JP2509753B2 - 原子炉主蒸気流量計 - Google Patents
原子炉主蒸気流量計Info
- Publication number
- JP2509753B2 JP2509753B2 JP2307021A JP30702190A JP2509753B2 JP 2509753 B2 JP2509753 B2 JP 2509753B2 JP 2307021 A JP2307021 A JP 2307021A JP 30702190 A JP30702190 A JP 30702190A JP 2509753 B2 JP2509753 B2 JP 2509753B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- main steam
- pipe
- flow meter
- pressure
- reactor
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子炉圧力容器の主蒸気管に設けた
原子炉主蒸気流量計に関する。
原子炉主蒸気流量計に関する。
（従来の技術） 従来の沸騰水型原子炉は第６図の構成図に示すよう
に、原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器２が収容され
ている。原子炉圧力容器２の炉心21で発生した蒸気は主
蒸気管３を通って蒸気タービン（図示せず）へ供給する
ように構成されている。
に、原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器２が収容され
ている。原子炉圧力容器２の炉心21で発生した蒸気は主
蒸気管３を通って蒸気タービン（図示せず）へ供給する
ように構成されている。
主蒸気管３の途中には第６図の詳細図に示すように、
入口円錐管部，スロート部，出口円錐管部で構成された
標準ベンチュリ型の主蒸気流量計エレメント４が設けら
れている。このような標準ベンチュリ型の主蒸気流量計
エレメント４においては、主蒸気管３の流路直径をＤと
すると、流量測定精度上の配慮から入口円錐管部前に約
7D以上、出口円錐管部後に約5D以上の長さの直管部が必
要とされている。
入口円錐管部，スロート部，出口円錐管部で構成された
標準ベンチュリ型の主蒸気流量計エレメント４が設けら
れている。このような標準ベンチュリ型の主蒸気流量計
エレメント４においては、主蒸気管３の流路直径をＤと
すると、流量測定精度上の配慮から入口円錐管部前に約
7D以上、出口円錐管部後に約5D以上の長さの直管部が必
要とされている。
ところで、主蒸気管内の流量測定は次のようにして行
われる。すなわち、主蒸気流量計エレメント４の入口側
圧力計測端ａから導圧配管５を介して凝縮槽６に接続し
て、この凝縮槽６の圧力を導圧配管７を経由してプロセ
ス計装用計測器としての流量計８の高圧側検出部ｃに入
口圧力を与えている。また、主蒸気流量計エレメント４
のスロート部圧力検出端ｂより導圧配管９を介して凝縮
槽10に接続して、この凝縮槽10の圧力を導圧配管11を経
由して流量計８の低圧側検出部ｄにスロート部圧力を与
えている。そして、入口圧力とスロート部圧力との差圧
ΔＰを測定することによって主蒸気管３内の流量Ｑを次
式により求めている。すなわち、比例定数をｋとする
と、流量Ｑと差圧ΔＰとの関係は次式で表される。
われる。すなわち、主蒸気流量計エレメント４の入口側
圧力計測端ａから導圧配管５を介して凝縮槽６に接続し
て、この凝縮槽６の圧力を導圧配管７を経由してプロセ
ス計装用計測器としての流量計８の高圧側検出部ｃに入
口圧力を与えている。また、主蒸気流量計エレメント４
のスロート部圧力検出端ｂより導圧配管９を介して凝縮
槽10に接続して、この凝縮槽10の圧力を導圧配管11を経
由して流量計８の低圧側検出部ｄにスロート部圧力を与
えている。そして、入口圧力とスロート部圧力との差圧
ΔＰを測定することによって主蒸気管３内の流量Ｑを次
式により求めている。すなわち、比例定数をｋとする
と、流量Ｑと差圧ΔＰとの関係は次式で表される。
ただし、この比例定数ｋは、主蒸気流量計エレメント
４を原子力プラントに設置する前に、あらかじめ試験に
より求めることとする。
４を原子力プラントに設置する前に、あらかじめ試験に
より求めることとする。
（発明が解決しようとする課題） 上記のように標準ベンチュリ型主蒸気流量計エレメン
ト４を沸騰水型原子炉プラントに採用した場合、流量測
定精度上の配慮から、入口円錐管部前に約7D以上、出口
円錐管部後に約5D以上の長さの直管部が必要である。従
