JP6429585B2 - 原子力発電プラント及び運転方法 - Google Patents

Description

本発明は、蒸気発生器における伝熱管破損事故が発生したときに、原子炉を安定して停止させるための機能を有する原子力発電プラント、並びに、原子力発電プラントの運転方法に関するものである。

例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を有する原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、原子炉の炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。そして、蒸気発生器は、原子炉からの高温高圧の一次系冷却水の熱を二次系冷却水に伝え、二次系冷却水で水蒸気を発生させるものである。

このような原子力発電プラントにて、蒸気発生器では、一次系を循環する冷却水の圧力が二次系を循環する冷却水の圧力よりも高いことから、伝熱管が破損すると、一次系の冷却水が二次系の冷却水側に流出し、一次系の放射性物質が二次系を介して外部に漏洩するおそれがある。そのため、蒸気発生器における伝熱管破損事故（ＳＧＴＲ：Steam Generator Tube Rupture）が発生したとき、原子炉トリップ（原子炉緊急停止）を実行した後、一次系の冷却水を減温及び減圧することで、一次系の冷却水と二次系の冷却水を均圧させることが必要となる。

蒸気発生器における伝熱管破損事故の発生を診断するものとしては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。特許文献１に記載された加圧水型原子炉の異常診断装置は、二次系主蒸気配管に対してバイパス系を設け、このバイパス系にガンマ線スペクトルおよび線量率測定系を設け、これらの測定系から得るデータの比較を行うことで、伝熱管破損による放射能漏洩の異常を判定するものである。

特開平０５−００２０９３号公報

従来における伝熱管破損事故の発生を診断するものにあっては、ガンマ線スペクトルおよび線量率測定系により二次系主蒸気配管における放射能漏洩の異常を判定している。ところが、この場合、ガンマ線スペクトルおよび線量率測定系の異常測定や故障などにより誤検出の可能性がある。誤検出により原子炉トリップを実行した場合、多大な損害が発生してしまうことから、伝熱管破損事故の発生の診断に対して更なる精度の向上が期待されている。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、伝熱管破損事故の高精度な判定を可能として原子炉における安全性の向上を可能とする原子力発電プラント及び運転方法を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の原子力発電プラントは、一次系冷却材を循環して原子炉により加熱可能な一次系冷却ラインと、二次系冷却材を循環して蒸気発生器により前記一次系冷却材を冷却すると共に二次系蒸気を生成する二次系蒸気ラインと、二次系蒸気によりタービンを駆動して発電する発電装置と、二次系冷却材または二次系蒸気における放射性物質の濃度を検出する濃度検出部と、前記一次系冷却ラインから前記二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩の発生を一次系冷却材の流量の変化に基づいて推定する漏洩推定検出部と、前記濃度検出部が検出した放射性物質の濃度が予め設定された規定濃度を超えると共に前記漏洩推定部が検出した一次系冷却材の流量の減少が予め設定された規定規定量を超える伝熱管破損事象が発生すると前記原子炉を緊急停止すると共に前記二次系蒸気ラインを遮断して前記蒸気発生器を隔離する制御装置と、を有することを特徴とするものである。

従って、蒸気発生器の伝熱管が破損すると、一次系冷却ラインの一次系冷却材が蒸気発生器の伝熱管の破損部を通して二次系蒸気ラインに漏洩し、放射性物質を含む一次系冷却材が二次系冷却材に混入する。制御装置は、二次系蒸気ラインにおける放射性物質の濃度が規定濃度を超えると共に、二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の流量の減少が規定規定量を超える伝熱管破損事象が発生したとき、原子炉を緊急停止すると共に二次系蒸気ラインを遮断して蒸気発生器を隔離する。そのため、伝熱管破損事象が発生した蒸気発生器を隔離することで、他の二次系蒸気ラインへの放射性物質の漏洩を防止することができ、伝熱管破損事故の高精度な判定を可能として原子炉における安全性を向上することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記一次系冷却ラインと前記二次系蒸気ラインと前記蒸気発生器とが複数組設けられ、前記濃度検出部は、複数の前記二次系蒸気ラインに設けられ、前記制御装置は、放射性物質の濃度が規定濃度を超えた前記二次系蒸気ラインを遮断することを特徴としている。

従って、蒸気発生器が複数設けられるとき、放射性物質の濃度が規定濃度を超えた二次系蒸気ラインを遮断することで、伝熱管破損事象が発生した蒸気発生器を適正に隔離し、他の二次系蒸気ラインへの放射性物質の漏洩を防止することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記二次系蒸気ラインは、前記蒸気発生器と前記タービンとの間に開閉弁が設けられ、前記制御装置は、前記伝熱管破損事象の発生時に前記開閉弁を閉止することを特徴としている。

従って、伝熱管破損事象の発生時に、二次系蒸気ラインの開閉弁を閉止することで、蒸気発生器とタービンとを遮断し、伝熱管破損事象の発生した蒸気発生器側からタービン側への放射性物質の拡散を防止することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記一次系冷却ラインの圧力と前記二次系蒸気ラインの圧力を均圧させる均圧装置が設けられ、前記制御装置は、前記伝熱管破損事象の発生時に、前記二次系蒸気ラインを遮断すると共に、前記均圧装置を作動することを特徴としている。

従って、伝熱管破損事象の発生時に、二次系蒸気ラインを遮断すると共に、一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力を均圧させることで、一次系冷却ラインから二次系蒸気ラインへの放射性物質の拡散を抑制することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記均圧装置は、前記二次系蒸気ラインに設けられる主蒸気逃がし弁と、前記一次系冷却ラインに設けられる加圧器逃がし弁を有し、前記制御装置は、前記伝熱管破損事象の発生時に、前記主蒸気逃がし弁と前記加圧器逃がし弁を開放することを特徴としている。

従って、伝熱管破損事象の発生時に、二次系蒸気ラインの主蒸気逃がし弁を開放することで一次系冷却材の温度を十分に低下させた上で、一次系冷却ラインの加圧器逃がし弁を開放することで、既存の設備により一次系冷却ラインの圧力を低下させ、一次系冷却材と二次系冷却材の圧力を均圧させることができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記一次系冷却ラインに一次系冷却材を補充する一次系冷却材補充装置が設けられ、前記制御装置は、二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材水量の減少が規定水量を超えると、前記一次系冷却材補充装置を起動することを特徴としている。

