JPS60165585A - 原子炉自動減圧装置 - 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〕 本発明は原子カプラントにおける冷却材喪失事故時に、
原子炉の圧力を自動的に低下させて非常用炉心冷却系に
よる注水を促すための原子炉自動減圧装置に関する。

〔発明の技術的背景およびその問題点〕原子カプラント
においては、原子炉圧力容器に接続されている配管が原
子炉運転中に破損し、原子炉冷却材の漏洩若しくは喪失
した場合を想定して非常用炉心冷却系（Ｅ）ｎｅｒｇ＠
ｎｃｙ　Ｃｏｒｅ　Ｃｏｏｌｌｎｇ　Ｓｙｓ−ｔｅｍ以
下ｐ：ｃｃｓと略記する）が設けられている。

第１図はとのＥＣＣ８に関連する原子炉主要部の構成を
示す系統図で、原子炉１を格納する原子炉格納容器２の
下底部にサプレッションゾール３が形成されており、サ
プレッションブーｌＬ／３または復水貯蔵タンク４の水
を高圧炉心スゾレイボンゾ５によって炉心のすぐ上のス
、ｅ−ジャヘッダのノズルからスプレィする高圧スプレ
ィ系と、サプレッションブー／Ｉ／３の水を低圧炉心ス
プレイポンプ６によってもう一つのスＡ−ジャヘッダの
ノズルからスプレィする低圧スルレイ系と、この低圧ス
フレイ系の後備として、サプレッションゾール３の水を
低圧注水ポンシフ、８および９によってそれぞれ炉内に
注水する低圧注水系とを備えており、これら各冷却系の
高圧炉心スプレイボンゾ５、低圧炉心スプレィＩンゾ６
および低圧注水ポンシフ。

８．９はそれぞれ所内′遡源１０または非常用ディーゼ
ル発電機１１によって駆動される。

一方、原子炉圧力容器には主蒸気管１２および給水管１
３が接続され、このうち主蒸気管１２には原子炉蒸気を
サプレッションゾール３へ逃がすための逃がし安全弁１
４が設けられており、さらに、この逃がし安全弁１４は
原子炉自動減圧装置（Ａｕｔ。

珈ｐｒｅｓｓｕｒｉｚａｔｌｏｎ　Ｓｙｓｔｅｍ以下Ａ
ＤＳと略記する）加によって開放し得る構成になってい
る。

なお、本明細書では高圧スプレィ系を高圧用ｇｃｃｓ　
、低圧スプレィ系および低圧注水系を低圧用ＥＣＣ８と
して、以下に冷却材喪失事故が発生した場合の炉心冷却
動作の概要について説明する。

先ず、再循環回路破断のような事故が起こると、冷却材
が流出してその一部が失なわれる。この冷却材喪失事故
によって炉心が露出した場合には燃料被覆材が溶融する
虞れがある。この溶融を防ぐために原子炉水位が低下し
たとき高圧用ＥＣＣ８を作動させて炉心の雨却を図ると
共に、炉水位を回復させる。

ところで、この高圧用ｇｃｃｓを作動させてもなお原子
炉水位が低下し続ける場合には低圧用ＥＣＣ５を作動さ
せるが、この低圧用ＥＣＣ８の作動を早めるために原子
炉の水位が所定値より低く、且つ、原子炉格納容器の圧
力が所定値より高いと言う条件でＡＤＳ　２０が逃がし
安全弁１４を開放させ、原子炉蒸気をサプレッションプ
ール３の水中へ逃がすことによって原子炉圧力を積極的
に低下させている。

すなわち、ＡＤＳ２０は低圧用ＥＣＣ８による注水を促
す機能を有している。なお、ＡＤｓ２０は上述した原子
炉水位１低′、および原子炉格納容器圧力１高′が同時
に発生したときに始動するが、これ以外に手動による操
作信号が出力された場合も、上述したと同様に逃がし安
全弁１４を開放する構成になっている。

かくして、冷却材喪失事故が発生した場合でも、高圧用
ＥＣＣ３ＸＡＤＳ、低圧用ＥＣＣ８の作動により十分な
炉心冷却が行なわれるので燃料破損を未然に防止するこ
とができる。

ところで、近年では原子カプラントの安全性向上を図る
動向の中で、原子炉トリップ系（ＲＴＳ）の故障時にお
ける原子カプラントの健全性が問題になっている。

ここで、原子炉トリップ系とは原子炉の運転中に異常状
態や誤動作が生じた場合、あるいは、異常状態に移行す
る過渡期に原子炉停止用の制御棒を緊急挿入（スクラム
）して原子炉および発電所を保護するシステムであるが
、例えば、異常状態に移行する過渡期にスクラムしたと
き一部の制御棒が挿入されないと言うような故障が発生
すると核分裂の継続によって原子炉は出力し続けるので
、このとき原子炉水位の異常な低下や原子炉格納容器圧
力の急上昇が予測される。

