JP2007101537A - 改善されたオンライン蒸気流量速度測定デバイスおよび方法 - Google Patents

改善されたオンライン蒸気流量速度測定デバイスおよび方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2007101537A
JP2007101537A JP2006250276A JP2006250276A JP2007101537A JP 2007101537 A JP2007101537 A JP 2007101537A JP 2006250276 A JP2006250276 A JP 2006250276A JP 2006250276 A JP2006250276 A JP 2006250276A JP 2007101537 A JP2007101537 A JP 2007101537A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
flow rate
venturi
steam
steam flow
inlet
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Withdrawn
Application number
JP2006250276A
Other languages
English (en)
Inventor
Yogeshwar Dayal
ヨージシュワー・ダヤル
Paul Brancato
ポール・ブランカート
Ronald Engel
ロナルド・エンゲル
Rachel Kurtz
レイチェル・カーツ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JP2007101537A publication Critical patent/JP2007101537A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/032Reactor-coolant flow measuring or monitoring
    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01FMEASURING VOLUME, VOLUME FLOW, MASS FLOW OR LIQUID LEVEL; METERING BY VOLUME
    • G01F1/00Measuring the volume flow or mass flow of fluid or fluent solid material wherein the fluid passes through a meter in a continuous flow
    • G01F1/05Measuring the volume flow or mass flow of fluid or fluent solid material wherein the fluid passes through a meter in a continuous flow by using mechanical effects
    • G01F1/34Measuring the volume flow or mass flow of fluid or fluent solid material wherein the fluid passes through a meter in a continuous flow by using mechanical effects by measuring pressure or differential pressure
    • G01F1/36Measuring the volume flow or mass flow of fluid or fluent solid material wherein the fluid passes through a meter in a continuous flow by using mechanical effects by measuring pressure or differential pressure the pressure or differential pressure being created by the use of flow constriction
    • G01F1/40Details of construction of the flow constriction devices
    • G01F1/44Venturi tubes
    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01FMEASURING VOLUME, VOLUME FLOW, MASS FLOW OR LIQUID LEVEL; METERING BY VOLUME
    • G01F1/00Measuring the volume flow or mass flow of fluid or fluent solid material wherein the fluid passes through a meter in a continuous flow
    • G01F1/74Devices for measuring flow of a fluid or flow of a fluent solid material in suspension in another fluid
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Fluid Mechanics (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Measuring Volume Flow (AREA)

Abstract

【課題】導管内のベンチュリ管20の入口の圧力に基づいて圧力信号を発生するように構成された第1のセンサ34、およびベンチュリ管上の差圧に基づいて差圧信号を発生するように構成された第2のセンサ32を備える沸騰水型原子炉(BWR)の導管を通る蒸気流量速度を決定するシステムおよび方法を提供すること。
【解決手段】プロセッサ36は、圧力信号および差圧信号に基づいて瞬間蒸気流量速度を決定する。
【選択図】図3

