JPH03246492A

JPH03246492A - 非常用復水器系

Info

Publication number: JPH03246492A
Application number: JP2073644A
Authority: JP
Inventors: Kenichi Sato; 憲一佐藤; Masaki Matsumoto; 松本　雅喜
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1990-02-23
Filing date: 1990-02-23
Publication date: 1991-11-01
Anticipated expiration: 2014-10-18
Also published as: JP2965312B2

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。

Description

【発明の詳細な説明】〔産業上の利用分野〕本発明は軽水型原子炉の非常用復水器系に係わり、特に
、軽水型原子炉の原子炉隔離時に原子炉−次系（沸騰水
型原子炉）ま九は原子炉二次系（加圧水型原子炉）の熱
を除去するのに好適な非常用復水器系に関する。

〔従来の技術〕

従来の非常用復水器系としては、特開昭６３−２７５９
９２号公報に記載の沸騰水型原子炉に設置したものがあ
り、その概略を第９図に示す。第９図において、何らか
の原因で原子炉圧力容器１がタービン系から隔離された
場合、原子炉は制御棒の挿入により停止するが、炉心部
２では長期にわたり崩壊熱が発生する。従来の非常用復
水器系５０においては、かかる原子炉隔離時に、復水配
管２３に設置した隔離弁２５を開放することにより、崩
壊熱で発生した蒸気を主蒸気管９から分岐した蒸気配管
２２を介して復水器２１に導く。復水器２１に導かれた
蒸気は、ここで凝縮することにより熱を系外に伝え、凝
縮した水は復水配管２３を介して復水の水頭圧により原
子炉圧力容器１に戻る。

復水器２１の熱除去容量を適切に設定することにより、
原子炉圧力容器１の圧力を抑制しつつ、かつ冷却材の系
外への流出を伴なうことなく、炉心２で発生する崩壊熱
を長期にわたり除去することができる。また、復水器２
１で凝縮した水は水頭圧により原子炉圧力容器１に戻る
ので、起動時における隔離弁２５の動作を除けば外部動
力によらず静的な力だけで機能し、高い信頼性が得られ
る。　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　−また
、他の非常用復水器系としてはｎｕｃｌｅａｒ　ｅｎｇ
ｉｎｅｅｒｉｎｇ　１ｎｔｅｔｎａｔｉｏｎａｌ、　　
１９８９，１１月号に記載のものがある。これは現在検
討されている新型の沸騰水型原子炉に適用するものであ
り、その概略を第１０図に示す。この非常用復水器系５
１は、上述のものと同様に、原子炉隔離時の崩壊熱を原
子炉圧力容器１から系外に除去すると共に、万一冷却材
喪失事故（Ｌ　ＯＣＡ）が発生したと想定した場合にも
、ベント配管３５に設置したベント弁３７を開け、復水
器１内に混入した非凝縮性ガスを格納容器３のウェット
ウェル５に放出することにより蒸気凝縮率の低減を回避
し、格納容器３のドライウェル４内の蒸気も復水器２１
で凝縮させるものである。

〔発明が解決しようとする課題〕

ところで、上述した従来の非常用復水器系５０゜５１に
おいては、蒸気配管２２にも隔離弁２４が設置されてい
るが、これは通常のプラント運転時には常時開放し、復
水器２１の熱交換チューブの破損等の故障が生じたとき
に閉鎖し、破損の修復を行うものである。このため、通
常のプラント運転時には、原子炉圧力容器１は復水器２
１に常時連通し、復水器２１で常に微量の蒸気の凝縮が
発生しており、プラントの熱損失を招いていた。また、
復水器２１の設計に際しては常時高温・高圧状態にさら
される待機時の環境条件を考慮する必要があった。

