JP2014167449A - 原子炉水位計測装置およびその動作確認方法 - Google Patents

原子炉水位計測装置およびその動作確認方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2014167449A
JP2014167449A JP2013039948A JP2013039948A JP2014167449A JP 2014167449 A JP2014167449 A JP 2014167449A JP 2013039948 A JP2013039948 A JP 2013039948A JP 2013039948 A JP2013039948 A JP 2013039948A JP 2014167449 A JP2014167449 A JP 2014167449A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor water
reactor
balance pipe
float
balance
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.)
Pending
Application number
JP2013039948A
Other languages
English (en)
Inventor
Yoshiki Nagabuchi
良樹 永渕
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2013039948A priority Critical patent/JP2014167449A/ja
Publication of JP2014167449A publication Critical patent/JP2014167449A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】 簡易な構成でバランス管内の炉水を排出してフロートの動作確認を行う。
【解決手段】 原子炉水位計測装置1は、原子炉圧力容器21に両端を接続するバランス
管10と、バランス管10の所定位置に設置されたチャンバー11およびフロート12と
、フロート12の動作を電気信号へと変換するリミットスイッチ13と、バランス管10
上部に接続され、バランス管10内にガスを供給可能なガス供給ライン2と、バランス管
10下部に接続され、炉水を排出可能なドレンライン6とを備え、原子炉圧力容器21と
バランス管10の炉水の流通を隔離し、ガス供給ライン2によってガスをバランス管10
内に供給して、ドレンライン6によって炉水を排出してフロート12を動作させ、リミッ
トスイッチ13の電気信号を確認する。
【選択図】 図1

