JPH08233990A - 原子炉安全システムとその作動状態表示方法 - Google Patents
原子炉安全システムとその作動状態表示方法Info
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- JPH08233990A JPH08233990A JP3994795A JP3994795A JPH08233990A JP H08233990 A JPH08233990 A JP H08233990A JP 3994795 A JP3994795 A JP 3994795A JP 3994795 A JP3994795 A JP 3994795A JP H08233990 A JPH08233990 A JP H08233990A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 ２つ以上の機能を併せ持つ原子炉安全システ
ムが作動したときの動作した機能を分離して表示する。 【構成】 原子炉水位低（Ｌ２）信号とドライウェル圧
力高のNOT信号とをAND回路で組み、原子炉水位低（Ｌ1.
5）信号とドライウェル圧力高信号とをOR回路で組む。
ドライウェル圧力高が成立していなくて原子炉水位低
（Ｌ２）が成立した場合、ＲＣＩＣ補給水機能起動信号
成立を表示した文字情報を計算機に記録しトリップシー
ケンスに打ち出す。原子炉水位低（Ｌ1.5）またはドラ
イウェル圧力高が成立した場合、ＲＣＩＣ炉心冷却機能
起動信号成立を表示した文字情報を計算機に記録しトリ
ップシーケンスに打ち出す。
ムが作動したときの動作した機能を分離して表示する。 【構成】 原子炉水位低（Ｌ２）信号とドライウェル圧
力高のNOT信号とをAND回路で組み、原子炉水位低（Ｌ1.
5）信号とドライウェル圧力高信号とをOR回路で組む。
ドライウェル圧力高が成立していなくて原子炉水位低
（Ｌ２）が成立した場合、ＲＣＩＣ補給水機能起動信号
成立を表示した文字情報を計算機に記録しトリップシー
ケンスに打ち出す。原子炉水位低（Ｌ1.5）またはドラ
イウェル圧力高が成立した場合、ＲＣＩＣ炉心冷却機能
起動信号成立を表示した文字情報を計算機に記録しトリ
ップシーケンスに打ち出す。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉の安全システムに
係り、特に、１つの系統を常用系と非常用系の両方に用
いる機能を有する原子炉の安全システムとその安全シス
テム作動状態表示方法に関する。
係り、特に、１つの系統を常用系と非常用系の両方に用
いる機能を有する原子炉の安全システムとその安全シス
テム作動状態表示方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の保有水が減少したときに炉水を
補給する機能を有する系統、または原子炉の圧力バウン
ダリが破断して炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能
を有する系統を原子炉安全システムと総称する。
補給する機能を有する系統、または原子炉の圧力バウン
ダリが破断して炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能
を有する系統を原子炉安全システムと総称する。
【０００３】原子炉安全システムが作動した場合、作動
した系統がどの系統であるかを、中央制御室に警報表示
される。これは、運転員に事態を正しく認識させ、次に
取るべき操作を正しく判断させるための情報を与えるた
めである。また、作動した系統とその系統が作動した時
刻が計算機に記録される。この記録はトリップシーケン
スと称し、事象の原因分析のために用いられる。
した系統がどの系統であるかを、中央制御室に警報表示
される。これは、運転員に事態を正しく認識させ、次に
取るべき操作を正しく判断させるための情報を与えるた
めである。また、作動した系統とその系統が作動した時
刻が計算機に記録される。この記録はトリップシーケン
スと称し、事象の原因分析のために用いられる。
【０００４】従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）プラント
の原子炉隔離時冷却系は、原子炉の保有水が減少したと
きに炉水を補給する機能を有する系統であったが、改良
型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）プラントの原子炉隔離時
冷却系は、原子炉の炉水を補給する常用系としての機能
ばかりでなく、原子炉の圧力バウンダリが破断して炉水
が喪失した時に炉心を冷却する非常用系の機能をも併せ
持つ系統となっている。
の原子炉隔離時冷却系は、原子炉の保有水が減少したと
きに炉水を補給する機能を有する系統であったが、改良
型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）プラントの原子炉隔離時
