JPH0641989B2 - 自動減圧系の制御装置 - Google Patents
自動減圧系の制御装置Info
- Publication number
- JPH0641989B2 JPH0641989B2 JP60103745A JP10374585A JPH0641989B2 JP H0641989 B2 JPH0641989 B2 JP H0641989B2 JP 60103745 A JP60103745 A JP 60103745A JP 10374585 A JP10374585 A JP 10374585A JP H0641989 B2 JPH0641989 B2 JP H0641989B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure
- spray system
- core spray
- 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.)
- Expired - Lifetime
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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
-
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、逃がし安全弁の自動減圧系に係り、特に全給
水喪失時、又は格納容器外側配管破断時に、高圧炉心ス
プレイ系が不作動、或いは作動しても注水が不可能とい
った多重の故障を想定した場合でも、速かに原子炉を減
圧し、低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を可能にする
前記自動減圧系のロジックに係わるものである。
水喪失時、又は格納容器外側配管破断時に、高圧炉心ス
プレイ系が不作動、或いは作動しても注水が不可能とい
った多重の故障を想定した場合でも、速かに原子炉を減
圧し、低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を可能にする
前記自動減圧系のロジックに係わるものである。
従来の逃がし安全弁１は第２図に示すように、原子炉２
に接続する主蒸気管３のドライウエル４内側に設置して
いる。原子炉２の圧力が過度に上昇する場合には、原子
炉２の蒸気を排気管５を介してサプレツシヨンプール６
水面下に導き凝縮して原子炉２の圧力上昇を防止するこ
とになつている。
に接続する主蒸気管３のドライウエル４内側に設置して
いる。原子炉２の圧力が過度に上昇する場合には、原子
炉２の蒸気を排気管５を介してサプレツシヨンプール６
水面下に導き凝縮して原子炉２の圧力上昇を防止するこ
とになつている。
この逃がし安全弁１は、バネ式の安全弁に、外部から強
制的に開閉を行うシリンダー７を取付けたもので、蒸気
圧力がスプリングの設定圧力に到達すると自動的に開放
する他、外部信号によつて弁８を開放し、シリンダー７
のピストンにタンク９のＮ２ガスを供給して逃がし安全
弁１を強制的に開放することができる。
制的に開閉を行うシリンダー７を取付けたもので、蒸気
圧力がスプリングの設定圧力に到達すると自動的に開放
する他、外部信号によつて弁８を開放し、シリンダー７
のピストンにタンク９のＮ２ガスを供給して逃がし安全
弁１を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、及
び自動減圧機能（以下ＡＤＳという）を有している。こ
のＡＤＳは、第２図に示すように、原子炉２に連通する
水位計１０に接続した検出器１１での原子炉水位低信号
と、ドライウエル４に連通する圧力計１２に接続した検
出器１３でのドライウエル圧力高信号と、低圧炉心スプ
レイ系１４と原子炉２を連結する配管に連通する圧力計
１５に接続した検出器１６での高圧炉心スプレイ系吐出
圧高信号との３つの信号が同時に成立した場合、１２０
秒の時間遅れの後、弁８を開放し、シリンダー７のピス
トンにタンク９のＮ２ガスを供給して逃がし安全弁１を
強制的に開放することができる。
び自動減圧機能（以下ＡＤＳという）を有している。こ
のＡＤＳは、第２図に示すように、原子炉２に連通する
水位計１０に接続した検出器１１での原子炉水位低信号
と、ドライウエル４に連通する圧力計１２に接続した検
出器１３でのドライウエル圧力高信号と、低圧炉心スプ
レイ系１４と原子炉２を連結する配管に連通する圧力計
１５に接続した検出器１６での高圧炉心スプレイ系吐出
圧高信号との３つの信号が同時に成立した場合、１２０
秒の時間遅れの後、弁８を開放し、シリンダー７のピス