Description

本発明は、沸騰水型原子炉(BWR)に関し、より具体的には、BWR内の蒸気流を測定することに関する。
沸騰水型原子炉(BWR)は、水を蒸気に変えて、タービンを駆動することにより発電する。次いで、蒸気は、水に戻され、さらに、原子炉内に返される。BWRは、燃料要素または燃料バンドル内に集められた燃料棒の形で原子炉の燃料(例えば、ウラン)を格納する反応槽を含む。燃料は、ポンプで原子炉心に通される給水により冷却される。燃料棒から給水への熱伝達が給水の沸騰を引き起こし、水−蒸気混合体を発生する。水−蒸気混合体は、原子炉心の上に配置されている汽水分離器および蒸気乾燥機内で水と蒸気に分離される。乾燥蒸気は、蒸気管路を通じてタービンプラントへと導かれ、発電機を駆動する。発電機からの蒸気は、復水器内で凝縮され、冷媒(例えば、海水、河川水、または冷却塔からの水)により冷却され、再び、BWRを循環する。
BWRの動作は、蒸気管路内を通る蒸気流量速度に基づいて部分的に制御される。さらに、主蒸気隔離弁を閉じるなどの何らかの保護動作も、蒸気管路を通る高蒸気流の測定結果に基づく。従来、ベンチュリ管がそれぞれの蒸気管路内に取り付けられ、蒸気流量速度は、ベンチュリ管上の(つまり、ベンチュリ管の入口とスロートとの間の)差圧に基づいて決定される。乾燥蒸気および定格ドーム圧力に基づく較正定数も、従来の蒸気流測定で使用される。しかし、この従来の蒸気流量速度測定法は、望むとおりの精度を有しない。より具体的には、ベンチュリ管上の差圧に基づく測定は通常の蒸気流条件の下では正確であるが、これらの測定は、高水分量および/または高蒸気流量速度の条件では精度が劣る。そこで、制御と保護の両方の機能の改善は、より正確な蒸気流測定により達成可能である。
さらに、BWRは、元の定格出力よりも高い出力レベルで動作する能力を有する。しかし、出力を上げると、蒸気管路に入る前に蒸気を乾燥させるために使用されるBWRコンポーネント(例えば、汽水分離器および乾燥機)の性能が影響を受ける。このような条件の下で、蒸気管路を通りタービンへ流れる蒸気中の水分の変化を知ることができれば有益である。従来、水分は、給水または蒸気管路からサンプルを抽出し、水から蒸気に持ち越された可溶性物質(Na−24)の放射能の量を測定することを伴うオフラインサンプリングにより測定される。したがって、蒸気管路の水分の変化をオフラインで測定することは、定格を上げた条件の下で汽水分離器および乾燥機が正常に機能するようにするためには非常に望ましいことであろう。
本発明の例示的な実施形態は、沸騰水型原子炉(BWR)の導管を通る蒸気流量速度を測定するシステムを実現する。システムは、導管内のベンチュリ管の入口の圧力に基づいて圧力信号を発生するように構成された第1のセンサ、およびベンチュリ管上の差圧に基づいて差圧信号を発生するように構成されたベンチュリ管スロートのところにある第2のセンサを備えることができる。プロセッサは、ベンチュリ管ΔP信号、ならびにBWR原子炉ドームおよびベンチュリ管入口内の圧力センサからの信号を使用して蒸気管路内の瞬間蒸気流量速度を決定し、蒸気管路圧力降下による蒸気特性の変化を補償する。
例示的な実施形態では、蒸気流計算は、ベンチュリΔP方程式をリアルタイムで解くことに基づくことができる。
例示的な実施形態では、測定された蒸気流を制御システムに送り、自動BWR給水および水位制御を改善することができる。
例示的な実施形態では、蒸気流信号をプラント保護システムに送信し、蒸気流量速度が所定の安全性限界を超えたときにプラント保護機能を自動的に起動するようにできる。
他の例示的な実施形態では、通常の定常状態稼働中に、給水および制御棒駆動部水流入量を測定された蒸気流出量と比較することができる。
他の例示的な実施形態では、プロセッサは、蒸気管路内のチョーク流にマージンを連続的に与えるようにできる。
他の例示的な実施形態では、チョーク流のマージンは、リアルタイムで連続監視することができ、またBWRプラント診断のため制御室オペレータに送ることができる。
例示的な一実施形態では、プロセッサは、個々の測定された蒸気流量速度に基づいて総蒸気流量速度を決定し、流量速度をすべてのBWR水流入量の合計と比較し、これにより、水流入および蒸気流出質量が通常の定常状態動作に関して一致することを確実にする診断ツールを実現する。
他の例示的な実施形態では、水流入量は、水流測定センサ(および密度決定用の給水管路内の温度測定センサ)により発生される信号から導かれた給水流量速度、および制御棒駆動システムからの水流入量を加えることにより求めることができる。
他の例示的な実施形態では、水流入および蒸気流出比較信号は、BWRプラント診断のため制御室オペレータに送ることができる。
例示的な一実施形態では、プロセッサは、通常の定常状態動作で様々な蒸気管路からの流量速度測定結果の変化を統計的に評価することにより水分のいかなる著しい変化もオンラインで決定する。
他の例示的な実施形態では、オンライン情報は、BWRプラント診断のため制御室オペレータに送ることができる。
本発明は、詳細な説明および付属の図面からより完全に理解されるであろう。
本発明を適用可能な分野は、以下で述べる詳細な説明から明白になるであろう。詳細な説明および特定の例は、本発明の好ましい実施形態を示しているが、例示目的のみを意図しており、本発明の範囲を限定する意図はない。
