JPH063479A - 原子炉出力制御装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】高圧注水系注入配管より圧力抑制室プールへの
再循環系と流量制御装置を設けて、スクラム不能過渡事
象時に高圧注水系より予め設定された原子炉水位に相当
する高圧注水流量を注入して原子炉水位の確保と、原子
炉出力を自動的で安全に制御する原子炉出力制御装置を
提供する。 【構成】給水配管３に接続された高圧注水系注入配管15
とこの高圧注水系注入配管15より分岐して圧力制御室プ
ール７に連通した流量調整手段20を備えた高圧注水再循
環系を設けると共に、スクラム不能過渡事象判定部24と
高圧注水系必要注入流量算出部25および制御信号算出部
26からなる出力制御装置23により前記流量調整手段20を
制御して原子炉のスクラム不能過渡事象時における原子
炉への給水流量を制御することを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉における
スクラム不能過渡事象時の原子炉出力制御に係り、特に
スクラム不能過渡事象時の原子炉へ高圧注水系よりの注
水により自動的に原子炉の水位および出力を制御する原
子炉出力制御装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】一般に沸騰水型原子炉においては、図３
の原子炉高圧注水系の構成図に示すように、原子炉格納
容器１の内部には原子炉を収納した原子炉圧力容器２が
設置され、この原子炉圧力容器２には外部より原子炉格
納容器１を貫通して給水を導く図示しない給水ポンプを
介挿した給水配管３と、内部で発生した高温高圧蒸気を
外部に引出す主蒸気管４が接続されていて、この主蒸気
管４には主蒸気逃し安全弁５および主蒸気隔離弁６が設
けられている。

【０００３】原子炉格納容器１の下部には原子炉格納容
器１と連通されていて、蒸気を凝縮して原子炉格納容器
１内の圧力上昇を防止するためのプール水を貯溜した圧
力抑制室プール７が設置されている。なお、この圧力抑
制室プール７には前記主蒸気逃し安全弁５から排気管８
が接続されている。

【０００４】また圧力抑制室プール７は復水貯蔵タンク
９と高圧注水系水源切替弁10，11を介挿したプール側高
圧注水系吸込配管12およびタンク側高圧注水系吸込配管
13で接続されている。

【０００５】さらに、前記プール側高圧注水系吸込配管
12と前記給水配管３との間には、高圧注水系ポンプ14を
介挿した高圧注水系注入配管15が接続されており、原子
炉圧力容器２と連通して高圧注水系が形成されている。
通常の運転状態より給水流量が喪失して原子炉水位が低
下すると、原子炉水位が原子炉水位低（設定値Ｌ３）の
状態で原子炉をスクラムさせる。

【０００６】これにより原子炉圧力容器２から主蒸気管
４を通って流出する蒸気流量が抑制されて原子炉水位の
低下は緩慢になる。しかしながら、原子炉はスクラムし
ても崩壊熱が発生しているため、通常定格蒸気流量に対
して約５％の蒸気発生は継続される。従って、この蒸気
発生量に対応する給水流量が確保できなければ、流入量
と流出量のミスマッチにより、原子炉水位は更に低下
し、ついには原子炉水位低々（Ｌ２）に到達する。

【０００７】原子炉水位が原子炉水位低々（Ｌ２）に到
達すると主蒸気隔離弁６が閉止すると共に、安全保護装
置である原子炉隔離時冷却系（Reactor Core Isolation
Cooling System RCIC）や高圧非常用炉心冷却系（高圧
Emergency Core Cooling System ECCS）が自動起動し
て、原子炉水位がこれ以下に低下することを防止する。

【０００８】一方、前記主蒸気隔離弁６が閉止されるた
め、原子炉圧力容器２内は崩壊熱によって発生した蒸気
により圧力は上昇し、主蒸気管４に設けられた主蒸気逃
し安全弁５の設定圧に達すると主蒸気隔離弁逃し安全弁
５は開放し、発生蒸気の一部が主蒸気逃し安全弁５の排
気管８を通って前記圧力抑制室プール７へ放出されて原
子炉圧力の上昇は抑制される。このようにして、原子炉
水位および原子炉圧力は、安全に制御されるようになっ
ている。しかしながら、現実に発生する確率は非常に低
いと考えられているが、原子炉スクラムに失敗した場合
を想定すると以下の状態のようになる。

