JP3216465B2 - 原子炉水位測定装置 - Google Patents
原子炉水位測定装置Info
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- JP3216465B2 JP3216465B2 JP02010495A JP2010495A JP3216465B2 JP 3216465 B2 JP3216465 B2 JP 3216465B2 JP 02010495 A JP02010495 A JP 02010495A JP 2010495 A JP2010495 A JP 2010495A JP 3216465 B2 JP3216465 B2 JP 3216465B2
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- 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
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- Measurement Of Levels Of Liquids Or Fluent Solid Materials (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉の原子炉
水位を測定する原子炉水位測定装置に関する。
水位を測定する原子炉水位測定装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器
の水位は通常運転時に起こりうる運転条件の変化，負荷
の変動及び外乱に対し原子炉を適切な運転範囲に維持し
制御する役割を持つ原子炉制御系における重要な制御パ
ラメーターである。また、原子炉の安全性を損なうおそ
れのある異常な過渡状態や誤動作が生じた時、あるいは
そのような事態の発生が予想される時に、その防止と抑
制のため起動する安全保護系における起動信号の一つに
なっている。
の水位は通常運転時に起こりうる運転条件の変化，負荷
の変動及び外乱に対し原子炉を適切な運転範囲に維持し
制御する役割を持つ原子炉制御系における重要な制御パ
ラメーターである。また、原子炉の安全性を損なうおそ
れのある異常な過渡状態や誤動作が生じた時、あるいは
そのような事態の発生が予想される時に、その防止と抑
制のため起動する安全保護系における起動信号の一つに
なっている。
【０００３】このように、原子炉運転に重要な原子炉水
位は原子炉圧力容器から導かれる蒸気を凝縮させ基準水
面が常に一定となる凝縮槽の基準水柱の水頭圧と、変動
する原子炉水位側の圧力を伝える変動水柱の水頭圧との
差圧を差圧検出器による連続測定することによって行わ
れている。差圧検出器の基準水柱側には圧力容器気相部
圧力＋基準水柱ヘッドが、変動水柱側には圧力容器気相
部圧力＋原子炉水位ヘッドがかかることとなり、変動水
柱側の発生圧力は原子炉水位レベルが変動するので差圧
によって原子炉水位を測定できる。このようなことは例
えば特開昭62−278412号公報に記載されている。
位は原子炉圧力容器から導かれる蒸気を凝縮させ基準水
面が常に一定となる凝縮槽の基準水柱の水頭圧と、変動
する原子炉水位側の圧力を伝える変動水柱の水頭圧との
差圧を差圧検出器による連続測定することによって行わ
れている。差圧検出器の基準水柱側には圧力容器気相部
圧力＋基準水柱ヘッドが、変動水柱側には圧力容器気相
部圧力＋原子炉水位ヘッドがかかることとなり、変動水
柱側の発生圧力は原子炉水位レベルが変動するので差圧
によって原子炉水位を測定できる。このようなことは例
えば特開昭62−278412号公報に記載されている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】凝縮槽に導かれる蒸気
