JPH043837B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉出力制御装置に係り、特に沸
騰水型原子炉の保護系として好適な原子炉出力制
御装置に関する。

〔発明の背景〕

沸騰水型原子炉発電所（BWR）においては、
主蒸気隔離弁全閉鎖事象は過渡的に最も圧力上昇
の大きい事象であり、厳しい過渡事象として位置
付けられている。従来、この様な場合には、前記
主蒸気隔離弁に備えられたリミツト・スイツチの
動作により原子炉保護系を働かせ、原子炉を先行
的にスクラムさせる。先行的にスクラムを行なう
ことにより、原子炉圧力の上昇を抑え、原子炉あ
るいは燃料の健全性確保を図つている。

しかし、何らかの原因により原子炉がスクラム
しないような事象（ATWS）を想定すると、原
子炉圧力は上昇を続け、プラントのタイプによつ
て、このようなATWS事象に対して設けた圧力
制限を越えてしまうか、制限近くに到達する可能
性がある。

このようなATWS時の圧力上昇を抑える方法
としては、原子炉圧力異常高信号または原子炉水
位異常低信号（ATWS信号）によつて再循環ポ
ンプをトリツプさせる方法がある。しかし、本方
法では、現象信号を起動信号としているため、対
応が遅くかなりの圧力上昇が避けられない。

以上は、主蒸気隔離弁全閉鎖の場合であるが、
故障又は運転員のミスにより主蒸気隔離弁の１個
あるいは２個が閉鎖するような事象を考える。従
来では、高出力時にこのような事象が発生すると
次の３つの経過のどれかにより原子炉保護系が動
作しプラントはトリツプする。

１ 同弁閉鎖による直接圧力急上昇により原子炉
出力瞬時高（APRM高スクラム）。

２ 同弁閉鎖により他の主蒸気配管の蒸気流量高
となり同主蒸気隔離弁全閉鎖（主蒸気隔離弁全
閉スクラム）。

３ 圧力調整装置の特性から同弁閉鎖により、配
管圧損が増加するため、原子炉圧力は徐々に上
昇（原子炉圧力高スクラム）。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、主蒸気隔離弁閉鎖時における
原子炉スクラム不能時において、原子炉圧力上昇
を短時間に抑制できる原子炉出力制御装置を提供
することにある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、主蒸気隔離弁閉鎖時に原子炉
をスクラムさせるための手段として、主蒸気隔離
弁の閉鎖を検出する第１主蒸気隔離弁閉鎖検出手
段、及び第１主蒸気隔離弁閉鎖検出手段からの主
蒸気隔離弁閉鎖信号を入力し原子炉をスクラムさ
せる原子炉保護手段を備え、主蒸気隔離弁閉鎖時
に何らかの原因で原子炉がスクラムしないときに
原子炉出力を減少させるための手段として、主蒸
気隔離弁の閉鎖を検出する第２主蒸気隔離弁閉鎖
検出手段と、第２主蒸気隔離弁閉鎖検出手段が主
蒸気隔離弁閉鎖信号を出力したとき、炉心に供給
する冷却材の流量を制御するポンプをトリツプさ
せる制御手段とを備えたことにある。

〔発明の実施例〕

本発明の実施例は、主蒸気隔離弁全閉鎖時にお
ける原子炉保護系によるスクラムが不能な場合の
短期圧力上昇が主蒸気隔離弁全閉鎖事象で特に厳
しいことに着目し、併せて同弁全弁閉鎖による通
常スクラム時の事象緩和、同弁１弁または２弁閉
鎖時のプラントトリツプを回避できることにも着
目して、原子炉保護系の主蒸気隔離弁閉鎖検出器
とは分離独立した主蒸気隔離弁閉鎖検出器を新た
に設け、本検出器からの検出信号をもつて炉心流
量を制御せしめるポンプをトリツプさせることに
より瞬時に原子炉出力を低下させ、原子炉圧力上
昇を抑制させるようにしたものである。

沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実
施例を第１図により説明する。本実施例は原子炉
１に設けられた再循環配管５に設置した再循環ポ
ンプ６の回転数制御により、炉心２を流れる冷却
水流量（炉心流量という）を変化させ原子炉出力
を制御している。４本の主蒸気配管３が原子炉１
に接続され、それぞれ主蒸気隔離弁４が３個ずつ
設けられている主蒸気隔離弁４には、原子炉保護
系の主蒸気隔離弁閉鎖検出器であるレベル・スイ
ツチとは分離独立した主蒸気隔離弁閉鎖検出器を
設置する。既存の検出器と分離独立させるのはス
クラム不能事象（ATWS）に係る基本的発想に
依るもので、原子炉保護系検出器故障による
ATWSに対処するためである。この観点からす
れば、本実施例に使用する検出器としては既存の
検出器と異なる原理に基づく検出器であることが
望ましいが、レベル・スイツチであつてもかまわ
ない。この場合も、共通原因故障等を避けるた
め、既存のものとは異なるタイプの検出器とすべ
きである。係る主蒸気隔離弁閉鎖検出器から発せ
られる閉鎖信号は、後述する３つの効果を得るた
めに全てOR条件で結び、再循環ポンプ６のトリ
ツプ信号とする。第１図では、主蒸気隔離弁４が
12個設置されているので、主蒸気隔離弁４の閉鎖
時に主蒸気隔離弁閉鎖検出器から出力された閉鎖
信号は、１２存在する。前述した再循環ポンプ６
のトリツプ信号は、再循環ポンプ６に連結された
いる駆動モータ７と再循環MGセツト９とに連結
されている界磁遮断器８に入力され、界磁遮断器
８を遮断することにより再循環ポンプ６をトリツ
プさせる。再循環ポンプ６がトリツプすると、ジ
エツトポンプ１１の駆動流体である再循環配管５
の開口端から噴出される冷却水量がなくなつてし
まう。したがつて、ジエツトポンプ１１を通して
炉心２に導かれる冷却材が減少し、炉心２には自
然循環による冷却材のみが供給される。このた
め、原子炉出力が著しく低下し、蒸気発生量が減
少するので、原子炉１内の圧力が低下する。原子
炉は、低出力のまま運転が継続される。沸騰水型
原子炉プラントのタイプによつて界磁遮断器８の
ない場合があるが、その場合は界磁遮断器８を新
たに設ける必要がある。本実施例は、図示されて
いないが、前述のレベル・スイツチ、主蒸気隔離
弁全弁が閉鎖したときに各レベル・スイツチから
出力された主蒸気隔離弁閉鎖信号を入力して作動
する原子炉保護系を有する。原子炉保護系の作動
により原子炉がスクラムされる。詳細に説明すれ
ば、原子炉保護系の作動により、全制御棒が炉心
内に急速挿入され、原子炉がスクラムされる。

次に本実施例の効果について説明する。本実施
例は、大きく分けて次の３つの効果をもたらす。

１ BTRにおけるATWS対策となる。

２ 主蒸気隔離弁全弁閉鎖スクラム時の原子炉圧
力上昇による事象の緩和。

３ 高出力時、主蒸気隔離弁１個または２個閉鎖
によるプラント・トリツプの回避。

以上の本実施例による効果を具体的に以下説明
する。

１ BWRにおけるATWS対策 スクラム不能事象（ATWS）が発生した場合
の制限条件は、原子炉圧力容器の健全性と格納容
器健全性からの要求により決定される。この内、
後者の格納容器健全性の方は、長期事象に関する
もので、ATWS発生後の対応する運転操作（特
に、SLCSの起動等）に大きく左右される。

ここで着目しているのは、前者の原子炉圧力容
器の健全性である。これはATWS発生後の初期
事象における圧力過渡に係わる。現在、本健全性
に関する制限条件として、事故時判断条件である
圧力容器設計圧力の1.2倍または1.15倍の値が適
用されている。プラント動特性解析にて、
ATWSを想定すると、原子炉圧力は主蒸気隔離
弁の全弁が閉になつたことに起因するATWSの
時、前述の制限条件を越えるか制限条件近くに達
することがわかつた。主蒸気隔離弁が全弁閉鎖
し、尚かつスクラムが不能となるような事象で
は、原子炉で発生する蒸気は、タービン・ライン
及びバイパス・ラインとも使用できないため最大
のヒート・シンクである復水器に達することはで
きず、全て、主蒸気配管３に設置された逃し安全
弁（図示せずず）から、サプレツシヨン・プール
（図示せず）へ放出される。原子炉の定格運転中
にこのような事象が発生すると、原子炉圧力は上
昇して炉心内のボイドがつぶれ、原子炉出力が上
昇し、発生蒸気量が増大するという悪循環により
原子炉圧力は上昇を続ける。このような場合、プ
ラント動特性解析の結果によれば、、プラント・
タイプによつては原子炉出力が、上昇を続けて制
限を越えてしまうか、あるいは制限値近くまで上
昇する可能性がある。このように、最大のヒー
ト・シンクである復水器が全く使えないという意
味でも主蒸気隔離弁の全弁閉鎖事象がATWS中
最も厳しい事象であると言え、本事象に対して対
策を行なうことはBWRに対する対策を行なつた
と言える。実際、他の起因事象に起因する
ATWSにより短期のうちに原子炉圧力が制限を
越えることは考えられない。なお、主蒸気隔離弁
全閉とは、最大のヒート・シンクである復水器が
全く使えなくなることであり、全主蒸気配管（４
本）３が封鎖されることである。すなわち、主蒸
気隔離弁全閉は、４本の主蒸気配管の各々で少な
くとも１つの主蒸気隔離弁が閉鎖されることであ
る。

