JP6110765B2 - 外部電力を用いずに使用済み燃料プールの温度および液面を測定する方法およびシステム - Google Patents

外部電力を用いずに使用済み燃料プールの温度および液面を測定する方法およびシステム Download PDF

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Description

例示的な諸実施形態は、一般に原子炉に関し、より具体的には、外部電力を使用せずに実施できる使用済み燃料プール(SFP)の温度および液面を測定する方法およびシステムに関する。このシステムは、施設の電力が中断される、またはそれ以外で使用済み燃料プールの正常な冷却が損なわれることになる施設緊急事態の際に特に有益であり得る。
図1は、軽水型原子炉(LWR)の一例である従来の沸騰水型原子炉(BWR)原子炉建屋5の破断図である。例示的な諸実施形態は、加圧水型原子炉(PWR)または他のLWRなどの他の原子炉設計配置にも同様に適用できるので、この図は単なる一例にすぎないことを理解されたい。BWRで、使用済み燃料プール(SFP)10は、BWR原子炉1の動力源の燃料が使用された後に残る、使用済み燃料7を貯蔵するのに使用される貯蔵プールである。SFP 10は一般に、原子炉1に隣接して、その最上部の方の位置に配置される(図1に示すようにSFP 10は、原子炉1を保護する鋼製格納容器3およびコンクリート外殻4の外側の、二次格納容器内に設置される)。別の原子炉設計では、使用済み燃料プールが原子炉1と同じ施設高さに、または原子炉1より下になる高さに設置されることもあることに留意されたい。使用済み燃料7は一般に、再処理またはキャスク貯蔵へと送られる前に少なくとも5年間、使用済み燃料プール10内に貯蔵される。SFP 10は通常、深さが40フィート以上であり、使用済み燃料7を支持するように装備された床を有する。約8フィートの水が(使用済み燃料7自体の最上部より上に)、SFP 10の放射線レベルを許容限度内に保つために一般に必要である。
従来の燃料プール冷却浄化システム(図示せず)から供給される冷却水が流れることで、放射線からの防護が行われ、また冷却水が沸騰する(それによって使用済み燃料が外気に曝される)ことのないことを確実にするための低温にSFP 10が維持される。具体的には、従来の燃料プール冷却ポンプで水を使用済み燃料プールから燃料プール冷却浄化システムまで移動させる。従来の燃料プール冷却浄化システムでは、熱交換器および脱塩装置(いくつかの放射性同位体、および他の不純物を除去する)を用いて水を冷却および浄化する。次に、使用済み燃料プール冷却ポンプで低温浄化水をSFP 10に送り返す。
重大な施設事故時に、通常の施設電力が中断される可能性がある。特に、施設には、従来の使用済み燃料プール冷却ポンプを動作させ、使用済み燃料プール冷却浄化システムを作動させ、かつ燃料プール計測装置の電源となる、通常の電力がなくなる可能性がある。電力が長時間にわたって途絶した場合、燃料プール冷却浄化システムを使用することが中断されることにより、使用済み燃料プール内の水が温まり、最終的に沸騰することになる可能性がある。十分な沸騰が起こると、プールの水位が、使用済み燃料によって生じ得る放射線を効果的に遮蔽するのに十分な冷却水がもはや得られないレベルにまで低下する可能性がある。きわめて重大な緊急事態では、SFP 10内の水が沸騰し、使用済み燃料7が外気に曝されることになり得る程度まで蒸発する可能性がある。さらに、地震、火災または爆発などの他の事態では、沸騰がない場合でも使用済み燃料プールから水が失われることが起こり得る。このような非常事態では、施設の人員および環境に深刻な危険が及ぶおそれがある。
従来、SFP 10の水位は、スキマーサージタンク(SFP 10に取り付けられる)において水位測定器(外部電力が必要)によって間接的に監視される。また、SFP 10の温度は、使用済み燃料プール冷却システムにおいて温度計測器(やはり外部電力が必要)によって間接的に測定される。したがって、施設電力が途絶する可能性のある重大な施設事故時には、従来の温度測定器および水位測定器を使用できないことがあり得る。これにより施設操作員に、SFP 10内の水の真の温度および/または液面が知らされないことが起こり得る。この情報を知らないことにより、ある量の水を冷却し、かつ/またはSFP 10に戻すという、重大事故が起こることを防止するための予防措置をとることができない。
例示的な諸実施形態では、電力を使用せずに使用済み燃料プール(SFP)の温度および液面を測定する方法および/またはシステムを提示する。この方法およびシステムは、SFPの側壁に沿って取り付けることができるケーブルを含むことがあり、一連の熱電対がこのケーブルに付いている。それぞれの熱電対はそれ自体の電力を供給することができ(熱電対に曝された水により熱せられたときに)、そのため、熱電対を機能させるための外部電力が不要になる。これらの熱電対でSFP内の温度を測定することができる。温度を測定することにより、一連の熱電対でまた、SFP内の液面を測定することもできる。具体的には、周囲空気に曝された熱電対が水で覆われた熱電対とは著しく異なる温度を感知するので、SFPの液面を、各熱電対の温度測定値の差を比較することによって推測することができる。したがって、一連の熱電対は、外部電力を必要とせずに温度および液面両方の情報を与え得る。ケーブル(一端に熱電対付き)は、起こり得る施設事故時にSFPから離れた距離にいることができる施設人員に温度および液面の情報を提供するために、遠隔の場所で終端させることができる。