中には、炉水の放射線分解により生じた微量の水素（２
ppm 程度）及び酸素（１５ppm 程度）が存在している。
これらのガスは凝縮槽へ蒸気と共に流入してくるが、蒸
気の凝縮後も凝縮槽の気相部に滞留する。これらの非凝
縮性ガスは、凝縮槽温度(約２８５℃)における溶解度
(水素３.７×１０-3［mol／l／atm］，酸素３.０×１０
-3［mol／l／atm］)に従い、凝縮槽液相部に各ガスの分
圧に応じて飽和するまで溶解し、凝縮槽気相と液相のガ
ス濃度は平衡状態に達する。このように流入蒸気の凝縮
により凝縮槽内水面が上昇すると、非凝縮ガスの溶け込
んだ凝縮水は蒸気流入配管を通って圧力容器へ排出され
る。この際、非凝縮性ガスが凝縮槽の気相ガス濃度と平
衡するまで溶け込んでいる余剰凝縮水が、蒸気流入配管
内で非凝縮性ガス濃度の低い蒸気相と対向接触すると液
相中のガス濃度が気相中の濃度と平衡になるように余剰
水中のガスが流入蒸気中に放出され再び凝縮槽に還流す
ることになる。凝縮槽内気相部には流入蒸気に含まれる
ガスと配管内で放出されるガスをあわせた量が流入する
ことになり、徐々に凝縮槽内には非凝縮性ガスが蓄積さ
れる。凝縮槽への非凝縮性ガスの蓄積は、特に蒸気流入
配管が長い場合や、蒸気配管に鉛直上方に曲がった部分
がある場合に起こり易くなる。配管が長いと凝縮槽から
排出される余剰凝縮水と流入蒸気の接触時間が長くな
り、凝縮水からのガス放出量が増加するためである。一
方、配管が上方に曲がっていると、凝縮槽から流出する
余剰凝縮水が落下飛沫となり、流入蒸気との接触表面積
が大きくなることにより、気相へのガス放出割合が大き
くなるためである。
中には、炉水の放射線分解により生じた微量の水素（２
ppm 程度）及び酸素（１５ppm 程度）が存在している。
これらのガスは凝縮槽へ蒸気と共に流入してくるが、蒸
気の凝縮後も凝縮槽の気相部に滞留する。これらの非凝
縮性ガスは、凝縮槽温度(約２８５℃)における溶解度
(水素３.７×１０-3［mol／l／atm］，酸素３.０×１０
-3［mol／l／atm］)に従い、凝縮槽液相部に各ガスの分
圧に応じて飽和するまで溶解し、凝縮槽気相と液相のガ
ス濃度は平衡状態に達する。このように流入蒸気の凝縮
により凝縮槽内水面が上昇すると、非凝縮ガスの溶け込
んだ凝縮水は蒸気流入配管を通って圧力容器へ排出され
る。この際、非凝縮性ガスが凝縮槽の気相ガス濃度と平
衡するまで溶け込んでいる余剰凝縮水が、蒸気流入配管
内で非凝縮性ガス濃度の低い蒸気相と対向接触すると液
相中のガス濃度が気相中の濃度と平衡になるように余剰
水中のガスが流入蒸気中に放出され再び凝縮槽に還流す
ることになる。凝縮槽内気相部には流入蒸気に含まれる
ガスと配管内で放出されるガスをあわせた量が流入する
ことになり、徐々に凝縮槽内には非凝縮性ガスが蓄積さ
れる。凝縮槽への非凝縮性ガスの蓄積は、特に蒸気流入
配管が長い場合や、蒸気配管に鉛直上方に曲がった部分
がある場合に起こり易くなる。配管が長いと凝縮槽から
排出される余剰凝縮水と流入蒸気の接触時間が長くな
り、凝縮水からのガス放出量が増加するためである。一
方、配管が上方に曲がっていると、凝縮槽から流出する
余剰凝縮水が落下飛沫となり、流入蒸気との接触表面積
が大きくなることにより、気相へのガス放出割合が大き
くなるためである。
【０００５】このようにして、凝縮槽気相部で非凝縮性
ガスの濃度が高くなると凝縮槽液相部のガス濃度が気相
中ガス濃度と平衡に達するまで気相中の非凝縮性ガスが
液相へ溶けこむために、液相中のガス濃度が上昇する。
凝縮槽液相の非凝縮性ガス濃度が高い状態で原子炉冷却
材喪失事故や自動減圧系の作動により原子炉が急速減圧
した場合には溶解しているガス量と大気圧での飽和ガス
量との差の量のガスが基準水柱配管内で気泡となり、急
