JPS62480B2

JPS62480B2 -

Info

Publication number: JPS62480B2
Application number: JP57192604A
Authority: JP
Inventors: Yaarureiu Aansutatsudo Ora; Maikeru Sukurenkaa Arubaato
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1981-11-04
Filing date: 1982-11-04
Publication date: 1987-01-08
Also published as: GB2109139B; EP0078647B1; FR2519793A1; KR900008663B1; GB2109139A; ES517091A0; DE3276140D1; EP0078647A3; FR2519793B1; KR840002569A; JPS5885194A; ES8406131A1; EP0078647A2; US4470948A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は原子炉を動力供給のために使用する装
置（nuclear−reactor power apparatus：以
下、原子炉動力装置という）に関し、特に水充満
状態下の原子炉の運転に関するものである。

加圧水型原子炉において、通常水である一次冷
却材は臨界温度及び圧力に近い温度及び圧力にあ
る。代表的には、温度は約304.4℃（580〓）であ
り、圧力は140.6Kg／cm²（2000 lb／in²）を超えて
いる。この圧力は、冷却材が膨張して入る加圧器
によつて維持される。冷却材は、一次冷却系内を
流れて蒸気発生器を貫流し、この蒸気発生器内の
流体に熱を伝達する。蒸気発生器内の流体はここ
では二次流体もしくは二次冷却材と称する。

一次冷却系には、原子炉動力装置内の蒸気発生
器の数に応じて、同数の又はそれ以上の数の原子
炉冷却材ループがありうる。加圧器は、通常唯一
つである。正常運転中、加圧器内の冷却材は所定
のレベルにあり、このレベルより上方には、泡や
たくさんの蒸気即ち水蒸気があり、これ等は、本
質的に圧力クツシヨンとなる。冷却材の所望の圧
力は、その圧力クツシヨンによつて維持される。
原子炉が運転停止した時、加圧器は冷却材で充満
している状態となり、冷却材は測定可能な最も高
い所定レベル以上に上昇し、泡を小さい容積に閉
じ込める。冷却材がこの所定レベル以上にある
時、原子炉動力装置は水充満状態にあると言われ
る。

本発明は、制御棒が炉心内に挿入され、且つ前
記蒸気が加圧器から排出された後又は排出される
過程にある運転停止中における原子炉動力装置の
水充満状態に関係している。

原子炉冷却材の許容圧力は、原子炉規制当局の
規則によつて設定されている。事故又は誤操作に
よりこの許容圧力を超える圧力急昇が、水充満状
態において原子炉動力装置の運転中に生じたこと
がある。このような圧力急昇は冷却材の量を追加
することから生ずる場合がある。例えば、１台又
は複数台の冷却材装入もしくは充填ポンプが運転
をし続けるか、或は安全注入ポンプ（SI）が不注
意により運転状態にしておきながら、レツトダウ
ン弁が遮断、即ち閉じられる場合である。また、
このような圧力急昇は冷却材へ熱を加えることに
よつても生じ得る。例えば、加圧器のヒータが不
注意に付勢されたり、或は、運転停止中、残留熱
除去能力が喪失した際に崩壊熱が炉心から冷却材
へ伝達されたり、或は、冷却材ポンプが始動され
た時、蒸気発生器の二次流体が冷却材よりも高い
温度になる場合の暖かい二次流体と冷たい冷却材
との間の温度差によつて、又は暖かい冷却材と冷
たい原子炉冷却材入口配管（ループ）シールとの
間の温度差によつて、熱が暖かい熱媒体から冷た
い熱媒体へ伝達される場合である。原子力発電の
冷態停止中に生ずる後者の状態は、水充満状態に
おける圧力急昇の発生に対する非常に重大な影響
因子であるということが分かつた。

水充満状態での冷却材の圧力急昇もしくは過剰
昇圧の影響を緩和するために、先行技術において
は、加圧器用の動力駆動式（即ち動力作動可能
の）逃し弁を開くということが行なわれていた。
この逃し弁は作動されて開いた時に加圧器内の冷
却材の或る量を逃がす。先行技術によるこの方法
は逃し弁を開くために必要な動力を与えなければ
ならない。この方法は不満足なものであると分か
つた。冷却材の圧力上昇は、全ての場合において
前述した規制当局の規則によつて定められて制限
値以下に十分に抑えることはできず、圧力はその
制御値を超えて変動し、望ましくない状態を生じ
るということが分かつてきた。

