the control rods 17 from the reactor core 1. At this time, the reactor output is approximately 50% (point K in Figure 7). There is a proportional relationship between linear thermal power density and reactor power. FIG. 8 shows the process of increasing the reactor output up to the set output shown in FIG. 7 in terms of the relationship between the elapsed time after reactor startup and the reactor output. Point K in FIG. 7 and point K in FIG. 8 coincide. When the reactor power reaches point K, the rotational speed of the recirculation pump 19 is increased to gradually increase the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1. In order to keep the increase rate of linear thermal power density due to this increase in cooling water flow rate to 0.06Kw/ft・hr or less,
Adjust the rotational speed of the recirculation pump 19. increase rate
0.06Kw/ft・hr is approximately 0.4 of the increase rate of reactor power
Corresponds to %/hr. By changing the flow rate of cooling water flowing through the reactor core, the reactor output can be finely adjusted compared to operating the control rods 17. As described above, when the output is gradually increased along the characteristic 35, the flow rate of the cooling water flowing through the reactor core 1 becomes 100% and reaches the L point. Linear thermal power density increase rate 0.06Kw/
ft·hr is smaller than the critical velocity that causes damage to the fuel rods 23 due to PCMI. The reactor output at point L is approximately 75%, and the flow rate of cooling water flowing inside the reactor core 1 is
Since it cannot be increased to 100% or more, the reactor output cannot generally be increased any further unless the control rods 17 are withdrawn from the reactor core 1. If the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1 exceeds 100%, cavitation of the recirculation pump 19 will be induced, which is undesirable. Withdrawing the control rods 17 at point L leads to a sudden increase in reactor power, and the reactor core 1
This tends to lead to damage to the fuel rods 23 loaded in the fuel rods 23. Therefore, the flow rate of cooling water in the reactor core 1 is reduced in a short period of time to reduce the reactor output to L in accordance with characteristic 36.
point to point M, which is the intersection with characteristic 20. Control rod 17 being pulled out from inside the reactor core 1
Even though the amount of reactor is the same, the reactor output at point M is lower than at point K. The flow rates of cooling water in the core 1 at point M and point K are approximately equal. This phenomenon occurs because the fuel rods 23 arranged in the reactor core 1 are increased by increasing the reactor power from point K to point L.
This is because fission products, mainly xenon-135, that absorb neutrons are generated within the atmosphere. The amount of xenon-135 stored in the fuel rods 23 is increased by increasing the reactor power, that is, by increasing the cooling water flow rate as in characteristic 35.
If the reactor power at point L is reduced, the amount of xenon-135 accumulated in the fuel rods 23 will be reduced. Furthermore, after the reactor power reaches point L, characteristic 36
By decreasing rapidly along the fuel rod 2
The amount of xenon-135 in No. 3 temporarily increases significantly due to the overshoot phenomenon. Xenon accumulated in the fuel rods 23 due to the increase in reactor power and the overshoot phenomenon.
The amount of 135 is significantly higher. The amount of xenon-135 present in the fuel rod 23 at the point M is greater than at the point K when the reactor power decreases to point M along characteristic 36. This is K
This leads to an increase in the difference in reactor power between point and point M. That is, the amount of xenon-135 in the nuclear fuel element 23 is greater at point M than at point K. Since the reactor power at point M is approximately 40%, the control rod 17 can be further withdrawn from the reactor core 1 within the range of the linear thermal power density of 8 Kw/ft or less. When the control rod 17 is withdrawn, the reactor output changes to characteristic 2.
0 and reaches point K. At this point, withdrawal of the control rods 17 is stopped, and the flow rate of cooling water flowing into the reactor core 1 is increased. Xenon accumulated in fuel rod 23 by operation of characteristics 35 and 36
The amount of 135 decreases over time. Control rod 1 for increasing reactor power from point M to point K
The abstraction of 7 must be carried out in the presence of xenon-135. As the cooling water flow rate in the reactor core 1 increases again, it rises along the characteristic 37 that exists above the constant control rod pattern line 21, and reaches the set output of 100% at point N. At this time, the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1 is approximately 90%. In the rising portion of characteristic 37 from point K (point P), the increase in reactor power due to a decrease in the amount of xenon-135 is added to the increase in reactor power due to an increase in the flow rate of cooling water. The rate of increase in linear heat power density in characteristic 37 is
It is the same as 0.06Kw/ft・hr. The state in which the reactor output changes from zero to K-L-M-K-P-N in Figure 7 also changes from zero to K-L-M-K- in Figure 8.
Indicated by P-N.

