特開 2024-81971 炉心の制御方法

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】公開特許公報(A)

(11)【公開番号】P2024081971

(43)【公開日】2024-06-19

(54)【発明の名称】炉心の制御方法

(51)【国際特許分類】

   G21D 3/12 20060101AFI20240612BHJP

【ＦＩ】

G21D3/12 E

【審査請求】未請求

【請求項の数】9

【出願形態】ＯＬ

(21)【出願番号】P 2022195608

(22)【出願日】2022-12-07

(71)【出願人】

【識別番号】507250427

【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社

(74)【代理人】

【識別番号】110000350

【氏名又は名称】ポレール弁理士法人

(72)【発明者】

【氏名】横井 公洋

(72)【発明者】

【氏名】伏見 篤

(72)【発明者】

【氏名】光安 岳

(57)【要約】

【課題】
沸騰水型原子炉に適した日出力調整運転における、出力調整幅を拡大し得る炉心の制御方法を提供する。
【解決手段】
日負荷追従運転を実施する原子力プラントにおける炉心の制御方法であって、日負荷追従運転による炉心の状態変化を評価する第１の工程と、低出力状態から高出力状態への復帰時及び復帰後における炉心の制約パラメータの制限超過を判定する第２の工程と、前記低出力状態の時間帯又は前記高出力状態への復帰中の時間帯における制御棒操作量を設定する第３の工程と、を備える
【選択図】 図１１

【特許請求の範囲】

【請求項1】

日負荷追従運転を実施する原子力プラントにおける炉心の制御方法であって、
日負荷追従運転による炉心の状態変化を評価する第１の工程と、
低出力状態から高出力状態への復帰時及び復帰後における炉心の制約パラメータの制限超過を判定する第２の工程と、
前記低出力状態の時間帯又は前記高出力状態への復帰中の時間帯における制御棒操作量を設定する第３の工程と、を備えることを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項2】

請求項１に記載の炉心の制御方法において、
前記第２の工程と前記第３の工程の間に更に、
前記原子力プラントの給水温度制御能力を判定する第４の工程と、
給水温度制御量を設定する第５の工程と、を備えることを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項3】

請求項１に記載の炉心の制御方法において、
前記第１の工程の前に更に、制御指令によって、とりうる出力調整パターンの内、¹³⁵Ｘｅの濃度変化が最大となるパターンを設定する第６の工程を備えることを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項4】

請求項１乃至請求項３のうち、いずれか１項に記載の炉心の制御方法において、
前記炉心の制約パラメータは、炉心の出力と流量の制御範囲を制限する出力流量マップであることを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項5】

請求項４に記載の炉心の制御方法において、
前記第２の工程にて、前記出力流量マップの流量上限を超過した場合には、前記第３の工程にて、制御棒の引き抜き量を設定し、
前記第２の工程にて、前記出力流量マップの流量下限を超過した場合には、前記第３の工程にて、制御棒の挿入量を設定することを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項6】

請求項４に記載の炉心の制御方法において、
前記第２の工程にて、前記出力流量マップの流量上限を超過した場合には、前記第５の工程にて、給水温度の低下量を設定し、
前記第２の工程にて、前記出力流量マップの流量下限を超過した場合には、前記第５の工程にて、給水温度の上昇量を設定することを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項7】

請求項１乃至請求項３のうち、いずれか１項に記載の炉心の制御方法において、
前記炉心の制約パラメータは、最小限界出力比、最大線出力密度、ＰＣＩＯＭＲ及びＳＤＲｓのうちいずれかに係るパラメータであることを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項8】

請求項１乃至請求項３のうち、いずれか１項に記載の炉心の制御方法において、
前記第３の工程にて、制御棒位置を定常状態の位置或いは日負荷追従運転の実施前の初期位置に戻すことを特徴とする炉心の制御方法。

【請求項9】

請求項１乃至請求項３のうち、いずれか１項に記載の炉心の制御方法において、
前記いずれかの工程にて、反復回数の上限を有することを特徴とする炉心の制御方法。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、炉心の制御方法に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な炉心の制御方法に関する。

