JPH02263196A - 自然循環炉の出力制御装置 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は自然循環型の原子炉プランｊ−に係り、特に過
渡事象での制御棒挿入不能時に原子炉発生熱量の低減を
図った自然循環炉の出力制御装置に関する。

（従来の技術） 一般に、冷却材強制循環型の沸騰水型原子炉では、原子
炉圧力容器に再循環系を設り、この再循環系は原子炉圧
力容器からの炉水を再循環ポンプにて界圧し、駆動水と
じで集合管を介して複数台のジェットポンプから下方に
向（）て噴出し、この噴出流により周辺の炉水を吸込み
、原子炉圧力容器内の炉水を強制的に循環させている。

また、沸騰水型原子炉では制御棒挿入不能時にスクラム
信号によって再循環ポンプをトリップさせ炉心流量を低
下させている。これにより、炉心ボイド量が増加して負
の反応度が加わるため、中性子束が抑制され原子炉出力
が低下するようになっている。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら、自然循環炉では上記再循環ポンプが設り
られていないため、冷７．ＩＩ材強制循環型の原子炉ブ
ランｉ〜で採用している制御棒挿入不能時の再循環ポン
プトリップによる原子炉出力の低減手段を採れない。こ
のため、自然循環炉では再循環ポンプトリップに代わる
新たな出力低減手段を組込まなければ原子炉容器の健全
性が保持できないことになる。

本発明は１−述した事情を考慮してなされたもので、自
然循環炉においで運転時に過渡変化が発生し、制御棒挿
入不能どなった場合にも原子炉発生熱量を低減可能な自
然循環炉の出力制御′３Ａ置を提供することを目的とす
る。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明による自然循環炉の出力制御装置は、炉心を内蔵
する原子炉容器と、この原子炉容器内に設置され上記炉
心を取囲む筒状体と、この筒状体と上記原子炉容器との
間に形成され上記炉心の上部から吐出された冷却材を給
水ポンプより流入される給水とともに上記炉心の下部に
導く自然循環流路とを有する自然循環炉において、原子
炉運転時の過渡変化時にお（プる制御棒挿入不能時に、
上記給水ポンプをトリップあるいはランバックさけ”る
制御手段を備えたことを開放動作する。

また、この自然循環炉の出力制御装置は、原子炉容器に
水位検出器および圧ツノ検出器を設け、かつ上記炉心内
に平均出力モニタを設（〕るとともに、−Ｖ記原子炉容
器に注入弁を介して液体ポイズンアキュムレータを接続
し、上記制御手段は上記水位検出器、上記圧力検出器お
よび上記平均出力モニタの各出力信号に基づいて上記給
水ポンプのトリップおよび上記注入弁の開放動作を行な
っている。

さらに、この出力制御装置は、原子炉容器にこの容器内
で発生した蒸気を吐出する蒸気管を設（）、この蒸気管
に逃し安全弁を接続し、原子炉運転時の過渡変化時にお
ける制御棒挿入不能時に、上記逃し安全弁を開放動作す
る。

さらにまた、この自然循環炉の出力制御装置は、原子炉
容器に原子炉隔離部冷却系を設け、原子炉運転時の過渡
変化時における制御棒挿入不能時に、上記原子炉隔離部
冷却系を作動するようにづ−る。

（作用） 上記の構成を右する本発明においては、原子炉出力運転
時に過渡変化が発生し、制御棒挿入不能となった場合に
制御手段によって給水ポンプの１へリップおよびランバ
ックを選択的に実行させて原子炉水位を低下させる。こ
れにＪ、す、自然１ｉｉｉ環ノｊが減少するため炉心流
量が減少し、結果的に原子炉出力を減少ざＩることがで
きる。

また、これと同時に液体ポイズンを高圧液体ポイズン）
７キーＪムレータにＪｚり注入弁を介して原子炉容器に
高速で注入するようにすれば、原子炉は短時間で完全に
未臨界となる。

さらに、原子炉容器の過圧防止には、再閉止機能を右す
る逃し安全弁を用いるため、出力減少過程で原子炉容器
から過度【こ冷１Ｊ］ｕが流出づ−るのを防止すること
ができる。