原子炉出力を設定出力まで上昇させる間に、Ｋ
−Ｌ−Ｍのように、炉心部１を流れる冷却水流量
の増減によつて原子炉出力の上昇および低下を行
ない、それによつて生じるキセノン−135の中性
子吸収効果を利用して制御棒１７の引抜きを行な
うプロセスは、本実施例では一回しか行なつてい
ないが、必要に応じて２回以上行なつてもよい。
上記のプロセスを原子炉出力の上昇過程内に組入
れることにより、キセノン−135の中性子吸収効
果を利用できるので、簡単に原子炉出力を燃料棒
の破損を生じることなく設定出力100％まで、上
昇させることができる。キセノン−135の減少に
伴う原子炉出力の上昇率は、制御棒１７の引抜き
に伴う原子炉出力の上昇率に比較して極めて小さ
い。Ｌ点の原子炉出力は、Ｋ点の原子炉出力より
も大きい任意の原子炉出力である。しかしながら
Ｌ点の原子炉出力が高い程、すなわちＬ点がより
大きな炉心部を流れる冷却水流量に対応した原子
炉出力である程、Ｍ点からＫ点に原子炉出力を上
昇させる場合に炉心部１からの制御棒１７の引抜
き量が増加する。Ｋ−Ｌ−Ｍという冷却水流量の
増加および減少の回数を少なくすることができ
る。したがつて、原子炉出力を０％からＮ点の
100％までに上昇させる原子炉起動時に要する時
間が短くなり、原子炉の稼動率が向上する。特
に、Ｌ点の原子炉出力が炉心部を流れる冷却水流
量100％に対応する原子炉出力であるときに、前
述の効果が最も顕著にあらわれる。 While increasing the reactor power to the set power, K
-L-M, the reactor power is increased or decreased by increasing or decreasing the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1, and the neutron absorption effect of xenon-135 is utilized to increase or decrease the control rod 17. Although the drawing process is performed only once in this embodiment, it may be performed two or more times as necessary.
By incorporating the above process into the process of increasing reactor power, the neutron absorption effect of xenon-135 can be utilized, so the reactor power can be easily increased to 100% of the set output without causing damage to the fuel rods. be able to. The rate of increase in the reactor power due to the decrease in xenon-135 is extremely small compared to the rate of increase in the reactor power due to the withdrawal of the control rods 17. The reactor power at point L is any reactor power greater than the reactor power at point K. However, the higher the reactor power at point L, that is, the reactor power corresponding to the larger flow rate of cooling water flowing through the reactor core, the more the reactor power is The amount by which the control rod 17 is withdrawn from the control rod 1 increases. The number of increases and decreases in the cooling water flow rate (K-L-M) can be reduced. Therefore, the reactor power is changed from 0% to N point.
The time required to start up the reactor will be increased to 100%, and the operating rate of the reactor will be improved. In particular, when the reactor power at point L is the reactor power corresponding to 100% of the flow rate of cooling water flowing through the reactor core, the above-mentioned effect appears most prominently.

本実施例は、燃料棒内に蓄積されたキセノン−
135の中性子吸収効果を利用して制御棒の引抜き
を行なつているために、炉心部内の制御棒密度を
低くすることができるので、炉心部を流れる冷却
水流量が100％に達する前に、原子炉出力を設定
出力（例えば100％）まで上昇させることができ
る。これは、後述するように、原子炉の運転時間
の経過に伴つて原子炉出力の設定出力が低下した
場合でも、燃料の破損を招くことのない炉心部を
流れる冷却水流量の増加によつて原子炉出力を設
定出力に維持することが可能となる。 In this example, xenon accumulated in the fuel rod
Since control rods are extracted using the neutron absorption effect of 135, the density of control rods in the reactor core can be lowered, so before the flow rate of cooling water flowing through the reactor core reaches 100%, The reactor power can be increased to a set power (for example, 100%). As will be explained later, this is achieved by increasing the flow rate of cooling water flowing through the reactor core, which will not cause fuel damage even if the set reactor output decreases as the reactor operating time passes. It becomes possible to maintain the reactor output at the set output.

長時間、原子炉を停止した後、再び原子炉を起
動するような場合には、一挙に原子炉出力をＰ点
まで上昇させることができず、Ｋ−Ｌ−Ｍと原子
炉出力を変化させ、それによつて生じるキセノン
−135の中性子吸収効果を利用した運転制御を行
なう。これは、線熱出力密度が約8Kw／ft以上の
値になつた時、制御棒１７を操作することが燃料
の破損につながりやすいことによる。 When the reactor is restarted after being shut down for a long time, the reactor power cannot be raised all at once to point P, and the K-L-M and reactor power must be changed. Operation control is performed using the neutron absorption effect of xenon-135 produced thereby. This is because when the linear heat power density reaches a value of about 8 Kw/ft or more, operating the control rod 17 tends to lead to fuel damage.

