JPH0247593A - 原子力発電プラントの隔離弁制御装置 - Google Patents
原子力発電プラントの隔離弁制御装置Info
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- JPH0247593A JPH0247593A JP63198004A JP19800488A JPH0247593A JP H0247593 A JPH0247593 A JP H0247593A JP 63198004 A JP63198004 A JP 63198004A JP 19800488 A JP19800488 A JP 19800488A JP H0247593 A JPH0247593 A JP H0247593A
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
この発明は、原子力発電プラントの各系統配管の破断事
故を早期に検知して隔離弁を閉鎖する原子力発電プラン
トの隔離弁制御装置に関する。
故を早期に検知して隔離弁を閉鎖する原子力発電プラン
トの隔離弁制御装置に関する。
（従来の技術）
沸騰水型原子力発電プラントの設計および立地の基本方
針が妥当であるか否かを評価するための事象の１つとし
て、主蒸気管破断事故が取り挙げられる。この事故は、
第３図に示すように、主蒸気トンネル室１内のある部位
において主蒸気管２が破断し、核分裂生成物が建屋（図
示せず）から環境へ放出される事故である。主蒸気管２
の破断事故が発生すると、主蒸気は、原子炉圧力容器３
内の圧力状態から大気圧状態へ移行することになるため
、大流量の主蒸気が流出することになる。
針が妥当であるか否かを評価するための事象の１つとし
て、主蒸気管破断事故が取り挙げられる。この事故は、
第３図に示すように、主蒸気トンネル室１内のある部位
において主蒸気管２が破断し、核分裂生成物が建屋（図
示せず）から環境へ放出される事故である。主蒸気管２
の破断事故が発生すると、主蒸気は、原子炉圧力容器３
内の圧力状態から大気圧状態へ移行することになるため
、大流量の主蒸気が流出することになる。
また、主蒸気トンネル室１内に漏洩した蒸気および水に
よって、主蒸気トンネル室１内の温度が上昇する。
よって、主蒸気トンネル室１内の温度が上昇する。
そこで、従来の隔離弁制御装置では、主蒸気流間、主蒸
気トンネル室１内の温度、主蒸気管２内の圧力、主蒸気
放射能および原子炉圧力容器３内の原子炉水位等のプロ
セス吊を常時監視し、これらのプロセス倒がある所定値
に達したときに主蒸気管２の破断事故を検出し、この検
出信号に基づいてインタロツタが作動して、原子炉格納
容器４の内外にある主蒸気隔離弁５Ａ、５Ｂを閉鎖する
よう設けられている。なお、第３図中符号６はタービン
、符号７は流量測定器をそれぞれ示す。
気トンネル室１内の温度、主蒸気管２内の圧力、主蒸気
放射能および原子炉圧力容器３内の原子炉水位等のプロ
セス吊を常時監視し、これらのプロセス倒がある所定値
に達したときに主蒸気管２の破断事故を検出し、この検
出信号に基づいてインタロツタが作動して、原子炉格納
容器４の内外にある主蒸気隔離弁５Ａ、５Ｂを閉鎖する
よう設けられている。なお、第３図中符号６はタービン
、符号７は流量測定器をそれぞれ示す。
（発明が解決しようとする課題）
ところで、上述のように主蒸気流量や主蒸気トンネル室
１内の温度等を監視する従来の隔離弁制御装置では、主
蒸気管２の長手方向に対し直交する方向に配管２が破断
するような大破断が発生した場合には、事故を瞬時に検
知することが可能である。
１内の温度等を監視する従来の隔離弁制御装置では、主
蒸気管２の長手方向に対し直交する方向に配管２が破断
するような大破断が発生した場合には、事故を瞬時に検
