JPS6056293A - 原子炉の非常用炉心冷却方法 - 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の非常用炉心冷却方
法に係り、特に液相の冷却材が流れている配管の破断を
検出して、核燃料棒被覆管を高温にすることなく安全に
原子炉を冷温停止状態にする非常用炉心冷却方法に関す
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２の発生熱を
タービン５に輸送する冷却材配管に破断が生じると（冷
却材喪失事故）、原子炉２はスクラムし、破断口から冷
却材は流出する。原子炉圧力容器ｌ内の圧力及び水位は
低下し、同容器を格納する格納容器（第１図では図示せ
ず）内の圧力は上昇する。第２図に示すように、原子炉
圧力容器１内の水位が通常水位から低水位まで下がると
、冷却拐中の放射性物質が格納容器を貫通している主蒸
気配管４を通して格納容器外へ漏洩することを防止する
ために主蒸気隔離弁９が閉じられる。同時に原子炉圧力
容器１の減圧と、崩壊熱の発生及び原子炉圧力容器１内
の冷却材減少に起因する燃料棒温度上昇の緩和を目的と
して、高圧炉心スプレィ１５がそれを駆動する非常用デ
ィーゼルの始動時間（約３０秒）を経て復水貯蔵タンク
１４から炉心への注水を開始する。さらに水位が低低水
位まで下がると、格納容器圧力高信号とのＡＮＤ信号で
、原子炉圧力容器１の減圧を目的として自動減圧系の弁
１０が作動し、原子炉圧力容器１内の蒸気をサプレッシ
ョンプール１３に逃し、圧力を低下させる。さらに、原
子炉圧力容器１の圧力が低下すると、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１６
及び低圧注水系１７が冷却材の炉心への注水を開始する
。

ところで、液相破断事故後に高圧炉心スプレィ系１５が
故障した場合を想定すると、前述した従来の非常用炉心
冷却方法では、原子炉圧力容器１内の水位が低水位′ま
で低下し主蒸気隔離弁９が閉じた後は炉圧降下に効果的
な気相冷却材（蒸気）の流出がなくなるため、炉圧の降
下が遅くなる。

さらに高圧炉心スプレィ系１５が不作動であれば、スプ
レィ冷却による減圧効果がなくなるため、自動減圧系１
０（逃し安全弁）の作動開始まで炉圧降下はさらに遅れ
る。一方、破断口からの流出流量は炉圧に依存し、炉圧
の低下とともに小さくなる。したがって、炉圧効果が遅
れると、破断口から高流量で冷却材が流出し、炉心２内
の冷却材がＩｄやくなくなり、燃料棒の昇温開始がはや
くなるため、最高被覆管温度は相対的に高くなって原子
炉の安全な浮心に支障となる、 〔発明の目的〕 本発明の目的は、液相冷却材配管の破断事故時に高圧炉
心スプレィ系が故障していても炉心を安全に冷却できる
非常用炉心冷却方法を提供するにある。

〔発明のセ１要〕 本発明は、液相冷却系配管に破断が発生しかつその時に
高圧炉心スゲレイ系が作動しない時には原子炉圧力容器
内の気相冷却材を流出させるよう制御し、これによって
破断発生初期に於る炉圧低下をうながして破断口からの
液相冷却材流出量を少なくすることによって炉心の温度
上昇を防止するようにしたことを特徴とするものである
。

