JPH06331784A - 原子炉水位測定装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】凝縮槽に排気路を設けて、凝縮槽内の非凝縮性
ガスを主蒸気配管等へ排気することにより、非凝縮性ガ
スの凝縮槽での蓄積および溶解を防止し、通常運転時は
勿論のこと急速かつ大幅な原子炉の減圧時においても正
確な原子炉水位を計測する原子炉水位測定装置を提供す
る。 【構成】請求項１の原子炉水位測定装置は、原子炉圧力
容器１の蒸気相側圧力検出部３から導圧配管４を介して
接続される凝縮槽５および凝縮槽５に接続した基準水柱
圧側計装管７と、前記原子炉圧力容器１の液相側圧力検
出部10に接続した変動水柱圧側計装管11とを接続した差
圧検出器９を備えた水位測定装置において、前記凝縮槽
５の気相部と原子炉圧力容器１に接続された主蒸気配管
13の間を連通するベント配管14を設けたことを特徴とす
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子力発電プラントにお
ける原子炉水位測定装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子力発電プラントの原子炉圧
力容器内における冷却水の水位である原子炉水位につい
ては、通常、差圧式水位計によって測定している。その
測定原理は図９の系統構成図に示すように、原子炉圧力
容器１内の冷却水位２より上部に設けた蒸気相側圧力検
出部３から上り勾配の導圧配管４を介して蒸気を水に凝
縮させる凝縮槽５に接続する。

【０００３】前記原子炉圧力容器１より導圧配管４を経
由して凝縮槽５に入った蒸気は、凝縮槽５本体の温度が
飽和蒸気温度より低いために、内部において冷却され、
凝縮して凝縮槽５および基準水柱側計装管７の中に溜
る。また凝縮槽５内において余剰の凝縮水は、導圧配管
４が原子炉圧力容器１に向かって下り勾配となっている
ことから、原子炉圧力容器１内に戻るようになり、凝縮
槽５内には基準水面６が保たれるようになる。

【０００４】また凝縮槽５の底部から基準水柱側計装管
７が原子炉格納容器８の外側に設置した差圧検出器９の
低圧側に接続され、基準水面６からの水頭圧が加わる。
さらに、差圧検出器９の高圧側には、原子炉圧力容器１
の冷却水中に設けられた液相側圧力検出部10に接続され
た変動水柱側計装管11が接続されていて、この変動水柱
側計装管11には原子炉圧力容器内１からの炉水が満たさ
れており、冷却水位２による水頭圧が差圧検出器９に加
わり、この水頭圧は冷却水位２の変動に対応して変動す
る。

【０００５】差圧検出器９には前記のように凝縮槽５の
基準水面６による水頭圧と、冷却水位２による水頭圧が
加わることになり、この差圧に応じて電気信号に変換さ
れた原子炉水位信号12が出力される。すなわち、冷却水
位２が高ければ、この冷却水位２による水頭圧は大きく
なり、差圧検出器９にかかる差圧は小さくなる。逆に冷
却水位２が低ければ冷却水位２による水頭圧は小さくな
り、差圧検出器９にかかる差圧は大きくなる。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】原子炉圧力容器１内の
炉心で発生した蒸気は主蒸気配管13により図示しないタ
ービンに導出されるが、この蒸気には炉心での水の放射
線分解時に発生する酸素または水素が微量ではあるが含
まれている。従って、蒸気相側圧力検出部３から導圧配
管４を介して流入した蒸気が凝縮槽５で凝縮する際に、
酸素または水素は不凝縮性ガスであることから凝縮槽５
内に蓄積される可能性がある。

【０００７】このように蒸気が凝縮槽５で凝縮される過
程において、仮に導圧配管４または基準水柱側計装管７
の配置展開の不適切さや、漏えい等があった場合には、
酸素または水素の凝縮槽５内における蓄積が進んで、凝
縮槽５内で凝縮水への酸素または水素の溶解量も大きく
なることが考えられる。

【０００８】このような状態において、例えば原子炉の
圧力が急速かつ大幅に減圧した場合には、凝縮槽５内に
溜まった凝縮水、および基準水柱側計装管７内の水に溶
解していた不凝縮性ガスが減圧沸騰により急激に膨脹し
て、基準水柱側計装管７内の水を押し上げると共に、凝
縮槽５内に溜まっていた凝縮水は原子炉圧力容器１内に
押し戻されてしまう可能性がある。

