JPS6248993A - Device for preventing cavitation of recirculating system pump for reactor - Google Patents

Abstract

PURPOSE:To prevent cavitation from taking place by always monitoring reactor pressure and the flow rate of feed water by means of a cavitation detecting mechanism, and outputting a cavitation notifying signal to a preventing mechanism. CONSTITUTION:Reactor pressure and the flow rate of feed water are always monitored by a cavitation detecting mechanism 131 which outputs a cavitation notifying signal 136S based on a feed-water flow-rate detecting signal from a feed-water flow-rate detector 134 and a reactor pressure detecting signal from a reactor pressure detector 133. And, when there is a possibility of cavitation taking place, a cavitation notifying signal is outputted to a cavitation preventing mechanism 132. Based on said notifying signal 136S inputted via a controller 141, the prevention mechanism 132 outputs a recirculation flow rate varying signal 144S from a reactor recirculation flow rate varying circuit 143 to reduce or adjust reactor recirculation flow rate. Thereby, by detecting the possibility of cavitation taking place, the recirculation flow rate is adjusted to prevent cavitation from taking place.

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の原子炉
再循環系ポンプのキャビテーション発生を防止するキャ
ビテーション防止装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a cavitation prevention device for preventing cavitation from occurring in a reactor recirculation system pump of a boiling water nuclear reactor (hereinafter referred to as BWR).

［発明の技術的背景コ 一般にＢＷＲ型原子力発電設備は第３図に示すように構
成されている。第３図はＢＷＲ型原子力発電設備の概略
構成を示す図であり、図中符号１は原子炉圧力容器を示
す。この原子炉圧力容器１内には炉心２が収容されてい
る。この炉心２は図示しない複数の燃料集合体および制
御棒等から構成されている。冷却材３は上記炉心２を上
方に向って流通し、その際炉心２の核反応熱により昇温
し、水と蒸気との二相流状態となる。二相流状態となっ
た冷却材３は、上記炉心２の上方に設置された気水分離
器４内に流入し、水と蒸気とに分離される。分離された
蒸気は気水分離器４の上方に設置された蒸気乾燥器５内
に流入し、乾燥されて乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は
前記原子炉圧力容器１に接続された主蒸気管７を介して
タービン８に移送される。なお上記主蒸気管７には原子
炉圧力容器１側より主蒸気隔離弁１０および主蒸気加減
弁１１が順次介挿されている。上記タービン８には発電
機１２が接続されており、タービン８の回転により発電
！１１２が回転して発電する。[Technical Background of the Invention] In general, a BWR type nuclear power generation facility is configured as shown in FIG. FIG. 3 is a diagram showing a schematic configuration of a BWR type nuclear power generation facility, and reference numeral 1 in the figure indicates a reactor pressure vessel. A reactor core 2 is housed within this reactor pressure vessel 1 . This core 2 is composed of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. (not shown). The coolant 3 flows upward through the reactor core 2, and at this time its temperature increases due to the heat of nuclear reaction in the reactor core 2, resulting in a two-phase flow state of water and steam. The coolant 3 in a two-phase flow state flows into a steam-water separator 4 installed above the core 2 and is separated into water and steam. The separated steam flows into a steam dryer 5 installed above the steam separator 4 and is dried into dry steam. This dry steam is transferred to a turbine 8 via a main steam pipe 7 connected to the reactor pressure vessel 1. A main steam isolation valve 10 and a main steam control valve 11 are sequentially inserted into the main steam pipe 7 from the reactor pressure vessel 1 side. A generator 12 is connected to the turbine 8, and the rotation of the turbine 8 generates electricity! 112 rotates and generates electricity.

上記タービン８にて仕事をなした蒸気は、タービン８の
下方に設置された復水器１４内に導入され凝縮されて復
水となる。この復水は給水配管１５およびこの給水配管
１５に介挿された給水ポンプ１６により原子炉圧力容器
１内に移送され、原子炉圧力容器１内に設置された給水
スパージャ１７を介して炉心２上方より噴出される。The steam that has done work in the turbine 8 is introduced into a condenser 14 installed below the turbine 8 and condensed to become condensed water. This condensate is transferred into the reactor pressure vessel 1 by a water supply pipe 15 and a water supply pump 16 inserted in the water supply pipe 15, and is transferred to the upper part of the reactor core 2 through a water supply sparger 17 installed in the reactor pressure vessel 1. More erupts.