例示的な諸実施形態の上記および他の特徴および利点は、添付の図面を参照して例示的な諸実施形態を詳細に説明することによっていっそう明らかになるであろう。添付の図面は例示的な諸実施形態を描写するものであり、意図される特許請求の範囲を限定すると解釈されるべきではない。添付の図面は、明示されていない限り原寸に比例して描かれていると見なされてはならない。
従来の軽水型原子炉(LWR)原子炉建屋の1つの例示的設計の破断図である。 例示的な一実施形態による温度および水位測定システムの概略図である。 例示的な一実施形態による温度および水位測定システムを使用する方法の流れ図である。
本明細書では、詳細な例示的諸実施形態を開示する。しかし、本明細書で開示される特定の構造上および機能上の細部は、例示的な諸実施形態について説明することが目的の代表的なものにすぎない。しかし、例示的な諸実施形態は、本明細書に示された諸実施形態だけに限定されると解釈されるべきではなく、多くの代替形態として具現化することができる。
したがって、例示的な諸実施形態には様々な修正形態および代替形態が可能であるが、これらの諸実施形態は図面に例示的に示されており、本明細書で詳細に説明される。しかし、例示的な諸実施形態を開示された特定の形態に限定する意図はなく、それとは反対に、例示的な諸実施形態は、例示的な諸実施形態の範囲に入るすべての修正形態、等価物、および代替形態を包含するものであることを理解されたい。図の説明全体を通して、同じ番号は同じ要素を指す。
第1、第2などの用語が、様々な要素を説明するために本明細書で用いられることがあるが、こうした要素がこれらの用語によって限定されるべきではないことを理解されたい。これらの用語は単に、1つの要素を別のものと区別するために用いられるにすぎない。例えば、第1の要素が第2の要素と呼ばれることがあり、同様に、第2の要素が第1の要素と呼ばれることが、例示的な諸実施形態の範囲から逸脱することなくあり得る。本明細書では「および/または」という用語は、関連する列挙品目のうちの1つまたは複数のいずれかの、またはすべての組合せを含む。
ある要素が別の要素と「接続」または「結合」されていると言及される場合、その要素は別の要素と直に接続または結合されていることがあり、あるいは介在要素が存在することがあることを理解されたい。対照的に、ある要素が別の要素と「直に接続」または「直に結合」されていると言及される場合には、存在する介在要素がない。要素間の関係を説明するのに用いられる他の語も同様に解釈されたい(例えば、「間の」に対し「直に間の」、「隣接する」に対し「直に隣接する」など)。
本明細書で用いられる術語は、特定の諸実施形態を説明することだけが目的であり、例示的な諸実施形態を限定するものではない。本明細書では、単数形「1つの(a)」、「1つの(an)」および「その(the)」は、それ以外の指示がない限り複数形もまた含むものである。「含む(comprises)」、「含んでいる(comprising)」、「含む(includes)」、「含んでいる(including)」という用語は、本明細書で用いられる場合、提示された特徴、完全体、ステップ、操作、要素、および/または構成要素が存在することを明示するが、1つまたは複数の他の特徴、完全体、ステップ、操作、要素、構成要素、および/またはこれらの群が存在すること、または追加されることを排除しないことをさらに理解されたい。
いくつかの代替実施態様では、示された機能/活動は、図に示された順序から外れて起こりうることにもまた留意されたい。例えば、連続して示された2つの図が、関連する機能/活動に応じて、実際にはほぼ同時に実行されること、または場合により反対の順序で実行されることがある。
図2は、例示的な一実施形態による温度および水位測定システム30の概略図である。システム30はケーブル20を含むことがあり、ケーブル20の下端部には熱電対(TC1〜TCn)が付けられている。熱電対付きケーブル20の端部は、ブラケット10dによってSFP 10の側壁10aに沿って垂直に取り付けることができる。ケーブル20は、SFP 10の側面下方へ、SFP 10の床10bに近い深さまで延び得る。ケーブル20および熱電対(TC1〜TCn)は、使用済み燃料7の保守および/または移動に支障がないように、SFP 10内の使用済み燃料7からある距離離れたところに設置することができる。