トンにタンク９のＮ２ガスを供給して逃がし安全弁１を
強制的に開放することができる。
しかし、従来のＡＤＳには、ＴＭＩ事故といつた多重の
故障を想定した場合には、ロジックに関して、以下に示
すような問題が発生する可能性がある。
故障を想定した場合には、ロジックに関して、以下に示
すような問題が発生する可能性がある。
（１） 全給水喪失時で、高圧炉心スプレイ系１７が不
作動の場合 全給水喪失時、原子炉２の水位が低下した場合には、高
圧炉心スプレイ系１７が自動起動し、水位を回復でき
る。
作動の場合 全給水喪失時、原子炉２の水位が低下した場合には、高
圧炉心スプレイ系１７が自動起動し、水位を回復でき
る。
しかしながら、この高圧炉心スプレイ系１７の不作動と
いつた多重の故障を想定すると、底圧炉心スプレイ系１
４で注水する必要がであるが、原子炉２の圧力が高い場
合には、注水できない。この場合、ＡＤＳで減圧する必
要があるが、ドライウエル４の圧力が上昇しないので、
従来のロジックでは、自動起動しない。
いつた多重の故障を想定すると、底圧炉心スプレイ系１
４で注水する必要がであるが、原子炉２の圧力が高い場
合には、注水できない。この場合、ＡＤＳで減圧する必
要があるが、ドライウエル４の圧力が上昇しないので、
従来のロジックでは、自動起動しない。
この為、運転員の遠隔手動操作により、逃がし安全弁１
を開放し、低圧炉心スプレイ系１４による注水を促進す
る必要がある。
を開放し、低圧炉心スプレイ系１４による注水を促進す
る必要がある。
（２） 格納容器外側配管破断時で、高圧炉心スプレイ
系１７が不作動の場合 格納容器外側配管破断時、原子炉２の水位が低下した場
合には、高圧炉心スプレイ系１７が自動起動し、水位を
回復できる。
系１７が不作動の場合 格納容器外側配管破断時、原子炉２の水位が低下した場
合には、高圧炉心スプレイ系１７が自動起動し、水位を
回復できる。
しかしながら、この高圧炉心スプレイ系１７の不作動と
いつた多重の故障を想定すると、低圧炉心スプレイ系１
４で注水する必要があるが、原子炉２の圧力が高い場合
には、注水ができない。この場合、ＡＤＳで減圧する必
要があるが、ドライウエル４の圧力が上昇しないので、
従来のロジックでは、自動起動しない。
いつた多重の故障を想定すると、低圧炉心スプレイ系１
４で注水する必要があるが、原子炉２の圧力が高い場合
には、注水ができない。この場合、ＡＤＳで減圧する必
要があるが、ドライウエル４の圧力が上昇しないので、
従来のロジックでは、自動起動しない。
この為、運転員の遠隔手動操作により、逃がし安全弁１
を開放し、低圧炉心スプレイ系１４による注水を促進す
る必要がある。
を開放し、低圧炉心スプレイ系１４による注水を促進す
る必要がある。
しかしながら、上記の（１）及び（２）の事象が高圧炉
心スプレイ系１７の不作動が加味された多重の故障を想
定したものであるので、運転員がそれらの事象に対処す
るまでに時間を要する恐れがある。
心スプレイ系１７の不作動が加味された多重の故障を想
定したものであるので、運転員がそれらの事象に対処す
るまでに時間を要する恐れがある。
本発明は、高圧炉心スプレイ系の不作動の事象が更に加
味された場合であっても、低圧炉心スプレイ系による原
子炉の冷却を速やかに行うことができる自動減圧系の制
御装置を提供することにある。
味された場合であっても、低圧炉心スプレイ系による原
子炉の冷却を速やかに行うことができる自動減圧系の制
御装置を提供することにある。
本発明の特徴は、第１圧力計で測定された低圧炉心スプ
レイ系のポンプ吐出圧力が第１設定値よりも高くかつ水
位計で測定された原子炉水位が第２設定値よりも低いと
きに、または第２圧力計で測定されたドライウエル圧力
が第３設定値よりも高いときに異常信号を出力する手段
と、前記異常信号を入力する１２０秒の遅れ時間が設定
された信号遅延手段と、前記信号遅延手段から出力され
た前記異常信号に基づいて前記安全弁を開する制御手段
とを備えたことにある。
レイ系のポンプ吐出圧力が第１設定値よりも高くかつ水
位計で測定された原子炉水位が第２設定値よりも低いと
きに、または第２圧力計で測定されたドライウエル圧力
が第３設定値よりも高いときに異常信号を出力する手段
と、前記異常信号を入力する１２０秒の遅れ時間が設定
された信号遅延手段と、前記信号遅延手段から出力され
た前記異常信号に基づいて前記安全弁を開する制御手段
とを備えたことにある。
本発明の好適な一実施例を第１図に基づいて以下に説明
する。
する。
本実施例が適用される沸騰水型原子炉の構造の概要をま
ず説明する。ドライウエル４内に設置された原子炉２に
接続される主蒸気管３が、タービン（図示せず）に連絡
される。ドライウエル４の下部には、サプレッションプ
