JPS60242393A - 原子炉出力制御装置 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉出力制御装置に係シ、特に沸騰水型原
子炉の保護系として好適な原子炉出力制御装置に関する
。

〔発明の背景〕

沸騰水盤原子力発電所（ＢＷＲ）においては、主蒸気隔
離弁全弁閉事象は過渡的に最も圧力上昇の大きい事象で
あり、厳しい過渡事象として位置付けられている。従来
、この様な場合には、前記主蒸気隔離弁に備えられたリ
ミット・スイッチの動作によシ原子炉保護系を働かせ、
原子炉を先行的にスクラムさせる。先行的にスクラムを
行なうことによシ、原子炉圧力の上昇を抑え、原子炉あ
るいは燃料の健全性確保を図っている。

しかし、何らかの原因により原子炉が作動しないような
事象（ＡＴＷＳ）を想定すると、原子炉圧力は上昇を続
け、プラントのタイプによって、このようなＡＴＷ８事
象に対して設けた圧力制限を越えてしまうか、制限近く
に到達する可能性がらる。

このようなＡＴＷＳ時の圧力上昇を抑える方法としては
、原子炉圧力異常高信号または原子炉水位異常低信号（
へＴＷＳ信号）によって再循環ポンプをトリップさせる
方法がある。しかし、本方法では、現象信号を起動信号
としているため、対応が遅くかなシの圧力上昇が避けら
れない。

以上は、主蒸気隔離弁全弁閉鎖の場合であるが、故障又
は運転員のミスによシ主蒸気隔離弁の１個あるいは２個
が閉鎖するような事象を考える。従来では、高出力時に
このような事象が発生すると次の３つの経過のどれかに
より原子炉保護系が動作しプラントはトリップする。

１、同弁閉鎖による直接圧力急上昇により原子炉出力瞬
時高（ＡＰＲＭ高スクラスクラ ム、同弁閉鎖により他の主蒸気配管の蒸気流１高となシ
同主蒸気隔離弁全弁閉鎖（主蒸気隔離弁全閉スクラム）
。

３、圧力調整装置の特性から同弁閉鎖により、配管圧損
が増加するため、原子炉圧力は徐々に上昇（原子炉圧力
高スクラム）。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、主蒸気隔離弁全弁閉鎖時の圧力上昇に
よる事象緩和と、量弁１弁または２弁閉鎖時の原子炉ト
リップの回避を併せて行なう。特に開弁全弁閉鎖時スク
ラム不能（ＡＴＷＳ　）の場合の原子炉異常上昇を抑え
る原子炉出力低減装置を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明は、スクラム不能（ＡＴＷＳ　）時の短期圧力上
昇が主蒸気隔離弁全弁閉鎖事象で特に厳しいことに着目
し、併せて量弁全弁閉鎖による通常スクラム時の事象緩
和、向弁ｌ弁または２弁閉鎖時のプラントトリップを回
避できることにも着目して、原子炉保護系検出器とは分
離独立した主蒸気隔離弁閉鎖検出器を新たに設け、本検
出器からの検出信号をもって炉心流量を制御せしめるポ
ンプをトリップさせることによシ瞬時に原子炉出力を低
下させ、または原子炉圧力上昇を抑制させるようにした
ものである。