激に気相部に放出されるため基準水柱の水を同時に放出
する。このため、原子炉の急速減圧時には検出水位が、
原子炉水位高側に誤差を生じ原子炉水位を正確に測定で
きなくなる。
ガスの濃度が高くなると凝縮槽液相部のガス濃度が気相
中ガス濃度と平衡に達するまで気相中の非凝縮性ガスが
液相へ溶けこむために、液相中のガス濃度が上昇する。
凝縮槽液相の非凝縮性ガス濃度が高い状態で原子炉冷却
材喪失事故や自動減圧系の作動により原子炉が急速減圧
した場合には溶解しているガス量と大気圧での飽和ガス
量との差の量のガスが基準水柱配管内で気泡となり、急
激に気相部に放出されるため基準水柱の水を同時に放出
する。このため、原子炉の急速減圧時には検出水位が、
原子炉水位高側に誤差を生じ原子炉水位を正確に測定で
きなくなる。
【０００６】本発明は上記点に対処して成されたもの
で、その目的とするところは原子炉の急速減圧時に非凝
縮性ガスによる原子炉水位測定の影響を除き正確に測定
できる原子炉水位測定装置を提供することにある。
で、その目的とするところは原子炉の急速減圧時に非凝
縮性ガスによる原子炉水位測定の影響を除き正確に測定
できる原子炉水位測定装置を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明の特徴とするとこ
ろは凝縮槽から流出する余剰凝縮水を原子炉圧力容器に
戻す凝縮水排水配管を設けたことにある。
ろは凝縮槽から流出する余剰凝縮水を原子炉圧力容器に
戻す凝縮水排水配管を設けたことにある。
【０００８】
【作用】原子炉圧力容器から凝縮槽に流入する蒸気と凝
縮槽から流出する余剰凝縮水とが対向接触することがな
くなるので余剰凝縮水中の非凝縮性ガスが凝縮槽に還流
しなくなる。そのため、凝縮槽気相部の凝縮性ガス濃度
が高くなるのを防止し、結果として凝縮槽液相部の凝縮
性ガス濃度を低くできる。
縮槽から流出する余剰凝縮水とが対向接触することがな
くなるので余剰凝縮水中の非凝縮性ガスが凝縮槽に還流
しなくなる。そのため、凝縮槽気相部の凝縮性ガス濃度
が高くなるのを防止し、結果として凝縮槽液相部の凝縮
性ガス濃度を低くできる。
【０００９】
【実施例】図１に本発明の一実施例を示す。
【００１０】図１において、原子炉圧力容器１の気相部
１ａと凝縮槽４の気相部が蒸気流入配管９により接続さ
れ、また凝縮槽４の基準水面５の位置と原子炉圧力容器
１の気相部１ａとが凝縮水排出配管１０により接続され
ている。凝縮水排出配管１０には下方に向けてＵ字型に
折曲したＵ字型シール１１が形成されている。凝縮槽４
は原子炉格納容器３の内部に設置されている。凝縮槽４
の液相部からは基準水柱配管６が格納容器３の壁を貫通
して格納容器３の外に設置された差圧検出器７に接続さ
れている。また、差圧検出器７は原子炉圧力容器１の液
相部１ｂと変動水柱配管８により接続されている。
１ａと凝縮槽４の気相部が蒸気流入配管９により接続さ
れ、また凝縮槽４の基準水面５の位置と原子炉圧力容器
１の気相部１ａとが凝縮水排出配管１０により接続され
ている。凝縮水排出配管１０には下方に向けてＵ字型に
折曲したＵ字型シール１１が形成されている。凝縮槽４
は原子炉格納容器３の内部に設置されている。凝縮槽４
の液相部からは基準水柱配管６が格納容器３の壁を貫通
して格納容器３の外に設置された差圧検出器７に接続さ
れている。また、差圧検出器７は原子炉圧力容器１の液
相部１ｂと変動水柱配管８により接続されている。
【００１１】この構成において、原子炉圧力容器１の気
相部１ａから蒸気流入配管９を介して蒸気が凝縮漕４に
導かれると凝縮槽４の内壁に接触して冷却され凝縮水に
なる。凝縮水は凝縮槽４の下部に溜まり、基準水面５か
ら溢れた水は凝縮水排出配管１０を通って原子炉圧力容
器１に戻される。Ｕ字型シール１１は原子炉圧力容器１
の気相部１ａから蒸気が逆流するのを防ぐ役を果してい
