JPS6086490A - 加圧水型原子炉の一次回路の漏れを監視する方法 - 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】 本発明は加圧水型原子炉の一次回路の漏れを監視する方
法に関する。

圧力下の水で冷却される原子炉の一次回路は、炉心を冷
却するだめの圧力下の水を収容するこの原子炉の部分に
相当する。従って、この−次回路は、炉心を囲む原子炉
容器と、蒸気発生器の一次部分と、加圧器の内容積部と
、蒸気発生器の各々を容器に独立に連結する加圧水循環
用の管の内容積部とを有し、回路の部分の各々は蒸気発
生器と、容器に連結されかつ一次回路のループを形成す
る管系綿とを有している。また、−次回路は加圧水の容
積および化学監視用回路を備えた補助回路に連結されて
いる。−次回路に分岐して配置されたこの補助回路によ
り、必要とする時に、測定した水量を補給することによ
って一次回路の水量を維持し、かつ冷却水の化学特性、
特に原子炉の運転に伴なわれる冷却水中のホウ酸の含有
量を監視することができる。原子炉の水の化学特性を調
整する期間中、−次回路への配水すなわち注水を行う必
要があり、配水量すなわち注水量は知られ、非常に正確
な方法で制御される。

これら注水すなわち配水期間外では、容積および化学制
御用回路以外の補助回路を一次回路に連結する弁を閉じ
る。次に、−次回路を理論的に隔絶し、かつ完全に密封
し、その結果、この−次回路内の水量は理論的に一定で
ある。しかしながら、実際には、監視して完全に量をめ
ることができる、あるいはその反対に監視することがで
きない不可避的な泪れが住じた結果、この冷却水の量が
原子炉の運転中に減少することに気がつく。監視されな
い漏れをそれ自身局部化し、または局部化せず後者の場
合、これら漏れ量のイ１■をめることは特に困難である
。

それにもかかわらず、不慮の漏れが大きくなって原子炉
の運転安全性に疑いをはさむ前に予防処置をほどこすた
めに、−次回路の漏れ量をよく知ることが非常に重要で
ある。

閉回路の漏れを検出するだめの種々の方法が１に案され
た。例えば、回路内の位置で限界値以上の漏れの存在を
示す音波検出器を用いることが提案された。しかしなが
ら、この方法では、゛回路からの漏れ全体を概算するこ
とができず、そして与えられた表示は全く定量的ではな
い。

また、回路に配置された膨張容器内の液面制御器と、閉
回路内の液体の温度の測定器とを使用する方法がフラン
ス特許第２．２１４．９９２号に提案された。膨張容器
内の液面の変化が流体の平均温度の変化と合わなければ
、液面の変化は漏れによると推論される。次いで、液面
が流体の平均温度の関数である所定値に戻るまで膨張容
器内に液体の補給が行なわれる。しかしながら、漏れの
存在を検出するこの方法は漏れを正確に定量的に評価し
ない。

米国特許第筒３，７１２，７５０号は原子炉の一次回路
の冷却回路の漏れを検出する方法を説明している。漏れ
ば炉容器の下の排液溜めに集められ、そして集められた
漏れ液は原子炉安全ハウジング内で蒸発する。原子炉ハ
ウジング内での空気の再循環前の処理の間、この空気中
に存在する水蒸気の中に含まれるトリチウム痕跡■が測
定される。

また、原子炉ハウジング内の空気中の放射能を直接測定
することができる。

しかしながら、漏れをおおよそ定量的に測定するこの方
法は使用が大変複雑である。

従って、本発明の目的は加圧水型原子炉の一次回路の漏
れを監視するための方法を提供することであってこの加
圧水型原子炉は炉心を取り囲む容器と、圧力下の水を循
環させるための管路によって容器に個々に連結された少
なくとも二つの蒸気発生器と、加圧器と、圧力下の水を
監視し、補給するための少なくとも一つの補助回路と、
−次回路および補助回路に設けられた貯蔵タンクとを有
し、この監視方法は一次回路からの漏れ全体を非常に高
い精度で定量的に決定することができ、そして在来の操
作の容易な測定装置のみを使用する。