冷却系は、原子炉の炉水を補給する常用系としての機能
ばかりでなく、原子炉の圧力バウンダリが破断して炉水
が喪失した時に炉心を冷却する非常用系の機能をも併せ
持つ系統となっている。
【０００５】改良型沸騰水型原子炉プラントにおいて、
原子炉隔離時冷却系に、補給水機能と炉心冷却機能とを
併せ持たせたことは、柏崎・刈羽原子力発電所原子炉設
置許可申請書（６、７号炉の増設）昭和６３年５月（平
成２年１月一部補正）東京電力株式会社の添付書類八
5.2.4.3項または6.4節に明記されている。
原子炉隔離時冷却系に、補給水機能と炉心冷却機能とを
併せ持たせたことは、柏崎・刈羽原子力発電所原子炉設
置許可申請書（６、７号炉の増設）昭和６３年５月（平
成２年１月一部補正）東京電力株式会社の添付書類八
5.2.4.3項または6.4節に明記されている。
【０００６】
【発明が解決しなければならない問題点】改良型沸騰水
型原子炉では、原子炉隔離時冷却系が、補給水機能と炉
心冷却機能とを併せ持つが、これに対し、その表示シス
テムは、作動論理の成立と系統の作動状態を表示するだ
けが一般的である。つまり、中央制御室では、作動した
系統がどの系統であるかだけが表示される。原子炉が安
全に自動運転されていることを監視する運転員にとって
は、原子炉隔離時冷却系が作動したことを知るだけで十
分であるが、それが補給水機能により作動したのか炉心
冷却機能により作動したのかを知りたいという要望もあ
る。
型原子炉では、原子炉隔離時冷却系が、補給水機能と炉
心冷却機能とを併せ持つが、これに対し、その表示シス
テムは、作動論理の成立と系統の作動状態を表示するだ
けが一般的である。つまり、中央制御室では、作動した
系統がどの系統であるかだけが表示される。原子炉が安
全に自動運転されていることを監視する運転員にとって
は、原子炉隔離時冷却系が作動したことを知るだけで十
分であるが、それが補給水機能により作動したのか炉心
冷却機能により作動したのかを知りたいという要望もあ
る。
【０００７】本発明の目的は、改良型沸騰水型原子炉で
原子炉隔離時冷却系がいずれかの機能で作動したのかを
判断できる安全システムとその安全システム作動状態表
示方法を提供することにある。
原子炉隔離時冷却系がいずれかの機能で作動したのかを
判断できる安全システムとその安全システム作動状態表
示方法を提供することにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目的は、補給水機能
と炉心冷却機能を併せ持ち、原子炉水位の低下またはド
ライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却系が作
動した場合の原子炉の特徴的な特性を基に、「原子炉水
位」「ドライウェル圧力」「給水」の３つの原子炉パラ
メ−タから作動機能を判定する論理を以下の（ａ）
（ｂ）（ｃ）ように構築することで、達成される。
と炉心冷却機能を併せ持ち、原子炉水位の低下またはド
ライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却系が作
動した場合の原子炉の特徴的な特性を基に、「原子炉水
位」「ドライウェル圧力」「給水」の３つの原子炉パラ
メ−タから作動機能を判定する論理を以下の（ａ）
（ｂ）（ｃ）ように構築することで、達成される。
【０００９】（ａ）ドライウェル圧力上昇で原子炉隔離
時冷却系が作動した場合、原子炉圧力バウンダリに破断
が生じていると考えるのが妥当であり炉心冷却機能の作
動と判定する。
時冷却系が作動した場合、原子炉圧力バウンダリに破断
が生じていると考えるのが妥当であり炉心冷却機能の作
動と判定する。
【００１０】（ｂ）原子炉水位低（Ｌ２）で原子炉隔離
時冷却系が作動した（ドライウェル圧力高は成立してい
ない）場合、原子炉隔離時冷却系作動後の原子炉水位が
Ｌ1.5を下回るか否かで、作動した機能を判定する。原
子炉水位がＬ1.5を下回らなければ補給水機能の作動、
原子炉水位がＬ1.5下回れば炉心冷却機能の作動と判定
する。
時冷却系が作動した（ドライウェル圧力高は成立してい
ない）場合、原子炉隔離時冷却系作動後の原子炉水位が
Ｌ1.5を下回るか否かで、作動した機能を判定する。原
子炉水位がＬ1.5を下回らなければ補給水機能の作動、
原子炉水位がＬ1.5下回れば炉心冷却機能の作動と判定
する。
【００１１】（ｃ）同じく、原子炉水位低（Ｌ２）で原
子炉隔離時冷却系が作動した（ドライウェル圧力高は成
立していない）場合、給水の有無で作動した機能を判定
する。給水が停止していれば補給水機能の作動、給水が
停止していなければ原子炉圧力バウンダリに破断が生じ
ていると考えるのが妥当であり炉心冷却機能の作動と判
定する。
子炉隔離時冷却系が作動した（ドライウェル圧力高は成
立していない）場合、給水の有無で作動した機能を判定
する。給水が停止していれば補給水機能の作動、給水が
