(57)【要約】【課題】原子炉隔離時に崩壊熱で生じた蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度の減少率を調節できる原子炉隔離時冷却装置を提供する。【解決手段】原子炉隔離時冷却装置５は、胴体８内に伝熱管７を有する復水器６、注水弁１８を有する注水管２０及び排水弁１９を有する排水管２１を備える。原子炉隔離時に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１内で崩壊熱により発生した蒸気が、伝熱管７内で凝縮される。生成された凝縮水はＲＰＶ１に戻される。制御装置２２は、温度計１５で測定したＲＰＶ１内の温度に基づいて温度変化率を算出し、算出温度変化率＜目標温度変化率の時、注入弁１８の開度を増加して排水弁１９の開度を減少し、復水器６の除熱性能を増大させる。算出温度変化率＞目標温度変化率の時、注入弁１８の開度を減少して排水弁１９の開度を増加し、復水器６の除熱性能を減少させる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
胴体内に伝熱管を設置した復水器と、前記伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を前記伝熱管に導く蒸気供給管と、前記伝熱管の出口に連絡されて前記伝熱管から排出された凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、前記蒸気供給管に設けられて原子炉隔離時に開く第１開閉弁と、前記凝縮水排出管に設けられて原子炉隔離時に開く第２開閉弁と、前記胴体に接続されて前記胴体内で前記伝熱管の外側に存在する内部領域に連絡され、注水弁が設けられた注水管と、前記胴体に接続されて前記内部領域に連絡され、排水弁が設けられた排水管と、制御装置とを備え、
前記制御装置が、前記原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を制御して前記内部領域における水位を調節することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
【請求項２】
前記制御装置が、前記温度計で測定した温度に基づいて温度変化率を求め、目標温度変化率と前記求められた温度変化率の偏差である温度変化率偏差を求め、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記温度変化率偏差が０よりも大きいときに前記注水弁の開度を増加して前記排水弁の開度を減少し、前記温度変化率偏差が０よりも小さいときに前記注水弁の開度を減少して前記排水弁の開度を増加する請求項１に記載の原子炉隔離時冷却装置。
【請求項３】
前記制御装置が、原子炉隔離時の経過時間に対応する崩壊熱を算出し、算出された崩壊熱を除熱するのに必要な前記伝熱管の伝熱面積を求め、前記求められた伝熱面積、及び前記胴体に設けられた水位計で計測される前記内部領域の水位に基づいて目標水位を求め、前記目標水位と前記水位計で測定された水位の偏差である第２水位偏差によって、前記温度変化率偏差に対応する第１水位偏差を補正し、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記補正された第１水位偏差に基づいて前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を調節する請求項２に記載の原子炉隔離時冷却装置。
【請求項４】
胴体内に伝熱管を設置した復水器と、前記伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を前記伝熱管に導く蒸気供給管と、前記伝熱管の出口に連絡されて前記伝熱管から排出された凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、前記蒸気供給管に設けられて原子炉隔離時に開く第１開閉弁と、前記凝縮水排出管に設けられて原子炉隔離時に開く第２開閉弁と、前記胴体に接続されて前記胴体内で前記伝熱管の外側に存在する内部領域に連絡され、注水弁が設けられた注水管と、前記胴体に接続されて前記内部領域に連絡され、排水弁が設けられた排水管とを備えた原子炉隔離時冷却装置の制御方法であって、
前記原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を制御して前記内部領域における水位を調節することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置の制御方法。
