JPS584999B2 - 原子炉残留熱除去系の制御方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉残留熱除去系の制御方法に係り、特に沸
騰水型原子炉を停止する際に原子炉を自動的に、なるべ
く短時間、かつ安全に冷却することのできる原子炉残留
熱除去系制御方法に関する。

沸騰水型原子炉において、通常停止時（燃料交換や圧力
容器等の定期検査と保守を行うための停止）や配管破断
等の事故時には、原子炉をスクラム（燃料の核反応を停
止する操作）して冷却する必要がある。

原子炉残留熱除去系は、原子炉をスクラムして主復水器
から隔離した場合、炉心で発生する崩壊熱と炉の保有し
ている顕熱を除去して原子炉を短時間に冷却する装置で
ある。

第１図は従来の代表的な原子炉残留熱除去系の概略系統
図である。

本系統では原子炉１で発生する蒸気を熱交換器４で凝縮
冷却し、凝縮水５を原子炉蒸気によるタービン１２駆動
のポンプ１０で再度原子炉１に注入して原子炉１を冷却
する。

原子炉１をスクラムした場合、原子炉１では崩壊熱ＱＲ
が発生する。

第２図に１１０万ＫＷ級の沸騰水型原子炉の崩壊熱ＱＲ
の減衰状態を示す。

横軸は原子炉をスクラムしてからの経過時間、縦軸は崩
壊熱および崩壊率である。

ＱＲにより発生した原子炉蒸気は、調節弁３を介して熱
交換器４に導かれ、熱交換器冷却管６により流量ｗＨの
速度で凝縮水５に変換される。

熱交換器４では、凝縮流量ｗＨを安定釦するため、圧力
検出器１４と圧力制御器１５及び調節弁３により、熱交
換器１４の圧力ＰＨが圧力設定器２２で設定した値（Ｐ
Ｈ）ｒｅｆになるように制御する。

凝縮水５は、原子炉蒸気によるタービン１２で駆動され
るポンプ１０により逆上弁１１を介して原子炉１に注入
される。

ポンプ１０での凝縮水漏洩とキャビテーション防止のた
め補給水容器８の出口圧力であるポンプ１０の吸込圧力
ＰＳの変動を小さくする必要がある。

ｐｓは圧力検出器１６と圧力制御器１７及び調製弁７に
より圧力設定器２３で設定した一定値（Ｐｓ）ｒｅｆに
保持される。

（Ｐｓ）ｒｅｆは通常補給水容器８出口の逆止弁９が開
かない圧力であるので、補給水は系統へは流入しない。

すなわちＷＣ＝Ｏであるので冷却水流量ＷＦは熱交換器
凝縮流量ＷＨと等しくなる。

逆止弁１１は原子炉水２が逆流するのを防止するために
設けである。

冷却水流量ＷＦはタービン１２に流入する蒸気流量ｗＴ
Ｂを調節して制御される。

すなわち流量検出器１８により検出された流量ｗＦと流
量設定器２４で設定した値（ＷＦ）ｒｅｆとの差を関数
発生器１９でタービン速度要求信号とし、タービン速度
検出器２０、タービン速度制御器２１と調節弁１３でタ
ービン流入蒸気流量ＷＴＢを調節してタービン速度ＮＴ
を制御する。

その結果、ｗＦは（ＷＦ）ｒｅｆになるよう制御される
。

第１図に示した従来装置は上記のように作動するが、次
に示すように原子炉水位と原子炉温度降下率が不安定で
あるという欠点がある。

まず、原子炉１のマスバランスとエネルギバランスはほ
ぼ（１）式で表わされる。

（１）式中のＬＲは炉水位、ＬＲＯは炉水位の初期値、
Ｖｆは炉水比容積、ＡＲは炉断面績、ｔは運転時間、Ｔ
ｅｍｐは炉水温度、Ｍｆは炉水重量、ｉｇは蒸気エンタ
ルピ、ｉｆは炉水エンタルピ、ｉＦは冷却水エンタルピ
である。