本発明の目的は、従来の欠点を克服すると共
に、原子炉動力装置における水充満状態の冷却材
の圧力超過もしくは過剰昇圧を抑制するための改
良された方法を提供することである。

本発明によれば、一次冷却系と、一次冷却材が
供給されると共に、該一次冷却材と熱交換関係に
二次冷却材を案内する案内手段を有する蒸気発生
器と、前記一次冷却系に接続される加圧器と、前
記一次冷却材における過度の圧力を逃すための逃
し弁とを備えた原子炉動力装置における一次冷却
材の水充満状態での圧力超過を、逃し弁の予測制
御によつて抑制する方法であつて、前記一次冷却
材への一次冷却材付加量を測定し、望ましくない
限界値以上に前記一次冷却材の圧力を上昇させる
傾向にある付加量に応じて、前記逃し弁を作動
し、前記一次冷却材の圧力を逃すことを特徴とす
る、原子炉動力装置における冷却材の圧力超過抑
制方法が提供される。

本発明は、冷却材圧力が水充満状態において規
制制限値を超えるという、従来の方法において観
察された傾向が、動力作動型の逃し弁の動作特性
に油来するという認識から生まれた。主に、冷却
材の量の追加又は熱の付加による圧力の過渡的な
上昇を規制制限値以下に留どめられないのは、設
定点における弁開放の信号が逃し弁に与えられた
後、逃し弁の開放が遅れることから生じる。この
遅れは、弁棒の運動前に逃し弁のダイアフラム室
を加圧するのに要する時間によつて生ずる。遅れ
時間の間、冷却材量又は熱が冷却材に加え続けら
れ、従つて、弁設定点圧力の超過が起こる。この
圧力超過は、原子炉動力装置内に含まれた動力作
動型の逃し弁の数又は大きさに無関係に起こる。
規制制限値以下に圧力の超過を制限できるよう逃
し弁を設計変更することは今まで提案されていな
かつた。

本発明の好適な実施例によれば、水充満状態に
おける原子炉動力装置の逃し弁の予測制御によつ
て効果的に抑制される。この予測制御は、水充満
状態における冷却材への水付加量及び熱入力量の
双方に応動している。水付加量については、原子
炉動力装置の他の諸条件と連関した冷却材圧力の
時間上昇率に依存している。動力作動型の逃し弁
を開くための必要な条件として、水充満状態にお
ける冷却材圧力の上昇率は、通常の過渡状態に対
して作動を阻止するのに充分な所定期間の間、設
定点を超えなければならない。満足されなければ
ならない他の条件は、冷却材温度が冷却材の過度
の圧力上昇を生じうる規定設定点以下でなければ
ならないこと、そして加圧器内における冷却材の
レベルが、水充満状態の存在の可能性を示す設定
点レベル以上でなければならないことである。

また、熱入力に応答する過度の圧力上昇は、こ
れが生じる前に圧力超過状態を予測することによ
つて効果的に抑制される。熱入力による過度の圧
力上昇を指示し、そして逃し弁を作動するために
依存している信号は次のようなものである：原子
炉冷却材ポンプの始動、冷却材温度、二次流体の
圧力又は温度、及び水充満状態が起こり得ること
を示す加圧器の最高水位（ここでは水充満設定点
という）。信号は、冷却材ポンプが始動された
後、所定期間中だけ評価される。この評価は、各
原子炉冷却材ループ及びそれと組み合つた蒸気発
生器毎に行なわれる。過度の圧力上昇を見極めて
逃し弁を作動するために満たされなければならな
い条件は次の通りである：即ち、二次流体と冷却
材との間の温度差が設定点を超えるか又は冷却材
と冷却材ポンプのループシールとの間の温度差が
設定点を超えること、冷却材ポンプが作動を開始
したが所定時間以上まだ作動していないこと、加
圧器内における水レベルが設定点以上であるこ
と、そして冷却材温度が設定点以下であることで
ある。二次流体の温度は、温度を直接測定するこ
とによつて、又は（気相一液相の平衡状態下で）
圧力を測定しそれを温度に変換することによつて
得られる。二次流体の温度と冷却材の温度との間
に設定点を超えた差が存在することは、もし冷却
材ポンプが始動されれば、冷却材を過度に圧力上
昇させうる熱が加えられる、ということを示して
いる。温度差はロジツク信号によつて表される。
同様のロジツク変数は冷却材の温度を設定点と比
較することによつて発生させることができる。冷
却材ポンプが始動したということを示す信号は次
の内の１つ以上の状況によつて表される：１冷却材ポンプのブレーカが閉じられ、冷却材
ポンプ電源供給母線に電圧が印加されている。