【背景技術】

【0002】

沸騰水型原子炉の炉心には、複数の燃料集合体が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質（例えば、酸化ウラン）を含む複数の燃料ペレットを封入した複数の燃料棒、燃料棒の上端部を支持する上部タイプレート（上部燃料支持部材）、燃料棒の下端部を支持する下部タイプレート（下部燃料支持部材）、燃料棒間の間隔を保持する複数の燃料スペーサ、水ロッド、及び横断面が正方形状である角筒状のチャンネルボックスを有する。原子力発電は、発電コストに占める核燃料サイクルコストの割合が小さく、とりわけ国内ではベースロード電源として認識されてきた。

【0003】

これまでベースロード電源として認識されてきた国内の原子力プラントにおいても、近年の再生可能エネルギー(特に太陽光)の大量導入に伴い、日負荷追従運転による調整力としての機能が求められつつある。原子力プラントの日負荷追従運転の方法として、炉心の熱出力を変化させる熱出力制御がある。

【0004】

熱出力制御の大きな課題の一つとして、¹³⁵Ｘｅの濃度変化がある。¹³⁵Ｘｅは中性子の強吸収物質であるため、その濃度変化に合わせて臨界制御を行う必要がある。¹³⁵Ｘｅは定格出力時には生成と消滅がつり合い平衡状態(一定の数密度)となっているが、熱出力を下げると消滅の寄与が減り濃度が上昇していく。炉心にもよるが、おおよそ６時間程度で¹³⁵Ｘｅの数密度がピークとなったのち減少に転じる。この¹³⁵Ｘｅの数密度がピークとなる時間(以降、Ｘｅピーク時間)は、太陽光発電が盛んに行われる日照時間の時間オーダーに比較的近い。従って、太陽光発電が行われている間、電力の需給調整のため原子力プラントで低出力状態を維持することを考えた場合、定格出力に戻す際には、ちょうど¹³⁵Ｘｅが蓄積した状態である可能性が高い。定格出力に戻した際にも当然臨界を維持する必要があるが、¹³⁵Ｘｅが蓄積している分、定格運転状態と比べると正の反応度を投入しなければならない。また、この後定格出力を維持すると、¹³⁵Ｘｅの消滅の寄与が増えて逆に¹³⁵Ｘｅの数密度が減り負の反応度を投入する必要が生じる。このように同じ定格出力状態であっても、日負荷追従による¹³⁵Ｘｅの濃度変化に伴い、大きく臨界制御をする必要がある。なお、一般に「負荷追従」と呼ばれる制御方法のことを、需給調整市場参入のために事業者が能動的に出力制御する環境に変わりつつあることを踏まえて、以降、「出力調整」と称する。

【0005】

この臨界制御の方法として、制御棒の挿入量の操作、再循環ポンプによる炉心流量制御、給水加熱量の調整による給水温度制御等がある。制御棒操作は、局所的に反応度を投入することになり出力分布の変化が大きいため、一般に高出力領域(例えば、定格出力)では活用しない。一方、流量制御や給水温度制御は、炉心全体的に反応度を投入するため出力分布の変化は比較的小さく、高出力領域でも操作可能である。ただし、流量制御量にはＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）やＭＣＰＲ（Ｍｉｎｉｍｕｍ Ｃｒｉｔｉｃａｌ Ｐｏｗｅｒ Ｒａｔｉｏ：最小限界出力比）等の制限があり、給水温度制御量には給水ノズルの熱疲労の観点から制限がある。出力調整幅が小さい等、¹³⁵Ｘｅの濃度変化が小さい場合には、臨界は基本的に流量制御により制御するが、¹³⁵Ｘｅの濃度変化が大きくなると、特に高出力（例えば、定格出力）復帰後のＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）の流量制限を超過するようになり、上記制約を考慮しつつ、制御棒制御や給水温度制御を併用する必要がある。なお、給水温度制御は原子力プラントによっては、新たに実装が必要となる。

【0006】

出力調整における流量制御と制御棒操作の併用に関して、特許文献１に記載された技術がある。特許文献１では、出力調整前後に制御棒操作で（臨界となる）流量値をシフトさせて、制御棒操作による出力調整量を減らし、流量制御による出力調整量を増やしている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0007】

【特許文献1】特開平２－２４２１９８号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0008】

しかしながら、特許文献１の技術では、高出力復帰後のＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）等の制約パラメータの制限超過は抑制できない。すなわち、出力調整幅が制限される虞がある。

【0009】

そこで、本発明は、沸騰水型原子炉に適した日出力調整運転における、出力調整幅を拡大し得る炉心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】

