(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内に配置され、内部に炉心を収容する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器に接続され、タービンに繋がる主蒸気管と、
前記主蒸気管に独立して接続される少なくとも２個以上の蒸気逃し安全弁と、
前記原子炉格納容器内に設けられるサプレッションプールと、
一端がそれぞれ前記蒸気逃し安全弁と接続され、他端がそれぞれ前記サプレッションプールの水面下において、開放するまたはクエンチャと接続される排気管と、
前記サプレッションプールの水面下における前記排気管の内部または前記クエンチャの内部の温度を計測する温度計測器と、
前記蒸気逃し安全弁を開閉制御する制御装置と、を備え、
前記制御装置は、前記蒸気逃し安全弁を開放してから所定時間が経過した後、前記温度計測器が検出した温度が所定閾値以下であると判定した場合には、前記所定閾値以下の前記温度を検出した前記温度計測器がつながる前記蒸気逃し安全弁を閉止して開放を禁止することを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項２】
原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内に配置され、内部に炉心を収容する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器に接続され、タービンに繋がる主蒸気管と、
前記主蒸気管に独立して接続される少なくとも２個以上の蒸気逃し安全弁と、
前記原子炉格納容器内に設けられるサプレッションプールと、
一端がそれぞれ前記蒸気逃し安全弁と接続され、他端がそれぞれ前記サプレッションプールの水面下において、開放するまたはクエンチャが接続される排気管と、
前記サプレッションプールの水面下における前記排気管の内部または前記クエンチャの内部の圧力から、前記原子炉格納容器内のドライウェル、ウェットウェルまたは前記サプレッションプールの圧力を引いた差圧を計測する差圧計測器と、
前記蒸気逃し安全弁を開閉制御する制御装置と、を備え、
前記制御装置は、前記蒸気逃し安全弁を開放してから所定時間が経過した後、前記差圧計測器が検出した差圧が所定閾値以下であると判定した場合には、前記所定閾値以下の前記差圧を検出した前記差圧計測器がつながる前記蒸気逃し安全弁を閉止して開放を禁止することを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項３】
原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内に配置され、内部に炉心を収容する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器に接続され、タービンに繋がる主蒸気管と、
前記主蒸気管に独立して接続される少なくとも２個以上の蒸気逃し安全弁と、
前記原子炉格納容器内に設けられるサプレッションプールと、
一端がそれぞれ前記蒸気逃し安全弁と接続され、他端がそれぞれ前記サプレッションプールの水面下において、開放するまたはクエンチャが接続される排気管と、
前記サプレッションプールの水面下での前記排気管の下流側における差圧を計測する差圧計測器と、
前記蒸気逃し安全弁を開閉制御する制御装置と、を備え、
前記制御装置は、前記蒸気逃し安全弁を開放してから所定時間が経過した後、前記差圧計測器が検出した差圧の値が所定閾値以下であると判定した場合には、前記所定閾値以下の前記差圧を検出した前記差圧計測器がつながる前記蒸気逃し安全弁を閉止して開放を禁止することを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項４】
請求項３に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記サプレッションプールの水面下における前記排気管の内部または前記クエンチャの内部にはオリフィスが設けられ、
前記差圧計測器は、前記オリフィスの前後の差圧を計測することを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項５】
原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内に配置され、内部に炉心を収容する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器に接続され、タービンに繋がる主蒸気管と、
前記主蒸気管に独立して接続される少なくとも２個以上の蒸気逃し安全弁と、
前記原子炉格納容器内に設けられるサプレッションプールと、
一端がそれぞれ前記蒸気逃し安全弁と接続され、他端がそれぞれ前記サプレッションプールの水面下において、開放するまたはクエンチャが接続される排気管と、
前記サプレッションプールの水面下における前記排気管の内部または前記クエンチャ内部の圧力を計測する圧力計測器と、
前記蒸気逃し安全弁を開閉制御する制御装置と、を備え、
前記制御装置は、前記蒸気逃し安全弁を開放してから所定時間が経過した後、前記圧力計測器で検出した圧力が所定閾値以下であると判定した場合には、前記所定閾値以下の圧力を検出した前記圧力計測器がつながる前記蒸気逃し安全弁を閉止して開放を禁止することを特徴とする原子力発電プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントは、原子炉停止後も炉心で崩壊熱が発生し、その熱で蒸気が発生する。例えば、沸騰水型軽水炉（以下、ＢＷＲと称す）では、原子炉で異常事象が発生し、原子炉の圧力が上昇した場合は、発生した蒸気の一部を、蒸気逃し安全弁（以下、ＳＲＶと称す）を通して、原子炉格納容器（以下、ＰＣＶと称す）の一部であるウェットウェル（以下、Ｗ／Ｗと称す）内のサプレッションプール（以下、Ｓ／Ｐと称す）に排出して凝縮させる。このような機構を持つことでＢＷＲでは、比較的小さなＰＣＶでも崩壊熱により発生した蒸気を効率良く除去（凝縮）し、ＰＣＶ圧力の上昇を緩和して過度の圧力上昇を抑制することができる。