２母線の周波数が存在する。

３冷却材ポンプ速度が確認されている。

４原子炉冷却材の流れが確認されている。

冷却材ポンプが始動したことを示す信号は、冷
却材と二次流体との間に温度平衡が生じるまで逃
し弁を開いておくのを可能とするように所定時間
の間持続する。上述した水付加ロジツクは、冷却
材ポンプ始動ロジツクを増加すると共に、超過圧
力を生じる過渡状態における後の方で、超過圧力
制御のために逃し弁を開く冗長信号を与える。

水付加又は熱入力、或はその双方に応動する動
力作動型の逃し弁を作動するための命令は、逃し
弁制御装置内の比較器に印加される。比例・積
分・微分制御器からの命令は、原子炉動力装置の
冷却材圧力の制御に通常使用されるが、前記比較
器にも印加される。この比較器は逃し弁を開くよ
うに発生された命令のうち最も高いものに応動す
る。

本発明をその他の目的及び利点並びにその構成
及び作動態様に関して一層良く理解するために、
添付図面と関連して為される以下の説明を参照さ
れたい。

第１図に示された装置は原子炉動力装置１１で
ある。この原子炉動力装置１１は、原子炉１３
と、加圧器１５と、蒸気発生器１７とを含んでい
る。原子炉の冷却材は冷却材ポンプ１９によつて
圧送され原子炉１３を通る。冷却材は、原子炉１
３からホツトレツグ２３、蒸気発生器１７の入口
プレナム２５、蒸気発生器１７の一次Ｕ形管又は
直管２７（案内手段）、蒸気発生器の出口プレナ
ム２９、冷却材ポンプのループシール３１、冷却
材ポンプ１９、及びコールドレツグ３３を経て原
子炉１３に戻る一次ループ（一次冷却系）２１内
を流れる。蒸気発生器１７は、原子炉冷却材が入
つている管２７と熱交換関係にある二次系を有
し、該二次系が蒸気を発生しそれを原子炉動力装
置のタービン（図示せず）に導く。計器３５及び
３７が一次ループ２１のホツトレツグ２３及びコ
ールドレツグ３３に接続されている。これ等の計
器はもう一つの計器３９に接続され、計器３９は
計器３５及び３７によつて感知された最小温度の
測定値を出す。また、ループシール３１の温度を
測定するための計器４１と、ホツトレツグに接続
され、冷却材の圧力を測定する計器４３とがあ
る。冷却材は、ホツトレツグ２３に接続されたサ
ージ管４５を経て加圧器１５内に流入したり、加
圧器１５外に流出する。

二次流体の温度Ｔ_SG及び冷却材の温度Ｔ_RCS間
の差ΔT₀を測定して信号を生ずる加算器４６が
ある。温度Ｔ_RCSは計器３５及び３７によつて測
定された最小温度を指示する計器３９から得られ
る。また、温度Ｔ_RCSと計器４１によつて測定さ
れたポンプループシールの温度Ｔ_LSとの間の差Δ
T₁を測定する加算器４８がある。複数の蒸気発
生器ループがある場合、温度差ΔT₀及びΔT₁は
各ループから得られ、そして等しい数の弁又はそ
れより少ない数の弁を制御するために、せり合い
（auctioneering）がある状態又はない状態で使用
され得る。用語“せり合い”とは、最高の制限信
号である。特定の温度差ΔT₀及びΔT₁の選択を
意味する。

原子炉動力装置１１は冷却材ループ２１に接続
される普通の化学体積制御系４７を含んでいる。
冷却材ループ２１は、コールドレツグ３３に接続
される一つ又は複数の冷却材充填もしくは装入ポ
ンプ４９によつてこの化学体積制御系４７から補
充される。冷却材ループ２１における過剰の冷却
材は、弁５１が開いている時、この弁５１を通つ
てループシール３１から化学体積制御系４７に放
出される。また、冷却材は必要な時に安全注入管
路５３を経てコールドレツグ３３内に圧送され
る。ポンプ１９が始動された時を指示する信号
は、ポンプから線５６を介して得られる。一つ又
は複数のポンプ４１の不適当な作動、弁５１の不
適当な作動、或は安全注入管路５３を介する冷却
材量の不注意な供給が、水充満状態の原子炉動力
装置１１に障害を生じさせることがある。

