JPH0212034A - 原子炉格納容器漏洩率測定装置 - Google Patents
原子炉格納容器漏洩率測定装置Info
- Publication number
- JPH0212034A JPH0212034A JP63160898A JP16089888A JPH0212034A JP H0212034 A JPH0212034 A JP H0212034A JP 63160898 A JP63160898 A JP 63160898A JP 16089888 A JP16089888 A JP 16089888A JP H0212034 A JPH0212034 A JP H0212034A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- differential pressure
- rcv
- containment vessel
- pressure
- vessel
- 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
Links
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims abstract description 11
- 238000009530 blood pressure measurement Methods 0.000 description 9
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 230000008602 contraction Effects 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Examining Or Testing Airtightness (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
(産業上の利用分計)
本発明は、原子力発電所の定期検査時に行なわれる原子
炉格納容器漏洩率試験に用いられる原子炉格納容器漏洩
率測定装置に関する。
炉格納容器漏洩率試験に用いられる原子炉格納容器漏洩
率測定装置に関する。
(従来の技術)
原子炉格納容器漏洩率試験は、原子炉格納容器の所定の
圧力まで加圧した後、基準容器内圧と格納容器内圧との
差圧の変動を測定し、この差圧と格納容器内の温度と湿
度より漏えい率を求めていた。
圧力まで加圧した後、基準容器内圧と格納容器内圧との
差圧の変動を測定し、この差圧と格納容器内の温度と湿
度より漏えい率を求めていた。
以下、第2図を参照して、g子炉格納容器漏洩率測定装
置の従来例について説明する。第2図において、yX子
炉格納容器(以下RCVと呼ぶ)1内の代表的な場所に
は複数個の基準容器2が配置されている。この基準容器
2は基準容器連結チューブ(以下チューブと呼ぶ)3に
よって連結されており、この基準容器2.チューブ3の
内圧はRCVlの基準圧力に設定されている。この基準
圧力に設定されたチューブ3は原子炉建屋5内に配設さ
゛れた差圧検出器4と基準容器内圧測定用配管6によっ
て接続されている。この差圧検出器4は他にRCV 1
に開放し RCV l内の内圧を測定するための原子炉
格納容器内圧測定用配管7が配設されている。この原子
炉格納容器内圧測定用配管7には漏洩率試験時にRCV
内を所定圧まで加圧させる加圧用配管14が接続されて
おり、この加圧用配管14には弁13を介して端部に加
圧口12が形成されている。
置の従来例について説明する。第2図において、yX子
炉格納容器(以下RCVと呼ぶ)1内の代表的な場所に
は複数個の基準容器2が配置されている。この基準容器
2は基準容器連結チューブ(以下チューブと呼ぶ)3に
よって連結されており、この基準容器2.チューブ3の
内圧はRCVlの基準圧力に設定されている。この基準
圧力に設定されたチューブ3は原子炉建屋5内に配設さ
゛れた差圧検出器4と基準容器内圧測定用配管6によっ
て接続されている。この差圧検出器4は他にRCV 1
に開放し RCV l内の内圧を測定するための原子炉
格納容器内圧測定用配管7が配設されている。この原子
炉格納容器内圧測定用配管7には漏洩率試験時にRCV
内を所定圧まで加圧させる加圧用配管14が接続されて
おり、この加圧用配管14には弁13を介して端部に加
圧口12が形成されている。
前記差圧検出器4にて測定された差圧信号は、差圧信号
ケーブル8を介して計算機9に入力される。
ケーブル8を介して計算機9に入力される。
さらにこの計算機9はRCV 1から温度信号ケーブル
10、湿度信号ケーブル11を介して温度信号及び湿度
信号が入力される。そして、この入力された差圧、温度
、湿度の検出値によってRCV l内の漏洩率が求めら
れていた。
10、湿度信号ケーブル11を介して温度信号及び湿度
信号が入力される。そして、この入力された差圧、温度
、湿度の検出値によってRCV l内の漏洩率が求めら
