JPH0648309B2 - Core coolant flow rate measuring device - Google Patents

Core coolant flow rate measuring device

Info

Publication number
JPH0648309B2
JPH0648309B2 JP62247885A JP24788587A JPH0648309B2 JP H0648309 B2 JPH0648309 B2 JP H0648309B2 JP 62247885 A JP62247885 A JP 62247885A JP 24788587 A JP24788587 A JP 24788587A JP H0648309 B2 JPH0648309 B2 JP H0648309B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressure
flow rate
core
shroud
pump
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.)
Expired - Fee Related
Application number
JP62247885A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS6491091A (en
Inventor
昭政 泉山
公一 鈴木
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP62247885A priority Critical patent/JPH0648309B2/en
Publication of JPS6491091A publication Critical patent/JPS6491091A/en
Publication of JPH0648309B2 publication Critical patent/JPH0648309B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、炉心冷却材流量測定装置に係り、インターナ
ルポンプ型原子炉に適用するのに好適な炉心冷却材流量
測定装置に関する。
TECHNICAL FIELD The present invention relates to a core coolant flow rate measuring apparatus, and more particularly to a core coolant flow rate measuring apparatus suitable for being applied to an internal pump reactor.

〔従来の技術〕[Conventional technology]

インターナルポンプ型原子炉の従来の炉心冷却材流量測
定装置は、特開昭58−10692 号公報に記載されているよ
うに、インターナルポンプ吸込吐出口(出入口)の近傍
に、2本の導圧管の開口部を設置し、ポンプ部の差圧を
計測していた。
As described in Japanese Patent Laid-Open No. 58-10692, a conventional core coolant flow measuring device for an internal pump type nuclear reactor has two induction pipes in the vicinity of an internal pump suction / discharge port (inlet / outlet port). The opening of the pressure tube was installed and the differential pressure of the pump was measured.

計測されたポンプ部の差圧は、予め試験装置によつて、
ポンプ速度毎に求められた流量とポンプ部差圧との相関
関係より、差圧から流量に演算される。
The measured differential pressure of the pump part was previously measured by the test device.
The flow rate is calculated from the differential pressure based on the correlation between the flow rate obtained for each pump speed and the pump section differential pressure.

〔発明が解決しようとする問題点〕[Problems to be solved by the invention]

前記従来技術は、ポンプ部の差愛計測位置についてポン
プの出入口近傍に導圧管の開口部を設置するとしてお
り、ポンプの出入口近傍の吸込流れ及び吐出流れのポン
プ部差圧への影響について配慮がされておらず、ポンプ
の吸込吐出側の流路構成及びポンプの運転状態によるポ
ンプ部流れの影響を受け易く、流量計測法としては、精
度及び信頼性の点で問題があつた。
In the above-mentioned prior art, an opening of a pressure guiding tube is installed near the inlet / outlet of the pump at the differential measurement position of the pump, and consideration is given to the influence of the suction flow and the discharge flow near the inlet / outlet of the pump on the differential pressure of the pump. However, the flow rate measurement method is apt to be affected by the flow of the pump portion depending on the flow path configuration on the suction and discharge side of the pump and the operating state of the pump, and there is a problem in terms of accuracy and reliability as a flow rate measuring method.

