JPS59800B2 - 原子炉を負荷追従するよう運転する方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は、軸方向出力分布を実質的に一定に維持しな
がら原子炉を負荷追従するよう運転する改良した方法に
関するものである。

普通、加圧水膨原子炉では、中性子吸収成分が冷却材媒
体（これは減速材としても作用する）内に制御された可
変濃度で含まれていて、必要な時に反応度を変え炉心内
に発生する熱量を変える。

また、制御棒か燃料集合体間に散在していて、炉心の反
応度、従ってその出力アウトプットを制御するため炉心
内を軸方向で縦に移動可能となっている。

一般に、過去の加圧水膨原子炉においては三種の制御棒
があり、これ等を種々の目的で使用していた。

少なくとも炉心の軸方向高さまで延びる長さの全長制御
棒は反応度制御のために普通使用され、炉心の高さより
実質的に短い軸方向長さの部分長制御棒は軸方向出力分
布の制御のため使用するのが普通である。

また、炉心内で続いた核分裂反応を止めて原子炉を停止
するため原子炉停止制御棒が設けられている。

部分長制御棒及び全長制御棒は所望の制御度合を得るた
め炉心の内外へ漸増的に可動に配置されている。

放射性ヨー素のβ崩壊過程を通じての核分裂反応の副産
物としてキセノンができる。

キセノンは大きな中性子吸収断面を有すると言う特性が
あるので、炉心内の出力分布並びに反応度の制御に相当
な効果がある。

その他の反応度管理の形態は制御に直接に応答するもの
であるが、キセノンは崩壊期間が比較的に長く定常値に
達するのに出力変更後少なくとも２０時間を要する点で
、炉心内のキセノン濃度が原子炉の制御に重大な問題を
生じさせる。

燃料集合体の配置が規定されているため且つ炉心全体に
わたって半径方向に対称に配置する制御棒の位置決めの
ために、炉心の半径方向出力分布は明らかに一様である
が、軸方向の出力分布は原子炉運転中に大きく変わりつ
る。

原子炉の運転過程を通じて多くの問題が軸方向出力分布
によって引き起こされることがある。

第一に、燃料集合体を通る冷却材流は炉心の下方部分か
ら上方の諸領域へ流れて、炉心に沿って軸方向に温度勾
配をつくる結果になる。

従って、温度に依存する核分裂率の変化が炉心の軸心に
沿って変わる。

第二に、出力分布の軸方向振動によってキセノンの軸方
向分布が変わり、この変化は更に炉心の軸心方向に沿っ
た出力変動を大きくする。

第三に、原子炉の過去の運転歴を適当に考慮することな
く全長制御棒を炉心の頂部から挿入すると、軸方向出力
の不均衡が増大することがある。

発電プラントの電気出力の変化に適応する必要がある炉
心の出力アウトプットの変化は、一般に負荷追従と言わ
れている。

原子炉販売業者が現在推奨している負荷追従制御プログ
ラムの一つは、出力レベルの増減について全長制御棒の
運動を利用し、また、軸方向振動を制御し且つ軸方向出
力プロフィルを整えるために部分長制御棒の運動を利用
している。

キセノンの濃度変化に関連した反応度の変化の補償は炉
心冷却材又は減速材中の中性子吸収成分の対応する濃度
変化によって行なわれる。

この運転方式では、軸方向の偏差を±１５勃であるのが
典型的なある所要の範囲内に維持するため、部分長制御
棒を動かす。

軸方向偏差は軸方向の出力分布を測定するのに有効なパ
ラメータであり、 として定義されている。

ここで、Ｐｌ及びＰｂはそれぞれ炉心の上半部及び下半
部で発生した出力部分である。

かかる負荷追従プログラムでは、炉心を固有の軸方向出
力プロフィルに維持するのに努力をしていない。

部分長制御棒は予め設定した定常状態の軸方向偏差に関
係なく軸方向偏差を最小に減じるために動かされる。

この過程によって負荷追従運転の持続中に軸方向偏差の
定変動が招来され、これが多くの望ましくない運転状態
を生じさせる。

まず第一に、軸方向で中央に集まる大きな出力ピークで
ある出力ピンチング（ｐ １ｎｃｈ ｉｎｇ）が起こり
うる。

かかる出力ピークは原子炉出力に不利な結果（ペナルテ
ィ−）をもたらすので、かかる出力ピークが特定の値を
超えないように原子炉の出力レベルを下げて運転する必
要がある。

