(57)【要約】【課題】沸騰水型原子炉の安全性を確保しつつ、沸騰水型原子炉のスクラムを回避する沸騰水型原子炉の制御装置を提供する。【解決手段】原子炉冷却材の再循環ポンプの運転台数を検知する再循環ポンプセンサー５０から再循環ポンプの運転台数の信号Ｓ１を入力し、原子炉の制御系５２に対して制御信号Ｙを出力する沸騰水型原子炉の制御装置５１において、前記制御装置５１は、再循環ポンプセンサー５０からの再循環ポンプ運転台数の信号Ｓ１に基づいて、再循環ポンプの運転台数が多いときに中性子束高スクラム設定点を高くし、再循環ポンプの運転台数が少ないときに中性子束高スクラム設定点を低くする制御信号Ｙを出力する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉冷却材の再循環ポンプの運転台数を検知する再循環ポンプセンサーから前記再循環ポンプの運転台数の信号を入力し、原子炉の制御系に対して制御信号を出力する沸騰水型原子炉の制御装置において、
前記制御装置は、前記再循環ポンプセンサーからの再循環ポンプ運転台数の信号に基づいて、再循環ポンプの運転台数が多いときに中性子束高スクラム設定点を高くし、再循環ポンプの運転台数が少ないときに中性子束高スクラム設定点を低くする制御信号を出力する、ことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項２】
原子炉冷却材の再循環ポンプの運転台数を検知する再循環ポンプセンサーから前記再循環ポンプの運転台数の信号を入力するとともに、原子炉の熱出力と炉心入口流量を検知する原子炉運転点検知手段から原子炉の熱出力と炉心入口流量の情報を含む原子炉運転点の信号を入力し、原子炉の制御系に対して制御信号を出力する沸騰水型原子炉の制御装置において、
前記制御装置は、前記再循環ポンプセンサーからの再循環ポンプ運転台数の信号に基づいて、再循環ポンプの運転台数が多いときに中性子束高スクラム設定点を高くし、再循環ポンプの運転台数が少ないときに中性子束高スクラム設定点を低くする制御信号を出力するとともに、前記原子炉運転点検知手段からの原子炉運転点の信号によって原子炉が安定性制限曲線の運転範囲内にあることを検知したときは、炉心入口流量に応じて中性子束高スクラム設定点を設定する、ことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項３】
発電機の負荷の遮断を検知可能な発電機負荷センサーから発電機の負荷遮断の信号を入力し、原子炉の制御系に対して選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号および再循環ポンプのランバック要求信号を出力する沸騰水型原子炉の制御装置において、
前記制御装置は、前記発電機負荷センサーから発電機の負荷遮断の信号を入力すると、選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）を動作させると同時に、一定流量の直線あるいは一定ポンプ速度の曲線を中間目標流量あるいは中間目標ポンプ速度として再循環ポンプをランバックさせ、一定時間遅れ後に、最低ポンプ速度を最終目標ポンプ速度として再循環ポンプを再度ランバックさせる、ことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項４】
５０％定格給水容量以上の主給水ポンプ２台と２５％定格給水容量以上の補助給水ポンプ２台を有する給水ポンプの動作を検知する給水ポンプセンサーから主給水ポンプのトリップ信号を入力し、原子炉の制御系に対して選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号および再循環ポンプのランバック要求信号を出力する沸騰水型原子炉の制御装置において、
前記制御装置は、前記給水ポンプセンサーから前記主給水ポンプ１台のトリップの信号を入力すると、選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）を動作させると同時に、一定流量の直線あるいは一定ポンプ速度の曲線を中間目標流量あるいは中間目標ポンプ速度として再循環ポンプをランバックさせ、前記給水ポンプセンサーから前記補助給水ポンプの起動失敗信号を入力すると、最低ポンプ速度を最終目標ポンプ速度として再循環ポンプを再度ランバックさせる、ことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項５】