熱電対(TC1〜TCn)を使用して、SFP 10内部の温度測定値を取得することができる。そうすることで、SFP 10の液面10cは、熱電対の各温度指示値を互いに比較することによって推測することができる。具体的には、周囲空気に曝された熱電対(TC10〜TC12など)は、水位10cより下の熱電対(TC1〜TC9)とは著しく異なる温度指示値を与える。例えば、水がSFP10内にありおよびSFP 10上方の周囲空気がほぼ室温である場合、水位10cより下の熱電対(TC1〜TC9)は通常、水位10cより上の熱電対(TC10〜TC12)の温度指示値よりも著しく低い温度指示値を与える。したがって水位10cは、熱電対TC9とTC10の間にあると推測することができる。したがって、熱電対TC9およびTC10の高さ(SFP 10の床10bに対する高さ)を知ることによって、液面10cを決定することができる。さらに、施設事故が発生し、SFP 10内の水が著しく熱くなった場合には(約212°Fの沸騰に達し得る温度まで)、SFP 10内の液面は、より低い液面10eまで低下し得る(熱せられた水の沸騰/蒸発により)。水は事故時に熱くなるので、水位10eより下の熱電対(具体的には熱電対TC1〜TC6)は、空気に曝された熱電対(具体的には熱電対TC10〜TC12、ならびに沸騰/蒸発により空気に曝された熱電対TC7〜TC9)よりも高い温度指示値を与える。したがって水位10eは、熱電対TC6とTC7の間にあると推測することができる。したがって、熱電対TC6およびTC7の高さ(SFP 10の床10bに対する高さ)を知ることによって、液面10eを特定することができる。
各熱電対TCは、ケーブル20に沿って互いにほぼ等距離に間隔を置いて配置することができる。熱電対の数を増やす(それによって熱電対間の間隔が減少する)ことで、システム30の水位測定の精度を向上することができる。さらに、水位測定値を取得する前に、システム30で正確な液面測定値が得られるように、SFP 10の床10bとそれぞれの熱電対TCの間の距離の正確な測定値を得なければならない。
周囲の熱(SFP 10内の水、およびSFP 10上方の空気からの熱)で熱電対(TC1〜TCn)を機能させることができるので、システム30を動作させるための外部電力は不要である。配線22は、ケーブル20の最上部に付けることができる。配線の端子部21は、SFP 10からある距離離れたところに位置する遠隔の場所まで延び得る。遠隔の場所には、配線の端子部21を介して熱電対TCに取り付けられた簡易マルチメータ24またはマルチ電圧指示器24が含まれ得る。これにより、施設事故時のSFP 10の潜在的に危険な環境から安全な距離にある場所で、施設人員に温度および水位測定情報がもたらされ得る。
プロセッサ25は、任意選択でシステム30に含まれ得る。プロセッサ25は、簡易マルチメータ24またはマルチ電圧指示器24と通信することができる。SFP 10内の液面を推測するために、プロセッサ25を使用して熱電対TCから出力される温度を比較することができる。SFP 10内の液面を推測するのに、熱電対TCから出力される温度の比較を、プロセッサ25を使用する代わりに手動で(人が)することもできる。
図3は、例示的な一実施形態による温度および水位測定システム30を使用する方法の流れ図である。ステップS40は、それぞれの熱電対(TC1〜TC12)の温度を測定するステップを含む。ステップS42は、各熱電対の温度を互いに比較するステップを含む。この比較には、熱電対(TC1〜TC12)の2つの群間の顕著な温度差を特定することが含まれ得る。例えば、SFP 10内の液体が10cにある場合(図2に示す)、熱電対TC1〜TC9が、ある共通の温度指示値を共有する可能性があり、熱電対TC10〜TC12が、ある共通の温度指示値を共有する可能性がある(ただしTC1〜TC9の温度とTC10〜TC12の温度は、互いに著しく異なる可能性がある)。ステップS44は、各熱電対温度指示値を比較することに基づきSFP 10の液面10cを推測するステップを含む。例えば、ある顕著な温度差が熱電対群TC1〜TC9とTC10〜TC12に共通してあることが分かると、連続する熱電対TC9とTC10が水位10cを取り囲んでいると推測することができる。TC9およびTC10が、SFP 10の床10bから既知の距離にあれば、水位10cの高さ(TC9/TC10間のどこかの高さ)を特定することができる。ステップS44は、手動で(人が)実施すること、またはプロセッサ25で実施することができる。
例示的な諸実施形態をこのように説明してきたが、これらの実施形態は様々に変えることができることは明らかである。このような変形形態は、例示的な諸実施形態の意図された趣旨および範囲から逸脱するものと見なされるべきではなく、当業者には明らかなように、すべてのこのような修正は添付の特許請求の範囲内に含まれるものである。
1 原子炉
3 鋼製格納容器
4 コンクリート外殻
5 沸騰水型原子炉(BWR)原子炉建屋
7 使用済み燃料
10 使用済み燃料プール(SFP)
10a SFPの側壁
10b SFPの床
10c SFPの液面
10d ブラケット
10e 液面、水位
20 ケーブル
21 配線の端子部
22 配線
24 簡易マルチメータ、マルチ電圧指示器
25 プロセッサ
30 温度および水位測定システム、システム

Claims (6)

  1. 使用済み燃料プール用のシステムであって、
    前記使用済み燃料プールの側壁に沿って垂直に取り付けられるケーブルと、
    前記ケーブルに付けられた複数の熱電対と、
    前記熱電対が、互いに離され既知の距離を置いて配置され、かつ温度測定値を取得するように構成され、
