JPS61118692A - 加圧水型原子炉発電システムの運転方法 - 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】 本発明は、保護系が異常運転状態下の加圧水型原子炉を
停止させられない場合の過剰加圧を防止するような仕方
で該原子炉を運転する方法に関し、特に主給水流の喪失
に応動して制御棒を最高速度で原子炉の炉心内に駆動す
る上述した方法に関するものである。

加圧水型原子炉（Ｐ　Ｗ　Ｒ）を使用する発電システム
においては、原子炉の炉心内における核分裂反応で熱が
発生し、この熱が炉心を循環する原子炉冷却材に吸収さ
れる。加熱された原子炉冷却材は蒸気発生器の一次側を
通過し、原子炉に戻る前に、蒸気発生器で熱を放出する
。原子炉冷却材によって放出された熱は蒸気発生器の二
次側に圧送された主給水によって吸収されて、蒸気を生
成し、この蒸気がタービン・発電機に送られて電気を発
生する。タービンからの作動後の蒸気は復水器において
復水され、給水ポンプによって給水として蒸気発生器に
戻される。

加圧水型原子炉が担う負荷はタービン絞り弁により調整
される。即ち、該タービン絞り弁は開の時に蒸気発生器
からより多くの蒸気を取り出し、次に蒸気発生器が原子
炉からより多くの熱を取り出す。軽水である原子炉冷却
材は、炉心内の核分裂反応によって生した中性子を持続
的な核分裂反応を行、うのに適する速度まで減速する減
速材としても作用する。従って、原子炉冷却材の温度が
低下し、その密度が増すと、より多くの中性子が臨界速
度まで減速されるため、核分裂率が増大し、原子炉によ
って発生される熱が新しい負荷要求に適応するに必要な
量だけ増大する。原子炉はプログラムされた温度で運転
するように設計されており、このプログラム温度は一定
ばすることができるが、通常は出力レベルと共に増大す
る。原子炉の温度は、反応度を調節するために炉心内に
挿入されたり炉心から抜き出されたりする中性子吸収材
料からなる制御棒によって、プログラム値に維持される
。

加圧水型原子炉は、多数のパラメータを監視し、異常状
態が検出された場合に、制御棒を炉心内に落下させるこ
とによって原子炉を停止させる、即ちスクラムする保護
系を備えている。保護系は信頼性を高める冗長トリップ
経路を備えているが、運転を安全側にしておくには、原
子力発電プラントの寿命中に起こると予想される種々の
異常状態下で原子炉を停止、即ちトリップするのに保護
系が失敗する可能性があり、その重要性について考゛　
慮することが要′求されている。このような状況は過渡
変化時のスクラム不作動（ＡＴＷＳ：　ａｎｔｉｃｉｐ
ａｔｅｄｔｒａｎｓｉｅｎｔｓ’　ｕ＋１ｔｈｏｕｔ　
ｓｃｒａｍ）として当該分野で知られている。

このＡＴＷＳ問題を解析したところ、多くの場合につい
て、標準安全基準は原子炉トリップ以外に安全装置の応
答によって満たされることが分がっな。

他方、主給水の全損があるΔＴｌｌｌ５の場合は原子炉
冷、用材が非常に高い圧力になる。これ等の状況に対し
て、補助給水系が作動するものと仮定していた。

作動しても、補助給水系は、原子炉が停止しているとき
に発生される崩壊熱に関係した加熱率に適きするよう設
計されており、これに対してＡＴＩＩＩＳ中にはこの加
熱率は何倍か大きい。その結果、原子炉冷却材の温度及
び圧力に急激な上昇がある。これ等の場合、過剰加圧に
よる原子炉冷却材系の破断が起こる明らかな可能性があ
る。

従って、本発明の主な目的は、原子炉冷却材温度の大き
な過渡状態とそれに関連した過剰加圧とが回避されるよ
うな仕方で、主給水流の喪失を含むＡＴＷＳに自動的に
応動する方法を提供することである。

