JPS5946594A - 原子炉炉心冷却系の流量検定装置 - 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］ 本発明は原子炉炉心冷却系の流量検定装置に関する。

［発明の技術的背景］ 一般に、軽水形原子炉には非常事態の発生により原子炉
圧力容器内の冷却水が減少した際に、原子炉圧力容器内
へ冷却水を注入補給するために工学的安全施設の一つと
して非常用炉心冷却系が設置ノられている。

第１図は、このような非常用炉心冷却系の一つである沸
騰水形原子炉の高圧炉心スプレィ系を示すもので、図に
おいて符号１は原子炉圧力容器を示している。

原子炉圧力容器１の上部には、図示しないタービン復水
系に原子炉圧力容器１内で発生した蒸気を供給する主蒸
気管２が接続されており、この主蒸気管２には非常時に
原子炉圧力容器１を隔離するための常時開とされる主蒸
気隔離弁３が介挿されている。そして、非常事態の発生
により図示しない原子炉格納容器の内圧がある設定圧よ
り上昇するか、または原子炉水位がある設定値より低下
した時には復水貯蔵タンク４に貯蔵された復水が冷却水
供給配管５を通り、原子炉圧力容器１上部開口部からこ
の原子炉圧力容器１内に供給きれる。

この冷却水供給配管５には、復水を復水貯蔵タンク４か
ら原子炉圧力容器１に移送り、、例えば外部電源喪失時
にも非常用電源により駆動される高圧炉心スプレィポン
プ６が設置されており、この高圧炉心スプレィポンプ６
の上流には上流から開閉弁７（常時間）、逆止弁８およ
び高圧炉心スプレィポンプ６の吸込圧力を測定するポン
プ吸込圧力計９ａが配設されている。

また、高圧炉心スプレィポンプ６の下流には上流から順
に高圧炉心スプレィポンプ６からの復水の吐出圧を測定
する圧力計９ｂ、逆止弁１０．高圧炉心スプレィポンプ
６からの復水の流量を測定する流量計１１、開閉弁１２
（常時閉）、逆止弁１３、開閉弁１４（常時開）がそれ
ぞれ介挿されている。

さらに高圧炉心スプレィポンプ６と逆止弁８との間から
分岐して、図示しない原子炉格納容器下部に配置される
サプレッションプール１５に開口するプール水供給配管
１６が設けられている。

このプール水供給配管１６は復水貯蔵タンク４に貯蔵さ
れた復水の水位が低下した際、またはプール水位が設定
価より上昇した際、サプレッションプール１５に貯蔵さ
れたプール水を冷却水供給配管５へ供給するために設け
られたもので、このプール水供給配管１６には上流から
順に開閉弁１７（常時閉）、逆止弁１８が介挿されてい
る。

なお、冷却水供給配管５に介挿されたポンプ吸込圧力計
９８と逆止弁１０との間から分岐し、サプレッションプ
ール１５に接続される配管１９および流量計１１と開閉
弁１２との間から分岐し復水貯蔵タンク４に接続される
配管２０は、それぞれ最小流量ライン１９およびテスト
ライン２０であり、高圧炉心スプレィポンプ６の性能試
験時等に使用される。

さらに、テストライン２０に介挿された開閉弁２１の上
流からは、サプレッションプール１５に開口するテスト
ライン２２が分岐している。そして最小流量ライン１９
には開閉弁２３（常時閉）が、デストライン２０には上
流から順に開閉弁２３− １（常時閉）、開閉弁２４（常時閉）が介挿され、テス
トライン２２には開閉弁２５（常時閉）がそれぞれ介挿
されている。そして、原子炉圧力容器１およびサプレッ
ションプール１５には、それぞれ原子炉圧力計２６およ
びサプレッションプール圧力計２８が配設されている。

以上のように構成された高圧炉心スプレィ系は、例え（
ｆ主蒸気管２に設けられた図示しない圧力逃し弁が開固
着するような事故により、また配管に破断が生じ冷却水
が漏洩するような事故により、原子炉圧力容器１内の冷
却水量が減少し、この結果炉心冷却が不十分になり、炉
心温度が上昇し炉心破損を引き起こすおそれがある時に
作動される。