って、その主蒸気管レイアウトに要するスペースを原子
炉格納容器１内に確保する必要があり、原子炉格納容器
１の小型下による沸騰水型原子炉プラントの工期短縮を
行おうとした場合の障壁となっていた。
ト４を沸騰水型原子炉プラントに採用した場合、流量測
定精度上の配慮から、入口円錐管部前に約7D以上、出口
円錐管部後に約5D以上の長さの直管部が必要である。従
って、その主蒸気管レイアウトに要するスペースを原子
炉格納容器１内に確保する必要があり、原子炉格納容器
１の小型下による沸騰水型原子炉プラントの工期短縮を
行おうとした場合の障壁となっていた。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は原子炉格納容器のコンパクト化、流量計測の安定化を
図った原子炉主蒸気流量計を提供することにある。
は原子炉格納容器のコンパクト化、流量計測の安定化を
図った原子炉主蒸気流量計を提供することにある。
［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明の原子炉主蒸気流
量計は、沸騰水型原子炉圧力容器の主蒸気管ノズルの出
口を順次絞り部，スロート部及びディフューザ部とする
ことによって主蒸気流量計エレメントを構成するととも
に前記絞り部の下流側に設ける圧力検出端の位置を前記
流量計エレメントの配管下側とし、凝縮水を前記圧力検
出端に続く導圧配管内に溜めるように構成したことを特
徴とするものである。また、主蒸気流量計エレメントの
下流側に形成される曲がり管部にクラッドを溶着したこ
とを特徴とするものであり、さらに主蒸気管ノズルの入
口部を原子炉圧力容器に対して斜めに設置すること、お
よび主蒸気流量計エレメントの少なくとも絞り部を原子
炉圧力容器内に入り込む構成とすることを特徴とするも
のである。
量計は、沸騰水型原子炉圧力容器の主蒸気管ノズルの出
口を順次絞り部，スロート部及びディフューザ部とする
ことによって主蒸気流量計エレメントを構成するととも
に前記絞り部の下流側に設ける圧力検出端の位置を前記
流量計エレメントの配管下側とし、凝縮水を前記圧力検
出端に続く導圧配管内に溜めるように構成したことを特
徴とするものである。また、主蒸気流量計エレメントの
下流側に形成される曲がり管部にクラッドを溶着したこ
とを特徴とするものであり、さらに主蒸気管ノズルの入
口部を原子炉圧力容器に対して斜めに設置すること、お
よび主蒸気流量計エレメントの少なくとも絞り部を原子
炉圧力容器内に入り込む構成とすることを特徴とするも
のである。
（作 用） 本発明の原子炉主蒸気流量計によれば、原子炉圧力容
器の主蒸気ラインノズルが絞り部となっているため、主
蒸気管破断事故が起こった場合、原子炉圧力容器から原
子炉格納容器内への蒸気の噴出量、すなわち冷却水の喪
失量を低減できる。これにより、格納容器および原子炉
建屋のコンパクト化と安全性の向上が図られる。
器の主蒸気ラインノズルが絞り部となっているため、主
蒸気管破断事故が起こった場合、原子炉圧力容器から原
子炉格納容器内への蒸気の噴出量、すなわち冷却水の喪
失量を低減できる。これにより、格納容器および原子炉
建屋のコンパクト化と安全性の向上が図られる。
また、従来の標準ベンチュリ型の主蒸気流量計エレメ
ントでは必要とされた入口前の直管部を必要としないの
で、原子炉格納容器の減容が図れる。さらに、主蒸気流
量計エレメントの下流側に形成される曲がり管部にクラ
ッドを溶着しているので、曲がり管部でのコロージョン
が抑えられる。また、主蒸気ラインノズルを原子炉圧力
容器に対して斜めまたは原子炉圧力容器内に入り込む構
成としているので、小さなスペースでディフューザの下
流側のエルボ等の曲がり管の曲率半径を大きく取れると
ともに、曲がり管部でのコロージョンを抑えることが可
能となる。
ントでは必要とされた入口前の直管部を必要としないの
で、原子炉格納容器の減容が図れる。さらに、主蒸気流
量計エレメントの下流側に形成される曲がり管部にクラ
ッドを溶着しているので、曲がり管部でのコロージョン
が抑えられる。また、主蒸気ラインノズルを原子炉圧力
容器に対して斜めまたは原子炉圧力容器内に入り込む構
成としているので、小さなスペースでディフューザの下
流側のエルボ等の曲がり管の曲率半径を大きく取れると
ともに、曲がり管部でのコロージョンを抑えることが可
能となる。
（実施例） 本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例の構成図である。なお、既
に説明した従来例と同一部分には同一符号を付して説明
する。
