(57)【要約】【課題】原子炉圧力容器に注入するホウ酸水に含まれるボロンを炉心へ流入させ、より混合を促進し得る原子炉出力制御装置を提供する。【解決手段】原子炉圧力容器１と、ホウ酸水貯蔵タンク９と、原子炉圧力容器１にホウ酸水貯蔵タンク９内のホウ酸水を注入するホウ酸水注入ノズル１１と、ホウ酸水注入ノズル１１を介してホウ酸水を原子炉圧力容器１に送るホウ酸水注入ポンプ１０と、原子炉圧力容器１内の冷却材を循環させる再循環ポンプ３と、を備えている。また、制御装置１８は、再循環ポンプ３が停止していること、原子炉内の冷却材水位が予め設定した値を下回ること、ホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたことを条件として、再循環ポンプ３を起動させる。【選択図】  図１
2020153752.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉における原子炉出力制御装置であって、
前記沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器と、ホウ酸水貯蔵タンクと、前記原子炉圧力容器に前記ホウ酸水貯蔵タンク内のホウ酸水を注入するホウ酸水注入ノズルと、前記ホウ酸水注入ノズルを介して前記ホウ酸水を前記原子炉圧力容器に送るホウ酸水注入ポンプと、前記原子炉圧力容器内の冷却材を循環させる再循環ポンプと、を備え、
前記原子炉出力制御装置は、前記再循環ポンプが停止していること、前記原子炉内の冷却材水位が予め設定した値を下回ること、前記ホウ酸水が前記原子炉圧力容器内に注入されたことを条件として、前記再循環ポンプを起動させる
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記ホウ酸水注入ポンプが起動した場合に前記ホウ酸水が前記原子炉圧力容器内に注入されたと判定する
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項３】
請求項２に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記ホウ酸水注入ノズルにおける前記ホウ酸水の流量が予め設定した値を上回った場合に前記ホウ酸水が前記原子炉圧力容器内に注入されたと判定する
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項４】
請求項２に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記ホウ酸水貯蔵タンクに貯蔵された前記ホウ酸水の水位が予め設定した値を下回った場合に前記ホウ酸水が前記原子炉圧力容器内に注入されたと判定する
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項５】
請求項２に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記ホウ酸水注入ポンプが起動してから所定時間経過した後に前記ホウ酸水が前記原子炉圧力容器内に注入されたと判定する
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項６】
請求項２に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記ホウ酸水注入ポンプが試験中である場合には前記再循環ポンプを起動させない
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項７】
請求項１に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記再循環ポンプのトリップ信号が入力された場合は、前記再循環ポンプが停止したと判定する
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項８】
請求項１に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記原子炉圧力容器内の前記冷却材の流量が予め設定した値を下回る場合に、前記再循環ポンプが停止したと判定する
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項９】
請求項１に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記沸騰水型原子炉の出力が予め設定した値を下回った場合は、前記再循環ポンプを停止させる
