(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
自然循環型沸騰水型原子炉を起動する方法であって、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器内に冷却材を燃料集合体が完全に浸漬される状態まで満たし、前記冷却材の液面より上方の原子炉圧力容器内空間に不凝縮ガスを供給して充満させ、この不凝縮ガスのガス圧力を３気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始することを特徴とする自然循環炉の起動方法。
【請求項２】
自然循環型沸騰水型原子炉を起動する方法であって、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器内に冷却材を燃料集合体が完全に浸漬される状態まで満たし、前記原子炉圧力容器内における頂部近傍に位置する配管から発電所内の利用可能な所内蒸気を供給することにより前記冷却材の液面で前記蒸気を凝縮させながら前記冷却材を昇温させてその液面温度に対応する飽和圧力を保ちつつ、気相圧力を３気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始することを特徴とする自然循環炉の起動方法。
【請求項３】
自然循環型沸騰水型原子炉を起動する方法であって、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器内に冷却材を燃料集合体が完全に浸漬される状態まで満たし、前記原子炉圧力容器内における頂部近傍にヒータを有する脱気器を配置して前記冷却材の液面で蒸気を発生させ、前記冷却材を昇温させてその液面温度に対応する飽和圧力を保ちつつ、気相圧力を３気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始することを特徴とする自然循環炉の起動方法。
【請求項４】
自然循環型沸騰水型原子炉を起動する方法であって、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器内に冷却材を燃料集合体が完全に浸漬される状態まで満たし、前記原子炉圧力容器の炉心シュラウド内面に開口端を有する配管を用いて、前記原子炉圧力容器の外部に設置したタンクから脱気した高温水を前記炉心シュラウド内の上部に供給した後、核加熱による加圧を開始することを特徴とする自然循環炉の起動方法。
【請求項５】
前記原子炉圧力容器の底部に位置する配管を介して、前記高温水の供給量に対応する量の冷水を原子炉圧力容器底部から排出する請求項４記載の自然循環炉の起動方法。
【請求項６】
核加熱による加圧を開始した後、セパレータ温度および原子炉蒸気ドーム圧力を測定し、これらセパレータ温度と前記原子炉蒸気ドーム圧力に対応する温度とを比較し、両者が等温レベルにある場合にセパレータ部分の冷却材にボイドが発生したと判断して、このボイド発生期間中に一時的に炉心出力を上昇させる請求項１ないし請求項５のいずれか１項に記載の自然循環炉の起動方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、自然循環型沸騰水型原子炉の起動初期に現れる不安定流動現象を防止または緩和し、起動安定化を図った自然循環炉の起動方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来、軽水からなる冷却材を自然循環させる自然循環型沸騰水型原子炉（自然循環型ＢＷＲ）が開発され、例えばオランダのドッドワード炉（原子炉熱出力１８３ＭＷ、既に閉鎖）や、現在開発中の大型自然循環炉などが知られている。このような自然循環炉の起動方法は、再循環ポンプを有する強制循環式の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の起動方法とは異なる。
【０００３】