に説明した従来例と同一部分には同一符号を付して説明
する。
第１図に示すように、原子炉格納容器１内に収納され
た原子炉圧力容器２の炉心21で発生した蒸気は、主蒸気
管３を通って蒸気タービン（図示せず）へ供給される。
この主蒸気管３の主蒸気ラインノズル43の形状をベンチ
ュリ流量計の絞り部41およびスロート部42に相当する形
状にして、そこへディフューザ管44（拡大円錐管）を直
接接続した構造の主蒸気流量計エレメント４にする。こ
の主蒸気ラインノズル43を利用した入力ベンチュリ型主
蒸気流量計エレメント４により原子炉格納容器１の減容
および主蒸気管３の破断事故時の噴出蒸気量の減少によ
り、さらに原子炉格納容器１の減容および安全性の向上
が図れる。
た原子炉圧力容器２の炉心21で発生した蒸気は、主蒸気
管３を通って蒸気タービン（図示せず）へ供給される。
この主蒸気管３の主蒸気ラインノズル43の形状をベンチ
ュリ流量計の絞り部41およびスロート部42に相当する形
状にして、そこへディフューザ管44（拡大円錐管）を直
接接続した構造の主蒸気流量計エレメント４にする。こ
の主蒸気ラインノズル43を利用した入力ベンチュリ型主
蒸気流量計エレメント４により原子炉格納容器１の減容
および主蒸気管３の破断事故時の噴出蒸気量の減少によ
り、さらに原子炉格納容器１の減容および安全性の向上
が図れる。
この主蒸気流量計エレメント４の入口側圧力計測端ａ
は圧力容器２内部に位置し、スロート部圧力検出端ｂは
主蒸気ラインノズル43のスロート部42配管の下側に位置
する。スロート部圧力検出端ｂを配管の下側に配置する
ことで、導圧配管９内には凝縮水が溜り、導圧配管９内
での蒸気の凝縮による圧力パルスの発生を抑えることが
でき、主蒸気管３での安定した静圧の測定ができる。
は圧力容器２内部に位置し、スロート部圧力検出端ｂは
主蒸気ラインノズル43のスロート部42配管の下側に位置
する。スロート部圧力検出端ｂを配管の下側に配置する
ことで、導圧配管９内には凝縮水が溜り、導圧配管９内
での蒸気の凝縮による圧力パルスの発生を抑えることが
でき、主蒸気管３での安定した静圧の測定ができる。
しかして、主蒸気管内の流量測定は従来と同様に行わ
れる。すなわち、主蒸気流量計エレメント４の入口側圧
力計測端ａから導圧配管５を介して凝縮槽６に接続し
て、この凝縮槽６の圧力を導圧配管７を経由してプロセ
ス計装用計測器としての流量計８の高圧側検出部ｃに入
口圧力を与えている。また、主蒸気流量計エレメント４
のスロート部圧力検出端ｂより導圧配管９を経由して流
量計８の低圧側検出部ｄにスロート部圧力を与えてい
る。
れる。すなわち、主蒸気流量計エレメント４の入口側圧
力計測端ａから導圧配管５を介して凝縮槽６に接続し
て、この凝縮槽６の圧力を導圧配管７を経由してプロセ
ス計装用計測器としての流量計８の高圧側検出部ｃに入
口圧力を与えている。また、主蒸気流量計エレメント４
のスロート部圧力検出端ｂより導圧配管９を経由して流
量計８の低圧側検出部ｄにスロート部圧力を与えてい
る。
また、主蒸気流量計エレメント４のディフューザ管44
下流側にはエルボ等の曲がり管14があるが、主蒸気管３
内は蒸気が高速で流れているため、曲率半径の小さい曲
がり管14では、コロージョンにより配管の減肉が起こり
易い。
下流側にはエルボ等の曲がり管14があるが、主蒸気管３
内は蒸気が高速で流れているため、曲率半径の小さい曲
がり管14では、コロージョンにより配管の減肉が起こり
易い。
そこで、主蒸気流量計エレメント４のディフューザ管
44とその下流側にあるエルボ等の曲がり管14との間に、
主蒸気ノズル43による噴流の緩衝のために、短い単管12
を設けた構造とする。これにより、主蒸気管３内の蒸気
流の速度分布を平坦化でき、曲がり管14部でのコロージ
ョンを抑えることができる。
44とその下流側にあるエルボ等の曲がり管14との間に、
主蒸気ノズル43による噴流の緩衝のために、短い単管12
を設けた構造とする。これにより、主蒸気管３内の蒸気
流の速度分布を平坦化でき、曲がり管14部でのコロージ
ョンを抑えることができる。
第２図は本発明の他の実施例の系統構成図である。な
お、上記実施例と同一部分には同一符号を付してその詳
細な説明は省略する。
お、上記実施例と同一部分には同一符号を付してその詳
細な説明は省略する。
本実施例では、主蒸気流量計エレメント４の下流側に
ある曲がり管14部にクラッド13を溶着し、曲がり管14部
でのコロージョンを抑えるように構成した点が上記実施
例と相違し、その他の構成は同一である。
ある曲がり管14部にクラッド13を溶着し、曲がり管14部
でのコロージョンを抑えるように構成した点が上記実施