【請求項５】
前記温度計で測定した温度に基づいて温度変化率を求め、目標温度変化率と前記求められた温度変化率の偏差である温度変化率偏差を求め、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記温度変化率偏差が０よりも大きいときに前記注水弁の開度を増加して前記排水弁の開度を減少し、前記温度変化率偏差が０よりも小さいときに前記注水弁の開度を減少して前記排水弁の開度を増加する請求項４に記載の原子炉隔離時冷却装置の制御方法。
【請求項６】
原子炉隔離時の経過時間に対応する崩壊熱を算出し、算出された崩壊熱を除熱するのに必要な前記伝熱管の伝熱面積を求め、前記求められた伝熱面積、及び前記胴体に設けられた水位計で計測される前記内部領域の水位に基づいて目標水位を求め、前記目標水位と前記水位計で測定された水位の偏差である第２水位偏差によって、前記温度変化率偏差に対応する第１水位偏差を補正し、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記補正された第１水位偏差に基づいて前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を調節する請求項５に記載の原子炉隔離時冷却装置の制御方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉隔離時冷却装置及び原子炉隔離時冷却装置の制御方法に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子炉隔離時冷却装置及び原子炉隔離時冷却装置の制御方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子力プラントにおいて、原子炉は原子炉格納容器によって取り囲まれており、原子炉格納容器内に圧力抑制室が形成されている。この沸騰水型原子力プラントでは、原子炉にすべての制御棒が挿入された原子炉停止状態においても定格出力の数パーセントの崩壊熱が原子炉内の炉心で生じる。原子炉停止状態で、何らかの要因により、原子炉に接続された主蒸気配管に設けられた主蒸気隔離弁が閉止すると、崩壊熱により炉心で発生する蒸気が、主蒸気配管に設けられた逃がし安全弁から原子炉圧力抑制室内の冷却水中に放出される。この蒸気の放出は、原子炉内の水位の低下をもたらす。
【０００３】
制御棒が炉心に全挿入されて原子炉が隔離された状態において原子炉内の炉心で発生する崩壊熱を除去する原子炉隔離時冷却装置が、上記の原子炉水位の低下を抑制するために用いられている。原子炉隔離時冷却装置は、崩壊熱で発生する蒸気を原子炉から復水器の胴体内に設置された伝熱管内に導いてこの蒸気をその胴体内で伝熱管の外側に存在する冷却水と熱交換することにより除熱するシステムである。
【０００４】
原子炉隔離時冷却装置の復水器は、一般的に、除熱能力に余裕を持たせているために、原子炉隔離時において原子炉圧力容器内で発生する崩壊熱を除去する以上の除熱能力を発揮する場合がある。このため、原子炉圧力容器内の温度の減少度合いが過度に増加する可能性がある。
【０００５】
このような課題を解消する原子炉隔離時冷却装置の一例が、特開平４−２７８９６号公報及び特開２０１１−１７４７７４号公報に記載されている。
【０００６】
特開平４−２７８９６号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置は、内部に伝熱管を設けた冷却水貯水槽を設け、この伝熱管の入口側に原子炉圧力容器に接続された蒸気供給管を接続し、伝熱管の出口側に接続された戻り管を原子炉圧力容器に接続し、戻り管に流量調節弁を設けている。原子炉の隔離時事象が発生したときには、原子炉圧力容器内の蒸気が伝熱管に導かれて凝縮され、発生した凝縮水が戻り管を通して原子炉圧力容器に戻される。このとき、計測された原子炉圧力を入力した制御装置が、流量調節弁の開度を調節し、原子炉圧力容器内に戻される凝縮水の量を調節する。このため、隔離時事象が発生したときにおいて、原子炉圧力容器内の圧力の低下を抑制し、この圧力を一定に保持する。
【０００７】