第二に、低出力レベルでの制御棒の大巾な挿入に由来す
る大きな負荷変化の間に、過渡的性質を持つ軸方向出力
プロフィルに非常な変化が起こることである。

第三に、出力を回復する際に大きなキセノン過渡状態が
起こり、軸方向出力振動のような事態に至る。

第四に、原子炉の製造業者が作った部分長制御棒の広範
囲の運転方法は一般に不明確であり、原子炉プラントの
運転員による予測と判断とを必要とする。

第五に、増大したホットチャンネル係数（燃料集合体間
の冷却チャンネル内に起こるホットスポットである）の
結果、非常な過渡状態及び（又は）不利な出力プロフィ
ルを調節するよう、原子炉の定格出力の低減を必要とす
る。

かかる負荷追従プログラムにおいては、軸方向偏差が小
さいにもかかわらずピンチングが厳しくなることを防ぐ
保護装置は存在しない。

上述した不利な運転状態を避けるため、米国特許第４０
５７４６３号に記載のような新しい原子炉運転方法が提
案された。

この方法は、負荷追従を含む通常の原子炉運転中、キセ
ノンの軸方向プロフィルを実質的に対称に維持する。

通常運転とは一般に原子炉の始動及び停止を除外してお
り、また、負荷条件に応じた原子炉の出力運転領域を含
むと解釈するのが普通である。

この方法による所要のキセノン分布の遂行は第１及び第
２軸方向位置において炉心内で発生した出力を監視して
得られる。

二つの位置で測定された炉心出力パラメータは軸方向偏
差のような所定の関係に従って計算され、炉心の軸方向
出力分布を示す値を与える。

監視値に従って原子炉の反応度制御機構が操作され、負
荷追従を含む原子炉の運転中、炉心内の出力分布を実質
的に対称に維持する。

この新しい原子炉運転方法が定めた所望の軸方向出力分
布を維持するために二つの実施例が同米国特許に記載さ
れている。

第一実施例においては、部分長制御棒を炉心から引き抜
いたまメにしながら、出力要求の変化に対応するように
炉心冷却材内の中性子吸収成分を用いて炉心反応度の調
節を助長すると共に、全長制御棒を操作して所望の軸方
向出力プロフィルを維持する。

第二実施例においては、全長制御棒は炉心の出力変化に
関連した反応度変化を制御するのに用いられ、部分長制
御棒は軸方向の出力分布を制御するのに用いられている
が、炉心冷却材内の中性子吸収成分はキセノンの増加又
は減少に由来する反応度変化を補償する。