〔発明の実施例〕

本発明の具体的な実施例を示す前に、甘ず本発明の方法
をうらづける実験結果について述べる。

第３図〜第６図は、高圧炉心スプレィの単一故障を仮想
し、再循環系配管破断を模擬した実規模のブローダウン
実験の結果を示すもので、主蒸気隔離弁９の閉時側が第
３図の実線ではＬｉｔ破線ではｔ２ｒ一点鎖線ではｔ３
に設定した場合を比較している。原子炉スクラム後は炉
心で発生する蒸気が減少し、そして比体積の大きい蒸気
が主蒸気隔離弁９等を通して流出すると炉圧Ｐは急降下
する。従って第３図に示すように炉圧Ｐは主蒸気隔離弁
９が閉じるまでは急速に低下し、その後蒸気流出がなく
なるため一時的に回復し、以後は破断口からの冷却材流
出によシ降下している。これに対応して破断初期の圧力
降下が犬であるほど、破断口からの質量流出Ｑが第４図
に示しているように低下している。即ち破断りから流出
する冷却月の流れは臨界流となるが、臨界流量（その時
の圧力で定まる最大流量）は原子炉圧力容器１の圧力低
下とともに減少するため、圧力降下がはやい順に破断初
期の流出流量Ｑは低下している。さらに、原子炉圧力容
器１内の水位Ｈは、当然ながら、第５図に示すように流
出流量Ｑが太さいほど水位降下がはやくなる。核燃料は
核分裂生成物の崩壊熱のため、原子炉スクラム後も発熱
しており、炉心２内の冷却材５ｔが減少すると第６図に
示すように昇温し始める。昇温開始時刻と炉心２内の冷
却材量の定量的関係はまだ明らかにされていないが、定
性的には、炉心２内の冷却月保有Ｂｔが犬であるほど昇
温開始は遅れると言える。第６図はこの事実を裏付けて
」７・す、原子炉圧力容器２内の水位低下が遅い（した
がって、炉心２内の保有水量が犬）ケースはど、模擬燃
料棒の昇温開始が遅れているのを示している。昇温した
模擬燃料棒は低圧炉心スプレィ系１６及び低圧炉注水系
１７の炉心への注水開始後冷却され、冷温停止状態とな
っている。

模擬燃料棒の最高被覆管表面温度Ｔは３つの場合とも規
制値＋Ｊｌｏ以下のレベルであるが、昇温開始が遅れる
ほど最高被覆管表面温度Ｔは低く、より安全に停止でさ
ることを示している。以上の実験より、液相配管破断時
で高圧炉心スプレイネ作動の場合には、原子炉圧力容器
からの気相冷却材流出を持続させ、炉圧Ｐの降下をはや
め流出流量Ｑの低下をうながした方が、核燃料の被覆管
最高温度Ｔを上げることなく、原子炉を安全に冷温停止
に導けることが示されており、本発明はこの性質を利用
したものである。

以下、本発明の詳細な説明する。本発明の対象とする沸
騰水型原子炉の非當用炉心冷却系の概略的な構成は第１
図と同じであるが、スプレィ系１５〜１７からの流量を
検出する流量計１８が挿入されており、又後述する検出
及び制御系が付加される。

冷却材喪失事故によシ、破断口から冷却材が流出すると
圧力容器１内の水位は低下し、ヌクラム水位まで低下す
ると下部から制御棒が挿入され炉心２の核反応による発
熱は停止する。水位がさらに低下し、低水位まで下ると
第８図の作動条件に示すように、高圧炉心スプレィ１５
で炉心２に冷却材をスプレィするが、高圧炉心スプレィ
配管に設置したｆｆ１Ｕ量計１８がその不作動を検出し
た場合には、以下に述べる破断位置検出装置が液相破断
か気相破断か及び圧力容器内の破断位置又は破断配管ノ
ズルを検出する。

第８図は格納容器２０内の１つの冷却材配管２１の位置
２２に破断が生じた状況を示しておシ、この第８図の断
面図が第９図に示されている。第９図では破断位置検出
装置の検出計器（圧力計）が格納容器２０内の適当な位
置に設置されてお９、この圧力計Ａ１圧力計８１及び圧
力計Ｃを用いて、冷却材配管２１の破断口２２位置が検
出される。

即ち配管破断位置２２と設置した圧力計Ａ、　Ｂ、及び
Ｃが第９図に示すような位置関係にあるとすると破断後
裔圧力計は第１０図に示すように破断口２２からの冷却
拐流出にともなう格納容器２０内の圧力凡の変化を破断
口２２からの距離に比例する遅れ時間をもって検知する
。遅れ時間はさらに格納容器２０内の流体の音速ＣＩに
依存する。