また、第１０図に示す非常用復水器系５１では、上述し
た問題と共に、ベント弁３７が誤開放されると冷却材が
系外に流出する可能性があった。

したがって、本発明の目的は、通常運転時において復水
器を原子炉圧力容器から隔離することにより、熱損失の
防止、環境条件の緩和、冷却材喪失事故の発生ポテンシ
ャル削除を図った非常用復水器系を提供することである
。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的を達成するため、本発明は、蒸気配管および復
水配管にそれぞれ弁を設置した非常用復水器系において
、プラントの通常運転時にはこれら弁を共に閉鎖し、原
子炉隔離時にはこれら弁を共に開放する制御手段を設け
たものである。

好ましくは、制御手段は、原子炉圧力容器に設置された
圧力計と、この圧力計で計測された原子炉圧力容器内の
圧力が所定値より高くなると原子炉隔離事象と判断し、
上記弁のそれぞれに開信号を出力する手段とを含む。

また、制御手段は、原子炉圧力容器に設置された圧力計
と、原子炉圧力容器に設置された水位計と、圧力計で計
測された原子炉圧力容器内の圧力が所定値より高くなる
か、水位系で計測された原子炉圧力容器内の水位が所定
値より低下するかすると原子炉隔離事象と判断し、上記
弁のそれぞれに開信号を出力する手段とを含む構成であ
ってもよい。

また、好ましくは、制御手段は、原子炉隔離時における
少なくとも復水配管に設置された弁の開放に際して、ま
ずこれを部分開度まで開放し、次いでこの部分開度を所
定時間保持した後に全開させるものである。その部分開
度は好ましくは５〜１０％である。

また、好ましくは、上記弁のうち少なくとも復水配管に
設置された弁と並列に設置されたバイパス配管と、この
バイパス配管に設置され、かつ復水配管に設置された弁
の部分開度を上回らない開口面積を有するバイパス弁と
をさらに備え、制御手段は、原子炉隔離時における少な
くとも復水配管に設置された弁の開放に際して、まずバ
イパス弁を開放し、次いで所定時間経過後に復水配管に
設置された弁を開放するものである。

この場合好ましくは、制御手段は、さらに、上記弁を共
に開放し、復水器を起動した後、原子炉圧力容器の温度
が低下し始めると復水配管に設置された弁とバイパス弁
の少なくとも一方の弁開度を調整し、温度の低下率をほ
ぼ一定とするものである。

〔作用〕

このように構成した本発明においては、プラントの通常
運転時には蒸気配管および復水配管に設置された弁を共
に閉鎖することにより、復水器が原子炉圧力容器から隔
離されるのでプラントの熱損失が防止され、かつ復水器
は大気圧および常温に維持されるので復水器の待機時の
環境条件が緩和される。また、復水器にベント弁を設け
た場合、通常運転時にベント弁が誤開放されたとしても
復水器が原子炉圧力容器から隔離されているので、冷却
材が系外に流出することがなく、冷却材喪失事故の発生
ポテンシャルが低減する。

また、本発明のように、通常運転時に蒸気配管および復
水配管に設置された弁を共に閉鎖した場合、復水器は大
気圧および常温に維持されているので、非常用復水器系
の起動時に弁を開放する際に、水撃波や蒸気凝縮振動等
の不測の荷重が加わる危険性がある。このため、本発明
では、原子炉隔離時における弁の開放に際して、まず部
分開度まで開放し、次いでこの部分開度を所定時間保持
した後に全開させるものであり、これにより復水器の暖
機運転が十分に行われ、復水器起動時の水撃波や蒸気凝
縮振動等の発生を防止する。

また、復水配管に設置された弁の部分開度を上回らない
バイパス弁を設置し、まずバイパス弁を開放し、次いで
所定時間経過後に復水配管に設置された弁を開放するこ
とによっても、同様に暖機運転が行われ、復水器起動時
の水撃波や蒸気凝縮振動等の発生が防止される。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図〜第３図により説明す
る。

第１図において、１は炉心２を内部に有する沸騰水型原
子炉の原子炉圧力容器であり、圧力容器１は格納容器３
内に設置されている。格納容器３はドライウェル４とウ
ェットウェル５とを有し、ドライウェル４内に原子炉圧
力容器１が配置され、ウェットウェル５はドライウェル
４の下方に位置している。ウェットウェル５には冷却水
プール６が形成され、ドライウェル４とウェットウェル
５とは多数のベント管７を介して相互に連通している。