停止していなければ原子炉圧力バウンダリに破断が生じ
ていると考えるのが妥当であり炉心冷却機能の作動と判
定する。
【００１２】また、上記の様にして判定した作動機能を
中央制御室に表示することで、達成される。
中央制御室に表示することで、達成される。
【００１３】なお、原子炉水位と給水による判定は、独
立に行なっても良いし、判定の精度を上げるため両者の
ANDを取ってもよい。
立に行なっても良いし、判定の精度を上げるため両者の
ANDを取ってもよい。
【００１４】
【作用】「原子炉水位」「ドライウェル圧力」「給水」
の３つの原子炉パラメ−タを用いて補給水機能が働いて
原子炉隔離時冷却系が作動したの、炉心冷却機能が働い
て原子炉隔離時冷却系が作動したのかを判定するので、
的確な判断ができ、また、この判定結果を表示すること
で、運転員に迅速に作動機能までも知らせることができ
る。
の３つの原子炉パラメ−タを用いて補給水機能が働いて
原子炉隔離時冷却系が作動したの、炉心冷却機能が働い
て原子炉隔離時冷却系が作動したのかを判定するので、
的確な判断ができ、また、この判定結果を表示すること
で、運転員に迅速に作動機能までも知らせることができ
る。
【００１５】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図面を参照して説
明する。改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）プラントに
おける原子炉安全システムの一つである原子炉隔離時冷
却系（ＲＣＩＣ）の基本的な作動トリップシーケンス論
理を、図４と図５を使って説明する。
明する。改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）プラントに
おける原子炉安全システムの一つである原子炉隔離時冷
却系（ＲＣＩＣ）の基本的な作動トリップシーケンス論
理を、図４と図５を使って説明する。
【００１６】図４は原子炉系の系統図である。原子炉格
納容器２内には、原子炉圧力容器１、ドライウエル３及
びサプレッションプ−ル４を有しており、原子炉隔離時
冷却系が作動すると、電磁弁５が「開」及び電磁弁６が
「閉」の状態で、復水貯蔵タンク７の貯蔵水をポンプ８
により原子炉圧力容器１に補給する。原子炉隔離時冷却
系は、原子炉水位計10で測定する原子炉水位が規定値以
下またはドライウェル圧力計11で測定するドライウェル
圧力が規定値以上になったときに作動する。
納容器２内には、原子炉圧力容器１、ドライウエル３及
びサプレッションプ−ル４を有しており、原子炉隔離時
冷却系が作動すると、電磁弁５が「開」及び電磁弁６が
「閉」の状態で、復水貯蔵タンク７の貯蔵水をポンプ８
により原子炉圧力容器１に補給する。原子炉隔離時冷却
系は、原子炉水位計10で測定する原子炉水位が規定値以
下またはドライウェル圧力計11で測定するドライウェル
圧力が規定値以上になったときに作動する。
【００１７】トリップシーケンス表示装置14には、原子
炉水位計10で測定する原子炉水位信号、ドライウェル圧
力計11で測定するドライウェル圧力信号が取り込まれて
おり、原子炉隔離時冷却系が作動すると、トリップシー
ケンス表示装置14にトリップシーケンスが表示される。
炉水位計10で測定する原子炉水位信号、ドライウェル圧
力計11で測定するドライウェル圧力信号が取り込まれて
おり、原子炉隔離時冷却系が作動すると、トリップシー
ケンス表示装置14にトリップシーケンスが表示される。
【００１８】図５は原子炉隔離時冷却系作動時の基本的
なトリップシーケンス論理図である。原子炉水位信号は
独立に４個在り、Ａ,Ｂ,Ｃ,およびＤの符番で区別され
ている。例えば、原子炉水位信号Ａがレベル２（Ｌ２）
以下になった場合、「原子炉水位低（Ｌ２）Ａ」と表示
される。他のＢ,Ｃ,およびＤについても同様である。
なトリップシーケンス論理図である。原子炉水位信号は
独立に４個在り、Ａ,Ｂ,Ｃ,およびＤの符番で区別され
ている。例えば、原子炉水位信号Ａがレベル２（Ｌ２）
以下になった場合、「原子炉水位低（Ｌ２）Ａ」と表示
される。他のＢ,Ｃ,およびＤについても同様である。
【００１９】原子炉水位信号Ａ〜Ｄの内の２ out of
４、すなわち４個の原子炉水位信号の内の２個以上がＬ
２以下という条件で、原子炉水位低（Ｌ２）であると判
定する。ドライウェル圧力信号についても同様である。
ドライウェル圧力は0.14kg/cm2以上の場合にドライウェ
ル圧力高と判定する。
４、すなわち４個の原子炉水位信号の内の２個以上がＬ
２以下という条件で、原子炉水位低（Ｌ２）であると判
定する。ドライウェル圧力信号についても同様である。
ドライウェル圧力は0.14kg/cm2以上の場合にドライウェ
ル圧力高と判定する。
【００２０】原子炉水位低（Ｌ２）またはドライウェル
圧力高により原子炉隔離時冷却系の作動条件が成立する
と、ＲＣＩＣ起動信号成立の文字情報とその時の時刻が
