JPS62237397A - 沸騰水型原子炉の安全保護装置 - Google Patents

沸騰水型原子炉の安全保護装置

Info

Publication number
JPS62237397A
JPS62237397A JP61079109A JP7910986A JPS62237397A JP S62237397 A JPS62237397 A JP S62237397A JP 61079109 A JP61079109 A JP 61079109A JP 7910986 A JP7910986 A JP 7910986A JP S62237397 A JPS62237397 A JP S62237397A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
water
water level
set point
water supply
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP61079109A
Other languages
English (en)
Inventor
春日 肇
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP61079109A priority Critical patent/JPS62237397A/ja
Publication of JPS62237397A publication Critical patent/JPS62237397A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Hydraulic Turbines (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉水位の低下を抑制す
る沸騰水型原子炉の安全保護装置に係り、特に原子炉起
動時に起り得る炉水位の低下を軽減することができる沸
騰水型原子炉の安全保護装置に関する。
(従来の技術) 一般に、沸騰水型原子炉を保護するために設けられたい
わゆる工学的安全施設のうち、原子炉水位の異常変化を
検出して作動するものは、原子炉運転時の通常水位より
低水位側にも幾つかの水位設定点を設け、水位がこれら
の設定点に達すると、定められた安全施設を作動させる
ようになっている。
例えば先ず原子炉スクラムを生起させるとともに、主蒸
気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖等を行なわせる設定点(レ
ベル3と呼称)が設けられ、この設定点より低水位側に
主蒸気隔離弁の閉鎖、高圧炉心スプレィ系の起動、原子
炉隔離時冷却系の起動および再循環ポンプの停止を行な
わせる設定点(レベル2と呼称)が設けられ、更にこの
設定点より低水位側に上記の高圧炉心スプレィ系以外の
非常用炉心冷却系の諸設備を起動させる設定点(レベル
1と呼称)が設けられている。
このような設備を有する原子力発電プラントにおいては
、運転時に何等かの原因で炉水位の低下が生じると、炉
水量の減少に応じて炉水位が上記した設定点に達したと
き、各設定点に対応する保護機能が作動し、炉水位をは
じめとする原子炉の各種パラメータを安全側に誘導する
こシで原子炉の発生蒸気量を補う水量は、給水ポンプを
用いて注入され、上記の通常水位が保持されるように制
御される。この給水用には一般にタービン駆動給水ポン
プ(以下TDRFPと略称する)が使用されるが、TO
RFPの駆動用タービンは通常小出力時、例えば定格出
力の20%程度の回転数のとき、周知の共振現象による
危険速度が存在する。
このため原子炉起動時等の所要給水量が少いときは、こ
のような問題点のない電動機駆動給水ポンプ(以下MO
RFPと略称する)を使用し、給水量が例えば定格出力
の25%相当の点を境界としてTDRFPと相互に切換
えている。
沸騰水型原子力発電所の従来実用されている給水ポンプ
の構成は、最大給水量の50%容量のTDRFP2台と
、同じ<25%容量のMDRFP 2台というのが一般
的であり、上記した運用方法においてTDRFPが万一
1台停止した場合、2台のMDRFPでこれを代替使用
できるようになっている。また1台のMDRFP運転時
には残る1台のMDRFPは後備機として待機している
(発明が解決しようとする問題点) 従来の原子炉給水ポンプの構成では、原子炉起動時等の
少給水量のとき必要なMDRFPは1台であるにもかか
わらず、 2台あるTDRFPのうち1台が万一停止し
たときの後備機として、さらに1台のMORFPを追加
設置していた。
MDRFPは1台で原子炉起動等には支障なく、TDR
FPの後備用としても、1台のMDRFPが代替運転さ
れれば所要給水量の相当部分は補えるので、給水量が全
く喪失することはない。しかしながらMDRFPの設置
を1台とし、これのみの運転中に、このMORFPが万
一不具合を生じた場合、給水量が全く失われるので、こ
れに伴って低下した炉水位は上記したレベル2の設定点
に達し、非常用炉心冷却系の一要素である高圧炉心スプ
レィ系、および主蒸気隔離弁閉鎖機能の作動に至る。し
かしながら本来非常用炉心冷却系は一次系配管破断によ
る冷却材喪失事故を想定した安全設備であり、また主蒸
気隔離弁は作動後の復帰も煩雑となるため、これらの作
動の可能性は極力回避しておくことが望ましい。
本発明は使用頻度の極めて稀な1台のMDRFPの設置
を省略しながら、残るMDRFPが使用不能となっても
原子炉水位の大幅な低下、特に非常用炉心冷却系の作動
設定点に到達するような低下を防止することができる沸
騰水型原子炉の安全保護装置を提供することを目的とす
る。
〔発明の構成〕
(問題点を解決するための手段) 本発明においては、所要給水量の増減に対応して切替え
作動させるTDRFPおよびMDRFPと、原子炉水位
の変動を検出して作動する工学的安全施設とを有する沸
騰水型原子炉の安全保護装置に、少量給水時を分担する
MDRFPのトリップ信号と大量給水時を分担するTD
RFPの停止信号との論理積信号を用いて工学的安全施
設に含有される原子炉隔離時冷却系を臨機作動させる手
段を設けている。
(作 用) 本発明においては、TDRFPの運転時にはMDRFP
が後備機の役割を分担することができるが、MDRFP
運転時にはTDRFPは後備機として流用できない点に
着目し、主として起動時等の短期間に使用されるMDR
FPが運転中に万一不具合となり、給水不能となった場
合、 同時にTDRFPは停止している条件を満してい
れば、これによって原子炉隔離時冷却系を起動してその
機能を転用し、JM子炉内に注水して炉水位の低下を抑
制する。
(実施例) 本発明の一実施例について、図面を参照しながら説明す
る。
第2図において、沸騰水型原子炉の圧力容器1の内部に