この目的から本発明は、加圧水型原子炉による発電シス
テムを、該発電システムの主給水系が破損した場合に運
転する方法であって、前記原子炉が、制御棒と、前記主
給水系が該原子炉によって発生される熱により蒸気に変
換されるべき給水を供給するようになっている状態で、
前記原子炉の運転温度、従って水圧力を調整すべく、前
記原子炉の巾へ及び前記原子炉の外へ前記制＃棒を増分
的にステップ動作させる歩進手段とを有している、加圧
木型原子炉発電システムの運転方法において、前記主給
水系の作動を実時間方式で監視し、該主給水系における
所定値以下の予め設定した異常低流量に応答して付勢信
号を発生し、該付勢信号に応答して最高速度で前記制御
棒を前記原子炉内へステップ動作で入れることを特徴と
するものである。

制御棒は歩進手段、即ち制御棒駆動機構によって原子炉
の炉心内に挿入されたり炉心から抜き出されたりする。

即ち、該制御棒駆動機構が制御棒をパルス信号に応動し
てステップ状に進めたり退出させなりする。このパルス
信号は手動或は自動制御信号の大きさ及び極性の関数と
して発生されるのが通常である。主給水流の喪失によっ
てＡＴｌｌＩＳ信号が発生され、このへＴｌｌｌ５信号
が手動或は自動制御信号を、制御棒を可能な最大速度で
原子炉内へステップ状に入れるパルスを発生する付勢信
号に替える。本発明は保護系とは別個に作動するので、
保護系が主給水流の喪失に応答して原子炉をトリップし
なくても、迅速に作動が行なわれて制御棒ジャッキング
機構の使用により制御棒を挿入し、原子炉冷却材系の過
剰加圧になるような状態を回避する。保護系が原子炉を
トリップすれば、制御棒が炉心内に完全に落下し、本発
明は必要とされない、即ち作動しない。従って、本発明
は保護系のバックアップとなり、原子炉冷却材の圧力が
不当なレベルを確実に超えないようにする。

本発明は、添付図面に例示し・た好適な実施例に関する
以下の説明から一層容易に明らかとなろう。

第１図は加圧水型原子炉（Ｐ　Ｗ　Ｒ）　１を使用する
発電システムを図示するものであり、原子炉１は核分裂
性物質を有する炉心３を含んでいる。核分裂性物質にお
ける核分裂反応で発生する熱は炉心３及びホットレッグ
５を循環する原子炉冷却材によって蒸気発生器７の一次
側に運ばれる。該原子炉冷却材の熱は蒸気発生器７の二
次側の給水に吸収され蒸気が発生される。冷却された原
子炉冷却材は原子炉冷却材ポンプ９によりコールドレッ
グ１１を介して原子炉の炉心３に戻される。蒸気は導管
１５を介してタービン・発電機１３に供給される。

絞り弁１７はタービンへの蒸気？５ｉ量を制御し、従っ
て、前述したように原子炉にかかる負荷を制御する。タ
ービンから排出された蒸気は復水器１９において凝縮、
即ち復水され、復水器１９の底部に収集された復水は主
給水ポンプ２３によって導管２１を介して蒸気発生器７
に給水として戻される。典型的な加圧木型原子炉設備は
、説明を簡略にするため第１図には１つの蒸気発生器し
か示さないが、２〜４の蒸気発生器を有しており、全て
の蒸気発生器は共通の原子炉から加熱された原子炉冷却
材を供給され、ぞして蒸気を１つのタービン・発電機に
供給する。かかる設備は蒸気発生器の数に応じて２．３
又は４ル一プ発電プラントと呼ばれている。各発電プラ
ントは復水を、また必要に応じて補給水を全ての蒸気発
生器に戻すために２つ、又は時には３つの給水ポンプ２
３を有する。上述した蒸気発生器７の二次側、導管１５
．′絞り弁１７、タービン・発電機１３、復水器１９、
導管２１及び給水ポンプ２３が主給水系を構成する。