計算機に記録される。原子炉隔離時冷却系が作動した場
合も同様であり、ＲＣＩＣ起動の文字情報とその時の時
刻が計算機に記録される。
圧力高により原子炉隔離時冷却系の作動条件が成立する
と、ＲＣＩＣ起動信号成立の文字情報とその時の時刻が
計算機に記録される。原子炉隔離時冷却系が作動した場
合も同様であり、ＲＣＩＣ起動の文字情報とその時の時
刻が計算機に記録される。
【００２１】トリップシーケンスは事象の発生を時間的
に整理したものであり、具体的には、計算機に記録され
た情報と時刻とを時系列的に打ち出した計算機出力であ
る。
に整理したものであり、具体的には、計算機に記録され
た情報と時刻とを時系列的に打ち出した計算機出力であ
る。
【００２２】原子炉隔離時冷却系の補給水機能は、給水
が停止したときに炉水を補給し、原子炉の水位を維持す
るためのものである。給水が停止し原子炉隔離時冷却系
の補給水機能が作動たときの原子炉の特性を説明する。
が停止したときに炉水を補給し、原子炉の水位を維持す
るためのものである。給水が停止し原子炉隔離時冷却系
の補給水機能が作動たときの原子炉の特性を説明する。
【００２３】通常、燃料交換や原子炉の定検などのため
原子炉を停止する場合、図４に示す様に、制御棒16を原
子炉の炉心15内に挿入することより原子炉を未臨界と
し、さらに原子炉の減圧と冷却を行い常温大気圧の状態
とする。原子炉の減圧はタービンバイパス弁18を介し蒸
気を復水器20に逃がすことにより行う。蒸気は復水器19
内で冷却され水に戻り、給水ポンプ21を介して原子炉内
に補給されるため原子炉内の炉水の保有量は維持され
る。原子炉圧力が約10気圧まで減圧された後は、残留熱
除去系（図示せず）の停止時冷却モ−ドが起動され、常
温大気圧まで導かれる。
原子炉を停止する場合、図４に示す様に、制御棒16を原
子炉の炉心15内に挿入することより原子炉を未臨界と
し、さらに原子炉の減圧と冷却を行い常温大気圧の状態
とする。原子炉の減圧はタービンバイパス弁18を介し蒸
気を復水器20に逃がすことにより行う。蒸気は復水器19
内で冷却され水に戻り、給水ポンプ21を介して原子炉内
に補給されるため原子炉内の炉水の保有量は維持され
る。原子炉圧力が約10気圧まで減圧された後は、残留熱
除去系（図示せず）の停止時冷却モ−ドが起動され、常
温大気圧まで導かれる。
【００２４】一方、原子炉に所内電源喪失等の異常が発
生した場合、制御棒16が炉心15内に緊急挿入され原子炉
は未臨界となるが、原子炉隔離により主蒸気隔離弁17が
閉鎖されるため、炉心崩壊熱により発生した蒸気は、逃
がし安全弁19を通じてサプレッションプール水中４に流
入する。復水器20への蒸気の供給が停止され給水ポンプ
21を介した炉水の補給が無くなるため原子炉水位は低下
し、原子炉水位低（Ｌ２）の信号で原子炉隔離時冷却系
が自動起動して原子炉水位の回復を図る。
生した場合、制御棒16が炉心15内に緊急挿入され原子炉
は未臨界となるが、原子炉隔離により主蒸気隔離弁17が
閉鎖されるため、炉心崩壊熱により発生した蒸気は、逃
がし安全弁19を通じてサプレッションプール水中４に流
入する。復水器20への蒸気の供給が停止され給水ポンプ
21を介した炉水の補給が無くなるため原子炉水位は低下
し、原子炉水位低（Ｌ２）の信号で原子炉隔離時冷却系
が自動起動して原子炉水位の回復を図る。
【００２５】系統の定格流量は、原子炉停止15分後の崩
壊熱による発生蒸気量以上に設定してあるため、一時的
には、サプレッションプール水中４へ蒸気を放出し原子
炉水位が低下するが、レベル２に至ると原子炉隔離時冷
却系が自動起動し、これによって発生蒸気量を上回る量
の補給水が供給され原子炉水位が回復する。
壊熱による発生蒸気量以上に設定してあるため、一時的
には、サプレッションプール水中４へ蒸気を放出し原子
炉水位が低下するが、レベル２に至ると原子炉隔離時冷
却系が自動起動し、これによって発生蒸気量を上回る量
の補給水が供給され原子炉水位が回復する。
【００２６】図６は、原子炉隔離時に、Ｌ２で原子炉隔
離時冷却系が自動起動した後の原子炉水位変化を示して
いる。系統の定格流量は、原子炉水位をレベル1.5（Ｌ
1.5）に至らしめない流量に足るものとなっている。
離時冷却系が自動起動した後の原子炉水位変化を示して
いる。系統の定格流量は、原子炉水位をレベル1.5（Ｌ
1.5）に至らしめない流量に足るものとなっている。
【００２７】系統は、原子炉水位低の信号による自動起
動の他に中央制御室からの手動操作によっても運転が可
能であり、原子炉圧力が約80気圧から約10気圧の範囲で
運転することができるため、原子炉圧力が高圧の状態か
ら残留熱除去系の停止時冷却モ−ドが起動する圧力まで
の運転が可能である。
動の他に中央制御室からの手動操作によっても運転が可
能であり、原子炉圧力が約80気圧から約10気圧の範囲で
運転することができるため、原子炉圧力が高圧の状態か
ら残留熱除去系の停止時冷却モ−ドが起動する圧力まで