従って、二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の流量の減少が規定量を超えると、一次系冷却ラインに一次系冷却材を補充することで、原子炉内の一次系冷却材の流量を確保し、一次系冷却材により原子炉を適正に冷却することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記蒸気発生器の二次側から二次系冷却材を排出する二次系冷却材排出装置が設けられ、前記制御装置は、前記一次系冷却材補充装置が起動し、且つ、前記蒸気発生器の水位が規定水位を規定を超えると、前記二次系冷却材排出装置を起動することを特徴としている。

従って、伝熱管破損事象が発生すると、一次系冷却材が蒸気発生器を通して二次系蒸気ラインに流入し、蒸気発生器の二次側冷却材が増加することから、蒸気発生器の水位が規定水位を規定超えると、蒸気発生器内二次側から二次系冷却材を排出することで、蒸気発生器から二次系蒸気ラインへ放射性物質を含む冷却材が液相のまま放出されることを防止し、放射性物質の外部漏洩を抑制することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記制御装置は、放射性物質の濃度が規定濃度以下で二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の減少が規定量を超えると、オペレータに対して手動による前記蒸気発生器の隔離操作を促すことを特徴としている。

従って、放射性物質の濃度が規定濃度を超えずに、一次系冷却材の漏洩による減少が規定量を超えたときは、オペレータが伝熱管破損事象の発生を確認してから、手動による蒸気発生器の隔離操作を行うことで、誤操作を防止することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記制御装置は、放射性物質の濃度が規定濃度を超えて二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の減少が規定量以下であると、オペレータに対して手動による前記蒸気発生器の隔離操作を促すことを特徴としている。

従って、放射性物質の濃度が規定濃度を超えるが、一次系冷却材の漏洩による減少が規定量を超えていないときは、オペレータが伝熱管破損事象の発生を確認してから、手動による蒸気発生器の隔離操作を行うことで、誤操作を防止することができる。

また、本発明の原子力発電プラントの運転方法は、一次系冷却材を循環して原子炉により加熱可能な一次系冷却ラインと、二次系冷却材を循環して蒸気発生器により前記一次系冷却材を冷却すると共に二次系蒸気を生成する二次系蒸気ラインと、二次系蒸気によりタービンを駆動して発電する発電装置と、を有する原子力発電プラントにおいて、二次系冷却材または二次系蒸気における放射性物質の濃度が予め設定された規定濃度を超えると共に前記一次系冷却ラインから前記二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の流量の減少が予め設定された規定規定量を超える伝熱管破損事象が発生すると、前記原子炉を緊急停止すると共に前記二次系蒸気ラインを遮断して前記蒸気発生器を隔離する、ことを特徴とするものである。

従って、伝熱管破損事象が発生した蒸気発生器を隔離することで、他の二次系蒸気ラインへの放射性物質の漏洩を防止することができ、伝熱管破損事故の高精度な判定を可能として原子炉における安全性を向上することができる。

本発明の原子力発電プラント及び運転方法によれば、二次系蒸気ラインにおける放射性物質の濃度が規定濃度を超えると共に、二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の流量の低下が規定規定量を超える伝熱管破損事象が発生したとき、原子炉を緊急停止すると共に二次系蒸気ラインを遮断して蒸気発生器を隔離するので、伝熱管破損事故の高精度な判定を可能として原子炉における安全性を向上することができる。

図１は、本実施形態に係る原子力発電プラントを表す概略構成図である。 図２は、本実施形態の原子力発電プラントにおけるＳＧＴＲ処理システムを表す制御ブロック図である。 図３は、蒸気発生器における伝熱管破損事故の事象の領域分けを表すグラフである。 図４は、領域ＡにおけるＳＧＴＲ処理を表すフローチャートである。 図５は、領域ＢにおけるＳＧＴＲ処理を表すフローチャートである。 図６は、領域ＣにおけるＳＧＴＲ処理を表すフローチャートである。

以下に添付図面を参照して、本発明の原子力発電プラント及び運転方法の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本実施形態に係る原子力発電プラントを表す概略構成図である。

本実施形態において、図１に示すように、原子力発電プラント１０は、原子炉を有している。この原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を後述する蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。

原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２と複数（図示は２個）の蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）が格納されている。加圧水型原子炉１２と各蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）は、高温側送給配管１４ａ，１４ｂと低温側送給配管１５ａ，１５ｂを介して連結されており、低温側送給配管１５ａ，１５ｂに一次系冷却水ポンプ１６ａ，１６ｂが設けられている。

加圧器１７は、下部が１個の高温側送給配管１４ａに連結されており、低温側送給配管１５ａから延びるスプレイ配管１８がこの加圧器１７の上部に連通し、中途部にスプレイ弁１９が設けられ、先端部にスプレイノズル２０が設けられている。加圧器１７は、上部に加圧器安全弁２１を有する加圧器安全配管２２の一端部が連結されており、加圧器安全配管２２の他端部に加圧器逃がしタンク２５が連結されている。また、加圧器１７は、上部に加圧器逃がし弁２３を有する加圧器逃がし配管２４の一端部が連結されており、加圧器逃がし配管２４の他端部に加圧器逃がしタンク２５が連結されている。なお、図示しないが、低温側送給配管１５ａ，１５ｂに蓄圧タンクが連結されている。

加圧水型原子炉１２は、内部に炉心２６が設けられており、この炉心２６は、複数の燃料集合体（燃料棒）２７により構成されている。また、加圧水型原子炉１２は、炉心２６における燃料集合体２７の間に複数の制御棒２８が配置されている。この各制御棒２８は、制御棒駆動装置２９により上下移動可能となっている。制御棒駆動装置２９は、制御棒２８を炉心２６に対して抜き差しすることで、原子炉出力を制御することができる。

蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）は、内部に逆Ｕ字形状をなす複数の伝熱管からなる伝熱管群３１が設けられている。複数の伝熱管は、各端部が管板に支持され、入室３２と出室３３に連通しており、入室３２に高温側送給配管１４ａ，１４ｂの端部が連結され、出室３３に低温側送給配管１５ａ，１５ｂの端部が連結されている。また、蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）は、図示しないが、伝熱管群３１の上方に給水を蒸気と熱水とに分離する気水分離器と、この分離された蒸気の湿分を除去して乾き蒸気に近い状態とする湿分分離器が設けられている。

また、加圧水型原子炉１２は、化学体積制御系（ＣＶＣＳ）３４が設けられている。低温側送給配管１５ａは、一次系冷却水循環ライン３５が設けられており、一次系冷却水循環ライン３５に再生熱交換器３６、非再生冷却器３７、脱塩塔３８、体積制御タンク３９、充填ポンプ４０が設けられている。一次系冷却水循環ライン３５は、一次系冷却水補給ライン４１を介して一次系純水タンク４２に連結され、一次系冷却水補給ライン４１に補給水ポンプ４３が設けられている。一次系冷却水補給ライン４１は、ホウ酸水供給ライン４４を介してホウ酸タンク４５が連結され、ホウ酸水供給ライン４４にホウ酸ポンプ４６が設けられている。加圧水型原子炉１２は、化学体積制御系３４により炉心２６におけるホウ素濃度を調整可能である。

原子炉格納容器１１は、内部に原子炉非常用冷却装置４７が設けられている。原子炉格納容器１１の外に燃料取替用水ピット４８が設けられており、この燃料取替用水ピット４８から原子炉格納容器１１内に入り、加圧水型原子炉１２の上方まで延出される冷却水散布ライン４９が設けられている。この冷却水散布ライン４９は、中間部にスプレイポンプ５０と冷却器５１が設けられ、先端部に多数の噴射ノズル５２が設けられている。また、燃料取替用水ピット４８から原子炉格納容器１１内に入り、加圧水型原子炉１２に連結される冷却水供給ライン５３が設けられている。この冷却水供給ライン５３は、安全注入ポンプ５４、開閉弁５５が設けられている。

加圧水型原子炉１２は、スパージャ装置５６が設けられている。蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）は、二次系冷却水側に冷却水排出ライン５７の一端部が連結され、冷却水排出ライン５７の他端部が燃料取替用水ピット４８に連結されている。冷却水排出ライン５７は、開閉弁５８が設けられている。

加圧水型原子炉１２は、炉心２６の燃料集合体２７により一次系冷却水として軽水が加熱され、高温の一次系冷却水が加圧器１７により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３は、高温高圧の一次系冷却水と二次系冷却水との間で熱交換を行うことで二次系蒸気を生成し、冷やされた一次系冷却水が加圧水型原子炉１２に戻される。このとき、制御棒駆動装置２９は、炉心２６から制御棒２８を抜き差しすることで、炉心２６内での核分裂を調整する。即ち、燃料集合体２７を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、軽水が放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。制御棒駆動装置２９は、全ての制御棒２８を炉心２６に挿入することで、加圧水型原子炉１２を停止することができる。

各蒸気発生器１３ａ，１３ｂは、上端部が配管６１ａ，６１ｂを介して蒸気タービン６２と連結されており、この配管６１ａ，６１ｂに主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂが設けられている。蒸気タービン６２は、高圧タービン６４と低圧タービン６５を有すると共に、発電機（発電装置）６６が接続されている。また、高圧タービン６４と低圧タービン６５は、その間に湿分分離加熱器６７が設けられている。低圧タービン６５は、復水器６８を有しており、この復水器６８は、配管６１からバイパス弁６９を有するタービンバイパス配管７０が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管７１及び排水管７２が連結されている。

復水器６８は、配管７３が接続されており、この配管７３に復水ポンプ７４、グランドコンデンサ７５、復水脱塩装置７６、低圧給水加熱器７７、脱気器７８、主給水ポンプ７９、高圧給水加熱器８０、主給水制御弁８１が設けられている。

また、各配管６１ａ，６１ｂは、主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂを有する主蒸気逃がし配管８３ａ，８３ｂの一端部と、主蒸気安全弁８４ａ，８４ｂを有する主蒸気安全配管８５ａ，８５ｂの一端部が接続されており、各配管８３ａ，８３ｂ，８５ａ，８５ｂの他端部が大気に開放している。一方、配管７３は、主給水制御弁８１と蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）との間に補助給水配管８６の一端部が接続されており、この補助給水配管８６は開閉弁８７と補助給水ポンプ８８が設けられると共に、他端部に復水タンク８９が接続されている。

そのため、蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）にて、二次系冷却水が高温高圧の一次系冷却水と熱交換を行って生成された二次系蒸気は、配管６１ａ，６１ｂを通して蒸気タービン６２（高圧タービン６４から低圧タービン６５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン６２を駆動して発電機６６により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）からの蒸気は、高圧タービン６４を駆動した後、湿分分離加熱器６７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン６５を駆動する。そして、蒸気タービン６２を駆動した蒸気は、復水器６８で海水を用いて冷却されて復水となり、配管７３を通って蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）に戻される。

このように構成された原子力発電プラント１０において、蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）は、内部に複数の伝熱管からなる伝熱管群３１が設けられており、この複数の伝熱管内に一次系冷却水が流れ、蒸気発生器１３内に導入された二次系冷却水との間で熱交換することで、一次系冷却水を冷却し、二次系蒸気を生成する。複数の伝熱管は、長期の使用により劣化し、破損部が発生することがある。蒸気発生器１３は、一次系冷却水の圧力が二次系冷却水の圧力よりも高いことから、伝熱管が破損すると、一次系冷却水が破損部を通して二次系冷却水側に流出する。すると、一次系の放射性物質が二次系冷却水（二次系蒸気）に混入し、外部に漏洩するおそれがある。そのため、蒸気発生器１３の伝熱管に破損部が発生したとき、放射性物質を含んだ一次系冷却水が二次系冷却水に混入するのを防止する必要がある。

本実施形態の原子力発電プラント１０では、蒸気発生器１３に伝熱管破損（ＳＧＴＲ）の事象が発生すると、原子炉トリップ（原子炉緊急停止）を実行した後、伝熱管が破損した蒸気発生器１３に対応する二次系蒸気ラインを遮断して蒸気発生器１３を隔離し、一次系冷却水を減温及び減圧することで、一次系冷却水と二次系冷却水を均圧させるようにしている。