次に再循環系２ユ９構成について説明する。この再循環
系２１は、上記原子炉圧力容器１内に設置されたジェッ
トポンプ２２と、原子炉圧力容器１の外に設置された再
循環ポンプ２３と、これら両者間に配設された再循環系
配管２４とから構成されている。上記再循環ポンプ２３
には駆動モータ２５が連結されており、この駆動モータ
２５には制御回路２６が接続されている。かかる構成を
なす再循環系２１によると、原子炉圧力容器１内の冷却
材３は上記再循環ポンプ２３に吸引されて高圧に昇圧さ
れ、上記ジェットポンプ２２のノズル部２２Ａに供給さ
れる。供給された冷却材３は噴出せられ、その際周囲の
炉水を吸引しジェットポンプ２２内を通過して原子炉圧
力容器１の下部に供給される。供給された冷却材３は炉
心２を上方に向って流通し、前述したごとく二相流状態
となる。そして気水分離器４にて分離される。分離され
た内蒸気については前述したようにタービン８に移送さ
れるが、水はダウンカマ部３１を介して流下する。この
流下した水は上述したように再循環ポンプ２３およびジ
ェットポンプ２２の作用により吸引され炉心２の下方に
移送される。以下同様のサイクルを繰り返す。Next, the configuration of the recirculation system 2 and 9 will be explained. This recirculation system 21 includes a jet pump 22 installed inside the reactor pressure vessel 1, a recirculation pump 23 installed outside the reactor pressure vessel 1, and a recirculation pump 23 installed between the two. It is composed of system piping 24. The recirculation pump 23
A drive motor 25 is connected to the drive motor 25, and a control circuit 26 is connected to the drive motor 25. According to the recirculation system 21 having such a configuration, the coolant 3 in the reactor pressure vessel 1 is sucked by the recirculation pump 23, raised to a high pressure, and supplied to the nozzle portion 22A of the jet pump 22. The supplied coolant 3 is jetted out, sucking in surrounding reactor water, passing through the jet pump 22, and being supplied to the lower part of the reactor pressure vessel 1. The supplied coolant 3 flows upward through the core 2, resulting in a two-phase flow state as described above. Then, it is separated in a steam separator 4. The separated internal steam is transferred to the turbine 8 as described above, but the water flows down via the downcomer section 31. This flowing water is sucked in by the action of the recirculation pump 23 and the jet pump 22 and transferred to the lower part of the reactor core 2, as described above. The same cycle is repeated thereafter.

ところで上記気水分離器４にて分離された炉水の温度は
原子炉圧力容器１内の蒸気の飽和温度に近い温度すなわ
ちサブクールが小さい状態にあるが、この炉水がジェッ
トポンプ２２に吸引されるまでの経路の途中には給水ス
パージャ１７が設置されているので、この給水スパージ
ャ１７から供給される比較的低温の給水と混合されるた
めに温度が低下する。さらに上記ジェットポンプ２２の
ノズル部２２Ａには炉内水面からの水頭圧が加′わるた
めに、通常の状態ではジェットポンプ２２にキャビテー
ションが発生することはない。なおこフ゛ こにサブクールとは水温と飽和温度との差をいい、サブ
クール温度又は単にサブクールという。又飽和温度以下
の水をサブクールされた水といい、これが飽和温度より
相当高い伝熱表面に接した時に表面付近に生ずる沸騰を
サブクール沸騰という。By the way, the temperature of the reactor water separated by the steam water separator 4 is close to the saturation temperature of the steam in the reactor pressure vessel 1, that is, the subcool is small, but this reactor water is sucked into the jet pump 22. Since a water supply sparger 17 is installed in the middle of the path leading to the water supply, the water is mixed with relatively low temperature water supplied from the water supply sparger 17, so that the temperature decreases. Further, since water head pressure from the water surface in the furnace is applied to the nozzle portion 22A of the jet pump 22, cavitation does not occur in the jet pump 22 under normal conditions. In this case, subcooling refers to the difference between water temperature and saturation temperature, and is referred to as subcooling temperature or simply subcooling. Also, water below the saturation temperature is called subcooled water, and the boiling that occurs near the surface when it comes into contact with a heat transfer surface that is considerably higher than the saturation temperature is called subcooled boiling.

そしてサブクールが小さいとは、ジェットポンプ２２に
キャビテーションが発生し易い状態にある記ジェットポ
ンプ２２のノズル部２２Ａに流れる炉水のサブクールが
小さくなることがある。例えば給水スパージャ１７から
の給水の供給が停止したような場合や、ジェットポンプ
２２のノズル部２２Ａの静圧が減少したような場合、あ
るいは炉内水位が減少したような場合である。このよう
な場合には、上記ジェットポンプ２２にキャビテーショ
ンが発生するおそれがある。これを第４図乃至第８図を
参照して説明する。When the subcool is small, the subcool of the reactor water flowing into the nozzle portion 22A of the jet pump 22, which is in a state where cavitation is likely to occur in the jet pump 22, may become small. For example, this may occur when the supply of water from the water supply sparger 17 is stopped, when the static pressure of the nozzle portion 22A of the jet pump 22 decreases, or when the water level in the furnace decreases. In such a case, cavitation may occur in the jet pump 22. This will be explained with reference to FIGS. 4 to 8.

