JP3130095B2 - 沸騰水型原子炉の崩壊熱除去方法及びその装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉の崩壊
熱除去方法及びその装置に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子炉における出力停止に伴う
崩壊熱除去の従来例を、図３〜図７を用いて説明する。
図３は崩壊熱除去開始時における崩壊熱除去系統の説明
図、図４はタービン復水器による崩壊熱除去系統の説明
図、図５は残留熱除去系における原子炉停止時冷却モー
ド系統の説明図、図６は逃し安全弁作動時における崩壊
熱除去系統の説明図、図７は逃し安全弁排気管の真空破
壊弁作動時における非凝縮性ガス流れの説明図であり、
１は原子炉、２はタービンバイパス弁、３はタービン止
め弁、４はタービン加減弁、５はタービン、６はタービ
ン復水器、７は給水ポンプ、８は逃し安全弁、９は主蒸
気隔離弁、１０は真空破壊弁、１１は逃し安全弁排気
管、１２は再循環ポンプ、１３は残留熱除去系熱交換
器、１４はサプレッションプール、１５は原子炉隔離時
冷却系ポンプ、１６は復水貯蔵タンク、１８は格納容
器、２０は残留熱除去系ポンプ、２２は復水ポンプを示
している。沸騰水型原子炉の崩壊熱を除去する方法を、
以下に説明する。沸騰水型原子炉の崩壊熱を除去するに
は、原子炉出力を低下させた後に、沸騰水型原子炉の蒸
気をタービン復水器に流通して冷却除熱する方法と、残
留熱除去系の原子炉停止時冷却モードで冷却除熱する方
法とを合わせて用いる場合がある。

【０００３】図３において、原子炉出力の低下は、再循
環ポンプ１２から吐出される冷却水流量の減少、及び原
子炉の反応度停止操作により開始される。原子炉出力の
低下に伴い、原子炉水位を調整する給水ポンプ７がター
ビン駆動から電動駆動へ切り換えられ、タービン５が停
止される。

【０００４】タービン５の停止に伴い、タービンバイパ
ス弁２が開かれ、タービン止め弁３及びタービン加減弁
４が閉じられる。このため、蒸気は、図４に示すように
タービンバイパス弁２を通ってタービン復水器６にだけ
流入するようになる。更に、原子炉出力が低下した場
合、原子炉の圧力はタービンバイパス弁２が自動的に閉
じるまで低下する。

【０００５】タービンバイパス弁２が閉じた場合、ター
ビン復水器６による冷却除熱が停止される。この場合、
運転員はタービン復水器６の真空度が確保されているこ
とを確認した上で、タービンバイパス弁２を手動操作に
より開き、タービン復水器６による冷却除熱を再開す
る。この再開に際しては、冷却速度が原子炉冷却材圧力
バウンダリの冷却速度の許容値５５℃／ｈを超えないよ
うに、運転員は原子炉１内の温度を測定しながら、ター
ビンバイパス弁２の開度を調整する。

【０００６】更に原子炉の圧力が低下した場合、運転員
は残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードを起動させ、
このモードによる冷却除熱を開始する。残留熱除去系の
原子炉停止時冷却モードは、図５に示すように、原子炉
１の水を残留熱除去系ポンプ２０により再循環ポンプ１
２の吸込側配管から残留熱除去系熱交換器１３に送り、
海水で冷却したのち再循環ポンプ１２の吐出側配管から
原子炉１へ戻す形態をとっている。

【０００７】次いで、手動操作によりタービンバイパス
弁２が閉じられ、原子炉１の崩壊熱除去は、残留熱除去
系の原子炉停止時冷却モードによる方法だけで行われ、
タービン復水器６は、タービンバイパス弁２が閉じられ
た後、真空破壊される。

【０００８】また、原子炉の崩壊熱除去の他の方法に
は、図６に示すように、逃し安全弁８を作動して、原子
炉１から蒸気をサプレッションプール１４に移動させ、
残留熱除去系のサプレッションプール冷却モードで蒸気
の冷却除熱を行う場合がある。この方法では、逃し安全
弁８を通って多量の蒸気が原子炉１からサプレッション
プール１４に移動するため、原子炉の圧力及び原子炉の
水位は共に低下する。原子炉の圧力が低下した場合、主
蒸気隔離弁９、タービン加減弁４及びタービンバイパス
弁２は制御信号により閉の状態となり、タービン復水器
６による原子炉１の冷却はできなくなる。