【０００９】この結果、差圧検出器９の低圧側に一定の
水頭圧を加える基準水面６が急激に変動して最終的には
低下してしまう。この場合に、原子炉圧力容器１内の冷
却水位２は変化せず一定であるにもかかわらず、基準水
面６が低下してしまうことは、差圧検出器９にかかる差
圧が小さくなり、見かけ上、原子炉圧力容器１内の水位
は実際よりも高いものと計測されてしまう可能性があ
る。

【００１０】このことは原子炉水位を実際より高めに指
示する方向、すなわち原子炉水の保有量を多目に評価す
ることであり、プラントにとって非安全側の情報を与え
るものとなる。しかし、実際には、このような酸素また
は水素の凝縮槽５内での蓄積および溶解現象は導圧配管
４または基準水柱側計装管７の施工が不適切であった場
合や、漏えいなどの不具合が生じた場合に発生するもの
であり、かつ、その過程は非常に長時間を要すると考え
られている。

【００１１】また仮に、この様になった場合でもプラン
ト安全上で問題となる程の急速、かつ大幅な原子炉の減
圧が発生する可能性はほとんどない。しかしながら、原
子力発電プラントの安全を監視する上での信頼性向上の
観点からは、より一層正確な原子炉水位の測定ができる
装置が要望されていた。

【００１２】本発明の目的とするところは、凝縮槽に排
気路を設けて、凝縮槽内の非凝縮性ガスを主蒸気配管等
へ排気することにより、非凝縮性ガスの凝縮槽での蓄積
および溶解を防止し、通常運転時は勿論のこと急速かつ
大幅な原子炉の減圧時においても正確な原子炉水位を計
測する原子炉水位測定装置を提供することにある。

【００１３】

【課題を解決するための手段】本発明は上記目的を達成
するため、請求項１記載の発明に係る原子炉水位測定装
置は、原子炉圧力容器の蒸気相側圧力検出部から導圧配
管を介して接続される凝縮槽および凝縮槽に接続した基
準水柱圧側計装管と、前記原子炉圧力容器の液相側圧力
検出部に接続した変動水柱圧側計装管とを接続した差圧
検出器を備えた水位測定装置において、前記凝縮槽の気
相部と原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管の間を連
通するベント配管を設けたことを特徴とする。

【００１４】請求項２記載の発明は、原子炉圧力容器の
蒸気相側圧力検出部から導圧配管を介して接続される凝
縮槽および凝縮槽に接続した基準水柱圧側計装管と、前
記原子炉圧力容器の液相側圧力検出部に接続した変動水
柱圧側計装管とを接続した差圧検出器を備えた水位測定
装置において、前記凝縮槽の気相部と原子炉圧力容器に
接続された主蒸気ベント管の間を連通するベント配管を
設けたことを特徴とする。

【００１５】請求項３記載の発明は、原子炉圧力容器の
蒸気相側圧力検出部から導圧配管を介して接続される凝
縮槽および凝縮槽に接続した基準水柱圧側計装管と、前
記原子炉圧力容器の液相側圧力検出部に接続した変動水
柱圧側計装管とを接続した差圧検出器を備えた水位測定
装置において、前記凝縮槽の気相部と原子炉圧力容器の
間を連通するベント配管を設けたことを特徴とする。

【００１６】請求項４記載の発明は、前記凝縮槽の気相
部と主蒸気配管の間、または主蒸気ベント管、あるいは
原子炉圧力容器間を連通するベント配管と、このベント
配管を流れる流体により生ずる凝縮槽内の圧力降下を演
算補正する補正演算器を前記差圧検出器の出力側に介挿
したことを特徴とする。

【００１７】請求項５記載の発明は、前記凝縮槽の気相
部と主蒸気配管の間、または主蒸気ベント管、あるいは
原子炉圧力容器間を連通するベント配管と、このベント
配管にベント弁を介挿し、前記凝縮槽に温度計を取付け
ると共に、前記ベント弁の開閉操作手段と、温度計から
の温度低信号により警報を発する警報手段を備えたこと
を特徴とする。

