JPS59225392A - 原子炉炉心冷却設備 - 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、沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉
の炉心冷却設備に関する。

〔発明の技術的背景〕

沸騰水型原子力発電プラントの原子炉には、原子炉の冷
却材水位を適正に保ち炉内の温度および圧力を適正範囲
に維持するために、原子炉補助設備や非常用炉心冷却設
備が設けられている。これらの設備は様々な系統から構
成されているが、このうち原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩ
Ｃ）は、原子炉を隔離したときに復水貯蔵器や圧力抑制
室の冷却水を原子炉中に注入して、炉内冷却材水位を適
正に保って原子炉を冷却するものである。この原子炉隔
離時冷却系は、原子炉蒸気の一部を動力源とするタービ
ン（以下、ＲＣＩＣタービンという）と、このタービン
によって駆動する冷却水送給用のポンプ（以下、ＲＣＩ
Ｃポンプという）およびこれらの付属設備からなる。

この原子炉隔離時冷却系が作動するときとして主タービ
ン系統の復水器真空度が低下した場合等がある。このと
き主タービンがトリップするとともに、原子炉で発生し
た主蒸気を主タービンに供給する径路に設は次隔離弁を
閉鎖することにより、原子炉全隔離する。しかして、原
子炉隔離の状態となったときには、原子炉と圧力抑制室
を連通する径路に設けた逃がし弁を開放して炉内蒸気を
圧力抑制室に放出し、炉内の圧力が上昇するのを回避す
る。一方、主タービンのトリップによりタービン復水器
から原子炉に環流すべき給水が喪失しているため、圧力
抑制室への炉内蒸気放出によって炉内冷却材の水位は低
下し続ける。炉内水位がある一定値まで低下したとき、
原子炉隔離時冷却炉とＲＣＩＣＪ−ビン入口を接続する
径路に設けられた蒸気供給弁を開口する。こうしてＲｅ
　Ｉ　Ｃポンプを駆動し、冷却水を原子炉に供給して炉
内水位が低下するのを防ぐようになっている。

ところで、原子炉冷却配管の破断等の重大事故が生じた
場合には、非常用炉心冷却設備が作動する。この設備の
一つである高圧炉心冷却系は高圧炉心スプレィ系ともい
われ復水貯蔵器や圧力抑制室に貯えられた冷却水を、モ
ータによって駆動される高圧炉心スプレィポンプ（以下
、ＨＰＣ８ポンプという）を介して、原子炉内のスパー
ジャから燃料集合体上部に散布するものである。こうし
て、破断箇所からの蒸気あるいは冷却材漏えいによる炉
内の温度および圧力の上昇を抑制するようになっている
。

〔背景技術の問題点〕

上述した如く、原子炉隔離時には、原子炉内では燃料制
御棒が挿入され核反応は鎮静するが、崩壊熱の発生が続
く。この崩壊熱によって生成した蒸気は逃し弁を介して
圧力抑制室に放出されるが、該蒸気量が非常に多いため
、炉内冷却材の水位は非常に速い速度で低下し続ける。

したがって炉内水位がある一定位置まで低下したとき、
ＲＣＩＣタービンをただちに起動して炉内に冷却材を補
給することが必要である。このＲＣＩＣタービンの起動
から全負荷に至るまでに許容される時間は数１０秒程度
である。かかる短時間のうちにＲＣＩＣタービンを起動
すると、ケーシングおよびロータ等は暖機される間もな
く全負荷に至るため、これら部材に多大な熱応力を発生
せしめ、機械的な変形金招く。さらにＲＣＩＣＪ−ビン
は常用する設備ではないから、月に１回程度の起動確認
試験や定期点検時に起動する以外は停止している。かか
る長期間の停止によってＲＣＩＣタービンの調速機や制
御弁あるいはこれらに油圧を供給する制御油ポンプ、さ
らに軸受油ポンプ等の機構部分がさびついたりあるいは
これらの部分に埃が付着したりして、これらの機構が円
滑に動作しなくなる慣れがある。

こうして、万−ＲＣＩＣタービンの動作が不調で、起動
に時間を要したシ、ＲＣＩＣポンプの吐出量が所期の量
よシも少なくなった場合には、原子炉の水位が低下して
炉心温度が上昇し、燃料溶融等の重大事故に至る慄れが
ある。こうした隔離時冷却系の故障かも九らす炉内水位
の変化について第１図を用いて説明する。同図は最初Ｌ
ＩＫあっ九原子炉内水位は原子炉が隔離されると急速に
低下することを示している。このときただちに水位は−
に至るが、この水位島は隔離時冷却系起動水位である。