このようなATWSに対応する対策としては、
原子炉圧力異常高または原子炉水位異常低のいわ
ゆるATWS信号によつて再循環ポンプをトリツ
プさせ原子炉出力を低下させる方法が考えられて
いる。しかし、この方法では現象信号を起因信号
としているので、原子炉圧力等の相当な上昇は避
けられないし、場合（あるいはプラント）によつ
ては制限を越えてしまうことも考えられる。

本実施例は、前記したように、原子炉圧力が短
時間の内に制限を越えてしまうようなATWS起
因事象は主蒸気隔離弁全弁閉鎖に基づくものしか
ないこと、そのような場合に主蒸気隔離弁閉鎖信
号で先行的に原子炉出力を低下させれば、原子炉
圧力上昇をかなり低減できることに着目したもの
である。すなわち、主蒸気隔離弁閉鎖信号で、本
来のスクラム信号とほぼ同時に再循環ポンプトリ
ツプ信号が発せられるため、スクラム不能事態に
到つたとしても再循環ポンプトリツプによるコー
ストダウン特性のまま炉心流量は即座に低下し、
ボイド増加によつて原子炉出力は低下し、発生蒸
気量の減少、再循環ポンプ吐出圧の低下と相まつ
て原子炉圧力上昇は大幅に抑制される。第２図に
前述の従来例による本事象時の炉心流量、原子炉
圧力の推移と、本実施例による推移の比較を示
す。

主蒸気隔離弁全閉事象が発生したとき、原子炉
保護系のレベル・スイツチで検出された主蒸気隔
離弁閉鎖信号は原子炉保護系に、レベル・スイツ
チとは別に設けられた主蒸気隔離弁閉鎖検出器か
ら出力されたその閉鎖信号は界磁遮断器８に、そ
れぞれ入力される。スクラム不能事象が生じない
場合は、原子炉保護系の作動により原子炉がスク
ラムされ、界磁遮断器８の遮断により再循環ポン
プ６がトリツプされる。スクラム不能事象が生じ
た場合は、界磁遮断器８の遮断により再循環ポン
プ６のトリツプが行われ、当然のことながら、原
子炉保護系による原子炉スクラムが行われない。

２ 主蒸気隔離弁全弁閉鎖スクラム時、圧力上昇
による事象の緩和 １項ではスクラム不能（ATWS）時の蒸気隔
離弁全弁閉鎖事象について説明したが、同様の理
由で、通常のスクラムを伴う過渡事象の中でも主
蒸気隔離弁全弁閉鎖事象は圧力上昇の観点から最
も厳しい事象である。スクラム信号は主蒸気隔離
弁閉検出リミツト・スイツチにより発せられる。
別の方法として、スクラム時の原子炉水位の異常
低下を抑制させる目的で、スクラム信号（スクラ
ム・パイロツト弁励磁信号）にて、再循環流量制
御系により再循環ポンプランバツクを行なう方法
がある。前記方法による原子炉水位低下抑制は、
制御棒挿入によるポイド消滅により原子炉の水位
が低下するのを再循環ポンプランバツクによる炉
心流量減少によるポイド増加効果で補償し、原子
炉水位低下を抑制するというものであり、特に主
蒸気隔離弁全閉事象のような圧力上昇事象には効
果的である。しかし、この方法でも原子炉水位は
かなり低下し、非常用高圧炉注水系起動設定水位
（L₂）近くまで低下することもある。本実施例を
適用した場合、再循環ポンプ６による炉心流量の
コースト・ダウン時定数が小さいこと、再循環配
管５内の流量が、０まで減少すること及び主蒸気
隔離弁閉鎖信号で再循環ポンプトリツプを即行な
う等により、原子炉水位低下抑制効果はより大き
くなり、事象時の圧力上昇に対しても抑制効果を
与える。