特開２０１１−１７４７７４号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置は、復水器内に設けた伝熱管の一端を導入配管により原子炉圧力容器に接続し、その伝熱管の他端を戻り配管により原子炉圧力容器に接続し、調整弁を戻り配管に設けている。この原子炉隔離時冷却装置では、原子炉の隔離時において、戻り配管に設けた水位計及び復水器の胴体に設けた水位計で計測されたそれぞれの水位に基づいて調整弁の開度を制御し、伝熱管内の水位を調節し、原子炉圧力容器から復水器の伝熱管に供給された蒸気の除熱量を調節する。調整弁を開くと伝熱管内の水位が低下して復水器の胴体内の水位と伝熱管内の水位の差が大きくなり、原子炉圧力容器から伝熱管内に供給された蒸気の除熱量が増大する。逆に、調整弁を閉じると、伝熱管内の水位が上昇して復水器の胴体内の水位と伝熱管内の水位の差が小さくなり、原子炉圧力容器から伝熱管内に供給された蒸気の除熱量が減少する。このような調整弁の開度制御を行うことにより、原子炉隔離時において崩壊熱で発生する蒸気の凝縮、及び原子炉圧力容器内の温度の減少度合いの過度の増加を抑制している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平４−２７８９６号公報
【特許文献２】特開２０１１−１７４７７４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
特開２０１１−１７４７７４号公報では、原子炉隔離時において原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気を凝縮する復水器の伝熱管内の水位を調節して復水器の除熱性能を調節している。しかしながら、原子炉の隔離が生じた時点では、その復水器の伝熱管内には蒸気の凝縮水が溜まっていない場合は、調整弁を閉じて伝熱管内に凝縮水が溜まるのを或る時間待つ必要がある。原子炉圧力容器から復水器の伝熱管内に導かれた蒸気の凝縮により生成された凝縮水は、伝熱管から戻り配管内に流出し、例えば、全閉にされた調整弁の設置位置から戻り配管内に溜まり始める。やがて、戻り配管内に溜まった凝縮水の水位が、上昇して伝熱管内に達する。このように、戻り配管内に溜まった凝縮水の水位が伝熱管内に達するまでに時間を要し、この間、伝熱管内の水位に基づいて調整弁の開度を制御することができない。もし、その間に、調整弁の開度を増大させると、戻り配管内の凝縮水の水位が伝熱管内に達する前に、戻り配管内の凝縮水の水位が低下する恐れもある。また、原子炉隔離を開始した後、調整弁の開度を少し開けて、凝縮水を調整弁を通して原子炉圧力容器内に戻しながら調整弁よりも上流で戻り配管内に凝縮水を溜めることも考えられる。このように、調整弁の開度を少し開けて凝縮水を調整弁から流出しながら調整弁の上流で戻り配管内に凝縮水を溜める場合には、調整弁を全閉にする場合に比べて伝熱管内まで凝縮水の水位が上昇するために要する時間がさらに長くなる。
【００１０】
このため、特開２０１１−１７４７７４号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置では、原子炉が隔離状態になって伝熱管内に凝縮水が溜まるまで待つ間、原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができない。
【００１１】
本発明の目的は、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる原子炉隔離時冷却装置及び原子炉隔離時冷却装置の制御方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、胴体内に伝熱管を設置した復水器と、伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を伝熱管に導く蒸気供給管と、伝熱管の出口に連絡されて伝熱管から排出された凝縮水を原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、蒸気供給管に設けられて原子炉隔離時に開く第１開閉弁と、凝縮水排出管に設けられて原子炉隔離時に開く第２開閉弁と、胴体に接続されて胴体内で伝熱管の外側に存在する内部領域に連絡され、注水弁が設けられた注水管と、胴体に接続されてその内部領域に連絡され、排水弁が設けられた排水管と、制御装置とを備え、
その制御装置が、原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、注水弁及び排水弁のそれぞれの開度を制御して復水器の内部領域における水位を調節することにある。
【００１３】
原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、注水弁及び排水弁のそれぞれの開度を制御して復水器の内部領域における水位を調節するので、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の好適な一実施例である原子炉隔離時冷却装置の構成図である。
