JPS62100696A - 原子炉自動減圧方法 - Google Patents
原子炉自動減圧方法Info
- Publication number
- JPS62100696A JPS62100696A JP60239379A JP23937985A JPS62100696A JP S62100696 A JPS62100696 A JP S62100696A JP 60239379 A JP60239379 A JP 60239379A JP 23937985 A JP23937985 A JP 23937985A JP S62100696 A JPS62100696 A JP S62100696A
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- pressure
- low
- automatic
- safety valve
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
Ｕ発明の技術分野］
本発明は沸騰水型原子力発電プラントの非常用炉心冷却
系に組み込まれる原子炉自動減圧装置に係り、特に、自
動減圧方法を改良した原子炉自動減圧方法に関する。
系に組み込まれる原子炉自動減圧装置に係り、特に、自
動減圧方法を改良した原子炉自動減圧方法に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に、原子力発電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か原子炉運転中に破断じ、原子
炉冷却材の漏洩もしくは喪失した場合に備えて非常用炉
心冷却系＜ Ｅｍｅｒｑｅｎｃｙ ｃｏｒｅＣｏｏｌｉ
ｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ以下ＥＣＣ５と略記する）が設けら
れている。このＥＣＣ５は高圧炉心スプレィ系、自動減
圧系、低圧炉心スプレィ系および低圧注入系の独立かつ
異なる原理の４系統より構成され、所要の起動信号によ
り自動起動するようになっている。
器に接続されている配管か原子炉運転中に破断じ、原子
炉冷却材の漏洩もしくは喪失した場合に備えて非常用炉
心冷却系＜ Ｅｍｅｒｑｅｎｃｙ ｃｏｒｅＣｏｏｌｉ
ｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ以下ＥＣＣ５と略記する）が設けら
れている。このＥＣＣ５は高圧炉心スプレィ系、自動減
圧系、低圧炉心スプレィ系および低圧注入系の独立かつ
異なる原理の４系統より構成され、所要の起動信号によ
り自動起動するようになっている。
第３図はこのＥＣＣ５に関連す′る原子炉主要部の構成
を示す系統図で、原子炉圧力容器１を格納する原子炉格
納容器２の下底部にはサプレッションプール３が形成さ
れている。ＥＣＣ５はこのサプレッションプール３また
は復水貯蔵タンク４の水を高圧炉心スプレィポンプ５に
よって炉心のすぐ上のスパージャヘッダのノズル５ａか
らスプレィする高圧炉心スプレィ系と、サプレッション
プール３の水を低圧炉心スプレィポンプ６によってもう
一つのスパージャヘッダのノズル６ａからスプレイする
低圧炉心スプレィ系と、この低圧炉心スプレィ系の後備
としてサプレッションプール３の水を低圧注水ポンプ７
．８および９によってそれぞれ炉内に注水する低圧注水
系とを備えている。
を示す系統図で、原子炉圧力容器１を格納する原子炉格
納容器２の下底部にはサプレッションプール３が形成さ
れている。ＥＣＣ５はこのサプレッションプール３また
は復水貯蔵タンク４の水を高圧炉心スプレィポンプ５に
よって炉心のすぐ上のスパージャヘッダのノズル５ａか
らスプレィする高圧炉心スプレィ系と、サプレッション
プール３の水を低圧炉心スプレィポンプ６によってもう
一つのスパージャヘッダのノズル６ａからスプレイする
低圧炉心スプレィ系と、この低圧炉心スプレィ系の後備
としてサプレッションプール３の水を低圧注水ポンプ７
．８および９によってそれぞれ炉内に注水する低圧注水
系とを備えている。
れら各冷却系の高圧炉心スプレィポンプ５、低圧炉心ス
プレィポンプ７．８．９はそれぞれ所内電源１０または
非常用ディーゼル発電機１１から受電することによって
駆動される。
プレィポンプ７．８．９はそれぞれ所内電源１０または
非常用ディーゼル発電機１１から受電することによって
駆動される。
一方、原子炉圧力容器１には主蒸気管１２および給水管
１３が接続され、このうち主蒸気管１２には原子炉蒸気