そこで図1を参照すると、例示的な沸騰水型原子炉(BWR)10の概略が示されている。BWR10は、原子炉12、原子炉への給水入力14(一重線14として機能が示されている複数の給水管路を介して)および原子炉12からの主蒸気出力16(一重線、SLMAIN16として機能が示されている複数の主蒸気管路を介して)を備える。給水管路14を介して供給される水は、原子炉12内で沸騰させられ、蒸気を発生する。より具体的には、水が原子炉心(図に示されていない)内を循環し、熱が燃料集合体またはバンドル(図に示されていない)から水に伝達される。蒸気が原子炉12のドーム18に向かって上昇し、そこで、汽水分離器および乾燥機(図に示されていない)が蒸気から水を除去する。蒸気は、原子炉12から複数の蒸気管路(SL、SL、…、SL)を通って流れる。蒸気管路は、蒸気を発電機のタービンに通し、電力を発生する。蒸気は、冷却プロセスに通され、凝縮されて水に戻され、その水はポンプで給水として送り返され、再びBWR10を循環する。
次に、図2を参照すると、それぞれの蒸気管路(SL、SL、…、SL)16は、そこに配置されたベンチュリ管20、および関連する流れ測定システム(FMS、FMS、…、FMS)22を備える。FMS22は、それぞれの蒸気管路を通る蒸気流量速度を決定する。より具体的には、それぞれのFMS22は、ベンチュリ管20のところの圧力に基づく蒸気流量速度および他の診断情報、ドーム圧力センサ24により検出されたドーム圧力(PDOME)、給水温度センサ26により検出された給水温度(TFW)、質量流量速度センサ28により検出された給水質量流量速度(m’FW)、および他のFMS22からのフィードバックを決定する。FMS22は、蒸気流量速度信号をBWRの他のシステム30に供給する。これら他のシステムは、限定はしないが、安全システム、制御システム、プロセスコンピュータ、および制御室オペレータコンソールを備えることができる。
次に図3を参照すると、1つのFMS22の詳細が例示されている。FMS22は、差圧センサ32、ゲージ圧センサ34、およびポストプロセッサ36を備える。差圧センサ32は、(1)ベンチュリ管20の入口38の入口圧力および(2)ベンチュリ管20のスロート40のスロート圧力と流体で連絡し、それに応答する。ゲージ圧センサ34は、ベンチュリ管20の入口38のところの入口圧力と流体で連絡し、それに応答する。差圧センサ32は、入口圧力およびスロート圧力に基づいて差圧(PDIFF)信号を発生する。ゲージ圧センサ34は、入口圧力に基づいてゲージ圧(PGAUGE)信号を発生し、入口圧力タップを過ぎて流れる蒸気の速度について補正される。
ポストプロセッサ36は、PGAUGEとPDIFFの両方を受信する。ポストプロセッサ36は、さらに、他のFMS22、TFW、m’FW、およびPDOMEから蒸気流量速度情報を受け取る。ポストプロセッサ36では、ドーム18内で所定の水分値を使用し、ベンチュリ管入口の水分量を決定する実験式および熱力学的関係式を立てて、蒸気中の水分を計算する。他の例示的な一実施形態では、蒸気水分入力は、オフライン測定結果に基づいて手動により与えることができる。ホストプロセッサ36では、閉形式の実験式を使用して、ベンチュリ管20における圧力および水分に対応する密度および断熱膨張係数を決定する。それとは別に、プロセッサは、従来のASME蒸気表に基づくルックアップテーブルを使用して、これらの蒸気特性を計算することができる。次いで、後述のように、ポストプロセッサ36は、これらの入力を使用し、実際の蒸気流量速度を計算する。
ポストプロセッサ36は、
Figure 2007101537
に基づいて蒸気流量速度を決定することができ、ただし、Cは放出係数、Yは断熱膨張係数、dはベンチュリ管20のスロート直径、Fはベンチュリ管20の熱膨張係数、ρは入口の質量密度、βはベンチュリ管20のスロート直径と入口直径との比である。これらの係数のほとんどは定数であるが、Yは、スロート圧力と入口圧力との比に依存する。ポストプロセッサ36は、ベンチュリ管のところの実際の圧力および密度に基づいてYを計算し、m’STEAMに対するより正確な結果を与えることができる。
FMS22は、さらに、管摩擦および蒸気速度の結果としてベンチュリ管20のところの圧力損失の主な原因ともなりうる。より具体的には、ポストプロセッサ36は、PDOMEおよびPGAUGEに基づいて、またタップの口を通り過ぎる蒸気流に対するPGAUGEを適切に補正して、原子炉12からベンチュリ管入口までの圧力降下を計算することができる。ポストプロセッサ36は、例えば、実験式および熱力学的関係式を使用して圧力降下に基づき水分量および蒸気密度の変化を計算することができる。したがって、ベンチュリ圧力読み取りおよび断熱膨張係数を組み合わせると、より正確な蒸気流量速度測定結果が得られる。
