特開 2024-102556 原子炉の異常緩和設備及び原子炉の異常緩和方法

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】公開特許公報(A)

(11)【公開番号】P2024102556

(43)【公開日】2024-07-31

(54)【発明の名称】原子炉の異常緩和設備及び原子炉の異常緩和方法

(51)【国際特許分類】

   G21C 7/32 20060101AFI20240724BHJP

   G21D 3/04 20060101ALI20240724BHJP

   G21C 17/02 20060101ALI20240724BHJP

   G21C 15/02 20060101ALI20240724BHJP

【ＦＩ】

G21C7/32

G21D3/04 J

G21C17/02 100

G21C17/02 400

G21C15/02 R

【審査請求】未請求

【請求項の数】6

【出願形態】ＯＬ

(21)【出願番号】P 2023006526

(22)【出願日】2023-01-19

(71)【出願人】

【識別番号】000006208

【氏名又は名称】三菱重工業株式会社

(74)【代理人】

【識別番号】110002147

【氏名又は名称】弁理士法人酒井国際特許事務所

(72)【発明者】

【氏名】丸山 学

(72)【発明者】

【氏名】坂本 光

(72)【発明者】

【氏名】住田 裕之

(72)【発明者】

【氏名】大槻 昇平

【テーマコード（参考）】

2G075

【Ｆターム（参考）】

2G075AA05

2G075BA03

2G075DA03

2G075DA08

(57)【要約】

【課題】原子炉の異常に対して適切な緩和措置を実行して、一次冷却系の健全性を好適に担保する。
【解決手段】一次冷却系に含まれる原子炉の異常に対する緩和措置を行う原子炉の異常緩和設備において、前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータに基づいて、前記緩和措置を実行する制御部を備え、前記制御部は、前記緩和措置の実行後に、前記原子炉の異常が継続している場合、前記一次冷却系を流通する冷却材の流量を、前記緩和措置の実行前に比して減少させる冷却材流量急減措置を実行する。
【選択図】図３

【特許請求の範囲】

【請求項1】

一次冷却系に含まれる原子炉の異常に対する緩和措置を行う原子炉の異常緩和設備において、
前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータに基づいて、前記緩和措置を実行する制御部を備え、
前記制御部は、
前記緩和措置の実行後に、前記原子炉の異常が継続している場合、前記一次冷却系を流通する冷却材の流量を、前記緩和措置の実行前に比して減少させる冷却材流量急減措置を実行する原子炉の異常緩和設備。

【請求項2】

前記制御部は、前記緩和措置を指示する緩和信号が出力されてから取得するまでの時間を遅延させる遅延回路を有する請求項１に記載の原子炉の異常緩和設備。

【請求項3】

前記一次冷却系は、二次冷却系との間で熱交換を行う蒸気発生器を備え、
前記緩和措置は、前記蒸気発生器において発生する蒸気を隔離する主蒸気隔離措置と、前記蒸気発生器へ向けて冷却材を供給する補助給水措置とのうち、少なくとも一方を含む請求項１に記載の原子炉の異常緩和設備。

【請求項4】

前記原子炉の異常は、前記原子炉に挿入される制御棒の挿入不良であり、
前記制御部は、前記制御棒の挿入不良として、原子炉トリップを行う遮断器の開失敗による前記制御棒の挿入不良と、前記制御棒の固着による前記制御棒の挿入不良とのうち、少なくとも一方を含む請求項１に記載の原子炉の異常緩和設備。

【請求項5】

前記出力パラメータは、前記原子炉へ流入する冷却材の流入温度と前記原子炉から流出する前記冷却材の流出温度との温度差分、及び前記原子炉において発生する中性子を計測する中性子計測装置の計測値のうち、少なくとも一方である請求項１に記載の原子炉の異常緩和設備。

【請求項6】

一次冷却系に含まれる原子炉の異常に対する緩和措置を行う原子炉の異常緩和方法において、
前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータに基づいて、前記緩和措置を実行し、
前記緩和措置の実行後に、前記緩和措置の実行前の前記一次冷却系の出力が維持されているか否かを判定し、
前記一次冷却系の出力が維持されていると判定した場合、前記一次冷却系を流通する冷却材の流量を、前記緩和措置の実行前に比して減少させる冷却材流量急減措置を実行する原子炉の異常緩和方法。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本開示は、原子炉の異常緩和設備及び原子炉の異常緩和方法に関するものである。

【背景技術】

【0002】

従来、原子炉の異常緩和設備として、ＡＴＷＳ（Anticipated Transient Without Scram）緩和設備が知られている（例えば、特許文献１参照）。このＡＴＷＳ緩和設備では、ＡＴＷＳ事象発生時において緩和措置作動信号が出力されると、緩和措置として、タービントリップ措置を実行したり、蒸気発生器において発生する蒸気を隔離する主蒸気隔離措置を実行したりする。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0003】

