JPH0362236B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉の運転の監視に関し、特に、異
常状態の発生について沸騰水型原子炉を監視する
方法と装置に関する。

発明の背景 原子炉の安全運転の重要な要件は核燃料をある
臨界温度以下に保たなければならないことであ
る。沸騰水型原子炉では、これは原子炉容器内の
冷却水の貯留量と燃料束を通る冷却水の流量を十
分保つことによつて達成される。

不十分な冷却は核燃料棒の被覆の破損を起こす
おそれがある。従つて、原子炉容器内の冷却水位
を連続的に監視することが肝要である。

既存の沸騰水型原子炉では、冷却水位の監視は
原子炉のダウンカマ域に配置した水位計によつて
行われるのが普通である。このような計器の水位
指示の信頼度は高いが、もし水位が下がり過ぎる
と破損が生ずるおそれがあるので、水位の重複的
な監視が有用である。

原子炉容器内の冷却水の低下はいくつかの原因
によつて生じ、例えば、給水系の故障により、ま
たは冷却水の損失をひき起こすような漏れが生じ
た場合、あるいは蒸気の喪失によつて生じうる。
貯水が非常用または補給用の給水によつて補給さ
れないなら、冷却水が蒸発して蒸気を発生し続け
るにつれ、水位は低下し続けるであろう。結局、
燃料束の上部は過熱状態になり、過熱部と接触す
る蒸気が過熱される。

今日の原子炉は、このような状況の出現を示す
ためにかつまたその発生を防ぐかあるいはその開
始後の進行を防ぐために幾つかの安全上の特徴を
有する。例えば、前述の水位計による水位の監視
と、冷却水の非常供給とは、今日の沸騰水型原子
炉における標準的な特徴である。しかし、このよ
うな原子炉における異常状態の検出は水位計の適
正動作に大いに依存する。従つて、かなりの量の
冷却水の損失によつて生じうる悪影響は、異常な
原子炉状態の発生を検出するための重複的な監視
を正当化する。

一般に、原子炉容器における過熱蒸気の存在
は、異常な原子炉状態の存在を示し、この状態は
通常原子炉内の低水位による。過熱状態は、原子
炉容器内の水と蒸気がもはや飽和状態で存在しな
い時起こると言われる。沸騰水型原子炉内の過熱
状態の存在を推定する通常の技術によれば、そし
てそれにより監視方式の重複性をもたらすには、
熱電対等を原子炉の蒸気排出管路内の蒸気の温度
にさらす。熱電対によつて検知された温度が所定
限度を越えた時、過熱状態、従つて、炉心内の異
常に低い水位が存在すると推定される。この技術
の欠点は、蒸気の高温とその放射能が熱電対を構
成する異種金属を劣化しかつ熱電体の老化を促進
する傾向があることである。このような状態で
は、誤つた読みが得られるおそれがあるので、頻
繁な再較正が必要であるとともに熱電対の交換時
期を早める必要がある。

原子炉の過熱状態をより確実に測定するには、
使用する装置が簡単でなければならず、またそれ
と接触する放射性過熱蒸気によつて劣化しうるも
のであつてはならない。さらに、このような装置
は整備を容易にするため原子炉の外側に配置され
ることが好ましい。最後に、真の重複性を得るに
は、このような装置でなされるすべての監視は、
原子炉のダウンカマ域内の冷却水位計の使用によ
つてなされる監視とは独立していなければならな
い。

