JPS58202894A - 原子力発電所の運転員支援装置 - Google Patents

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】 ［発明の技術分野］ 本発明は原子炉格納容器内の状態を監視し運転（１を支
援する原子力発電所の運転員支援装置に関する。

［発明の技術的背景］ 例えば沸騰水形原子力発電所では、第１図に例示するよ
うに原子炉格納容器１のドライウェル２内に原子炉圧力
容器３を格納し、ウェットウェル４内に貯えた多量のサ
プレッションプール５冷却水とドライウェル２との間を
ベント管６で３１［するとともに、原子炉圧力容器３に
連結した主蒸気管７から分岐した複数のベント管８の一
端をそれぞれのベント管８に設けられた逃し安全弁９を
介してサプレッションプール５冷却水内に開口させてい
る。

なお図中符号１０は原子炉圧力容器３を支持するコンク
リート製のペデスタルを示している。

原子炉格納容器１は、一般に鋼鉄製であり、原子炉圧力
容器３の圧力バウンダリーに漏洩や破断等が生じてもそ
こから流出する原子炉−次冷却材を封じ込め、放射能が
原子炉格納容器１外に漏洩するのを防止している。

原子炉圧力バウンダリーが破損した場合、そこから流出
する高温高圧の原子炉−次冷却材によってドライウェル
２内の圧力が上昇するが、その場合にはドライウェル２
の蒸気や空気はベント管６を通してサプレッションブー
ル５内に導入されて冷ＩＩ　、凝縮され、原子炉格納容
器１内の買常な圧力）昇を防止する。

また、原子炉の通常運転中に、何らかの原因により給水
流骨が喪失したような場合、原子炉圧力容器３内水位が
低下すると図示しない主蒸気隔離弁が閉じられ、原子炉
圧力容器３内の圧力が上昇でるが、この圧力上背が逃し
安全弁９の設定圧力に達づると逃し安全弁９が開き、原
子炉圧力容器３内の蒸気はベント管８を通してサプレッ
ションブール５に導かれ凝縮される。

このように原子炉格納容器１は放射能の環境中への放出
を防ぐ役割を有しており、また、この原子炉格納容器１
に貯えられた多量のサプレッションブール５水は原子炉
圧力容器３の蒸気を冷却、凝縮させ、原子炉圧力容器３
および原子炉格納容器１の圧力上昇防止に大きな役割を
果している。

つ四 でして、原子炉格納容器１のドライウェル２内には原子
炉圧力容器３からの放熱による。ドライウェル２内の温
度上昇を防ぐためにドライウェルクーラ１１が配設され
ている。

そして、以上のように構成された原子炉格納容器１では
、原子炉圧力バウンダリーが破損し、ドライウェル２内
の圧力が上昇したような場合には、原子炉格納容器１内
に配設される各種の原子炉保護系、安全系が自動起動さ
れ原子炉の安全が守られる。

しかしながら、原子炉圧力バウンダリーの破損が小さく
、ここからの蒸気漏洩量が小さい場合には原子炉格納容
器１内の圧力上昇は非常にゆっくりしたものとなり、原
子炉格納容器１内に配設されるドライウェルクーラ１１
の故障または原子炉格納容器１内で使用される空気系か
らのガス漏洩と区別することができない。

すなわち従来の原子炉格納容器１では、ドライウェルク
ーラ１１の故障および空気系からのガス漏洩による圧力
上昇等により原子炉保護系、安全系等が作動されるおそ
れがあった。

［発明の目的］ 本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
原子炉格納容器内の圧力上昇の原因を的確に判断し、運
転員の操作を支援する原子力発電所の運転ｑ支援装置を
提供しようとするものである。

し発明の概要］ 号なりち本発明は、原子炉格納容器内に配設されるＩＥ
圧力計よび温度計で測定された測定値を入力するプロセ
ス量入力装置と、このプロセス量人力′！装置に入力さ
れた前記測定値を入力し圧力と温度の時間的変化から前
記原子炉格納容器の状態を判別するとともに、判別され
た前記原子炉格納容器内の状態とそれに対する適切な操
作手段を表示装置に出力するガイド装置とからなること
を特徴とする原子力発電所の運転員支援Ｓ置である。

［発明の実施例］ 以下本発明の詳細を図面に示す一実施例につ０て説明す
る。

第２滴は本発明の一実施例の原子力発電所の運転員支援
装置を示すもので、この原子力発電所の運転員支援Ｉ％
置はプロセス量入力装置１２、状況判別装置！１３、ガ
イド＠Ｈ１７および表示装置１４とから主体部分が構成
されている。

