JPH04104090A - 原子炉の圧力開放装置 - 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】 ［産業上の利用分野］ 本発明は１Ｍ子力発電所の原子炉の緊急時の減圧装置に
係り、特に原子炉内に異常が発生した場合に安全弁を強
制的に開放して原子炉を減圧する圧力開放装置に関する
。

［従来の技術］ 原子力発電所においては、いがなる事故が生じても原子
炉の炉心を冷却せねばらなぬため、高圧炉心冷却系及び
低圧炉心冷却系からなる非常、用炉心冷却系（ＥＣＣＳ
）を有している。現行の設定では、冷却材喪失事故（Ｌ
ＯＣＡ）−を想定し、原子炉水位低信号とドライウェル
圧力高信号によりＡＤＳ　（自動減圧機能）を起動し、
原子炉内の圧力を開放し原子炉を低圧状態とすることに
より、高圧炉心冷却系に加えて低圧炉心冷却系にて炉心
を冷却することができる。

一方、ドライウェル圧力高信号が生ぜず、原子炉水位が
低下するような過渡事象に於て、原子炉が高圧状態に維
持されれば、高圧の非常用炉心冷却系に加えて、低圧の
非常用炉心冷却系を用いることはできない。

このため、特開昭５７−１１３３９５号公報に記載のよ
うに、第４図に示す原子炉を自動的に減圧する起動ロジ
ックが考案された。これは原子炉水位低信号と高圧の非
常用炉心冷却系の不作動信号の組み合せによるＡＤＳ自
動起動ロジック及び原子炉水位低信号と短時間（５分）
の継続信号によるＡＤＳ自動起動ロジックからなるもの
である。

［発明が解決しようとする課題］ 上記従来技術は、事象の進展、すなわち、ドライウェル
圧力高信号がでないで原子炉水位低信号が生じるような
事象は、事象が比較的ゆるやかに進むことが考慮されて
おらず、実用化が菫かしいという点で問題があった。

本発明は、ＡＤＳ自動起動が必要となる事象を明確にし
、その事象に対応する信号を適確に摘呂し、ＡＤＳ自動
起動ロジックの充実をはかり、過渡時および事故時の原
子カプラントの信頼性の向上を目的としている。

口課題を解決しようとする手段］ 上記課題を解決するための本発明に係る原子炉の圧力開
放装置の構成は、原子炉容器内の水蒸気を開放手段を介
して凝縮手段に導く原子炉の圧力開放装置において、原
子炉容器から冷却材が異常流出し、かつ高圧注水系が不
作動の状態と判定された時に、前記開放手段を強制的に
開放することができる制御手段を具備したものである。

［作用コ 原子炉圧力容器から冷却材が異常に流出するような事象
に対して、本発明の原子炉の圧力開放装置は、原子炉圧
力容器内に充分な保有水を有した状態で逃し安全弁を自
動的に動作させることができる。特に、ドライウェル内
へ冷却材が流出する事象および圧力抑制室内の水中へ冷
却材が流出する事象の全事象に対して、逃し安全弁を自
動的に動作させることができる。

それによって、原子炉圧力容器は減圧されるので、低圧
ＥＣＣ５が充分な信頼性をもって起動され、上記事象に
対して炉心は充分冷却される。

従来、ＬＯＣＡなどの場合、原子炉圧力容器内の冷却水
位は、スクラム水位から短時間の継続信号の間に、冷却
水位回復のための一対策を施したが、本発明によって、
３０分間異常の継続信号の間に充分慎重な対策をねり１
作動する余裕を与えられることになる。

［実施例コ 以下、本発明の１実施例を第１図を用いて説明する。

第１図は１本発明の原子炉の圧力開放装置の系統模式図
である。

第１図の構成は、１は、安全弁、２は、原子炉圧力容器
、３は、ドライウェル、４は、主蒸気管、５は、排気管
、７は、圧力抑制室、８は、原子炉水位低信号判定器、
１０は、ドライウェル圧力高信号判定器、１５は、低圧
スプレィ作動信号判定器、１４．１９は、ポンプ、３１
は、信号判定器である。

本発明は、ドライウェル３内の主蒸気管４に取付けられ
ている逃し安全弁１および原子炉圧力容器２と圧力抑制
室７を接続する排気管５とかならる逃し安全弁１の起動
制御機構に関するものである。

その起動制御は従来のＬＯＣＡ　（冷却材喪失事故）信
号すなわち原子炉水位低信号８、ドライウェル圧力高信
号１０．および、低圧ＥＣＣ５ポンプ作動信号１５から
成るＡＤＳ起動信号に加えて、原子炉水位低信号（この
場合は、高圧ＥＣＣ５を起動させる原子炉水位をさす）
が３０分以上継続する信号３１により、ＡＤＳを自動起
動する回路を追加したものである。