図２は、本実施形態の原子力発電プラントにおけるＳＧＴＲ処理システムを表す制御ブロック図、図３は、蒸気発生器における伝熱管破損事故の事象の領域分けを表すグラフである。

図１及び図２に示すように、二次系冷却水または二次系蒸気における放射性物質の濃度を検出する濃度検出部として、配管６１ａ，６１ｂにおける蒸気発生器１３ａ，１３ｂと主蒸気逃がし配管８３ａ，８３ｂの分岐部との間に放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂが設けられている。放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂは、例えば、Ｎ−１６／グロスγ線モニタである。炉心２６は、燃料（燃料集合体２７）の核分裂により核分裂中性子（即発ガンマ線）が発生し、この核分裂中性子は、一次系冷却材（軽水）で減速され、燃料集合体２７や制御棒２８、炉内構造物、軽水などにより吸収される。この中性子の減速途中非弾性散乱により非弾性散乱ガンマ線が発生し、この中性子の吸収過程で捕獲ガンマ線が発生する。また中性子吸収により生成される放射性核種から崩壊ガンマ線が放出される。一次系冷却材の放射化により強い放射線源となる窒素１６（Ｎ−１６）などが生成される。放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂは、このＮ−１６（放射性同位元素）の量を検出する。

一次系冷却ラインから二次系蒸気ラインへの一次系冷却水の漏洩の発生を一次系冷却水流量の変化に基づいて推定する漏洩推定部として、加圧器１７に加圧器用水位センサ１０２が設けられている。加圧器用水位センサ１０２は、加圧器１７内における一次系冷却水の水位を検出するものである。蒸気発生器１３に伝熱管破損事象が発生すると、一次系冷却水が二次系冷却水側に漏洩することから、加圧器内を含む一次系冷却ライン内の水量、つまり、加圧器１７の水位が低下する。加圧器用水位センサ１０２は、加圧器１７内における一次系冷却水の水位から一次系冷却水の漏洩の発生を推定する。

制御装置１１１は、放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂと加圧器用水位センサ１０２が接続されており、二次系蒸気における放射性物質の濃度と加圧器１７の水位が入力される。この制御装置１１１は、放射性物質の濃度が予め設定された規定濃度を超えると共に、加圧器１７の水位が予め設定された規定水位を超えて低下すると、伝熱管破損事象が発生したものと判定し、自動的に加圧水型原子炉１２を緊急停止（原子炉トリップ）すると共に、自動的に二次系蒸気ラインを遮断して蒸気発生器１３を隔離する。

即ち、本実施形態の原子力発電プラント１０は、１個の加圧水型原子炉１２に対して複数（図１は、２個）の蒸気発生器１３ａ，１３ｂが設けられている。そして、各蒸気発生器１３ａ，１３ｂにおける配管６１ａ，６１ｂに放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂが設けられている。そのため、制御装置１１１は、放射性物質の濃度が規定濃度を超えた場合、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを特定することができる。従って、制御装置１１１は、放射性物質の濃度が規定濃度を超えた二次系蒸気ラインを遮断することで、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する。

制御装置１１１は、主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂと主給水制御弁８１が接続され、開閉操作可能となっている。そのため、配管６１ａ，６１ｂにおける主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂと配管７３における主給水制御弁８１を閉止することで、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する。即ち、二次系蒸気ラインにおける蒸気発生器１３ａ，１３ｂ側と蒸気タービン６２側を分離する。

制御装置１１１は、伝熱管が破損した蒸気発生器１３に対応する二次系蒸気ラインを遮断して蒸気発生器１３を隔離した後、自動的に一次系冷却水を減温及び減圧して、一次系冷却水と二次系冷却水を均圧させる。制御装置１１１は、原子炉トリップを実行すると共に、主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂと主給水制御弁８１を閉止するため、加圧水型原子炉１２内の一次系冷却水の温度及び圧力が上昇すると共に、蒸気発生器１３ａ，１３ｂ内の二次系冷却水の温度及び圧力が上昇する。一次系冷却ラインは、化学体積制御系３４が接続され、作動制御可能となっており、充填ポンプ４０及び補給水ポンプ４３を作動することで、一次系純水タンク４２の純水を一次系冷却水補給ライン４１及び一次系冷却水循環ライン３５を通して低温側送給配管１５ａに供給する。

また、制御装置１１１は、加圧器逃がし弁２３と主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂが接続され、開閉操作可能となっている。一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力を均圧させる均圧装置として、加圧器逃がし弁２３と主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂが適用される。即ち、制御装置１１１は、伝熱管破損事象の発生時に、加圧器逃がし弁２３を開放することで、加圧器１７内の圧力を加圧器逃がしタンク２５に逃がし、一次系冷却ラインの圧力を低下させる。また、制御装置１１１は、伝熱管破損事象の発生時に、主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂのうち伝熱管破損が生じていない二次系蒸気ラインの弁を開放し、蒸気発生器１３から蒸気を放出することで、一次系冷却ラインの温度を低下させる。

蒸気発生器１３ａ，１３ｂの伝熱管破損事象が発生すると、一次系冷却水が破損部を通して二次系冷却水側に流出することで、一次系冷却ラインの一次系冷却水の水量が減少する一方、二次系蒸気ラインの二次系冷却水の水量が増加する。制御装置１１１は、一次系冷却ラインに一次系冷却水を補充する一次系冷却材補充装置として、原子炉非常用冷却装置４７が接続され、作動制御可能となっている。そのため、伝熱管破損事象の発生時に、一次系冷却水の水量が規定水量以下となると、制御装置１１１は、安全注入ポンプ５４を作動すると共に開閉弁５５を開放し、燃料取替用水ピット４８の冷却水を冷却水供給ライン５３から加圧水型原子炉１２に供給する。また、制御装置１１１は、蒸気発生器１３から二次系冷却水を排出する二次系冷却材排出装置として、スパージャ装置５６が接続され、作動制御可能となっている。そのため、伝熱管破損事象の発生時に、蒸気発生器内の二次系冷却水の水位が規定規定水位を超えると、制御装置１１１は、開閉弁５８を開放することで、蒸気発生器１３ａ，１３ｂ内の二次系冷却水を冷却水排出ライン５７から燃料取替用水ピット４８に排出する。

