JPS6049278B2 - 沸騰水型原子炉の安全保護方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉の安全保護方法Info
- Publication number
- JPS6049278B2 JPS6049278B2 JP55017521A JP1752180A JPS6049278B2 JP S6049278 B2 JPS6049278 B2 JP S6049278B2 JP 55017521 A JP55017521 A JP 55017521A JP 1752180 A JP1752180 A JP 1752180A JP S6049278 B2 JPS6049278 B2 JP S6049278B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- water level
- set point
- safety protection
- main steam
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-
- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
発明の技術分野
本発明は、沸騰木型原子炉の原子炉水位信号に基き、
原子炉保護機能を作動させる沸騰木型原子炉の安全保護
方法に関する。
原子炉保護機能を作動させる沸騰木型原子炉の安全保護
方法に関する。
発明の技術的背景とその問題点
一般に、沸騰木型原子炉を保護するために設けられた
いわゆる工学的安全施設のうち、原子炉水位の異常変化
を検出して作動するものは、原子炉運転時の通常水位よ
り低水位側にも幾つかの水位設定点を設け、水位がこれ
らの設定点に達すると、定められた安全施設を作動させ
るようになつている。
いわゆる工学的安全施設のうち、原子炉水位の異常変化
を検出して作動するものは、原子炉運転時の通常水位よ
り低水位側にも幾つかの水位設定点を設け、水位がこれ
らの設定点に達すると、定められた安全施設を作動させ
るようになつている。
例えば先ず原子炉スクラムを生起させるとともに、主
蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖等を行なわせる設定点が
設けられ、この設定点より低水位側に主蒸気隔離弁の閉
鎖、高圧炉心スプレィ系の起動、原子炉隔離時冷却系の
起動および再循環ポンプの停止を行なわせる設定点が設
けられ、更にこの設定点より低水位側に非常用炉心冷却
系（以下ＥＣＣＳという）の諸設備を起動させる設定点
が設）けられている。
蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖等を行なわせる設定点が
設けられ、この設定点より低水位側に主蒸気隔離弁の閉
鎖、高圧炉心スプレィ系の起動、原子炉隔離時冷却系の
起動および再循環ポンプの停止を行なわせる設定点が設
けられ、更にこの設定点より低水位側に非常用炉心冷却
系（以下ＥＣＣＳという）の諸設備を起動させる設定点
が設）けられている。
このような設備を有する原子力発電プラントにおいて
は、運転時に何等かの原因て炉水位の低下が生じると、
炉水量の減少に応じて炉水位が上記した設定点に達した
とき、各設定点に対応する保・護機能が作動し、炉水位
をはじめとする原子炉の各種パラメータを安全側に誘導
する。
は、運転時に何等かの原因て炉水位の低下が生じると、
炉水量の減少に応じて炉水位が上記した設定点に達した
とき、各設定点に対応する保・護機能が作動し、炉水位
をはじめとする原子炉の各種パラメータを安全側に誘導
する。
しかしながら、上記した工学的安全施設を有する原子力
発電プラントにおいても、特に定格出力運転中に発電機
負荷遮断が生じた場合、あるいはタービントリップによ
り主蒸気止弁が全閉した場合等には炉水位の初期変動（
低下）量が大きく、場合によつては上記した最低の水位
設定点に達し、ＥＣＣＳの作動に至る可能性があること
がわかつた。
発電プラントにおいても、特に定格出力運転中に発電機
負荷遮断が生じた場合、あるいはタービントリップによ
り主蒸気止弁が全閉した場合等には炉水位の初期変動（
低下）量が大きく、場合によつては上記した最低の水位
設定点に達し、ＥＣＣＳの作動に至る可能性があること
がわかつた。
第２図は、発電機負荷遮断が生じた場合の原子炉の各種
パラメータの過渡的変化を示したもので、第２図ａにお