すなわち、予め試験装置で求めたポンプ部差圧と流量の
相関関係よりポンプ差圧から流量を求める方法において
は、ポンプ差圧と流量の相関関係が実機と試験装置で同
等あるいは一定の相関があることが前提であり、ポンプ
部流れの影響を受け易いポンプの出入口近傍のポンプ部
差圧では、実機と試験装置でポンプの吸込吐出側の流路
構成が異なる場合、あるいは、ポンプ運転状態が変化し
た場合等において、試験装置で求めたポンプ差圧と流量
の相関関係をそのまま実機に適用することが出来ず、又
適用しても誤差が大きくなり不安定であるという問題が
あつた。
That is, in the method of obtaining the flow rate from the pump differential pressure based on the correlation between the pump differential pressure and the flow rate obtained in advance by the test apparatus, the correlation between the pump differential pressure and the flow rate is equal or constant between the actual machine and the test apparatus. However, if the pump differential pressure near the inlet and outlet of the pump, which is easily affected by the flow of the pump, has different flow configurations on the suction and discharge sides of the pump between the actual machine and the test equipment, or the pump operating state changes. In such a case, there was a problem that the correlation between the pump differential pressure and the flow rate obtained by the test device cannot be directly applied to the actual machine, and even if it is applied, the error becomes large and it is unstable.

本発明の目的は、前記従来技術の問題点を解消し、炉心
冷却材流量を精度良く測定できる。炉心冷却材流量測定
装置を提供することにある。
An object of the present invention is to solve the above-mentioned problems of the prior art and to accurately measure the core coolant flow rate. An object of the present invention is to provide a core coolant flow rate measuring device.

〔問題点を解決するための手段〕[Means for solving problems]

上記の目的は、インターナルポンプの上流側で前記イン
ターナルポンプのディフューザの直径の2倍以上離れた
位置に第1圧力検出口が位置し、シュラウドと原子炉容
器との間に形成される下降流路内の圧力を検出する第1
圧力検出管と、 前記シュラウド内の炉心よりも下方の位置に配置された
制御棒案内管のうち最外周に位置する前記制御棒案内管
と前記シュラウドとの間に形成される領域に配置された
第2圧力検出口を有し、かつ前記第2圧力検出口が前記
シュラウドに形成され前記インターナルポンプから吐出
された冷却材を前記シュラウド内に導く開口の上端より
も上方に位置する第2圧力検出管と、 前記第1及び第2圧力検出管にて検出された各圧力の差
圧を求める手段と、 前記差圧に基づいて炉心冷却材流量を求める手段とを備
えたことによって達成できる。
The above-mentioned object is that the first pressure detection port is located at a position more than twice the diameter of the diffuser of the internal pump on the upstream side of the internal pump, and the first pressure detection port is formed between the shroud and the reactor vessel. First to detect the pressure in the flow path
A pressure detection pipe and a control rod guide pipe arranged at a position lower than the core in the shroud are arranged in an area formed between the control rod guide pipe located at the outermost periphery and the shroud. A second pressure having a second pressure detection port, the second pressure detection port being formed in the shroud and located above an upper end of an opening for guiding the coolant discharged from the internal pump into the shroud. This can be achieved by providing a detection pipe, a means for obtaining a differential pressure between the respective pressures detected by the first and second pressure detection pipes, and a means for obtaining a core coolant flow rate based on the differential pressure.

〔作用〕[Action]

第1圧力検出管の第1圧力検出口が、インターナルポン
プの上流側でインターナルポンプのディフューザの直径
の2倍以上離れた位置に配置されて下降流路内の圧力を
検出するので、インターナルポンプの入口近傍に生じる
流れの乱れによる影響を受けずにインターナルポンプ上
流側の圧力を精度良く測定できる。また、第2圧力検出
管の第2圧力検出口が、シュラウド内の炉心よりも下方
で制御棒案内管のうち最外周に位置する制御棒案内管と
シュラウドとの間に形成される領域に配置され、かつイ
ンターナルポンプから吐出された冷却材をシュラウド内
に導く開口(シュラウドに形成)の上端よりも上方に位
置しているので、インターナルポンプの出口近傍に生じ
る流れの乱れ、及び制御棒案内管による流れの乱れによ
る影響を受けずにインターナルポンプ下流側の圧力を精
度良く測定できる。
Since the first pressure detection port of the first pressure detection pipe is arranged at a position at least twice the diameter of the diffuser of the internal pump on the upstream side of the internal pump and detects the pressure in the descending flow path, The pressure on the upstream side of the internal pump can be accurately measured without being affected by the flow turbulence generated near the inlet of the internal pump. Further, the second pressure detection port of the second pressure detection pipe is arranged in a region formed between the control rod guide pipe located at the outermost periphery of the control rod guide pipe below the core in the shroud and the shroud. And is located above the upper end of the opening (formed in the shroud) that guides the coolant discharged from the internal pump into the shroud. Therefore, the flow turbulence near the outlet of the internal pump and the control rod The pressure on the downstream side of the internal pump can be accurately measured without being affected by the turbulence of the flow due to the guide tube.