上述のドッドワード炉の起動方法では、非特許文献１に示すように、まず起動に先立ち停止時冷却系（Reactor Shutdown Cooling System）により冷却材温度が調整され、原子炉水位が維持される。冷却材温度が約９５℃に達すると、制御棒が引き抜かれて原子炉は臨界となる。その後は核加熱により毎時４５〜５５℃の昇温率で冷却材温度が上昇され、タービンとバイパス弁とが閉鎖されて主蒸気ラインの小さなベントラインを使用した原子炉の圧力調整が行われる。
【０００４】
原子炉圧力が４気圧に達すると、バイパス弁が開放され、さらに原子炉圧力の調整が行われる。原子炉圧力が増加してくると、原子炉浄化系（Reactor Water Cleanup System）が立ち上げられ、原子炉水位が調整される。なお、現在開発中の大型自然循環炉の起動方法はドッドワード炉にて確立された方法と同様である。
【０００５】
非特許文献２には、起動過程の各段階が示されている。この文献に示された起動過程を図５のグラフにより説明する。図５に示すように、脱気期間（Ａ）では主蒸気隔離弁「ＭＳＩＶ」が開とされ、蒸気ドレンラインを開放したまま冷却材が脱気される。冷却材は冷却材浄化系／停止時冷却系（Reactor Water Cleanup/Shutdown Cooling System）の補助ヒータや崩壊熱を用いて、８０〜９０℃まで昇温される。この時点での原子炉圧力は５０〜６０ｋＰａである。
【０００６】
脱気後には主蒸気隔離弁（ＭＳＩＶ）が閉鎖され、制御棒引き抜き（Ｂ）により臨界となって起動が開始される。原子炉水位をセパレータ頂部近くに（主蒸気ラインよりも十分に低く）維持したまま、核加熱により冷却材は加熱される。水位近傍の蒸発により原子炉圧力容器内は加圧される。炉心部はチムニーやセパレータの大きなヘッドにより、十分にサブクール状態を維持される。原子炉が昇温加圧されるにつれて、冷却材浄化系／停止時冷却系はダウンカマの温度調整、冷却材流量の増加、下部プレナム層状化防止用に用いられる。主蒸気隔離弁は、原子炉圧力が６．３ＭＰａとなる起動過程の最後で再度開放される。これ以降は、タービンバイパス弁が原子炉圧力調整に用いられる。そして、原子炉出力が増加し、タービンの準備が行われる。
【０００７】
一方、最近では自然循環型ＢＷＲを模擬した試験装置において、低圧低温の起動時に不安定流動現象が観測されており、低圧時に２つの不安定な流動挙動が発生する可能性があることがわかった。
【０００８】
非特許文献３および非特許文献４には、第１の不安定流動現象が示されている。この現象を図６によって説明する。図６（ａ）に示すように、チムニー部１０１を流れる冷却材に対し、図６（ｂ）〜（ｄ）に順次に示すように、炉心出口で発生したボイド１０３がサブクール状態のチムニー部１０１で成長および凝縮する結果、冷却材１０２としての冷水が充満することによって炉心流量が振動するガイセリング流量振動が発生する。このガイセリング流量振動現象は、炉心でのボイド１０３の発生および消滅が繰返されることにより発生するものとされる。なお、ガイセリング流量振動はドッドワード炉では２２回の起動の際に一度も経験していない。しかしながら、もしこのようなガイセリング流量振動が発生するなら、炉心でボイド１０３の発生および消滅が繰返されることから、核熱フィードバックを介して大きな流量振動に至る可能性があると想定される。
【０００９】
また、第２の不安定流動現象は、非特許文献４および非特許文献５に示されているフラッシング流量振動である。このフラッシング流量振動は、図７（ａ）〜（ｄ）に順次に示すように、チムニー部１０１の上部領域でのボイド１０３の発生がチムニー部１０１の水力ヘッドを低下させ、炉心１０２における自然循環流１０５としての炉心流量が増加し、その後チムニー部１０１のボイド１０３が消滅し、炉心流量が再び減少することにより発生する。このフラッシング流量振動は、凝縮を伴わないだけ緩慢である。ドッドワード炉でも、起動時にこのようなフラッシング流量振動現象が発生した可能性がある。しかしながら、このフラッシング流量振動が発生する期間において、炉心１０４の流れは単相である。そのため、炉心１０４ではボイドの発生および消滅が生じることがなく、核熱フィードバックが生じないので、深刻な問題とならないが、流量振動そのものは可能な限り抑制して、安定な起動方法を確立すべきものである。