いて曲線Ａ１は炉心流量、伐は給水流量、Ｃ１は原子炉
蒸気量、Ｄ１は中性子束の各量の百分率変化を表わして
いる。
パラメータの過渡的変化を示したもので、第２図ａにお
いて曲線Ａ１は炉心流量、伐は給水流量、Ｃ１は原子炉
蒸気量、Ｄ１は中性子束の各量の百分率変化を表わして
いる。
第２図ｂにおいては曲線Ｅ１は原子炉圧力、Ｆ１は原子
炉水位の各定格値を０とした変化状況を表わしており、
特に原子炉水位Ｆ１の、過渡状態初期における低下が著
しいことが明らかである。水位低下が大きく、上記した
最低の設定点に達し、ＥＣＣＳの作動に至るとすれば、
本来ＥＣＣＳは一次系配管破断による冷却材喪失事故を
想定した安全設備であり、作動後の復帰も煩雑となるた
め、過渡的な水位変動によるＥＣＣＳ起動の危険性は、
極力回避しておくことが望ましい。
炉水位の各定格値を０とした変化状況を表わしており、
特に原子炉水位Ｆ１の、過渡状態初期における低下が著
しいことが明らかである。水位低下が大きく、上記した
最低の設定点に達し、ＥＣＣＳの作動に至るとすれば、
本来ＥＣＣＳは一次系配管破断による冷却材喪失事故を
想定した安全設備であり、作動後の復帰も煩雑となるた
め、過渡的な水位変動によるＥＣＣＳ起動の危険性は、
極力回避しておくことが望ましい。
発明の目的
本発明は、原子力発電所の異常時に発生する原子炉水位
の変動幅を抑制して、保護機能の無用な作動を回避する
ことができる沸騰水型原子炉の安全保護方法を提供する
ことを目的とする発明の概要 本発明においては、原子炉通常運転時における原子炉圧
力容器内の炉水位の下限より低水位側に向つて、低水位
アラームを指令する第４の水位設定点と、原子炉スクラ
ム信号を起生するとともに主蒸気隔離弁以外の隔離弁の
閉鎖を指令する第３、の水位設定点と、主蒸気隔離弁の
閉鎖、高圧炉心スプレィ系の起動ならびに原子炉隔離時
冷却系の起動をそれぞれ指令する第２の水位設定点と、
非常用炉心冷却系の起動を指令する第１の水位設定点と
を上記原子炉圧力容器に上記の順序に設け、Ｚ炉水位が
上記第１乃至第４の各設定点に到達したとき、第１乃至
第４の各設定点に対応する各安全保護手段を作動させる
沸騰水型原子炉の安全保護方法において、炉水位が、第
３の水位設定点まで低下したとき、主蒸気隔離弁以外の
隔離弁の閉鎖とあわせて、原子炉に設けられた再循環ポ
ンプの運転を停止させて上記目的を達成している。
の変動幅を抑制して、保護機能の無用な作動を回避する
ことができる沸騰水型原子炉の安全保護方法を提供する
ことを目的とする発明の概要 本発明においては、原子炉通常運転時における原子炉圧
力容器内の炉水位の下限より低水位側に向つて、低水位
アラームを指令する第４の水位設定点と、原子炉スクラ
ム信号を起生するとともに主蒸気隔離弁以外の隔離弁の
閉鎖を指令する第３、の水位設定点と、主蒸気隔離弁の
閉鎖、高圧炉心スプレィ系の起動ならびに原子炉隔離時
冷却系の起動をそれぞれ指令する第２の水位設定点と、
非常用炉心冷却系の起動を指令する第１の水位設定点と
を上記原子炉圧力容器に上記の順序に設け、Ｚ炉水位が
上記第１乃至第４の各設定点に到達したとき、第１乃至
第４の各設定点に対応する各安全保護手段を作動させる
沸騰水型原子炉の安全保護方法において、炉水位が、第
３の水位設定点まで低下したとき、主蒸気隔離弁以外の
隔離弁の閉鎖とあわせて、原子炉に設けられた再循環ポ
ンプの運転を停止させて上記目的を達成している。
発明の実施例本発明の一実施例について、第１図を参照
しながら説明する。
しながら説明する。
第１図において、沸騰水型原子炉の圧力容器１の内部に
は、炉心２を囲んで、圧力容器１の外部に設置された再
循環ポンプとその配管（いずれもフ図示省略）に連なる
ジェットポンプ３が設けられ、これらが炉水４に浸漬さ
れている。
は、炉心２を囲んで、圧力容器１の外部に設置された再
循環ポンプとその配管（いずれもフ図示省略）に連なる
ジェットポンプ３が設けられ、これらが炉水４に浸漬さ
れている。
炉心２の上方には、気水分離器５に続いて蒸気乾燥器６
とそのスカート７が設けられ、炉心２における核反応に
より加熱された炉水４から発生した蒸気を処１理してい
る。原子炉の通常運転時における炉水４の水位変動は、
第１図の右端に示すように、上限Ｌと下限しの間にある
が、原子炉に生じた何等かの異常状態に基く炉水位の変
動を検出する水位設定点と・して、上限Ｌ６より高水位
側に、高水位アラームを発す設定点レと、タービントリ
ップを指令する信号を発する設定点Ｌ８がこの順に設け