知することが可能である。
しかし、実際の配管破断事故には、上述のような大破断
の他に、主蒸気管２に亀裂が生じて少量の蒸気が漏洩す
る、いわゆるＬＢＢ （破断前漏洩）が発生することが
ある。このＬＢＢが発生した場合、従来の隔離弁制御装
置では、主蒸気流量や主蒸気１〜ンネル室１内の温度等
がある設定値に達するまでに時間が係り、ＬＢＢ事故の
検知が遅れてしょうＪ３それがある。そのため、主蒸気
隔離弁５△、５Ｂの全閉時間が遅くなり、環境への放射
能放出間が増大する可能性がある。
の他に、主蒸気管２に亀裂が生じて少量の蒸気が漏洩す
る、いわゆるＬＢＢ （破断前漏洩）が発生することが
ある。このＬＢＢが発生した場合、従来の隔離弁制御装
置では、主蒸気流量や主蒸気１〜ンネル室１内の温度等
がある設定値に達するまでに時間が係り、ＬＢＢ事故の
検知が遅れてしょうＪ３それがある。そのため、主蒸気
隔離弁５△、５Ｂの全閉時間が遅くなり、環境への放射
能放出間が増大する可能性がある。
そこで、従来の隔離弁制御装置において、主蒸気トンネ
ル室１内の温度等に対する設定値を下げることも各えら
れるが、このように設定値を下げると、主蒸気隔離弁５
△、５Ｂを不必要に閉鎖してしまうおそれがあり、好ま
しくない。
ル室１内の温度等に対する設定値を下げることも各えら
れるが、このように設定値を下げると、主蒸気隔離弁５
△、５Ｂを不必要に閉鎖してしまうおそれがあり、好ま
しくない。
この発明は、上述した事情を考慮してなされたものであ
り、ブラン１−の各系統の種類や配管口径Ｊ３よび破断
面積の大小に拘らず、配管破断事故を早期に検知して隔
離弁を閉鎖し、環境へのＩｌｉ、躬能放出吊を低減でき
る原子力発電プラントの隔離弁制御ｌ装買を提供するこ
とを目的とする。
り、ブラン１−の各系統の種類や配管口径Ｊ３よび破断
面積の大小に拘らず、配管破断事故を早期に検知して隔
離弁を閉鎖し、環境へのＩｌｉ、躬能放出吊を低減でき
る原子力発電プラントの隔離弁制御ｌ装買を提供するこ
とを目的とする。
（発明の構成）
（課題を解決するための手段）
この発明は、原子力発電プラントの各系統における配管
に隔離弁が配設されるとともに、上記各系統の配管の少
なくとも２箇所に流Ｒ側定慕が設置され、上記流量測定
器により検出された測定値に有意な差が生じたどきに上
記隔離弁を閉鎖するよう構成されたしのである。
に隔離弁が配設されるとともに、上記各系統の配管の少
なくとも２箇所に流Ｒ側定慕が設置され、上記流量測定
器により検出された測定値に有意な差が生じたどきに上
記隔離弁を閉鎖するよう構成されたしのである。
（作用）
したがってこの発明に係る原子力発電プラントの隔離弁
制御装置によれば、系統配管の一部にｌ ＢＢ （破断
前漏洩）等の配管破断が生ずると、配管の下流側に設置
された流量測定器の測定値が減少ザる。この配管の下流
側に設置された流ｍ測定器の測定値と配管の上流側に設
置された流量測定器の測定値との間に有意な差が生じた
ときに、流量測定器間で配管破断が発生したことを検知
し、系統の隔離弁を閉鎖する。その結果、配管の破断を
系統の種類や配管口径および破断面積の大小に拘らず早
期に検知でき、隔離弁を閉鎖できるので、環境へのｒＩ
ｉ印１能放出ａを低減できる。
制御装置によれば、系統配管の一部にｌ ＢＢ （破断
前漏洩）等の配管破断が生ずると、配管の下流側に設置
された流量測定器の測定値が減少ザる。この配管の下流
側に設置された流ｍ測定器の測定値と配管の上流側に設
置された流量測定器の測定値との間に有意な差が生じた
ときに、流量測定器間で配管破断が発生したことを検知
し、系統の隔離弁を閉鎖する。その結果、配管の破断を
系統の種類や配管口径および破断面積の大小に拘らず早
期に検知でき、隔離弁を閉鎖できるので、環境へのｒＩ
ｉ印１能放出ａを低減できる。
