JPS5811036B2 - 圧力管型原子炉の出力制御装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、圧力管型原子炉の出力制御装置の改良に関す
るものである。

従来の原子炉の出力分布、出力レベルの制御装置は、原
子炉内に一様に配置された出力検出器の信号を加等平均
し、この信号を制御棒にフィードバックすることにより
出力制御を行っていた。

従来のものを示す第１図において、原子炉々心タンク１
内には多数本の圧力管２を設けており、圧力管２内には
燃料を冷却するための冷却材が循環し、冷却材の一部は
蒸気となり蒸気ドラム３に至る。

また、原子炉々心タンク１内には、原子炉の局所出力を
検出する出力検出器４、原子炉の出力を制御する制御棒
５および燃料で生れる高エネルギーの中性子と熱エネル
ギーまで減速させる減速材６とがある。

第２図は原子炉の断面図を示し、第１図で表わした減速
材６内に、一様に配置された圧力検出器４の信号は、加
等平均回路７で加等平均され、較正回路８で周期的に熱
収支計等より求めた原子炉冷却系ループ１３ｎ個毎の熱
出力に較正される。

この信号は、原子炉運転員が要求した原子炉出力設定信
号Ａとサンプリング調整器９において比較される。

そして、例えば、前者の信号をマイナス信号後者をプラ
ス信号とすると、その差がプラスの場合、ＳＣＲ回路１
０において制御棒引抜き信号が発生し、制御棒５は制御
棒駆動源１２と制御棒駆動モータ１１により、信号が零
になるまで炉心から引抜かれる。

逆にプラス信号とマイナス信号との差がマイナスの場合
、制御棒５は挿入され、原子力出力レベルは所定のレベ
ルに設定される。

１３は原子炉冷却系ループ、１４は再循環ポンプである
。

上記従来の原子炉出力制御装置において、出力検出器４
は、原子炉出力変化に即座に応答できるよう、中性子束
に対して感度のよい二酸化ウラン（ＵＯ２）燃料からな
る核分裂電離箱を使用していた。

しかし、出力検出器４の感度がよいため出力応答特性は
非常によいが、反面、感度劣化が烈しい。

材料試験炉で出力検出器４を中性子照射した実測データ
によると、第３図に感度劣化曲線Ｂに示す如く、中性子
照射量が検出器寿命照射量の５０％も照射を受けると感
度は３５％も低下し、その結果、出力の応答特性もそれ
だけ悪くなる。

更に第１図、第４図に示す如く、出力検出器４は、中性
子束の一番高い減速材６中に挿入されているため、出力
検出器４が受ける中性子照射量が大きく、出力検出器４
の寿命が非常に短かくなり、高価な出力検出器４を頻繁
に交換することが必要となってくる。

尚、第４図において、Ｃは出力検出器４の位置、Ｄは減
速材領域、Ｅは燃料領域である。

第５図は、上記現象を定量的に説明したもので、横軸に
原子炉々心出力密度（ＫＷ／ｌ）、縦軸に圧力検出器４
の寿命のために生じる検出器交換量隔年及び、原子炉運
転２周間当りの出力感度劣化割合（％）を示したもので
ある。

曲線Ｆは交換量隔年と炉心出力密度との関係を示し、曲
線Ｇは検出器感度劣化割合と炉心出力密度との関係を示
す。

第５図より原型炉クラスの原子炉（１２ＫＷ／ｌまでの
容量）においては、検出器は１年毎に交換しなければな
らず、また、２週間当りの感度劣化は５５にも達するの
で、２週間毎位に出力検出器４を熱収支計等より求めた
熱出力に較正する必要がある。

一方、原子炉が実証炉あるいは商業炉のような大型炉に
なってくると、原子炉の経済性を上げるために原子炉の
出力密度は増々大きくなり２０ＫＷ／ｌあるいはそれ以
上の値となる。

この場合は、第５図より、出力検出器４は半年毎に交換
する必要が生じ、高価な圧力検出器を半年毎に交換する
ばかりでなく、交換に際しては原子炉を停止する必要が
生じ、原子炉の稼動率は低下する。

また、圧力検出器４の感度劣化も２週間当り８％にも達
するので、１週間に１度、炉心内に存在するすべての圧
力検出器４を熱出力に較正する必要が生じ、較正のため
に必要な計等量の増加、及び運転員に多大の労力負担を
及ぼす欠点がある。

本発明の目的は、出力検出器が感度劣化をもたらすこと
なく、また、操作性を向上した圧力管型原子炉の出力制
御装置を提供することにある。

本発明は、原子炉の出力設定信号と比較しその差により
原子炉の出力を制御する原子炉々心タンク内の熱出力信
号を、主蒸気流量の信号若しくは自己出力検出器の信号
と中性子束の低い位置に設けた核分裂電離箱などの感度
特性の高い圧力検出器の微分信号とを加等するように構
成したものである。

即ち、原子炉出力検出器として冷却ループの蒸気ドラム
毎の主蒸気流量を、原子炉制御材にフィードバックさせ
る。

この場合に、主蒸気流量の値そのものが、冷却系ループ
毎の熱出力を表わすので、圧力検出器を核分裂電離箱の
ように熱出力に較正する必要がなく、また、感度劣化の
問題がない。

一方、主蒸気流量は原子炉熱出力変化に対する応等特性
は悪く、約１０程度度の時間遅れが生じる。

この問題を解消するため、中性子束の低い例えば炉心周
辺の位置に核分裂電離箱のように応答特性のよい出力検
出器を設置し、その微分信号を、主蒸気流量と同様に制
御材にフィードバックさせることにより原子炉出力を制
御する。