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項１０】
請求項１に記載の原子炉出力制御装置において、
前記原子炉出力制御装置は、前記ホウ酸水貯蔵タンクに貯蔵されたホウ酸水が全て前記原子炉圧力容器内へ注入されるのに要する時間が経過した後に、前記再循環ポンプを停止させる
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【請求項１１】
請求項１に記載の原子炉出力制御装置において、
前記ホウ酸水注入ノズルは、前記原子炉圧力容器の下方側から前記ホウ酸水を注入するように前記原子炉圧力容器に対して取り付けられている
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電所における原子炉の出力を制御する装置に関し、特に、沸騰水型原子炉におけるホウ酸水注入系起動時の炉心流量上昇制御を行うための原子炉出力制御装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉圧力容器に注水されるホウ酸水による負の反応度の印加を効果的に行い得る沸騰水型原子炉の一例として、特許文献１では、炉心上方であってシュラウドの内側に配される炉心スプレイ・スパージャ、炉心スプレイ・スパージャに接続され冷却材を供給する低圧炉心スプレイ系および低圧注水系並びに高圧炉心スプレイ系、シュラウドの外側に冷却材を供給する原子炉隔離時冷却系、およびホウ酸水を原子炉圧力容器内に注入するホウ酸水注入ノズルを備え、制御装置は、ホウ酸水を注入する場合、シュラウドの外側の冷却材流量がシュラウドの内側の冷却材流量以上となるよう制御する、沸騰水型原子炉が記載されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開２０１６−２００４８７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
原子力発電所が備える原子炉は、大きく分けて沸騰水型と加圧水型との２種類に分けられる。
【０００５】
このうち、沸騰水型原子炉では、極めて稀ではあるが、何らかの要因によりスクラムしなければならない事象が発生したにも係らず制御棒が全挿入されない原子炉停止機能喪失事象が発生した場合を想定して、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ：Ｓｔａｎｄｂｙ  Ｌｉｑｕｉｄ  Ｃｏｎｔｒｏｌ  Ｓｙｓｔｅｍ）による代替反応度制御機能を備えている。
【０００６】
このＳＬＣによる機能により五ホウ酸ナトリウム水溶液（以下、ホウ酸水と称す）が原子炉内へ注入される。このホウ酸水が炉心部へ到達すると、ボロンによる中性子吸収により中性子が減少し、原子炉に装荷されている燃料の核分裂反応が抑制（負の反応度が印加）される。これにより、原子炉停止機能喪失事象が発生した場合において原子炉を未臨界状態に移行させることができる。
【０００７】
このような原子炉圧力容器内へ注入されるホウ酸水に含まれるボロンの混合を効果的に行い得る沸騰水型原子炉として、特許文献１に記載の技術が提案されている。
【０００８】
上述のように、沸騰水型原子炉において原子炉停止機能喪失事象が発生した場合、ホウ酸水注入系により炉心内へホウ酸水を注入することが知られている。
【０００９】
ここで、特にホウ酸水を炉心下部から注入する方式の沸騰水型原子炉においては、ホウ酸水の方が冷却材よりも密度が大きいこと、およびホウ酸水の方が冷却材よりも温度が低いことから、ホウ酸水は炉心に到達せずに原子炉圧力容器下部へ降下しやすい、との課題がある。
【００１０】
このとき、再循環ポンプが停止し、かつ原子炉水位が低下するような自然循環状態となる等、炉心流量が非常に低くなる場合には、ホウ酸水の炉心への流入をより増加させるようにすることが望ましい。
【００１１】
本発明は、原子炉圧力容器に注入するホウ酸水に含まれるボロンを炉心へ流入させ、より混合を促進し得る原子炉出力制御装置を提供する。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