【００１８】

【作用】請求項１記載の発明によれば、凝縮槽の気相部
と主蒸気配管間を連通したベント配管を介して凝縮槽か
ら酸素または水素が常に排気されているので、酸素また
は水素が凝縮槽内に蓄積され、圧力が上昇して原子炉圧
力容器からの蒸気流入が阻害されることや、凝縮水に溶
解することが少ない。これにより、原子炉圧力容器の急
速かつ大幅な減圧に際しても、凝縮槽における基準水面
の変化が抑制され、差圧検出器より得られる原子炉水位
信号の精度が向上する。

【００１９】請求項２記載の発明は、凝縮槽の気相部と
主蒸気ベント管間を連通したベント配管を介して凝縮槽
から酸素または水素が常に排気されているので、酸素ま
たは水素が凝縮槽内に蓄積され、圧力が上昇して原子炉
圧力容器からの蒸気流入が阻害されることや、凝縮水に
溶解することが少ない。これにより、原子炉圧力容器の
急速かつ大幅な減圧に際しても、凝縮槽における基準水
面の変化が抑制され、差圧検出器より得られる原子炉水
位信号の精度が向上する。

【００２０】請求項３記載の発明では、凝縮槽の気相部
と原子炉圧力容器間を連通したベント配管を介して凝縮
槽から酸素または水素が常に排気されているので、酸素
または水素が凝縮槽内に蓄積され、圧力が上昇して原子
炉圧力容器からの蒸気流入が阻害されることや、凝縮水
に溶解することが少ない。これにより、原子炉圧力容器
の急速かつ大幅な減圧に際しても、凝縮槽における基準
水面の変化が抑制され、差圧検出器より得られる原子炉
水位信号の精度が向上する。

【００２１】請求項４記載の発明では、凝縮槽の気相部
より主蒸気配管または主蒸気ベント管、あるいは原子炉
圧力容器間を連通したベント配管を介して凝縮槽から酸
素または水素が常に排気されているので、酸素または水
素が凝縮槽内に蓄積され、圧力が上昇して原子炉圧力容
器からの蒸気流入が阻害されることや、凝縮水に溶解す
ることが少ない。

【００２２】従って、原子炉圧力容器の急速かつ大幅な
減圧に際しても、凝縮槽における基準水面の変化が抑制
され、差圧検出器より得られる原子炉水位信号の精度が
向上する。また、ベント配管を介して酸素または水素が
排気されることによる凝縮槽の圧力低下を補正演算器に
より補正するので、更に高い測定精度が得られる。

【００２３】請求項５記載の発明においては、凝縮槽の
気相部に酸素または水素が蓄積すると凝縮槽の温度が低
下し、これを温度計と警報手段で報知されるので、開閉
操作手段によりベント弁を開くことにより、凝縮槽の気
相部に蓄積された酸素または水素をベント配管を介して
主蒸気配管または主蒸気ベント管、あるいは原子炉圧力
容器に排気する。

【００２４】これにより、凝縮槽内に酸素または水素が
蓄積されたこと、および排気したことが判ると共に、原
子炉圧力容器からの蒸気流入が阻害されることや、凝縮
水に溶解することが少なくなるので、原子炉水位測定の
精度が向上する。

【００２５】

【実施例】本発明の一実施例について図面を参照して説
明する。なお、上記した従来技術と同じ構成部分につい
ては同一符号を付して詳細な説明を省略する。第１実施
例は、図１の系統構成図に示すように原子炉圧力容器１
の蒸気相側圧力検出部３から導圧配管４を介して接続し
た凝縮槽５を設ける。

【００２６】また、この凝縮槽５から基準水柱側計装管
７を介して与えられる基準水面６により加わる基準水頭
圧、および原子炉圧力容器１の液相側圧力検出部10から
変動水柱側計装管11を介して与えられる変動水頭圧との
差圧を測定して原子炉水位信号12を出力する差圧検出器
９を原子炉格納容器８の外側に設置し、さらに、前記凝
縮槽５の気相部と主蒸気配管13の間に、これを連通する
ベント配管14を設けて構成している。

