JPH0134360B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉の圧力開放装置に係り、特に
高圧炉心スプレイ系が故障或いは起動しても原子
炉圧力が高くて注水不可能な場合に、速かに原子
炉を減圧し、低圧スプレイ系による炉心冷却を可
能にする原子炉の圧力開放装置に関するものであ
る。

以下、沸騰水型原子炉に適用した原子炉圧力開
放装置について述べる。原子炉圧力開放装置の１
つである。

逃がし安全弁１は、従来、第１図に示すよう
に、原子炉圧力容器２内の過度の圧力上昇を防止
するため原子炉圧力容器２に接続される主蒸気管
４に取付けられている。原子炉圧力容器２は原子
炉格納容器の一部であるドライウエル３内に配置
され、逃がし安全弁１もドライウエル３内に設置
される。原子炉圧力容器２内の蒸気圧が異常に上
昇することによつて逃がし安全弁１から放出され
た蒸気は、排気管５、原子炉格納容器の一部であ
る圧力抑制室６の冷却水中に導かれて凝縮され
る。この逃がし安全弁１は、原子炉圧力容器２の
蒸気圧がバネの設定圧力に達すると自動開放する
ほか、外部信号によつて強制的に開放することが
できる。

この逃がし安全弁１は、逃がし弁機能、安全弁
機能さらに自動減圧機能（以下ADSという）を
有し、それぞれの機能に応じて弁を開放する個数
が異なる。特に、ADSは、外部信号による強制
開放を実行できる。ADSの制御機構は、第１図
に示すように、原子炉圧力容器２内の水位を水位
計７で測定し、その値を判定器８で設定値と比較
し、且つドライウエル３の圧力を圧力計９で測定
してその値を判定器１０で設定値と比較し、各々
の判定器にて原子炉水位低およびドライウエル圧
力高と判定された場合に、ADSを作動させる。
すなわち、原子炉水位低及びドライウエル圧力高
の同時信号により、120秒の時間遅れの後、逃が
し安全弁１を強制的に開放し、原子炉圧力容器２
内の圧力を速かに低下させ、低圧炉心スプレイ系
１１の早期作動による原子炉圧力容器２内への早
期注水を促す。但し、この時、低圧炉心スプレイ
系１１が作動していることを確認する為、流量計
１２で流量が十分であることを、或いは回転計１
３で低圧炉心スプレイ系１１のポンプ１４の回転
数が十分であることを判定器１５で確認する。

このような従来例は、何等かの原因で原子炉が
隔離された原子炉隔離時であつて高圧炉心スプレ
イ系１６及び原子炉隔離時冷却系が作動しない場
合には、原子炉水位低が生じても前述のドライウ
エル圧力高の信号が検出されずにADSが自動起
動しない可能性がある。このような場合には、逃
し安全弁１の逃し弁機能または安全弁機能の働き
により原子炉圧力容器２内の蒸気は圧力抑制室６
内に導かれて凝縮され、原子炉圧力容器２内の圧
力は逃し弁機能または安全弁機能の作動圧力に保
持される。しかしながら、より安全な状態にする
ために、原子炉隔離時で原子炉隔離時冷却系の不
作動及びポンプ１９を有する高圧炉心スプレイ系
１６が不作動の場合には、原子炉圧力容器２の過
度の圧力上昇を防止する為、従来は運転員の手動
操作により逃がし安全弁１を強制的に開放し、原
子炉圧力を制御する。

逃がし安全弁１の安全弁機能は、バネの設定圧
力のみで開放し、この機能を確保するのに必要な
個数のみの安全弁１を開放する。しかし、この開
放した逃がし安全弁１の内の１個が開固着した状
態になると、蒸気が圧力抑制室６に放出され、原
子炉２の水位が減少する。しかし、１個のみの逃
がし安全弁１の排気量では、原子炉圧力容器２の
圧力は殆ど減少しない為、従来は手動操作で
ADSを作動させて、逃がし安全弁１を強制的に
開放し、原子炉２の圧力を減圧している。

中小破断事故の場合、原子炉圧力容器２の圧力
が過度に高くなり、高圧炉心スプレイ系１６が作
動しても注水不可能という場合、従来は手動操作
により逃がし安全弁１を開放して、原子炉圧力を
制御している。

前述したいずれの場合においても手動でADS
を操作して逃がし安全弁１を開放させることによ
つて原子炉の安全性を確保しているが、原子炉の
特殊性を考慮して信頼性を一層向上させる必要が
ある。

本発明の目的は、事故時及び異常時における原
子力プラントの信頼性を向上させることにある。

本発明の特徴は、原子炉の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、この検出手段からの信号を入力して隔離
時冷却系および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、原子炉容器内の蒸気を凝
縮手段に導く開放手段を強制的に開放する制御手
段とを具備したことにある。

以下本発明の一実施例を図面によつて説明す
る。

第２図は、本発明の一実施例を示す。従来例と
同一構成は、同一符号で示す。本実施例は、ドラ
イウエル３内の主蒸気管４に取付けられている逃
がし安全弁１、及び原子炉圧力容器２と圧力抑制
室６を接続する排気管５とを備えた逃がし安全弁
１の起動制御機構である。

