JP3142973B2 - ルビジウムトレーサを用いる原子炉冷却水の流量測定方法 - Google Patents
ルビジウムトレーサを用いる原子炉冷却水の流量測定方法Info
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- G01F1/704—Measuring the volume flow or mass flow of fluid or fluent solid material wherein the fluid passes through a meter in a continuous flow using marked regions or existing inhomogeneities within the fluid stream, e.g. statistically occurring variations in a fluid parameter
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- G01F25/10—Testing or calibration of apparatus for measuring volume, volume flow or liquid level or for metering by volume of flowmeters
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、水冷核分裂炉プラン
トへの給水の流量を正確に測定する手段に関する。この
発明は、一般に、発電機を駆動する蒸気タービンと組み
合わせた蒸気発生用水冷核分裂炉、たとえば沸とう水炉
に関連し、特に発電効率を最大にするよう炉の動作を最
適化する手段に関する。
トへの給水の流量を正確に測定する手段に関する。この
発明は、一般に、発電機を駆動する蒸気タービンと組み
合わせた蒸気発生用水冷核分裂炉、たとえば沸とう水炉
に関連し、特に発電効率を最大にするよう炉の動作を最
適化する手段に関する。
【０００２】
【従来の技術】運転上の経験から、水冷核分裂炉に給水
を供給する速度は、炉の発生蒸気をタービン発電機の駆
動に利用する場合に、炉プラントのパワー定格を電気出
力で評価する際の重要な要素であることが、確立されて
いる。したがって、沸とう水炉のような水冷核分裂炉プ
ラントの圧力容器への給水の流量を正確に測定するため
の種々の方法が提案され、考慮されてきた。
を供給する速度は、炉の発生蒸気をタービン発電機の駆
動に利用する場合に、炉プラントのパワー定格を電気出
力で評価する際の重要な要素であることが、確立されて
いる。したがって、沸とう水炉のような水冷核分裂炉プ
ラントの圧力容器への給水の流量を正確に測定するため
の種々の方法が提案され、考慮されてきた。
【０００３】水冷核分裂炉プラントにおける給水は、代
表的には、原子炉が発生する蒸気（スチーム）からの凝
縮水（復水）からなる。炉蒸気は、蒸気駆動タービンを
通過した後、凝縮され、必要な補給水と混合されて、炉
圧力容器に冷却水として戻される。この冷却水は燃料炉
心を冷却するとともに、再びタービン駆動用の蒸気を生
成する。したがって、この系統は、水を液体および／ま
たは蒸気として連続的に循環する冷却水／蒸気回路を含
み、その循環経路として、冷却水は炉圧力容器に入り、
その内部を循環し、熱発生燃料炉心を通過して、その一
部から蒸気を形成し、それにより燃料を冷却し、つぎに
発生した蒸気はタービンを通過しそれを駆動し、続い
て、タービンで消費された蒸気は凝縮器に流れて液体水
に冷却され、その後、凝縮水を、必要なら補給水と合わ
せて、炉圧力容器に給水として戻し、こうしてこの回路
を通しての冷却水の循環を繰り返す。
表的には、原子炉が発生する蒸気（スチーム）からの凝