各実施例はその方法の考え方を遂行可能であり且つそれ
ぞれ明らかな利点を有する。

例えば、部分長制御棒を使う運転は出力に迅速な変化を
もたらす能力並びに軸方向偏差の制御容易性の点で部分
長制御棒を使用しない運転に優る幾つかの利点を有する
。

部分長制御棒運転の欠点の一つは、全出力運転中に部分
長制御棒が炉心の中間近くに位置づけられる時に起こる
燃焼度の強弱 （ｓｈａｄｏｗｉｎｇ ）である。

部分長制御棒は中性子吸収材として作用するので、部分
長制御棒によりさえぎられた燃料は残りの炉心よりもつ
ど低い割合で消耗（燃焼）する。

これは、長期にわたり負荷運転が行なわれれば部分長制
御棒を引き抜く時に、炉心の中心近くに大きなピーキン
グが生じる結果となる。

燃焼度の強弱は重要性が増しつつある問題となっており
、また、部分長制御棒の使用を思い止まるようになりつ
つある。

部分長制御棒を使用しない運転は燃料効率の点からは望
ましいのであるが、負荷の増大に応じた出力の回復能力
が比較的に遅い。

部分長制御棒を使用しない運転中における出力増加率は
、加圧水膨原子炉の場合にはホウ素である冷却材内の中
性子吸収成分の希釈率に依存している。

現在、稼動中の原子炉はイオン交換方式又は冷却材交換
方式を用いて冷却材内のホウ素濃度を制御している。

これ等の方式は応答時間が比較的に遅いのが典型的であ
る。

従って、この改良した原子炉運転方法は負荷要求の増大
が予定外に速くても適応するように原子カプラントの負
荷追従能力を上げることが望まれている。

従って、この発明の主な目的は軸方向出力分布を実質的
に一定に維持しながら原子炉を負荷追従に適応するよう
運転する改良した方法を提供することである。

上記目的からこの発明は、軸方向の長さを有する核分裂
性物質と、冷却減速材とを含む炉心を有し、この冷却減
速材が炉心から熱を除去し且つ核分裂のための炉心中の
中性子を減速させ、該冷却減速材は負の反応度温度係数
を持っている原子炉を負荷追従するように運転する方法
であって、負荷追従を含む運転中、炉心の上半部及び下
半部についての中性子束差を維持するように全長制御棒
を軸方向に位置決めすることによって炉心全体にわたっ
て軸方向に実質的に対称的な出力分布を維持し、過熱蒸
気状態以下で蒸気発生器を運転し、所定のデマンドの増
加により、１次系の冷却減速材の流量を一定に維持しな
がら蒸気発生器からの排出蒸気を増して、前記減速材か
ら除去される熱量を増大することによって、炉心の軸方
向出力分布を実質的に変えることなく冷却減速材の平均
温度を低下せしめることにより炉心内の反応度及び原子
炉の出力を増大させて原子炉を負荷追従するよう運転す
る方法に存する。

簡略に述べると、この発明の方法は、負の反応度係数を
有する減速冷却材の平均温度の低下により、ホウ素の希
釈能力を超える炉心内の反応度増大の要求に応えること
によって、部分長制御棒を使うか或いは使わず実質的に
対称な軸方向偏差で運転する原子炉の負荷追従能力を改
良するものである。

この発明の好適な実施例においては、炉心の温度は、原
子炉のプログラム運転温度との間の予め設定した最大温
度差に対する負荷要求の増加率と両立できる割合で低下
される。

また、所望の軸方向偏差を不利な値に変えるレベル以上
に全長制御棒を引き抜くことを禁止している。

この発明をもつと良く理解するには、添付図面に示した
この発明の代表的な実施例を参照するとよい。

第１図は代表的な加圧水膨原子炉の概略を示しており、
この原子炉は完全な負荷追従能力を維持しながら先行技
術が追随した難問題を避けるためにこの発明の方法を使
用することができる。

第１図の原子炉は頭部組立体１２によって密封された時
に加圧コンテナを形成する容器１０を含む。

容器はその円筒壁を通る冷却材流の入口手段１６及び出
口手段１４を円筒壁と一体に形成せしめている。

当該技術において周知のように、容器１０は前述した型
の炉心を含む。

炉心は複数個の被覆核燃料要素から主としてなり、核燃
料要素は前述した制御棒の位置に主に依存して相当な量
の熱を発生する。

炉心により発生された熱は、入口手段１６を通って入り
出口手段１４を通って出る冷却材流により炉心から運ば
れる。

一般に、出口手段１４を通って出る流れは出口導管２６
を経由して熱交換蒸気発生器系２８に運ばれ、その中で
、加熱された冷却材流は蒸気を発生するため用いる水と
熱交換関係にある管（符号１８で銘水する）を通って運
ばれる。