FMS22は、高蒸気流条件のときに主蒸気隔離弁(MSIV)(図に示されていない)による隔離をトリガする保護システムへの入力を行うことができる。隔離は、MSIVが閉じられたときに発生し、主蒸気管路を通る蒸気流を阻止する。より具体的には、蒸気流量速度の正確な読み取りを行うようにすることにより、MSIVは、必要な場合のみ蒸気管路の1つまたは複数を隔離する。例えば、蒸気流量速度の読み取りがあまり正確でないと、隔離が過剰になる可能性があり、それがBWRシステム全体の効率を低下させる。隔離は、一般に、蒸気流量速度が所定の設定点(例えば、140%)に達したときにトリガされる。FMS22は、設定点のところの圧力および密度に対する蒸気流量速度を補正し、稼働マージンを改善し、MSIVの偽閉鎖の確率を小さくする。例えば、140%の流れ条件では、圧力降下補正は、ちょうど20psiの圧力降下に対しおおよそ4.4%の誤差の原因となる。
FMS22は、さらに、異常な蒸気流状況の把握を高めるためにも使用できる。このような異常の発生は、蒸気管路内に高水分蒸気がある状態のときに検出されている。FMS22は、蒸気乾燥機の不具合の結果発生する可能性のある高水分状態をプラントオペレータに警告することができる。このようにして、FMS出力は、蒸気乾燥機または汽水分離器などの上流コンポーネントの異常動作を検出する診断機能として使用することができる。
さらに、FMS22は、正確な蒸気流量速度測定を行うので、通常のプラント制御性能および設定点機能を改善できる。プラント熱収支方程式の精度を改善することにより、さらにメリットが得られる。現在、プロセスコンピュータは、デフォルトの水分値(例えば、0.1%)を使用して熱収支計算を行っている。FMS22によって得られるような、より正確な値が得られれば、熱収支をより正確に決定することができる。
FMSは、より正確な蒸気流量速度測定を行うことによりBWR制御を改善する。より具体的には、ポストプロセッサは、質量密度、圧力、および水分の蒸気流量速度測定を補正することができる。FMSにより計算されたオンライン蒸気流量速度は、BWR制御室および他の関連する制御システムに送られる。FMSは、さらに、現在の蒸気条件の下でチョーク流に対する差圧を計算することによりチョーク流に対し連続的オンラインにすることもできる。
本発明の例示的な実施形態は、沸騰水型原子炉(BWR)の導管を通る蒸気流量速度を測定するシステムを実現する。システムは、導管内のベンチュリ管の入口の圧力に基づいて圧力信号を発生するように構成された第1のセンサ、およびベンチュリ管上の差圧に基づいて差圧信号を発生するように構成されたベンチュリ管スロートのところにある第2のセンサを備えることができる。プロセッサは、ベンチュリ管ΔP信号、ならびにBWR原子炉ドームおよびベンチュリ管入口内の圧力センサからの信号を使用して蒸気管路内の瞬間蒸気流量速度を決定し、蒸気管路圧力降下による蒸気特性の変化を補償する。蒸気流計算は、ベンチュリΔP方程式をリアルタイムで解くことに基づき、流れがベンチュリΔPの平方根に比例するという仮定に基づく従来の蒸気流計装システムよりも著しく正確な場合がある。
他の例示的な実施形態では、測定された蒸気流を制御システムに送り、自動BWR給水および水位制御を改善することができる。
他の例示的な実施形態では、測定された正確な蒸気流用のプロセッサを、原子力安全システム(クラス1E)用途向けにパッケージングし、その用途に対応させることができ、蒸気流量速度が所定の安全性限界を超えたときにプラント保護機能を自動的に起動するプラント保護システムに蒸気流信号を送ることができる。
他の例示的な実施形態では、プロセッサは、蒸気管路内のチョーク流にマージンを連続的に与えるようにできる。プロセッサは、BWRプラント診断のため制御室オペレータに送る信号を供給する。
他の例示的な実施形態では、プロセッサは、個々の測定された蒸気流量速度に基づいて総蒸気流量速度を決定し、その流量速度をすべてのBWR水流入量の合計と比較し、これにより、水流入および蒸気流出質量が通常の定常状態動作に関して一致することを確実にする診断ツールを実現する。水流入量は、水流測定センサ(および密度決定用の給水管路内の温度測定センサ)により発生される信号から導かれた給水流量速度と、制御棒駆動システムからの知られている小水流入量を加えることにより求めることができる。水流入および蒸気流出比較信号は、BWRプラント診断のため制御室オペレータに送ることができる。
他の例示的な実施形態では、プロセッサは、通常の定常状態動作で様々な蒸気管路からの流量速度測定結果の変化を統計的に評価することにより水分のいかなる著しい変化もオンラインで決定する。情報は、BWRプラント診断のため制御室オペレータに送ることができる。
本発明の説明は、本質的に単に例示的であるにすぎず、そのため、多数の変更形態および修正形態は、容易に理解され、本発明の範囲内にあることを意図されている。このような変更形態は、本発明の精神および範囲からの逸脱とみなされない。
本発明の例示的な一実施形態による沸騰水型原子炉の概略図である。 本発明の例示的な一実施形態による複数の蒸気管路を備える蒸気管路システムおよび関連する流れ測定システム(FMS)の概略図である。 本発明の例示的な一実施形態によるFMSを含む例示的な蒸気管路の概略図である。
符号の説明
10 BWR
12 原子炉
14 給水入力
16 主蒸気出力
18 原子炉ドーム
20 ベンチュリ管
22 流れ測定システム(FMS)
24 ドーム圧力センサ
26 給水温度センサ
28 質量流量速度センサ
30 他のシステム
32 差圧センサ
34 ゲージ圧センサ
36 ポストプロセッサ
38 入口
40 スロート