ール６が設けられる。このサプレッションプール６に
は、冷却水が充填される。一端がサプレッションプール
６内に挿入された排気管５は、逃がし安全弁１を介して
主蒸気管３に接続される。逃し安全弁１は、前述したよ
うに、シリンダー７を有し、シリンダー７内への窒素ガ
スの供給により強制的に開閉される。シリンダー７内へ
の窒素ガスの供給は、弁８を開放することにより、タン
ク９から行われる。
ず説明する。ドライウエル４内に設置された原子炉２に
接続される主蒸気管３が、タービン（図示せず）に連絡
される。ドライウエル４の下部には、サプレッションプ
ール６が設けられる。このサプレッションプール６に
は、冷却水が充填される。一端がサプレッションプール
６内に挿入された排気管５は、逃がし安全弁１を介して
主蒸気管３に接続される。逃し安全弁１は、前述したよ
うに、シリンダー７を有し、シリンダー７内への窒素ガ
スの供給により強制的に開閉される。シリンダー７内へ
の窒素ガスの供給は、弁８を開放することにより、タン
ク９から行われる。
事故時に原子炉２内に冷却水を供給する非常用炉心冷却
系として、高圧炉心スプレイ系２１及び低圧炉心スプレ
イ系２２を有する。高圧炉心スプレイ系２１は、ポンプ
１７の駆動により、サプレッションプール６等の冷却水
を原子炉２内に注入する。低圧炉心スプレイ系２２も、
ポンプ１４の駆動により、サプレッションプール６内の
冷却水を原子炉２内に注入する。
系として、高圧炉心スプレイ系２１及び低圧炉心スプレ
イ系２２を有する。高圧炉心スプレイ系２１は、ポンプ
１７の駆動により、サプレッションプール６等の冷却水
を原子炉２内に注入する。低圧炉心スプレイ系２２も、
ポンプ１４の駆動により、サプレッションプール６内の
冷却水を原子炉２内に注入する。
異常信号発生装置１８は、検出器１１の出力を入力す
る。この異常信号発生装置１８は、原子炉水位低信号及
び低圧炉心スプレイ系吐出圧高信号が入力されたとき
に、またはドライウエル圧力高信号が入力されたとき
に、異常信号を出力する。この異常信号は、通常閉じて
いるリセット手段２３を介して、１２０秒の遅れ時間が
設定された遅延回路１９に入力される。１２０秒の時間
遅れをもって遅延回路１９より出力された異常信号は、
制御装置２０に入力される。制御装置２０は、異常信号
を入力したときに弁８を開する。これによって、逃がし
安全弁１が開かれて原子炉２内の蒸気が排気管５を介し
てサプレッションプール６内に放出され、凝縮されるの
で、原子炉圧力が低下し、低圧炉心スプレイ系２２によ
る原子炉２内への冷却水の注入に要する時間を短縮でき
る。
る。この異常信号発生装置１８は、原子炉水位低信号及
び低圧炉心スプレイ系吐出圧高信号が入力されたとき
に、またはドライウエル圧力高信号が入力されたとき
に、異常信号を出力する。この異常信号は、通常閉じて
いるリセット手段２３を介して、１２０秒の遅れ時間が
設定された遅延回路１９に入力される。１２０秒の時間
遅れをもって遅延回路１９より出力された異常信号は、
制御装置２０に入力される。制御装置２０は、異常信号
を入力したときに弁８を開する。これによって、逃がし
安全弁１が開かれて原子炉２内の蒸気が排気管５を介し
てサプレッションプール６内に放出され、凝縮されるの
で、原子炉圧力が低下し、低圧炉心スプレイ系２２によ
る原子炉２内への冷却水の注入に要する時間を短縮でき
る。
従って、なんらかの事故が生じ、非常用炉心冷却系を作
動させる必要が生じた場合であって高圧炉心スプレイ系
２１が作動しない場合でも、低圧炉心スプレイ系２２を
用いて原子炉２を速やかに冷却することができる。
動させる必要が生じた場合であって高圧炉心スプレイ系
２１が作動しない場合でも、低圧炉心スプレイ系２２を
用いて原子炉２を速やかに冷却することができる。
ＡＤＳが作動し低圧炉心スプレイ系２２が作動した後、
リセット手段２３を操作して異常信号の遅延回路１９へ
の入力を阻止する。これによって、制御装置２０が、弁
８を閉するので、逃がし安全弁１も聞閉じる。このと
き、原子炉２内の圧力は低圧炉心スプレイ系２２による
原子炉２内への冷却水の注入を妨げない程度に低下して
いるので、低圧炉心スプレイ系２２により原子炉２の冷
却が可能である。
リセット手段２３を操作して異常信号の遅延回路１９へ
の入力を阻止する。これによって、制御装置２０が、弁
８を閉するので、逃がし安全弁１も聞閉じる。このと
き、原子炉２内の圧力は低圧炉心スプレイ系２２による
原子炉２内への冷却水の注入を妨げない程度に低下して
いるので、低圧炉心スプレイ系２２により原子炉２の冷
却が可能である。
上記のような多重故障において、自動的に対処できるの
で、運転員への負担を軽減できる。
で、運転員への負担を軽減できる。
