JPS58202895A - 原子炉格納容器監視装置 - Google Patents
原子炉格納容器監視装置Info
- Publication number
- JPS58202895A JPS58202895A JP57086268A JP8626882A JPS58202895A JP S58202895 A JPS58202895 A JP S58202895A JP 57086268 A JP57086268 A JP 57086268A JP 8626882 A JP8626882 A JP 8626882A JP S58202895 A JPS58202895 A JP S58202895A
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- JP
- Japan
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- pressure
- reactor
- containment vessel
- reactor containment
- dry well
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
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悪を監視する原子炉格納
容器監視装置に関する。
容器監視装置に関する。
［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で連結するとともに、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
。
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で連結するとともに、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。
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。
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。
原チ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内の圧力が上昇ツるが、その場合にはドライウェル２
の蒸気や空気はベント′！！６を通してサプレッション
プール５内に導入されて冷却、凝縮され、原子炉格納容
器１内の異常な圧力上昇を防止する。
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内の圧力が上昇ツるが、その場合にはドライウェル２
の蒸気や空気はベント′！！６を通してサプレッション
プール５内に導入されて冷却、凝縮され、原子炉格納容
器１内の異常な圧力上昇を防止する。
また、原子炉の通常運転中に、何らかの原因により給水
流量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内の圧力が上昇するが、この圧力上昇が逃し
安全弁９の設定圧力に達すると逃し安全弁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
ションプール５に導かれ凝縮される。
流量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内の圧力が上昇するが、この圧力上昇が逃し
安全弁９の設定圧力に達すると逃し安全弁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
ションプール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の圧力上界防止に大きな役割を
果している。
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の圧力上界防止に大きな役割を
果している。
そして、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
上昇を防ぐた誌にドライウェルクーラ１１が配設されて
いる。
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
上昇を防ぐた誌にドライウェルクーラ１１が配設されて
いる。
一エして、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。
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
、ここからの冷却材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１
１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。
、ここからの冷却材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１
１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。
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炉格納容器監視装置を提供
しようとするものである。
、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炉格納容器監視装置を提供
しようとするものである。
［発明の概要］
すなわち本発明は、原子炉格納容器内に配設される１ｒ
力計１１３よび温度計で測定された測定値を入ノフする
プロセス響入力装置と、このプロセス層入力菰げに入力
された＃２測定値を入力し圧力と温度の時間的変化から
前ｉ＋Ｌ圧力および温度の変動する方向を表示装置に出
力する状況判別装置とからなることを特徴とする原子炉
格納容器監視装置である。
力計１１３よび温度計で測定された測定値を入ノフする
プロセス響入力装置と、このプロセス層入力菰げに入力
された＃２測定値を入力し圧力と温度の時間的変化から
前ｉ＋Ｌ圧力および温度の変動する方向を表示装置に出
力する状況判別装置とからなることを特徴とする原子炉
格納容器監視装置である。
［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いて説明す
る。
る。
第２図は本発明の一実施例の原子炉格納容器監視装置を
示すもので、この原子炉格納容器監視装置はプロセス量
入力装置１２、状況判別装置１３および表示＠置１４と
から主体部分が構成されている。
示すもので、この原子炉格納容器監視装置はプロセス量
入力装置１２、状況判別装置１３および表示＠置１４と
から主体部分が構成されている。
プロセス量入力装置１２は原子炉格納容器１内のＩｆ力
および温度を測定する圧力ｉｆ １５および温度計１０
からの測定値を入力する。
および温度を測定する圧力ｉｆ １５および温度計１０
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。
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置換さ
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。
、はとんど非凝縮性ガスからなる窒素ガスにより置換さ
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内の絶対濃度が、縦軸にはドライウ
ェル２内の圧力がとられている。
にはドライウェル２内の絶対濃度が、縦軸にはドライウ
ェル２内の圧力がとられている。
寸なわらダにおいて、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Ｏ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に示ずように
、絶対温度は変化せずｒｔ力のみが下降する。そして、
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ー１の能力が低下し
た場合には矢符ｅで示すように、曲ＩＩａ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ー１
の能力が上昇し過冷却となった場合には矢符ｆで示すよ
うに、絶対温度および圧力が曲線ａに沿って低下する。
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Ｏ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に示ずように
、絶対温度は変化せずｒｔ力のみが下降する。そして、
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ー１の能力が低下し
た場合には矢符ｅで示すように、曲ＩＩａ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ー１
の能力が上昇し過冷却となった場合には矢符ｆで示すよ
うに、絶対温度および圧力が曲線ａに沿って低下する。
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図の曲線ａで示す絶対温度と圧力の関係を示す湿
度圧力図とともに、この状況判別装置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Ｗ′ｉ 示すように絶対温度および庁力漬変ｌ１ｌＪする方向を
出力する。
た第３図の曲線ａで示す絶対温度と圧力の関係を示す湿
度圧力図とともに、この状況判別装置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Ｗ′ｉ 示すように絶対温度および庁力漬変ｌ１ｌＪする方向を
出力する。
表示装置１１１４は状況判別装置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図に示プように表示
する。
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図に示プように表示
する。
以上のように構成された原子炉格納容器監視装置では、
運転員は表示装置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
ェルクーラー１の健全性について容易に監視することが
でき、プラントの安全上必要な操作を迅速に行なうこと
ができる。
運転員は表示装置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
ェルクーラー１の健全性について容易に監視することが
でき、プラントの安全上必要な操作を迅速に行なうこと
ができる。
従って、原子力発電所の稼働率および信頼性を大幅に用
加することができる。
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炉格納容器監視装置によ
れば、原子炉格納容器内の状態を容易かつ迅速に判断で
ることができ、原子力発電所の稼′ニー。
れば、原子炉格納容器内の状態を容易かつ迅速に判断で
ることができ、原子力発電所の稼′ニー。
働率および信頼性を大幅に向上することができる。
第１図はｖ、ｆ炉格納容器の縦断面図、第２図は本発明
の一実施例の原子炉格納容器監視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どＩｆ力の関係を示
すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉格納容器１２・・・
・・・・・・・・・ブＯセス量入力装置１３・・・・・
・・・・・・・状況判別装置１４・・・・・・・・・・
・・表示装置１５・・・・・・・・・・・・圧力計 １６・・・・・・・・・・・・温度計 代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図
の一実施例の原子炉格納容器監視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どＩｆ力の関係を示
すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉格納容器１２・・・
・・・・・・・・・ブＯセス量入力装置１３・・・・・
・・・・・・・状況判別装置１４・・・・・・・・・・
・・表示装置１５・・・・・・・・・・・・圧力計 １６・・・・・・・・・・・・温度計 代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図
Claims (1)
- （１）原子炉格納容器内に配設される圧力計および温度
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
、このプロセス吊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圧力および温度の
変動する方向を表示装置に出ツノする状況判別装置とか
らなることを特徴とする原子炉格納容器監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57086268A JPS58202895A (ja) | 1982-05-21 | 1982-05-21 | 原子炉格納容器監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57086268A JPS58202895A (ja) | 1982-05-21 | 1982-05-21 | 原子炉格納容器監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58202895A true JPS58202895A (ja) | 1983-11-26 |
Family
ID=13882066
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57086268A Pending JPS58202895A (ja) | 1982-05-21 | 1982-05-21 | 原子炉格納容器監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58202895A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013104749A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器水位温度計測装置 |
-
1982
- 1982-05-21 JP JP57086268A patent/JPS58202895A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013104749A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器水位温度計測装置 |
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