【図２】図１に示す制御装置による図１に示す弁の制御内容を示す説明図である。
【図３】温度変化率偏差と水位偏差の関係を示す特性図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１７】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉隔離時冷却装置を、図１及び図２を用いて説明する。
【００１８】
本実施例の原子炉隔離時冷却装置５を、図１を用いて説明する。まず、原子炉隔離時冷却装置５が適用される沸騰水型原子力プラントを説明する。この沸騰水型原子力プラントは、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１及び主蒸気隔離弁３を設けた主蒸気配管２を有する。主蒸気配管２は原子炉圧力容器１に接続される。
【００１９】
原子炉隔離時冷却装置５は、伝熱管７を胴体８内に設置した復水器６、水位計１０、蒸気供給管１１、凝縮水戻り管（凝縮水排出管）１３、注水弁１８、排水弁１９、注水管２０、排水管２１及び制御装置２２を備えている。
【００２０】
蒸気供給管１１が、主蒸気隔離弁３の上流で主蒸気配管２に接続され、さらに、復水器６の伝熱管７の入口部に接続される。この伝熱管７の出口部に接続された凝縮水戻り管１３が、原子炉圧力容器１に接続される。開閉弁４が蒸気供給管１１に設けられ、開閉弁１４が凝縮水戻り管１３に設けられる。
【００２１】
復水器６の胴体８に接続された注水管２０が、注水タンク１６に接続される。注水ポンプ１７及び注水弁１８が注水管２０に設けられる。排水弁１９が取り付けられた排水管２１が、復水器６の胴体８の底部に接続され、そして、注水タンク１６に接続される。
【００２２】
胴体８内の領域９の水位を測定する水位計１０が胴体８に取り付けられ、温度計１５が原子炉圧力容器１に取り付けられる。水位計１０及び温度計１５が制御装置２２にそれぞれ接続される。制御装置２２は、注水弁１８及び排水弁１９にも接続される。
【００２３】
沸騰水型原子力プラントは、１つの運転サイクルでの運転が終了すると、原子炉圧力容器１内の炉心に制御棒が挿入されて運転が停止される。沸騰水型原子力プラントの運転停止後に、何らかの原因で主蒸気隔離弁３が閉じられたとき、開閉弁４及び１４が開放される。制御装置２２が、原子炉圧力高信号が所定時間継続したときに原子炉隔離状態であると判定し、開閉弁４及び１４を開く。原子炉隔離状態になったとき、手動により開閉弁４及び１４を開いてもよい。原子炉圧力容器１内の炉心で核燃料物質の崩壊熱により発生した蒸気は、主蒸気配管２及び蒸気供給管１１を通って復水器６の伝熱管７内に導かれる。伝熱管７内の蒸気は、伝熱管７の外側で胴体８内に存在する領域（内部領域）９内の水によって凝縮され、凝縮水になる。この凝縮水は、伝熱管７から凝縮水戻り管１３内に排出され、原子炉圧力容器１に戻される。
【００２４】
原子炉隔離時において、胴体８内の水は、伝熱管７内に導かれた蒸気を凝縮することによって加熱されて蒸発し、蒸気になって胴体８に接続されたベント管１２を通して外部に放出される。このため、領域９内の水が減少し、領域９の水位が低下する。水位計１０で計測された水位が制御装置２２に入力される。制御装置２２は、水位計１０から出力された水位計測値に基づいて、領域９の水位が後述の目標水位になるように注水弁１８の開度を増大させる。注入弁１８の開度制御によって、注水タンク１６から注水管２０を通って胴体８内の領域９に供給される水の供給量を調節し、伝熱管７内の蒸気の凝縮による、領域９内の水の蒸発量を補償することができる。このため、領域９の水位を目標水位に保持することができる。
【００２５】
原子炉隔離時における、原子炉圧力容器１内に設置された炉内構造物の急激な温度変化による損傷を防止するために、原子炉圧力容器１内の除熱度合いを、制限値以上に急激な温度低下が生じないように調整する必要がある。このため、原子炉圧力容器１内の温度を温度計１５で計測し、制御装置２２がこの温度計測値に基づいて温度変化率を算出し、算出した温度変化率と制御装置２２内に予め設定されている目標温度変化率との偏差を求め、得られたこの偏差により領域９における第１水位偏差を求める。また、制御装置２２は、沸騰水型原子力プラントの停止からの経過時間に基づいて求めた崩壊熱を算出し、この崩壊熱に基づいて復水器６において除熱に必要な伝熱管７の伝熱面積を求めて領域９における目標水位を求め、現時点における水位計１０で計測した領域９内の水位と目標水位の偏差である第２水位偏差を求める。そして、制御装置２２は、第１水位偏差と第２水位偏差の加算値に基づいて、注水弁１８及び排水弁１９のそれぞれの開度を調節する。