れていた。
(発明が解決しようとする課題)
従来の原子炉格納容器漏洩率測定装置においては、圧力
測定用配管を原子炉建屋まで伸ばしているため、 R
CVと原子炉建屋との間に温度差が生じた場合、この圧
力測定用配管内の気体が膨張又は収縮する。この膨張及
び収縮は容積の大きなRCVに接続された原子炉格納容
器内圧測定用配管についてはほとんど影響を及ぼさない
が、容積が小さい基準容器に接続された基準容器内圧測
定用配管の場合は、この膨張や収縮により、内圧が左右
される可能性がある。これにより、本来RCVの基準の
圧力であるはずの基準容器内圧がRCV外の条件により
変動するという問題が生じ、正確な原子炉格納容器漏洩
率が求められなくなる可能性があった。
測定用配管を原子炉建屋まで伸ばしているため、 R
CVと原子炉建屋との間に温度差が生じた場合、この圧
力測定用配管内の気体が膨張又は収縮する。この膨張及
び収縮は容積の大きなRCVに接続された原子炉格納容
器内圧測定用配管についてはほとんど影響を及ぼさない
が、容積が小さい基準容器に接続された基準容器内圧測
定用配管の場合は、この膨張や収縮により、内圧が左右
される可能性がある。これにより、本来RCVの基準の
圧力であるはずの基準容器内圧がRCV外の条件により
変動するという問題が生じ、正確な原子炉格納容器漏洩
率が求められなくなる可能性があった。
本発明では、RCV外の温度が原子炉格納容器漏洩率の
測定に及ぼす影響を排除させることのできる原子炉格納
容器漏洩率測定装置を得ることを目的とする。
測定に及ぼす影響を排除させることのできる原子炉格納
容器漏洩率測定装置を得ることを目的とする。
(課題を解決するための手段)
上記目的を達成するために、本発明においては、RCV
内に設置された差圧検出器の一端をRCV雰囲気に開放
し、他端を測定基準圧力を与える基準容器に接続し、こ
の基準容器にて与えられた測定基準圧力とRCV内の圧
力の差圧を前記差圧検出器内で差圧信号に変換し、この
差圧検出器から発信された差圧信号からRCV外に配設
された漏洩率表示装置に前記差圧検出器にて検出された
差圧を基にして求められた漏洩率を表示して成ることを
特徴とする原子炉格納容器漏洩率測定装置を提供する。
内に設置された差圧検出器の一端をRCV雰囲気に開放
し、他端を測定基準圧力を与える基準容器に接続し、こ
の基準容器にて与えられた測定基準圧力とRCV内の圧
力の差圧を前記差圧検出器内で差圧信号に変換し、この
差圧検出器から発信された差圧信号からRCV外に配設
された漏洩率表示装置に前記差圧検出器にて検出された
差圧を基にして求められた漏洩率を表示して成ることを
特徴とする原子炉格納容器漏洩率測定装置を提供する。
(作 用)
このように構成された原子炉格納容器漏洩率測定装置に
おいては、差圧検出器をRCV内に設置したため、この
差圧検出器に接続された圧力測定用配管は、原子炉格納
容器雰囲気中に置かれることになる。このため、基準容
器の内圧は原子炉格納容器内部の温度変化だけが影響を
与えることになるため、この内圧を原子炉格納容器の基
準の圧力と見做すことができる。また原子炉格納容器内
圧と基準容器2内との差圧は差圧検出器内で電気信号に
変換されケーブルを介して原子炉格納容器外に伝達され
るため、温度変化による影響を受けない。これにより、
より正確な漏洩率の測定が可能となる。
おいては、差圧検出器をRCV内に設置したため、この
差圧検出器に接続された圧力測定用配管は、原子炉格納
容器雰囲気中に置かれることになる。このため、基準容
器の内圧は原子炉格納容器内部の温度変化だけが影響を
与えることになるため、この内圧を原子炉格納容器の基
準の圧力と見做すことができる。また原子炉格納容器内
圧と基準容器2内との差圧は差圧検出器内で電気信号に
変換されケーブルを介して原子炉格納容器外に伝達され
るため、温度変化による影響を受けない。これにより、
より正確な漏洩率の測定が可能となる。
また、差圧検出器を原子炉格納容器内に納めたため、基
準容器に接続された圧力測定用配管を大幅に短縮させる
ことができる。
準容器に接続された圧力測定用配管を大幅に短縮させる
ことができる。
(実施例)
以下1本発明の一実施例に係る原子炉格納容器漏洩率測
定装置を第1図を参照し°C説明する。なお、第1図に
おいて第2図と同一部分には同一符号を付し、その部分
の構成の説明は省略する。
定装置を第1図を参照し°C説明する。なお、第1図に
おいて第2図と同一部分には同一符号を付し、その部分
の構成の説明は省略する。
第1図において、差圧検出器15はRCV l内に配設
されている。この差圧検出器15とチューブ3はJ&準
容器内圧測定用配’!?16によって接続されており、
この差圧検出器15には一端をRCV 1に開放した格
納容器内圧測定用配管17が接続されている、この差圧
検出器15にて求められたRCV 1と基準容器2内の
差圧は電気イn号に変換され差圧信号ケーブル18を介
して原子炉建屋5内の計算機9に入力される。そして、