Description

本発明は、フロート式レベルスイッチを用いて原子炉の水位を計測する原子炉水位計測
装置およびその動作確認方法に関する。
原子力発電プラントにおいて、原子炉の水位を計測、監視することはプラントの安全上
重要である。沸騰水型原子炉(Boiled Water Reactor:BWR)の
原子炉水位計測には、基準水頭と原子炉内炉水の差圧によって水位を計測する差圧トラン
スミッタが一般に使用されているが、より確実な原子炉水位計測のために原子炉水位計装
を多様化することが有効である。
そこで、原子炉水位計測方法として、フロート式レベルスイッチを使用した原子炉水位
計測装置がある。この原子炉水位計測装置は、バランス管に原子炉圧力容器内の炉水を導
入し、炉水の上下に追従するフロートの動作によって水位を計測する。この原子炉水位計
測装置には、バランス管内に設けた1つのフロートの動きを計測するものや、バランス管
に設けた複数のチャンバー内のフロートのそれぞれの動作を計測するものが開発されてい
る(例えば、特許文献1参照。)。
特開2009−271056号公報
上述した特許文献をはじめとするフロート式レベルスイッチによる原子炉水位計測装置
は、プラント運転中においてもフロートの動作確認を行う必要がある。図4は、従来の原
子炉水位計測装置を示す概略構成図である。従来の原子炉水位計測装置100の動作確認
には、バランス管10上側の隔離弁3aを閉じ、その後ガスをバランス管10内に供給し
て、炉水をバランス管10下側から原子炉内へ押し戻す。このとき、フロート周辺が液相
から気相に変わったときの信号の変化を監視し、フロートが正常に動作しているか確認す
る。この従来の動作確認方法は、ガスによって炉水を原子炉内へ押し戻すため、炉圧より
も高い圧力にてガスを供給する必要があり、設備コストが増大するおそれがある。
そこで本発明は、簡易な構成でバランス管内の炉水を排出してフロートの動作確認を行
うことができる原子炉水位計測装置を提供することを目的とする。
上記目的を達成するために、本発明の原子炉水位計測装置は、原子炉圧力容器の鉛直方
向二箇所に両端を接続し、内部に原子炉圧力容器内の炉水を導入するバランス管と、この
バランス管の所定位置に設置されたチャンバー、およびこのチャンバーに格納されるフロ
ートと、このフロートの動作を感知して電気信号へと変換するリミットスイッチと、バラ
ンス管上部に接続され、バランス管内にガスを供給可能なガス供給ラインと、バランス管
下部に接続され、バランス管内の炉水を排出可能なドレンラインとを備え、原子炉圧力容
器とバランス管の炉水の流通を隔離し、ガス供給ラインによってガスをバランス管内に供
給して、ドレンラインによって炉水を排出することによってフロートを動作させ、リミッ
トスイッチの電気信号を確認することによりフロートの動作確認を行うことを特徴とする
さらに上記目的を達成するために、本発明の原子炉水位計測装置の動作確認方法は、原
子炉圧力容器の鉛直方向二箇所に両端を接続し、内部に原子炉圧力容器内の炉水を導入す
るバランス管と、バランス管の鉛直方向の所定位置に設置されたチャンバー及びこのチャ
ンバーに格納されるフロートと、フロートの動きを電気信号へと変換するリミットスイッ
チとから構成される原子炉水位計測装置の動作確認方法において、原子炉圧力容器と前記
バランス管の炉水の流通を隔離する工程と、バランス管の下部に接続されたドレンライン
によってバランス管内の炉水を排出することによってフロートを動作させる工程と、リミ
ットスイッチの電気信号によってフロートの動作確認を行う工程とを備えることを特徴と
する。
本発明によれば、簡易な構成でバランス管内の炉水を排出してフロートの動作確認を行
うことができる。
本発明の第1の実施形態に係る原子炉水位計測装置を示す概略構成図。 本発明の第2の実施形態に係る原子炉水位計測装置を示す概略構成図。 本発明の第3の実施形態に係る原子炉水位計測装置を示す概略構成図。 従来の原子炉水位計測装置を示す概略構成図。
以下、本発明の実施形態を説明する。
(第1の実施形態)
(構成)
以下、本発明の第1の実施形態に係る原子炉水位計測装置について図1を参照して説明
する。図1は、本発明の第1の実施形態に係る原子炉水位計測装置の概略構成図である。
原子炉水位計測装置1は、ガス供給ライン2と、電動弁3a、3b、3cと、フロート
式レベルスイッチ4と、流量計5と、ドレンライン6と、温度計7と、コントローラ8と
、ヒーター9と、バランス管10とから構成される。
バランス管10は、略コの字型の配管であり、原子炉圧力容器21側面の鉛直方向二箇
所に両端を接続する。上方の接続部近傍に電動弁3aが設けられ、下方の接続部近傍に電
動弁3bが設けられる。バランス管10の上部にはガス供給ライン2が接続され、電動弁
3cとヒーター9bが設けられる。ガス供給ライン2が供給するガスは、窒素等の不活性
ガス、またはプラント内の蒸気ラインから導いた蒸気とする。一方、バランス管10の下
部には、バランス管10内の炉水を排出可能なドレンライン6が接続され、電動弁3dが
設けられる。電動弁3dは、開動作によりバランス管10内の炉水を排出することができ
る。
バランス管10の所定の複数の水位計測設定点に、フロート式レベルスイッチ4が設置
される。フロート式レベルスイッチ4は、チャンバー11と、フロート12と、リミット
スイッチ13とから構成される。チャンバー11は、フロート12を内部に収容し、水位
計測設定点における炉水をバランス管10から内部に導入する容器である。
フロート12は、チャンバー11内に導入された炉水に応じて上下動する。すわなち、
チャンバー11に炉水が導入されたときは浮上し、炉水が排出されたときは落下する。リ
ミットスイッチ13は、フロート12の上下位置を電気信号として出力する。リミットス
イッチ13からの電気信号をコントローラ8に送信可能に接続される。
ドレン配管6に流量計5を設置する。原子炉圧力容器21、バランス管10、チャンバ
ー11にそれぞれ温度計7を設置し、温度測定結果をコントローラ8に送信可能に接続す
る。さらにバランス管10、ガス供給ライン2にそれぞれヒーター9a、9bを設け、コ
ントローラ8から動作制御可能に接続する。
(作用)
以下、本発明の第1の実施形態の作用について説明する。
