JPH05119189A - 原子炉注水流量自動制御装置 - Google Patents
原子炉注水流量自動制御装置Info
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- JPH05119189A JPH05119189A JP3277863A JP27786391A JPH05119189A JP H05119189 A JPH05119189 A JP H05119189A JP 3277863 A JP3277863 A JP 3277863A JP 27786391 A JP27786391 A JP 27786391A JP H05119189 A JPH05119189 A JP H05119189A
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- reactor
- water injection
- injection system
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- Y—GENERAL 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
- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】ＡＴＷＳ時の高圧注水系の作動に失敗した場合
にも、自動的に主蒸気逃し安全弁の設定を調整し、適切
に作動させて原子炉圧力と、注水流量を制御して、原子
炉水位を安定させ、原子炉出力の制御を容易にして原子
炉と原子炉格納容器の健全性を維持する原子炉注水流量
自動制御装置を提供する。 【構成】ＡＴＷＳ信号を出力するＡＴＷＳ判定部と、高
圧注水系不作動信号を出力する高圧注水系不作動判定部
と、ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号を出力するＡＴ
ＷＳ時の高圧注水系不作動判定部と、主蒸気逃し安全弁
の開放設定圧変更信号及び閉鎖設定圧変更信号を出力す
る主蒸気逃し安全弁開閉設定圧力変更部と、主蒸気逃し
安全弁の開閉設定圧を制御する主蒸気逃し安全弁開閉設
定圧制御部を具備する。
にも、自動的に主蒸気逃し安全弁の設定を調整し、適切
に作動させて原子炉圧力と、注水流量を制御して、原子
炉水位を安定させ、原子炉出力の制御を容易にして原子
炉と原子炉格納容器の健全性を維持する原子炉注水流量
自動制御装置を提供する。 【構成】ＡＴＷＳ信号を出力するＡＴＷＳ判定部と、高
圧注水系不作動信号を出力する高圧注水系不作動判定部
と、ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号を出力するＡＴ
ＷＳ時の高圧注水系不作動判定部と、主蒸気逃し安全弁
の開放設定圧変更信号及び閉鎖設定圧変更信号を出力す
る主蒸気逃し安全弁開閉設定圧力変更部と、主蒸気逃し
安全弁の開閉設定圧を制御する主蒸気逃し安全弁開閉設
定圧制御部を具備する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントに
おけるスクラム不能の過渡変化(AnticipatedTransient
With outScram ，以下ＡＴＷＳと略称する) 時で、さら
に高圧注水系が故障した時の、いわゆる過酷事故を想定
した場合において、原子炉の健全性を維持する原子炉注
水流量自動制御装置に関する。
おけるスクラム不能の過渡変化(AnticipatedTransient
With outScram ，以下ＡＴＷＳと略称する) 時で、さら
に高圧注水系が故障した時の、いわゆる過酷事故を想定
した場合において、原子炉の健全性を維持する原子炉注
水流量自動制御装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に沸騰水型原子炉の運転制御では、
通常の運転状態において何らかの不具合により炉水が喪
失したり給水量が低下した場合には、原子炉の水位が低
下するが、この水位は常時各レベルについて監視してお
り、水位が「原子炉水位低（Ｌ−３）」となったことに
より、全制御棒の急速自動挿入等により原子炉を緊急停
止（Scram ，以下スクラムと呼称する）させている。こ
れにより、原子炉から主蒸気管を通って流出する蒸気流
量が抑制されて原子炉水位の低下は緩慢になる。しかし
ながら、原子炉はスクラムしても炉心では崩壊熱が発生
しているため、一般に定格蒸気流量に対して約５％の蒸
気発生は続くことになる。従って、少なくともこの給水
流量が確保できなければ、流入量と流出量のミスマッチ
により、原子炉水位は更に低下して「原子炉水位低低
（Ｌ−２）」に到達することになる。原子炉水位が「原
子炉水位低低（Ｌ−２）」に到ると、主蒸気隔離弁が閉
止し、また原子炉隔離時冷却系（Reactor CoreIsolatio
n Cooling System ，ＲＣＩＣ）や高圧非常用炉心冷却
系（Emergency Core Cooling System ，ＥＣＣＳ）が自
動起動し、原子炉内に冷却水を注入して原子炉水位がこ
れ以下に低下することを防止する。
通常の運転状態において何らかの不具合により炉水が喪