【００２６】
本質的には、温度計１５の測定値に基づいて算出した温度変化率が制御装置２２に予め設定されている目標温度変化率よりも大きい場合には、制御装置２２は注水弁１８の開度を小さくして排水弁１９の開度を大きくし、領域９の水位を低下させて復水器６の、領域９内の水と熱交換を行う伝熱面積を減少させる。これにより、復水器６の除熱性能が低下し、原子炉圧力容器１内の温度変化率が小さくなる。温度計１５の測定値に基づいて算出した温度変化率が目標温度変化率よりも小さい場合には、制御装置２２は注水弁１８の開度を大きくして排水弁１９の開度を小さくし、領域９の水位を上昇させて復水器６の、領域９内の水と熱交換を行う伝熱面積を増加させる。これにより、復水器６の除熱性能が増大し、原子炉圧力容器１内の温度変化率が大きくなる。
【００２７】
このように、本実施例は、温度計１５の測定値に基づいて算出した温度変化率及び目標温度変化率に基づいて復水器６の領域９内の水位を調節するので、特開２０１１−１７４７７４号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置のように、復水器の伝熱管内に凝縮水が溜まるのを待つ必要がなく、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる。
【００２８】
制御装置２２で実施される制御の具体的な内容を、図２を用いて説明する。沸騰水型原子力プラントの運転停止時における原子炉隔離時において、原子炉隔離時冷却装置が起動される（ステップＳ１）。開閉弁４及び１４が開いて原子炉圧力容器１内で崩壊熱により発生した蒸気が、蒸気供給管１１を通って復水器６の伝熱管７内に導かれて凝縮される。蒸気の凝縮で生成された凝縮水は、伝熱管７から凝縮水戻り管１３を通って原子炉圧力容器１に戻される。
【００２９】
温度変化率を算出する（ステップＳ２）。温度計１５で測定された原子炉圧力容器１内の温度が、制御装置２２に入力される。制御装置２２がこの温度測定値に基づいて原子炉圧力容器１内の温度変化率を算出する。算出された温度変化率と目標温度変化率の偏差を算出する（ステップＳ３）。目標温度変化率は制御装置２２に予め格納されている。制御装置２２が、目標温度変化率から算出温度変化率を引いて温度変化率偏差を求める。温度変化率偏差に基づいて第１水位偏差を算出する（ステップＳ４）。温度変化率偏差と復水器６の領域９における水偏差は、図３に示す関係を有している。温度変化率偏差に対する復水器６の領域９における水位偏差の変化を示す特性（図３参照）を用いて、制御装置２２が、ステップＳ３で算出された温度変化率偏差に対する第１水位偏差を求める。第１水位偏差は、算出温度変化率を用いて求めた水位要求信号である。
【００３０】
原子炉圧力容器内の炉心で発生する崩壊熱を算出する（ステップＳ５）。制御装置２２が、沸騰水型原子力プラントの停止からの経過時間に基づいて上記した崩壊熱を算出する。崩壊熱の除熱に必要な伝熱面積を算出する（ステップＳ６）。制御装置２２が、算出した崩壊熱に基づいて、復水器６で崩壊熱を除去するために必要な領域９内の水と接触する伝熱管７の伝熱面積を算出する。目標水位を決定する（ステップＳ７）。制御装置２２が、ステップＳ６で算出された伝熱面積に基づいて目標水位を算出する。目標水位は、例えば、以下のようにして算出することができる。復水器６の胴体８内の水位が復水器６に設置された伝熱管７の下端に位置しているとき（全伝熱管７が全露出状態であるとき）の水位を、水位の基準点とする。胴体８内の水位が基準点に位置するときには、全伝熱管７が露出状態であって領域９内の水に接触する伝熱管７の伝熱面積が０％であるために、伝熱管７内に流入した蒸気と領域９内の水との熱交換が行われず、復水器６の熱交換量は０％である。一方、全伝熱管７が領域９内の水に完全に水没した状態では、全伝熱管７の全表面積に亘って伝熱管７内の蒸気と領域９内の水との熱交換が行われるために、復水器６の熱交換量は１００％となる。このとき、領域９内の水に接触する伝熱管７の伝熱面積は１００％である。伝熱管７の伝熱面積が０％であるときにおける復水器６の領域９内の水位を０％、伝熱管７の伝熱面積が１００％であるときにおける領域９内の水位を１００％とすることにより、算出された伝熱面積に基づいて、目標とする、領域９内の水位（目標水位）を求めることができる。第２水位偏差を算出する（ステップＳ８）。制御装置２２が、算出された目標水位から水位計１０で測定された現在の領域９内の水位測定値を引いて第２水位偏差を算出する。第２水位偏差は崩壊熱に基づいて算出された水位偏差信号である。