    前記温度測定値を比較して2つの群に分けて、前記2つの群の境界となる2つの連続する熱電対を特定して前記使用済み燃料プール内の液面を推測する手段と、
    を備え、
    前記手段は、
    事故時には、前記使用済み燃料プールの底床近傍の温度と近い第1の温度を有する第1の群と、前記第1の温度より顕著に低い温度を示す第2の群とに分け、
    非事故時には、前記第1の温度を有する第1の群と、前記第1の温度より顕著に高い温度を示す第2の群とに分ける、
    前記複数の熱電対からの信号を取得するのに外部電力が不要である、
    システム。
  2. 前記ケーブルの下端部が、前記使用済み燃料プールの底床に近い位置まで下方に延びる、請求項1に記載のシステム。
  3. 前記複数の熱電対に付けられた配線と、
    前記使用済み燃料プールに対して遠隔の場所に設置された、マルチメータおよびマルチ電圧指示器のうちの1つと、
    をさらに備え、
    前記複数の熱電対が、前記配線を介して前記マルチメータまたは前記マルチ電圧指示器に電気的に接続される、
    請求項1または2に記載のシステム。
  4. 前記熱電対間の間隔がほぼ等距離であり、
    それぞれの熱電対が、前記使用済み燃料プールの底床から既知の距離にある、
    請求項1から3のいずれかに記載のシステム。
  5. 前記複数の熱電対を使用して温度を測定するステップを含む、請求項1から4のいずれかに記載のシステムを使用する方法。
  6. 前記温度を比較する前記ステップがプロセッサによって実施される、請求項5に記載の方法。
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Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108225481A (zh) * 2016-12-09 2018-06-29 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 一种多运行工况下乏燃料水池液位监测系统及方法
CN106500798B (zh) * 2016-12-16 2024-01-05 宁波奥崎自动化仪表设备有限公司 一种通过导热块导热的分段加热式多点热电偶液位探测器
CN106768159B (zh) * 2017-02-27 2023-11-21 宁波奥崎自动化仪表设备有限公司 一种核电站反应堆堆芯液位探测器
JP6752169B2 (ja) * 2017-03-14 2020-09-09 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 熱電対式液位計測システム
CN109974808B (zh) * 2017-12-27 2024-03-19 核动力运行研究所 一种乏燃料水池自补偿式液位测量系统
CN109102910A (zh) * 2018-09-21 2018-12-28 上海核工程研究设计院有限公司 一种确定乏燃料棒束最小喷淋流量密度的试验装置和方法
CN110853781B (zh) * 2019-10-24 2021-12-03 中广核工程有限公司 一种核电站乏燃料水池综合监测系统和方法
CN111323098A (zh) * 2020-02-28 2020-06-23 中广核研究院有限公司 一种用于反应堆堆芯水位测量的传感器

Family Cites Families (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2279043A (en) * 1939-06-30 1942-04-07 Standard Oil Dev Co Fluid level device
US3360990A (en) * 1964-12-31 1968-01-02 Norman D. Greene Thermoelectric liquid level indicating system
US3872311A (en) * 1973-07-05 1975-03-18 Westinghouse Electric Corp Self-powered neutron detector
US4197463A (en) * 1978-05-25 1980-04-08 Westinghouse Electric Corp. Compensated self-powered neutron detector
US4237380A (en) * 1978-06-27 1980-12-02 Westinghouse Electric Corp. Self-powered radiation detector with insulated inner and outer collector electrodes
US4267454A (en) * 1978-06-27 1981-05-12 Westinghouse Electric Corp. Self-powered radiation detector with conductive emitter support
