JPH01285897A - 原子炉の自動減圧装置 - Google Patents
原子炉の自動減圧装置Info
- Publication number
- JPH01285897A JPH01285897A JP63113534A JP11353488A JPH01285897A JP H01285897 A JPH01285897 A JP H01285897A JP 63113534 A JP63113534 A JP 63113534A JP 11353488 A JP11353488 A JP 11353488A JP H01285897 A JPH01285897 A JP H01285897A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure
- water
- signal
- safety valve
- 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
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Classifications
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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。
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１
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉の自動減圧装置に関する。
（従来の技術）
本発明が適用される沸騰水型１原子炉は、第４図に示す
ように、格納容器１内にＬモノノ容器２か配置されてｄ
３す、この圧力容器２内には炉心３と冷却（４４とが収
納されでいる。この汁ツノ容器２内の冷却！４ ／ｌ
ｌよ炉心３の核燃料により加熱されて蒸気となり、この
蒸気は格納容器１を貴通する主蒸気管５によってタービ
ン６に導かれる。
ように、格納容器１内にＬモノノ容器２か配置されてｄ
３す、この圧力容器２内には炉心３と冷却（４４とが収
納されでいる。この汁ツノ容器２内の冷却！４ ／ｌ
ｌよ炉心３の核燃料により加熱されて蒸気となり、この
蒸気は格納容器１を貴通する主蒸気管５によってタービ
ン６に導かれる。
タービン６で仕事をした蒸気は］ンデン＋Ｊ７において
復水となり、圧力容器２に戻される。格納容器１の内部
は上部空間のドライウェル８と上部空間のすＩルッシ」
ンプ〜ル９とに区分されでいる。、また、主蒸気管５に
は必要に応じて主蒸気管内の蒸気を格納容器１内に放出
する逃し安全弁１０か、ｉ、Ｑ ｔｄ−１うれており、
配管１１を介してザブレッションプール９内の１−ル水
に達している。圧力容器２には、高圧注水系（高坏スプ
レィ系等も含む）１２を設りでいる。
復水となり、圧力容器２に戻される。格納容器１の内部
は上部空間のドライウェル８と上部空間のすＩルッシ」
ンプ〜ル９とに区分されでいる。、また、主蒸気管５に
は必要に応じて主蒸気管内の蒸気を格納容器１内に放出
する逃し安全弁１０か、ｉ、Ｑ ｔｄ−１うれており、
配管１１を介してザブレッションプール９内の１−ル水
に達している。圧力容器２には、高圧注水系（高坏スプ
レィ系等も含む）１２を設りでいる。
原子炉の配管か破断じたような場合には、原子炉はスク
ラムされ、格納容器１は密閉隔離されるが、［原子炉の
冷却材は破断［−１より流出し、Ｌトカ容器２内の水位
は低下し炉心３の核燃料が露出され過熱破損する恐れが
ある。ぞのため、圧力容器２内の水位低下検出により高
圧注水系１２を作動させて、圧力容器２内に冷却材を注
入し核燃料の露出を防止するように構成されている。
ラムされ、格納容器１は密閉隔離されるが、［原子炉の
冷却材は破断［−１より流出し、Ｌトカ容器２内の水位
は低下し炉心３の核燃料が露出され過熱破損する恐れが
ある。ぞのため、圧力容器２内の水位低下検出により高
圧注水系１２を作動させて、圧力容器２内に冷却材を注
入し核燃料の露出を防止するように構成されている。
低圧注水系１３は、高圧注水系１２のバックアップとし
て設けてあり、高圧注水系１２が圧力容器２内水位低下
検出にもかかわらず、何らかの原因で作動しなかった時
に起動されるように構成されている。
て設けてあり、高圧注水系１２が圧力容器２内水位低下
検出にもかかわらず、何らかの原因で作動しなかった時
に起動されるように構成されている。
