(57)【要約】【課題】蒸気タービン式ポンプの流量制御に伴うバッテリ消費を抑えることにより、原子炉隔離時に長期に亘って炉心を安定に冷却可能な原子炉注水装置を提供する。【解決手段】ドライウェル圧力高信号が検出されない状況において原子炉スクラムと全交流電源喪失の２つの状態を検出した場合に非常信号３３を発生する非常信号発生装置２５と、原子炉圧力容器２内で発生した崩壊熱量を計算する崩壊熱量計算装置２６ａと、非常信号３３の発生時に、温度計２１で計測した水温３４と前記崩壊熱量計算装置で計算した崩壊熱量３６とに基づいて、蒸気タービン式ポンプ１７の目標流量を計算する目標流量計算装置２７ａと、圧力計１８で計測した圧力３７と回転速度計２２で計測した回転数３８と前記目標流量計算装置で計算した目標流量３２とに基づいて、蒸気加減弁１１の開度を調整する蒸気加減弁制御装置２８ａとを備える。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
核分裂反応熱もしくは崩壊熱によって冷却水を沸騰させることで蒸気を発生することが可能で、かつスクラムによる核分裂連鎖反応停止機能を有する炉心と、前記炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器の過圧破損を防止する主蒸気逃し弁とを有する原子力発電プラントに備えられた原子炉注水装置において、
前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気によって駆動される蒸気タービンと、
前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を前記蒸気タービンに導く蒸気引込配管と、
前記蒸気引込配管に設けられたタービン止め弁と、
前記蒸気引込配管に設けられ、前記蒸気タービンに導かれる蒸気の流量を調整する蒸気加減弁と、
前記蒸気タービンで仕事をした蒸気を凝縮する凝縮用水源と、
前記蒸気タービンで仕事をした蒸気を前記凝縮用水源に導く蒸気排気配管と、
前記蒸気排気配管に設けられ、前記凝縮用水源から前記蒸気タービンへの逆流を防止する逆止弁と、
前記原子炉圧力容器内に注水するための冷却水を貯留する揚水用水源と、
前記蒸気タービンで駆動され、前記揚水用水源の冷却水を前記原子炉圧力容器内に注水する蒸気タービン式ポンプと、
前記原子炉圧力容器内の圧力を計測する圧力計と、
前記原子炉圧力容器内の水位を計測する水位計測装置と、
前記揚水用水源の水温を計測する温度計と、
前記蒸気タービンの回転数を計測する回転速度計と、
前記水位計測装置で計測した水位が所定の起動水位を下回った場合に前記蒸気タービン式ポンプを起動させる起動信号を発生させ、前記水位計測装置で計測した水位が前記起動水位より上方に設定された所定の停止水位を上回った場合に前記蒸気タービン式ポンプを停止させる停止信号を発生させる起動・停止信号発生装置と、
前記起動信号が発生した場合に前記タービン止め弁を全開し、前記停止信号が発生した場合に前記タービン止め弁を全閉する止め弁制御装置と、
ドライウェル圧力高信号が検出されない状況においてスクラムと全交流電源喪失の２つの状態を検出した場合に非常信号を発生する非常信号発生装置と、
前記原子炉圧力容器内で発生した崩壊熱量を計算する崩壊熱量計算装置と、
前記非常信号の発生時に、前記温度計で計測した水温と前記崩壊熱量計算装置で計算した崩壊熱量とに基づいて、前記蒸気タービン式ポンプの目標流量を計算する目標流量計算装置と、
前記圧力計で計測した圧力と前記回転速度計で計測した回転数と前記目標流量計算装置で計算した目標流量とに基づいて、前記蒸気加減弁の開度を調整する蒸気加減弁制御装置と
を備えたことを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉注水装置において、
前記崩壊熱量計算装置は、前記起動信号の発生時に、前記水位計測装置で計測した水位と前記圧力計で計測した圧力とに基づいて、前記原子炉圧力容器内の崩壊熱量を計算することを特徴する原子炉注水装置。
【請求項３】
請求項１に記載の原子炉注水装置において、
前記崩壊熱量計算装置は、前記起動信号の発生時に、前記水位計測装置で計測した水位に基づいて、前記原子炉圧力容器内の崩壊熱量を計算することを特徴する原子炉注水装置。
【請求項４】
請求項１乃至３のいずれか１項に記載の原子炉注水装置において、
前記非常信号が発生してからの経過時間を計測するタイマーを更に備え、
前記崩壊熱量計算装置は、前記タイマーで計測した経過時間に基づいて崩壊熱量を計算し、
前記目標流量計算装置は、前記温度計で計測した水温と前記崩壊熱量計算装置で計算した崩壊熱量とに基づいて、前記蒸気タービン式ポンプの目標流量を計算することを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項５】
請求項１乃至４のいずれか１項に記載の原子炉注水装置において、
前記蒸気加減弁制御装置は、起動してから３０秒以上経過した後に前記蒸気加減弁の開度の調整を停止することを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項６】
請求項１乃至５のいずれか１項に記載の原子炉注水装置において、
前記水位計測装置は、前記原子炉圧力容器内の水位の差圧を計測する差圧計を有し、前記圧力計で計測した圧力と前記差圧計で計測した差圧とに基づいて、前記原子炉圧力容器内の水位を計算することを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項７】
請求項１乃至６のいずれか１項に記載の原子炉注水装置において、
前記水位計測装置は、前記原子炉圧力容器に設けられた水位計であることを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項８】
請求項１乃至７のいずれか１項に記載の原子炉注水装置において、
前記蒸気加減弁制御装置は、前記水位計測装置で計測した水位が前記原子炉注水装置の起動水位より下方に設定された異常水位を下回った場合に、前記目標流量計算装置で計算した目標流量に代えて、予め設定された定格流量に基づいて、前記蒸気加減弁の開度を調整することを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項９】
請求項１乃至８のいずれか１項に記載の原子炉注水装置において、
前記揚水用水源は、第１の揚水用水源と第２の揚水用水源とを有し、
前記温度計は、前記第１の揚水用水源の水温を計測する第１の温度計と前記第２の揚水用水源の水温を計測する第２の温度計とを有し、
前記第１及び第２の揚水用水源のいずれかを使用可能とする水源選択装置を更に備えたことを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項１０】
請求項１乃至８のいずれか１項に記載の原子炉注水装置において、
前記凝縮用水源と前記揚水用水源とが一体化されたことを特徴とする原子炉注水装置。
