JPS61265546A - 逆止弁の試験方法 - 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】 本発明は一般に、受動注入系の出口における常閉逆止弁
の試験に関し、特に、加圧軽水型原子カプラントにおい
て原子炉冷却系に蓄圧タンクを接続する逆止弁の試験に
関するものである。

先ｊ」１術１ｆ、朋− 逆止弁は、該逆止弁の上流側の圧力が下流側の圧力を越
えている場合を除いて、特定方向の流れを阻止するため
に多くの用途に通常用いられている。このような用途の
１つに、圧力を成るレベルに維持するための加圧系にお
ける用途がある。この種の用途においては、逆止弁は、
予め定められた圧力に加圧されているタンクの出口に接
続することができる。逆止弁は、該逆止弁の下流側に接
続されている系の圧力が予め定められた安全圧力より低
く降下した場合にのみ開かれる。この種の用途は受動注
入系と称される。受動注入系を使用する種類の設備には
、加圧軽水型原子カプラントが含まれる。

添付図面の第１図には、加圧軽水型原子カプラントが簡
略なブロック図で示されている。第１図において、原子
炉容器１０は、典型的には約６００°Ｆの温度で約２２
５０ｐｓｉｇの圧力にある高温加圧水を発生し、この高
温加圧水は、原子炉容器１０からホットレッグ１５と称
されるパイプ内に流入する。高温加圧水は、蒸気発生器
２０を通って蒸気を発生し、この蒸気は次いで電力を発
生するのに用いることができる。クロスオーバレッグ２
５を介して蒸気発生器２０から流出する水は、減少した
温度にあって、ポンプ３０を通流しコールドレッグ３５
を介し原子炉容器１０に戻される。尚、原子炉冷却系（
ＲＣＳ）の上に述べた部分の全ては、格納容器境界４０
により囲繞されている。

第１図には、ホットレッグ１５、コールドレッグ３５及
びクロスオーバレッグ２５からなる１つのループしか示
されていないが、慣用の加圧軽水型原子カプラントは、
このようなループを２〜４ループ有している。これ等の
ループの全ては、蒸気発生器２０及びポンプ３０を備え
ているが、緊急炉心冷却系（ＥＣＣＳ）４５に対する接
続はループ毎に変わり得る。

また、ループのうちの１つ又は２つ以上のループは、加
圧器５０及び化学体積制御系（ＣＶＣＳ）５５にも接続
されている。尚、加圧器５０及び化学体積制御系５５は
共に原子炉冷却系ＲＣＳ内の圧力を制御する。

加圧器５０は、スプレーヘッド６０を介して低温水を噴
射することにより原子炉冷却系ＲＣＳの圧力を減少し、
そしてヒータ（加熱装置）６５を用いて水を加熱するこ
とにより圧力を増加する。圧力変化によって惹起される
容積変化は、化学体積制御系５５により補正される。

原子カプラントは、多重のセーフガードを用いて建設さ
れている。セーフガードの１つは、緊急炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）４５である。第１図に示し、であるように、Ｅ
ＣＣ５４５は部分的に格納容器４０の内部に位置すると
共に部分的に該格納容器４０の外部に位置して、ホット
レッグ１５から高温水を受けてコールドレッグ３５に水
を供給する。ＥＣＣ５４５には、それぞれ異なった時点
又は異なった目的で動作する幾つかの異なった種類の系
統を設けることができる。

例えば、緊急炉心冷却系が供給′する物質は、圧力を維
持するための調整されていない温度の水とすることもで
きるし、注意深く制御された温度にある水とすることも
できるし、原子炉内の反応を制御するためにホウ素を混
合された水とすることもできるし、或いは水又は他の液
体と混合された他の物質とすることができる。給水源は
、３５０，０００〜５００，０００ガロンを貯蔵する燃
料交換用水貯蔵タンク（ＲＷＳＴ）１００　（第２図）
のような加圧されていない大きな貯蔵容器及び例えば、
１，３５０ｆｔ’の水及び５００〜７００ｐｓｉＨの圧
力に加圧されている窒素を保持する加圧された蓄圧タン
ク１０５を備えることができる。