Claims (11)

  1. 原子炉内の瞬間蒸気流量速度を測定するデバイスであって、
    ベンチュリ管の入口の圧力を測定する第1のセンサと、
    前記ベンチュリ管上の差圧を測定する第2のセンサと、
    前記測定された入口圧力および差圧に基づいて瞬間蒸気流量速度を計算するプロセッサとを備えるデバイス。
  2. 前記プロセッサは、複数の入力のうちの少なくとも1つに基づいて制御信号を発生する請求項1記載のデバイス。
  3. 複数の入力のうちの前記少なくとも1つは、給水温度入力、給水質量流入力、ドーム圧力入力、および追加のプロセッサからの入力を含む請求項2記載のデバイス。
  4. 前記プロセッサは、蒸気管路水分入力を受け取る請求項1記載のデバイス。
  5. 前記プロセッサは、前記蒸気管路水分入力に基づいて前記ベンチュリ管入口のところの水分量を決定する請求項4記載のデバイス。
  6. 前記プロセッサは、前記ベンチュリ管入口のところの前記圧力および水分量に基づいて密度および断熱膨張係数を決定する請求項5記載のデバイス。
  7. 前記プロセッサは、前記決定された密度および断熱膨張係数に基づいて前記瞬間蒸気流量速度を計算する請求項6記載のデバイス。
  8. 前記プロセッサは、前記瞬間流量速度を複数の制御システムのうちの少なくとも1つに出力する請求項7記載のデバイス。
  9. 原子炉内の瞬間蒸気流量速度を決定する方法であって、
    ベンチュリ管の入口の受け取った現在の圧力値および前記ベンチュリ管上の現在の差圧値に基づいて与えられた時刻に瞬間蒸気流量速度を計算することを含む方法。
  10. 前記計算することは、前記ベンチュリ管入口のところの前記圧力および水分量に基づいて密度および断熱膨張係数を決定することを含み、前記決定された密度および断熱膨張係数に基づいて前記瞬間蒸気流量速度を計算する請求項9記載の方法。
  11. 原子炉内の瞬間蒸気流量速度を決定する方法であって、
    ベンチュリ管の入口の現在の圧力値、前記ベンチュリ管の前記入口の現在の含水値、および前記ベンチュリ管上の現在の差圧値を受け取ることと、
    前記ベンチュリ管入口のところの前記圧力および水分に基づいて密度および断熱膨張係数を決定することと、
    前記密度および前記断熱膨張係数および前記現在の差圧値とともに前記瞬間蒸気流量速度を計算することと、
    前記計算された瞬間蒸気流量速度に少なくとも一部は基づいて制御信号を出力することとを含む方法。
JP2006250276A 2005-09-30 2006-09-15 改善されたオンライン蒸気流量速度測定デバイスおよび方法 Withdrawn JP2007101537A (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US23931605A 2005-09-30 2005-09-30