られている。
とそのスカート７が設けられ、炉心２における核反応に
より加熱された炉水４から発生した蒸気を処１理してい
る。原子炉の通常運転時における炉水４の水位変動は、
第１図の右端に示すように、上限Ｌと下限しの間にある
が、原子炉に生じた何等かの異常状態に基く炉水位の変
動を検出する水位設定点と・して、上限Ｌ６より高水位
側に、高水位アラームを発す設定点レと、タービントリ
ップを指令する信号を発する設定点Ｌ８がこの順に設け
られている。
また下限Ｌ５より低水位側には、先す低水位アラームを
発する設定点Ｌ４が設けられ、この設定点Ｌ４より低水
位側に、原子炉スクラムを起動させる設定点であると同
時に、主蒸気隔離弁以外の隔離弁（図示省略）の閉鎖と
、再循環ポンプの停止とを指令する信号を発する設定点
Ｌ３が設けられている。
発する設定点Ｌ４が設けられ、この設定点Ｌ４より低水
位側に、原子炉スクラムを起動させる設定点であると同
時に、主蒸気隔離弁以外の隔離弁（図示省略）の閉鎖と
、再循環ポンプの停止とを指令する信号を発する設定点
Ｌ３が設けられている。
設定点Ｌ３より低水位側には設定点Ｌ２があり、主蒸気
隔離弁（図示省略）の閉鎖、高圧炉心スプレィ系（図示
省略）の起動、および原子炉隔離時冷却系（図示省略）
の起動を指令する信号を発生する。
隔離弁（図示省略）の閉鎖、高圧炉心スプレィ系（図示
省略）の起動、および原子炉隔離時冷却系（図示省略）
の起動を指令する信号を発生する。
更に設定点！より低水位側にＥＣＣＳｌすなわち低圧炉
心スプレィ系（図示省略）、低圧注水系（図示省略）お
よび自動減圧系（図示省略）の起動信号を発する設定点
レが設けられている。原子力発電所の運転中に、炉水位
が下限Ｋｇと上限Ｌ６の範囲外に変動し、設定点Ｌ７，
ｌ−５３、あるいは設定点Ｌ４，Ｌ３，Ｌ２，［４の各
水位に達すると、上記した各設定点に対応する固有の安
全保護設備が作動する。例えば炉水位が低下して設定点
！に到達すると、原子炉がスクラムするとともに、主蒸
気隔離弁以外の隔離弁が閉鎖され、再循環ポンプが停止
する。第３図は、本実施例を適用した場合に、発電機負
荷遮断が発生した後の、原子炉の各種パラメータの過渡
的変化を示したもので、第３図ａにおいて曲線〜は炉心
流量、式は給水流量、Ｃ２は原子炉蒸気量、Ｄ２は中性
子束の各量の百分率変化を表わしている。
心スプレィ系（図示省略）、低圧注水系（図示省略）お
よび自動減圧系（図示省略）の起動信号を発する設定点
レが設けられている。原子力発電所の運転中に、炉水位
が下限Ｋｇと上限Ｌ６の範囲外に変動し、設定点Ｌ７，
ｌ−５３、あるいは設定点Ｌ４，Ｌ３，Ｌ２，［４の各
水位に達すると、上記した各設定点に対応する固有の安
全保護設備が作動する。例えば炉水位が低下して設定点
！に到達すると、原子炉がスクラムするとともに、主蒸
気隔離弁以外の隔離弁が閉鎖され、再循環ポンプが停止
する。第３図は、本実施例を適用した場合に、発電機負
荷遮断が発生した後の、原子炉の各種パラメータの過渡
的変化を示したもので、第３図ａにおいて曲線〜は炉心
流量、式は給水流量、Ｃ２は原子炉蒸気量、Ｄ２は中性
子束の各量の百分率変化を表わしている。
第３図ｂにおいては実線Ｅ２は原子炉圧力、Ｆ２は原子
炉水位の各定格値を０とした変化曲線を表わし、破線Ｆ
１は、設定点Ｌ３に替えて設定点Ｌ２において再循環ポ
ンプの停止を行なつた場合の、実線Ｆ２に対応する変化
を比較のために示したもので、第２図ｂの曲線Ｆ１に対
応するものてあり、実線Ｆ２と破線Ｆ１を対比すれは、
本実施例における原子炉水位の変動低下量が改善されて
いることがわかる。またタービントリップにより主蒸気
止弁（図示省略）が全閉した場合も同一の傾向を示す。
なお再循環ポンプの停止は、設定点しの発する信号と、
主蒸気加減弁（図示省略）の急閉指令信号との論理積に
よつて行なうようにしてもよい。
炉水位の各定格値を０とした変化曲線を表わし、破線Ｆ
１は、設定点Ｌ３に替えて設定点Ｌ２において再循環ポ
ンプの停止を行なつた場合の、実線Ｆ２に対応する変化
を比較のために示したもので、第２図ｂの曲線Ｆ１に対
応するものてあり、実線Ｆ２と破線Ｆ１を対比すれは、
本実施例における原子炉水位の変動低下量が改善されて
いることがわかる。またタービントリップにより主蒸気
止弁（図示省略）が全閉した場合も同一の傾向を示す。
なお再循環ポンプの停止は、設定点しの発する信号と、
主蒸気加減弁（図示省略）の急閉指令信号との論理積に
よつて行なうようにしてもよい。