【請求項１１】
請求項１乃至１０のいずれか１項に記載の原子炉注水装置を備えた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、原子炉注水装置及び原子力発電プラントに係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子炉注水装置及び原子力発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
多くの沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉注水システムの１つとして、蒸気タービン式ポンプを用いた原子炉注水装置からなる原子炉隔離時冷却系（RCIC：Rector Core Isolation Cooling system）を備えている。原子炉隔離時冷却系は、原子力発電プラントに発生した何らかの異常によって、原子炉がスクラムされ、原子炉圧力容器が隔離されることで原子炉圧力容器への給水が停止した場合に、原子炉に注水することによって燃料破損を防止するための設備の一つである。原子力発電プラントでは、通常、原子炉隔離時冷却系以外にも、電動ポンプを用いた動的注水装置を備えているが、原子炉隔離時冷却系は、全交流電源喪失のような、電動ポンプが動作しない状況においても、バッテリからの直流給電のみで動作させることが可能である。このような原子炉隔離時冷却系としての原子炉注水装置を開示するものとして、例えば特許文献１及び２がある。
【０００３】
まず、特許文献１に記載の原子炉注水装置の動作について、図２を用いて説明する。原子炉隔離時に炉心１に制御棒３が挿入されることで核分裂連鎖反応が停止し、炉出力は大きく低下するが、その後も放射性核種の崩壊によって発生する崩壊熱によって炉心１から蒸気が発生し続ける。発生した蒸気は、主蒸気逃し弁７を介して凝縮用水源１２である圧力抑制プールに導き凝縮させることで、原子炉圧力容器２の過圧破損を防止する。主蒸気逃し弁７を介して蒸気が流出することで原子炉圧力容器内水位Ｈが徐々に低下して予め設定された下限水位を下回ると、蒸気タービン式ポンプ１７が起動する。すなわち、タービン止め弁１０が全開すると共に蒸気加減弁１１の開度が調整され、炉心１で発生した蒸気が蒸気タービン８に導かれて仕事をした後、凝縮用水源１２である圧力抑制プールに排気され凝縮される。蒸気タービン８で回収した仕事によって蒸気タービン式ポンプ１７を駆動することで、揚水用水源１５である復水貯蔵槽の水を原子炉圧力容器２に注水することができる。これにより、原子炉圧力容器内水位Ｈの減少が止まり、炉心１の冷却機能を維持できる。
【０００４】
ここで、原子炉注水装置１００では、蒸気タービン式ポンプ１７の注水流量が予め設定された定格流量に一致するように蒸気加減弁１１の開度を制御するが、一般に、原子炉隔離時冷却系の定格流量は崩壊熱によって発生し主蒸気逃し弁７から流出する蒸気量よりも大きいため、蒸気タービン式ポンプ１７の起動後は、原子炉圧力容器内水位Ｈは低下から上昇に転じる。そのため、特許文献１では説明されていないが、原子炉圧力容器内水位Ｈが予め設定された停止水位を超えた時は、蒸気タービン８への液相冷却材流入を防ぐために、蒸気タービン式ポンプ１７を停止させる必要がある。蒸気タービン式ポンプ１７の停止後は、炉心１で発生する蒸気が主蒸気逃し弁７を介して流出することで、原子炉圧力容器内水位Ｈは再び低下に転ずる。以上のような動作の繰り返しにより、原子炉圧力容器２内の圧力レベルは主蒸気逃し弁７からの蒸気排出によって設計制限値以下に制御されつつ、原子炉圧力容器内水位Ｈは起動水位と停止水位の間で上昇・下降を繰り返す。これにより、原子炉圧力容器内水位Ｈは一定の範囲に保たれ、炉心１を水面上に露出させることなく安定に冷却することができる。
【０００５】
一方、特許文献２に記載の原子炉注水装置１００では、原子炉隔離時にタービン止め弁１０を開くと共に、原子炉圧力容器内水位Ｈと水位設定値との偏差が零となる様に蒸気加減弁１１の開度を調整する。これにより、原子炉圧力容器内水位Ｈは一定に保たれ、炉心１を水面上に露出させることなく安定に冷却することができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０１２−２３３７２４号公報
【特許文献２】特開昭５８−１８０９９８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に記載の原子炉注水装置では、蒸気タービン式ポンプ１７による注水流量が定格流量で一定のため、蒸気加減弁１１の駆動に伴うバッテリ消費は小さいものの、タービン止め弁１０を頻繁に開閉するため、タービン止め弁１０の駆動に伴うバッテリ消費が大きい。
【０００８】
一方、特許文献２に記載の原子炉注水装置では、タービン止め弁１０は一度しか開かないため、タービン止め弁１０の駆動に伴うバッテリ消費は小さいものの、蒸気加減弁１１の開度を水位変化に追従して常時調整するため、蒸気加減弁１１の駆動に伴うバッテリ消費が大きい。
【０００９】
このように、特許文献１及び２のいずれの原子炉注水装置も、蒸気タービン式ポンプ１７の流量制御に伴うバッテリ消費が大きく、原子炉隔離時に長期に亘って炉心１を安定に冷却できないおそれがある。
【００１０】
本発明は、上記の事情を鑑みてなされたものであり、その目的は、蒸気タービン式ポンプの流量制御に伴うバッテリ消費を抑えることにより、原子炉隔離時に長期に亘って炉心を安定に冷却可能な原子炉注水装置を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記課題を解決するために、本発明は、核分裂反応熱もしくは崩壊熱によって冷却水を沸騰させることで蒸気を発生することが可能で、かつスクラムによる核分裂連鎖反応停止機能を有する炉心と、前記炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器の過圧破損を防止する主蒸気逃し弁とを有する原子力発電プラントに備えられた原子炉注水装置において、前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気によって駆動される蒸気タービンと、前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を前記蒸気タービンに導く蒸気引込配管と、前記蒸気引込配管に設けられたタービン止め弁と、前記蒸気引込配管に設けられ、前記蒸気タービンに導かれる蒸気の流量を調整する蒸気加減弁と、前記蒸気タービンで仕事をした蒸気を凝縮する凝縮用水源と、前記蒸気タービンで仕事をした蒸気を前記凝縮用水源に導く蒸気排気配管と、前記蒸気排気配管に設けられ、前記凝縮用水源から前記蒸気タービンへの逆流を防止する逆止弁と、前記原子炉圧力容器内に注水するための冷却水を貯留する揚水用水源と、前記蒸気タービンで駆動され、前記揚水用水源の冷却水を前記原子炉圧力容