をサプレッションプール３へ逃すための逃し安全弁１４
が設けられている。この逃し安全弁１４は原子炉水位低
信号および格納容器高信号を入力した原子炉自動減圧装
置１５（ＡＬＩｔＯＤｅｐｒｅｓｓｕｒｉｚａｔｉｏｎ
ｓｙｓｔｅｍ以下ＡＤＳと略記する）によって開放し
得る構成になっている。
１３が接続され、このうち主蒸気管１２には原子炉蒸気
をサプレッションプール３へ逃すための逃し安全弁１４
が設けられている。この逃し安全弁１４は原子炉水位低
信号および格納容器高信号を入力した原子炉自動減圧装
置１５（ＡＬＩｔＯＤｅｐｒｅｓｓｕｒｉｚａｔｉｏｎ
ｓｙｓｔｅｍ以下ＡＤＳと略記する）によって開放し
得る構成になっている。
なお、ここでは高圧炉心スプレィ系を高圧用ＥＣＣ５，
低圧炉心スプレィ系および低圧注水系を低圧用ＥＣＣ５
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。
低圧炉心スプレィ系および低圧注水系を低圧用ＥＣＣ５
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。
例えば、図示しない再循環系配管の破断事故が起こると
、冷却材が流出してその一部が失われる。
、冷却材が流出してその一部が失われる。
この冷却材喪失事故によって炉水位が低下し、炉心が露
出した場合には燃料被覆材か溶融する恐れがある。この
溶融を防ぐために原子炉水位か低下したときは高圧用Ｅ
ＣＣ５を作動させて高圧の原子炉圧力容器１内の炉心の
冷月１を図ると共に炉水位を回復させる。
出した場合には燃料被覆材か溶融する恐れがある。この
溶融を防ぐために原子炉水位か低下したときは高圧用Ｅ
ＣＣ５を作動させて高圧の原子炉圧力容器１内の炉心の
冷月１を図ると共に炉水位を回復させる。
ところで、この高圧用ＥＣＣ５を作動させＣもなお原子
炉水位が低下し続【ブる場合には低圧用［ＣＣ８＠作動
させるが、この低圧用ＥＣＣ５は原子炉圧力容器１内が
高圧の場合は作動が不可能であるので、原子炉の水位が
所定値より低く、かつ、原子炉格納容器の圧力が所定値
より高いという条件でＡＤＳ１５が逃し安全弁１４を開
放させ、原子炉圧力容器１内の高圧蒸気をサブレッジコ
ンプール３の水中へ放出することによって原子炉圧ツノ
を積極的に低下させ、低圧用ＥＣＣ５による原子炉圧力
容器１への冷却材注入を可能にする。
炉水位が低下し続【ブる場合には低圧用［ＣＣ８＠作動
させるが、この低圧用ＥＣＣ５は原子炉圧力容器１内が
高圧の場合は作動が不可能であるので、原子炉の水位が
所定値より低く、かつ、原子炉格納容器の圧力が所定値
より高いという条件でＡＤＳ１５が逃し安全弁１４を開
放させ、原子炉圧力容器１内の高圧蒸気をサブレッジコ
ンプール３の水中へ放出することによって原子炉圧ツノ
を積極的に低下させ、低圧用ＥＣＣ５による原子炉圧力
容器１への冷却材注入を可能にする。
すなわち、Ａ Ｄ Ｓ １５は低圧用ＥＣＣ８による注
水を促す機能を有している。なあ、従来のＡＤＳ１５は
上述した原子炉水位低″、および原子炉格納容器圧カバ
高″が同時に発生したときに起動するが、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
に逃し安全弁１４を開放する構成になっている。
水を促す機能を有している。なあ、従来のＡＤＳ１５は
上述した原子炉水位低″、および原子炉格納容器圧カバ
高″が同時に発生したときに起動するが、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
ＥＣＣ５，ＡＤＳ１５、低圧用ＥＣＣ８の作動により十
分な炉心冷却か行われるので燃料破損を未然に防止する
ことができる。
ＥＣＣ５，ＡＤＳ１５、低圧用ＥＣＣ８の作動により十
分な炉心冷却か行われるので燃料破損を未然に防止する
ことができる。
しかして、近年では原子炉プラントの成金性向上を図る
動向の中で、原子炉トリップ系（ＲＴＳ）の故障時にお
（プる原子カプラントの健全性が問題になっている。
動向の中で、原子炉トリップ系（ＲＴＳ）の故障時にお
（プ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、必るいは、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。
態や誤動作が生じた場合、必るいは、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。