発電機負荷遮断時の選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の動作を２段階とし、発電機負荷遮断発生直後に第１の再循環ポンプランバック要求信号を出力するのと同時に第１の選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号を出力し、一定時間遅れ後に、再循環ポンプの第２のランバック要求信号を出力するのと同時に第２の選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号を出力することを特徴とする請求項３に記載の沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項６】
５０％定格給水容量以上の主給水ポンプ１台がトリップしかつ２５％定格給水容量以上の補助給水ポンプが起動失敗した時の選択制御棒挿入機構動作を２段階とし、５０％定格給水容量以上の主給水ポンプ１台トリップ検知直後に第１の再循環ポンプランバック要求信号を出力するのと同時に第１の選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号を出力し、一定時間遅れ後に、２５％定格給水容量以上の補助給水ポンプ２台の起動が失敗したことを検知した直後に、再循環ポンプの第２ランバック要求信号を出力するのと同時に第２の選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号を出力する、ことを特徴とする請求項４に記載の沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項７】
選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）動作時に、再循環ポンプを中間目標ポンプ速度と、最終目標ポンプ速度の２段階にてランバックさせることを特徴とする、請求項３〜６のいずれかに記載の沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項８】
第１の再循環ポンプランバック時の目標流量あるいは目標ポンプ速度を定格出力設計流量制御曲線と安定性制限曲線の交点を通る一定流量の直線あるいは一定ポンプ速度の曲線としたことを特徴とする、請求項３〜７のいずれかに記載の沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項９】
第２の再循環ポンプランバックをポンプ電源遮断あるいはポンプトリップに置き換えたことを特徴とする、請求項３〜８のいずれかに記載の沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項１０】
第１の選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号あるいは第２の選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号の、何れか一方のみを有効としたことを特徴とする、請求項３〜９のいずれかに記載の沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項１１】
定格出力向上後に前記制御装置による制御を適用させることを特徴とする、請求項３〜１０のいずれかに記載の沸騰水型原子炉の制御装置。
【請求項１２】
原子炉冷却材の再循環ポンプの回転数を検知する再循環ポンプセンサーから前記再循環ポンプの回転数の信号を入力し、原子炉の制御系に対して制御信号を出力する沸騰水型原子炉の制御装置において、
前記制御装置は、再循環ポンプ全数が運転中は、ポンプ回転数平均値により中性子束高スクラム設定点を変更させ、再循環ポンプの回転数平均値が高いときに中性子束高スクラム設定点を高くし、再循環ポンプの回転数平均値が低いときに中性子束高スクラム設定点を低くすることを特徴とした、沸騰水型原子炉の制御装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は軽水冷却型原子炉の運転時の炉心の安定性を改善する技術に関する。
【０００２】
特に、沸騰水型原子炉において、低炉心流量／高熱出力の運転状態で、中性子束振動が生じた場合に、その中性子束振動に対する余裕を増加させることができる沸騰水型原子炉の制御装置に関する。
【背景技術】
【０００３】
沸騰水型原子力発電プラント（以下、「ＢＷＲ」と記す）においては、図１１に示すように原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器２が設けられており、この原子炉圧力容器２内に冷却材４（例えば水）と複数の燃料集合体３０及び制御棒３２等からなる炉心３が収容されている。
【０００４】
冷却材４は再循環系５により強制循環されており、炉心３でウラン２３５（以下、「Ｕ２３５」と記す）の核分裂により発生した熱を受けることにより飽和水と飽和蒸気が混合した状態となり、炉心上部に移動する。
【０００５】
上記飽和水と飽和蒸気が混合したものは、図示しない気水分離器及び蒸気乾燥器により乾燥状態となり、原子炉圧力容器２に接続された主蒸気配管系６を介してタービン７に送られ、タービン７を駆動する。このタービン７の駆動により発電機８が回転され、発電が行われる。