緊急炉心冷却系４５は、冷却材喪失事故（ＬＯＣΔ）時
の早期における原子炉の制御を助成するのに用いられる
高圧系を備えると共に、典型的な例においては、安全注
入ポンプ１１５により高圧系に注入される水にホウ素を
添加することができるようにホウ素注入タンク１１０に
対する接続部を備えている。

また、緊急炉心冷却系ＥＣＣ５には、低圧系が設けられ
ており、大量の水を供給するように設計されている。低
圧系には、残留熱交換器１２０及び低圧ポンプ１２５を
用いて原子炉冷却系ＲＣ３がら低温で熱を除去する残留
熱除去（ＲＨＲ）系を備えることができる。

１年後には２ケ月毎に、原子カプラントは、燃料を原子
炉に付加したり或は他の保守作業を行うために、冷態停
止過程に入る。この冷態停止過程においては、原子炉冷
却系ＲＣＳ内の温度及び圧力が徐々に減少するように核
反応を停止しつつ、即ち熱発生を停止しつつ、蒸気発生
器２０から蒸気が放出される。圧力が約１１０００ｐｓ
ｉにまで減少した時に、緊急炉心冷却系（ＥＣＣＳ）４
５を手動でロックして適当でない自動的作動を阻止する
。約４５０ｐｓｉｇでしかも３５０°Ｆよりも高くない
温度で、緊急炉心冷却系４５の低圧部を利用して残留熱
除去（Ｒ１（Ｒ）系を作動し、温度を２００″Ｆ以下に
減少し、それにより圧力を大気圧と同程度に低く減少す
る。

冷態停止過程中、第２図に黒く塗り潰して示しであるよ
うに、通常開じている２つの遮断弁１３５を開弁するこ
とにより、ホットレッグ１５の１つからパイプ１３０を
介して各残留熱除去系の熱交換器１２０（第２図）に水
を通流する。同時に遮断弁１３７を閉じて、燃料交換用
水貯蔵タンク１００から水が取り出されるのを阻止する
ことができる。残留熱除去ポンプ１２５が投入され、水
は逆止弁１４０．１４５及び１５０を経て流れる。逆止
弁１５５は、水が蓄圧タンク１０５内に流入するのを阻
止し、従って水は、逆止弁１６０を介して原子炉冷却系
にポンプ送りされる。このようにして、冷懇停止過程中
には、逆止弁１４０．１４５及び１５０又は１６０の如
何なる機能不全も検出される。しかし、原子カプラント
の通常もしくは正常の運転中、逆止弁１５５の動作を試
験することはできない。

米国機械技術者学会（＾ＳＨＥ　＝＾ｍｅｒｉｃａｎ　
５ｏｃｉｅｔｙｏｆ　Ｍｅｃｈａｎｉｃａｌ　Ｅｎｇｉ
ｎｅｅｒｓ）規則の第℃条によれば、原子カブラン１−
における種々の構成要素の周期的な点検及び試験が要求
されている。また、第ｎ条の第１ＷＩ項は弁の試験に向
けられている。同項の第３５２０号（ＳＷＶ−３５２０
＞　ニよれば、フラントノ運転中、逆止弁の試験的作動
が実際上不可能でない場合には、少なくとも３ケ月毎に
逆止弁を試験作動することが要求されている。ところが
、緊急炉心冷却系４５の弁に対しては、このような作動
は実際上不可能である。３ケ月毎に試験されなかった総
ての弁は、冷！υ停止中、全ストロークに亘り試験的に
動作させることが要求されている（同上環１１４Ｖの第
３５２２号）。

逆止弁には幾つかの異なった種類がある。慣用の逆止弁
は、ボール付きのスイング逆止弁（ｂａｌｌａｎｄ　ｓ
ｔｕｉｎｇ−ｄｉｓｋ　ｃｈｅｃｋ　ｖａｌｖｅ）であ
る。これ等の弁は、弁の上流側及び下流側の圧力を、弁
が開くまで調節することによってのみ試験可能である。