ベント管７の下端には所定の水侵深さで冷却水プール６
中に開口する排出口８が設けられている。また、原子炉
圧力容器１には主蒸気管９および復水管ｌＯが設けられ
ている。

以上は沸騰水型原子炉の一般的構造であり、この原子炉
に本実施例の原子炉隔離時に使用する非常用復水器系２
０が設置されている。非常用復水器系２０は、格納容器
３の上部に設置された復水器２１と、主蒸気管９と復水
器２１とを接続し、復水器２１に蒸気を導く蒸気配管２
２と、復水器２１と原子炉圧力容器１とを接続し、復水
を原子炉圧力容器に戻す復水配管２３とを有し、蒸気配
管２２と復水配管２３には、それぞれ、通常運転時には
閉鎖される隔離弁２４．２５が設置されている。

復水器２１は蒸気配管２２により導かれた原子炉−次系
の蒸気を通す多数の細管を有する構造を有し、細管の周
囲は二次系の水（非放射化水）２６で満たされている。

また、非常用復水器系２０の保守点検、特に隔離弁２４
．２５の保守点検の際に、原子炉圧力容器１との連絡を
断つため、蒸気配管２２には通常開の弁２７が設置され
、復水配管２３には圧力容器１に向かう方向の流れのみ
許す逆止弁２８が設置されている。

さらに、非常用復水器系２０の起動を判断するために、
原子炉圧力容器１には圧力計２９および水位計３０が設
置され、その検出信号がコントローラ３１に入力される
。コントローラ３１はこれらプラントパラメータに基づ
きプラントの運転状態を判断し、・原子炉隔離事象と判
断された場合に隔離弁２４．２５に制御信号を出力し、
これら弁を開放する。それ以外の場合、すなわち、プラ
ントが通常運転時にあるときは、隔離弁２４．２５の制
御は行わず、これら弁を共に閉鎖しておく。

このように、プラントの通常運転時に隔離弁２４．２５
を共に閉鎖することにより、圧力容器１が復水器２１か
ら隔離される結果、通常運転時の熱損失が防止され、ま
た復水器２１は大気圧および常温に維持されるので、復
水器の待機時の環境条件が緩和される。

次に、非常用復水器系１の起動時の動作を第２図に示す
起動ロジックにより説明する。

圧力計２９および水位計３０により原子炉圧力容器の圧
力および水位が検出され、これらプラントパラメータが
コントローラ３１に読み込まれている。コントローラ３
１では、まず読み込んだ原子炉圧力容器の圧力から、そ
の圧力が上昇し、その状態が一定時間継続したかどうか
を判断する。

原子炉圧力容器１の圧力は、通常運転時は約７２気圧に
一定維持されている。原子炉隔離時には、炉心２は制御
棒の挿入により停止するものの、炉心２の崩壊熱で発生
する蒸気のため原子炉圧力容器１の圧力は徐々に増加す
る。このため、原子炉圧力容器１の圧力が通常運転時よ
りも２〜３気圧以上増加し、これが一定時間継続すると
、原子炉隔離事象と判断して、非常用復水器系２０の起
動を行う。

これと同時に、コントローラ３１では、読み込まれた原
子炉水位からその水位が低下したかどうかを判断する。

一般に、原子炉隔離事象に至る前に、その原因によって
は水位の低下が生じることがある。したがって、この水
位の低下を検出し、水位が一定レベル以下に低下すると
その後原子炉隔離事象に至ると予測し、前もって非常用
復水器系２０の起動を行う。

非常用復水器系２０の起動は隔離弁２４．２５に開信号
を出力することにより行う。この隔離弁２４．２５の開
動作は以下のように行う。

上述したように本実施例では、通常運転時は隔離弁２４
．２５は閉鎖されている。このため、復水器２１は大気
圧および常温に維持されており、この状態で隔離弁２４
．２５を急に開放すると、水撃波や蒸気凝縮振動等の不
測の荷重が加わる危険性がある。そこで、本実施例では
、第３図に示すように、まず隔離弁２４．２５を、−旦
、例えば５〜１０％の部分弁開度まで開放し、この部分
開度を以下に定める所定期間ＴＩ保持し、その後全開操
作をするものである。