そこで金弟９図に示したようガ適当な原点０と座標軸を
定め、破断口位置２２の空間座標ベクトルをす、圧力計
Ａ、Ｂ、及びＣの既知の空間座標ベクトルを６人、ｄ８
．及びｄｃとする。また、破断にともなう格納容器２０
内の圧力上昇の圧力計Ａ、Ｂ、及びＣによる検知時刻差
を第１０図に示すようにΔｔＡＩｌｌΔｔｉｅ及びΔｔ
ｃムとすると以下の関係が成シ立つ。

ｌｄＡ　ｂｌ　ａｌ　ｂｌ＝ｃｌΔｔｅａ　・・（１）
Ｉｄｍ−ｂｌ　Ｉｄｃ　１）Ｉ＝ＣｘΔＬａｃ　−（２
）ｌｄｃ　ｂｌ　１ｄＡｂｌ＝ｃ＋Δｔｃム、、（３）
ΔｔＡｉ＋Δｔｉ　ｃ、及びΔｔｃＡを測定すれば、式
（１）。

（２）、（３）の関係を用いて、未知の空間座標ベクト
ルｂを評価することができる。第１１図は破断口位置検
出装置の検出回路を示す。圧力計Ａ、Ｂ、及びＣで検知
した格納容器２０の圧力上昇信号は、微分素子２９，３
２、及び３５で微分され、基準電圧発生器３０，３３、
及び３６で発生し／Ｃ一定の電圧とコンパレータ３１，
３４及び３７で比較される。従って圧力上昇信号が所定
の立上り大きな立上りの傾斜を示した時ゲート累子４０
．４１及び４２がコンパレータ３１，３４あるいは３７
の出力信号によりオンとされ、発振器３８のパルスがカ
ウンタ４３，４４及び４５で計数される。

一方、コンパレータ３１，３４及び３７の出力信号はア
ンド素子３９でアンド条件がとら扛、このφ件が成立し
た時（すべての圧力上昇信号が規定以上の立上りを示し
た時）、カウンタ４３，４４、及び４５に停止信号を送
る。減算素子４６，４７、及び４８けカウンタ４３，４
４、及び４５の計数値の差をと９出力する。第１２図は
検出回路の後半部を示すもので、減算素子４６．４７及
び４８からの出力がそれぞれ演算回路４９．５０及び５
１に人力され、発振器３８の発振周期に相当する電圧を
基準電圧発生素子５２がら受けて、圧力計Ａ、Ｂ、及び
Ｃの格納容器圧力上昇の検知時刻差ΔｔＡ８　、Δ【８
ｃ１及びΔｔＣＡを出力する。演算回路５３は、Δｔ４
１１．Δｔｉｃ　’、及びΔｔＣＡをもとに、式（１）
　、　（２）　、　（３）の関係を用いて、破断口２２
位置の空間Ｉ３５標ベクトルｂをめる。演算回路５４は
内蔵した冷却材配管と空間座標との対照表をもとに、空
間座標ベクトルｂに相当する破断位置をめ、演算回路５
５を介してプリンタ５６及びディスプレイ５７等へ液相
破断か気相破断が等の情報を出力する。

以上に示した破断位置検出装置６６の検出信号は第１３
図に示すようにマイクロプロセッサ６３に入力される。

同マイクロプロセッサ６３は第８図に示す作動条件の判
定を実行する。すなわち、高圧炉心スプレィ配管の流ｉ
？ＸｊｉＨｓの信号及び原子炉圧力容器１に既設の圧力
計１９の信号はそれぞれ増幅器６０及び６１で増幅され
、ＡＤコンバータ６２でディジタル信号に変換されマイ
クロプロセッサ６３に入力される。高圧炉心スプレィの
作動・不作動は流量計１８信号の高低からマイクロプロ
セッサ６３で判定される。液相破断が検出されかつ高圧
炉心スゲレイが不作動と判定されると、ＤＡコンバータ
６４、アクチュエータ６５を介して自動減圧系の弁１０
を開状態とするように制御する。これによって第３図〜
第６図で説明したように自動減圧が行われる。即ち原子
炉圧力容器１からの蒸気の急激な漏洩のため、原子炉圧
力容器１の圧力は急減少する。したがって、液相配管破
断時に高圧炉心スプレィが不作動の場合、主蒸気配管お
るいは主蒸気隔離弁閉後は自動減圧系配管を通して、原
子炉圧力容器内の蒸気は継続して流出するため、炉圧降
下が持続し破断口がらの流出流量が低下するっ破断口か
らの流出流量低下は原子炉圧力容器内の保有冷却材量の
低下を緩まんにし、核燃料棒のヒートアンプ開始を遅ら
せる。