１つの種類の逆止弁として、逆止弁を試験するために機
械的作動を許容するスイングアームを外部に備えている
ものがある。上述の規則の第…条、第ｒＩＡｖ項、第３
５２２（ｂ）号によれば、このような機械的作動部材（
スイングアーム）により試験することが許されている。

しかし、スイングアームを有する逆止弁を使用すること
に関しては幾つかの欠点がある。第１に、弁の外部でス
イングアームを動かした際に弁が動いていることを確か
める方法がない、第２に、運転中には、弁の上流側及び
下流側の圧力差が原因で弁は実際には試験されない。第
３に、スイングアームにより回転される軸部が付加的な
漏洩発生場所となる。

スイングアーム型の逆上弁の上記のような欠点に鑑み、
冷態停止を含め通常の運転手順により試験されない弁に
対し別の方策が用いられている。

一つの方法は、冷態停止毎に逆止弁を完全に取り外すこ
とである。逆止弁をこのように取り外せば、逆止弁がま
だ作動可能であることを確かめられるが、機械的作動試
験と同様に、このことは弁が所要の圧力差で動作するこ
とを保証するものではない、別の方策として、単に、Δ
ＳＨＥ規則第Ｍ条、第１ＷＶ項、第３５２０号の規制か
ら免れんがためのものがあり、いかなる試験も行なわれ
ないが、幾つかの原子カプラントでは採用されている。

逆止弁１５５の動作を試験する方法はある。しかし、こ
の方法は、冷態停止毎に取られるのではなく、１０年毎
に又は最初の運転に先立って１度行なわれるものであり
、４０年のプラント寿命中、３回行なわれるだけである
。この方法では、原子炉冷却系の圧力がほぼ大気圧であ
る時に、典型的にはモータ駆動されるゲート弁である遮
断弁１６５を開くことにより蓄圧タンク１０５の′完全
なブローダウン“が行なわれる。蓄圧タンク１０５と原
子炉冷却系のコールドレッグ３５との間に設けられてい
る弁、パイプ系及び接続部は、原子カプラントの寿命中
、比較的少ない回数の高圧完全ブローダウンに耐えるよ
うに設計されている。従って、高圧完全ブローダウンを
用いてＡＳＭＥ規則の第運条の要件を満たすためには、
原子炉冷却系及び緊急炉心冷却系の設計変更又は付加的
な分析もしくは評価が要求される。

１１へ」ｉ 本発明の目的は、受動注入系の出口に設けられている常
閉逆止弁の試験方法を提供することにある。

本発明の他の目的は、逆止弁の機械的作動を伴わずに受
動注入系に設けられている常閉逆止弁の試験方法を提供
することである。

本発明の更に他の目的は、設計過渡状部を越えることな
く、幾度も繰り返すことができる常閉逆止弁の試験方法
を提供することである。

本発明の更に他の目的は、原子カプラントの冷態停止毎
に行うことが、できる原子カプラントの常閉逆止弁の試
験方法を提供することである。

上述の目的は、流体を供給するための受動注入系の出口
において遮断弁と直列に接続されている常閉逆止弁を試
験するための方法において、逆止弁の試験のための受容
基準を設定するために運転前試験を行い、下流側の圧力
より゛も高い上流側の圧力に対して上記逆止弁及び遮断
弁の上流側及び下流側の圧力を調節し、上記遮断弁を開
閉するステップを含む常閉逆止弁の試験方法により達成
される。

上に述べた目的並びに他の目的及び利点は、添付図面を
参照しての以下の詳細な説明から明らかになろう。尚、
全図面を通し同じ参照数字は同じ部分を指すものとする
。

・戸　　　の−日 本発明によれば、緊急炉心冷却系（ＥＣＣＳ）４５の受
動注入系に設けられている蓄圧タンク１０５の出口の逆
止弁１５５は、原子炉１０の冷態停止中、原子炉冷却系
（ＲＣＳ）の圧力が蓄圧タンク１０５内の圧力よりも若
干（約１０１０００ｐｓｉ小さい時点で、蓄圧タンク１
０５の部分的もしくは不完全ブローダウンを行うことに
より試験することができる０部分的ブローダウンの影響
を最小限度に抑えるために、できるだけ短い時間遮断弁
１６５を開状態にする。従って、本発明によれば、適切
な時機に、遮断弁１６５は全開され、次いで直ちに閉弁
される。