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いうような故障が発生ず
ると、核分裂の継続によって原子炉は出力し続けるので
、原子炉蒸気の放出光で市るサプレッションブール水温
度も上昇を続ｔプることにより、サブレッジコンプール
の健全性という観点からは好ましくない状況に至る。
一部の制御棒が挿入されないというような故障が発生ず
ると、核分裂の継続によって原子炉は出力し続けるので
、原子炉蒸気の放出光で市るサプレッションブール水温
度も上昇を続ｔプることにより、サブレッジコンプール
の健全性という観点からは好ましくない状況に至る。
原子炉出力の抑制方法として従来運転員の手動操作によ
る再循環ポンプトリップや原子炉水位低下維持等が考え
られているが、その出力抑１１１１はまだ十分ではなか
った。
る再循環ポンプトリップや原子炉水位低下維持等が考え
られているが、その出力抑１１１１はまだ十分ではなか
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
、原子炉炉心の健全性を確実に維持し１■る原子炉自動
減圧方法の提供を目的とする。
、原子炉炉心の健全性を確実に維持し１■る原子炉自動
減圧方法の提供を目的とする。
［発明の概要］
本発明による原子炉自動減圧方法は、低圧用非常用炉心
冷ＵＪ系による注水を促すために、原子炉蒸気をサブレ
ッジコンプールへ逃−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］・リ
ップ系異常を知らせる信号、原子炉出力か設定値以上に
なったことを知らせる信号、およびリープレッションプ
ール水温度か設定値以上になったことを知らせる信号の
三つの信号のＡ Ｎ Ｄ論理の成立のもとで前記安全弁
を開放１゛ることを特徴とするものである。
冷ＵＪ系による注水を促すために、原子炉蒸気をサブレ
ッジコンプールへ逃−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］・リ
ップ系異常を知らせる信号、原子炉出力か設定値以上に
なったことを知らせる信号、およびリープレッションプ
ール水温度か設定値以上になったことを知らせる信号の
三つの信号のＡ Ｎ Ｄ論理の成立のもとで前記安全弁
を開放１゛ることを特徴とするものである。
［発明の実施例］
以下、本発明による原子炉自動減圧方法を実施するため
の自動減圧装置を示す第１図を第３図と関連させながら
説明する。第１図は本発明に係わる自動減圧装置の一実
施例に組み込まれている論理演算部の要部を示すブロッ
ク線図でおり、ＡＮＤゲート２０．２１およびＯＲ／７
″−ト２２を有する。
の自動減圧装置を示す第１図を第３図と関連させながら
説明する。第１図は本発明に係わる自動減圧装置の一実
施例に組み込まれている論理演算部の要部を示すブロッ
ク線図でおり、ＡＮＤゲート２０．２１およびＯＲ／７
″−ト２２を有する。
ＡＮＤゲー（・２０は原子炉水位低信号３２３と格納容
器圧力高信号Ｓ２４を入力とし、このＡＮＤ条件が充足
されたときＯＲゲート２２を通して安全弁１４に対して
安全弁開弁操作信号３２８が出力される。
器圧力高信号Ｓ２４を入力とし、このＡＮＤ条件が充足
されたときＯＲゲート２２を通して安全弁１４に対して
安全弁開弁操作信号３２８が出力される。
上記原子炉水位低信号Ｓ２３は原子炉圧力容器１内の水
位か警戒を要する水位に低下したときに出力され、格納
容器圧力高信号３２４は原子炉格納容器２内の圧力が警
戒を・要部る圧力に十−胃したときＧＣ出力される。上
記の安全弁開弁操作により冷ｆＪＪ材喪失事故等に対応
して原子炉を減圧し低ｆＸ Ｅ ＣＣ３６，７，８，９
による注水を促し炉心の健全ｉ生か維持される。
位か警戒を要する水位に低下したときに出力され、格納
容器圧力高信号３２４は原子炉格納容器２内の圧力が警
戒を・要部る圧力に十−胃したときＧＣ出力される。上
記の安全弁開弁操作により冷ｆＪＪ材喪失事故等に対応
して原子炉を減圧し低ｆＸ Ｅ ＣＣ３６，７，８，９
による注水を促し炉心の健全ｉ生か維持される。
ＡＮＤゲート２１は原子炉トリップ作動信８Ｓ２５と原
子炉出力高信号３２６とリープレッションプール水温度
信号Ｓ２７とを入力とし、このＡＮＤ条件か充足された
とぎＯＲゲート２２を通して安全弁１４に安全弁開弁操
作信号３２８が出力される。原子炉出力高信号３２６は
原子炉出力が臨界出力より高い値、例えば約数％程度以
上に維持されているときに出力されるものである。サブ
レッジ〕ンプール水温度信号３２７はサプレッションプ