この目的のために、 一貯藏タンクを除いて、−次回路と、容積および化学監
視用回路の内容積の区分を、−次回路の特性の関数とし
て炉の操作中どの箇所でも水の温度および圧力が等しい
一組の容積要素に決定する。

−原子炉の運転中、「ステップ」と呼ばれる一定時間間
隔で貯蔵タンクの各々の中の加圧水の圧力および温度を
測定し、 一容積要素の各々の中の加圧水の圧力および温度を測定
し、 一貯藏タンクの各々の水量および容積要素の各々の水量
を、測定した温度、圧力および水位の関数として算出し
、 ｍ−次回路内の水量全体を容積要素内の水量と貯蔵タン
ク内の水量とを加算することによって算出し、 そしてステップの倍数に相当しかつ少な（とも１ステツ
プだげずれたルｊ間にわたって、−次回路内の水量の平
均と、二つの連続した間に相当する平均値の差（この差
は一次回路の涌れ流量を表わす）とを算出する。

ｉｉ′Ｉ′：ａｔな説明 第１図は加圧水型原子炉の一次回路のループを示す。こ
の原子炉は炉心２を取り囲む容器１を有し、この容器は
管路３．４によって蒸気発生器６と主ポンプ７とに連結
され、主ポンプ７により、加圧水を矢印８の方向に管路
３．４内を循環させることができる。

炉心を出た高温の加圧水を受け入れる管路３は原子炉の
熱分岐路を形成し、加圧水が蒸気発生器６を通した後容
器】に戻す導管４は一次回路の冷岐路を形成している。

蒸気発生器６は一組のチューブ９を備え、これらチュー
ブ内を加圧水が循環して蒸気発生器の供給水を力ｌ熱し
、この供給水は原子力発電所のタービンに移送される前
に加熱され、次いで蒸発される。

第一図には、加圧器１０を備えた一次回路のループか示
されており、ＪＪｌｊ圧器１０は一次回路の圧力制御を
行う。この目的のため、電気加熱要素１１がｊＪｕ圧器
の下部に入っている。補助スプレー１２と、加圧器を調
圧するための装置１３とにより、圧力過度の場合に水を
その定常圧力まで戻す。

第２図は原子炉の容積および化学監視（ＶＣＭ）用の回
路を示し、この回路はこの原子炉のルーラ。

のうちの一つのループの分岐路として連結され、この分
岐路は第１図に示した分岐路と同じである。

容積および化学監視用回路の一部は原子炉の安全ハウジ
ング１４の外側にあり、安全ハウシング１４の内側に配
置された部分は、−次流体がハウジング１４を出る前に
これを冷却して減圧するための熱交換器１５を備える。

このＶＣＭ回路はハウジングの外側に熱交換冷却器１６
と、補給貯蔵タンク１７と、脱塩ユニット１８とを（ｆ
ｉｉｆえている。供給ポンプ１９により、？禿体をＶＣ
ＭＩ！！ｌ路内で循環させることができる。

−組の弁は、ＶＣＭ回路をこれが使用されないときに一
次回路から遮断する。

本発明による方法を使用するためには、貯蔵タンクを除
く一次回路の内容積全体について、内部の温度および圧
力が水量の計算にとって意味をもつほど十分均一である
ように選択された容積要素に区分することを決定する必
要がある。実際に、容積要素は所定の許容誤差限度を考
慮して、容積要素のどの箇所でも温度および圧力が等し
いように選択され、これにより最大許容誤差で水量を計
算することができる。

９００ＭＷの電力を有する加圧水型原子炉、例えば、三
つのループを有する原子炉の一次回路の温度および圧力
の分布を知ることにより、炉の運転中容々、温度および
圧力が十分に均一でかつ一定のままである１９個の容積
要素を一次回路内に定めることを可能にした。また、−
次回路と連通した三つの貯蔵タンク、すなわぢ、加圧器
の調圧貯蔵タンク２０　（第１図）と、−次回路からの
局部的な漏れを集めるための貯蔵タンクと、−次流出液
処理用の貯蔵タンクとを考慮する。