発明の目的 本発明の目的は、異常状態の発生に関して沸騰
水型原子炉の運転を確実かつ重複的に監視する新
規改良方法および装置を提供することである。

本発明の他の目的は、過熱状態の発生に関して
沸騰水型原子炉の運転を監視する新規改良方法お
よび装置を提供することである。

本発明の他の目的は、炉内の過熱状態の発生に
関して沸騰水型原子炉の運転を炉外で監視する新
規改良方法および装置を提供することである。

本発明の他の目的は、同時に行われる他のいか
なる水位監視操作に独立して、沸騰水型原子炉の
水位を炉外で監視する新規改良方法および装置を
提供することである。

本発明の他の目的は、原子炉蒸気圧と直接関連
する沸騰水型原子炉内の蒸気の温度を炉外で監視
する新規改良装置を提供することである。

本発明の他の目的は、構造が比較的簡単で、整
備しやすく、炉外から接近しうる、沸騰水型原子
炉内の蒸気の温度を監視する新規改良装置を提供
することである。

本発明の他の目的は信頼性が高く性能の低下と
頻繁な再較正の必要なしに高温の放射性蒸気に沸
騰水型原子炉内の蒸気の温度を監視する新規改良
装置を提供することである。

発明の要約 本発明の方法と装置によれば、沸騰水型原子炉
の状態は流体保持式閉係測定装置、例えば、蒸気
圧装置によつて監視され、この装置では揮発性液
体が原子炉容器の蒸気排出管路内の蒸気の温度に
対応する蒸気圧を発生する。蒸気管路は原子炉容
器に連結されているので、この管路に蒸気は原子
炉内の蒸気とほぼ同じ温度を有する。

通常、原子炉内の蒸気は飽和状態にある。この
飽和蒸気は実質的に一定の圧力に保たれる。なぜ
なら、冷却水が蒸気を発生する割合は蒸気が蒸気
排出管路を通つて抽出される割合と同じだからで
ある。同様に閉系蒸気圧装置内の蒸気は飽和状態
にある。しかし、この装置は閉系であるから、内
部蒸気圧は同装置が受ける温度に依存する。

もし原子炉水位が十分に低下すれば燃料の過熱
部分によつて加熱される蒸気は過熱状態になる。
すなわち、その温度は飽和蒸気の温度により高く
なる。同時に、蒸気圧装置内に生ずる内部圧力は
上昇する。なぜなら、それは原子炉蒸気内の過熱
蒸気の温度にほぼ対応するからである。従つて、
抽出蒸気圧と内部蒸気圧の連続的な比較は、異常
状態、例えば、過熱状態の存在、従つて原子炉容
器内の異常に低い水位の存在に関して原子炉を監
視するのに有効である。

発明の説明 第１図は代表的な沸騰水型原子炉を示し、この
原子炉は、原子炉圧力容器１２内に設けた炉心１
０を含む。原子炉容器には蒸気ドーム域１４と、
混合プレナム域１６とダウンカマ域２２を含む。
複数の汽水分離器２６が混合フレナム域１６内に
配置されている。蒸気管路５２には調圧安全弁２
８が設けられ、これにより、蒸気は所定圧力安全
閾値を超えた場合に容器１２から逃がれうる。安
全弁２８からの蒸気は通常適当な配管を経て復水
器（図示せず）に供給される。

原子炉はさらに複数の再循環ループ３０を含む
が、図面には繁雑を避けるため２つのループだけ
を示してある。各ループ３０はポンプ３２を含
み、このポンプはダウンカム域２２内の水を下側
プレナム域２０に循環させる。さらに詳述する
と、ダウンカマ域からの水はポンプ入口５６を通
つて各ポンプに入り、再循環ループ３０を通つた
後、下側プレナム入口管３１（ジエツトポンプで
よい）に圧入され、そこから下側プレナム域２０
に入る。通常の運転状態では、容器１２内の冷却
水位はほぼ波形線４６で示すレベルに保たれる。

シユラウド頭部３８に設けた水平リツプ３９が
容器１２の壁と共に水密継目を形成する。シユラ
ウド頭部３８は、蒸気ドーム域１４、混合プレナ
ム域１６とダウンカマ域２２を炉心１０と下側プ
レナム域２０から分離する。シユラウド頭部３８
の上部に上側プレナム域１８が画成され、汽水分
離器２６と連通する。炉心は、下側および上側炉
心格子４２，４３間に支持された核燃料束４０
と、燃料の反応度、燃料束４０によつて放出され
る熱の量を調整するように作用しうる制御棒４４
とを含む。