ール３の水温か警戒を要する温度以上に上昇したときに
出力される。
子炉出力高信号３２６とリープレッションプール水温度
信号Ｓ２７とを入力とし、このＡＮＤ条件か充足された
とぎＯＲゲート２２を通して安全弁１４に安全弁開弁操
作信号３２８が出力される。原子炉出力高信号３２６は
原子炉出力が臨界出力より高い値、例えば約数％程度以
上に維持されているときに出力されるものである。サブ
レッジ〕ンプール水温度信号３２７はサプレッションプ
ール３の水温か警戒を要する温度以上に上昇したときに
出力される。
このように原子炉トリップ信号が発生したにもかかわら
ず原子炉がトリップせず、原子炉出力かまだ十分高く維
持されていて、かつ安全弁１４を介して放出される蒸気
によりサブレッジ」ンプール水温度が上昇している場合
には、自動減圧装置１５を作動させて積、（か的に原子
炉圧力を低下ざぜる。
ず原子炉がトリップせず、原子炉出力かまだ十分高く維
持されていて、かつ安全弁１４を介して放出される蒸気
によりサブレッジ」ンプール水温度が上昇している場合
には、自動減圧装置１５を作動させて積、（か的に原子
炉圧力を低下ざぜる。
原子炉圧）Ｊが低下すると、蒸気の比容積が増加するた
めに原子炉炉心内のボイド率か増加して原子炉出力が抑
制され、引いてはサプレッションプール水温ｌ宴」１昇
も緩和されることになる。
めに原子炉炉心内のボイド率か増加して原子炉出力が抑
制され、引いてはサプレッションプール水温ｌ宴」１昇
も緩和されることになる。
かくしてサプレッションプール水の過剰な温度上昇は防
止され、サプレッションプール３の健全ｉ生か佇ｌ呆さ
れる。
止され、サプレッションプール３の健全ｉ生か佇ｌ呆さ
れる。
第２図（ａ ）〜（Ｃ）に原子炉トリップ系の故障に伴
う異常な過渡状態での原子炉圧力、原子炉出力および４
ノ一プレツシヨンプール水温度の変化を示したものであ
る。従来のＡＤＳ１５を用いたものを一点鎖線Ｐ、Ｑ、
Ｒで、本発明のＡＤＳを用いた場合を実線ｐ、ｑ、ｒで
それぞれ示している。
う異常な過渡状態での原子炉圧力、原子炉出力および４
ノ一プレツシヨンプール水温度の変化を示したものであ
る。従来のＡＤＳ１５を用いたものを一点鎖線Ｐ、Ｑ、
Ｒで、本発明のＡＤＳを用いた場合を実線ｐ、ｑ、ｒで
それぞれ示している。
第２図において従来のＡＤＳ１５は作動しないが本発明
のＡＤＳでは時刻ｔ１原子炉１へリップ、原子炉出ノＪ
高、サプレッションプール水温度各信号が発生してＡＤ
Ｓが作動し原子炉は減圧されることになり、それに伴い
原子炉出力も低下している。
のＡＤＳでは時刻ｔ１原子炉１へリップ、原子炉出ノＪ
高、サプレッションプール水温度各信号が発生してＡＤ
Ｓが作動し原子炉は減圧されることになり、それに伴い
原子炉出力も低下している。
原子炉出力の低下によりサブレッジ」ンブール水温度の
上昇速度も抑制されることになり、サプレッションプー
ルの健全性は確保される、。
上昇速度も抑制されることになり、サプレッションプー
ルの健全性は確保される、。
［発明の効果１
以上の説明で明らかなように本発明の原子炉自動減圧装
置は冷却材喪失事故（こ対して（よ、従来のに＠と同様
に確実に機能させられて炉心の健全性を維持し冑ると共
に原子炉トリップ系の攻障時には原子炉出力を抑制する
ことによりサプレッションプールの健全性を維持しくワ
るという優れた効果か得られる。
置は冷却材喪失事故（こ対して（よ、従来のに＠と同様
に確実に機能させられて炉心の健全性を維持し冑ると共
に原子炉トリップ系の攻障時には原子炉出力を抑制する
ことによりサプレッションプールの健全性を維持しくワ
るという優れた効果か得られる。
第１図は本発明に係る原子゛枦自動減圧方法を実施する
自動減圧装置の一実施例に粗み込まれる論理演算部を示
すブロック線図、第２図（ａ ）へ・（Ｃ）は本実施例
の作用を説明するためのタイムチャート、第３図は原子
炉の自動減圧系の一般的な）画成を示す系、恍図である
１゜ １・・・原子炉圧力容器 ２・・・原子炉烙納容器 ３・・・サプレッションプール ５・・・高圧炉心スプレィポンプ ６・・・低圧炉心スプレィポンプ ７．８．９・・・低圧注水ポンプ １２・・・主蒸気管 １３・・・給水管 １４・・・逃し安全弁 １５・・・原子炉自動減圧装置 ２０、２１・・・ＡＮＤゲート ２２・・・ＯＲゲート ３２３・・・原子炉水位低信号 ３２４・・・格納容器圧力高信号 Ｓ２５・・・原子炉１〜リップ信号 ３２６・・・原子炉出力高信号 ３２７・・・サプレッションプール水温度高信号３２８