加圧器１５は、通常の出力状態下で加圧器内に
含まれる冷却材を加熱するための電気ヒータ５５
を備えている。また、冷却材が水充満状態である
間の電気ヒータ５５の不注意な作動も熱入力によ
る超過圧力の過渡状態を生じ得る。加圧器の頂部
近くには一つ又は複数のノズル５７があり、該ノ
ズル５７は通常の作動状態下で加圧器内に冷却材
をスプレーするために弁５９を介してコールドレ
ツグ３３に接続されている。加圧器１５には複数
個の安全弁６１（一つだけを図示）が設けられて
おり、これ等の安全弁６１は、加圧器を加圧器逃
しタンク６５に接続する安全管路６３に介挿され
ている。また、加圧器と加圧器逃しタンク６５と
の間の逃し管路６９には、一つ又は複数の動力作
動型の逃し弁６７が設けられている。逃し弁６７
が開いている時、加圧器１５からの水蒸気又は水
は加圧器逃しタンク６５に放出される。逃し弁６
７はソレノイド弁７１を介して供給される空気に
よつて作動される。ソレノイド弁７１が閉じてい
る場合、逃し弁６７からの空気は吐出口７３から
排気される。ソレノイドが付勢された時、吐出口
７３は閉じられ、そして制御空気が逃し弁６７を
開くためにソレノイド弁７１を経て噴射される。

計器７５及び７７は、加圧器に接続され、その
圧力と内部の冷却材のレベルとを測定する。圧力
測定信号は通常の比例・積分・微分（PID）制御
器７９に印加される。この制御器７９は、通常の
幾つかの命令と、動力作動型の逃し弁６７を制御
するための命令とを送る（第９図）。

原子炉動力装置１１は、該原子炉動力装置１１
が水充満状態にある時、動力作動型の逃し弁６７
を制御するための制御ロジツク装置８１を含んで
いる。上述したように、この制御ロジツク装置８
１は、原子炉動力装置１１の諸構成要素から温
度、圧力、レベル、ポンプ始動、ΔT₀，ΔT₁等
の信号を受け、これ等の信号が逃し弁６７の作動
に対する基準として働く。これ等の信号が生じた
時、該信号から得られる水付加命令Ａ及び熱入力
命令Ｂが逃し弁制御装置８３に送られる。また
PID制御器７９からのPID命令もこの逃し弁制御
装置８３に与えられる。信号Ａ，Ｂ又はPIDの内
最も高いものの命令下に、逃し弁制御装置８３は
ソレノイド弁７１及び逃し弁６７を命令Ｃにより
作動する。

第２図及び第３図において、水８５は斜線で示
されており、蒸気８７は点で示されている。第２
図に示されているように、通常の運転中、加圧器
１５内の水レベルの上方には大きな容積の水蒸気
泡８７がある。水充満状態において、加圧器は第
３図に示すように水８５で満たされるか、又は泡
の容積が非常に小さい。即ち、水のレベルは設定
点よりも上方にある。

代表的には原子炉１３は複数の蒸気発生器に供
給している。各蒸気発生器には、加圧器１５及び
その構成要素を除き、第１図に示した種々の構成
要素を含む別々のループ２１から供給される。加
圧器はこれ等のループの一つのみのホツトレツグ
に接続されている。代表的には制御ロジツク装置
８１、逃し弁制御装置８３及びPID制御器７９は
コンピユータの構成部分である。

第４図は本発明を適用し得る原子炉動力装置１
１の運転範囲を示している。冷却材温度Ｔ_RCSは
横軸にプロツトされ、冷却材の圧力Ｐ_RCSは縦軸
にプロツトされている。曲線Ｃ１は、規制当局の
規則によつて定められた原子炉容器の冷却材圧力
の制限値（リミツト）を印しており、この制限値
以下の圧力で、原子炉動力装置は対応する冷却材
温度で動作することが必要である。曲線Ｃ１は温
度Ｔ２_RCS以下では実質的に平らである。本発明
は、規制制限値が監視されるべきである設定点Ｔ
１_RCS以下の全ての冷却材温度で適用可能であ
る。この温度以上では、原子炉動力装置の普通の
保護装置が司る。