以下にこの起動制御の動作を説明する。

冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）のように原子炉圧力容器２
から冷却材が流出する事象に於ては、高圧ＥＣＣ５ポン
プの作動に加えて、原子炉水位低信号８（この場合、低
圧ＥＣ：Ｃ５を起動させる原子炉水位をさす）、流出す
る冷却材により生ずるドライウェル圧力高信号１０．お
よび低圧ＥＣＣ５ポンプ作動信号１５を自動的に検出す
ると、ある時閏遅れの後、ＡＤＳは作動し、逃し安全弁
１が強制的に開放されることにより、原子炉隔離時ｌＩ
２内の蒸気が排気管５を通して圧力抑制室７内の冷却水
中へ放出され原子炉圧力容器２内の圧力は速やかに低下
し、低圧ＥＣＣ５ｌ　１のポンプ１４の作動が可能とな
る。この結果、低圧ＥＣＣ３１１のポンプ１４により、
圧力抑制室７内の冷却水を原子炉圧力容器２内へ注水を
行い、炉心を短時間に冷却することができる。

一方、原子炉隔離時に原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩ　Ｃ
）や高圧ＥＣＣ５等の高圧注水系が故障するような事象
を想定した場合、ドライウェル圧力高信号１０が生じな
い可能性があり、ＡＤＳが自動起動しないため、原子炉
圧力容器２内へ低圧ＥＣＣ５ポンプ１４を用いて注水で
きないことがありうる。このような事象に対して、原子
炉水位低（ここでは、高圧注水系を作動させる原子炉水
位をさす）信号が３０分間以上継続して生じている信号
３１をうけると、ＡＤＳは自動的に作動し、逃し安全弁
１が強制的に開放され、原子炉圧力容器２内圧力は速や
かに低下し、低圧ＥＣＣ５ポンプ１４により原子炉圧力
容器２内へ注水され、炉心を冷却することができる。

すなわち、原子炉圧力容器２内の水位を水位計で計り、
原子炉圧力容器２内の水位が３０分間以上ＡＤＳの起動
水位以下を継続したことを検出器３１で検出すると、Ａ
ＤＳを自動起動させることが本発明の特徴である。

ここで、原子炉水位低信号の継続を３０分とした根拠に
ついて１１００ＭＷｅ級ＢＷＲ−５プラント（標準型プ
ラント）を例にとり説明する。

第３図は、原子炉圧力容器の構造と冷却材水位を示す模
式図である。

第３図に原子炉圧力容器２内の構造と水位を示している
。一般に各水位により工学的安全設備の起動が行われる
。ＢＷＲ−５の場合、原子炉水位信号（レベル３）で原
子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）および高圧炉心スプレィ
系（ＨＰＣ８）等の高圧注水系が起動され、原子炉水位
（レベル１）信号で低圧炉心スプレィ系（ＬＰＣ８）、
低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）等の低圧ＥＣＣ５系が起動
される。ここで、前述した原子炉隔離時高圧注水系が作
動しないような事象を想定すると、スクラム（レベル３
）後の炉心の崩壊熱により蒸気が逃し安全弁１から圧力
抑制室７の冷却水中へ放出されるため、原子炉圧力容器
２内の水位は徐々に低下することになる。

いま、流出すべき蒸気量ＣＭ）を１次式を用いて計算す
る。

ここでＭ：を秒間の流出蒸気量（ｔｏｎ）Ｐｏ：原子炉
熱出力（ＭＷＴ） Ｐ（ｔ）ニスクラム後を秒間時点での 原子炉熱出力（スクラム後の崩壊熱） Ｈｇ：蒸気のエンタルピー（にｃａ　４１　／Ｉ［ｇ）
ｔニスクラム後の時１ｍ（秒） ｆ：換算係数（Ｋｃａ　Ｑ　／ＭｖＴ／５ｅｃ）上記の
式に、係数を入れて、標準型ＢＷＲ−５プラントの３０
分間（１８００秒）の流出蒸気量（Ｍ）を概算評価する
と以下のようになる。

Ｍ　＝　３４４０　（ＭＩＩＴ）　Ｘ　２３９（Ｋｃａ
　Ｉｔ　／ＮＶＴ／５ｅｅ）弁６２ｔｏｎ 第３図において、原子炉水位低（レベル３）のスクラム
開始時点から有効燃料棒上端（レベル）までに保有され
る冷却水量は約８０ｔｏｎ以上であり、有効燃料棒上端
から同下端（レベル）までの保有冷却水位は約１００ｔ
ｏｎである。