例と相違し、その他の構成は同一である。
第３図は本発明のさらに他の実施例の構成図であり、
第３図（Ａ）は本発明のさらに他の実施例の縦断面図で
あり、同図（Ｂ）は同図（Ａ）の主蒸気流量計エレメン
ト部分の拡大部、第３図（Ｃ）は本発明のさらに他の実
施例の横断面図であり，同図（Ｂ）は同図（Ｃ）の主蒸
気流量計エレメント部分の拡大部である。本実施例も第
１図の実施例と同様に同一部分には同一符号を付してそ
の説明は省略する。
第３図（Ａ）は本発明のさらに他の実施例の縦断面図で
あり、同図（Ｂ）は同図（Ａ）の主蒸気流量計エレメン
ト部分の拡大部、第３図（Ｃ）は本発明のさらに他の実
施例の横断面図であり，同図（Ｂ）は同図（Ｃ）の主蒸
気流量計エレメント部分の拡大部である。本実施例も第
１図の実施例と同様に同一部分には同一符号を付してそ
の説明は省略する。
本実施例では、主蒸気ラインノズル43を原子炉圧力容
器２に対して斜めに設置しており、さらに主蒸気ライン
ノズル43が原子炉圧力容器２内に入りこむ構成としてい
る。このような構成とすることにより小さなスペースで
ディフューザ44の下流側のエルボ等の曲がり管14の曲率
半径を大きく取れるとともに、曲がり管14部でのコロー
ジョンを抑えるようにした点が上記第１図の実施例と相
違し、その他の構成は同一である。
器２に対して斜めに設置しており、さらに主蒸気ライン
ノズル43が原子炉圧力容器２内に入りこむ構成としてい
る。このような構成とすることにより小さなスペースで
ディフューザ44の下流側のエルボ等の曲がり管14の曲率
半径を大きく取れるとともに、曲がり管14部でのコロー
ジョンを抑えるようにした点が上記第１図の実施例と相
違し、その他の構成は同一である。
第４図は本発明の原子炉格納容器内の配置図であり、
第５図は従来の原子炉格納容器内の配置図である。この
両者の配置図において、１は原子炉格納容器、２は原子
炉圧力容器、３は主蒸気管である。
第５図は従来の原子炉格納容器内の配置図である。この
両者の配置図において、１は原子炉格納容器、２は原子
炉圧力容器、３は主蒸気管である。
上記した両者の原子炉格納容器内の配置図から分かる
ように、本発明の原子炉格納容器の高さは従来のそれに
比べてかなり低減されるので、原子炉格納容器のコンパ
クト化が図れる。
ように、本発明の原子炉格納容器の高さは従来のそれに
比べてかなり低減されるので、原子炉格納容器のコンパ
クト化が図れる。
［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によれば、従来のように
凝縮槽を必要としないので、原子炉格納容器のコンパク
ト化が可能となり、さらに流量計測の安定化および耐コ
ロージョン性の向上を図った原子炉主蒸気流量計エレメ
ントを提供することができる。
凝縮槽を必要としないので、原子炉格納容器のコンパク
ト化が可能となり、さらに流量計測の安定化および耐コ
ロージョン性の向上を図った原子炉主蒸気流量計エレメ
ントを提供することができる。
第１図は本発明の一実施例の構成図、第２図は本発明の
他の実施例の構成図、第３図は本発明のさらに他の実施
例の構成図、第４図は本発明の原子炉格納容器の断面
図、第５図は従来の原子炉格納容器の断面図、第６図は
従来の沸騰水型原子炉圧力容器の主蒸気流量計エレメン
トの構成図である。 １……原子炉格納容器 ２……原子炉圧力容器 ３……主蒸気管 ４……主蒸気流量計エレメント ５……入口側導圧配管 ６……入口側導圧配管 ７……入口側導圧配管 ８……流量計 ９……スロート側導圧配管 10……スロート側凝縮槽 11……スロート側導圧配管 12……単管 13……クラッド 14……曲がり管 21……炉心 41……絞り部 42……スロート部 43……主蒸気ラインノズル 44……ディフューザ部 ａ……入力側圧力計測端 ｂ……スロート側圧力計測端 ｃ……高圧側検出部 ｄ……低圧側検出部
他の実施例の構成図、第３図は本発明のさらに他の実施
例の構成図、第４図は本発明の原子炉格納容器の断面
図、第５図は従来の原子炉格納容器の断面図、第６図は
従来の沸騰水型原子炉圧力容器の主蒸気流量計エレメン
トの構成図である。 １……原子炉格納容器 ２……原子炉圧力容器 ３……主蒸気管 ４……主蒸気流量計エレメント ５……入口側導圧配管 ６……入口側導圧配管 ７……入口側導圧配管 ８……流量計 ９……スロート側導圧配管 10……スロート側凝縮槽 11……スロート側導圧配管 12……単管 13……クラッド 14……曲がり管 21……炉心 41……絞り部 42……スロート部 43……主蒸気ラインノズル 44……ディフューザ部 ａ……入力側圧力計測端 ｂ……スロート側圧力計測端 ｃ……高圧側検出部 ｄ……低圧側検出部