の運転が可能である。
【００２８】なお、原子炉隔離時に、蒸気は逃がし安全
弁19を通じてサプレッションプール水中４に流入するた
め、原子炉隔離時冷却系の補給水機能作動時にドライウ
ェル圧力高に至ることはない。
弁19を通じてサプレッションプール水中４に流入するた
め、原子炉隔離時冷却系の補給水機能作動時にドライウ
ェル圧力高に至ることはない。
【００２９】原子炉隔離時冷却系の炉心冷却機能は、原
子炉の圧力バウンダリが破断し炉水が喪失した時に、崩
壊熱を長期にわたって除去し燃料の損傷を防止するため
ものである。原子炉の圧力バウンダリが破断した場合の
原子炉の特性を、図７と図８を使って説明する。
子炉の圧力バウンダリが破断し炉水が喪失した時に、崩
壊熱を長期にわたって除去し燃料の損傷を防止するため
ものである。原子炉の圧力バウンダリが破断した場合の
原子炉の特性を、図７と図８を使って説明する。
【００３０】図７は、原子炉の圧力バウンダリ破断後に
おける原子炉水位変化の代表例を示すグラフである。原
子炉水位低（Ｌ２）の信号で原子炉隔離時冷却系が自動
起動し原子炉水位の回復を図るものの、原子炉水位はＬ
1.5を下回り燃料頂部を下回ることなく回復する。
おける原子炉水位変化の代表例を示すグラフである。原
子炉水位低（Ｌ２）の信号で原子炉隔離時冷却系が自動
起動し原子炉水位の回復を図るものの、原子炉水位はＬ
1.5を下回り燃料頂部を下回ることなく回復する。
【００３１】図８は、原子炉の圧力バウンダリ破断後に
おけるドライウェル圧力変化の代表例を示すグラフであ
る。原子炉格納容器内のドライウェルに蒸気が放出され
るため、ドライウェル圧力は事象発生後瞬時に原子炉隔
離時冷却系の起動設定値を超える。
おけるドライウェル圧力変化の代表例を示すグラフであ
る。原子炉格納容器内のドライウェルに蒸気が放出され
るため、ドライウェル圧力は事象発生後瞬時に原子炉隔
離時冷却系の起動設定値を超える。
【００３２】以上が、改良型沸騰水型原子炉における基
本的なトリップシーケンスの説明であるが、本発明は、
この基本的トリップシーケンスに、作動機能を識別する
ための論理を付加するものである。本発明の一実施例
を、図１,図２及び図３を用いて説明する。
本的なトリップシーケンスの説明であるが、本発明は、
この基本的トリップシーケンスに、作動機能を識別する
ための論理を付加するものである。本発明の一実施例
を、図１,図２及び図３を用いて説明する。
【００３３】図１は本発明の実施例を適用した原子炉の
系統図である。原子炉格納容器２内には、原子炉圧力容
器１、ドライウエル３及びサプレッションプ−ル４を有
しており、原子炉隔離時冷却系が作動すると、電磁弁５
が「開」及び電磁弁６が「閉」の状態で、復水貯蔵タン
ク７の貯蔵水をポンプ８により原子炉圧力容器１に補給
する。原子炉隔離時冷却系は、原子炉水位計10で測定す
る原子炉水位が規定値以下またはドライウェル圧力計11
で測定するドライウェル圧力が規定値以上になったとき
に作動する。トリップシーケンス表示装置14には、原子
炉水位計10で測定する原子炉水位信号、ドライウェル圧
力計11で測定するドライウェル圧力信号、給水流量計12
で測定する給水流量信号、および給水ポンプが停止した
ことを報知する信号13が取り込まれており、原子炉隔離
時冷却系が作動すると、トリップシーケンス表示装置14
にトリップシーケンスが表示される。以下、トリップシ
ーケンス論理について述べるが、同様の論理で、中央制
御室に警報を表示しても良い。
系統図である。原子炉格納容器２内には、原子炉圧力容
器１、ドライウエル３及びサプレッションプ−ル４を有
しており、原子炉隔離時冷却系が作動すると、電磁弁５
が「開」及び電磁弁６が「閉」の状態で、復水貯蔵タン
ク７の貯蔵水をポンプ８により原子炉圧力容器１に補給
する。原子炉隔離時冷却系は、原子炉水位計10で測定す
る原子炉水位が規定値以下またはドライウェル圧力計11
で測定するドライウェル圧力が規定値以上になったとき
に作動する。トリップシーケンス表示装置14には、原子
炉水位計10で測定する原子炉水位信号、ドライウェル圧
力計11で測定するドライウェル圧力信号、給水流量計12
で測定する給水流量信号、および給水ポンプが停止した
ことを報知する信号13が取り込まれており、原子炉隔離
時冷却系が作動すると、トリップシーケンス表示装置14
にトリップシーケンスが表示される。以下、トリップシ
ーケンス論理について述べるが、同様の論理で、中央制
御室に警報を表示しても良い。
【００３４】図２は、本発明の第１実施例に係る原子炉
隔離時冷却系作動時におけるトリップシーケンス論理図
である。上述したように、原子炉水位信号とドライウェ
ル圧力信号はそれぞれ独立に４個在るが、図２では各々
１個に省略して表現している。原子炉水位低（Ｌ２）信
号とドライウェル圧力高のNOT信号とをAND回路で組み、
原子炉水位低（Ｌ1.5）信号とドライウェル圧力高信号
とをOR回路で組んでいる。