【０００９】通常の運転状態より給水流量が喪失した場
合には、原子炉水位は低下し、原子炉水位低（Ｌ３）に
より原子炉スクラム信号が発せられるが、何らかの原因
で全制御棒挿入に失敗すると仮定する。

【００１０】これにより、原子炉水位は更に低下して原
子炉水位低々（Ｌ２）に到達し、主蒸気隔離弁７が閉止
する。また図示しない原子炉隔離時冷却系や高圧非常用
炉心冷却系の自動起動信号が発生するため、原子炉に注
水が開始されて原子炉水位は確保されるが、そのために
炉心流量が保たれて原子炉出力の抑制が不十分となり、
発生した蒸気により圧力抑制室プール７への熱負荷が大
きくなる。

【００１１】これは原子炉格納容器１の健全性を確保す
るという観点からは不十分であり、従って、このような
事態に至るのを避けるために従来から以下のような手段
が考えられていた。

【００１２】スクラム不能過渡事象（Anticipated Tran
sient Without Scram ATWS）初期の原子炉出力を低下さ
せて、発生蒸気量を少しでも抑制するためにスクラム不
能過渡事象時には図示しない原子炉再循環ポンプをトリ
ップし、炉心流量を減少させて原子炉出力を抑える。

【００１３】また図示しない給水ポンプをランバック
し、原子炉水位を低下させて自然循環力を低下させ、炉
心流量を絞って原子炉出力を抑制させるようにし、スク
ラム不能過渡事象初期原子炉出力を抑えるようにしてい
る。

【００１４】なお、それ以降は運転員が原子炉への注水
流量を制御して原子炉水位を低く保ち、自然循環流量を
抑え、炉心入口流量を抑制して原子炉出力を低く維持す
ることで圧力抑制室プール７への熱負荷を最小限にする
ようにしていた。

【００１５】

【発明が解決しようとする課題】従来のスクラム不能過
渡事象時に原子炉出力を抑制する方法では、原子炉再循
環ポンプトリップ、給水ポンプランバック、注水流量の
制御と、全て運転員の手動操作に頼っている。

【００１６】しかも沸騰水型原子炉（ＢＷＲ／４）の場
合は、原子炉水位が確保されている場合でも、もともと
高圧注水系（High Pressure Coolant Injection System
HPCI ）は冷却材喪失事故（Lost of Coolant Accident
LOCA ）を想定して設計されているため、スクラム不能
過渡事象時の注水流量としては大き過ぎることから、注
水流量を大幅に絞り込まなければ原子炉水位を低く保つ
ことが困難で、そのために炉心における自然循環力が増
して炉心流量の制御ができずに原子炉出力を十分低く維
持できない。

【００１７】従って、運転員による水位低下維持操作に
頼らなければ原子炉出力を十分に抑制できないため、主
蒸気逃し弁５が間欠的に開閉し、圧力抑制室プール７へ
の放出蒸気量が増加して原子炉格納容器１の健全性維持
に支障を及ぼすという課題があった。

【００１８】本発明の目的とするところは、高圧注水系
注入配管より圧力抑制室プールへの高圧注水再循環系お
よび流量制御装置を設けて、スクラム不能過渡事象時に
高圧注水系より予め設定された原子炉水位に相当する高
圧注水流量を注入して自動的に適切な原子炉水位を確保
すると共に、復水貯蔵タンク水を圧力抑制室プールへ導
いて原子炉出力の安全制御と原子炉格納容器の健全性を
確保できる原子炉出力制御装置を提供することにある。

【００１９】

【課題を解決するための手段】沸騰水型原子炉の給水配
管に接続された高圧注水系注入配管とこの高圧注水系注
入配管より分岐して圧力制御室プールに連通した流量調
整手段を備えた高圧注水再循環系を設けると共に、スク
ラム不能過渡事象判定部と高圧注水系必要注入流量算出
部および制御信号算出部からなる出力制御装置により前
記流量調整手段を制御して原子炉のスクラム不能過渡事
象時における原子炉への給水流量を制御することを特徴
とする。