逆止弁１５５が適切に動作することを検証するためには
、運転前の試験を行って基準データを求め、これ等のデ
ータから受容基準を発生できるようにしなければならな
い、ここで受容基準とは、例えば蓄圧タンク１０５内の
圧力及び液位の変化における１０％の変動を許容するよ
うな基準である。この基準は、遮断弁１６５が開かれる
１５秒台の短い時間及びその結果生ずる蓄圧タンク１０
５内の圧力及び液位における小さな変化を考慮した場合
、比較的小さい公差である。従って、圧力及び液位の変
化を記録するためには、高い精度を有する圧力測定装置
及び自動記録装置を使用する必要がある。

第３図に示しであるように、慣用の蓄圧タンク１０５は
２つの上部タップ２１０及び２１２並びに２つの下部タ
ップ２１４及び２１６を有している。これ等のタップは
それぞれ、弁２２０．２２２．２２４及び２２６を介し
て直立管２２８及び２３０に接続されている。圧力測定
装置２３２及び２３４が、蓄圧タンク１０５内の圧力の
冗長測定を行うために直立管２２８及び２３０に接続さ
れている。液位測定装置２３６及び２３８は、典型的に
差圧測定装置から構成されており、それぞれ弁２４０．
２４２．２４６及び２４８を介して直立管２２８及び２
３０に接続されている。参照数字２２０〜２４６で示さ
れている総ての弁は、原子炉１０の運転中、通常開いて
いる弁（常開弁）である、直立管２２８及び２３０の下
端部に接続されているドレン弁２４８及び２５０は通常
開じている（常閉弁）。弁２５２を開くことにより蓄圧
タンク１０５の上部から窒素を添加して、それにより蓄
圧タンク１０５内の圧力を増加することができる。同様
に蓄圧タンク１０５内の圧力は、逃し口を介して窒素を
放出することにより減少することができる。

慣用の測定装置２３２．２３４．２３６及び２３８は、
続いて行なわれる逆止弁１５５の試験が受容基準を満た
すことを保証するのに必要なデータを得るのに充分な精
度を有していない。このような慣用の装置の代わりに高
精度の測定装置を使用することが可能であるが、これは
不必要である。なぜならば、後述する仕方で冷態停止中
のみ高精度の測定装置を接続することが可能であるから
である。約０〜１５００”ｐｓｉｇの範囲を有するハイ
ゼ（Ｈｅｉｓｅ）データ又はその均等物のような高精度
の圧力測定装置２６０を、直立管２２８又は２３０のい
ずれかに接続することができる。ハイゼゲージ又はその
均等物のような差圧測定装置２６５を弁２７０及び２７
２を介し又は介さずに、ドレン弁２４８及び２５０と直
列に接続することができる。逆止弁１５５の試゛験中、
常開弁２２０及び２２６（又は２２２及び２２４）は（
第３図にハツチングで示されているように）閉ざされ、
そして常閉弁２４８及び２５０は（白色の中心円で示す
ように）開かれ、その結果高精度の差圧測定装置２６５
は、上部タップ２２２（２２０）から下部タップ２２４
（２２６）における圧力差を測定することができる。高
精度の圧力測定装置２６０を、直立管２３０（２２８）
と蓄圧タンク１０５と間に開いた上部弁２２２（２２０
）を有する直立管２３０（２２８）に接続すべきである
。

本発明によれば、加圧軽水型原子炉の冷態停止手順は、
次のように改変される。約１１０００ｐｓｉの蒸気発生
器２０から蒸気を放出することにより原子炉冷却系ＲＣ
Ｓの温度及び圧力を減少する際に、緊急炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）４５を通例の如く手動でロックして、緊急炉心
冷却系４５における低圧系を遮断する。