【０００９】上記のように原子炉１が隔離された場合
は、原子炉隔離時冷却系が作動し、原子炉隔離時冷却系
ポンプ１５により、復水貯蔵タンク１６又はサプレッシ
ョンプール１４の水が原子炉１に注入され、原子炉の水
位は回復し維持される。原子炉１からサプレッションプ
ール１４に移動した蒸気は、サプレッションプール１４
の水で冷却除熱される。また、サプレッションプール１
４の水は、残留熱除去系ポンプ２０により残留熱除去系
熱交換器１３に送られ、海水で冷却された後にサプレッ
ションプール１４に再び戻される。

【００１０】原子炉１の出力停止に伴う崩壊熱の除去に
ついては、従来では、上記のように、タービン復水器６
と残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードとを用いる冷
却除熱の方法、及び逃し安全弁８を作動させ、原子炉１
の蒸気をサプレッションプール１４へ移動して、残留熱
除去系のサプレッションプール冷却モードにより冷却除
熱する方法がある。

【００１１】ただし、タービン復水器６と残留熱除去系
の原子炉停止時冷却モードとを用いて、崩壊熱を除去す
る方法の場合は、タービンバイパス弁２を手動操作し、
タービン復水器６により冷却除熱する段階において、原
子炉冷却速度が原子炉冷却材圧力バウンダリの冷却速度
の設定値を超えないようにする必要がある。

【００１２】このため、飽和蒸気圧力により飽和蒸気温
度が一義的に定まることを利用して、目標炉水温度に対
する実際の炉水温度の偏差量を計算し、この偏差量に相
応するタービンバイパス弁の開度を求める方法が、特開
昭５７−４９８９１号公報に開示されている。

【００１３】

【発明が解決しょうとする課題】沸騰水型原子炉の崩壊
熱除去方法の多重性を高めるという観点から、これに相
応する従来例は、上記のように、タービン復水器と残留
熱除去系の原子炉停止時冷却モードとを用いることによ
り、冷却除熱する方法をあげることができる。しかし、
この場合は、タービン復水器によって崩壊熱の多くが除
去されて、原子炉の圧力がかなり低下した後に、残留熱
除去系の原子炉停止時冷却モードによる崩壊熱の除去が
行われ、これらの方法を同時に使用する形態は採られて
いない。

【００１４】また、残留熱除去系のサプレッションプー
ル冷却モードにより冷却除熱する場合は、崩壊熱除去の
開始時、タービン及びタービン復水器に蒸気が流れる
が、これは崩壊熱の除去を意図したものではなく、また
タービン復水器により冷却除熱される蒸気量は少ない。

【００１５】本発明の目的は、逃し安全弁排気管の真空
破壊弁の作動を防止しながら、逃し安全弁を作動するこ
とにより、残留熱除去系のサプレッションプール冷却モ
ードによる方法と、タービン復水器による冷却除熱の方
法との併用を可能にして、沸騰水型原子炉の崩壊熱除去
方法の多重性を高めることにある。

【００１６】

【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。

【００１７】（１）原子炉の出力停止に伴う崩壊熱の除
去が、原子炉の蒸気を原子炉の外に取り出し凝縮させた
後に原子炉へ戻すことにより行われる沸騰水型原子炉の
崩壊熱除去方法において、崩壊熱除去を、残留熱除去系
のサプレッションプール冷却モードによる方法、及び蒸
気のタービン復水器への流通による冷却除熱の方法を併
用して行うこと。

【００１８】（２）逃し安全弁排気管に真空破壊弁を付
設してある原子炉の出力停止に伴う崩壊熱の除去を、原
子炉の蒸気を原子炉の外に取り出し凝縮させた後に原子
炉へ戻すことにより行うに当たり、残留熱除去系のサプ
レッションプール冷却モードを用いて行われる沸騰水型
原子炉の崩壊熱除去方法において、蒸気の流量を制御す
る制御装置を設けて、原子炉を格納している格納容器の
圧力と、原子炉の圧力との差が真空破壊弁の作動差圧を
超えないようにして、タービン復水器へ蒸気を流通させ
て冷却除熱すること。

【００１９】（３）逃し安全弁排気管に真空破壊弁を付
設してある原子炉の出力停止に伴う崩壊熱の除去を、原
子炉の蒸気を原子炉の外に取り出し凝縮させた後に原子
炉へ戻すことにより行うに当たり、残留熱除去系のサプ
レッションプール冷却モードを用いて行なわれる沸騰水
型原子炉の崩壊熱除去装置において、原子炉の圧力を測
定する圧力計と、原子炉を格納している格納容器の圧力
を測定する圧力計と、２つの圧力計から得られる格納容
器の圧力と原子炉の圧力との差を検知し、その差を基に
してタービン復水器へ流通させる原子炉の蒸気の量を制
御する制御装置とを有すること。

【００２０】

【作用】本発明では、沸騰水型原子炉の崩壊熱除去方法
の多重性を高めるために、残留熱除去系のサプレッショ
ンプール冷却モードによる方法と、タービン復水器によ
る冷却除熱の方法とを併用している。