PCMIを開始する原子炉出力以下の範囲で制御
棒１７の引抜きを停止した後、例えば、原子炉出
力がＫ点に達した後、0.06Kw／ft・hrの上昇速
度で原子炉出力を上昇させると、炉心部を流れる
冷却水流量が100％になつても原子炉出力は第７
図に示すように約75％までしか上昇しない。原子
炉出力100％まで出力を上げるためには、冷却水
流量100％で制御棒１７の引抜きを行なわなけれ
ばならない。このような冷却水流量100％での制
御棒１７の引抜きを行なうと、燃料棒２３が破損
しやすい。制御棒パターン100％一定ライン２１
に沿つて原子炉出力を上昇させると原子炉出力は
100％に達する。しかし、炉心部１より制御棒１
７を引抜き20％ポンプ回転速度ライン２０に沿つ
てＡ点まで、原子炉出力を上昇させる必要があ
る。Ａ点はPCMIを開始する原子炉出力であるＫ
点よりも高いので、燃料棒２３が破損する可能性
がある。前述した本実施例では、燃料棒２３の破
損を生じることなく簡単に原子炉出力を100％に
まで上昇させることができる。 After stopping withdrawal of the control rods 17 within the range below the reactor power at which PCMI is started, for example, after the reactor power reaches point K, the reactor power is increased at a rate of increase of 0.06 Kw/ft・hr. Even if the flow rate of cooling water flowing through the reactor core reaches 100%, the reactor output remains at 7.
As shown in the figure, it only increases to about 75%. In order to increase the reactor output to 100%, the control rods 17 must be withdrawn at a cooling water flow rate of 100%. If the control rod 17 is pulled out at such a cooling water flow rate of 100%, the fuel rod 23 is likely to be damaged. Control rod pattern 100% constant line 21
If the reactor power is increased along
Reach 100%. However, the control rod 1 is lower than the reactor core 1.
It is necessary to withdraw 7 and increase the reactor power by 20% along the pump rotational speed line 20 to point A. Point A is K, which is the reactor power that starts PCMI.
Since the fuel rod 23 is higher than the point, there is a possibility that the fuel rod 23 will be damaged. In this embodiment described above, the reactor output can be easily increased to 100% without causing damage to the fuel rods 23.

本実施例では、制御棒パターン100％一定ライ
ン２１より高い原子炉出力領域に特性３７が存在
する。このような特性３７に沿つて原子炉出力を
上昇させると、冷却水流量約90％で原子炉出力が
100％に達する。原子炉は、原子炉出力が100％に
保持されるように運転される。しかし、炉心部１
に装荷された核燃料要素２３内の核燃料の消費に
伴い徐々に反応度が低下し、原子炉出力が低下す
る。このような原子炉出力の低下が生じると、再
循環ポンプ１９の吐出量を増加させ、炉心部１を
流れる冷却水流量を増加させることにより、直線
３８のように設定出力100％に原子炉出力が保持
される。上記のような反応度低下の防止のため
に、従来のように制御棒１７を操作する必要はな
く、炉心部１を流れる冷却水流量の調節のみによ
つて、NB間のように原子炉出力が保持される。
核燃料の消費に伴う原子炉出力の低下を冷却水流
量の調節によつて防止するので、燃料棒の破損が
生じない。また、冷却水流量を調節するので、設
定出力における炉心部の出力分布が変動しないの
で運転監視が容易となる。NB間の範囲を大きく
するためには、Ｋ−Ｌ−Ｍの操作回数を多くして
特性３７をロツドブロツクライン（図示せず）に
近接させるとよい。ロツドブロツクラインは、米
国特許3565760号にロツド・ブロツク・スレツシ
ヨルドとして記載されているように、原子炉出力
が上昇し過ぎた場合に、炉心部１からの制御棒１
７の引抜きを阻止するロツドブロツクシステムが
作動する原子炉出力を示している。 In this embodiment, the characteristic 37 exists in the reactor power range higher than the control rod pattern 100% constant line 21. If the reactor power is increased according to this characteristic 37, the reactor power will increase at approximately 90% of the cooling water flow rate.