４図乃至第８図は全給水流量喪失の場合の状態変化を示
す図で、第４図に示すように給水流量ａが全喪失すると
、炉心２内に流入する冷却材３の温度が上昇し、炉心２
内のボイド率が増大するために、第４図に示すように中
性子束すは漸減していく。そして給水Ｆ＆ｆｆｌ　ａの
喪失により第５図に示ように原子炉の水位ｄが低下し、
この原子炉水位低下信号により原子炉がスクラムされて
中性子束すは急減する。そして上記スクラムにより炉心
２内に制御棒が挿入されてその反応度が低下するので、
ボイド率が低下し炉心２内を通過する冷却材圧力損失が
低下していく。そして炉心流量Ｃは第４図に示すように
小しづつ増加していくが、原子炉水位ｄの低下によって
再循環ポンプ２３がトリップされるためにやがて低下し
ていく。また第５図に示すように、原子炉圧力ｅは原子
炉水位ｄとともに減少していくが、スクラムに続く主蒸
気隔離弁１０の閉弁により急激に上昇していく。かかる
状況下におけるジェットポンプ２２の各種吸込水頭（Ｎ
ＰＳＨ）を解析すると、第６図に示すような結果を得る
ことができた。第６図は横軸に時間をとり、縦軸に各種
ＮＰＳＨをとり、その時間変化を示す図である。ジェッ
トポンプ２２のノズル部２２Ａにて必要とされる静圧す
なわち必要吸込水頭ｆは漸減していくが、実際にこのジ
ェットポンプ２２のノズル部２２Ａ近傍に作用する静圧
すなわち有効吸込水頭Ｑは原子炉水位ｄあるいは原子炉
圧力ｅの低下により大幅に低下していく。Figures 4 to 8 are diagrams showing state changes in the case of total loss of feed water flow rate. As shown in Figure 4, when the feed water flow rate a is completely lost, the temperature of the coolant 3 flowing into the core 2 increases. , core 2
As the void fraction within the space increases, the neutron flux gradually decreases as shown in Figure 4. Then, due to the loss of feed water F&ffl a, the water level d in the reactor decreases as shown in Figure 5.
This reactor water level drop signal causes the reactor to be scrammed and the neutron flux rapidly decreases. Then, the scram causes the control rods to be inserted into the reactor core 2 and its reactivity decreases.
As the void fraction decreases, the pressure loss of the coolant passing through the core 2 decreases. The core flow rate C increases little by little as shown in FIG. 4, but eventually decreases because the recirculation pump 23 is tripped due to the drop in the reactor water level d. Further, as shown in FIG. 5, the reactor pressure e decreases with the reactor water level d, but rapidly increases as the main steam isolation valve 10 closes following the scram. Various suction heads (N
PSH), results as shown in FIG. 6 were obtained. FIG. 6 is a diagram showing time changes with time on the horizontal axis and various NPSH on the vertical axis. The static pressure required at the nozzle portion 22A of the jet pump 22, that is, the necessary suction head f, gradually decreases, but the static pressure that actually acts near the nozzle portion 22A of the jet pump 22, that is, the effective suction head Q, is atomic. It decreases significantly due to a decrease in reactor water level d or reactor pressure e.

そのため有効吸込水頭ｑから必要吸込水＠ｆを減じた余
裕吸込水頭ｈ（ΔＮＰＳＨ＞は、図に示すように８秒か
ら２３秒の間で負となる。よってこの間でジェットポン
プ２２にはキャビテーションが発生する可能性がある。Therefore, the margin suction head h (ΔNPSH>, which is obtained by subtracting the required suction water @f from the effective suction head q), becomes negative between 8 seconds and 23 seconds as shown in the figure. Therefore, cavitation occurs in the jet pump 22 during this period. This may occur.

キャビテーションが発生した場合には、ジェットポンプ
２２の流量が低下するとともに、第７図に示すようにそ
の炉心流ＪＩＧ２はキャビテーションが発生していない
場合の炉心流量Ｃ１に対して過度的に大幅に低下する。When cavitation occurs, the flow rate of the jet pump 22 decreases, and as shown in FIG. 7, the core flow rate JIG2 decreases excessively and significantly compared to the core flow rate C1 when cavitation does not occur. do.