は、炉心2を囲んで、圧力容器1の外部に設置された再
循環ポンプとその配管(いずれも図示省略)に連なるジ
ェットポンプ3が設けられ、これらが炉水4に浸漬され
ている。炉心2の上方には、気水分離器5に続いて蒸気
乾燥器6とそのスカート7が設けられ、炉心2における
核反応により加熱された炉水4から発生した蒸気を処理
している。
原子炉の通常運転時における炉水4の水位変動は、第2
図の右端に示すように、上限L6と下限り。
の間にあるが、原子炉に生じた何等かの異常状態に基く
炉水位の変動を検出する水位設定点として、上限L6よ
り高水位側に、高水位アラームを発する設定点L7と、
タービントリップを指令する信号を発する設定点L0が
この順に設けられている。
また下限L5より低水位側には、先ず低水位アラームを
発する設定点L4が設けられ、この設定点L4より低水
位側に原子炉スクラムを起動させる設定点であると同時
に、主蒸気隔離弁以外の隔離弁(図示省略)の閉鎖を指
令する信号を発する設定点L3(レベル3)が設けられ
ている。
設定点L3より低水位側には設定点L2 (レベル2)
があり、主蒸気隔離弁(図示省略)の閉鎖、高圧炉心ス
プレィ系(図示省略)の起動、再循環ポンプの停止およ
び原子炉隔離時冷却系(図示省略)の起動を指令する信
号を発生する。更に設定点し。
より低水位側に低圧炉心スプレィ系(図示省略)、低圧
注水系(図示省略)および自動減圧系(図示省略)の起
動信号を発する設定点L1(レベル1)が設けられてい
る。
また圧力容器1には、発生した蒸気を発電用タービン(
図示省略)へ導く主蒸気管8が設けられるとともに、炉
水4の減少分を補給するため、1台のMORFP 9と
2台のTDRFPIo、 11が並列に設置され、これ
らの吸入側は原子炉復水系(図示省略)等の水源に連な
る配管12に、吐出側は圧力容器1に連通ずる給水配管
13に接続されている。
次に第1図は本発明の一実施例の要部を表わす論理回路
図であり、第1図において1MDRFP 9の運転中断
を示すトリップ信号14(例えば電源の遮断器等から取
出すことができる)を第1人力とし、TORFPIOお
よび11が2台共停止しているとき有為となる停止信号
15 (例えばタービン駆動蒸気止め弁の閉鎖信号から
取出すことができる)を第2人力とする論理積回路16
の出力は、原子炉隔離時冷却系の起動回路を付勢するよ
うになされている。
次に作用について説明する。
原子力発電所の運転中に、何等かの原因で炉水位が下限
り、と上限LGの範囲外に変動し、設定点LvtL、、
あるいは設定点L4. L、、 L、、 Llの各水位
に達すると、上記した各設定点に対応する固有の安全保
護設備が作動する。例えば炉水位が低下して設定点L3
(レベル3)に到達すると、原子炉がスクラムするとと
もに、主蒸気隔離弁以外の隔離弁が閉鎖されこれらの作
用は一般と何等異なるところはない。
ここで例えば原子炉起動時等において所要給水量が少く
、MDRFP 9のみが運転され、TDRFPIOおよ
び11は何れも停止している場合、MORFP 9に何
らかの不具合が発生して停止すると、論理積回路16の
出力がただちに発生し、原子炉隔離時冷却系にAく よる圧力容器1内への性癖が開始され、  MDRFP
 9による給水が全く失われたにもか\わらず、原子炉
水位の低下を小幅に止めることができる。
第3図は上記の事態が発生した場合の本実施例による炉
水位の変動(実線)と、原子炉隔離時冷却系の作動が無
かった場合の変動(破線)を比較して示したものであり
、本実施例によれば炉水位が低下しても設定点L2 (
レベル2)までの低下を回避できることを示している。
なお第3図は、原子炉出力がはソ20%の状態でMDR
FP 9が停止した場合を例示している。炉水位が設定
点り、 (レベル3)に達した後、低下率が急増するの
は、設定点し、(レベル3)にて上記した原子炉スクラ
ムが行なわれるためであり、このスクラムの効果により
炉心2内のボイドが急減するからである。しかしスクラ
ム後は主蒸気流量が急減するため、原子炉隔離時冷却系
による給水効果が奏功していることがよく示されている
なおTDRFP 10または11の少なくとも何れか1
台が運転されていれば、不要となったMDRFP 9が
停止しても論理積回路16の出力は無為となるため、原
子炉隔離時冷却系が起動することはない。
〔発明の効果〕
本発明によれば、MI)RFPの後備機が省略できると
ともに単独運転中の阿叶FPが停止した場合でも、原子
炉水位の低下限度を抑制することが可能となり、非常用
炉心冷却系等のレベル2設定点にて起動する諸設備の作
動機会を回避することができる効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例の要部を表わす論理回路図、
第2図は本発明の一実施例の概略構成を示す模式図、第
3図は本発明の作用効果を説明する線図である。 L2.L3・・・水位設定点 1・・・圧力容器     4・・・炉水9・・・電動
機駆動給水ポンプ(MDRFP)10、11・・・ター
ビン駆動給水ポンプ(TDRFP)13・・・給水配管
     14・・・トリップ信号15・・・停止信号
     16・・・論理積回路17・・・論理積信号
。 第1図 一=a−翳 第3図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 所要給水量の増減に対応して切替え作動させるタービン
    駆動給水ポンプおよび電動機駆動給水ポンプと、原子炉
    水位の変動を検出して作動する工学的安全施設とを有す
    る沸騰水型原子炉の安全保護装置において、少量給水時
    を分担する前記電動機駆動給水ポンプのトリップ信号と
    大量給水時を分担する前記タービン駆動給水ポンプの停
    止信号との論理積信号を用いて前記工学的安全施設に含
    有される原子炉隔離時冷却系を臨機作動させる手段を設
    けた沸騰水型原子炉の安全保護装置。
JP61079109A 1986-04-08 1986-04-08 沸騰水型原子炉の安全保護装置 Pending JPS62237397A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61079109A JPS62237397A (ja) 1986-04-08 1986-04-08 沸騰水型原子炉の安全保護装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61079109A JPS62237397A (ja) 1986-04-08 1986-04-08 沸騰水型原子炉の安全保護装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS62237397A true JPS62237397A (ja) 1987-10-17