ところか、圧力容器２内の圧力か高い用台には低圧注水
系１３によって圧力容器２内に冷却材を注入り−ること
はできない。そのため、従来は第５図の論理回路に示す
ごとく、圧力容器内を減圧し、低圧注水系１３による注
水を可能としている。ずなわら、配管が破断してドライ
ウェル８内に高温高圧の蒸気が放出されている場合には
、トライウェル圧力が上背し高圧となっているので、ド
ライウェル圧力高の信号１４と、圧力容器水位低の信号
１５と、低圧注水系ポンプの運転信号１６との三者のア
間１νに白！Ｉ！ｌＩ減圧系１９を起動さ１！（−いた
１、自動減圧系は、多数の逃し安全弁１（）（図示の都
合上１箇のみ示し、−Ｕいる）のいくつかを開放するこ
とにＪ、す、Ｈ−ｈ打器２内の蒸気を逃し安全弁を介し
てサシレッジ」ンブール水に導かれ、ここで凝縮復水さ
１！でいたので、圧力容器？内は減圧されて低１１Ｔ注
水系１２による注入を可能と（−７でいた。
系１３によって圧力容器２内に冷却材を注入り−ること
はできない。そのため、従来は第５図の論理回路に示す
ごとく、圧力容器内を減圧し、低圧注水系１３による注
水を可能としている。ずなわら、配管が破断してドライ
ウェル８内に高温高圧の蒸気が放出されている場合には
、トライウェル圧力が上背し高圧となっているので、ド
ライウェル圧力高の信号１４と、圧力容器水位低の信号
１５と、低圧注水系ポンプの運転信号１６との三者のア
間１νに白！Ｉ！ｌＩ減圧系１９を起動さ１！（−いた
１、自動減圧系は、多数の逃し安全弁１（）（図示の都
合上１箇のみ示し、−Ｕいる）のいくつかを開放するこ
とにＪ、す、Ｈ−ｈ打器２内の蒸気を逃し安全弁を介し
てサシレッジ」ンブール水に導かれ、ここで凝縮復水さ
１！でいたので、圧力容器？内は減圧されて低１１Ｔ注
水系１２による注入を可能と（−７でいた。
（発明が解決しようとする問題点）
ところで、従来の自動減ｉ［装置１９てｔよ次のＪ、う
な不都合か生じる。すなわち、自動減圧装置１９【。１
予め決められた多数の逃じ弁１０を開放するので、その
冷端は多く第３図（ａ）に小す如く、急速に減圧を行い
低圧系の注水を可能としている１、この操作は、蒸気を
サブレッジｄンＪ−ル水中に放出゛づるので、第３図（
１））に示すＪ、うに１ノブレツジコクプール水温を上
背させることとなる。サプレッションブール水温か高い
場合に（、策、この蒸゛気を凝縮リ−る効果は小さくな
るため、あまりプール水温を上背させることは望ましい
ことてはない。
な不都合か生じる。すなわち、自動減圧装置１９【。１
予め決められた多数の逃じ弁１０を開放するので、その
冷端は多く第３図（ａ）に小す如く、急速に減圧を行い
低圧系の注水を可能としている１、この操作は、蒸気を
サブレッジｄンＪ−ル水中に放出゛づるので、第３図（
１））に示すＪ、うに１ノブレツジコクプール水温を上
背させることとなる。サプレッションブール水温か高い
場合に（、策、この蒸゛気を凝縮リ−る効果は小さくな
るため、あまりプール水温を上背させることは望ましい
ことてはない。
このため、減圧操作を行った後、サプレッションブール
水温かこの限界の温度に近づく場合がある。
水温かこの限界の温度に近づく場合がある。
本発明は上記事情に基づきなされたもので、その目的は
、原子炉事故時に圧力容器の急激な減圧を避けるように
した原子炉の自動減圧装置を提供することにある。
、原子炉事故時に圧力容器の急激な減圧を避けるように
した原子炉の自動減圧装置を提供することにある。
「発明の構成」
（問題点を解決するだめの手段および作用）本発明は、
Ｌ記目的を達成するために、原子炉格納容器内に設置さ
れた原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器内の水位を
確保するために設置された注水系と、前記原子炉圧力容
器に接続された主蒸気管に設けた逃し安全弁と、前記原
子炉格納容器内に設けたザブレツション１−ルとからな
る原子炉において、原子炉水位、原子炉圧力、注水系流
量、サプレッションブール水温の各信号に基づいて予め
決められたしきい値と比較して前記逃し安全弁及び注水
系の圧力流量特性に基づき自動減圧系の起動信号を出力
するように構成したことを特徴どづ−るものである。
Ｌ記目的を達成するために、原子炉格納容器内に設置さ
れた原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器内の水位を
確保するために設置された注水系と、前記原子炉圧力容
器に接続された主蒸気管に設けた逃し安全弁と、前記原