運転中、プレナム２０内の水は、再循環ループ
３０によつて与圧され、上方に押上げられて燃料
束４０を通り、その水の一部は燃料によつて放出
される熱によつて蒸発しプレナム１８内で蒸気と
水の混合物を形成する。

この蒸気と水の混合物は汽水分離器２６に入
り、そこで水は除去されてプレナム域１６にもど
されそして蒸気は蒸気ドーム域１４に入る。ドー
ム域１４内の蒸気は容器１２から蒸気排出管路５
２を通つて抽出され、タービンを駆動する等の有
用な仕事をなす。容器１２から蒸気の形態で失わ
れた水は、給水導入管５０からの加圧水によつて
連続的に補給される。加圧水は主として、有用な
仕事をなす際にエネルギーのほとんどを消費した
凝縮蒸気と、その過程で失われる可能性のある水
を補給するために追加される水とからなる。従つ
て、水位４６は正常運転中大して変わらない。同
様に、正常運転状態中、原子炉容器内に比較的一
定の圧力と温度が維持される。

沸騰水型原子炉は所定蒸気圧力および温度限界
内で働く。原子炉容器内の圧力範囲は圧力調整器
によつて制御される。実例では、圧力は1040psi
と1060psiの間で変り得、温度は540〓と550〓の
間で変わる。

原子炉冷却系の十分大きな故障の場合は、水位
４６は低下する。このような異常事態は、例え
ば、給水系が導入管５０を通じて十分な補給水を
送ることができないこと、または再循環ループ３
０のどれかの外側部分の損傷である。

水位４６の低下に加えて、容器１２内の蒸気圧
も減りうる。この時点で、飽和状態が優勢になる
ので、低下した蒸気圧は冷却水が比較的低い温度
で沸騰することを可能にする。従つて、蒸気の温
度も低下する。すなわち、温度が540〓未満で圧
力が1040psi未満の蒸気が蒸気ドーム１４内に現
れ、その結果、蒸気排出管路５２内に現れる。

もしこの状況が修正されかつ逆転されることが
なければ、水位４６は結局、燃料束４０の上部が
水没しない点まで下がる。燃料束４０のかなりの
部分が露出されると、露出部分と接触する蒸気は
過熱状態になる。すなわち、その温度は蒸気圧の
上昇と共に飽和温度以上に上昇する。水位４６が
低下するにつれ、原子炉内の蒸気の温度は上昇し
続ける。この過熱蒸気が蒸気ドーム１４に発生す
るにつれ、それは蒸気管路５２によつて抽出され
る。すなわち、この時蒸気管路に過熱蒸気が入
る。

本発明によれば、第２図に明示のように、閉系
測定装置６０の検知球５８が原子炉の蒸気排出管
路５２内に挿入される。この検知球はそれを通過
する放射性過熱蒸気５９によつて劣化しない材質
であればよい。従つて、この検知球は好ましくは
ステンレス鋼で形成され、ガラスで形成してもよ
い。検知球５８には、符号６２で示すように、加
圧された揮発性液体、例えば、水が入つている。
毛細管６４が検知球を比較装置６１、具体的には
この比較装置によつて画成された閉室の密封され
た第１室部６６に連結する。検知球５８と毛細管
６４と室部６６は共に閉系を構成する。このよう
な構成により、球５８に与えられる熱が閉系内の
すべての水を蒸発させるのに不十分である限り、
飽和状態が優勢である。もし熱が球５８に追加さ
れると、系の内部蒸気圧はそれに応じて高まる。

比較装置６１の第２室部７０は毛細管７２によ
つて蒸気排出管路５２に連結される。室部６６，
７０はたわみ部材７４によつて密封状に相隔てら
れ、このたわみ部材は比較装置の壁に固定されそ
して閉室を両室部６６，７０に分割する。部材７
４は、第２図では、右側に球状に曲げられて中立
位置からずれている。たわみ部材７４は仕切板、
膜、ベロー等の形態をとり得、毛細管６４，７２
を経て伝達されたそれぞれの圧力の差に従つて一
方の室部を膨張させると共に他方の室部を収縮さ
せうる。