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ▲吉▼野 浩一 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 小見田 秀雄 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 薄 正司 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 戸賀沢 裕 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 斎藤 登 神奈川県川崎市幸区小向東芝１番地 株 式会社東芝総合研究所内 (72)発明者 高橋 秀明 神奈川県川崎市幸区小向東芝１番地 株 式会社東芝総合研究所内 (72)発明者 遠藤 多喜男 神奈川県川崎市幸区小向東芝１番地 株 式会社東芝総合研究所内 (56)参考文献 実開 昭59−12013（ＪＰ，Ｕ) 実開 昭62−179496（ＪＰ，Ｕ)
Claims (4)
- 【請求項１】沸騰水型原子炉圧力容器の主蒸気管ノズル
の出口を順次絞り部，スロート部及びディフューザ部と
することによって主蒸気流量計エレメントを構成すると
ともに前記絞り部の下流側に設ける圧力検出端の位置を
前記流量計エレメントの配管下側とし、凝縮水を前記圧
力検出端に続く導圧配管内に溜めるように構成したこと
を特徴とする原子炉主蒸気流量計。 - 【請求項２】前記主蒸気流量計エレメントの下流側に形
成される曲がり管部にクラッドを溶着したことを特徴と
する請求項１に記載の原子炉主蒸気流量計。 - 【請求項３】前記主蒸気管ノズルの入口部を前記圧力容
器に対して斜めに設置されていることを特徴とする請求
項１に記載の原子炉主蒸気流量計。 - 【請求項４】前記主蒸気流量計エレメントの少なくとも
絞り部を前記圧力容器内に入り込む構成としたことを特
徴とする請求項１に記載の原子炉主蒸気流量計。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2307021A JP2509753B2 (ja) | 1990-11-15 | 1990-11-15 | 原子炉主蒸気流量計 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2307021A JP2509753B2 (ja) | 1990-11-15 | 1990-11-15 | 原子炉主蒸気流量計 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04181200A JPH04181200A (ja) | 1992-06-29 |
| JP2509753B2 true JP2509753B2 (ja) | 1996-06-26 |
Family
ID=17964074
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2307021A Expired - Lifetime JP2509753B2 (ja) | 1990-11-15 | 1990-11-15 | 原子炉主蒸気流量計 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2509753B2 (ja) |
Cited By (1)
| 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 (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4557935B2 (ja) * | 2006-07-26 | 2010-10-06 | 株式会社東芝 | 原子炉給水設備 |
| US11232874B2 (en) * | 2017-12-18 | 2022-01-25 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Multiple-path flow restrictor nozzle |
-
1990
- 1990-11-15 JP JP2307021A patent/JP2509753B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| 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 |