【特許文献1】特許第６５０５８８９号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0004】

ここで、ＡＴＷＳ事象発生時において、ＡＴＷＳ緩和設備による緩和措置を実行した場合であっても、一次冷却系における圧力バウンダリの健全性の確保が困難であることを想定し、健全性に対するさらなる要求を満たすことが検討されている。一方で、過剰な緩和措置を実行することで、一次冷却系が有する原子炉の冷却性能が阻害される可能性があり、緩和措置の不用意な実行も抑制することが望ましい。

【0005】

そこで、本開示は、原子炉の異常に対して適切な緩和措置を実行して、一次冷却系の健全性を好適に担保することができる原子炉の異常緩和設備及び原子炉の異常緩和方法を提供することを課題とする。

【課題を解決するための手段】

【0006】

本開示の原子炉の異常緩和設備は、一次冷却系に含まれる原子炉の異常に対する緩和措置を行う原子炉の異常緩和設備において、前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータに基づいて、前記緩和措置を実行する制御部を備え、前記制御部は、前記緩和措置の実行後に、前記原子炉の異常が継続している場合、前記一次冷却系を流通する冷却材の流量を、前記緩和措置の実行前に比して減少させる冷却材流量急減措置を実行する。

【0007】

本開示の原子炉の異常緩和方法は、一次冷却系に含まれる原子炉の異常に対する緩和措置を行う原子炉の異常緩和方法において、前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータに基づいて、前記緩和措置を実行し、前記緩和措置の実行後に、前記緩和措置の実行前の前記一次冷却系の出力が維持されているか否かを判定し、前記一次冷却系の出力が維持されていると判定した場合、前記一次冷却系を流通する冷却材の流量を、前記緩和措置の実行前に比して減少させる冷却材流量急減措置を実行する。

【発明の効果】

【0008】

本開示によれば、原子炉の異常に対して適切な緩和措置を実行して、一次冷却系の健全性を好適に担保することができる。

【図面の簡単な説明】

【0009】

【図1】図１は、本実施形態に係る原子力施設の概略構成図である。

【図2】図２は、本実施形態に係る原子炉停止装置周りの構成図である。

【図3】図３は、本実施形態に係るＡＴＷＳ緩和設備の制御装置に設けられる制御回路の図である。

【図4】図４は、本実施形態に係るＡＴＷＳ緩和設備の緩和措置による効果を示すグラフである。

【発明を実施するための形態】

【0010】

以下に、本開示に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの開示が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能であり、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせることも可能である。

【0011】

［本実施形態］
図１は、本実施形態に係る原子力施設の概略構成図である。原子力施設（原子力設備）１は、原子炉２を有する。原子炉２は、例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）が用いられる。この加圧水型の原子炉２を用いた原子力施設１は、原子炉２を含む原子炉冷却系（一次冷却系）１００と、原子炉冷却系１００と熱交換するタービン系（二次冷却系）２００とで構成される。原子炉冷却系１００は、一次冷却材が流通し、タービン系２００は、二次冷却材が流通する。

【0012】

原子炉冷却系１００は、コールドレグ３ａおよびホットレグ３ｂを介して原子炉２に接続された蒸気発生器４を有する。ホットレグ３ｂには、加圧器５が設けられ、コールドレグ３ａは、一次冷却材ポンプ６が設けられている。そして、原子炉２、コールドレグ３ａ、ホットレグ３ｂ、蒸気発生器４、加圧器５および一次冷却材ポンプ６は、原子炉格納容器７に収容されている。

【0013】

原子炉２は、上記したように加圧水型原子炉であり、その内部は一次冷却材で満たされる。一次冷却材は、中性子減速材として用いられるホウ素が溶解した軽水である。また、原子炉２は、原子炉容器１０の内部に、多数の燃料集合体８が収容され、この各燃料集合体８に対し、燃料集合体８の核分裂を制御する多数の制御棒９が抜差し可能に設けられている。この制御棒９は、燃料集合体８に対し、制御棒駆動装置２０により抜差し方向に駆動される。制御棒駆動装置２０により制御棒９が燃料集合体８へ差し込まれると、燃料集合体８における核反応は低下して停止する。一方で、制御棒駆動装置２０により制御棒９が引き抜かれると、燃料集合体８における核反応は増大して臨界状態となる。また、この制御棒駆動装置２０は、電力の供給が遮断され、電力喪失状態となると、制御棒９を燃料集合体８に差し込むように構成されている。

【0014】

原子力施設１の原子炉冷却系１００における一連の動作について説明する。原子炉２内において、制御棒９により核分裂反応を制御しながら燃料集合体８を核分裂させると、核分裂により熱エネルギーが発生する。この熱エネルギーにより、原子炉２内の一次冷却材が加熱されると、加熱された一次冷却材は、一次冷却材ポンプ６によりホットレグ３ｂを介して蒸気発生器４に送られる。ホットレグ３ｂを通過する高温の一次冷却材は、加圧器５により加圧されることで沸騰が抑制され、高温高圧となった状態で、蒸気発生器４に流入する。蒸気発生器４に流入した高温高圧の一次冷却材は、二次冷却材と熱交換を行うことにより冷却され、冷却された一次冷却材は、一次冷却材ポンプ６によりコールドレグ３ａを介して原子炉２に送られる。そして、冷却された一次冷却材が原子炉２に流入することで、原子炉２が冷却される。このように、一次冷却材は、原子炉２と蒸気発生器４とを循環している。