これは−次的に燃料の冷却系が低下することを意味する
。したがって第８図に示すように燃料の最少限界出力比
の余裕（ΔＭＣＰＲ）は、キャビテーションが発生して
いない場合には１１のように正の値を示すが、キャビテ
ーションが発生した場合には、図中１２に示すように一
次的に負の値を示し、その結果燃料の健全性を損なうお
それがあった。又このようにキヤごチージョンが発生し
た場合には、振動等によりジェットポンプ２２が破損す
るおそれもある。しかしながらかかるキャビテーション
は一次的に短時間のみ発生する場合が多く、これを確実
に検出して防止することは極めて困難であった。従来こ
のキャビテーションの検出は高度に熟練した運転員がそ
れを予測し、−次的にジェットポンプ２２あるいは再循
環ポンプ２３等の運転状態を変更してキャビテーション
発生を防止するようにしていた。しかしながらこれでは
キャビテーションを確実に検出して防止することはでき
ず、その改善が要求されいた。This in turn means that the fuel cooling system is degraded. Therefore, as shown in Fig. 8, the margin of minimum fuel output ratio (ΔMCPR) shows a positive value such as 11 when cavitation does not occur, but when cavitation occurs, it shows a positive value of 11. As shown in No. 12, it temporarily showed a negative value, and as a result, there was a risk that the integrity of the fuel would be impaired. Furthermore, if such a problem occurs, the jet pump 22 may be damaged due to vibration or the like. However, such cavitation often occurs only for a short period of time, and it has been extremely difficult to reliably detect and prevent cavitation. Conventionally, this cavitation has been detected by highly skilled operators who have predicted it and then changed the operating conditions of the jet pump 22, recirculation pump 23, etc. to prevent cavitation from occurring. However, this method cannot reliably detect and prevent cavitation, and improvements have been required.

［発明の目的］ 本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、キャビテーションの発生を検知し、これ
を確実に防止することが可能な原子炉再循環系ポンプの
キャビチーシコン防止装置を提供することにある。[Object of the Invention] The present invention has been made based on the above points, and its object is to provide a cavity for a reactor recirculation system pump that can detect the occurrence of cavitation and reliably prevent it. An object of the present invention is to provide a device for preventing chishikon.

［発明の概要］ すなわち本発明による原子炉再循環系ポンプのキャビテ
ーション防止装置は、給水流量検出器からの給水流量検
出信号および原子炉圧力検出器からの原子炉圧力検出信
号を入力してキャビテーション予告信号を出力するキャ
ビテーション検出機構と、このキャビテーション検出機
構からのキャビテーション予告信号を基に原子炉再循環
流量を変更すべく再循環流量変更信号を再循環ポンプを
制御する制御回路に出力するキャビテーション防止機構
とを具備したことを特徴とするものである。[Summary of the Invention] That is, the cavitation prevention device for a reactor recirculation system pump according to the present invention predicts cavitation by inputting a feed water flow rate detection signal from a feed water flow rate detector and a reactor pressure detection signal from a reactor pressure detector. A cavitation detection mechanism that outputs a signal, and a cavitation prevention mechanism that outputs a recirculation flow rate change signal to a control circuit that controls a recirculation pump in order to change the reactor recirculation flow rate based on the cavitation warning signal from the cavitation detection mechanism. It is characterized by having the following.

つまり原子炉圧力および原子炉給水流量を常時監視して
、キャビテーションの発生の可能性を検知し、それによ
って再循環流量を調部してキャビテーションの発生を未
然に防止せんとする。In other words, the reactor pressure and reactor feed water flow rate are constantly monitored to detect the possibility of cavitation occurring, and the recirculation flow rate is accordingly adjusted to prevent cavitation from occurring.

［発明の実施例］ 以下第１図および第２図を参照して本発明の一実施例を
説明する。第１図はＢＷＲ型原子力発電設備の概略構成
を示す図であり、図中符号１０１は原子炉圧力容器であ
る。この原子炉圧力容器１０１内には炉心１０２が収容
されている。この炉心１０２は図示しない複数の燃料集
合体および制御棒等から構成されている。冷却材１０３
は炉心１０２を上昇する際炉心１０２の核反応熱により
昇温し、水と蒸気の二相流状態となる。二相流状態とな
った冷却材１０３は炉心１０２の上方に設置された気水
分離器１０４にて水と蒸気とに分離される。分離された
蒸気は上記気水分離器１０４の上方に設置された蒸気乾
燥器１０５内に導入され、乾燥されて乾燥蒸気となる。[Embodiment of the Invention] An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 and 2. FIG. 1 is a diagram showing a schematic configuration of a BWR type nuclear power generation facility, and reference numeral 101 in the figure is a reactor pressure vessel. A reactor core 102 is housed within this reactor pressure vessel 101 . This core 102 is composed of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. (not shown). Coolant 103
When rising through the reactor core 102, the temperature rises due to the heat of nuclear reaction in the reactor core 102, resulting in a two-phase flow state of water and steam. The coolant 103 in a two-phase flow state is separated into water and steam by a steam separator 104 installed above the core 102 . The separated steam is introduced into a steam dryer 105 installed above the steam separator 104 and dried to become dry steam.