【００２７】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は、主蒸気配管
13を経由して図示しないタービンに導出されるが、この
一方、蒸気相側圧力検出部３から上り勾配の導圧配管４
を介して凝縮槽５に到達した蒸気は、凝縮槽５で凝縮水
となる。この際に凝縮されずに残る酸素または水素の非
凝縮性ガスがある場合には、凝縮槽５の気相部に接続し
ているベント配管14から主蒸気配管13へ排気される。

【００２８】これは、ベント配管14の主蒸気配管13側の
圧力の方が、主蒸気の流れによる圧力損失分だけ凝縮槽
５内の圧力より低いことから両者の圧力差をなくす方
向、すなわち凝縮槽５から主蒸気配管13への流れが形成
されるためである。また、その排気流量の大きさはベン
ト配管14の口径、長さおよびベント配管14を主蒸気配管
13へ接続する位置を変えることにより調整可能であり、
適切な値を選択することができる。

【００２９】これにより、凝縮槽５の気相部から主蒸気
配管13への排気を通常運転中に行えることから、凝縮槽
５の気相部には酸素または水素が蓄積されることがな
く、また圧力が上昇しないので、凝縮槽５および基準水
柱側計装管７にある凝縮水中に酸素または水素が多量に
溶解することがない。

【００３０】このことから、万一急速かつ大幅な原子炉
の減圧が発生した場合にも、減圧沸騰により凝縮槽５内
に溜まった凝縮水、および基準水柱側計装管７内の水中
に溶解していた不凝縮性ガスが急激に膨脹して、基準水
柱側計装管７内の水を押し上げると共に、凝縮槽５内に
溜まっていた凝縮水は原子炉圧力容器１内に押し戻され
る現象は発生しない。

【００３１】この結果、差圧検出器９の低圧側に一定の
水頭圧を加える基準水面６が急激に変動し、最終的には
低下してしまうことはない。従って、原子炉圧力容器１
内の冷却水位２は変化せず一定であるにもかかわらず、
基準水面６が低下してしまい、差圧検出器９にかかる差
圧が小さくなって、見かけ上原子炉圧力容器１内の水位
は実際よりも高いものと計測されてしまう不具合は生じ
ず、常に正確な原子炉水位信号が得られるので、その信
頼性が向上し、原子炉の安全な運転管理が実施される効
果がある。

【００３２】第２実施例は図２の系統構成図に示すよう
に、原子炉圧力容器１の蒸気相側圧力検出部３から導圧
配管４を介して接続された凝縮槽５と、この凝縮槽５か
ら基準水柱側計装管７を介して与えられる基準水面６か
ら加わる基準水頭圧と、原子炉圧力容器１の液相側圧力
検出部10から変動水柱側計装管11を介して与えられる変
動水頭圧との差圧を測定して、原子炉水位信号12を出力
する差圧検出器９を原子炉格納容器８の外側に設置す
る。また、前記凝縮槽５の気相部と、原子炉圧力容器１
および主蒸気配管13を結ぶ主蒸気ベント管15の間に、こ
れを連通するベント配管16を設けて構成している。

【００３３】上記の構成による主要な作用は、上記第１
実施例と同様であるが、本第２実施例によれば、原子炉
圧力容器１内で発生した蒸気が蒸気相側圧力検出部３か
ら導圧配管４を介して接続される凝縮槽５で凝縮され
る。この際に凝縮せずに残る酸素または水素等の不凝縮
ガスがある場合には、凝縮槽５の気相部に接続している
ベント配管16から、主蒸気ベント管15を経由して原子炉
圧力容器１、あるいは主蒸気配管13へ排気される。

【００３４】このように不凝縮ガスが主蒸気ベント管15
を経由して排気されることにより、凝縮槽５に対して直
接的に原子炉圧力容器１、あるいは主蒸気配管13からの
主蒸気による圧力が加わらないため、凝縮槽５内におけ
る基準水面６の変動を少なくして、差圧検出器９から安
定した原子炉水位信号12を得ることができ、さらに、測
定精度が向上する。

【００３５】第３実施例は図３の系統構成図に示すよう
に、原子炉圧力容器１の蒸気相側圧力検出部３から導圧
配管４を介して接続される凝縮槽５と、この凝縮槽５か
ら基準水柱側計装管７を介して与えられる基準水面６か
ら加わる基準水頭圧と、原子炉圧力容器１の液相側圧力
検出部10から変動水柱側計装管11を介して与えられる変
動水頭圧との差圧を測定する差圧検出器９を原子炉格納
容器８の外側に設置すると共に、前記凝縮槽５の気相部
に設けたベント配管17を原子炉圧力容器１と連通し、接
続された構成としている。