前述したように、中性子吸収物質から形成された制御棒
２５は制御目的のために原子炉の炉心３“に挿入された
り、原子炉の炉心３から引き抜かれたりする。制御棒の
成るものは原子炉を停止するためのみに使用され、従っ
て、原子炉が出力状態の時は全引き抜きされ、原子炉が
停止している時には全挿入される。他の制御棒は原子炉
を出力状態に起動したり、出力状態における原子炉温度
を調節するために使用される。この明細書（こおいては
、「制御棒」という用語は停止用のみに使用される制御
棒と、出力及び温度を調節するために使用される制御棒
との双方を指すように使用されている。

制御棒は、米国特許第３．１５８，７６６号明細書に開
示された磁石式ジヤツキ装置のような制御棒駆動機構（
歩進手段）２７によって、原子炉炉心に挿入されたり原
子炉炉心から引き抜かれたりする。これ等の磁石式ジヤ
ツキ装置がステップ状に制御棒を前進させたり後退させ
たりする。制御棒は、電力回路２９から磁石式ジヤツキ
装置に電・力が供給されている限り、所定位置に保持さ
れる。電力が遮断されると、磁石式ジヤツキ装置が制御
棒を解放し、制御棒は重力によって原子炉内に落下して
原子炉を停止させる。原子炉をトリップするこの方法は
、制御棒の迅速なフェイルセーフ挿入を必要とする緊急
状態下においてのみ使用される。通常の状態下では、複
数の制御棒を制御された順序で計画的に且つ漸増的に挿
入することにより、原子炉の停止が行なわれる。

電力回路２９への電力は直列に接続された２組・のブレ
ーカ−３３を介して電動発電機３１により供給される。

このブレーカ−を制御する冗長保護系３５は、図示の引
出線３７．３９及び４１によって示したように　　□″
プラント全体亙る多数のパラメータを監視し、異常なプ
ラント状態が検出されれば、引出線４２にトリップ信号
を発生してブレーカ−を開くことによって、原子炉を停
止させる。

制御棒２５の通常の挿入及び引き抜きは制御棒位置コン
トローラ４３によって制御される。コントローラ４３は
制御棒の自動的な位置決めのための制御信号を幾つかの
信号の関数として引出線４５に発生する。前述したよう
に、原子炉の負荷は絞り弁１７の設定によって決定され
る。圧力変換器４７によって測定されるようなタービン
の衝動室における圧力は負荷を指示しており、この負荷
信号が引出線４９を介してコントローラ４３に印加され
る。また、前述したように、制御棒は所定の原子炉温度
曲線を維持するように位置決めされている。通常、温度
は出力の増加に伴って上昇するようにプログラムされて
いる。信号発生器（Ｔｒｅｆ、）５１は、負荷の関数と
してのプログラム温度を表す設定点信号を、コントロー
ラ４３のために引出線５３に発生する。コントローラ４
３は、この温度設定点信号を、それぞれ変換器５７及び
５９によって測定されたホットレッグ及びコールドレッ
グ温度から信号発生器（Ｔａｖｇ）５５において計算さ
れるような実際の平均温度と比較する。また、コントロ
ーラ４３は検出器６３によって測定された中性子束から
核計装装置（Ｎ、１．Ｓ、）６１で計算した原子炉出力
レベルも考慮に入れる。

コントローラ４３により引出線４５に発生された制御信
号は制御棒２５の実際位置及び希望位置間の差を表すエ
ラー信号である。該エラー信号はパルサー６フを有する
論理回路６５に印加される。このパルサー６７が発生す
るパルス信号は、印加された信号の極性によって決定さ
れる極性と、印加された信号の大きさに比例するパルス
繰返数とを有する。

該パルス信号は引出線６９を介して電力回路２９に印加
され、この電力回路２９が適切な極性及び繰返数のパル
スを制御棒駆動機′Ｗｉ２フに供給して、制御棒をコン
トローラ４３によって要求された位置に移動させる。

或は、制御棒は、スイッチ７１を開きスイッチ７３を閉
じて、コン１−ローラ４３により発生される自動制御信
号を手動信号発生器７５により発生される手動信号に代
えることによって、手動で位置決めすることができる。

