JPS5892998A

JPS5892998A - 逃し安全弁開固着状態評価方法

Info

Publication number: JPS5892998A
Application number: JP56190855A
Authority: JP
Inventors: 幸治大賀
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1981-11-30
Filing date: 1981-11-30
Publication date: 1983-06-02

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】本発明は、逃し安全弁開固着状態評価方法に関するもの
である。

例えば、従来の沸騰水型原子炉において、逃し安全弁作
動時の逃し安全弁開閉状態を評価する方法としては、逃
し安全弁下流側配管の温度計測値から推定するものがあ
る。しかし、この方法では、配管温度変化の時定数が大
きいため、弁開固着検出が遅れ、また、弁からの蒸気漏
洩がある場合には弁の開閉状態の推定は不可能である。

逃し安全弁の作動状態により、原子炉内での現象は大き
く異なってくるため、従来の精度の悪い方法では、現象
の進展状況の正確な把握は困難である。したがって、運
転員の判断による手動操作が必要となった場合、正確な
情況把握が難しく、運転員に多大の負担が掛かることに
なる。

以下、逃し安全弁の作動状態の差による、現象の進展状
況の違い、−およびそれにより生じる運転員の行なうべ
き操作の違いについて詳しく説明する。第１図、第２図
は、それぞれ原子炉に異常が発生し、原子炉が隔離状態
となり逃し安全弁が作動した際の原子炉圧力および原子
炉水位の変化を、逃し安全弁が正常に作動した場合、逃
し安全弁が１弁開固着した場合、および逃し安全弁２弁
が開固着した場合について示したものである。なお、こ
こでは、冷却系として、隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）のみ
が自動的に作動するとした。第１図および第２図から、
逃し安全弁の作動状態によシ、原子炉圧力、および原子
炉水位の変化が大きく異なることがわかる。この現象の
進展状況の差により、運　　゛転−〇行なうべき操作も
異なる。事故後、原子炉水位を高く保って、炉心部が冠
水した状態を保持し、しかも、原子炉を減圧して炉心内
で発生し続ける崩壊熱および炉内残留熱を除去する停止
時冷却系の作動圧力以下にすることが必要である。まず
、原子炉水位を高く保つということに関しては、第２図
から、逃し安全弁が正画な噛合、および、逃し安全弁が
１弁開固着した場合については、ＲＣＩＣのみで水位保
、持が可能＋あることがわかる。

しかし、逃し安全弁２弁が開固着した場合には、ＲＣＩ
Ｃのみでは、水位保持が不可能であり、他の冷却系を作
ｉさせなければ原子炉の安全性が脅かされる。次に、停
止時冷却系起動のための減圧操作は、第゛１図から、逃
し安全弁が２弁開固着した場合には不要であることがわ
かる。また、逃し安全弁の作動状態により、逃し安全弁
を介して蒸気が流入するサプレッション・プールの水温
上昇速度も異なり、プール冷却系の作動の必要性の有無
、あるいは、起動しなくてはならない時刻が異々つてく
る。

本発明は、このような問題点を除去し、逃し安全弁作動
時に、現象の進展状況の把握、予測および運転員に対す
る適切な操作手順の指示を可能とするために、逃゛し安
全弁の開固着状態を精度良く評価する方法を提供する、
ことを目的上している。

上記の目的を達成するために、本発明の逃し安全弁開固
着状態評価方法では、原子炉圧ガの減圧速度が逃し安全
弁の開固着状態により異なるという性質を効果的に利用
することにより、逃−し安全弁の開固着状態を評価する
。評価に際しては、ヤらかしめ算出され−た原子炉圧力
の減圧速度および冷却系の作動状況と、沸し安全弁の開
固着弁数との関係を基にする。

以下、本発明を実施例によって評細に説明する。

第３図は、沸騰朶型原子炉の系統図で、１は炉心、２は
ジェットポンプ、３は気水分離器、４は蒸気乾燥器、５
は主蒸気隔離弁、６は逃し安全弁、・７はタービン、８
は復水器、９は給水ポンプ、１０はドライウェル、１１
はサプレッション・チェンバ、１２はサプレッション・
プール、１３はベント管、１４は隔離時冷却系、１５は
高圧炉心スプレィ系、１６は復水貯蔵タンクを示してい
る。