（実施例）
以下、この発明実施例を図面に基づい゛Ｃ説明する。
第１図は、この発明に係る原子力発電プラントの隔離弁
制御装置が沸憑水型原子力発電プラントにおける主蒸気
系に適用された一実施例を示す系統図である。
制御装置が沸憑水型原子力発電プラントにおける主蒸気
系に適用された一実施例を示す系統図である。
原子炉圧力容器１０で発生した主蒸気は、原子炉格納容
器１１および主蒸気トンネル室１２内にある主蒸気管１
３を経て、主タービン１４へ導かれる。主蒸気管１３に
は、原子炉格納容器１１の内外に主蒸気隔離弁１５Ａ、
１５Ｂがそれぞれ設置される。また、主蒸気ヘッダ１６
の後流側の主蒸気管１３に、主蒸気止め弁１７が配設さ
れる。
器１１および主蒸気トンネル室１２内にある主蒸気管１
３を経て、主タービン１４へ導かれる。主蒸気管１３に
は、原子炉格納容器１１の内外に主蒸気隔離弁１５Ａ、
１５Ｂがそれぞれ設置される。また、主蒸気ヘッダ１６
の後流側の主蒸気管１３に、主蒸気止め弁１７が配設さ
れる。
さらに、主タービン１／Ｉの主復水器１９と主蒸気ヘッ
ダ１６とを結ぶバイパスライン２０に、ラインバイパス
弁２１が設けられる。
ダ１６とを結ぶバイパスライン２０に、ラインバイパス
弁２１が設けられる。
主蒸気管１３には、原子炉格納容器１１内において、主
蒸気隔離弁１５Ａの上流側に流ｍ測定器２２が設置され
る。また、主蒸気管１３の主蒸気止め弁１７の上流側に
も流ｍ測定器２３が配設される。さらに、バイパスライ
ン２０において、タービンバイパス弁２１の−［流側に
流ｍ測定器２４が設けられる。上記流Φ測定器２２が主
蒸気系統の上流側に設けられた測定器であり、流量測定
器２３および２４が主蒸気系統の下流側に設けられた測
定器である。
蒸気隔離弁１５Ａの上流側に流ｍ測定器２２が設置され
る。また、主蒸気管１３の主蒸気止め弁１７の上流側に
も流ｍ測定器２３が配設される。さらに、バイパスライ
ン２０において、タービンバイパス弁２１の−［流側に
流ｍ測定器２４が設けられる。上記流Φ測定器２２が主
蒸気系統の上流側に設けられた測定器であり、流量測定
器２３および２４が主蒸気系統の下流側に設けられた測
定器である。
なお、主蒸気管１３において、主蒸気隔離弁１５Ｂ、主
蒸気ヘッダ１６および流出測定器２４等が配設された部
分が主蒸気トンネル室１２によって覆われて、放射能の
漏洩が防止される。
蒸気ヘッダ１６および流出測定器２４等が配設された部
分が主蒸気トンネル室１２によって覆われて、放射能の
漏洩が防止される。
次に作用を説明する。
主蒸気管１３内を流れる主蒸気の流量は、流出測定器２
２，２３．２４によって常時測定される。
２，２３．２４によって常時測定される。
通常時には流出測定器２２の流量が、両側定器２３およ
び２４の流量和に等しくなっている。
び２４の流量和に等しくなっている。
流出測定器２２と流出測定器２３あるいは２４との間で
ＬＢＢ等の配管破断事故が発生すると、両流吊測定器２
３および２４の測定値の流量和か、流量測定器２２の測
定値の流量和よりも小さくなる。この流量の測定値の差
が有意な値に至ると、流出測定器２２と流量測定器２３
または２４との間で配管破断があったことが検出され、
主蒸気隔離弁１５Ａ、１５Ｂに対し弁閉鎖信号が出力さ
れて、主蒸気隔離弁１５Ａ、１５Ｂが閉鎖を開始する。
ＬＢＢ等の配管破断事故が発生すると、両流吊測定器２
３および２４の測定値の流量和か、流量測定器２２の測
定値の流量和よりも小さくなる。この流量の測定値の差
が有意な値に至ると、流出測定器２２と流量測定器２３
または２４との間で配管破断があったことが検出され、
主蒸気隔離弁１５Ａ、１５Ｂに対し弁閉鎖信号が出力さ
れて、主蒸気隔離弁１５Ａ、１５Ｂが閉鎖を開始する。
したがって、この実施例によれば、主蒸気管１３の破断