すなわちこのような時には、原子炉圧力容器１に配設さ
れた図示しない水位計からの水位低下信号または図示し
ない原子炉格納容器からの圧力高信号によって高圧炉心
スプレィポンプ６が作動するとともに、冷却水供給配管
５に設けられた開閉弁１２が開とされて復水貯蔵タンク
４から原子炉圧力容器１内へ復水が供給され炉心の冷却
が行な４− ねれる。

そして、復水貯蔵タンク４に貯蔵された復水の水位があ
る設定値より低下またはサプレッションプール１５の水
位が上昇すると、自動的に開閉弁１７が開とされてサプ
レッションプール１５内のプール水が原子炉圧力容器１
に供給されるど同時に開閉弁７が閉とされる。

そして、このように構成された高圧炉心スプレィ系では
、所定量の冷却水が原子炉圧力容器１内に供給されてい
るかどうかが冷却水供給配管５に設けられた流量計１１
の計測値により運転員により常時監視されている。

しかしながら、以上のように構成された高圧炉心スプレ
ィ系では、例えばテストライン２０にそれぞれ設けられ
た開閉弁２１および２４または２５が開であるときには
、冷却水は原子炉圧力容器１に注入されずに復水貯蔵タ
ンク４またはサプレッションプール１５に流入すること
になるが、流量計１１はこれらの流量を計測しているの
で実際には原子炉圧力容器１へ冷却水が流れていないに
も係わらず、運転員は流れていると判断することになる
。すなわち、例えば開閉弁２５が実際には開とされてい
るにも係わらず、閉の信号が誤って出ノコされるような
場合には誤判断を引き起こす可能性がある。そして、か
かる場合には、早急に開閉弁２１．２４または２５を閉
とする等の操作を行なわないと事故の拡大を招くおそれ
がある。

また流量計１１、圧力計９ｂが故障しており、実際の流
量および吐出圧力を正しく表示しない場合には、この高
圧炉心スプレィ系の作動状態を確認することが非常に困
難となる。

［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、
高圧炉心スプレィ系の監視を行なうとともに、原子炉圧
力容器内に流入している流量を検定し、開閉弁の開閉状
態信号に誤りがある時等には異常信号とともに異常箇所
を出力し、またこの時の検定流量値を出力することので
きる原子炉炉心冷却系の流量検定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、原子炉炉心冷却系を流れる冷却水の
流量を測定する流量計からの流量信号、原子炉圧力容器
内の圧力を測定する原子炉圧力計からの圧力信号および
前記原子炉心冷却系に配設されるポンプの水頭を示す水
頭信号を入力し、前記流量信号、圧力信号および水頭信
号に基づきそれぞれ前記原子炉圧力容器内に流入してい
ると予想される冷却水の流量値Ｑｏ、Ｑ＋およびＱ２を
算出し、これらの流量値Ｑｏ、Ｑ＋およびＱ２の相関関
係から実際に前記原子炉圧力容器内に流入していると考
えられる冷却水の流量を求めることを特徴とする原子炉
心冷却系の流量検定装置である。

［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。

第２図は第１図で述べた高圧炉心スプレィ系の流量検定
を行なう本発明の一実施例の原子炉炉心冷却系ｌ系の流
量検定装置を示すもので、この原子炉７− 炉心冷却系の流量検定装置は入力装置ａ、検定装置すお
よび出力装置Ｃとから構成されている。

入力装置ａは第１図で示した高圧炉心スプレィ系に設け
られた各種機器から動作信号および原子炉圧力容器１内
の圧力を入力する。

すなわち、この入力装置ａには、開閉弁７．１２．１４
．１７．２１．２３．２４．２５の開閉状態を示す信号
、流量計１１からの流量値を示す信号、圧力ｉｉ’９ａ
、９ｂからの吐出および吸込圧力値を示す信号、高圧炉
心スプレィポンプ６からの作動状態を示す信号、原子炉
圧力計２６およびサプレッションプール圧力計２８から
の圧力値を示す信号等が入力される。

