JP7178337B2 - 炉内配管の破損検出装置及び炉内配管の破損検出方法 - Google Patents

Description

本発明は、高速炉におけるタンク型原子炉の炉心に冷却材としての液体金属を供給する炉内配管の破損を検出する破損検出装置及び破損検出方法に関する。

中間熱交換器、ポンプ及び一次冷却材（液体ナトリウム）等の一次系機器を主容器に収容するタンク型の原子炉が知られている。

タンク型の原子炉において、一次冷却材は、炉心を上方に向かって通過する際に、炉心における核反応により発生した熱エネルギーにより加熱されて高温となり、上部プレナムに流入する。そして、一次冷却材は、上部プレナムから中間熱交換器に流入し、二次冷却材としての液体金属に熱エネルギーを伝達した後、下部プレナムに流出する。下部プレナムに入った一次冷却材は、ポンプに吸い込まれて昇圧され、炉内配管を介して炉心に供給される（例えば、特許文献１を参照）。

特開２０１８－１９４３５０号公報

炉内配管が破損し、炉内配管からの一次冷却材の漏えい量が多くなると、炉心への一次冷却材の供給量が減少して炉心温度が上昇するという問題がある。これに対し、炉内配管は、主容器の下部に設けられており、一次冷却材に浸っているため、炉内配管の破損を視認により検出することは困難である。そこで、炉内配管の破損を検出できるようにすることが求められている。

そこで、本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、炉内配管の破損を検出することができる破損検出装置及び破損検出方法を提供することを目的とする。

本発明の第１の態様に係る炉内配管の破損検出装置は、タンク型原子炉の炉心に冷却材としての液体金属を供給する炉内配管の破損を検出する破損検出装置であって、前記炉内配管に前記液体金属を圧送するポンプの内部における前記液体金属の液面を示すポンプ液面の液位を測定する液位測定部と、前記液位測定部が測定した前記ポンプ液面の液位に基づいて前記炉内配管の破損を検出する破損検出部と、を備える。

前記炉内配管の破損検出装置は、前記液位測定部が測定した前記ポンプ液面の液位に基づいて前記ポンプ液面の液位の変化率を算出し、算出した変化率に基づいて所定時間後に予測される前記ポンプ液面の液位の変化量である予測変化量を算出する算出部をさらに備え、前記破損検出部は、前記算出部が算出した前記予測変化量に基づいて前記炉内配管の破損を検出してもよい。

前記炉内配管の破損検出装置は、前記タンク型原子炉の運転状態を特定する運転状態特定部をさらに備え、前記破損検出部は、前記運転状態特定部が特定した前記運転状態に予め関連付けられている正常運転時の前記ポンプ液面の液位を、前記液位測定部が測定した前記ポンプ液面の液位が超えている場合、前記炉内配管が破損していることを検出してもよい。

本発明の第２の態様に係る炉内配管の破損検出方法は、タンク型原子炉の炉心に冷却材としての液体金属を供給する炉内配管の破損を検出する破損検出方法であって、前記炉内配管に前記液体金属を圧送するポンプの内部における前記液体金属の液面を示すポンプ液面の液位を測定するステップと、前記液位を測定するステップにおいて測定された前記ポンプ液面の液位に基づいて前記炉内配管の破損を検出するステップと、を備える。

本発明によれば、炉内配管の破損を検出することができるという効果を奏する。

本実施形態に係るタンク型原子炉の内部構造を模式的に示す図である。 本実施形態に係るポンプの内部構造の模式図である。 本実施形態に係る破損検出装置の構成を示す図である。 本実施形態における炉内配管が破断してからのポンプ液面の液位及びポンプ液面の液位変化率による予測変化量の解析結果を示す図である。 本実施形態に係る破損検出装置における処理の流れを示すフローチャートである。

［タンク型原子炉１の構造の概要］
本実施形態に係る炉内配管の破損検出装置を説明するにあたり、まず、タンク型原子炉１の構造について説明する。図１は、本実施形態に係るタンク型原子炉１の内部構造を模式的に示す図である。なお、図１では、冷却材としてのナトリウムの流れを矢印で示している。また、以下の説明において、炉内配管の破損検出装置を単に破損検出装置という。

タンク型原子炉１は、例えば高速炉である。タンク型原子炉１の主容器１１の内部には、ルーフスラブ１２と、回転プラグ１３と、炉心上部構造１４と、炉心支持スカート１５と、ストロングバック１６と、ダイヤグリッド１７と、炉心１８と、炉心槽１９と、中間熱交換器２０と、スタンドパイプ２１と、シール部材２２と、ポンプ２３と、スタンドパイプ２４と、炉内配管２５とが設けられている。