その起動制御は、従来の起動制御に新たに高圧
炉心スプレイ系１６不作動及び原子炉隔離時冷却
系１７不作動の同時信号を受けて、ADSを自動
起動する回路を追加したものである。判定器８，
１０及び１５は、従来例と同一の信号を入力して
同じ判定を行う。

ADSの制御装置について説明する。原子炉圧
力容器２の水位が異常に低くなつたことを水位計
７で検出しても、高圧炉心スプレイ系１６のポン
プ１９が回転しないことを回転計２０で検出した
場合、或いは原子炉圧力容器２の圧力が過度に高
くなり回転計２０でポンプ１９の回転を確認して
も流量計２１で流量が不十分であると検出した場
合には、高圧炉心スプレイ系１６が不作動の状態
にあることを判定器２２が自動的に判定する。

隔離時冷却系１７は、原子炉が隔離されている
時に原子炉を冷却するものである。すなわち、逃
がし安全弁１から放出される高圧の蒸気をタービ
ン２３に供給してこれを回転させるとともに、こ
のタービン２３に連結されるポンプ２２Ａを回転
させ、圧力抑制室７内の冷却水を原子炉圧力容器
２内に供給する系統である。

一方、ポンプ２２Ａまたはタービン２３の回転
を回転計２４で測定してポンプ２２Ａの起動不可
を確認した場合、またはポンプ２２Ａの起動を確
認しても流量が不十分であることを流量計２５で
確認した場合には、判定器２６が原子炉隔離時冷
却系１７は不作動の状態であると自動的に判断す
る。

そして、高圧炉心スプレイ系１６および隔離時
冷却系１７の不作動、及び低圧スプレイ系の作動
を同時に検出すると、ある時間遅れ（例えば120
秒の遅れ）の後、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原子炉圧力容
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し、低圧炉心
スプレイ系１１から原子炉圧力容器２内への注水
を早く行なえるので、炉心が短時間に冷却され
る。

このように、本実施例は、従来のADSを起動
するのに必要な手動操作を自動起動にしたもので
ある。

例えば、原子炉隔離時においては、まず原子炉
圧力容器２内の圧力が高くなり逃がし安全弁１の
安全弁機能の設定圧力に達すると、原子炉圧力容
器２内の蒸気を圧力抑制室７内に排気して原子炉
圧力容器２内の圧力上昇を抑制するが、その際、
放出された蒸気量を補う為、隔離時冷却系１７に
より圧力抑制室７内の冷却水を補給する必要があ
る。しかし、隔離時冷却系１７が不作動であると
炉水位は低下する。この間、安全弁機能の設定圧
力に達すると逃がし安全弁１は開放され、蒸気が
排気されるので炉水位は低下し続け、ADS起動
水位まで達するが、ドライウエル３の圧力高信号
を受けないので、更に高圧炉心スプレイ系１６の
起動水位にまで低下する。

この時、高圧炉心スプレイ系１６が不作動であ
る場合には、これを自動的に検出し、隔離時冷却
系１７が不作動であるという信号とともに逃がし
安全弁１のADSを作動させて逃がし安全弁１を
強制的に開放し、原子炉圧力容器２内の圧力を速
かに低下し、低圧炉心スプレイ系１１と連係して
十分炉心冷却を行うことができる。

本実施例は、第１図に示す従来例と同様に、低
圧スプレイ系の作動、原子炉水位低及びドライウ
エル圧力高のアンド条件でADSを起動できる。

以上より述べた本実施例によれば、以下のよう
な効果がある。

(1) 非常用炉心冷却系の信頼性向上 原子炉隔離時における原子炉減圧の操作を手
動操作でなく自動起動にすることにより、確実
に炉心冷却が実行できる。その結果、非常用炉
心冷却系の仕様を確実に遵守でき、原子力プラ
ントの信頼性をより向上できる。

(2) 安全余裕の向上 自動起動にすることで、逃がし安全弁の操作
をより短時間にすることができ、著しい安全上
の余裕が生じる。

(3) 設備の単純化 原子炉隔離時で、高圧炉心スプレイ系１６の
故障を考えると、現状のADSの起動制御機構
では、新たにアキユームレータによる注水、或
いは新たな高圧の非常用炉心冷却装置が必要に
なるが、本実施例により不要となつた。

本発明によれば、事故時のみでなく異常時にお
いてさえも原子炉を自動的に減圧できるので、原
子力プラントの信頼度を著しく高くすることがで
きる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来例の原子炉圧力開放装置の系統
図、第２図は本発明の一実施例である原子炉圧力
開放装置の系統図である。 １……逃がし安全弁、２……原子炉圧力容器、
３……ドライウエル、５……排気管、１１……低
圧炉心スプレイ系、１６……高圧炉心スプレイ
系、１７……隔離時冷却系、８，１０，１５，２
２，２６……判定器。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉容器内の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
   炉の隔離時冷却系の作動状態を検出する第１検出
   手段と、高圧炉心スプレイ系の作動状態を検出す
   る第２検出手段と、低圧炉心スプレイ系の作動状
   態を検出する第３検出手段と、各々の前記検出手
   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りし
   かも前記低圧炉心スプレイ系が作動していると判
   定した時、前記開放手段を開放する制御手段とを
   具備したことを特徴とする原子炉の圧力開放装
   置。