【００３６】また、この構成においてはベント配管17の
接続場所を除き、主要構成は上記第１実施例と同様であ
り、従って、その作用効果もほぼ同じであるが、本第３
実施例では、ベント配管17の敷設が簡素化できる効果が
ある。なお、以上の第１実施例乃至第３実施例について
は、その測定精度のほかに、凝縮槽５の設置場所やベン
ト配管14，16，17の敷設条件によって選択する。

【００３７】第４実施例は図４の系統構成図に示し、主
要構成を上記第１実施例を例にして説明する。原子炉圧
力容器１の蒸気相側圧力検出部３から導圧配管４を介し
て接続される凝縮槽５と、この凝縮槽５から基準水柱側
計装管７を介して与えられる基準水面６から加わる基準
水頭圧と、原子炉圧力容器１の液相側圧力検出部10から
変動水柱側計装管11を介して与えられる変動水頭圧との
差圧を測定する差圧検出器９を原子炉格納容器８の外側
に設置する。

【００３８】また、前記凝縮槽５の気相部と、主蒸気配
管13の間にこれを連通するベント配管14を設け、さら
に、このベント配管14中を主蒸気や酸素または水素等の
流体が流れることにより生ずる凝縮槽５内の圧力降下の
演算と補正を行なう補正演算器16を差圧検出器９の出力
側に設けて構成している。

【００３９】上記の構成による作用は、原子炉圧力容器
１内で発生した蒸気が蒸気相側圧力検出部３から導圧配
管４を介して接続される凝縮槽５で凝縮した際に、凝縮
されずに残る酸素または水素がある場合には、凝縮槽５
の気相部に接続しているベント配管14から主蒸気配管13
へ排気されて、凝縮槽５に蓄積されることがない。

【００４０】従って、上記した第１実施例と同様に凝縮
槽５および基準水柱側計装管７内の凝縮水に、酸素また
は水素が溶解することが極めて少なく、原子炉の急速な
圧力低下時に生ずる減圧沸騰により凝縮槽５における基
準水面６の変動は生じ難いため、精度の高い水位測定が
できる。

【００４１】なお、凝縮槽５内の蒸気等がベント配管14
から主蒸気配管13へ排気されることにより、凝縮槽５内
に圧力降下が生じるが、この圧力降下は、主蒸気流量の
２乗に比例するので、差圧検出器９からの出力を、主蒸
気流量信号を入力させる補正演算器18において下記式
(1) の演算を行なって補正をする。

【００４２】Ｌｃ＝Ｌ−Ｋ・１／２ρｖ² …(1) ここでＬｃは補正後の原子炉水位信号12、Ｌは補正前の
差圧検出器の出力信号、Ｋはベント配管14の口径、長さ
およびベント配管14と主蒸気配管13との接続部の位置に
よって決まる定数、ρは主蒸気の密度、ｖは主蒸気流量
である。

【００４３】これにより、ベント配管14における圧力降
下を補正した、更に高精度な原子炉水位信号12を得るこ
とができる。なお、本第４実施例については、主要構成
を上記第２実施例および第３実施例としても適用でき、
その作用、効果は同様のものが得られる。

【００４４】第５実施例は図５の系統構成図に示し、主
要構成を上記第１実施例を例にして説明する。従って、
上記第１実施例と同じ主要構成については省略する。凝
縮槽５の気相部と主蒸気配管13の間には、これを連通す
るベント配管14を設けているが、このベント配管14の途
中に通常時は閉状態にあるベント弁19を介挿する。さら
に、このベント弁19を開閉するための開閉操作手段であ
る操作スイッチ20と、凝縮槽５の表面に取付けた温度計
21、さらに、この温度計21の信号を検出して予め設定さ
れた温度低信号を検出して警報信号を出力する警報回路
22、および警報器23からなる警報手段を設けて構成して
いる。