通常の水位計測時において、バランス管10は原子炉圧力容器21内の炉水を内部に導
入し、原子炉圧力容器21とバランス管10は同水位となる。原子炉圧力容器21内の水
位が上下した場合、これに伴いバランス管10内の水位も上下する。複数のフロート12
のうちチャンバー11に水面変化があったものは上下動し、リミットスイッチ13はフロ
ート12の上下位置変化を電気信号としてコントローラ8に送信する。鉛直方向の複数の
フロート12のうち、いずれのフロート12が浮上し、落下しているかを判定することに
よって、原子炉圧力容器21の水位を判定することができる。
フロート式レベルスイッチ4の動作を確認する際は、まず電動弁3a、3bの両方を閉
じて、原子炉圧力容器21とバランス管10の炉水の流通を隔離する。次に電動弁3d、
電動弁3cを開くことで、ガス供給ライン2からガスがバランス管10内に注入され、バ
ランス管10内の炉水はドレンライン6から排出される。このとき各々のチャンバー11
が液相から気相へ変化してフロート12が落下し、リミットスイッチ13の電気信号によ
ってフロート12の動作確認を行う。
またガスを注入する前に、コントローラ8によってヒーター9bで炉水と同等の温度に
注入するガスを加熱することによって、炉水とガスの温度差を低減し、配管やフロート1
2の劣化を防止することができる。
さらに水位計測時において、コントローラ8は、原子炉圧力容器21とバランス管10
に設置された温度計7から温度計測結果を受信して、原子炉圧力容器21内およびバラン
ス管10内の炉水の平均温度を計算する。一定の温度差が発生した場合、ヒーター9aを
動作させバランス管10内の炉水を加熱して温度差を低減することで、水位計測の精度を
向上させることができる。
またコントローラ8は、ドレンライン6に設置した流量計5によって排出された炉水の
積算流量を計測する。そして、排出前のバランス管10内の炉水量をあらかじめ原子炉水
位等から計算して積算流量との合致を判定することによって、バランス管から完全に炉水
が排出されたことが確認でき、フロート12の動作確認時の精度を向上させることができ
る。
(効果)
本発明の第1の実施形態によれば、バランス管10内の炉水をドレンライン6によって
炉水の自重により下方に排出するとともに、ガス供給ライン2によるガスによって排出す
ることによって、低い圧力のガスによって炉水を排出し、フロート12の動作確認をする
ことができる。
(第2の実施形態)
(構成)
以下、本発明の第2の実施形態に係る原子炉水位計測装置について図2を参照して説明
する。第1の実施形態に係る原子炉水位計測装置の各部と同一部分には同一符号を付し、
同一の構成についての説明は省略する。
図2は、本発明の第2の実施形態に係る原子炉水位計測装置の概略構成図である。第2
の実施形態が第1の実施形態と異なる点は、ガス供給ライン2及びヒーター9bを省いた
点である。さらに、原子炉圧力容器21の気相部から配管を新たに延伸してバランス管上
部に接続し、この配管に電動弁3cを設置する。電動弁3cは開動作によって、炉蒸気を
バランス管10に供給することができる。
(作用)
以下、本発明の第2の実施形態の作用について説明する。第1の実施形態と重複する説
明は省略する。フロート式レベルスイッチ4の動作確認時において、まず電動弁3a、3
bを閉じて炉水の流通を隔離し、電動弁3cを開いて炉蒸気をバランス管10内に導入す
る。さらに電動弁3dを開くことにより、炉水は炉蒸気によってドレンライン6より排出
される。炉水排出時におけるフロート12の動作をリミットスイッチ13によってコント
ローラ8に送信し、フロート12の動作確認を行う。炉水の排出後、バランス管10内は
炉蒸気で満たされる。
(効果)
本発明の第2の実施形態によれば、炉水を炉蒸気によって排出することによって、炉蒸
気と炉水は同等の温度であるので、炉水と注入されるガスとの温度差による配管やフロー
ト12の劣化を防止することができる。さらに第1の実施形態に比べ、ガス供給ライン2
に代えて炉蒸気による炉水排出を行っているため、ガス供給のための設備コストを削減す
ることができる。
(第3の実施形態)
(構成)
以下、本発明の第3の実施形態に係る原子炉水位計測装置について図3を参照して説明
する。第1の実施形態に係る原子炉水位計測装置の各部と同一部分には同一符号を付し、
同一の構成についての説明は省略する。
図3は、本発明の第3の実施形態に係る原子炉水位計測装置の概略構成図である。第3
の実施形態が第1の実施形態と異なる点は、ガス供給ライン2及びヒーター9bを省いた
点である。さらに、バランス管10の上方の一端を原子炉圧力容器21の気相部に接続し
、当該接続部近傍に電動弁3cを設ける。電動弁3cは開状態において炉蒸気をバランス
管10に導入することができる。
(作用)
以下、本発明の第3の実施形態の作用について説明する。第1の実施形態と重複する説
明は省略する。フロート式レベルスイッチ4の動作確認時において、まず下方の電動弁3
bのみを閉じて炉水の流通を隔離する。電動弁3cは開状態を保ち、炉蒸気をバランス管
10に導入する。次にドレンライン6における電動弁3dを開くことによって炉水が排出
される。炉水排出時におけるフロート12の動作をリミットスイッチ13によってコント
ローラ8に送信し、フロート12の動作確認を行う。炉水の排出後、バランス管10内は
炉蒸気で満たされる。
(効果)
本発明の第3の実施形態によれば、動作確認に炉蒸気を利用するので、炉水を炉蒸気に
よって排出することによって、炉蒸気と炉水は同等の温度であるため、炉水と注入される
ガスの温度差による配管やフロート12の劣化を防止することが可能である。さらに第1
の実施形態に比べ、ガス供給ライン2に代えて炉蒸気による炉水排出を行っているため、
ガス供給のための設備コストを削減することができる。
1・・・原子炉水位計測装置
2・・・ガス供給ライン
3・・・電動弁
4・・・フロート式レベルスイッチ
5・・・流量計
6・・・ドレンライン
7・・・温度計
8・・・コントローラ
9・・・ヒーター
10・・・バランス管
11・・・チャンバー
12・・・フロート
13・・・リミットスイッチ
21・・・原子炉圧力容器
100・・・従来の原子炉水位計測装置