子炉格納容器内に設けたザブレツション１−ルとからな
る原子炉において、原子炉水位、原子炉圧力、注水系流
量、サプレッションブール水温の各信号に基づいて予め
決められたしきい値と比較して前記逃し安全弁及び注水
系の圧力流量特性に基づき自動減圧系の起動信号を出力
するように構成したことを特徴どづ−るものである。
本発明の自動減圧装置においては、逃し安全弁。
注水系の圧力流量特性を装置内に内蔵しており、予め、
４ｊプレツシヨンゾール水温の上背、原子炉水位の回復
を予測して減圧の為に必要どなる逃し安全弁の個数おに
び開放のタイミングを決定しているので、事故時の原子
炉水位を速やかに回復させることかできる。
４ｊプレツシヨンゾール水温の上背、原子炉水位の回復
を予測して減圧の為に必要どなる逃し安全弁の個数おに
び開放のタイミングを決定しているので、事故時の原子
炉水位を速やかに回復させることかできる。
（実施例）
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例の論理回路図である。
図に示すように、本発明の自動減圧装置２０は原子炉水
位信号２１、原子炉圧力信号２２、高圧低圧の注水系の
流量信号２３．２４、サルツションプール水温信号２５
をパノノとして、これらの各信号に基づき、第２図に示
覆゛ような逃し安全弁、注水系の圧力流量特性に基づき
、開くべき逃し安全弁個数及びタイミングを決定し、自
動減圧系起動信号２６を発生するように構成しており、
。
位信号２１、原子炉圧力信号２２、高圧低圧の注水系の
流量信号２３．２４、サルツションプール水温信号２５
をパノノとして、これらの各信号に基づき、第２図に示
覆゛ような逃し安全弁、注水系の圧力流量特性に基づき
、開くべき逃し安全弁個数及びタイミングを決定し、自
動減圧系起動信号２６を発生するように構成しており、
。
自動減圧装置２０は逃し安全弁を最大弁数の１８個、１
３〕個、ε〕個、Ｏ個、開けた場合について、各々第２
図の逃し支仝弁流量特性から原子炉域Ｈ−カーブをＫＩ
Ｅｉし・、この場合の注水系の流量を第２図の注水系
の特性から求める。また、この各々の場合について、原
子炉水位の最小値を注水系の流量の積分値から求めると
同時に、ザブレッジニー１ン７’−ル水温の最高値を逃
し安全弁流量の積分値から求める。前記４ケースのうち
で、原子炉水位最小値が燃料頂部＋３０ｃｍ以下どなる
もの又は−ｊｊプレッションプール水温の最高値か７１
°Ｃ以上となるものは排除して最小の逃し安全弁数のも
のを選択し運転員に表示する。逃し安全弁の開放タイミ
ングは、′１８個間のグーースては現状の遅れ時間と同
じ１２０秒とし、１５個では１００秒、９個Ｃは６０秒
とり−る。開放個数か少ない場合は、その影響か小ざい
のて、運転員の判断のための遅れ時間は少なくてよいか
らである。
３〕個、ε〕個、Ｏ個、開けた場合について、各々第２
図の逃し支仝弁流量特性から原子炉域Ｈ−カーブをＫＩ
Ｅｉし・、この場合の注水系の流量を第２図の注水系
の特性から求める。また、この各々の場合について、原
子炉水位の最小値を注水系の流量の積分値から求めると
同時に、ザブレッジニー１ン７’−ル水温の最高値を逃
し安全弁流量の積分値から求める。前記４ケースのうち
で、原子炉水位最小値が燃料頂部＋３０ｃｍ以下どなる
もの又は−ｊｊプレッションプール水温の最高値か７１
°Ｃ以上となるものは排除して最小の逃し安全弁数のも
のを選択し運転員に表示する。逃し安全弁の開放タイミ
ングは、′１８個間のグーースては現状の遅れ時間と同
じ１２０秒とし、１５個では１００秒、９個Ｃは６０秒
とり−る。開放個数か少ない場合は、その影響か小ざい
のて、運転員の判断のための遅れ時間は少なくてよいか
らである。
し発明の効果］
以上説明しように、本発明によれば、サブレッショ１ン
１−ルの水温の急上胃、圧力容器の急激な減圧を避ける
ことができるので、原子炉水位を速やかに同復さけるこ
とかでさる。したかって、Ｉ京子炉の安全維持上−極め
てイ°ｊ益である。
１−ルの水温の急上胃、圧力容器の急激な減圧を避ける
ことができるので、原子炉水位を速やかに同復さけるこ
とかでさる。したかって、Ｉ京子炉の安全維持上−極め
てイ°ｊ益である。
第′１図は本発明の一実施例の論理回路図、第２図は本
発明に係る逃し・安全弁及び注水系の圧カー流量特性を
示すグラフ、第３図は減圧装置作動時の圧力・サプレッ
ションブール水温変化を示すグラフ、第１図は本発明が
適用される沸騰水型原子炉の模式的概略図、第５図は従