【００２１】ただし、上記の２つの方法を併用した場
合、タービンバイパス弁の開度によっては、蒸気はター
ビン復水器へ大部分が流入し、サプレッションプールへ
はほとんど流れなくなる。この場合は、逃し安全弁排気
管の内外差圧が、逃し安全弁排気管に付設してある真空
破壊弁の作動差圧を超え、真空破壊弁が作動して、図７
に示すように、格納容器の非凝縮性ガスが真空破壊弁か
ら逃し安全弁、主蒸気隔離弁及びタービンバイパス弁を
経由してタービン復水器へ流入する。このため、タービ
ン復水器の真空度が非凝縮性ガスにより低下し、原子炉
の崩壊熱除去用としてのタービン復水器の使用ができな
くなる。

【００２２】本発明では、この欠点を矯正し、沸騰水型
原子炉における格納容器の圧力（逃し安全弁排気管外
圧）と原子炉の圧力（逃し安全弁排気管内圧）との差
が、真空破壊弁の作動差圧を超えないように、タービン
バイパス弁の開度を自動制御する制御装置を設置してあ
る。したがって、残留熱除去系のサプレッションプール
冷却モードによる方法と、タービン復水器による冷却除
熱の方法との併用が可能となり、沸騰水型原子炉の崩壊
熱除去についての多重性を高めることができる。

【００２３】また、上記の２つの方法の併用により、残
留熱除去系熱交換器を小型化でき、崩壊熱除去時におけ
る運転員の運転操作に充分な裕度を得ることができる。

【００２４】

【実施例】以下、本発明の実施例を図１及び図２により
説明する。図１は実施例の崩壊熱除去系統の説明図、図
２は実施例のフローチャートであり、１７は原子炉用圧
力計、１９は格納容器用圧力計、２１は制御装置を示し
ており、そのほかは前出の符号である。

【００２５】この実施例は、沸騰水型原子炉１の崩壊熱
除去方法の多重性を高めるため、残留熱除去系のサプレ
ッションプール冷却モードによる方法と、タービン復水
器による冷却除熱の方法とを併用した場合である。

【００２６】上記のように併用する２つの方法におい
て、残留熱除去系のサプレッションプール冷却モードに
よる場合は、この方法のために、原子炉１の運転時にお
いて原子炉１からタービン５に蒸気を移送する配管から
分岐した逃し安全弁排気管１１を設け、逃し安全弁排気
管１１の先端をサプレッションプール１４まで延設して
いる。

【００２７】また、逃し安全弁排気管１１には、逃し安
全弁８及び真空破壊弁１０を付設してある。ここで、真
空破壊弁１０は、逃し安全弁排気管１１における外圧と
内圧との差が作動圧力以上になった場合に破壊し、逃し
安全弁排気管１１外の気体が逃し安全弁排気管１１内に
浸入するようになっている。

【００２８】一方、タービン復水器による冷却除熱の場
合は、原子炉１の運転時において原子炉１からタービン
５に蒸気を移送する配管に、従来から付設してある、主
蒸気隔離弁９及びタービンバイパス弁２を利用してい
る。

【００２９】なお、これらの２つの方法のうち、残留熱
除去系のサプレッションプール冷却モードによる方法は
単独で、またタービン復水器による冷却除熱の方法は、
残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードによる方法と合
わせて、従来から用いられているものである。

【００３０】上記の構成において、この実施例では、格
納容器の圧力と原子炉の圧力を受信し、これらの圧力の
差を計算し、この値を基にして、真空破壊弁１０が作動
しないように、タービンバイパス弁２の開度を制御する
制御装置２１を設けてある。この開度の制御によって、
タービン復水器６による冷却除熱ができなくなることを
防止している。

【００３１】また、これらの圧力を測定するために、原
子炉内には原子炉の圧力を測定する原子炉用圧力計１
７、及び格納容器１８内には格納容器の圧力を測定する
格納容器用圧力計１９を、それぞれ設置してある。

【００３２】図２に、この実施例のフローチャートを示
す。原子炉用圧力計１７及び格納容器用圧力計１９を用
いて、原子炉の圧力及び格納容器の圧力をそれぞれ測定
し、これらの圧力を制御装置２１に送信し、これらの圧
力の差、すなわち格納容器の圧力から原子炉の圧力を差
し引いた圧力を制御装置２１で計算している。

【００３３】次いで、制御装置２１において、この圧力
差を真空破壊弁１０の作動差圧と比較して、作動差圧以
上の場合は、原子炉圧力の低下を抑制するようにタービ
ンバイパス弁２の開度を閉方向に制御し、タービン復水
器６への蒸気流量を絞っている。

