JPS645665B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

本発明はスペクトル移動原子炉の制御に関し、
特に同制御のための機械的装置に関するものであ
る。 一般的な原子炉においては、反応度の制御は炉
心内の中性子吸収物質（毒物質）の量を変えるこ
とによつて行なう。そのためには中性子吸収制御
棒を使用するのが普通であり、炉心に関する制御
棒の数と場所とを変えて制御を行なう。また、制
御棒のほかに、可燃性毒物や原子炉冷却材に溶解
した毒物を反応度の制御に使用できる。 加圧水形原子炉における従来の構造では、炉心
の寿命が終わるまで反応度の減少があるので、過
剰反応度を用いて炉心の寿命を延長するべく、始
動時における反応度が過剰であるように原子炉の
炉心を設計している。炉心寿命の初期に過剰量の
反応度を原子炉炉心で用いるよう設計されている
ので、過剰反応度を適切に制御するために、可溶
性ホウ素のような中性子吸収物質を炉心寿命の初
期に炉心内に入れなければならない。炉心寿命
中、反応度が消費されるに連れて、中性子吸収物
質を炉心から徐々に取り出す。炉心寿命中に使用
される中性子吸収物質は中性子を吸収し炉心の反
応度を低下させるが、この反応度はプルトニウム
燃料製造におけるようなもつと生産的な方法に使
用できる。有用な生産物を製造しないこのような
反応度の消費によつて、そのように消費しない場
合よりもウランの減損効率が低下し、そして燃料
コストが上昇する結果になる。 重水炉の炉心における中性子吸収物質の量を低
減しながら炉心寿命を延長する一つの方法は“ス
ペクトル移動制御”（Spectral Shift Control）
を使用して行なわれる。この場合、過剰反応度の
減少（従つて中性子吸収物質）は、炉心寿命の初
期における中性子スペクトルが比較的に“硬”で
あるように、原子炉運転のある時期の後まで原子
炉冷却水の一部を引き止めておくことによつて行
なわれる。“軟”（soft）スペクトルから“硬”ス
ペクトルへの移動は、毒物質よりもむしろ有効な
方法でより多くの中性子がU²³⁸に消費される結果
になる。原子炉炉心の反応度を適切なレベルに維
持するように、反応度が消費されるに従つて、通
常の水を徐々に重水と取り替える。従つて、原子
炉は中性子吸収物質を必要とすることなく且つ始
動時に過剰反応度を用いることなく制御可能とな
り、ウラン燃料コストが相当に節約される。ま
た、付加的なプルトニウムの製造によつてU²³⁵の
濃縮の必要性が減じる。 従つて、本発明の主な目的は、負荷追従運転に
対する制御要求を十分に維持したまゝ炉心寿命を
延長する原子炉を提供することである。 この目的から、本発明は、内部に配置された炉
心と熱伝達する水冷却材を循環させるために入口
ノズル及び出口ノズルを有する原子炉容器と、核
分裂によつて熱を発生するため前記炉心内に配置
される複数の燃料集合体と、前記燃料集合体に対
して挿入又は引き抜き可能に配設される複数の中
性子吸収能力が低い水押出要素とを含むスペクト
ル移動加圧水形原子炉において、前記中性子吸収
能力が低い水押出要素よりも大きいが制御棒より
は小さい反応度価値を有する中性子吸収能力が中
程度の水押出要素が前記燃料集合体のあるものに
対して挿入又は引き抜き可能に原子炉に配設され
ており、前記中性子吸収能力が低い水押出要素及
び前記中性子吸収能力が中程度の水押出要素は、
前記燃料集合体に挿入された時に前記炉心から水
を押し出して前記炉心内の水量を減じるようにな
つていることを特徴とするものである。 中性子吸収能力が中程度の水押出要素はステン
レス鋼でよく、中性子吸収能力がより高いので、
それ等の１本当たりについて、純水押出要素もし
くは押出棒よりも大きな反応度変化を行わせるこ
とができる。しかし、クラスタに配設されるステ
ンレス鋼製水押出要素の数を少なくすることによ
つて、ステンレス鋼製水押出要素の反応度価値は
中性子吸収能力が低い水押出要素のクラスタより
も低下する。 本発明は、添付図面に一例として図示した好適
な実施例に関する下記の記載から一層容易に明ら