さらにまた、給水ポンプのトリップまたはランバック後
の原子炉冷却材の補給は原子炉隔離部冷却系を起動させ
ることにより行なうため、原子炉水位低下により炉心が
露出Ｊるのを防止Ｊることができる。

（実施例） 以下、本発明を図示覆る実施例に基づいて説明する。

第１図は本発明の一実施例による出力制胛装置を適用し
た自然循環型の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の概略構成を
示す。同図にＪ３い−Ｃ１１は原子炉格納容器で、この
原子炉格納容器１は図示しない原子炉建屋内に設置され
ている。原子炉格納容器１内には原子炉圧力容器２が収
容され、この原子炉圧力容器２は図示しないペデスタル
上に設置されている。この原子炉圧力容器２内には、炉
心３６３Ｊ：び冷却材４が収容されている。

炉心３は図示しない複数の燃料集合体および制御棒３ａ
から構成されてａ３す、また冷却材４は炉心３の核反応
熱により胃温し水と蒸気の二相状態となり、炉心内外の
温度による密度差によって生ずる自然循環力によって炉
心３の上方に設けられた筒状体くチムニ−）５を流通し
、そのうち蒸気は図示しない蒸気乾燥器に流入して乾燥
蒸気どなり、原子炉圧力容器２の上部に接続された主蒸
気管６を経たタービン７に給送される。

一方、原子炉圧力容器２内で分離された水はダウンカマ
部を経て炉心３の下方に流下し、再度炉心３下部に案内
され、炉心３内を流通せしめられる。主蒸気管６の原子
炉格納容器１の貫通部前後には、主蒸気加減弁（以下Ｍ
ＳＴＶという）８および９が介装されている。このＭＳ
ＩＶ９とタービン７との間には主蒸気止め弁１０および
主蒸気加減弁１１が順次介装されている。

そして、前記タービン７に給送された蒸気は、そこでタ
ービン７を駆動して、発電機１２を回転駆動させる。タ
ービン７を駆動した蒸気はタービン７の下方に設置され
た復水器１３内に収容され、そこで凝縮され復水となる
。この復水は復水ポンプ１４、給水加熱器１５、電動機
駆動の給水ポンプ１６を経由して再び原子炉圧力容器２
内に導入され、炉心３下方に給水される。

また、原子炉圧力容器２とシュラウドとしての筒状体５
との間には自然循環流路２ａが形成されており、その自
然循環流路２ａによって炉心３の上部の冷却材４を給水
ポンプ１６からの給水とともに炉心３の下部に導いてい
る。

一方、ＭＳＩＶ９と主蒸気止め弁１０との間の主蒸気管
と復水器１３との間にはタービンバイパス管１アが配設
されている。このタービンバイパス管１７にはタービン
バイパス弁１８が介装されている。ここで、負荷遮断が
発生した場合には、主蒸気加減弁１１が閉弁し、同時に
タービンバイパス弁１８が開弁する。イれによって、蒸
気はタービンバイパス管１７を介して復水器１３に直接
導入される。

また、前記主蒸気管６のＭＳＩＶ８の入口側には、主蒸
気逃し安全弁（ＳＲＶ）１９が接続されるとともに、こ
の主蒸気逃し安全弁１９には主蒸気逃し配管２０が接続
されている。この主蒸気逃し配管２０の下端は原子炉圧
力容器２の底部に設けたザプレッションブールとしての
圧力抑制室２１の水中２１ａ内に浸漬されている。そし
て、例えばＭＳ　Ｉ　Ｖ８おにび９が閉弁して主蒸気圧
ノ〕が過度に上昇した場合には、主蒸気逃し安全弁１９
が開弁し、原子炉圧力容器２内の主蒸気を主蒸気逃し配
管２０を介して圧力抑制室２１内の水中２１ａに逃がし
、それによって原子炉圧力容器２内の圧力上昇を抑制し
ている。

ところで、原子炉圧力容器２には高圧液体ボイズシア：
１ユムレータ（ＳＬＣ）３１が注入弁３２を介して接続
され、この注入弁３２を開放させるこて、液体ポイズン
である五はう酸ナトリウム溶液がＳ　Ｌ　Ｃ３１から原
子炉圧力容器２内に高速で注入される。また、原子炉圧
力容器２には原子炉隔離時冷却系ポンプ（ＲＣＩＣ）３
３が接続され、原子炉水位が所定以上低下したときに起
動して圧力抑制室２１内の水を原子炉圧力容器２内に導
くようにしている。