【０００６】
タービン７で仕事をした蒸気は、復水器９内に導入されて復水となり、復水は復水ポンプ１０で昇圧され、さらに給水加熱器１１で昇温された後に、給水ポンプ１２により再度原子炉圧力容器２内に供給される。
【０００７】
図１２は、上記構成のＢＷＲの典型的な運転特性図を示している。図１２の運転特性図は、横軸を炉心流量、縦軸を原子炉出力（炉心熱出力）としたときの２次元運転マップである。
【０００８】
ＢＷＲの通常の運転は、図１２の運転特性図の定格出力曲線（Ａ−Ｂ）、設計流量制御曲線（Ａ−Ｃ）、安定性制限曲線（Ｃ−Ｄ）、最低ポンプ速度曲線、キャビテーション制限曲線、最大ポンプ速度曲線の各線上、および、それらの線によって囲まれた領域内、および、自然循環曲線上で行われる。
【０００９】
図１２の例では、定格出力は炉心流量が８５％（Ａ点）〜１０５％（Ｂ点）にかけて達成されている。原子炉の運転は、通常、サイクル初期では８５％流量近傍にあり、冷却材流量増による反応度利得を利用するためにサイクル燃焼度が進むに従い高流量側に移動し、サイクル末期では１０５％流量近傍となる。
【００１０】
沸騰水型原子炉の炉心は、より具体的には、図１３に示すように構成されている。図１３は沸騰水型原子炉の炉心を上方から見たところを示している。炉心内には複数の燃料集合体３０が装荷されており、各々の燃料集合体はチャンネルボックスに覆われている。
【００１１】
また炉心内には、中性子束を検出するために、複数個の局部出力領域モニタ３３（以下、「ＬＰＲＭ３３」という）が配置されている。
【００１２】
さらに、図１４に示すように、各チャンネルボックス３１は、炉心支持板３４及び上部格子板３５で支持され、円筒形のシュラウド３６に囲まれている。
【００１３】
冷却材４は、下方より、燃料支持金具３７のオリフィス及び下部タイプレートを経由してチャンネルボックス３１内に流入し、燃料集合体３０により熱せられ、沸騰して蒸気（ボイド）を発生し、気液二相流となる。
【００１４】
現在運転されている商用ＢＷＲでの燃料集合体有効長さは、約3.7ｍである。
【００１５】
一般に、沸騰水型原子炉は、プラント起動時または停止時に運転点が低流量／高出力状態となった場合、あるいは、再循環ポンプが１台トリップする等の過渡変化が発生し、運転点が低流量／高出力状態に移行した場合、中性子束振動の減衰特性、即ち安定性に注意を払った設計がなされている。
【００１６】
炉心は、全運転領域で安定であることが望ましく、炉心の安定性は、着目パラメータ（中性子束、炉心入口流量等）の減幅比が1.0未満であることを解析によって確認している。減幅比1.0に対して余裕の少ない運転領域は、選択制御棒挿入（Selected Rods Insertion；以下、「ＳＲＩ」と記す）や安定性制限曲線により除外される。
【００１７】
安定性制限曲線は、図１２の運転特性図上で指定されており、曲線よりも高出力側へ移行する制御棒の引抜きと、低流量側へ移行する流量減（ポンプ速度減）が阻止される。
【００１８】
安定性の種類には、最高出力チャンネルの熱水力的な安定性に注目したチャンネル安定性、炉心全体の位相が揃った中性子束振動である炉心安定性（基本モードの安定性）、炉心周方向に対称軸を有し180度位相がずれた中性子束振動である領域安定性（高次モードの安定性）がある。
【００１９】
図１５に、典型的なＢＷＲプラントの炉心安定性の解析結果を示す。
【００２０】
ここで、炉心安定性解析は、冷却材の再循環系を含むＢＷＲ炉心をモデル化した周波数領域の安定性解析コードで行ったものである。炉心安定性減幅比は、最低ポンプ速度曲線上の最大出力点で最も大きくなっており、減幅比が0.67である。
【００２１】
このように、ＢＷＲプラントでは、各種設計改良により安定性の悪化が防止されている。他方で、近年では、一層の経済性向上の要請から原子炉出力の向上（アップレート）が望まれており、その場合には、炉心流量減少時に運転点が安定性の余裕が少ない領域に留まる可能性が高まる。
【００２２】
再循環ポンプがトリップする要因としては、ポンプ保護を目的とした遮断器の開放がある。この他に、原子炉出力の低減を目的とした論理回路動作による遮断器開放がある。
【００２３】
例えば、全容量バイパスシステムを有するＢＷＲプラントでは、発電機負荷遮断時にはＳＲＩシステムが動作するのと同時に、再循環ポンプ２台がトリップされる。この際、炉心内ではＳＲＩによるボイド消滅と、ポンプトリップによるボイド発生が起こることから、原子炉水位は振動傾向を示す。該原子炉の水位振動は、給水制御系の働きにより目標水位に整定される。
【００２４】
図１６に、ＢＷＲプラントにおける原子炉水位設定と各水位設定での動作システムを示す。図１７に、時間領域の動特性解析コードによる発電機負荷遮断（バイパス弁作動）時のパラメータ変化解析結果を示す。