温度信号ケーブル10.湿度信号ケーブル11を介して
入力された入力値によって漏洩率が計算される。
されている。この差圧検出器15とチューブ3はJ&準
容器内圧測定用配’!?16によって接続されており、
この差圧検出器15には一端をRCV 1に開放した格
納容器内圧測定用配管17が接続されている、この差圧
検出器15にて求められたRCV 1と基準容器2内の
差圧は電気イn号に変換され差圧信号ケーブル18を介
して原子炉建屋5内の計算機9に入力される。そして、
温度信号ケーブル10.湿度信号ケーブル11を介して
入力された入力値によって漏洩率が計算される。
また、前記原子炉建屋5には一端をRCV 1に開放し
、漏洩率試験時にRCV l内を所定圧まで加圧させる
ための加圧用配管19が弁20を介して配設されており
、この加圧用配管19の原子炉建屋5側の端部には加圧
口21が配設されている。
、漏洩率試験時にRCV l内を所定圧まで加圧させる
ための加圧用配管19が弁20を介して配設されており
、この加圧用配管19の原子炉建屋5側の端部には加圧
口21が配設されている。
よって1本発明の一実施例に係る原子炉格納容器漏洩率
測定′AA装置によれば、 差圧検出器4を Cv RCV雰囲気内に置くことになる。 このため、これら
の圧力測定系に格納容器外環境からの影響を非ノア ■を短縮させることができる。これにより、漏洩率測定
値の(ff頼性が大きくなり、また装置の物量を軽減さ
せることができる。
測定′AA装置によれば、 差圧検出器4を Cv RCV雰囲気内に置くことになる。 このため、これら
の圧力測定系に格納容器外環境からの影響を非ノア ■を短縮させることができる。これにより、漏洩率測定
値の(ff頼性が大きくなり、また装置の物量を軽減さ
せることができる。
以上詳述したように、本発明によれは、原子炉格納容器
の内圧と、基準容器内圧力との差圧検出値は原子炉格納
容器外環境による影響を全く受けることがなく、より正
確な測定を可能とすることができ、また、基準容器内圧
の圧力測定用配管を大幅に短縮させることができる。
の内圧と、基準容器内圧力との差圧検出値は原子炉格納
容器外環境による影響を全く受けることがなく、より正
確な測定を可能とすることができ、また、基準容器内圧
の圧力測定用配管を大幅に短縮させることができる。
第1図は本発明の一実施例に係る原子炉格納容器漏洩率
測定装置の系統図、第2図は原子炉格納容器漏洩率測定
装置の従来例を示す系統図である。 1・・・原子炉格納容器 2・・・基準容器3
・・・基準容器連結チューブ 9・・・計算機15・
・・差圧検出器 16・・・基準容器内圧測定用配管 17・・・格納容器内圧測定用配管 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第 図 第 図
測定装置の系統図、第2図は原子炉格納容器漏洩率測定
装置の従来例を示す系統図である。 1・・・原子炉格納容器 2・・・基準容器3
・・・基準容器連結チューブ 9・・・計算機15・
・・差圧検出器 16・・・基準容器内圧測定用配管 17・・・格納容器内圧測定用配管 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第 図 第 図
Claims (1)
- 原子炉格納容器内に設置された差圧検出器の一端を原子
炉格納容器雰囲気に開放し、他端を測定基準圧力を与え
る基準容器に接続し、この基準容器にて与えられた測定
基準圧力と原子炉格納容器内の圧力の差圧を前記差圧検
出器内で差圧信号に変換し、この差圧検出器から発信さ
れた差圧信号から原子炉格納容器外に配設された漏洩率
表示装置に前記差圧検出器にて検出された差圧を基にし
て求められた漏洩率を表示して成ることを特徴とする原
子炉格納容器漏洩率測定装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63160898A JPH0212034A (ja) | 1988-06-30 | 1988-06-30 | 原子炉格納容器漏洩率測定装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63160898A JPH0212034A (ja) | 1988-06-30 | 1988-06-30 | 原子炉格納容器漏洩率測定装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0212034A true JPH0212034A (ja) | 1990-01-17 |
Family
ID=15724743