る。原子炉圧力容器１の気相部１ａからは蒸気流入配管
９を通って常に蒸気が流れ込んでくるため凝縮槽４から
水があふれている状態で水面５の高さは一定となり、差
圧検出器７に基準圧力を与えている。一方、変動水柱配
管８は原子炉水位の変動による圧力の変化を差圧検出器
７に伝え、この圧力差から原子炉水位が検出される。
相部１ａから蒸気流入配管９を介して蒸気が凝縮漕４に
導かれると凝縮槽４の内壁に接触して冷却され凝縮水に
なる。凝縮水は凝縮槽４の下部に溜まり、基準水面５か
ら溢れた水は凝縮水排出配管１０を通って原子炉圧力容
器１に戻される。Ｕ字型シール１１は原子炉圧力容器１
の気相部１ａから蒸気が逆流するのを防ぐ役を果してい
る。原子炉圧力容器１の気相部１ａからは蒸気流入配管
９を通って常に蒸気が流れ込んでくるため凝縮槽４から
水があふれている状態で水面５の高さは一定となり、差
圧検出器７に基準圧力を与えている。一方、変動水柱配
管８は原子炉水位の変動による圧力の変化を差圧検出器
７に伝え、この圧力差から原子炉水位が検出される。
【００１２】このようにして原子炉水位を検出するので
あるが、次にこの際の非凝縮性ガスの挙動を説明する。
あるが、次にこの際の非凝縮性ガスの挙動を説明する。
【００１３】凝縮槽４の気相部には炉水の放射線分解に
よって生成した非凝縮性ガスが蒸気とともに流入する。
本発明では蒸気の流路と凝縮水の流路が分離しているた
め、余剰の凝縮水中に溶解したガスが凝縮槽側に放出さ
れることなく原子炉圧力容器１に戻る。流入蒸気中のガ
ス流量と排出される凝縮水中のガス流量が等しくなる
と、凝縮槽４の気相部のガス濃度は気相−液相間のガス
の溶解−放出の割合に応じた濃度で安定しそれ以上の濃
縮は起こらない。この程度の凝縮槽４の気相部濃度では
減圧により溶解したガスが放出した時に失われる水量が
凝縮槽４の液相部容積よりも小さくなり、水頭高さの損
失を低く押さえることができる。その結果、原子炉水位
の測定にほとんど影響を与えることがなくなる。
よって生成した非凝縮性ガスが蒸気とともに流入する。
本発明では蒸気の流路と凝縮水の流路が分離しているた
め、余剰の凝縮水中に溶解したガスが凝縮槽側に放出さ
れることなく原子炉圧力容器１に戻る。流入蒸気中のガ
ス流量と排出される凝縮水中のガス流量が等しくなる
と、凝縮槽４の気相部のガス濃度は気相−液相間のガス
の溶解−放出の割合に応じた濃度で安定しそれ以上の濃
縮は起こらない。この程度の凝縮槽４の気相部濃度では
減圧により溶解したガスが放出した時に失われる水量が
凝縮槽４の液相部容積よりも小さくなり、水頭高さの損
失を低く押さえることができる。その結果、原子炉水位
の測定にほとんど影響を与えることがなくなる。
【００１４】次に、本発明の効果を定量的に説明する。
【００１５】圧力容器内に炉水の放射線分解によってあ
る一定濃度存在している非凝縮性ガスが圧力容器１から
凝縮槽４へ蒸気と共に流入し、凝縮槽内気相部のガス分
圧と温度に応じて飽和濃度まで凝縮水中に溶け込み、凝
縮槽４から溢れた余剰凝縮水と共に圧力容器へと戻る。
凝縮槽内で非凝縮性ガスの生成が無く全圧が一定とする
と、圧力容器１と凝縮槽４の間で非凝縮性ガスのマスバ
ランスが成立するとみなすことができる。このため、凝
縮槽内に蓄積する非凝縮性ガス分圧は次のようになる。
る一定濃度存在している非凝縮性ガスが圧力容器１から
凝縮槽４へ蒸気と共に流入し、凝縮槽内気相部のガス分
圧と温度に応じて飽和濃度まで凝縮水中に溶け込み、凝
縮槽４から溢れた余剰凝縮水と共に圧力容器へと戻る。
凝縮槽内で非凝縮性ガスの生成が無く全圧が一定とする
と、圧力容器１と凝縮槽４の間で非凝縮性ガスのマスバ
ランスが成立するとみなすことができる。このため、凝
縮槽内に蓄積する非凝縮性ガス分圧は次のようになる。
【００１６】図５に凝縮槽４におけるマスバランスを模