失したり給水量が低下した場合には、原子炉の水位が低
下するが、この水位は常時各レベルについて監視してお
り、水位が「原子炉水位低（Ｌ−３）」となったことに
より、全制御棒の急速自動挿入等により原子炉を緊急停
止（Scram ，以下スクラムと呼称する）させている。こ
れにより、原子炉から主蒸気管を通って流出する蒸気流
量が抑制されて原子炉水位の低下は緩慢になる。しかし
ながら、原子炉はスクラムしても炉心では崩壊熱が発生
しているため、一般に定格蒸気流量に対して約５％の蒸
気発生は続くことになる。従って、少なくともこの給水
流量が確保できなければ、流入量と流出量のミスマッチ
により、原子炉水位は更に低下して「原子炉水位低低
（Ｌ−２）」に到達することになる。原子炉水位が「原
子炉水位低低（Ｌ−２）」に到ると、主蒸気隔離弁が閉
止し、また原子炉隔離時冷却系（Reactor CoreIsolatio
n Cooling System ，ＲＣＩＣ）や高圧非常用炉心冷却
系（Emergency Core Cooling System ，ＥＣＣＳ）が自
動起動し、原子炉内に冷却水を注入して原子炉水位がこ
れ以下に低下することを防止する。
【０００３】一方、主蒸気隔離弁が閉止されるため、炉
心からの崩壊熱によって発生した蒸気により原子炉圧力
は上昇し、ついには主蒸気管に設けられた主蒸気逃し安
全弁の開放設定圧に達して主蒸気逃し安全弁が開放され
る。これにより発生蒸気の一部は主蒸気逃し安全弁の排
気管を通って圧力抑制室のサプレッションプールへ放出
され、冷却、凝縮されて原子炉圧力の上昇が抑制され
る。このようにして原子炉水位と原子炉圧力は、安全に
制御されるようになっている。しかしながら、スクラム
不能の過渡変化（ＡＴＷＳ）が発生した場合について、
さらに過酷な状態を想定すると例えば以下のようなこと
が考えられる。通常の運転状態より給水が喪失した場合
には、原子炉水位は低下し、「原子炉水位低（Ｌ−
３）」により原子炉スクラム信号が発せられるが、これ
に伴う全制御棒の急速挿入が何らかの原因で失敗したと
する。これにより、原子炉水位は引続き低下して「原子
炉水位低低（Ｌ−２）」に到達する。
心からの崩壊熱によって発生した蒸気により原子炉圧力
は上昇し、ついには主蒸気管に設けられた主蒸気逃し安
全弁の開放設定圧に達して主蒸気逃し安全弁が開放され
る。これにより発生蒸気の一部は主蒸気逃し安全弁の排
気管を通って圧力抑制室のサプレッションプールへ放出
され、冷却、凝縮されて原子炉圧力の上昇が抑制され
る。このようにして原子炉水位と原子炉圧力は、安全に
制御されるようになっている。しかしながら、スクラム
不能の過渡変化（ＡＴＷＳ）が発生した場合について、
さらに過酷な状態を想定すると例えば以下のようなこと
が考えられる。通常の運転状態より給水が喪失した場合
には、原子炉水位は低下し、「原子炉水位低（Ｌ−
３）」により原子炉スクラム信号が発せられるが、これ
に伴う全制御棒の急速挿入が何らかの原因で失敗したと
する。これにより、原子炉水位は引続き低下して「原子
炉水位低低（Ｌ−２）」に到達する。
【０００４】原子炉水位が「（Ｌ−２）」に達すると主
蒸気隔離弁が閉止する。また原子炉隔離時冷却系や高圧
非常用炉心冷却系の自動起動信号が発せられるが、万一
これらも何らかの原因で起動不能となると、このために
原子炉水位は更に低下して、炉心露出の可能性に到り、
いわゆる過酷事故に進行することになる。そこで、この
ような事態に到ることを避けるために従来から以下のよ
うな手段が考えられていた。 (1) 異常発生の初期に原子炉出力を低下させて原子炉に
おける蒸気発生量を少しでも抑えるため、ＡＴＷＳを検
知した場合に原子炉再循環ポンプをトリップさせる。 (2) ＡＴＷＳ発生時に原子炉が隔離されて高圧注水系が
作動しない場合には、主蒸気逃し安全弁を作動させて原
子炉内を減圧して、低圧注水系により注入可能な原子炉
圧力にし、低圧注水系より冷却水を原子炉内に注水して
原子炉水位を確保する。
蒸気隔離弁が閉止する。また原子炉隔離時冷却系や高圧
非常用炉心冷却系の自動起動信号が発せられるが、万一
これらも何らかの原因で起動不能となると、このために
原子炉水位は更に低下して、炉心露出の可能性に到り、
いわゆる過酷事故に進行することになる。そこで、この
ような事態に到ることを避けるために従来から以下のよ
うな手段が考えられていた。 (1) 異常発生の初期に原子炉出力を低下させて原子炉に
おける蒸気発生量を少しでも抑えるため、ＡＴＷＳを検
知した場合に原子炉再循環ポンプをトリップさせる。 (2) ＡＴＷＳ発生時に原子炉が隔離されて高圧注水系が
作動しない場合には、主蒸気逃し安全弁を作動させて原
子炉内を減圧して、低圧注水系により注入可能な原子炉
圧力にし、低圧注水系より冷却水を原子炉内に注水して
原子炉水位を確保する。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】ＡＴＷＳ時で、さらに
高圧注水系が作動しないような場合においては、原子炉
圧力を監視しながら、運転員の操作により主蒸気逃し安
全弁を開閉して原子炉内の減圧を行うため、原子炉の主
要なパラメータが大きく振動し、原子炉の挙動の把握と
いう点でかなり困難な状況となって、場合によっては炉