Reach 100%. The reactor is operated so that reactor power is maintained at 100%. However, core 1
As the nuclear fuel in the nuclear fuel element 23 loaded into the nuclear fuel element 23 is consumed, the reactivity gradually decreases and the reactor output decreases. When such a decrease in reactor power occurs, the discharge amount of the recirculation pump 19 is increased, and the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1 is increased, thereby reducing the reactor power to 100% of the set output as shown by a straight line 38. is retained. In order to prevent the above-mentioned reactivity drop, there is no need to operate the control rods 17 as in the past, and the reactor output can be adjusted just by adjusting the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1. is retained.
Since a decrease in reactor output due to consumption of nuclear fuel is prevented by adjusting the flow rate of cooling water, damage to fuel rods does not occur. In addition, since the cooling water flow rate is adjusted, the power distribution in the reactor core at the set power does not vary, making operation monitoring easier. In order to increase the range between NB, it is preferable to increase the number of K-L-M operations to bring the characteristic 37 closer to the rod block line (not shown). The rod block line, as described in U.S. Pat. No. 3,565,760 as a rod block threshold, is a control rod that
7 shows the reactor power at which the rod block system that prevents the withdrawal of the reactor is activated.

炉心部１の冷却水流量が100％に達すると、す
なわちＢ点に達すると、それ以上炉心部１の冷却
水流量を増すことはできない。冷却水流量がＢ点
に到達した場合、炉心部１を流れる冷却水流量は
減少され、原子炉出力は特性３０に沿つてほぼＫ
点付近の原子炉出力まで低下する。これはＢ点に
到達するまで燃料棒２３内に蓄積されたキセノン
−135の影響のためである。Ｍ点まで原子炉出力
が低下すると、炉心部１の冷却水流量の減少が停
止される。Ｍ点において設定出力100％に対する
制御棒パターンが変えられる。すなわち、今まで
の制御棒パターンは、第６図を用いて説明する
と、前述したように制御棒１７Ｃが深く、制御棒
１７Ａが浅く炉心部１に挿入されており、図示さ
れていないが前述した制御棒１７Ｂおよび１７Ｄ
は炉心部１に挿入されていない第１制御棒パター
ンになつていた。なお、この制御棒パターンで
は、各制御棒は以下の機能を有している。すなわ
ち、制御棒１７Ａは炉心下部に生じる出力ピーク
を抑制して炉心軸方向の出力分布を平坦化させる
機能を、制御棒１７Ｃは原子炉出力を調節する機
能を、制御棒１７Ｂ及び１７Ｄは炉心を臨界状態
に保ちかつ炉心内に完全挿入されて原子炉を停止
させる機能を有している。制御棒１７Ａ及び１７
Ｃも、炉心内に完全挿入することによつて原子炉
を停止させる。前述の第１制御パターンが、制御
棒１７Ｃを第１制御パターンの制御棒１７Ａの位
置まで引抜き、かつ制御棒１７Ａを第１制御棒パ
ターンの制御棒１７Ｃの位置まで挿入するという
第２制御棒パターンに素早く変えられる。この操
作による出力の変動はほとんどない。第２制御棒
パターンにおいては、制御棒１７Ａと制御棒１７
Ｃの機能が入替わり、制御棒１７Ａが原子炉出力
を調節する機能を、制御棒１７Ｃが炉心下部の出
力ピークを抑制する機能を有する。第２制御棒パ
ターンに変更された後、PCMIを開始する原子炉
出力以下の範囲内で制御棒１７Ａが引抜かれる。
線熱出力密度が8Kw／ft、すなわちＫ点の原子炉
出力が達すると、制御棒１７Ａの引抜きが停止さ
れる。そして炉心部１が流れる冷却水流量が増加
される。この冷却水流量の増加及び燃料棒２３内
のキセノン−135の中性子吸収による減少によつ
て、原子炉出力は、Ｋ点より特性３７に沿つて上
昇し、Ｎ点に達する。原子炉出力がＮ点に達する
と、冷却水流量の増加によつて前述したように直
線３８に沿つて原子炉出力を制御する。原子炉出
力がＢ点に達すると、再び冷却水流量の急減によ
り原子炉出力が特性３９に沿つてＭ点まで降下さ
れる。Ｍ点で、第２制御棒パターンから第３制御
棒パターンに、制御棒パターンが変更される。第
３制御棒パターンは、制御棒１７Ｄを第１制御棒
パターンの制御棒１７Ｃの位置まで、また制御棒
１７Ｂを第１制御棒パターンの制御棒１７Ａの位
置まで炉心部１に挿入し、制御棒１７Ａおよび１
７Ｃを炉心部１より引抜いたものである。この
時、制御棒１７Ｂは炉心下部に生じる出力ピーク
を制御する機能を、制御棒１７Ｄは原子炉出力を
調節する機能を、制御棒１７Ａ及び１７Ｃは第１
制御棒パターンにおける制御棒１７Ｂ及び１７Ｄ
と同じ機能を、それぞれ有している。第３制御棒
パターンに変更されて制御棒１７Ｄの引抜きにて
原子炉出力をＫ点まで上昇させた後、原子炉出力
が、再び特性３７、直線３８および特性３９に沿
つて原子炉の運転がなされる。Ｍ点で第２制御棒
パターンと同様に、第３制御棒パターンの制御棒
１７Ｂおよび１７Ｄのそれぞれの挿入深さを逆に
した第４制御棒パターンに変えられ、前述したよ
うなＭ−Ｋ−Ｐ−Ｎ−Ｂ−Ｍというプロセスで原
子炉が運転される。Ｍ点で第５、第６、第７……
…の制御棒パターンに、制御棒パターンが次次と
変えられ、Ｍ−Ｋ−Ｐ−Ｎ−Ｂ−Ｍというプロセ
スで原子炉の運転が継続される。制御棒パターン
に付した番号が大きくなる程、原子炉出力を調節
する深挿入の制御棒及び軸方向出力ピークを抑制
する浅挿入の制御棒の炉心内への挿入量は、原子
炉出力を設定出力に維持するために減少する。例
えば第５制御棒パターンでは、第１制御棒パター
ンと同様に各制御棒が炉心内に挿入されるが、第
５制御棒パターンにおける制御棒１７Ａ及び１７
Ｃの炉心への挿入量は第１制御棒パターンのそれ
らの制御棒パターンの挿入量よりも小さい。制御
棒パターンが変更されて原子炉出力調節用の制御
棒及び軸方向の出力ピーク抑制用の制御棒を含む
全制御棒が炉心から完全に引抜かれ、しかも冷却
材流量の増大によつても原子炉出力を設定出力に
維持することが不可能になつた時、原子炉の運転
が停止され、炉心内の一部（1/4）の燃料集合体
が新しい燃料集合体と交換される。 When the flow rate of cooling water in the core 1 reaches 100%, that is, when it reaches point B, the flow rate of cooling water in the core 1 cannot be increased any further. When the cooling water flow rate reaches point B, the cooling water flow rate flowing through the reactor core 1 is reduced, and the reactor output is approximately K in line with characteristic 30.
