JPS60213887A - 原子炉の配管破断検出方法及び装置 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉の冷却材喪失事故時に破断した配管と
破断面積の検出に係シ、破断発生率が大破断よシも高い
小破断時の破断配管と破断面積の検出に好適な原子炉の
配管破断検出方法及び装置に関する。

〔発明の背景〕

従来の沸騰水型原子炉非常用炉心冷却系の構成を第１図
に、作動条件を第２図に示す。原子炉炉心１の発生熱を
タービン５に輸送する冷却材配管３に破断が生じると（
冷却材喪失事故）、冷却材が流出して原子炉圧力容器２
内の水位が低下し、原子炉１はスクラムし、ウランの核
分裂反応がとまる。しかし、核分裂生成物の発熱（崩壊
熱）は引続き生ずる。原子炉圧力容器２内の圧力及び水
位はさらに低下し、同容器２を格納する格納容器４内の
圧力が上昇する。第２図に示すように、原子炉圧力容器
２内の水位が通常水位からスクラム水位を経て低水位ま
で下がると、冷却材中の放射性物質が、格納容器４を貫
通している冷却材配管（主蒸気配管）３を通して格納容
器４外へ漏洩するのを防止するため、主蒸気隔離弁６が
閉じる。

同時に、原子炉圧力容器２の減圧と、崩壊熱発生及び冷
却材減少に起因する炉心１の燃料棒温度の上昇緩和を目
的として、高圧炉心スプレィ７が電源である非常用ディ
ーゼルの始動時間（約３０秒）の後、炉心１への注水を
開始する。さらに、原子炉圧力容器２内の水位が低低水
位まで下がると、格納容器４の圧力高信号との積論理で
、原子炉圧力容器２の減圧を目的として、自動減圧系の
弁８が作動し、原子炉圧力容器２内の蒸気をサブレツシ
ョ／プール９に逃し、圧力を低下させる。原子炉圧力容
器ｌの圧力がさらに低下すると、燃料棒のスプレィ冷却
及び冠水冷却を目的として、低圧炉心スプレィ１０及び
低圧炉心注水系１１が作動し、原子炉炉心１への冷却材
注入を開始する。

以上、述べたように、第２図に示す現行の非常用炉心冷
却系の作動条件は破断配管の種類、破断面積の大小によ
らず一定である。このため、現行の作動条件はすべての
破断様式に対しては必ずしも最適でない。例えは高圧炉
心スプレイネ作動の場合、液相冷却材が占めている配管
の小破断時に燃料被懐管温度は安全規準以下ではあるが
最高となる。また自動減圧系の作動条件を変更すると同
温度は低下可能である。

したがって、破断様式を検出できれは各破断に応じた最
適の作動条件で非常用炉心冷却系を起動でき、よシ安全
に原子炉を冷温停止状態にもっていける。

原子炉の配管破断検出に関する従来例としては、いずれ
も原子炉圧力あるいは格納容器圧力並びに両者の測定信
号をもとに検出するもののみでるる。

破断発生とともに変化する原子炉圧力容器内の残留水を
測定している水位針の信号をもとにした破断検出方法は
みられない。冷却材喪失事故を模擬した実験から、大破
断時には水位が瞬時に降下し破断検出に最適ではなく、
水位変化に比べるとゆるやかな原子炉圧力または格納容
器圧力の方が破断検出には有効である。しかし、大破断
よシも発生頻度が高い小破断時には、圧力変化は一般に
緩慢であシ、検出感度は必ずしも良くなく、大破断とは
逆に水位変化にもとづく方が信頼性が高くなる。

〔発明の目的〕 本発明の目的は、原子炉の冷却材喪失事故時特に小破断
時に、原子炉圧力容器水位計の信号をもとに、破断配管
及び破断面積を高信頼性で検出する原子炉の配管破断検
出方法及び装置を提供することである。