本発明は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、沸騰水型原子炉における原子炉出力制御装置であって、前記沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器と、ホウ酸水貯蔵タンクと、前記原子炉圧力容器に前記ホウ酸水貯蔵タンク内のホウ酸水を注入するホウ酸水注入ノズルと、前記ホウ酸水注入ノズルを介して前記ホウ酸水を前記原子炉圧力容器に送るホウ酸水注入ポンプと、前記原子炉圧力容器内の冷却材を循環させる再循環ポンプと、を備え、前記原子炉出力制御装置は、前記再循環ポンプが停止していること、前記原子炉内の冷却材水位が予め設定した値を下回ること、前記ホウ酸水が前記原子炉圧力容器内に注入されたことを条件として、前記再循環ポンプを起動させることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、原子炉圧力容器に注入するホウ酸水に含まれるボロンを炉心へ流入させ、より混合を促進し得る原子炉出力制御装置を提供することができる。上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施例の説明により明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の一実施例に係る原子炉出力制御装置の全体概略構成図および回路図である。
【図２】実施例１の原子炉出力制御装置の動作および沸騰水型原子炉内の状態を示すフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明の実施例について、冷却材再循環系配管と再循環ポンプにより冷却材を循環させる沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）において、原子炉停止機能喪失事象が発生した場合に、再循環ポンプの停止等により低炉心流量状態へ移行した状態を例に説明する。
【００１６】
最初に、本発明の一実施例に係る沸騰水型原子炉の出力制御装置に関わる各装置やその回路配置関係の概略構成について図１を用いて説明する。図１に、本発明の一実施例に係る実施例の沸騰水型原子炉の全体概略構成図および回路図を示す。
【００１７】
図１に示すように、沸騰水型原子炉は、原子炉格納容器３０内に原子炉圧力容器１が収容されており、その原子炉圧力容器１内に、炉心８、炉心８を取り囲むシュラウド７、シュラウド７の周囲に配置されたジェットポンプ６、シュラウド７の上蓋の上に配される気水分離器（図示省略）、および気水分離器の上方に配される蒸気乾燥器（図示省略）が収容されている。
【００１８】
炉心８には、複数の燃料集合体（図示省略）が装荷されており、各燃料集合体は、下端部が炉心支持板によって支持され、上端部が上部格子板によって保持されている。ここで、燃料集合体は、核燃料物質として例えばウラン燃料のペレットを、ステンレス製の被覆管内にその軸方向に複数充填された燃料棒を有する。複数の燃料棒を横断面四角形状のチャンネルボックス内に正方格子状に配列して燃料集合体が形成されている。
【００１９】
図１に示すように、原子炉格納容器３０内の下部には、下方より原子炉圧力容器１内の炉心８に装荷される複数の燃料集合体間に挿入される制御棒（図示省略）が配されている。図１では、図示の都合上、これら複数の制御棒を炉心８内に、又は炉心８より挿抜するための制御棒駆動機構および制御棒案内管を省略している。
【００２０】
制御棒は、横断面略十字状の形状をなし、炉心８に装荷される４体の燃料集合体、すなわち相互に隣接する４体の燃料集合体の所定の間隔（水ギャップ）を介して挿入される。横断面略十字状の制御棒に、チャンネルボックスの２つの側面が対向するよう配される４体の燃料集合体と、１体の制御棒で単位セルを構成する。
【００２１】
上記単位セルのうち、コントロールセルとして機能する単位セルに配される制御棒は、沸騰水型原子炉の出力調整のため、炉心８に挿抜される。また、コントロールセル以外に配される複数の制御棒は、稀ではあるが、何らかの要因により沸騰水型原子炉を緊急停止する際に炉心８へ挿入される（スクラム）。
【００２２】
気水分離器は炉心８の上端部に位置する上部格子板（図示省略）よりも上方に配されている。
【００２３】
また、原子炉圧力容器１には、炉心８の核分裂反応により発生する気液二相の蒸気を、気水分離器および蒸気乾燥器を介してタービン建屋に設置されるタービン（図示省略）へと乾燥後の蒸気を導入する主蒸気配管（図示省略）が設けられている。また、タービンの駆動に供された蒸気は、復水器（図示省略）を介して液相である冷却材に凝縮された後、再び原子炉圧力容器１内に給水系配管（図示省略）を介して導入される。
【００２４】
ジェットポンプ６は、原子炉圧力容器１内で炉心８の冷却に必要な冷却材の再循環流を得るためのポンプである。