【００１０】
従来、このような自然循環型ＢＷＲの起動方法として、冷温停止状態にある自然循環型ＢＷＲを起動する際に、原子炉内を脱気することにより、炉心入口サブクーリングを原子炉出力と炉心入口サブクーリングで決まる不安定発生条件以下に設定した後に出力上昇を開始する方法が提案されている（例えば特許文献１参照）。
【特許文献１】特開平５−２５６９９１号公報
【非特許文献１】Startup of the Dodewaard Natural Circulation Boiling Water Reactor (GKN-Report 92-017/FY/R, 1992)
【非特許文献２】Analysis of ESBWR Startup in Natural Circulation, ICAPP’05, (2005)
【非特許文献３】Transient Behavior of Natural Circulation for Boiling Two-Phase Flow (2nd Report, Mechanism of Geysering), ICONE-1 (1991)
【非特許文献４】Nuclear Coupled Flow Instability Study for Natural Circulation BWR Startup Transient, NUTHOS-6 (2004)
【非特許文献５】Experimental Investigation of Natural-Circulation Flow Behavior under Low-Power/Low-Pressure Conditions in the Large-Scale PANDA Facility, Nuclear Technology, (2004)
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
原子炉内を脱気する上述した従来の起動方法は、現行の強制循環型ＢＷＲでも採用している起動時の脱気運転を自然循環型ＢＷＲに適用したものであり、自然循環型ＢＷＲの水頭ヘッドを考慮すると、起動時に炉心入口サブクール度は小さくならず、自然循環型ＢＷＲの起動時不安定流動現象を必ずしも十分に抑制する方法ではない。
【００１２】
自然循環型ＢＷＲの２つの不安定流動現象の発生条件を図８により説明する。図８は自然循環型ＢＷＲの起動時の原子炉圧力容器軸方向のエンタルピ分布を示したものである。自然循環型ＢＷＲでは水頭ヘッドが大きいため、飽和エンタルピは原子炉圧力容器１０６の上部ほど小さくなる。低温低圧からの起動時において、通常の昇温率の場合、原子炉圧力容器１０６内のエンタルピ分布は図８にＡまたはＢで示したように、チムニー部１０１の上部で、まず飽和状態になることから、フラッシング流量振動が発生する可能性がある。また、もし起動時に原子炉出力が大きい場合、図８にＣとして示したように、炉心１０４の出口で飽和状態になり、ガイセリング流量振動が発生する可能性がある。
【００１３】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、予め冷却材が低圧となる条件を回避して、安定な起動を実現できる自然循環炉の起動方法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】
【００１４】
発明者の検討によれば、上述した自然循環型ＢＷＲにおいては、大気圧から通常の運転圧力に昇圧させる過程において、とくに２〜３気圧の通過時点で流量が大きく振動する可能性があり、炉出力での不安定な反応度制御上に問題となることが判った。
【００１５】
すなわち、ガイセリング流量振動現象は、水と蒸気の密度比が大きい低圧の起動時に発生する可能性がある。そこで、冷却材の圧力を高くしたり、自然循環流量を多くすることにより水と蒸気の密度比を小さくすることで、ガイセリング流量振動現象の発生を抑制することが可能となると考えられる。例えば圧力を３気圧以上、冷却材の流速を２ｃｍ／ｓ以上とすれば、ガイセリング振動現象は発生しないと考えられる。