隔離時冷却系が支障なく作動すれば、炉内水位は曲線（
イ）の如く危険水位−に対して十分な余裕をもって回復
する。ところがＲＣＩＣタービン等に故障があって隔離
時冷却系が所期の機能を果さない場合には、炉内水位は
ひき続いて低下し、水位冶 烏になってようやく速度は非常時冷却系が作動する。こ
のとき同図曲線（→に示すように炉内水位は回復するも
のの、危険水位Ｌ４に対してわずかな余裕しかないので
ある。

このように単に原子炉が隔離された状態において炉内水
位が大きく低下してしまうことは、原子炉の安全運転上
好ましいものと言うことはできない１、 〔発明の目的〕 本発明はこのような事情にもとづき表されたもので、隔
離時冷却系起動時の動作状況を検出して、これが炉心冷
却に十分なものでない場合に、直ちに高圧炉心冷却系を
起動して必要な冷却材を供給することにより、原子炉隔
離時における炉心冷却の信頼性向上をはかった原子炉冷
却設備を提供することを目的とする。

〔発明の概要〕

本発明は、沸騰水型原子炉の炉心冷却設備であって、隔
離時冷却系と高圧炉心冷却系をそれぞれ独立して具備し
たものにおいて、原子炉隔離時に隔離時冷却系の起動状
況を検知し、これを電気信号に変換する手段と、この電
気信号を入力として隔離時冷却系の起動状況に異常が生
じたことを検出するとともに、この異常検出時に故障検
出信号を出力する故障検出器と、この故障検出信号が入
力したときに高圧炉心冷却系を起動する制御信号心冷却
設備である。

さらに、本発明は沸騰水型原子炉の炉心冷却設備であっ
て、隔離時冷却系と高圧炉心冷却系をそれぞれ独立【２
て具備したものにおいて、原子炉隔離時に隔離時冷却系
の起動状況を検知しこれを電気信号に変換する手段と、
この電気信号を入力として隔離時冷却系の起動状況に異
常が生じたことを検出するとともに、この異常検出時に
故障検出信号を出力する故障検出器と、前記隔離時冷却
系の注水管と前記高圧炉心冷却系の注水管′ｆＩ＝連絡
する連結管と、該連結管に設けられた電動弁と、前記故
障検出信号が入力したときに高圧炉心冷却系を起動する
とともに、前記電動弁を開動作する制御信号全発生する
信号発生器とを有する構成からなる炉心冷却設備である
。

か０かる構成によって本発明は、原子炉隔離時に隔離時
冷却系の起動不調によって炉内水位が低下するのを未然
に防止するという効果がある。さらに、高圧炉心冷却系
の、高圧スプレィポンプ全作動させると同時に、該ポン
プから送給された冷却水を隔離時冷却系注水管にも導く
ように構成したので、炉内の水面上蒸気を直接冷却し炉
内圧力を低下させるという効果を奏する。

〔発明の実施例〕

本発明の実施例全図面を参照して説明する。

第２図は本発明に係る原子炉冷却装置の系統図を示すも
ので、原子炉１で発生した蒸気は、通常時は全開してい
る隔離弁２’に介して図示しない主タービンに至る。一
方、原子炉１から隔離弁２に至る管路から分岐した径路
には、蒸気供給弁３゜主蒸気止め弁４および調速弁５を
介してＲＣＩＣタービン６が接続している。このＲＣＩ
Ｃタービン６の蒸気出口端には図示しないバロメトリッ
ク復水器が接続し、さらに、この車軸の一端にＲＣＩ　
Ｃポンプ７が連結し、他端には制御油ポンプ８および軸
受油ポンプ９が減速ギヤを介して連結している。

隔離時冷却系給水管１０は図示しない復水貯蔵器あるい
は原子炉圧力抑制室とＲＣＩＣポンプ７０入口側を連結
し、ＲＣ工Ｃポンプ７の吐出側は隔離時冷却注水管１１
によって原子炉ｌに通ずる。隔離時冷却系給水管１０か
ら分岐した非常時冷却系給水管１２はモータによって駆
動するＨＰＣＳポンプ１３の入口側に至り、このＨＰＣ
Ｓポンプ１３の吐出側は非常時冷却系注水管１４を介し
て原子炉ｌに通ずる。これら隔離時冷却系注水管１１と
非常時冷却系注水管１４は、電動弁１５を介して連結管
１６によって連絡している。