【0010】

上記課題を解決するため、本発明に係る炉心の制御方法は、日負荷追従運転を実施する原子力プラントにおける炉心の制御方法であって、日負荷追従運転による炉心の状態変化を評価する第１の工程と、低出力状態から高出力状態への復帰時及び復帰後における炉心の制約パラメータの制限超過を判定する第２の工程と、前記低出力状態の時間帯又は前記高出力状態への復帰中の時間帯における制御棒操作量を設定する第３の工程と、を備えることを特徴とする。

【発明の効果】

【0011】

本発明によれば、沸騰水型原子炉に適した日出力調整運転における、出力調整幅を拡大し得る炉心の制御方法を提供することが可能となる。
例えば、日出力調整運転において、出力調整幅を拡大しても、¹³⁵Ｘｅの濃度変化に伴う臨界制御で高出力復帰後のＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）等の制約パラメータの各種制約を超過することを抑制できる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

【図面の簡単な説明】

【0012】

【図1】低出力時間が相対的に長い場合の原子炉熱出力の時間変化を示す図である。

【図2】図１のケースに対する冷却水の炉心流量の時間変化を示す図である。

【図3】低出力時間が相対的に短い場合の原子炉熱出力の時間変化を示す図である。

【図4】図３のケースに対する冷却水の炉心流量の時間変化を示す図である。

【図5】流量下限を超過する場合の制御棒挿入操作を示す図である。

【図6】制御棒挿入操作による流量への影響を示す図である。

【図7】流量上限を超過する場合の制御棒引き抜き操作を示す図である。

【図8】制御棒引き抜き操作による流量への影響を示す図である。

【図9】給水温度制御を活用する際の原子炉熱出力の時間変化を示す図である。

【図10】給水温度制御を活用した場合の流量への影響を示す図である。

【図11】本実施形態に係る炉心の制御方法のフロー図である。

【図12】本発明の実施例１に係る原子炉の１／４構成図である。

【図13】実施例１に係る要求される電気出力の時間変化を示す図である。

【図14】実施例１に係る炉心の制御方法のフロー図である。

【図15】本発明の実施例２に係る要求される電気出力の時間変化を示す図である。

【図16】実施例２に係る炉心の制御方法のフロー図である。

【図17】本発明の実施例３に係る炉心の制御方法のフロー図である。

【発明を実施するための形態】

【0013】

本発明者等は種々の検討を重ね、出力調整幅を拡大した日出力調整運転において、各制御方法を活用して、¹³⁵Ｘｅの濃度変化に伴う臨界制御を実施しても、高出力復帰後のＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）等の各種制約パラメータの制限超過を抑制できる制御方法を見出した。この検討結果及び新たに見出した制御方法の概要について以下に説明する。以下では、制御棒が炉心に挿入された運転サイクル前半の典型的な沸騰水型原子炉の炉心を一例として説明する。ただし、運転サイクル後半の炉心でも適用可能である。

【0014】

まず、ベースとして流量制御の場合を考える。図１は低出力状態の継続時間(以下、低出力時間と称する)がＸｅピーク時間と比べ相対的に長い場合の原子炉熱出力の時間変化を示し、図２は図１のケースに対する冷却水の炉心流量の時間変化を示している。図２に示すように、低出力時間が長い場合は、定格出力時の流量下限の制約を超過する。これは、低出力時間が長いと¹³⁵Ｘｅの親核種である¹³⁵Iの生成が不足し、高出力復帰後に¹³⁵Ｘｅ濃度が定常状態と比べ大幅に減少するため、臨界維持には流量を大幅に減少させることによる。なお、図２中の１４ｈ～２８ｈにおける流量の変化は、低出力にすると¹³⁵Ｘｅの蓄積量（濃度）が上昇するため、流量制御の流量を増加させる。その後、¹³⁵Ｘｅ濃度は減少に転じる。そのため流量制御の流量を減少させている。

【0015】

次に、定格出力時の流量上限を超過する場合を考える。図３は低出力時間が図１よりも短い場合の原子炉熱出力の時間変化を示し、図４は図３のケースに対する冷却水の炉心流量の時間変化を示す。図４に示すように、流量上限の制約を超過することがわかる。これは、低出力運転中に¹³⁵Ｘｅ濃度が減少へ転じる前に定格出力へ復帰したため、復帰直後の¹³⁵Ｘｅ濃度が定常状態と比べ大幅に増加しており、臨界維持には流量を大幅に増大させることによる。以上の流量制限の超過を抑制するためには、制御棒操作を併用して臨界制御することが考えられるが、制御棒操作は高出力領域では一般に活用できないことが課題である。