【００１６】
本発明は以上の知見に基づいてなされたものであり、自然循環型沸騰水型原子炉を起動する方法であって、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器内に冷却材を燃料集合体が完全に浸漬される状態まで満たし、前記冷却材の液面より上方の原子炉圧力容器内空間に不凝縮ガスを供給して充満させ、この不凝縮ガスのガス圧力を３気圧以上、好ましくは１０気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始する自然循環炉の起動方法を提供する。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、自然循環型ＢＷＲでは、ガイセリング流量振動は発生させないように、またフラッシング流量振動はなるべく短く穏やかになるように起動することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１８】
以下、本発明に係る自然循環炉の起動方法の実施形態について、図１〜図４を参照して説明する。
【００１９】
［第１実施形態（図１）］
図１は、本発明の第１実施形態を説明するための自然循環型ＢＷＲ構成図である。この図１に示すように、本実施形態では、原子炉圧力容器１の下部プレナム２の上方に炉心３が設けられ、炉心３の上方にはチムニー４が設けられている。上部プレナム５の上方にはセパレータ６およびドライヤ７が設けられている。また、原子炉圧力容器１の上部には主蒸気出口８が設けられ、その下方には給水口９が設けられている。
【００２０】
このような構成において、自然循環炉の起動は制御棒１１を引抜き、核加熱することにより行われる。核加熱開始により炉心３の出力が増加し、炉心３内の冷却材への伝熱が増加し、高温の非沸騰温水を経て気泡流に至るまで、流体の密度を下げることによって自然循環流が生じるようになる。すなわち、炉心３から上昇流が生じ、ダウンカマ１０内で下降流が生じる。
【００２１】
ここで、自然循環炉の起動を開始する前の原子炉圧力容器１内では通常の脱気運転が行われ、冷却材は十分に脱気されていることを前提とする。また、炉心３を構成する燃料集合体３ａの上端まで冷却材である軽水によって完全に充満されている状態を前提とする。このような条件においては、燃料集合体３ａよりも上方にある冷却材の水面２７ａよりさらに上方の気相空間２８は一般的に水蒸気によって充満されていると考えられる。
【００２２】
本実施形態ではこの状態で、まず不凝縮性ガスである窒素ガス１２を炉外から供給し、冷却材の水面２７ａ上方のガスを窒素ガス１２で置き換える。なお、窒素ガス１２は原子炉格納容器内に封入される不凝縮ガスであり、新たに他の非凝縮ガスを供給する必要はなく、高圧維持には最適のガスである。
【００２３】
なお、ガス供給にあたっては、原子炉圧力容器１に接続される各配管を介して、供給した当該窒素ガス１２が原子炉圧力容器１から外部に漏洩しないように、原子炉圧力容器１に接続される全配管のうち、ガス供給配管を除く配管に接続される弁を閉じることによって隔離させておく。
【００２４】
このようにして密閉した状態で窒素ガス１２の供給を継続すると、窒素ガス空間圧力は供給量に応じて大気圧を超えて単調に上昇を開始する。ガス供給を中止する圧力の上限は場合にもよるが、一般的には窒素ガスの占める圧力が３気圧以上、およそ１０気圧程度まで高めるように運転計画する。目安となる１０気圧程度の高圧に達したことが確認されれば、その時点で窒素ガス１２の供給を終了させる。十分に時間が経過して定常状態に至ったことが確認されれば、ガス空間の最終圧力は供給ガスのみならず、下方に充満する水の飽和蒸気圧も加わったものとなる。
【００２５】
このように、本実施形態では、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器１内に冷却材を燃料集合体３ａが完全に浸漬される状態まで満たし、冷却材の液面より上方の原子炉圧力容器内空間に不凝縮ガスである窒素ガス１２を供給して充満させ、この窒素ガス１２のガス圧力を３気圧以上、好ましくは１０高圧以上に加圧する。