を流出測定器２２．２３．２４によって、系統の種類や
配管（］径および破断面積の大小に拘らず早期に検知で
き、主蒸気隔離弁１５Ａ、Ｂを閉鎖できる。その結果、
環境への放射能放出量を低減できる。
を流出測定器２２．２３．２４によって、系統の種類や
配管（］径および破断面積の大小に拘らず早期に検知で
き、主蒸気隔離弁１５Ａ、Ｂを閉鎖できる。その結果、
環境への放射能放出量を低減できる。
第２図はこの発明に係る原子力発電プラントの隔離弁ｉ
、ＩＩ ＩＩＩ装置の隔離弁制御装置が放射性気体廃棄
物処理系（以下オフガス系と称する）に適用された他の
実施例を示す系統図である。
、ＩＩ ＩＩＩ装置の隔離弁制御装置が放射性気体廃棄
物処理系（以下オフガス系と称する）に適用された他の
実施例を示す系統図である。
主復水器３０で凝縮された主蒸気中に存在する放射性気
体廃棄物は、第１段空気抽出器３１、中間冷却器３２お
にび第１段空気抽出器３１を経てオフガス系３４に導か
れる。このオフガス系３４では、オフガス再結合器３５
で水素および酸素が再結合され、オフガス復水器３６で
蒸気が凝縮され、その後、活１／を炭式希ガスホールド
アツプ塔３７で放射能が減寝されて、スタック３８から
放出される。また、オフガス系３４のオフガス再結合器
３５上流側に、第２段空気抽出器隔離弁３９が設置され
る。
体廃棄物は、第１段空気抽出器３１、中間冷却器３２お
にび第１段空気抽出器３１を経てオフガス系３４に導か
れる。このオフガス系３４では、オフガス再結合器３５
で水素および酸素が再結合され、オフガス復水器３６で
蒸気が凝縮され、その後、活１／を炭式希ガスホールド
アツプ塔３７で放射能が減寝されて、スタック３８から
放出される。また、オフガス系３４のオフガス再結合器
３５上流側に、第２段空気抽出器隔離弁３９が設置され
る。
この第２段空気抽出器隔離弁３９の下流およびオフガス
再結合器３５の上流に流出測定器４０および４１がそれ
ぞれ設置される。これらの流量測定器４０および４１間
において配管に破断事故が発生すると、流量測定器４０
．４１の測定値に流量差が生じ、この流量差が有意の値
を超えたときに配管に破断があったことが検出されて、
第２段空気抽出器隔離弁３９が自動閉鎖される。
再結合器３５の上流に流出測定器４０および４１がそれ
ぞれ設置される。これらの流量測定器４０および４１間
において配管に破断事故が発生すると、流量測定器４０
．４１の測定値に流量差が生じ、この流量差が有意の値
を超えたときに配管に破断があったことが検出されて、
第２段空気抽出器隔離弁３９が自動閉鎖される。
その結果、事故時に第２段空気抽出器隔離弁３９を手動
操作する従来例に比べ、配管の破断後早明に第２段空気
抽出器隔離弁３９を閉鎖でき、事故時の放射能放出団を
大幅に低減できる。
操作する従来例に比べ、配管の破断後早明に第２段空気
抽出器隔離弁３９を閉鎖でき、事故時の放射能放出団を
大幅に低減できる。
上記実施例によれば、原子力Ｒ１プラントの各系統にお
ける配管の少なくとも２箇所に流出測定器が設置され、
これらの′ａ量量定定器より検出された測定値に有意な
差が生じたときに各系統の隔離弁を閉鎖するよう構成さ
れたことから、プラントの系統の種類や配管口径および
配管破断面積の大小に拘らず、配管の破断事故を早期に
検知して隔離弁を閉鎖でき、したがって環境への放射能
放出量を大幅に低減できる。
ける配管の少なくとも２箇所に流出測定器が設置され、
これらの′ａ量量定定器より検出された測定値に有意な
差が生じたときに各系統の隔離弁を閉鎖するよう構成さ
れたことから、プラントの系統の種類や配管口径および
配管破断面積の大小に拘らず、配管の破断事故を早期に
検知して隔離弁を閉鎖でき、したがって環境への放射能
放出量を大幅に低減できる。