器内に注水する蒸気タービン式ポンプと、前記原子炉圧力容器内の圧力を計測する圧力計と、前記原子炉圧力容器内の水位を計測する水位計測装置と、前記揚水用水源の水温を計測する温度計と、前記蒸気タービンの回転数を計測する回転速度計と、前記水位計測装置で計測した水位が所定の下限水位を下回った場合に前記蒸気タービン式ポンプを起動させる起動信号を発生させ、前記水位計測装置で計測した水位が所定の停止水位を上回った場合に前記蒸気タービン式ポンプを停止させる停止信号を発生させる起動・停止信号発生装置と、前記起動信号が発生した場合に前記タービン止め弁を全開し、前記停止信号が発生した場合に前記タービン止め弁を全閉する止め弁制御装置と、ドライウェル圧力高信号が検出されない状況において原子炉スクラムと全交流電源喪失の２つの状態を検出した場合に非常信号を発生する非常信号発生装置と、前記原子炉圧力容器内で発生した崩壊熱量を計算する崩壊熱量計算装置と、前記非常信号の発生時に、前記温度計で計測した水温と前記崩壊熱量計算装置で計算した崩壊熱量とに基づいて、前記蒸気タービン式ポンプの目標流量を計算する目標流量計算装置と、前記圧力計で計測した圧力と前記回転速度計で計測した回転数と前記目標流量計算装置で計算した目標流量とに基づいて、前記蒸気加減弁の開度を調整する蒸気加減弁制御装置とを備えたものとする。
【発明の効果】
【００１２】
本発明によれば、原子力発電プラントにおいて、蒸気タービン式ポンプの流量制御に伴うバッテリ消費を抑えることにより、原子炉隔離時に長期に亘って炉心を安定に冷却することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置の構成図である。
【図２】従来技術に係る原子炉注水装置の構成図である。
【図３】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える非常信号発生装置のロジック図である。
【図４】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える蒸気加減弁制御装置のロジック図である。
【図５】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える目標流量計算装置のロジック図である。
【図６】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える崩壊熱量計算装置のロジック図である。
【図７】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える起動・停止信号発生装置のロジック図である。
【図８】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える差圧−水位変換装置のロジック図である。
【図９】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置を従来技術と同様に定格流量で運用した場合の蒸気タービン式ポンプの起動・停止回数と、本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置を目標流量計算装置で計算した目標流量で運用した場合の蒸気タービン式ポンプの起動・停止回数とを比較して示す図である。
【図１０】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える蒸気加減弁制御装置（変形例）のロジック図である。
【図１１】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置（変形例）の構成図である。
【図１２】本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置が備える起動・停止信号発生装置（変形例）のロジック図である。
【図１３】図１２に示す起動・停止信号発生装置（変形例）に対応した蒸気加減弁制御装置のロジック図である。
【図１４】本発明の第２の実施例に係る原子炉注水装置の構成図である。
【図１５】本発明の第２の実施例に係る原子炉注水装置が備える崩壊熱量計算装置のロジック図である。
【図１６】本発明の第２の実施例に係る原子炉注水装置が備える目標流量計算装置のロジック図である。
【図１７】本発明の第３の実施例に係る原子炉注水装置の構成図である。
【図１８】本発明の第３の実施例に係る原子炉注水装置が備える差圧−水位変換装置のロジック図である。
【図１９】本発明の第３の実施例に係る原子炉注水装置が備える崩壊熱量計算装置のロジック図である。
【図２０】本発明の第４の実施例に係る原子炉注水装置の構成図である。
【図２１】本発明の第４の実施例に係る原子炉注水装置が備える水源選択装置のロジック図である。
【図２２】本発明の第５の実施例に係る原子炉注水装置の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、本発明の実施例を図面を用いて説明する。なお、各図中、同一の部材には同一の符号を付し、重複した説明は適宜省略する。
【実施例１】
【００１５】
本発明の第１の実施例として、沸騰水型原子力発電プラントの原子炉隔離時冷却系としての原子炉注水装置に本発明を適用した例を説明する。
【００１６】
図１に本発明の第１の実施例に係る原子炉注水装置の構成を示す。沸騰水型原子力発電プラントでは、複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心１が原子炉圧力容器２に内包される。原子炉圧力容器２内には、原子炉隔離時の炉出力を速やかに低下させるための制御棒３が設けられている。原子炉圧力容器２には、主蒸気配管４や給水配管（図示せず）が接続されている。主蒸気配管４には主蒸気隔離弁５が設置されており、主蒸気配管４から分岐した配管（以下「主蒸気逃し配管」という。）６には、原子炉圧力容器２の隔離時の過圧破損を防止する主蒸気逃し弁７が設置されている。
【００１７】
本実施例に係る原子炉注水装置１００ａは、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気によって駆動される蒸気タービン８と、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気を蒸気タービン８に導く蒸気引込配管９と、蒸気引込配管９に設けられたタービン止め弁１０と、蒸気引込配管９に設けられ、蒸気タービン８に導かれる蒸気の流量を調整する蒸気加減弁１１と、蒸気タービン８で仕事をした蒸気を凝縮する凝縮用水源１２と、蒸気タービン８で仕事をした蒸気を凝縮用水源１２に導く蒸気排気配管１３と、蒸気排気配管１３に設けられ、凝縮用水源１２から蒸気タービン８への逆流を防止する逆止弁１４と、原子炉圧力容器２内に注水するための冷却水を貯留する揚水用水源１５と、蒸気タービン８で駆動され、注水配管１６を介して揚水用水源１５の冷却水を原子炉圧力容器２内に注水する蒸気タービン式ポンプ１７とを備えている。以上の構成は、図２に示す従来技術に係る原子炉隔離時冷却系としての原子炉注水装置と同様である。