一方分離された水はダウンカマ部１２８を介して流下す
る。−この乾燥蒸気は原子炉圧力容器１０１に接続され
た主蒸気管１０７を介してタービン１０８に移送される
。このタービン１０８への蒸気の供給によりタービン１
０８が回転し、タービン１０８に連結された発ｉ１機１
１２が回転して発電する。上記主蒸気管１０７には主蒸
気隔離弁１１０および主蒸気加減弁１１１が介挿されて
いる。上記タービン１０８にて仕事をなした蒸気は、タ
ービン１ｏ８の下方に設置された復水器１１４内に導入
され凝縮されて復水となる。この復水は給水ポンプ１１
６および給水配管１１５を介して前記原子炉圧力容器１
０１内に移送される。そして原子炉圧力容器１０１内に
設置された給水スパージャ１１７を介して炉心１０２の
上方に噴出される。On the other hand, the separated water flows down through the downcomer section 128. - this dry steam is transferred to the turbine 108 via the main steam pipe 107 connected to the reactor pressure vessel 101; By supplying steam to the turbine 108, the turbine 1
08 rotates and engine i1 machine 1 connected to turbine 108
12 rotates and generates electricity. A main steam isolation valve 110 and a main steam control valve 111 are inserted into the main steam pipe 107 . The steam that has done work in the turbine 108 is introduced into a condenser 114 installed below the turbine 1o8, where it is condensed and becomes condensate. This condensate is supplied to the water supply pump 11
6 and the reactor pressure vessel 1 via the water supply pipe 115.
01. The water is then ejected above the reactor core 102 via a water supply sparger 117 installed in the reactor pressure vessel 101 .

次に再循環系上ｌユＳついて説明する。この再循環系１
２１は、原子炉圧力容器１０１内に設置されたジェット
ポンプ１２２、原子炉圧力容器１０１の外に設置された
再循環ポンプ１２３およびこれら両者間に配設された再
循環系配管１２４から構成されている。上記再循環ポン
プ１２３には駆動モータ１２５が連結されており、この
駆動モータ１２５には制御回路１２６が接続されている
。Next, the recirculation system will be explained. This recirculation system 1
21 is composed of a jet pump 122 installed inside the reactor pressure vessel 101, a recirculation pump 123 installed outside the reactor pressure vessel 101, and a recirculation system piping 124 installed between these two. There is. A drive motor 125 is connected to the recirculation pump 123, and a control circuit 126 is connected to the drive motor 125.

そして炉水の一部は上記再循環系配管１２４を介して再
循環ポンプ１２３内に吸引され、加圧されて上記ジェッ
トポンプ１２２のノズル部１２２Ａに供給される。その
際周囲の炉水を吸引してジェットポンプ１２２を通過し
炉心１０２の下方に供給する。このように再循環系１２
１は冷却材１０３を炉心１０２内に強制循環させる。そ
して炉心１０２の下方に供給された冷却材１０３は再度
炉心１０２を上昇する。A portion of the reactor water is sucked into the recirculation pump 123 through the recirculation system piping 124, pressurized, and supplied to the nozzle portion 122A of the jet pump 122. At this time, surrounding reactor water is sucked, passes through the jet pump 122, and is supplied to the lower part of the reactor core 102. In this way, the recirculation system 12
1 forces the coolant 103 into the core 102 . Then, the coolant 103 supplied below the core 102 ascends the core 102 again.

このような構成をなす原子力発電設備にはジェットポン
プ１２２のキャビテーション発生の可能性を検出するキ
ャビテーヨン検出機構１３１と、このキャビテーション
検出機構１１上からのキャビテーション検出信号を基に
、再循環流量を減少させてキャビテーションを防止せん
とするキャビテーション防止機構１３２が設置されてい
る。Nuclear power generation equipment with such a configuration includes a cavitation detection mechanism 131 that detects the possibility of cavitation occurring in the jet pump 122, and a system that reduces the recirculation flow rate based on the cavitation detection signal from the cavitation detection mechanism 11. A cavitation prevention mechanism 132 is installed to prevent cavitation.