ざらに、炉心３内には原子炉の出力をモニタする平均出
力モニタ（ＡＰＲＭ）４２が設置され、かつ原子炉圧力
容器２内の上部にはその圧力を検出する原子炉圧力容器
（Ｐ）４３が設りられるとともに、原子炉圧力容器２内
における円筒体５の外周側に原子炉水位検出器（１−）
４４が設けられている。これら平均出力モニタ４２、圧
力検出器４３および水位検出器４４の出力信号は制御手
段としての出力制御装置４１に送出され、この出力制御
装置４１は上記出ノＪ信号に基づいて給水ポンプ１６の
トリップ信号（またはランバック信号）と注入弁３２を
開放させる信号を各々送出するようになっている。

すなわち、出力制御装置４１は第２図に示すように、Ａ
ＮＤ回路４５ａ、４５ｂおＪｚびＯＲ回路４６を有し、
ＡＮＤ回路４．５８は圧力検出器４３が原子炉圧力嵩高
を検出した圧力信号と、原子炉出力が予め設定された設
定値ａ以上を検出したＡＰＲＭ４２の出力信号との論理
積をとり、またＡＮＤ回路４５ｂは設定値す以上を検出
したＡＰＲＭ４２の出力信号と、水位検出器４４が原子
炉水位低低を検出した水位信号どの論理積をとり、これ
らＡＮＤ回路４５ａおよび／１５ｂの出力信号に基づい
てＯＲ回路４６にて論理和をとり、ＡＮＤ回路４５ａま
たは４５ｂが出力信号を送出すると、注入弁３２を作動
さゼる信号を出ツノづるとともに、給水ポンプ１６を１
ヘリツブさせる信号またはランバックさＵる信８を送出
する。

次に、本実施例の作用を説明する。

まず、上記の構成ｄ３いてＭＳＩＶ８，９が全閉したに
も拘らず、制御棒３ａの全挿入（すなわちスクラム）が
失敗した場合の出力制御装＠４１の作用について説明す
る。本実施例おける自然循環型の沸騰水型原子炉では第
１図に示づＪ：うに、原子炉出ツノがＡＰＲＭ４２で、
原子炉圧力が圧力検出器４３で、原子炉水位が水位検出
器４７′Ｉで各々計測され−Ｃおり、この検出値は出力
制御装置７′１１に入ノｊ値として与えられる。通常、
ＭＳＩＶ８゜９が全開し、弁ストローク位置が９０％以
下となった場合には原子炉はスクラムし、原子炉出力は
約２００％以下に抑制される。このとき、原子炉圧力が
上貸し、圧力検出器４３が原子炉圧力高を検出器ること
により、逃し安全弁（ＳＲＶ）１９が開放されるため原
子炉圧力上が母は１０Ｋｇ／ｃｉ以下に抑制される。

これに対して、第４図に示すようにスクラムが失敗した
場合、原子炉出力は一時的に３００％以上（あるいはＡ
ＰＲＭ４２のアップスケール状態）となり、原子炉圧ツ
ノは原子炉圧力嵩高以上を示り−０づ−ると、出力制御
装置／１１は第２図Ｊ３よび第３図に示すように、原子
炉出力が予め設定された原子炉出力ａを超え、かつ原子
炉圧力が原子炉圧力嵩高以上となったときに、給水ポン
プ１６をトリ（またはランバック）させるとともに、高
圧液体ポイズンアキュムレータ３１により五はう酸す１
〜リウム溶液を例えば約２０００ガロン、約２分間で原
子炉圧力容器２内に高速注入さけ”るように注入弁３２
を開放する信号を発する。

したがって、給水ポンプ１６のトリップ（またはランバ
ック）させると、原子炉水位が低下し、これにより自然
循環力が減少するため炉心流量が減少して炉心ボイド吊
が増加し、結果的に原子炉出力が減少する。このように
、給水ポンプ１６のトリップ（また（、ｔランバック）
にｊ；る自然ｗｉ環万力低下効果、五はう酸す１ヘリウ
ム溶液のポイズン効果とが相俟って原子炉は短時間で未
臨界となる。