【０００３】
一般的なＢＷＲでは、ＳＲＶはＰＣＶの一部であるドライウェル（以下、Ｄ／Ｗと称す）内で、主蒸気管上に設置され、ＳＲＶからＳ／Ｐに繋がる配管（以下、ＳＲＶ排気管と称す）は、Ｄ／Ｗを通った後に、Ｗ／Ｗ空間部（Ｓ／Ｐの上部空間）を通り、その後、Ｓ／Ｐ内に通じている。一般的には、ＳＲＶ排気管の終端にはクエンチャと呼ばれる構造材が接続されており、Ｓ／Ｐ内で効率良く蒸気を凝縮できるように蒸気を分散してＳ／Ｐ内に排出している。しかし、仮にＳＲＶ排気管から、Ｗ／Ｗ空間部で蒸気の漏洩が発生した場合を仮定すると、ＳＲＶから排出された蒸気がＳ／Ｐ内に排出されず、Ｓ／Ｐによる蒸気の凝縮機能が弱くなる可能性がある。この結果、ＰＣＶの圧力上昇速度が増加し、ＰＣＶ圧力上昇を抑える機器の容量を増加させるなどの対策が必要になる可能性がある。
【０００４】
また、Ｗ／Ｗ空間部以外でＳＲＶ排気管から蒸気が漏洩した場合、例えばＤ／Ｗで漏洩が発生すると、漏洩した蒸気はベント管を通ってＳ／Ｐに流入して凝縮される。また、例えばＳ／Ｐの水面下で漏洩すると、漏洩した蒸気は周囲のＳ／Ｐ水により凝縮されるので、Ｗ／Ｗ空間部で漏洩が発生した場合と比較すると影響は小さいが、これらの場所での蒸気漏洩も排除できることが望ましい。
【０００５】
なお、ＳＲＶは通常、複数系統設置され、一部のＳＲＶの開放に失敗した場合も考慮して、原子炉の圧力上昇を抑制するのに十分な数が設置されている。
前記したようなＷ／Ｗ空間部での蒸気漏洩を防止する目的で、Ｗ／Ｗ空間部のＳＲＶ排気管を二重管とする構成が提案されている（特許文献１参照）。また、ＳＲＶからＳ／Ｐ内で放出された蒸気によるＳ／Ｐ水温の局所的な上昇を抑制する目的、またはＳ／Ｐ内で放出された蒸気を効率良く凝縮させる目的で、開放するＳＲＶをＳ／Ｐ水の温度を用いて制御する構成が提案されている（特許文献２，３参照）。また、ＰＣＶの健全性を保つ目的で、Ｓ／Ｐ水の温度が一定以上となった場合はＳＲＶの開放を抑制する構成が提案されている（特許文献４参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開昭５９−１７４７８８号公報
【特許文献２】特開昭６０−１１７１９５号公報
【特許文献３】特開昭６３−１７５７９９号公報
【特許文献４】特開昭６２−１００６９６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
しかしながら、特許文献１では、ＳＲＶ排気管を二重管化することで、ＰＣＶ圧力上昇を抑制可能であるが、既存の原子炉をこのような構造に変更するには、大がかりな工事が必要となり、コストが増大する。また、ＳＲＶ排気管は通常、熱伸びを吸収したり、他の構造材との干渉を避けるため、複数の曲がり部が存在するが、内側を通るＳＲＶ排気管はＳＲＶ作動時に高温となるのに対し、外側を覆う二重管部は温度が低い状態で保たれるため、管の熱伸び量に差が生じ、熱伸びの差を吸収する構造が必要となる。
【０００８】
また、特許文献２および３では、ＳＲＶの開閉を制御することはできるが、ＳＲＶ排気管からの蒸気漏洩を検知したり、その検知結果を受けてＳＲＶの開閉を制御することはできない。
【０００９】
本発明は前記した課題を解決するものであり、既存の原子炉も含めて簡易な方法で適用可能で、蒸気逃し安全弁の排気管からの蒸気漏洩が発生した場合に原子炉格納容器の圧力の過度な上昇を抑制することが可能な原子力発電プラントを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明は、原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に配置され、内部に炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続され、タービンに繋がる主蒸気管と、前記主蒸気管に独立して接続される少なくとも２個以上の蒸気逃し安全弁と、前記原子炉格納容器内に設けられるサプレッションプールと、一端がそれぞれ前記蒸気逃し安全弁と接続され、他端がそれぞれ前記サプレッションプールの水面下において、開放するまたはクエンチャと接続される排気管と、前記サプレッションプールの水面下における前記排気管の内部または前記クエンチャの内部の温度を計測する温度計測器と、前記蒸気逃し安全弁を開閉制御する制御装置と、を備え、前記制御装置は、前記蒸気逃し安全弁を開放してから所定時間が経過した後、前記温度計測器が検出した温度が所定閾値以下であると判定した場合には、前記所定閾値以下の前記温度を検出した前記温度計測器がつながる前記蒸気逃し安全弁を閉止して開放を禁止することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明によれば、既存の原子炉も含めて簡易な方法で適用可能で、蒸気逃し安全弁の排気管からの蒸気漏洩が発生した場合に原子炉格納容器の圧力の過度な上昇を抑制することが可能な原子力発電プラントを提供できる。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】第１実施形態の原子力発電プラントを示す概略構成図である。
【図２】クエンチャの拡大図である。
【図３】第１実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。
【図４】第２実施形態の原子力発電プラントを示す概略構成図である。
【図５】第２実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。
【図６】第３実施形態の原子力発電プラントを示し概略構成図である。
【図７】図６の一部拡大断面図である。
【図８】第３実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。
【図９】オリフィスを持たない構成で差圧を計測する場合の断面図である。
【図１０】第４実施形態の原子力発電プラントを示す概略構成図である。
【図１１】第４実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明を実施するための形態（以下「実施形態」という）について、適宜図面を参照しながら詳細に説明する。