第１図はこの発明に係る原子力発電プラントの隔離弁制
御装置が沸鷹水型原子力発電プラン１〜における主蒸気
系に適用された一実施例を示す系統図、第２図はこの発
明に係る原子力発電プラントの隔離弁ｉ１１ｄ装置が放
射性気体廃棄物処理系に適用された他の実施例を示ず系
統図、第３図は従来の隔離弁制御装置が適用された沸騰
水型原子力発電プラントにおける主蒸気系を示す系統図
である。 １０・・・原子炉圧力容器、１３・・・主蒸気管、１４
・・・主タービン、１５Ａ、１５Ｂ・・・主蒸気隔離弁
、２０・・・バイパスライン、２２，２３．２４・・・
流出測定器、３４・・・オフガス系、３９・・・第２段
空気抽出器隔離弁、４０．４１・・・流量測定器。
御装置が沸鷹水型原子力発電プラン１〜における主蒸気
系に適用された一実施例を示す系統図、第２図はこの発
明に係る原子力発電プラントの隔離弁ｉ１１ｄ装置が放
射性気体廃棄物処理系に適用された他の実施例を示ず系
統図、第３図は従来の隔離弁制御装置が適用された沸騰
水型原子力発電プラントにおける主蒸気系を示す系統図
である。 １０・・・原子炉圧力容器、１３・・・主蒸気管、１４
・・・主タービン、１５Ａ、１５Ｂ・・・主蒸気隔離弁
、２０・・・バイパスライン、２２，２３．２４・・・
流出測定器、３４・・・オフガス系、３９・・・第２段
空気抽出器隔離弁、４０．４１・・・流量測定器。
Claims (1)
- 原子力発電プラントの各系統における配管に隔離弁が配
設されるとともに、上記各系統の配管の少なくとも２箇
所に流量測定器が設置され、上記流量測定器により検出
された測定値に有意な差が生じたときに上記隔離弁を閉
鎖するよう構成されたことを特徴とする原子力発電プラ
ントの隔離弁制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63198004A JPH0247593A (ja) | 1988-08-10 | 1988-08-10 | 原子力発電プラントの隔離弁制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63198004A JPH0247593A (ja) | 1988-08-10 | 1988-08-10 | 原子力発電プラントの隔離弁制御装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0247593A true JPH0247593A (ja) | 1990-02-16 |
Family
ID=16383910
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63198004A Pending JPH0247593A (ja) | 1988-08-10 | 1988-08-10 | 原子力発電プラントの隔離弁制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0247593A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102747543A (zh) * | 2012-06-20 | 2012-10-24 | 吴江市隆泰喷织厂 | 一种带刻度的缝纫机紧线器 |
-
1988
- 1988-08-10 JP JP63198004A patent/JPH0247593A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102747543A (zh) * | 2012-06-20 | 2012-10-24 | 吴江市隆泰喷织厂 | 一种带刻度的缝纫机紧线器 |
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