ＲＣＩＣタービン６によって駆動される制御油ポンプ８
および軸受油ポンプ９には夫々吐出油圧検知器が設けら
れており、該検知器から峰れぞれ制御油ポンプ吐出油圧
信号１７．軸受油ポンプ吐出油圧信号１８が故障検出器
１９に入力される。また隔離時冷却系注水管１１には流
量検知器２０が設けられており、ＲＣＩＣポンプ吐出流
量信号２１が故障検出器１９に入力される。さらにこの
故障検出器１９には原子炉隔離時冷却系起動信号２ｚが
入力されるようになっている。また故障検出器１９から
発せられた故障検出信号ｚ３は信号発生器２４に入力さ
れ、信号発生器２４ではこの故障検出信号２３に基づき
、制御信号としてそれぞれ電動弁開信号２５　、　Ｉ（
ＰＣ’Ｓポンプ起動信号２６を出力する。

第３図に故障検出器１９の内部構成を示す。故障検出器
１９は、原子炉隔離時冷却系起動信号２２を共通の入力
とし、さらにそれぞれ制御油ポンプ吐出油圧信号１７．
軸受油ポンプ吐出油圧信号１８およびＲＣＩＣポンプ吐
出流量信号２１を入力とする３つのタイマー比較回路２
７．２８，２９．これらの出力信号３０，３１．３２　
　を入力とするＯＲ（論理和）回路３３とよりなる。

次にタイマー比較回路２７．２８．２９　　の機能につ
き第４図を用いて説明する。これらのタイマー比較回路
はそれ″ぞれ時間をカウントするタイマ一部分と、比較
演算する比較器部分よりなる。いま、１つのタイマー比
較回路を渚え、このタイマー比較回路には、タイマー設
定値としてｔ１比較設定値としてαなる２つの値があら
かじめ設定されているものとする。また、タイマー比較
回路に入力する信号を、隔離時冷却系起動信月２２およ
び圧力・流量などの特性値信号１０２．さらに出力され
る信号を出力信号１０３とする。同図に示すように、時
刻Ａにおいて隔離時冷却系起動信号２２が入力されると
、この時を始点としてタイマー擾比較回路のタイマ一部
分がタイマー動作信号１０１に示すように動作を始める
。他方、この時隔離時冷却系も作動し始め、その特性値
は１０２（イ）あるいは（ロ）に示すように時刻Ａから
立上り始める。しかして、タイマ一部分が設定された時
間ｔのあいだカウントし終えた時、すなわち時刻Ａ＋ｔ
となった時にタイマー動作信号１０１が消失するが、こ
のタイマー動作信号１０１が降下するのに対応して、こ
の瞬間にタイマー比較回路の比較器部分があらかじめ設
定された比較設定値αと特性値信号１０２の大きさを比
較する。そうして特性値（Ｎ号がｔ０２（（）の如く特
性値αよりも大であるときにはタイマー比較器の出力信
号は１０３（イ）のように零のままであるが、特性値信
号が１０２（ロ）の如く特性値αよりも小であるときに
は、この比較演算結果によりタイマー比較回路は出力信
号１０３（ロ）全出力する。このようにタイマー比較回
路は一定時間経過後の入力特性値と設定された特性値を
比較し、入力特性値が設定値に満た々かった場合に有効
な出力信号を出力するものである。

このように構成しＡ本実雄側の作用を次に説明する。

第２図において主タービンがトリップし原子炉１に環流
すべき給水が喪失すると、隔離弁２が閉鎖され、原子炉
ｌは隔離される　原子炉ｌ内の核反応が鎮静された後も
、炉内の冷却材は崩壊熱によって加熱され続けるが、こ
うして発生した蒸気は図示しない径路で原子炉ｌから逃
がし弁を介して炉外の圧力抑制室に放出されるーこのと
き原子炉１の冷却材水位は急速に低下し、ある一定位信
金１ まで輯達したときに図示しない制御系統がこれを検出し
て隔離時冷却系起動信号２２を出力する。

この隔離時冷却系起動信号２２Ｖｉ第３図に示す故障検
出器１９のタイマー比較回路２７　、２８　、２９　　
に入力されるとともに、蒸気供給弁３０制御装置（図示
せず）に入力され、該蒸気供給弁３が全開する。