（第１実施形態）
図１は、第１実施形態の原子力発電プラントを示す概略構成図、図２は、クエンチャの拡大図である。なお、第１実施形態は、特許請求の範囲の請求項１の構成に対応している。
図１に示すように、原子力発電プラント１００Ａは、原子炉格納容器１（以下、ＰＣＶと称す）を、改良型ＢＷＲ（以下、ＡＢＷＲと称す）に適用した例であり、以下のようなシステム構成を有している。
【００１４】
原子力発電プラント１００Ａは、ＰＣＶ１と、ＰＣＶ１内に配置され、内部に炉心２が収容された原子炉圧力容器３（以下、ＲＰＶと称す）と、ＲＰＶ３に接続されてタービン（不図示）に繋がる主蒸気管４と、を備えている。また、原子力発電プラント１００Ａは、主蒸気管４に独立して接続される蒸気逃し安全弁６（以下、ＳＲＶと称す）と、ＰＣＶ１内に設けられるサプレッションプール８（以下、Ｓ／Ｐと称す）と、一端がＳＲＶ６と接続され、他端がＳ／Ｐ水面８１の下（水面下）においてクエンチャ１０と接続されるＳＲＶ排気管９と、を備えている。また、原子力発電プラント１００Ａは、Ｓ／Ｐ水面８１の下におけるクエンチャ１０の内部の温度を計測する温度計測器１２と、ＳＲＶ６を開閉制御するＳＲＶ制御器１３（制御装置）と、を備えている。なお、図１では、説明の便宜上、ＳＲＶ６を２系統のみ図示しているが、実際にはさらに多くの系統が設置されている。また、図１では、説明の便宜上、ＳＲＶ制御器１３および温度計測器１２を図示左側のＳＲＶ６のみに記載しているが、制御機能は複数のＳＲＶに設置してもよい。
【００１５】
ＲＰＶ３には、ＲＰＶ３内で発生した蒸気をタービン（図示せず）に送る主蒸気管４が接続されている。主蒸気管４は、ＰＣＶ１内のドライウェル（以下、Ｄ／Ｗと称す）５と呼ばれる領域に設置され、ＳＲＶ６が接続されている。また、主蒸気管４は、ＲＰＶ３からＰＣＶ１の外部に貫通して延び、ＰＣＶ１の内部と外部との間で流路を遮断する遮断弁４ａを備えている。
【００１６】
ＰＣＶ１内には、Ｄ／Ｗ５と称される領域と、ウェットウェル７（以下、Ｗ／Ｗと称す）と称される領域が設けられている。Ｗ／Ｗ７は、プール水を貯めている領域であり、Ｗ／Ｗ７内のプールのことを、サプレッションプール（Ｓ／Ｐ）８と呼ぶ。なお、図１中、Ｓ／Ｐ８の水面位置を符号８１で示している。また、図１中、Ｄ／Ｗ５は、場所によって呼び方を分け、Ｗ／Ｗ７の上方にある領域を上部Ｄ／Ｗ５ａ、Ｗ／Ｗの横にあるＲＰＶ３下部の領域を下部Ｄ／Ｗ５ｂと呼ぶこともある。また、Ｓ／Ｐ８の上方のＷ／Ｗ７の領域を、Ｗ／Ｗ空間部７ａと呼ぶこともある。
【００１７】
ＳＲＶ６は、ＲＰＶ３および主蒸気管４内の圧力が過度に上昇した場合に圧力を下げるために開く弁であり、ＳＲＶ制御器１３によって開く逃し弁機能と、バネ力により設定圧力を超えると開く安全弁機能と、を有している。ＳＲＶ６が開くことで、ＲＰＶ３および主蒸気管４内の蒸気を放出することで、ＲＰＶ３内の圧力を下げることができる。
【００１８】
ＳＲＶ排気管９は、上流側の一端がＳＲＶ６に接続され、他端がＳ／Ｐ８の水面８１下に延びている。また、ＳＲＶ排気管９は、ＡＢＷＲにおいて、Ｄ／Ｗ５（上部Ｄ／Ｗ５ａ）を通った後にＷ／Ｗ空間部７ａに入り、Ｓ／Ｐ８内の底に設置されたクエンチャ１０と呼ばれる機器に接続されている。なお、クエンチャ１０の設置位置は、必ずしもＳ／Ｐ８の底に限定されるものではなく、Ｓ／Ｐ８内であればプールの底から上方に離れた位置であってもよい。
【００１９】
クエンチャ１０は、Ｓ／Ｐ８の底部に設置され、蒸気をＳ／Ｐ８内で効率良く凝縮するための機器である。ＳＲＶ６を通して放出された蒸気は、ＳＲＶ排気管９を通って、最終的にクエンチャ１０からＳ／Ｐ８内に放出され、プール水により凝縮される。蒸気をＳ／Ｐ８で凝縮して液体の水にすることで、蒸気の体積が大幅に減少し、蒸気をＰＣＶ１側に放出しても、ＰＣＶ１の圧力上昇を抑制することができる。
【００２０】
図２に示すように、クエンチャ１０は、ＳＲＶ排気管９の先端（端部）に接続され、ＳＲＶ排気管９よりも大径の円筒部１０ａと、円筒部１０ａの周面から外側方に突出する枝管１０ｂと、を備えて構成されている。枝管１０ｂには、複数の孔１０ｃが形成されている。このように、孔１０ｃから小さな蒸気の気泡として吐出させることで、Ｓ／Ｐ８内において蒸気が凝縮し易くなる。なお、図２では、２本の枝管１０ｂを備えた場合を図示して説明しているが、２本に限定されるものではなく、１本や３本以上であってもよい。
【００２１】
図１に戻って、ＲＰＶ３または主蒸気管４内の圧力が過度に上昇した場合は、ＳＲＶ６をＳＲＶ制御器１３によって開放する。ＳＲＶ排気管９、クエンチャ１０を通して、蒸気をＳ／Ｐ８内に放出して凝縮することで、ＰＣＶ１内の圧力をほとんど上昇させることなく、ＲＰＶ３または主蒸気管４内の圧力を減少させることができる。
【００２２】
また、原子力発電プラント１００Ａは、Ｄ／Ｗ５（上部Ｄ／Ｗ５ａ）と接続されるベント管１１を備えている。このベント管１１は、上部Ｄ／Ｗ５ａからＳ／Ｐ８の底面に向けて延びるとともに、Ｓ／Ｐ８内に蒸気を吐出させる複数の蒸気吐出孔１１ａが形成されている。
【００２３】
ＳＲＶ制御器１３は、ＣＰＵ（Central Processing Unit）、メモリ、インタフェース回路などを備え、メモリ（ＲＯＭ）に記憶された制御プログラムにしたがってＳＲＶ６を開閉制御する。また、ＳＲＶ制御器１３には、プラント全体を制御しているプラント制御系（図示せず）からスクラム信号が入力されるスクラム信号線１４、ＳＲＶ６からＳＲＶ開信号が入力されるＳＲＶ開信号線１５、温度計測器１２から温度計測値信号が入力される温度計測値信号線１６が接続されている。なお、ＳＲＶ開信号とは、ＳＲＶ６が開いているか否かの状態を示す信号である。また、ＳＲＶ制御器１３には、ＳＲＶ６を閉じるＳＲＶ閉止信号を出力するＳＲＶ閉止信号線１７が接続されている。なお、ＳＲＶ制御器１３からではなく、プラント制御系（図示せず）からＳＲＶ６を閉じるＳＲＶ閉止信号を出力するようにしてもよい。
【００２４】
