JPS593393A - 原子炉における冷却材の漏洩流量推定方法 - 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１ 本発明は原子炉における冷却材の漏洩流量推定方法に関
する。

［発明の技術的背景とその問題点］ 一般に原子炉に接続する、例えば再循環ラインのような
大口径配管が瞬時に完全破断したような場合は自動的に
短時間で減圧され、非常用炉心冷却系により冠水される
処置がとられている。

しかし現実には、このような大破断事故の起こる可能性
は非常に低く、むしろ小さな漏洩事故の方が発生する可
能性が高い。小漏洩事故で゛は事故事象の展開が緩慢で
あり、従って運転員の判断に基づく、事故を軽減する操
作が期待される。

事故時の現象は破断口の大ぎさ、すなわち漏洩流量によ
つＣ変り、もし漏洩流量の推定がつけば今後の事象展開
の予想および事故対策手段（例えば水位維持に必要な注
水量、注水システムの評価等）の確立において有効な情
報となり得る。しかしながら従来原子炉には漏洩する冷
却材の流量を検出する装置は設置されていなかった。

［発明の目的コ 本発明はこのような点に対処してなされたもので・、冷
却材の漏洩流量の推定を行なう方法を提供することを目
的とする。

［発明の概要］ すなわち本発明方法は、原子炉に流入りる冷却材の間と
、流出する冷却材の饋および原子炉水位の変化割合とか
ら原子炉に生じた破断口からの冷却材の漏洩流量を推定
することを特徴とするものである。

なお本発明において冷却材とは液相にある冷却材、気相
にある冷却材を総称Ｊるものである。

［発明の実施例１ 以下図面に示す一実施例についＣ説明する。

第１図は本発明方法を説明するための沸騰水型の原子炉
の概略を示す図である。

本発明においては、まず次のようにして原子炉内に流入
する冷却材量および原子炉から流出する冷却材量および
原子炉水位が測定される。

図においＣ原子炉１に流入される冷却材は、通常給水系
３と制御棒駆動水圧冷却水系水系４の９つの系から供給
されるものが主体となつＣいる。また万−事故等が起こ
り炉水が減少すると原子炉隔離時冷却系１０や非常用炉
心冷却系である高圧炉心スプレィ系８、低圧炉心スプレ
ィ系７、低圧炉心注入系６系から注水されて、炉水確保
が行なわれる。これらの系にはいずれも流量計がつい−
Ｃあり流量を測定することができる。

さらに制御棒による炉出力の低下が行なえない場合には
ホウ酸水注入系５からホウ耐水が注入される。ホウ酸水
注入系５には流ｆｆ１Ｗ＋がついていないので流量はホ
ウ耐水注入系５のタンク水位変化から換綽して求める。

原子炉１より流出される冷ＦｉＩ材は、通常の状態ぐは
主蒸気管１２から蒸気としで流出するものだけであるが
、何らかの異常によつＣ原子炉１内の圧力が高くなると
逃し安全弁１１が開いてここから冷却材が放出されるこ
とがある。この逃し安全弁１１からの冷却材の流量は臨
界流となるので炉圧力さえ与えられれば精度よく計算す
ることがＣきる。

また、原子炉隔離時に使う原子炉隔離時冷却系のタービ
ン駆動蒸気ライン１３および減圧のために蒸気を抽気し
凝縮する蒸気凝縮ライン１４からも冷却材は流出する。

これらのラインには従来の原子炉では流量計は取付けら
れていないがｌｉｌの設置は可能である。なおブローダ
ウン系を用いた場合には原子炉冷却材浄化系により冷却
材が流出するが、この流量も測定される。

次に以上のようにして測定された原子炉１に流入する冷
却材の合計量と流出する冷却材の合計量とが計算される
。

冷却材の合計流入量 Ｗｉ　＝Ｗ　３−１−Ｗ　４−１−Ｗ５　＋Ｗ６　＋Ｗ
　７　＋Ｗｓ　＋ＷＩ。

（１ｃだし上式においｒ　ｗ　ｒは流入量合計、Ｗｌは
給水系の流量、Ｗ４は制御棒駆動水圧冷却水系の流量、
Ｗ５はホ・り耐水注入系の流量、Ｗ６は低圧炉心注入系
の流量、Ｗｌは低圧炉心スプレィ系の流量、Ｗ８は高圧
炉心スプレィ系の流量、Ｗｌ。