以下これらキャビテーション検出機構ｍおよびキャビテ
ーション防止機構１３２の構成について説明する。まず
キャビテーション検出機構１３１の構成から説明する。The configurations of the cavitation detection mechanism m and the cavitation prevention mechanism 132 will be described below. First, the configuration of the cavitation detection mechanism 131 will be explained.

原子炉圧力容器１゜１の上端部には、原子炉圧力検出機
１３３が設置されており、この原子炉圧力検出器１３３
により原子炉圧力容器１０１内の圧力を検出する。又図
中符号１３４は給水流量検出器であり、該給水流量検出
器１３４により前記給水ポンプ１１６の吐出流量を検出
する。上記原子炉圧力検出器１３３および給水流量検出
器１３４からの圧力検出信号１３３Ａおよび給水流量検
出信号１３４Ａは、キャビテーション検出回路１３５に
入力される。このキャビテーション検出回路１３５は上
記２つの検出信号を基に次に示すような演算処理を行な
い、キャビテーション発生起因事象の検出をなす。すな
わち原子炉圧力が大幅に減圧した場合には、ジェットポ
ンプ１２２のノズル部１２２Ａでの炉内水面からの水頭
圧が減少し、ジェットポンプ１２２のノズル部１２２Ａ
に流れる炉水のサブクールが小さくなるために、ジェッ
トポンプ１２２でキャビテーションが発生するおそれが
ある。いま原子炉の通常圧力をＰａとし、変化した原子
炉圧力をＰｔとすると、圧力変化幅ΔＰは以下に示すも
のである。A reactor pressure detector 133 is installed at the upper end of the reactor pressure vessel 1゜1.
The pressure inside the reactor pressure vessel 101 is detected. Further, reference numeral 134 in the figure is a water supply flow rate detector, and the discharge flow rate of the water supply pump 116 is detected by the water supply flow rate detector 134. The pressure detection signal 133A and the feed water flow rate detection signal 134A from the reactor pressure detector 133 and the feed water flow rate detector 134 are input to the cavitation detection circuit 135. The cavitation detection circuit 135 performs the following arithmetic processing based on the above two detection signals to detect the cavitation occurrence event. That is, when the reactor pressure is significantly reduced, the water head pressure from the water surface in the reactor at the nozzle section 122A of the jet pump 122 decreases, and the pressure at the nozzle section 122A of the jet pump 122 decreases.
Since the amount of subcooled reactor water flowing through the reactor water becomes smaller, cavitation may occur in the jet pump 122. Now, assuming that the normal pressure of the nuclear reactor is Pa and the changed reactor pressure is Pt, the pressure change width ΔP is as shown below.

ΔＰ−Ｐａ　−Ｐｔ この圧力変化幅ΔＰが例えば５（／（ｆｆ／ｃｄ）以上
減少した場合には、上記キャビテーション検出回路１３
５はキャビテーション予告信号１３６Ｓを出力する。ΔP-Pa-Pt If this pressure change width ΔP decreases by, for example, 5 (/(ff/cd) or more), the cavitation detection circuit 13
5 outputs a cavitation warning signal 136S.

また給水ポンプ１１６が全てトリップすると、給水ポン
プ１１６の吐出流量が喪失してその後全給水流量喪失と
いうことになるが、この時にも上記キャビテーション検
出回路１３５は前記給水流量検出器１３４の検出信号を
基にキャビテーション予告信号１３６Ｓを出力する。Furthermore, when all the water supply pumps 116 trip, the discharge flow rate of the water supply pumps 116 is lost, and thereafter the total water supply flow rate is lost. At this time, too, the cavitation detection circuit 135 operates based on the detection signal of the water supply flow rate detector 134. A cavitation warning signal 136S is output.

上記キャビテーション予告信号１３６Ｓはキャビテーシ
ョン防止機構１３２に出力される。以下このキャビテー
ション防止機構１３２について説明する。図中符号１４
１は制御器であり、上記キャビテーション予告信号１３
６Ｓはこの制御器１４１に入力する。この制御器１４１
はこのキヤごチージョン予告信号１３６Ｓを記録・表示
器１４２および再循環流量変更回路１４３に出力する。The cavitation warning signal 136S is output to the cavitation prevention mechanism 132. This cavitation prevention mechanism 132 will be explained below. Code 14 in the figure
1 is a controller which outputs the cavitation warning signal 13
6S is input to this controller 141. This controller 141
outputs this signal 136S to the recording/display unit 142 and the recirculation flow rate changing circuit 143.