【0015】

タービン系２００は、蒸気管１１を介して蒸気発生器４に接続されたタービン１２、タービン１２に接続された復水器１３、および復水器１３と蒸気発生器４とを接続する給水管１４に介設された給水ポンプ１５、を有している。そして、タービン１２は、発電機１６が接続されている。

【0016】

原子力施設１のタービン系２００における一連の動作について説明する。蒸気管１１を介して蒸気発生器４から蒸気がタービン１２に流入すると、タービン１２は回転を行う。タービン１２が回転すると、タービン１２に接続された発電機１６は、発電を行う。この後、タービン１２から流出した蒸気は復水器１３に流入する。復水器１３は、その内部に冷却管１７が配設されており、冷却管１７の一方には冷却水（例えば、海水）を供給するための取水管１８が接続され、冷却管１７の他方には冷却水を排水するための排水管１９が接続されている。この復水器１３は、タービン１２から流入した蒸気を冷却管１７により冷却することで、蒸気を液体に戻す。液体となった二次冷却材は、給水ポンプ１５により給水管１４を介して蒸気発生器４に送られる。蒸気発生器４に送られた二次冷却材は、蒸気発生器４において一次冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。

【0017】

また、原子力施設１は、原子炉冷却系１００及びタービン系２００を制御する制御系３００を備えている。制御系３００は、図示しない中央制御設備の他、安全保護系設備３０、ＡＴＷＳ緩和設備（異常緩和設備）３１を含んで構成されている。

【0018】

図２に示すように、安全保護系設備３０は、原子力施設１に異常が発生した場合、原子力施設１が安全に停止するように、原子力施設１に設けられた各機器を制御している。

【0019】

図２は、本実施形態に係る原子炉停止装置周りの構成図である。原子力施設１の制御系３００は、原子炉２に異常が発生した場合を想定して、原子炉２の核反応を非常停止させる原子炉停止装置３５を有している。原子炉停止装置３５は、上記の安全保護系設備３０と、原子炉トリップ遮断器３７と、上記の制御棒駆動装置２０と、制御棒９とを備えている。

【0020】

安全保護系設備３０は、ＣＰＵ等の演算装置やＨＤＤ等の記憶装置を搭載した、いわゆるデジタル設備であり、演算装置により記憶装置に記憶された各種プログラムを実行することで、原子力施設１の安全保護系を制御可能な設備となっている。なお、安全保護系とは、原子炉２の核反応を停止させる、原子力施設１を冷却する、原子力施設１からの放射性物質の漏洩を防ぐという機能を有する機能系統である。そして、安全保護系設備３０は、確実に作動可能で、且つ、厳しい環境下においても作動可能なように、動作保証が高いものとなっている。

【0021】

安全保護系設備３０には、原子力施設１内に配設された各種検出センサが接続されており、各種検出センサから出力された検出信号に基づいて、原子力施設１に異常が発生したか否かを判断している。そして、安全保護系設備３０は、原子力施設１に異常が発生したと判断した場合、原子炉２を停止させるための原子炉トリップ信号を原子炉トリップ遮断器３７へ向けて出力する。

【0022】

原子炉トリップ遮断器３７は、安全保護系設備３０から出力された原子炉トリップ信号に基づいて、制御棒駆動装置２０へ供給される電力を遮断するものである。

【0023】

原子炉停止装置３５は、安全保護系設備３０から原子炉トリップ遮断器３７へ向けて、原子炉トリップ信号を出力する。すると、原子炉トリップ遮断器３７は、入力された原子炉トリップ信号に基づいて電力供給を遮断する開状態となり、制御棒駆動装置２０へ供給される電力を遮断する。制御棒駆動装置２０へ供給される電力が遮断されると、制御棒９の支持状態が解除されることで、制御棒９は、自重によって燃料集合体８に落下する。そして、燃料集合体８に制御棒９が挿し込まれることで、燃料の核反応が低下し、原子炉２が停止する。

【0024】

（ＡＴＷＳ緩和設備）
ＡＴＷＳ緩和設備３１は、原子力施設１の異常時において行われる原子炉トリップの失敗事象（ＡＴＷＳ事象）に対して緩和措置を行う設備である。ＡＴＷＳ緩和設備３１は、失敗事象を検知する制御回路５０を有しており、緩和措置を実行するにあたり、制御回路５０により失敗事象を検知し、検知した失敗事象に対応する緩和措置を実行する。具体的に、失敗事象としては、原子炉トリップ遮断器３７の開失敗、安全保護系設備３０の機能喪失、制御棒９の機械的固着による物理的挿入失敗がある。