なお、前記の炉水は飽和水を意味する。

（１）式は炉水位が時間の経過に伴い減少していくこと
を示している。

すなわち、本系統においてｗＨとＷＦは等しく閉ループ
であるが、タービン駆動用のｗＴＢは系外へ常時放出さ
れているので炉水位は徐々に低下する。

第３図はｉｉｏ万ＫＷ級の沸騰水型原子炉を対象とした
場合の炉水位変化を示す。

横軸は原子炉スクラム後の経過時間で、本系統の運転経
過時間を示す。

縦軸の炉水位ＬＲは時間経過と共に減少し、数時間後に
は通常水位（すなわち目標値０）より約２ｍも低下する
。

そして緊急炉心冷却系（ＥＣＣ８）の作動水位り以下に
なると、燃料２５を保護するためにＥＣＣ８が作動する
。

この場合、大量の冷却水が炉に注入されるので燃料２５
や圧力容器等に不必要な熱衝撃を与え強度劣化の原因と
なる。

炉水位は、常時通常水位Ｏｍに保持する必要があるが、
本系統単独ではこれを達成できない欠点がある。

（２）式はエネルギバランスの式であり、左辺は原子炉
の代表的な温度降下率である炉水温度降下に発生する残
留熱応力を許容値以内に保つためあらかじめ定められた
値、例えば５５℃／ｈ以下に保持する必要がある。

しかし、（２）式の右辺より明らかなようにＱＲは第２
図に示すように時間的に減少してい（ので、ｗＦを一定
にしていると温度降下率は上昇して５５℃／ｈを越えて
しまう。

このため第４図Ｂに示すように温度降下率が最大許容値
５５℃／ｈをこえないように、運転員は冷却水流量設定
器２４の設定値（ＷＦ）ｒｅｆを手動で変更しなければ
ならなかった（第４図Ａ）。

このため、同図Ｃに示すように、温度降下に要する時間
は目標値（一点鎖線）の２倍以上にも長（なるという欠
点があった。

また、運転員の誤操作により許容値５５℃／ｈを越えて
急激に冷却してしまう恐れがあり、燃料や圧力容器等に
不必要な熱衝撃を与え、強度劣化を招くという欠点もあ
った。

本発明の目的は、原子炉残留熱除去系において原子炉水
位を一定に保持しながら、かつ原子炉温度降下率を自動
的に目標値に保持して原子炉を最短時間で安全に冷却で
きる制御装置を提供することである。

本発明は、原子炉残留熱除去系において、炉水位が低下
するのはタービン駆動蒸気が常時系外に放出されるため
であることに着目し、これを補う手段として原子炉水位
の変化に応じて補給水容器出口圧力を変更して、補給水
を必要量だけ原子炉に注入するようにし、また一方、補
給水注入と原子炉崩壊熱の時間的変化に伴い、原子炉温
度降下率が変化するので、各部の温度降下率のうちの最
大値が常時目標値になるよう原子炉注入流量ｗＦを調節
し、原子炉残留熱を安全かつ最短時間に除去できるよう
にするものである。

以下本発明の一実施例を図面によって説明する第５図は
本発明の一実施例を示すもので、第１図と異なる点は、
（Ｐｓ）ｒｅｆと（ＷＦ）ｒｅｆを炉水位および原水炉
温度（炉水温度、圧力容器壁面温度）の変化に対応して
自動的に変更する機能を設けた点である。

すなわち、炉水化検出器３１で炉水位ＬＲを検出し、炉
水位設定器３３で設定した値（ＬＲ）ｒｅｆとの差信号
より圧力決定器３２で補給水容器８出口圧力の目標値（
ＰＳ）ｒｅｆを決定し、圧力検出器１６と圧力制御器１
γと調節弁γにより、補給水容器８の出口圧力ｐｓを目
標値（Ｐｓ）ｒｅｆになるようにする。