【００２５】
また、原子炉格納容器３０は、内部にドライウェルおよび、水等の冷却材が充填されたサプレッションプール３１が内部に形成された圧力抑制室（図示省略）を有している。原子炉格納容器３０内のドライウェルと圧力抑制室内のサプレッションプール３１とは、ベント通路を介して連通されている。
【００２６】
更に、原子炉格納容器３０内には、給水系配管を介して原子炉圧力容器１内のシュラウド７の外側に導入される水等の冷却材を、一旦、原子炉圧力容器１外へ通流させ、再度原子炉圧力容器１内のシュラウド７の内側へ循環させるための再循環ポンプ３および冷却材再循環系配管２が設けられている。
【００２７】
再循環ポンプ３は、極めて稀ではあるが、万が一、制御棒挿入失敗（スクラム失敗事象：ＡＴＷＳ事象）が生じた場合に、自動的にトリップ（再循環ポンプ３が緊急停止される）される。
【００２８】
冷却材再循環系配管２は、再循環ポンプ３と原子炉圧力容器１とを接続する配管であり、再循環ポンプ３の上流側に入口弁４が、下流側に出口弁５が設けられている。
【００２９】
更に、原子炉圧力容器１には、冷却材の水位を計測する冷却材水位計１Ａや、冷却材の流量を計測する冷却材流量計１Ｂが設けられている。
【００３０】
この図１では、冷却材再循環系配管２は実線で、信号線は点線矢印で、制御信号は破線で示している。
【００３１】
更に、極めて稀ではあるが、万が一、制御棒挿入失敗が生じた場合に原子炉圧力容器１内にホウ酸水を注入するために、ホウ酸水注入系（ＳＬＣ）として、原子炉圧力容器１の底部近傍に配されるホウ酸水注入ノズル１１、ホウ酸水を貯留するホウ酸水貯蔵タンク９、およびホウ酸水貯蔵タンク９よりホウ酸水注入ノズル１１を介して原子炉圧力容器１内にホウ酸水を注入するためのホウ酸水注入ポンプ１０を備えている。
【００３２】
このうちホウ酸水注入ノズル１１は、原子炉圧力容器１の下方側からホウ酸水を注入するように原子炉圧力容器１に対して取り付けられている。
【００３３】
ホウ酸水貯蔵タンク９には内部に貯蔵されているホウ酸水の水位を計測するためのホウ酸水水位計９Ａが、ホウ酸水注入ノズル１１には、その内側を流れるホウ酸水の流量を計測するための流量計１１Ａがそれぞれ設けられている。
【００３４】
次に、本実施例の沸騰水型原子炉における原子炉出力制御装置について説明する。
【００３５】
本実施例における原子炉出力制御装置は、図１に示すような、再循環ポンプ３の起動・停止および／又はポンプの吐出圧を制御する制御装置１８により構成される。
【００３６】
制御装置１８は、例えば、ＣＰＵ等のプロセッサ、各種プログラムを格納するＲＯＭ、演算途中のデータ或いは演算結果を格納するＲＡＭ、又は、ＨＤＤ等の記憶装置（各々図示省略）から構成される。上記各種プログラムには、再循環ポンプ３の起動・停止の指令を送信するためのプログラム、或いは、記憶装置に予め格納されている再循環ポンプ３の運転パターンを読み出し、そのポンプの吐出圧を求めるプログラム等が含まれる。
【００３７】
制御装置１８は、原子炉格納容器３０が設置される原子炉建屋の所望の位置或いは、原子炉建屋外の所望の位置に設置される。原子炉建屋外に設置される場合には、制御装置１８に無線通信機能を設けると共に、再循環ポンプ３に少なくとも無線受信機能を備える構成とすれば良い。
【００３８】
本実施例の制御装置１８では、ＡＮＤゲート１７Ａにおいて、再循環ポンプ３が停止していること、原子炉内の冷却材水位が予め設定した値を下回ること、ホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたことを条件として、再循環ポンプ３を起動させる再循環ポンプ起動信号１７を再循環ポンプ３に対して出力する。
【００３９】
以下、各条件を判定するための構成について図１を用いて説明する。
【００４０】
制御装置１８では、再循環ポンプ３から出力された再循環ポンプトリップ信号１５の入力を受けるＡＮＤゲート１７Ａが設けられており、この再循環ポンプトリップ信号１５が入力された場合は、再循環ポンプ３が停止したと判定する。
【００４１】
若しくは、制御装置１８では、冷却材流量計１Ｂから冷却材の流量の計測結果の入力を受け、原子炉圧力容器１内の冷却材の流量が予め設定した値を下回る場合に、再循環ポンプ３が停止したと判定し、再循環ポンプトリップ信号１５をＡＮＤゲート１７Ａに対して出力することが可能である。
【００４２】