上記記録・表示器１４２はキャビテーション予告信号を
記録するとともに表示する。一方再循環流量変更回路１
４３は上記キャビテション予告信号を基に再循環流量変
更信号１４４Ｓを制御回路１２６に出力する。これによ
って再循環ポンプ１２３はランバックあるいはトリップ
して、ジェットポンプ１２２の吸込流量が減少し、その
結果余裕吸込水頭（ΔＮ’ＰＳＨ）は正に保持される。The recording/display device 142 records and displays the cavitation warning signal. On the other hand, recirculation flow rate changing circuit 1
43 outputs a recirculation flow rate change signal 144S to the control circuit 126 based on the cavitation warning signal. This causes the recirculation pump 123 to runback or trip, reducing the suction flow rate of the jet pump 122, and as a result, the margin suction head (ΔN'PSH) remains positive.

ここで第２図を参照して原子炉給水流量が完全に喪失し
た場合について説明する。第２図は横軸に時間をとり、
縦軸に給水流量（図中符号ａで示す線図）、中性子束（
図中符号すで示す線図）および炉心流量（図中符号Ｃで
示す線図）の定格値に対する割合を示したものである。Here, a case where the reactor feed water flow rate is completely lost will be explained with reference to FIG. Figure 2 shows time on the horizontal axis,
The vertical axis shows the water supply flow rate (the line indicated by the symbol a in the figure) and the neutron flux (
It shows the ratio of the line diagram indicated by the symbol C in the figure) and the core flow rate (the diagram indicated by the symbol C in the figure) to the rated value.

この第２図から明らかなように給水流量および中性子束
は従来（第４図に示す）と同様の特性を示し、又炉心流
量は速やかに減少する。これは再循環ポンプ１２３のト
リップにより再循環流量が中間段階にて減少するためで
ある。よって原子炉の冷却材の流れ状態は強制循環から
自然循環状態へと移行し、ジェットポンプ１２２のキャ
ビテーション発生は確実に回避される。As is clear from FIG. 2, the feed water flow rate and neutron flux exhibit characteristics similar to those of the conventional system (shown in FIG. 4), and the core flow rate rapidly decreases. This is because the recirculation flow rate decreases in the intermediate stage due to the tripping of the recirculation pump 123. Therefore, the flow state of the coolant in the reactor shifts from forced circulation to natural circulation, and cavitation in the jet pump 122 is reliably avoided.

以上本実施例によると以下のような効果を奏することが
できる。すなわちキャビテーション検出機構１３１によ
り原子炉圧力および給水流量を常時監視し、それによっ
てキャビ−ジョンが発生する可能性がある場合には、キ
ャビテーション予告信号１３６Ｓをキャビテーション防
止機構１３２に出力する。これによってキャビテーショ
ン防止機構１３２は再循環流量を調節してキャビテーシ
ョンの発生を未然に防止することができる。よってキャ
ビテーションの発生を未然に検知してこれを防止するこ
とが可能となり、健全性の維持を図ることができるとと
もに、キャビテーション発生による二次災害を防止する
ことができる。According to this embodiment, the following effects can be achieved. That is, the cavitation detection mechanism 131 constantly monitors the reactor pressure and water supply flow rate, and if there is a possibility that cavitation will occur, a cavitation warning signal 136S is output to the cavitation prevention mechanism 132. Thereby, the cavitation prevention mechanism 132 can adjust the recirculation flow rate to prevent cavitation from occurring. Therefore, it becomes possible to detect and prevent the occurrence of cavitation, thereby making it possible to maintain soundness and prevent secondary disasters due to the occurrence of cavitation.