隔離時冷却系作動時におけるトリップシーケンス論理図
である。上述したように、原子炉水位信号とドライウェ
ル圧力信号はそれぞれ独立に４個在るが、図２では各々
１個に省略して表現している。原子炉水位低（Ｌ２）信
号とドライウェル圧力高のNOT信号とをAND回路で組み、
原子炉水位低（Ｌ1.5）信号とドライウェル圧力高信号
とをOR回路で組んでいる。
【００３５】ドライウェル圧力高が成立していなくて原
子炉水位低（Ｌ２）が成立した場合、ＲＣＩＣ補給水機
能起動信号成立を表示した文字情報を計算機に記録し、
トリップシーケンスに打ち出す。
子炉水位低（Ｌ２）が成立した場合、ＲＣＩＣ補給水機
能起動信号成立を表示した文字情報を計算機に記録し、
トリップシーケンスに打ち出す。
【００３６】原子炉水位低（Ｌ1.5）またはドライウェ
ル圧力高が成立した場合、ＲＣＩＣ炉心冷却機能起動信
号成立を表示した文字情報を計算機に記録し、トリップ
シーケンスに打ち出す。
ル圧力高が成立した場合、ＲＣＩＣ炉心冷却機能起動信
号成立を表示した文字情報を計算機に記録し、トリップ
シーケンスに打ち出す。
【００３７】このような論理を組むことにより、原子炉
隔離時冷却系が作動した場合であって、原子炉水位がＬ
２からＬ1.5までの間でドライウェル圧力高でない時は
補給水機能が働き、その他の時は炉心冷却機能が働いた
と判定し、トリップシーケンスで表現する。また、働い
た機能がどちらであるかを表示する。これにより、機能
を分離して表示することができ、運転員に安心感を与え
ることができる。
隔離時冷却系が作動した場合であって、原子炉水位がＬ
２からＬ1.5までの間でドライウェル圧力高でない時は
補給水機能が働き、その他の時は炉心冷却機能が働いた
と判定し、トリップシーケンスで表現する。また、働い
た機能がどちらであるかを表示する。これにより、機能
を分離して表示することができ、運転員に安心感を与え
ることができる。
【００３８】図３は、本発明の第２実施例に係る原子炉
隔離時冷却系作動時のトリップシーケンス論理図であ
る。本実施例では、給水ポンプ停止信号と給水流量信号
を判定条件に用いる。給水ポンプ停止信号は電源負荷等
で計測されるが、既に存在する信号であり新たに設ける
必要はない。給水流量についても同様である。これらの
信号は給水の停止の判定に用いる。給水ポンプが停止す
るか若しくは給水流量が低下した場合、給水が停止した
と判定する。ここで、給水流量低の判定基準は10％とし
ている。この基準は、給水流量が原子炉停止後の崩壊熱
による発生蒸気量以下になった場合、給水流量が低下し
たと考え、更に計測誤差を考慮して設定している。
隔離時冷却系作動時のトリップシーケンス論理図であ
る。本実施例では、給水ポンプ停止信号と給水流量信号
を判定条件に用いる。給水ポンプ停止信号は電源負荷等
で計測されるが、既に存在する信号であり新たに設ける
必要はない。給水流量についても同様である。これらの
信号は給水の停止の判定に用いる。給水ポンプが停止す
るか若しくは給水流量が低下した場合、給水が停止した
と判定する。ここで、給水流量低の判定基準は10％とし
ている。この基準は、給水流量が原子炉停止後の崩壊熱
による発生蒸気量以下になった場合、給水流量が低下し
たと考え、更に計測誤差を考慮して設定している。
【００３９】本実施例では、給水ポンプ停止信号と給水
流量低信号とをOR回路で組み、この信号の成立不成立の
場合に分け、図２の実施例の回路と組み合わせている。
すなわち、給水ポンプ停止信号と給水流量低信号とをOR
回路で組み、さらにこのOR回路と原子炉水位低（Ｌ２）
信号とドライウェル圧力高のNOT信号とをAND回路で組ん
である。また、給水ポンプ停止信号と給水流量低信号を
OR回路で組みこのNOT信号と原子炉水位低（Ｌ２）信号
とをAND回路で組み、さらにこのAND回路と原子炉水位低
（Ｌ1.5）信号とドライウェル圧力高信号とをOR回路で
組んている。
流量低信号とをOR回路で組み、この信号の成立不成立の
場合に分け、図２の実施例の回路と組み合わせている。
すなわち、給水ポンプ停止信号と給水流量低信号とをOR
回路で組み、さらにこのOR回路と原子炉水位低（Ｌ２）
信号とドライウェル圧力高のNOT信号とをAND回路で組ん
である。また、給水ポンプ停止信号と給水流量低信号を
OR回路で組みこのNOT信号と原子炉水位低（Ｌ２）信号
とをAND回路で組み、さらにこのAND回路と原子炉水位低
（Ｌ1.5）信号とドライウェル圧力高信号とをOR回路で
組んている。
【００４０】給水ポンプ停止若しくは給水流量低が成立
した場合、給水停止を表示した文字情報を計算機に記録
し、トリップシーケンスに打ち出す。給水停止と判定さ
れ原子炉水位低（Ｌ２）が成立し且つドライウェル圧力
高が成立していない場合、ＲＣＩＣ補給水機能起動信号
成立を表示した文字情報を計算機に記録し、トリップシ
ーケンスに打ち出す。給水停止と判定されず原子炉水位
低（Ｌ２）が成立した場合、または原子炉水位低（Ｌ1.