【0016】

そこで、制御棒位置を低出力領域で操作することを考えた。高出力時の流量制限を片側（例えば、流量上限）のみ超過する場合、多くの場合もう片側（例えば、流量下限）の制限までは余裕がある。従って、片側で流量の制限を超過する場合は、もう片側の制限までの余裕を活用するように低出力領域で制御棒位置を変更すればよいと考えた。具体的には、低出力時間が長い図1の熱出力調整のパターンに対しては、流量下限を超過するため、図５に示すように、低出力運転中に制御棒挿入操作を実施する。図６に、本制御棒挿入操作による流量の変化を示すが、制御棒操作後に流量が高流量側へシフトし、定格出力復帰後の流量が流量上限と流量下限の幅（以下、流量制限幅と称する）に収まるようになることが分かる。低出力時間が短い図３の熱出力調整のパターンに対しては、図４に示すように流量上限を超過するため、図７に示すように、低出力運転中に制御棒引き抜き操作を実施する。図８に、本制御棒引き抜き操作による流量の変化を示すが、制御棒操作後に流量が低流量側へシフトし、定格出力復帰後の流量が流量制限幅に収まるようになることが分かる。以上のように、事前に解析等で、流量制限の超過を予測すれば、低出力領域で制御棒操作することで、流量をシフトさせ制限超過を抑制することができる。
なお、本制御においては、定格出力復帰後の制御棒位置は出力調整前と異なっており、これを元の制御棒位置に戻す場合は、出力調整幅が小さい等、炉心の各種制約パラメータまで余裕がある以降の出力調整において、低出力状態において制御棒位置を元に戻すことが考えられる。また、本制御において、¹³⁵Ｘｅの濃度変化に伴う流量変化量が流量制限幅を超えている場合は、制御棒操作で流量をシフトさせても、制限超過は抑制できない。この場合は、流量変化量を小さくするため、別の臨界制御手法の併用が必要となる。この方法として、給水温度制御が有る。

【0017】

給水温度制御の具体的な方法の一例として、図示しない、タービンから給水加熱器へ抽気する蒸気量をバタフライ弁等で制御して加熱量を変え、給水の温度を制御する方法がある。この方法により、炉心のボイド率を変化させることができるため、臨界制御手法となり得る。なお、給水温度制御においては、温度変化量が大きい場合、給水温度を繰り返し変更することによる、給水ノズル（溶接部）の熱疲労の確認が必要となる。なお、実運用上は、熱疲労の観点で、許容される最大の温度変化量を事前に評価しておき、その範囲での制御となるように、給水温度制御能力を限定すると考えられる。図９に給水温度制御を活用する際の原子炉熱出力の時間変化を示し、図１０に給水温度制御を活用した場合の流量への影響を示す。図１０では左縦軸が流量を示しており、右縦軸は給水温度制御を併用した際の給水温度の変化量を示している。図１０に示すように、点線で示す流量制御のみの場合は、流量上限で制限超過するが、実線で示す給水温度制御を併用する場合、流量上限を超過する時間帯で、代わりに給水温度の低下制御をすることで、流量上限の超過を抑制できる。なお、給水温度制御は、出力分布への影響が小さいため、低出力状態（低出力運転中と別出力状態への移行中も含む）はもちろん、高出力状態でも操作可能である。また、流量下限を超過する場合には、給水温度の上昇制御をすることとなる。
上記の制御棒操作と給水温度制御の説明において、一例として定格出力への復帰を取り上げたが、定格出力に限定するものではない。