心露出に到り炉心損傷の可能性も想定される。また原子
炉水位が確保されている場合でも、圧力抑制室のサプレ
ッションプールへの蒸気放出は、熱負荷の軽減のために
原子炉出力をなるべく抑えることが望ましいことから、
原子炉水位を低く維持し、原子炉の自然循環力を低下さ
せて炉心入口流量を抑制する方法がある。しかしなが
ら、原子炉出力を十分制御できなかった場合には、主蒸
気逃し安全弁の絶え間ない開閉のために、原子炉圧力は
変動し、かつ原子炉水位も同様に変動して、このために
原子炉水位の制御は非常に困難となり、原子炉出力の制
御が困難になる。そのため、圧力抑制室への放出蒸気量
が増加して原子炉格納容器の健全性に支障をきたすこと
も考えられる。
高圧注水系が作動しないような場合においては、原子炉
圧力を監視しながら、運転員の操作により主蒸気逃し安
全弁を開閉して原子炉内の減圧を行うため、原子炉の主
要なパラメータが大きく振動し、原子炉の挙動の把握と
いう点でかなり困難な状況となって、場合によっては炉
心露出に到り炉心損傷の可能性も想定される。また原子
炉水位が確保されている場合でも、圧力抑制室のサプレ
ッションプールへの蒸気放出は、熱負荷の軽減のために
原子炉出力をなるべく抑えることが望ましいことから、
原子炉水位を低く維持し、原子炉の自然循環力を低下さ
せて炉心入口流量を抑制する方法がある。しかしなが
ら、原子炉出力を十分制御できなかった場合には、主蒸
気逃し安全弁の絶え間ない開閉のために、原子炉圧力は
変動し、かつ原子炉水位も同様に変動して、このために
原子炉水位の制御は非常に困難となり、原子炉出力の制
御が困難になる。そのため、圧力抑制室への放出蒸気量
が増加して原子炉格納容器の健全性に支障をきたすこと
も考えられる。
【０００６】本発明の目的とするところは、ＡＴＷＳ時
で高圧注水系の作動に失敗した場合においても、自動的
に主蒸気逃し安全弁の開閉圧力設定を調整し、適切に作
動させて原子炉圧力を制御すると共に、原子炉注水流量
を制御して、原子炉水位を安定させ、原子炉出力の制御
を容易にして原子炉と原子炉格納容器の健全性を維持す
る原子炉注水流量自動制御装置を提供することにある。
で高圧注水系の作動に失敗した場合においても、自動的
に主蒸気逃し安全弁の開閉圧力設定を調整し、適切に作
動させて原子炉圧力を制御すると共に、原子炉注水流量
を制御して、原子炉水位を安定させ、原子炉出力の制御
を容易にして原子炉と原子炉格納容器の健全性を維持す
る原子炉注水流量自動制御装置を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】原子炉出力信号及びスク
ラム作動要求信号からＡＴＷＳ信号を出力するＡＴＷＳ
判定部と、高圧注水系流量信号及び高圧注水系起動信号
から高圧注水系不作動信号を出力する高圧注水系不作動
判定部と、前記ＡＴＷＳ信号及び高圧注水系不作動信号
を入力して、ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号を出力
するＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動判定部と、このＡＴ
ＷＳ時の高圧注水系不作動判定部からのＡＴＷＳ時の高
圧注水系不作動信号と前記原子炉出力信号を入力して主
蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号及び閉鎖設定圧変
更信号を出力する主蒸気逃し安全弁開閉設定圧力変更部
と、前記主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号及び閉
鎖設定圧変更信号を受けて主蒸気逃し安全弁の開閉設定
圧を制御する主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部を具備
する。
ラム作動要求信号からＡＴＷＳ信号を出力するＡＴＷＳ
判定部と、高圧注水系流量信号及び高圧注水系起動信号
から高圧注水系不作動信号を出力する高圧注水系不作動
判定部と、前記ＡＴＷＳ信号及び高圧注水系不作動信号
を入力して、ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号を出力
するＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動判定部と、このＡＴ
ＷＳ時の高圧注水系不作動判定部からのＡＴＷＳ時の高
圧注水系不作動信号と前記原子炉出力信号を入力して主
蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号及び閉鎖設定圧変
更信号を出力する主蒸気逃し安全弁開閉設定圧力変更部
と、前記主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号及び閉
鎖設定圧変更信号を受けて主蒸気逃し安全弁の開閉設定
圧を制御する主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部を具備
する。
【０００８】
【作用】ＡＴＷＳ時で高圧注入系不作動の場合に、ＡＴ
ＷＳ判定部にて原子炉出力信号とスクラム要求信号から