このため、炉心冷却材流量を精度良く求めることができ
る。
Therefore, the core coolant flow rate can be accurately obtained.

〔実施例〕〔Example〕

沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実施例であ
る炉心冷却材流量測定装置を、第1図に示す。
FIG. 1 shows a core coolant flow rate measuring apparatus which is a preferred embodiment of the present invention applied to a boiling water reactor.

まず、沸騰水型原子炉の概略構造を説明する。原子炉圧
力容器1内に、多数の燃料集合体3が装荷されてなる炉
心2が形成されている。燃料集合体2は、炉心下部支持
板5に支持される燃料支持金具4に下端部が保持され
る。燃料集合体2の上端部は、炉心上部格子板6にて保
持される。炉心上部格子板6は、炉心2を取囲む炉心シ
ユラウド7に取付けられる。炉心シユラウド7は、シユ
ラウドレグ9によつて原子炉圧力容器1の底部に取付け
られるシユラウド8の上端に設置されている。炉心下部
支持板5は、シユラウド8の上端部に取付けられる。多
数の制御棒案内管10が、シユラウド8内で炉心下部支
持板5より下方に存在する下部プレナム15内に設置さ
れている。制御棒案内管10内を炉心2内に挿入される
制御棒(図示せず)が上下動し、制御棒案内管10の上
端部が炉心下部支持板5を貫通している。炉心シユラウ
ド7及びシユラウド8の各外面と原子炉圧力容器1の内
面との間に、環状のダウンカマ流路11が形成される。
First, the schematic structure of a boiling water reactor will be described. A reactor pressure vessel 1 has a reactor core 2 formed with a large number of fuel assemblies 3 loaded therein. A lower end portion of the fuel assembly 2 is held by a fuel support fitting 4 supported by a lower core support plate 5. The upper end of the fuel assembly 2 is held by the core upper lattice plate 6. The upper core lattice plate 6 is attached to a core shell 7 surrounding the core 2. The core shroud 7 is installed at the upper end of a shroud 8 attached to the bottom of the reactor pressure vessel 1 by a shroud leg 9. The lower core support plate 5 is attached to the upper end of the shroud 8. A large number of control rod guide tubes 10 are installed in the lower plenum 15 existing below the lower core support plate 5 in the shroud 8. A control rod (not shown) inserted into the core 2 moves up and down in the control rod guide tube 10, and the upper end of the control rod guide tube 10 penetrates the lower core support plate 5. An annular downcomer channel 11 is formed between the outer surfaces of the core shell 7 and the shell 8 and the inner surface of the reactor pressure vessel 1.

インターナルポンプ12が、ダウンカマ流路11の下部
に配置され、仕切板14に取付けられる。インターナル
ポンプ12は、原子炉圧力容器1を貫通するシヤフトに
より原子炉圧力容器1の外部に配置されたモータ13に
連結されている。
The internal pump 12 is arranged below the downcomer channel 11 and attached to the partition plate 14. The internal pump 12 is connected to a motor 13 arranged outside the reactor pressure vessel 1 by a shaft that penetrates the reactor pressure vessel 1.