【００２０】

【作用】原子炉のスクラム不能過渡事象時に出力制御装
置において、原子炉出力信号とスクラム作動要求信号か
らスクラム不能過渡事象の判定を行い、スクラム不能過
渡事象とされた場合に予め設定されたスクラム不能過渡
事象時の目標原子炉水位から、注入流量を算出すると共
に、復水貯蔵タンク水あるいは圧力制御室プール水を高
圧注水系注入配管および給水配管を経由して原子炉に注
入する。

【００２１】またこの流量は前記出力制御装置により制
御される流量調整手段である流量調整弁の開度調整によ
り、再循環流量を調節して自動的に制御する。これによ
り原子炉水位の確保と、原子炉出力の抑制ができ、また
エンタルピーの低い復水貯蔵タンク水を高圧注水再循環
系を通して圧力抑制室プールへ導くことで、圧力抑制室
プール水の水温上昇を直接抑制して原子炉圧力容器およ
び原子炉格納容器の健全性が確保される。

【００２２】

【実施例】本発明の一実施例について図面を参照して説
明する。なお上記した従来技術と同じ構成部分について
は同一符号を付して詳細な説明を省略する。

【００２３】図１の原子炉高圧注水系等の概略構成図に
示すように、原子炉格納容器１の内部には原子炉を収納
した原子炉圧力容器２が設置され、外部より原子炉格納
容器１を貫通して給水を導く図示しない給水ポンプを介
挿した給水配管３が接続されている。

【００２４】さらに、原子炉圧力容器２内部で発生した
高温高圧蒸気を外部に引出す主蒸気管４が接続されてい
て、この主蒸気管４には主蒸気逃し安全弁５および主蒸
気隔離弁６が設けられている。

【００２５】また原子炉格納容器１の下部には原子炉格
納容器１と連通されていて、蒸気を凝縮して原子炉格納
容器１内等の圧力上昇を防止するためのプール水を貯溜
した圧力抑制室プール７が設置されている。なお、この
圧力抑制室プール７には前記主蒸気逃し安全弁５からの
排気管８が接続されている。

【００２６】圧力抑制室プール７は復水貯蔵タンク９
と、高圧注水系水源切替弁10，11を介挿したプール側高
圧注水系吸込配管12およびタンク側高圧注水系吸込配管
13で接続されている。

【００２７】前記プール側高圧注水系吸込配管12と前記
給水配管３との間には、高圧注水系ポンプ14を介挿した
高圧注水系注入配管15が接続されて高圧注水系が形成さ
れていて原子炉圧力容器２と連通しており、さらに、こ
の高圧注水系注入配管15から分岐して前記圧力抑制室プ
ール７に高圧注水再循環系を形成する流量調整手段であ
る流量調整弁20を介挿した再循環配管21が連通されてい
る。この流量調整弁20には弁開度制御部22が連結してい
て、さらに、弁開度制御部22に弁開度信号を発する出力
制御装置23が接続されて構成している。

【００２８】またスクラム不能過渡事象時には、圧力抑
制室プール７のプール水温の上昇を抑制することから、
原子炉出力を低下させる目的で原子炉水位を下降させる
ため、図示しない給水ポンプをトリップさせる。しかし
ながら、この時の炉心冠水を確保するために高圧注水系
を用いて原子炉へ注水を行う。

【００２９】この高圧注水系は、高圧注水系ポンプ14を
運転して注水するが、水源としては通常はエンタルピー
の小さな復水貯蔵タンク９の復水を用い、タンク側高圧
注水系吸込配管13、高圧注水系注入配管15および給水配
管３を経由して原子炉圧力容器２内の炉心へ注入する。

【００３０】しかし、圧力抑制室プール７の水位が高く
なった場合や復水貯蔵タンク９の水位が低下した場合に
は、高圧注水系水源切替弁10を開き、高圧注水系水源切
替弁11を閉じることによって水源を圧力抑制室プール７
に切替えられる。