ＡＴＷＳ事象発生を判定してＡＴＷＳ信号を、また高圧
注水系不作動判定部では、高圧注水系流量信号と高圧注
水系起動信号から高圧注水系不作動を検知して高圧注水
系不作動信号を出力する。この２つの信号を入力してＡ
ＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部は、ＡＴＷＳ時で、か
つ高圧注水系が不作動であることを判定し、ＡＴＷＳ時
の高圧注水系不作動信号を出力する。この信号と前記原
子炉出力信号とから主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部に
おいて、原子炉の要求流量を低圧注水系より注入可能な
原子炉圧力と、これに見合う主蒸気逃し安全弁の開閉設
定圧力変更信号を算出して、主蒸気逃し安全弁開閉設定
圧制御部に出力する。この主蒸気逃し安全弁開閉設定圧
制御部においては、前記開閉設定圧に従って自動的に主
蒸気逃し安全弁を作動させる。この主蒸気逃し安全弁の
開閉作動により原子炉圧力の適切な制御と、低圧注水系
よりの注水が行われるので、安定した原子炉水位と出力
の制御が自動で実施され、原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器の健全性を確保することができる。
ＷＳ判定部にて原子炉出力信号とスクラム要求信号から
ＡＴＷＳ事象発生を判定してＡＴＷＳ信号を、また高圧
注水系不作動判定部では、高圧注水系流量信号と高圧注
水系起動信号から高圧注水系不作動を検知して高圧注水
系不作動信号を出力する。この２つの信号を入力してＡ
ＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部は、ＡＴＷＳ時で、か
つ高圧注水系が不作動であることを判定し、ＡＴＷＳ時
の高圧注水系不作動信号を出力する。この信号と前記原
子炉出力信号とから主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部に
おいて、原子炉の要求流量を低圧注水系より注入可能な
原子炉圧力と、これに見合う主蒸気逃し安全弁の開閉設
定圧力変更信号を算出して、主蒸気逃し安全弁開閉設定
圧制御部に出力する。この主蒸気逃し安全弁開閉設定圧
制御部においては、前記開閉設定圧に従って自動的に主
蒸気逃し安全弁を作動させる。この主蒸気逃し安全弁の
開閉作動により原子炉圧力の適切な制御と、低圧注水系
よりの注水が行われるので、安定した原子炉水位と出力
の制御が自動で実施され、原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器の健全性を確保することができる。
【０００９】
【実施例】本発明一実施例を図面を参照して説明する。
図１のブロック構成図に示すように、ＡＴＷＳ判定部１
は、原子炉から得た原子炉出力信号Ｓ１と、スクラム要
求信号Ｓ２を入力して、ＡＴＷＳ事象が発生したことを
判定するもので、ＡＴＷＳ信号Ｓ３を出力する。高圧注
水系不作動判定部２は、高圧注水系流量信号Ｓ４と高圧
注水系起動信号Ｓ５を入力し、高圧注水系の不作動を検
知して高圧注水系不作動信号Ｓ６を出力する。またＡＴ
ＷＳ・高圧注水系不作動判定部３では、前記ＡＴＷＳ判
定部１からのＡＴＷＳ信号Ｓ３と高圧注水系不作動判定
部２からの高圧注水系不作動信号Ｓ６を入力し、ＡＴＷ
Ｓ時で、かつ高圧注水系が不作動であることを判定して
ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７を出力する。さ
らに主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部４は、前記原子炉
出力信号Ｓ１及びＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部３
からのＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７を入力し
て、主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部５に対し、主蒸
気逃し安全弁の開放設定圧力変更信号Ｓ８、及び閉鎖設
定圧力変更信号Ｓ９を出力するように構成されている。
図１のブロック構成図に示すように、ＡＴＷＳ判定部１
は、原子炉から得た原子炉出力信号Ｓ１と、スクラム要
求信号Ｓ２を入力して、ＡＴＷＳ事象が発生したことを
判定するもので、ＡＴＷＳ信号Ｓ３を出力する。高圧注
水系不作動判定部２は、高圧注水系流量信号Ｓ４と高圧
注水系起動信号Ｓ５を入力し、高圧注水系の不作動を検
知して高圧注水系不作動信号Ｓ６を出力する。またＡＴ
ＷＳ・高圧注水系不作動判定部３では、前記ＡＴＷＳ判
定部１からのＡＴＷＳ信号Ｓ３と高圧注水系不作動判定
部２からの高圧注水系不作動信号Ｓ６を入力し、ＡＴＷ
Ｓ時で、かつ高圧注水系が不作動であることを判定して
ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７を出力する。さ
らに主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部４は、前記原子炉