本実施例は、ドライウエル圧力高信号だけでも、ＡＤＳ
を自動駆動できるが、検出器１３でドライウエル圧力高
と判定する設定値を幾分か高めることで、ＡＤＳの誤作
動を回避でき信頼性を十分確保できる。
を自動駆動できるが、検出器１３でドライウエル圧力高
と判定する設定値を幾分か高めることで、ＡＤＳの誤作
動を回避でき信頼性を十分確保できる。
本発明によれば、事故が生じ非常用炉心冷却系を作動さ
せる必要が生じた場合で高圧炉心スプレイ系の不作動の
事象が更に加味された場合であっても、低圧炉心スプレ
イ系による原子炉の冷却をより早く行うことができる。
せる必要が生じた場合で高圧炉心スプレイ系の不作動の
事象が更に加味された場合であっても、低圧炉心スプレ
イ系による原子炉の冷却をより早く行うことができる。
第１図は本発明の好適な一実施例の構成図、第２図は従
来例の構成図である。 １……逃し安全弁、２……原子炉、３……主蒸気管、４
……ドライウエル、５……排気管、８……弁、９……タ
ンク、１０……水位計、１２、１５……圧力計、２１…
…高圧炉心スプレイ系、２２低圧炉心スプレイ系。
来例の構成図である。 １……逃し安全弁、２……原子炉、３……主蒸気管、４
……ドライウエル、５……排気管、８……弁、９……タ
ンク、１０……水位計、１２、１５……圧力計、２１…
…高圧炉心スプレイ系、２２低圧炉心スプレイ系。
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉の主蒸気管に接続される安全弁、及
びこの安全弁に接続されてサプレッションプールに挿入
された排気管を備えた自動減圧系を制御する装置におい
て、第１圧力計で測定された低圧炉心スプレイ系のポン
プ吐出圧力が第１設定値よりも高くかつ水位計で測定さ
れた原子炉水位が第２設定値よりも低いときに、または
第２圧力計で測定されたドライウエル圧力が第３設定値
よりも高いときに異常信号を出力する手段と、前記異常
信号を入力する１２０秒の遅れ時間が設定された信号遅
延手段と、前記信号遅延手段から出力された前記異常信
号に基づいて前記安全弁を開する制御手段とを備えたこ
とを特徴とする自動減圧系の制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60103745A JPH0641989B2 (ja) | 1985-05-17 | 1985-05-17 | 自動減圧系の制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60103745A JPH0641989B2 (ja) | 1985-05-17 | 1985-05-17 | 自動減圧系の制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61262687A JPS61262687A (ja) | 1986-11-20 |
| JPH0641989B2 true JPH0641989B2 (ja) | 1994-06-01 |
Family
ID=14362132
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60103745A Expired - Lifetime JPH0641989B2 (ja) | 1985-05-17 | 1985-05-17 | 自動減圧系の制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0641989B2 (ja) |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5648096U (ja) * | 1979-09-21 | 1981-04-28 | ||
| JPS5714795A (en) * | 1980-06-30 | 1982-01-26 | Nippon Atomic Ind Group Co | Automatic depressing device of nuclear reactor |
| JPS59220679A (ja) * | 1983-05-30 | 1984-12-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の非常用減圧系 |
-
1985
- 1985-05-17 JP JP60103745A patent/JPH0641989B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61262687A (ja) | 1986-11-20 |
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