部分開度を保持する所定時間Ｔ１は復水器２１の暖機運
転に要する時間であり、−例として復水器２１内に所期
に存在した水が置換する時間Ｔ２の２〜３倍を確保する
。この所定時間Ｔ１は以下の（１１式および（２）式の
ように表わすことができる。

ＴＩ　　＝　（２〜３）ｘＴ２　　　　　　　　　・・
・（１）（２）ここで、Ｍ：復水器内の初期存在水量Ａ：隔離弁の部分弁開度流路面積（配管の流量面積の５〜１０％）ｇ：重力加速度 ΔＰ：原子炉圧力容器と復水器の水頭圧Ｖ：復水の比容
積に：非常用復水器のシステム圧力損失係数このように隔
離弁２４．２５を開放することにより、復水器２１の暖
機運転が可能となり、起動時の水撃波や蒸気凝縮振動を
防止し、安全な非常用復水器系２０の起動が可能となる
。

なお、隔離弁２４．２５の開放に際して、これら弁を両
方とも上記のように開けるのではなく、これらの一方の
弁のみをそのように開け、他方の弁は直ちに全開するよ
うにしても、上記のように開けた一方の弁の流量制御機
能により実質的に同様の効果を得ることができる。この
場合、上記のように開ける弁、すなわち、部分開度を経
て全開する弁は、流量制御は蒸気よりも水の方が確実か
つ容易に行えることから、復水配管２３の隔離弁２５と
するのが望ましい。

また、隔離弁２４．２５を上記のように部分開度を経て
全開するのではなく、徐々に開放するようにしてもよく
、これによっても復水器２１の暖機運転を行い、同様の
効果を得ることができる。

以上のように、本実施例によれば、プラントの通常運転
時には蒸気配管２２に設置された隔離弁２４および復水
配管２３に設置された隔離弁２５を共に閉鎖するので、
通常運転時の熱損失が防止され、かつ復水器２１は大気
圧および常温に維持されるので、復水器の待機時の環境
条件が緩和されるという効果が得られる。また、原子炉
隔離時には隔離弁２４．２５の開放に際して、復水器２
１の暖機運転を可能としているので、起動時の水撃波や
蒸気凝縮振動を防止することができ、非常用復水器系２
０の安全な起動が可能である。

本発明の他の実施例を第４図および第５図により説明す
る。本実施例は、原子炉隔離時および冷却材喪失事故（
Ｌ　ＯＣＡ）時の両方に機能する非常用復水器系の例で
ある。

第４図において、本実施例の非常用復水器系２０Ａは、
第１図に示す構成に加えて、復水器２１中に蓄積ザる非
凝縮性ガスをウェットウェル５に排出するベント配管３
５と、主蒸気管９から分岐し、ドライウェル４と復水器
２１を接続する分岐配管３６とをさらに有し、ベント配
管３５にはベント弁３７が設置され、分岐配管３６には
隔離弁３８が設置されている。プラントの通常運転時に
は、隔離弁２４．２５と共にベント弁３７及び隔離弁３
８も閉鎖され、復水器２１を大気圧に維持する。ベント
配管３５の排出口３５ａはウェットウェル５の冷却水プ
ール６中とし、かつその水侵深さは、ドライウェル４を
ウェットウェル５に連絡するベント管７の排出口８の水
侵深さより浅く設置する。

また、非常用復水器系２ＬＡの起動を判断するために、
圧力計２９．水位計３０に加えて、格納容器３のドライ
ウェル４の圧力を検出する圧力計３９が設置され、コン
トローラ３１Ａはこれらにより検出されたパラメータに
基づきプラントの運転状態を判断し、隔離弁２４．２５
．３８およびベント弁３７を開閉する制御信号を出力す
る。

