CN1227345A - 堆芯流量测定装置 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种能提高堆芯流量测定精度的沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置，其备有根据泵旋转数和泵部扬程计算原子反应堆再循环泵的泵排出流量的运转泵排出流量计算机构，表示泵部扬程与泵排出流量关系的流量—扬程特性因炉水温度而变化，为了与该特点相对应，该运转泵排出流量计算机构，含有由预先试验得到的表示各种温度条件下的流量—扬程特性的若干个函数，根据炉水温度选择最适当的函数，计算泵排出流量。

Description

堆芯流量测定装置

本发明涉及沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。

图17表示沸腾水型原子反应堆的现有堆芯测定装置之一例。

如图17所示，在沸腾水型原子反应堆的原子反应堆压力容器37的底部，设有若干台具有泵旋转轴1的原子反应堆再循环泵40。在该原子反应堆再循环泵40的吸入部41设有压力龙头2。在支柱9上形成排出口42，在支柱9的内侧设有压力龙头3。

原子反应堆压力容器37内的原子反应堆冷却材(炉水)从原子反应堆再循环泵40的吸入部41被吸入后，经过排出部42送到支柱9内侧。这时，吸入部41的压力龙头2的压力与支柱9内侧的压力龙头3的压力之差(泵部压差)由沿着支柱9圆周方向设置的若干台泵部压差计10计测，并将计侧值平均化。

接着，用泵部扬程计算装置12把平均化了的泵部压差ΔP(Kg/cm²)变换为泵部扬程ΔH。该变换方法是，从原子反应堆压力计6计测到的原子反应堆压力P(Kg/cm²)和炉水温度计5计测到的炉水温度T(℃)，算出比容，把该比容乘以泵部压差ΔP(Kg/cm²)，变换为泵部扬程ΔH(m)。

比容的计算是采用比容/比重计算装置18。在该比容/比重计算装置18的内部，有与比容相关的温度和压力的矩阵。通过使用该矩阵，可算出被测定的炉水温度和原子反应堆输出的比容。

另外，也可以用比重代替比容，把泵部压差变换为泵部扬程。这时，用于算出比容或比重(从泵部压差ΔP(Kg/cm²)导出泵部扬程ΔH(m)时以及把体积流量换算为重量流量时要使用该比容或比重)的炉水温度，是采用设置在与原子反应堆压力容器37底部连接的配管上的温度计的温度。

接着，由脉冲检测器4对设在泵旋转轴1上的每转一次一个缝隙进行计数，用泵旋转数计算装置11把该计数值变换为泵旋转数(rpm)。

这里，用运转泵排出流量计算装置7算出运转泵的排出流量。图18详细表示运转泵排出流量计算装置7。通常，泵排出流量与旋转数成正比，泵部扬程与旋转数的平方成正比。

因此，预先用试验测定流量和泵部扬程，用试验进行的旋转数除流量，用旋转数的平方除泵部扬程。把这称做为规格化。用在设备测定的泵旋转数，把该关系变换为该旋转数中的流量与泵部扬程的关系。

接着，用在设备测定的泵部扬程，计测该泵部扬程中的泵排出流量。

通过对各运转泵分别进行本操作，可算出运转泵的排出流量。

当1台以上的泵停止、其余泵运转着的状态时，除了运转泵排出流量计算装置7而外，还使用停止泵通过流量计算装置8。

图19详细表示停止泵通过流量计算装置8。泵停止时，预先求出炉水在泵部压差计间逆流通过时的逆流压力损失系数。该逆流压力损失系数和泵部扬程与逆流流量的平方成比例(正比)，利用这一点算出在停止泵中逆流的逆流流量。

将以上计算结果送到堆芯流量计算装置19，算出重量堆芯流量Wc(t/h)。

在计算重量堆芯流量之前，先算出体积堆芯流量。在全部泵运转时，将各泵的运转泵排出流量计算装置7得到的运转泵的排出流量全部总合起来，算出体积堆芯流量Qc(m³/h)。在部分泵运转时，从流过运转泵的泵排出流量之和中减去流过停止泵的逆流流量，算出体积堆芯流量。接着，再采用比容从体积堆芯流量算出重量堆芯流量。

但是，现有的堆芯流量测定装置存在以下各种问题。

在设备试验算出的泵部扬程ΔH(m)与泵排出流量Q(m³/h)的关系因温度而变化。但是，上述现有的方式中，不能对应于因温度产生的泵部压差ΔH(m)和泵排出流量Q(m³/h)的特性变化，堆芯流量计测精度低。

另外，用最小平方法(2乘法)对泵部扬程ΔH(m)和泵排出流量Q(m³/h)的关系进行多项式近似时，由于是从ΔH=f(Q)式反算地算出泵排出流量Q(m³/h)，所以，单义地算出解时，多项式近似的次数受到限制。通常可计算的次数是3次。因此，对设备试验数据的配合精度差，堆芯流量精度低。

另外，用在设备试验算出的整个范围，对泵部扬程ΔH(m)和泵排出流量Q(m³/h)的关系进行配合时，由于范围宽，所以，配合精度差，堆芯流量精度低。

另外，在泵最低速度运转等的泵旋转数为一定状态时，也要将旋转数作为输入数据使用，所以，加长了算出堆芯流量的计算时间。

另外，设置在变位计(该变位计计测泵旋转数)上的缝隙只有一个，泵每旋转一次只能计数一个脉冲。因此，在泵的升速和降速中，或者泵处于因停电等停止的过渡状态时，难以正确算出泵的旋转数。