第５図は制御ロジツク装置８１（第１図）の一
部を示し、この制御ロジツク装置８１から、水付
加に対して動力作動型の逃し弁６７を作動するた
めの命令Ａが出される。第５図に示された制御ロ
ジツク装置８１は、入力部９２，９４，９６を有
するAND回路９１を含んでいる。冷却材圧力信
号は、加圧超過の圧力レベル予測の変化率を出す
時間微分要素９３に印加される。時間微分要素９
３の出力は加算器９５に印加される。また、負の
冷却材圧力の変化率の設定点もこの加算器に印加
される。もし冷却材圧力変化率が正ならば、冷却
材圧力変化率と設定点との間の差は臨界ゲート９
７に印加され、このゲート９７は差がゼロになる
か又は所定の臨界値を越えた場合にのみ信号を通
す。ゲート９７からの信号はタイマ９９を経て
AND回路９１の入力部９２に印加される。タイ
マ９９は、この信号が期間τ_１の間存続する場合
にのみ、その信号をAND回路９１に印加するよ
う設定されている。期間τ_１は、短いスプリアス
な過渡状態の間、逃し弁６７の作動を阻止するよ
う充分に長い。このことは第６図に示されてい
る。時間は横軸にプロツトされ、冷却材圧力は縦
軸にプロツトされている。圧力の曲線Ｃ２には、
短いスプリアスな過渡状態における冷却材圧力の
上昇を示す山があることが分かる。図示のように
期間τ_１は圧力が上昇し始めた時に開始する。上
昇率はdp／dtで示された線の勾配である。もし
期間τ_１よりも長い間、dp／dtが設定点に等し
いか又は或る臨界分だけそれを超えるならば、ゲ
ート９７からの信号はAND回路９１に印加され
る。第６図に示された曲線Ｃ２について、変化率
dp／dtは期間τ_１の間正ではなく、AND回路９
１に信号は印加されないであろう。曲線Ｃ８の場
合（第６図）、変化率dp／dtは期間τ_１より長い
時間の間正であり、AND回路９１に信号が印加
されるであろう。

もし冷却材の温度が設定点より低いならば、
AND回路９１の入力部９４にもう一つの信号が
印加される。もしこの温度が設定点を超えている
ならば、原子炉動力装置は正常な動作にあり、冷
却材の圧力は原子炉動力装置１１の通常の監視要
素によつて監視される。もし加圧器の液体冷却材
レベルが設定点より上ならば、即ち水充満状態の
可能性があるならば、AND回路９１の入力部９
６に第３の信号が印加される。これ等の信号が全
て印加されると、AND回路９１は、逃し弁６７
を作動するための命令Ａを逃し弁制御装置８３に
出力する。

第７図は、制御ロジツク装置８１（第１図）内
に含まれるロジツク回路を示し、該ロジツク回路
は冷却材への過度の熱入力（HI）に対して逃し
弁６７を作動するためのものである。第８図Ａ及
びＢは、二次流体温度が一次冷却材温度よりも高
い場合における原子炉冷却材ポンプの始動の間の
冷却材への代表的な熱入力を示す。この双方の図
において時刻は横軸にプロツトされている。第８
図Ａ及びＢの横軸と垂直線との交点は双方のグラ
フについて時刻の同じ瞬間を示している。第８図
Ａにおいては、温度が縦軸にプロツトされてい
る。曲線Ｃ３は二次流体の温度を表し、そして曲
線Ｃ４は冷却材の温度を表している。第８図Ｂに
おいては、冷却材の圧力が縦軸にプロツトされ、
圧力は曲線Ｃ５を描く。

時刻t₀の前は、原子炉動力装置１１は、停止さ
れ、この原子炉動力装置の負荷が取り除かれた後
に水充満状態に置かれていると仮定する。原子炉
動力装置を完全に停止する処置をとると、冷却材
は二次流体よりも大きい速度で冷却する。時刻t₀
における冷却材ポンプの始動前、二次流体は第８
図Ａに曲線Ｃ３及びＣ４によつて示されるように
冷却材よりも高温である。冷却材ポンプを始動す
ると、冷却材はより暖かい蒸気発生器の一次管内
に流入し、二次流体から冷却材への熱の流れを促
進する。冷却材の圧力は第８図Ｂの曲線Ｃ５によ
つて示されるように増加する。二次流体及び冷却
材間の熱の相互交換は、曲線Ｃ３，Ｃ４の端Ｅ１
及び曲線Ｃ５の端Ｅ２によつて示されるようにシ
ステムが平衡に達するまで続く。