圧力差による仕切板７４の変位は、交換器７６
によつて電気信号に変換される。この変換器とし
て市販の様々な種類のものを利用しうる。第２図
には変換器の一例が示され、図示のように、線形
可動アーム７８を備えうる。このアームは点８０
において仕切板７４に固定されている。アーム７
８は閉室の右側壁を貫通して変換器７６に入つて
いる。漏止め部材８２により、アーム７８が室壁
を貫通する箇所で蒸気が室部７０から逃れること
が防止される。

図示のように、線形可動アーム７８は、変換器
７６内に配置された電位差計９０のピボツト付き
スライダ８４の一端に連結されている。スライダ
８４のピボツト８６は中心からずれていることが
好ましい。こうすると、仕切板７４の運動による
アーム７８の線形移動が比較的小さくても、スラ
イダ他端８８の変位が拡大される。この他端は電
位差計９０の抵抗器の両端間を移動しうる指針と
して簡単に図示されている。実際には、アーム７
８の機械的運動をされに対応する電気信号に変換
させる可変インダクタンス装置又はその他の均等
な装置を電位差計９０の代わりに用いてもよい。

図示の電位差計装置では、抵抗器の一端が電池
９２に接続されそして他端が設置されている。こ
の接続の場合、仕切板７４が右方極限位置に達し
た時、すなわち、測定装置６０内に生ずる蒸気圧
が蒸気排出管路５２内の抽出蒸気圧に関して最大
になつた時、出力端子９４に最大直流出力信号が
得られる。逆に、抽出蒸気圧、従つて、原子炉内
部圧力が測定装置６０内の蒸気圧を最大限に超過
して仕切板７４をその左方極限位置まで動かした
時、最小直流出力信号が生ずる。

当業者に明らかなように、電位差計は中央タツ
プによつて設置してもよい。後者の場合、中央タ
ツプは両出力端子９４の一方に接続され、そして
電位差計スライダは他方の出力端子に接続され
る。抵抗器両端には対向する電池端子がそれぞれ
接続される。後者の回路の場合、スライダ８４の
中立位置からの変位の方向に応じて一方の極性ま
たは逆の極性の信号が端子９４の一方に生ずる。

他の揮発性液体も用いうるが、検知球５８内の
液体６２は水からなることが好ましい。好適実施
例では、閉じた測定系における圧力は室温におけ
る大気圧より高い。従つて、検知球５８が加熱さ
れると、その結果生ずる水蒸気は飽和する。閉系
測定装置は、通常の運転状態において蒸気管路５
２内の抽出蒸気圧に実質的に等しい内部蒸気圧を
もたらすように較正されることが好ましい。

前述のように、蒸気管路５２内の抽出蒸気圧は
原子炉容器１２の内部蒸気圧に比べてその差は無
視しうる程度にすぎない。しかし、閉系測定装置
内の蒸気圧は、検知球５８がさらされる排出蒸気
の温度に依存する。抽出蒸気圧と、原子炉蒸気温
度に対応する蒸気圧との直接の物理的比較が比較
装置６１によつてなされる。もし両圧力間に差が
あれば、信号が端子９４に生じ、この信号はさら
にデータ処理用マイクロプロセツサに供給されう
る。もし圧力差が所定の大きさを超えれば、異常
な原子炉状態を示す。このような状態はさらに第
２図の９５で示すような警報装置によつて指示さ
れ得、この装置は特定の状況の下で作動する。本
発明は、沸騰水型原子炉においてある悪い事態が
同時に生じた時に発生しうる２つの特定の異常状
態を監視しそして警報を発することを主目的とす
る。第１の状態は、前述のような冷却水の喪失
と、その結果生じる原子炉水位４６の低下とを包
含する。