縮水（復水）からなる。炉蒸気は、蒸気駆動タービンを
通過した後、凝縮され、必要な補給水と混合されて、炉
圧力容器に冷却水として戻される。この冷却水は燃料炉
心を冷却するとともに、再びタービン駆動用の蒸気を生
成する。したがって、この系統は、水を液体および／ま
たは蒸気として連続的に循環する冷却水／蒸気回路を含
み、その循環経路として、冷却水は炉圧力容器に入り、
その内部を循環し、熱発生燃料炉心を通過して、その一
部から蒸気を形成し、それにより燃料を冷却し、つぎに
発生した蒸気はタービンを通過しそれを駆動し、続い
て、タービンで消費された蒸気は凝縮器に流れて液体水
に冷却され、その後、凝縮水を、必要なら補給水と合わ
せて、炉圧力容器に給水として戻し、こうしてこの回路
を通しての冷却水の循環を繰り返す。
【０００４】炉圧力容器に冷却水として供給されるこの
ような給水の流量または容量は、電力を発生する原子炉
の運転の全体的効率に影響するので、代表的には給水流
量を監視（モニター）し、それにより調節する。通常、
冷却水を炉圧力容器に供給する給水回路に流れ制限ノズ
ルを使用し、これにより流量を連続的にあるいは定期的
に測定することができる。しかし、時間がたつと、酸化
物や鉱物などの湯あか付着のように、不溶性成分が制限
ノズルユニットのオリフィス内に次第に堆積するため、
この手段の読取値が十分に正確ではなくなることを見出
した。このため、放射性トレーサ、たとえば放射性核種
ナトリウム２４を用いるなどの手段により、ノズルオリ
フィス流量の較正を定期的に行うのが普通である。この
トレーサ法は、制限ノズルユニットのような未知の流れ
測定計器を独立に較正するのに有効な手段であることが
分かった。たとえば、ナトリウム２４のような放射性ト
レーサを適用して、流量が通常約０．５％の精度で測定
される。
ような給水の流量または容量は、電力を発生する原子炉
の運転の全体的効率に影響するので、代表的には給水流
量を監視（モニター）し、それにより調節する。通常、
冷却水を炉圧力容器に供給する給水回路に流れ制限ノズ
ルを使用し、これにより流量を連続的にあるいは定期的
に測定することができる。しかし、時間がたつと、酸化
物や鉱物などの湯あか付着のように、不溶性成分が制限
ノズルユニットのオリフィス内に次第に堆積するため、
この手段の読取値が十分に正確ではなくなることを見出
した。このため、放射性トレーサ、たとえば放射性核種
ナトリウム２４を用いるなどの手段により、ノズルオリ
フィス流量の較正を定期的に行うのが普通である。この
トレーサ法は、制限ノズルユニットのような未知の流れ
測定計器を独立に較正するのに有効な手段であることが
分かった。たとえば、ナトリウム２４のような放射性ト
レーサを適用して、流量が通常約０．５％の精度で測定
される。
【０００５】しかしながら、この放射性トレーサ技術に
よれば配管内の比較的正確な流量測定値が得られるが、
原子炉系統内の制限ノズルの流量を較正するこの手段に
は多数の欠点がある。たとえば、注入装置付近では放射
線線量率が高いので、かなりの人体被爆の原因となり、
装置上での作業が困難あるいは危険になる。通常、半減
期の短い同位体を使用するので、統計値を良好に維持す
るのに十分なカウントが得られる短い時間の内に、分析
を完了しなければならない。また放射性線源の取扱い
上、注入および制御工程を含む放射性トレーサの適用に
たずさわる人力が余分に必要となる。
よれば配管内の比較的正確な流量測定値が得られるが、
原子炉系統内の制限ノズルの流量を較正するこの手段に
は多数の欠点がある。たとえば、注入装置付近では放射
線線量率が高いので、かなりの人体被爆の原因となり、
装置上での作業が困難あるいは危険になる。通常、半減
期の短い同位体を使用するので、統計値を良好に維持す
るのに十分なカウントが得られる短い時間の内に、分析
を完了しなければならない。また放射性線源の取扱い