かとなろう。 第１図において、原子炉２０は、頂部に脱着可
能の密閉頭部２４が取り付けられた原子炉容器２
２を備える。原子炉容器２２には入口ノズル２６
及び出口ノズル２８が設けられていて、水のよう
な冷却材が原子炉容器２２内を循環しうる。原子
炉容器２２の下方部分には炉心板３０が配設され
ており、この炉心板が燃料集合体３２を支持す
る。燃料集合体３２は原子炉容器２２内に配設さ
れ、炉心３４を構成する。当該技術で知られてい
るように、燃料集合体３２はその中のウランの核
分裂により熱を発生する。この燃料集合体３２と
熱伝達関係で原子炉容器２２を貫流する原子炉冷
却材が燃料集合体３２の熱を原子炉２０から離れ
た場所にある発電装置に運ぶ。制御棒を燃料集合
体３２に挿入したり或は燃料集合体から引き出し
たりするために、当該技術で既知のものから選択
しうる複数の制御棒駆動機構３６が密閉頭部２４
に装着されている。また、押出棒４０を燃料集合
体３２に挿入したり或は燃料集合体から引き出し
たりするために、複数の押出棒駆動機構３８も密
閉頭部２４に装着されている。押出棒駆動機構３
８は米国特許願第217055号明細書に記載されたも
のと同様でよい。明瞭にするため、選択した幾つ
かの押出棒４０のみを第１図に示す。しかし、押
出棒４０の数は燃料集合体３２内の押出棒案内管
の数に対応するよう選択されていることを理解さ
れたい。原子炉容器２２の上方部分には複数の押
出棒案内構造４２がそれぞれ押出棒駆動機構３８
と整列した状態で配設されていて、原子炉容器２
２の上方部分を通る押出棒４０の運動を案内して
いる。燃料集合体３２と押出棒案内構造４２との
間にはカランドリア４４を配設してもよい。この
カランドリア４４は各押出棒及び制御棒と共通の
直線上に整列して配置された多数の中空ステンレ
ス鋼管からなり、カランドリア領域内における押
出棒及び制御棒の案内を行なうと共に、流れによ
つて生じる押出棒及び制御棒の振動を最小にす
る。 第２図〜第４図において、燃料集合体３２は燃
料要素４８、格子５０、底部ノズル５２、頂部ノ
ズル５４及び案内管５６から構成される。燃料要
素は、核燃料を詰めて両端を端栓で封止した細長
い円筒形金属管でよく、20本×20本の実質的に正
方形の列群になつて配設され、格子５０によつて
所定場所に保持される。本数は25でよい案内管５
６が各燃料集合体３２内に５本×５本の列群にな
つて配設されている。各案内管５６が占めるスペ
ースは燃料要素４８の約４本分であり、案内管５
６は底部ノズル５２から頂部ノズル５４まで延び
て、格子５０、頂部ノズル５４及び底部ノズル５
２を支持する手段となつている。案内管５６は、
押出棒４０又は制御棒のような棒を収容可能なジ
ルカロイ（Zircaloy）製の中空円筒形金属管でよ
い。押出棒４０及び制御棒は大体同一寸法に造ら
れているので、各案内管５６は押出棒又は制御棒
のどちらか一方を等しく収容できる。棒で占めら
れていない時には、案内管５６は原子炉冷却材で
満たされているが、案内管５６に押出棒が挿入さ
れると、押出棒４０は案内管内の冷却材を押し出
す。 格子５０は、燃料集合体３２の長さに沿つた
種々の場所に位置決めされていて、燃料要素４８
及び案内管５６を互いに関して適当な距離のとこ
ろに隔置する作用をしており、原子炉冷却材が燃
料要素４８と熱伝達関係で循環しうるようになつ
ている。米国特許第3379617号及び第3379619号明
細書には類似する格子の詳細な説明が記載されて
いる。第４図から分かるように、ジルカロイで造
れる押出棒４０は、特開昭57−124290号公報に記
載された型式の細長い、円筒形の、実質的に中空
の棒である。押出棒４０には、棒に加重するため
及び棒の下方への移動性を高めるためにZrO₂又
はAl₂O₃のペレツトが入れられている。押出棒４
０は案内管５６と共通の直線上に整列するように
配設されているので、所望の時に押出棒４０を案
内管５６内に挿入しうる。これ等の押出棒４０は
スパイダ５８として知られている共通の装着構造
体に懸架されている。スパイダ５８は、本体６０
と、この本体から半径方向に延びる支柱６２とを
備える。押出棒４０は各支柱６２に別個に取り付
