JPS6015912B2

JPS6015912B2 - 原子炉

Info

Publication number: JPS6015912B2
Application number: JP55125159A
Authority: JP
Inventors: 誠一和泉
Original assignee: Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1980-09-09
Filing date: 1980-09-09
Publication date: 1985-04-22
Also published as: JPS5749885A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は原子力発電設備等における沸騰水形原子炉に関
する。

一般に原子力発電設備の原子炉を停止させる場合、原子
炉の温度を急激に低下させると原子炉圧力容器等に過大
な熱応力が生じ、その健全性が損なわれるので、停止時
における原子炉の温度降下率を所定の許容範囲内に制限
している。

そして、この原子炉の温度降下率を制限するには、一般
に原子炉の停止後、炉心で崩壊熱により発生する葵気を
復水器に少しずつ放出し、原子炉圧力容器内の圧力の降
下率を規制して温度降下率を許容範囲内に規制するよう
にしている。すなわち、沸騰水形原子炉では原子炉圧力
容器内の蒸気は常に飽和状態であるので、この原子炉圧
力容器内の圧力を規制することにより原子炉の温度を規
制できるものである。しかし、たとえばＡクラスの地震
等によって復水器等の負荷側が破損した場合には蒸気を
復水器に放出できなくなる。そして、従来このような場
合すなわち原子炉隔離状態で原子炉を停止させる場合に
は逃し安全弁を開弁して原子炉圧力容器内の蒸気をサプ
レッションプールに放出するようにしていた。すなわち
、第１図に示す如く原子炉圧力容器Ａに接続された主蒸
気管Ｂにはこれから分岐して逃し安全弁Ｃが設けられ、
この逃し安全弁Ｃは蒸気放出管Ｄを介してサプレッショ
ンプールＥ中に設けられた蒸気凝縮器Ｆに接続されてお
り、原子炉圧力容器Ａ内の圧力が制限値以上に上昇した
場合にはこの逃し安全弁Ｃが自動的に関弁し、原子炉圧
力容器Ａ内の蒸気をサプレツションプールＥ中に放出し
て凝縮させるように構成されている。なお、この逃し安
全弁Ｃは実際には通常８個程度設けられている。そして
、上述の如く原子炉停止時に原子炉圧力容器Ａ内の蒸気
を復水器（図示せず）等の負荷側に放出できない場合に
は上記の逃し安全弁Ｃを手動で開弁し、蒸気をサプレッ
ションプールＥ内に所定量ずつ放出するものである。そ
して、この場合、蒸気の放出によってサプレッションプ
ールＥの水温が上昇するので残留熱除去系Ｇをサプレッ
ションプール冷却モードで運転してサプレッションプー
ルＥの水温上昇を抑え、また原子炉圧力容器Ａ内への給
水は原子炉隔離時冷却系日によって復水タンクＫを水源
にしておこなうものである。なお、上記原子炉圧力容器
Ａは原子炉格納容器壁１内に収容され、また、主蒸気管
Ｂの途中には主蒸気隔離弁Ｊ，Ｊが設けられている。と
ころで、上記原子炉圧力容器Ａの温度降下率の許容値は
たとえばそのフランジ部Ｌにおいて５５．６℃／時間で
あり、原子炉圧力容器Ａ内の圧力降下率もこれに対応し
て設定されるものであるが、この圧力降下率を達成する
ための蒸気放出流量は線形ではなく、初期では逃し安全
弁Ｃを１個開弁した場合の放出流量よりはるかに小さく
、また終期では逃し安全弁Ｃ２個を関弁した場合の放出
流量に相当する程度となる。

しかし、上記の逃し安全弁Ｃは全閉、全開の２段階のモ
ードしか得られないので、従来は蒸気放出の初期におい
ては運転員が手動で１個の逃し安全弁Ｃを頻繁に開閉し
て放出蒸気量の調整をしており、その操作が繁雑で運転
員の負担が大きかった。

特にこのような原子炉停止時には上記の操作の他に、た
とえば原子炉圧力容器Ａ内の炉水位が高水位になって原
子炉隔離時冷却系日がトリップした場合には炉水位が低
水位になる前にこの原子炉隔離時冷却系日を手動で再起
勤しなければならず、また原子炉の温度が所定温度まで
低下したら原子炉隔離時冷却系日を停止し、残留熱除却
系Ｇを停止冷却モードに切換えなければならない等、こ
の他にも多くの操作をしなければならない。したがって
作業者の負担がきわめて大となる不具合があった。また
、上述の如く逃し安全弁Ｃを頻繁に開閉するため、この
逃し安全弁Ｃには苛酷な熱衝撃が作用し、その寿命が短
縮する等の不具合があった。本発明は以上の事情にもと
づいてなされたもので、その目的とするとこのは原子炉
隔離状態で停止させる場合の操作を簡略化し、運転員の
負担を軽減でき、また弁等を頻繁に開閉する必要がなく
弁の寿命の低下等を招くことのない原子炉を得ることに
ある。