Claims (7)

  1. 原子炉圧力容器の鉛直方向二箇所に両端を接続し、内部に前記原子炉圧力容器内の炉水
    を導入するバランス管と、
    このバランス管の所定位置に設置されたチャンバー、およびこのチャンバーに格納される
    フロートと、
    このフロートの動作を感知して電気信号へと変換するリミットスイッチと、
    前記バランス管上部に接続され、前記バランス管内にガスを供給可能なガス供給ラインと

    前記バランス管下部に接続され、前記バランス管内の炉水を排出可能なドレンラインとを
    備え、
    前記原子炉圧力容器と前記バランス管の炉水の流通を隔離し、前記ガス供給ラインによっ
    てガスを前記バランス管内に供給して、前記ドレンラインによって炉水を排出することに
    よって前記フロートを動作させ、前記リミットスイッチの電気信号を確認することにより
    前記フロートの動作確認を行うことを特徴とする原子炉水位計測装置。
  2. 前記ガス供給ラインに設けられたヒーターと、
    このヒーターを炉水の同等の温度に制御するコントローラをさらに備えることを特徴とす
    る請求項1に記載の原子炉水位計測装置。
  3. 前記ガス供給ラインに代えて、前記原子炉圧力容器の気相部から配管を延伸して前記バ
    ランス管上部に接続し、
    前記ドレンラインによる炉水排出時において、前記バランス管に炉蒸気を供給することを
    特徴とする請求項1に記載の原子炉水位計測装置。
  4. 前記ガス供給ラインに代えて、前記バランス管の上方の一端を前記原子炉圧力容器の気
    相部に接続し、
    前記ドレンラインによる炉水排出時において、前記バランス管に炉蒸気を供給することを
    特徴とする請求項1に記載の原子炉水位計測装置。
  5. 前記ドレンラインにおいて、前記バランス管内の炉水排出時の流量を計測する流量計を
    さらに備えることを特徴とする請求項1乃至請求項4の何れか一項に記載の原子炉水位計
    測装置。
  6. 前記原子炉圧力容器と前記バランス管にそれぞれ設置した温度計と、
    前記バランス管内の炉水を熱するヒーターと、
    前記原子炉圧力容器と前記バランス管の炉水を同等の温度にヒーターを動作させるコント
    ローラとをさらに備えることを特徴とする請求項1乃至請求項5の何れか一項に記載の原
    子炉水位計測装置。
  7. 原子炉圧力容器の鉛直方向二箇所に両端を接続し、原子炉圧力容器内の炉水を導入する
    バランス管と、バランス管の鉛直方向の所定位置に設置されたフロートの動きを電気信号
    へと変換するリミットスイッチとから構成される原子炉水位計測装置の動作確認方法にお
    いて、
    前記原子炉圧力容器と前記バランス管の炉水の流通を隔離する工程と、
    前記バランス管にガスを供給するとともに、前記バランス管の下部に接続されたドレンラ
    インによって前記バランス管内の炉水を排出することによって前記フロートを動作させる
    工程と、
    前記リミットスイッチの電気信号によって前記フロートの動作確認を行う工程とを備える
    ことを特徴とする原子炉水位計測装置の動作確認方法。
JP2013039948A 2013-02-28 2013-02-28 原子炉水位計測装置およびその動作確認方法 Pending JP2014167449A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2013039948A JP2014167449A (ja) 2013-02-28 2013-02-28 原子炉水位計測装置およびその動作確認方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2013039948A JP2014167449A (ja) 2013-02-28 2013-02-28 原子炉水位計測装置およびその動作確認方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2014167449A true JP2014167449A (ja) 2014-09-11