温度減少はそのまま続行し、約５００ｐｓｉｇの圧力及
び４４０°Ｆより低い温度で安定化する。逆止弁の試験
中、加圧器５０の液位を通常の無負荷レベル、典型的に
は約２５％の高さに維持し、そして化学体積制御系（Ｃ
ＶＣＳ）５５への放出流量を最大にする０通常接続され
る圧力及び液位測定装置が不充分な精度である場合には
、上述のように、付加的に高精度の圧力測定装置２６０
及び２６５を設置する。

上述のステップが完了したならば、弁２５２を介して窒
素を添加したり或は窒素を逃がすことにより、蓄圧タン
ク１０５内の圧力を約６００ｐｓｉｇに調節する６遮断
弁１６５の手動ロックを解除し、それにより、電力を遮
断弁１６５に供給する。プラッシュ（Ｂｒｕｓｃｈ）２
６０のような記録装置を高精度圧力測定装置２６０及び
高精度差圧測定装置２６５に接続して、記録装置を作動
する０次いで、蓄圧タンク１０５の出口に設けられてい
る遮断弁１６５を全開にし、その後直ちに閉じる。この
時点で記録装置を停止することができる。蓄圧タンク１
０５内の水位及び圧力はそこで通常値に戻し、原子炉冷
却系ＲＣＳは試験前の状態に戻す、このことは、加圧器
５０及び化学体積制御系５５の動作により自動的に行な
われる。

原子炉冷却系ＲＣＳのループ毎に１つの蓄圧タンク１０
５が設けられているので、４ループの原子炉冷却系ＲＣ
Ｓにおいては、上述の試験を各蓄圧タンク１０５に対し
て一度ずつ合計４回行う。

試験中、記録されたデータは、時間の関数として蓄圧タ
ンク１０５の初期及び最終圧力及び液位を含め時間の関
数としての蓄圧タンク１０５内の圧力に関するデータを
含むべきである。更に、初期圧力値及び最終圧力値を含
む原子炉冷却系ＲＣＳの時間対圧力データ並びに原子炉
冷却系ＲＣＳの初期温度及び最終温度も記録すべきであ
る。しかる後に、記録された測定データを受容基準に関
する基準測定値と比較して、基準測定値の１０％内に在
るかどうかを決定しなければならない、この１０％条件
が満たされた場合には、原子カプラントの操作員は、逆
止弁が動作可能であることを確信することができる。

本発明の多くの特徴及び利点は、特定の加圧軽水型原子
カプラントに対する本発明の適用を述べた上の説明から
明らかであろう、しかし、本発明は、その精神及び範囲
内に入る方法の総ての特徴及び利点を包摂するものであ
る０例えば、本発明は、他の原子カプラント及び試験が
困難である常閉逆止弁を用いている他の系統にも適用す
ることができよう。更に、当該技術分野の専門家には数
多の変更や交換を容易に想到することができるので、本
発明をここに開示し説明した構成及び動作そのものに限
定する意図は全く無く、本発明の精神及び範囲内で適当
な変更及び均等物の交換を行うことができよう。

【図面の簡単な説明】

第１図は、加圧軽水型原子炉冷却系（ＲＣＳ）の簡略な
ブロック図、第２図は、第１図の原子炉冷却系における
緊急炉心冷却系（ＥＣＣＳ）を示す簡略図、第３図は、
第２図の緊急炉心冷却系における蓄圧タンクに接続され
る測定装置の詳細な配管接続を示す図である。 １０５・・・蓄圧タンク　　　１５５・・・逆止弁１６
５・・・遮蔽弁

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 流体を供給するための受動注入系の出口において遮断弁
   と直列に接続されている常閉逆止弁を試験する方法にお
   いて、 （ａ）前記逆止弁の試験のための受容基準を設定するた
   めに運転前試験を行い、 （ｂ）下流側の圧力よりも高い上流側の圧力に対して前
   記逆止弁及び遮断弁の上流側及び下流側の圧力を調節し
   、 （ｃ）前記遮断弁を開閉する、 ステップを含む常閉逆止弁の試験方法。