JPH0454199B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉の圧力開放装置に係り、特に
高圧炉心スプレイ系が故障或いは起動しても原子
炉圧力が高くて注水可能な場合に、速かに原子炉
を減圧し、低圧スプレイ系による炉心冷却を可能
にする原子炉の圧力開放装置に関するものであ
る。

以下、沸騰水型原子炉に適用した原子炉圧力開
放装置について述べる。原子炉圧力開放装置の１
つである。

逃がし安全弁１は、従来、第１図に示すよう
に、原子炉圧力容器２内の過度の圧力上昇を防止
するため原子炉圧力容器２に接続される主蒸気管
４に取付けられている。原子炉圧力容器２は原子
炉格納容器の一部であるドライウエル３内に配置
され、逃がし安全弁１もドライウエル３内に設置
される。原子炉圧力容器２内の蒸気圧が異常に上
昇することによつて逃がし安全弁１から放出され
た蒸気は、排気管５原子炉格納容器の一部である
圧力抑制室６の冷却水中に導かれて凝縮される。
この逃がし安全弁１は、原子炉圧力容器２の蒸気
圧がバネの設定圧力に達すると自動開放するほ
か、外部信号によつて強制的に開放することがで
きる。

この逃がし安全弁１は、逃がし弁機能、安全弁
機能さらに自動減圧機能（以下ADSという）を
有し、それぞれの機能に応じて弁を開放する個数
が異なる。特に、ADSは、外部信号による強制
開放を実行できる。ADSの制御機構は、第１図
に示すように、原子炉圧力容器２内の水位を水位
計７で設定し、その値を判定器８で設定値と比較
し、且つドライウエル３の圧力を圧力計９で測定
してその値を判定器１０で設定値と比較し、各々
判定器にて原子炉水位低およびドライウエル圧力
高と判定された場合に、ADSを作動させる。す
なわち、原子炉水位低及びドライウエル圧力高の
同時信号により、120秒の時間遅れの後、逃がし
安全弁１を強制的に開放し、原子炉圧力容器２内
の圧力を速かに低下させ、低圧炉心スプレイ系１
１の早期作動による原子炉圧力容器２内への早期
注水を促す。但し、この時、低圧炉心スプレイ系
１１が作動していることを確認する為、流量計１
２で流量が十分であること、或いは回転計１３で
低圧炉心スプレイ系１１のポンプ１４の回転数が
十分であることを判定器１５で確認する。

このような従来例においては、原子炉隔離時に
前記のドライウエル圧力高の信号が検出されない
為、ADSは自動起動しない。しかも、ポンプ１
９を有する高圧炉心スプレイ系１６が不作動の場
合には、原子炉圧力容器２の過度の圧力上昇を防
止する為、従来は運転員の手動操作により逃がし
安全弁１を強制的に開放し、原子炉圧力を制御す
る。

逃がし安全弁１の安全弁機能は、バネの設定圧
力のみで開放し、この機能を確保するのに必要な
個数のみの安全弁１を開放する。しかし、この開
放した逃がし安全弁１の内の１個が開固着した状
態になると、蒸気が圧力抑制室６に放出され、原
子炉２の水位が減少する。しかし、１個のみの逃
がし安全弁１の排気量では、原子炉圧力容器２の
圧力は殆ど減少しない為、従来は手動操作で
ADSを作動させて、逃がし安全弁１を強制的に
開放し、原子炉２の圧力を減圧している。

中小破断事故の場合、原子炉圧力容器２の圧力
が過度に高くなり、高圧炉心スプレイ系１６が作
動しても注水不可能という場合、従来は手動操作
により逃がし安全弁１を開放して、原子炉圧力を
制御している。

前述したいずれの場合においても手動でADS
を操作して逃がし安全弁１を開放させることによ
つて原子炉の安全性を確保しているが、原子炉の
特殊性を考慮して信頼性を一層向上させる必要が
ある。

本発明の目的は、原子力プラントの信頼性を向
上させることにある。

本発明の特徴は、低圧炉心スプレイ系の作動状
態を検出する第１検出手段と、高圧炉心スプレイ
系の作動状態を検出する第２検出手段と、開放手
段の安全弁機能の状態を検出する第３検出手段
と、原子炉圧力を検出する第４検出手段と、各々
検出手段からの信号を入力し、高圧炉心スプレイ
系が不作動で開放手段が開固着の状態にありしか
も前記低圧スプレイ系が作動していると判定され
た場合、または高圧炉心スプレイ系が不作動で前
記原子炉圧力が所定値以上の状態にありしかも低
圧炉心スプレイ系が作動していると判定された場
合に開放手段を開放する制御手段とを具備したこ
とにある。

以下本発明の一実施例を図面によつて説明す
る。

第２図は、本発明の一実施例を示す。従来例と
同一構成は、同一符号で示す。本実施例はドライ
ウエル３内の主蒸気管４に取付けられている逃が
し安全弁１及び原子炉圧力容器２と圧力抑制室６
を接続する排気管５とを備えた逃がし安全弁１の
起動制御機構である。

その起動制御は、従来の起動制御に新たに高圧
炉心スプレイ系１６不作動及び逃がし安全弁１の
安全弁機能（以下SRVという）の開固着の同時
信号を受けた場合、高圧炉心スプレイ系１６不作
動及び原子炉圧力高の同時信号を受けた場合、ま
たは原子炉圧力高信号を受けた場合に、ADSを
自動起動する回路を追加したものである。判定器
８，１０及び１５は、従来例と同一の信号を入力
して同じ判定を行う。