Family

ID=51617204

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2013039948A Pending JP2014167449A (ja) 2013-02-28 2013-02-28 原子炉水位計測装置およびその動作確認方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2014167449A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106558351A (zh) * 2015-09-28 2017-04-05 苏州热工研究院有限公司 核电厂堆芯水位测量方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106558351A (zh) * 2015-09-28 2017-04-05 苏州热工研究院有限公司 核电厂堆芯水位测量方法
CN106558351B (zh) * 2015-09-28 2018-06-29 苏州热工研究院有限公司 核电厂堆芯水位测量方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100982683B1 (ko) 복수개의 센서를 구비하여 정밀하고 신뢰성 있는 압력탱크의 수위제어 방법
JP3749218B2 (ja) 沸騰水形原子炉設備の原子炉圧力容器の冷却装置と方法
JP2013108810A (ja) 原子炉水位計測システム
KR20130058095A (ko) 양방향으로 히터봉이 설치되는 전기보일러
CN203202582U (zh) 二氧化碳储罐
JP2014167449A (ja) 原子炉水位計測装置およびその動作確認方法
JP5131215B2 (ja) 給湯装置
JP2012145406A (ja) 水位計測系の非凝縮性ガス排出装置
CN112908500B (zh) 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法
JP2016109503A5 (ja)
JP6382609B2 (ja) 液面レベル計測システム及び方法
JP6076663B2 (ja) 熱回収装置及び熱回収方法
KR101522928B1 (ko) 압력센서를 구비한 고속 유체 회전 충진시스템
CN102539309A (zh) 一种金属材料高温水蒸汽氧化实验装置
CN104165537A (zh) 复热式水浴炉
CN107037074A (zh) 相变材料使用寿命测试系统
CN105513655A (zh) 核反应堆稳压器压力反馈式水位测量系统
JP5815100B2 (ja) 原子炉水位計測システム
CN102778024A (zh) 一种快速沸水器
KR101524658B1 (ko) Lbloca 시 dvi 배관을 이용한 초기 방출 기간 모의 방법
JP6122230B1 (ja) 液化ガス供給方法
CN112059110A (zh) 一种熔模铸造低温蜡的自动处理系统及方法
KR101107779B1 (ko) 중력식 습식산화 반응기에 설치되는 이중 산화제 공급관 및 이의 제어방법
JP7178337B2 (ja) 炉内配管の破損検出装置及び炉内配管の破損検出方法
CN107424655A (zh) 一种研究核电厂死管段现象的试验系统

Legal Events

Date Code Title Description
RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20150216

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20150218