第２図に示した補助ＶＣＭ回路に関するかぎり、その内
容積を三つの容積要素に区分し、−次回路の容積の監視
を可能にする貯蔵タンク１７を考慮する。

これら容積要素または貯蔵タンクの各々について、問題
の容積要素または貯蔵タンク内の水の温度および圧力を
原子炉の運転中、規則正しい間隔で測定する。貯蔵タン
クに関す名湯台、この貯蔵タンクの水位も規則正しい間
隔で測定する。

最終的には、圧力レヘルおよび温度レベルの測定値を表
わす信号と、−次回路および補助回路内の弁の開閉状態
を示す信号とを集めて測定時に一次回路内の水量から除
かれ或はこれに加えるべき水の流量を知る。

前記で考えられたパラメータの測定により、−次回路お
よび補助回路の貯蔵タンクおよび容積要素内の水量を測
定時に計算することができる。

実際には、圧力検出器および温度検出器を貯蔵タンク各
々の水位検出器と容積要素の各々および貯蔵タンクの各
々の領域内に配置し、水位検出器を貯蔵タンクの各々の
中に配置する。これらの検出器は測定結果を信号でコン
ピュータユニットに送り、このコンピュータユニットば
メ−’Ｅ　リ−Ｌ　記憶された水換算表を使用して水量
を決定する。

計算は所定の容積要素の各々の中の液体形の水と蒸気の
形の水とを考慮しなければならない。

例えば、加圧器の場合、圧力下の水と蒸気とが平衡して
いる１つの容積を考える。この水の容積は加圧器の底部
と、その上の水柱の円筒状の容積とからなる。

加圧器内の蒸気の容積は加圧器の円筒状の容積全体から
水柱に相当する容積を差し引いた容積と、加圧器の上方
皿形部分の容積とからなる。

従って、水量を計算するためには、貯蔵タンクの場合に
おけるように加圧器内の水位を測定する。

蒸気発生器の主内容積は一組のチューブの内容積の合計
からなる。

原子炉の各冷分岐路の容積は蒸気発生器の氷送出側に設
けられた箱型水溜めの容積と、主ポンプの容積と、主ポ
ンプを蒸気発生器および容器に連結する管路の容積と、
バイパス管路の容積と、加圧器のスプレー管路の容積と
からなる。

原子炉の容積および化学監視用回路に関するかぎり、そ
の容積は一次回路の容積に対して小さいので、この回路
内の温度の相違は水量および漏れ量の最終計算にほとん
ど影響しない。その結果、このＶＣＭ回路をたった三つ
の容積要素に区分することが選ばれる。

水量の決定原理はこの水によって占められる容積を測定
圧力と測定温度の関数として計算することに基づいてい
る。原子炉の作動圧力°Ｐおよび温度Ｔでの容積要素は
下記式を用いて得られる。

Ｖｉ（ＰｉＴｉ）＝Ｖｉ　（冷）（１＋　αＴｉ＋Ｘ１
Ｐｉ　）この式中、 Ｖｉ　（ＰｉＴｉ）−原子炉の作動圧力Ｐおよび温度Ｔ
での容積要素 Ｖｉ　（冷）−冷いときの容積要素 αｉ＝容積要素ｉの膨張係数 Ｘｉ−容積要素ｉの圧縮係数 コンピュータのメモリーに記憶された水換算表により、
容積要素ｉの温度および圧力に相当する圧力および温度
での水の密度を知ることができる。

従って、各容積要素内に入っている水量は、水の密度に
温度Ｔおよび圧力Ｐでの容積要素Ｖｉ　（ＰｉＴｉ）を
掛けることによって算出される。

炉心および蒸気発生器のようなもつと棲雑な部分では、
温度のモデル化は Ｖｉ　（Ｔａｖ、　ｉ＋　Ｐｉ）　０　（Ｔａｖ、　ｉ
、　Ｐｉ）型の式を使用して容積要素ｉに関する積分ず
なわら　丁」νｉρ（ＴｉＰｉ）に近づくように行われ
る。