また、ＭＳＩＶ８，９の全閉による原子炉圧ツノの上昇
は原子炉圧力高で逃し安全弁１９が開となるため、原子
炉圧力容器２の健全性が確保される。

ここで、逃し安全弁１９は原子炉出力の低下に伴い再閉
止されるため、冷却月４が必要以上に流出することはな
い。

さらに、給水ポンプ１６のトリップ（またはランバック
）により原子炉水位が低下し、原子炉水位低低に達する
と、定格主蒸気流量の３〜６％の注水能力を有づる原子
炉隔離時冷却系ポンプ（ＲＣＩＣ）３３が起動し、圧力
抑制室２１内の水を原子炉圧力容器２内に注入するため
、炉心３の水位は原子炉出力の低下に伴い元に復帰する
。したがって、水位の低下により炉心３を露出させるこ
とがなくなる。

上記のＪ、うに、本実施例に係る自然循環炉の出力制御
装置４１を用いた場合には、強制循環型ＢＷＲで採用さ
れている再循環ポンプトリップ（ＲＰＴ）ｍ能がない場
合でもＭＳＩＶ８，９の全閉時にスクラムが失敗すると
いう自体が発生したときに原子炉圧力容器２の健全性を
維持し、炉心３の冷却形状を保持したままで原子炉を短
時間で未臨界にすることができる。

次に、上記の構成を有する自然循環型ＢＷＲにおいて、
給水ポンプ１６がトリップしたにも拘らず、制御棒３ａ
の全挿入（すなわらスクラム）が失敗した場合の出力制
御装置４１の作用について説明する。通常、給水ポンプ
１６がトリップし、原子炉水位が原子炉水位低以下にな
った揚台、原子炉はスクラムし、原子炉出ツノが初期値
よりも上臂するとはない。まＩこ、原子炉水位低下でＭ
ＳＩｖ８，９が全閉するが、原子炉圧力高で逃し安全弁
１９が開放されるため原子炉圧力の上昇量も僅かである
。

そして、出力制御装６４．１は第２図および第５図に示
づように原子炉出力が予め設定された原子炉出ノＪ　ｂ
　、にりも高く、かつ原子炉水位が原子炉水位低下１ス
下になったとぎに、五はう酸すＩ〜リウム溶液を、例え
ば約２０００万［ｌン、約２分間で原子炉圧力容器２内
に高速注入させるｊ；うに注入弁３２を開放させる信号
を出力する。したがって、第６図に示ｔ　Ｊ、うに給水
ポンプ１６トリップによる自然循環力低下効果と、五は
う酸す１−リウム溶液のポイズン効果とが相俟って原子
炉は短時間で未臨界となる。ざらに、原子炉水位低以下
プＳＩＶ８．９が全閉したきの原子炉圧ツノの上昇は原
子炉圧力高で逃し安全弁１つが間となるため、原子炉圧
力容器２の健全性を損うことはない。

なお、逃し安全弁１９は原子炉出力の低下に伴い、再閉
止されるため冷却材４が必要以上に流出覆ることはない
。同様にして原子炉隔離部冷却系ポンプ（ＲＣＩＣ）３
３が起動するため原子炉水位は原子炉出力の低下に伴い
復帰する。その結果、原子炉水位の低下により炉心３が
露出することはない。

このように、本実施例にお（プる自然循環炉の出力制御
装置を用いた場合には、強制循環型ＢＷＲで採用されて
いる再循環ポンプ１〜ツブ（ＲＰＴ）機能を有しない場
合にも給水ポンプ１〜リップ時にスクラムが失敗すると
いう事態が発生したときに原子炉圧力容器２の健全性を
保持し、炉心３の冷加形状を維持したままで、原子炉を
短時間で未臨界にすることが可能である。

なお、本発明は上記実施例に限らず種々の変形が可能で
ある。例えば、」ニ記実施例では給水ポンプ１６を電動
機駆動としたが、タービン駆動であってもよい。また、
原子炉隔離部冷却系ポンプ（ＲＣｆＣ）３３も専用の電
動機駆動かタービン駆動のいずれであってもにい。