また、制御装置１８は、原子炉内の冷却材水位が予め設定した値が下回ったか否かを判定する比較器１６Ａを備えている。比較器１６Ａでは、冷却材水位計１Ａで計測された冷却材の水位を原子炉水位設定値と比較し、冷却材水位が予め設定した値が下回ったと判定されたときは、原子炉水位低下信号１６をＡＮＤゲート１７Ａに対して出力する。
【００４３】
制御装置１８は、更に、ホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたことを判定するための構成として、ホウ酸水注入ポンプ起動信号出力器１９、運転モード選択スイッチ１２、ＡＮＤゲート２０、遅延タイマー１３、を有している。
【００４４】
ホウ酸水注入ポンプ起動信号出力器１９は、ホウ酸水注入ポンプ１０が起動したか否かを判定し、起動していると判定されたときは起動信号をＡＮＤゲート２０に対して出力する。
【００４５】
または、ホウ酸水注入ポンプ起動信号出力器１９は、流量計１１Ａによって計測されたホウ酸水注入ノズル１１を流れるホウ酸水の流量が予め設定した値を上回った場合にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたとして、起動信号をＡＮＤゲート２０に対して出力するものとしてもよい。
【００４６】
若しくは、ホウ酸水注入ポンプ起動信号出力器１９は、ホウ酸水水位計９Ａによって計測されたホウ酸水貯蔵タンク９に貯蔵されているホウ酸水の水位が予め設定した値を下回った場合にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたと判定し、起動信号をＡＮＤゲート２０に対して出力するものとすることができる。
【００４７】
運転モード選択スイッチ１２は、ホウ酸水注入ポンプ１０が試験中である場合には再循環ポンプ３が起動されないようにするための回路であり、例えば、通常モードの場合はＡＮＤゲート２０に対して試験モードではない旨の信号を出力し、試験モードの場合は試験モード信号を出力する。
【００４８】
ＡＮＤゲート２０は、ホウ酸水注入ポンプ起動信号出力器１９から起動信号が入力され、かつ運転モード選択スイッチ１２から現在が試験モードではない旨の信号の入力を受けた場合にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたと判定し、ホウ酸水原子炉到達信号１４をＡＮＤゲート１７Ａに対して出力する。
【００４９】
遅延タイマー１３は、ＡＮＤゲート２０から出力されたホウ酸水原子炉到達信号１４をＡＮＤゲート１７Ａに対して一時的に遅延させて出力するための部分であり、これにより、ホウ酸水注入ポンプ１０が起動してから所定時間経過した後にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたと判定するものとなっている。
【００５０】
更に、制御装置１８では、上述の判定により再循環ポンプ３が起動した後に原子炉の出力が予め設定した値を下回った場合は、再循環ポンプ３を停止させる。
【００５１】
または、制御装置１８では、ホウ酸水貯蔵タンク９に貯蔵されたホウ酸水が全て原子炉圧力容器１内へ注入されるのに要する時間が経過したと判定された場合には、再循環ポンプ３を停止させることができる。
【００５２】
次に、本実施例に係る実施例１の原子炉出力制御装置の動作について図２を参照して説明する。図２は、本実施例の沸騰水型原子炉の炉心冷却系の動作フロー図である。
【００５３】
極めて稀ではあるが、何らかの要因により、スクラム失敗事象が発生すると、原子炉圧力容器１内の圧力上昇、又は原子炉圧力容器１内の冷却材の水位が低下する。そこで、再循環ポンプ３をトリップさせる。これにより炉心８内を通流する冷却材（中性子減速材としても機能する）の流量は減少するものの、原子炉圧力容器１内のシュラウド７内外の水頭差および炉心８からの蒸気発生による上方への二相流流動によって冷却材が循環する自然循環状態となる（ステップＳ１０１）。
【００５４】
その後、炉心流量が自然循環状態へ移行したことを制御装置１８で判断するために、処理が３つに分かれる。
【００５５】
まず、一つ目は、再循環ポンプ３が確実に停止しているか否かを確認するために、制御装置１８のＡＮＤゲート１７Ａは、再循環ポンプトリップ信号１５が入力されているか否か判定を行う（ステップＳ１０２）。再循環ポンプトリップ信号１５が入力されていないと判定されたときはそのまま処理を戻し、再循環ポンプトリップ信号１５の入力を待つ。これに対し、再循環ポンプトリップ信号１５が入力されたと判定されたときは処理をステップＳ１０６に進める。
【００５６】