インターナルポンプ12の回転により、冷却水は、ダウ
ンカマ流路11を下降してインターナルポンプ12にて
昇圧され、開口16を開して下部プレナム15内に流入
する。この冷却水は、燃料支持金具4内を通つて燃料集
合体3内に供給される。
Due to the rotation of the internal pump 12, the cooling water descends through the downcomer flow path 11 and is pressurized by the internal pump 12, opens the opening 16 and flows into the lower plenum 15. This cooling water is supplied into the fuel assembly 3 through the fuel support fitting 4.

炉心2内に供給される冷却水流量は、炉心冷却材流量測
定装置20によつて測定される。炉心冷却材流量測定装
置20は、導圧管21及び22,差圧検出器23,流量
演算器24及び表示装置25を有している。導圧管21
及び22は、差圧検出器23に接続されている。導圧管
21及び22は、制御棒案内管10の群のうちで最外周
に位置する制御棒案内管10の外側と側面とシユラウド
8の内面との間に形成される環状領域27に原子炉圧力
容器1の底部を貫通して挿入されている。第2図におい
て、二点鎖線で示す円28が、前述の最外周に位置する
制御棒案内管10の外側の側面を結んで得られるもので
ある。環状領域27は、円28とシユラウド9との間に
形成される。導圧管21はシユラウド9をシユラウド9
の半径方向に貫通しており、導圧管21の圧力検出端2
1Aは、インターナルポンプ12より上方の位置でダウ
ンカマ流路11に開口している。導圧管22の圧力検出
端22Aは、開口16より上方の位置で環状領域27に
開口している。図示されていないが、導圧管21及び2
2は、シユラウド9の内面に支持部材によりそれらの軸
方向に何箇所かがサポートされている。対となつた導圧
管21及び22は、第2図に示すようにシユラウド9の
周方向で4つのインターナルポンプに対応した4箇所の
位置に設けられている。差圧検出器23は4個設けられ
ており、各々の差圧検出器23には一対の導圧管21及
び22が接続される。4個の差圧検出器23は、1つの
流量演算器24に接続されている。導圧管21の圧力検
出端21A及び導圧管22の圧力検出端22Aは、第3図
(第2図のIII−III矢視図)に示すように、横からみて
インターナルポンプ12の軸心または軸心の延長線と一
致するように配置されている。圧力検出端21Aは、イ
ンターナルポンプ12の上端よりインターナルポンプ1
2のデイフユーザの直径dの2倍以上離れた位置に配置
されている(第4図)。
The flow rate of the cooling water supplied into the core 2 is measured by the core coolant flow rate measuring device 20. The core coolant flow rate measuring device 20 has pressure guiding pipes 21 and 22, a differential pressure detector 23, a flow rate calculator 24, and a display device 25. Impulse tube 21
And 22 are connected to the differential pressure detector 23. The pressure guide tubes 21 and 22 are provided in an annular region 27 formed between the outer side and the side surface of the control rod guide tube 10 located at the outermost periphery of the group of the control rod guide tubes 10 and the inner surface of the shroud 8 in the reactor pressure. It is inserted through the bottom of the container 1. In FIG. 2, a circle 28 indicated by a chain double-dashed line is obtained by connecting the outer side surfaces of the control rod guide tube 10 located at the outermost circumference. The annular region 27 is formed between the circle 28 and the shell 9. The pressure guiding tube 21 connects the shroud 9 to the shroud 9
The pressure detecting end 2 of the pressure guiding pipe 21.
1A is open to the downcomer flow path 11 at a position above the internal pump 12. The pressure detecting end 22 </ b> A of the pressure guiding tube 22 opens in the annular region 27 at a position above the opening 16. Although not shown, the pressure guiding tubes 21 and 2
2 is supported on the inner surface of the shroud 9 by supporting members at several positions in the axial direction thereof. As shown in FIG. 2, the paired pressure guiding pipes 21 and 22 are provided at four positions in the circumferential direction of the shroud 9 corresponding to the four internal pumps. Four differential pressure detectors 23 are provided, and a pair of pressure guide tubes 21 and 22 are connected to each differential pressure detector 23. The four differential pressure detectors 23 are connected to one flow rate calculator 24. The pressure detecting end 21A of the pressure guiding pipe 21 and the pressure detecting end 22A of the pressure guiding pipe 22 are, as shown in FIG. 3 (a view taken along the line III-III in FIG. 2), the axial center of the internal pump 12 or It is arranged so as to coincide with the extension line of the axis. The pressure detection end 21A is connected to the internal pump 1 from the upper end of the internal pump 12.
The two diff users are arranged at positions more than twice the diameter d (FIG. 4).