コントローラ４３は制御棒を移動すべき量に応じて大き
さの変わる信号を発生することができるが、操作員によ
って直接制御される手動信号発生器７５は＋６．３又は
−６，３ボルトの信号を引出線７７を経てパルサー６７
に印加する。従って、手動制御下では、操作員が挿入或
は引き抜きを指示しさえすれば、制御棒は予め定めた一
定の割合　　　　１で内方或は外方へ駆動される。

何かの理由により、異常状態が上述したプラン−１１＝ トに起きた場合、保護系３５は、異常状態を検出し、も
し該異常状態が根拠のあるものなら、ブレーカ−３３を
引き外すことによって制御棒駆動機構２７への電力を遮
断し、以て制御棒を原子炉炉心内に落下させ、原子炉を
トリップする。このような異常状態の１つは蒸気発生器
への主給水流の喪失である。かかる喪失は、複数の主給
水ポンプの同時的な故障による主給水ポンプの喪失、或
は主給水ポンプがモータ駆動の場合、その電力源の喪失
である。あるプラントにおいては、主給水ポンプはター
ビンで駆動される。このようなプラントの場合、復水器
の真空状５．　（ｖ　ａ　ｅ　ｕ　ｕ　ｍ　）の喪失に
よるタービンのトリップは主給水ポンプの喪失になる。

主給水の喪失原因が何であっても、保護系は原子炉を停
止させる。保護系が原子炉を停止させなければ、蒸気発
生器７内の給水は急速に蒸気化し、そして補助給水系が
作動しても原子炉冷却材の熱を吸収する冷媒がなくなる
。従って、原子炉冷却材の温度が上昇して圧力を増大さ
せ、恐らく原子炉冷却材系の破断になる。

上述した制御系が自動なら、スクラム無しに主給水が喪
失することによる原子炉冷却材温度の上昇によってコン
１〜ローラ４３が制御信号を発生し、この制御信号が温
度の上昇に伴って増大する割合で制御棒を炉心内に駆動
する。第２図は、原子炉が１．００％の出力で給水の喪
失があった後の時間の関数として原子炉冷却材圧力をプ
ロットしたもので、動力駆動の逃し弁は不作動であると
仮定している。減速材温度係数は−４，４ＰＣＭ／℃で
あり、Ｉ”ＣＭは無次元の１０−５反応度であると仮定
する。減速材温度係数は炉心寿命の９５％について−４
，４ＰＣＭ／’Ｃより小さいのが典型的である。従って
、このプロットは燃料サイクルの９５％について安全側
にある。

第２図のプロットに見ることができるように、実線で示
すように制御棒制御系が自動であり、そして圧力が最初
に１５８Ｋｇ／ｃｍ２（２２５０ｐｓ　ｉａ）であれば
、加圧器圧力は１７６’Ｋｇ／ｃｎ＋２（２５００ｐｓ
ｉａ）位まで上昇し、ピークは１８５Ｋｇ／ｃｍ２（２
６２１ｐｓｉａ）である。制御棒の制御がなければ、点
線で示すように、加圧器ピーク圧力は２１６Ｋｇ／ｃｍ
２（３０５９ｐｓｉａ）まで上昇する。原子炉冷却材ピ
ーク圧力は加圧器圧力よりも大体２．１〜３．５Ｋｇ／
ｃ＋ｎ２高いであろう。第２図から分かるように、棒挿
入の効果は、主給水の喪失を含むＡＴＩＩＩＳの場合に
ついてピーク圧力を実質的に低下させることである。