再者，现有设计中，为了检测旋转数，是计数一定时间内的脉冲数，导出泵旋转数。所以，不能正确测定过渡时的泵的旋转数，不能算出过渡时的堆芯流量。

本发明是鉴于上述问题而作出的，其目的在于提供一种能提高堆芯流量测定精度的沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。

更具体地说，本发明提供的堆芯流量测定装置，其测定项目与现有的相同，能更正确算出堆芯流量，并且，在运转泵的泵排出流量中，利用泵部扬程与泵排出流量的关系，可更简便地算出堆芯流量。在泵旋转数保持为一定时，泵部扬程和泵排出流量的关系中，不包含泵旋转数的项，可更简便地算出堆芯流量。

为达到上述目的，本发明采取以下技术方案：

本发明的堆芯流量测定装置，其特征在于，备有测定原子反应堆再循环泵的吸入部压力与排出部压力之差即泵部压差的泵部压差测定机构、根据炉水温度和原子反应堆压力计算炉水比容积或比重的比容/比重计算机构、根据上述泵部压差和比容或比重计算泵部扬程的泵部扬程计算机构、计算原子反应堆再循环泵的泵旋转数的泵旋转数计算机构、根据上述泵旋转数和泵部扬程计算原子反应堆再循环泵的泵排出流量的运转泵排出流量计算机构和根据上述泵排出流量计算堆芯流量的堆芯流量计算机构，表示上述泵部扬程和泵排出流量关系的流量-扬程特性因炉水温度而变化，为了与此特点相对应，上述运转泵排出流量计算机构含有由预先试验得到的各种温度条件下的表示流量-扬程特性的若干个函数，根据上述炉水温度选择最适当的函数，计算泵排出流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述的运转泵排出流量计算机构，把上述泵部扬程作为变数，用表示上述泵部扬程和泵排出流量关系的计算式，算出上述泵排出流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述运转泵排出流量计算机构，包含用最小2乘法多项式对预先试验得到的上述泵部扬程和上述泵排出量的关系进行了近似的近似式，用该近似式，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述运转泵排出流量计算机构含有若干个函数，该若干个函数在根据上述泵部扬程的大小区分的每个区域，表示上述泵部扬程和上述泵排出流量的关系，用这些函数，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述运转泵排出流量计算机构，含有若干个近似式，该若干个近似式对预先试验得到的各种泵旋转数下的上述泵部扬程和上述泵排出流量的关系，对于泵的每种旋转数，将上述泵部扬程作为变数进行近似，当原子反应堆再循环泵以一定的旋转数运转时，根据测定的上述泵旋转数，用选择的近似式，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述运转泵排出流量计算机构，含有若干个函数，该若干个函数在每一个原子反应堆再循环泵表示预先试验得到的上述泵部扬程和上述泵排出流量的关系，用上述各函数，对每个原子反应堆再循环泵，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述运转泵排出流量计算机构，含有近似式，该近似式对于预先试验得到的表示上述泵部扬程与上述泵排出流量关系的若干个数据，用直线连接相邻2个数据进行近似，用该近似式，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，备有停止泵通过流量计算机构，当若干个原子反应堆再循环泵中的一部分停止时，该停止泵通过流量计算机构根据上述泵部扬程，计算通过停止状态的原子反应堆再循环泵的炉水的流量即停止泵通过流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述停止泵通过流量计算机构，含有表示分别在泵部扬程为正值和负值时泵部扬程和停止泵通过流量关系的函数，判断泵部扬程的正负，分开使用上述函数。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述停止泵通过流量计算机构，在原子反应堆再循环泵全部停止且堆芯具有热、自然循环的炉水朝泵排出方向流动的状态下，用模拟该自然循环状态的试验得到的表示泵部扬程和停止泵通过流量关系的函数，计算上述停止泵通过流量。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述泵旋转数计算机构，备有若干个检测用缝隙和脉冲检测器，若干个检测用缝隙形成在原子反应堆再循环泵的泵旋转轴上，脉冲检测器检测与泵旋转轴一起旋转的检测用缝隙的通过数，从而检测泵的旋转数。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述泵旋转数计算机构，备有形成在原子炉再循环泵的泵旋转轴上的检测用缝隙和检测通过的上述检测用缝隙的脉冲检测器，把上述脉冲检测器检测出的脉冲之间的时间间隔作为电压测定，换算为泵旋转数。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，为了测定炉水温度，还备有设置在原子反应堆压力容器内部的堆内温度计。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述堆内温度计，通过设在原子反应堆压力容器上的专用管咀设置在原子反应堆压力容器内部。