蒸気発生器により発生された蒸気は発電用タービン２０
の駆動に通常使用される。

冷却材の流れはポンプ２２により蒸気発生器２８からコ
ールドレッグ導管３０を通って入口手段１６に運ばれる
。

従って、この蒸気発生ループ又は閉循環−次ループは容
器１０と蒸気発生器２８とを接続する冷却材配管を備え
る。

第１図に示した容器は一つのこの様な閉流体流れ系又は
ループを有して図示されているが、この様なループの数
はプラント毎に変わり、通常２〜４個のループが用いら
れる。

第１図のループには示していないが、各プラントの一つ
のループが加圧器を有しており、一次系の圧力を実質的
に一定に維持するためこの加圧器が、温度変化及び他の
運転条件の変動に由来する一次系内の圧力変動の始まり
に応答する。

蒸気発生器の二次側は熱交換管１８で一次冷却材から隔
てられている。

蒸気発生器においては二次流体３４が一次冷却材と熱交
換関係にあって、そこで加熱されて蒸気に変換される。

この蒸気は矢印３６で示すように蒸気導管３８を通って
、軸２４を介して例えば発電機のような負荷に接続され
たタービン２０へ流れる。

タービンへ流れる蒸気量は絞り弁４０で制御する。

タービン２０通過後の蒸気は復水器４２中で凝縮される
。

こうしてできた復水は矢印５２で示すように導管５０、
復水ポンプ４４、給水加熱器４６及び給水ポンプ４８を
経て蒸気発生器の二次側即ち外殻側へ戻される。

従って、再循環発電系は蒸気発生器２８をタービン２０
へ接続する二次流体用配管を備えている。

第１図に図示したような代表的加圧水形原子炉系の各−
次ループについての出口導管２６及び入口導管３０中の
冷却材温度はそれぞれ温度測定素子５４及び５６で検出
する。

これ等の素子は熱電対又は温度抵抗グローブでよい。

温度測定素子５４及び５６がそれぞれ出すアウトプット
信号Ｔ１及びＴ２は測定場所における瞬間的温度を表わ
す。

各ループの信号Ｔ１及びＴ２は温度平均ユニットに送ら
れ、数個のループからの平均がそれぞれ比較されて原子
炉の最も高い瞬間的平均運転温度を確認する。

その後、この確認運転温度を負荷のプログラム関数であ
るのが普通である規準値と比較する。

現在では、原子炉の瞬間的確認温度がプログラムによる
規準値と離れている時には、誤差信号が発せられこの誤
差を最小にする方向に制御棒の運動を制御する。

従って、米国特許第３４２３２８５号に記載されている
ようなプログラムによる平均温度方式の負荷追従原子炉
運転方法が通常採用されている。

負荷デマンドの増加があると、プラント操作員は所望の
出力に達するまでタービン２０への絞り弁４０を開く。

タービンへ流れた増大した量の蒸気流のため二次系の圧
力が低下し一次冷却材から除去される熱が多くなる。

上述した米国特許第３４２３２８５号に記載したような
プログラムによる平均温度制御系から得た制御信号に応
答した制御棒５８の操作によって、さもなければ起こる
かも知れない一次冷却材温度の対応する低下を回避する
。

当該技術では種々の平均温度制御プログラムが認められ
ていた。

例えば、初期のプログラムの一つは原子炉の全負荷範囲
にわたって一定の温度に一次ループの冷却材を維持する
ものであった。

ある与えられた原子炉に対しては、この方式の運転プロ
グラムは原子カプラントの全負荷定格を原子炉の安全運
転リミットに接近させうる。

これは、熱的及び水力的に考慮すると原子炉の許容出力
アウトプットは冷却材温度が上昇する時に減少する必要
があるので冷却材温度が原子炉の制限パラメータの一つ
になっていると言う事実に起因している。