The reactor output decreases to around the point. This is due to the influence of xenon-135 accumulated in the fuel rod 23 until reaching point B. When the reactor power decreases to point M, the decrease in the flow rate of cooling water in the reactor core 1 is stopped. At point M, the control rod pattern for a set output of 100% is changed. That is, in the conventional control rod pattern, explained using FIG. 6, the control rod 17C is inserted deeply into the reactor core 1 as described above, and the control rod 17A is inserted shallowly into the reactor core 1. Control rods 17B and 17D
The first control rod pattern was not inserted into the reactor core 1. In this control rod pattern, each control rod has the following functions. That is, the control rod 17A has the function of suppressing the power peak occurring at the lower part of the core to flatten the power distribution in the axial direction of the reactor core, the control rod 17C has the function of adjusting the reactor power, and the control rods 17B and 17D have the function of suppressing the power distribution in the core axial direction. It has the function of maintaining a critical state and completely inserting into the reactor core to shut down the reactor. Control rods 17A and 17
C also shuts down the reactor by fully inserting it into the reactor core. The first control pattern described above is a second control rod pattern in which the control rod 17C is pulled out to the position of the control rod 17A of the first control pattern, and the control rod 17A is inserted to the position of the control rod 17C of the first control rod pattern. can be quickly changed to There is almost no change in output due to this operation. In the second control rod pattern, control rod 17A and control rod 17
The functions of C are exchanged, with the control rod 17A having the function of adjusting the reactor output, and the control rod 17C having the function of suppressing the output peak in the lower part of the reactor core. After changing to the second control rod pattern, the control rods 17A are pulled out within a range below the reactor power that starts PCMI.
When the linear heat power density reaches 8 Kw/ft, that is, the reactor power at point K, withdrawal of the control rod 17A is stopped. Then, the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1 is increased. Due to this increase in the cooling water flow rate and the decrease due to neutron absorption of xenon-135 in the fuel rods 23, the reactor power increases from point K along characteristic 37 and reaches point N. When the reactor power reaches the N point, the reactor power is controlled along the straight line 38 as described above by increasing the cooling water flow rate. When the reactor output reaches point B, the reactor output is lowered to point M along characteristic 39 due to a sudden decrease in the cooling water flow rate again. At point M, the control rod pattern is changed from the second control rod pattern to the third control rod pattern. In the third control rod pattern, the control rods 17D are inserted into the reactor core 1 to the position of the control rods 17C of the first control rod pattern, and the control rods 17B are inserted to the position of the control rods 17A of the first control rod pattern. 17A and 1
7C pulled out from the reactor core 1. At this time, the control rod 17B has the function of controlling the power peak occurring in the lower part of the reactor core, the control rod 17D has the function of adjusting the reactor output, and the control rods 17A and 17C have the function of controlling the power peak that occurs in the lower part of the reactor core.