【００１８】
本実施例に係る原子炉注水装置１００ａは、各装置の状態を監視する計装系として、原子炉圧力容器２内の圧力を計測する圧力計１８、原子炉圧力容器内水位Ｈの差圧を計測する差圧計１９、揚水用水源１５の水温を計測する温度計２０、及び蒸気タービン８の回転数を計測する回転速度計２２を備えている。また、原子炉注水装置１００ａは、各装置の動作を制御する制御系として、差圧−水位変換装置２２ａ、起動・停止信号発生装置２３ａ、止め弁制御装置２４、非常信号発生装置２５、崩壊熱量計算装置２６ａ、目標流量計算装置２７ａ、及び蒸気加減弁制御装置２８ａを備えている。
【００１９】
本発明の原子炉注水装置は交流電源を必要としないが、弁の開閉及び各装置の制御に直流電源を必要とする。直流電源の一つであるバッテリの消耗を防ぐ必要のある状況として、全交流電源喪失が想定される。即ち、外部電源もしくは非常用発電機起動によって交流電源が使える状況であれば、交流電源を直流電源に変換して原子炉注水装置を使用できる上に、原子炉注水装置以外の、交流電源で駆動する電動ポンプによる注水系や除熱系も使えるため、バッテリの消耗を防ぐ必要は無い。対して、全ての交流電源が喪失している場合は、直流電源がバッテリのみとなり、注水手段も原子炉注水装置のみとなる可能性があることから、外部電源もしくは非常用発電機の復旧や外部からの支援物資到着までの間、バッテリを可能な限り延命しながら原子炉注水装置を運転し続け、炉心冷却を維持する必要がある。
【００２０】
以下、全交流電源喪失発生時の原子炉注水装置１００ａの動作を説明する。
【００２１】
まず、システム動作を説明する。全交流電源喪失が発生すると、交流電源喪失によって冷却材再循環ポンプが停止すると共に、主復水器真空度低信号等により、主蒸気隔離弁５が閉止することで、原子炉圧力容器２は隔離される。また、主蒸気隔離弁閉信号や炉水位低信号等により、スクラム信号が発生して炉心１に制御棒３が挿入される。制御棒３の挿入によって核分裂連鎖反応が停止し、炉出力は急激に低下するが、その後も放射性核種の崩壊によって発生した崩壊熱によって炉心１から蒸気が発生し続ける。発生した蒸気を、主蒸気逃し弁７を介して原子炉圧力容器２外に排出することで、原子炉圧力容器２の過圧破損を防止する。主蒸気逃し弁７を介して蒸気が流出することで原子炉圧力容器内水位Ｈが徐々に低下して予め設定された下限水位を下回ると、蒸気タービン式ポンプ１７が起動する。すなわち、タービン止め弁１０及び蒸気加減弁１１が開き、炉心１で発生した蒸気が蒸気引込配管９を介して蒸気タービン８に導かれて仕事をした後、蒸気排気配管１３を介して凝縮用水源１２に排気され凝縮される。蒸気タービン８で回収した仕事によって蒸気タービン式ポンプ１７を駆動することで、注水配管１６を介して揚水用水源１５の冷却材を原子炉圧力容器２内に注水する。また、蒸気タービン式ポンプ１７の起動時刻における崩壊熱量３６及び目標流量３２を計算し、原子炉圧力容器２内への注水流量が必要注水流量に一致するように蒸気加減弁１１の開度を制御する。これにより、原子炉圧力容器内水位Ｈの減少が止まり、炉心１の冷却機能を維持できる。
【００２２】
次に、上記システム動作を実現するための各装置の動作を説明する。蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止は、差圧−水位変換装置２２ａで計算した水位３０に基づいて制御される。具体的には、差圧−水位変換装置２２ａは、差圧計１９で計測した原子炉圧力容器内水位Ｈの差圧２９を原子炉圧力容器２内の水位３０に変換する。起動・停止信号発生装置２３ａは、水位３０が予め設定された下限水位を下回った場合には蒸気タービン式ポンプ１７を起動するための起動信号を出力し、水位３０が予め設定された停止水位を超えた場合には蒸気タービン式ポンプ１７を停止するための停止信号を出力する（これら起動信号及び停止信号をまとめて起動・停止信号３１で示す）。止め弁制御装置２４は、起動・停止信号３１に基づいて、タービン止め弁１０を全開・全閉する。また、蒸気タービン式ポンプ１７が起動している間、蒸気加減弁制御装置２８ａが蒸気加減弁１１の開度を調整することで、蒸気タービン式ポンプ１７による注水流量を目標流量に一致させる。交流電源が使える場合、即ち非常信号発生装置２５が起動していない場合は、目標流量計算装置２７ａが起動せず、蒸気加減弁制御装置２８ａに目標流量３２が入力されない。この場合、蒸気加減弁制御装置２８ａは、蒸気タービン式ポンプ１７による注水流量が予め設定された定格流量に一致するように蒸気加減弁１１の開度を調整する。
【００２３】
一方、全交流電源喪失発生、スクラム成功、かつ原子炉隔離成功時は、非常信号発生装置２５が非常信号３３を発生させ、これにより目標流量計算装置２７ａが起動する。目標流量計算装置２７ａは、原子炉圧力容器２内の崩壊熱量３６及び揚水用水源１５の水温３４を入力として、目標流量３２を出力する。蒸気加減弁制御装置２８ａは、蒸気タービン式ポンプ１７による注水流量が目標流量計算装置２７ａで計算した目標流量３２と一致するように、蒸気加減弁１１の開度を調整するための弁開閉トルク３５を出力する。目標流量計算装置２７ａに入力される崩壊熱量３６は、崩壊熱量計算装置２６ａで計算される。崩壊熱量計算装置２６ａは、原子炉圧力容器２内の水位変化率が崩壊熱による蒸発に因ることを利用し、圧力計１８で計測した圧力３７及び差圧−水位変換装置２２ａで計算した水位３０を入力として、崩壊熱量３６を出力する。
【００２４】
次に、各装置のロジックについて図を用いて詳しく説明する。
【００２５】
図３に非常信号発生装置２５のロジックを示す。原子炉注水装置１００ａは、全交流電源喪失発生、スクラム成功、かつ原子炉隔離成功時に限り、性能を発揮するものであるため、これらの信号を全て検出した時点で、非常信号３３を発生するロジックとする。また、冷却材喪失事故（LOCA）、即ち原子炉圧力容器２に何らかの破断が発生していると、崩壊熱による水の蒸発に伴う水量減少に加えて、原子炉圧力容器２の破断口から流出する冷却材量分だけ原子炉圧力容器内水位Ｈの低下速度が増加する。水の蒸発による原子炉圧力容器内水位減少と、破断口からの流出による原子炉圧力容器内水位減少とでは水位減少の機構が異なるため、LOCAが発生している状況では、本発明の蒸気タービン式ポンプ１７による注水量が不足し、炉心１が水面上に露出し、燃料が破損する恐れがある。そこで、一般的なLOCA信号であるドライウェル圧力高信号が発生していない場合に限り、非常信号３３を発生するロジックとする。非常信号発生装置２５で発生させた非常信号３３は、目標流量計算装置２７ａに入力される。
【００２６】