主蒸気止め弁４および調速弁５はこのとき全開しており
、蒸気供給弁３を経た蒸気はＲＣＩＣタービン６に至り
、車軸を回転せしめる。このＲＣＩＣタービン６で仕事
をした蒸気は、図示しないバロメトリック・コンデンサ
で復水される。一方、車軸に連結されたＲＣＩＣポンプ
７および制御油ポンプ８、軸受油ポンプ９は、車軸の昇
速とともに吐出流量あるいは吐出圧力を増加する。制御
油ポンプ８は調速弁５等の調速機器に圧油を供給し、他
方、軸受油ポンプ９はＲＣＩＣタービン６の軸受に潤滑
油を供給する。

しかしてＲＣＩＣポンプ７が昇速すると、隔離時冷却系
給水管１０から送給された冷却水がＲＣＩＣポンプ７で
加圧され、隔離時冷却系注水管１１を通って原子炉１内
に注水される。また、このとき制御油ポンプ吐出油圧信
号１７．軸受油ポンプ吐出油圧信号１８およびＲＣＩＣ
ＣＩＣポンプ飛信号２１が故障検出器１９のタイマー比
較回路２７　、２８　。

２９に入力されているっこれらのタイマー比較回路２７
，２８．２９　　には第５図ないし第７図の曲線（イ）
の点ｆに示す時間および特性値が設定されている。

これらの値は各機器が正常に動作した場合の適正値をも
とに定められるものであって、前述し念ように時間と特
性値を一組にして設定される。すなわち、タイマー比較
回路２７にはＬ！とｐｌ、タイマー比較回路ｚ８に′は
ｔｌとｐｚ　＋タイマー比較回路２９にけｔｓとＱｌが
それぞれ設定されている。なお、通常は軸受油ポンプ吐
出油圧が適正値ｐ１に達するのが最も速く、次に制御油
ポンプ吐出油圧が適正値ｐｓとなり、ＲＣＩＣポンプ吐
出流量が適正値Ｑ１となるのは最も遅い。すなわち、一
般的には１１＜１＊＜ｔｓの関係になる。

さて、前述のように原子炉１が隔離されると炉内水位は
急速に低下するのであるが、第８図はこの様子を示すも
のである。第８図において、たて軸は炉内水位、横軸は
時刻を示している。同図において最初Ｌ１にあった水位
は前述の如く急くに低下し、Ｌ鵞に至る。このとき、す
なわち時刻Ｔｏにおいて隔離時冷却系起動信号２２が発
せられ、隔離時冷却系は起動を始め、他方タイマー比較
回路２７゜ろが隔離時冷却系に故障が生じた場合には、
第５図ないし第７図の曲線（ロ）に示すように、軸受油
ポンプ吐出油圧、制御油ポンプ吐出油圧あるいはＲＣＩ
Ｃポンプ吐出流量がそれぞれ時刻１．’ｏ＋ｔ１　、　
Ｔ６＋　ｔ２．　ＴＯ＋　ｔｓになっても、それぞれの
所定の特性値よりも小さな値Ｐｘ　ｌ　Ｐ４１　Ｑｌに
しか達しない。したがって第８図において、時刻Ｔｏに
て隔離時冷却系起動信号２２が発せられているにもがか
わらず、炉内水位は低下を続ける。

いま例えばＲＣＩＣポンプ７のみに故障が生じ、時刻Ｔ
ｏ＋　ｔｓにおいてＲＣＩＣポンプ吐出流量が所定の流
量Ｑ１に達しなかったものとすれば、ＲｃＩｃポンプ吐
出流量信号２１が入力するタイマー比較回路２９１−１
：、時刻−十ｔｓ経過後ただちに出力信号３２奮発する
。そしてＯＲ回路３３は信号３２が入力すると故障検出
信号２３を出力し、これを受けて信号発生器２４が電動
弁開信号２５およびＨＰＣＳポンプ起動信号２６を出力
する。これによってＨＰＣＳポンプ１３が作動し、冷却
水が非常時冷却系給水管１２から非常時冷却系注水管１
４ｆｆｉ通って原子炉１内のスパージャより噴出する。

また、同時に電動弁１５が全開して、非常時冷却系注水
管１４を通る冷却水の一部は、連結管１６を通って隔離
時冷却系注水管１１よＶ原子炉１内に注水される。

以上の様子を第８図および第９図に示す。時刻Ｔ３にて
故障検出器１９よりＨＰＣＳポンプ起動信号３３が出力
されると、第９図曲線（イ）に示すように、非常時冷却
系注水管１４における）ＩＰＣＳポンプ吐出流量は急速
に増加して所定の値らに至る。このとき第８図曲線（ハ
）に示すように原子炉ｌ内の水位の低下速度は時刻Ｔ３
から漸減し、炉内水位は危険水位Ｌ４に対して十分な余
裕をもって回復する。