【0025】

また、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、各種プラントデータ及びパラメータが入力され、このプラントデータに基づいて、制御回路（制御部）５０により失敗事象の検知が行われる。ＡＴＷＳ緩和設備３１に入力されるプラントデータとしては、原子炉２の流入側における一次冷却材の検出温度Ｔ_ｃｏｌｄ、原子炉２の流出側における一次冷却材の検出温度Ｔ_ｈｏｔ、図示しない原子炉２内部に設けられる中性子計測装置の計測値（ＮＩＳ）、原子炉トリップ遮断器３７の開状態の検出信号である遮断器開信号（遮断器信号）、蒸気発生器４内の検出水位、補助給水機器の作動信号等がある。

【0026】

また、ＡＴＷＳ緩和設備３１を含む制御系３００は、これらのプラントデータに基づいて、各種データを生成する。生成されるプラントデータとしては、例えば、検出温度Ｔ_ｃｏｌｄ及び検出温度Ｔ_ｈｏｔの算術平均である平均検出温度Ｔａｖｅ、検出温度Ｔ_ｃｏｌｄ及び検出温度Ｔ_ｈｏｔの差分である温度差分ΔＴがある。ここで、中性子計測装置の計測値（ＮＩＳ）及び温度差分ΔＴは、原子炉冷却系１００の出力に関する原子炉２（原子炉冷却系１００）の出力パラメータとして取り扱われる。

【0027】

図３は、本実施形態に係るＡＴＷＳ緩和設備の制御装置に設けられる制御回路の図である。図３では、１つの原子炉２に対して、蒸気発生器４が４つ設置されている４系統（４ループ）の構成となっている。図３では、４系統の構成について説明するが、３系統の構成であってもよく、特に限定されない。図３に示すように、制御回路５０は、安全保護系設備３０の機能喪失を検知する第一制御回路５１と、原子炉トリップ遮断器３７の開失敗を検知する第二制御回路５２と、制御棒９の機械的固着による物理的挿入失敗を検知する第三制御回路５３と、を含んで構成されている。また、制御回路５０は、緩和措置の実行後に、緩和措置の実行前の原子炉冷却系１００の出力が維持されているか否かを検知する第四制御回路５５を含んで構成されている。この制御回路５０には、遮断器開信号、補助給水機器の作動信号、計測値（ＮＩＳ）及び温度差分ΔＴ等の原子炉２の出力パラメータ、ＡＴＷＳ緩和設備３１を使用する使用モードであることの入力値等が入力される。

【0028】

第一制御回路５１は、第一多数決回路６１と、第一タイマー６２と、第一ＮＯＴ回路６３と、第二ＮＯＴ回路６４と、第一ＡＮＤ回路６５と、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８からなる第一出力維持回路６６と、を含んで構成されている。

【0029】

第一多数決回路６１は、蒸気発生器４の検出水位が所定の水位よりも低いときに出力される水位低（狭域）信号が入力される。なお、原子炉２を冷却する原子炉冷却系１００は、冗長性を持たせた４系統（４ループ）の構成であるため、この４系統の原子炉冷却系１００に設けられる４つの蒸気発生器４の水位低（狭域）信号が第一多数決回路６１に入力可能となっている。そして、第一多数決回路６１は、４入力のうち、少なくとも３つの水位低（狭域）信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。なお、原子炉冷却系１００が、例えば、３系統である場合、第一多数決回路６１は、３入力のうち、少なくとも２つの水位低（狭域）信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。

【0030】

第一タイマー６２は、第一多数決回路６１から出力された異常発生信号が入力される。第一タイマー６２は、第一多数決回路６１に直列に接続され、第一多数決回路６１を経て入力される異常発生信号の出力を、予め設定された設定時間分だけ遅延させる。つまり、第一タイマー６２は、設定時間を超えて、異常発生信号が継続して入力された場合、異常発生信号を出力する一方で、異常発生信号の入力が設定時間以内となる場合、異常発生信号の出力をブロックする。

【0031】

第一ＮＯＴ回路６３は、タービン１２の動力により作動する補助給水機器としての給水ポンプの起動に関する作動信号が入力される。第一ＮＯＴ回路６３は、作動信号が入力された場合、安全保護系設備３０が作動しているとして、第一ＮＯＴ回路６３からの異常発生信号の出力をブロックする。一方で、第一ＮＯＴ回路６３は、作動信号が入力されない場合、安全保護系設備３０が作動していないとして、異常発生信号を出力する。

【0032】

第二ＮＯＴ回路６４は、外部電源または非常用電源により作動する補助給水機器としての給水ポンプの起動に関する作動信号が入力される。第二ＮＯＴ回路６４は、作動信号が入力された場合、安全保護系設備３０が作動しているとして、第二ＮＯＴ回路６４からの異常発生信号の出力をブロックする。一方で、第二ＮＯＴ回路６４は、作動信号が入力されない場合、安全保護系設備３０が作動していないとして、異常発生信号を出力する。

【0033】

第一ＡＮＤ回路６５は、第一タイマー６２から出力される異常発生信号、第一ＮＯＴ回路６３から出力される異常発生信号、及び第二ＮＯＴ回路６４から出力される異常発生信号が入力される。第一ＡＮＤ回路６５は、全ての異常発生信号の入力がある場合、異常発生信号を出力する一方で、いずれかの異常発生信号の入力がない場合、異常発生信号を出力しない。つまり、第一ＡＮＤ回路６５は、安全保護系設備３０が機能していないにもかかわらず、蒸気発生器４の水位に異常があることを検知すると、異常発生信号を出力する。