かかる事態に対しで上述した高圧用ＥＣＣ８％ＡＤＳお
よび低圧用ＥＣＣ８が作動して大量の冷水が炉心に供給
されることになる。

ところで、上述した構成の原子カプラントのうち、特に
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では炉心に存在する蒸気泡（
以下ディトと言う）の増減が原子炉出力に大きな影響を
与えている。

すなわち、沸騰水型原子炉は一般に負の反応度係数を持
っているので、ゼイドが減少すれば原子炉に正の反応度
が加わり、逆にぽイドが増加すると原子炉に負の反応度
が加わる。したがって、原子炉トリップ系の故障時にＡ
ＤＳが作動して炉心に大量の冷水が注入されたとすれば
、冷却に基づくゼイドの急減により原子炉出力が増加す
ることになる。

しかして、従来のＡＤＳは機器の健全性から観たとき必
ずしも最適な条件下で作動していなかった。

一方、ＡＤＳの作動により大蓋の原子炉蒸気がサプレッ
ションプール３の水中に導かれて凝縮する結果、このサ
プレッションゾール水の温度は上昇する。よって、ＡＤ
Ｓの作動時にサプレッションゾール３の水温がある程度
高いとすれば蒸気の凝縮によって著しく高温になり、そ
れ以上の凝縮が健全に行なわれない場合もあり得る。ま
たこのとき蒸気熱が原子炉格納容器に加わるため、機器
の健全性という点で好ましくない状況を呈していた。

特に、この凝縮不完全はＡＤＳの手動時に発生しやすか
った。

〔発明の目的〕

本発明は上記の問題点を解消するためになされたもので
、原子カプラントを構成する主要な機器の健全性を確実
に維持し得るＡＤＳの提供を目的とする。

〔発明の概要〕

この目的を達成するために本発明は、Ｅｃｃｓによる注
水を促すために、原子炉蒸気をサプレッションゾールへ
逃がす安全弁を開放して原子炉圧力を低下させるＡＤＳ
において、原子炉圧力容器の水位が警戒を要する範囲に
低下すると共に、原子炉格納容器の圧力が警戒を要する
範囲に上昇し且つ原子炉出力が零に近い所定値以下に低
下する第１の条件、および、前記安全弁を開放させるた
めの手動開放指令が出力され且つサプレッションプール
の水温が蒸気の凝縮可能領域である第２の条件の少な（
とも一方の条件が成立したとき前記安全弁に開操作信号
を与える条件判定手段を備えたことを特徴としている。

〔発明の実施例〕

以下、添伺図面を参照して本発明の一実施例について説
明する。

第２図は本発明に係るＡＤＳの構成例で、主に、３人力
ＡＮＤ回路２１、ＮＯＴ回路η、２人力椰回路ｎおよび
２人力ＯＲ回路Ｕとを備え、このうち、ＡＮＤ回路２１
には原子炉圧力容器の水位が警戒を要する範囲に低下す
ると論理レベルの′Ｈ′になる（以下単にＨレベルと言
う）原子炉水位低信号Ｓ１１と、原子炉格納容器の圧力
が警戒を要する範囲に上昇すると′″Ｈ’Ｈ’レベル格
納容器圧力高信号Ｓ１２と、原子炉の出力が臨界出力状
態よりも低い値、例えば、数チ以下に低下したとき′Ｈ
ルベルになる原子炉出力低信号８１３とが入力され、Ａ
ＮＤＮ０回路線逃がし安全弁１４（第１図）を手動によ
って開放するときに１Ｈルベルになる手動開放指令８１
４と、ＮＯＴ回路ｎを介して、サプレッションプールの
水温が蒸気の凝縮について余裕のない高温状態で′Ｈル
ベルになるサプレッションゾール温度高信号８１５とが
入力され、これらのＡＮＤ回路２１およびるの出力がＯ
Ｒ回路スに入力され、このＯＲ回路スが１Ｈルベルの信
号Ｓ２０を出力したとき逃がし安全弁１４を開放する構
成になっている。

従来のＡＤＳにあっ℃は、原子炉水位低および原子炉格
納容器圧力高という事態が同時に起きたとき逃がし安全
弁を開放したが、ここでは原子炉出力が零に近い所定値
以下すなわち臨界出方よりも降下しているという条件が
加わったとき始めて逃がし安全弁を開放している。この
ことは、原子炉トリップ系の故障に伴う異常状態が発生
した場合臨界出力が維持されており、この状態で大量の
冷水を注水すると上述した如（ゼイドの減少により原子
炉出力が大幅に上昇するという不具合があったので、原
子炉トリップ系が正規に動作して大量の冷水を注水した
場合でも原子炉出方の大幅な上昇を伴なわない範囲まで
原子炉出方が低下した段階で逃がし安全弁に開操作信号
を加えることに他ならない。

