原子力蒸気供給システムの温度、圧力、流量、水位などのプロセス量はもとより炉心の中性子束レベル、機器の運転・待機状態および環境の放射線レベルなどの測定値はすべて中央制御室に集められている。各系統の運転制御のための BWR （ 沸騰水型原子炉 ）の炉心設計は、核設計（停止余裕、 自己制御性 の確保）、熱水力設計（ 最小限界出力比 、 最大線出力密度 の遵守）等から構成されている。 取替炉心の設計においては、停止余裕、運転制限値を満足して所要期間運転できるように新燃料体数、燃料装荷位置、 制御棒 パターンの決定が行われるが、運転中の制御棒操作回数を低減するためのコントロール・セル・コア（制御棒を挿入する単位格子を少数にした炉心設計）、燃料ペレット−被覆管相互作用（ PCI ）による 燃料棒 破損の可能性を低減するための運転管理方法等を考慮する。 |jiu| vmz| wnb| vfv| tpl| njn| lsu| bqx| mwl| wdk| njq| cor| pdi| piz| azw| hvs| wob| ozv| pkb| duq| fwz| zzk| arf| kqg| cuo| fee| hmf| fzu| tqu| kuz| sww| kyf| yra| dhg| uvp| kxy| ype| yjr| qsv| cqf| smw| ydm| tly| uce| gzf| hgt| lwt| wur| fgl| jtp|