本実施例の非常用復水器系２１Ａの起動時の動作を第５
図に示す起動ロジックにより説明する。

本実施例においては、原子炉隔離時あるいはＬＯＣＡ時
の事象をプラントパラメータにより区分し、最適の運転
となるように非常用復水器系２１Ａの起動ロジックが組
まれている。

すなわち、第５図（Ａ）に示すように、圧力計２９で原
子炉圧力容器１の圧力高信号を検出した場合にはコント
ローラ３１Ａは原子炉隔離事象と判断し、蒸気配管２２
の隔離弁２４と復水配管２３の隔離弁２５とを開放する
。このとき、ベント配管３５のベント弁３７およびドラ
イウェル４と復水器２１を接続する分岐配管３６の隔離
弁３８は閉鎖したままである。隔離弁２４．２５の開放
に際して、これら弁を第３図に示すように部分開度を経
て全開することは前述した実施例と同様である。

一方、第５図（Ｂ）に示すように、水位計３０で原子炉
水位の低信号を検知し、かつ圧力計３９で格納容器圧力
の高信号を検知した場合、コントローラ３１ＡはＬＯＣ
Ａ事象と判断し、この場合も蒸気配管２２の隔離弁２４
および復水配管２３の隔離弁２５を第３図に示す手順に
したがって開放する。これにより、ＬＯＣＡ時に原子炉
圧力容器１内の蒸気を復水器２１に導いて炉心２で発生
した熱を除去し、ドライウェル４への熱の放出を軽減す
る。

また、ＬＯＣＡ後、長期において原子炉圧力容器１の圧
力がドライウェル４の圧力程度まで減少した場合、ドラ
イウェル４内の雰囲気が原子炉圧力容器１内に流入する
ので、ドライウェル４内の非凝縮性ガスが復水器２１内
に混入し、蒸気凝縮率が低減することが考えられる。し
たがって、第５図（Ｃ）に示すように、非常用復水器系
２ＯＡが起動されていることと、原子炉圧力容器１の圧
力とドライウェル４との差圧が低下したことが検出され
た場合、コントローラ３１Ａはベント配管３５に設置し
たベント弁３７を開き、復水器２１内に混入した非凝縮
性ガスをドライウェル４の圧力とウェットウェル５の圧
力との差圧を利用してウェットウェル５の空間に排出す
る。このとき、ベント配管３５の排出口３５ａの水侵深
さがベント管７の排出口８の水侵深さより浅いことより
、非凝縮性ガスの排出は確実に行える。

さらに、ＬＯＣＡ後、長期においてはドライウェル５と
復水器２１を接続する分岐配管３６の隔離弁３８を開放
し、ドライウェル５の雰囲気を復水器２１で冷却するこ
ともできる。

本発明のさらに他の実施例を第６図〜第８図により説明
する。本実施例は、原子炉隔離時および冷却材喪失事故
（ＬＯＣＡ）時の両方に機能する非常用復水器系で、隔
離弁の開度を制御することなしに復水器の暖機運転を可
能としたものである。

第６図において、本実施例の非常用復水器系２０Ｂは、
第４図の実施例の構成に加えて、蒸気配管２２の隔離弁
２４に並列に設置されたバイパス蒸気配管４０と、復水
配管２３の隔離弁２５に並列に設置されたバイパス復水
配管４１とをさらに有し、バイパス蒸気配管４０および
バイパス復水配管４１にはそれぞれコントローラ３１Ｂ
に゛より制御される隔離弁４２．４３が設置されている
。

ここで、隔離弁４２．４３の開放時の流路面積は、第１
図の実施例で第３図に示した隔離弁２４．２５の部分開
度の流路面積を上回らないように設定する。また、通常
運転時において、隔離弁２４゜２５．３８およびベント
弁３７に加えて、隔離弁４２．４３も閉鎖され、復水器
２１を大気圧に維持している。