更に、例えばタービン発電機負荷の９０％から１００％
への急激な増大のような、原子炉プラントでの電気的な
負荷過渡状態は容易に、１００楚の定格負荷を５％上ま
わるまでに原子炉を過渡的に過負荷にする。

平均温度一定の制御プログラムでは、かかる過渡状態の
間、冷却材温度の上昇は最小である。

従って、かかる過負荷中の温度上昇を通常許容するプロ
グラム温度方式の制御よりも、プラントの全負荷定格を
原子炉の安全運転リミットに一属近く特定できる。

この方式の温度制御では一次冷却材の温度がプラントの
負荷と無関係であるから、負荷が変化しても一次冷却材
の容積変化は殆ど或は全く起こらない。

従って、一次ループ（こ結合した加圧器は過渡状態だけ
のための大きさにすればよいので、比較的小形にするこ
とができる。

しかし、全負荷範囲にわたって定温度制御を採用するこ
との欠点は、軽負荷において二次ループの圧力に特有の
上昇が起こる結果になることである。

軽負荷での蒸気発生器の管側及び外殻側聞の平均温度差
は、二次流体温度が一次冷却材温度に近い値まで上昇す
る時に、低い値に下がる。

この二次流体温度の上昇に対応して二次流体圧力が上昇
される。

従って、所定の全負荷蒸気圧力について、二次ループを
全負荷運転レベルで経験する圧力よりずっと高圧に適す
るように設計しなければならない。

設計圧力を高くする必要があると、明らかに、蒸気発生
器並びに二次ループ中の及び二次ループ周辺の他の諸構
成要素の資本コストが大巾に上昇する望ましくない結果
になる。

第６図のグラフＡは、第７図のグラフＡで示すような蒸
気圧力対出力の対応する変化を伴う定平均温度プログラ
ムを表わしている。

或いは、第７図にグラフＢで示すような定蒸気圧カプロ
グラムを採用すれば、第６図にグラフＢで示すように一
次系温度の大きな上昇に遭遇する。

これは大形の加圧器を必要とし、コストの上昇その他の
諸々の欠点を伴う。

第６図にグラフＣで示した可変平均温度プログラム及び
第７図にグラフＣで示した対応する蒸気圧力の応答は両
者の中間であって、米国特許第３４２３２８５号に記載
した通り通常出力運転について最も効率的な運転条件を
与える。

出力の不利を避けるよう原子炉内を最適の運転条件に維
持するため部分長制御棒を使用せずに定軸方向偏差制御
を行なうことは、プログラム平均温度に等して瞬間的平
均温度を維持するような所望の反応度変化率を得るため
全長制御棒を使用する標準ｔこ従った慣行を変更するも
のである。

部分長制御棒を使用しない定軸方向偏差制御下では、全
長制御棒は軸方向偏差を目的値に実質的に等しく維持す
るために用いられる。

温度変化のような動力変動は今や冷却材内の中性子吸収
成分の濃度を変えることによって調節される。

加圧形軽水炉をこおいては、冷却材内の水素が減速材と
して働き、核分裂過程でできた中性子を炉心内で起きて
いる核連鎖反応を維持しやすいエネルギー準位まで減速
する。

かかる原子炉においては冷却材内の中性子吸収成分とし
てホウ素を用いるのが普通である。

ホウ素濃度はイオン交換又は希釈処理を通じて制御する
のが一般的であるが、これは遅く且つ炉心寿命の始期か
ら終期にかけて効果が衰える。

しかし、この方式は炉心の軸方向出力分布を乱さずに大
抵の負荷変化を適応させる効果がある。

第３図は、代表的炉心の寿命始期（ＢＯＬ）及び寿命終
期（ＥＯＬ）の双方について時間の関数としてタービン
負荷の増大を適応させる全長制御棒方式及びホウ素方式
双方の能力を表わしている。