プロセス量入力装＠１２は原子炉格納容器１内の圧力お
よび温度を測定する圧力計１５および温度計１６からの
測定値を入力する。

状況判別装置１３はプロセス量入力装置１２に入力され
る圧力計１５および温度計１６からの測定値を入力し、
原子炉格納容器１内の状態を判別する。

すなわち通常運転時においては、原子炉格納容器１内は
、はとんど非凝縮性ガスからなる窒素ガスにより！検さ
れており、ドライウェル２のように密閉された容器内で
は、このドライウェル２内の圧力は絶対温度に比例する
。従って、逆に何らかの原因によりドライウェル２内の
ガスが増減すれば、ドライウェル２内の温度と圧力の関
係は比例しなくなる。

第３図はこのような関係を示すもので、図において横軸
にはドライウェル２内の絶対温度が、縦軸にはドライウ
ェル２内の圧力がとられている。

すなわち図において、曲線ａはドライウェル２内にガス
の増減がない場合を示しており、この場合には絶対温度
に比例して圧力が増加している。そして図の点０におい
て、例えば空気系からのガスの漏洩が生じた場合には図
の曲線すで示すように、絶対温度は増加せず圧力のみが
増加する。また、ドライウェル２からこのドライウェル
２外へガスが漏洩した場合には図の曲線Ｃに示すように
、絶　、対温麿は変化けず圧力のみが下降する。イして
、原子炉圧力バウンダリーからのガスの漏洩が生じた場
合には図の曲線ｄに示すように、絶対温度および圧力が
増加する。また、ドライウェルクーラ１１の能力が低下
した場合には矢符ｅで示すように、曲ｔｌＡａに沿って
絶対温度および圧力は増加し、逆にドライウェルクーラ
１１の能力が上昇し過冷却となった場合には矢符「で示
すように、絶対温度および圧力が曲線ａに沿つ、・で低
下する。

′：：１．・５・ すなわちこの状況判別装置１３は、あらかじめ計算され
た第３図の曲ｗＡａで示す絶対温度と圧力の関係を示す
温度圧力図とともに、この状況判別＠置１３に入力され
る圧力計１５および温度計１６からの測定値の時間的変
化を計算し、第３図に示すように絶対温度および圧力の
変動する方向を出力する。

ガイド装＠１７はプロセス量入力装置１２から圧力計１
５および濃度計１６の測定値を入力し、これらの時間的
変化率により空気系からのガス漏洩量、原子炉格納容器
１からのガス漏洩最ドライウエルターラ１１の能力低下
、原子炉圧力バウンダリー破損による蒸気漏洩量等を定
量的に評価する。

すなわち第３図の矢符すのように絶対温度および圧力が
変化するときには、ドライウェル２内に配設され“る空
気系からのガス漏洩の場合であるが、このような場合に
はガイド装置１７は横軸に時間を、縦軸にドライウェル
２内の圧力変化を示を第４図に曲線９として示すように
、ドライウェル２内の圧力変化の゛予測値および直線り
で示されるトリップ設定圧を表示し、さらに窒素漏洩量
、予備クーラ立ち上げ台数を表示装置１４に出力する。

すなわち空気系から漏洩するガスは窒素ガスであり、温
度がほぼ一定であれば圧力は窒素ガスの１１ｉ１１に比
例する。従ってガイド装置１７は、このドライウェル２
内の圧力の時間的変化率から窒素ガスのｍ洩憬を計算し
、圧力の上昇を予８ＩＩＩすることができる。

そして、この圧力上昇を防止する予備クーラの除熱能力
はあらかじめ判っているので、予備クーラの立ち上げ台
数および予備クーラを立ち上げた場合の圧力変化が図の
曲線ｉに示すように予測され、表示装置１４に出力され
る。従って、運転員は表示装置１４の表示から、さらに
ドライウェル２内の圧力が上昇すると判断した場合には
、ドライウェル２内のガスパージを行ない、また、これ
らの操作の間に窒素ガスの漏洩が解消すれば運転を継続
し、解消しない場合にはプラントを停止することができ
る。

絶対温度と圧力との関係が、第３図の矢符Ｃのようなと
きには原子炉格納容器１からガスが漏洩している場合で
あるが、この場合には、横軸に時刻を、縦軸にドライウ
ェル圧力をとって示される第５図に曲線ｊで示すドライ
ウェル２内の圧力予測値および直１９にで示される大気
圧の値とともに、窒素ガスの漏洩量、原子炉格納容器１
の漏洩孔の大きさおよび原子炉格納容器１の分離が必要
な場合には、その指令が表示装置１４に出力される。

すなわち窒素ガスの漏洩量は、第４図の場合と　　□同
様な方法で計算され、また、漏洩孔の大きさはあらかじ
め実験により求められた窒素ガス漏洩量との関係から求
められる。運転員は表示装［１４の表示により、このよ
うな場合は原子炉格納容器１の健全性が損われているお
それがあるので原子炉格納容器１の隔離操作を行ない、
また必要ならプラントを停止する。