【００２５】
原子炉出力を向上（アップレート）させたＢＷＲプラントでは、再循環ポンプがトリップした場合、あるいは、トリップさせた場合に、原子炉運転点を安定性制限曲線以下の出力とするために、ＳＲＩ本数（負の投入反応度）を大きくする必要がある。
【００２６】
これにより、ＳＲＩによるボイド消滅とポンプトリップによるボイド発生の関係から、原子炉水位は、より大きな振動振幅を示すようになり、原子炉水位低（レベル３）スクラム設定値、あるいは、原子炉水位高（レベル８）タービントリップ設定値への余裕が減少する。
【００２７】
特開平３−２４６４９０号公報には、制御棒に第１選択制御棒と第２制御棒なる制御棒のグループを設け、少炉心流量運転時に、再循環ポンプが停止または減速したときに、第１選択制御棒を５０％以下の挿入割合で炉心に部分挿入し、次に第２選択制御棒を炉心に全挿入する技術が提案されている。この技術は、第１選択制御棒を５０％以下の挿入割合で炉心に部分挿入することにより、炉心下部に生じる軸方向出力分布のピーキングを抑え、チャンネル不安定の発生を抑制し、原子炉出力の低下幅を縮小し、さらに、第２選択抑制棒を全挿入することにより、炉心不安定の発生を抑制するものである。
【００２８】
ＢＷＲプラントでは、出力向上前は、５０％容量の主給水ポンプ１台がトリップしたときに、２５％容量の補助給水ポンプが少なくとも１台起動すれば、再循環ポンプを安定性制限曲線と設計流量制御曲線の交点となる流量（ポンプ速度）までランバックさせることで原子炉水位低によるスクラムを回避できたが、出力向上後は、補助給水ポンプが２台起動成功した場合以外は、原子炉が水位低でスクラムする可能性が高くなることが懸念される。
【００２９】
特開平４−１９４７８２号公報には、低炉心流量／高炉心出力状態で、給水ポンプの容量不足になった場合に、再循環ポンプを再低速度にランバックさせると、安定性制限曲線よりも低流量側へ移行する流量減（ポンプ速度減）となり、これを防止するために再循環ポンプのランバック到達速度を高く設定すると十分な炉出力低下幅を得られないことに鑑み、炉心流量および炉出力に基づいて原子炉の運転状態を把握し、その運転状態に応じて、最適な再循環ポンプのランバック到達速度を算出し、その到達速度に向かってランバックさせる技術が記載されている。
【特許文献１】特開平３−２４６４９０号公報
【特許文献２】特開平４−１９４７８２号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００３０】
沸騰水型原子炉の出力を向上（アップレート）すると、再循環ポンプが１台トリップしたときに、安定性確保のための選択制御棒挿入（ＳＲＩ）が行われるが、ＳＲＩによる負の反応度が不足した場合には、運転点が不安定領域に滞在する可能性が高まる。
【００３１】
また、全容量バイパスシステムを有する沸騰水型原子炉の出力を向上すると、発電機負荷遮断時に、再循環ポンプを２台トリップさせた場合に、安定性確保のための選択制御棒挿入（ＳＲＩ）が行われるが、ＳＲＩによる負の反応度が不足した場合には、運転点が不安定領域に滞在する可能性が高まる。さらに、安定性確保のためには、ＳＲＩによる、より多くの負の反応度投入が必要となることから、炉心内ボイド量急減による水位低で原子炉スクラム、あるいは、一時的な給水過多による水位高でタービントリップする確率が高くなる。
【００３２】
また、定格給水容量の５０％以上の主給水ポンプ２台と定格給水容量の２５％以上の補助給水ポンプ２台を有する沸騰水型原子炉の出力を向上すると、給水ポンプ１台がトリップしかつ補助給水ポンプのバックアップが失敗した時に、再循環ポンプのランバック先（出力、流量）を安定性が確保できる運転点までとした場合には、原子炉が水位低でスクラムする確率が高くなる。
【００３３】
そこで、本発明が解決しようとする課題は、沸騰水型原子炉の安全性を確保しつつ、沸騰水型原子炉がスクラムしてしまうことを回避し、沸騰水型原子炉の信頼性を向上させる制御装置を実現させるものである。
【課題を解決するための手段】
【００３４】
本発明は、ポンプ運転台数が少なく、安定性の余裕が少ない低流量で運転されている場合には、中性子束高スクラム設定点を低くするようにする。これにより、仮に運転点が低流量／高出力となり原子炉出力が発振状態となった場合でも、原子炉は早期にスクラムされ、燃料健全性への影響を小さくすることが可能となる。
【００３５】
また、全容量バイパスシステムを有し、且つ、２次元（炉心熱出力、炉心流量）の運転マップ上で運転範囲を限定する安定性制限曲線が課せられている場合に、発電機負荷遮断時に選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）を動作させると同時に、例えば、定格出力設計流量制御曲線と安定性制限曲線の交点を通る一定流量の直線（あるいは、一定ポンプ速度の曲線）を中間目標流量（ポンプ速度）として再循環ポンプをランバック（第１ランバック）させ、一定時間遅れ後に、再循環ポンプを、最低ポンプ速度を最終目標速度として、再度ランバック（第２ランバック）させる。これにより、炉心安定性を確保した上で、原子炉水位への影響を小さくし、スクラムを回避することが可能となる。