出力信号Ｓ１及びＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部３
からのＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７を入力し
て、主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部５に対し、主蒸
気逃し安全弁の開放設定圧力変更信号Ｓ８、及び閉鎖設
定圧力変更信号Ｓ９を出力するように構成されている。
【００１０】また前記主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部
４は、図２のブロック構成図に詳細を示すように、前記
原子炉出力信号Ｓ１及びＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動
信号Ｓ７を入力して、低圧系の注水流量信号Ｓ10を出力
する原子炉出力対注水流量換算部10と、この注水流量信
号Ｓ10及び、図３の特性図に例示する低圧注水系圧力対
注入流量特性部11からの圧力信号Ｓ11を入力して、原子
炉に対して低圧注水系による注水の最適圧力を算出し、
圧力設定信号Ｓ12を出力する低圧注水系の最適圧力算出
部12と、さらに、この圧力設定信号Ｓ12を入力して前記
図１に示す主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部５に対し
て、主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号Ｓ８、及び
閉鎖設定圧変更信号Ｓ９を出力する主蒸気逃し安全弁開
閉設定圧力設定部13から構成されている。また主蒸気逃
し安全弁の開放設定圧を図３に示す示す圧力範囲で、低
圧注水系の注入開始圧力より低めに、また主蒸気逃し安
全弁の閉鎖設定圧力を減圧時の出力に見合った圧力に自
動設定する。なお、前記図３は横軸を注入流量、縦軸を
原子炉圧力とした低圧注水系圧力対注入流量特性部11の
機能の一例を示す特性図で、この注入流量から適切な原
子炉圧力である圧力信号Ｓ11を特性曲線14により得る。
４は、図２のブロック構成図に詳細を示すように、前記
原子炉出力信号Ｓ１及びＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動
信号Ｓ７を入力して、低圧系の注水流量信号Ｓ10を出力
する原子炉出力対注水流量換算部10と、この注水流量信
号Ｓ10及び、図３の特性図に例示する低圧注水系圧力対
注入流量特性部11からの圧力信号Ｓ11を入力して、原子
炉に対して低圧注水系による注水の最適圧力を算出し、
圧力設定信号Ｓ12を出力する低圧注水系の最適圧力算出
部12と、さらに、この圧力設定信号Ｓ12を入力して前記
図１に示す主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部５に対し
て、主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号Ｓ８、及び
閉鎖設定圧変更信号Ｓ９を出力する主蒸気逃し安全弁開
閉設定圧力設定部13から構成されている。また主蒸気逃
し安全弁の開放設定圧を図３に示す示す圧力範囲で、低
圧注水系の注入開始圧力より低めに、また主蒸気逃し安
全弁の閉鎖設定圧力を減圧時の出力に見合った圧力に自
動設定する。なお、前記図３は横軸を注入流量、縦軸を
原子炉圧力とした低圧注水系圧力対注入流量特性部11の
機能の一例を示す特性図で、この注入流量から適切な原
子炉圧力である圧力信号Ｓ11を特性曲線14により得る。
【００１１】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉の定格出力運転時に何らかの原因により全給
水流量喪失が生じると原子炉水位は低下し、「原子炉水
位低（Ｌ−３）」でスクラム要求信号Ｓ２が発せられ
る。これにより別途、全制御棒の急速挿入が指令される
が、この全制御棒挿入が何らかの原因で失敗したと仮定
する。この時、原子炉出力信号Ｓ１とスクラム要求信号
Ｓ２を入力したＡＴＷＳ判定部１は、スクラム要求信号
Ｓ２が発せられているにも関わらず、原子炉出力信号Ｓ
１の原子炉出力が低下していないことから、ＡＴＷＳ事
象と判定してＡＴＷＳ信号Ｓ３を出力する。一方、原子
炉水位は、更に低下して「原子炉水位低低（Ｌ−２）」
に到達して主蒸気隔離弁が閉止され、前記原子炉隔離時
冷却系や高圧炉心スプレイ（High Pressure Core Spra
y，ＨＰＣＳ）の高圧非常用炉心冷却系の起動信号が発
せられる。しかしながら、これも何らかの原因で起動不
能であったとすると、これにより発せられた高圧注水系
起動信号Ｓ５と高圧注水系流量信号Ｓ４を入力した高圧
注水系不作動判定部２は、高圧注水系起動信号Ｓ５が入
力されながら、高圧注水系流量信号Ｓ４が零か、極めて
低流量であれば、当該高圧注水系は不動作であると判定
して、ＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部３に高圧注水
系不作動信号Ｓ６を出力する。この高圧注水系不作動信
号Ｓ６と、前記ＡＴＷＳ判定部１からのＡＴＷＳ信号Ｓ