ところで、仮にＷ／Ｗ空間部７ａ（Ｓ／Ｐ８の水面８１より上部）で、ＳＲＶ排気管９から蒸気が漏洩した場合を仮定すると、漏洩口Ｑ１（図１参照）から放出された蒸気は、Ｓ／Ｐ８の水面８１で凝縮されるだけとなり、Ｓ／Ｐ８の水中に放出された場合と比較して、蒸気の凝縮効率が悪化する。その結果、ＳＲＶ６から蒸気を放出した場合、ＰＣＶ１内の圧力上昇速度が大きくなる。ＰＣＶ１内の圧力が過度に上昇すると、ＰＣＶ１の過圧破損を防止するために、ＰＣＶ１内のガスを大気中に放出したり、ＰＣＶ１内の蒸気を凝縮させるためのスプレイを作動するなど、ＰＣＶ１内の圧力を下げるための追加の操作が必要となる。なお、ＳＲＶ排気管９がＳ／Ｐ８内で破断した場合（図１の符号Ｑ２参照）は、蒸気が水中に放出されるためＳ／Ｐ８のプール水により凝縮され、またＤ／Ｗ５内で破断した場合（図１の符号Ｑ３参照）は、Ｄ／Ｗ５からＳ／Ｐ８につながるベント管１１を通して、漏洩した蒸気をＳ／Ｐ８内で凝縮できるため、Ｗ／Ｗ空間部７ａで漏洩が発生した場合と比較すると影響は小さいが、これらの場所での蒸気漏洩も排除できることが望ましい。
【００２５】
本実施形態では、前記した課題を解決するものであり、Ｓ／Ｐ水面８１下に設けられたクエンチャ１０の内部に、温度計測器１２を設置し、計測した温度によってＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知し、漏洩を検知した場合には、漏洩しているＳＲＶ６を閉止して開放を禁止する制御機能を持つことを特徴としている。なお、図１の温度計測器１２は、温度計測位置を示しており、ＰＣＶ１の外部に図示した「Ｔ」の記号を含めた部分全体が温度計測器である。温度計測器１２の設置位置を、クエンチャ１０の内部（またはＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１より下の内部）とするのは、Ｗ／Ｗ空間部７ａ（Ｓ／Ｐ水面８１より上部）でＳＲＶ排気管９から蒸気が漏洩した場合が、ＰＣＶ１の圧力上昇速度の観点から特に厳しいためである。
【００２６】
このような制御機能を持つことで、仮にＳＲＶ排気管９から蒸気の漏洩がある場合には、漏洩があるＳＲＶ排気管９に接続されたＳＲＶ６を開かないようにするため、蒸気の漏洩を防止でき、ＰＣＶ１の圧力上昇を抑制することができる。ＳＲＶ６は通常、複数系統設置され、一部のＳＲＶ６の開放に失敗した場合も考慮して、原子炉の圧力上昇を抑制するのに十分な数が設置されている。また、通常、ＳＲＶ６の容量は通常運転時の蒸気発生量でも全量放出可能なように設計されるため、原子炉がスクラムなどによって出力が低下している場合であれば、ＳＲＶ６の容量の余裕度はさらに増していることになる。よって、複数のＳＲＶ６のうちの一つ、または一部のＳＲＶ６の漏洩を検知して、そのＳＲＶ６が開かないようになった場合でも、原子炉の過度の圧力上昇を防止できる。
【００２７】
図３は、第１実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。
図３に示すように、本制御ロジックでは、ステップＳ１０において、ＳＲＶ制御器１３は、原子炉がスクラムされた信号をスクラム信号線１４（図１参照）から受けてスタートする。ただし、スクラム信号は制御に必須では無く、ＳＲＶ６の数に余裕がある場合、またＳＲＶ排気管９からの漏洩確率が十分に小さい場合、すなわち、同時に複数のＳＲＶ排気管９から漏洩する可能性が無視できる場合は不要である。また、スクラム信号の替わりに、本発明の制御によってＳＲＶ６を閉止して開放を禁止するＳＲＶ６の最大数を、ＳＲＶ６の数の余裕に合わせて適切な値に設定してもよい。
【００２８】
そして、ステップＳ２０において、ＳＲＶ制御器１３は、ＳＲＶ６が開いたことを示すＳＲＶ開信号を検知したか否かを判定する。ＳＲＶ制御器１３は、ＳＲＶ６が開いていないと判定した場合には（Ｓ２０、Ｎｏ）、ステップＳ２０の処理を繰り返し、ＳＲＶ６が開いていると判定した場合には（Ｓ２０、Ｙｅｓ）、ステップＳ３０に進む。つまり、あるＳＲＶ６（一つのＳＲＶ６または一部のＳＲＶ）が開いた場合には、ＳＲＶ制御器１３が、ＳＲＶ開信号をＳＲＶ開信号線１５から受け取るようになっている。
【００２９】
ステップＳ３０において、ＳＲＶ制御器１３は、所定時間１が経過したか否かを判定する。なお、所定時間１は、ＳＲＶ排気管９の長さに応じて適宜設定され、ＳＲＶ排気管９が長くなるにつれて所定時間１を長く設定する。所定時間１は、例えば１０秒に設定される。このように所定時間１の経過を判定するのは、ＳＲＶ６が開放すると、ＳＲＶ６からＳＲＶ排気管９に蒸気が放出されるが、温度計測器１２を設置した位置まで蒸気が達し、温度計測器１２でそれを検知するまでには時間遅れが発生するためである。ＳＲＶ制御器１３は、所定時間１が経過していないと判定した場合には（Ｓ３０、Ｎｏ）、ステップＳ３０の処理を繰り返し、所定時間１が経過したと判定した場合には（Ｓ３０、Ｙｅｓ）、ステップＳ４０に進む。
【００３０】
ステップＳ４０において、ＳＲＶ制御器１３は、クエンチャ１０内を流れる流体の温度Ｔqを計測して、計測した温度Ｔqを温度計測値信号線１６を介して受け取る。
【００３１】
ステップＳ５０において、ＳＲＶ制御器１３は、温度ＴqがＴcrit（所定温度）以下であるか否かを判定する。ＳＲＶ制御器１３は、温度ＴqがＴcrit以下ではないと判定した場合には（Ｓ５０、Ｎｏ）、ステップＳ２０に戻り、温度ＴqがＴcrit以下であると判定した場合には（Ｓ５０、Ｙｅｓ）、ステップＳ６０に進む。なお、温度ＴqがＴcrit以下ではなく（Ｓ５０、Ｎｏ）ステップＳ２０に戻る理由とは、その間にＳＲＶ６が閉じることがあるからである。
【００３２】
すなわち、クエンチャ１０の内部（またはＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１より下の内部）は、ＳＲＶ６が開くまではＳ／Ｐ８の水が入っている。ＳＲＶ６が開いて蒸気が放出されると、ＳＲＶ排気管９内、クエンチャ１０内の水は蒸気によってＳ／Ｐ８に押し出され、ＳＲＶ排気管９の内部およびクエンチャ１０の内部は蒸気で満たされる。このため、ＳＲＶ排気管９から蒸気漏洩が無ければ、クエンチャ１０の内部の温度は上昇する。一方、ＳＲＶ排気管９から多量の蒸気が漏洩し、Ｓ／Ｐ８に蒸気が到達しないような状況では、クエンチャ１０の内部に水が残留することになり、温度上昇はほとんど無いか、あっても小さくなる。よって、クエンチャ１０の内部に温度計測器１２を設置することで、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知することが可能となる。