【００４５】上記の構成による作用としては、原子炉圧
力容器１内で発生した蒸気が蒸気相側圧力検出部３から
導圧配管４を介して接続される凝縮槽５で凝縮する際
に、凝縮されずに残る酸素または水素の蓄積が進むと、
凝縮槽５内が酸素または水素で満たされる。

【００４６】このような状態では原子炉圧力容器１から
の蒸気が凝縮槽５への進入することが妨げられるため、
凝縮槽５の表面温度は雰囲気温度に近づくことにより低
下する。この温度変化を温度計21で検出し、警報手段の
警報回路22において予め設定した温度低信号において警
報信号を警報器23に出力し、警報器23は警報を発する。

【００４７】従って、運転員は警報器23の報知により、
凝縮槽５内に酸素または水素等の非凝縮性ガスが蓄積さ
れたことを知ることができ、この時に運転員は操作スイ
ッチ20によりベント弁19を開状態にする。これにより、
凝縮槽５内の酸素または水素はベント配管14を介して主
蒸気配管13へ排気されるので、凝縮槽５に蓄積されるこ
とがなく、凝縮槽５および基準水柱側計装管７内の凝縮
水に、酸素または水素が溶解することが少ない。

【００４８】従って、原子炉の急速な圧力低下時に生ず
る減圧沸騰により凝縮槽５における基準水面６の変動は
生じ難いため、高精度の水位測定ができる。また本第５
実施例についても、上記第４実施例と同様に主要構成を
上記第２実施例および第３実施例としても適用でき、そ
の作用、効果は同様のものが得られることは勿論であ
る。

【００４９】第６実施例は、上記第５実施例の変形例で
図６の系統構成図に示す。また主要構成を上記第１実施
例を例にして説明する。従って、上記第１実施例と同じ
主要構成については省略する。前記凝縮槽５の気相部と
主蒸気配管13の間に連通するベント配管14を設け、この
ベント配管14には通常時は閉状態にあるベント弁19を介
挿する。

【００５０】さらに、このベント弁19を開閉するための
開閉操作手段である操作スイッチ20と、凝縮槽５の表面
に取付けた温度計21および、この温度計21の信号を検出
して温度低信号により警報器23に警報信号を発する警報
回路22の警報手段と、操作スイッチ20によりベント弁19
を開動作してから一定時間、差圧検出器９からの出力信
号をベント弁19の開動作開始直前の値に保持する保持回
路24を設けて構成している。

【００５１】上記の構成による作用は、凝縮槽５の気相
部において、凝縮されずに残る酸素または水素の蓄積が
進んで、凝縮槽５の表面温度が雰囲気温度に近づき、低
下したことを温度計21で検出し、この温度低信号により
警報回路22は警報器23に警報信号を発して、運転員に凝
縮槽５内に酸素または水素が蓄積したことを報知する。

【００５２】ここで運転員は操作スイッチ20を操作する
と、ベント弁19が開状態となり、凝縮槽５の気相部内の
酸素または水素が排気されると共に、操作スイッチ20か
ら保持回路24に信号が出力されて、差圧検出器９の出力
信号を一定時間、ベント弁19の開動作開始直前の値に保
持する。この保持状態は凝縮槽５内の酸素または水素が
主蒸気配管13へ排気され、再び操作スイッチ20によりベ
ント弁19が閉状態となる等して、凝縮槽５内の圧力変動
が安定すると解除される。

【００５３】これにより、凝縮槽５内の酸素または水素
がベント配管14を介して主蒸気配管13へ排気されて、凝
縮槽５および基準水柱側計装管７内の凝縮水に、酸素ま
たは水素が溶解することが少なくなると共に、この際に
一時的に生じる凝縮槽５内の圧力低下に起因する原子炉
水位信号12の過渡変動をなくすことができるので、安定
した高精度の原子炉水位信号12を得ることができる。

【００５４】第７実施例は上記第５実施例の他の変形例
で、図７の系統構成図に示し、主要構成を上記第１実施
例を例にして説明する。従って、上記第１実施例と同じ
主要構成については省略する。前記凝縮槽５の気相部と
主蒸気配管13の間に連通するベント配管14を設け、この
ベント配管14の途中に通常時は閉状態にあるベント弁19
を介挿する。さらに、凝縮槽５の表面に取付けた温度計
21と、この温度計21の信号から予め設定した温度低信号
を検出して警報器23に警報信号と、ベント弁19に開信号
を出力する警報制御回路25を設けて構成している。