けられていて、押出棒の挿入される案内管５６の
列に対応する列を形成する。スパイダ５８は、押
出棒駆動機構３８に接続された駆動軸６４に取り
付ける。押出棒駆動機構３８の付勢によつて駆動
軸６４が下降又は上昇され、それによつて炉心３
４内の燃料集合体３２に対する押出棒４０の挿入
又は引き抜きが行なわれる。 各スパイダ５８が押出棒４０を一つ以上の燃料
集合体３２に挿入しうるように配設されているこ
とが重要である。例えば、第４図に示すように、
スパイダ５８は25本の押出棒を中央の燃料集合体
３２に挿入し、４本の押出棒を隣接する４つの燃
料集合体の各々に挿入しうる。このようにして、
スパイダ及び駆動機構の数を増すことなく、複数
の押出棒４０を複数の燃料集合体３２に対し出入
するよう移動させることができる。 第５図及び第６図において、押出棒案内構造４
２は、押出棒又は制御棒のような棒が通過しうる
ように設計された割りチユーブからなる複数のガ
イド７０を備えている。押出棒案内構造４２は第
１図に示すようにカランドリア４４と密閉頭部２
４との間に位置決めされ、各押出棒駆動機構３８
に対応するよう配列されている。多数のスペーサ
７２がガイド７０に沿つた種々の場所に配置され
ており、そしてガイド７０と一緒に、原子炉容器
２２の上方部分を通る押出棒４０を案内する。第
６図から分かるように、押出棒４０を案内するた
め８本のガイド７０が設けられている。ガイド７
０の割りチユーブにある“割れ目”はスペーサ７
２にある溝７４と共に、燃料集合体３２において
案内管５６に対する押出棒又は制御棒の整列を維
持しながらスパイダ５８がスペーサを通過しうる
ように、作用する。駆動軸６４を受け入れる溝７
６が中央に設けられているので、スパイダ５８は
この溝を通つて移動しうる。 再び第１図において、多数の管からなるカラン
ドリア４４は、カランドリア領域を通る押出棒４
０のような棒の案内を行なう。一般に、カランド
リア４４内の管は、ガイド７０のように割り管で
はないので、スパイダ５８はカランドリア４４内
の管の頂部に近付くとその下降を停止する。カラ
ンドリア４４の頂部で停止した時には、全ての棒
がカランドリアの管内を通つて燃料集合体３２内
に完全に挿入される。カランドリアの管に挿入さ
れている間、棒は原子炉冷却材の流れから保護さ
れるので、保護されていない場合にカランドリア
領域の原子炉冷却材の高速によつて生じるかも知
れない振動を最少にすることができる。 本発明においては、案内管５６に挿入するため
少なくとも三種の制御棒が設けられている。例え
ば、押出棒、制御棒及びグレイ棒（gray rod）
を案内管５６に挿入するべく配列しうる。棒の全
ては大体同一の寸法及び形状であるが、棒を造る
材料は異なつている。中空の肉厚管であるか又は
内部にZrO₂又はAl₂O₃ペレツトのような中性子吸
収能力が低い物質を含んでいる押出棒４０は、原
子炉冷却材を押し出し、それにより原子炉の減速
状態を制御するのに使用される。制御棒は当該技
術でよく知られた中性子吸収物質を含んでおり、
普通に知られた方法で炉心の反応度を制御する働
きをする。グレイ棒は押出棒４０に似ているが、
ステンレス鋼のような中性子吸収能力が中程度の
物質で造られているので、１本当たりのそれ等の
反応度価値は押出棒４０よりも大きい。 第７図〜第１１図には、炉心1/4における燃料
要素４８、押出棒４０、制御棒８０、グレイ棒８
２及び棒のない場所８４の配列が示されている。
棒のない場所８４は、他のものとの区別を明確に
するため、第８図、第９図及び第１１図におい
て、斜線を付して示されている。炉心の安全な形
状は第７図に示した1/4炉心を他の炉心象限にも
展開することによつて得られる。実際には、第７
図に示した1/4炉心は第７図のＡ―Ａ線に沿つた
１／８炉心の鏡像である。しかし、第７図には明瞭
にするため炉心1/4が示されている。 第１０図から分かるように、各燃料集合体３２
は燃料要素４８の列と案内管５６の列とを備えて
いる。一般に、制御棒８０及びグレイ棒８２は対
角線上に配設された案内管５６内においてだけ使
用されるが、押出棒４０は燃料集合体の全案内管