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63160898A Pending JPH0212034A (ja) | 1988-06-30 | 1988-06-30 | 原子炉格納容器漏洩率測定装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0212034A (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5214957A (en) * | 1992-03-31 | 1993-06-01 | Hydro-Quebec | Integrity and leak rate testing of a hermetic building |
CN103903660A (zh) * | 2012-12-26 | 2014-07-02 | 中国辐射防护研究院 | 一种卤素发生器 |
CN110189840A (zh) * | 2019-06-19 | 2019-08-30 | 广西防城港核电有限公司 | 核电站临界启机阶段安全壳泄漏率状态判断的方法 |
-
1988
- 1988-06-30 JP JP63160898A patent/JPH0212034A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5214957A (en) * | 1992-03-31 | 1993-06-01 | Hydro-Quebec | Integrity and leak rate testing of a hermetic building |
CN103903660A (zh) * | 2012-12-26 | 2014-07-02 | 中国辐射防护研究院 | 一种卤素发生器 |
CN110189840A (zh) * | 2019-06-19 | 2019-08-30 | 广西防城港核电有限公司 | 核电站临界启机阶段安全壳泄漏率状态判断的方法 |
CN110189840B (zh) * | 2019-06-19 | 2021-11-16 | 广西防城港核电有限公司 | 核电站临界启机阶段安全壳泄漏率状态判断的方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103674448B (zh) | 压力控制系统与航天器密封舱连接处漏率检测装置及方法 | |
US3893332A (en) | Leakage test system | |
US7180054B2 (en) | Methods and devices for erasing errors and compensating interference signals caused by gammagraphy in radiometric measuring systems | |
JPS63261114A (ja) | タンク内液体の体積測定方法及びその装置 | |
JP6370113B2 (ja) | 圧力計の検査方法 | |
JPH0212034A (ja) | 原子炉格納容器漏洩率測定装置 | |
US4414177A (en) | Liquid level, void fraction, and superheated steam sensor for nuclear reactor cores | |
JP3322939B2 (ja) | プロセス計装ラック | |
US3067614A (en) | Apparatus for indicating pressure in fluid system | |
US3509758A (en) | Gas leak rate monitor | |
JPS63215932A (ja) | 漏洩検出装置 | |
JPS62132138A (ja) | 液体金属用圧力検出器の供用中校正装置 | |
JPS6031278B2 (ja) | 高温高圧媒体の漏洩検出装置 | |
JPS5817240Y2 (ja) | 校正機構付圧力伝送器 | |
CN208297037U (zh) | 一种压力测试通道检查结构 | |
JPH06167592A (ja) | プロセス計装ラック | |
JPS6353488B2 (ja) | ||
JPH0658834A (ja) | 絶対圧力検出センサおよびそのセンサを用いた容器の漏洩状態検査装置 | |
Lvovsky et al. | Aerospace Payloads Leak Test Methodology | |
Duncombe et al. | Some analytical and process instruments for measurements in sodium | |
JPH01138435A (ja) | 二重ダイヤフラムシール式差圧検出器 | |
JPS61260192A (ja) | 主蒸気隔離弁の漏洩試験方法とその装置 | |
Hise | CAPILLARY FLOWMETER | |
HU184175B (en) | Apparatus for controlling the closeness of tanks and pipe-lines by themocompensated differential measurement of pressure | |
JPH0571895B2 (ja) |