また、タンク型原子炉１は、主容器１１の内壁（以下、炉壁という）を冷却するために、第１炉壁冷却仕切板２６と、第２炉壁冷却仕切板２７と、炉壁冷却用配管２８とを備える。さらに、タンク型原子炉１は、１次冷却材としてのナトリウムのうち高温状態のナトリウムが存在する上部プレナムと低温状態のナトリウムが存在する下部プレナムとを仕切るために、水平仕切板２９と、補強リブ３０と、鉛直仕切板３１と、補強リブ（不図示）と、積層板３３とを備える。

主容器１１は、直径が１５ｍから２０ｍ程度の容器である。
ルーフスラブ１２は、主容器１１の蓋として機能し、上方が建物に固定されている。ルーフスラブ１２に主容器１１が結合していることにより、主容器１１が建物に固定される。

回転プラグ１３は、ルーフスラブ１２とともに、主容器１１の蓋として機能する。燃料交換の際には、回転プラグ１３を回すことにより、燃料交換機が必要な位置に燃料を移送することができる。
炉心上部構造１４は、回転プラグ１３に取り付けられている。炉心上部構造１４には、制御棒駆動機構、温度計、燃料破損検出器及び破損検出装置１００等の各種装置が設けられている。

炉心支持スカート１５は、主容器１１の下部に設けられており、ストロングバック１６を支持している。ストロングバック１６の内部には多数の縦ウェブが設けられており、ストロングバック１６は、多数のボックスの集合体となっている。ストロングバック１６が多数のボックスの集合体であることで、ストロングバック１６は高い剛性を有し、重い炉心１８を搭載しても上下方向に大きく変形しない構造となっている。

ダイヤグリッド１７は、ストロングバック１６の上部に取り付けられている。ダイヤグリッド１７は、炉心１８に二次冷却材を挿入するための入口として機能する。また、ダイヤグリッド１７は、炉心燃料集合体等の炉心構成要素群の下端部を差し込むための多数の円筒状の構造体を有している。

炉心１８は、ダイヤグリッド１７の上部に設けられた炉心槽１９に収容されている。炉心１８は、炉心槽１９において水平方向に支持されている。炉心１８は、一次冷却材としてのナトリウムを昇温させる。昇温して高温状態となったナトリウムを高温ナトリウムという。炉心槽１９は、炉心構成要素群及び炉心１８を水平方向に指示する構造体である。

中間熱交換器２０は、中間熱交換器２０を包囲する円筒状のスタンドパイプ２１に支持されている。中間熱交換器２０は、流入口２０１と流出口２０２とを有している。流入口２０１は、炉心１８よりも上方の上部プレナムに設けられている。流出口２０２は、炉心１８よりも下方の下部プレナムに設けられている。

スタンドパイプ２１と中間熱交換器２０との間には、上部プレナムと下部プレナムとを分離するためのシール部材２２が設けられている。図示は省略するが、タンク型原子炉１には、４基の中間熱交換器２０が設けられている。

中間熱交換器２０は、流入口２０１から流入した高温ナトリウムと、二次冷却材として機能するナトリウムとの熱交換を行う。具体的には、中間熱交換器２０の流入口２０１に、ポンプ２３の作用により、炉心１８において約５５０℃まで温度が上昇した高温ナトリウムが流入する。流入した高温ナトリウムは、二次冷却材として機能するナトリウムとの熱交換が行われることにより、約４００℃にまで温度が低下する。約４００℃に温度が低下し、低温状態となったナトリウムを低温ナトリウムという。低温ナトリウムは、流出口２０２から下部プレナムへと流出する。

ポンプ２３は、周囲を包囲する円筒状のスタンドパイプ２４に支持されている。本実施形態のタンク型原子炉１においては、図示は省略するが、中間熱交換器２０が設けられた円周上に、３基のポンプ２３が設けられている。ポンプ２３は、炉心１８に低温ナトリウムを供給するための炉内配管２５に低温ナトリウムを圧送する。

以下、ポンプ２３の内部構造について説明する。図２は、本実施形態に係るポンプ２３の内部構造の模式図である。なお、本実施形態において、ポンプ２３の内部には、スタンドパイプ２４とポンプ２３との間の空間も含まれるものとする。また、３基のポンプ２３のそれぞれが、図２に示す内部構造を有しているものとする。