なお、本ステップＳ１０２では、再循環ポンプトリップ信号１５を用いる判定の代替として、再循環ポンプ３の速度が予め設定した値を下回っているか否か、炉心流量の測定値が予め設定した値を下回っているか否かの判定を行ってもよい。
【００５７】
また、自然循環状態の炉心流量は原子炉水位が低下すると減少するため、二つ目は、制御装置１８の比較器１６Ａは、原子炉水位が設定値を下回っているか否かを判定する（ステップＳ１０３）。原子炉水位が設定値を下回っていないと判定されたときはそのまま処理を戻し、原子炉水位が低下したか否かを判定し続ける。これに対して原子炉水位が設定値を下回っていると判定されたときは、原子炉水位低下信号１６をＡＮＤゲート１７Ａに対して出力し、処理をステップＳ１０６に進める。
【００５８】
更には、以上の状態において、運転員の手動操作等により、ホウ酸水注入ポンプ１０が起動し（ステップＳ１０４）、ホウ酸水貯蔵タンク９のホウ酸水が、ホウ酸水注入ノズル１１を通って原子炉圧力容器１に注入される。
【００５９】
次いで、制御装置１８のＡＮＤゲート２０および遅延タイマー１３は、ホウ酸水が原子炉圧力容器に到達したか否かを判定する（ステップＳ１０５）。
【００６０】
ここで、ホウ酸水注入ポンプ１０の起動直後に再循環ポンプ３を起動すると、ホウ酸水が原子炉圧力容器１に注入される前に炉心流量が上昇するため、原子炉出力の変動が大きくなる可能性がある。そのため、ホウ酸水注入ポンプ１０が起動してから、ホウ酸水が原子炉圧力容器１に到達するまでに要する時間等を考慮した遅延タイマー１３を制御装置１８に設置して、出力変動を抑制することが望ましい。
【００６１】
そこで、遅延タイマー１３を利用して、ホウ酸水注入ポンプ１０起動後、遅延タイマー１３に設定された時間が経過したか否かを判定する。所定時間経過したと判定されたときは、遅延タイマー１３はホウ酸水原子炉到達信号１４をＡＮＤゲート１７Ａに対して出力する。これに対し、所定時間経過していないと判定されたときは処理を戻し、所定時間の経過を待つ。
【００６２】
このとき、ホウ酸水原子炉到達信号１４の発信条件は、ホウ酸水注入ノズル１１の流量の測定値が予め設定した値を上回ること、もしくはホウ酸水貯蔵タンク９の水位が予め設定した値を下回ることでも可能である。
【００６３】
ホウ酸水原子炉到達信号１４、再循環ポンプトリップ信号１５、原子炉水位低下信号１６が全て入力されたときは、制御装置１８のＡＮＤゲート１７Ａは、再循環ポンプ３に対して再循環ポンプ起動信号１７を発信し、再循環ポンプ３の起動を図る（ステップＳ１０６）。
【００６４】
その後、ステップＳ１０６における制御装置１８の起動指示により再循環ポンプ３が起動する（ステップＳ１０７）。これにより炉心８の冷却材の流量が増加する（ステップＳ１０８）。なお、図２では、制御装置１８が、２台の再循環ポンプ３のうちホウ酸水注入ノズル１１に近い側に位置する再循環ポンプ３に起動を指示する例を示しているが、反対側の再循環ポンプ３のみを起動する、もしくは２台の再循環ポンプ３を起動させても良い。
【００６５】
ステップＳ１０７の再循環ポンプ３の起動により炉心流量が上昇し、炉心８下部から上部への循環力が上昇して、原子炉圧力容器１内に注入されたホウ酸水に含まれるボロンの炉心８内への混合が促進される（ステップＳ１０９）。
【００６６】
ボロンの混合が促進することにより、炉心８内の中性子がボロンに吸収され易くなるため核分裂反応は抑制され、やがて未臨界状態に移行する（ステップＳ１１０）。
【００６７】
その後、制御装置１８は、未臨界状態に移行したことによって原子炉の出力が設定値以下となったか否かを判定する（ステップＳ１１１）。出力が設定値以下となっていないときは、ステップＳ１１１に処理を戻し、更に出力が低下するまで待機する。これに対し、出力が設定値以下となったと判定されたときは処理をステップＳ１１２に進め、再循環ポンプ３の停止信号を再循環ポンプ３に対して出力する（ステップＳ１１２）。
【００６８】
このステップＳ１１２では、原子炉の出力が設定値以下となったか否かを判定することの替わりに、ホウ酸水貯蔵タンク９に貯蔵されたホウ酸水が全て原子炉圧力容器１内へ注入されるのに要する時間が経過した場合に、再循環ポンプ３を停止させるものとすることができる。
【００６９】
次に、本実施例の効果について説明する。
【００７０】