絶対温度と圧力との関係が、第３図の矢符ｅおよびｆの
ような場合にはドライウェルクーラ１１の能力低下また
は能力上昇のときであるが、このような場合に、は、ガ
イド装置１７は第６図に示すような情報が表示装置１４
に出力される。すなわち曲１ｉｉ１で示されるドライウ
ェル２内の圧力変化の予測情報および予備クーラ立ち上
げ台数またはドライウェルクーラ１１の停止台数、そし
て、さらにこれらのクーラを立ち上げまたは停止した場
合のドライウェル２内圧力の変化が直線−で示すトリッ
プ設定圧とともに表示＠Ｈ１４に出力される。運転員は
表示装＠１４の表示により予備クーラの立ち上げまたは
ドライウェルクーラ１１の停ｊ１を行ない、ドライウェ
ル２内圧力を正常に保つことができる。

絶対温度と圧力との関係が、第３図の矢符ｄのときには
原子炉圧力バウンダリの破損であるが、このような場合
にはガイド装置１７は表示装＠１４に第７図に示すよう
な情報を出力する。すなわちこのような場合には、ドラ
イウェル２内の圧力変化が曲線ｐのように直ＩＱで示す
トリップ設定圧とともに出力され、原子炉圧力バウンダ
リ破損の表示とともに、その漏洩借、濡洩孔の大きさお
１： よび予備クーラの立ち上げ台パ数が表示され、プラント
停止信号が出力される。

４なわら漏洩ｆ＃および漏洩孔の大きさは、あらかじめ
実験または計算により求められた圧力の変化率の値と、
実際の圧力の変化率の値を比較することにより求められ
る。このような場合には運転員は表示装置２１４の表示
により予備クーラを速やかに立ち上げ、また早急にプラ
ントを停止させる。

表示装置１４は状況判別装［１３から出力されたあらか
じめ計算された絶対温度と圧力の関係お、よび絶対温度
および圧力の変、動する方向を第３図に示すように表示
する。

以上のように構成された原子力発電所の運転員支援装置
では、運転員は表示装［１４に表示される情報により原
子炉格納容器１自身の健全性の確認、原子炉圧力バウン
ダリーの健全性の確認、空気系からのガス漏洩およびド
ライウェルクーラ１１の健全性についで容易に監視する
ことができるとともに、プラントの安全上必要な操作を
表示装置１１４の表示にもとづいて迅速に行なうことが
できる。　　　　　　　″１′ 従って、原子力発電所の稼働率および信頼性を大幅に増
加することができる。

［発明の効果］ 以上述べたように本発明の原子力発電所の運転員支援装
置によれば、原子炉格納容器内の圧力変動の原因を定倦
的かつ確実に推定することができ運転−にこれらの情報
を迅速に提供することができ、プラント運転上の信頼性
を大幅に向、トすることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉格納容器の縦断面図、第２図は本発明の
一実施例の原子力発電所の運転員支援装置を示すブロッ
ク図、第３図は原子炉格納容器内の温度と圧力の関係を
示すグラフ、第４図は空気系からの漏洩があつｌＣ場合
に表示装置に表示される内容を示すグラフ、第５図は原
子炉格納容器からの漏洩があった場合に表示装置に表示
される内容を示すグラフ、第６図はドライウェルクーラ
の改鋳時に表示″ｉｌｌに表示される内容を示すグラフ
、第７図は原子炉圧力バウンダリ破損時に表示装置に表
示される内容を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉格納容器１２・・・
・・・・・・・・・プロセス鏝入力装置１３・・・・・
・・・・・・・状況判別装置１４・・・・・・・・・・
・・表示装置１５・・・・・・・・・・・・圧力計 １６・・・・・・・・・・・・温度計 １７・・・・・・・・・・・・ガイド装置代理人弁理士
　　　須　山　佐　− 第１図 第２図 ７ 第３図 ドフイウエ）Ｌ劇Ｎ事扁虐゛ 第４図 第５図 吟刺 第６図 第７図 ｏ　ＬＩ 吟到

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉格納容器内に配設される圧力計およびｆＡ
   ｒｌ＝計で測定された測定値を入力するプロセス吊入力
   装置と、このプロセス最入力装置に入力された前記測定
   値を入力し圧力と温度の時間的変化から前記原子炉格納
   容器の状態を判別するとともに、判別された前記原子炉
   格納容器内の状態とそれに対する適切な操作手段を表示
   装置に出力するガイド装置とからなることを特徴とする
   原子力発電所の運転員支援装置。