水位４６が低下し続けるにつれ、燃料束４０の
上部は結局、その周囲の蒸気に過熱が生ずる程度
露出する。従つて、たとえば原子炉内の圧力が下
がり続けても、容器１２内の蒸気、従つて、蒸気
排出管路５２内の蒸気の温度は上昇する。その結
果、検知球５８内の内部蒸気圧は高まり、従つ
て、比較装置６１の室部６６内の圧力は室部７０
内の圧力より高くなる。この圧力差により、スラ
イダ８４は電位差計抵抗器の左端の方に動いて高
い直流出力信号を発する。圧力差が所定量を超え
ると、それは原子炉容器内の異常状態を示し、こ
の時水位４６の異常低下が推定されうる。

検知球５８内の圧力を抽出蒸気圧より高くしう
る第２の状態は、原子炉構成部の重複故障に基づ
く。このような故障の起こりうる可能性は非常に
少ないが否定しえない。例えば、タービンに供給
されつつある蒸気の量を制御する弁の故障等によ
り蒸気管路５２が閉塞したと仮定する。もし同時
に、給水管５０によつて圧力容器１２に供給され
つつある冷却水の量を制御する弁が故障したとす
れば、事実上、水と蒸気の閉系が設定され、この
閉系内で、原子炉容器内の蒸気と水が、飽和状態
が優勢となる平衡を求めることになる。沸騰水型
原子炉内のこの平衡は、原子炉内の圧力が
1100psiを超えるまで達成されない。この平衡を
達成するために、原子炉容器内の蒸気の温度と圧
力が、露出燃料によつて発せられる熱の効果とし
て対応的に増加する。

前述のように、調圧弁２８は、ドーム域内の蒸
気を、所定圧力閾値に達する時に逃しうる。考慮
中の例では、閾値は1100psiに定められるので、
蒸気ドーム内の圧力はこの値を決して超えない。
失われた水の補給なしに蒸気が調圧弁２８から放
出され続ければ、まもなく燃料集合体は露出し、
そしてドーム域１８内と蒸気排出管路５２内の蒸
気の温度は上昇し続ける。従つて、装置６０の内
部蒸気圧は閾値以上に上昇する。その結果、比較
装置６１の室部６６内の圧力は室部７０内の圧力
より高くなる。従つて、圧力差が生じ、この圧力
差がいつたん所定量に達すると、原子炉容器内に
異常状態が存在するという指示が操作員に与えら
れる。

以上の説明から明らかなように、本発明は、過
熱状態のような異常な原子炉状態の存在につい
て、原子炉容器の外側から原子炉の運転と連続的
かつ確実に監視する方法と装置を提供する。さら
に詳述すると、本発明は原子炉内の冷却水位を監
視する方法を提供し、この方法は、原子炉容器の
ダウンカマ域内の水位計によつてなされる監視操
作とは別の独立なものであり、従つて真に重複し
た監視をもたらす。

本発明は原子炉蒸気圧に直接関連する原子炉蒸
気の温度測定をなす。この測定に用いる装置は、
劣化と性能低下なしにかつまた頻繁な再較正の必
要なしに高温の放射性蒸気に耐えうる。この装置
は、接近と整備が容易な炉外の場所に配置され
る。