３を受けたＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部３は、Ａ
ＴＷＳで、かつ高圧注水系が不作動であると判定してＡ
ＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７を出力する。
る。原子炉の定格出力運転時に何らかの原因により全給
水流量喪失が生じると原子炉水位は低下し、「原子炉水
位低（Ｌ−３）」でスクラム要求信号Ｓ２が発せられ
る。これにより別途、全制御棒の急速挿入が指令される
が、この全制御棒挿入が何らかの原因で失敗したと仮定
する。この時、原子炉出力信号Ｓ１とスクラム要求信号
Ｓ２を入力したＡＴＷＳ判定部１は、スクラム要求信号
Ｓ２が発せられているにも関わらず、原子炉出力信号Ｓ
１の原子炉出力が低下していないことから、ＡＴＷＳ事
象と判定してＡＴＷＳ信号Ｓ３を出力する。一方、原子
炉水位は、更に低下して「原子炉水位低低（Ｌ−２）」
に到達して主蒸気隔離弁が閉止され、前記原子炉隔離時
冷却系や高圧炉心スプレイ（High Pressure Core Spra
y，ＨＰＣＳ）の高圧非常用炉心冷却系の起動信号が発
せられる。しかしながら、これも何らかの原因で起動不
能であったとすると、これにより発せられた高圧注水系
起動信号Ｓ５と高圧注水系流量信号Ｓ４を入力した高圧
注水系不作動判定部２は、高圧注水系起動信号Ｓ５が入
力されながら、高圧注水系流量信号Ｓ４が零か、極めて
低流量であれば、当該高圧注水系は不動作であると判定
して、ＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部３に高圧注水
系不作動信号Ｓ６を出力する。この高圧注水系不作動信
号Ｓ６と、前記ＡＴＷＳ判定部１からのＡＴＷＳ信号Ｓ
３を受けたＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部３は、Ａ
ＴＷＳで、かつ高圧注水系が不作動であると判定してＡ
ＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７を出力する。
【００１２】主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部４におい
ては、このＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７と、
前記原子炉出力信号Ｓ１を入力して、主蒸気逃し安全弁
開閉設定圧制御部５に対して主蒸気逃し安全弁開閉設定
圧力を変更する主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号
Ｓ８、及び閉鎖設定圧変更信号Ｓ９を出力する。この信
号を受けた主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部５では、
主蒸気逃し安全弁における開閉設定圧を変更する。この
時の主蒸気逃し安全弁の設定圧設定は図２で示すよう
に、主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部４における原子炉
出力対注水流量換算部10は、原子炉出力信号Ｓ１と高圧
注水系不作動信号Ｓ７を入力し、この原子炉出力を必要
注水流量に換算して注水流量信号Ｓ10を出力する。次い
で低圧注水系最適圧力算出部12においては、この注水流
量信号Ｓ10と、図３に例示した低圧注水系圧力対注入流
量特性11部からの圧力信号Ｓ11を入力して設定圧力を算
出し、圧力設定信号Ｓ12を主蒸気逃し安全弁開閉圧力設
定部13に出力する。この主蒸気逃し安全弁開閉圧力設定
部13では、圧力設定信号Ｓ12の算出された設定圧力に主
蒸気逃し安全弁の繰返し開閉操作に際して確実で安定し
た作動を得るための作動幅を加味し、例えば主蒸気逃し
安全弁の開閉設定圧を算出設定圧力の±10％（開放設定
圧：算出設定圧の＋10％、閉鎖設定圧：算出設定圧の−
10％）に設定して、主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更
信号Ｓ８と閉鎖設定圧変更信号Ｓ９を出力する。
ては、このＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号Ｓ７と、
前記原子炉出力信号Ｓ１を入力して、主蒸気逃し安全弁
開閉設定圧制御部５に対して主蒸気逃し安全弁開閉設定
圧力を変更する主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号
Ｓ８、及び閉鎖設定圧変更信号Ｓ９を出力する。この信
号を受けた主蒸気逃し安全弁開閉設定圧制御部５では、
主蒸気逃し安全弁における開閉設定圧を変更する。この
時の主蒸気逃し安全弁の設定圧設定は図２で示すよう
に、主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部４における原子炉
出力対注水流量換算部10は、原子炉出力信号Ｓ１と高圧
注水系不作動信号Ｓ７を入力し、この原子炉出力を必要
注水流量に換算して注水流量信号Ｓ10を出力する。次い
で低圧注水系最適圧力算出部12においては、この注水流