【００２６】
この状態で核加熱による加圧を開始すれば、燃料集合体３ａの表面から冷却材の沸騰によって発泡する気泡と周囲の冷却材とが熱混合して、一般的には気体と液体とから構成される気液の二相流状態が形成される。その二相流の圧力は上方のガス圧（１０気圧程度の高圧）に水頭が加わった高圧状態で気泡が発生して上部に送られる。
【００２７】
このような１０気圧を超える高圧においては、水と蒸気の密度比も大気圧下とは変化する。大気圧下の気液密度比はおよそ１／１６００と極めて大きな差があるが、１０気圧という高圧下では物性に変化が見られ、気液密度比も１／１５７と１０倍程度増加し、１に近づくようにすることができる。
【００２８】
本発明の目的は起動時の二相流が炉心上部のサブクール領域で気泡凝縮することによって発生する液位の増減（ガイセリング）を防止することにあるが、本実施形態の方法を採用すれば、ガイセリング発生の主原因である気液密度比を低減させることができ、懸念されたガイセリングを防止できる可能性を高めることができる。特に供給ガス量を１０気圧以上とした場合には完全にガイセリングを防止することが可能であり、３気圧以上であれば完全にガイセリングを防止できないまでも、振動を従来に比して大幅に軽減させることが可能である。また、本実施形態によれば、フラッシング流量振動は短く、穏やかにすることができる。
【００２９】
なお、本発明では不凝縮ガスとして窒素ガス以外のガスも適用可能であることは勿論であるが、窒素ガスを適用することが望ましい。窒素ガスは上述したように、原子炉格納容器に封入される不凝縮ガスであり、改めて窒素ガス以外の非凝縮ガスを供給する必要はなく、高圧維持には最適のガスであるからである。
【００３０】
また、１０気圧以上まで昇圧が達成され、大規模なガイセリングの発生の懸念が無くなるような十分な高圧に達した後は、窒素ガスは不要なものとなり、原子炉圧力容器１の外部にガスは排出させる必要がある。核加熱の継続で次第に軽水の蒸発が盛んになった時点で、それまで隔離していた主蒸気ドレン配管との仕切り弁（主蒸気ドレン弁）を次第に開放して、窒素ガスを順次に原子炉圧力容器１の外に排出すればよい。最終的なガスの排出先は、タービン建屋を介して、放射線量が十分低いことを確認した後、外気に放出させればよい。
【００３１】
［第２実施形態（図２）］
図２は、本発明の第２実施形態を説明するための構成図である。なお第１実施形態と同一の構成については図２に図１と同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００３２】
本実施形態では、第１実施形態における不凝縮ガスとしての窒素ガスに代えて、水蒸気を用いる。すなわち、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器１内に冷却材を燃料集合体３ａが完全に浸漬される状態まで満たし、原子炉圧力容器１内における頂部近傍に位置する配管３１から発電所内の利用可能な所内蒸気３３を供給することにより、冷却材の水面２７ａで蒸気を凝縮させながら、冷却材を昇温させてその液面温度に対応する飽和圧力を保ちつつ、気相圧力を約３気圧以上、好ましくは１０気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始する。
【００３３】
蒸気の供給源としては、原子力発電所で使用する所内蒸気源３０および蒸気配管３１を利用する。所内蒸気源３０としては、原子炉圧力容器１内の水面２７ａより上方の気相空間４１に接続され原子炉圧力容器１の頂部近傍に位置する配管、例えば原子炉ベント配管を用いる。
【００３４】
本実施形態によれば、第１実施形態と比較して、原子炉圧力容器１の上部空間の加圧時間が長くなるが、供給蒸気は大気圧以上の圧力で供給され、脱気は完了しても水面の飽和温度は８０〜９０℃であるので、蒸気配管３１からの供給蒸気は水面２７ａに接触して速やかに凝縮する。このような供給蒸気による凝縮が続く結果、冷却材は表面側から次第に水温を上昇させていく。そして、蒸気供給が継続されれば、水面２７ａの温度が高まるばかりでなく、水の熱伝導によって水面２７ａ付近の高温水領域４０のボリュームも増加する。あわせて、気相空間４１の圧力も窒素ガス供給ほど急ではないが、水面凝縮の効果が緩慢になると、空間の圧力を昇圧させることも可能となる。