したがって、炉内水位は第１図曲線（ロ）に示したよう
に大きく低下することがなく、本実施例は原子炉の安全
運転を確保するとともに信頼性を大幅に高めるものであ
る。

なお、前述の説明ではＲＣＩＣポンプの吐出流量が所定
の値に到達しない場合金側に述べたが、軸受油ポンプ吐
出油圧、制御油ポンプ吐出油圧に故障が生じた場合も同
様である。さらに、故障検出器１９・では３つのタイマ
ー比較回路２７．２８，２９　　の出力信号のＯＲ（論
理和）を信号発生器２４０入力としているので、タイマ
ー比較回路：２７．２８．２９のいずれか１つの回路か
ら出力があれば直ちに信号発生器２４は電動弁開信号２
５およびＨＰＣＳボング起動信号２６を出力する。した
がって、前述したようにタイマー比較回路２７　、２８
　、２９　　に設定される時間１．．１．．１３にはｔ
＋　＜　ｔｔ＜　ｔｓなる関係が一般に成立つ訳である
が、ＯＲ回路３３の使用により３つのタイマー比較回路
２７，２８．２９　　から出力される最先の出力信号に
従って本実施例に係る冷却設備が作動するという効果が
ある。

なお、本実施例では検出する特性値として軸受油ポンプ
吐出油圧、制御油ポンプ吐出油圧、ＲＣＩｃポンプ吐出
流量の三者を用いたが、これら王者に趣 限定する煮汁ではない。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉隔離時に隔離時冷却系の起動が
不調な場合にも、原子炉の冷却材は高圧炉心冷却系から
供給されるので、炉内水位が低下するのを防止して隔離
時における原子炉冷却の信頼性を高める効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の設備における炉内水位の変化を示す図、
第２図は本発明の実施例に係る原子炉冷却設備の系統図
、第３図は故障検出器の系統図、第４図はタイマー比較
回路の動作説明図、第５図乃至第７図はそれぞれ軸受ポ
ンプ吐出油圧、制御油ポンプ吐出油圧、ＲＣＩＣポンプ
吐出流量の変化を示す図、第８図は本発明の実施例に係
る炉内水位の変化を示す図、第９図はＨＰＣＳポンプの
吐出流量の変化を示す図である。 （１）・・・原子炉　　　　　　（２）・・・隔離弁（
６）・・・ＲＣＩＣタービン　　（７）・・・ＲＣＩＣ
ポンプ（８）・・・制御油ポンプ　　　（９）・・・軸
受油ポンプ（１１）・・・隔離時冷却系注水管 （ｌ騰・・・ＨＰＣＳポンプ Ｉ・・・高圧炉心スプレィ系注水管 （Ｌ？）・・・制御油ポンプ吐出油圧信号αト・・軸受
油ポンプ吐出油圧信号 （１１・・・故障検出器　　　　（イ）・・・流量検知
器（２１）・・・ＲＣＩＣポンプ吐出流量信号（イ）・
・・隔離時冷却系起動信号 ＠・・・信号発生器　　　　能・・・電動弁開信号（イ
）・・・ＨＰＣＳポンプ起動信号 （２７）（ハ）翰・・・タイマー比較器代理人　弁理士
　　則　近　憲　佑（はが１名）第１図 １０１４　　　峙刻 第２図 第３図 ／ｑ 第４図 第７図 第８図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）沸騰水型原子炉の炉心冷却設備であって、隔離時
   冷却系と高圧炉心冷却系を別個独立に設けたものにおい
   て、原子炉隔離時に前記隔離時冷却系の起動状況を検知
   しこれを電気信号に変換する手段と、該電気信号全入力
   として前記隔離時冷却系の起動状況に異常が生じたこと
   を検出するとともに、この異常検出時に故障検出信号を
   出力する故障検出器と、該故障検出信号を入力として前
   記（２）沸騰水型原子炉の炉心冷却設備であって、隔離
   時冷却系と高圧炉心冷却系を別個独立に設けたものにお
   いて、原子炉隔離時に前記隔離時冷却系の起動状況を検
   知しこれラミ気信号に変換する手段と、該電気信号ケ入
   力として前記隔離時冷却系の起動状況に異常が生じたこ
   とを検出するとともに、この異常検出時に故障検出信号
   を出力する故障検出器と、前記隔離時冷却系の注水管と
   前記高圧炉心冷却系の注水管を連絡する連結管と、該連
   結管に設けられた電動弁と、前記故障検出信号を入力と
   して前記高圧炉心冷却系全起動するとと