ポンプ２３は、図２に示すように、ポンプ胴２３１と、軸２３２と、軸受２３３と、インペラ２３４と、吐出ノズル２３５を備える。また、ポンプ２３と、スタンドパイプ２４との間には、案内管２３６と、液位計２３７とが設けられている。

ポンプ胴２３１の内部には、軸２３２が収容される。軸２３２は軸受２３３に支持されており、先端にインペラ２３４が接続されている。軸２３２及びインペラ２３４は、ポンプ制御装置（不図示）の制御により回転する。インペラ２３４が回転することにより、ポンプ２３は、内部に案内された低温ナトリウムを吐出ノズル２３５を介して炉内配管２５に圧送することができる。液位計２３７は、案内管２３６の内部に収容されており、電磁誘導を発生させ、ナトリウム中に発生する渦電流を検出することにより、ナトリウムの液位を検出する。

ポンプ２３において炉内配管２５に低温ナトリウムを圧送することにより、炉心１８に低温ナトリウムを供給する際の圧力損失が発生する。圧力損失が発生すると、ポンプ２３及びスタンドパイプ２４の内部の圧力が、スタンドパイプ２４の外部の圧力に比べて、損失した圧力分だけ低くなる。これにより、ポンプ２３及びスタンドパイプ２４の内部のナトリウムの液位は、スタンドパイプ２４の外部のナトリウムの液位に比べて低下する。炉内配管２５が破断等により破損すると、炉心１８にナトリウムを供給する際の圧力損失が減少することになり、ポンプ２３及びスタンドパイプ２４の内部のナトリウムの液位が上昇する。本実施形態に係る破損検出装置１０は、ポンプ２３の内部におけるナトリウムの液位を監視することにより、炉内配管２５の破損を検出する。

図３は、本実施形態に係る破損検出装置１００の構成を示す図である。破損検出装置１０は、例えばコンピュータであり、通信部１１０と、記憶部１２０と、制御部１３０とを備える。

記憶部１２０は、例えば、ＲＯＭ（Read Only Memory）及びＲＡＭ（Random Access Memory）等である。記憶部１２０は、破損検出装置１００を機能させるための各種プログラムを記憶する。例えば、記憶部１２０は、破損検出装置１００の制御部１３０を、後述する液位測定部１３１、変化率・予測変化量算出部１３２、破損検出部１３３及び出力部１３４として機能させる破損検出プログラムを記憶する。

制御部１３０は、例えばＣＰＵ（Central Processing Unit）である。制御部１３０は、記憶部１２０に記憶されている破損検出プログラムを実行することにより、液位測定部１３１、変化率・予測変化量算出部１３２、破損検出部１３３及び出力部１３４として機能する。

液位測定部１３１は、ポンプ２３の内部におけるナトリウムの液面を示すポンプ液面の液位を測定する。具体的には、液位測定部１３１は、液位計２３７が検出したナトリウムの液位を示す信号を取得することにより、ポンプ液面の液位を測定する。液位測定部１３１は、所定時間（例えば、数十ミリ秒）おきに液位計２３７が検出したナトリウムの液位を示す信号を取得することにより、リアルタイムでポンプ液面の液位を測定する。

変化率・予測変化量算出部１３２は、液位測定部１３１が測定したポンプ液面の液位に基づいてポンプ液面の液位の変化率を算出し、算出した変化率に基づいて、所定時間後に予測されるポンプ液面の液位の変化量である予測変化量を算出する。具体的には、まず、変化率・予測変化量算出部１３２は、液位測定部１３１が測定したポンプ液面の液位の不完全微分を行うことにより、ポンプ液面の液位の変化率を算出する。不完全微分は、ローパスフィルタを通過させた後に微分する手法である。破損検出装置１００は、ポンプ液面の液位の不完全微分を行うことにより、炉内配管２５の破損とは関連性がない、ナトリウムの液位の微小変位に伴うポンプ液面の液位の変化率を検出しないようにすることができる。さらに、変化率・予測変化量算出部１３２は、算出したポンプ液面の液位の変化率から所定時間後に予測されるポンプ液面の液位の予測変化量を算出する。予測変化量は、ポンプ液面の液位の変化率を算出した時点から所定時間経過後までのポンプ液面の液位の変化量を、予測変化量として算出する。

