JPH04181200A - 原子炉主蒸気流量計 - Google Patents
原子炉主蒸気流量計Info
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- JPH04181200A JPH04181200A JP2307021A JP30702190A JPH04181200A JP H04181200 A JPH04181200 A JP H04181200A JP 2307021 A JP2307021 A JP 2307021A JP 30702190 A JP30702190 A JP 30702190A JP H04181200 A JPH04181200 A JP H04181200A
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
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- 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
-
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- 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。
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。
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■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７
Ｄ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。
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■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７
Ｄ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すより導圧配管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。
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すより導圧配管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。
Ｑ＝に、’△Ｐ
ただし、この比例定数には、主蒸気流量計エレメント４
を原子カ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。
を原子カ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。
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内に確保する必要かあり、原子炉格納容
器１の小型化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。
子炉格納容器１内に確保する必要かあり、原子炉格納容
器１の小型化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。
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。
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。
（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。
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。
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。
（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。
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。
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を利用した入口ベン
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。
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を利用した入口ベン
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すは主
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す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。
圧力容器２内部に位置し、スロート部圧力検出端すは主
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す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
ロート部属力検出端すより導圧配管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。
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
ロート部属力検出端すより導圧配管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かあるが、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−ジョンによる配管の減肉が起
こり易い。
下流側にはエルボ等の曲がり管１４かあるが、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−ジョンによる配管の減肉が起
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４
４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。
４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−ジョンを抑えることが
できる。
でき、曲がり管１４部でのコロ−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。
、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、曲かり管１
４部でのコロ−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。
る曲がり管１４部にクラッド１３を溶着し、曲かり管１
４部でのコロ−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。
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（Ｄ）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。
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、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
を大きく取れるようにし、曲がり管１４部でのコロ−ジ
ョンを抑えるように構成した点か上記第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、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
を大きく取れるようにし、曲がり管１４部でのコロ−ジ
ョンを抑えるように構成した点か上記第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てあり、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。
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。
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
ージヨ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。
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
ージヨ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 ］−４・・・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・・・ディフユーサ部 ａ・・・入口側圧力計測端 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 （８７３３）弁理士猪股 拝見 （ほか １名） 第１図 第２図 （Ａ） （Ｂ） 第３図 （Ｃ） （Ｄ） 第３図 第４図 第５図
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 ］−４・・・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・・・ディフユーサ部 ａ・・・入口側圧力計測端 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 （８７３３）弁理士猪股 拝見 （ほか １名） 第１図 第２図 （Ａ） （Ｂ） 第３図 （Ｃ） （Ｄ） 第３図 第４図 第５図
Claims (1)
- （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。
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 true JPH04181200A (ja) | 1992-06-29 |
| JP2509753B2 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 (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008032403A (ja) * | 2006-07-26 | 2008-02-14 | Toshiba Corp | 原子炉給水設備 |
| JP2021506572A (ja) * | 2017-12-18 | 2021-02-22 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーＧｅ−Ｈｉｔａｃｈｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ａｍｅｒｉｃａｓ， Ｌｌｃ | マルチパス流量制限ノズル、マルチパス流量制限方法、および該ノズルの製造方法 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20140241484A1 (en) * | 2013-02-27 | 2014-08-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Pressurized water reactor depressurization system |
-
1990
- 1990-11-15 JP JP2307021A patent/JP2509753B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008032403A (ja) * | 2006-07-26 | 2008-02-14 | Toshiba Corp | 原子炉給水設備 |
| JP4557935B2 (ja) * | 2006-07-26 | 2010-10-06 | 株式会社東芝 | 原子炉給水設備 |
| JP2021506572A (ja) * | 2017-12-18 | 2021-02-22 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーＧｅ−Ｈｉｔａｃｈｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ａｍｅｒｉｃａｓ， Ｌｌｃ | マルチパス流量制限ノズル、マルチパス流量制限方法、および該ノズルの製造方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2509753B2 (ja) | 1996-06-26 |
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