このような方法を採用すれば、中性子を検出する出力検
出器は中性子束の低い場所に設置されているので、中性
子照射量は低く、従って寿命は長くなり圧力検出器を交
換する必要はない。

そして、その微分値信号を制御材にフィードバックして
いるので出力検出器の感度が劣化しても出力検出器を熱
出力に較正する必要はない。

また、上記主蒸気流量の代りに、感度低下の少い、応答
特性の遅い自己出力検出器（セルフパワードデイテエク
ター）を使用することも出来る。

ものである。以下本発明の一実施例を図面により説明す
る。

従来と同部品は同符号で示す。

第６図において、原子炉々心タンク１は原子炉冷却系ル
ープ１３単位に幾つかの領域に分割されている。

原子炉冷却系ループ１３内を再循環ポンプ１４によって
循環する冷却材の一部は、原子炉冷却過程において蒸気
となり、蒸気は冷却材と蒸気ドラム３に於て分離され、
原子炉主蒸気系１７へ導かれる。

この主蒸気系１７に設けられた主蒸気流量検出器１５に
よって、原子炉冷却系ループ１３毎の主蒸気流量Ｗが検
出される。

この信号は、炉心周辺に設置された核分裂電離箱などの
出力検出器４の信号ｎをれ、更に、運転員が要求した原
子炉出力設定信号とともにサンプリング調整器９に入る
。

原子炉出力と、出力変化を測定する主蒸気流量と微分出
力変化信号の加等値を例えばマイナス信号とし、原子炉
出力設定信号をプラス信号とする。

サンプリング調整器９ではその差が計等され、差がプラ
スの場合には、ＳＣＲ回路１０において制御棒５の引抜
き信号が発生し、制御棒５は制御棒駆動電源１２と制御
棒駆動モータ１１により、サンプリング調整器９におけ
る差の信号が零になるまで炉心から引抜かれる。

逆にサンプリング調整器９において、差の信号がマイナ
スの場合には、制御棒が挿入され、原子炉出力レベル及
び原子炉冷却系ループ１３間の出力分布は所定の値に制
御される。

第７図は本発明の他の実施例を示し、第６図の実施例と
異なるのは、主蒸気流量の代りに、原子炉出力検出器と
して、感度低下の少い、応答特性の遅い自己出力検出器
（セルフパワードデイテエクター）４Ａを使用したもの
である。

自己出力検出器４Ａの感度劣化は原子炉寿命中５％位な
ので、自己出力検出器４Ａの交換は必要なく、原子炉内
の出力分布が制御棒５の移動により大きく変った時のみ
、自己出力検出器４Ａを熱収支計等より求められた熱出
力に較正すればよい。

本実施例では、更に、自己出力検出器４Ａの読みより、
原子炉内の出力分布を求められる利点がある。

また、原子炉出力レベル、出力分布を制御する制御材と
して、減速材である重水レベル制御、減速材中に溶解さ
れている液体ポイズンＢ１０のようなケミカルシムを使
用し、または再循環ポンプの速度変更による流量制御等
によってもよい。

そして、原子炉の出力（積分出力）検出器としては、原
子炉冷却系の温度、圧力、蒸気流量等を測定してもよい
。

上記のように本発明は、原子炉出力（積分出力）検出器
として、原子炉冷却系ループ毎の主蒸気流量を制御材に
フィードバックさせるので、従来の如き出力検出器の感
度劣化の問題はなくなり、従って、検出器の交換の必要
性はなく、原子炉の経済性は向上する。

また、直接原子炉積分出力を測定しているので出力検出
器の熱出力への較正の必要はなく運転操作が容易となり
操作性を向上する。

原子炉出力の急激な変動に対しては、中性子束の低い炉
心周辺位置に設置した中性子検出の出力検出器の測定値
の微分値を制御材にフィードバックさせるので原子炉出
力の応答特性はきわめて良好である。

また、この出力検出器は中性子束の低い位置に設置して
いるので、検出器自体の感度劣化割合は小さい。

更に、感度がたとえ劣化することがあっても、微分値を
制御材へフィードバックしているので、感度劣化が原子
炉制御系に与える影響は無い。

本発明は以上記述した如きものであり、圧力検出器の劣
化をもたらすことなく、また、操作性を向上することが
できる効果を有するものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は圧力管型原子炉の概略断面図、第２図は従来の
圧力管型原子炉の出力制御装置の概略図第３図は第２図
の装置の出力検出器の感度劣化曲線図、第４図は単位燃
料集合体内の中性分布図、第５図は、原子炉炉心出力密
度に対する検出器交換年及び原子炉運転２週間当りの検
出器感度劣化割合特性図、第６図は本発明の一実施例を
示し、本発明の圧力管型原子炉の出力制御装置の概略図
第７は本発明の圧力管型原子炉の出力制御装置の他の実
施例を示す概略図である。 符号の説明、１・・・原子炉々心タンク、４・・・出力
検出器、４Ａ・・・自己出力検出器、Ａ・・・原子力出
力設定信号。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉々心タンク内の熱出力信号と、原子炉の出力
   設定信号とを比較し、その差により出力を制御するよう
   にしたものにおいて、上記熱出力信号は、主蒸気流量の
   信号若しくは自己出力検出器の信号と、中性子束の低い
   位置に設けた感度特性の高い出力検出器の微分信号とを
   加算するように構成したことを特徴とする圧力管型原子
   炉の出力制御装置。