上、注入および制御工程を含む放射性トレーサの適用に
たずさわる人力が余分に必要となる。
【０００６】他のトレース剤や手段も考えられたり使用
されたりしているが、冷却水系統内に腐食を生じさせ
る、あるいは正確で一様な結果を出すことができないな
ど、なんらかの理由で適当でないとみなされている。
されたりしているが、冷却水系統内に腐食を生じさせ
る、あるいは正確で一様な結果を出すことができないな
ど、なんらかの理由で適当でないとみなされている。
【０００７】
【発明の概要】この発明は、水冷核分裂炉プラントの冷
却水系統内の冷却水の流量を測定する方法を提供し、こ
れにより制限ノズル装置のような普通の流量測定手段を
定期的に正確に較正することができる。この発明は、放
射性でない新規なトレース物質を使用し、有効かつ正確
な流量測定値を得るのに適当である。
却水系統内の冷却水の流量を測定する方法を提供し、こ
れにより制限ノズル装置のような普通の流量測定手段を
定期的に正確に較正することができる。この発明は、放
射性でない新規なトレース物質を使用し、有効かつ正確
な流量測定値を得るのに適当である。
【０００８】
【具体的な構成】図１は、この発明を実施するのに適当
なように改造した、水冷核分裂炉プラントの冷却水回路
を示す。代表的な水冷核分裂炉プラント１０、たとえば
沸とう水炉は、炉圧力容器１２内に核分裂性燃料の熱発
生用炉心１４を収容した構成である。炉心１４を環状シ
ュラウド１６で囲んで流れ制御バッフルを形成する。炉
プラント１０用の冷却水循環系統は、蒸気発生用冷却水
を炉圧力容器１２に供給するための給水入口１８を含
む。冷却水は、圧力容器１２に入ると、環状シュラウド
１６の外側を下方へ流れ、つぎにシュラウドの底部をま
わって、熱発生用燃料炉心１４内を上昇し、そこで水の
一部を蒸気（スチーム）に変換する。残りの液体冷却水
はシュラウドの頂部を越え、次に給水入口１８から導入
された冷却水とともに、シュラウドの外側を下方へ流
れ、こうして圧力容器内のこの回路を連続的に繰り返し
流れる。
なように改造した、水冷核分裂炉プラントの冷却水回路
を示す。代表的な水冷核分裂炉プラント１０、たとえば
沸とう水炉は、炉圧力容器１２内に核分裂性燃料の熱発
生用炉心１４を収容した構成である。炉心１４を環状シ
ュラウド１６で囲んで流れ制御バッフルを形成する。炉
プラント１０用の冷却水循環系統は、蒸気発生用冷却水
を炉圧力容器１２に供給するための給水入口１８を含
む。冷却水は、圧力容器１２に入ると、環状シュラウド
１６の外側を下方へ流れ、つぎにシュラウドの底部をま
わって、熱発生用燃料炉心１４内を上昇し、そこで水の
一部を蒸気（スチーム）に変換する。残りの液体冷却水
はシュラウドの頂部を越え、次に給水入口１８から導入
された冷却水とともに、シュラウドの外側を下方へ流
れ、こうして圧力容器内のこの回路を連続的に繰り返し
流れる。
【０００９】発生した蒸気は炉圧力容器１２から蒸気出
口２０に出る。蒸気出口２０は、炉で発生した蒸気を蒸
気推進タービン２２に供給する配管を含み、一方タービ
ン２２は発電機２４を駆動する。タービン２２からの使
用済み蒸気を配管２６を通して蒸気凝縮器２８に送り、
ここで使用済み蒸気を冷却して凝縮し、その結果得られ
る液体の凝縮水を戻り配管３０を通して圧力容器１２に
戻す。補給水供給部３２から、冷却系統での水または蒸
気の損失分を補うのに必要な水の補給を行う。ポンプ３
４は冷却水系統を通して冷却水を連続的に押し進める手
段をなす。循環する冷却水は戻り配管３０から、給水戻
り配管３６および入口１８を通して炉圧力容器１２に流
れる。
口２０に出る。蒸気出口２０は、炉で発生した蒸気を蒸
気推進タービン２２に供給する配管を含み、一方タービ
ン２２は発電機２４を駆動する。タービン２２からの使
用済み蒸気を配管２６を通して蒸気凝縮器２８に送り、