５６内において使用されるのが普通である。ま
た、データ計測機器を収容するため、計装管８８
が各燃料集合体３２の中心近くに設けられてい
る。各燃料集合体３２は第１０図に示したものと
本質的に同一であるが、案内管５６が原子炉冷却
材、押出棒４０、制御棒８０又はグレイ棒８２の
どれによつて占められているかに応じて、各燃料
集合体３２は異なる機能を発揮する。押出棒４０
及びグレイ棒８２は大体等量の水を押し出すよう
にほぼ同じ大きさに決められているのが普通であ
る。しかし、グレイ棒８２は厚肉のステンレス鋼
製円筒棒であるから、各グレイ棒が有する反応度
価値は単一の押出棒よりも大きい。グレイ棒の肉
厚は約1.65mm（0.065in）でよい。しかし、グレイ
棒は、押出棒クラスタが41本の押出棒からなるの
に対し、９本でグレイ棒クラスタを形成するよう
に通常配列されているので、各グレイ棒クラスタ
が持つ反応度価値は押出棒クラスタより小さい。
従つて、棒の材料及び数を適切に選択することに
よつて、グレイ棒及び押出棒に対して平衡した反
応度価値を得ることができる。また、一つのグレ
イ棒クラスタの反応度価値は一つの押出棒クラス
タの約25％であるから、グレイ棒クラスタ及び押
出棒クラスタの運動を多様に組み合わせることに
より、炉心全体にわたり種々の反応度価値を生じ
させることができる。 第１１図において、案内管５６内で制御棒８０
もグレイ棒８２も使用されておらず且つ押出棒４
０のみが使用されている燃料集合体を総括的に押
出集合体９０と呼び、押出棒４０及び制御棒８０
の双方を用いている（しかしグレイ棒はない）燃
料集合体を制御集合体９２と呼び、同様に、押出
棒４０及びグレイ棒８２の双方が使用されている
燃料集合体をグレイ集合体９４と呼ぶ。第１１図
においては、明瞭にするため燃料要素４８は省略
されており、また、これ等の燃料集合体は第１０
図に示したものと同様である。 更に第１１図において、制御棒８０及びグレイ
棒８２の各々はスパイダ５８に類似するスパイダ
（図示しない）に取り付けられているが、この図
示しないスパイダは一つの燃料集合体に作用する
だけである。このようにして、任意の燃料集合体
における全ての制御棒８０又はグレイ棒８２は単
一の駆動機構によつて上昇又は下降させることが
できる。更に、押出棒の各スパイダ５８は（第１
１図の中央部及び第４図に図示したように）隣接
する燃料集合体内に延入できるので、押出棒のス
パイダ５８の運動が５本の燃料集合体の制御を行
ない必要な押出棒駆動機構の数を減少させる。勿
論、1/4炉心の周辺では（第７図に示すように）、
隣接する燃料集合体がないか或は棒のない場所８
４が存在するので、特定のスパイダは通常より少
ない本数の棒を移動させる。 第７図を構成する第８図及び第９図において、
各横列に100〜114の番号を付し各縦列に116〜130
の番号を付した1/4炉心の配列は次のように構成
されている。 燃料集合体 （100，116） 1/4押出集合体 （100，118） 1/2制御集合体 （100，120） 1/2押出集合体 （100，122） 1/2制御集合体 （100，124） 1/2押出集合体 （100，126） 1/2制御集合体 （100，128） 1/2押出集合体 （100，130） 1/2グレイ集合体 （102，116） 1/2制御集合体 （102，118） 押出集合体 （102，120） グレイ集合体 （102，122） 押出集合体 （102，124） グレイ集合体 （102，126） 押出集合体 （102，128） 制御集合体 （102，130） 押出集合体 （104，116） 1/2押出集合体 （104，118） グレイ集合体 （104，120） 押出集合体 （104，122） 制御集合体 （104，124） 押出集合体 （104，126） 制御集合体 （104，128） 押出集合体 （104，130） 棒のない部分的制御集合体 （106，116） 1/2制御集合体 （106，118） 押出集合体 （106，120） 制御集合体 （106，122） 押出集合体 （106，124） 制御集合体 （106，126） 押出集合体 （106，128） 