また、１７は圧力計、１８は流量計を示している。

次に、本発明の逃し安全弁開固着状態評価方法の基本的
な関係について説明する。

第４図は、原子炉が外乱により通常の運転状態がち逸脱
し、そのため原子炉がスクラム、隔離された場合の原子
炉圧力（ｐｍ）の時間変化を示したものである。図にお
いて、１８はスクラムした時点、ｔｃは主蒸気隔離弁が
閉じた時点、ｔｏは逃し安全弁が開固着した時点を、ま
た、ｐｏおよびｐｃは、それぞれ逃し安全閉の開閉設定
圧を示している。原子炉圧力は、原子炉スクラムにより
、一時的に低下するが、主蒸気隔離弁が閉じると上昇し
始める。原子炉圧力が上昇し、逃し安全弁の開設定圧ｐ
ｏを越えると逃し安全弁が開き、圧力は低下する。一方
、原子炉圧力が低下し、逃゛し安全弁閉設定圧ｐｃ以下
となると逃し安全弁が閉じる。逃し安全弁が正常に作動
すれば、上記した如く、逃し安全・弁が開閉を繰シ返し
、原子炉圧力は逃し安全弁の開閉設定圧ｐｏ、ｐｃの間
で上昇、低下する。しかし、・１ｏの時点で逃し安全弁
が開固着すると原子炉圧力が逃し安全弁閉設定圧以下と
なっても逃し安全弁は閉じず、そのため、原子炉圧力は
低下し続ける。

第５図は、上記した逃し安全弁開固着後の原子炉圧力の
変化を、逃し安全弁１弁が開固着した場合と１，２弁が
開固着した場合で比較したものである。図に示した如く
、逃し安全弁の開固着弁数により、減圧速度は大きくな
る。

原子炉圧力の減圧速度は、逃し安全弁作動時゛の冷却系
作動状況によっても異なる。第６図は、冷却系の作動状
況と減圧速度の関係を示したものである。図示した減圧
速度の差は、各々の冷却系、つまり、隔離時冷却系およ
び高圧炉心スプレィ系の蒸気′凝縮能力の差によって生
じるものである。

つまり、高圧炉心スプレィ系は、注入水量が多いため、
隔離時冷却系に比べ多量の蒸気を凝縮する。

したがって、高圧炉心冷却系作動時は、隔離時冷却系作
動時よりも減圧速度が大きくなる。

第７図は、逃し安全弁開固着時と配管破断事故時のドラ
イウェル圧力変化を比較したものである。

ここで、配管破断事故としては、その破断面積が逃し安
全弁の流路面積と等しい蒸気相破断事故を選んだ。この
場合、原子炉圧力の変化は２つの事象で同様となるが、
逃し安全弁開固着の場合には蒸気がサプレッション・プ
ールで凝縮され、一方、配管破断事故では、蒸気がドラ
イウェル内に直接流出するため、ドライウェル圧力の挙
動は大きく異なる。したがって、ドライウェル圧力の変
化を見ることにより、原子炉圧力低下が逃し安全弁開固
着によるものか、或は、配管破断事故によるものかを、
判定することが可能である。

以上のように、減圧速度は、逃し安全弁の開固着弁数お
よび冷却系の作動状態により異なる。第８図は、冷却系
の作動状態毎に、開固着弁数Ｎと減速速度の関係を示し
たものである。ここ。で、減圧速度（−１）ｉ）は、逃
し安全弁作動後、原子炉圧力が逃し安全弁閉設定圧ｐｃ
よりも、あらかじめ定めた圧力幅以上低下した時点から
の、あらかじめ定めた適当な時間区間における減圧速度
の時間平均値である。第８図に示した関係を用いれば、
プラントの圧力信号、および冷却系の作動状態に関係す
る信号をとり込むことにより、逃し安全弁の開固着弁数
を評価することが可能である。

第９図は、以上の関係二り逃し安全弁開固着弁数を評価
する場合に用いられる装置の構成の概要を示すもので、
１９はロー・パス・フィルタ、２０は微分器、２１は積
分器、２２は除算器、２３は例えば、シュミット・トリ
ガ回路などの２値化回路、２４はＮＯＴゲート、２５は
ＡＮＤゲート、−２６はリレー、２７．２８および２９
は関数発生器である。すなわち、第３図の原子炉圧力を
計測する圧力計１７で測定された原子炉圧力１）Ｒの信
号は、低域通過用の：・フィルタ、すなわちロー・パス
・フィルタ１９によって高周波成分が除去され、平滑化
される。平滑化された圧力ｐｍの信号は、微分器２０を
通した後、積分器２１、除算器２２により、あらかじめ
定めた時間区間における時間平均値に変換され、関数発
生器２７゜２８、および２９に導かれる。一方、第３図
の高圧炉心スプレィ系、および隔離時冷却系それぞれの
配管に設けられた流量計１８の信号は、２値化回路２３
に導かれ、２値化号に変換される。ここで、２値化回路
は、冷却系の作動・不作動を判定するために設けられて
おり、冷却系の流量があらかじめ定めた値を越えた場合
に、冷却系が作動しているとし、１を出力する。これら
２値化回路からの信号は、ＮＯＴゲート２４、ＡＮＤゲ
ート２５を介してリレー２６に導かれる。す゛なわち、
これらの回路によシ、冷却系の作動状況を判定、第８図
のそれぞれの冷却系作動状況に応じて、関数発生器２７
．２８．および２９に接続されたリレー２６が作動する
。ここで、関数発生器２７は、隔離時冷却系および高圧
炉６スプレイ系の両系統が作動している場合の減圧速度
（−ｐｍ）の関数として開固着弁数Ｎを出力する。また
、関数発生器２８．２９はそれぞれ、高圧炉心スプレィ
系、隔離時冷却系のみが作動している場合についてのも
のである。