・・・安全弁開弁操作信号 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 三俣弘文 第２図 第３図
自動減圧装置の一実施例に粗み込まれる論理演算部を示
すブロック線図、第２図（ａ ）へ・（Ｃ）は本実施例
の作用を説明するためのタイムチャート、第３図は原子
炉の自動減圧系の一般的な）画成を示す系、恍図である
１゜ １・・・原子炉圧力容器 ２・・・原子炉烙納容器 ３・・・サプレッションプール ５・・・高圧炉心スプレィポンプ ６・・・低圧炉心スプレィポンプ ７．８．９・・・低圧注水ポンプ １２・・・主蒸気管 １３・・・給水管 １４・・・逃し安全弁 １５・・・原子炉自動減圧装置 ２０、２１・・・ＡＮＤゲート ２２・・・ＯＲゲート ３２３・・・原子炉水位低信号 ３２４・・・格納容器圧力高信号 Ｓ２５・・・原子炉１〜リップ信号 ３２６・・・原子炉出力高信号 ３２７・・・サプレッションプール水温度高信号３２８
・・・安全弁開弁操作信号 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 三俣弘文 第２図 第３図
Claims (1)
- 低圧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
子炉トリップ系に異常を知らせる信号、原子炉出力が設
定値以上になったことを知らせる信号及びサプレッショ
ンプール温度が設定値以上になったことを知らせる信号
の三つの信号のＡＮＤ論理の成立のもとで前記安全弁を
開放することを特徴とする原子炉自動減圧方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60239379A JPS62100696A (ja) | 1985-10-28 | 1985-10-28 | 原子炉自動減圧方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60239379A JPS62100696A (ja) | 1985-10-28 | 1985-10-28 | 原子炉自動減圧方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62100696A true JPS62100696A (ja) | 1987-05-11 |
Family
ID=17043902
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60239379A Pending JPS62100696A (ja) | 1985-10-28 | 1985-10-28 | 原子炉自動減圧方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62100696A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2550643A (en) * | 2016-02-05 | 2017-11-29 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | Atomic power plant |
-
1985
- 1985-10-28 JP JP60239379A patent/JPS62100696A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2550643A (en) * | 2016-02-05 | 2017-11-29 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | Atomic power plant |
| US10438707B2 (en) | 2016-02-05 | 2019-10-08 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear power plant that can automatically close a steam safety relief valve upon determination of exhaust pipe leakage |
| GB2550643B (en) * | 2016-02-05 | 2019-10-09 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | Atomic power plant |
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