流量演算器24は、第5図に示すような差圧ΔPTと流
量QTとの関係を示す特性を記憶している。第5図に示
す特性は、予め試験装置によつて求めたものであり、イ
ンターナルポンプ6を試験装置の入口配管及び出口配管
に接続してインターナルポンプの入口及び出口から、そ
れぞれインターナルポンプのデイフユーザの直径の2倍
離れた位置で図つた各圧力の差(差圧ΔPT)と出口側
の配管に設けた流量計で測定したインターナルポンプの
吐出流量(QT)との関係を示している。
The flow rate calculator 24 stores characteristics showing the relationship between the differential pressure ΔP T and the flow rate Q T as shown in FIG. The characteristics shown in FIG. 5 are obtained in advance by a test device, and the internal pump 6 is connected to the inlet pipe and the outlet pipe of the test device so that the internal pump is supplied from the inlet and the outlet of the internal pump, respectively. The relationship between the pressure difference (differential pressure ΔP T ) at the position twice the diameter of the Diff user and the discharge flow rate (Q T ) of the internal pump measured by the flow meter installed on the outlet side pipe. Shows.

導圧管21は圧力検出端21Aにて前述したインターナ
ルポンプ12よりも上流側の位置での圧力を検出し、導
圧管22は圧力検出端22Aにて前述したインターナル
ポンプ12よりも下流側での圧力を検出する。差圧検出
器23は、導圧管21及び導圧管22にて測定された各
圧力の差圧を求める。4個の差圧検出器23によつて求
められた差圧(前述したように4個のインターナルポン
プ12に対応したそれぞれの差圧)は、流量演算器24
に入力される。流量演算器24は、入力した4つの差圧
の値の平均値を求め、この差圧の平均値と基づいて第5
図の特性から対応する流量QTを求める。このように求
められた流量QTは一台のインターナルポンプ12に対
応するものである。従つて、流量演算器24は十台のイ
ンターナルポンプ12によつて供給される炉心冷却材流
量を求めるために10Qの演算を行なう。得られた炉
心冷却材流量は、表示装置25にて表示される。流量演
算器24は、対になつている導圧管21及び22の四組
にも検出された4つの差圧に基づいて対応する4個のイ
ンターナルポンプ12の吐出流量をそれぞれ求めること
もできる。このように4個のインターナルポンプ12に
対応した吐出流量を求めることによつて、ダウンカマ流
路11から下部プレナム15に流入するシユラウド8の
周方向の流量分布を知ることができる。
The pressure guiding pipe 21 detects pressure at a position upstream of the internal pump 12 described above at the pressure detection end 21A, and the pressure guiding pipe 22 is downstream of the internal pump 12 described above at the pressure detection end 22A. To detect the pressure. The differential pressure detector 23 obtains the differential pressure of each pressure measured by the pressure guiding tube 21 and the pressure guiding tube 22. The differential pressures obtained by the four differential pressure detectors 23 (the differential pressures corresponding to the four internal pumps 12 as described above) are calculated by the flow rate calculator 24.
Entered in. The flow rate calculator 24 calculates the average value of the four input values of the differential pressure, and based on this average value of the differential pressure, the fifth value is calculated.
The corresponding flow rate Q T is determined from the characteristics shown in the figure. The flow rate Q T thus obtained corresponds to one internal pump 12. Accordance connexion, performing the calculation of 10Q T flow calculator 24 for determining the core coolant flow rate is by connexion supplied to tens internal pumps 12. The obtained core coolant flow rate is displayed on the display device 25. The flow rate calculator 24 can also determine the discharge flow rates of the corresponding four internal pumps 12 based on the four differential pressures detected in the four pairs of pressure guiding pipes 21 and 22. By thus determining the discharge flow rates corresponding to the four internal pumps 12, it is possible to know the circumferential flow rate distribution of the shroud 8 flowing into the lower plenum 15 from the downcomer flow passage 11.