Control rods 17B and 17D in control rod pattern
They each have the same functionality. After changing to the third control rod pattern and increasing the reactor output to point K by withdrawing the control rod 17D, the reactor output again follows characteristic 37, straight line 38, and characteristic 39, and the reactor operation continues. It will be done. At point M, similar to the second control rod pattern, the insertion depth of each of the control rods 17B and 17D of the third control rod pattern is reversed, and the fourth control rod pattern is changed to the fourth control rod pattern as described above. A nuclear reactor is operated using a process called P-N-B-M. 5th, 6th, 7th at point M...
The control rod pattern is changed one after another to the control rod pattern of..., and the operation of the nuclear reactor continues in the process of M-K-P-N-B-M. The larger the number assigned to the control rod pattern, the more deeply inserted control rods that adjust the reactor output and the shallower inserted control rods that suppress the axial output peak. Decrease to maintain output. For example, in the fifth control rod pattern, each control rod is inserted into the core similarly to the first control rod pattern, but control rods 17A and 17 in the fifth control rod pattern are inserted into the reactor core.
The insertion amount of C into the core is smaller than the insertion amount of those control rod patterns of the first control rod pattern. The control rod pattern was changed so that all control rods, including the control rods for adjusting the reactor power and the control rods for suppressing the power peak in the axial direction, were completely withdrawn from the reactor core. When it becomes impossible to maintain the reactor output at the set output, the reactor operation is stopped and a portion (1/4) of the fuel assemblies in the reactor core are replaced with new fuel assemblies.

前述したような制御棒パターンの交換は、炉心
内の核***性物質を一様に燃焼させるために行わ
れる。すなわち、Ｂ点からＭ点に原子炉出力を下
げた後に、第１制御棒パターンのまま制御棒１７
Ｃを引抜いてＫ点まで原子炉出力を上昇させると
いう操作を操返した場合、炉心内に挿入されてい
る制御棒１７Ａ及び１７Ｃに隣接している各燃料
集合体内の核***性物質の燃焼度合が、全引抜き
の制御棒１７Ｂ及び１７Ｄが挿入される位置に隣
接している各燃料集合体内のその燃焼度合よりも
少なくなる。従つて、前者の燃料集合体内の核分
裂性物質の量が後者の燃料集合体内のその量より
も著しく多くなり、炉心半径方向における出力分
布は局所的な複数のピークを形成するようにな
る。制御棒パターンを変更することによつて炉心
内の核***性物質を均一に燃焼させることがで
き、前述の問題点を解消できる。 Control rod pattern replacement as described above is performed to uniformly burn fissile material within the reactor core. That is, after reducing the reactor power from point B to point M, control rod 17 remains in the first control rod pattern.
If the operation of withdrawing C and increasing the reactor power to point K is repeated, the degree of burnup of fissile material in each fuel assembly adjacent to control rods 17A and 17C inserted in the reactor core will be , less than its burn-up in each fuel assembly adjacent to the location where the fully withdrawn control rods 17B and 17D are inserted. Therefore, the amount of fissile material in the former fuel assembly is significantly greater than that in the latter fuel assembly, and the power distribution in the radial direction of the core forms a plurality of local peaks. By changing the control rod pattern, the fissile material in the reactor core can be burned uniformly, and the above-mentioned problems can be solved.

上記のように原子炉を運転すると、炉心部の冷
却水流量が約40％付近のところで制御棒パターン
を変えるだけであり、炉心部１の冷却水流量の調
節によつて燃料の破損を起さず原子炉を長期間安
全に運転することができる。制御棒の操作は炉心
部の冷却水流量約40％以下のところで行なつても
よい。 When the reactor is operated as described above, the control rod pattern is only changed when the flow rate of cooling water in the reactor core is around 40%, and fuel damage cannot be caused by adjusting the flow rate of cooling water in the core 1. nuclear reactors can be operated safely for long periods of time. The control rods may be operated at a cooling water flow rate of approximately 40% or less in the core.