【0034】

第一出力維持回路６６は、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８を含み、第一ＡＮＤ回路６５から出力される異常発生信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。ＯＲ回路６７は、第一ＡＮＤ回路６５から出力される異常発生信号が入力され、また、ＡＮＤ回路６８から出力される緩和措置作動信号が入力される。ＯＲ回路６７は、異常発生信号及び緩和措置作動信号の少なくとも一方の信号が入力された場合、緩和措置作動信号を出力する。一方で、ＯＲ回路６７は、異常発生信号及び緩和措置作動信号が入力されない場合、緩和措置作動信号を出力しない。ＡＮＤ回路６８は、ＯＲ回路６７から出力される緩和措置作動信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。ＡＮＤ回路６８は、緩和措置作動信号及び入力値が入力される場合、緩和措置作動信号を出力する一方で、緩和措置作動信号及び入力値の少なくとも一方の信号が入力されない場合、緩和措置作動信号を出力しない。このため、第一出力維持回路６６は、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される限り、入力された緩和措置作動信号を出力し続ける。

【0035】

第一制御回路５１から緩和措置作動信号が出力されると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、補助給水機器としての給水ポンプを作動させる。このように、第一制御回路５１において、安全保護系設備３０の機能喪失を検知すると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、緩和措置作動信号に基づいて、ＡＴＷＳに対する緩和措置を実行する。

【0036】

第二制御回路５２は、第三ＮＯＴ回路７１と、第二タイマー７２と、第二ＡＮＤ回路７３と、第二出力維持回路７４と、を含んで構成されている。

【0037】

第三ＮＯＴ回路７１は、安全保護系設備３０から遮断器開信号が入力される。第三ＮＯＴ回路７１は、遮断器開信号が入力される場合、原子炉トリップ遮断器３７が作動したとして、第三ＮＯＴ回路７１からの異常発生信号を出力しない一方で、遮断器開信号が入力されない場合、原子炉トリップ遮断器３７が作動していないとして、第三ＮＯＴ回路７１からの異常発生信号を出力する。

【0038】

第二タイマー７２は、第一制御回路５１の第一多数決回路６１から出力された異常発生信号を利用しており、この異常発生信号が入力される。第二タイマー７２は、第一多数決回路６１に直列に接続され、第一多数決回路６１を経て入力される異常発生信号の出力を、予め設定された設定時間分だけ遅延させる。つまり、第二タイマー７２は、設定時間を超えて、異常発生信号が継続して入力された場合、異常発生信号を出力する一方で、異常発生信号の入力が設定時間以内となる場合、異常発生信号の出力をブロックする。

【0039】

第二ＡＮＤ回路７３は、第三ＮＯＴ回路７１から出力される異常発生信号、及び第二タイマー７２から出力される異常発生信号が入力される。第二ＡＮＤ回路７３は、全ての異常発生信号の入力がある場合、異常発生信号を出力する一方で、いずれかの異常発生信号の入力がない場合、異常発生信号を出力しない。つまり、第二ＡＮＤ回路７３は、原子炉トリップ遮断器３７の開状態でないにもかかわらず、蒸気発生器４の水位に異常があることを検知すると、異常発生信号を出力する。

【0040】

第二出力維持回路７４は、第一出力維持回路６６と同様の構成となっており、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８を含み、第二ＡＮＤ回路７３から出力される異常発生信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。なお、第二出力維持回路７４は、第一出力維持回路６６と同様の構成であるため、説明を省略する。そして、第二出力維持回路７４は、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される限り、入力された緩和措置作動信号を出力し続ける。

【0041】

第三制御回路５３は、第二多数決回路８１と、第三タイマー８２と、第三ＡＮＤ回路８３と、第三多数決回路８４と、第四ＡＮＤ回路８５と、第三出力維持回路８６と、を含んで構成されている。なお、第二多数決回路８１及び第三多数決回路８４は、第一多数決回路６１と同様に、原子炉冷却系１００が４系統である場合の構成となっているが、原子炉冷却系１００が３系統である場合には、３系統に応じた構成であってもよい。

【0042】

第二多数決回路８１は、原子炉２の出力パラメータとしての計測値（ＮＩＳ）または温度差分ΔＴが異常であるときに、すなわち、原子炉２の出力が低下しないときに出力される出力異常信号が入力される。なお、原子炉出力パラメータとして計測値（ＮＩＳ）が用いられる場合、原子炉２内に設けられる中性子計測装置から出力される複数の計測値（ＮＩＳ）に基づく複数の出力異常信号が、第二多数決回路８１に入力可能となっている。また、原子炉２の出力パラメータとして温度差分Δが用いられる場合、冗長性を持たせた４系統の原子炉冷却系１００から得られる温度差分ΔＴに基づく複数の出力異常信号が、第二多数決回路８１に入力可能となっている。そして、第二多数決回路８１は、４入力のうち、少なくとも３つの出力異常信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。