〔発明の実施例〕

沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実施例を第
１図により説明する。本実施例は原子炉１に設けられた
再循環配管５に設置した再循環ポンプ６の回転数制御に
よシ、炉心２を流れる冷却水流ｉ（炉心流量という）を
変化させ原子炉出力を制御している。４本の主蒸気配管
３が原子炉１に接続され、それぞれに主蒸気隔離弁４が
３個ずつ設けられている主蒸気隔離弁４には、原子炉保
護系検出器であるレベル・スイッチとは分離独立した主
蒸気隔離弁閉鎖検出器を設置する。既存の検出器と分離
独立させるのはスクラム不能事象（ＡＴＷＳ　）に係る
基本的発想に依るもので、原子炉保護系検出器故障によ
るＡＴＷＳに対処するためである。この観点からすれば
、本実施例に使用する検出器としては既存の検出器と異
なる原理に基づく検出器であることが望ましいが、レベ
ル・スイッチであってもかまわない。この場合も、共通
原因故障等を避けるだめ、既存のものとは異なるタイプ
の検出器とすべきである。係る主蒸気隔離弁閉鎖検出器
から発せられる閉鎖信号は、後述する３つの効果を得る
ために全てＯＲ条件で結び、再循環ポンプ６のトリップ
信号とする。第１図では、主蒸気隔離弁４が１２個設置
されているので、主蒸気隔離弁４の閉鎖時に主蒸気隔離
弁閉鎖検出器から出力された閉鎖信号は、１２　存在す
る。前述した再循環ポンプ６のトリップ信号は、再循環
ポンプ６に連結されている駆動モータ７と再循環ＭＯ上
セツトとに連結されている界磁遮断器８に入力され、界
磁遮断器８を遮断することにより再循環ポンプ６をトリ
ップさせる。再循環ポンプ６がトリップすると、ジェッ
トポンプ１１の駆動流体である再循環配管５の開口端か
ら噴出される冷却水量がなくなってしまう。したがって
、ジェットポンプ１１を通して炉心２に導かれる冷却水
が減少し、炉心２には自然循環による冷却水のみが供給
される。このため、原子炉出力が著しく低下し、蒸気発
生量が減少するので、原子炉１内の圧力が低下する。原
子炉は、低出力のまま運転が継続される。沸騰水型原子
炉プラントのタイプによっては界磁遮断器８のない場合
があるが、その場合は界磁遮断器８を新たに設ける必要
がある。

次に本実施例の効果について説明する。本実施例は、大
きく分けて次の３つの効果をもたらす。

１．８ＷＲにおけるＡＴＷＳ対策となる。

２、主蒸気隔離弁全弁閉鎖スクラム時の原子炉圧力上昇
による事象の緩和。

３、高出力時、主蒸気隔離弁１個または２個閉鎖による
プラント・トリップの回避。

以上の本実施例による効果を具体的に以下説明する。

１．８ＷＲにおけるＡＴＷＳ対策 スクラム不能事象（ＡＴＷＳ　）か発生した場合の制限
条件は、原子炉圧力容器の健全性と格納容器健全性から
の要求により決定される。この内、後者の格納容器健全
性の方は、長期事象に関するもので、ＡＴＷＳ発生後の
対応する運転操作（特に、８ＬＣ８の起動等）に大きく
左右される。

ここで着目しているのは、前者の原子炉圧力容器の健全
性である。これはＡ　Ｔ　Ｗ　８発生後の初期事象にお
ける圧力過渡に係わる。現在、本健全性に関する制限条
件として、事故時判断条件である圧力容器設計圧力の１
．２倍または１．１５倍の値が適用されている。プラン
ト動特性解析にて、ＡＴＷＳを想定すると、原子炉圧力
は主蒸気隔離弁の全弁が閉になったことに起因するＡＴ
ＷＳの時、前述の制限条件を越えるか制限条件近くに達
することがわかった。主蒸気隔離弁が全弁閉鎖し、尚か
つスクラムが不能となるような事象では、原子炉で発生
する蒸気は、タービン・ライン及びバイパス・ラインと
も使用できないため最大のヒート・シンクである復水器
に達することはできず、全て、主蒸気配管３に設置され
た逃し安全弁（図示せず）から、サプレッション・プー
ル（図示せず）へ放出される。原子炉の定格運転中にこ
のような事象が発生すると、原子炉圧力は上昇して炉心
内のボイドがつぶれ、原子炉出力が上昇し、発生蒸気量
が増大するという悪循環によシ原子炉圧力は上昇を続け
る。このような場合、プラント動特性解析の結果によれ
ば、プラント・タイプによっては原子炉出力が、上昇を
続けて制限を越えてしまうか、あるいは制限値近くまで
上昇する可能性がある。このように、最大のヒート・シ
ンクである復水器が全く使えないという意味でも主蒸気
隔離弁の全弁閉鎖事象がＡＴＷＳ中最も厳しい事象であ
ると言え、本事象に対して対策を行々うことはＢＶＩに
対する対策を行なったと言える。実際、他の起因事象に
起因するＡＴＷＳによシ短期のうちに原子炉圧力が制限
を越えることは考えられない。