また、制御装置１１１は、放射性物質の濃度が規定濃度以下で、一次系冷却材の漏洩による一次系冷却水の水量の低下が規定規定水量を超えると、伝熱管破損事象が発生したかどうかを判定することが困難となることから、加圧水型原子炉１２を緊急停止（原子炉トリップ）するのみにとどめる。更に、制御装置１１１は、放射性物質の濃度が規定濃度を超え、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水の流量の低下が規定規定水量以下であると、伝熱管破損事象が発生したかどうかを判定することが困難となることから、加圧水型原子炉１２を緊急停止（原子炉トリップ）するものの、オペレータに対して手動による蒸気発生器１３ａ，１３ｂの隔離操作を促す。

制御装置１１１は、操作部１１２と表示部１１３が接続されている。操作部１１２は、オペレータが操作可能であり、制御装置１１１に対して各種の指令を入力する。表示部１１３は、原子力発電プラント１０の状態を表示する。そのため、放射性物質の濃度が規定濃度以下であったり、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水の流量の低下が規定規定水量以下であったりするとき、制御装置１１１は、自動的に二次系蒸気ラインを遮断して蒸気発生器１３を隔離せずに、オペレータからの指令を待つ。

伝熱管破損事象は、図３に示すように、放射性物質の濃度と一次系冷却水の漏洩流量とに基づいて、４個の領域Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄに分類される。ここで、放射性物質の濃度Ｄ１は、放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂが検出することができる検出限界であり、濃度Ｄ１以下では、放射性物質の量が微量となっている。一次系冷却水の漏洩流量Ｑ１は、化学体積制御系３４により補償することができる一次系冷却水の漏洩流量であり、漏洩流量Ｑ１を超えると、化学体積制御系３４を作動しても、一次系冷却ラインにおける一次系冷却水の水量を確保することが困難となる。

そのため、放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えると共に、一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１を超えて一次系冷却ラインの水量が維持できない状態を、伝熱管破損事象における領域Ａとする。また、放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１以下で、一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１を超えて一次系冷却ラインの水量が維持できない状態を、伝熱管破損事象における領域Ｂとする。放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超え、一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１以下（一次系冷却ラインの水量を維持できる）状態を、伝熱管破損事象における領域Ｃとする。そして、放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１以下であると共に、一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１以下で一次系冷却ラインの水量を維持できる状況を、伝熱管破損事象における領域Ｄとする。制御装置１１１は、伝熱管破損事象に対して、４個の領域Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄに対応した処理を実行する。

なお、原子炉トリップとは、加圧水型原子炉１２を緊急停止するものであり、制御装置１１１は、制御棒駆動装置２９により全ての制御棒２８を炉心２６に挿入する。

ここで、本実施形態の原子力発電プラントの運転方法について説明する。図４は、領域ＡにおけるＳＧＴＲ処理を表すフローチャート、図５は、領域ＢにおけるＳＧＴＲ処理を表すフローチャート、図６は、領域ＣにおけるＳＧＴＲ処理を表すフローチャートである。

本実施形態の原子力発電プラントの運転方法は、二次系冷却水または二次系蒸気における放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えると共に一次系冷却ラインから二次系蒸気ラインへの一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１を超えて一次系冷却ラインの水量が維持できない伝熱管破損事象が発生すると、加圧水型原子炉１２を緊急停止すると共に、二次系蒸気ラインを遮断して蒸気発生器１３を隔離する。

まず、図１及び図２、図６に示すように、領域Ａの伝熱管破損事象が生じた場合、ステップＳ２１にて、制御装置１１１は、二次系冷却水における放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えて高いことから、自動的に原子炉トリップを実行し、加圧水型原子炉１２を停止する。ステップＳ２２にて、制御装置１１１は、一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１を超えて多く、一次系冷却ラインの水量を維持できないことから、原子炉非常用冷却装置４７の安全注入ポンプ５４を起動する。すると、燃料取替用水ピット４８の冷却水が冷却水供給ライン５３から加圧水型原子炉１２に供給されることで、加圧水型原子炉１２内の一次系冷却水が適量に維持される。

ステップＳ２３にて、安全注入ポンプ５４が起動しており、且つ、蒸気発生器１３の水位が規定規定水位を超えた場合、スパージャ装置５６を起動する。すると、蒸気発生器１３ａ，１３ｂ内の二次系冷却水が冷却水排出ライン５７から燃料取替用水ピット４８に排出されることで、蒸気発生器１３ａ，１３ｂ内の二次系冷却水が適量に維持される。

ステップＳ２４以降にて、自動ＳＧＴＲ処理を実行する。即ち、ステップＳ２５にて、破損した蒸気発生器（ＳＧ）１３ａ，１３ｂを特定する。この場合、複数の蒸気発生器１３ａ，１３ｂごとに放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂが設けられていることから、制御装置１１１は、放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂの検出結果に基づいて放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えた蒸気発生器１３ａ，１３ｂを破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂであると特定することができる。

ステップＳ２６にて、破損したと特定した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する。即ち、制御装置１１１は、破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂに対応する配管６１ａ，６１ｂにおける主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂと配管７３における主給水制御弁８１を閉止する。すると、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂが隔離される。

続いて、ステップＳ２７にて、制御装置１１１は、主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂのうち伝熱管破損が生じていない二次系蒸気ラインの弁を開放することで、二次系蒸気ラインの蒸気流量を増加させ、一次系冷却水の温度を低下させる。また、ステップＳ２８にて、制御装置１１１は、主蒸気逃がし弁の開放により一次系冷却水の温度が規定規定温度以下に低下したことを判定後、表示部１１３により加圧器逃がし弁２３の開放をオペレータに促し、オペレータは、加圧器逃がし弁２３を開放する。すると、加圧器１７内の圧力が加圧器逃がしタンク２５に逃がされ、一次系冷却ラインの圧力が低下する。

そして、制御装置１１１は、一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力が近接したら、ステップＳ２９にて、このことをオペレータに促し、オペレータは、原子炉非常用冷却装置４７の安全注入ポンプ５４を停止する。すると、加圧水型原子炉１２（一次系冷却ライン）への冷却水の供給が停止し、ステップＳ３０にて、一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力が同等になって均圧する。