図４に蒸気加減弁制御装置２８ａのロジックを示す。蒸気加減弁制御装置２８ａは、蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止信号３１、蒸気タービン８の回転数３８、原子炉圧力容器２内の圧力３７、及び蒸気タービン式ポンプ１７の目標流量３２を入力として、蒸気加減弁１１の開度を調整するための弁開閉トルク３５を出力する。以下、具体的に説明する。蒸気加減弁制御装置２８ａの起動・停止制御部２８ａ−１に起動信号３１−１が入力されると、蒸気加減弁制御装置２８ａの弁開度調整部２８ａ−２が起動する。弁開度調整部２８ａ−２は、蒸気タービン式ポンプ１７の駆動源である蒸気タービン８の回転数を制御することで、蒸気タービン式ポンプ１７による注水流量を間接的に制御する。注水流量、原子炉圧力容器内の圧力、タービンの回転数の関係は、テーブルとして弁開度調整部２８ａ−２内に保持されており、目標流量３２と圧力３７を入力することで、蒸気タービン８の目標回転数が計算される。なお、非常信号３３が発生していない場合は、目標流量３２が入力されないため、予め設定された定格流量を用いて目標回転数を計算する。次に回転数３８と目標回転数とを比較する。回転数３８が目標回転数を下回る場合は、トルク発生器に正の入力が入り、蒸気加減弁１１を開方向に操作することで回転数３８を増加させ、回転数３８を目標回転数に近づける。逆の場合は、蒸気加減弁１１を閉方向に操作することで回転数３８を減少させ、回転数３８を目標回転数に近づける。
【００２７】
なお、蒸気加減弁１１の上流側に設置したタービン止め弁１０は、止め弁制御装置２４によって制御される。止め弁制御装置２４のロジックは、起動・停止信号発生装置２３ａから起動信号３１−１が入力されるとタービン止め弁１０を全開にし、停止信号３１−２が入力されるとタービン止め弁１０を全閉にするという単純なものである。タービン止め弁１０は全開／全閉の制御ロジックとなるため、タービン止め弁１０を頻繁に開閉した場合、タービン止め弁１０の駆動に伴い直流電力が消費される。
【００２８】
図５に目標流量計算装置２７ａのロジックを示す。目標流量計算装置２７ａは、非常信号３３、原子炉圧力容器２内の崩壊熱量３６、及び揚水用水源１５の水温３４を入力として、蒸気タービン式ポンプ１７の目標流量３２を出力する。以下、具体的に説明する。目標流量計算装置２７ａの起動・停止制御部２７ａ−１に非常信号３３が入力されると、目標流量計算装置２７ａの目標流量計算部２７ａ−２が起動する。目標流量計算部２７ａ−２は、崩壊熱量３６及び水温３４の両方が入力された場合に限り、目標流量３２を計算して出力する。揚水用水源１５の水温３４は、揚水用水源１５の冷却材エンタルピの計算に使用される。冷却材エンタルピは、圧力依存性はほとんど無いが温度依存性は大きいため、線形関数を仮定して、計測された水温から近似計算する。一方、飽和蒸気エンタルピの圧力依存性は小さいため、設定値（２７９０ｋＪ／ｋｇ）を使用する。崩壊熱量３６の値を飽和蒸気エンタルピと揚水用水源１５の冷却材エンタルピとの差分で除した結果が目標流量３２として出力される。
【００２９】
図６に崩壊熱量計算装置２６ａのロジックを示す。崩壊熱量計算装置２６ａは、蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止信号３１、原子炉圧力容器２内の圧力３７及び水位３０を入力として、原子炉圧力容器２内の崩壊熱量３６を出力する。以下、具体的に説明する。崩壊熱量計算装置２６ａは、水位変化率、飽和水密度、原子炉圧力容器２内の冷却材が占める流路面積、及び蒸発潜熱の４つの物理量を乗じることで、崩壊熱量３６を計算する。水位変化率は、崩壊熱による水の蒸発量を評価するために計測するものであるため、蒸気タービン式ポンプ１７による注水中に測定することができず、原子炉圧力容器内水位Ｈが低下している時、即ち、蒸気タービン式ポンプ１７が停止しているタイミングで計算する必要がある。計測タイミングの選択を可能にするため、崩壊熱量計算装置２６ａでは、起動・停止信号発生装置２３ａから起動信号３１−１が入力された場合は、内部変数Ｆ１とＦ２を１にセットして水位変化率の計算ルーチンをオフにする。対して、停止信号３１−２が入力されると、内部変数Ｆ１及びＦ２のそれぞれに０をセットすることで、水位変化率計算ルーチンをオンにする。水位変化率は、２つの設定水位（上側水位と下側水位）の水位差を、２つの水位設定点を原子炉圧力容器内水位Ｈが横切る際の時間差で除することで計算する。時間差は、崩壊熱量計算装置２６ａの内蔵タイマーで計測する。なお、上側水位は蒸気タービン式ポンプ１７の停止水位より下方に、下側水位は蒸気タービン式ポンプ１７の起動水位より上方に設定する。沸騰水型原子力発電プラントの原子炉圧力容器２内には、セパレータ、ドライヤ、シュラウド等の炉内構造物（図示せず）が設置されており、原子炉圧力容器２内の冷却材が占める流路面積は高さ方向で異なる値を取るが、セパレータ直下のスタンドパイプ部等、ほぼ一定の流路面積と見なせる領域も存在する。例えば、上側水位をスタンドパイプ領域上端高さに設定し、下側水位をスタンドパイプ領域下端高さに設定すれば、崩壊熱量を計算する際に水位変化率に乗じるべき流路面積を幾何学的に決定することができ、利便性が向上する。原子炉圧力容器２内の冷却材の蒸発潜熱及び飽和水密度は、一般に原子炉圧力容器内圧力の関数であり、予め用意してあるテーブルを内挿補間することで、圧力３７に対応する蒸発潜熱及び飽和水密度を計算する。
【００３０】
図７に起動・停止信号発生装置２３ａのロジックを示す。起動・停止信号発生装置２３ａは、原子炉圧力容器２内の水位３０を入力として、蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止信号３１（起動信号３１−１又は停止信号３１−２）を出力する。以下、具体的に説明する。起動・停止信号発生装置２３ａに入力された水位３０は、蒸気タービン式ポンプ１７の起動水位及び停止水位のそれぞれと大小を比較される。水位３０の値が起動水位を下回ると、炉心１の水面上への露出を防ぐために、蒸気タービン式ポンプ１７の起動信号３１−１を発生させる。一方、水位３０が停止水位を上回ると、原子炉圧力容器２内への冷却材流入による蒸気タービン８の破損を防ぐために、蒸気タービン式ポンプ１７の停止信号３１−２を発生させる。以上のような機能を達成するために、起動水位は停止水位より下方に設置する。具体的には、起動水位は炉心１の水面上への露出を防止するために必要となる余裕を炉心１の上端水位に加えた水位、停止水位は、蒸気タービン８への冷却材流入を防止するために必要となる余裕を蒸気タービン８への蒸気引込配管高さから減じた水位に設定する。
【００３１】
図８に差圧−水位変換装置２２ａのロジックを示す。差圧−水位変換装置２２ａは、原子炉圧力容器２内の差圧２９及び圧力３７を入力として、原子炉圧力容器２内の水位３０を出力する。以下、具体的に説明する。差圧−水位変換装置２２ａは、差圧２９を飽和水密度と重力加速度の積で除した後、基準水位Ｈｓからの相対水位に変換するための基準水位偏差ΔＨ（＝Ｈｓ−Ｈｐ）を減じることで、基準水位Ｈｓからの水位３０を計算する。重力加速度は設定値として保持している。また、基準水位偏差ΔＨも、基準水位Ｈｓと差圧計１９の設置水位Ｈｐとが決まれば一意に決定されるため、設定値として保持している。飽和水密度は、圧力依存性が大きいため、予め用意してあるテーブルを内挿補間することで、計測された圧力から近似計算する。