このようなＡＴＷＳに対応する対策としては、原子炉圧
力異常高または原子炉圧力異常高のいわゆるＡＴＷＳ信
号によって再循環ポンプをトリップさせ原子炉出力を低
下させる方法が考えられている。しかし、この方法アは
現象信号を起因信号としているので、原子炉圧力等の相
当な上昇は避けられないし、場合（あるいはプラント）
によっては制限を越えてしまうことも考えられる。

本発明は、前記したように、原子炉圧力が短時間の内に
制限を越えてしまうようなＡＴＷＳ起因事象は主蒸気隔
離弁全弁閉鎖に基づくものしかないこと、そのような場
合に主蒸気隔離弁閉鎖信号で先行的に原子炉出力を低下
させれば、原子炉圧力上昇をかなシ低減できることに着
目したものである。すなわち、主蒸気隔離弁閉鎖信号で
、本来のスクラム信号とはｔ１同時に再循環ポンプトリ
ップ信号が発せられるため、スクラム不能事態に到った
としても再循環ポンプトリップによるコーストダウン特
性のまま炉心流量は即座に低下し、ボイド増加によって
原子炉出力は低下し、発生蒸気量の減少、再循環ポンプ
吐出圧の低下と相まって原子炉圧力上昇は大幅に抑制さ
れる。第２図に前述の従来例による本事象時の炉心流量
、原子炉圧力の推移と、本実施例による推移の比較を示
す。

２、主蒸気隔離弁全弁閉鎖スクラム時、圧力上昇による
事象の緩和 １項ではスクラム不能（ＡＴＷＳ）時の主蒸気隔離弁全
弁閉鎖事象について説明したが、同様の理由で、通常の
スクラムを伴う過渡事象の中でも主蒸気隔離弁全弁閉鎖
事象は圧力上昇の観点から最も厳しい事象である。スク
ラム信号は主蒸気隔離弁閉検出リミット・スイッチによ
り発せられる。

別の方法として、スクラム時の原子炉水位の異常低下を
抑制させる目的で、スクラム信号（スクラム・パイロッ
ト弁励磁信号）にて、再循環流量制御系によシ再循環ボ
ンプランバックを行なう方法がらる。前記方法による原
子炉水位低下抑制は、制御棒挿入によるボイド消滅によ
シ原子炉の水位が低下するのを再循環ボンプランバック
による炉心流量減少によ、るボイド増加効果で補償し、
原子炉の水位低下を抑制するというものであシ、特に主
蒸気隔離弁全閉事象のような圧力上昇事象には効果的で
ある。しかし、この方法でも原子炉水位はかなシ低下し
、非常用高圧炉注水系起動設定水位（Ｌ２）近くまで低
下することもるる。本実施例を適用した場合、再循環ポ
ンプ６による炉心流量のコースト・ダウン時定数が小さ
いこと、再循環配管５内の流量が、０まで減少すること
及び主蒸気隔離弁閉鎖信号で再循環ポンプトリップを即
行なう等により、原子炉水位低下抑制効果はより大きく
なシ、事象時の圧力上昇に対しても抑制効果を与える。

３、高出力時、主蒸気隔離弁１個または２個閉鎖による
プラント・トリップの回避 原子炉定格運転中、故障または運転員の誤操作により、
主蒸気隔離弁が１弁あるいは２弁が閉鎖する事象を想定
すると以下の３つの経過の何れかによシブラントはトリ
ップする。