次に、図１及び図２、図５に示すように、領域Ｂの伝熱管破損事象が生じた場合、ステップＳ４１にて、制御装置１１１は、一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１を超えて多く、一次系冷却ラインの水量が維持できないことから、自動的に原子炉トリップを実行し、加圧水型原子炉１２を停止する。ステップＳ４２にて、制御装置１１１は、一次系冷却水の漏洩流量が規定流量Ｑ１を超えて多く、一次系冷却ラインの水量が維持できないことから、原子炉非常用冷却装置４７の安全注入ポンプ５４を起動する。すると、燃料取替用水ピット４８の冷却水が冷却水供給ライン５３から加圧水型原子炉１２に供給されることで、加圧水型原子炉１２内の一次系冷却水が適量に維持される。

ステップＳ４３にて、安全注入ポンプ５４が起動しており、且つ、蒸気発生器１３の水位が規定水位を超えた場合、スパージャ装置５６を起動する。すると、蒸気発生器１３ａ，１３ｂ内の二次系冷却水が冷却水排出ライン５７から燃料取替用水ピット４８に排出されることで、蒸気発生器１３ａ，１３ｂ内の二次系冷却水が適量に維持される。

ステップＳ４４にて、手動ＳＧＴＲ処理を実行する。オペレータは、原子力発電プラント１０における現在の状況を確認し、手順書を用いて伝熱管破損事象を判断する。ここで、オペレータは、伝熱管破損事象の発生を確認すると、操作部１１２を用いて手動ＳＧＴＲ処理を実行する。ステップＳ４４にて、オペレータは、破損した蒸気発生器（ＳＧ）１３ａ，１３ｂを特定する。この場合、オペレータは、原子力発電プラント１０における現在の状況と手順書を用いて破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを特定し、操作部１１２を用いて入力する。

ステップＳ４６にて、破損したと特定した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する。即ち、制御装置１１１は、破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂに対応する配管６１ａ，６１ｂにおける主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂと配管７３における主給水制御弁８１を閉止する。すると、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂが隔離される。

続いて、ステップＳ４７にて、制御装置１１１は、主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂのうち伝熱管破損が生じていない二次系蒸気ラインの弁を開放することで、二次系蒸気ラインの蒸気流量を増加させ、一次系冷却水の温度を低下させる。また、ステップＳ４８にて、制御装置１１１は、主蒸気逃がし弁の開放により一次系冷却水の温度が規定温度以下に低下したことを判定後、表示部１１３により加圧器逃がし弁２３の開放をオペレータに促し、オペレータは、加圧器逃がし弁２３を開放する。すると、加圧器１７内の圧力が加圧器逃がしタンク２５に逃がされ、一次系冷却ラインの圧力が低下する。

そして、制御装置１１１は、一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力が近接したら、ステップＳ４９にて、このことをオペレータに促し、オペレータは、原子炉非常用冷却装置４７の安全注入ポンプ５４を停止する。すると、加圧水型原子炉１２（一次系冷却ライン）への冷却水の供給が停止し、ステップＳ５０にて、一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力が同等になって均圧する。

また、図１及び図２、図６に示すように、領域Ｃの伝熱管破損事象が生じた場合、ステップＳ６１にて、制御装置１１１は、二次冷却水における放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えて高いことから、自動的に原子炉トリップを実行し、加圧水型原子炉１２を停止する。

ステップＳ６２にて、手動ＳＧＴＲ処理を実行する。即ち、制御装置１１１は、表示部１１３を用いてＳＧＴＲ処理の実行を確認する。オペレータは、原子力発電プラント１０における現在の状況を確認し、手順書を用いて伝熱管破損事象を判断する。ここで、オペレータは、伝熱管破損事象の発生を確認すると、操作部１１２を用いて手動ＳＧＴＲ処理を実行する。ステップＳ６３にて、制御装置１１１は、破損した蒸気発生器（ＳＧ）１３ａ，１３ｂを特定する。この場合、複数の蒸気発生器１３ａ，１３ｂごとに放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂが設けられていることから、制御装置１１１は、放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂの検出結果に基づいて放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えた蒸気発生器１３ａ，１３ｂを破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂであると特定することができる。

ステップＳ６４にて、破損したと特定した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する。即ち、制御装置１１１は、破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂに対応する配管６１ａ，６１ｂにおける主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂと配管７３における主給水制御弁８１を閉止する。すると、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂが隔離される。

続いて、ステップＳ６５にて、制御装置１１１は、主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂのうち伝熱管破損が生じていない二次系蒸気ラインの弁を開放することで、二次系蒸気ラインの蒸気流量を増加させ、一次系冷却水の温度を低下させる。また、ステップＳ６６にて、制御装置１１１は、主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂの開放により一次系冷却水の温度が規定温度以下に低下したことを判定後、表示部１１３により加圧器逃がし弁２３の開放をオペレータに促し、オペレータは、加圧器逃がし弁２３を開放する。すると、加圧器１７内の圧力が加圧器逃がしタンク２５に逃がされ、一次系冷却ラインの圧力が低下する。

そして、ステップＳ６７にて、一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力が同等になって均圧する。

なお、領域Ｂと領域Ｃにおける伝熱管破損事象が生じた場合において、オペレータが原子力発電プラント１０における現在の状況を確認し、手順書を用いて伝熱管破損事象を判断するとき、伝熱管破損事象ではないと判断したならば、計器やセンサなどの故障が考えられることから、オペレータは、手動ＳＧＴＲ処理を実行しない。また、領域Ｄにおける伝熱管破損事象が生じた場合、伝熱管破損事象の程度が極めて軽微であり、事象の発生を検知できないことから、原子炉トリップとＳＧＴＲ処理を実行しない。

このように本実施形態の原子力発電プラントにあっては、蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）から蒸気タービン６２に蒸気を送る配管６１ａ，６１ｂにおける放射性物質の濃度を検出する放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂと、加圧器１７における一次系冷却水の水位を検出する加圧器用流量センサ１０２と、配管６１ａ，６１ｂにおける放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えると共に一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水量の減少が規定水量を超える伝熱管破損事象が発生すると原子炉トリップを実行すると共に配管６１ａ，６１ｂ，７３を遮断して蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する制御装置１１１とを設けている。