|---|---|
| JPH04181200A (ja) | 1992-06-29 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5529093A (en) | Flow conditioner profile plate for more accurate measurement of fluid flow | |
| JPH03194421A (ja) | ベンチュリ装置 | |
| JP2509753B2 (ja) | 原子炉主蒸気流量計 | |
| US4315800A (en) | Nuclear reactor | |
| CN116403743A (zh) | 聚变堆氦冷包层冷却系统的换热器破口模拟系统及方法 | |
| Creer et al. | Turbulent flow in a model nuclear fuel rod bundle containing partial flow blockages | |
| Sim et al. | Measurement of phase distribution in a triangular conduit | |
| JP3813358B2 (ja) | 原子炉の冷却材流量測定装置 | |
| US3549494A (en) | Flow measuring device for sodium-cooled reactors | |
| Hewitt | The role of experiments in two-phase systems with particular reference to measurement techniques | |
| Yadav et al. | Effects of 90-deg vertical elbows on the distribution of local two-phase flow parameters | |
| JP2006349577A (ja) | 原子炉の流量計測装置 | |
| JP4581439B2 (ja) | 超音波流量計測システムおよび超音波流量計測方法 | |
| JP2898835B2 (ja) | 渦流量計 | |
| JPH087274B2 (ja) | 原子炉圧力容器直付型流量計測ノズル | |
| JP3182718B2 (ja) | 差圧流量計の温度検出装置およびその保護管 | |
| JP2811682B2 (ja) | 原子炉圧力容器の主蒸気ノズル | |
| JPS6313466Y2 (ja) | ||
| CN210090499U (zh) | 风速检测管路及风速检测装置 | |
| JPH0535318B2 (ja) | ||
| CN115752608A (zh) | 一种气体超声流量计及气体计量系统 | |
| JPS5836018Y2 (ja) | 機関の吸入空気量検出装置 | |
| RU17959U1 (ru) | Соединительный переход | |
| Young et al. | Paper 30: The Effect of Air Concentrations on the Flow of Water through Two-Dimensional Diffusers | |
| Fincke et al. | Mass flow rate measurements in two-phase mixtrues with stagnation probes |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080416 Year of fee payment: 12 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090416 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100416 Year of fee payment: 14 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100416 Year of fee payment: 14 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110416 Year of fee payment: 15 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110416 Year of fee payment: 15 |