【００３２】
図９に、蒸気タービン式ポンプ１７を従来技術と同様に定格流量で運用した場合の蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止回数と、蒸気タービン式ポンプ１７を目標流量計算装置２７ａで計算した目標流量３２で運用した場合の蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止回数とを比較して示す。図の横軸は経過時間、縦軸は蒸気タービン式ポンプ１７の注水流量を表す。運転期間は２週間を想定した。図中、流量が０になっている領域が蒸気タービン式ポンプ１７の停止状態を表すことから、流量が０になる回数が蒸気タービン式ポンプ１７の停止回数に相当する。図に示すように、定格流量で運用した場合の蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止回数は４６回であったのに対し、目標流量計算装置２７ａで計算した目標流量で運用した場合の蒸気タービン式ポンプ１７の起動・停止回数は５回であった。
【００３３】
以上のとおり、本実施例によれば、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で失われる冷却材量とほぼバランスする目標流量を原子炉隔離時に計算し、蒸気タービン式ポンプ１７の注水流量をこの目標流量と一致するように制御することにより、タービン止め弁１０の開閉頻度が低減する。また、蒸気タービン式ポンプ１７の起動中は目標流量が一定であるため、蒸気加減弁１１の開度調整を行う時間が蒸気タービン式ポンプ１７の起動直後にほぼ限定される。その結果、タービン止め弁１０及び蒸気加減弁１１の駆動に伴うバッテリ消費が抑えられ、長期に亘って炉心１を安定的に冷却すること可能となる。
【００３４】
また、図４の蒸気加減弁制御装置２８ａの代わりに、図１０の蒸気加減弁制御装置２８ｂを用いることもできる。図４の蒸気加減弁制御装置２８ａに対する図１０の蒸気加減弁制御装置２８ｂの相違点は、蒸気加減弁制御装置２８ｂの起動・停止制御部２８ｂ−１に、内蔵タイマーを追加した点にある。すなわち、起動・停止制御部２８ｂ−１では、内蔵タイマーによって蒸気加減弁制御装置２８ａが起動してからの経過時間を測定し、３０秒経過したタイミングで弁開度制御部２８ｂ−２を停止させる。３０秒で制御を停止する理由は以下の２つである。１つは、従来技術に係る原子炉隔離時冷却系としての原子炉注水装置では３０秒の間に蒸気加減弁の開度制御による流量制御が概ね終了することから本発明でも同様の制御速度が期待できること、もう一つは、本発明の蒸気タービン式ポンプ１７による注水量は崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で失われる冷却材量とほぼバランスすることから、原子炉圧力容器２内が注水によって過度に冷却されることが無く、原子炉圧力容器２内圧力が主蒸気逃し弁７の設定圧近傍にほぼ固定されるため、原子炉圧力容器２内の圧力が蒸気タービン式ポンプ１７の注水流量に与える影響が小さく、炉心１を冷却するための必要注水流量が比較的安定することが挙げられる。図１０の蒸気加減弁制御装置２８ｂを用いることで、弁開度制御部２８ｂ−２による起動後３０秒以降の細やかな蒸気加減弁１１の制御に伴うバッテリ消費を抑えることが可能となり、さらなるバッテリ消費抑制効果が期待できる。なお、弁開度調整部２８ｂ−２の停止タイミングは３０秒より大きい任意の時間に設定することも可能である。
【００３５】
また、図１に示すように揚水用水源１５と凝縮用水源１２とを個別に備える代わりに、図１１に示すように揚水用水源と凝縮用水源とを一体化した凝縮・揚水用水源３９を備える構成も考えられる。その場合、よりコンパクトな原子力発電プラントを実現できる。
【００３６】
また、図７の起動・停止信号発生装置２３ａ及び図４の蒸気加減弁制御装置２８ａの代わりに、図１２の起動・停止信号発生装置２３ｂ及び図１３の蒸気加減弁制御装置２８ｃを用いることもできる。図７の起動・停止信号発生装置に対する図１２の起動・停止信号発生装置２３ａの相違点は、原子炉圧力容器２内の水位３０が蒸気タービン式ポンプ１７の起動水位より下方に設定された異常水位を下回った場合に、異常信号３１−３を出力する点である。これに対応して、図１３の蒸気加減弁制御装置２８ｃには、起動・停止信号３１として異常信号３１−３が入力された場合の処理ロジックが追加されている。具体的には、弁開度制御部２８ｃ−２は、起動・停止信号３１として異常信号３１−３が入力されると、目標流量計算装置２７ａから入力された目標流量３２の代わりに、予め設定された定格流量を用いて目標回転数を計算する。一般に定格流量は崩壊熱レベルよりも大きめに設定されているため、異常信号３１−３が発生する水位（異常水位）からでも炉心１の冠水を維持することができる。このように、図１２の起動・停止信号発生装置２３ｂ及び図１３の蒸気加減弁制御装置２８ｃを用いることで、万一、目標流量計算装置２７ａで計算した目標流量３２が炉心１の冠水維持に対して不十分であった場合でも炉心１の冠水を維持することができるため、原子炉注水装置１００ａの信頼性を向上させることができる。
【実施例２】
【００３７】
本発明の第２の実施例に係る原子炉注水装置について、第１の実施例との相違点を中心に説明する。
【００３８】
図１４に本発明の第２の実施例に係る原子炉注水装置の構成を示す。本実施例に係る原子炉注水装置１００ｂは、非常信号発生装置２５から出力された非常信号３３がタイマー４０に入力され、崩壊熱量計算装置２６ｂにはタイマー４０の経過時間４１のみが入力され、目標流量計算装置２７ｂには崩壊熱量計算装置２６ｂで計算した崩壊熱量３６及び温度計２０で計測した水温３４のみが入力される点で第１の実施例と異なる。
【００３９】
以下、全交流電源喪失発生時の原子炉注水装置１００ｂの動作を説明する。
【００４０】
システム動作については第１の実施例と同様であるため、説明を省略する。
【００４１】
システム動作を実現するための各装置の動作については、第１の実施例と異なる、タイマー４０、崩壊熱量計算装置２６ｂ、及び目標流量計算装置２７ａについて説明する。全交流電源喪失発生、スクラム成功、かつ原子炉隔離成功時は、非常信号発生装置２５が起動して非常信号３３が発生し、非常信号３３が入力されることでタイマー４０が起動される。タイマー４０は、スクラム発生後の経過時間を測定する装置であり、一旦起動するとバッテリが枯渇するまで経過時間４１を出力し続ける。崩壊熱量計算装置２６ｂは、崩壊熱量がスクラム発生後の経過時間の関数となることを利用し、経過時間４１を入力として、崩壊熱量３６を出力する。本実施例における目標流量計算装置２７ｂは、第１の実施例における目標流量計算装置２７ａの目標流量計算部２７ａ−２に相当する構成のみを備えており、起動・停止制御部２７ａ−１に相当する構成を備えていない点で第１の実施例と異なる。