ここで使用済み蒸気を冷却して凝縮し、その結果得られ
る液体の凝縮水を戻り配管３０を通して圧力容器１２に
戻す。補給水供給部３２から、冷却系統での水または蒸
気の損失分を補うのに必要な水の補給を行う。ポンプ３
４は冷却水系統を通して冷却水を連続的に押し進める手
段をなす。循環する冷却水は戻り配管３０から、給水戻
り配管３６および入口１８を通して炉圧力容器１２に流
れる。
【００１０】通常、このような原子炉プラント冷却水回
路には制限オリフィスノズルユニット３８を使用して、
炉圧力容器への冷却水の流れを測定する。流量測定値は
ほぼ連続的に、あるいは頻繁な間隔で求めることができ
る。流量は、ノズルの絞りを通る１時間当たりの水流量
△Ｐを計算することにより、確認することができる。こ
の発明によれば、既知の高い濃度の水溶性ルビジウム塩
の水溶液を調製し、その既知の量を、炉圧力容器への戻
り配管３６を流れる給水に注入し、冷却水と混ぜる。注
入したルビジウム塩を含有する冷却水のサンプルを、戻
り配管３６内の、冷却水へのルビジウム塩の均質な混合
と分散を達成するのに十分な所定の距離下流で採取す
る。水溶性ルビジウム塩としては、硝酸塩、窒化物、亜
硝酸塩、炭酸塩、しゅう酸塩などが適当である。
路には制限オリフィスノズルユニット３８を使用して、
炉圧力容器への冷却水の流れを測定する。流量測定値は
ほぼ連続的に、あるいは頻繁な間隔で求めることができ
る。流量は、ノズルの絞りを通る１時間当たりの水流量
△Ｐを計算することにより、確認することができる。こ
の発明によれば、既知の高い濃度の水溶性ルビジウム塩
の水溶液を調製し、その既知の量を、炉圧力容器への戻
り配管３６を流れる給水に注入し、冷却水と混ぜる。注
入したルビジウム塩を含有する冷却水のサンプルを、戻
り配管３６内の、冷却水へのルビジウム塩の均質な混合
と分散を達成するのに十分な所定の距離下流で採取す
る。水溶性ルビジウム塩としては、硝酸塩、窒化物、亜
硝酸塩、炭酸塩、しゅう酸塩などが適当である。
【００１１】図面を参照すると、ルビジウム塩注入手段
４０は代表的には、溶液供給（貯留）タンク４２、計量
ポンプ４４および制御弁付き注入管４６を含む。試料を
回収するための戻り配管３６に配置した下流サンプリン
グ装置４８は、制御弁付き吸入管５０および吸入管を通
して試料サンプルを受ける容器５２を含む。既知の量お
よび濃度のルビジウム塩の注入された冷却水のサンプル
を採取したら、一部を戻り配管を通過する冷却水中に注
入したのと同じルビジウム塩溶液の少量を正確に希釈す
ることにより、基準ルビジウム塩溶液を調製する。この
希釈は、採取サンプルの予想濃度に近い度合いとする必
要がある。注入したルビジウム塩を含有する冷却水の採
取サンプルを標準の基準溶液と評価、比較する。そし
て、冷却水の流量を次式： 給水流量＝（注入流量）ｘ（注入濃度）／（給水濃度） によって求める。
４０は代表的には、溶液供給（貯留）タンク４２、計量
ポンプ４４および制御弁付き注入管４６を含む。試料を
回収するための戻り配管３６に配置した下流サンプリン
グ装置４８は、制御弁付き吸入管５０および吸入管を通
して試料サンプルを受ける容器５２を含む。既知の量お
よび濃度のルビジウム塩の注入された冷却水のサンプル
を採取したら、一部を戻り配管を通過する冷却水中に注
入したのと同じルビジウム塩溶液の少量を正確に希釈す
ることにより、基準ルビジウム塩溶液を調製する。この
希釈は、採取サンプルの予想濃度に近い度合いとする必
要がある。注入したルビジウム塩を含有する冷却水の採
取サンプルを標準の基準溶液と評価、比較する。そし
て、冷却水の流量を次式： 給水流量＝（注入流量）ｘ（注入濃度）／（給水濃度） によって求める。
【００１２】標準の基準溶液および採取サンプル両方
を、適当な化学的手段、たとえばイオンクロマトグラフ