検定装置すは、この入力装置ａに入力された種々の動作
信号に基づいて高圧炉心スプレィ系が正常に機能するよ
うに常時その状態を監視し、異常事態が発生した場合に
は後に述べる出力装＠Ｃにその旨を表示する。

すなわちこの検定装置すは電子計算機により構成されて
おり、入力装置ａに入力された入力信号８− を後に述べる論理式および演算式によって処理し、接述
する出力装置Ｃに高圧炉心スプレィ系から原子炉圧力容
器１内に流入する冷却水流量の検定結果を出力する。ま
た、開閉弁の開閉状態を示ず信号に誤りがあると判断し
た場合にはこれを８１力する。

以下この検定装置すについて詳１ｆｆｌする。

この検定装置すでは流量計１１から入力される流量値Ｑ
ｏの他に原子炉圧力およびポンプ水頭から計算により求
められた流量値Ｑ１およびＱ２が用いられる。

すなわち一般に原子炉圧力計２６から入力される原子炉
圧力とポンプ流量との間には、第３図に曲線ｄで示すよ
うな関係があり、検定装置すはこのグラフに基づいて原
子炉圧力計２６から入力される原子炉圧力に基づき流量
Ｑ１を算出する。

また、一般に高圧炉心スプレィポンプ６のポンプ水頭と
流量との間には、第４図に曲線ｅで示すような関係があ
り、検定装置すは圧力計９ｂとポンプ吸込圧力ｉｆ’　
９　ａとから入力される圧力値の差圧としてポンプ水頭
を求め、このポンプ水頭の値から流量Ｑ２を算出する。

このようにして検定装置すは検定流量としてＱＯ％　Ｑ
　＋およびＱｌの３種類の信号を得ることができる。し
かしながら、これらの３種類の検定流量のうち原子炉圧
力計２６の圧力値を基に算出されるＱｏの値は、原子炉
圧力計２６が原子炉圧力容器１内に多重化され配設され
ているため誤信号の可能性は比較的低いものとなってい
る。

一方、圧力ｊｉ’９ｂ、ポンプ吸込圧力計９ａ、流ｍｉ
ｔ　１１おＪ：び弁位置信号は多重化されておらず、誤
信号を出ず可能性が比較的高くなっている。従ってこの
検定装置すは原子炉圧力計２６の圧力値により算ｉｊ；
されたＱｌの値を最も信頼性のあるパラメータとしてシ
ステムの検定を行なう。すなわち検定装置すは流ｆｆ１
ＱｏＸＱ＋およびＱｌの相関関係から下記のｊ；うにそ
れぞれの流量を判定する。

（１）　Ｑｏ　ｚＱ　＋　；Ｑｌ づなわち、この場合には、Ｑｏ、ＱｌおよびＱｌの３つ
のパラメータが許容誤差範囲内で一致しており、検定装
置すはシステムを正常と判断し、システムの正常性およ
び検定流量としてＱＯを出力装置Ｃに出力する。

（２）Ｑｏ≠Ｑ＋ｓＱ２ この場合には、検定装置すは流量泊１１に不具合が発生
したと判断し、検定装置すは流量に１１１故陣の信号と
ともに検定流量としてＱｌを出力装置Ｃに出力する。

（３）　Ｑｏ　；Ｑ　＋　＠Ｑ２ この場合には、検定装置ｌ〕は圧力計９１１に不具合が
発生したと判断し、検定装置すは圧力計９ｂ故障の信号
とともに検定流量としてＱｏを出力する。

（４）Ｑｏ　ｚＱ２＠Ｑ　＋ この場合には、流量計１１および圧カバｔ　９　ｂは共
に正常と考えられるので、弁のラインナツプミスの可能
性がある。

そこで検定装’ｆｌｌｂはすでに述べた第３図に示した
グラフに、原子炉圧力としてサプレッションプール圧力
計２８の指示値Ｐ３を入力し、これに対１１− づる流ｆｉｒ　Ｑ　ｓを求め、この値とＱｏ　、Ｑｌの
値とを比較する。そしてこのＱ３とＱＯＸＱ２の値とを
比較してほぼその値が一致した場合には、開閉弁２５が
閉の誤信号を出しており、実際には聞いていることが考
えられるため、検定装置すは開閉弁２５の誤信号の可能
性とともに検定流量としてＱＯを出力装置Ｃに出力する
。