貯蔵タンクおよび加圧器に関する場合、貯蔵タンク内の
測定水位を考慮してこの貯蔵タンク内の水の容積を決定
する。貯蔵タンク内の水位と容積との関係はこの計算を
行うことが、できるようにコンピュータに予め記憶され
ている。

圧力、温度および水位の種々のパラメータを得る頻度は
わずかに異なり、計算は測定されたパラメータの最大取
得頻度に等しいかまたはこれよりわずかに高い頻度又は
ステップで行われる。

以上で考慮された三つのループを有する原子炉の場合、
ステップは２０秒であり、コンピュータにより、２０秒
ごとに容積要素の各々および貯蔵タンクの各々の水量の
正確な値を得ることができる。コンピュータはこれら容
積要素の水量の値を合計し、従って一次回路内に常に存
在する水量全体を知る。

原子炉容器に関する場合、次の容積要素が認められるニ ー冷分岐路からの水の流内容積と、炉心に流入する前に
水で占められた不動容積とからなる冷側におりる容器の
容積、 一水が通過する炉心の容積、 一容器の上部すなわちプレナムの容積 −最後に、前記に示すように定められた、熱分岐路に相
当する三つの容積。

第３図は時間に栽づいた一次回路内の水量の計算原理を
示す。

時間目盛りを下の綿に示し、２０秒のステップで目盛ら
れている。目盛り１．２、・・・ｒｎ、ｍ＋１、・・・
の各々は一次回路内の水量の値の取得時間を示す。

図中の上の線は全体の多数の２０秒ステップの整数を表
わず時間ｘ１、Ｘ２、・・・を示ず。

前記で参照した例で水の量と原子炉からの漏れ量とを決
定するために、３０分ずなわぢ２０秒の９０ステツプに
等しい時間を選択した。

従って、時間ｘ１、Ｘ２、・・・の各々は３０分すなわ
ち９０ステツプを表わす。

９０ステツプのどの時間Ｘ中でも一次回路内の全平均水
量は９０で割った各ステ・ノブで決定された全水量の９
０の値の総和に等しい。

平均値のこの計算は連続する３０分の時間Ｘ１、×２、
・・−・についてばかりでな（，１つのステップ（Ｘ　
ｌ＋　、Ｘ　１□、・・・・）または９０以下の任意の
数のステップ（Ｘ　ｎ　＋　、Ｘ　ｎ　２　、・・・）
だけずれた同じ長さの時間についても行われる。

か（して、数組の平均値が３０分の一定１υ１間の連続
した間ＸｌＸ２、Ｘ　１＋Ｘ　ｌｚ　、、ＸｎＩＸ’ｎ
２、にわたって決定される。

コンピュータは３０分の二つの連続した時間中これらの
平均値の差を決定し、これが成る数のステップに相当す
る所定の瞬時での漏れ流量の値を示す。

次のステップでの漏れ流けの値は、先行時間（Ｘｌｌお
よびＸｌ。）に対して１ステ・ノブだけずれた時間にわ
たって算出された平均値の差によって決定される。

従って・９０ステ・ノブの二つの連続した時間にわたっ
て算出された、−次回路内の水量の平均値の差に等しい
泪れ流量の値の計算がステップごとに行われる。

第４図は、曲線Ａによって理論的に示した急激な変化の
場合について、本発明による方法によって得られた漏れ
流量の値に相当する曲線Ｃを示している。

漏れ流量の算出値は、漏れ流量の新しい理論値について
変動する値で平衡状態になるときまで漸次増大すること
がわかる。実際には、計算の結果は、漏れ流量の急激な
変化の前の間の水量の値を考慮している。

それにもかかわらず、漏れがその新しい値で安定化する
とき、漏れ流量のレベルが高い精度でわかり、このレベ
ルは１００　Ｉｌ／ｈ程度の平均漏れ流量で連続的に作
動する三つのループを有する原子炉に適用する場合には
数リットル／時程度である。