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2007101537A true JP2007101537A (ja) 2007-04-19

Family

ID=37594912

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2006250276A Withdrawn JP2007101537A (ja) 2005-09-30 2006-09-15 改善されたオンライン蒸気流量速度測定デバイスおよび方法

Country Status (4)

Country Link
EP (1) EP1770716A3 (ja)
JP (1) JP2007101537A (ja)
MX (1) MXPA06011175A (ja)
TW (1) TW200721198A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2014133658A1 (en) * 2013-02-27 2014-09-04 Westinghouse Electric Company Llc Pressurized water reactor depressurization system

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9689823B2 (en) 2015-03-10 2017-06-27 Rosemount Inc. Steam quality meter and measurement method

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5546118A (en) * 1978-09-29 1980-03-31 Toshiba Corp Measuring unit of main vapor flow rate
US5061431A (en) * 1989-09-01 1991-10-29 Westinghouse Electric Corp. Method of determining the enthalpy and moisture content of wet steam
US5365795A (en) * 1993-05-20 1994-11-22 Brower Jr William B Improved method for determining flow rates in venturis, orifices and flow nozzles involving total pressure and static pressure measurements
TW421710B (en) * 1999-04-13 2001-02-11 Inst Of Nuclear Energy Res Roc Method and device for bi-directional low-velocity flow measurement

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2014133658A1 (en) * 2013-02-27 2014-09-04 Westinghouse Electric Company Llc Pressurized water reactor depressurization system

Also Published As

Publication number Publication date
EP1770716A3 (en) 2009-10-21
TW200721198A (en) 2007-06-01
MXPA06011175A (es) 2007-04-16
EP1770716A2 (en) 2007-04-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5566571A (en) Differential pressure detecting equipment capable of preventing accumulation of non-condensible gases
JPH02247599A (ja) 沸騰水型原子炉における炉心流量測定値の精度向上
SE513882C2 (sv) Förfarande jämte anordning för detektering av läckage från ett kemiskt sodahuspannsystem
US7845223B2 (en) Condensing chamber design
JPH09133782A (ja) 沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算装置
JP2007101537A (ja) 改善されたオンライン蒸気流量速度測定デバイスおよび方法
CN111727352B (zh) 评估热交换器结垢的方法
JP6664276B2 (ja) 可燃性ガス濃度測定装置および可燃性ガス濃度測定方法
JP6905451B2 (ja) 水素濃度測定システム
CN106679747A (zh) 一种汽轮发电机组锅炉进口给水流量的在线校验方法
Sunde et al. Data reconciliation and fault detection by means of plant-wide mass and energy balances
US4293853A (en) Method and apparatus for detecting flow instability in steam generator
JP2007192686A (ja) 露点計の精度検証方法及び燃料電池評価装置
JP4299995B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム
JPH06331784A (ja) 原子炉水位測定装置
Kautzmann et al. A Method for Estimating Moisture Separator Effectiveness on a Reheat Nuclear Unit
JP5398501B2 (ja) 原子炉
SE520391C2 (sv) Förfarande och anordning för utvärdering av integriteten av en styrsubstans i en nukleär anläggning
JP2009175870A (ja) 計測器ドリフト検知装置
Sunde et al. Data reconciliation in the steam-turbine cycle of a boiling water reactor
JP2945907B1 (ja) 炉心流量監視システム
JPH10177086A (ja) 原子炉一次冷却材流量の測定装置及び測定方法
JPH0333406A (ja) 蒸気タービン系統の異常の診断装置
JPH01248097A (ja) 沸騰水型原子炉給水制御システム
JPS5895239A (ja) 弁の漏洩監視装置

Legal Events

Date Code Title Description
A300 Withdrawal of application because of no request for examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 20091201