Family

ID=13680733

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61079109A Pending JPS62237397A (ja) 1986-04-08 1986-04-08 沸騰水型原子炉の安全保護装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS62237397A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4818475A (en) Turbine-generator shaft-coupled auxiliary generators supplying short-duration electrical loads for an emergency coolant injection system
US5349616A (en) Reactor cooling system for boiling water reactors
JP3954659B2 (ja) 過渡的過出力に対する強化保護系
CN111916233A (zh) 一种小型压水堆非能动与能动相结合的安全注射系统
JP2859990B2 (ja) 沸騰水型原子炉設備
JPS62237397A (ja) 沸騰水型原子炉の安全保護装置
JPS6049278B2 (ja) 沸騰水型原子炉の安全保護方法
JPH06201880A (ja) ほう酸流出防止装置
JP2695905B2 (ja) 沸騰水型原子炉
JPH05119189A (ja) 原子炉注水流量自動制御装置
JPS6118155B2 (ja)
JPH02222878A (ja) 原子力発電所の残留熱除去系
JPS6050318B2 (ja) 原子炉制御装置
JPS6267495A (ja) 原子炉隔離時冷却系
JPS61105496A (ja) 原子炉自動減圧装置
JPS62251698A (ja) 原子炉水位低下緩和装置
JPH0740073B2 (ja) 自動減圧系
JPS61243397A (ja) 原子炉非常用炉心冷却装置
JPS60171495A (ja) 沸騰水形原子力プラント自動減圧系の制御装置
JPS62272195A (ja) 原子炉注水装置
JPH02272394A (ja) ほう酸水注入装置
JPS5897697A (ja) 給水再循環流量協調制御装置
JPH06289174A (ja) 原子炉出力制御方法とその装置
JPH04140696A (ja) 高圧炉心冷却装置
JPS60166890A (ja) 原子炉の反応度抑制装置