来の自動減圧装置の論理回路図でおる。 １・・・格納容器 ２・・・Ｌ王力容器 ３・・・炉心 ４・・・冷却（・４ ５・・・主蒸気管 ６・・・タービン ７・・・］ンア゛ン４Ｊ ε３・・・ドライウ１−ル ９・・・サブレッジコンプール １０・・・逃し安全弁 １１・・・配管 １２・・・高圧注水系 １３・・・低圧汗水系 （８７３３）代理人 弁理に 猪 股 祥 晃（はか
１名） −〇 − −＠山女伏や 整←
発明に係る逃し・安全弁及び注水系の圧カー流量特性を
示すグラフ、第３図は減圧装置作動時の圧力・サプレッ
ションブール水温変化を示すグラフ、第１図は本発明が
適用される沸騰水型原子炉の模式的概略図、第５図は従
来の自動減圧装置の論理回路図でおる。 １・・・格納容器 ２・・・Ｌ王力容器 ３・・・炉心 ４・・・冷却（・４ ５・・・主蒸気管 ６・・・タービン ７・・・］ンア゛ン４Ｊ ε３・・・ドライウ１−ル ９・・・サブレッジコンプール １０・・・逃し安全弁 １１・・・配管 １２・・・高圧注水系 １３・・・低圧汗水系 （８７３３）代理人 弁理に 猪 股 祥 晃（はか
１名） −〇 − −＠山女伏や 整←
Claims (1)
- （１）原子炉格納容器内に設置された原子炉圧力容器と
、前記原子炉圧力容器内の水位を確保するために設置さ
れた注水系と、前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気
管に設けた逃し安全弁と、前記原子炉格納容器内に設け
たサプレッションプールとからなる原子炉において、原
子炉水位、原子炉圧力、注水系流量、サプレッションプ
ール水温の各信号に基づいて予め決められたしきい値と
比較して前記逃し安全弁及び注水系の圧力流量特性に基
づき自動減圧系の起動信号を出力するように構成したこ
とを特徴とする原子炉の自動減圧装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63113534A JPH01285897A (ja) | 1988-05-12 | 1988-05-12 | 原子炉の自動減圧装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63113534A JPH01285897A (ja) | 1988-05-12 | 1988-05-12 | 原子炉の自動減圧装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01285897A true JPH01285897A (ja) | 1989-11-16 |
Family
ID=14614760
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63113534A Pending JPH01285897A (ja) | 1988-05-12 | 1988-05-12 | 原子炉の自動減圧装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01285897A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105469840A (zh) * | 2015-11-25 | 2016-04-06 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及系统 |
| CN113571211A (zh) * | 2021-07-06 | 2021-10-29 | 中国核电工程有限公司 | 反应堆超压保护系统及方法、核电系统及其一回路系统 |
-
1988
- 1988-05-12 JP JP63113534A patent/JPH01285897A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105469840A (zh) * | 2015-11-25 | 2016-04-06 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及系统 |
| CN113571211A (zh) * | 2021-07-06 | 2021-10-29 | 中国核电工程有限公司 | 反应堆超压保护系统及方法、核电系统及其一回路系统 |
| CN113571211B (zh) * | 2021-07-06 | 2023-12-19 | 中国核电工程有限公司 | 反应堆超压保护系统及方法、核电系统及其一回路系统 |
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