原子炉圧力容器１内の水位が破断発生配管の圧力容器ノ
ズル位置まで低下した時には、水面上部の蒸気が破断配
管を通して流出するため、炉圧は急降下する。この圧力
降下を原子炉圧力容器の圧力計１９で検出して、第１３
図に示すマイクログロセノ＋ｊ６３からの信号によシ、
アクチュエータ６５を駆動して自動減圧系を停止させる
。以上の操作により、炉圧降下がはやくなると、低圧炉
心スプレィ及び低圧炉心注水系の作動がはやまるため、
核燃料棒がはやくクエンチし、冷却材喪失事故時の最高
被覆管温度は低くなる。なお高圧炉心スゲレイ作動時に
は、スプレィ冷却による減圧が期待できるため、第８図
に示すように主蒸気隔離弁は高圧炉心スゲレイ作動と同
時に閉止させ、自動減圧系は従来通り約１２０秒の時間
遅れ後作動させる。

な２、圧力容器上部に接続されている隔離時冷却系配管
の任意の弁を、前記、自動減圧系の弁のかわり又は併用
して使用することもできる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、液相冷却拐配管破断発生後、島圧炉心
スプレイネ作動の場合でも、主蒸気配管または自動減圧
系配管を通して、気相冷却材を流出させ炉圧をはやく降
下させることができるので、破断口からの流出流量が低
１ζし、炉心内に冷却材が長期にわたって保持ネれるた
め、核燃料棒のヒートアップ開始が遅ノド、最高被覆管
温度が低くなｐｌよυ安全に原子炉を停止させることが
できるという効果があ４）。

【図面の簡単な説明】

第１図はυμ騰氷水型原子炉配管系統図、第２図は従来
の非常用炉心冷却系の作動条件を示す図、第３図から第
６図は冷却材喪失事故の模擬実験結果を示す図、第７図
は本発明の実施例に於る作動条件を示す図、第８図及び
第９図は破断位置検出のための圧力計の配置例を示す図
、第１０図は冷却材配管破断発生後の格納容器内の圧力
計の応答例を示す図、第１１図及び第１２図は破断位置
検出装置を示すブロック図、第１３図は本発明の非常用
炉心冷却方法の実行を制御する装置のブロック図である
。 １・・圧力容器、２　・炉心、９・・主蒸気隔離弁１０
・・逃し安全弁、１５・・・高圧炉ノＵスプンイ系、２
０・・・格納容器、２１・・・冷却材配管、２２・・・
破断口、２９，３２．３５−・・微分素子、３０．３３
゜３６　・基準電圧発生素子、３１，３４．３７・・・
コンパレータ、３８・・発振器、３９・・アンド素子、
４０．４１．４２・・・ノート素子、４３，４４゜４５
・カウンタ、４６，４７．４８　減算素子、６０．６１
・・・増幅器、６２・・・ＡＤコンバータ、６３・マイ
クロプロセッサ、６４・・・ＤＡコンバータ、６５・・
アクチュエータ、６６・・・破断位置検出装置、Ａ、Ｂ
、Ｃ・・・圧力計。 代理人　弁理士　秋本正実 第　３　菌 −え →え 第　８　囚 第　ｑ　凶 茅　１０　目 ｔ

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器または冷却材配管の液相配管破断時
   で高圧炉心スプレイネ作動の場合に、原子炉圧力容器内
   気相領域と気相冷却材とを通してつ々がる弁を、原子炉
   圧力容器内の水位が圧力容器の破断位置または破断配管
   の原子炉圧力容器ノズル位置に低下するまで開状態とな
   るように制御することを特徴とする原子炉の非常用炉心
   冷却方法。 ２、上記弁を主蒸気配管弁及び自動減圧系配管弁の一方
   又は双方としたことを特徴とする特許請求の範囲第１項
   記載の原子炉の非常用炉心冷却方法。