したがって、仮りに原子炉水位低（レベル３）から上記
のように３０分間に相当する水量（約６２ｔｏｎ）が原
子炉３、圧力容器２がら流出したとしても、原子炉水位
は有効燃料棒上端（レベル）までは達しないから、炉心
内には充分な冷却水が保有されているため、炉心の冷却
は充分安全に確保されることになる。

以上により１Ｍ子炉圧力容器２から異常に冷却材が流出
する事象に対して、高圧注水系が有効に作動しなかった
場合でも、ＡＤＳを自動的に作動させ原子炉圧力容器内
を減圧することにより低圧ＥＣＣ５系を作動させ炉心を
充分冷却することができる逃し安全弁１の起動制御機構
を提供しうる。

つぎに本発明の他の実施例を第２図を用いて説明する。

第２図は、本発明の他の実施例の系統模式図である。第
２図において、１６は、高圧炉心スプレィ系、２４は、
原子炉隔離時冷却系、２：２．２６は１、信号判定器で
あり、その他の符号は、第１図と同一である。

本実施例に示す第２図の系統が第１図と異なることは、
ＡＤＳの自動起動制御機構において、高圧炉心スプレィ
系１６の不作動および原子炉隔離時冷却系２４の不作動
の同時信号を組合わせた点である。　　′ すなわち、高圧炉心スプレィ系１６′および隔離時冷却
系１７の不作動を同時に検出すると、ある時間遅れの後
ｉ　ＡＤｓは作動し、逃がし安全弁１が強制的に開放さ
れることにより１Ｍ子炉圧力容器２内の蒸気を、排気管
５を通して圧力抑制室７内の冷却水中に導き凝縮する。

この結果、原子炉圧力容器２内の圧力は速やかに低下、
低圧炉心スプレィ系１１から原子炉圧力容器２内への注
水を速やかに行なえるので、炉心は短時間に冷却される
ので安全は確保される。

［発明の効果］ 本発明によれば、以下のような効果が期待できる。

（１）非常用炉心冷却系の信頼性向上 原子炉圧力容器から冷却材が異常に流出するような冷却
材喪失事故や原子炉隔離時に於いて高圧注水系が有効に
作動しないことを想定した場合、原子炉減圧操作を手動
でなく、自動起動を実視することにより、確実に炉心冷
却を行うことができる。

この結果、原子炉圧力容器から冷却材が異常に流出する
ようなあゆらる事象に対して、非常用炉心冷却系を使用
でき、原子カプラントの信頼性を充分向上させることが
できる。” （２）安全余裕□の向上 原子炉隔離時に於いて、高圧注水系が有効に作動しない
ような多重故障時に於て、原子炉減圧を自動化すること
により、運転員への負担を軽減し、誤操作を防止するこ
とができ、安全余裕の向上がはかれる。（炉心冷却対策
の検討に余裕がある）一方、本発明は、新たな高圧注水
系（例えばアキュムレー′夕による高圧注水系、高圧Ｅ
ＣＣ８゛）″の追加と同程度の効果を有しており、単純
で安価な設備で充分な安全余裕をはかれることができ。

経済効果が大きい。

【図面の簡単な説明】

第１゛図は１本発明の゛１実施例の系統模式図、第２図
は一本発明の他の実施例の系統模式図、第３゛図は、原
子炉圧力容器の構造と冷却水位の模式図、第４′図は、
−従来例・め系統模式図である。　−く゛符号の説明′
〉− １・・・安全弁、２・・・原子炉圧力容器、３・・ドラ
イウェル、４・・・主蒸気管５５パ・・排気管、７・・
圧力抑制室、１１・・低圧ＥＣＣ８，１６・・高圧ＥＣ
Ｃ５，１４’、１’９・・ポンプ、１７・・隔離時冷却
系、８゜１０．１５，２２，２６，３１・・・信号判定
器。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉容器内の水蒸気を開放手段を介して凝縮手段
   に導く原子炉の圧力開放装置において、原子炉容器から
   冷却材が異常流出し、かつ高圧注水系が不作動の状態と
   判定された時に、前記開放手段を強制的に開放すること
   ができる制御手段を具備したことを特徴とする原子炉の
   圧力開放装置 ２、請求項１、記載の原子炉の圧力開放装置において、
   原子炉隔離時冷却系および高圧炉心スプレイ系の各々の
   作動状態を検出する手段と、前記検出手段からの信号を
   入力して、前記隔離時冷却系および前記高圧炉心スプレ
   イ系が不作動の状態にあると判定した時、原子炉水位が
   高圧注水系起動の設定水位以下に３０分間以上継続する
   間に前記開放手段を強制的に開放することができる制御
   手段を具備したことを特徴とする原子炉の圧力開放装置
   。