制御集合体 （106，130） 押出集合体 （108，116） 1/2押出集合体 （108，118） グレイ集合体 （108，120） 押出集合体 （108，122） 制御集合体 （108，124） 押出集合体 （108，126） 制御集合体 （108，128） 押出集合体 （110，116） 1/2制御集合体 （110，118） 押出集合体 （110，120） 制御集合体 （110，122） 押出集合体 （110，124） 制御集合体 （110，126） 押出集合体 （110，128） 棒のない部分的押出集合体 （112，116） 1/2押出集合体 （112，118） 制御集合体 （112，120） 押出集合体 （112，122） 制御集合体 （112，124） 押出集合体 （112，126） 棒のない部分的押出集合体 （114，116） 1/2グレイ集合体 （114，118） 押出集合体 （114，120） 棒のない部分的制御集合体 （114，122） 押出集合体 1/4炉心に関する前述の記載から分かるように、
その概念に基づく炉心構造は第１１図に示すよう
に大体図示できる。基本的には、第７図において
燃料集合体（100，116）で表わされている完全炉
心の中心の燃料集合体は制御集合体９２又は多分
に押出集合体９０のどちらか一方に決めることが
できる。一旦これが決定されたら、中心の燃料集
合体の側平面に直ぐ隣接する４つの燃料集合体を
他の型式のものに決め、対角線上にある燃料集合
体を中心の燃料集合体と同一型式のものに決め
る。次いでこの仕方を交互に続ける。例えば、第
７図における中心の燃料集合体（100，116）は押
出集合体９０に決めたので、その側平面にある燃
料集合体は制御集合体９２又はグレイ集合体９４
のどちらかに決められ、一方対角線上にある燃料
集合体は押出集合体９０に決められる。この仕方
は、炉心の周辺に達するまで交互に繰に返され
る。炉心の周辺では、端の燃料集合体は特定の炉
心の核物理学に基づいてハイブリツド（混成）集
合体であるように決めることができる。ある特定
の燃料集合体を制御集合体９２にするかグレイ集
合体９４にするかは、通常の炉心設計に基づいて
要求される制御集合体の数と場所とを先ず選択す
ることにより決定される。その後、制御集合体９
２と決めなかつた燃料集合体の残りをグレイ集合
体９４として使用する。従つて、実質的に炉心全
体にわたつて押出集合体及び制御又はグレイ集合
体が交互する仕方で配列することが可能であり、
実際に全ての燃料集合体が少なくとも一つの押出
棒スパイダ５８で操作され、且つ各押出棒スパイ
ダ５８が一般に５本の燃料集合体を操作する。更
に、各燃料集合体は押出棒、制御棒又はグレイ棒
のどれかのための少なくとも一つの駆動機構によ
つて操作される。 図示の炉心配列は、炉心内の減速材の量を制御
することによつて中性子スペクトルを“スペクト
ル移動”の方法で制御することができる手段とな
る。減速材量の制御は、適切な時期に炉心内の水
冷却材を押し出しそして取り換えることによつて
行なうことが可能であり、それにより炉心の減速
が変化する。本発明においては、押出棒４０及び
グレイ棒８２はこの減速状態の変化を行なうため
に使用できる。 本発明によるスペクトル移動加圧水形原子炉の
運転に際しては、炉心寿命の初期に、全ての押出
棒４０及びグレイ棒８２を炉心３４内に入れる。
しかし、その時期にはどの制御棒８０も挿入する
必要がない。押出棒４０及びグレイ棒８２の挿入
は押出棒駆動機構３８のような適切な機構を付勢
することにより行なわれる。駆動機構が付勢され
ると、押出棒４０及びグレイ棒８２は下降して燃
料集合体３２の適切な案内管５６内に入る。従つ
て、押出棒及びグレイ棒はそれ等の容積の冷却材
（水）を押し出し、炉心３４内の減速材量が減少
する。減速材の減少は炉心の中性子スペクトルを
硬化させ、そしてプルトニウムの生産量を増大さ
せる。中性子スペクトルのこの硬化は一般に“ス
ペクトル移動”と呼ばれている。一層硬化した中
性子スペクトルはホウ素による化学的粗調整の必
要性を軽減し、一層大きい負減速材温度係数をも
たらし、そして可燃性毒物の必要性を減少ないし