5）が成立した場合、またはドライウェル圧力高が成立
した場合、ＲＣＩＣ炉心冷却機能起動信号成立を表示し
た文字情報を計算機に記録し、トリップシーケンスに打
ち出す。
した場合、給水停止を表示した文字情報を計算機に記録
し、トリップシーケンスに打ち出す。給水停止と判定さ
れ原子炉水位低（Ｌ２）が成立し且つドライウェル圧力
高が成立していない場合、ＲＣＩＣ補給水機能起動信号
成立を表示した文字情報を計算機に記録し、トリップシ
ーケンスに打ち出す。給水停止と判定されず原子炉水位
低（Ｌ２）が成立した場合、または原子炉水位低（Ｌ1.
5）が成立した場合、またはドライウェル圧力高が成立
した場合、ＲＣＩＣ炉心冷却機能起動信号成立を表示し
た文字情報を計算機に記録し、トリップシーケンスに打
ち出す。
【００４１】このような論理を組むことにより、原子炉
隔離時冷却系が作動した場合、給水が停止して原子炉水
位がＬ２からＬ1.5までの間でドライウェル圧力高でな
い時は補給水機能により作動し、その他の時は炉心冷却
機能により作動したとトリップシーケンスで表現される
ため、表示において機能を分離することができる。
隔離時冷却系が作動した場合、給水が停止して原子炉水
位がＬ２からＬ1.5までの間でドライウェル圧力高でな
い時は補給水機能により作動し、その他の時は炉心冷却
機能により作動したとトリップシーケンスで表現される
ため、表示において機能を分離することができる。
【００４２】
【発明の効果】本発明によれば、２つ以上の機能を併せ
持つ原子炉安全システム、特に原子炉隔離時冷却系が作
動した場合、作動した機能が明確になる。
持つ原子炉安全システム、特に原子炉隔離時冷却系が作
動した場合、作動した機能が明確になる。
【図１】本発明の一実施例を適用した原子炉の系統図で
ある。
ある。
【図２】本発明の第１実施例に係るトリップシーケンス
論理図である。
論理図である。
【図３】本発明の第２実施例に係るトリップシーケンス
論理図である。
論理図である。
【図４】原子炉系の系統図である。
【図５】原子炉で用いられている基本的なトリップシー
ケンス論理図である。
ケンス論理図である。
【図６】原子炉隔離時の原子炉水位変化の特性を示すグ
ラフである。
ラフである。
【図７】圧力バウンダリ破断時の原子炉水位変化の特性
を示すグラフである。
を示すグラフである。
【図８】圧力バウンダリ破断時のドライウェル圧力変化
の特性を示すグラフである。
の特性を示すグラフである。
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…ドライ
ウェル、４…サプレッションプ−ル、５…電磁弁A、６
…電磁弁B、７…復水貯蔵タンク、８…ポンプ、10…原
子炉水位計、11…ドライウェル圧力計、12…給水流量
計、13…信号発信器、14…トリップシ−ケンス表示装
置、15…炉心、16…制御棒、17…主蒸気隔離弁、18…タ
−ビンバイパス弁、19…逃がし安全弁、20…復水器、21
…給水ポンプ。
ウェル、４…サプレッションプ−ル、５…電磁弁A、６
…電磁弁B、７…復水貯蔵タンク、８…ポンプ、10…原
子炉水位計、11…ドライウェル圧力計、12…給水流量
計、13…信号発信器、14…トリップシ−ケンス表示装
置、15…炉心、16…制御棒、17…主蒸気隔離弁、18…タ
−ビンバイパス弁、19…逃がし安全弁、20…復水器、21
…給水ポンプ。
Claims (11)
- 【請求項１】 １つの系統が２つ以上の異なる機能を併
用する系統を備える原子炉安全システムにおいて、当該
系統が動作した場合に該動作に係る機能が前記異なる機
能のうちのどの機能であるかを判定する判定手段を備え
ることを特徴とする原子炉安全システム。 - 【請求項２】 原子炉の給水が停止し炉内保有水が減少
したときに炉水を補給する機能と、原子炉の圧力バウン
ダリが破断し炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能と
を併せ持ち、原子炉水位の低下または原子炉格納容器内
のドライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却系
統を備える改良型沸騰水型原子炉の安全システムにおい
て、前記原子炉水位の低下で当該系統が作動した場合に
前記原子炉水位が規定値以上の時には補給水機能の作動
と判定し前記原子炉水位が規定値以下の時には炉心冷却
機能の作動と判定する判定手段を備えることを特徴とす
る原子炉安全システム。 - 【請求項３】 原子炉の給水が停止し炉内保有水が減少
したときに炉水を補給する機能と、原子炉の圧力バウン
ダリが破断し炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能と
を併せ持ち、原子炉水位の低下または原子炉格納容器内
のドライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却系
統を備える改良型沸騰水型原子炉の安全システムにおい
て、前記ドライウェル圧力上昇で当該系統が作動した場
合に炉心冷却機能作動と判定する判定手段を備えること
を特徴とする原子炉安全システム。 - 【請求項４】 原子炉の給水が停止し炉内保有水が減少
したときに炉水を補給する機能と、原子炉の圧力バウン
ダリが破断し炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能と
を併せ持ち、原子炉水位の低下または原子炉格納容器内
のドライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却系
統を備える改良型沸騰水型原子炉の安全システムにおい
て、前記原子炉水位の低下で当該系統が作動した場合に
前記原子炉の給水が停止している時には補給水機能の作
動と判定し前記原子炉の給水が停止していない時には炉
心冷却機能の作動と判定する判定手段を備えることを特
徴とする原子炉安全システム。 - 【請求項５】 請求項１乃至請求項４のいずれかにおい
て、判定手段の判定結果をトリップシーケンスに記録す
る記録手段を備えることを特徴とする原子炉安全システ
ム。 - 【請求項６】 請求項１乃至請求項５のいずれかにおい
て、判定手段の判定結果を画面に表示する表示手段を備
えることを特徴とする原子炉安全システム。 - 【請求項７】 １つの系統が２つ以上の異なる機能を併
用する系統を備える原子炉安全システムにおいて、当該
系統が動作した場合に該動作に係る機能が前記異なる機
能のうちのどの機能であるかを判定し判定結果を表示す
ることを特徴とする原子炉安全システムの作動状態表示
方法。 - 【請求項８】 原子炉の給水が停止し炉内保有水が減少
したときに炉水を補給する機能と、原子炉の圧力バウン