過去においては、後備系として化石燃料プラントを使用
することでより速い負荷変化上の要求に適応していた。

この発明が提供する改良した原子炉運転方法は定軸方向
偏差制御を特性とする手順を継続しているが、負荷増大
要求に応答する能力を高めることができ、且つホウ素方
式の希釈能力の限界を打ち破る。

この目的を達成するため、加圧形軽水炉における減速材
が負の反応度温度係数である特性を利用して、一次ルー
プの制御した温度低下により反応度の迅速な増大を行な
う。

炉心中で所望の軸方向中性子束パターンを維持するため
に制御棒の挿入は浅いことが必要であるから、部分長制
御棒を使用しない定軸方向偏差制御の負荷追従中では、
出力の迅速な回復は限られている。

絞り弁の利用し得る余裕容量を利用すると共に過渡的な
負荷増大中の一次冷却材温度を低減することによって出
力回復能力の相当な向上が行なわれる。

反応度の増加量は一次ループ中で達成した温度降下の大
きさ及び負の減速材係数の大きさに依存している。

絞り弁の余裕容量（大概の原子炉で利用し得る）はより
高い出力レベルト蒸気圧力の低減とを可能にする。

第４図は、第３図について仮定した制御棒反応度挿入に
対応するＢＯＬでの５０％出力から５％／分で得られる
出力レベルを表わしている。

各場合、絞り弁容量は規準の１０５％（代表例）と仮定
した。

二種の結果の比較はこの発明の方法により負荷追従能力
を向上できることを示している。

負荷の増加によって必要となる出力アウトプット要求の
増大に応じるこの発明の好適な実施例によれば、タービ
ンの絞り弁４０を所望の増加率（例えば５％／分）で負
荷する（開く）。

同時にホウ素の希釈を利用し得る最大の割合で行なう。

前述したようなタービンの負荷は炉心冷却材の瞬間的平
均温度の低下をもたらし、この低下は平均温度制御系を
通じての全長制御棒の自動的引き抜きを生じさせる。

炉心の上方及び下方領域で監視した中性子束の差である
軸方向中性子束差が確認され、そしてこの軸方向中性子
束差がその目標値（定軸方向偏差の仕様により設定され
る）に対応する恐らく正の制御上限に達するなら或は達
した時には、全長制御棒の自動的引き抜きが停止される
。

制御棒が停止すると直ぐに、或は中性子束差が制御限界
に接近していないなら制御棒が炉心頂部にある引き抜き
限界に達すると直ぐに、一次冷却材の温度が降下を始め
る。

一次冷却材の瞬間的平均温度を連続的に監視する。

一次冷却材の瞬間的平均温度制御系により特定される冷
却材のプログラム温度との差が典型的には２０°である
最大設定値に達するなら或は達した時に、タービンの負
荷を停止して更なる温度低下を防止する。