圧力検出端21Aは、インターナルポンプ12の入口よ
りもそのデイフユーザの直径の2倍以上上流側に配置さ
れているので、第6図に示すようなインターナルポンプ
12の入口近傍に生じる旋回流等の流れの乱れによる影
響を受けずに、インターナルポンプ12上流側の圧力を
精度良く測定できる。インターナルポンプ12から吐出
された冷却水は、シユラウドレグ9間に形成される開口
16を介して下部プレナム15内に流入することによ
り、第6図に示すインターナルポンプ12の吐出口近傍
に生じる旋回流等の流れの乱れが消失する。従つて、圧
力検出端22Aを開口16より下流側で下部プレナム1
5内に設けることによつてインターナルポンプ12より
下流側での圧力を精度良く測定できる。特に、環状領域
27に圧力検出端22Aを配置することによつて、圧力
検出端22Aは、制御棒案内管10による冷却水流の乱
れの影響を受けることなく下部プレナム15内の圧力を
精度良く測定することができる。このような本実施例で
は、インターナルポンプ12の入口側と出口側との差圧
を精度良く求めることができ、炉心冷却水流量を精度良
く求めることが可能になる。
Since the pressure detection end 21A is arranged on the upstream side of the inlet of the internal pump 12 by more than twice the diameter of the Diffuser, a swirling flow or the like generated near the inlet of the internal pump 12 as shown in FIG. The pressure on the upstream side of the internal pump 12 can be accurately measured without being affected by the turbulence of the flow. The cooling water discharged from the internal pump 12 flows into the lower plenum 15 through the openings 16 formed between the shroud legs 9, so that swirling occurs near the discharge port of the internal pump 12 shown in FIG. Disturbances in the flow disappear. Therefore, the pressure detection end 22A is located downstream of the opening 16 in the lower plenum 1.
By providing the inside of 5, it is possible to accurately measure the pressure on the downstream side of the internal pump 12. In particular, by disposing the pressure detecting end 22A in the annular region 27, the pressure detecting end 22A accurately measures the pressure in the lower plenum 15 without being affected by the turbulence of the cooling water flow due to the control rod guide tube 10. can do. In this embodiment as described above, the pressure difference between the inlet side and the outlet side of the internal pump 12 can be accurately obtained, and the core cooling water flow rate can be accurately obtained.

本実施例では、試験装置にて求めた差圧ΔPと流量Q
との関係を示す特性を実質的にそのまま用いて炉心冷
却水流量を求めることができる。
In this example, the differential pressure ΔP T and the flow rate Q obtained by the test apparatus were used.
The flow rate of the core cooling water can be obtained by substantially using the characteristic indicating the relationship with T as it is.

導圧管21の替りとして水位計測ノズル12に接続され
た管を差圧検出器23に取付けることによつても、前述
した実施例の効果を得ることができる。
Even if the pipe connected to the water level measurement nozzle 12 is attached to the differential pressure detector 23 instead of the pressure guiding pipe 21, the effects of the above-described embodiment can be obtained.

導圧管21と導圧管22とを組合せてなる圧力検出管
を、10台のインターナルポンプ12にそれぞれ設ける
ことによつて、更に精度良く炉心冷却材流量を測定する
ことができる。
By providing each of the ten internal pumps 12 with a pressure detecting pipe formed by combining the pressure guiding pipe 21 and the pressure guiding pipe 22, the core coolant flow rate can be measured with higher accuracy.