【００３１】図２のブロック構成図は弁開度制御部22に
流量調整弁20の弁開度信号を発する出力制御装置23の構
成と機能を示し、この出力制御装置23はスクラム不能過
渡事象判定部24と高圧注水系必要流量算出部25、および
制御信号算出部である制御弁開度算出部26より構成され
ている。スクラム不能過渡事象判定部24は、原子炉出力
信号Ｓ1 とスクラム作動要求信号Ｓ2 を入力して、スク
ラム不能過渡事象（ATWS）が生じたことを判定する。

【００３２】また高圧注水系必要流量算出部25は、スク
ラム不能過渡事象判定部24からのスクラム不能過渡事象
信号Ｓ3 と、原子炉隔離時冷却系流量信号Ｓ4 、および
予め定められたスクラム不能過渡事象時目標原子炉水位
信号Ｓ5 を入力して、スクラム不能事象過渡事象時にお
ける高圧注水系必要流量を計算して高圧注水系必要注入
流量信号Ｓ6 を算出し、弁開度算出部26へ出力する。

【００３３】なお、ここで行う高圧注水系必要注入流量
の算出方法は、高圧注水系必要流量算出部25には、予め
求められた原子炉水位対原子炉出力（発生蒸気流量）が
内蔵されており、スクラム不能過渡事象時目標原子炉水
位を入力することによって原子炉出力（発生蒸気流量）
を求め、更に、ここで求められた発生蒸気流量から図示
しない原子炉隔離時冷却系から原子炉に入力される流量
を差引いて高圧注水系必要流量を算出するものである。

【００３４】弁開度算出部26では、高圧注水系必要注入
流量信号Ｓ6 を受けて原子炉内に必要流量を注入ため、
高圧注水系注水配管15から圧力抑制室プール７へ分配す
る流量を制御する再循環配管21に設けた流量調整弁20の
弁開度信号Ｓ7 を弁開度制御部22へ出力する。これによ
りスクラム不能過渡事象時において高圧注水系により原
子炉への注水流量を自動的に制御し、原子炉水位および
原子炉出力の制御が自動的に行える。

【００３５】なお、流量調整手段が前記流量調整弁20で
ない他の流量調整装置の場合には、弁開度算出部26であ
る制御信号算出部は被流量調整装置をに対する制御信号
の発生器とすることにより上記一実施例と同様の作用が
得られる。次に、上記構成による作用について説明す
る。

【００３６】原子炉が定格出力運転時に何らかの原因に
より全給水流量喪失が生じると、原子炉水位は低下し、
原子炉水位低（Ｌ３）でスクラム要求信号Ｓ2 が発せら
れる。この状態において、さらに全制御棒挿入が失敗す
るという事象が重なったことを想定すると、この時に出
力制御装置23のスクラム不能過渡事象判定部24において
は、例えば平均出力モニタ信号から得た炉心崩壊熱によ
る原子炉出力が３％以上の場合の原子炉出力信号Ｓ1
と、原子炉水位低の原子炉スクラム要求信号Ｓ2を入力
し、スクラム不能過渡事象と判定してスクラム不能過渡
事象信号Ｓ3 を出力する。

【００３７】これを受けて各プラント毎に定められてい
るスクラム不能過渡事象時の操作手順に沿って、図示し
ない再循環ポンプと給水ポンプのトリップが作動してい
るものとする。

【００３８】スクラム不能過渡事象時における前記スク
ラム不能過渡事象信号Ｓ3 を受けて高圧注水系必要注水
流量算出部25は、原子炉隔離時冷却系流量信号Ｓ4 とス
クラム不能過渡事象初期目標水位信号Ｓ5 （例えば原子
炉水位Ｌ１＋１ｍ）を入力として高圧注水系必要注入流
量信号Ｓ6 を出力する。

【００３９】弁開度算出部26では、高圧注水系必要注入
流量信号Ｓ6 を受けて圧力抑制室プール７へ再循環する
流量を算出し、流量調整弁20の弁開度を算出して弁開度
信号Ｓ7 を弁開度制御部22へ出力する。弁開度制御部22
では、この弁開度信号Ｓ7 を受けて流量調整弁20の弁開
度を制御する。