【００４２】
次に、各装置のロジックについて図を用いて詳しく説明する。タイマー４０については、上述した通りであるため、説明を省略する。
【００４３】
図１５に崩壊熱量計算装置２６ｂのロジックを示す。崩壊熱量計算装置２６ｂは、タイマー４０の経過時間４１を入力として、原子炉圧力容器２内の崩壊熱量３６を出力する。以下、具体的に説明する。第１の実施例における崩壊熱量計算装置２６ａ（図６参照）は、原子炉圧力容器２内の水位変化率が崩壊熱による蒸発に因ることを利用し、原子炉圧力容器２内の圧力３７及び水位３０を入力として、崩壊熱量３６を出力する。これに対し、本実施例の崩壊熱量計算装置２６ｂは、崩壊熱量がスクラム発生後の経過時間の関数となることを利用し、経過時間４１を入力として、崩壊熱量３６を出力する。ここで、崩壊熱量はスクラム発生後の経過時間（冷却期間）の関数であると同時に、燃料組成、照射期間の関数でもある。そのため、本方式を採用する際には、当該運転サイクル中に炉心に装荷される燃料を対象に、崩壊熱量を事前に評価し、評価結果をテーブル化して崩壊熱量計算装置２６ｂ内に保持する必要がある。
【００４４】
図１６に目標流量計算装置２７ｂのロジックを示す。目標流量計算装置２７ｂは、原子炉圧力容器２内の崩壊熱量３６及び揚水用水源１５の水温３４を入力として、目標流量３２を出力する。本実施例における目標流量計算装置２７ｂは、非常信号３３を入力する必要が無い点で第１の実施例における目標流量計算装置２７ａ（図５参照）と異なる。即ち、第１の実施例における目標流量計算装置２７ａは非常信号３３によって起動されるが、本実施例における崩壊熱量３６は非常信号３３の役割を兼ねているため、本実施例における目標流量計算装置２７ｂは、非常信号３３に基づいて目標流量計算部２７ａ−２を起動・停止する起動・停止制御部２７ａ−１に相当する構成を備えていない。
【００４５】
本実施例においても、第１の実施例と同様に、タービン止め弁１０及び蒸気加減弁１１の駆動に伴うバッテリ消費が抑えられ、長期に亘って炉心１を安定的に冷却すること可能となる。さらに、スクラム発生後の経過時間４１を用いて崩壊熱量３６を計算することにより、崩壊熱量計算装置２６ｂ及び目標流量計算装置２７ｂの構成が簡素となる。
【実施例３】
【００４６】
本発明の第３の実施例に係る原子炉注水装置について、第１の実施例との相違点を中心に説明する。
【００４７】
図１７に本発明の第３の実施例に係る原子炉注水装置の構成を示す。本実施例における原子炉注水装置１００ｃは、圧力計１８で計測した圧力３７を、差圧−水位変換装置２２ｂ及び崩壊熱量計算装置２６ｃに入力しない点で第１の実施例と異なる。
【００４８】
以下、全交流電源喪失発生時の原子炉注水装置１００ｃの動作を説明する。
【００４９】
システム動作、及びシステム動作を実現するための各装置の動作については第１の実施例と同様であるため、説明を省略し、各装置のロジックについて図を用いて詳しく説明する。
【００５０】
図１８に差圧−水位変換装置２２ｂのロジックを示す。差圧−水位変換装置２２ｂは、原子炉圧力容器２内の差圧２９を入力として、原子炉圧力容器２内の水位３０を出力する。以下、第１の実施例における差圧−水位変換装置２２ａ（図８参照）との相違点を具体的に説明する。第１の実施例における差圧−水位変換装置２２ａでは、飽和水密度を原子炉圧力容器２内の圧力３７の関数として計算するが、本実施例における差圧−水位変換装置２２ｂでは設定値として保持している。これは、本発明の蒸気タービン式ポンプ１７による原子炉圧力容器２への注水流量は、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で失われる冷却材量とほぼバランスすることから、原子炉圧力容器２内が注水によって過度に冷却されることが無く、原子炉圧力容器２内の圧力３７は主蒸気逃し弁７の設定圧近傍で安定するため、飽和水密度を主蒸気逃し弁７の設定圧に対応する値に固定しても誤差が小さいことによる。
【００５１】
図１９に崩壊熱量計算装置２６ｃのロジックを示す。崩壊熱量計算装置２６ｃは、蒸気タービン式ポンプの起動・停止信号３１、及び原子炉圧力容器２内の水位３０を入力として、原子炉圧力容器２内の崩壊熱量３６を出力する。以下、第１の実施例における崩壊熱量計算装置２６ａ（図６参照）との相違点を具体的に説明する。第１の実施例における崩壊熱量計算装置２６ａでは、原子炉圧力容器２内の冷却材の蒸発潜熱及び飽和水密度をそれぞれ原子炉圧力容器２内の圧力３７の関数として計算したが、本実施例における崩壊熱量計算装置２６ｃではいずれも設定値として保持している。これは、上述した通り、原子炉圧力容器２内の圧力３７は主蒸気逃し弁７の設定圧近傍で安定するため、蒸発潜熱及び飽和水密度をそれぞれ主蒸気逃し弁７の設定圧に対応する値に固定しても誤差が小さいことによる。
【００５２】
本実施例においても、第１の実施例と同様に、タービン止め弁１０及び蒸気加減弁１１の駆動に伴うバッテリ消費が抑えられ、長期に亘って炉心１を安定的に冷却すること可能となる。さらに、蒸発潜熱及び飽和水密度をそれぞれ主蒸気逃し弁７の設定圧に対応する値に固定することにより、差圧−水位変換装置２２ｂ及び崩壊熱量計算装置２６ｃの構成が簡素となる。
【実施例４】
【００５３】
本発明の第４の実施例に係る原子炉注水装置について、第１の実施例との相違点を中心に説明する。
【００５４】
図２０に本実施例に係る原子炉注水装置の構成を示す。本実施例に係る原子炉注水装置１００ｄは、第１の実施例における揚水用水源１５及び温度計２０に代えて、２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂと、これら２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂの水温をそれぞれ計測する温度計２０ａ，２０ｂと、２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂの切替制御を行うための注水弁４２ａ，４２ｂ及び水源選択装置４３とを備えている。
【００５５】
以下、全交流電源喪失発生時の原子炉注水装置１００ｄの動作を説明する。
【００５６】
まず、システム動作を説明する。全交流電源喪失が発生してから蒸気タービン式ポンプ１７が起動するまでの動作は第１の実施例と同様である。２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂのいずれを使用するかは初期設定によるが、例えば、揚水用水源１５ａを使う設定であれば、蒸気タービン８で回収した仕事によって駆動された蒸気タービン式ポンプ１７は、注水配管１６を介して揚水用水源１５ａの冷却材を原子炉圧力容器２内に注水する。これにより、原子炉圧力容器内水位Ｈの減少が止まり、炉心１の冷却機能が維持される。揚水用水源１５ａの水量不足等の理由により水源を切り替える必要が生じた場合は、揚水用水源１５ｂを選択するための水源選択信号４４を水源選択装置４３に入力する。これにより、注水弁４２ａが閉じると共に注水弁４２ｂが開き、揚水用水源１５ｂが使用可能となる。