なお、本実施例なる装置は、主蒸気隔離弁閉鎖による原
子炉圧力上昇のため逃し安全弁が作動した際、原子炉圧
力が逃し安全弁閉設定圧よりも、あらかじめ定めた適当
な圧力幅以上低下し、かつ、ドライウェル圧力信号から
配管破断事故でないと判定された時点で自動的に起動す
る。

次に他の実施例について説明する。この実施例は、逃し
安全弁が半開状態で固着した場合にも適用可能なもので
ある。第１０図は、第８図に示した逃し安全弁開固着弁
数および冷却系作動状況と、減圧速度との関係と同様の
関係を、逃し安全弁が半開状態で固着した場合にも適用
可能とするために、開固着弁数のかわりに、開固着弁流
路面積を変数として選び示したものである。この関係を
用いることにより、第１の実施例と同様の装置により、
逃し安全弁の開固着弁流路面積Ａを評価することが可能
である。第１１図に、本実施例になる装置の構成の概要
を示した。図において、関数発生器３０．’３１．およ
び３２の内１つが冷却系の作動状況により選択され、第
１０図に示した関係から、逃し安全弁開固着弁流路面積
Ａを出力する。

以上説明したごとく本発明によれば、原子炉が通常の運
転状態から逸脱し、原子炉が隔離され、逃し安全弁が作
動した場合、その作動状態、すなわち、正常に作動して
いるか、或は、弁が開固着したかを、精度良く評価する
ことが可能である。

したがって、本発明を利用することにより、原子炉異常
時の現象の把握、予測などが可能となり、異常時゛の操
作についての指示も適切に行なえる。

また、配管破断事故か、或は、逃し安全弁開固着かの判
定が行なわれるため、事故後の異常箇所の発見は容易と
なり、より早く修理を完了することが可能となり、安全
性、経済性の改善の効果は大きい。

【図面の簡単な説明】

第１図は、原子炉異常時の原子炉圧力時間変化を示す線
１図、第２図は、原子炉異常時の原子炉水位時間変化を
示す線図、第３図は本発明の逃し安全弁開固着状態評価
方法の一実施例を実施する沸騰水型原子炉や概略系統図
、第４図は原子炉異常時の原子炉圧力時間変化を示す線
図、第５図は逃し安全弁開固着弁数、による原子炉圧力
時間変化の差違を示す線図、第６図は冷却系の作動状態
による原子炉圧力時間変化の差違を示す線図、第７図は
配管破断事故時と逃し安全弁開固着時のドライウェル圧
力時間変化の差を示す線図、第８図は冷却系の作動状況
毎に開固着弁数と減圧速度の関係を示す線図、第９図は
・本発明の一実施例を実施する装置の構成の概略を示す
ブロック図、第１０図は冷却系の作動状悦毎に開固着弁
流路面積と減圧速度の関係を示す線図、第１１図は第２
の実施例に々る装置の構成の概略を示すブロック図で、
ある。１・・・炉心、５・・・主蒸気隔離弁、６・・・逃し安
全弁、９・・・給水ポンプ、１０・・・ドライウェル１
，１１・・・サプレッション・チェツバ、１４・・・隔
離時冷却系、１５・・・高圧炉心スプレィ系、１６・・
・復水貯蔵タンク、１７・・・圧力計、１８・・・流量
計、１９・・・ロー・ノロ（ス・フィルタ、２０・・・
微分器、２１・・・積分器、２２・・・除算器、２３・
・・２値化回路、２４・・・ＮＯＴゲート、２５・・・
ＡＮＤゲート、２６・・・リレー、２７．２８，２９，
３０．３１．３２・・・関数発生更４図ＹＳ　口ｊ６　図第ｑ図

Claims

【特許請求の範囲】

１、沸騰水型原子炉の主蒸気管に設けられる逃し安全弁
の開固着を原子炉圧力および原子炉格納容器圧力の計測
値に基づいて検出し、次に、原子炉圧力の計測値からそ
の変化率を求め、かつ、各種冷却系の作動状態に関連す
る状態量の計測値から前記冷却系の作動の有無を暫定し
、上記原子炉圧力の変化率および前記冷却系の作動の有
無に基づいて前記逃し安全弁の開固着弁数を求めること
を特徴とする逃し安全弁開固着状態評価方法。