従って、蒸気発生器１３ａ，１３ｂの伝熱管が破損すると、一次系冷却ラインの一次系冷却水が伝熱管の破損部を通して二次系蒸気ラインに漏洩し、放射性物質を含む一次系冷却水が二次系冷却水に混入する。制御装置１１１は、配管６１ａ，６１ｂにおける放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えると共に、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水の水量の減少が規定水量を超える伝熱管破損事象が発生したとき、加圧水型原子炉１２を緊急停止すると共に、配管６１ａ，６１ｂ，７３を遮断して蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する。そのため、伝熱管破損事象が発生した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離することで、他の二次系蒸気ラインへの放射性物質の漏洩を防止することができ、伝熱管破損事故の高精度な判定を可能として加圧水型原子炉１２における安全性を向上することができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、複数の蒸気発生器１３ａ，１３ｂが設けられ、蒸気を供給する配管６１ａ，６１ｂに放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂが設けられ、制御装置１１１は、放射性物質の濃度が規定濃度を超えた配管６１ａ，６１ｂを遮断する。従って、伝熱管破損事象が発生した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを適正に隔離し、蒸気タービン６２側への放射性物質の漏洩を防止することができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、配管６１ａ，６１ｂに主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂを設けると共に、配管７３に主給水制御弁８１を設け、制御装置１１１は、伝熱管破損事象の発生時に主蒸気隔離弁６３ａ，６３ｂと主給水制御弁８１を閉止する。従って、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂと蒸気タービン６２とを遮断し、伝熱管が破損した蒸気発生器１３ａ，１３ｂから蒸気タービン６２側への放射性物質の拡散を防止することができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、一次系冷却ラインの圧力と二次系蒸気ラインの圧力を均圧させる均圧装置を設け、制御装置１１１は、伝熱管破損事象の発生時に、配管６１ａ，６１ｂを遮断すると共に、均圧装置を作動する。従って、一次系冷却ライン（伝熱管内）から二次系蒸気ライン（伝熱管外）への放射性物質の拡散を抑制することができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、均圧装置として、配管６１ａ，６１ｂに設けられる主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂと、加圧器１７に設けられる加圧器逃がし弁２３とを設け、制御装置１１１は、伝熱管破損事象の発生時に、主蒸気逃がし弁８２ａ，８２ｂの開放により蒸気流量を増加させ、一次系冷却水の温度を十分に低下させたあとで、加圧器逃がし弁２３を開放する。従って、既存の設備により一次系冷却ラインの圧力を低下させることができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、加圧水型原子炉１２に一次系冷却水を補充する原子炉非常用冷却装置４７を設け、制御装置１１１は、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水の水量の減少が規定水量を超えると、原子炉非常用冷却装置４７を起動する。従って、加圧水型原子炉１２内の一次系冷却水の水量を確保し、一次系冷却水により加圧水型原子炉１２を適正に冷却することができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、蒸気発生器内二次側から二次系冷却水を排出するスパージャ装置５６を設け、制御装置１１１は、安全注入ポンプ５４が起動しており、且つ、蒸気発生器１３の水位が規定水位を超えた場合、スパージャ装置８６を起動する。従って、伝熱管破損事象が発生すると、一次系冷却水が二次系蒸気ラインに流入し、蒸気発生器二次側の冷却水が増加することから、このとき、蒸気発生器内二次側から二次系冷却水を排出することで、蒸気発生器から二次系蒸気ラインへ放射性物質を含む冷却水が液相のまま放出されることを防止し、放射性物質の外部漏洩を抑制することができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、制御装置１１１は、放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１以下で、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水水量の減少が規定水量を超えて、原子炉トリップの作動、及び、安全注入ポンプ５４が起動すると、オペレータに対して手動による蒸気発生器１３ａ，１３ｂの隔離操作を促す。従って、放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えずに、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水の水量の減少が規定水量を超えて、原子炉トリップの作動、及び、安全注入ポンプ５４が起動したときは、オペレータが伝熱管破損事象の発生を確認してから、手動による蒸気発生器１３ａ，１３ｂの隔離操作を行うことで、誤操作を防止することができる。

本実施形態の原子力発電プラントでは、制御装置１１１は、放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えて、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水の水量の減少が規定水量を超えない場合、原子炉トリップの作動後、オペレータに対して手動による蒸気発生器１３ａ，１３ｂの隔離操作を促す。従って、放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えるが、一次系冷却水の漏洩による一次系冷却水水量の減少が規定水量を超えていないときは、オペレータが伝熱管破損事象の発生を確認してから、手動による蒸気発生器１３ａ，１３ｂの隔離操作を行うことで、誤操作を防止することができる。

また、本発明の原子力発電プラントの運転方法にあっては、蒸気発生器１３（１３ａ，１３ｂ）から蒸気タービン６２に蒸気を送る配管６１ａ，６１ｂにおける放射性物質の濃度が規定濃度Ｄ１を超えると共に、加圧器１７における一次系冷却水の水位が規定水位を超えて減少する伝熱管破損事象が発生すると原子炉トリップを実行すると共に配管６１ａ，６１ｂ，７３を遮断して蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離する。従って、伝熱管破損事象が発生した蒸気発生器１３ａ，１３ｂを隔離することで、他の二次系蒸気ラインへの放射性物質の漏洩を防止することができ、伝熱管破損事故の高精度な判定を可能として加圧水型原子炉１２における安全性を向上することができる。

なお、上述した実施形態では、１個の加圧水型原子炉１２に対して２個の蒸気発生器１３ａ，１３ｂを連結して説明したが、蒸気発生器１３の数は、３個以上であってもよい。

また、上述した実施形態では、本発明の濃度検出部として配管６１ａ，６１ｂに放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂを設け、放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂをＮ−１６／グロスγ線モニタとしたが、この構成に限定されるものではない。例えば、放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂをゲルマニウム検出器などとしてもよく、また、蒸気発生器１３ａ，１３ｂ内に設けてもよい。また、本発明の漏洩検出部として加圧器用水位センサ１０２を設けたが、この構成に限定されるものではない。例えば、一次系冷却ラインや二次系蒸気ラインの圧力を測定することで、漏洩流量を求めてもよい。