【００４０】これにより、復水貯蔵タンク９を水源とし
て高圧注水系ポンプ14により所定の必要流量が給水配管
３を通じて原子炉内に注入される。一方、高圧注水系注
入配管15から分岐した再循環配管21を通じて流量調整弁
20により制御された再循環流量が圧力抑制室プール７に
放出される。

【００４１】以上のようにすれば、冷却水を所定の原子
炉水位になるように原子炉に注入でき、更にエンタルピ
ーの小さな復水貯蔵タンク水を一定の割合で圧力抑制室
プール７に導入することができるので、圧力抑制室プー
ル７における直接的な熱負荷の軽減にも寄与する。

【００４２】従って、原子炉における全給水流量喪失と
全制御棒挿入失敗の重複したスクラム不能過渡事象時に
おいても、既存の原子炉設備の改造により原子炉水位お
よび原子炉出力を自動制御し、かつ原子炉圧力容器や原
子炉格納容器の健全性を十分確保することができる。な
お、本発明に係る実施態様項としては下記のものがあ
る。 (1) 出力制御装置に入力する原子炉の出力信号は、平均
出力モニタからの信号であることを特徴とする原子炉出
力制御装置。

【００４３】(2) 高圧注水系による原子炉への注入流量
は、高圧注水系注入配管から分岐した高圧注水再循環系
に流れる流量を流量調整弁で調整して制御することを特
徴とする原子炉出力制御装置。 (3) 高圧注水再循環系は、圧力制御室プールに導かれる
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。

【００４４】

【発明の効果】以上本発明によれば、スクラム不能過渡
事象に際し、原子炉水位および原子炉出力を自動制御
し、原子炉出力を適切に抑制して原子炉圧力容器と原子
炉格納容器の健全性が確保できる。また復水貯蔵タンク
水の一部を圧力制御室プールに注入することにより圧力
抑制室プールの直接的な熱負荷の軽減に寄与することか
ら原子力発電所の安全性と信頼性が向上する効果があ
り、更に運転員に要求されていた水位低下維持操作が無
くなり、圧力抑制室プール水温を安全に制御できること
から運転員の負担が軽減される効果もある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る一実施例の原子炉高圧注水系等の
概略構成図。

【図２】本発明に係る一実施例の出力制御装置のブロッ
ク構成図。

【図３】従来の原子炉出力制御装置の概略構成図。

【符号の説明】

１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…給水配
管、４…主蒸気管、５…主蒸気逃し安全弁、６…主蒸気
隔離弁、７…圧力抑制室プール、８…排気管、９…復水
貯蔵タンク、10，11…高圧注水系水源切替弁、12…プー
ル側高圧注水系吸込配管、13…タンク側高圧注水系吸込
配管、14…高圧注水系ポンプ、15…高圧注水系注入配
管、20…流量調整弁、21…再循環配管、22…弁開度制御
部、23…出力制御装置、24…スクラム不能過渡事象判定
部、25…高圧注水系必要注水流量算出部、26…弁開度算
出部、Ｓ1 …原子炉出力信号、Ｓ2 …スクラム作動要求
信号、Ｓ3 …スクラム不能過渡事象信号、Ｓ4 …原子炉
隔離時冷却系流量信号、Ｓ5…スクラム不能過渡事象時
目標原子炉水位信号、Ｓ6 …高圧注水系必要注入流量信
号、Ｓ7 …弁開度信号。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 沸騰水型原子炉の給水配管に接続された
   高圧注水系注入配管とこの高圧注水系注入配管より分岐
   して圧力制御室プールに連通した流量調整手段を備えた
   高圧注水再循環系を設けると共に、スクラム不能過渡事
   象判定部と高圧注水系必要注入流量算出部および制御信
   号算出部からなる出力制御装置により前記流量調整手段
   を制御して原子炉のスクラム不能過渡事象時における原
   子炉への給水流量を制御することを特徴とする原子炉出
   力制御装置。