另外，本发明的堆芯流量测定装置，上述运转泵排出流量计算机构，在运转中的原子反应堆再循环泵全部停止时，用下式计算堆芯流量

Q_C(t)=(Q_CO-Q_CS)N(t)/N_O+Q_CS式中，Q_C(t)：时刻t时的堆芯流量

  Q_CO：泵运转中的堆芯流量

  Q_CS：泵全部停止时的堆芯流量

  N(t)：时刻t时的泵旋转数

  N_O：泵初期旋转数

以下参照附图详细说明本发明的实施例：

图1是表示本发明第1实施例堆芯流量测定装置的概略构造和原子反应堆再循环泵的图。

图2是表示本发明第1实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图3是表示本发明第2实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图4是表示本发明第3实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图5是表示本发明第4实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图6是表示本发明第5实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图7是表示本发明第6实施例堆芯流量测定装置的围绕泵旋转轴的传感器构造的图。

图8是表示本发明第7实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图9是表示本发明第8实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图10是表示本发明第9实施例堆芯流量测定装置的停止泵通过流量计算装置的图。

图11是表示本发明第10实施例堆芯流量测定装置的泵旋转数计算装置作用的图。

图12是表示本发明第11实施例堆芯流量测定装置的停止泵通过流量计算装置的图。

图13是表示本发明第12实施例堆芯流量测定装置中把炉水温度计设置在炉内状态的图。

图14是表示本发明第13实施例堆芯流量测定装置中把炉水温度计设置在炉内状态的图。

图15是表示本发明第14实施例堆芯流量测定装置中所使用的、在设备试验等中泵电源切断时的泵旋转数与泵排出量的关系。

图16是表示本发明第14实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图17是表示现有堆芯流量测定装置和原子反应堆再循环泵的图。

图18是表示现有堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置的图。

图19是表示现有堆芯流量测定装置的停止泵通过流量计算装置的图。

第1实施例

下面，参照图1和图2说明本发明第1实施例的改良型沸腾水型原子反应堆(ABWR)的堆芯流量测定装置。与图17所示现有堆芯流量测定装置中相同的部件注以相同标记，其说明从略。

图1是表示本实施例堆芯流量测定装置的概略构造和原子反应堆内藏式再循环泵(内泵)的局部的图。图1中，由泵部扬程计算装置12得到的泵部扬程ΔH，送到运转泵排出流量计算装置50和停止泵通过流量计算装置8。

在若干个原子反应堆再循环泵40中的一部分停止时，停止泵通过流量计算装置8根据泵部扬程ΔH，用预先试验得到的停止泵的泵部压差与排出流量的关系，计算通过停止状态原子反应堆再循环泵40的原子反应堆冷却材的流量。

原子反应堆再循环泵40的泵旋转轴1的旋转数N(rpm)，由具有脉冲检测器4的泵旋转数计算装置(泵旋转数计算机构)11计测，计测的泵旋转数N被送到运转泵排出流量计算装置50。这里，在泵旋转轴1上设有缝隙(图未示)，由脉冲检测器4检测出在一定时间内通过的缝隙数，由此计测泵旋转数N。运转泵排出流量计算装置50根据泵旋转数N和泵部扬程ΔH，计算原子反应堆再循环泵40的泵排出流量。

这里，炉水温度计5测得的炉水温度T(℃)的信号被送到运转泵排出流量计算装置50，在计算泵排出流量时，运转泵排出流量计算装置50参照炉水温度T，进行最适当的计算，关于这一点将在后面参照图2说明。

由运转泵排出流量计算装置50得到的泵排出流量和由停止泵通过流量计算装置8得到的泵通过流量，被送到堆芯流量计算装置19，堆芯流量计算装置19根据这些流量计算堆芯流量Wc(t/h)。更具体地说，从运转泵排出的泵排出流量中减去通过(逆流)停止泵的泵通过流量，算出堆芯流量Wc。

下面，参照图2说明本实施例堆芯流量测定装置的特征部分、即运转泵排出流量计算装置50。

表示泵部扬程ΔH和泵排出流量Q_O关系的流量-扬程特性因炉水温度而变化，为了与该特点相对应，运转泵排出流量计算装置50中，含有用预先试验得到的各种温度条件下的流量-扬程特性数据(函数)13a、13b、13c，根据炉水温度T选择最适当的流量-扬程特性数据(函数)，计算泵排出流量Q_O这样，运转泵排出流量计算装置50，可以用测定的炉水温度T，修正(校正)在设备使用的泵部扬程ΔH和泵排出流量Q_O的关系。

如图2所示，泵排出流量Q_O与泵部扬程ΔH的关系(Q-ΔH特性)因温度而变化。通常运转时的Q-ΔH特性13a，存在于高温时的Q-ΔH特性13b与低温时的Q-ΔH特性13c之间。通常，因流体的雷诺数(レイノルズ)不同或因泵本体热膨胀等原因，Q-ΔH特性因温度而变化。

本实施例堆芯流量测定装置的运转泵排出流量计算装置50，具有使Q-ΔH特性相应于设备炉水温度而变化的功能。也就是说，用设备试验等方法，预定测定高温时的Q-ΔH特性13b和低温时的Q-ΔH特性13c，再使用由试验进行的旋转数，对高温和低温时的Q-ΔH特性进行规格化。

(1)式表示对高温时的Q-ΔH特性进行规格化。(2)式表示对低温时的Q-ΔH特性进行规格化。运转泵的排出流量Q_O的计算中，将泵部扬程作为变数，用5次式进行近似。