なおこの場合には復水貯蔵タンク４への開閉弁２１およ
び開閉弁２４が開とされていることが考えられるが、双
方同時に誤信号を出す可能性は低いため開閉弁２５の誤
信号の可能性が出力される。

（５）Ｑｏ　７Ｑ＋　ニアＱ２≠ＱＯ このようにＱｏ、ＱｌおよびＱｌの３つのパラメータの
値がすべて互いに異なった場合には、次のようなケース
が考えられる。

まず、最小流量ライン１９に介挿される開閉弁２３が閉
の誤信号を出し、実際には開いている場合である。そし
て、この時のＱｏＸＱ＋およびＱｌの値の相互関係は、
Ｑｌ　＞Ｑｌ　＞ＱＯとなる。

ここでＱｌがＱＯより大きいのは、原子炉圧力計１２− ２６から入力される原子炉圧力値に基づいて算出された
流量では、最小流量ライン１９からの漏洩が考慮されて
いないためである。また、Ｑｌが０１より大きいのは圧
力計９ｂの下流で漏洩が発生しているためである。

また、このようなＱｌ＞Ｑｌ＞Ｑｏの関係は、高圧炉心
スプレィポンプ６の性能劣化または回転数不足がおきた
場合にも生ずる。ここで０１がＱＯより大きいのは、Ｑ
ｌには高圧炉心スプレィポンプ６の性能劣化が考慮され
ていないためである。

また、Ｑｌが０１より大きいのは、すでに）ホベた第４
図から明らかなように、高圧炉心スプレィポンプ６の性
能劣化によるポンプ水頭圧の低下は流量Ｑ２の値を大き
く評価することになるからである。

すなわち、このように０２　＞Ｑｌ　＞Ｑｏとなった場
合には、前述した２つのケースが考えられ、検定装置す
は、これら２つのケースおよび検定流量としｒ　Ｑ　ｏ
を出力装置Ｃに出力する。なお、逆に高圧炉心スプレィ
ポンプ６の回転数が異常に上昇したような場合にはＱｏ
　＞Ｑｌ　＞０２となり、この場合には検定装置すは高
圧炉心スプレィポンプ６の回転数置゛帛ど検定流ｆｆｉ
　Ｑ　ｏを出力装置Ｃに出力する。

なお、以上の比較において誤差幅Ｑｏ−Ｑ＋、Ｑｌ−Ｑ
２は、適当な制限伯内にあるものとする。

さらに、このようにＱｏ　、Ｑｌ　、Ｑ２の３つのパラ
メータがすべて互いに異なる場合として、圧力Ｍｆ−９
ｉｌまたはポンプ吸込圧力計９８と同時に流出１ｆ１１
が故障した場合が考えられる。

第５図はこのどぎのＱｏ　、Ｑｌ　、に）２の関係を６
つのケースに分けて示すもので、ケース１．６は前述し
た２つのケースとも共通するパターンであり、またケー
ス２と５、ケース３と４は同じ故障パターンである。

このようにＱＯ，ＱｌおよびＱ２がずべて互いに異なっ
た場合には、大きさにＪ：す６つの組合せが考えられる
が、単一の故障により生ずるのはケース１．６のように
開閉弁２３の故障おにび高圧炉心スプレィポンプ６の性
能劣化、または高圧炉心スプレィポンプ６の過負荷の場
合である。従ってケース１．６では、まずこの単一故障
の場合を考え、すでに述べたような情報を与え、第５図
に示ずＪ：うな二重故障は二次的なものとして提供゛づ
る。