３ 高出力時、主蒸気隔離弁１個または２個閉鎖
によるプラント・トリツプの回避 原子炉定格運転中、故障または運転員の誤操作
により、主蒸気隔離弁が１弁あるいは２弁が閉鎖
する事象を想定すると以下の３つの経過の何れか
によりプラントはトリツプする。

１ 主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力が急上昇
し、原子炉圧力が瞬時高となりAPRM高スク
ラムに到る。

２ 主蒸気隔離弁閉鎖により、その主蒸気配管が
不通となり、他の主蒸気配管の流量増となり蒸
気流量高信号が発生し、同弁全弁閉鎖、スクラ
ムに到る。

３ 主蒸気圧力一定制御という圧力調整装置の特
性から主蒸気隔離弁閉鎖による見かけ上の配管
圧損増加により、原子炉圧力は徐々に上昇し、
原子炉圧力高スクラムに到る。

以上のような場合においても、主蒸気隔離弁閉
鎖信号によつて、先行的に原子炉出力を低下させ
れば上記３つの過程は何れも回避でき、プラン
ト・トリツプを避けることができる。

第１図に示した本発明の実施例では、前述した
３つの効果を期待するため主蒸気隔離弁閉鎖信号
をOR論理で結び、再循環ポンプトリツプ信号と
しているが、ここの論理を現原子炉保護系の論理
と同じとすることもできる。但し、この場合は前
述した効果の内、３番目の効果は期待できなくな
る。

第１図の実施例と従来例である原子炉圧力異常
高信号による再循環ポンプトリツプとを組み合わ
せることもできる。こうすることによつて、
ATWSを想定した場合、主蒸気隔離弁全閉起因
のように特に圧力上昇の厳しい事象に対しては、
第１図の実施例の機能により主蒸気隔離弁閉鎖信
号で先行的に出力低減を行ない圧力事象を緩和
し、それ以外の起因によるATWSでも圧力異常
上昇による出力低減により一層圧力事象を緩和す
ることが可能となる。

本実施例の最大の狙いである上記効果のうち１
項の沸騰水型原子力発電プラント（BWR）の
ATWS対策としての意義についてもう一度説明
する。

前にも説明したようにスクラム不能異常事象
（ATWS）は、原子力発電プラント共通の問題で
あるが、ここでは沸騰水型原子力発電プラント
（BWR）を対象としている。ATWS発生を仮定
した場合の安全性からの制限条件が仮定されてい
るが、事象初期に対応する必要があること、時間
的余裕がほとんどないことから対応操作が直ちに
期待できないとい点で原子炉圧力容器制限条件を
守るための対策として実施例がなされた。

前記圧力制限値は、ATWS事象に対して等し
く守らなければならないが、圧力事象に関しては
主蒸気隔離弁全弁閉鎖起因ATWS時のみ制限を
越える可能性があること、そして主事象に対して
対策を行なうことはBWRに対する対策（圧力上
昇問題に対しては）を行なつたことになる。

特に、本実施例の場合は、圧力事象的に厳しい
ATWSとなり得る主蒸気隔離弁全弁閉鎖事象に
対して先行的に原子炉出力を低減させ、圧力上昇
を抑制することによつて、仮に現象信号による出
力低減を行なつても制限を守れないようなプラン
トがあつたとしても十分対処できるものである。

〔発明の効果〕

本発明によれば、主蒸気隔離弁閉鎖時における
原子炉スクラム不能時において、原子炉出力を急
激に低出力まで減少させることができ、主蒸気隔
離弁閉鎖による原子炉圧力上昇を短時間に抑制で
きる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施例を説明する概略図、第
２図は主蒸気隔離弁全弁閉鎖起因ATWS時の従
来例と本発明を適用した場合の現象を比較した説
明図である。 １…原子炉、２…炉心、３…主蒸気配管、４…
主蒸気隔離弁、６…再循環ポンプ、８…界磁遮断
器。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉に連絡された主蒸気配管に設けられた
   主蒸気隔離弁の閉鎖を検出する第１主蒸気隔離弁
   閉鎖検出手段と、前記第１主蒸気隔離弁閉鎖検出
   手段からの主蒸気隔離弁閉鎖信号を入力し原子炉
   をスクラムさせる原子炉保護手段と、前記原子炉
   内の炉心に供給する冷却材の流量を制御するポン
   プと、前記主蒸気隔離弁の閉鎖を検出する第２主
   蒸気隔離弁閉鎖検出手段と、前記第２主蒸気隔離
   弁閉鎖検出手段が主蒸気隔離弁閉鎖信号を出力し
   たとき前記ポンプをトリツプさせる制御手段とを
   備えたことを特徴とする原子炉出力制御置。