【００３５】
なお、本実施形態では、発電所内の利用可能な所内蒸気を供給することに代え、脱気器３２にて発生する蒸気を使用することも可能である。すなわち、原子炉圧力容器１内における頂部近傍にヒータを有する脱気器３２を配置して、冷却材の水面２７ａで蒸気を発生させ、冷却材を昇温させてその液面温度に対応する飽和圧力を保ちつつ、気相圧力を３気圧以上、好ましくは１０気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始する方法を採用することができる。
【００３６】
このような方法でも、供給蒸気が水面２７ａに接触して速やかに凝縮するので、冷却材を表面側から次第に水温を上昇させ、蒸気供給の継続により、水面２７ａの温度を高め、水の熱伝導によって水面２７ａ付近の高温水領域４０のボリュームを増加させ、気相空間４１の圧力を昇圧させることができる。
【００３７】
［第３実施形態（図３）］
図３は、本発明の第３実施形態を説明するための構成図である。なお第１実施形態と同一の構成については図３に図１と同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００３８】
本実施形態では、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器１内に冷却材を燃料集合体３ａが完全に浸漬される状態まで満たし、原子炉圧力容器１の炉心シュラウド３ｂ内面に開口端５１ａを有する供給配管５１を用いて、原子炉圧力容器１の外部に設置したタンク５２から脱気した高温水５３を炉心シュラウド３ｂ内の上部に供給した後、核加熱による加圧を開始する。
【００３９】
すなわち、炉心３を囲む炉心シュラウド３ｂ上部の流体温度を、核加熱開始前に予め高めておくため、外部から高温水５３を供給するものである。供給配管５１としては、炉心シュラウド３ｂ内面に開口端５１ａを有する配管、例えばほう酸水注入ラインを利用し、炉心シュラウド３ｂの上部に高温水５３を供給してから核加熱による加圧を開始する。
【００４０】
あわせて、原子炉圧力容器１の底部に位置する配管５４を介して、高温水５３の供給量に対応する量の冷水５５を原子炉圧力容器１の底部から排出する。具体的には、例えばドレン配管や原子炉水浄化系配管などを利用して、高温水５３にほぼ釣り合う量の冷水５５を底部から抜く。こうすることによって、原子炉圧力容器１内の炉心シュラウド３ｂ上部内の高温ボリュームを速やかに高温水で満たすことが可能となる。
【００４１】
このように、炉心上部の冷却材を予め加熱した状況の下で次第に核加熱を開始すれば、ガイセリングが生ずる条件の一つである燃料上部（上部プレナム）のサブクール水が振動で急落する際に、燃料集合体３ａへ接触する可能性を回避または軽減することができる。本実施形態によれば、完全なガイセリングの抑制とはならないまでも、凝縮の程度は大幅に軽減され、ガイセリングによる振動の程度（流体振動の振幅や周期）が軽減される。
【００４２】
［第４実施形態（図４）］
本発明の第４実施形態では、核加熱による加圧を開始した後、セパレータ温度および原子炉蒸気ドーム圧力を検出し、セパレータ温度と、原子炉蒸気ドーム圧力に対応する温度との比較により、セパレータでのボイド発生を判断し、このボイド発生期間に炉心出力を上昇させる方法について説明する。図４は、本発明の第４実施形態を説明するための構成図である。
【００４３】
本実施形態では、原子炉圧力容器１の下部プレナム２の上方に炉心３が設けられ、炉心３の上方にはチムニー４が設けられている。上部プレナム５の上方にはセパレータ６およびドライヤ７が設けられている。また、原子炉圧力容器１の上部には主蒸気出口８が設けられ、その下方には給水口９が設けられている。
【００４４】