【0018】

以上のように、流量制御に加え、制御棒制御や給水温度制御を併用すれば、出力調整幅が大きくなる等して、¹³⁵Ｘｅの濃度変化が大きくなっても、Ｐ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）の各種制約を満たしつつ臨界の維持が可能となる。これらの制御法を併用する具体的な本実施形態に係る炉心の制御方法のフロー図を図１１に示す。なお、以下では、制約パラメータの一例として、Ｐ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）の場合を示す。
図１１に示すように、ステップＳ１１にて流量制御が開始され、その後、ステップＳ１２にて制約の超過を確認するため、出力調整による炉心の状態変化を確認する。この確認には、炉心解析コードを活用したＸｅ過渡解析や動特性解析の評価が考えられる（工程１）。
この評価の後、ステップＳ１３にて出力結果である流量の時間変化の結果から、高出力状態への復帰時及び復帰後のＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）における流量制限の超過を判定する（工程２）。判定の結果、超過が無ければステップＳ１６へ進みその制御方法を選択する（出力調整を実施）。判定の結果、超過があればステップＳ１４にて、原子力プラントの給水温度制御能力を判定する（工程３）。判定の結果、給水温度制御能力を有していれば、ステップＳ１５へ進み、給水温度制御量を仮設定する（工程４）。ステップＳ１５（工程４）において、具体的には、流量上限を超過していれば給水温度の低下量を設定し、流量下限を超過していれば上昇量を設定することとなる。そして、再度、ステップＳ１２（工程１）に戻り、出力調整による炉心の状態変化を評価する。
一方、ステップＳ１４（工程３）にて、判定の結果、給水温度制御能力を有していなければ、ステップＳ１７へ進み、低出力状態の時間帯における制御棒操作量を設定する（工程５）。このステップＳ１７（工程５）において、具体的には、流量上限を超過していれば制御棒引き抜き量を設定し、流量下限を超過していれば制御棒挿入量を設定する。そして、再度、ステップＳ１２（工程１）に戻り、出力調整による炉心の状態変化を評価する。なお、ステップＳ１４（工程３）及びステップＳ１５（工程４）は、給水温度制御能力を有していない原子力プラントの場合は、炉心の制御方法のフローにおけるステップＳ１４（工程３）及びステップＳ１５（工程４）を有していないことも考えられる。本フローでは、対象とする原子炉の熱出力調整に伴う臨界制御が、制御棒操作による流量シフト及び給水温度制御の能力を超えた場合、無限ループに入るため、同一工程の反復回数の上限を設定してその上限に達した場合は対象の熱出力調整に対処できないと判断する必要がある。その場合は、対象の熱出力調整を見直すか、原子力プラントのその他設備及び機能も活用して、目標の電気出力変化を達成することを検討することになる。その他設備及び機能とは、例えば、タービンバイパス機能や原子力プラントに併設した水素製造設備の活用が挙げられる。

【0019】

以上の判定フローは、日出力調整において特にクリティカルな制約パラメータとなり得るＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）の制限の超過について着目しているが、その他の炉心の出力調整における制約パラメータである、ＭＣＰＲ（Ｍｉｎｉｍｕｍ Ｃｒｉｔｉｃａｌ Ｐｏｗｅｒ Ｒａｔｉｏ：最小限界出力比）やＰＣＩＯＭＲ（Ｐｒｅ－Ｃｏｎｄｉｔｉｏｎｉｎｇ Ｉｎｔｅｒｉｍ Ｏｐｅｒａｔｉｎｇ Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ Ｒｅｃｏｍｍｅｎｄａｔｉｏｎ：ならし運転）やＳＤＲｓ（Ｓｏｆｔ Ｄｕｔｙ Ｒｕｌｅｓ）、ＭＬＨＧＲ（Ｍａｘｉｍｕｍ Ｌｉｎｅａｒ Ｈｅａｔ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ Ｒａｔｅ：最大線出力密度）の制限超過においても、判定フローは応用できる。なお、流量制御、制御棒制御、給水温度制御は、単体で制御するのではなく、同時に制御して併用しても問題ない。実運用上は、各制御の操作自体は個別で行うものの（例えば、流量制御と制御棒制御は個別に行う）、同時刻で併用して臨界制御することが考えられる。
また、上述のこのステップＳ１７（工程５）において、制御棒位置を定常状態の位置あるいは日負荷追従運転の実施前の初期位置に戻す場合もあり得る。

【0020】

以下では、改良型沸騰水型原子炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＡＢＷＲ）を一例として、図面を用いて本発明の実施例について説明するが、これに限られるものではない。例えば、再循環ポンプを備え減速材としての冷却水を原子炉圧力容器外へ通流し再び原子炉圧力容器内のダウンカマへ流入させることで冷却水を循環させる通常の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に適用できることは言うまでもない。
また以下では、制約パラメータとしてＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）を一例として図面を用いて本発明の実施例について説明する。