〔発明の概要〕

安全上、最も厳しい高圧炉心スプレイネ作動を仮想した
沸騰水型原子炉の各種配管の小破断模擬実験の結果を以
下に述べる。破断を想定した配管は第３図に示すように
主蒸気、給水、高圧炉心スゲレイ、及び再循環系の各配
管でるる、、第３図には各配管の原子炉圧力容器への接
続高さを示しである。

第４図に各配管小破断時の原子炉圧力変化を示す。圧力
容器への接続位置が高く、気相冷却材が主に破断口から
流出する主蒸気及び給水配管小破断時には原子炉圧力は
ゆるやかに減少している。

一方、原子炉圧力容器への接続位置が低い高圧炉心スプ
レィ及び再循環系配管破断では、主蒸気隔離弁閉後、原
子炉圧力は上昇するが、逃し安全弁の作動により所定範
囲に保持されている。いずれの配管破断においても、小
破断では自動減圧系が作動するまでは原子炉圧力がほぼ
一定に保たれているのが特徴である。

第５図に、各配管小破断時のダウンカマの水位変化を示
す。破断口からの冷却材の流出質量流量Ｗは、臨界質量
速度Ｇｃと破断口面積Ａ１の積で与えられる。、第５図
に示す実験では、各配管破断ともＡａが等しいので、Ｇ
ｃの大小に応じて流出流量Ｗが変化しダウンカマの水位
降下に違いがでている。すなわち、原子炉圧力容器下部
に接続されている高圧炉心スプレィあるいは再循環系配
管破断では液相冷却材流出となシ、液相流出の臨界質量
速度Ｇｃｌは同じ圧力の気相流出時臨界質量速度Ｇｅｔ
よシも大きいので、流出゛流量が大きくなシ、主蒸気拳
給水管破断よシもダウンカマの水位降下がはやくなって
ｈる。

第６図に、原子炉の燃料棒を模擬した電気ヒーターの表
面温度の各時刻での最高値（最高被覆管温度）の変化を
示す。主蒸気及び給水配管破断（主に気相冷却材が流出
）では最高被覆管温度は初期温度よシもわずかに高くな
るのみであるが、液相冷却材が流出し、流出流量の大き
い高圧炉心スプレィ及び再循環系配管破断時には、安全
規準に対しては十分余裕があるが、大破断時よシも高く
なっている。この最高被覆管温度の上昇は、非、常用炉
心冷却系の作動条件の変更によシ防止できる。

以上、実験結果を要約すると、配管のき裂や弁の誤動作
に相当し、大破断よシも発生頻度の高い小破断時には、 （１）原子炉圧力は自動減圧装置が作動するまでは破断
配管によらずはは一定となる。

（２）破断口から液相冷却材が流出する圧力容器下部の
配管破断時には、最高被覆管温度は大破断よシも高くな
るが、圧力容器上部の配管破断時にはほとんど上昇しな
い。

といえる。

第７図に、第５図のダウンカマ水位変化をもとに、各水
位のダウンカマ流路面積を乗じてめたダウンカマの残存
水体積の変化を示す。第５図またはよシはっきりとは第
７図から次のことが判る。

（１）ダウンカマの水位が降下して、破断配管が露出す
るまでは、液相冷却材の流出が持続し、原子炉圧力はほ
ぼ一定なので、臨界流出速度Ｇｃが一定となシ、残存水
体積■は、ｄＶ＝　Ｇａｔｅｄｔ　ρ６ （一定）にしたがって直線的に低下する。なお、ρｔは
残存水の密度を示す。

伐）破断配管が露出すると、流出冷却材は気相となｐ１
臨界質量速度Ｇｃが急変し、体積減少率オ羊は変化する
。以後は臨界質量速度Ｇｃは気粕流出で一定となるため
、残存水の質量は液相冷却材の流出よりもゆるやかな勾
配で＠線的に低下する。