式的に示す。図５では、凝縮槽気相部の非凝縮性ガスが
蒸気流入配管９を通って圧力容器１に戻ることがなく、
基準水柱下端からのリークがないとしている。Ｑ１，Ｑ
２［mol／sec］は、それぞれ圧力容器１から凝縮槽４へ
の蒸気流入の過程におけるガス成分の流量と凝縮槽４か
ら圧力容器１への余剰凝縮水の流出の過程におけるガス
成分の流量である。蒸気流入配管９内でガスの溶解・放
出が起こらない場合には流入蒸気中ガス濃度と凝縮水中
濃度は等しいため、Ｑ１，Ｑ２は等しくなる。
式的に示す。図５では、凝縮槽気相部の非凝縮性ガスが
蒸気流入配管９を通って圧力容器１に戻ることがなく、
基準水柱下端からのリークがないとしている。Ｑ１，Ｑ
２［mol／sec］は、それぞれ圧力容器１から凝縮槽４へ
の蒸気流入の過程におけるガス成分の流量と凝縮槽４か
ら圧力容器１への余剰凝縮水の流出の過程におけるガス
成分の流量である。蒸気流入配管９内でガスの溶解・放
出が起こらない場合には流入蒸気中ガス濃度と凝縮水中
濃度は等しいため、Ｑ１，Ｑ２は等しくなる。
【００１７】Ｑ１は炉内蒸気中非凝縮性ガス濃度Ｃ［重
量基準ppm］と圧力容器１から凝縮槽４に流入する蒸気
流量Ｑｓ［ｇ／sec ］を用いて、以下の式で計算でき
る。
量基準ppm］と圧力容器１から凝縮槽４に流入する蒸気
流量Ｑｓ［ｇ／sec ］を用いて、以下の式で計算でき
る。
【００１８】
【数１】 Ｑ１＝ＱｓＣ／Ｍ …（数１） Ｍ：非凝縮性ガスの分子量［g/mol］ 一方、Ｑ２は凝縮槽内温度に依存するガス溶解度Ｋ［mo
l／ｇ／atm ］とガス分圧Ｐｓ［atm ］の積として凝縮
水単位重量当りに溶解する非凝縮性ガス量が計算できる
ため、余剰凝縮水流量Ｑｗ［ｇ／sec ］を用いて以下の
式で表わせる。
l／ｇ／atm ］とガス分圧Ｐｓ［atm ］の積として凝縮
水単位重量当りに溶解する非凝縮性ガス量が計算できる
ため、余剰凝縮水流量Ｑｗ［ｇ／sec ］を用いて以下の
式で表わせる。
【００１９】
【数２】 Ｑ２＝ＫＰｓＱｗ …（数２） 以上よりガス分圧Ｐｓが以下の式で表わせる。
【００２０】
【数３】 Ｐｓ＝ＱｓＣ／ＭＫＱｗ …（数３） 凝縮槽４及び配管９，１０にリークがないとすれば、流
入蒸気流量と排出凝縮水流量は等しくＱｓ＝Ｑｗであ
る。よって、定常状態にある凝縮槽において、気相部の
非凝縮性ガス分圧は次の式で表わされる。
入蒸気流量と排出凝縮水流量は等しくＱｓ＝Ｑｗであ
る。よって、定常状態にある凝縮槽において、気相部の
非凝縮性ガス分圧は次の式で表わされる。
【００２１】
【数４】 Ｐｓ＝Ｃ／ＭＫ …（数４） 一般に炉内ガス濃度は水素２ppm，酸素１５ppmであり、
ガスの溶解度は２８５℃において水素３.７×１０-3mol
／ｌ／atm，酸素３.０×１０-3mol／ｌ／atmである。分
子量Ｍは水素を２、酸素を３２として、水素と酸素につ
いて凝縮槽内ガス分圧を計算すると、それぞれ０.２７a
tm，０.１６atmとなる。この程度のガス分圧では、仮に
溶解したガスが放出されても失われる水頭高さは十分小
さいものとなる。
ガスの溶解度は２８５℃において水素３.７×１０-3mol
／ｌ／atm，酸素３.０×１０-3mol／ｌ／atmである。分
子量Ｍは水素を２、酸素を３２として、水素と酸素につ
いて凝縮槽内ガス分圧を計算すると、それぞれ０.２７a
tm，０.１６atmとなる。この程度のガス分圧では、仮に
溶解したガスが放出されても失われる水頭高さは十分小
さいものとなる。
【００２２】図２に本発明の他の実施例を示す。
【００２３】図２において図１と異なるところは蒸気の
逆流防止手段として逆止弁１２を設けたことである。図
２に示す実施例においても図１の実施例と同様に凝縮槽
気相部の凝縮性ガス濃度が高くなるのを防止できる。
逆流防止手段として逆止弁１２を設けたことである。図