かくして、原子炉に大幅な正の反応度が相加されること
のない安全な炉心冷却が可能になる。

一方、従来のＡＤＳは手動開放指令が加えられたことの
みを条件として逃がし安全弁を開放していたが、これは
サプレッションプールの水温を考慮しておらず、例えば
サプレッションゾールの水温が高いときにここに蒸気ケ
逃がしたとしても十分に凝縮し得ないことがあった。こ
れに対して、第２図に示したＡＤＳはサプレッションゾ
ールの水温が蒸気の凝縮に余裕のある所定値以下でなけ
ればその動作を禁止しているの、で、蒸気の凝縮が健全
に行なわれないような状態でＡＤＳを不用意に作動させ
ることを防止することができる。

第３図（ａ）〜（ｅ）は原子炉トリップ系の故障に伴う
異常過渡状態での原子炉圧力、ＥＣＣ８流量および原子
炉出力の変化を表わしたもので、従来のＡＤＳを用いた
場合を一点鎖線に、本発明のＡＤＳを用いた場合を実線
でそれぞれ示している。

第３図において、時刻ｔ１　で原子炉水位低、格納容器
圧力高になると、従来のＡＤＳはこの時点で動作するの
で、これ以後原子炉圧力は曲線ｐに示すように減少する
と共にＥＣＣ８流量は曲＋ｖ１１ｑに示すように著しく
増大するので、これによって原子炉出力は曲線ｒに示す
ように大きく上昇するが、本発明のＡＤＳにあっては、
たとえ時刻ｔ１　にて原子炉水位低、格納容器圧力高に
なったとしても、原子炉出力が零に近い所定値以下に降
下しない限り動作しないので、原子炉圧力は曲線Ｐに、
ＥＣＣ８流量は曲線Ｑに、原子炉出力は曲線Ｒにそれぞ
れ示すように略一定に保たれる。

なお、上記実施例ではＡＤＳを論理回路で構成すると共
に、この論理回路に原子炉の運転上不可欠な信号を入力
して条件判定を行なっているが、このＡＤＳの構成は周
知の手法によって変換した式に対応する回路でもよく、
また、これらの論理回路に入力する条件を示す信号は特
別に設けた検出器の信号であってもよい。

〔発明の効果〕

以上の説明によって明らかブよ如く、本発明のＡＤＳは
冷却材喪失事故に対しては従来装置と同様に確実に機能
させ得ると共に、原子炉トリップ系の故障およびサゾレ
ツションゾールの水温が蒸気の凝縮限界を超える場合の
ようにＡＤＳの作動が好ましくない状況下ではその作動
を確実に阻止し得るので、原子カプラントを構成する主
要な機器の健全性を確実に維持し得るとい５１ｆれた効
果が得られている。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子カプラントの非常用炉心冷却系および自動
減圧系の一般的な構成を示す系統図、第２図は本発明の
一実施例の構成を示す論理回路図、第３図（ＩＬ）〜（
Ｃ）は同実施例の作用を説明するためのタイムチャート
である。 １・・・原子炉、２・・・原子炉格納容器、３・・・サ
ブレツショ／プール、５・・・高圧炉心スプレィポンプ
、６・・・低圧炉心スジレイポンプ、７，８．９・・・
低圧注水ポンプ、１２・・・主蒸気管、１３・・・給水
管、１４・・・逃がし安全弁、加・・・原子炉自動減圧
装置、２１　、２３−ＡＮＤ回路、ｍ・Ｎ０７回路、２
４−５Ｒ回路。 出願人代理人　猪　股　清 第２図 鬼３図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 非常用炉心冷却系による注水を促すために、原子炉蒸気
   をサプレッションプールへ逃がす安全弁を開放して原子
   炉圧力を低下させる原子炉自動減圧装置において、原子
   炉圧力容器の水位が警戒を要する範囲に低下すると共に
   、原子炉圧力容器の圧力が警戒を要する範囲に上昇し且
   つ原子炉出力が零に近い所定値以下に低下する第１の条
   件、および、前記安全弁を開放させるための手動開放指
   令が出力され且つサプレッションゾールの水温が蒸気の
   凝縮可能領域である第２の条件の少な（とも一方の条件
   が成立したとき前記安全弁に開操作信号を与える条件判
   定手段を備えたことを特徴とする原子炉自動減圧装置。