以下本発明を第２図ないし第４図に示す一実施例にした
がって説明する。

図中１は原子炉圧力容器内であって、この原子炉圧力容
器１で発生た蒸気は主蒸気管２を介してタービン（図示
せず）に送られるように構成されている。なお、上記主
蒸気管２の途中には主蒸気隔離弁３，３が設けられ、ま
た原子炉圧力容器１は原子炉格納容器４内に収容されて
いる。そして、上記主蒸気管２から分岐して蒸気放出管
５が設けられており、この蒸気放出管５はサプレッショ
ンプール６内に設けられた蒸気凝縮器７に接続されてい
る。そして、この蒸気放出管５の途中には止め弁８が設
けられている。また、この蒸気放出管５の途中には減圧
弁機構９が設けられている。この減圧弁機構９は蒸気放
出管５の途中に設けられた減圧弁１０と、この減圧弁１
０をバィパスして設けられたバイパス管１１と、このバ
イパス管１１の途中に設けられた開閉弁１２およびオリ
フィス１３とから設けられている。そして、上記減圧弁
１０は関度すなわち蒸気流量が調整可能なもので、原子
炉圧力容器１内の蒸気を主蒸気管２および蒸気放出管５
を介してサプレッションプール６に放出し、原子炉圧力
容器１内の圧力を所定の降下率で低下させることができ
るように構成されている。また１４は温度検出器であっ
て、原子炉圧力容器１のフランジ部１５の温度を検出す
るように構成されている。そしてこの温度検出器１４の
信号は変換器１６を介して制御回路１７に送られるよう
に構成されている。そして、この制御回路１７は上記温
度検出器１４からの信号を時間で微分して温度降下率を
算出し、この温度降下率が許容範囲内となるように前記
減圧弁１０の開度を調整して放出蒸気量を調整するよう
に構成されている。また、この制御回路１７は原子炉圧
力容器１内の圧力が低圧たとえば１１ｋ９′のａまで低
下するところの圧力を一定時間維持するように構成され
ている。なお、この減圧弁１０の開度はポテンショメ−
夕１８を介て上記制御回路１７にフィードバックされる
ように構成されている。また、上記バイパス管１１のオ
リフィス１３は蒸気放出の初期において原子炉圧力容器
１の温度降下率を許容範囲内に維持しつつ圧力を低下さ
せる場合に必要な放出蒸気量が減圧弁１０の最小流量よ
り小さい場合に使用するもので、このオリフィス１３を
介して蒸気を小流量で放出することにより原子炉圧力容
器１の温度降下率を許容範囲に維持できるように構成さ
れている。なお、このオリフィス１３の流量は原子炉の
試験運転等の際に上記の如き所定の小流量が得られるよ
うにあらかじめ調整されている。また、前記の主蒸気管
２には従来と同様に複数の逃し安全弁（図示せず）が接
続され、これらの逃し安全弁はそれぞれ蒸気放出管（図
示せず）を介してサブレッションプール６内に設けられ
た複数の蒸気凝縮器（図示せず）に接続されている。ま
た、１９は残留熱除去系である。２０はそのポンプであ
って、このポンプ２０は吸込管２１および開閉弁２２を
介してサプレツションプール６内の水を吸込み、逆止弁
２３および開閉弁２４を介して熱交換器２５に送るよう
に構成されている。