以上の検討から、水位計指示値及びあらかじめ判ってい
るダウンカマ流路断面積から残存冷却水の占有体積減少
率の変化（破断配管の露出）を検出すれば、次に述べる
方法にょシ破断配管及び破断面積の検出が可能となる。

第８図に示すように、露出時刻の残存冷却材のダウンカ
マ占有体積は各破断配管に固有の値をとるので、体積減
少率の変化時刻の残存水体積から破断配管を検出できる
。泳方法は水位変化が比較的ゆつくシしている小破断時
に特に有効である。

一方、大破断時には原子炉圧力容器の減圧率が大きく、
水位針のドリフｉるいは指示値の変動等によシ換算した
残存水体積の値に不確かさがある。

しかし、この場合でも、水位計指示値の時間変化の平均
勾配の変化から破断口露出時刻を検出可能である。さら
に、第８図に示すように、例えばスクラム水位から破断
口露出水位までの水位降下時間ΔＴＡ及び露出水位から
その下部に設けた基準水位までの降下時間°ΔＴｓを測
定し、その比ΔＴ＾／ΔＴｉをとれば ρｔΔＶ＾ となシ、ΔＶＡ／ΔＶｍ　は各配管に固有の値をとり、
Ｇ−／Ｇ、ｔは破断発生初期あるいは小破断で炉圧が一
定の場合は一足値をとるので、ΔＴＡ／ΔＴｉは破断ｉ
ｉｊ槓Ａｍによらず一定となシ、破断配管を検出できる
。

また、破断配管が判れば、冷却材の流出体積ΔＶ、及び
流出時間ΔＴＡが判っているので、小破断のように原子
炉圧力ｐが一定の場合は、Ａ、＝ρｔΔＶ　ａ　／　Ｇ
　ａ　（Ｐ　）　−・＝　−（２）によシ、大破断のよ
うに原子炉圧力ｐが大きく変化する場合には ＡＩ＝ρｔΔｖ　ｈ　／Ｇ　ｃ　・・・−・・・−（ａ
）によシ、破断面積Ａｓを検出できる。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例をｉ４９図及び第１０図によシ
説明する。

原子炉圧力容器２内の水位を測定する水位計１２からの
計測信号は、変動成分を除くためにフィルタ２０を通し
、関数発生器２２及び乗算器２３に入力される。関数発
生器２２は人力の水位に相当するダウンカマの流路断面
積に比例した信号を発生する。乗算器２３は水位信号と
流路断面積信号を乗算し、冷却材の単位時間当たシの体
積減少量に比例した信号を出力する。同信号は分岐され
、一方は遅延回路２４をへて減算器２５に入力され、遅
延していない信号との差が減算器２５で計算される。信
号発生器２６は遅延回路２４の遅延時間に比例した信号
を発生し、除算器２７に入力され、上記の減算器２５の
信号を除算して、ダウンカマ冷却材の体積減少率に比例
した信号を出力する。同信号は分岐され、一方は遅延回
路２８をへて、他方とともに比較器２９に入力される。

比較器２９は二つの信号に差が生じると信号を発生する
。

水位計１２がスクラム信号を発す゛ると同信号はタイマ
２１のスタート信号として入力され、タイマ２１が起動
する。タイマ２１は比較器２９の信号をストップ信号と
して入力してお夛、ダウンカマの体積減少率が変化する
までの時間ΔＴＡを計測し、ストップ信号入力と同時に
Δｌ１ｌＡに比例した信号を発生する。

ダウンカマ冷却材の各時刻の体積減少量に比例する乗算
器２３の信号は、積分器３０で常時積分され、積分値と
してゲート素子３１に入力される。

ゲート素子３１は体積減少率が変化した時刻を示す比較
器２９からの出力信号によって開き、ダウンカマの冷却
材の体積減少量ΔＶえを出力する。

第１θ図は本実施例の後半部を示す。第１０図のＡ、Ｂ
、Ｃ，Ｄ、Ｅはそれぞれ８９図の同記号に接続しである
ことを示している。フィルタ２０で変動成分を除いた水
位計１２の信号は、任意に設けた基準水位に比例した信
号を発生する信号発生器３２の出力とともに比較器３３
に入力される。