は排除する。炉心内のウラン燃料の減損は炉心の
寿命が終わるまで続くので、ある数の押出棒４０
及び（又は）グレイ棒８２をそれ等の駆動機構の
付勢により炉心から引き抜く。棒の引き抜きによ
つて一層多量の水減速材が炉心領域に入り、炉心
の減速を助長する。これは、燃料の減損が反応度
価値の減損を生じさせている時に、実際に反応度
価値をもたらす。従つて、炉心の反応度は比較的
長期間にわたり適切なレベルに維持できる。棒の
引き抜きは、炉心寿命の末期近くに、全ての押出
棒４０及び全てのグレイ棒８２が炉心から引き抜
かれてしまうまで、炉心の種々の条件に依拠する
所定速度で継続することができる。 押出棒４０及びグレイ棒８２は“スペクトル移
動”のために使用するほかに、負荷追従のために
も使用できる。例えば、原子炉冷却材中のホウ素
濃度が約100ppm以下に低下すると、負荷追従中
のキセノン過渡変動に対して補償するホウ素の放
出・供給操作の能力が実際に則したものにならな
い場合がある。しかし、押出棒４０又はグレイ棒
８２のうち選択したものを引き抜くか或は挿入す
ることにより、適正な反応度変化を行なつてキセ
ノン過渡変動を補償できる。更に、かかる処置を
行なつて全出力要求又は半径方向出力分布を調整
することができる。グレイ棒８２は押出棒４０と
は異なる反応度価値を持つているので、また、グ
レイ棒８２及び押出棒４０は炉心内の別々の場所
に位置決めされているので、これ等の棒の適切な
選択及び運動により原子炉の微妙な制御を行なう
ことができる。 41本の押出棒からなる押出棒クラスタの反応度
価値を計算したところ、このクラスタは約75pcm
の反応度価値を持つている。即ち、燃料の燃焼度
が11000MWD／MTUである時、単一の押出棒
（41本）クラスタを完全に挿入した状態から完全
に引き抜いた状態へ動かした場合に、炉心の反応
度が約75pcmだけ増加すると考えられる。同時
に、反応度の減速材温度係数は約−70pcm／℃で
あると言える。ここで、制御棒の位置又は出力レ
ベルに変化を生じさせることなく単一の押出棒
（41本）クラスタを引き抜くと、押出棒の運動後、
約10〜20秒（１ループの伝達時間）遅れて、原子
炉冷却材の平均温度が約１℃上昇する。押出棒の
運動に応じて生じる冷却材の平均温度の変化は若
干であり且つゆつくり起こるので、冷却材の温度
変化は全炉心反応度に対する押出棒の運動の影響
を“クツシヨン”にするのに使用できる。即ち、
負減速材温度係数のため、原子炉冷却材の温度変
化は押出棒の運動によつて生じる反応度変化の一
部を相殺しようとするので、押出棒クラスタが運
動する時の炉心反応度の変化はスムースである。
押出棒クラスタの反応度価値及び減速材温度係数
の絶対値は、炉心内のホウ素濃度及び水素対ウラ
ンの比率の変化に連れて、同一方向に且つ比較し
うるわずかな割合で変化するので、押出棒クラス
タの単位運動当たりの温度変化は炉心寿命の後半
を通じて炉心状態に大体関係がない。 第１２図において、原子炉制御に関するこの概
念を利用して、二つの原子炉冷却材温度帯域を選
び、原子炉を運転できる。これ等の帯域は従来の
運転帯域より広く且つそれとは異なつている。一
つの帯域、即ち帯域Ａは広帯域であつて、原子炉
冷却材平均温度の設定点T_Sの各側に２〓づつ広
がる約４〓の巾に決められている。T_Sは原子炉
を運転するのに望ましい原子炉冷却材平均温度に
設定されている。或は、低温側の平均温度を使用
してもよい。行政上の指導限界又は狭帯域である
帯域Ｂは、設定点T_Sの各側に1.5〓づつ広がる約
３〓の巾に決められている。帯域Ａは、原子炉冷
却材の温度がこの限界に達すると自動装置が作動
を開始して温度のドリフトを転換するよう選定さ
れている。また、帯域Ｂは作業の指導限界として
選定されているもので、原子炉冷却材の温度がこ
の限界に近付くと、運転員により或は押出棒運動
の自動的な選択及び開始により帯域Ａの限界に達
するのを避けるようになつている。このような方
法で、時間t₀〜t₁間に示すようにキセノン蓄積中
に原子炉冷却材の温度が下方へドリフトする時
に、特定の押出棒クラスタ又はグレイ棒クラスタ