【００３６】
また、５０％容量の主給水ポンプを２台と２５％容量の補助給水ポンプ２台を有し、且つ、２次元（炉心熱出力、炉心流量）の運転マップ上で運転範囲を限定する安定性制限曲線が課せられている場合に、給水ポンプトリップ時に定格出力設計流量制御曲線と安定性制限曲線の交点を通る一定流量の直線（あるいは、一定ポンプ速度の曲線）を中間目標流量（ポンプ速度）として再循環ポンプをランバック（第１ランバック）させ、一定時間遅れ後に、最低ポンプ速度を、最終目標速度として、再度ランバック（第２ランバック）させる。これにより、炉心安定性を確保した上で、原子炉水位への影響を小さくし、スクラムを回避することが可能となる。
【発明の効果】
【００３７】
以上のように、本発明の制御装置を有する沸騰水型原子炉では、選択制御棒挿入が必要となる運転時の異常な過渡変化が発生したときに、原子炉の安定性を確保した上で、原子炉スクラムを回避できる可能性が増すことから、原子炉の運転性が向上する。
【００３８】
さらには、仮に原子炉出力が振動した場合でも、原子炉を早期にスクラムさせることから、原子炉の信頼性が向上する。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３９】
以下、本発明の実施形態を図１〜図１０を参照して説明する。
【００４０】
図１は、本発明の第１の実施形態による沸騰水型原子炉の制御装置５１を示している。
【００４１】
図１（ａ）は、本実施形態の制御装置５１の構成を示しており、図１（ｂ）は、制御装置５１による制御の流れを示している。
【００４２】
本実施形態による沸騰水型原子炉の制御装置は、原子炉冷却材の再循環ポンプの運転台数に応じて中性子束高スクラム設定点を変更させるものである。
【００４３】
本実施形態において、制御装置５１は、図１（ａ）に示すように、原子炉冷却材の再循環ポンプの運転台数を検知する再循環ポンプセンサー５０から再循環ポンプの運転台数（Ｓ１）の信号を入力し、原子炉の制御系５２に対して中性子束高スクラム設定点（Ｙ）（％）の制御信号を出力する。
【００４４】
図１（ｂ）は、本実施形態の制御装置５１による制御の流れの一例を示している。
【００４５】
本制御装置５１は、再循環ポンプの運転台数（信号Ｓ1）に応じて中性子束高スクラム設定点（Ｙ）を３つ設け（Ｙ＝５０％，Ｙ＝９０％，Ｙ＝１２０％）、再循環ポンプ０台運転時には中性子束高スクラム設定点を５０％、再循環ポンプ１台運転時には中性子束高スクラム設定点を９０％、再循環ポンプ２台運転時には中性子束高スクラム設定点を１２０％に設定し、再循環ポンプ２台運転時の設定に比べて、再循環ポンプ１台運転あるいは再循環ポンプ２台停止時に、中性子束高スクラム設定点を低く設定している。
【００４６】
このように、本実施形態による沸騰水型原子炉の制御装置５１は、再循環ポンプセンサー５０からの再循環ポンプ運転台数の信号に基づいて、再循環ポンプの運転台数が多いときに中性子束高スクラム設定点を高くし、再循環ポンプの運転台数が少ないときに中性子束高スクラム設定点を低くする制御信号を出力する。
【００４７】
これにより、ポンプ運転台数が少なく、安定性の余裕が少ない低流量で運転されているときに、再循環再循環ポンプトリップ等の過渡変化発生時に、仮に中性子束振動が起きた場合でも、速やかに原子炉を停止することができる。
【００４８】
なお、上述説明において、制御系５２は、原子炉の出力やスクラム等の運転制御を行う系統であり、制御装置５１は制御系５２に対して運転モードのための制御信号を出力する装置である。本明細書においては、本発明による制御装置の働きを明らかにするために、制御装置５１は制御系５２と区別して説明しているが、これは本発明による制御装置が原子炉の制御系とは別個であることに限定する意ではなく、システムの構成上原子炉の制御系の一部が本発明の制御装置になっている場合も含む。この点は以下でも同じである。
【００４９】
図２，３は、本発明の第２の実施形態による制御装置５５を示している。
【００５０】
図２（ａ）は、本第２実施形態による制御装置５５の構成を示し、図２（ｂ）は、その制御の流れの一例を示している。
【００５１】
本実施形態において、制御装置５５は、図２（ａ）に示すように、原子炉冷却材の再循環ポンプの運転台数を検知する再循環ポンプセンサー５３から再循環ポンプの運転台数（Ｓ１）の信号を入力するとともに、原子炉運転点検知手段５４から原子炉運転点（原子炉の熱出力や炉心入口流量）の信号を入力し、原子炉の制御系５６に対して中性子束高スクラム設定点（Ｙ）（％）の制御信号を出力する。
【００５２】
本実施形態は、２次元（炉心熱出力、炉心流量）の運転マップ上で運転範囲を限定する安定性制限曲線が課せられている原子炉において、２次元マップ上の運転点（Ｓ２（Ａ，Ｂ））と、再循環ポンプの運転台数（Ｓ１）を入力し、それらの情報に基づいて、中性子束高スクラム設定点（Ｙ）を変化させるものである。
【００５３】
本実施形態では、図２（ｂ）に示すように、再循環ポンプの運転台数（信号Ｓ1）と原子炉運転点（信号Ｓ２）の組合せに応じて、中性子束高スクラム設定点（Ｙ）を３つ（Ｙ＝５０％，Ｙ＝２×Ｂ％，Ｙ＝１２０％）に設けている。再循環ポンプ０台運転時であってかつ炉心入口流量Ｂが３５％より小の時は、中性子束高スクラム設定点を５０％に設定する。再循環ポンプ１台運転時であって、原子炉熱出力Ａが６０％より大かつ炉心入口流量Ｂが６０％より小の時は、中性子束高スクラム設定点を２．０×Ｂ％に設定する。その他のときは、中性子束高スクラム設定点を１２０％に設定する。
【００５４】
図３から分かるように、上記原子炉熱出力Ａが６０％より大かつ炉心入口流量Ｂが６０％より小の時は、原子炉は２次元（炉心熱出力、炉心流量）の運転マップ上で運転範囲を限定する安定性制限曲線が課せられている場合の運転範囲内である。この時は、炉心入口流量に応じて中性子束高スクラム設定点を設定する。
【００５５】
すなわち、本実施形態の制御装置５５は、基本的に、再循環ポンプセンサー５３からの再循環ポンプ運転台数の信号Ｓ１に基づいて、再循環ポンプの運転台数が多いときに中性子束高スクラム設定点を高くし、再循環ポンプの運転台数が少ないときに中性子束高スクラム設定点を低くする制御信号Ｙを出力するとともに、原子炉運転点検知手段５４からの原子炉運転点の信号Ｓ２によって原子炉が安定性制限曲線の運転範囲内にあることを検知したときは、炉心入口流量Ｂに応じて中性子束高スクラム設定点を設定するのである。
【００５６】
本実施形態によれば、中性子束高スクラム（Ｙ）を炉心流量（Ｂ）の一次関数として与えており、再循環ポンプトリップ等の過渡変化時に運転点が安定性制限曲線で制限された範囲を超え、中性子束振動が起きた場合でも、速やかに原子炉を停止することができる。ここで、信号Ａとしては、中性子束に燃料棒時定数（約５秒）を考慮した、擬似熱流束を用いてもよい。
【００５７】
図４は、本発明の第３実施形態による沸騰水型原子炉の制御装置５８を示している。図４（ａ）は、第３実施形態の制御装置５８の構成を示し、図４（ｂ）はその制御の流れの一例を示している。
【００５８】
本実施形態において、制御装置５８は、図４（ａ）に示すように、発電機の負荷の遮断を検知可能な発電機負荷センサー５７から、発電機の負荷遮断の信号（Ｓ３）を入力し、原子炉の制御系５９に対して選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号と、再循環ポンプの第一のランバック要求信号と、再循環ポンプの第二のランバック要求信号とを出力する。
【００５９】
本実施形態は、全容量バイパスシステムを有し、且つ、２次元（炉心熱出力、炉心流量）の運転マップ上で運転範囲を限定する安定性制限曲線が課せられている場合に、発電機負荷遮断時に選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）を動作させると同時に、一定流量の直線（あるいは、一定ポンプ速度の曲線）を中間目標流量（ポンプ速度）として再循環ポンプをランバック（第１ランバック）させ、一定時間遅れ後に、最低ポンプ速度を最終目標速度として、再度ランバック（第２ランバック）させるものである。
【００６０】
図４（ｂ）の例では、発電機の負荷遮断を検知すると、ＳＲＩを全数動作させるＳＲＩ同左要求信号Ｏを出力するのと同時に、再循環ポンプの６０％速度を中間目標ポンプ速度として第一のランパックを行い、１０秒経過後に、再循環ポンプの最低ポンプ速度（２０％）を最終目標速度として第二のランバックを行う。
【００６１】
ここでは、中間目標ポンプ速度を６０％定格速度としているが、ＳＲＩ動作により原子炉熱出力は安定性制限曲線により制限値よりも低くなっている。原子炉運転点がほぼ整定する１０秒後に再循環ポンプは最低ポンプ速度までランバックされ、原子炉は低出力での単独運転状態となる。
【００６２】
図５は、第３実施形態の変形例を示している。この変形例では、ＳＲＩ動作を２段階にしている。第１のＳＲＩ動作要求信号では、設定本数の半分が挿入され、第２のＳＲＩ動作要求信号は、第２ランバック要求信号と同時に発せられ、ＳＲＩ全数が挿入される。
【００６３】
これにより、原子炉水位の変化は緩やかとなり、より高い確率で、原子炉が水位低、あるいは、水位高タービントリップが回避される。
【００６４】
図６は、本発明の第４実施形態による沸騰水型原子炉の制御装置６１を示している。図６（ａ）は、第４実施形態の制御装置６１の構成を示し、図６（ｂ）はその制御の流れの一例を示している。
【００６５】
本実施形態において、制御装置６１は、図６（ａ）に示すように、５０％定格給水容量以上の主給水ポンプ２台と２５％定格給水容量以上の補助給水ポンプ２台を有する給水ポンプの動作を検知する給水ポンプセンサー６０から主給水ポンプのトリップ信号Ｓ４を入力し、原子炉の制御系６２に対して選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）の作動要求信号Ｏおよび再循環ポンプのランバック要求信号Ｚ１，Ｚ２を出力する。
【００６６】
本実施形態は、５０％容量の主給水ポンプを２台と２５％容量の補助給水ポンプ２台とを有し、且つ、２次元（炉心熱出力、炉心流量）の運転マップ上で運転範囲を限定する安定性制限曲線が課せられている。図６（ｂ）に示すように、制御装置６１は、給水ポンプセンサー６０から主給水ポンプ１台のトリップの信号Ｓ４を入力すると、選択制御棒挿入機構（ＳＲＩ）を動作させると同時に、一定流量の直線あるいは一定ポンプ速度の曲線を中間目標流量あるいは中間目標ポンプ速度として再循環ポンプをランバックさせる信号Ｚ１を出力する。ここでは、中間目標ポンプ速度を６０％定格速度としているが、ＳＲＩ動作により原子炉熱出力は安定性制限曲線により制限値よりも低くなっている（６０％熱出力）。２台ある２５％容量の補助給水ポンプの内、少なくとも１台起動した場合には、原子炉蒸気流量を上回る給水をＲＰＶ内に注入することが可能であり、原子炉を整定する。
【００６７】
さらに、本制御装置６１では、補助給水ポンプ２台の起動に失敗した時に、最低ポンプ速度を最終目標速度として、再度ランバック（第２ランバック）させる信号Ｚ２を出力する。
【００６８】
これにより、仮に、補助給水ポンプが２台共に起動失敗した場合でも、起動失敗信号発生直後に、再循環ポンプは最低ポンプ速度までランバックされ、原子炉は原子炉水位低でスクラムすることなく低出力での運転を継続することができる。
【００６９】
図７は、第４実施形態の変形例である。図７の例では、ＳＲＩ動作を２段階にしている。
【００７０】
第１のＳＲＩ動作要求信号Ｏ１では、設定本数の半分が挿入され、第２のＳＲＩ動作要求信号Ｏ２は、第２ランバック信号要求信号Ｚ２と同時に発せられ、そのときはＳＲＩ全数が挿入される。
【００７１】
これにより、原子炉水位の変化は緩やかとなり、より高い確率で、原子炉が水位低、あるいは、水位高タービントリップが回避される。
【００７２】
なお、第３，４実施形態に記した第２ランバックを、再循環ポンプ全数ＲＰＴとした場合には、より大きな出力低下効果が得られる。
【００７３】
また、第３，４実施形態にて第１のＳＲＩ動作要求信号によるＳＲＩの反応度が不足し、運転点が安定性制限曲線を上回り、中性子束が振動した場合には、第１実施形態あるいは第２実施形態の制御装置を適用することより原子炉は中性子束高にてスクラムされる。
【００７４】
図８は、請求項２に記した制御装置を出力１０％向上（アップレート）後のＢＷＲプラントに適用した例である。
【００７５】
再循環ポンプ２台運転時の中性子高スクラム設定値は、出力向上前定格値の１３０％となっている。出力向上後の定格出力（出力向上前の１１０％出力）、最低流量（点Ａ’）にて運転中に再循環１台ポンプが発生すると、運転点（炉心熱出力、炉心流量）は設計流量制御曲線に沿って変化し、一時的に安定性制限曲線を超えるが、ＳＲＩシステムの動作により、運転点は安定性制限曲線の下に整定する。
【００７６】
このとき、ＳＲＩ本数（負の投入反応度）は、出力向上前よりも多くする必要があり、仮に、一部制御棒の挿入が失敗しＳＲＩ反応度が不足した場合には、運転点が安定性制限曲線を越える可能性がある。この場合でも、請求項２に記した制御装置を備えたプラントでは、炉心熱出力＞６０％、炉心流量＜６０％にて中性子束がスクラム設定値（Y=2.0×B）を超えた時点で原子炉は速やかに停止する。
【００７７】
出力向上後のプラントが新定格出力運転中に過渡変化が発生した場合、安定性確保に必要なＳＲＩの反応度は増加する。このため。ＳＲＩ動作時に原子炉水位の変動は大きくなり、原子炉水位低（レベル３）、あるいは、水位低（レベル８）タービントリップに対する余裕が減少する方向となる。
【００７８】
図９は、請求項３，５，８，９に記した制御装置を備えたプラントにおいて、運転点Ａ’にて発電機負荷遮断が発生したときの運転点の軌跡を示したものである。
【００７９】
発電機負荷遮断が起こると、加減弁急速閉、タービンバイパス弁急速開指令と同時に、第１のＳＲＩ動作要求（ＳＲＩ半数挿入）と再循環ポンプ第１のランバック要求信号が発せられる。このとき、再循環ポンプは、２台とも安定性制限曲線と新設計流量制御曲線が交わる流量（ポンプ速度）までランバックされる。さらに、１０秒後、第２のＳＲＩ動作要求と再循環ポンプ２台のトリップ要求信号が発せられる。原子炉運転点は、低出力の自然循環状態で整定する。再循環ポンプが段階的に減速され、且つ、ＳＲＩが半数ずつ動作することにより、原子炉水位の変動は抑制され、原子炉がスクラム可能性は格段に低減する。
【００８０】
図１０は、請求項４，６，８に記した制御装置を備えたプラントにおいて、運転点Ａ’にて主給水ポンプ（出力向上前の５５％定格給水容量）１台がトリップしたときの運転点の軌跡を示したものである。
【００８１】
主給水ポンプが１台トリップすると、補助給水ポンプ（出力向上前の２７．５％定格給水容量）２台が起動指令と同時に、第１のＳＲＩ動作要求（ＳＲＩ半数挿入）と再循環ポンプ第１ランバック要求信号が発せられる。このとき、再循環ポンプは、２台とも安定性制限曲線と新設計流量制御曲線が交わる流量（ポンプ速度）までランバックされる。補助給水ポンプが少なくとも１台起動した場合には、原子炉運転点では整定し、通常の復旧操作により、定格出力運転に戻すことができる。補助給水ポンプが２台とも起動失敗した場合には、第２のＳＲＩ動作要求と再循環ポンプ第２ランバック要求信号が発せられる。原子炉運転点は、低出力の最低ポンプ速度状態で整定する。再循環ポンプが段階的に減速され、且つ、ＳＲＩが半数ずつ動作することにより、原子炉水位の変動は抑制され、原子炉がスクラム可能性は格段に低減する。
【００８２】
なお、通常運転水位からレベル３あるいはレベル８までの距離、及び、運転特性図上の各曲線（例えば、安定性制限曲線）はプラント毎に異なることから、ＳＲＩとして必要な制御棒本数はプラント・炉心毎に設定すればよい。第１のＳＲＩ動作要求信号に対しては制御棒を挿入し、第２のＳＲＩ動作要求信号にて所定のＳＲＩ全数を挿入する場合も有り得る。
【００８３】
以上のように、本発明の制御装置を有する沸騰水型原子炉では、選択制御棒挿入が必要となる運転時の異常な過渡変化が発生したときに、原子炉の安定性を確保した上で、原子炉スクラムを回避できる可能性が増すことから、原子炉の運転性が向上する。
【００８４】
さらに、仮に原子炉出力が振動した場合でも、原子炉を早期にスクラムさせることから、原子炉の安全性・信頼性が向上する。
【００８５】
なお、本発明の第１の実施形態では、再循環ポンプの運転台数を検知するようにしていたが、再循環ポンプの運転台数の代わりに、再循環ポンプの回転数を検知する再循環ポンプセンサーを設けるようにしてもよい。
【００８６】
この場合は、制御装置は、再循環ポンプセンサーから再循環ポンプの回転数の信号を入力し、この信号に基づいて、原子炉の制御系に対して制御信号を出力する。制御装置は、再循環ポンプ全数が運転中は、ポンプ回転数平均値によって中性子束高スクラム設定点を変更させるように制御する。この場合、再循環ポンプの回転数平均値が高いときに中性子束高スクラム設定点を高くし、再循環ポンプの回転数平均値が低いときに中性子束高スクラム設定点を低くするようにする。
【図面の簡単な説明】
【００８７】
【図１】本発明の沸騰水型原子炉の制御装置の第１の実施の形態を示す構成図および制御のフローチャート。
【図２】本発明の沸騰水型原子炉の制御装置の第２の実施の形態を示す構成図および制御のフローチャート。
【図３】沸騰水型原子炉の運転特性図。
【図４】本発明の沸騰水型原子炉の制御装置の第３の実施の形態を示す構成図および制御のフローチャート。
【図５】本発明の沸騰水型原子炉の制御装置の第３の実施形態の変形例を示す構成図および制御のフローチャート。
【図６】本発明の沸騰水型原子炉の制御装置の第４の実施の形態を示す構成図および制御のフローチャート。
【図７】本発明の沸騰水型原子炉の制御装置の第４の実施形態の変形例を示す構成図および制御のフローチャート。
【図８】運転特性図上での運転点の軌跡を示した図。
【図９】運転特性図上での運転点の軌跡を示した図。
【図１０】運転特性図上での運転点の軌跡を示した図。
【図１１】沸騰水型原子力発電プラントの全体構成図。
【図１２】沸騰水型原子炉の運転特性図。
【図１３】沸騰水型原子炉の炉心全体の断面図。
【図１４】沸騰水型原子炉の炉心シュラウドと集合体配置の関係図。
【図１５】炉心安定性解析結果。
【図１６】原子炉水位設定と動作システム。
【図１７】発電機負荷遮断時の過渡解析結果。
【符号の説明】
【００８８】
５０  再循環ポンプセンサー
５１  沸騰水型原子炉の制御装置
５２  制御系
５３  再循環ポンプセンサー
５４  原子炉運転点検知手段
５５  制御装置
５６  原子炉の制御系
５７  発電機負荷センサー
５８  制御装置
５９  制御系
６０  給水ポンプセンサー
６１  制御装置
６２  制御系
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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