ｐｓと補給水流量Ｗｃ関係は（３）式で示される。

ここで、ｋは補給水配管の管摩擦損失係数、ｐｏは補給
水容器８の圧力、Ｈｃは補給水容器８の液面から冷却水
配管までの水頭差、γＷは補給水の比重量であり、それ
らはすべて定数となる。

したがってＷｃはＰｓにのみ依存し第６図のようになる
。

なお、（３）式でｐｓが逆止弁９の締切圧力ｐｃより犬
となりルート内が負となる場合は逆止弁９が全閉しＷＣ
＝Ｏとなる。

一方、炉水位ＬＲは次式で示される。

したがって、例えばＬＲが低下した場合は、圧力決定器
３２により補給水容器８の出口圧力ｐｓを減少させてＷ
ｃを増加させる。

その結果、ＬＲは元の（ＬＲ）ｒｅｆに復帰する。

この時はｗＦ−ｗＨ＋ｗＣである。

原子炉の代表的温度降下率である炉水温度降下率はほぼ
次式で示される。

るだめにはＱＲやＷｃの時間的変化に応じて原子炉注入
冷却水流量ＷＦを変化させる必要がある。

第５図において、原子炉温度検出器３４，３５で原子炉
１の各部の温度を検出し、温度降下率計算を計算し、各
部のうち最も危険側にある温度降下率を最大温度降下率
選択器３８で選択する。

それと温度降下率設定器３９で設定した値 ４０で原子炉に注入すべき冷却水流量（ＷＦ）ｒｅｆを
決定する。

その後は従来と同様、流量検出器１８、関数発生器１９
、タービン速度検出器２０、タービン速度制御器２１、
調節弁１３によすＷＦを（ＷＦ）ｒｅｆに等しくする。

その結果、（５）式にできるので、許容される最大温度
降下率で−すなわち最短時間で原子炉を冷却することが
できる。

きすぎて、しかも炉水位ＬＲが低下した苛酷な状態を想
定する。

従来方法では、原子炉より排出される蒸気流量はｗＨ＋
ｗＴＢ、注入される凝縮水流量ｗＦはＷｃ＝０であるか
らｗＨに等しくなり、なわちｗＦを減少させねばならな
かった。

このため、炉水位ＬＲは増々低下した。

しかし、本実施例では原子炉より排出される蒸気流量は
ＷＨ＋ｗＴＢ、原子炉注入流量ｗＦはｗＨ＋ｗｃである
ので次のようになる。

すなわち、まず温度降下率が過大であるから、ｗＦが減
るように制御される１一方、水位ＬＲが下ったから、ｐ
ｓが減少しく弁７の開度が減り）、その結果ｗＨが減少
する。

Ｐｓが減るからＷｃは増える。

ｗＨが減少すると炉の温度降下率が減少し、水位低下率
も減る。

こ水位ＬＲは同時に目標値に復帰できる。

苛酷な状態を考える。

従来方法ではＬＲを低下させるためにはＷＦを減じるこ
とになり、 発明では、ＷＦを増加させ、かつＰｓを犬とするので、
ｗＨが犬となる一方、Ｗｃは極めて小さく定する。

第１図に、本発明による原子炉残留熱除去系を運転した
場合の特性を示す。

（ＷＦ）ｒｅｆを同図ＡのｗＦに設定して前述の制御を
行なえば、温度降下率を目標値に保ちながら、しかも炉
水位を一定に保つことができる。

すなわち、炉水位ＬＲは補給水により常時安定に保たれ
（同図Ｃ）、また原子炉温度Ｔ。

ｍｐも原子炉スクラム直後の数十分を除けば最大降下速
度で最短時間に降下できる（同図Ｂ）。

ここで原子炉スクラム直後は、第２図に示すようにＱＲ
が非常に犬となるので、温度降下率を通常値と同程度に
するにはｗＦが非常に犬となるのでタービンおよびポン
プが過負荷になる。