(式1) $Q_{\mathrm{OH}}=A_{H}N+\frac{B_H}{N}\mathrm{\ΔH}+\frac{C_H}{N^3}\mathrm{\Δ}{H}^2+\frac{D_H}{N^5}\mathrm{\Δ}{H}^3+\frac{E_H}{N^7}\mathrm{\Δ}{H}^4+\frac{F_H}{N^9}\mathrm{\Δ}{H}^5---\left(1\right)$ 式中，Q_OH：高温时的运转泵排出流量

  N：泵旋转数

  ΔH：泵部扬程

  A_H～F_H：系数(高温时)

  (式2) $Q_{\mathrm{OC}}=A_{C}N+\frac{B_C}{N}\mathrm{\ΔH}+\frac{C_C}{N^3}\mathrm{\Δ}{H}^2+\frac{D_C}{N^5}\mathrm{\Δ}{H}^3+\frac{E_C}{N^7}\mathrm{\Δ}{H}^4+\frac{E_C}{N^9}\mathrm{\Δ}{H}^5---\left(2\right)$ 式中，Q_OC：低温时的运转泵排出流量

N：泵旋转数

ΔH：泵部扬程

A_C～F_C：系数(低温时)

这里，采用进行高温时和低温时的近似时的系数A_H～F_H、A_C～F_C，算出在设备进行运转时的温度T时的系数。式(3)以系数A为例表示算出方法。

(式3) $A=\left(\frac{A_H-A_C}{T_H-T_C}\right)T+A_C------\left(3\right)$ 式中，A：在设备运转时的炉水温度时的系数

  A_H：高温时的系数

  A_C：低温时的系数

  T：在设备运转时的炉水温度

  T_H：高温时的温度

  T_C：低温时的温度通过采用式3得到的系数，可以用在设备测定的炉水温度中的最适当的Q-H特性，所以，可高精度地测定堆芯流量。

如上所述，根据本实施例的沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置，由于与在设备测定的炉水温度T相应地，使用最适当的流量-扬程特性的函数，所以，堆芯流量的测定精度比已往大幅度提高。第2实施例

下面，参照图3说明本发明第2实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与图1所示第1实施例相同，仅变更了运转泵排出流量计算装置的构造。下面，详细说明与第1实施例不同的部分。

图3表示本实施例堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置，该运转泵排出流量计算装置的特征是，把泵部扬程ΔH作为变数，用表示泵部扬程ΔH和泵排出流量Q_O的关系的计算式15、16，算出泵排出流量Q_O。

即，用旋转数把预先经设备试验等测定的运转泵的排出流量Q和泵部扬程ΔH特性规格化，算出该规格化了的特性。这时，流量Q和泵部扬程ΔH的特性象流量Q被单义地决定那样，成为把泵部扬程ΔH作为变数的函数15。用在设备测定的泵旋转数，把该特性变换为从泵部扬程ΔH和泵旋转数N算出泵排出流量Q_O的函数。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，不是象现有技术那样从泵排出流量导出泵部扬程，从该计算式反算而算出泵排出流量的方式，而是用试验得到的泵部扬程和泵排出流量的关系，制作从泵部扬程导出泵排出流量的计算式，从该式直接导出泵排出流量。所以，在堆芯流量计算中，可以单义地决定，用简单式算出运转泵的排出流量，从而可使进行近似时的函数高次化，可高精度地算出运转泵排出流量。第3实施例

下面，参照图4说明本发明第3实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1或第2实施例相同，仅变更了运转泵排出流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

图4表示本实施例堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置，该运转泵排出流量计算装置的特征是，把预先试验得到的泵部扬程ΔH和泵排出流量Q_O的关系用最小2乘法多项式近似，用该近似式17，从泵部扬程ΔH算出泵排出流量Q_O。

即，预先经设备试验等测定出泵排出流量Q_O和泵部扬程ΔH的关系，用泵旋转数N将该关系规格化。这时，为了近似泵排出流量Q_O，用最小2乘法进行近似。式(4)表示近似式的例子。式(4)是表示用5次进行近似的例子。

(式4) $\frac{Q_O}{N}=A+B\left(\frac{\mathrm{\ΔH}}{N^2}\right)+C{\left(\frac{\mathrm{\ΔH}}{N^2}\right)}^2+D{\left(\frac{\mathrm{\ΔH}}{N^2}\right)}^3+E{\left(\frac{\mathrm{\ΔH}}{N^2}\right)}^4+F{\left(\frac{\mathrm{\ΔH}}{N^2}\right)}^5---\left(4\right)$

式(5)是式(4)的变形，用该式(5)算出表示运转泵排出流量的特性17。

(式5) $Q_O=\mathrm{AN}+B\frac{\mathrm{\ΔH}}{N}+C\frac{\mathrm{\Δ}{H}^2}{N^3}+D\frac{\mathrm{\Δ}{H}^3}{N^5}+E\frac{\mathrm{\Δ}{H}^4}{N^7}+F\frac{\mathrm{\Δ}{H}^5}{N^9}---\left(5\right)$

本实施例中是用5次式进行近似的，但并不限于5次式，只要能近似，可以是任何次。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，通过进行上述的近似，可正确配合由试验得到的泵部扬程和泵排出流量的关系，可高精度地算出运转泵的排出流量。