【００３３】
具体的には、温度計測器１２で計測した温度が、所定温度Ｔcrit以下である場合は（Ｓ５０、Ｙｅｓ）、蒸気漏洩があると判定する。なお、Ｔcritの値は、例えば、大気圧下の飽和温度である１００℃とすればよい。原子炉の設計により、Ｓ／Ｐ８の最高温度や、ＰＣＶ１の最高圧力が設定されている。Ｔcritの値は、Ｓ／Ｐ８の最高温度が設定されている場合は、その温度よりも高い温度、ＰＣＶ１の最高圧力が設定されている場合は、ＰＣＶ１の最高圧力における飽和温度などに設定してもよい。
【００３４】
ステップＳ６０において、ＳＲＶ制御器１３は、ＳＲＶ６を閉じるように制御し、かつ、閉じたＳＲＶ６をその後開かないように（開放禁止となるように）制御する。
【００３５】
このように、温度計測器１２による結果から、ＳＲＶ排気管９で蒸気漏洩があると判定した場合は、そのＳＲＶ６を閉止するＳＲＶ閉止信号とそのＳＲＶ６を開放禁止にするＳＲＶ開放禁止信号を、ＳＲＶ閉止信号線１７に発し、蒸気漏洩があるＳＲＶ６が開かないように制御する。
【００３６】
なお、前記したＳＲＶ６は複数系統設置されている。それぞれのＳＲＶ６は、例えば、開放する設定圧力が異なっていたり、ＲＰＶ３内の圧力を減少させるための自動減圧機能の有無など特性が異なっている。このように特性が異なるため、本発明の目的を考えた場合の重要度も異なる。例えば、原子炉が停止（スクラム）した後は、通常運転時に比べて蒸気の発生量が減少するので、複数のＳＲＶ６のうち、開放する設定圧力が低いものしか基本的には開かない。このように開く頻度が高いＳＲＶ６は重要度が高くなる。また、ＲＰＶ３内の圧力を減少させるための自動減圧機能を有するＳＲＶ６は、ＲＰＶ３内の蒸気を連続的に排出する場合があるため、重要度が高くなる。このように、重要度が高いＳＲＶにのみ、本実施形態を適用してもよい。
【００３７】
以上説明した第１実施形態は、ＰＣＶ１と、ＲＰＶ３と、主蒸気管４と、少なくとも２個以上のＳＲＶ６と、Ｓ／Ｐ８と、一端がそれぞれＳＲＶ６と接続されて他端がそれぞれＳ／Ｐ水面８１下においてクエンチャ１０が接続されるＳＲＶ排気管９と、クエンチャ１０の内部の温度を計測する温度計測器１２と、ＳＲＶ６を開閉制御するＳＲＶ制御器１３と、を備え、ＳＲＶ制御器１３が、ＳＲＶ６を開放してから所定時間１が経過した後（Ｓ２０、Ｓ３０でＹｅｓ）、温度計測器１２が検出した温度が所定閾値（Ｔcrit）以下であると判定した場合には（Ｓ４０、Ｓ５０でＹｅｓ）、所定閾値以下の温度を検出した温度計測器１２がつながるＳＲＶ６を閉止して開放を禁止するものである。これによれば、クエンチャ１０の内部に温度計測器１２を設けるだけでよいので、既存の原子炉も含めて簡易な方法で適用可能である。また、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩が発生したと検知された場合には、漏洩のあるＳＲＶ排気管９のＳＲＶ６を閉止して開放を禁止するので、ＲＰＶ３の圧力の過度な上昇を抑制することができる。
【００３８】
（第２実施形態）
図４は、第２実施形態の原子力発電プラントを示す概略構成図である。なお、第１実施形態と同様の構成については、同一の符号を付して重複した説明を省略する（第３実施形態以降についても同様）。また、第２実施形態は、特許請求の範囲の請求項２の構成に対応している。
図４に示すように、第２実施形態の原子力発電プラント１００Ｂは、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知する計測手段を変更した点において第１実施形態と異なっている。
【００３９】
原子力発電プラント１００Ｂは、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知する手段として差圧計測器１８Ａ（図４中では「ΔＰ」の記号で示す）を備えている。この差圧計測器１８Ａで計測した信号は、差圧計測値信号線１９によりＳＲＶ制御器１３に入力される。なお、差圧計測器１８Ａには、２本の差圧導管（第１差圧導管１８１、第２差圧導管１８２）が接続されている。第１差圧導管１８１は、ＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１下の内部に接続されている。第２差圧導管１８２は、Ｗ／Ｗ空間部７ａに接続されている。なお、第１差圧導管１８１は、ＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１下の内部に替えてクエンチャ１０の内部に接続してもよく、第２差圧導管１８２は、Ｗ／Ｗ７に替えてＤ／Ｗ５やＳ／Ｐ８内であってもよい。
【００４０】
ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩が無かった場合、ＳＲＶ６からＳ／Ｐ８に放出される蒸気は、流路の狭いクエンチャ１０を通ってＳ／Ｐ８に放出される。クエンチャ１０には圧力損失があるため、クエンチャ１０の内部（ＳＲＶ排気管９の内部）の圧力は、外部（Ｗ／Ｗ空間部７ａやＳ／Ｐ８）よりも高い圧力になる。そのため、クエンチャ１０の内部（またはＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１下の内部）の圧力と、Ｗ／Ｗ空間部７ａまたはＳ／Ｐ８内の圧力との差圧を計測することで、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩の有無を判定することが可能となる。
【００４１】
図５は、第２実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。なお、第１実施形態と同様の処理については、同一のステップ符号を付して重複した説明を省略する。