ィまたは原子吸光法により分析し、比較し、定量のため
の両者の濃度の近似を確認する。この技術を用いれば、
流体流量を確認するのに、高い精度を得ることができ
る。こうして、トレーサとして非放射性ルビジウムを使
用することにより、高い放射線被爆や時間制限（普通の
放射性トレーサは半減期が比較的短く、たとえば、ナト
リウム２４は半減期１５時間で崩壊する）などの不利を
克服する。さらに、リチウムのような他のトレーサ組成
が腐食性であるのに対して、ルビジウム塩トレーサはさ
ほど腐食性でない。
を、適当な化学的手段、たとえばイオンクロマトグラフ
ィまたは原子吸光法により分析し、比較し、定量のため
の両者の濃度の近似を確認する。この技術を用いれば、
流体流量を確認するのに、高い精度を得ることができ
る。こうして、トレーサとして非放射性ルビジウムを使
用することにより、高い放射線被爆や時間制限（普通の
放射性トレーサは半減期が比較的短く、たとえば、ナト
リウム２４は半減期１５時間で崩壊する）などの不利を
克服する。さらに、リチウムのような他のトレーサ組成
が腐食性であるのに対して、ルビジウム塩トレーサはさ
ほど腐食性でない。
【００１３】
【実施例】この発明の実施例として、ルビジウムトレー
サを使用する試験例を下記の手順で行った。 （１）ルビジウム塩、たとえば硝酸ルビジウムの溶液を
ポリカーボネート容器内に作る。１００％出力で給水流
量が１０，０００，０００ｌｂ／時である代表的なプラ
ントを仮定して、１８，９００ｐｐｍのルビジウムの溶
液を注入流量２０ｇ／分で使用する。普通２つの給水ル
ープがあるので、試験中のルール内のルビジウムの予想
濃度は下記の式から１０ｐｐｂである。
サを使用する試験例を下記の手順で行った。 （１）ルビジウム塩、たとえば硝酸ルビジウムの溶液を
ポリカーボネート容器内に作る。１００％出力で給水流
量が１０，０００，０００ｌｂ／時である代表的なプラ
ントを仮定して、１８，９００ｐｐｍのルビジウムの溶
液を注入流量２０ｇ／分で使用する。普通２つの給水ル
ープがあるので、試験中のルール内のルビジウムの予想
濃度は下記の式から１０ｐｐｂである。
【００１４】
【数１】ＦＷｆ＊ＦＷｃ＝ＩＮＪｆ＊ＩＮＪｃ ここで、ＦＷｆ＝試験ループ内の給水流量 ＦＷｃ＝給水のルビジウム濃度 ＩＮＪｆ＝注入流量 ＩＮＪｃ＝注入ルビジウム濃度 上式を書き直すと、
【００１５】
【数２】ＦＷｃ＝（ＩＮＪｆ＊ＩＮＪｃ）／ＦＷｆ ＝［（２０ｇ／分）＊（１８，９００ｐｐｍルビジウ
ム）＊（６０分／時）］／［（５，０００，０００ｌｂ
／時）＊（４５３．６ｇ／ｌｂ）］ ＝０．０１０ｐｐｍ＝１０ｐｐｂ このような溶液を４リットルつくるには、１３０ｇの硝
酸ルビジウムを超純水で４，０００ｇに希釈する必要が
ある。
ム）＊（６０分／時）］／［（５，０００，０００ｌｂ
／時）＊（４５３．６ｇ／ｌｂ）］ ＝０．０１０ｐｐｍ＝１０ｐｐｂ このような溶液を４リットルつくるには、１３０ｇの硝
酸ルビジウムを超純水で４，０００ｇに希釈する必要が
ある。
【００１６】（２）注入溶液を１／８インチ管のような
細いチューブで給水中に、流れノズルより上流で、高度
精密計量ポンプを用いて、注入する。注入溶液を較正済
み工業用天びんにセットし、天びんに接続したコンピュ
ータで流量を測定し記録する。注入管は実用のものと同
じ位短い。 （３）ルビジウム溶液をサンプリング前に平衡が得られ
るまでの時間注入する。この時間の後、較正している流
れノズルの下流のサンプル点からサンプルを集める。サ
ンプル点は、給水への混合を確実にするのに十分な距離
注入点から離れた位置とする。すなわち、（下流距離）
／（パイプ直径）＞２００。サンプルラインは１／４イ
ンチのステンレス鋼で、乱流を維持する（１２００ｍｌ
／分以上）。各約４リットルの３つまたは４つのサンプ
ルをポリカーボネート容器に集める。各サンプルを約１