另外，将本实施例与上述第2实施例组合起来，可提高最小2乘法近似的多项式的次数。第4实施例

下面，参照图5说明本发明第4实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1至第3实施例相同，仅变更了运转泵排出流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

图5表示本实施例堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置，该运转泵排出流量计算装置的特征是，在根据泵部扬程大小区分的各若干区域，对泵部扬程和泵排出流量的关系进行近似，用这些近似式，从泵部扬程算出泵排出流量。

即，由于泵的流量和泵部扬程的特性(Q-ΔH特性)通常呈复杂形状，所以，难以用一种近似式表示。为此，如图5所示，把Q-ΔH特性分割成若干区域，分别地进行近似，这样，可在全部区域进行高精度的近似。

本实施例中，把Q-ΔH特性14分成4个区域20a～20c，用试验数据分别对每个区域进行如第3实施例那样的5次最小2乘法的近似。这里，区域的分割，是使用在同一流路中流量Q与泵部扬程ΔH的平方根成正比的曲线21。通过进行这样的区域分割，消除了因运转泵的旋转数变化而产生的区域分割的变化。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，把由设备试验等得到的泵部扬程与泵排出流量的关系，分割成若干区域近似，用这些近似式从泵部扬程算出泵排出流量，所以，可提高各区域的近似式精度，从而提高堆芯流量计测精度。第5实施例

下面，参照图6说明本发明第5实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1至第4实施例相同，仅变更了运转泵排出流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

图6表示本实施例堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置，该运转泵排出流量计算装置的特征是对包含若干个近似式，该若干近似式对预先经试验得到的各种泵旋转数下的泵部扬程ΔH和泵排出流量Q_O的关系，对泵的每种旋转数N，将泵部扬程ΔH作为变数进行近似，原子反应堆再循环泵40以一定的旋转数运转时，根据测定的泵旋转数N，采用选择的近似式，从泵部扬程ΔH算出泵排出流量Q_O。

即，本实施例的堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置，把计算排出流量的输入数据只作为泵部扬程，泵旋转数不作为计算用的输入数据，算出每一台运转泵的排出流量。

本装置由于不将泵旋转数作为输入数据，所以，全部运转泵如以泵最低旋转数运转时那样，只可在全部的运转泵以同一泵旋转数运转时使用。

本装置的构成，预先经设备试验等，测定以一定的泵旋转数运转时的泵Q-ΔH特性，用该特性制作以泵部扬程ΔH为参数的最小2乘法高次近似式22。图6中，表示用式(6)所示的3次式进行近似的例子。

(式6)

Q_O=f(ΔH)=A+BΔH+CΔH²+DΔH³   (6)

预先制作该近似式，把在设备测定的泵部扬程代入本式，即可算出运转泵的排出流量。

另外，本近似式的算法，可以对各泵算出近似式，也可以使用全部泵的数据，作为平均的泵特性近似。

另外，近似式如果是能单义地算出解的次数，则也可以用以运转泵排出流量Q_O为参数的近似式，算出运转泵排出流量Q_O。下列式(7)表示其一例。

(式7)

ΔH=f(Q_O)=a+bQ_O+cQ_O ²   (7)

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，把有关泵旋转数与Q-ΔH特性关系的信息预定组入运转泵排出流量计算装置，当原子反应堆再循环泵40的旋转数为一定时，作为Q-ΔH特性的近似式中的变数，不采用泵旋转数，而仅将泵部扬程ΔH作为输入数据，所以，可提高堆芯流量计算速度。第6实施例

下面，参照图7说明本发明第6实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例中仅变更了上述第1至第5实施例中泵旋转数计算装置的构造，所以，详细说明与上述各实施例不同的部分。

图7是用于说明本实施例堆芯流量测定装置中的泵旋转数计算装置构造的立体图。该泵旋转数计算装置，备有若干个检测用缝隙23和脉冲检测器24。检测用缝隙23形成在原子反应堆再循环泵40(图1)的泵旋转轴1上。脉冲检测器24检测该缝隙23，从而检测出泵旋转数N。脉冲检测器24设在与缝隙23相同的高度，每当缝隙23通过时将其作为脉冲计数。

堆芯流量测定装置中所用的泵旋转数，是计数一定时间内的脉冲数，用计数时间除该脉冲数而算出的。本方式中，计测泵旋转数的限度，例如当缝隙数从已往的1个变到2个时，在一定时间内的脉冲数也成为2倍。泵旋转数的精度与已往精度同等时，脉冲计数时间可为已往的一半。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，泵旋转轴1每旋转一周，已往只能计数一个脉冲数，而本实施例中，可计数若干个脉冲数，所以，一定时间的脉冲取样时的泵旋转计数精度提高。

因此，即使缩小时间间隔，也能不降低堆芯流量计测精度地测定堆芯流量，可更加准确地检测出与泵旋转数变化和泵停止有关的信息。另外，可以缩短保持已往同样取样精度时的脉冲采样时间，可以用比已往更短的间隔计测堆芯流量。第7实施例

下面，参照图8说明本发明第7实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1至第6实施例相同，仅变更了运转泵排出流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