【００３１】
第１水位偏差に第２水位偏差を加算する（ステップＳ９）。制御装置２２が、第１水位偏差に第２水位偏差を加算して第３水位偏差を求める。第３水位偏差は、第２水位偏差によって補正された第１水位偏差である。第３水位偏差が（第３水位偏差＞０）を満足するかを判定する（ステップＳ１０）。この判定は制御装置２２で行われる。第３水位偏差が（第３水位偏差＞０）を満足する、すなわち、ステップＳ１０の判定が「ＹＥＳ」であるとき、制御装置２２が、注水弁１８の開度を増大させて排水弁１９の開度を減少させる（ステップＳ１１）。このような注水弁１８及び排水弁１９の開度制御により、注水タンク１６から領域９への注水量が増加して領域９からの排水量が減少する。復水器６の領域９内の水位が増大し、領域９内の水と接触する伝熱管７の伝熱面積が増大する。結果的に、復水器６による除熱性能が向上し、温度が低下した凝縮水が伝熱管７から凝縮水戻り管１３を通って原子炉圧力容器１内に導入される。このため、原子炉圧力容器１内の温度変化率が増大する。第３水位偏差が（第３水位偏差＞０）を満足している状態では、第３水位偏差の値が小さくなるに伴って、注水弁１８の開度の増大幅が小さくなって排水弁１９の開度の減少幅が小さくなる。
【００３２】
ステップＳ１０の判定が「ＮＯ」であるとき、第３水位偏差が（第３水位偏差＜０）を満足するかを判定する（ステップＳ１２）。この判定は制御装置２２で行われる。第３水位偏差が（第３水位偏差＜０）を満足する、すなわち、ステップＳ１２の判定が「ＹＥＳ」であるとき、制御装置２２が、注水弁１８の開度を減少させて排水弁１９の開度を増大させる（ステップＳ１３）。このような注水弁１８及び排水弁１９の開度制御により、注水タンク１６から領域９への注水量が減少して領域９からの排水量が増加する。復水器６の領域９内の水位が減少し、領域９内の水と接触する伝熱管７の伝熱面積が減少する。これにより、復水器６による除熱性能が低下し、原子炉圧力容器１内の温度変化率が減少する。第３水位偏差が（第３水位偏差＜０）を満足している状態では、第３水位偏差の値が大きくなるに伴って、注水弁１８の開度の減少幅が小さくなって排水弁１９の開度の増加幅が小さくなる。
【００３３】
ステップＳ１２の判定が「ＮＯ」であるときは、第３水位偏差＝０であり、注水弁１８及び排水弁１９のそれぞれの開度は、それぞれの現状の開度に保持される。
【００３４】
制御装置２２によるステップＳ１１，Ｓ１３及びＳ１４のいずれかの弁開度制御が行われた後、原子炉隔離時冷却装置が運転中であるかを判定する（ステップＳ１５）。制御装置２２は、開閉弁４，１４の開度に基づいて原子炉隔離時冷却装置５が運転中であるかを判定する。例えば、開閉弁４，１４がそれぞれ全開状態にあるとき、原子炉隔離時冷却装置５が運転中である。原子炉隔離時冷却装置５が運転中であるとき（ステップＳ１５の判定が「ＹＥＳ」であるとき）には、ステップＳ２〜Ｓ４、ステップＳ５〜Ｓ８、ステップＳ９及びＳ１５、ステップＳ１０またはＳ１２、及びステップＳ１１，Ｓ１３及びＳ１４のいずれか、の処理が実行される。
【００３５】
ステップＳ１５の判定が「ＮＯ」のとき、原子炉隔離時冷却装置５の運転が停止される。
【００３６】
本実施例によれば、温度計１５の測定値に基づいて算出した温度変化率及び目標温度変化率に基づいて、すなわち、目標温度変化率と温度計１５の測定値に基づいて算出した温度変化率の偏差（第１水位偏差である水位要求信号）に基づいて、復水器６の領域９内の水位を調節するので、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度の減少率を調節することができる。
【００３７】
さらに、本実施例は、温度変化率に基づいて求めた第１水位偏差を、炉心で発生する崩壊熱に基づいた復水器６の除熱性能を考慮して求めた第２水位偏差で補正し、補正された第１水位偏差に基づいて復水器６の領域９内の水位を調節するので、領域９内の水位調節におけるハンチング幅が小さくなる。このため、原子炉圧力容器１内の温度変化率の制御性がさらに向上する。
【符号の説明】
【００３８】
１…原子炉圧力容器、２…主蒸気配管、３…主蒸気隔離弁、５…原子炉隔離時冷却装置、６…復水器、７…伝熱管、８…胴体、１０…水位計、１１…蒸気供給管、１３…凝縮水戻り管、１５…温度計、１６…注水タンク、１８…注水弁、１９…排水弁、２０…注水管、２１…注水戻り管、２２…制御装置。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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