０分にわたって集め、キャップをはめる。バックグラウ
ンド・サンプルを試験していない方の給水ループからと
る。
細いチューブで給水中に、流れノズルより上流で、高度
精密計量ポンプを用いて、注入する。注入溶液を較正済
み工業用天びんにセットし、天びんに接続したコンピュ
ータで流量を測定し記録する。注入管は実用のものと同
じ位短い。 （３）ルビジウム溶液をサンプリング前に平衡が得られ
るまでの時間注入する。この時間の後、較正している流
れノズルの下流のサンプル点からサンプルを集める。サ
ンプル点は、給水への混合を確実にするのに十分な距離
注入点から離れた位置とする。すなわち、（下流距離）
／（パイプ直径）＞２００。サンプルラインは１／４イ
ンチのステンレス鋼で、乱流を維持する（１２００ｍｌ
／分以上）。各約４リットルの３つまたは４つのサンプ
ルをポリカーボネート容器に集める。各サンプルを約１
０分にわたって集め、キャップをはめる。バックグラウ
ンド・サンプルを試験していない方の給水ループからと
る。
【００１７】（４）工程（２）と（３）をもう一つの給
水ループについて繰り返す。 （５）標準溶液を調製するために、注入溶液の少量をと
る。重量測定法希釈を行うことにより、予想サンプル濃
度（１０ｐｐｂ）と大体同じになるように標準溶液をつ
くる。多数の希釈順序が可能である。１例を示すと、 −標準溶液１ｇを１０００ｇに希釈して、１８．９ｐｐ
ｍのルビジウム溶液を得る。
水ループについて繰り返す。 （５）標準溶液を調製するために、注入溶液の少量をと
る。重量測定法希釈を行うことにより、予想サンプル濃
度（１０ｐｐｂ）と大体同じになるように標準溶液をつ
くる。多数の希釈順序が可能である。１例を示すと、 −標準溶液１ｇを１０００ｇに希釈して、１８．９ｐｐ
ｍのルビジウム溶液を得る。
【００１８】−上記溶液４ｇを８０００ｇに希釈して、
９．４５ｐｐｂのルビジウム標準溶液を得る。 すべてのサンプルを取扱うのに十分な容量の標準溶液を
つくる。溶液を高精度に秤量するので、標準溶液をつく
る際に持ち込まれる不確実性は無視できる（約０．０１
％）。
９．４５ｐｐｂのルビジウム標準溶液を得る。 すべてのサンプルを取扱うのに十分な容量の標準溶液を
つくる。溶液を高精度に秤量するので、標準溶液をつく
る際に持ち込まれる不確実性は無視できる（約０．０１
％）。
【００１９】（６）サンプルを、イオンクロマトグラフ
ィおよび原子吸光分析を含む多数の化学的方法で分析す
る。イオンクロマトグラフィの場合、サンプルと標準溶
液の分析を交互にし、たとえば、標準溶液の測定５回の
後サンプルの測定５回を行う。このパターンを、必要な
ら、標準溶液とサンプル間のピーク面積の回帰分析の誤
差が０．２５％以下になるまで、繰り返す。一般式を次
に示す。
ィおよび原子吸光分析を含む多数の化学的方法で分析す
る。イオンクロマトグラフィの場合、サンプルと標準溶
液の分析を交互にし、たとえば、標準溶液の測定５回の
後サンプルの測定５回を行う。このパターンを、必要な
ら、標準溶液とサンプル間のピーク面積の回帰分析の誤
差が０．２５％以下になるまで、繰り返す。一般式を次
に示す。
【００２０】
【数３】Ａ０ｘＲ＋Ａ１ｘＮ＋定数＝ピーク面積 ここで、Ａ０＝第１係数 Ｒ＝試験数（時間に関係する） Ａ１＝第２係数 Ｎ＝標準溶液のとき０、サンプルのとき１ ピーク面積＝計算したピーク面積 Ａ０およびＡ１の値は、係数の誤差とともに回帰フィッ
トにより求める。Ａ０はデータに合う直線の傾斜を規定
し、Ａ１は標準溶液と給水サンプル間の段変化を規定す
る。標準濃度にこの係数によって規定される値を掛ける
と、ｐｐｂで表わした給水ルビジウム濃度になる。この
係数の誤差が０．２５％以下であれば、分析は成功とみ
なされる。
トにより求める。Ａ０はデータに合う直線の傾斜を規定
し、Ａ１は標準溶液と給水サンプル間の段変化を規定す