また、上述した実施形態では、規定濃度Ｄ１を放射性物質用濃度センサ１０１ａ，１０１ｂが検出することができる検出限界としたが、検出精度の高いセンサを適用し、更なる安全性を考慮した低い値としてもよい。また、規定流量Ｑ１を化学体積制御系３４により補償することができる一次系冷却水の漏洩流量としたが、更なる安全性を考慮した低い値としてもよい。

１０ 原子力発電プラント
１１ 原子炉格納容器
１２ 加圧水型原子炉
１３，１３ａ，１３ｂ 蒸気発生器
１４ａ，１４ｂ 高温側送給配管（一次系冷却ライン）
１５ａ，１５ｂ 低温側送給配管（一次系冷却ライン）
１７ 加圧器
２３ 加圧器逃がし弁
２６ 炉心
２７ 燃料集合体
２８ 制御棒
２９ 制御棒駆動装置
３１ 伝熱管群
３４ 化学体積制御系
４７ 原子炉非常用冷却装置（一次系冷却材補充装置）
５４ 安全注入ポンプ
５６ スパージャ装置（二次系冷却材排出装置）
６１，６１ａ，６１ｂ，７３ 配管（二次系蒸気ライン）
６２ 蒸気タービン
６３ａ，６３ｂ 主蒸気隔離弁（開閉弁）
６６ 発電機
６８ 復水器
８１ 主給水制御弁（開閉弁）
８２ａ，８２ｂ 主蒸気逃がし弁
１０１ａ，１０１ｂ 放射性物質用濃度センサ
１０２ 加圧器用流量センサ
１１１ 制御装置
１１２ 操作部
１１３ 表示部

Claims (10)

1. 一次系冷却材を循環して原子炉により加熱可能な一次系冷却ラインと、
   二次系冷却材を循環して蒸気発生器により前記一次系冷却材を冷却すると共に二次系蒸気を生成する二次系蒸気ラインと、
   二次系蒸気によりタービンを駆動して発電する発電装置と、
   二次系冷却材または二次系蒸気における放射性物質の濃度を検出する濃度検出部と、
   前記一次系冷却ラインから前記二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩の発生を一次系冷却材の流量の変化に基づいて推定する漏洩推定部と、
   前記濃度検出部が検出した放射性物質の濃度が前記濃度検出部による検出限界である規定濃度を超えると共に前記漏洩推定部が検出した二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の流量の減少量が補償可能な一次系冷却水の漏洩流量である規定量を超える伝熱管破損事象が発生すると前記原子炉を緊急停止すると共に前記二次系蒸気ラインを遮断して前記蒸気発生器を隔離する制御装置と、
   を有することを特徴とする原子力発電プラント。
2. 前記一次系冷却ラインと前記二次系蒸気ラインと前記蒸気発生器とが複数組設けられ、前記濃度検出部は、複数の前記二次系蒸気ラインに設けられ、前記制御装置は、放射性物質の濃度が規定濃度を超えた前記二次系蒸気ラインを遮断することを特徴とする請求項１に記載の原子力発電プラント。
3. 前記二次系蒸気ラインは、前記蒸気発生器と前記タービンとの間に開閉弁が設けられ、前記制御装置は、前記伝熱管破損事象の発生時に前記開閉弁を閉止することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力発電プラント。
4. 前記一次系冷却ラインの圧力と前記二次系蒸気ラインの圧力を均圧させる均圧装置が設けられ、前記制御装置は、前記伝熱管破損事象の発生時に、前記二次系蒸気ラインを遮断すると共に、前記均圧装置を作動することを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の原子力発電プラント。
5. 前記均圧装置は、前記二次系蒸気ラインに設けられる主蒸気逃がし弁と、前記一次系冷却ラインに設けられる加圧器逃がし弁を有し、前記制御装置は、前記伝熱管破損事象の発生時に、前記主蒸気逃がし弁と前記加圧器逃がし弁を開放することを特徴とする請求項４に記載の原子力発電プラント。
6. 前記一次系冷却ラインに一次系冷却材を補充する一次系冷却材補充装置が設けられ、前記制御装置は、前記二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材水量の減少が規定水量を超えると、前記一次系冷却材補充装置を起動することを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか一項に記載の原子力発電プラント。
7. 前記蒸気発生器の二次側から二次系冷却材を排出する二次系冷却材排出装置が設けられ、前記制御装置は、前記一次系冷却材補充装置が起動し、且つ、前記蒸気発生器の水位が規定水位を超えると、前記二次系冷却材排出装置を起動することを特徴とする請求項６に記載の原子力発電プラント。
8. 前記制御装置は、放射性物質の濃度が規定濃度以下で前記二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の減少が規定量を超えると、オペレータに対して手動による前記蒸気発生器の隔離操作を促すことを特徴とする請求項１から請求項７のいずれか一項に記載の原子力発電プラント。
9. 前記制御装置は、放射性物質の濃度が規定濃度を超えて前記二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の減少が規定量以下であると、オペレータに対して手動による前記蒸気発生器の隔離操作を促すことを特徴とする請求項１から請求項７のいずれか一項に記載の原子力発電プラント。
10. 一次系冷却材を循環して原子炉により加熱可能な一次系冷却ラインと、
    二次系冷却材を循環して蒸気発生器により前記一次系冷却材を冷却すると共に二次系蒸気を生成する二次系蒸気ラインと、
    二次系蒸気によりタービンを駆動して発電する発電装置と、
    を有する原子力発電プラントにおいて、
    二次系冷却材または二次系蒸気における放射性物質の濃度が前記濃度検出部による検出限界である規定濃度を超えると共に前記一次系冷却ラインから前記二次系蒸気ラインへの一次系冷却材の漏洩による一次系冷却材の流量の減少量が補償可能な一次系冷却水の漏洩流量である規定量を超える伝熱管破損事象が発生すると、前記原子炉を緊急停止すると共に前記二次系蒸気ラインを遮断して前記蒸気発生器を隔離する、
    ことを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。

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