そして、この熱交換器２５で冷却されたサプレッション
プ−ル水は戻し管２６および開閉弁２７を介してサプレ
ッションブール６内に戻されるように構成されている。
そして、この戻し管２６は上記の蒸気凝縮器７の近傍に
関口し、この蒸気凝縮器７の周囲に低温のサプレツショ
ンプール水を噴出してこの蒸気凝縮器７から放出される
蒸気の凝縮能力を高めるように構成されている。また、
上記吸込管２１および戻し管２６にはそれぞれ原子炉吸
込管２８および原子炉戻し管２９が分岐接続され、これ
ら原子炉吸込管２８および原子炉戻し管２９はそれぞれ
原子炉圧力容器１に接続され、またその途中にはそれぞ
れ開閉弁３０，３１が設けられている。そして、上記吸
込管２１および戻し管２６の開閉弁２２，２７を閉弁し
、また原子炉吸込管２８および原子炉戻し管２９の開閉
弁３０，３１を開弁してポンプ２０を運転することによ
りこの残留熱除去系１９は停止時冷却モードで作動し、
原子炉圧力容器１内の炉水を熱交換器２５を介して循環
させ、原子炉の残留熱を除去するように構成されている
。また、吸込管２１および戻し管２６の開閉弁２２，２
７を開弁し、原子炉吸込管２８および原子炉戻し管２９
の開閉弁３０，３１を開弁してポンプ２０を運転するこ
とにより残留熱除去系１９はサブレツションプール冷却
モードで作動し、サプレッションプール水を熱交換器２
５を介して循環させ、サプレツションプール水の冷却を
なすように構成されている。また、上記熱交換器２５の
上流に設けられた開閉弁２４をバイパスしてバイパス管
３２が設けられており、このバイパス管３２の途中には
脱塩器３３および開閉弁３４，３５が設けられている。
そして、開閉弁２４を閉弁するとともにバイパス管３２
の開閉弁３４，３５を閥弁することにより炉水またはサ
プレッションプール水をこの脱塩器３３を介して循環さ
せ、水中のイオンを除去して水質を維持できるように構
成されている。また、３６は原子炉隔離時冷却系である
。３７はその蒸気抽出管であって、主蒸気管２に分岐接
続され、蒸気の一部を抽出し、開閉弁３８を介してこの
蒸気をタービン３９に送るように構成されている。

そして、このタービン３９によってポンプ４０が駆動さ
れ、給水源たとえば復水タンク４１からの冷却水を給水
管４２および開閉弁４３を介して原子炉圧力容器１内に
給水するように構成されている。そして、上記の減圧弁
機構９、残留熱除去系１９および原子炉隔離時冷却系３
６はシーケンス制御回路４４によってシーケンス制御さ
れるように構成されている。すなわち、このシ酒ーケン
ス制御回路４４には制御盤（図示せず）からの操作信号
および原子炉圧力容器１内の圧力信号等が入力され、原
子炉が隔離状態で停止した場合には所定の高温待期時間
を経過したのち蒸気放出管５の止め弁８を関弁するとと
もに減圧弁機構９のバイパス管１１の開閉弁１２を関弁
してオリフィス１３を介して蒸気を放出し、放出蒸気量
が減圧弁１０の最小流量以上となるとこの開閉弁１２を
閉弁して減圧弁１０を介して蒸気を放出させ、また残留
熱除去系１９の開閉弁２２，２７を関弁するとともに開
閉弁３０，３１を閉弁してサプレッションプール冷却モ
ードで運転させ、また原子炉隔離時冷却系３６の蒸気抽
出管３７の開閉弁３８を関弁して運転を開始させるよう
に構成されている。そして、原子炉圧力容器１内の圧力
が１１ｋ９／ｃ舷まで低下したら残留熱除去系１９の開
閉弁２２，２７を閉弁するとともに開閉弁３０，３１を
関弁してこの残留熱除去系１９を停止時冷却モードに切
換えて運転し、一定時間この状態を維持して残留熱除去
系１９の準備運転をおこない、こののち原子炉圧力容器
１内の圧力を１１ｋ９／仇ａ以下として原子炉隔離時冷
却系３６を停止するように構成されている。以上の如く
構成された本発明の一実施例は、第３図および第４図に
示す如く、原子炉が隔離状態で停止すると一定の時間だ
け高温状態で待期する。