【００５５】上記の構成による作用は、凝縮槽５で凝縮
されずに残る酸素または水素の蓄積が進むと、凝縮槽５
の表面温度が雰囲気温度に近づいて低下する。これを温
度計21で検出し、警報制御回路25は温度低信号で警報器
23に警報信号を出力すると共に、ベント弁19を自動的に
開状態にする。これにより、凝縮槽５の気相部にある酸
素または水素は主蒸気配管13へ排気され、警報器23は運
転員に警報を発するので、凝縮槽５および基準水柱側計
装管７内の凝縮水に、酸素または水素が溶解することが
少なくなる。

【００５６】従って、原子炉の急速な圧力低下時に生ず
る減圧沸騰により凝縮槽５における基準水面６の変動は
生じ難く、高精度の水位測定ができると共に、運転員は
凝縮槽５から主蒸気配管13へ酸素または水素の排気を警
報器23により報知され、また以上の機能は全て自動的に
操作されるので、運転員の負担が軽減される効果があ
る。

【００５７】第８実施例は上記第５実施例のその他の変
形例で、図８の系統構成図に示し、主要構成を上記第１
実施例を例にして説明する。従って、上記第１実施例と
同じ主要構成については省略する。前記凝縮槽５の気相
部と主蒸気配管13の間にこれを連通するベント配管14を
設け、この途中に通常時は閉状態にあるベント弁19を介
挿する。さらに、凝縮槽５の表面に温度計21を取付け、
この温度計21の信号から温度低信号を検出して警報器23
に警報とベント弁19を自動的に開動作させる警報制御回
路25と、前記ベント弁19を開動作してから一定時間、差
圧検出器９の出力信号をベント弁19の開動作開始直前の
値に保持する保持回路24を設けて構成している。

【００５８】上記の構成による作用は、凝縮槽５で凝縮
されずに残る酸素または水素の蓄積が進むと、凝縮槽５
の表面温度が雰囲気温度に近づいて低下する。これを温
度計21で検出し、警報制御回路25は温度低信号で警報器
23に警報信号を出力すると共に、自動的にベント弁19を
開状態にし、さらに、差圧検出器９の出力信号を一定時
間、ベント弁19の開動作開始直前の値に保持する。

【００５９】これにより凝縮槽５内の酸素または水素
は、ベント配管14を介して主蒸気配管13へ排気すること
ができる。これと同時にベント弁19が開動作した直後に
生じる一時的な凝縮槽５内の圧力変動に起因する原子炉
水位信号12の過渡変動を防止することができるので、運
転員に負担を掛けずに精度の高い原子炉水位信号12が得
られる効果がある。なお、上記第６実施例乃至第８実施
例は、共に主要構成を上記第２実施例および第３実施例
としても適用でき、その作用、効果はいずれも同様のも
のが得られる。

【００６０】また第６実施例乃至第８実施例の実施態様
項としては次のものがある。 (1) 「原子炉圧力容器の蒸気相側圧力検出部から導圧配
管を介して接続される凝縮槽および凝縮槽に接続した基
準水柱圧側計装管と、前記原子炉圧力容器の液相側圧力
検出部に接続した変動水柱圧側計装管とを接続した差圧
検出器を備えた水位測定装置において、前記凝縮槽の気
相部と原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管の間を連
通するベント配管と、ベント配管の途中に設けたベント
弁と、前記凝縮槽に取付けた温度計および、温度計から
の温度低信号により警報を発する警報手段と、前記開閉
操作手段によりベント弁を開動作してから一定時間、差
圧検出器からの出力信号をベント弁の開動作開始直前の
値に保持する保持回路を設けたことを特徴とする請求項
１乃至請求項３記載の原子炉水位測定装置」。

【００６１】(2) 「凝縮槽の気相部と原子炉圧力容器に
接続された主蒸気配管の間を連通するベント配管と、こ
のベント配管の途中に設けたベント弁と、前記凝縮槽に
取付けた温度計および、この温度計からの温度低信号に
より警報を発すると共に、前記ベント弁を自動的に開動
作させる警報制御手段を設けたことを特徴とする請求項
１乃至請求項３記載の原子炉水位測定装置」。