本発明ては、システムが自動制御であっても原子炉冷却
材のピーク圧力を更に減少させることが可能である。本
発明は、流量計８１によって測定された主給水流量を監
視する低流量（ＬＯＷ　ＦＬＯＷ）ユニット７９を有す
る。多重ループプラントにおける各ループの流量はが監
視され、全ループにおける流量が、原子炉を停止させな
ければ認容できないピーク圧力に達することを指示する
最小値以下であれば、低流量（ＬＯＷ　ＦＬＯＷ）信号
が発生される。低流量信号によって自動制御系の常閉ス
イッチ７１が閉成され、もし閉していれば手動制御スイ
ッチ７３が開成され、スイッチ８３が閉成されて信号発
生器８５からパルサー６７に−９，５ボルトの定圧信号
が印加される。この定圧信号の大きさ及び極性は、パル
スが最大の繰返数で発生され制御棒を炉心内に駆動する
、ようなものである。典型的な加圧木型原子炉において
は５、：の最大繰返数は毎分７２パルスであって、これ
は約毎分１１３ｃ＋ｎの棒挿入速度になる。

第３図は第１図のプラン１〜についての時間に対する冷
却材圧力をプロットしたものであり、１００％の出力、
１５８Ｋｇ／ｃｍ２の初期圧力、−８ＰＣＭμＦｇ＋減
速材温度係数、原子炉Ｉ・リップなしと仮定して最大速
度て棒挿入を開始する低流量信号を使用している。これ
等の条件下で、＾ＴＷＳ事象が発生した時点で制御棒制
御系が自動であっても手動であっても、最大加圧器圧力
は約１７７Ｋｇ／ｃ＋ｎ２である。第４図は、−８ＰＣ
Ｍ／°Ｆの減速材温度係数と仮定した自動制御について
は実線で、低流量信号を使用する本発明については点線
で示すように、主給水＾Ｔｌｌｌ５の喪失後の時間に対
する制御棒速度をプロットしている。この図から分かる
ように、本発明は異常状態に対して最大の応答速度で迅
速に作用するが、自動棒制御系の応答には、該自動制御
系が冷却材温度を検出するまでに遅れがあり、その応答
速度は最大速度に達するまてに数秒多くかかる。システ
ムは主給水の喪失を検出した際に−９，５ポル１へ源に
直ぐ切り換えられることが好ましいが、或は低流量付勢
信号に応答してシステムを自動制御に切り換えるように
構成してもよい。このような構成は、＾ＴＷＳの時点で
システムが手動であったら、作動に変化を生じさせるだ
けである。勿論、これにより主給水の喪失に対する制御
棒制御系の応答にある遅れが出るし、また、若干高いピ
ーク圧力になる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を実施する加圧水型原子炉発電プラント
の系統図、第２図は、本発明を用いない場合の第１図の
発電プラントについて、時間と原子炉冷却材圧力との関
係をプロットした線図、第３図は、第２図のプロットに
適用しうるちのと同一条件に対して、本発明を動作させ
た第１図の発電プラントについて、時間と原子炉冷却材
圧力との関係をプロットした線図、第４図は、本発明が
ある場合とない場合とについて、第１図の発電プラント
において給水ＡＴｌｌＩＳの喪失に応答する時間の関数
として制御棒速度を比較しプロワ１〜した線図である。 １・・・加圧水型原子炉　　７・・・蒸気発生器１３・
・・タービン・発電機　１５・・・導管１９・・・復水
器　　　　　　２３・・・給水ポンプ２５・・・制御棒

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 加圧水型原子炉による発電システムを、該発電システム
   の主給水系が破損した場合に運転する方法であって、前
   記原子炉が、制御棒と、前記主給水系が該原子炉によっ
   て発生される熱により蒸気に変換されるべき給水を供給
   するようになっている状態で、前記原子炉の運転温度、
   従って水圧力を調整すべく、前記原子炉の中へ及び前記
   原子炉の外へ前記制御棒を増分的にステップ動作させる
   歩進手段とを有している、加圧水型原子炉発電システム
   の運転方法において、前記主給水系の作動を実時間方式
   で監視し、該主給水系における所定値以下の予め設定し
   た異常低流量に応答して付勢信号を発生し、該付勢信号
   に応答して最高速度で前記制御棒を前記原子炉内へステ
   ップ動作で入れることを特徴とする加圧水型原子炉発電
   システムの運転方法。