図５に示すように、ステップＳ３１において、ＳＲＶ制御器１３は、所定時間２が経過した否かを判定する。なお、所定時間２は、第１実施形態における所定時間１よりも短く設定できる。ＳＲＶ制御器１３は、所定時間２が経過していないと判定した場合には（Ｓ３１、Ｎｏ）、ステップＳ３１の処理を繰り返し、所定時間２が経過したと判定した場合には（Ｓ３１、Ｙｅｓ）、ステップＳ４１に進む。
【００４２】
ステップＳ４１において、ＳＲＶ制御器１３は、差圧計測器１８Ａによって差圧ΔＰを計測して、計測した差圧ΔＰを差圧計測値信号線１９を介して受け取る。
【００４３】
ステップＳ５１において、ＳＲＶ制御器１３は、計測した差圧ΔＰがΔＰcrit（所定閾値）以下であるか否かを判定する。ＳＲＶ制御器１３は、差圧ΔＰがΔＰcrit以下ではないと判定した場合には（Ｓ５１、Ｎｏ）、ステップＳ２０に戻り、差圧ΔＰがΔＰcrit以下であると判定した場合には（Ｓ５１、Ｙｅｓ）、ステップＳ６０に進む。
【００４４】
一般的に圧力の伝播は、温度の伝播に比較して早いため、このようなシステムとすることで、早期にＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知することができる。ここでは、外部の圧力としてＷ／Ｗ空間部７ａやＳ／Ｐ８の圧力を想定したが、判定の精度が悪くなることを許容できる場合は、Ｄ／Ｗ５の圧力を外部の圧力としてもよい。
【００４５】
ＳＲＶ排気管９の内部の圧力計測位置をクエンチャ１０の内部（またはＳ／Ｐ水面８１より下の内部）としたのは、第１実施形態と同様に、Ｗ／Ｗ空間部７ａ（Ｓ／Ｐ水面８１より上部）でＳＲＶ排気管９から蒸気が漏洩した場合が、ＰＣＶ１における圧力上昇速度の観点から特に厳しいためである。
【００４６】
ＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１より下の内部の圧力は、ＳＲＶ６が開くまでは、Ｗ／Ｗ空間部７ａやＳ／Ｐ８の圧力とほぼ等しい（実際は計測位置の上部にある水の重量、すなわち水頭によりわずかに圧力は異なる）。ＳＲＶ６が開いて蒸気が放出されると、ＳＲＶ排気管９内には、ＲＰＶ３からＳＲＶ６を通して放出される蒸気で満たされる。このため、ＳＲＶ排気管９から蒸気漏洩が無ければ、ＳＲＶ排気管９内の圧力は上昇する。一方、ＳＲＶ排気管９から多量の蒸気が漏洩し、Ｓ／Ｐ８に蒸気が到達しないような状況では、蒸気が漏洩している場所より下の位置では圧力がほとんど上昇しない。よって、ＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１下の内部の圧力と、Ｗ／Ｗ空間部７ａまたはＳ／Ｐ８内の圧力との差圧を計測することで、蒸気漏洩の有無を判定することが可能となる。具体的には、差圧計測器１８Ａで計測した差圧（ＳＲＶ排気管９内の圧力の方が、Ｗ／Ｗ空間部７ａの圧力よりも高い）が、所定閾値ΔＰcrit以下の場合は、蒸気漏洩があると判定する。
【００４７】
なお、ΔＰcritは、ＳＲＶ排気管９やクエンチャ１０の設計によって異なるが、例えば、Ｓ／Ｐ８の水深（Ｓ／Ｐ水面８１からクエンチャ１０の出口までの高さの差）が５ｍである場合、初期にＳＲＶ排気管９内に溜まっている水を押し出して蒸気が流れるための圧力として５０ｋＰａ以上に設定すればよい。
【００４８】
このように、差圧計測器１８Ａの計測の結果から、ＳＲＶ排気管９で蒸気漏洩があると判定した場合は、そのＳＲＶ６を閉止する信号およびそのＳＲＶ６の開放を禁止する信号を発し、蒸気漏洩があるＳＲＶ排気管９に接続されたＳＲＶ６を開かないように制御する。なお、通常は、ＳＲＶ６は複数系統設置されている。また、第１実施形態と同様に、重要度が高いＳＲＶ６にのみ、本実施形態を適用してもよい。
【００４９】
このように構成された第２実施形態は、ＰＣＶ１と、ＲＰＶ３と、主蒸気管４と、少なくとも２個以上のＳＲＶ６と、Ｓ／Ｐ８と、一端がそれぞれＳＲＶ６と接続されて他端がそれぞれＳ／Ｐ水面８１下においてクエンチャ１０が接続されるＳＲＶ排気管９と、Ｓ／Ｐ水面８１下におけるＳＲＶ排気管９の内部の圧力から、ＰＣＶ１内のＷ／Ｗ空間部７ａの圧力を引いた差圧ΔＰを計測する差圧計測器１８Ａと、ＳＲＶ６を開閉制御するＳＲＶ制御器１３と、を備え、ＳＲＶ制御器１３は、ＳＲＶ６を開放してから所定時間２が経過した後、差圧計測器１８Ａが検出した差圧ΔＰがΔＰcrit（所定閾値）以下であると判定した場合には、所定閾値以下の差圧ΔＰを検出した差圧計測器１８ＡがつながるＳＲＶ６を閉止して開放を禁止する。これによれば、２本の差圧導管（第１差圧導管１８１および第２差圧導管１８２）を備えた差圧計測器１８Ａを接続するだけでよいので、既存の原子炉も含めて簡易な方法で適用可能である。また、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩が発生したと検知された場合には、ＳＲＶ６を閉止して開放を禁止するので、ＲＰＶ３の圧力の過度な上昇を抑制することができる。
【００５０】
なお、第２実施形態では、第１差圧導管１８１をＳ／Ｐ水面８１下のＳＲＶ排気管９内に接続し、第２差圧導管１８２をＷ／Ｗ空間部７ａに接続した場合を例に挙げて説明したが、これに限定されるものではなく、第１差圧導管１８１を接続する位置をクエンチャ１０の内部にしてもよく、また第２差圧導管１８２を接続する位置をＤ／Ｗ５内またはＳ／Ｐ８内にしてもよい。
【００５１】
（第３実施形態）
図６は、第３実施形態の原子力発電プラントを示し概略構成図、図７は、図６の一部拡大断面図、図８は、第３実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。なお、第３実施形態は、特許請求の範囲の請求項３の構成に対応している。
図６に示すように、第３実施形態の原子力発電プラント１００Ｃは、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知する計測手段を変更した点において、第１実施形態や第２実施形態と異なっている。
【００５２】
図６では、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知する手段として、第２実施形態と同様な差圧計測器１８Ｂを用いている。ただし、差圧計測器１８Ｂは、Ｓ／Ｐ水面８１下でのＳＲＶ排気管９の下流側であるクエンチャ１０の内部における２点の圧力の差であることが異なっている。なお、Ｓ／Ｐ水面８１下でのＳＲＶ排気管９の下流側であればよく、差圧が生じるＳＲＶ排気管９内部の２点の圧力の差を計測するようにしてもよい。