２に示す実施例においても図１の実施例と同様に凝縮槽
気相部の凝縮性ガス濃度が高くなるのを防止できる。
【００２４】図３に本発明の他の実施例を示す。
【００２５】図３の実施例は原子炉圧力容器気相部に接
続されていた凝縮水排出配管１０を変動水柱配管８に接
続したものである。図３の実施例においても図１の実施
例と同様な効果を奏し得る。
続されていた凝縮水排出配管１０を変動水柱配管８に接
続したものである。図３の実施例においても図１の実施
例と同様な効果を奏し得る。
【００２６】図４に本発明の他の実施例を示す。
【００２７】図４の実施例は凝縮水排出配管１０を原子
炉圧力容器１の液相部に直接接続したものである。図４
の実施例においても図１の実施例と同様な効果を奏し得
ることは明らかなことである。
炉圧力容器１の液相部に直接接続したものである。図４
の実施例においても図１の実施例と同様な効果を奏し得
ることは明らかなことである。
【００２８】
【発明の効果】以上説明したように本発明によれば、凝
縮槽内の非凝縮性ガスの蓄積量が小さくなり凝縮槽液相
部の非凝縮性ガス濃度が十分に低くなるので原子炉の急
速減圧時に基準水柱配管内に発生する気泡の体積分，凝
縮槽から溢れて失われる水柱の量を十分低く抑えること
ができる。その結果として、原子炉の急速減圧が起こっ
た場合にも基準水柱が確保され、原子炉水位を正確に測
定できる。
縮槽内の非凝縮性ガスの蓄積量が小さくなり凝縮槽液相
部の非凝縮性ガス濃度が十分に低くなるので原子炉の急
速減圧時に基準水柱配管内に発生する気泡の体積分，凝
縮槽から溢れて失われる水柱の量を十分低く抑えること
ができる。その結果として、原子炉の急速減圧が起こっ
た場合にも基準水柱が確保され、原子炉水位を正確に測
定できる。
【図１】本発明の一実施例を示す構成図である。
【図２】本発明の他の実施例を示す構成図である。
【図３】本発明の他の実施例を示す構成図である。
【図４】本発明の他の実施例を示す構成図である。
【図５】本発明を説明するための非凝縮性ガスの挙動を
示す模式図である。
示す模式図である。
１…原子炉圧力容器、１ａ…原子炉圧力容器気相部、１
ｂ…原子炉圧力容器液相部、２…蒸気配管、３…原子炉
格納容器、４…凝縮槽、５…基準水面、６…基準水柱配
管、７…差圧検出器、８…変動水柱配管、９…蒸気流入
配管、１０…凝縮水排出配管、１１…字型Ｕシール、１
２…逆止弁。
ｂ…原子炉圧力容器液相部、２…蒸気配管、３…原子炉
格納容器、４…凝縮槽、５…基準水面、６…基準水柱配
管、７…差圧検出器、８…変動水柱配管、９…蒸気流入
配管、１０…凝縮水排出配管、１１…字型Ｕシール、１
２…逆止弁。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 17/00 G21C 17/02
Claims (6)
- 【請求項１】沸騰水型原子炉の圧力容器と，前記原子炉
圧力容器の気相部に蒸気流入配管を介して連結された凝
縮槽と，前記凝縮槽の下部液相部に基準水柱配管を介し
て連結されると共に前記原子炉圧力容器の液相部に変動
水柱配管を介して連結される差圧検出器と，前記凝縮槽
の基準水面から溢流する余剰凝縮水を前記原子炉圧力容
器の気相部に戻すものであって、前記原子炉圧力容器内
の蒸気の逆流を防止する逆流防止手段を有する凝縮水排
出配管とを具備することを特徴とする原子炉水位測定装
置。 - 【請求項２】請求項１において、前記逆流防止手段は前
記凝縮水排出配管を下方に向けてＵ字型に折曲して形成
したＵ字型シールであることを特徴とする原子炉水位測
定装置。 - 【請求項３】請求項１において、前記逆流防止手段は前
記凝縮水排出管に設けられる逆止弁であることを特徴と
する原子炉水位測定装置。 - 【請求項４】沸騰水型原子炉の圧力容器と，前記原子炉
圧力容器の気相部に蒸気流入配管を介して連結された凝