【0043】

第三タイマー８２は、安全保護系設備３０から遮断器開信号が入力される。第三タイマー８２は、入力される遮断器開信号の出力を、予め設定された設定時間分だけ遅延させる。つまり、第三タイマー８２は、設定時間を超えて、遮断器開信号が継続して入力された場合、遮断器開信号を出力する一方で、遮断器開信号の入力が設定時間以内となる場合、遮断器開信号出力をしない。

【0044】

第三ＡＮＤ回路８３は、第二多数決回路８１から出力される異常発生信号、及び第三タイマー８２から出力される遮断器開信号が入力される。第三ＡＮＤ回路８３は、異常発生信号及び遮断器開信号が入力される場合、原子炉トリップ遮断器３７が開状態であっても、原子炉２の出力が異常である（低下しない）ことから、制御棒９の固着が発生しているとして、異常発生信号を出力する。一方で、第三ＡＮＤ回路８３は、異常発生信号及び遮断器開信号の少なくとも一方の信号が入力されない場合、異常発生信号を出力しない。

【0045】

第三多数決回路８４は、蒸気発生器４の検出水位が所定の水位よりも低いときに出力される水位低（広域）信号が入力される。なお、水位低（広域）信号も水位低（狭域）信号と同様に、４系統の４つの蒸気発生器４に対応して、第三多数決回路８４にそれぞれ入力可能となっている。そして、第三多数決回路８４は、４入力のうち、少なくとも３つの水位低（広域）信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。

【0046】

第四ＡＮＤ回路８５は、第三ＡＮＤ回路８３から出力される異常発生信号、及び第三多数決回路８４から出力される異常発生信号が入力される。第四ＡＮＤ回路８５は、全ての異常発生信号の入力がある場合、異常発生信号を出力する一方で、いずれかの異常発生信号の入力がない場合、異常発生信号を出力しない。

【0047】

第三出力維持回路８６は、第一出力維持回路６６及び第二出力維持回路７４と同様の構成となっており、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８を含み、第四ＡＮＤ回路８５から出力される異常発生信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。なお、第三出力維持回路８６は、第一出力維持回路６６及び第二出力維持回路７４と同様の構成であるため、説明を省略する。そして、第三出力維持回路８６は、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される限り、入力された緩和措置作動信号を出力し続ける。

【0048】

また、制御回路５０は、第二制御回路５２から出力された緩和措置作動信号、及び第三制御回路５３から出力された緩和措置作動信号が入力される第一ＯＲ回路５４を有している。第一ＯＲ回路５４は、全ての緩和措置作動信号のうち、少なくとも一つの緩和措置作動信号が入力される場合、緩和措置作動信号を出力する。一方で、第一ＯＲ回路５４は、全ての緩和措置作動信号のうち、全ての緩和措置作動信号が入力されない場合、緩和措置作動信号を出力しない。

【0049】

そして、第一ＯＲ回路５４から緩和措置作動信号が出力されると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、タービントリップ動作を実行したり、蒸気管１１に設けられる図示しない蒸気隔離弁の閉動作を実行したりする。このように、第二制御回路５２において、原子炉トリップ遮断器３７の開失敗を検知すると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、緩和措置作動信号に基づいて、ＡＴＷＳに対する緩和措置を実行する。また、第三制御回路５３において、制御棒の機械的固着による物理的挿入失敗を検知すると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、緩和措置作動信号に基づいて、ＡＴＷＳに対する緩和措置を実行する。

【0050】

第四制御回路５５は、第四タイマー（遅延回路）９２と、第五ＡＮＤ回路９３と、第四出力維持回路９４と、を含んで構成されている。

【0051】

第四タイマー９２は、第一ＯＲ回路５４から緩和措置作動信号が入力される。第四タイマー９２は、入力される緩和措置作動信号の出力を、予め設定された設定時間分だけ遅延させる。つまり、第四タイマー９２は、緩和装置作動信号が入力されてから設定時間経過後に第五ＡＮＤ回路９３へ信号を出力する。換言すれば、第四タイマー９２は、緩和措置実行後において、第二多数決回路８１の原子炉２の出力パラメータが依然として異常でないかを確認するために、第一ＯＲ回路５４からの緩和措置作動信号の出力後、設定時間分だけ遅延させている。

【0052】

第五ＡＮＤ回路９３は、第三ＡＮＤ回路８３から出力される異常発生信号、及び第四タイマー９２から出力される緩和措置作動信号が入力される。第五ＡＮＤ回路９３は、異常発生信号及び緩和措置作動信号の入力がある場合、緩和措置作動信号を出力する一方で、異常発生信号及び緩和措置作動信号の少なくとも一方の入力がない場合、緩和措置作動信号を出力しない。つまり、第五ＡＮＤ回路９３は、緩和措置実行後における原子炉２の出力パラメータが、依然として異常である場合、さらなる緩和措置を実行すべく、緩和措置作動信号を出力する。