る。標準濃度にこの係数によって規定される値を掛ける
と、ｐｐｂで表わした給水ルビジウム濃度になる。この
係数の誤差が０．２５％以下であれば、分析は成功とみ
なされる。
【００２１】（７）各ループの給水流量を次の式から求
める。
める。
【００２２】
【数４】ＦＷｆ＝（ＩＮＪｆ＊ＩＮＪｃ）／ＦＷｃ つぎに、各サンプル期間から得られる値を、ノズルによ
り戻された値と比較する。ＩＮＪｆおよびＩＮＪｃから
の誤差は小さく、ＦＷｃが不確実性ＦＷｆを決定する際
の制限因子とある。この決定の総合誤差は０．５％以下
と予想される。
り戻された値と比較する。ＩＮＪｆおよびＩＮＪｃから
の誤差は小さく、ＦＷｃが不確実性ＦＷｆを決定する際
の制限因子とある。この決定の総合誤差は０．５％以下
と予想される。
【図１】この発明を実施するのに適当な形態に変更した
水冷核分裂炉プラントの冷却水回路の系統図である。
水冷核分裂炉プラントの冷却水回路の系統図である。
１０ 水冷核分裂炉プラント １２ 圧力容器 １４ 炉心 １８ 給水入口 ２２ 蒸気タービン ３６ 給水戻り配管 ３８ ノズルユニット ４０ ルビジウム塩注入手段 ４２ 溶液供給タンク
フロントページの続き (72)発明者 リン・エル・サンドバーグ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ホセ、アベリー・コート、4991番 (72)発明者 ジェームス・レオン・シンプソン アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ホセ、サン・マルコス・ドライブ、 1471番 (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 17/032 G01F 1/00
Claims (5)
- 【請求項１】 既知の高い濃度のルビジウム塩の溶液を
調製し、 このルビジウム塩溶液の既知の量を沸とう水核分裂炉の
冷却水系統の給水配管に注入し、 ルビジウム塩溶液の注入位置から下流に所定の距離のと
ころで給水配管中の注入溶液を含有する冷却水を採取
し、 注入溶液の少量を、注入溶液を含有する採取冷却水の予
想濃度近くに正確に希釈することにより基準ルビジウム
塩溶液を調製し、 基準溶液と採取冷却水とを分析して比較する工程を含む
ことを特徴とする、沸とう水核分裂炉の冷却水系統内の
冷却水の流量を測定する方法。 - 【請求項２】 前記ルビジウム塩を硝酸ルビジウム、炭
酸ルビジウムまたはしゅう酸ルビジウムとする請求項１
に記載の沸とう水核分裂炉の冷却水系統内の冷却水の流
量を測定する方法。 - 【請求項３】 ルビジウム塩を硝酸ルビジウムとする請
求項１に記載の沸とう水核分裂炉の冷却水系統内の冷却
水の流量を測定する方法。 - 【請求項４】 冷却水の流量を次式： 冷却水流量＝（注入流量）ｘ（注入濃度）／（冷却水濃
度） に従って計算する請求項１に記載の沸とう水核分裂炉の
冷却水系統内の冷却水の流量を測定する方法。 - 【請求項５】 既知の高い濃度のルビジウム塩の溶液を
調製し、 この既知濃度のルビジウム塩溶液の既知の量を沸とう水
核分裂炉の冷却水系統の給水配管に注入し、 ルビジウム塩溶液の注入位置から所定の距離の位置で給
水配管中の注入溶液を含有する冷却水のサンプルを採取
し、 注入溶液の少量を、注入溶液を含有する採取冷却水サン
プルの予想濃度近くに正確に希釈することにより同じル
ビジウム塩の基準溶液を調製し、 基準溶液と採取冷却水サンプルとを分析して比較し、 冷却水の流量を次式： 冷却水流量＝（注入流量）ｘ（注入濃度）／（冷却水濃
度） に従って計算する工程を含む、沸とう水核分裂炉の冷却
水系統内の冷却水の流量を測定する方法。
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