图8表示本实施例堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置，该运转泵排出流量计算装置的特征是，含有若干个近似式(函数)，对每个原子反应堆再循环泵40，该若干个近似式对预先经试验得到的泵部扬程和泵排出流量的关系进行近似，用各近似式，对每个原子反应堆再循环泵40，从泵部扬程ΔH算出泵排出流量Q。

即，运转泵排出流量测定装置所使用的流量-泵部扬程(Q-ΔH)特性，是采用由试验对每个泵测定的Q-ΔH特性，制作各个泵的Q-ΔH特性25。在该特性中，用在设备计测的泵部扬程ΔH作为输入数据，对每个泵求出泵排出流量Q_O。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，采用固有的近似式，对各原子炉再循环泵40进行Q-ΔH近似，用各近似式，对每个原子反应堆再循环泵40算出泵排出流量。所以，与使用全部泵的Q-ΔH特性、将一个Q-ΔH特性输入运转泵排出流量测定装置的方式相比，更能提高堆芯流量计测精度。第8实施例

下面，参照图9说明本发明第8实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1至第7实施例相同，仅变更了运转泵排出流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

图9表示本实施例堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置，该运转泵排出流量计算装置的特征是含有近似式，对于由预先试验得到的表示泵部扬程ΔH和泵排出流量Q_O关系的若干数据，该近似式把相邻两个数据用直线连接进行近似，用该近似式从泵部扬程ΔH算出泵排出流量Q_O。

即，把由试验测定的Q-ΔH特性与旋转数相关地进行规格化。接着，用在设备测定的运转泵的旋转数，把规格化了的Q-ΔH特性26变换为运转泵的旋转数中的Q-ΔH特性27。由此，在设备测定的泵部扬程ΔH，决定由试验测定的泵部扬程挟住的2点。连接该决定的2点间的直线和设备测定的泵部扬程的交点的流量，成为其时的运转泵的排出流量。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，用直线连接设备试验等测定的泵部扬程和泵排出流量的数据，算出该直线和设备测定的泵部扬程的交点的泵排出流量，可正确计测堆芯流量。第9实施例

下面，参照图10说明本发明第9实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1至第8实施例相同，仅变更了停止泵通过流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

图10表示本实施例堆芯流量测定装置中的停止泵通过流量计算装置，该停止泵通过流量计算装置含有对泵部扬程ΔH为正值时和负值时分别表示泵部扬程ΔH和停止泵通过流量Q_O关系的特性数据(函数)，判断泵部扬程ΔH的正负，分开使用正负的特性数据(函数)。

即，在设备中，部分台数的泵运转时，当泵运转台数减少时，由于堆芯的核加热或崩坏热，自然循环力比泵的排出压相对增大，泵周围吸入侧的压力大于排出侧的压力。在该状态，与全部台泵运转时相比，泵部压差的正负逆转。

这样，由于泵部压差的正负不同，所以，通过停止泵的炉水流动方向也逆转，炉水朝泵排出方向流动。因此，当设备成为该状态时，必须改变通过停止泵的流量计算算法。

如图10所示，泵部压差为正值时，是计算从泵排出侧流向吸入侧的逆流的算法28。当泵部压差为负值时，是计算从泵吸入侧流向排出侧的顺流的算法29。因此，是表示接近实际现象状态的算法。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，在停止泵通过流量计算装置中，判断泵部扬程的正负，采用使通过停止泵的逆流流量反转的算法，所以，能更正确地模拟堆内流体的动向，正确算出堆芯流量。第10实施例

下面，参照图11说明本发明第10实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例是在上述第1至第9实施例中变更了泵旋转数计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

本实施例堆芯流量测定装置中的泵旋转数计算装置，备有检测用缝隙和脉冲检测器。检测用缝隙形成在原子反应堆再循环泵的泵旋转轴上，脉冲检测器用于检测通过的检测用缝隙。即，与图7所示同样地，在泵旋转轴1上设有缝隙23，脉冲检测器24与缝隙23同样高度，当缝隙通过时，产生脉冲。

图11是说明本实施例堆芯流量测定装置中的泵旋转数计算装置作用的图。当泵旋转数为一定时，现在产生的脉冲30到下一个脉冲31被检测出的时间是一定的。例如，当泵旋转数降低时，到下一个脉冲31被检测出的时间渐渐加长。

因此，通过测定至下一个脉冲被检测出的时间，可算出泵旋转数。

本实施例的堆芯流量测定装置中，把检测出的脉冲之间的时间间隔变换为电压，再将其变换为旋转数，这样，算出泵旋转数。因此，可以用比已往短的周期计测泵旋转数。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，由于从脉冲之间的时间间隔算出泵旋转数，所以，泵旋转数的计算速度加快，可提高堆芯流量的计算速度。因此，即使原子反应堆再循环泵40停止时或者以预定速度升降速的过渡状态时，也能用泵旋转数和泵部扬程正确算出堆芯流量。第11实施例

下面，参照图12说明本发明第11实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1至第10实施例相同，仅变更了停止泵通过流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

本实施例堆芯流量测定装置中的停止泵通过流量计算装置，在原子反应堆再循环泵全部停止并且堆芯具有热、炉水自然循环朝泵排出方向流动的状态时，采用模拟该自然循环状态的试验预先得到的泵部扬程和停止泵通过流量的关系式(函数)，测定堆芯流量。