発明の効果
以上の説明から明らかなように、本発明の沸騰水型原子
炉の安全保護方法によれば、炉水位の一過性の変動に基
因するＥＣＣＳの作動機会を回避低減することができる
。
炉の安全保護方法によれば、炉水位の一過性の変動に基
因するＥＣＣＳの作動機会を回避低減することができる
。
第１図は本発明の一実施例に係る炉水位の設定点を示す
模式図、第２図は従来の原子炉の各パラメータの過渡変
化を表わす線図、第３図は本発明の原子炉の各パラメー
タの過渡変化を表わず線図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器、４・・・・・・炉水、
Ｌｌ，Ｌ２，Ｌ３，Ｌ４・・・・・・水位設定点。
模式図、第２図は従来の原子炉の各パラメータの過渡変
化を表わす線図、第３図は本発明の原子炉の各パラメー
タの過渡変化を表わず線図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器、４・・・・・・炉水、
Ｌｌ，Ｌ２，Ｌ３，Ｌ４・・・・・・水位設定点。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉通常運転時における原子炉圧力容器内の炉水
位の下限より低水位側に向つて、低水位アラームを指令
する第４の水位設定点と、原子炉スクラム信号を起生す
るとともに主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖を指令する
第３の水位設定点と、主蒸気隔離弁の閉鎖、高圧炉心ス
プレイ系の起動ならびに原子炉隔離時冷却系の起動をそ
れぞれ指令する第２の水位設定点と、非常用炉心冷却系
の起動を指令する第１の水位設定点とを上記原子炉圧力
容器に上記の順序に設け、上記炉水位が上記第１乃至第
４の各設定点に到達したとき、上記第１乃至第４の各設
定点に対応する上記各安全保護手段を作動させる沸騰水
型原子炉の安全保護方法において、上記炉水位が、上記
第３の水位設定点まで低下したとき、上記主蒸気隔離弁
以外の隔離弁の閉鎖とあわせて、原子炉に設けられた再
循環ポンプの運転停止を指令することを特徴とする沸騰
水型原子炉の安全保護方法。 ２ 上記再循環ポンプの運転停止を、上記第３の水位設
定点が発生する信号と、主蒸気加減弁急閉指令信号との
論理積によつて行なう特許請求の範囲第１項記載の沸騰
水型原子炉の安全保護方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55017521A JPS6049278B2 (ja) | 1980-02-15 | 1980-02-15 | 沸騰水型原子炉の安全保護方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55017521A JPS6049278B2 (ja) | 1980-02-15 | 1980-02-15 | 沸騰水型原子炉の安全保護方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56114799A JPS56114799A (en) | 1981-09-09 |
| JPS6049278B2 true JPS6049278B2 (ja) | 1985-10-31 |
Family
ID=11946249
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55017521A Expired JPS6049278B2 (ja) | 1980-02-15 | 1980-02-15 | 沸騰水型原子炉の安全保護方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6049278B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6277466B2 (ja) * | 2011-05-23 | 2018-02-14 | 元浩 岡田 | 原子力発電所装置。 |
-
1980
- 1980-02-15 JP JP55017521A patent/JPS6049278B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56114799A (en) | 1981-09-09 |
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