【００５３】
すなわち、ＳＲＶ排気管９やクエンチャ１０には、蒸気が流れるときに圧力損失（差圧ΔＰ）が発生する。この圧力損失（差圧ΔＰ）は、蒸気の流れが乱流であると仮定すると、通常は蒸気の流速の２乗（ｕ2）と、蒸気密度（ρ）の積に比例する（ΔＰ∝ｕ2×ρ）。よって、蒸気密度（ρ）は固定値であるので、圧力損失（差圧ΔＰ）を計測することで、蒸気の流れの有無を判定することが可能になる。より精度良く流速を評価するには、図６に示すように、蒸気が通る経路上に、内部が一部絞られたオリフィス２０を設置し、オリフィス２０の前後の差圧ΔＰを計測することが望ましい。
【００５４】
図７に示すように、クエンチャ１０の円筒部１０ａにオリフィス２０が設けられている。オリフィス２０は、円板２２ａの径方向の中心にＳＲＶ排気管９の内径（直径）よりも小さい貫通孔（絞り孔）２２ｂを有し、枝管１０ｂよりも上流側に位置している。
【００５５】
差圧計測器１８Ｂには、２本の差圧導管（第１差圧導管１８３、第２差圧導管１８４）が接続されている。第１差圧導管１８３は、オリフィス２０の下流側の円筒部１０ａの空間１０ｓに接続されている。第２差圧導管１８４は、オリフィス２０の上流側の円筒部１０ａの空間１０ｔに接続されている。
【００５６】
このような差圧計測器１８Ｂを備えた構成にすることで、蒸気の流れの有無と、蒸気の流速を、より直接的に評価することが可能となり、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩量も評価することが可能となる。蒸気密度（ρ）は必ず正の値であり、流速（ｕ）が０より大きければ、圧力損失（差圧ΔＰ）が０より大きくなる。よって、差圧（ΔＰ）を計測することで、流速を求めることが可能になる。
【００５７】
具体的には、クエンチャ１０の内部で計測した差圧ΔＰの値が０よりも大きければ、ＳＲＶ排気管９が健全（漏洩無し）であると判定することができる。ただし実際には、差圧計測器１８Ｂの測定誤差などを考慮して、判定する差圧の閾値を設定する必要がある。
【００５８】
また、オリフィス２０を用いることで、前記した式（ΔＰ∝ｕ2×ρ）よりＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩量も評価可能である。ＳＲＶ６が開くと、オリフィス２０から蒸気がどの程度出るかは設計時に求められているので、その設計時の値（流速または差圧）と、前記式から求めた値（流速または差圧）に差がある場合には、ＳＲＶ排気管９から蒸気が漏洩していることを検出できる。差が大きい場合には、ＳＲＶ排気管９から蒸気が多く漏洩していると判定でき、差が小さい場合には、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩が少ないと判定できる。このように、漏洩量がほとんど０なのか、多く漏洩しているのかを算出することができる。例えば、蒸気漏洩量が少ない場合には、ＳＲＶ６を閉止して開放禁止にせず、蒸気漏洩量が多い場合のみ、ＳＲＶ６を閉止して開放禁止とする制御も可能となる。
【００５９】
次に、原子力発電プラント１００Ｃの動作について図８を参照して説明する。なお、第２実施形態と同様の処理については、同一のステップ符号を付して重複した説明を省略する。
図８に示すように、ステップＳ５２において、ＳＲＶ制御器１３は、ステップＳ４１で差圧計測器１８Ｂが計測した差圧ΔＰがΔＰ１crit（所定閾値）以下であるか否かを判定する。なお、ΔＰ１critは、前記したΔＰcritと同様にして設定されるが、漏れを許容できる漏洩量に対応した閾値（差圧）に設定される。ＳＲＶ制御器１３は、差圧ΔＰがΔＰ１crit以下ではないと判定した場合には（Ｓ５２、Ｎｏ）、ステップＳ２０に戻り、差圧ΔＰがΔＰ１crit以下であると判定した場合には（Ｓ５２、Ｙｅｓ）、ステップＳ５３に進む。
【００６０】
ステップＳ５３において、ＳＲＶ制御器１３は、さらにステップＳ３１で差圧計測器１８Ｂが計測した差圧ΔＰがΔＰ２crit以下であるか否か判定する。なお、ΔＰ２critは、ΔＰ１critよりも小さい閾値に設定される。ＳＲＶ制御器１３は、差圧ΔＰがΔＰ２crit以下ではないと判定した場合には（Ｓ５３、Ｎｏ）、ステップＳ２０に戻り、差圧ΔＰがΔＰ２crit以下であると判定した場合には（Ｓ５３、Ｙｅｓ）、ステップＳ６０に進み、ＳＲＶ６を閉じて開放禁止となるように制御する。
【００６１】
図９は、オリフィスを持たない構成で差圧を計測する場合の断面図である。
図９に示すように、クエンチャ１０にオリフィス２０（図７参照）を備えない構成であっても、蒸気の流速（ｕ）を評価出来るため、オリフィス２０の設置は必須では無い。その場合には、差圧計測器１８Ｃにおける２本の差圧導管のうちの第１差圧導管１８５をクエンチャ１０の円筒部１０ａの内部に接続し、第２差圧導管１８６をＳＲＶ排気管９の内部に接続する。
【００６２】
このように構成された第３実施形態は、ＰＣＶ１と、ＲＰＶ３と、主蒸気管４と、少な
くとも２個以上のＳＲＶと、Ｓ／Ｐ８と、一端がそれぞれＳＲＶ６と接続されて他端がそれぞれＳ／Ｐ水面８１下においてクエンチャ１０が接続されるＳＲＶ排気管９と、Ｓ／Ｐ水面８１下でのＳＲＶ排気管９の下流側の圧力を計測する差圧計測器１８Ｂ，１８Ｃと、ＳＲＶ６を開閉制御するＳＲＶ制御器１３と、を備え、ＳＲＶ制御器１３は、ＳＲＶ６を開放してから所定時間２が経過した後、差圧計測器１８Ｂ，１８Ｃが検出した差圧の値が所定閾値（ΔＰ２crit）以下であると判定した場合には、所定閾値以下の差圧を検出した差圧計測器１８Ｂ，１８ＣがつながるＳＲＶ６を閉止して開放を禁止する。これによれば、２本の差圧導管（第１差圧導管１８３，１８５および第２差圧導管１８４，１８６）を備えた差圧計測器１８Ｂ，１８Ｃを接続するだけでよいので、既存の原子炉も含めて簡易な方法で適用可能である。また、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩が発生したと検知された場合には、ＳＲＶ６を閉止して開放を禁止するので、ＲＰＶ３の圧力の過度な上昇を抑制することができる。