破損検出部１３３は、変化率・予測変化量算出部１３２が算出した変化率から算出した予測変化量に基づいて炉内配管２５の破損を検出する。図４は、本実施形態における炉内配管２５が破断してからのポンプ液面の液位及びポンプ液面の液位変化率による予測変化量の解析結果を示す図である。図４において、実線はポンプ液面の液位を示し、破線は、ポンプ液面の液位の変化率から算出されたポンプ液面の液位の予測変化量を示している。例えば、破損検出部１３３は、変化率・予測変化量算出部１３２が算出した変化率から算出された予測変化量が所定の閾値（図４に示す例では、Ｌ１ｍ）を超える場合に炉内配管２５が破損していることを検出する。図４に示すように、ポンプ液面の液位変化率による予測変化量は、ポンプ液面の液位に比べて応答が速いことから、破損検出部１３３は、炉内配管２５の破損を早期に検出することができる。

出力部１３４は、破損検出部１３３が炉内配管２５の破損を検出すると、通信部１１０を介して、原子炉停止系に原子炉の緊急停止を行わせるトリップ制御装置（不図示）に、原子炉の保護動作を開始させるためのトリップ信号を出力する。

［破損検出装置１００における処理の流れ］
続いて、破損検出装置１００における処理の流れについて説明する。図５は、本実施形態に係る破損検出装置１００における処理の流れを示すフローチャートである。

まず、液位測定部１３１は、ポンプ液面の液位を測定する（Ｓ１）。
続いて、変化率・予測変化量算出部１３２は、Ｓ１において測定されたポンプ液面の液位の変化率を算出する（Ｓ２）。
続いて、変化率・予測変化量算出部１３２は、Ｓ２において算出された変化率に基づいて、所定時間後に予測されるポンプ液面の液位の変化量である予測変化量を算出する（Ｓ３）。

続いて、破損検出部１３３は、Ｓ３において算出された予測変化量が所定の閾値を超えているか否かを判定する（Ｓ４）。破損検出部１３３は、予測変化量が所定の閾値を超えていると判定すると、Ｓ５に処理を移し、予測変化量が所定の閾値を超えていないと判定すると、Ｓ１に処理を移す。
Ｓ５において、出力部１３４は、トリップ信号をトリップ制御装置に出力する。

［変形例１］
なお、本実施形態において、破損検出部１３３は、変化率・予測変化量算出部１３２が算出した変化率による予測変化量に基づいて炉内配管２５の破損を検出したが、これに限らない。変化率・予測変化量算出部１３２がポンプ液面の変化率による予測変化量を算出せずに、破損検出部１３３が、液位測定部１３１が測定したポンプ液面の液位に基づいて炉内配管２５の破損を検出してもよい。このようにすることで、破損検出装置１００は、ポンプ液面の液位の変化率による予測変化量に基づいて炉内配管２５の破損を検出する場合の応答性には劣るものの、炉内配管２５の破損を検出することができる。

［変形例２］
破損検出装置１００の制御部１３０は、タンク型原子炉１の運転状態を特定する運転状態特定部をさらに備えていてもよい。また、記憶部１２０には、複数の運転状態のそれぞれと、正常運転時のポンプ液面の液位とを関連付けた正常時液位情報を記憶していてもよい。

そして、破損検出部１３３は、変化率・予測変化量算出部１３２が算出した変化率による予測変化量が所定の閾値を超える場合、又は運転状態特定部が特定した運転状態に予め関連付けられて記憶部１２０に記憶されているポンプ液面の液位を、液位測定部１３１が測定したポンプ液面の液位が超えている場合、炉内配管２５が破損していることを検出してもよい。このようにすることで、破損検出装置１００は、ポンプ液面の液位に異常が発生していることを検出することができるので、炉内配管２５の破損の進行が遅く、ポンプ液面の液位の変化率が小さい場合であっても、炉内配管２５の破損を検出することができる。

［本実施形態における効果］
以上のとおり、本実施形態に係る破損検出装置１００は、炉内配管２５にナトリウムを圧送するポンプ２３の内部におけるナトリウムの液面を示すポンプ液面の液位を測定し、測定したポンプ液面の液位に基づいてポンプ液面の液位変化率による予測変化量を算出し、算出した予測変化量に基づいて炉内配管２５の破損を検出する。このようにすることで、破損検出装置１００は、炉内配管２５の破損を検出し、トリップ信号をトリップ制御装置に出力することができる。これにより、トリップ制御装置は、早期に原子炉をトリップし、炉心１８へのナトリウムの流量の減少に伴う炉心温度の上昇を抑制することができる。

なお、本実施形態に係る破損検出装置１００による炉内配管２５の破損検出方法とは異なる破損検出方法も存在する。例えば、従来の破損検出方法として、炉心温度に基づいて炉内配管２５の破損を検出する方法、炉内配管２５の流量に基づいて炉内配管２５の破損を検出する方法、炉内配管を囲むように外囲管を設け、外囲管内のナトリウムの液位や外囲管内の圧力に基づいて炉内配管２５の破損を検出する方法が存在する。