以上、本発明の好適実施態様を例示したが、本
発明の範囲内で全体的または部分的な様々の改変
と代替物ならびに等価物の適用が可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は沸騰水型原子炉の一例の断面図、第２
図は第１図の装置に用いる閉系測定装置と圧力比
較装置を示す詳細図である。 １０：炉心、１２：原子炉圧力容器、２８：安
全弁、４６：水位、５２：蒸気管路、５８：検知
球、５９：放射性過熱蒸気、６０：閉系測定装
置、６１：比較装置、６２：揮発性液体（水）、
６４：毛細管、６６：第１室部、７０：第２室
部、７２：毛細管、７４：たわみ部材、７６：交
換器、７８：アーム、８４：スライダ、９０：電
位差計、９５：警報装置。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 沸騰水形原子炉を格納する原子炉容器の外側
   で原子炉の運転を監視する装置において、原子炉
   水蒸気を連続的に抽出するための蒸気管路は原子
   炉容器から延在し、 前記蒸気管路内に配置され、その中に抽出され
   た蒸気に曝される検知球には揮発性液体が入れら
   れており、この検知球は管を経て比較ユニツト装
   置の第１閉室と流体連通して流体保持閉系を形成
   し、液体内容物が熱によつて蒸発することにより
   前記検知球内の圧力が変化し、この変化は当該流
   体保持閉系を通して前記第１閉室へ伝播され、前
   記抽出蒸気の温度に対応する内部蒸気圧を発生す
   るように測定装置が構成され、しかも、正常な原
   子炉運転状態では前記抽出蒸気の圧力に実質的に
   等しい蒸気圧が得られるように前記測定装置が較
   正されており、 前記内部蒸気圧を前記抽出蒸気圧と直接比較す
   る手段として、前記比較ユニツト装置には前記第
   １閉室とたわみ隔壁部材で仕切られた第２室がも
   うけられ、この第２室と前記蒸気管路の内部とは
   管を経て自由に流体連通して、前記管路内の蒸気
   が過熱された状態では、前記検知球内すなわち前
   記第１閉室内の蒸気圧が増大することにより前記
   たわみ隔壁部材は変位することとなるので、その
   ひずみ運動を伝達するアームが前記たわみ隔壁部
   材に固定されており、前記たわみ隔壁部材とそれ
   に固定されたアームの移動に応答して、直接比較
   された蒸気圧の差に相当する信号を発生する手段
   が設けられている監視装置。 ２ 前記内部蒸気圧が前記抽出蒸気圧を所定量だ
   け超えると過熱原子炉状態を指示する手段を含む
   特許請求の範囲第１項記載の監視装置。 ３ 前記原子炉には前記内部蒸気圧が所定閾値ま
   で上昇する時に前記原子炉容器から蒸気を逃がす
   手段が設けられ、これにより、前記閾値を前記所
   定量だけ超えた蒸気圧が過熱原子炉状態を示す、
   特許請求の範囲第２項記載の監視装置。 ４ 前記検知球を構成するガラス球には加圧され
   た揮発性液体が含まれ、このガラス球は前記蒸気
   管路内に延在しそして該球と接触する過熱蒸気に
   より実質的に影響されない、特許請求の範囲第２
   項記載の監視装置。 ５ 前記たわみ隔壁部材により前記比較手段は前
   記第１閉室と前記第２室とに互いに気密に仕切ら
   れており、前記揮発性液体からの蒸気は前記第１
   閉室へ、前記抽出蒸気は第２室へそれぞれ導か
   れ、前記抽出蒸気圧と前記揮発性液体蒸気圧とが
   前記たわみ隔壁部材をへだてて反対側から加えら
   れるようになつていて、前記たわみ隔壁部材の中
   立位置からの変位に応じて電気出力信号が発せら
   れる、特許請求の範囲第４項記載の監視装置。 ６ 原子炉容器内に水蒸気を発生するために水を
   熱するようになつている沸騰水形原子炉の炉心内
   の水位について、水位計器による測定とは独立に
   同時に行われる監視方法であつて、揮発性液体を
   内包する流体保持式閉系測定装置を原子炉容器の
   外で前記水蒸気に曝すことにより、前記測定装置
   は前記水蒸気の温度に対応する内部蒸気圧を発生
   するようになつておりそして正常な原子炉運転状
   態ではその内部蒸気圧と原子炉容器内の前記水蒸
   気の圧力とが実質的に等しくなるように較正され
   ていて、前記内部蒸気圧と前記原子炉容器外にお
   ける前記水蒸気圧とを直接比較し、前記内部蒸気
   圧が前記水蒸気圧を所定量だけ超える時に前記炉
   心内の水位が異常に低いことを示す監視方法。