そして、次に原子炉圧力容器１内の圧力を低下させ、そ
の温度を下降させてゆくが、この温度の降下率はたとえ
ば５５．がＣ／時間の許容範囲内に維持する必要があり
、これに対応して第４図に示す如く圧力を降下させる必
要があるが、蒸気放出初期においては放出蒸気流量は一
般に減圧弁１０の最小流量より小さい。そして、この初
期においては、シーケンス制御回路４４によりまず止め
弁８が自動的に関弁されるとともにバイパス管１１の開
閉弁１２が関弁され、蒸気は減圧弁１０を通らずにオリ
フイス１３を通って放出される。そしてこのオリフィス
１３はあらかじめ蒸気放出の初期において原子炉圧力容
器１の温度降下率や許容範囲内となるような放出蒸気流
量を与えるように設定されているので、温度降下率が許
容範囲を超えるようなことはなく、また減圧弁１０を頻
繁に開閉する必要はなくこの減圧弁１０は閉弁したまま
でよい。次に原子炉圧力容器１内の圧力が所定の圧力ま
で減圧され、放出蒸気流量が減圧弁１０の最小流量以上
になるとバイパス管１１の開閉弁１２が自動的に閉弁さ
れ、減圧弁１０が関弁してこの減圧弁１０を介して蒸気
を放出する。そしてこの場合、原子炉圧力容器１の温度
は温度検出器１４で検出され、その信号は制御回路１７
に送られ、温度降下率が算出され、この温度降下率が許
容範囲内となるように減圧弁１０の開度が制御され、放
出蒸気量を調整する。また、これとともに残留熱除去系
１９が自動的にサプレツションプール冷却モードで運転
され、蒸気凝縮器７からの蒸気放出によるサプレッショ
ンブール水の水温上昇を防止する。さらにこれとともに
原子炉隔離時冷却系３６が自動的に起動され、原子炉圧
力容器１内に給水がなされる。そして、原子炉圧力容器
１内の圧力が約１１ｋ９／均ａまで低下すると、一定時
間この圧力を維持するように減圧弁１０が制御される。
そして、この状態で残留熱除去系１９が停止時冷却モー
ドで運転されて停止時冷却モードの準備運転をする。そ
して一定時間が経過したら原子炉圧力容器１内の圧力は
さらに低下され、原子炉隔離時冷却系３６が停止すると
ともに残留熱除去系１９は本格的な停止時冷却モ−ド‘
こ移行し、原子炉を冷温状態まで冷却する。そして、こ
のものは上記一蓮の操作がシーケンス制御回路４４です
べて自動的におこなわれるので運転員の負担が一層軽減
する。なお、本発明は上記の−実施例には限定されない
。

たとえばシーケンス制御回路は必らずしも上記の如きも
のに限定されず、一部を手動操作としてもよい。

また、減圧弁機構は必らずしも上記のものに限定されず
、減圧弁の流量調整範囲が蒸気放出の初期から終期まで
の放出蒸気流量の変化幅全体をカバーできるようなもの
であればバイパス管やオリフィス等は必要ない。

上述の如く本発明は原子炉圧力容器内の蒸気をサプレッ
ションプール内に放出する蒸気放出管の途中に流量調整
可能な減圧弁を設け、また原子炉圧力容器の温度を検出
する温度検出器を設けるとともに温度降下率を算出しこ
れが許容範囲を超えないように減圧弁を制御する制御回
路を設けたものである。

したがって、隔離状態で原子炉が停止した場合、原子炉
の温度降下率が許容範囲を超えないように自動的に制御
されて減圧がなされる。よって従来の如く逃し安全弁を
手動で頻繁に開閉操作する必要はなく、運転員の負担が
大幅に軽減され、またこの減圧弁機構は頻繁に開閉され
るとなく連続的に作動するものであるから過大な熱衝撃
が頻繁に作用するようなことはなく、耐久性が損なわれ
ることがない等その効果は大である。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来例の概略系統図である。第２図ないし第４図は本発明の一実施例を示し、第２図
は概略系統図、第３図は作動順序を示すブロック図、第
４図は作動時の原子炉圧力容器内圧力の変化を示す線図
である。１・・・・・・原子炉圧力容器、２・・・・・
・主蒸気管、５・・・…蒸気放出管、６…・・・サプレ
ッションプール、７・・・・・・蒸気凝縮器、８・・・
・・・止め弁、９・…・・減圧弁機構、１１・・・・・
・バイパス管、１２・・・・・・開閉弁、１３・・・・
・・オリフイス、１４・・・・・・温度検出器、１７・
・・・・・制御回路、１９・・・・・・残留熱除去系、
３６・・・・・・原子炉隔離時冷却系、４４…・・・シ
ーケンス制御回路。第１図第４図第２図第３図

Claims

【特許請求の範囲】１原子炉圧力容器内の蒸気をサプレツシヨンプール内
に放出する蒸気放出管と、この蒸気放出管の途中に設け
られた流量調整可能な減圧弁機構と、上記原子炉圧力容
器の温度を検出する温度検出器と、この温度検出器から
の信号を受け上記原子炉圧力容器の温度降下率を算出し
この温度降下率が許容範囲内となるように上記減圧弁機
構の流量を調整する制御回路とを具備したことを特徴と
する原子炉。２前記減圧弁機構は開度調整可能な減圧弁と、この減
圧弁をバイパスして設けられたバイパス管と、このバイ
パス管の途中に設けられ上記減圧弁の最小流量以下の流
量を与えるオリフイスと、このバイパス管の途中に設け
られた開閉弁とを具備したことを特徴とする前記特許請
求の範囲第１項記載の原子炉。