以上に述べたような原子炉の運転制御を行なう
場合の制御棒１７の操作又は、炉心部１の冷却水
流量の調節は、表示装置４２に表示される原子炉
出力を見て、操作員がその出力に応じて制御盤に
設けられた制御棒駆動装置４１の操作ボタン又は
再循環ポンプ１９の回転数変更手段を操作するこ
とによつて行なわれる。 When controlling the operation of the nuclear reactor as described above, the operation of the control rods 17 or the adjustment of the flow rate of cooling water in the reactor core 1 is performed by an operator by observing the reactor output displayed on the display device 42. This is done by operating the operation button of the control rod drive device 41 provided on the control panel or the rotation speed changing means of the recirculation pump 19 in accordance with the output.

原子炉出力を100％に設定した実施例について
述べたが、90％、80％および70％等の部分負荷運
転に対しても本発明を適用することができる。設
定出力が80％の時を例にとつて説明する。原子炉
出力を零から、Ｋ−Ｌ−Ｍ−Ｋ−Ｐまで上昇させ
ることは、前述した実施例と同様にして行なう。
特性３７に沿つて原子炉出力を上昇させ、原子炉
出力が80％に達した時、炉心部１を流れる冷却水
流量の増加を停止する。原子炉出力を80％に保持
する。前述したように、核燃料の消費に伴つて原
子炉出力が低下すると、冷却水流量を増加して原
子炉出力を80％に保持する。制御棒パターン100
％一定ラインおよび制御棒パターン75％ラインを
総称して制御棒パターン一定ラインと称する。 Although the embodiment has been described in which the reactor output is set to 100%, the present invention can also be applied to partial load operation such as 90%, 80%, and 70%. An example will be explained when the set output is 80%. Increasing the reactor power from zero to K-L-M-K-P is done in the same manner as in the previous embodiment.
The reactor power is increased in accordance with characteristic 37, and when the reactor power reaches 80%, the increase in the flow rate of cooling water flowing through the reactor core 1 is stopped. Maintain reactor power at 80%. As mentioned above, when the reactor power decreases as nuclear fuel is consumed, the flow rate of cooling water is increased to maintain the reactor power at 80%. control rod pattern 100
The constant % line and the 75% control rod pattern line are collectively referred to as the constant control rod pattern line.

本発明は、制御棒と制御棒より原子炉出力を微
調整できる液体ポイズン（濃度を変化させる）と
を制御手段として有する加圧水型原子炉および新
型転換炉にも適用することができる。 The present invention can also be applied to pressurized water reactors and new type converter reactors that have control rods and liquid poison (changes concentration) that can finely adjust the reactor output using the control rods as control means.

本発明によれば、燃料ペレツト対被覆管の機械
的相互干渉を開始する原子炉出力を越えた出力領
域での原子炉出力の上昇及び設定出力に達した後
における原子炉出力の設定出力からのずれの補償
を、微調整用の炉心部を通過する冷却水を制御す
る手段にて行つているので、上記原子炉出力の上
昇及び補償時における燃料棒の破損の危険性が著
しく低減できる。さらに、上記冷却水流量制御手
段による上記原子炉出力の補償が限界に達した時
に原子炉出力を上記機械的相互干渉を開始する原
子炉出力以下に低下させこの機械的相互干渉を開
始する原子炉出力まで原子炉出力の上昇を制御棒
の操作にて行つているので、所定の高出力に戻さ
れた後における原子炉出力の上記冷却水流量制御
手段による補償操作を継続して行うことができ
る。このため原子炉出力を上記冷却水流量制御手
段が制御限界に達した以降においても所定の高出
力に保持することができ、上記冷却水流量制御手
段による原子炉出力低下の補償が長時間にわたつ
て可能になる。 According to the present invention, the reactor power increases in a power range exceeding the reactor power in which mechanical mutual interference between fuel pellets and cladding begins, and the reactor power decreases from the set power after reaching the set power. Since the deviation is compensated for by means of controlling the cooling water that passes through the core for fine adjustment, the risk of damage to the fuel rods during the increase in reactor output and compensation can be significantly reduced. Further, when the compensation of the reactor output by the cooling water flow rate control means reaches a limit, the reactor output is reduced below the reactor output at which the mechanical mutual interference starts, and the mechanical mutual interference starts. Since the reactor power is increased to the output level by operating the control rods, the reactor power can be continuously compensated for by the cooling water flow rate control means after the reactor power is returned to the predetermined high power level. . Therefore, the reactor output can be maintained at a predetermined high output even after the cooling water flow rate control means reaches its control limit, and the reduction in reactor output by the cooling water flow rate control means can be compensated for a long time. It becomes possible.