上述した本実施例の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１と、ホウ酸水貯蔵タンク９と、原子炉圧力容器１にホウ酸水貯蔵タンク９内のホウ酸水を注入するホウ酸水注入ノズル１１と、ホウ酸水注入ノズル１１を介してホウ酸水を原子炉圧力容器１に送るホウ酸水注入ポンプ１０と、原子炉圧力容器１内の冷却材を循環させる再循環ポンプ３と、を備えている。また、制御装置１８は、再循環ポンプ３が停止していること、原子炉内の冷却材水位が予め設定した値を下回ること、ホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたことを条件として、再循環ポンプ３を起動させる。
【００７１】
このような構成によって、原子炉圧力容器１に注水されるホウ酸水に含まれるボロンの混合を効果的に行い得る制御装置１８を提供することが可能となる。例えば、原子炉圧力容器１に注水されるホウ酸水に含まれるボロンの混合が促進され、炉心部において中性子がより多くボロンに吸収されやすくなることで、負の反応度の印加を効果的に行い、短時間で効率的に未臨界状態へ移行させることが可能となる。
【００７２】
また、制御装置１８は、ホウ酸水注入ポンプ１０が起動した場合にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたと判定する、あるいはホウ酸水注入ノズル１１におけるホウ酸水の流量が予め設定した値を上回った場合にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたと判定する、若しくはホウ酸水貯蔵タンク９に貯蔵されたホウ酸水の水位が予め設定した値を下回った場合にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたと判定することにより、ホウ酸水注入ポンプ１０の起動を直接的、あるいは間接的に確実に検出することができる。
【００７３】
更に、制御装置１８は、ホウ酸水注入ポンプ１０が起動してから所定時間経過した後にホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入されたと判定することで、ホウ酸水が原子炉圧力容器１内に注入される前に再循環ポンプ３を起動してしまうことを効果的に抑制し、原子炉出力の変動をより確実に抑制することができる。
【００７４】
また、制御装置１８は、ホウ酸水注入ポンプ１０が試験中である場合には再循環ポンプ３を起動させないことにより、不適切なタイミングで再循環ポンプ３が起動してしまうことを確実に防止することができる。
【００７５】
更に、制御装置１８は、再循環ポンプ３のトリップ信号が入力された場合は、再循環ポンプ３が停止したと判定する、あるいは原子炉圧力容器１内の冷却材の流量が予め設定した値を下回る場合に、再循環ポンプ３が停止したと判定することで、再循環ポンプ３の停止を直接的、あるいは間接的に確実に検出することができる。
【００７６】
また、制御装置１８は、沸騰水型原子炉の出力が予め設定した値を下回った場合は、再循環ポンプ３を停止させる、もしくはホウ酸水貯蔵タンク９に貯蔵されたホウ酸水が全て原子炉圧力容器１内へ注入されるのに要する時間が経過した後に、再循環ポンプ３を停止させることで、必要以上に再循環ポンプ３が駆動し続けることを抑制することができる。
【００７７】
また、ホウ酸水注入ノズル１１が、原子炉圧力容器１の下方側からホウ酸水を注入するように原子炉圧力容器１に対して取り付けられている場合、炉心８下部にボロンが沈殿しやすいことから、本発明の制御装置１８によりこのような体系においてもボロンの混合を効果的に行うことができる。
【００７８】
＜その他＞  
なお、本発明は上記の実施例に限られず、種々の変形、応用が可能なものである。上述した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されない。
【符号の説明】
【００７９】
１…原子炉圧力容器
１Ａ…冷却材水位計
１Ｂ…冷却材流量計
２…冷却材再循環系配管
３…再循環ポンプ
４…入口弁
５…出口弁
６…ジェットポンプ
７…シュラウド
８…炉心
９…ホウ酸水貯蔵タンク
９Ａ…ホウ酸水水位計
１０…ホウ酸水注入ポンプ
１１…ホウ酸水注入ノズル
１１Ａ…流量計
１２…運転モード選択スイッチ
１３…遅延タイマー
１４…ホウ酸水原子炉到達信号
１５…再循環ポンプトリップ信号
１６…原子炉水位低下信号
１６Ａ…比較器
１７…再循環ポンプ起動信号
１７Ａ…ＡＮＤゲート
１８…制御装置
１９…ホウ酸水注入ポンプ起動信号出力器
２０…ＡＮＤゲート
３０…原子炉格納容器
３１…サプレッションプール
【図１】
2020153752.tif 000003
【図２】
2020153752.tif 000004