本実施例の非常用復水器系２１Ｂの起動時の動作を第７
図に示す起動ロジックにより説明する。

本実施例において、原子炉隔離事象またはＬＯＣＡ事象
を判断するまでのロジックは、第７図（Ａ）および（Ｂ
）に示すように第４図の実施例と同じである。原子炉隔
離事象またはＬＯＣＡ事象であると判断されると本実施
例では第７図（Ｄ）に示すロジックにより開弁操作を行
う。

すなわち、非常用復水器系２０Ｂを起動するに際し、隔
離弁２４．２５の開放に先立ってバイパス蒸気配管４０
の隔離弁４２およびバイパス復水配管４１の隔離弁４３
をまず開放し、復水器２１の暖機に要する時間Ｔ１の後
、隔離弁２４．２５を開放する。これによっても、前述
の実施例と同様に復水器２１の暖機が可能であり、同様
の効果が得られる。

ＬＯＣＡ後、長期において原子炉圧力容器１の圧力がド
ライウェル４の圧力程度まで減少した場合、ベント弁３
７を開放し、復水器２１に混入した非凝縮性ガスを排出
し、蒸気凝縮率の低減を防止するのは、第７図（Ｃ）に
示すように第４図の実施例と同じである。

そして、本実施例ではさらに、非常用復水器系２０Ｂが
起動した後、長期において原子炉圧力容器１の温度が低
下し始めると、第８図に示すロジックにしたがって復水
器２１に流入する蒸気流量かつ／または復水器２１から
流出する復水流量を制御することにより温度の低下率を
ほぼ一定にする制御を行う。

すなわち、コントローラ３１Ｂには飽和温度と蒸気圧と
の関係が予め記憶してあり、圧力計２９で検出した原子
炉圧力容器１の圧力から所定の時間間隔でそれに対応す
る飽和温度を求め（手順Ｓ１）、その飽和温度の変化を
時間で割ることにより温度低下速度を求め（手順Ｓ２）
、求めた温度低下速度を設定値と比較しく手順Ｓ３）、
設定値より小さい場合にはバイパス配管の隔離弁４２゜
４３の弁開度を増加しく手順Ｓ４）、設定値と同じ場合
は隔離弁４２．４３の弁開度を保持しく手順Ｓ５）、設
定値より大きい場合は隔離弁４２゜４３の弁開度を減少
する（手順８６）よう、隔離弁４２．４３を制御する。

このように隔離弁４２゜４３の弁開度を制御することに
より、原子炉圧力容器１の温度の低下率を設定値に対応
してほぼ一定となる。ここで、その設定値は５５℃／ｈ
ｒ以下の任意の値とする。

このように非常用復水器系２０Ｂの起動後において、原
子炉圧力容器１の温度低下率を一定とすることにより、
原子炉圧力容器１の温度変化を緩和することができる。

なお、この温度低下率を一定にするための制御は、非常
用復水器系起動時の隔離弁の制御と同様に隔離弁４２．
４３の一方、好ましくはバイパス復水配管４１の隔離弁
４３のみの弁開度を調整することにより行ってもよい。

また、隔離弁４２゜４３ではな（、メインの蒸気配管２
２および復水配管２３に設置された隔離弁２４．２５の
弁開度を調整することにより行ってもよい。さらに、こ
れら弁の操作は、自動ではなく手動により行ってもよい
。

〔発明の効果〕

本発明によれば、通常運転時において非常用復水器系を
原子炉−次系から隔離するようにしたので、以下の効果
を得ることができる。

■通常運転時の熱損失の防止。

■非常用復水器の待機時の環境条件の緩和。

■冷却材喪失事故の発生ポテンシャルの低減。

また、非常用復水器系の起動時における弁の開放に際し
て、部分開度を経て全開するか、バイパス弁を開けてか
らメインの弁を開けるので、復水器の暖機運転が行われ
、水撃波や蒸気凝縮振動等の発生を防止できる。