さらに、自然循環炉の炉心出力計２４、原子炉蒸気ドーム圧力計２１、炉心入口温度計２５、チムニー温度計２３、セパレータ温度計２２、炉心流量計２６、原子炉水位計２７が設けられている。そして、これらの計器により、それぞれオンライン測定が行われ、これらの測定諸量、すなわち炉心出力計Ｑ、原子炉蒸気ドーム圧力Ｐ、炉心入口温度ＴＩｎ、チムニー温度Ｔｃｍｎ、セパレータ温度Ｔｓｅｐ、炉心流量Ｗおよび原子炉水位Ｌが出力制御装置６０に入力されるようになっている。
【００４５】
このような構成のもとで、自然循環炉の起動は制御棒１１を引抜き、核加熱することにより行われる。すなわち、核加熱開始により炉心３の出力が増加し、炉心３内の冷却材への伝熱が増加し、高温の非沸騰温水を経て気泡流に至るまで、流体の密度を下げることによって自然循環流が生じ、炉心１１から上昇流が生じ、ダウンカマ１０内で下降流が生じる。
【００４６】
そして、出力制御装置６０においては、セパレータ温度Ｔｓｅｐと原子炉蒸気ドーム圧力Ｐに対応する飽和温度との比較が行われ、これらの両者が等温と判断できるレベルにある場合には、セパレータ７部分の冷却材は飽和状態になり、ボイドが発生したと判断される。この時点で、出力制御装置６０において、セパレータ６でのボイドが発生する期間に限って、一時的に炉心出力を上昇させる。
【００４７】
このような第４実施形態によれば、セパレータ６でボイドが発生する期間を短縮させることが可能となるので、フラッシングによる流量振動（Flashing-induced oscillation）の期間を短縮することが可能となる。また、セパレータ６でボイドが発生する期間において、一時的に炉心出力を上昇させるため、低圧低温から高温高圧の起動時間を短縮することも可能となる。
【００４８】
なお、出力制御装置６０により、セパレータ６でボイドが発生する期間に限って一時的に炉心出力を上昇させる本実施形態では、過度に炉心出力を上昇させると、凝縮による流量振動（Condensation-induced oscillation）が発生する可能性も残される。したがって、炉心出力の上限はガイセリングが発生防止の出力までとする。すなわち、ズーバー数がサブクーリング数とフラッシング数の合計に等しくなる時の出力を満足するように出力制御装置６０で炉心出力を制御する。これにより、凝縮による流量振動（Condensation-induced oscillation）の発生する可能性を防止することができる。
【図面の簡単な説明】
【００４９】
【図１】本発明の第１実施形態を示す説明図。
【図２】本発明の第２実施形態を示す説明図。
【図３】本発明の第３実施形態を示す説明図。
【図４】本発明の第４実施形態を示す説明図。
【図５】従来例を示すＥＳＢＷＲの起動過程説明図。
【図６】従来例を示す自然循環炉の第１の不安定流動現象説明図。
【図７】従来例を示す自然循環炉の第２の不安定流動現象説明図。
【図８】従来例を示す自然循環炉の起動時昇温パターン説明図。
【符号の説明】
【００５０】
１‥原子炉圧力容器、２‥下部プレナム、３‥炉心、３ａ‥燃料集合体、３ｂ‥炉心シュラウド、４‥チムニー、５‥上部プレナム、６‥セパレータ、７‥ドライヤ、８‥主蒸気出口、９‥給水口、１０‥ダウンカマ、１１‥制御棒、１２‥窒素ガス、２１‥原子炉蒸気ドーム圧力計、２２‥セパレータ温度計、２３‥チムニー温度計、２４‥炉心出力計、２５‥炉心入口温度計、２６‥炉心流量計、２７ａ‥水面、２７‥原子炉水位計、２８‥気相空間、３０‥所内蒸気源、３１‥蒸気配管、３３‥所内蒸気、４０‥高温水領域、４１‥気相空間、５１‥供給配管、５１ａ‥開口端、５２‥タンク、５３‥高温水、５４‥配管、５５‥冷水、６０‥出力制御装置。
【図１】
0004489046.tif 000002
【図２】
0004489046.tif 000003
【図３】
0004489046.tif 000004
【図４】
0004489046.tif 000005
【図５】
0004489046.tif 000006
【図６】
0004489046.tif 000007
【図７】
0004489046.tif 000008
【図８】
0004489046.tif 000009