图12表示本实施例堆芯流量测定装置中的停止泵通过流量计算装置，该停止泵通过流量计算装置含有例如象自然循环运转时那样、尽管堆芯具有热但全部泵停止状态中使用的表示泵部扬程和停止泵通过流量的特性的关系式(函数)。

另外，从泵部压差ΔP算出泵部扬程ΔH的方法和从体积堆芯流量Qc算出炉心流量Wc的方法与已往同样，所以，下面仅说明从泵部扬程ΔH算出体积堆芯流量的方法。

预先用设备试验等使用外部泵制作强制流动，求出炉水朝排出方向通过停止泵时的压力损失系数，求出泵停止时的泵通过流量Q和泵部扬程ΔH的关系32。

接着，利用在设备测定的泵部扬程和上述泵部扬程ΔH与流量Q的关系，算出通过停止泵的流量Q。在设备由于全部泵停止着，所以，把该流量Q总合起来，在堆芯具有热的状态，可算出泵全部停止时的堆芯流量。第12实施例

下面，参照图13说明本发明第12实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例是在上述第1至第11实施例中增加了下述的堆内温度计，下面，详细说明该堆内温度计。

如上所述，采用原子反应堆再循环泵的流量和泵部扬程，从设备计测的泵部扬程算出堆芯流量的方式中，采用从设备计测的炉水温度和原子反应堆压力导出的比重，从堆芯体积流量变换为堆芯重量流量。

本实施例的堆芯流量测定装置的特征是，还具有测定炉水温度的堆内温度计35，如图13所示，该堆内温度计35设置在原子反应堆压力容37的内部。

更具体地说，堆内温度计35插入局部输出区域监视器33(以下称为“LPRM33”)的壳体34内。LPRM33是计测原子反应堆输出的装置，直达堆芯。借助该堆内温度计35可测定炉水温度。

现有技术中，没有在堆内直接测定炉水温度的检测器，所以要进行复杂的计算来测定炉水温度。而本实施例中，可以直接测定堆芯入口温度，所以，堆芯流量计测中所用的炉水温度的测定简单，而且由于温度测定精度高，所以堆芯重量流量的计算精度也高。

另外，为了提高温度计的计测精度，根据需要也可以设置若干个堆内温度计35。第13实施例

下面，参照图14说明本发明第13实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例是在上述第1至第11实施例中增加了下述的堆内温度计，下面，详细说明该堆内温度计。

本实施例的堆芯流量测定装置的特征是，还具有测定炉水温度的堆内温度计35，如图14所示，该堆内温度计35设置在原子反应堆压力容37的内部，该堆内温度计35通过设在原子反应堆压力容器37底部的专用管咀36设置在原子反应堆压力容器37的内部。

这样，本实施例的堆芯流量测定装置，由于可用设置在堆内的堆内温度计35直接测定炉水温度，所以，堆芯流量计测中所用的炉水温度的测定简单，而且，由于温度测定精度提高，所以，堆芯重量流量的计算精度也提高。

另外，为了提高炉水温度的计测精度，根据需要也可以设置若干个管咀和堆内温度计。第14实施例

下面，参照图15和图16说明本发明第14实施例沸腾水型原子反应堆的堆芯流量测定装置。本实施例的总体构造与上述第1至第13实施例相同，仅变更了运转泵排出流量计算装置的构造。下面，详细说明与上述各实施例不同的部分。

本实施例的堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置的特征是，在运转中的原子反应堆再循环泵全部停止时，用下式(8)计算上述堆芯流量。

(式8)

Q_C(t)=(Q_CO-Q_CS)N(t)/N_O+Q_CS  (8)式中，Q_C(t)：时刻t时的堆芯流量

  Q_CO：泵运转中的堆芯流量

  Q_CS：泵全部停止时的堆芯流量

  N(t)：时刻t时的泵旋转数

  N_O：泵初期旋转数

图15表示在设备试验装置中的运转泵停止时的泵旋转数和泵排出流量的关系。如图15所示，泵旋转数和泵排出流量的关系约成正比关系。

利用该特性，在本实施例中，从泵运转时的流量和泵全部停止时的流量，算出泵的旋转数渐渐降低直到停止期间的堆芯流量。这时的泵的停止，不是指泵的旋转数以任意的旋转数降低率降低的操作，而是指泵的电源切断时的泵旋转数停止的状态。

图16表示本实施例堆芯流量测定装置中的运转泵排出流量计算装置。该运转泵排出流量计算装置，可测定从泵运转的状态到泵完全停止的堆芯流量。

先算出泵运转中的堆芯流量Q_CO和该时的泵旋转数N_O。也算出泵刚刚全部停止时的堆芯流量。这些堆芯流量的计算，采用泵全部运转时或部分运转时的堆芯流量测定装置和泵全部停止时的堆芯流量测定装置。泵停止中的堆芯流量，以泵旋转数的比，成正比地分配泵运转中的堆芯流量与泵全部停止时的堆芯流量的差。

如上所述，根据本实施例的堆芯流量测定装置，当运转中的原子反应堆再循环泵例如因电源切断而全部停止时，由于可不采用泵部扬程算出堆芯流量，所以，再循环泵停止时的泵部扬程即使脱离了一般的泵法则(与泵的旋转数的平方成正比的关系)，也能正确算出从泵旋转数渐渐降低到泵全部停止之间的堆芯流量。