【００３４】一方、上記の圧力差が作動差圧未満の場合
は、原子炉１の冷却速度が原子炉冷却材圧力バウンダリ
の冷却速度の設定値５５℃／ｈ以下であるようにタービ
ンバイパス弁２の開度を制御している。

【００３５】この制御方法では、原子炉用圧力計１７で
原子炉の圧力を測定し、原子炉１内が飽和状態と仮定し
て、原子炉の圧力から原子炉１内の温度を換算し、この
温度を時間と共に記憶し、これによって温度の時間変化
（冷却速度）を求めている。次いで、この冷却速度を上
記の冷却速度の設定値と比較し、設定値未満の場合は、
タービンバイパス弁２を開方向に制御して冷却速度を大
きくし、設定値以上の場合は、タービンバイパス弁２を
閉方向に制御して冷却速度を小さくしている。

【００３６】上記のようにして、逃し安全弁８が作動し
ている間、タービンバイパス弁２の開度を制御して、真
空破壊弁１０の作動を防止することにより、残留熱除去
系のサプレッションプール冷却モードによる方法とター
ビン復水器６により冷却除熱する方法を併用することが
可能となり、原子炉の崩壊熱除去方法の多重性を高める
ことができる。

【００３７】また、上記の２つの方法を併用できるの
で、残留熱除去系熱交換器を小型化でき、崩壊熱除去時
における運転員の運転操作に充分な裕度を持たせること
が可能となった。

【００３８】

【発明の効果】本発明によれば、残留熱除去系のサプレ
ッションプール冷却モード及びタービン復水器による冷
却除熱の各方法の併用により、沸騰水型原子炉の崩壊熱
除去についての多重性を高めることができる。

【００３９】また、残留熱除去系熱交換器を小型化で
き、崩壊熱除去時における運転員の運転操作に充分な裕
度を持たせることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施例の崩壊熱除去系統の説明図であ
る。

【図２】本発明の実施例のフローチャートである。

【図３】従来例の崩壊熱除去開始時における崩壊熱除去
系統の説明図である。

【図４】従来例のタービン復水器による崩壊熱除去系統
の説明図である。

【図５】従来例の残留熱除去系における原子炉停止時冷
却モード系統の説明図である。

【図６】従来例の逃し安全弁作動時における崩壊熱除去
系統の説明図である。

【図７】従来例の逃し安全弁排気管の真空破壊弁作動時
における非凝縮性ガス流れの説明図である。

【符号の説明】

１…原子炉、６…タービン復水器、１０…真空破壊弁、
１１…逃し安全弁排気管、１４…サプレッションプー
ル、１７…原子炉用圧力計、１８…格納容器、１９…格
納容器用圧力計、２１…制御装置、２２…復水ポンプ。

フロントページの続き (72)発明者 織田 伸吾 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立 エンジニアリング株式会社内 (72)発明者 三浦 聡志 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立 エンジニアリング株式会社内 (72)発明者 渡辺 聡 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立 エンジニアリング株式会社内 (56)参考文献 特開 昭60−36987（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21C 15/18

Claims (2)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 逃し安全弁排気管に真空破壊弁を付設し
   てある原子炉の出力停止に伴う崩壊熱の除去を、前記原
   子炉の蒸気を前記原子炉の外に取り出し凝縮させた後に
   前記原子炉へ戻すことにより行うに当たり、残留熱除去
   系のサプレッションプール冷却モードを用いて行われる
   沸騰水型原子炉の崩壊熱除去方法において、前記蒸気の
   流量を制御する制御装置を設けて、前記原子炉を格納し
   ている格納容器の圧力と、前記原子炉の圧力との差が前
   記真空破壊弁の作動差圧を超えないようにして、タービ
   ン復水器へ前記蒸気を流通させて冷却除熱することを特
   徴とする沸騰水型原子炉の崩壊熱除去方法。
2. 【請求項２】 逃し安全弁排気管に真空破壊弁を付設し
   てある原子炉の出力停止に伴う崩壊熱の除去を、前記原
   子炉の蒸気を前記原子炉の外に取り出し凝縮させた後に
   前記原子炉へ戻すことにより行うに当たり、残留熱除去
   系のサプレッションプール冷却モードを用いて行われる
   沸騰水型原子炉の崩壊熱除去装置において、前記原子炉
   の圧力を測定する圧力計と、前記原子炉を格納している
   格納容器の圧力を測定する圧力計と、前記２つの圧力計
   から得られる前記格納容器の圧力と前記原子炉の圧力と
   の差を検知し、該圧力差を基にしてタービン復水器へ流
   通させる前記原子炉の蒸気の量を制御する制御装置とを
   有することを特徴とする沸騰水型原子炉の崩壊熱除去装
   置。