これを防止するためには、関数発生器４０の出力（ＷＦ
）ｒｅｆに最大制限値を設けｗＦが極度に犬になるのを
防止するのがよい。

以上のように本発明によれば、炉水位を安定に保持でき
ると同時に原子炉温度降下率を許容値以内で目標値に保
持できるので、圧力容器等を劣化させることなく最短時
間（従来の約２倍以上）で原子炉を冷却できるという効
果がある。

さらに自動化により省力化を達成できるという効果があ
る。

上記実施例では、原子炉飽和水温度を直接検出したが、
原子炉の飽和蒸気圧力を検出し、それを温度に換算して
炉水温度を求める方法でも本発明は有効である。

この場合、原子炉の急激な変化に対して圧力の応答は温
度の応答に比べて速いので、制御性が良くなるという効
果がある。

また、上記実施例では原子炉各部の温度降下率を求めそ
の最大値でもって原子炉注入冷却水流量を決定したが、
炉水、圧力容器フランジ、給水ノズルなどでそれぞれ許
容温度降下率が異なる場合は、各部分で必要な（ＷＦ）
ｒｅｆを決定し、その最小値を選択して原子炉注入冷却
水流量とする方法もある。

この場合、最も危険と予想される部分の温度降下率を制
御することになるので、信頼性が向上するという効果が
ある。

本発明によれば次のような効果を奏すことができる。

（１）炉水位を一定値で安定に保持できるので、ＥＣＣ
８作動等による熱衝撃が発生せず原子炉構造物の強度劣
化を未然に防止できる。

（２）原子炉各部の温度降下率を許容値以内に保持でき
るので、機器の劣化を招くことなく原子炉を最短時間で
冷却できる。

（３）自動化により省力化を達成でき、かつ運転信頼性
が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の原子炉残留熱除去系の概略系統図、第２
図は崩壊熱の時間的変化を示す図、第３図は従来の制御
方法における炉水位の変化を示す図、第４図は従来の制
御方法における冷却水流量、原子炉温度およびその降下
率の時間的変化を示す図、第５図は本発明の一実施例を
説明する図、第６図は第５図の動作を説明する図、第７
図は本発明を適用した場合の冷却水流量、原子炉温度お
よびその降下率、ならびに炉水位の時間的変化を示す図
である。 １・・・・・・原子炉、４・・・・・・熱交換器、５・
・・・・・凝縮水、７．１３・・・・・・調節弁、８・
・・・・・補給水容器、１０・・・・・・ポンプ、１２
・・・・・・タービン、３１・・・・・・炉水位検出器
、３３・・・・・・炉水位設定器、３４，３５・・・・
・・原子炉温度検出器、３９・・・・・・温度降下率設
定器。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉で発生する蒸気を熱交換器で冷却凝縮し、凝
   縮水を原子炉蒸気によるタービン駆動のポンプで再度原
   子炉に注入して原子炉を冷却する原子炉残留熱除去系の
   制御方法において、原子炉水位が高くなるにつれて凝縮
   水の出口圧力を上昇させ、これによって凝縮水の出口に
   連結された補給水容器からの補給水流量および凝縮水流
   量すなわち冷却水流量を減少させ、一方原子炉温度降下
   率が大きくなるにつれてタービンに供給する原子炉蒸気
   量を減少させて原子炉に注入する冷却水流量を減少させ
   るようにしたことを特徴とする原子炉残留熱除去系の制
   御方法。 ２ 凝縮水の出口圧力の制御は、熱交換器の凝縮水出口
   と補給水出口との間に設けられた制御弁の開度制御によ
   って行なわれることを特徴とする第１項記載の原子炉残
   留熱除去系の制御方法。 ３ 補給水の供給が重力を利用して行なわれることを特
   徴とする第１または２項記載の原子炉残留熱除去系の制
   御方法。 ４ 原子炉の飽和蒸気圧力を検出して温度に換算し、こ
   れから原子炉温度降下率を得ることを特徴とする第１な
   いし３項のいずれかに記載の原子炉残留熱除去系の制御
   方法。