比較器３３は、原子炉圧力容器２の水位が基準水位以下
に降下した時刻に信号を発する。

タイマ３４は、体積減少率の変化時に信号を出力する比
較器２９の信号をスタート信号とし、基準水位降下時に
信号を出力する比較器３３からの信号をストップ信号と
してΔＴ３を測定し出力する。除算器３５では、ΔＴｈ
とΔＴＢの比がめられ、比較器４０にΔＴ１／ΔＴｍ　
に比例した信号が入る。信号発生器３６〜３９は、原子
炉圧力容器に接続された各配管に固有のΔＴＡ／ΔＴｓ
を比較器４０に出力する。比較器４０では、比較器３５
からの信号と信号発生器３６〜３９の信号を比較し、一
致した配管、すなわち破断配管の識別信号を端子Ｆに出
力する。

原子炉圧力容器の圧力計１３からの計測信号は関数発生
器４１に入力され、各炉圧に応じた気相流出時の臨界質
量速度Ｇ６．と液相流出時の臨界質量速度Ｇｅｔ　をそ
れぞれの端子から出力する。

Ｇｅｔ及びＧｅｔはそれぞれ積分器４２及び４３で積分
され、各時刻までの臨界質量速度のスクラム開始以来の
時間積分平均値Ｇｃを出力する。すなわち である。選択器４４は、比較器４０からの破断配管信号
をもとに気相または液相流出かを選択し、Ｇａ　ｖまた
はＧ、ｔを乗算器４５に入力する。乗算器４５では、タ
イマ２１からのΔＴ＾と兵を乗算し、除算器４６に入力
する。除算器４６では、ゲート素子３１からの信号ΔＶ
Ａ　（流出冷却材体積）をＧｃ・ΔＴＡで除算して、破
断面積Ａｍをめ、端子Ｇに出力する。

以上、本実施例によれば、冷却材喪失事故時に原子炉圧
力容器の水位計信号をもとに、破断面積の大小に拘らず
破断配管及び破断面積を感度良く検出できる。

第１１図は本発明の第２実施例を示す。原子炉圧力容器
２の水位計１２及び圧力計１３の計測信号（アナログ量
）はＡＤコンバータ４７でディジタル量に変換され、コ
ンピュータ４８に取込まれる。コンピュータ４８は第９
図、第１θ図のブロック図に示す処理をプログラムによ
シ実施し、ディスプレイ４９に破断配管及び破断面積を
表示する。