本発明は、二次流体及び冷却材の温度が安定化
即ち、均等化する前の原子炉動力装置１１の作動
を含んでいる。もし冷却材ポンプ１９が第８図Ａ
に示される温度条件の下に時刻t₀において可能化
もしくは作動されれば、過度の圧力上昇の可能性
が存在する。

第７図に示される装置は、入力部１０５，１０
７及び１１１を有するAND回路１０１と、少な
くとも２つの入力部を有するOR要素１０３とを
含んでいる。AND回路１０１は、入力部１０５
に適当な信号（高電位即ち、“１”）がある場合に
のみその信号を通過させ得るゲートとして動作す
る。この入力部１０５は、冷却材ポンプ１９（第
１図）が始動した時、この冷却材ポンプ１９から
の適当な信号５６（第１図）を受ける。この信号
はタイマ１０８を介して印加される。タイマ１０
８は適当な信号が期間τ_２の間だけ印加されるの
を可能にする。この期間τ_２は、始動時刻t₀（第
８図Ａ及びＢ）と、原子炉動力装置１１が曲線Ｃ
３，Ｃ４，Ｃ５の端Ｅ１及びＥ２によつて表され
る平衡状態に達する時刻との間の期間である。

入力部１０５上に適当な信号があるとすると、
３つの付加的な条件が、熱入力に応じて逃し弁６
７を作動するための命令Ｂを生じるように満足さ
れなければならない。加圧器の冷却材レベルが設
定点を超えたならば、即ち原子炉動力装置１１が
水充満状態にある可能性があるならば、入力部１
０７に信号（高電位、即ち“１”）が印加され
る。

温度差ΔT₀、即ち二次流体（第８図ＡのＣ
３）の温度から冷却材の温度Ｃ４を差し引いた温
度差が設定点よりも大きいか、又は温度差Δ
T₁、即ち冷却材の温度Ｔ_RCS（第１図）からポン
プループシール３１の温度を差し引いた温度差が
設定点よりも大きいかのいずれかの場合には、
OR回路１０３を介して入力部１０９に信号（高
電位、即ち“１”）が印加される。もし冷却材温
度が設定点以下であるならば、入力部１１１に適
当な信号が入力される。もし入力部１０７，１０
９及び１１１が、入力部１０５上に適当な信号が
ある間に適当な信号を受信するならば、AND回
路１０１は熱入力（HI）命令Ｂの出力を生じ、
そして逃し弁６７は100％開かれる。

命令Ａ又はＢはOR回路１１３及び比較器１１
５を経て逃し弁６７を開くための命令を与える
（第９図）。命令Ａ及びＢの少なくとも一方は比較
器１１５に印加される。また、PID制御器からの
命令も比較器に印加される。比較器は、この比較
器に印加される最も高い命令に対して逃し弁を作
動するための命令を伝送する。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の好適な実施例による原子炉
動力装置の概略図、第２図は、通常の運転中にお
ける冷却材及びその水蒸気の状態を示す原子炉及
び関連要素の部分概略図、第３図は、原子炉動力
装置が水充満状態にある場合の冷却材の状態を示
す同様の概略図、第４図は、始動から通常の運転
状態まで原子炉冷却材温度の関数として原子炉冷
却材の制限圧力を示すグラフ、第５図、第６図、
第７図、第８図及び第９図は第１図の原子炉動力
装置の作動を説明するための図である。１１……原子炉動力装置、１３……原子炉、１
５……加圧器、１７……蒸気発生器、１９……冷
却材ポンプ、２１……一次ループ、３１……ポン
プループシール、４７……化学体積制御系、４９
……装入ポンプ、５３……安全注入（SI）管路、
６７……逃し弁、７１……ソレノイド弁、７９…
…PID制御器、８１……制御ロジツク装置、８３
……逃し弁制御装置。

Claims

【特許請求の範囲】

１一次冷却系と、一次冷却材が供給されると共
に、該一次冷却材と熱交換関係に二次冷却材を案
内する案内手段を有する蒸気発生器と、前記一次
冷却系に接続される加圧器と、前記一次冷却材に
おける過度の圧力を逃すための逃し弁とを備えた
原子炉動力装置における一次冷却材の水充満状態
での圧力超過を、逃し弁の予測制御によつて抑制
する方法であつて、前記一次冷却材への一次冷却
材付加量を測定し、望ましくない制限値以上に前
記一次冷却材の圧力を上昇させる傾向にある付加
量に応じて、前記逃し弁を作動し、前記一次冷却
材の圧力を逃すことを特徴とする、原子炉動力装
置における冷却材の圧力超過抑制方法。