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

第１図は沸騰水型原子炉の概略系統図、第２図
は第１図に示す原子炉の従来の原子炉運転制御方
法を示す特性図、第３図は第１図の原子炉に装荷
される燃料棒の局部縦断面図、第４図は線熱出力
密度と燃料棒の伸び量との関係を示す特性図、第
５図は第１図に示す原子炉の炉心の局部詳細平面
図、第６図は第１図に示す原子炉の運転時に制御
棒を操作した時の出力分布の変化を示す特性図、
第７図は第１図に示す原子炉に本発明の原子炉の
運転制御方法を適用した時の特性図、第８図は原
子炉起動時の経過時間と原子炉出力との関係を示
す特性図である。 １……炉心部、４……原子炉、１３……再循環
系配管、１７……制御棒、１８……ジエツトポン
プ、１９……再循環ポンプ、２０……20％ポンプ
回転速度ライン、２１……制御棒パターン100％
一定ライン、３１……中性子検出器。 Figure 1 is a schematic system diagram of a boiling water reactor, Figure 2 is a characteristic diagram showing the conventional reactor operation control method for the reactor shown in Figure 1, and Figure 3 is a diagram showing the loading of the reactor in Figure 1. Figure 4 is a characteristic diagram showing the relationship between linear thermal power density and fuel rod elongation, and Figure 5 is a detailed local plan view of the core of the reactor shown in Figure 1. , Figure 6 is a characteristic diagram showing changes in power distribution when the control rods are operated during operation of the nuclear reactor shown in Figure 1;
Figure 7 is a characteristic diagram when the reactor operation control method of the present invention is applied to the reactor shown in Figure 1, and Figure 8 is a characteristic diagram showing the relationship between the elapsed time at reactor startup and reactor output. It is a diagram. 1...Reactor core, 4...Reactor, 13...Recirculation system piping, 17...Control rod, 18...Jet pump, 19...Recirculation pump, 20...20% pump rotation speed line, 21... …Control rod pattern 100%
Constant line, 31...neutron detector.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] １ 原子炉に設けられた制御棒の操作により原子
炉出力を上昇させ、前記原子炉の炉心部に配置さ
れた燃料棒を構成する被覆管と燃料ペレツトが燃
料ペレツト対被覆管の機械的相互干渉を開始する
原子炉出力以下の範囲で前記制御棒の操作を停止
し、前記原子炉に設けられた炉心部を通過する冷
却水流量を制御する手段の操作により前記原子炉
出力を設定出力まで上昇させ、前記設定出力に到
達した後における前記原子炉出力の前記設定出力
からのずれを前記冷却水流量制御手段の操作によ
り補償して前記原子炉出力を前記設定出力に保持
し、前記原子炉出力を前記設定出力に保持する前
記冷却水流量制御手段の操作が限界に達した時、
前記冷却水流量制御手段を操作して前記原子炉出
力を前記機械的相互干渉を開始する原子炉出力以
下に低下させ、前記機械的相互干渉を開始する原
子炉出力以下の範囲内で前記制御棒を操作し、こ
の操作によつて前記原子炉出力が前記機械的相互
干渉を開始する原子炉出力に達した時、前記制御
棒の操作を停止し、次に、前記冷却水流量制御手
段を操作して前記原子炉出力を前記設定出力まで
上昇させ、その後における前記原子炉出力の前記
設定出力からのずれを前記冷却水流量制御手段の
操作にて補償する原子炉の運転制御方法。1 The reactor power is increased by operating the control rods installed in the reactor, and the cladding and fuel pellets that make up the fuel rods located in the core of the reactor are prevented from mechanical mutual interference between the fuel pellets and the cladding. The operation of the control rods is stopped within a range below the reactor output at which the reactor starts, and the reactor output is increased to a set output by operating means for controlling the flow rate of cooling water passing through the reactor core provided in the reactor. The reactor output is maintained at the set output by compensating for the deviation of the reactor output from the set output after reaching the set output by operating the cooling water flow rate control means, and the reactor output is maintained at the set output. When the operation of the cooling water flow rate control means for maintaining the output at the set output reaches a limit,
The cooling water flow rate control means is operated to reduce the reactor power below the reactor power at which the mechanical mutual interference starts, and the control rods are operated within a range below the reactor power at which the mechanical mutual interference starts. and when this operation causes the reactor power to reach the reactor power at which the mechanical mutual interference starts, the operation of the control rods is stopped, and then the cooling water flow rate control means is operated. and increasing the reactor output to the set output, and then compensating for the deviation of the reactor output from the set output by operating the cooling water flow rate control means.