１、主蒸気隔離弁閉鎖にょシ原子炉圧力が急上昇し、原
子炉圧力が瞬時高となりＡＰＲＭ高スクラスクラム。

２、主蒸気隔離弁閉鎖にょシ、その主蒸気配管が不通と
なり、他の主蒸気配管の流量増となシ蒸気流量高信号が
発生し、開弁全弁閉鎖、スクラムに到る。

３、主蒸気圧力一定制御という圧力調整装置の特性から
主蒸気隔離弁閉鎖による見かけ上の配管圧損増加にょシ
、原子炉圧力は徐々に上昇し、原子炉圧力高スクラムに
到る。

以上のような場合においても、主蒸気隔離弁閉鎖信号に
よって、先行的に原子炉出方を低下させれば上記３つの
過程は何れも回避でき、プラント・トリップを避けるこ
とができる。

第１図に示した本発明の実施例では、に１述嘱等礎碍し
た３つの効果を期待するため主蒸気隔離弁閉鎖信号をＯ
Ｒ論理で結び、再循環ポンプトリップ信号としているが
、ここの論理を現原子炉保護系の論理と同じとすること
もできる。但し、この場合は論述７聯ニ示した効果の内
、３番目の効果は期待できなくなる。

第１図の実施例と「発明の背景」で示した、従来例であ
る圧力異常高再循環ポンプトリップと組み合わせること
もできる。こうすることによって、ＡＴＷＳを想定した
場合、主蒸気隔離弁全閉起因のように特に圧力上昇の厳
しい事象に対しては、第１図の実施例の機能によシ主蒸
気隔離弁閉鎖信号で先行的に出力低減を行ない圧力事象
を緩和し、それ以外の起因によるＡＴＷＳでも圧力異常
上昇による出力低減によシ一層圧力事象を緩和すること
が可能となる。

〔発明の効果〕

本発明の最大の狙いである上記効果のうち１項の沸騰水
型原子力発電プラン）（ＢＷ几）のＡＴＷＳ対策として
の意義についてもう一度説明する。

前にも説明したようにスクラム不能異常事象（ＡＴＷＳ
　）は、原子力発電プラント共通の問題であるが、ここ
では沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷ几）を対象とし
ている。ＡＴＶ８発生を仮定した場合の安全性からの制
限条゛件が仮定されているが、事象初期に対応する必要
があること、時間的余裕がほとんどないことから対応操
作が直ちに期待できないという点で原子炉圧力容器制限
条件を守るための対策として本発明がなされた。

前記圧力制限値は、ＡＴＷＳ事象に対して等しく守らな
ければならないが、圧力事象に関しては主蒸気隔離弁全
弁閉鎖起因ＡＴＷＳ時にのみ制限を越える可能性がある
こと、そして本事象に対して対策を行なうことはＢＷ几
に対する対策（圧力上昇問題に対しては）を行なったこ
とになる。

特に、本発明の場合は、圧力事象的に厳しいＡＴＷＳと
なシ得る主蒸気隔離弁全弁閉鎖事象に対して先行的に原
子炉出力を低減させ、圧力上昇を抑制することによって
、仮に現象信号による出力低減を行なっても制限を守れ
ないようなプラントがあったとしても十分対処できるも
のである。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の詳細な説明する概略図、第２図は主蒸
気隔離弁全弁閉鎖起因ＡＴＷＳ時の従来例と本発明を適
用した場合の現象を比較した説明図である。 １・・・原子炉、２・・・炉心、３・・・主蒸気配管、
４・・・主蒸気隔離弁、６・・・再循環ポンプ、８・・
・界磁遮断器。 代理人　弁理士　高橋明夫 第１図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、隔離弁が設けられた主蒸気配管を有し、しかも炉心
   を流れる冷却材流量を制御するポンプを有する原子炉の
   出力を制御する装置において、前記隔離弁の閉鎖に基づ
   いて前記ポンプをトリップさせる制御手段を設けたこと
   を特徴とする原子炉出力制御装置。