は原子４融１ｉｆｔ時冷却系の流量） 冷却材の合計流出量 Ｗｏ　＝Ｗ＋　Ｉ　＋Ｗ＋　２　＋Ｗ＋　３　＋Ｗ＋　
＜（ただし上式においでＷＯは流出量の合計ｔｎ１Ｗ＋
＋は逃し安全弁の流量、Ｗｌ２は主蒸気管の流量、Ｗｌ
３はタービン駆動蒸気ラインの流量、Ｗｌ４は蒸気凝縮
ラインの流量） 次に水位計の計測値ぐある差圧の変化率ΔＰより炉内の
冷却材変化量Ｍを計算する。

Ｍ−ΔＰ−Ａ　　（Ｌ） ここでＡ　：水位しにより求められる原子炉断面積 Ｌ　：水位 以上のＷｉ　、ＷＯ、Ｍ　　から冷ｕ］材の漏洩流量Ｗ
　は以下の式により求められる。

Ｗ　　＝Ｗｉ　−Ｗｏ　−Ｍ なお、周知のように原子炉が減圧する過程では炉水は減
圧による沸騰を起こし、水位は見かけ上上昇する。しか
しながら本発明の対象とする原子炉の小漏洩事故では以
下述べるように沸騰による水位誤差はほとんど無視でき
る程度のものＣあり、適用可能な範囲を予め明確にしで
おけばこれによる問題を生じるようなことはない。

一般的に原子炉に小漏洩があった場合の原子炉圧力の応
答は第２図に示づようにＡ−Ｃの３つのタイプに分ける
ことができる。

Ａタイプは、炉水位の低下等により原子炉が隔離され、
また冷却水の注入もほと／Ｖど停止しているため逃し安
全弁によって圧力の上昇が制限されＣいるものである。

Ｂタイプは、原子炉の隔離が行われず圧力制御器により
主蒸気管からの流出蒸気が制御され圧力もほぼ一定にな
っているものである（これが最も普通に考えられるタイ
プである）。Ｃタイプは、比較的漏洩が大きく冷却水が
多量に注入され圧力が降下していくものである。

このように本発明の対象とする原子炉の小漏洩事故Ｃは
圧力は比較的一定に落ち着くか、また降下しても減圧は
ゆっくりであり、かつ冷却水の注入により冷却されるの
で減圧沸騰は起こりにくい。

このことから原子炉が減圧するような時に前）ボの漏洩
量の計算を行なうのは以下の状態の時とする。

一定期間の圧力の負の変化率の絶対値〈にこぐＣは正の
定数である。

このことにより急激な減圧に伴う誤情報が避りられる。

なお漏洩流は一般に臨界流量となることが知られており
、漏洩流量の推定から破断口の大きさも推定Ｃきる。

第３図は本発明方法を適用した装置の概略を示づ図であ
る。

図においてセンサ１５により流量信号、水位、水位割差
圧、圧力等の入力信号１８がマイクロコンピュータ１６
に入力され、このマイクロコンピュータで入力信号が処
理されて漏洩流量が出力信号１９として表示管１７に出
力されるようになつ−Ｃいる。

［発明の効果］ 以」−説明したように本発明り法によれば、原子炉の漏
洩流量が検出Ｃ゛ぎ、その情報は運転員に操作上の判断
を行なう上で有効なものとなり、的確な操作、信頼性の
向上に奇ちする。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明り法を説明するための沸騰水型原子炉の
概略を示す図であり、第２図は小漏洩時に予想される原
子炉圧力を示すグラフＣ・あり、第３図は本発明方法を
適用した装置の概略を示す図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉 ３・・・・・・・・・・・・給水系 ４・・・・・・・・・・・・制御棒駆動水圧冷却水系５
・・・・・・・・・・・・ホウ酸水注入系６・・・・・
・・・・・・・低圧炉心注水系７・・・・・・・・・・
・・低圧炉心スプレィ系８・・・・・・・・・・・・高
圧炉心スプレィ系１０・・・・・・・・・・・・原子炉
融離時冷却系１１・・・・・・・・・・・・逃し安全弁
１２・・・・・・・・・・・・主蒸気管１３・・・・・
・・・・・・・タービン駆動蒸気ライン１４・・・・・
・・・・・・・蒸気凝縮ライン１５・・・・・・・・・
・・・センサ １６・・・・・・・・・・・・マイクロコンピュータ１
７・・・・・・・・・・・・表示管 １８・・・・・・・・・・・・入力信号１９・・・・・
・・・・・・・出力信号代理人弁理士　　　須　山　佐
　− 第１図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉に流入する冷却材の量と、流出する冷却材の蟻お
   よび原子炉水位の変化割合とから原子炉に生じた破断口
   からの冷却材の漏洩流量を推定することを特徴とする原
   子炉における冷却材の漏洩流量推定方法。