〔発明の効果〕

以上説明したように本発明によれば、自然循環炉におい
て運転時の異常な過渡変化が発生し、監視パラメータが
スクラム設定点を越えたにも拘らず、スクラム不能とな
った場合にも、給水ポンプのｉ〜リップおにびランバッ
クを選択的に実行することで、原子炉出力を減少させて
原子炉容器の健全性と炉心冷却形状を保持することがで
きる。

また、これと同時に液体ポイズンを高圧液体アキュムレ
ータにより注入弁を介して原子炉容器に高速で注入させ
ることができるので、原子炉を短時間で完全に未臨界と
することが可能である。

さらに、逃し安全弁を設けたことにより、その開閉動作
により、原子炉圧力の異常上昇を防止Ｊることができる
。

さらにまた、給水ポンプトリップ（またはランバック）
後の原子炉冷却材の補給は原子炉隔離時冷却系を起動さ
せることによって、原子炉水位低下により炉心が露出す
るのを防止可能であるという効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例に係る出力制御装置を右する
自然循環炉を示づ゛概略構成図、第２図は第１図に示す
出力制御装置の構成図、第３図は主蒸気隔離弁全閉時に
スクラムが失敗した際に第１図の出力制御装置を適用し
た場合のフローチャ１−１第４図＜Ａ）、（Ｂ）、（Ｃ
）は第３図に示す各事象の過渡変化を示すグラフ、第５
図は全給水流最喪失時にスクラムが失敗した際に第１図
の出力制御装置を適用した場合の７０−ヂャ−１〜、第
６図（△）、（Ｂ）、（Ｃ）は第５図に示す各事象の過
渡変化を示すグラフである。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、３
・・・炉心、３ａ・・・制御棒、４・・・冷却材、５・
・・円筒体、６・・・主蒸気管、８．９・・・主蒸気隔
離弁（ＭＳ■ｖ）、１６・・・給水ポンプ、１つ・・・
主蒸気逃し安全弁（ＳＲＶ）、３１・・・高圧液体ポイ
ズンアキコムレータ（ＳＬＧ）、３２・・・注入弁、３
３・・・原子炉隔離時冷却系ポンプ（ＲＣＩＣ）、４．
１・・・出力制曲装置（制御手段）、４２・・・平均出
力モニタ（ＡＰＲＭ）、４３・・・原子炉圧力検出器（
Ｐ）、４７１・・・原子炉水位検出器（Ｌ）。 代理人弁理士　　則　近　　憲　化

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心を内蔵する原子炉容器と、この原子炉容器内に
   設置され上記炉心を取囲む筒状体と、この筒状体と上記
   原子炉容器との間に形成され上記炉心の上部から吐出さ
   れた冷却材を給水ポンプより流入される給水とともに上
   記炉心の下部に導く自然循環流路とを有する自然循環炉
   においで、原子炉運転時の過渡変化時における制御棒挿
   入不能時に、上記給水ポンプをトリップあるいはランバ
   ックさせる制御手段を備えたことを特徴とする自然循環
   炉の出力制御装置。 ２、上記原子炉容器に水位検出器および圧力検出器を設
   け、かつ上記炉心内に平均出力モニタを設けるとともに
   、上記原子炉容器に注入弁を介して液体ポイズンアキユ
   ムレータを接続し、上記制御手段は上記水位検出器、上
   記圧力検出器および上記平均出力モニタの各出力信号に
   基づいて上記給水ポンプのトリップおよび上記注入弁の
   開放動作を行なうように設定した請求項１記載の自然循
   環炉の出力制御装置。 ３、上記原子炉容器にこの容器内で発生した蒸気を吐出
   する蒸気管を設け、この蒸気管に逃し安全弁を接続し、
   原子炉運転時の過渡変化時における制御棒挿入不能時に
   、上記逃し安全弁を開放動作する請求項１記載の自然循
   環炉の出力制御装置。 ４、上記原子炉容器に原子炉隔離時冷却系を設け、原子
   炉運転時の過渡変化時における制御棒挿入不能時に、上
   記原子炉隔離時冷却系を作動する請求項１記載の自然循
   環炉の出力制御装置。