量信号Ｓ10と、図３に例示した低圧注水系圧力対注入流
量特性11部からの圧力信号Ｓ11を入力して設定圧力を算
出し、圧力設定信号Ｓ12を主蒸気逃し安全弁開閉圧力設
定部13に出力する。この主蒸気逃し安全弁開閉圧力設定
部13では、圧力設定信号Ｓ12の算出された設定圧力に主
蒸気逃し安全弁の繰返し開閉操作に際して確実で安定し
た作動を得るための作動幅を加味し、例えば主蒸気逃し
安全弁の開閉設定圧を算出設定圧力の±10％（開放設定
圧：算出設定圧の＋10％、閉鎖設定圧：算出設定圧の−
10％）に設定して、主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更
信号Ｓ８と閉鎖設定圧変更信号Ｓ９を出力する。
【００１３】これらの信号は主蒸気逃し安全弁開閉設定
圧制御部５に入力され、図示しない主蒸気逃し安全弁の
開閉設定圧を自動的に変更する。これにより主蒸気逃し
安全弁における開閉設定圧が常に低圧注水系の注水可能
な作動圧力に設定されるため、今迄高かった原子炉圧力
は主蒸気逃し安全弁の開放作動により設定圧力まで一気
に減圧されるので、低圧注水系が適切に作動して冷却水
を炉内に注入する。この後は本発明によって制御される
開閉設定圧による主蒸気逃し安全弁の作動により、原子
炉圧力ひいては原子炉水位が自動制御される。従って、
原子炉水位が適確に確保されるため炉心を充分冠水さ
せ、原子炉圧力容器の健全性が維持できる。また原子炉
水位が低く抑えられるため原子炉出力も抑制されるの
で、原子炉抑制室のサプレッションプールへの熱負荷も
小さく止めることができるので、原子炉格納容器の健全
性も良好に確保される。これにより原子炉圧力の抑制と
共に、低圧注水系の注水流量の制御が自動的に行われる
ので、原子炉水位も自動的に制御することができる。
圧制御部５に入力され、図示しない主蒸気逃し安全弁の
開閉設定圧を自動的に変更する。これにより主蒸気逃し
安全弁における開閉設定圧が常に低圧注水系の注水可能
な作動圧力に設定されるため、今迄高かった原子炉圧力
は主蒸気逃し安全弁の開放作動により設定圧力まで一気
に減圧されるので、低圧注水系が適切に作動して冷却水
を炉内に注入する。この後は本発明によって制御される
開閉設定圧による主蒸気逃し安全弁の作動により、原子
炉圧力ひいては原子炉水位が自動制御される。従って、
原子炉水位が適確に確保されるため炉心を充分冠水さ
せ、原子炉圧力容器の健全性が維持できる。また原子炉
水位が低く抑えられるため原子炉出力も抑制されるの
で、原子炉抑制室のサプレッションプールへの熱負荷も
小さく止めることができるので、原子炉格納容器の健全
性も良好に確保される。これにより原子炉圧力の抑制と
共に、低圧注水系の注水流量の制御が自動的に行われる
ので、原子炉水位も自動的に制御することができる。
【００１４】
【発明の効果】以上本発明によれば、万一炉水喪失等に
よるスクラム時に、全制御棒の挿入が失敗したスクラム
不能時で、かつ高圧注水系が作動しないような事態にお
いても、原子炉圧力及び原子炉水位を自動制御して、低
圧注水系から支障なく注水を実施して、原子炉出力を抑
制すると共に、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の健
全性も維持でき、いわゆる過酷事故に対して既存の設備
を用いて十分に制御、対応できる。また作動は自動的に
行われ、原子炉が安全に制御できることから信頼性が向
上すると共に、運転員の負担も軽減される効果がある。
よるスクラム時に、全制御棒の挿入が失敗したスクラム
不能時で、かつ高圧注水系が作動しないような事態にお
いても、原子炉圧力及び原子炉水位を自動制御して、低
圧注水系から支障なく注水を実施して、原子炉出力を抑
制すると共に、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の健
全性も維持でき、いわゆる過酷事故に対して既存の設備
を用いて十分に制御、対応できる。また作動は自動的に
行われ、原子炉が安全に制御できることから信頼性が向
上すると共に、運転員の負担も軽減される効果がある。
【図１】本発明の原子炉注水流量自動制御装置のブロッ
ク構成図。
ク構成図。
【図２】本発明の主蒸気逃し安全弁開閉圧力変更部のブ
ロック構成図。
ロック構成図。
【図３】低圧注水系圧力対注入流量特性図。
１…ＡＴＷＳ判定部、２…高圧注水系不作動判定部、３
…ＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部、４…主蒸気逃し
安全弁開閉圧力変更部、５…主蒸気逃し安全弁開閉設定
圧制御部、10…原子炉出力対注水流量換算部、11…低圧
注水系圧力対注入流量特性部、12…低圧注水系最適圧力
算出部、13…主蒸気逃し安全弁開閉設定圧力設定部、14
…特性曲線、Ｓ１…原子炉出力信号、Ｓ２…スクラム要
求信号、Ｓ３…ＡＴＷＳ信号、Ｓ４…高圧注水系流量信
号、Ｓ５…高圧注水系起動信号、Ｓ６…高圧注水系不作
動信号、Ｓ７…ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号、Ｓ
８…主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号、Ｓ９…主