【実施例0021】

本発明の好適な一実施例である、改良型沸騰水型原子力プラント（ＡＢＷＲ）に適用される本実施例の炉心の制御方法を、図１２乃至図１４を用いて説明する。なお、対象の原子力プラントは、給水温度制御機能を有しているものとする。また、系統から要求される電気出力の時間変化に対しては、炉心の熱出力調整で対応するものとする。

【0022】

図１２は、本実施例に係る原子炉の１／４構成図である。図１２中のセル内の番号は、燃料の当該サイクル終了時の経過サイクル数を示している。図１２中の領域１は制御棒が挿入される領域である。例えば、コントロールセルである。図１２では、制御棒は０が全挿入、４８が全引き抜きとした際の１０まで挿入されている。図１３は、実施例１に係る要求される電気出力の時間変化を示す図である。図１３に示すように、要求される電気出力の時間変化は、低出力時間が長く、炉心で熱出力調整する場合は、流量下限で制約を超過することとなる。

【0023】

図１４は、本実施例に係る炉心の制御方法のフロー図である。図１４に示すように、ステップＳ２１にて流量制御が開示され、その後ステップＳ２２にて、出力調整による炉心の状態変化を評価する（工程７）。
この評価の後、ステップＳ２３にて、出力結果である流量の時間変化の結果から、高出力状態への復帰時及び復帰後のＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）における流量制限の超過を判定する（工程８）。判定の結果、流量下限において流量の制約を超過することが確認される。ステップＳ２４では、工程９では、給水温度制御能力があることが確認される（工程９）ため、ステップＳ２５へ進み、給水温度制御量が設定される（工程１０）。具体的には、給水温度上昇量が暫定的に設定される。なお、給水温度上昇量の設定は、例えば、事前にトライ・アンド・エラーで給水温度上昇量の設定値を設定する。
その後、炉心の状態を更新して、ステップＳ２２（工程７）に戻り、再度、ステップＳ２３（工程８）でＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）における流量制限の超過を確認することとなる。このフローを繰り返し、給水温度制御量が給水ノズルの熱疲労等の観点で決定される温度変化量の制約を超過すると、低出力状態における制御棒操作量がステップＳ２７（工程１１）で設定される。具体的には領域１の制御棒の挿入量が設定される。その後、炉心の状態を更新して、ステップ２２（工程７）に戻り、再度、ステップ２３（工程８）で制約超過を確認する。このフローを制約超過が無くなるまで、反復する。反復回数の上限まで、制約超過が無くならない場合は、炉心の熱出力調整で対応できないと判断する。なお、反復回数の上限は、例えば、事前にトライ・アンド・エラーで決定される。

【0024】

以上の通り、本実施例によれば、沸騰水型原子炉に適した日出力調整運転における、出力調整幅を拡大し得る炉心の制御方法を提供することが可能となる。
例えば、日出力調整運転において、出力調整幅を拡大しても、¹³⁵Ｘｅの濃度変化に伴う臨界制御で高出力復帰後のＰ－Ｆ ｍａｐ（出力流量マップ）等の制約パラメータの各種制約を超過することを抑制できる。

【実施例0025】

本発明の好適な一実施例である、改良型沸騰水型原子力プラント（ＡＢＷＲ）に適用される本実施例に係る炉心の制御方法を、図１５及び図１６を用いて説明する。本実施例では、対象の原子力プラントが給水温度制御機能を有していない点、及び系統から要求される電気出力の時間変化（図１５）は低出力時間が短く、炉心の熱出力調整により、流量上限で制約を超過する点が、上述の実施例１と異なる。その他原子力プラントの構成等は、実施例１と同様である。

【0026】

図１５は、本実施例に係る要求される電気出力の時間変化を示す図であり、図１６は、本実施例に係る炉心の制御方法のフロー図である。図１６では、原子力プラントにおいて給水温度制御能力がないため、実施例１の図１４と比べて、給水温度制御能力の判定と給水温度制御量を設定する工程が無い。判定の違いとしては、これらの工程がないため、具体的な操作量の設定として、制御棒操作量の設定のみが行われることとなる。

【0027】

以上の通り、本実施例によれば、原子力プラントにおいて、給水温度制御機能が無くとも、制御棒操作によって、出力調整幅を拡大できる。