【００６２】(3) 「凝縮槽の気相部と原子炉圧力容器に
接続された主蒸気配管の間を連通するベント配管と、こ
のベント配管の途中に設けたベント弁と、前記凝縮槽に
取付けた温度計および、原子炉水位信号をベント弁の開
動作直前の値に保持する保持回路と、前記温度計からの
温度低信号により警報を発して前記ベント弁を自動的に
開動作させ、さらに原子炉水位信号を一定時間保持させ
る警報制御手段を設けたことを特徴とする請求項１乃至
請求項３記載の原子炉水位測定装置」。

【００６３】

【発明の効果】以上本発明によれば、原子力発電プラン
トにおいて通常運転時は勿論のこと、原子炉に急速かつ
大幅な減圧が発生した場合にも、常に精度の高い原子炉
水位が測定可能なことから、原子力プラント運転の安全
性と、信頼性が向上する効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る第１実施例の系統構成図。

【図２】本発明に係る第２実施例の系統構成図。

【図３】本発明に係る第３実施例の系統構成図。

【図４】本発明に係る第４実施例の系統構成図。

【図５】本発明に係る第５実施例の系統構成図。

【図６】本発明に係る第５実施例の変形例の系統構成
図。

【図７】本発明に係る第５実施例の他の変形例の系統構
成図。

【図８】本発明に係る第５実施例のその他の変形例の系
統構成図。

【図９】従来の原子炉水位測定装置の系統構成図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…冷却水位、３…蒸気相側圧力
検出部、４…導圧配管、５…凝縮槽、６…基準水面、７
…基準水柱側計装管、８…原子炉格納容器、９…差圧検
出器、10…液相側圧力検出部、11…変動水柱側計装管、
12…原子炉水位信号、13…主蒸気配管、14，16，17…ベ
ント配管、15…主蒸気ベント管、18…補正演算器、19…
ベント弁、20…操作スイッチ、21…温度計、22…警報回
路、23…警報器、24…保持回路、25…警報制御回路。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 石井 和裕 神奈川県川崎市幸区堀川町66番２ 東芝エ ンジニアリング株式会社内

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器の蒸気相側圧力検出部か
   ら導圧配管を介して接続される凝縮槽および凝縮槽に接
   続した基準水柱圧側計装管と、前記原子炉圧力容器の液
   相側圧力検出部に接続した変動水柱圧側計装管とを接続
   した差圧検出器を備えた水位測定装置において、前記凝
   縮槽の気相部と原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管
   の間を連通するベント配管を設けたことを特徴とする原
   子炉水位測定装置。
2. 【請求項２】 原子炉圧力容器の蒸気相側圧力検出部か
   ら導圧配管を介して接続される凝縮槽および凝縮槽に接
   続した基準水柱圧側計装管と、前記原子炉圧力容器の液
   相側圧力検出部に接続した変動水柱圧側計装管とを接続
   した差圧検出器を備えた水位測定装置において、前記凝
   縮槽の気相部と原子炉圧力容器に接続された主蒸気ベン
   ト管の間を連通するベント配管を設けたことを特徴とす
   る原子炉水位測定装置。
3. 【請求項３】 原子炉圧力容器の蒸気相側圧力検出部か
   ら導圧配管を介して接続される凝縮槽および凝縮槽に接
   続した基準水柱圧側計装管と、前記原子炉圧力容器の液
   相側圧力検出部に接続した変動水柱圧側計装管とを接続
   した差圧検出器を備えた水位測定装置において、前記凝
   縮槽の気相部と原子炉圧力容器の間を連通するベント配
   管を設けたことを特徴とする原子炉水位測定装置。
4. 【請求項４】 前記ベント配管を流れる流体により生ず
   る凝縮槽内の圧力降下を演算補正する補正演算器を前記
   差圧検出器の出力側に介挿したことを特徴とする請求項
   １乃至請求項３記載の原子炉水位測定装置。
5. 【請求項５】 前記ベント配管の途中にベント弁を、前
   記凝縮槽に温度計を取付けると共に、前記ベント弁の開
   閉操作手段と、温度計からの温度低信号により警報を発
   する警報手段を備えたことを特徴とする請求項１乃至請
   求項３記載の原子炉水位測定装置。