以下に本実施例におけるADSの制御について
説明する。

(1) 高圧炉心スプレイ系不作動、SRV開固着及
び低圧炉心スプレイ系作動の信号を入力した場
合 原子炉圧力容器２の水位が異常に低くなつた
ことを水位計７で検出しても、高圧炉心スプレ
イ系１６のポンプ１９が回転しないことを回転
計２０で検出した場合、或いは原子炉圧力容器
２の圧力が過度に高くなり回転計２０でポンプ
１９の回転を確認しても流量計２１で流量が不
十分であると検出した場合には、高圧炉心スプ
レイ系１６が不作動の状態にあることを判定器
２２が自動的に判定する。

SRVは、原子炉２の圧力が逃がし安全弁１
のバネの設定圧力に達すると開放される。設定
圧力に低下しても複数のSRVのうち少なくと
も１個が開放したままの状態になつた場合に
は、原子炉圧力容器２内の蒸気が圧力抑制室７
内に必要以上に排気されるため、炉水位は減少
する。SRV開固着は、排気管５に取付けた流
量計２７で測定された排気管５内を流れる蒸気
流量に基づいて判定器２８で判定される。一
方、炉水位は減少するが、蒸気の圧力抑制室へ
の排気量が少ないため、原子炉圧力は殆ど減圧
されない。アンド回路２５は、判定器１５，２
２及び２３から「低圧スプレイ系作動」、「高圧
スプレイ系不作動」及び「SRV開固着」の各
信号が入力されたときにADS作動信号を出力
する。このADS作動信号によつてADSが自動
起動し、逃がし安全弁１を強制的に開放され、
原子炉圧力が速やかに減少する。従つて、低圧
炉心スプレイ系１１による炉心への早期注水が
可能になり、炉心冷却が行われる。

(2) 高圧炉心スプレイ系不作動及び原子炉圧力高
の両信号を入出力した場合、 原子炉圧力容器２内の圧力（原子炉圧力）を圧
力計２９で測定する。判定器２３は測定した原子
炉圧力を入力し、その圧力が過度に高い場合に
「原子炉圧力高」の信号を出力する。アンド回路
２６は、「低圧炉心スプレイ系作動」、「高圧炉心
スプレイ系不作動」及び「原子炉圧力高」の信号
を同時に入力したときにADS作動信号を出力す
る。このADS作動信号に基づいてもADSが自動
気動される。なお、高圧炉心スプレイ系が動作し
たときは、原子炉圧力容器２内にスプレイ水がス
プレイされるので、原子炉圧力が低下する。この
ため、高圧炉心スプレイ系が動作したときには、
ADSの起動が不要になる。

(3) 原子炉圧力高の信号を入力した場合 アンド回路２７は、判定器１５から「低圧炉心
スプレイ系作動」が出力されしかも判定器２４か
ら「原子炉圧力高」が出力されたときに、ADS
作動信号を出力する。ADSは、アンド回路２７
からADS作動信号が出力された場合にも自動起
動される。

以上に示す機能を示す本実施例によれば、 ADSの自動起動が一層広範囲になり、原子炉の
安全余裕が更に向上する。特に、高圧炉心スプレ
イ系、不作動、SRV開固着及び原子炉隔離時冷
却系の不作動時の各異常事象に対してもADSを
自動起動させることができる。なお、安全余裕の
向上は、自動起動によることで逃がし安全弁の操
作がより短時間に行うことができることにより可
能になる。

本実施例によれば、更に下記の効果を得ること
ができる。

(a) 非常用炉心冷却系の信頼性向上 原子炉隔離時における原子炉減圧の操作を手動
操作でなく自動起動することにより、確実に炉心
冷却が実行できる。その結果、非常用炉心冷却系
の仕様を確実に遵守でき、原子力プラントの信頼
性をより向上できる。

(b) 設備の単純化 原子炉隔離時で、高圧炉心スプレイ系１６の故
障を考えると、現状のADSの起動制御機構では、
新たにアキユームレータによる注水、或いは新た
な高圧の非常用炉心冷却装置が必要となるが、本
実施例により不要となつた。

本実施例は、第１図に示す従来例と同様に、
「低圧炉心スプレイ系の作動」、「原子炉水位低」
及び「ドライウエル圧力高」のアンド条件によつ
てもADSを起動できる。

本発明によれば、事故時のみでなく異常時にお
いてさえも原子炉を自動的に減圧できるので、原
子力プラントの信頼度を著しく高くすることがで
きる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来例の原子炉圧力開放装置の系統
図、第２図は本発明の一実施例である原子炉圧力
開放装置の系統図である。 １……逃がし安全弁、２……原子炉圧力容器、
３……ドライウエル、５……排気管、８，１０，
１５，２２，２３，２４……判定器、１１……低
圧炉心スプレイ系、１６……高圧炉心スプレイ
系。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉容器内の蒸気を開放手段を介して凝縮
   手段に導く原子炉の圧力開放装置において、低圧
   炉心スプレイ系の作動状態を検出する第１検出手
   段と、高圧炉心スプレイ系の作動状態を検出する
   第２検出手段と、前記開放手段の安全弁機能の状
   態を検出する第３検出手段と、原子炉圧力を検出
   する第４検出手段と、各々の前記検出手段からの
   信号を入力し、前記高圧炉心スプレイ系が不作動
   で前記開放手段が開固着の状態にありしかも前記
   低圧スプレイ系が作動していると判定された場
   合、または前記高圧炉心スプレイ系が不作動で前
   記原子炉圧力が所定値以上の状態にありしかも低
   圧炉心スプレイ系が作動していると判定された場
   合に前記開放手段を開放する制御手段とを具備し
   たことを特徴とする原子炉の圧力開放装置。