の引き抜きが開始される。時間t₁及びt₂間でクラ
スタが引き抜かれるが、完全に引き抜くには約15
分間を要する。クラスタの引き抜きによつて水―
減速材が炉心に入り、炉心の反応度が上昇すると
共に原子炉冷却材の温度が上方へドリフトする。
キセノンは蓄積を継続するので、時間t₂〜t₃間に
示すように冷却材温度は再び低下する。t₃に達し
た時に、次のクラスタ、即ち必要とされる反応度
の増加に応じて押出棒クラスタ又はグレイ棒クラ
スタのどちらかを選んで引き抜くことが再び必要
になる。t₄〜t₅間の時間枠は、帯域Ａの限界に達
するのを回避するため次のクラスタの引き抜きを
開始すべき時間枠である。このような方法で、キ
セノン過渡変動によつて起きるような原子炉冷却
材の温度変動を、原子炉内のホウ素濃度を調整す
ることなく且つ炉心寿命を延長しながら、補償す
ることができる。 特定のクラスタを何時動かすべきかを決定する
ほかに、どのクラスタ又はクラスタ群を動かすべ
きか及びそれ等を炉心に入れるべきか或は出すべ
きかどうかをも決定する必要がある。この点に関
しては、押出棒クラスタはグレイ棒クラスタより
も広い炉心領域に影響を及ぼすので、且つ、個々
のグレイ棒は個々の押出棒とは異なる反応度価値
を持つているので、種々のクラスタの適正な選択
及び運動によつて炉心反応度のレベル及び半径方
向の出力分布に変化を生じさせることができる。 第１３図において、出力配分の計算機１００は
各燃料集合体に割り当てられる全炉心出力の割合
を決定する。これは、十分な数の炉内放射線検出
器を使つて局部的な中性子束又は出力レベルの値
を測定する通常の方法により確認できる。例え
ば、約60の燃料集合体はガンマ線検出器のような
放射線検出器を５つ備える。この５つの放射線検
出器は燃料集合体に沿つて軸方向に隔置され、全
部で300の放射線検出器が60の炉心領域について
の反応度レベルを同時的に与えるようになつてい
る。これ等の読みは、較正及び重みつけの係数と
共に出力配分計算機１００に送られ、各炉心領域
が担う出力配分割合が決定される。同時に、現況
コンパイラ１０２がホウ素濃度、水素対ウランの
割合、クラスタの現在位置等のその他の炉心条件
をコンパイルする。この情報を出力配分計算機１
００からの情報と共に押出棒運動による効果の予
報器１０４に送り、そこで、各クラスタの運動に
より生じると思われる反応度変化及び出力配分割
の変化を決定する。特定の燃料集合体に関し、そ
の対応するクラスタを動かすことにより生じる反
応度変化は燃料集合体の現在の出力密度に関係す
ることが分かつた。この関数は次のように表現で
きる。 △Ｒ＝ｍ×APD ここで、 △Ｒ＝対応するクラスタ（押出棒又はグレイ
棒）を挿入又は引き抜くことによる燃
料集合体の反応度変化 APD＝クラスタ移動前の燃料集合体の出力密
度 ｍ ＝直線の勾配 尚、上の式において、△Ｒは相対的な値であり
無次元、ｍの単位はクラスタ１本のpcm／単位出
力密度である。pcmは増倍率を表すのに通常使用
され、1pcmは1000分の１パーセントである。ま
た、次のデータで示されるように係数ｍは燃焼度
に関係づけうることが分かつた。

【表】 （MWD／MTU＝メガワツト・日／ウランの
メートル・トン、pcm＝パーセント・ミリ） 燃焼度に対する係数の関係は、 ｍ＝0.0054×BU となる。 ここで、BU＝燃焼度（MWD／MTU）であ
り、係数0.0054の単位はpcm≒MWD／MTUで
ある。 従つて、 △Ｒ＝0.0054×BU×APU 効果予報器１０４は、この関係を使用すること
によつて、その燃料集合体に対応するクラスタを
動かすことによつて生じると思われる反応度変化
を予報することができる。次にこの情報をクラス
タ選択器１０６に送る。 また、クラスタ引き抜き後の特定の燃料集合体
の出力密度は次のように関係付けうることが分か
つた。 NPD＝（1.17＋0.000033×BU）×OPD ここで、 NPD＝燃料集合体の新出力密度 OPD＝燃料集合体の旧出力密度 BU ＝燃焼度（MWD／MTU） 上記の式において係数0.000033の単位は１÷
MWD／MTUである。従つて、特定の燃料集合