［発明の効果］ 以上詳述したように本発明による原子炉再循環系ポンプ
のキャビテーション防止装置によると、原子炉再循環系
ポンプに発生するキャビテーションを未然に検知して、
これを確実に防止することができ、キャビテーション発
生による弊害を確実に防止することかき健全性維持を図
ることができる等その効果は大である。[Effects of the Invention] As detailed above, according to the cavitation prevention device for a reactor recirculation system pump according to the present invention, cavitation occurring in a reactor recirculation system pump can be detected in advance, and
This can be reliably prevented, and the effects are great, such as the ability to reliably prevent the harmful effects of cavitation and maintain the soundness of the cavitation.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第１図および第２図は本発明の一実施例を示す図で、第
１図は沸騰水型原子力発電設備の概略構成を示す図、第
２図は給水流量全喪失の場合の給水流量、中性子束およ
び炉心流量の特性を示す線図、第３図乃至第８図は従来
例を示す図で、第３図は従来の原子力発電設備の概略構
成を示す図、第４図は給水流量全喪失の場合の給水流量
、中性子束、炉心流量の特性を示す図、第５図は給水流
量全喪失の場合の原子炉水位および原子炉圧力の特性を
示す図、第６図は給水流量全喪失の場合の吸込水頭の特
性を示す図、第７図は給水流量全喪失の場合の炉心入口
流量の特性を示す図、第８図は給水流量全喪失の場合の
最少限界出力比の特性を示す図である。 １０１・・・原子炉圧力容器、１０２・・・炉心、１０
３・・・冷却材、１２１・・・再循環系、１２２・・・
ジェットポンプ。１２３・・・再循環ポンプ、１２３・
・・再循環系配管、１３１・・・キャビテーション検出
殿構、１３２・・・キャビテーション防止機構、１３３
・・・原子炉圧力検出器、１３４・・・原子炉給水流量
検出器、１４１・・・制御器、１４２・・・記録表示器
、１４３・・・再循環流量変更回路。 出願人代理人　弁理士　鈴江武彦 第２１１ 日奇　間　　　（夾と） 第６　ｉ、７１Figures 1 and 2 are diagrams showing one embodiment of the present invention. Figure 1 is a diagram showing a schematic configuration of a boiling water nuclear power generation facility, and Figure 2 is a diagram showing the water supply flow rate in the case of total loss of the water supply flow rate. Diagrams showing the characteristics of neutron flux and core flow rate, Figures 3 to 8 are diagrams showing conventional examples, Figure 3 is a diagram showing the schematic configuration of conventional nuclear power generation equipment, and Figure 4 is a diagram showing the total feed water flow rate. Figure 5 shows the characteristics of the reactor water level and reactor pressure in the case of total loss of feed water flow. Figure 6 shows the characteristics of reactor water level and reactor pressure in the case of total loss of feed water flow. Figure 7 shows the characteristics of the core inlet flow rate in the case of total loss of feed water flow, Figure 8 shows the characteristics of the minimum critical power ratio in the case of total loss of feed water flow. It is a diagram. 101...Reactor pressure vessel, 102...Reactor core, 10
3... Coolant, 121... Recirculation system, 122...
jet pump. 123... Recirculation pump, 123.
...Recirculation system piping, 131... Cavitation detection structure, 132... Cavitation prevention mechanism, 133
...Reactor pressure detector, 134...Reactor feed water flow rate detector, 141...Controller, 142...Record display, 143...Recirculation flow rate changing circuit. Applicant's representative Patent attorney Takehiko Suzue No. 211 Kyoto No. 6 i, 71

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] （１）給水流量検出器からの給水流量検出信号および原
子炉圧力検出器からの原子炉圧力検出信号を基にキャビ
テーション予告信号を出力するキャビテーション検出機
構と、このキャビテーション検出機構からのキャビテー
ション予告信号を基に原子炉再循環流量を変更すべく再
循環流量変更信号を再循環ポンプを制御する制御回路に
出力するキャビテーション防止機構とを具備したことを
特徴とする原子炉再循環系ポンプのキャビテーション防
止装置。(1) A cavitation detection mechanism that outputs a cavitation warning signal based on the feed water flow rate detection signal from the feed water flow rate detector and the reactor pressure detection signal from the reactor pressure detector, and a cavitation warning signal from this cavitation detection mechanism. A cavitation prevention device for a nuclear reactor recirculation system pump, characterized in that it is equipped with a cavitation prevention mechanism that outputs a recirculation flow rate change signal to a control circuit that controls a recirculation pump in order to change the reactor recirculation flow rate based on the following: . （２）上記キャビテーション防止機構は、キャビテーシ
ョン検出機構からのキャビテーション予告信号を入力す
る制御器と、この制御器を介して入力したキャビテーシ
ョン予告信号を記録しかつ表示する記録・表示器と、上
記制御器を介して入力したキャビテーション予告信号を
基に原子炉再循環流量を減少させるべく再循環流量変更
信号を出力する原子炉再循環流量変更回路とから構成さ
れていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
原子炉再循環系ポンプのキャビテーション防止装置。(2) The cavitation prevention mechanism includes a controller that inputs the cavitation warning signal from the cavitation detection mechanism, a recording/display device that records and displays the cavitation warning signal input via this controller, and the controller. and a reactor recirculation flow rate change circuit that outputs a recirculation flow rate change signal to reduce the reactor recirculation flow rate based on the cavitation warning signal inputted via the reactor recirculation flow rate change circuit. Cavitation prevention device for a nuclear reactor recirculation system pump according to item 1.