〔発明の効果〕〔The invention's effect〕

本発明によれば、第1圧力検出管の第1圧力検出口が、
インターナルポンプの上流側でインターナルポンプのデ
ィフューザの直径の2倍以上離れた位置に配置されて下
降流路内の圧力を検出し、第2圧力検出管の第2圧力検
出口が、シュラウド内の炉心よりも下方で制御棒案内管
のうち最外周に位置する制御棒案内管とシュラウドとの
間に形成される領域に配置され、かつインターナルポン
プから吐出された冷却材をシュラウド内に導くシュラウ
ドの開口の上端よりも上方に位置しているので、炉心冷
却材流量を精度翌測定することが加納となり、炉心の安
全性を向上させることができるとともに冷却材を流量の
誤差を考慮して必要以上に流すことによる動力のロスを
低減でき経済性が向上する。
According to the present invention, the first pressure detection port of the first pressure detection pipe is
It is arranged at a position more than twice the diameter of the diffuser of the internal pump on the upstream side of the internal pump to detect the pressure in the descending flow passage, and the second pressure detection port of the second pressure detection pipe is in the shroud. Is located below the core of the control rod guide pipe in the region formed between the outermost control rod guide pipe and the shroud, and guides the coolant discharged from the internal pump into the shroud. Since it is located above the upper end of the shroud opening, the accuracy of the core coolant flow rate can be measured the next time, which makes it possible to improve the safety of the core and to consider the coolant flow rate error. The power loss due to flowing more than necessary can be reduced, and the economic efficiency is improved.

【図面の簡単な説明】 第1図は本発明の好適な一実施例である炉心冷却材流量
測定装置の構成図、第2図は第1図のII−II断面図、第
3図は第2図のIII−III矢視図、第4図は第1図のイン
ターナルポンプ付近の拡大図、第5図は差圧と流量との
関係を示す特性図、第6図はインターナルポンプ付近の
流動状態を示す説明図である。 1……原子炉圧力容器、2……炉心、8……シユラウ
ド、11……ダウンカマ流路、12……インターナルポ
ンプ、15……下部プレナム、16……開口、20……
炉心冷却材流量測定装置、21,22……導圧管、21
A,21B……圧力検出端。
BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIG. 1 is a configuration diagram of a core coolant flow rate measuring apparatus which is a preferred embodiment of the present invention, FIG. 2 is a sectional view taken along line II-II of FIG. 1, and FIG. Fig. 2 is a view taken along the line III-III, Fig. 4 is an enlarged view of the vicinity of the internal pump of Fig. 1, Fig. 5 is a characteristic diagram showing the relationship between differential pressure and flow rate, and Fig. 6 is the vicinity of the internal pump. It is explanatory drawing which shows the flow state. 1 ... Reactor pressure vessel, 2 ... Reactor core, 8 ... Shroud, 11 ... Downcomer passage, 12 ... Internal pump, 15 ... Lower plenum, 16 ... Opening, 20 ...
Core coolant flow rate measuring device 21, 22 ... Pressure guiding tube, 21
A, 21B ... Pressure detection end.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】原子炉容器、前記原子炉容器内に設けられ
て炉心を取囲むシュラウド、及び前記シュラウドと前記
原子炉容器との間に形成される環状の下降流路の下部に
同一円周上に等間隔で配置された複数台のインターナル
ポンプを有する原子炉の炉心冷却材流量を測定する装置
において、前記複数台のインターナルポンプが配置され
ている円を4象限に区分したときに各象限毎に少なくと
も一個所における次の2つの位置の圧力を検出してその
差圧を求め、 (a)前記インターナルポンプの上流側で前記インターナ
ルポンプに起因する乱流による圧力変動の影響のない位
置 (b)前記シュラウド内の前記炉心よりも下方の位置に配
置された制御棒案内管のうち最外周に位置する前記制御
棒案内管と前記シュラウドとの間の位置 前記各象限毎に求めた差圧の平均値に基づいて炉心冷却
材流量を求めることを特徴とする炉心冷却材流量測定装
置。
1. A nuclear reactor vessel, a shroud provided in the nuclear reactor vessel and surrounding a reactor core, and the same circumference at the bottom of an annular downward flow path formed between the shroud and the nuclear reactor vessel. In a device for measuring a core coolant flow rate of a nuclear reactor having a plurality of internal pumps arranged at equal intervals, when a circle in which the plurality of internal pumps are arranged is divided into four quadrants. In each quadrant, the pressure at the following two positions in at least one position is detected and the differential pressure is obtained, and (a) the influence of the pressure fluctuation due to the turbulent flow caused by the internal pump on the upstream side of the internal pump. (B) Position between the control rod guide pipe located at the outermost periphery and the shroud among the control rod guide pipes arranged in the shroud below the core in each quadrant Request A core coolant flow rate measuring device, wherein the core coolant flow rate is obtained based on the average value of the differential pressures.
JP62247885A 1987-10-02 1987-10-02 Core coolant flow rate measuring device Expired - Fee Related JPH0648309B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62247885A JPH0648309B2 (en) 1987-10-02 1987-10-02 Core coolant flow rate measuring device