【００５７】
上記システム動作を実現するための各装置の動作については、第１の実施例と異なる、揚水用水源１５ａ，１５ｂ、温度計２０ａ，２０ｂ、注水弁４２ａ，４２ｂ、及び水源選択装置４３について説明する。水源選択装置４３は、２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂのそれぞれの水温３４ａ，３４ｂ及び水源選択信号４４を入力とする。水源選択装置４３は、２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂのうち水源選択信号４４で選択された一方のみが注水配管１６と連通するように注水弁４２ａ，４２ｂを開閉するための弁制御信号４５ａ，４５ｂ、及び選択された揚水用水源１５ａ又は１５ｂの水温３４ａ又は３４ｂを出力する。例えば、揚水用水源１５ｂが選択された場合、水源選択装置４３は、注水弁４２ａを全閉するための弁制御信号４５ａ、注水弁４２ｂを全開するための弁制御信号４５ｂ、及び揚水用水源１５ｂの水温３４ｂを出力する。
【００５８】
次に、水源選択装置４３のロジックについて図２１を用いて詳しく説明する。
【００５９】
水源選択装置４３は、水源選択信号４４及び２つの水温３４ａ，３４ｂを入力として、２つの弁制御信号４５ａ，４５ｂ及び水温３４を出力する。以下、具体的に説明する。水源選択信号４４が入力されると、まず、２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂのどちらが選択されたかを判定する。揚水用水源１５ａが選択された場合は、選択回路は、注水弁４２ａを全開するための弁制御信号４５ａ、注水弁４２ｂを全閉するための弁制御信号４５ｂ、及び揚水用水源１５ａの水温３４ａを出力する。注水弁４２ａを全開すると共に注水弁４２ｂを全閉することで、揚水用水源１５ａが使用可能となり、目標流量計算装置２７ａに揚水用水源１５ａの水温３４ａを出力することで、揚水用水源１５ａに対応した目標流量計算が可能となる。揚水用水源１５ａが選択されなかった場合、もしくは揚水用水源１５ｂが選択された場合は、選択回路は、注水弁４２ａを全閉するための弁制御信号４５ａ、注水弁４２ｂを全開するための弁制御信号４５ｂ、及び揚水用水源１５ｂの水温３４ｂを出力する。注水弁４２ｂを全開すると共に注水弁４２ａを全閉することで、揚水用水源１５ｂが使用可能となり、目標流量計算装置２７ａに揚水用水源１５ｂの水温３４ｂを出力することで、揚水用水源１５ｂに対応した目標流量計算が可能となる。なお、水源選択信号４４は、運転員が手動で発生させる他に、揚水用水源水位低等の信号を受けて水源を切り替えるロジックによって発生させても良い。
【００６０】
本実施例においても、第１の実施例と同様に、タービン止め弁１０及び蒸気加減弁１１の駆動に伴うバッテリ消費が抑えられ、長期に亘って炉心１を安定的に冷却すること可能となる。さらに、２つの揚水用水源１５ａ，１５ｂを切替可能に備えたことにより、より長期に亘って炉心１を安定に冷却することが可能となる。
【実施例５】
【００６１】
本発明の第５の実施例に係る原子炉注水装置について、第１の実施例との相違点を中心に説明する。
【００６２】
図２２に本実施例に係る原子炉注水装置の構成を示す。本実施例に係る原子炉注水装置１００ｅは、原子炉圧力容器内水位Ｈを計測する手段として、第１の実施例における差圧計１９及び差圧−水位変換装置２２ａに代えて、原子炉圧力容器内水位Ｈを直接測定する水位計４６を備えている。水位計４６としては、超音波センサや熱電対等を用いることができる。
【００６３】
本実施例においても、第１の実施例と同様に、タービン止め弁１０及び蒸気加減弁１１の駆動に伴うバッテリ消費が抑えられ、長期に亘って炉心１を安定的に冷却すること可能となる。さらに、原子炉圧力容器内水位Ｈを直接計測する水位計４６を備えたことにより、第１の実施例における差圧−水位変換装置２２ａ（図１参照）が不要となるため、原子炉注水装置１００ｅの構成が簡素となる。
【００６４】
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、あるいは、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。さらに、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
【符号の説明】
【００６５】
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…制御棒、４…主蒸気配管、５…主蒸気隔離弁、６…主蒸気逃し配管、７…主蒸気逃し弁、８…蒸気タービン、９…蒸気引込配管、１０…タービン止め弁、１１…蒸気加減弁、１２…凝縮用水源、１３…蒸気排気配管、１４…逆止弁、１５，１５ａ，１５ｂ…揚水用水源、１６…注水配管、１７…蒸気タービン式ポンプ、１８…圧力計、１９…差圧計（水位計測装置）、２０，２０ａ，２０ｂ…温度計、２１…回転速度計、２２，２２ａ，２２ｂ…差圧−水位変換装置（水位計測装置）、２３ａ，２３ｂ…起動・停止信号発生装置、２４…止め弁制御装置、２５…非常信号発生装置、２６ａ，２６ｂ，２６ｃ…崩壊熱量計算装置、２７ａ，２７ｂ…目標流量計算装置、２７ａ−１…起動・停止制御部、２７ａ−２…目標流量計算部、２８，２８ａ，２８ｂ，２８ｃ…蒸気加減弁制御装置、２８ａ−１，２８ｂ−１，２８ｃ−１…起動・停止制御部、２８ａ−２，２８ｂ−２，２８ｃ−２…弁開度制御部、２９…差圧、３０…水位、３１…起動・停止信号、３１−１…起動信号、３１−２…停止信号、３１−３…異常信号、３２…目標流量、３３…非常信号、３４，３４ａ，３４ｂ…水温、３５…弁開閉トルク、３６…崩壊熱量、３７…圧力、３８…回転数、３９…凝縮・揚水用水源、４０…タイマー、４１…経過時間、４２ａ，４２ｂ…注水弁、４３…水源選択装置、４４…水源選択信号、４５ａ，４５ｂ…弁制御信号、４６…水位計（水位計測装置）、１００，１００ａ，１００ｂ，１００ｃ，１００ｄ，１００ｅ…原子炉注水装置、Ｈ…原子炉圧力容器内水位、Ｈｐ…設置水位、Ｈｓ…基準水位、ΔＨ…基準水位偏差。
【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】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
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【図２１】
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【図２２】
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