縮槽と，前記凝縮槽の下部液相部に基準水柱配管を介し
て連結されると共に前記原子炉圧力容器の液相部に変動
水柱配管を介して連結される差圧検出器と，前記凝縮槽
の基準水面から溢流する余剰凝縮水を前記原子炉圧力容
器の液相部に戻す凝縮水排出配管とを具備することを特
徴とする原子炉水位測定装置。 - 【請求項５】沸騰水型原子炉の圧力容器と，前記原子炉
圧力容器の気相部に蒸気流入配管を介して連結された凝
縮槽と，前記凝縮槽の下部液相部に基準水柱配管を介し
て連結されると共に前記原子炉圧力容器の液相部に変動
水柱配管を介して連結される差圧検出器と，前記凝縮槽
の基準水面から溢流する余剰凝縮水を前記変動水柱配管
に戻す凝縮水排出配管とを具備することを特徴とする原
子炉水位測定装置。 - 【請求項６】沸騰水型原子炉の圧力容器と、前記原子炉
圧力容器の気相部に蒸気流入配管を介して連結され、そ
の気相部に蒸気が導かれる凝縮槽と、前記凝縮槽の下部
液相部に基準水柱配管を介して連結されると共に前記原
子炉圧力容器の液相部に変動水柱配管を介して連結され
る差圧検出器と，前記凝縮槽の基準水面から溢流する余
剰凝縮水を前記凝縮槽に導かれる蒸気と非対向接触で前
記原子炉圧力容器内に戻す凝縮水排出配管とを具備する
ことを特徴とする原子炉水位測定装置。
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP02010495A JP3216465B2 (ja) | 1995-02-08 | 1995-02-08 | 原子炉水位測定装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP02010495A JP3216465B2 (ja) | 1995-02-08 | 1995-02-08 | 原子炉水位測定装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
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| JPH08220282A JPH08220282A (ja) | 1996-08-30 |
| JP3216465B2 true JP3216465B2 (ja) | 2001-10-09 |
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Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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| JP (1) | JP3216465B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP6117147B2 (ja) * | 2014-06-17 | 2017-04-19 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉水位計測装置 |
-
1995
- 1995-02-08 JP JP02010495A patent/JP3216465B2/ja not_active Expired - Fee Related
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| Publication number | Publication date |
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| JPH08220282A (ja) | 1996-08-30 |
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