慣行では系の熱的慣性を考慮して遅れに対する割合の補
償が採用されている。

最大温度限界を設定して原子炉のトリップを防止する。

さもないと蒸気発生器管路の破断のような温度降下を判
別する系のために原子炉のトリップが起こる。

予め設定した温度限界に達しタービン負荷を停止すれば
、結局ホウ素希釈の結果として冷却材のプログラム温度
に対する実際温度の差が減少するであろう。

大抵の場合、２０°の温度降下は所望の反応度増加率を
もたらすであろう。

そうでなければ、絞り弁が全開するまで上記したように
タービンを負荷調節する。

この観点から、出力増加率をホウ素希釈率で制御する。

この後者の面は、出力アウトプットがある中間点でまだ
所望値に達していなかったと仮定していた。

タービンが所望の出力であり且つ冷却材温度が平均温度
制御系で特定されるプログラム値に達した時に、ホウ素
の希釈操作を停止する。

利用した絞り弁の余裕容量は現行のタービン制御器によ
り全出力に達した際自動的に元に戻される。

この発明の方法の諸過程は出力運転中の任意の始動出力
レベル及び任意の諸通常運転状態に適応する。

加速された出力回復率で得られる出力レベルは主に始動
出力レベル、炉心サイクル（平衡又は非平衡）、炉心サ
イクル寿命、出力率及び許容された温度低下環に依存す
る。

勿論、特定した値は代表的なものであり、プラントの運
転仕様次第でプラント毎にある程度変わりつる。

一次冷却材の温度を低減して得られる出力（反応度）の
量は許容された温度降下に比例する。

しかし、得られる温度降下量には実際の限界がある。

第５図は加圧形軽水炉についての代表的な低減温度運転
領域を示している。

運転領域の左側境界は制御棒自動制御系の運転下限及び
原子炉冷却保護トリップ（ｒｅａｃｔｏｒ ｃｏｏｌ−
ｄＣｗｒｌｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎｔｒｉｐｓ ）により
定められ、右側境界は絞り弁の容量（蒸気温度／圧力の
関数）に委ねられている。

第５図に示した右側境界は絞り弁容量が全出力の１０５
％であると仮定している。

運転中の原子力施設には１０５〜１１０％の絞り弁余裕
容量がある。

運転領域の下側境界は原子炉冷却保護トリップのセツテ
ィング、原子炉容器その他のプラント構成要素の熱応力
及び蒸気発生器の湿分持ち越し問題等により定められる
。

この発明の方法は上述した米国特許第３４２３２８５号
に記載の平均プログラム温度制御運転と両立できる。

部分長制御棒を使用しない定軸方向偏差制御については
、必要な修正は、制御棒の運転より寧ろホウ素の希釈に
より炉心冷却材の瞬間的平均における温度調節を行なう
ことだけである。

第２図に総括的に符号６０で示したブロック図の回路は
必要な修正を遂行できる。

原子炉出力の関数である中性子束限界の目標範囲を設定
値回路６２にプログラムする。

炉心の上方及び下方領域間の中性子束差を原子炉周辺に
位置定めした四組の中性子検出器で監視し、中性子束差
の最悪の監視値を選択ユニット６４で確認する。

最悪の場合の中性子束差を比較器６６で回路６２の設定
値と比較する。

もし設定値を超えていれば、抑止信号が全長制御棒制御
系６８に伝えられて制御棒の更なる弓き抜きを防止する
。

同様に、温度差限界の抑止をブロック回路７０により行
なう。

冷却材の測定平均温度を、プログラムユニット７２への
タービンインパルス圧力の入力で表わされるような負荷
の関数である冷却材温度のプログラム値と比較する。

冷却材の測定平均温度及びプログラム温度間の差の大き
さを比較器７４へ伝え、ここで信号を温度差設定値と比
較する。

もし設定値を超えていれば、制御器７６によりタービン
絞り弁の更なる負荷を抑止する。

系の熱的慣性を補償するため割合／遅れ（ｒａｔｅ ／
ｌａｇｓ ）の形の信号補償器７８が備えられている
。

従って、定軸方向偏差運転中の負荷追従能力を向上させ
るこの発明の諸過程を行なうために、現在使用中の平均
温度制御系は容易に修正される。

第１４図〜第１６図はこの発明の方法を使用する迅速な
出力回復についてのプラント諸状態の対応する変化を示
している。

第１５図に示した曲線の点線部分は平均温度制御プログ
ラムを明らかにしており、一方、実線部分はこの発明の
諸工程を用いて得た展開を示している。

第１６図の点線及び実線部分はそれぞれ第１５図で明ら
かにした運転状態に対応する。

反対に、第８図〜第９図は５０％出力からの５％／分の
割合の出力回復例を示しており、これは５０％出力から
の全運転予備能力（ｆｕｌｌ ｓｐｉｎｎｉｎｇ ｒｅ
ｓｅｒｖｅ ｃａｐａｂｉｌｉｔｙ ）に相当する。