【0053】

第四出力維持回路９４は、第一出力維持回路６６から第三出力維持回路８６と同様の構成となっており、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８を含み、第五ＡＮＤ回路９３から出力される緩和措置作動信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。なお、第四出力維持回路９４は、は、第一出力維持回路６６から第三出力維持回路８６と同様の構成であるため、説明を省略する。そして、第四出力維持回路９４は、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される限り、入力された緩和措置作動信号を出力し続ける。

【0054】

そして、第四出力維持回路９４から緩和措置作動信号が出力されると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、ＲＣＰトリップ動作を実行する。ＲＣＰトリップは、原子炉冷却系１００を流通する一次冷却材の供給流量を減少させる冷却材流量急減措置であり、具体的に、一次冷却材ポンプ６を作動停止させる。なお、ＲＣＰトリップは、一次冷却材ポンプ６が流量調整可能なものであれば、一次冷却材の流量が減少するように作動させてもよい。また、冷却材流量急減措置は、ＲＣＰトリップに特に限定されず、一次冷却材の供給流量を緩和措置の実行前に比して減少させる措置であればよい。このように、第四制御回路５５において、緩和措置実行後に、原子炉２の出力パラメータが依然として異常であることを検知すると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、緩和措置作動信号に基づいて、ＡＴＷＳに対する更なる緩和措置としてのＲＣＰトリップを実行する。

【0055】

（原子炉の異常緩和方法）
次に、図３を参照して、原子炉の異常緩和方法について説明する。原子炉の異常緩和方法では、上記したとおり、ＡＴＷＳ事象の発生時において緩和措置が実行される。ＡＴＷＳ事象としては、例えば、原子炉トリップ遮断器３７の開失敗及び制御棒９の機械的固着の少なくとも一方である。

【0056】

原子炉トリップ遮断器３７の開失敗である場合、原子炉の異常緩和方法では、制御回路５０において、第二制御回路５２から緩和措置作動信号が出力されることで、緩和措置として主蒸気隔離が実行される。主蒸気隔離の実行後、原子炉の異常緩和方法では、緩和措置の実行前の原子炉冷却系１００における原子炉２の出力が維持されているか否かを、第四タイマー９２の遅延によって判定することで、依然として原子炉出力が高い（例えば、温度差分ΔＴが高い）場合、ＲＣＰトリップを実行する。

【0057】

制御棒９の機械的固着である場合、原子炉の異常緩和方法では、制御回路５０において、第三制御回路５３から緩和措置作動信号が出力されることで、緩和措置として主蒸気隔離が実行される。主蒸気隔離の実行後、上記と同様に、原子炉の異常緩和方法では、緩和措置の実行前の原子炉冷却系１００における原子炉２の出力が維持されているか否かを、第四タイマー９２の遅延によって判定することで、依然として原子炉出力が高い（例えば、温度差分ΔＴが高い）場合、ＲＣＰトリップを実行する。

【0058】

次に、図４を参照して、本実施形態に係るＡＴＷＳ緩和設備３１における、ＲＣＳ圧力バウンダリ（原子炉冷却系１００における圧力バウンダリ）の変化について説明する。図４は、本実施形態に係るＡＴＷＳ緩和設備の緩和措置による効果を示すグラフである。図４は、その横軸が時間となっており、その縦軸がＲＣＳ圧力バウンダリとなっている。また、図４に示す点線Ｌは、予め規定されたしきい値となる判断基準Ｌとなっており、ＲＣＳ圧力バウンダリが判断基準Ｌ以下となることが好ましい。なお、図４に示すグラフは、シミュレーションによる解析結果となっている。

【0059】

図４に示すように、本実施形態のＡＴＷＳ緩和設備３１では、緩和措置の実行後、依然として異常の場合、ＲＣＰトリップが実行される。このため、ＲＣＳ圧力バウンダリの上昇を抑制する緩和措置の実行後に、再びＲＣＳ圧力バウンダリが上昇した場合、ＲＣＰトリップが実行されるため、ＲＣＳ圧力バウンダリが判断基準Ｌよりも小さくとなることが解析結果から確認された。

【0060】

なお、本実施形態では、加圧水型原子炉に適用して説明したが、沸騰水型原子炉に適用してもよい。

【0061】

以上のように、本実施形態に記載の原子炉の異常緩和設備（ＡＴＷＳ緩和設備３１）は、例えば、以下のように把握される。

【0062】

第１の態様に係る原子炉の異常緩和設備は、一次冷却系（原子炉冷却系１００）に含まれる原子炉２の異常に対する緩和措置を行う原子炉２の異常緩和設備において、前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータに基づいて、前記緩和措置を実行する制御部（制御回路５０）を備え、前記制御部は、前記緩和措置の実行後に、前記原子炉２の異常が継続している場合、前記一次冷却系を流通する冷却材の流量を、前記緩和措置の実行前に比して減少させる冷却材流量急減措置を実行する。

【0063】

この構成によれば、緩和措置の実行後に、原子炉２の異常が継続している場合であっても、原子炉の異常に対して冷却材流量急減措置を実行することで、一次冷却系の健全性を好適に担保することができる。また、冷却材流量急減措置は、緩和措置の実行後であって、原子炉２の異常が継続している場合に実行されることから、緩和措置の不用意な実行も抑制することができる。