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62247885A JPH0648309B2 (en) 1987-10-02 1987-10-02 Core coolant flow rate measuring device

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6491091A JPS6491091A (en) 1989-04-10
JPH0648309B2 true JPH0648309B2 (en) 1994-06-22

Family

ID=17170044

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62247885A Expired - Fee Related JPH0648309B2 (en) 1987-10-02 1987-10-02 Core coolant flow rate measuring device

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0648309B2 (en)

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5810692A (en) * 1981-07-14 1983-01-21 株式会社東芝 Coolant recirculation flow rate measuring device in reactor
JPS5984197A (en) * 1982-11-05 1984-05-15 株式会社東芝 Bwr type reactor
JPH0820545B2 (en) * 1987-07-24 1996-03-04 株式会社東芝 Core flow measurement device

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6491091A (en) 1989-04-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH03194421A (en) Venturi apparatus
US4118780A (en) Technique for monitoring flow rate differences in water cooling conduit
US4315800A (en) Nuclear reactor
JPH0648309B2 (en) Core coolant flow rate measuring device
JP4441110B2 (en) Flow measuring device and method for boiling water reactor internal pump
Sim et al. Measurement of phase distribution in a triangular conduit
JP3813358B2 (en) Reactor coolant flow measurement device
JPH11211525A (en) Flowmeter utilizing flow sensor
JPH02147990A (en) Reactor core flow measurement method
JPH0210917B2 (en)
JPH11142580A (en) Reactor core flow-rate measuring device
JP4350344B2 (en) Reactor coolant flow rate measuring device, core flow rate measuring system, and reactor power control system
JP6436718B2 (en) Electromagnetic water meter
JPH0157320B2 (en)
JP5398501B2 (en) Reactor
CN219869819U (en) Turbine flowmeter with detect function
CN210271807U (en) Coolant hot section temperature measuring device and pressure vessel with same
JPH02290596A (en) Flow rate measuring instrument and operating device for nuclear reactor utilizing this instrument
JPS63293496A (en) Instrument for measuring circulating flow rate of coolant in nuclear reactor
JPS63290995A (en) Boiling water reactor
JPH02205797A (en) Reactor core flow measuring device
JPS58135419A (en) Vortex current flow meter
JPS60224024A (en) Flow rate measuring insturument for coolant of reactor core
CN117191160A (en) Self-detection method of turbine flowmeter
JPH07286872A (en) Flowmeter

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees