(57)【要約】      （修正有）【課題】核的成立性を維持しつつ、熱的余裕・過渡時の安全余裕を確保し、かつ原子炉再循環ポンプの健全性を維持することができるＢＷＲプラントの運転制御システムを提供する。【解決手段】原子炉炉心１１を稠密化した低減速スペクトルＢＷＲプラントにおいて、主蒸気系２３と、原子炉給水系２５と、給水加熱装置２６と、原子炉１３内の炉水を循環させる原子炉再循環系１７と、原子炉１３の熱出力、炉内圧力、主蒸気流量、給水流量、給水温度、炉心流量、再循環ポンプ流量等のプロセス量を測定する測定手段３７と、この測定手段３７で測定されたプロセス量を用いて炉心内の平均ボイド率と最小限出力比を計算する炉心核熱水力性能演算装置４０と、この核熱水力性能演算装置４０で演算処理される炉心内の平均ボイド率と最小限出力比に基づき、給水加熱装置２６および原子炉再循環系の作動を制御する炉心核熱水力制御装置４１とを備える。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉炉心を稠密化した低減速スペクトルＢＷＲプラントにおいて、
原子炉内で発生した蒸気を導く主蒸気系と、
上記原子炉内に給水を案内する原子炉給水系と、
この原子炉給水系に設けられて給水を加熱する給水加熱装置と、
前記原子炉内の炉水を循環させる原子炉再循環系と、
熱出力、炉内圧力、主蒸気流量、給水流量、給水温度、炉心流量、再循環ポンプ流量等の前記原子炉のプロセス量を測定する測定手段と、
上記測定手段で測定されたプロセス量を用いて炉心内の平均ボイド率と最小限出力比を計算する炉心核熱水力性能演算装置と、
この核熱水力性能演算装置で演算処理される炉心内の平均ボイド率と最小限出力比に基づき、給水加熱装置および原子炉再循環系の作動を制御する炉心核熱水力制御装置とを備えたことを特徴とするＢＷＲプラントの運転制御システム。
【請求項２】
前記炉心核熱水力性能演算装置は、測定手段で測定されたプロセス量の測定データを入力して原子炉炉心に装荷される燃料集合体を模擬し、三次元核熱計算式により炉心内の平均ボイド率を計算するようにしたことを特徴とする請求項１記載のＢＷＲプラントの運転制御システム。
【請求項３】
前記炉心核熱水力性能演算装置は、炉心平均ボイド率をＢＷＲプラントのヒートバランスで計算により求めたことを特徴とする請求項１記載のＢＷＲプラントの運転制御システム。
【請求項４】
前記炉心核熱水力性能演算装置は、測定手段で測定されたプロセス量の測定データに基づく各運転状態における運転時限界出力を計算する一方、各運転状態における運転時の過渡変化を計算して過渡時の最小限界出力変化を演算し、運転上の安全制限値と比較して過渡時最小限界出力比を計算するように設定したことを特徴とする請求項１記載のＢＷＲプラントの運転制御システム。
【請求項５】
前記炉心核熱水力制御装置は、前記炉心核熱水力性能演算装置からの炉心内の平均ボイド率と最小限界出力比を、予め設定された核的熱的設定値と比較し、上記核的熱的設定値を満足するように、給水加熱装置および原子炉再循環系を作動制御するように構成したことを特徴とする請求項１記載のＢＷＲプラントの運転制御システム。
【請求項６】
前記炉心核熱水力性能演算装置は、原子炉再循環系を構成する再循環ポンプの特性評価を行ない、上記再循環ポンプのキャビテーション特性を計算にて算出するように設定したことを特徴とする請求項１記載のＢＷＲプラントの運転制御システム。
【請求項７】
前記炉心核熱水力性能演算装置は、原子炉再循環系の再循環ポンプがキャビテーションする条件に達したか否かを判断し、キャビテーション発生条件に達したとき、炉心核熱水力制御装置に停止信号を出力して給水加熱装置による給水加熱を停止させ、再循環ポンプにキャビテーションの発生を防止したことを特徴とする請求項６記載のＢＷＲプラントの運転制御システム。
【請求項８】
前記炉心核熱水力性能演算装置は、炉心熱水力性能表示装置に炉心内の平均ボイド率および最小限界出力比の信号を出力する一方、上記炉心熱水力性能表示装置は、炉心内のボイド率と最小限界出力比を表示し、監視可能に構成したことを特徴とする請求項１記載のＢＷＲプラントの運転制御システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、炉心を稠密化したＢＷＲプラントの運転制御システムに係り、特に、減速材である水の体積割合を減少させ、核分裂で発生する高速中性子を低減速させ、プルトニウムの有効活用を図る低減速スペクトルＢＷＲプラントの運転制御システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）には、炉心に装架される燃料集合体を稠密化し、減速材である水（冷却材）の体積割合を減少させた低減速スペクトルＢＷＲが存在する。この低減速スペクトルＢＷＲは、核分裂で発生する高速中性子を低減速させ、プルトニウムの有効活用を図るものである。
【０００３】
低減速スペクトルＢＷＲでは、核分裂で発生した高速中性子を低減速させるために、炉心を従来のＢＷＲに比べて稠密化し、減速材である水（冷却材）の体積割合を減少させている。高速中性子の低減速効果を高めるために炉心のボイド率を増加させたり、減速材である水（冷却材）を排除した原子炉炉心が開発されている。
【０００４】
この種の原子炉炉心には、特開平６−２５８４７２号公報に記載されたように、ボイド管を採用したものや、特開平１１−２３７６５号公報記載のように、ストリーミングチャンネルを採用したものがある。
【０００５】
ボイド管を採用したＢＷＲは、原子炉炉心にヘリウムガスを充填したガス封入管をボイド管として出入りさせ、炉心にボイドを作って炉心ボイド率を向上させ、炉出力制御、燃焼度補償および原子炉停止を行なうようになっている。
【０００６】
また、ストリーミングチャンネルを採用したＢＷＲは、原子炉炉心の軸方向上方にストリーミングチャンネルによるストリーミングパスを構成し、冷却材がボイド化したときの中性子の炉心軸方向漏洩を促進させ、ボイド反応度を低減させて負の値とし、原子炉燃料の有効利用を図っている。
【０００７】
さらに、原子炉機器の故障等に伴う過渡変化時の燃料健全性を向上させるＢＷＲプラントの制御システムも提案されている（特開平９−３０４５８７号公報）。
【特許文献１】特開平６−２５８４７２号公報
【特許文献２】特開平１１−２３７６５号公報
【特許文献３】特開平９−３０４５８７号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
炉心を稠密化し、減速材である水の体積割合を減少させた低減速スペクトルＢＷＲの炉心は、一般的なＢＷＲの炉心と異なり、核的に高速中性子の低減速機能を果すために、原子炉炉心で減速材であり冷却材である水の量が少ない設計となっている。
【０００９】
この低減速スペクトルＢＷＲは、一般的な従来のＢＷＲに比べて、冷却材の炉心流量が少なく、原子炉内への給水温度を上昇させて原子炉炉心内のボイド率を大きくしている。
【００１０】
このため、低減速スペクトルＢＷＲでは、核的に炉心が成立していても、原子炉炉心で発生する熱の除去や過渡時の安全余裕など熱的観点から見ると、炉心の核的成立性が厳しい条件となっている。さらに、原子炉燃料を稠密化した原子炉炉心では、炉心内の冷却材流路面積が小さく、ボイド率が高いことから、炉心内の圧力損失が大きくなり、原子炉内での再循環流量を確保するためには、原子炉再循環系への設計余裕が小さく、厳しい条件となっている。
【００１１】
低減速スペクトルＢＷＲにおいて、高速中性子を低減速させる低減速の核的成立性（核的成立条件）を達成するためには、炉心平均ボイド率が約６０％以上でなければならない。従来のＢＷＲの炉心では、炉心平均ボイド率は約４０％である。
【００１２】
低減速スペクトルＢＷＲの核的成立条件、すなわち炉心平均ボイド率が約６０％以上の条件を確保するためには、炉心流量を少なくするか、あるいは給水温度を上昇させることが考えられている。予備評価によれば、低減速の核的成立性（核的成立条件）を確保するためには、炉心流量を従来のＢＷＲの約５０％に、給水温度を従来のＢＷＲの給水温度４９０Ｋから５３０Ｋ程度に上昇させる必要がある。
【００１３】
一方、低減速の核的成立性を確保するために、炉心平均ボイド率が６０％にもなると、熱的余裕や過渡時の安全余裕が小さくなる。
【００１４】
図８（Ａ）および（Ｂ）に、低減速スペクトルＢＷＲの核的成立条件と過渡安全成立条件をそれぞれ示す。低減速スペクトルＢＷＲでは核的成立条件および過渡安全成立条件は、炉心平均ボイド率と限界出力比の炉心流量と給水温度と所要の依存性があることがわかる。低減速スペクトルＢＷＲの核的成立条件では、｛炉心平均ボイド率＞６０％｝となる核的成立性を確保し、かつ過渡安全成立条件では、｛運転時の限界出力比＞１．０７＋ΔＭＣＰＲ（過渡時の最小限界出力比変化）｝の熱的・過渡的安全成立性を確保することが重要であり、炉心流量と給水温度の範囲に制限があることがわかる。
【００１５】
図８（Ａ）は、炉心平均ボイド率の炉心流量および給水温度依存性を示すもので、炉心流量が少なく、かつ給水温度が高い程炉心平均ボイド率が大きくなる。核的成立性を確保するためには、炉心平均ボイド率を６０％以上とすると、炉心流量を少なく、かつ給水温度を高くする必要がある。
【００１６】
また、図８（Ｂ）は、運転時の限界出力比の炉心流量および給水温度依存性を示すもので、炉心流量が多く、かつ給水温度が低い程大きくなる。熱的・過渡的安全成立性を確保するためには、運転時の限界出力比を｛１．０７＋ΔＭＣＰＲ｝以上とすると、炉心流量を多く、かつ給水温度を低くする必要がある。
【００１７】
また、原子炉への給水温度を上昇させると、炉心入口のサブクール度が低下し、原子炉再循環ポンプにキャビテーションが発生する虞が生じる。
【００１８】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、核的成立性を維持しつつ、熱的余裕・過渡時の安全余裕を確保し、かつ原子炉再循環ポンプの健全性を維持することができるＢＷＲプラントの運転制御システムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１９】
本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムは、上述した課題を解決するために、請求項１に記載したように、原子炉炉心を稠密化した低減速スペクトルＢＷＲプラントにおいて、原子炉内で発生した蒸気を導く主蒸気系と、上記原子炉内に給水を案内する原子炉給水系と、この原子炉給水系に設けられて給水を加熱する給水加熱装置と、前記原子炉内の炉水を循環させる原子炉再循環系と、熱出力、炉内圧力、主蒸気流量、給水流量、給水温度、炉心流量、再循環ポンプ流量等の前記原子炉のプロセス量を測定する測定手段と、上記測定手段で測定されたプロセス量を用いて炉心内の平均ボイド率と最小限出力比を計算する炉心核熱水力性能演算装置と、この核熱水力性能演算装置で演算処理される炉心内の平均ボイド率と最小限出力比に基づき、給水加熱装置および原子炉再循環系の作動を制御する炉心核熱水力制御装置とを備えたものである。
【発明の効果】
【００２０】
本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムは、核的成立性を維持しつつ、熱的余裕・過渡時の安全余裕を確保し、再循環ポンプの健全性を維持することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２１】
本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムの実施の形態について、添付図面を参照して説明する。
【００２２】
図１は、本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムを概略的に示す図であり、図中符号１０は、原子炉炉心１１を稠密化した低減速スペクトルＢＷＲを示す。このＢＷＲ１０は、原子炉格納容器１２内に原子炉圧力容器１３が格納され、この原子炉圧力容器１３はその支持ペデスタル１４上に立設される。
【００２３】
原子炉圧力容器１３は、内部に原子炉炉心１１が収納され、この炉心１１は炉心シュラウド１５で覆われている。原子炉圧力容器１３と炉心シュラウド１５との間には環状あるいはスリーブ状のダウンカマ部１６が形成され、このダウンカマ部１６には原子炉内再循環系１７を構成する原子炉再循環ポンプとしてのインターナルポンプ１８が設けられる。インターナルポンプ１８はダウンカマ部１６の周方向に沿って複数台、例えば１０台設けられる。
【００２４】
また、原子炉炉心１１の下方には、炉心下部プレナム１９が形成されており、インターナルポンプ１８の駆動によりダウンカマ部１６を下降した炉水（冷却材）が炉心下部プレナム１９に導かれる。炉心下部プレナム１９に導かれた炉水は、反転して原子炉炉心１１に案内され、この炉心１１を通る間に核分裂反応により発生した熱を吸収して気液二相流となり、炉心上部プレナム２０に導かれる。
【００２５】
原子炉炉心１１で加熱された冷却材は気液二相流となって炉心上部プレナム２０に導かれ、この気液二相流は、続いて気水分離器２１に導かれて気液分離される。気液分離された液分は原子炉圧力容器１３内で滴下され、ダウンカマ部１６に案内される。
【００２６】
一方、気水分離器２１で分離された蒸気分は、蒸気乾燥器２２を通って乾燥され、乾き過熱蒸気となる。この過熱蒸気は主蒸気系２３を通って図示しない蒸気タービンに導かれ、蒸気タービンを回転させて図示しない発電機を駆動させ、発電するようになっている。主蒸気系２３は２系統存在するが、図１には１系統を省略して示してある。
【００２７】
また、蒸気タービンで仕事をした蒸気は、図示しない復水器に導かれ、ここで冷却され、凝縮して復水となる。この復水は続いて原子炉復水・給水系を通り、原子炉給水系２５から原子炉圧力容器１３内に戻され、原子炉圧力容器１３内の再循環流量と混合せしめられる。原子炉給水系２５には給水を加熱する多段構造の給水加熱装置２６が設けられ、この給水加熱装置２６で原子炉圧力容器１３への給水を多段階加熱している。
【００２８】
一方、低減速スペクトルＢＷＲ１０は、原子炉圧力容器１３内に原子炉燃料を稠密化した原子炉炉心１１が設けられ、この炉心１１にウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（以下、ＭＯＸ燃料）２７が装荷され、プルトニウムの有効利用が図られる。
【００２９】
低減速スペクトルＢＷＲ１０には、原子炉圧力容器１３に炉内圧力Ｐを検出する圧力計３０が、原子炉内再循環系１７には再循環流量Ｗを計測する流量計３１が、また、原子炉圧力容器１３内には炉心流量Ｗｃｏｒｅを測定する炉心流量計３２が、原子炉炉心１１には中性子束を検出して熱出力Ｑを計測するＬＰＲＭ検出器等の測定器３３が、また、主蒸気系２３には主蒸気流量Ｗｇ、主蒸気温度Ｔｇを測定する流量計および温度計３４が、さらに、原子炉給水系２５には、給水流量Ｗｆｅｅｄ、給水温度Ｔｆｅｅｄを測定する流量計および温度計３５がそれぞれ設けられ、これら圧力計、流量計、温度計等の各測定器により、低減速スペクトルＢＷＲ１０のプロセス量を計測する測定手段３７を構成している。
【００３０】
測定手段３７はＢＷＲプラントのプロセス量を測定する測定器群を構成して、低減速スペクトルＢＷＲ１０の熱出力（炉出力）Ｑ、炉内圧力Ｐ、主蒸気流量Ｗｇ、主蒸気温度Ｔｇ、給水流量Ｗｆｅｅｄ、給水温度Ｔｆｅｅｄ、炉心流量Ｗｃｏｒｅ、および再循環流量Ｗ等のプロセス量（物理量）を測定している。
【００３１】
測定手段３７は、低減速スペクトルＢＷＲ１０のプロセス量を検出する一方、検出されたプロセス量のデータは、プロセス計算機である炉心核熱出力性能演算装置４０に入力され、この炉心核熱水力性能演算装置４０にて三次元核熱水力計算により演算処理され、原子炉炉心１１内の平均ボイド率と最小限界出力比が計算される。
【００３２】
炉心核熱水力性能演算装置４０で計算された炉心内平均ボイド率と最小限界出力比に基づく演算結果信号が炉心核熱水力制御装置４１に出力される。炉心核熱水力制御装置４１は、炉心内平均ボイド率と最小限界出力比の演算結果信号を入力し、ここで予め設定された核的・熱的設定値と比較される。炉心核熱水力制御装置４１は、炉心内平均ボイド率および最小限界出力比が核的・熱的設定値を満足するように、給水加熱装置２６および原子炉内再循環系１７のインターナルポンプ１８の作動を制御している。
【００３３】
この原子炉再循環系１７および給水加熱装置２６の作動制御により、核的成立性を維持しつつ、熱的余裕・過渡時の安全余裕を確保できる低減速スペクトルＢＷＲプラントの運転制御システムを提供できる。
【００３４】
また、炉心核熱水力性能演算装置４０は、炉心核熱水力性能表示装置４３に接続され、炉心核熱水力性能演算装置４０で計算された炉心内の平均ボイド率と最小限界出力比が炉心核熱水力性能表示装置４３に表示される。このため、炉心核的水力性能表示装置４３で炉心内の平均ボイド率と最小限界出力比を監視することができるので、核的成立性、熱的・過渡時成立性の観点から、各運転状態での安全余裕を評価することができる。
【００３５】
なお、図１において、符号４５は制御棒駆動機構であり、この制御棒駆動機構４５の動作により、制御棒４６を原子炉炉心１１内に出し入れし、低減速スペクトルＢＷＲ１０の出力運転を制御できるようになっている。符号４８は燃料プールである。
【００３６】
低減速スペクトルＢＷＲ１０の原子炉炉心１１は、図２に示す平断面構造を有する。この原子炉炉心１１は、例えば、１３２体の通常の燃料チャンネル５０と、７６体のストリーミングチャンネル５１とが装荷される。各燃料チャンネル５０（５１）は既存のＢＷＲの燃料チャンネル５２の４倍程度と大きい。各燃料チャンネル５０（５１）に収容される燃料棒５３の径は、既存のＢＷＲの燃料チャンネル５２に収納される燃料棒５４より小さく、その分水排除効果を大きくとることができる。燃料棒５３の内径は例えば１０ｍｍφ程度である。
【００３７】
低減速スペクトルＢＷＲ１０の燃料チャンネル５０間に、横断面十字形の制御棒４６が下方から出し入れ自在に設けられる一方、燃料チャンネル５０（５１）内には、各燃料棒５３が平断面三角形配列構造に配列されて稠密化される。平断面三角形配列構造は、既存の燃料チャンネル５２の燃料棒５４のように、平断面四角形配列構造より稠密化され、この稠密化の程度は燃料棒５３の径を既存の燃料棒５４より小径ロッドとすることにより、より一層稠密化される。稠密化のために７本の燃料棒により平断面六角形配列構造としてもよい。
【００３８】
燃料チャンネル５０内に収容される各燃料棒５３を稠密化した配列構造とすることにより、原子炉炉心１１に存在する減速材である冷却材（水）の量を少なくすることができる。原子炉炉心１１内には、通常の燃料チャンネル５０以外に、上部にストリーミングパスを構成したストリーミングチャンネル５１を配設することにより、冷却材の量をより少なくし、冷却材（水）がボイド化した時の中性子の炉心軸方向漏洩を促進させることができる。ストリーミングチャンネル５１を装荷した原子炉炉心１１はボイド反応度を低減させ、負の値とすることができる。これにより、各燃料棒の健全性を向上させることができる。
【００３９】
ところで、低減速スペクトルＢＷＲプラントの運転制御システムに備えられる炉心核熱水力性能演算装置４０は、測定手段３７によるプロセス量の測定データを基に、各稠密燃料集合体５０，５１毎に出力と流量を計算し、三次元核熱水力計算により、炉心平均ボイド率を精度よく評価している。
【００４０】
炉心平均ボイド率は、原子炉炉心１１に存在する冷却材中の蒸気体積と冷却材（液）体積の比であり、一般的にはクオリティの関数である。
【００４１】
炉心平均ボイド率の計算は、図３に示すように行なわれ、測定手段３７により、各測定器群のプロセス量を測定データ（プロセスデータ）として用いる。測定された測定器群３０〜３５のプロセスデータを基に各稠密燃料集合体５０，５１毎に出力と流量を計算し、炉心平均ボイド率を精度よく求めることができる。
【００４２】
一方、低減速スペクトルＢＷＲプラントの運転制御システムでは、図４に示すように、原子炉炉心１１のヒートバランスとクオリティーボイド相関式から炉心平均ボイド率を概略的に求める。
【００４３】
原子炉炉心１１のヒートバランスは、以下に示す（１）式のように計算される。ＢＷＲプラントの熱出力をＱ、主蒸気流量（＝給水流量）をＷｇ、主蒸気温度Ｔｇから求まる主蒸気のエンタルピーをｈｇ、給水温度Ｔｆｅｅｄから求まる給水エンタルピーをｈｆｅｅｄ、全炉心流量Ｗｔｏｔａｌ、炉心入口エンタルピーをｈｉｎ、炉心出口エンタルピーをｈｏｕｔ、飽和水のエンタルピーをｈｆとすると、ＢＷＲプラントのヒートバランスから。
【００４４】
［数１］
Ｑ＝Ｗｇ＊（ｈｇ−ｈｆｅｅｄ）＝Ｗｔｏｔａｌ＊（ｈｏｕｔ−ｈｉｎ）
Ｗｔｏｔａｌ＊ｈｉｎ＝（Ｗｔｏｔａｌ−Ｗｇ）＊ｈｆ＋Ｗｇ＊ｈｆｅｅｄ
……（１）
で表わされる。
【００４５】
この（１）式から、炉心平均クオリティＸａｖｅを計算することができる。
【００４６】
［数２］
Ｘａｖｅ＝（ｈｏｕｔ＋ｈｉｎ）／２＊（ｈｇ−ｈｆ）              ……（２）
炉心平均クオリティＸａｖｅを表わす（２）式から、炉心平均ボイド率αａｖｅは、公知のクオリティーボイド相関式（例えば、特公昭６１−２８１１７号公報の図１参照）を用いて求めることができる。
【００４７】
すなわち、炉心核熱水力性能演算装置４０は、ＢＷＲプラントのヒートバランスを計算することにより、炉心平均ボイド率の計算精度を容易に向上させることができ、核的成立性を維持することができる。
【００４８】
次に、ＢＷＲプラントの運転制御システムにより、運転時の限界出力比ＭＣＰＲ１および過渡時の限界出力比ＭＣＰＲ２を図５に示すステップで計算する。
【００４９】
初めに、炉心核熱水力性能演算装置４０は、測定手段３７の各測定器群３０〜３５で測定されたプロセス量のデータ（プロセスデータ）に基づき、原子炉炉心１１に装架された各稠密燃料集合体５０，５１の出力、流量、限界出力を順次測定し、ＢＷＲプラント運転時における限界出力比ＭＣＰＲ１を計算する。
【００５０】
ＢＷＲプラントの各運転状態における運転時の限界出力比ＭＣＰＲ１を計算するとともに、各運転状態における異常な過渡変化を解析し、評価し、過渡時の最小限界出力比変化（ΔＭＣＰＲ）を計算する。このΔＭＣＰＲをＢＷＲプラント運転上の安全制限値と比較して、過渡時の最小限界出力比ＭＣＰＲ２を計算により求める。
【００５１】
炉心核熱水力性能演算装置４０により、各運転状態での限界出力比の計算精度を向上させることができ、過渡時の安全余裕を維持することができる。
【００５２】
最小限界出力比ＭＣＰＲ１，ＭＣＰＲ２は、ＢＷＲプラントの健全性を評価するパラメータの１つである。最小限界出力比は、原子炉炉心１１において、燃料棒（燃料被覆器）に接する冷却材が、膜沸騰を生じさせる限界を、現在の炉出力で除したものであり、１以上であれば、燃料棒に膜沸騰が生じない、とされている。
【００５３】
燃料棒の９９．９％が膜沸騰を起こさない制限値を安全限界最小限界出力比ＳＬＭＣＰＲと呼ぶ。この安全限界最小限界出力比ＳＬＭＣＰＲが１．０７より大きければ、運転時に異常な過渡変化が生じても、燃料棒の９９．９％が破損しないとされている。
【００５４】
このことから、柏崎刈羽原子力発電所の６号および７号原子炉でも、運転時の異常な過渡変化の判断基準は、最小限界出力比ＭＣＰＲが１．０７以上であることに設定されている。
【００５５】
また、炉心核熱水力性能演算装置４０は、測定手段３７の各測定器群からのプロセス量の測定データを演算処理し、炉心１１内の平均ボイド率と最小限界出力比を計算してその演算結果信号を炉心核熱水力制御装置４１に送っている。炉心核熱水力制御装置４１では、炉心平均ボイド率や最小限界出力比が予め設定された核的・熱的設定値と比較される。
【００５６】
具体的には、炉心核熱水力制御装置４１で、図６に示すように、炉心平均ボイド率が６０％を超えるか否か比較判断され、炉心平均ボイド率＞６０％であれば、続いて運転時の限界出力比ＭＣＰＲ１の判断に移る。
【００５７】
次に、運転時の限界出力比ＭＣＰＲ１が（１．０７＋ΔＭＣＰＲ）を超えるか否か判断され、この限界出力比ＭＣＰＲ１＞（１．０７＋ΔＭＣＰＲ）であれば、再循環ポンプ（インターナルポンプ１８）の回転数維持や給水加熱装置２６の給水温度維持が図れるように、原子炉内再循環系１７および給水加熱装置２６の運転制御が行なわれる。なお、ΔＭＣＰＲは過渡時の最小限界出力比変化を示す。
【００５８】
一方、炉心平均ボイド率≦６０％のときには、炉心核熱水力制御装置４１は、再循環ポンプ（インターナルポンプ１８）の回転数低下、給水加熱装置２６の給水温度が上昇するように、原子炉内再循環系１７および給水加熱装置２６の運転を制御する。
【００５９】
また、運転時の限界出力比ＭＣＰＲ１≦（１．０７＋ΔＭＣＰＲ）のときは、炉心核熱水力制御装置４１は、再循環ポンプの回転数増加、給水温度を低下させるように、原子炉再循環系１７および給水加熱装置２６の運転を制御するようになっている。
【００６０】
炉心核熱水力制御装置４１は、炉心核熱水力性能演算装置４０から出力される炉心内の平均ボイド率と最小限界出力比を予め設定された核的・熱的設定値と比較判断し、核的・熱的設定値を満足するように給水加熱装置２６および再循環ポンプ（インターナルポンプ１８）を運転制御することにより、核的成立性を維持しつつ、熱的余裕・過渡時の安全余裕を確保する低減速スペクトルＢＷＲプラントの運転制御システムを提供できる。
【００６１】
他方、このＢＷＲプラントの運転制御システムでは、炉心核熱水力性能演算装置４０で、再循環ポンプのキャビテーション特性を、図７に示すステップで計算し、再循環ポンプであるインターナルポンプ１８の特性評価を行なう。このポンプ特性評価により、再循環ポンプの運転余裕、すなわちキャビテーション条件への運転余裕を計算でき、再循環ポンプの健全性の維持を図ることができる。
【００６２】
炉心核熱水力性能演算装置４０は、インターナルポンプ１８がキャビテーションする条件に達したとき、炉心核熱水力制御装置４１から給水加熱停止信号を給水加熱装置２６に出力し、給水加熱を停止させ、インターナルポンプ１８にキャビテーションが発生するのを防止している。これにより、インターナルポンプ１８の健全性を維持できる。
【００６３】
すなわち、炉心核熱水力性能演算装置４０は、図８に示すように、再循環ポンプ（インターナルポンプ１８）のキャビテーション特性計算を行ない、その計算結果を炉心核熱水力制御装置４１に送り、この制御装置４１で、再循環ポンプの有効吸込ヘッド（有効ＮＰＳＨ）が必要吸込ヘッド（必要ＮＰＳＨ）より大きいか否かが判断され、有効ＮＰＳＨ＞必要ＮＰＳＨであれば、再循環ポンプは健全性が維持できると判断する。
【００６４】
また、有効ＮＰＳＨ≦必要ＮＰＳＨであると、炉心核熱水力制御装置４１が判断すれば、再循環ポンプにキャビテーションの発生する虞があると判断し、炉心核熱水力制御装置４１は給水加熱装置２６の運転を停止させ、給水加熱を止めるようになっている。
【００６５】
ところで、再循環ポンプであるインターナルポンプ１８において、キャビテーションの発生を防止するには、常にポンプの有効ＮＰＳＨをインターナルポンプ１８の必要ＮＰＳＨより大きくすることが必要である。
【００６６】
水温が高くなると、水温に相当する飽和蒸気圧力が高くなり、ポンプの有効ＮＰＳＨは低下する。
【００６７】
インターナルポンプ１８のポンプインペラ入口におけるキャビテーションの発生を防ぐためには、インターナルポンプ１８の内部である程度の圧力降下があっても、その時の水温に相当する蒸気圧力に達しないだけの余裕を持たせる必要がある。この余裕圧力を揚程で表したものが、ポンプの必要ＮＰＳＨである。
【００６８】
一方、有効ＮＰＳＨは、（３）式で示すように、吸込水面とインターナルポンプ１８の位置とから、ポンプの吸込口において定まるＮＰＳＨである。
【００６９】
吸込液面に作用している圧力をｐｓ［Ｐａ］、液体の密度をρ［ｋｇ／ｍ３］、重力の加速度をｇ（＝９．８０ｍ／ｓ２）、吸込高さをｈｓ［ｍ］、吸込配管系の損失ヘッドをｈｉｓ［Ｐａ］、飽和蒸気圧力をｐｖ［Ｐａ］とすると、ポンプ入口における液体の全圧力と飽和蒸気圧力との差が有効ＮＰＳＨであり、この有効ＮＰＳＨは、キャビテーション発生に対するポンプの余裕である。
【００７０】
［数３］
有効ＮＰＳＨ＝｛ｐｓ／ρｇ＋ｈｓ−ｈｉｓ｝−ｐｖ／ρｇ［ｍ］  ……（３）
一方、あるポンプの回転速度と流量を一定に保ったままＮＰＳＨを小さくしていくと、ある値以下でキャビテーションを起こし始め、さらに下げ続けるとキャビテーションの発生範囲が拡大する。このキャビテーション発生の限界値が必要ＮＰＳＨ（Ｒｅｑｕｉｒｅｄ  ＮＰＳＨ）で表わされる。
【００７１】
なお、本発明の一実施形態において、低減速スペクトルＢＷＲは、原子炉再循環系の再循環ポンプとしてインターナルポンプを設け、原子炉内再循環系の例を示したが、再循環ポンプを原子炉圧力容器外に設けた原子炉外再循環系にも適用することができる。
【図面の簡単な説明】
【００７２】
【図１】本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムの一実施形態を示す概略図。
【図２】（Ａ）は、低減速スペクトルＢＷＲの原子炉炉心の一例を示す平断面図、（Ｂ）は稠密化原子炉炉心と、既存のＢＷＲの原子炉炉心に装荷される燃料集合体（燃料チャンネル）を比較して示す平断面図。
【図３】本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムにおける炉心核熱水力性能演算装置の炉心平均ボイド率計算例を示す図。
【図４】本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムにおける炉心核熱水力性能演算装置の炉心平均ボイド率計算をヒートバランスを用いて行なう例を示す図。
【図５】本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムにおける炉心核熱水力性能演算装置の運転時および過渡時の限界出力比の計算例を示す図。
【図６】本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムにおける炉心核熱水力制御装置による運転制御例を示す図。
【図７】本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムにおける炉心核熱水力性能演算装置で再循環ポンプの健全性評価を行なう例を示す図。
【図８】本発明に係るＢＷＲプラントの運転制御システムにおける炉心核熱水力性能演算装置で再循環ポンプの健全性維持のために、給水加熱装置の運転制御例を示す図。
【図９】（Ａ）および（Ｂ）は低減速スペクトルＢＷＲの核熱成立条件と過渡安全成立条件をそれぞれ示す図。
【符号の説明】
【００７３】
１０  低減速スペクトルＢＷＲ
１１  原子炉炉心
１２  原子炉格納容器
１３  原子炉圧力容器
１４  原子炉圧力容器支持ペデスタル
１５  炉心シュラウド
１６  ダウンカマ部
１７  原子炉内再循環系
１８  インターナルポンプ
１９  炉心下部プレナム
２０  炉心上部プレナム
２１  気水分離器
２２  蒸気乾燥器
２３  主蒸気系
２５  原子炉給水系
２６  給水加熱装置
２７  ＭＯＸ燃料
２９  原子炉内再循環系
３０  圧力計
３１  流量計
３２  炉心流量計
３３  測定器
３４，３５  流量計および過渡計
３７  測定手段
４０  炉心核熱水力性能演算装置
４１  炉心核熱水力制御装置
４３  炉心核熱水力性能表示装置
４５  制御棒駆動機構
４６  制御棒
４８  燃料プール
５０，５２  燃料チャンネル（燃料集合体）
５１  ストリーミングチャンネル
５３，５４  燃料棒
【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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