しかしながら、炉心温度に基づいて炉内配管２５の破損を検出する方法は、温度計案内管、案内管内ガス、温度計本体の熱伝導及び熱伝達により、応答時間が長くなるという問題がある。また、応答時間を短くするために案内管内ガスを熱伝導率の良いものとすると、ガス置換、監視のための設備の追加が必要になってしまう。また、温度計を案内管内に押し付けたり案内管を開放して温度計をナトリウムに直接接触させたりすると、温度計の交換が困難になるという問題がある。

また、炉内配管２５の流量に基づいて炉内配管２５の破損を検出する方法、及び外囲管内のナトリウムの液位や外囲管内の圧力に基づいて炉内配管２５の破損を検出する方法は、ナトリウム中に流量計を設けたり、外囲管を設けたりする必要があるため、実装が難しいという問題がある。

これに対して、本実施形態に示すようにポンプ２３とスタンドパイプ２４との間に液位計２３７を設けることは、容易に実現できることから、本実施形態に係る破損検出装置１００による炉内配管２５の破損検出方法は、従来の破損検出方法に比べて容易に実現することができる。

以上、本発明を実施形態を用いて説明したが、本発明の技術的範囲は上記実施形態に記載の範囲には限定されず、その要旨の範囲内で種々の変形及び変更が可能である。例えば、上述の実施形態では、破損検出装置１００が、ポンプ液面の液位を測定し、ポンプ液面の液位に基づいて炉内配管２５の破損を検出したが、これに限らない。例えば、破損検出装置１００、及び破損検出装置１００とは異なる１以上の装置が協働することにより、ポンプ液面の液位を測定し、ポンプ液面の液位に基づいて炉内配管２５の破損を検出してもよい。例えば、装置の全部又は一部は、任意の単位で機能的又は物理的に分散・統合して構成することができる。また、複数の実施の形態の任意の組み合わせによって生じる新たな実施の形態も、本発明の実施の形態に含まれる。組み合わせによって生じる新たな実施の形態の効果は、もとの実施の形態の効果を併せ持つ。

１ タンク型原子炉
１１ 主容器
１７ ダイヤグリッド
１８ 炉心
２０ 中間熱交換器
２３ ポンプ
２４ スタンドパイプ
２５ 炉内配管
１００ 破損検出装置
１１０ 通信部
１２０ 記憶部
１３０ 制御部
１３１ 液位測定部
１３２ 変化率・予測変化量算出部
１３３ 破損検出部
１３４ 出力部
２３１ ポンプ胴
２３２ 軸
２３３ 軸受
２３４ インペラ
２３５ 吐出ノズル
２３６ 案内管
２３７ 液位計

Claims (4)

1. タンク型原子炉の炉心に冷却材としての液体金属を供給する炉内配管の破損を検出する破損検出装置であって、
   前記炉内配管に前記液体金属を圧送するポンプの内部における前記液体金属の液面を示すポンプ液面の液位を測定する液位測定部と、
   前記液位測定部が測定した前記ポンプ液面の液位に基づいて前記炉内配管の破損を検出する破損検出部と、
   を備える炉内配管の破損検出装置。
2. 前記液位測定部が測定した前記ポンプ液面の液位に基づいて前記ポンプ液面の液位の変化率を算出し、算出した変化率に基づいて所定時間後に予測される前記ポンプ液面の液位の変化量である予測変化量を算出する算出部をさらに備え、
   前記破損検出部は、前記算出部が算出した前記予測変化量に基づいて前記炉内配管の破損を検出する、
   請求項１に記載の炉内配管の破損検出装置。
3. 前記タンク型原子炉の運転状態を特定する運転状態特定部をさらに備え、
   前記破損検出部は、前記運転状態特定部が特定した前記運転状態に予め関連付けられている正常運転時の前記ポンプ液面の液位を、前記液位測定部が測定した前記ポンプ液面の液位が超えている場合、前記炉内配管が破損していることを検出する、
   請求項１に記載の炉内配管の破損検出装置。
4. タンク型原子炉の炉心に冷却材としての液体金属を供給する炉内配管の破損を検出する破損検出方法であって、
   前記炉内配管に前記液体金属を圧送するポンプの内部における前記液体金属の液面を示すポンプ液面の液位を測定するステップと、
   前記液位を測定するステップにおいて測定された前記ポンプ液面の液位に基づいて前記炉内配管の破損を検出するステップと、
   を備える炉内配管の破損検出方法。
   
   

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