蒸気逃し安全弁の閉鎖設定圧変更信号、Ｓ10…注水流量
信号、Ｓ11…圧力信号、Ｓ12…圧力設定信号。
…ＡＴＷＳ・高圧注水系不作動判定部、４…主蒸気逃し
安全弁開閉圧力変更部、５…主蒸気逃し安全弁開閉設定
圧制御部、10…原子炉出力対注水流量換算部、11…低圧
注水系圧力対注入流量特性部、12…低圧注水系最適圧力
算出部、13…主蒸気逃し安全弁開閉設定圧力設定部、14
…特性曲線、Ｓ１…原子炉出力信号、Ｓ２…スクラム要
求信号、Ｓ３…ＡＴＷＳ信号、Ｓ４…高圧注水系流量信
号、Ｓ５…高圧注水系起動信号、Ｓ６…高圧注水系不作
動信号、Ｓ７…ＡＴＷＳ時の高圧注水系不作動信号、Ｓ
８…主蒸気逃し安全弁の開放設定圧変更信号、Ｓ９…主
蒸気逃し安全弁の閉鎖設定圧変更信号、Ｓ10…注水流量
信号、Ｓ11…圧力信号、Ｓ12…圧力設定信号。
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉出力信号及びスクラム作動要求信
号からスクラム不能信号を出力するスクラム不能の過渡
変化判定部と、高圧注水系流量信号及び高圧注水系起動
信号から高圧注水系不作動信号を出力する高圧注水系不
作動判定部と、前記スクラム不能信号及び高圧注水系不
作動信号を入力して、スクラム不能時の高圧注水系不作
動信号を出力するスクラム不能時の高圧注水系不作動判
定部と、このスクラム不能時の高圧注水系不作動信号と
前記原子炉出力信号を入力して主蒸気逃し安全弁の開放
設定圧変更信号及び閉鎖設定圧変更信号を出力する主蒸
気逃し安全弁開閉設定圧力変更部と、前記主蒸気逃し安
全弁の開放設定圧変更信号及び閉鎖設定圧変更信号を受
けて主蒸気逃し安全弁の開閉設定圧を制御する主蒸気逃
し安全弁開閉設定圧制御部とからなることを特徴とする
原子炉注水流量自動制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3277863A JPH05119189A (ja) | 1991-10-24 | 1991-10-24 | 原子炉注水流量自動制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3277863A JPH05119189A (ja) | 1991-10-24 | 1991-10-24 | 原子炉注水流量自動制御装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05119189A true JPH05119189A (ja) | 1993-05-18 |
Family
ID=17589338
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3277863A Pending JPH05119189A (ja) | 1991-10-24 | 1991-10-24 | 原子炉注水流量自動制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05119189A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103985421A (zh) * | 2014-05-06 | 2014-08-13 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 |
| CN111540485A (zh) * | 2020-05-18 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 应对核电厂丧失正常给水atws事故的保护*** |
| JP2020153752A (ja) * | 2019-03-19 | 2020-09-24 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉出力制御装置 |
-
1991
- 1991-10-24 JP JP3277863A patent/JPH05119189A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103985421A (zh) * | 2014-05-06 | 2014-08-13 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 |
| JP2020153752A (ja) * | 2019-03-19 | 2020-09-24 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉出力制御装置 |
| CN111540485A (zh) * | 2020-05-18 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 应对核电厂丧失正常给水atws事故的保护*** |
| CN111540485B (zh) * | 2020-05-18 | 2022-02-01 | 中国核动力研究设计院 | 应对核电厂丧失正常给水atws事故的保护*** |
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