JPS5684520A (en) * 1979-12-13 1981-07-09 Japan Atom Energy Res Inst Water-level detector of nuclear reactor
US4381451A (en) * 1980-11-05 1983-04-26 Westinghouse Electric Corp. Core self-powered radiation detector for determining thermal and epithermal flux
SE435432B (sv) * 1981-03-30 1984-09-24 Asea Atom Ab Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten
US4406011A (en) * 1981-06-16 1983-09-20 Burns Thomas J Gamma thermometer based reactor core liquid level detector
JPS59112290A (ja) * 1982-12-20 1984-06-28 株式会社東芝 原子炉々心監視装置
US4592230A (en) * 1983-07-18 1986-06-03 Scandpower, Inc. Apparatus for and method of determining the liquid coolant level in a nuclear reactor
FR2552876B1 (fr) * 1983-09-29 1985-10-25 Commissariat Energie Atomique Systeme thermique de mesure de niveau de liquide
JPS6176913A (ja) * 1984-09-25 1986-04-19 Hitachi Ltd 熱電対式液面計
JPH032627A (ja) * 1989-05-31 1991-01-09 Hitachi Ltd 液面レベル検出方法
US5211904A (en) * 1990-12-10 1993-05-18 General Electric Company In-vessel water level monitor for boiling water reactors
US5251242A (en) * 1992-06-22 1993-10-05 Westinghouse Electric Corp. Bi-metallic, self powered, fixed incore detector, and method of calibrating same
JP3462885B2 (ja) * 1993-03-11 2003-11-05 株式会社東芝 原子炉の出力測定装置およびその製造方法
US5745538A (en) * 1995-10-05 1998-04-28 Westinghouse Electric Corporation Self-powered fixed incore detector
JP3831466B2 (ja) * 1997-04-01 2006-10-11 関西電力株式会社 原子炉格納容器の再循環空調装置
JP4723963B2 (ja) * 2005-09-15 2011-07-13 株式会社東芝 炉心冷却材温度測定装置、炉心冷却材温度測定方法および原子炉監視装置
JP2009180526A (ja) * 2008-01-29 2009-08-13 Toshiba Corp 燃料プール水補給システム
US8348504B2 (en) * 2010-05-12 2013-01-08 Wireless Sensor Technologies, Llc Wireless temperature measurement system and methods of making and using same
US8767903B2 (en) * 2011-01-07 2014-07-01 Westinghouse Electric Company Llc Wireless in-core neutron monitor
US20120300892A1 (en) * 2011-05-09 2012-11-29 Bell Dennis L Passive Gamma Thermometer Level Indication And Inadequate Core Monitoring System And Methods For Power Reactor Applications During A Station Electrical Blackout (SBO) Or Prolonged Station Blackout (PSBO) Event
US20130083883A1 (en) * 2011-10-04 2013-04-04 Westinghouse Electric Company Llc Pool level indication system
JP5583153B2 (ja) * 2012-01-26 2014-09-03 株式会社東芝 液面レベル検知装置及び方法

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