さらに、開閉弁２３または２１と圧力泪９１）または流
量計１１の故障が組合わさった場合にも、第５図に承け
にうなパターンが考えｌうれる。しかしながら、このよ
うに二重、三重に故障が重なる可能＋ｔ　Ｇま非常に低
く、また流量の検定も困ＨであるのＣ検定装置すは、正
しいはずの流量としてＱｌを出力装置Ｃに出力し、また
、多重の故障が発生している可能性と各種パラメータの
値を出力装置Ｃに出力するとともに、当該システムに依
存して炉水位の確保をすることを中止し原子炉圧力計の
監視等の代替え手段を用いるようにガイドする。

第６図は、以上詳細に説明した検定装置すのフローチャ
ートである。

以上のように椛成された原子炉圧力計ｆｌ（１系の流量
検定装置では、高圧炉心スプレィ系の監視は以１５− 下述べるようにして行なわれる。

すなわち入力装置ａに開閉弁７．１２．１４．１７．２
１．２３．２４．２５の開閉状態を示す信号、流量訓１
１からの流量値を示す信号、圧力計９ｂ、ポンプ吸込圧
力計９８からの吐出圧力値を示す信号、高圧炉心スプレ
ィポンプ６からの作動状態を示ず信号、サプレッション
プール圧力計２８および原子炉圧力計２６からの圧力信
号等が入力され、これらの値が検定装置すに入力される
と検定装置すは、第６図に示すフローチャートに基づい
−Ｃ順次高圧炉心スプレィ系の監視を行なうとともに、
原子炉圧力容器１内に流入している流量を検定し、開閉
弁の開閉状態信号に誤りがあるとき等には出力装置Ｃに
異常信号とともに異常箇所を出力し、またこの時の検定
された流量値を出力する。したがって運転員は、出力装
置Ｃに表示された異常信号、異常箇所および流量値に基
づいて異常箇所を正常に動作させる操作を迅速に行なう
ことができるとともに、さらにこれらの情報に基づいて
他の操作を迅速に行なうことができる。

１６− ［発明の効果］ 以上述べたように、本発明の原子炉炉心冷却系の流量検
定装置によれば、例えば高圧炉心スプレィ系に配置され
た機器の作動状態に異常があるときには、異常信号およ
び異常箇所が表示装置に表示されるとともに、この出力
装置には原子炉圧力容器内に流入している流量が表示さ
れるので、運転員はこれらの表示に基づいて迅速に異常
箇所を正常にする操作および必要な場合には他の操作を
行なうことができ、事故の拡大を最小限に抑制すること
ができる。

なお以上述べた実施例では本発明の原子炉炉心冷却系の
流量検定装置を高圧炉心スプレィ系に適用した例につい
て説明したが、本発明はかかる実施例に限定されるもの
ではなく同じような系統を有する原子炉炉心冷却系に適
用できることは勿論である。

【図面の簡単な説明】

第１図は高圧炉心スプレィ系の一実施例を示す配管系統
図、第２図は本発明の原子炉炉心冷却系の流量検定装置
ａの一実施例を示ずブロック図、第３図は原子炉圧力と
ポンプ流量との関係を示すグラフ、第４図は流量とポン
プ水頭との関係を示すグラフ、第５図は流量比較パター
ンを示す説明図、第６図は第２図に示した検定装置のフ
ローチャートである。 ａ・・・・・・・・・・・・入力装置 ｂ・・・・・・・・・・・・検定装置 Ｃ・・・・・・・・・・・・出力装置 代理人弁理士　　　須　山　佐　− 第２図 第４図 笛　　５　Ｍ り１　　　Ｊ　　２コ

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉炉心冷却系を流れる冷却水の流量を測定する流量
   計からの流量信号、原子炉圧力容器内の圧力を測定する
   原子炉圧力計からの圧力信号および前記原子炉炉心冷却
   系に配設されるポンプの水頭を示す水頭信号を入力し、
   前記流量信号、圧力信号および水頭信号に基づきそれぞ
   れ前記原子炉圧力容器内に流入していると予想される冷
   却水の流量値Ｑｏ、Ｑ＋およびＱ２を算出し、これらの
   流量値Ｑｏ、Ｑ＋およびＱ２の相関関係から実際に前記
   原子炉圧力容器内に流入していると考えられる冷却水の
   流量を求めることを特徴とする原子炉炉心冷却系の流儀
   検定装置。