【００６３】
また、第３実施形態では、クエンチャ１０の内部にオリフィス２０が設けられ、差圧計測器１８Ｂがオリフィス２０の前後の差圧を計測するように構成されている。これによれば、蒸気漏洩量の大小を計測することができ、蒸気漏洩量に応じたＳＲＶ６の開閉制御を行うことが可能になる。
【００６４】
なお、第３実施形態において、第１実施形態や第２実施形態と同様に、重要度が高いＳＲＶ６にのみ適用してもよい。
【００６５】
（第４実施形態）
図１０は、第４実施形態の原子力発電プラントを示す概略構成図である。なお、第４実施形態は、特許請求の範囲の請求項５の構成に対応している。
第４実施形態の原子力発電プラント１００Ｄは、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知する計測手段を変更した点において、第１実施形態ないし第３実施形態とは異なっている。
【００６６】
図１０に示すように、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知する手段として、クエンチャ１０の内部の圧力Ｐを、圧力計測器２１で計測している。クエンチャ１０の内部は、圧力導管２１１で接続されている。圧力計測器２１で計測した信号は、圧力計測値信号線２２によりＳＲＶ制御器１３に入力される。
【００６７】
前記した第２実施形態では、Ｗ／Ｗ空間部７ａとＳ／Ｐ水面８１下のＳＲＶ排気管９の内部との差圧ΔＰ（または、Ｓ／Ｐ８内とＳ／Ｐ水面８１下のＳＲＶ排気管９の内部との差圧ΔＰ）を計測したが、一般的にＷ／Ｗ空間部７ａやＳ／Ｐ８の圧力は、原子炉の圧力に比較して非常に低い。そのため、クエンチャ１０の内部（またはＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１下の内部）の圧力Ｐを計測するだけでも、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩を検知することが可能となる。
【００６８】
具体的には、Ｗ／Ｗ空間部７ａの圧力やＳ／Ｐ８の圧力は、設計によって異なるが、例えば最高使用圧力が０．４ＭＰａなどに設定される。ＳＲＶ排気管９のＳ／Ｐ水面８１下の内部またはクエンチャ１０の内部の圧力が、この設計圧力よりも高くなれば、ＳＲＶ排気管９が健全であると判定することができる。
【００６９】
図１１は、第４実施形態の原子力発電プラントの動作を示すフローチャートである。
図１１に示すように、ステップＳ３１において、ＳＲＶ制御器１３は、所定時間２が経過した否かを判定する。なお、所定時間２は、ＳＲＶ排気管９の長さに応じて適宜設定され、例えば１０秒よりも短い時間に設定される。ＳＲＶ制御器１３は、所定時間２が経過していないと判定した場合には（Ｓ３１、Ｎｏ）、ステップＳ３１の処理を繰り返し、所定時間２が経過したと判定した場合には（Ｓ３１、Ｙｅｓ）、ステップＳ４２に進む。
【００７０】
ステップＳ４２において、ＳＲＶ制御器１３は、クエンチャ１０内を流れる流体の圧力Ｐを圧力計測器２１で計測して、計測した圧力Ｐを圧力計測値信号２を介して受け取る。
【００７１】
ステップＳ５４において、ＳＲＶ制御器１３は、圧力ＰがＰcrit（所定閾値）以下であるか否かを判定する。ＳＲＶ制御器１３は、圧力ＰがＰcrit以上ではないと判定した場合には（Ｓ５４、Ｎｏ）、ステップＳ２０に戻り、圧力ＰがＰcrit以上であると判定した場合には（Ｓ５４、Ｙｅｓ）、ステップＳ６０に進む。
【００７２】
このように構成された第４実施形態によれば、第２実施形態や第３実施形態と比較して、計測器の配管または配線が少なくなり（差圧の計測には、１点の計測に差圧導管が２本必要であるが、圧力の計測は圧力導管１本か圧力センサからの信号線１本を引き回すのみでよい）、配管や配線の引き回しが困難な場所にも設置できる可能性が高まり、設置コストも低減できる。また、ＳＲＶ排気管９からの蒸気漏洩が発生したと検知された場合には（Ｓ５４、Ｙｅｓ）、ＳＲＶ６を閉止して開放を禁止するので、ＲＰＶ３の圧力の過度な上昇を抑制することができる。
【００７３】
なお、本発明は前記した実施形態に限定されるものではなく、発明の範囲を変更しない範囲において適宜変更することができる。例えば、前記した第１実施形態ないし第４実施形態では、ＳＲＶ排気管９の先端にクエンチャ１０が取り付けられた構成を例に挙げて説明したが、クエンチャ１０を備えずに、ＳＲＶ排気管９の先端がＳ／Ｐ８に開放する構成であってもよい。
【符号の説明】
【００７４】
１      原子炉格納容器（ＰＣＶ）
２      炉心
３      原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
４      主蒸気管
５      ドライウェル（Ｄ／Ｗ）
６      蒸気逃し安全弁（ＳＲＶ）
７      ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）
８      サプレッションプール（Ｓ／Ｐ）
８１    サプレッションプール水面（Ｓ／Ｐ水面）
９      ＳＲＶ排気管
１０    クエンチャ
１１    ベント管
１２    温度計測器
１３    ＳＲＶ制御器
１４    スクラム信号線
１５    ＳＲＶ開信号線
１６    温度計測値信号線
１７    ＳＲＶ閉止信号線
１８Ａ，１８Ｂ，１８Ｃ  差圧計測器
１９    差圧計測値信号線
２０    オリフィス
２１    圧力計測器
２２    圧力計測値信号線
１００Ａ，１００Ｂ，１００Ｃ，１００Ｄ  原子力発電プラント
１８１，１８３，１８５  第１差圧導管
１８２，１８４，１８６  第２差圧導管
２１１  圧力導管
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
0006445986.tif 000010
【図１０】
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【図１１】
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