本发明的效果：

如上所述，根据本发明的堆芯流量测定装置，可根据设备的状态以最适当的条件算出堆芯流量，所以，堆芯流量的测定精度比已往大幅度提高。

Claims (15)

1．堆芯流量测定装置，其特征在于，备有测定原子反应堆再循环泵的吸入部压力与排出部压力之差的泵部压差的泵部压差测定机构、根据炉水温度和原子反应堆压力计算炉水比容或比重的比容/比重计算机构、根据上述泵部压差和比容或比重计算泵部扬程的泵部扬程计算机构、计算原子反应堆再循环泵的泵旋转数的泵旋转数计算机构、根据上述泵旋转数和上述泵部扬程计算原子反应堆再循环泵的泵排出流量的运转泵排出流量计算机构和根据上述泵排出流量计算堆芯流量的堆芯流量计算机构，上述运转泵排出流量计算机构为与表示上述泵部扬程和泵排出流量的关系的流量-扬程特性由炉水温度而变化对应，含有由预先试验得到的各种温度条件下的表示流量-扬程特性的若干个函数，根据上述炉水温度选择最适当的函数，计算泵排出流量。

2．如权利要求1所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述运转泵排出流量计算机构，把上述泵部扬程作为变数，根据表示上述泵部扬程和泵排出流量关系的计算式，算出上述泵排出流量。

3．如权利要求1或2所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述运转泵排出流量计算机构，包含由最小平方法(2乘法)多项式对预先试验得到的上述泵部扬程和上述泵排出量的关系进行了近似的近似式，用该近似式，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

4．如权利要求1至3中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述运转泵排出流量计算机构含有若干个函数，该若干个函数在根据上述泵部扬程的大小划分的多个区域的每个区域上，表示上述泵部扬程和上述泵排出流量的关系，用这些函数，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

5．如权利要求1至4中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述运转泵排出流量计算机构，含有若干个近似式，该若干个近似式，对预先试验得到的各种泵旋转数下的上述泵部扬程和上述泵排出流量的关系，对于泵的每一种旋转数，将上述泵部扬程作为变数进行近似，当上述原子反应堆再循环泵以一定的旋转数运转时，根据测定的上述泵旋转数，用选择的近似式，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

6．如权利要求1至5中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述运转泵排出流量计算机构，含有若干个函数，该若干个函数对上述各原子反应堆再循环泵表示预先试验得到的上述泵部扬程和上述泵排出流量的关系，用上述各函数，对每个原子反应堆再循环泵，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

7．如权利要求1至6中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述运转泵排出流量计算机构，含有近似式，该近似式对于预先试验得到的表示上述泵部扬程与上述泵排出流量关系的若干个数据，用直线连接相邻2个数据进行近似，用该近似式，从上述泵部扬程算出上述泵排出流量。

8．如权利要求1至7中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，备有停止泵通过流量计算机构，当若干个原子反应堆再循环泵中的一部分停止时，该停止泵通过流量计算机构根据上述泵部扬程，计算通过停止状态的上述原子反应堆再循环泵的炉水的流量即停止泵通过流量。

9．如权利要求8所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述停止泵通过流量计算机构，含有表示分别在上述泵部扬程为正值和负值时上述泵部扬程和上述停止泵通过流量关系的函数，判断上述泵部扬程的正负，分开使用上述函数。

10，如权利要求8或9所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述停止泵通过流量计算机构，在原子反应堆再循环泵整台停止且堆芯带有热、自然循环的炉水朝泵排出方向流动的状态下，用通过模拟该自然循环状态的试验预先得到的表示泵部扬程和停止泵通过流量关系的函数，计算上述停止泵通过流量。

11．如权利要求1至10中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述泵旋转数计算机构，备有若干个检测用缝隙和脉冲检测器，所述若干个检测用缝隙形成在上述原子反应堆再循环泵的泵旋转轴上，所述脉冲检测器是检测与上述泵旋转轴一起旋转的上述检测用缝隙的通过数，从而检测出泵的旋转数。

12．如权利要求1至10中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述泵旋转数计算机构，备有形成在上述原子反应堆再循环泵的泵旋转轴上的检测用缝隙和检测通过的上述检测用缝隙的脉冲检测器，把上述脉冲检测器检测出的脉冲之间的时间间隔作为电压进行测定，换算为上述泵旋转数。

13．如权利要求1至12中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，为了测定炉水温度，还备有设置在原子反应堆压力容器内部的堆内温度计。

14．如权利要求13所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述堆内温度计，通过设在原子反应堆压力容器上的专用管咀设置在原子反应堆压力容器内部。

15．如权利要求1至14中任一项所述的堆芯流量测定装置，其特征在于，上述运转泵排出流量计算机构，在运转中的原子反应堆再循环泵整台停止时，用下式计算上述堆芯流量：

Q_C(t)=(Q_CO-Q_CS)N(t)/N_O+Q_CS式中，Q_C(t)：时刻t时的堆芯流量

  Q_CO：泵运转中的堆芯流量

  Q_CS：泵整台停止时的堆芯流量

  N(t)：时刻t时的泵旋转数

  N_O：泵初期旋转数

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