本発明の第３夾施例を第１２図及び第１３図を用いて説
明する。前半部を示す第１２図は第１実施例とほぼ同様
である。本実施例では第１３図に示すように、体積減少
率変化時の残存冷却材体積を、各配管露出時の残存冷却
材体積（各配管に固有な値をとる）に比例した信号を発
生する信号発生器５６〜５９の信号と比較器４０で比較
して破断配管を検出する。破断面積検出は第１実施例と
同様である。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉の冷却材喪失事故時に、原子炉
圧力容器水位計の信号をもとに、特に小破断時でも確実
に破断配管及び破断面積を検出できるので、非常炉心冷
却系の作動条件を破断様式に応じて最適化でき、液相配
管小破断時でも燃料棒温度を上昇させることなく、原子
炉を安全に冷温停止状態にもっていくことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は沸騰水型原子炉非常用炉心冷却系を示す配管系
統図、第２図はその作動条件を示すブロック図、第３図
は各配管の原子炉圧力容器への接続高さを示す模式図、
第４図は各配管小破断時の原子炉圧力変化を示す図、第
５図は各配管小破断時のダウンカマの水位変化を示す図
、第６図は最高被債管温度の模擬的変化を示す図、Ｍ７
図は残存冷却材体積の変化を示す図、第８図は体積減少
率の変化時刻と残存冷却材体積との関係を示す図、第９
図と第１０図は本発明の第１実施例を示すブロック図、
第１１図は本発明の第２実施例を示すブロック図、第１
２図と第１３図は本発明の第３実施例を示すブロック図
である。 １・・・原子炉炉心、２・・・原子炉圧力容器、３・・
・冷却材配管、４・・・格納容器、５・・・タービン、
６・・・主蒸気隔離弁、７・・・高圧炉！６スプレイ、
８・・・自動減圧系、９・・・サプレッションプール、
１０・・・低圧炉心スプレィ、１１・・・低圧炉心注水
系、１２・・・原子炉水位計、１３・・・原子炉圧力計
、２０・・・フィルタ、２１・・・タイマ、２２・・・
関数発生器、２３・・・乗算器、２４・・・遅延回路、
２５・・・減算器、２６・・・信号発生器、２７・・・
除算器、２８・・・遅延回路、２９・・・比較器、３０
・・・積分器、３１・・・ゲート素子、３２・・・信号
発生器、３３・・・比較器、３４・・・タイマ、３５・
・・除算器、３６〜３９・・・信号発生器、４０・・・
比較器、４１・・・関数発生器、４２．４３・・・積分
器、４４・・・選択器、４５・・・乗算器、４６・・・
除算器、４７・・・ＡＤコンバータ、４８・・・コンピ
ュータ、４９・・・ディスプレイ。 代理人　弁理士　鵜沼辰之 ｒｌ　′５　＃　至　ｉ 第　７　口 時間

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、異なる高さに主蒸気配管等の一次系配管を接続した
   原子炉において、−次系配管のいずれかが破断したとき
   に、派手炉圧力容器内残留水の体積または質量減少率の
   変化をもとに破断配管を検出することを特徴とする原子
   炉の配管破断検出方法。 ２、特許請求の範囲第１項において、圧力容器内残留水
   の体積または質量減少率が変化する時点での残留水体積
   または質量をもとに破断配管を検出することを特徴とす
   る原子炉の配管破断検出方法。 ＆　特許請求の範囲第２項において、その原子炉圧力容
   器について既知の水位と残留水体積または質量との関係
   と、原子炉圧力容器に設置しである水位系の信号とを用
   いて破断配管を検出することを特徴とする原子炉の配管
   破断検出方法。 ４、特許請求の範囲第１項において、破断発生後任意に
   設定した水位に降下した時点から体積または質量減少率
   が変化するまでの時間と、体積または質量減少率が変化
   した時点から任意に設定した水位に降下するまでの時間
   との比から破断配管を検出することを特徴とする原子炉
   の配管破断検出方法。 ５、特許請求の範囲第１項において、主蒸気隔離弁閉か
   ら体積または質量減少率が変化するまでの時間と、体積
   または質量減少率が変化した時点から任意に設定した水
   位に降下するまでの時間との比から破断配管を検出する
   ことを特徴とする原子炉の配管破断検出方法。 ６、特許請求の範囲第１項において、体積または質量減
   少率が変化するまでの時間とこの変化時点までの原子炉
   圧力の変化をもとに破断口からの流出質量速度をめて、
   破断面積も検出することを特徴とする原子炉の配管破断
   検出方法。 ７、圧力計と水位計とを備えるとともに異なる高さに主
   蒸気配管等の一次系配管を接続した原子炉の配管破断検
   出装置において、−次系配管のいずれかが破断したとき
   に、破断発生後任意に設定した水位に降下した時点から
   体積または質量減少率が変化するまでの時間と減少率が
   変化した時点から任意に設定した水位に降下するまでの
   時間との比から破断配管を検出する回路と、前記減少率
   が変化するまでの時間とこの変化時点までの原子炉圧力
   の変化をもとに破断口からの流出質量速度をめ破断面積
   を算出することを特徴とする原子炉の配管破断検出装置
   。