体の出力密度変化はクラスタ移動前のその出力密
度に基づいて得ることができる。次いでこの情報
をクラスタ選択器１０６に送る。 当該技術で既知のものから選択できる要求予報
器１０８は、必要であると予想される反応度の増
加量又は減少量を決定しそれをクラスタ選択器１
０６に送るべく設けられている。これは、冷却材
平均温度、出力レベル、帯域限界、設定点等のデ
ータに基づくことができる。また、出力配分計算
機は各燃料集合体の出力配分割合をクラスタ選択
器１０６に送る。 クラスタ選択器１０６は、クラスタ移動前の各
燃料集合体についての出力配分割合、クラスタを
動かしたと仮定した場合に予想される反応度変
化、各燃料集合体についての現在の出力密度
（OPD）、各燃料集合体についての予報出力密度
（NPD）及び要求される反応度変化を受け取る。
これ等から、各燃料集合体の新しい出力配分割合
を決定することができる。この情報並びに各クラ
スタの現在位置に基づいて、クラスタ選択器１０
６は、全体の出力配分パターンを歪曲することな
く所望の反応度変化を生じさせるクラスタ運動を
行なう一つ又は複数のクラスタを選択できる。一
般に、この選択には、後からのクラスタ運動を妨
害するかも知れないクラスタ運動を行なわないよ
うに、次の反応度変化及びそれに必要な運動を予
報することが含まれる。選択したクラスタの配置
は出力分布検査器１１０、読出器１１２及び自動
制御器１１４に直接送られる。出力分布検査器は
旧出力配分割合に対する予報出力配分割合を検査
し、予報した変化が設定限界の外側に出れば警報
器１１６をトリツプすることができる。運転員は
読出器１１２を見て、選択したクラスタの配置の
どれを使用するか決定することができ、或は、ク
ラスタ選択器１０６によつて選択を自動的に行な
い、選択信号をクラスタ運動遂行のため自動制御
器１１４に送ることができる。従つて、例えば負
荷追従中に加圧水形原子炉を制御するため、これ
等の規準に基づいて、利用しうる押出棒又はグレ
イ棒クラスタの多数の組合せの各種の運動が評価
され、そして遂行される。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉の立面の縦断面図、第２図は燃
料集合体の上方部分を一部断で示す立面図、第３
図は燃料集合体の下方部分を一部断面で示す立面
図、第４図は押出棒及び燃料集合体の斜視図、第
５図は押出棒案内構造を一部断面で示す立面図、
第６図は第５図の―線断面図、第７図は原子
炉の1/4炉心、即ち炉心の1/4を示す概略図、第８
図及び第９図は1/4炉心の一部の拡大図、第１０
図は一般的な燃料集合体の概略断面図、第１１図
は炉心の一部の概略図、第１２図は負荷追従応答
を示すグラフ、第１３図はクラスタ選択論理のブ
ロツク図である。 ２０……原子炉、２２……原子炉容器、２６…
…入口ノズル、２８……出口ノズル、３２……燃
料集合体、３４……炉心、４０……押出棒（中性
子吸収能力が低い水押出要素）、８２……グレイ
棒（中性子吸収能力が中程度の水押出要素）。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 内部に配置された炉心と熱伝達する水冷却材
   を循環させるために入口ノズル及び出口ノズルを
   有する原子炉容器と、核分裂によつて熱を発生す
   るため前記炉心内に配置される複数の燃料集合体
   と、前記燃料集合体に対して挿入又は引き抜き可
   能に配設される複数の中性子吸収能力が低い水押
   出要素とを含むスペクトル移動加圧水形原子炉に
   おいて、前記中性子吸収能力が低い水押出要素よ
   りも大きいが制御棒よりは小さい反応度価値を有
   する中性子吸収能力が中程度の水押出要素が前記
   燃料集合体のあるものに対して挿入又は引き抜き
   可能に原子炉に配設されており、前記中性子吸収
   能力が低い水押出要素及び前記中性子吸収能力が
   中程度の水押出要素は、前記燃料集合体に挿入さ
   れた時に前記炉心から水を押し出して前記炉心内
   の水量を減じるようになつていることを特徴とす
   るスペクトル移動加圧水形原子炉。