実際には、漏れの実際の変化は第４図にＡで示されるよ
うな理論曲線をけっしてたどらず、むしろ時間とともに
漸増するＢで示されるような変化をたどる。

従って、本発明による方法によって、原子炉の一次回路
の全漏れ流量をこの回路内の水位、温度および圧力の測
定値以外の測定値にたよらないで非常に高い精度で算出
することができることは明らかである。

監視されない漏れの値は全漏れ流■の値から、全漏れ流
量の計算に相当する時間にわたる監視された漏れ流量の
平均値を差引くことによって得られる。

本発明は今説明した実施態様に限定されず、それどころ
か変形的形態をすべて含むことは明らかである。

かくして、−次回路の区分化およびモデル化の細分化に
よって説明したものとは異なる方法でこの一次回路の特
性および、その種々の部分における水の温度および圧力
の変化の関数として示すことができる。

同様に、水量の計算に必要とされるデータが規則正しく
得られれば、任意の数のデータ取得ステップに相当する
、この水量の平均の計算の時間を確立することができる
。

それにもかかわらず、平均値を算出するための時間は漏
れ流量の測定を十分な精度で行うことができるように、
一定値以下に下がってはならない。

三つのループを有する原子炉および前に説明した区分／
算出手順の場合、１０分より長い時間Ｍを選択する必要
がある。

本発明は容積および化学監視用回路のような一つ又はそ
れ以上の補助回路と関連した加圧水型原子炉のどの型式
の一次回路にも適用される。

本発明をより一層理解するために、非限定的例示として
本発明による方法の態様の一例を添イー１図面を参照し
て説明する。

【図面の簡単な説明】

第１図は加圧水型原子炉の一次回路を示す。 第２図はこの原子炉の一次回路と関連した容積および化
学制御用回路を示す。 第３図は漏れ流量計算を行う時間を示す。 第４図は加圧水型原子炉の運転中、実際の漏れ流量と本
発明による方法で算出された漏れ流量とを比較して示す
グラフである。 １・・・容器、２・・・炉心、３．４・・・管路、６・
・・蒸気発生器、７・・・主ポンプ、１０・・・加圧器
、１４・・・ハウシング、１５・・・熱交換器、１６・
・・熱交換冷却器、■７・・・貯蔵タンク、１８・　・
・脱塩ユニ・ノ１〜．１９・・・供給ポンプ、２０・・
・加圧器の調圧貯蔵タンク。 ■ 匡

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）炉心２を包囲した容器１と、圧力下の水を循環さ
   せるための管路３．４によって容器に個々に連結された
   少なくとも二つの蒸気発生器６と、加圧器１０と、加圧
   水を監視して補給するための少なくとも一つの補助回路
   と、−次回路および補助回路に設けられ貯蔵タンク２０
   ．１７とを有する加圧水型原子炉の一次回路からの漏れ
   を監視するだめの方法において、 貯蔵タンク２０．１７を除く、−次回路と、容積および
   化学監視用回路の内容積の区分を一次回路の特性の関数
   として原子炉の運転中、所定の誤差限界でどの箇所でも
   水の温度および圧力が等しい一組の容積要素に決定し、 原子炉の運転中、ステップと呼ばれる一定時間間隔で貯
   蔵タンク２０．１７の各々の中の加圧水の水位を測定し
   、 容積要素の各々および貯蔵タンクの各々の中の加圧水の
   圧力および温度を測定し、 貯蔵タンクの各々および容積要素の各々の中の水量を、
   測定された温度、圧力および水位の関数として算出し、 一次回路内の水量全体を容積要素内および貯蔵タンク内
   の水量の加算によって算出し、そしてステップの倍数に
   相当しかつ少なくとも１ステツプだけ時間の−ずれた時
   間にわたって一次回路内の水量の平均と、二つの連続し
   た時間に相当する平均値の差（この差は一次回路の漏れ
   流量を表わす）とを算出することを特徴とする方法。
2. （２）−次回路内の水量を増したり減らしたりすること
   ができる水の流量を考慮するために、−次回路および補
   助回路の弁の開閉状態を記録することを特徴とする特許
   請求の範囲第（１１項記載の方法。