第９図及び第１０図の点線はプログラム値を示し、実線
は運転状態に対応している。

運転予備とは、プラントの一般の運転出力レベルと、大
きな出力デマンドが急にあった場合に達成できる出力レ
ベルとの差である。

第８図に示した過渡状態は部分長制御棒を使用する運転
をせずに起こり得ない。

その理由は、制御棒はそれ等の引き抜きによる変化を吸
収するに足るほど炉心に挿入されないからである。

しかし、軸方向出力分布を考慮しなければ、理論的にか
かる過渡状態を現出できる。

第１１図〜第１３図は部分長制御棒を使用しない定軸方
向偏差制御状態下で全出力を達成する能力を表わしてい
る。

グラフの点線及び実線部分はそれぞれプログラムによる
運転状態及び実際に遭遇した運転状態に対応しており、
図示の運転特性は第３図に示した寿命データの目的と矛
盾しない。

５％／分の増加で出力の７０％だけ達成できる。

従って、この発明で達成された負荷追従能力の増大が分
かる。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉による動力発生の施設を示す概略図、第
２図はこの発明の諸過程を行なうのに使用できる制御系
の一例のブロック図、第３図は、部分長制御棒を使用し
ない平均温度制御及び定軸方向偏差制御方式を採用する
代表的な原子炉動力発生施設について、寿命の始期及び
終期での、負荷増大要求に応答したタービンアウトプッ
トの可能増加率を示すグラフ、第４図はこの発明を用い
て得られたタービン出力の増加率を示すグラフ、第５図
はこの発明を用いた場合の、出力回復中の低減温度運転
領域を示すグラフ、第６図は原子炉運転を制御するため
原子炉の一次冷却材の平均温度プログラムで使用できる
三つの変化例を示すグラフ、第７図は第６図の平均温度
プログラムに対応して蒸気圧力対出力に起こりうる変化
を示すグラフ、第８図は部分長制御棒制御方式を用いて
得た出力の過渡的増加の例示グラフ、第９図は第８図に
示した出力過渡状態に対応する平均温度及び平均温度プ
ログラムを示すグラフ、第１０図は第８図に示した出力
過渡状態に対応し時間と共に変化する蒸気圧力の変化を
示すグラフ、第１１図は平均温度制御方式及び部分長制
御棒を使用しない運転方式を用いる迅速な出力回復過渡
状態を示すグラフ、第１２図は第１１図に示した過渡状
態に対応する平均温度及び平均温度プログラムを示すグ
ラフ、第１３図は第１１図に示した過渡状態に対応する
蒸気圧力対時間の変化を示すグラフ、第１４図はこの発
明の諸工程を採用する迅速な全出力回復を示すグラフ、
第１５図は第１４図の過渡状態に対応する平均温度プロ
グラムを示すグラフ、第１６図は第１４図に示した出力
過渡状態に対応する蒸気圧力対時間の変化を示すグラフ
である。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 軸方向の長さを有する核分裂性物質と、冷却減速材
   とを含む炉心を有し、この冷却減速材か炉心から熱を除
   去し且つ核分裂のための炉心中の中性子を減速させ、該
   冷却減速材は負の反応度温度係数を持っている原子炉を
   負荷追従するように運転する方法であって、負荷追従を
   含む運転中、炉心の上半部及び下半部についての中性子
   束差を維持するように全長制御棒を軸方向に位置決めす
   ることによって炉心全体にわたって軸方向に実質的に対
   称的な出力分布を維持し、過熱蒸気状態以下で蒸気発生
   器を運転し、所定のデマンドの増加により、１次系の冷
   却減速材の流量を一定に維持しながら蒸気発生器からの
   排出蒸気を増して、前記減速材から除去される熱量を増
   大することによって、炉心の軸方向出力分布を実質的に
   変えることなく冷却減速材の平均温度を低下せしめるこ
   とにより炉心内の反応度及び原子炉の出力を増大させて
   原子炉を負荷追従するよう運転する方法。