さらに、弁開度を調整することにより一次系の温度低下
率をほぼ一定にするので、原子炉の温度変化を緩和する
ことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例による沸騰水型原子炉の非常
用復水器系の概略図であり、第２図はその非常用復水器
系の起動ロジックを示す図であり、第３図はその起動ロ
ジックにおける隔離弁の制御方法を示す図であり、第４
図は本発明の他の実施例による沸騰水型原子炉における
非常用復水器系の概略図であり、第５図（Ａ）、第５図
（Ｂ）および第５図（Ｃ）はその非常用復水器系の起動
ロジックを示す図であり、第６図は本発明のさらに他の
実施例による沸騰水型原子炉の非常用復水器系の概略図
であり、第７図（Ａ）〜第７図（Ｄ）はその非常用復水
器系の起動ロジックを示す図であり、第８図はその非常
用復水器系の温度低下時の弁の制御方法を示すフローチ
ャートであり、第９図および第１０図はそれぞれ従来の
非常用復水器系を示す図である。符号の説明１・・・原子炉圧力容器３・・・格納容器９・・・主蒸気管２０；２０Ａ；２１・・・復水器２２・・・蒸気配管２３・・・復水配管２４．２５・・・隔離弁２９・・・圧力計３０・・・水位計３１；３１Ａ；３１Ｂ・・・コントローラ４０・・・バ
イパス蒸気配管４１・・・バイパス復水配管４２．４３・・・隔離弁２０Ｂ・・・非常用復水器系（制御手段）

Claims

【特許請求の範囲】

（１）軽水型原子炉の原子炉隔離時に、炉心の崩壊熱で
発生した蒸気を蒸気配管を介して復水器に導き凝縮させ
、凝縮した水をその水頭圧により復水配管を介して原子
炉圧力容器に戻す非常用復水器系において、前記蒸気配管および復水配管にそれぞれ設置された弁と
、プラントの通常運転時には前記弁を共に閉鎖し、原子
炉隔離時には前記弁を共に開放する制御手段とを備える
ことを特徴とする非常用復水器系。
（２）請求項１記載の非常用復水器系において、前記制
御手段は、前記原子炉圧力容器に設置された圧力計と、
前記圧力計で計測された前記原子炉圧力容器内の圧力が
所定値より高くなると原子炉隔離事象と判断し、前記弁
のそれぞれに開信号を出力する手段とを含むことを特徴
とする非常用復水器系。
（３）請求項１記載の非常用復水器系において、前記制
御手段は、前記原子炉圧力容器に設置された圧力計と、
前記原子炉圧力容器に設置された水位計と、前記圧力計
で計測された前記原子炉圧力容器内の圧力が所定値より
高くなるか、前記水位系で計測された前記原子炉圧力容
器内の水位が所定値より低下するかすると原子炉隔離事
象と判断し、前記弁のそれぞれに開信号を出力する手段
とを含むことを特徴とする非常用復水器系。
（４）請求項１記載の非常用復水器系において、前記制
御手段は、原子炉隔離時における少なくとも前記復水配
管に設置された弁の開放に際して、まずこれを部分開度
まで開放し、次いでこの部分開度を所定時間保持した後
に全開させることを特徴とする非常用復水器系。
（５）請求項４記載の非常用復水器系において、前記部
分開度は５〜１０％であることを特徴とする非常用復水
器系。
（６）請求項１記載の非常用復水器系において、前記弁
のうち少なくとも前記復水配管に設置された弁と並列に
設置されたバイパス配管と、前記バイパス配管に設置さ
れ、かつ前記復水配管に設置された弁の部分開度を上回
らない開口面積を有するバイパス弁とをさらに備え、前
記制御手段は、原子炉隔離時における少なくとも前記復
水配管に設置された弁の開放に際して、まず前記バイパ
ス弁を開放し、次いで所定時間経過後に前記復水配管に
設置された弁を開放することを特徴とする非常用復水器
系。
（７）請求項６記載の非常用復水器系において、前記制
御手段は、さらに、前記弁を共に開放し、前記復水器を
起動した後、前記原子炉圧力容器の温度が低下し始める
と、前記復水配管に設置された弁とバイパス弁の少なく
とも一方の弁開度を調整し、前記温度の低下率をほぼ一
定とすることを特徴とする非常用復水器系。