ダリが破断し炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能と
を併せ持ち、原子炉水位の低下または原子炉格納容器内
のドライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却系
統を備える改良型沸騰水型原子炉の安全システムにおい
て、前記原子炉水位の低下で当該系統が作動した場合に
前記原子炉水位が規定値以上の時には補給水機能の作動
と判定し前記原子炉水位が規定値以下の時には炉心冷却
機能の作動と判定し判定結果を表示することを特徴とす
る原子炉安全システムの作動状態表示方法。 - 【請求項９】 原子炉の給水が停止し炉内保有水が減少
したときに炉水を補給する機能と、原子炉の圧力バウン
ダリが破断し炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能と
を併せ持ち、原子炉水位の低下または原子炉格納容器内
のドライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却系
統を備える改良型沸騰水型原子炉の安全システムにおい
て、前記ドライウェル圧力上昇で当該系統が作動した場
合に炉心冷却機能作動と判定し判定結果を表示すること
を特徴とする原子炉安全システムの作動状態表示方法。 - 【請求項１０】 原子炉の給水が停止し炉内保有水が減
少したときに炉水を補給する機能と、原子炉の圧力バウ
ンダリが破断し炉水が喪失した時に炉心を冷却する機能
とを併せ持ち、原子炉水位の低下または原子炉格納容器
内のドライウェル圧力上昇で作動する原子炉隔離時冷却
系統を備える改良型沸騰水型原子炉の安全システムにお
いて、前記原子炉水位の低下で当該系統が作動した場合
に前記原子炉の給水が停止している時には補給水機能の
作動と判定し前記原子炉の給水が停止していない時には
炉心冷却機能の作動と判定し判定結果を表示することを
特徴とする原子炉安全システムの作動状態表示方法。 - 【請求項１１】 常用系として備える系統を非常用系と
しても機能させる系統を備えるシステムにおいて、前記
系統が常用系として作動したのか非常用系として作動し
たのかを表示する表示手段を備えることを特徴とするシ
ステム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3994795A JPH08233990A (ja) | 1995-02-28 | 1995-02-28 | 原子炉安全システムとその作動状態表示方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3994795A JPH08233990A (ja) | 1995-02-28 | 1995-02-28 | 原子炉安全システムとその作動状態表示方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08233990A true JPH08233990A (ja) | 1996-09-13 |
Family
ID=12567161
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3994795A Pending JPH08233990A (ja) | 1995-02-28 | 1995-02-28 | 原子炉安全システムとその作動状態表示方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08233990A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2008156086A1 (ja) * | 2007-06-18 | 2008-12-24 | Kabushiki Kaisha Toshiba | 安全弁の駆動システム |
| EP2629301A1 (en) * | 2010-10-12 | 2013-08-21 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Control system for nuclear power facility |
-
1995
- 1995-02-28 JP JP3994795A patent/JPH08233990A/ja active Pending
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2008156086A1 (ja) * | 2007-06-18 | 2008-12-24 | Kabushiki Kaisha Toshiba | 安全弁の駆動システム |
| EP2192594A1 (en) * | 2007-06-18 | 2010-06-02 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Drive system for safety valve |
| JP4768855B2 (ja) * | 2007-06-18 | 2011-09-07 | 株式会社東芝 | 安全弁の駆動システム |
| US8528588B2 (en) | 2007-06-18 | 2013-09-10 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Safety valve drive system |
| EP2192594A4 (en) * | 2007-06-18 | 2013-09-18 | Toshiba Kk | DRIVE SYSTEM FOR A SAFETY VALVE |
| EP2629301A1 (en) * | 2010-10-12 | 2013-08-21 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Control system for nuclear power facility |
| EP2629301A4 (en) * | 2010-10-12 | 2014-03-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | CONTROL SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT |
| US9627877B2 (en) | 2010-10-12 | 2017-04-18 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Control system and method for nuclear power facility |
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