【0064】

第２の態様として、第１の態様に係る原子炉の異常緩和設備において、前記制御部は、前記緩和措置を指示する緩和信号が出力されてから取得するまでの時間を遅延させる遅延回路（第四タイマー９２）を有する。

【0065】

この構成によれば、遅延回路により緩和信号の取得を遅延させることができるため、緩和措置が実行されたときからの出力パラメータの推移を、遅延させた時間の分だけ待つことができる。つまり、緩和信号が出力されると、緩和措置が実行されることから、一次冷却系の出力が低下するまでの時間を待って、冷却材流量急減措置を実行するか否かを判定することができる。

【0066】

第３の態様として、第１または第２の態様に係る原子炉の異常緩和設備において、前記一次冷却系は、二次冷却系（タービン系２００）との間で熱交換を行う蒸気発生器４を備え、前記緩和措置は、前記蒸気発生器４において発生する蒸気を隔離する主蒸気隔離措置と、前記蒸気発生器４へ向けて冷却材を供給する補助給水措置とのうち、少なくとも一方を含む。

【0067】

この構成によれば、冷却材流量急減措置の実行前に実行される緩和措置として、主蒸気隔離措置及び補助給水措置の少なくとも一方を実行することにより、一次冷却系の出力を低下させる適切な緩和措置を実行することができる。

【0068】

第４の態様として、第１から第３のいずれか１つの態様に係る原子炉の異常緩和設備において、前記原子炉２の異常は、前記原子炉２に挿入される制御棒９の挿入不良であり、前記制御部は、前記制御棒９の挿入不良として、原子炉トリップを行う遮断器の開失敗による前記制御棒９の挿入不良と、前記制御棒９の固着による前記制御棒の挿入不良とのうち、少なくとも一方を含む。

【0069】

この構成によれば、遮断器の開失敗、制御棒の固着に対する適切な緩和措置を実行することができる。

【0070】

第５の態様として、第１から第４のいずれか１つの態様に係る原子炉の異常緩和設備において、前記出力パラメータは、前記原子炉２へ流入する冷却材の流入温度と前記原子炉２から流出する前記冷却材の流出温度との温度差分、及び前記原子炉２において発生する中性子を計測する中性子計測装置の計測値のうち、少なくとも一方である。

【0071】

この構成によれば、出力パラメータとして、制御棒の固着以外の要因を受け難いパラメータを用いることができるため、制御棒の固着を適切に判定することができる。

【0072】

第６の態様に係る原子炉の異常緩和方法は、一次冷却系に含まれる原子炉２の異常に対する緩和措置を行う原子炉２の異常緩和方法において、前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータに基づいて、前記緩和措置を実行し、前記緩和措置の実行後に、前記緩和措置の実行前の前記一次冷却系の出力が維持されているか否かを判定し、前記一次冷却系の出力が維持されていると判定した場合、前記一次冷却系を流通する冷却材の流量を、前記緩和措置の実行前に比して減少させる冷却材流量急減措置を実行する。

【0073】

この構成によれば、緩和措置の実行後に、原子炉２の異常が継続している場合であっても、原子炉の異常に対して冷却材流量急減措置を実行することで、一次冷却系の健全性を好適に担保することができる。また、冷却材流量急減措置は、緩和措置の実行後であって、原子炉２の異常が継続している場合に実行されることから、緩和措置の不用意な実行も抑制することができる。

【符号の説明】

【0074】

１ 原子力施設
２ 原子炉
３ａ コールドレグ
３ｂ ホットレグ
４ 蒸気発生器
５ 加圧器
６ 一次冷却材ポンプ
７ 原子炉格納容器
８ 燃料集合体
９ 制御棒
１０ 原子炉容器
１１ 蒸気管
１２ タービン
１３ 復水器
１４ 給水管
１５ 給水ポンプ
１６ 発電機
２０ 制御棒駆動装置
３０ 安全保護系設備
３１ ＡＴＷＳ緩和設備
３５ 原子炉停止装置
３７ 原子炉トリップ遮断器
５０ 制御回路
５１ 第一制御回路
５２ 第二制御回路
５３ 第三制御回路
５４ 第一ＯＲ回路
５５ 第四制御回路
６１ 第一多数決回路
６２ 第一タイマー
６３ 第一ＮＯＴ回路
６４ 第二ＮＯＴ回路
６５ 第一ＡＮＤ回路
６６ 第一出力維持回路
６７ ＯＲ回路
６８ ＡＮＤ回路
７１ 第三ＮＯＴ回路
７２ 第二タイマー
７３ 第二ＡＮＤ回路
７４ 第二出力維持回路
８１ 第二多数決回路
８２ 第三タイマー
８３ 第三ＡＮＤ回路
８４ 第三多数決回路
８５ 第四ＡＮＤ回路
８６ 第三出力維持回路
９２ 第四タイマー
９３ 第五ＡＮＤ回路
９４ 第四出力維持回路
１００ 原子炉冷却系
２００ タービン系
３００ 制御系

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】