JPH08304127A - Apparatus for measuring flow speed and flow rate in pipe - Google Patents

Apparatus for measuring flow speed and flow rate in pipe

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JPH08304127A
JPH08304127A JP10987995A JP10987995A JPH08304127A JP H08304127 A JPH08304127 A JP H08304127A JP 10987995 A JP10987995 A JP 10987995A JP 10987995 A JP10987995 A JP 10987995A JP H08304127 A JPH08304127 A JP H08304127A
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JP
Japan
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pipe
flow rate
detector
wave height
flow
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Application number
JP10987995A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Kazuhiko Takayama
和彦 高山
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPH08304127A publication Critical patent/JPH08304127A/en
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Abstract

PURPOSE: To measure flow rates and flow speeds readily without destruction by a simple external equipment without assembling the equipment such as a flowmeter requiring the maintenance and without decreasing the strength of a piping system. CONSTITUTION: Radioactive isotope is injected into a piping to be measured 1. The radiation of the specified energy of the radioactive isotope is detected by a first detector 11 and a second detector 12. The pulse-height analysis of the detected signal is performed, and only the specified radiation energy is taken out respectively. These signals are counted, and the flow speed and the flow rate are operated with an operating device 15 by the statistic method.

Description

【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention

【0001】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は放射性アイソトープを利
用して配管内の流体の流速を非破壊的に測定する管内流
速流量測定装置に関する。
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a pipe flow velocity flow measuring device for nondestructively measuring a flow velocity of a fluid in a pipe by using a radioactive isotope.

【0002】[0002]

【従来の技術】従来、配管内の流体の流速を測定しよう
とする場合は、配管に種々の流速計や流量計などの計測
器を取り付けて測定していた。このような計測器が取り
付けられない場合には、非破壊的な方法として、超音波
を用いる方法や、配管の末端あるいは途中に容器を取り
付け、この容器に流体の溜まる割合または減少する割合
を測定して流量を算出する方法がある。
2. Description of the Related Art Conventionally, in order to measure the flow velocity of a fluid in a pipe, various measuring instruments such as a current meter and a flow meter are attached to the pipe. If such a measuring instrument cannot be installed, as a non-destructive method, use ultrasonic waves, or install a container at the end of the pipe or in the middle, and measure the rate at which fluid accumulates in this container or the rate at which it decreases. Then, there is a method of calculating the flow rate.

【0003】また、放射線による流速測定方法の一つに
短半減期核種を用いる方法もある。この方法は、N
16(窒素16:半減期3秒)を配管内に流し、一定距離
をおいた2点で放射線の強さの差および半減期を比較し
流速を算出する方法である。
There is also a method of using a short half-life nuclide as one of the methods for measuring the flow velocity by radiation. This method is
This is a method in which 16 (nitrogen 16: half-life 3 seconds) is flown into the pipe, and the difference in the intensity of radiation and the half-life are compared at two points at a fixed distance to calculate the flow velocity.

【0004】[0004]

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上述し
た従来の方法は、プラントあるいはシステムによっては
採用できない場合がある。例えば、非常に高い圧力の配
管で流量計を取り付けるには、流量計が非常に高価にな
る場合があったり、流量計からの漏洩などが絶対に許容
できない場合がある。また、設置場所が狭隘で流量計が
取り付けられない場合もある。さらに、常時流量を監視
する必要はないが、プラントあるいはシステムの保守時
にのみ流量を確認する場合があり、あるいはこれらの組
み合わせの場合がある。そして、N16を配管内に流す方
法は、放射線量自体をアナログ的に計測するため、検出
器の設置方法により測定誤差が発生する可能性が高く、
測定精度が低い。
However, the conventional method described above may not be adopted depending on the plant or system. For example, when the flow meter is mounted with a pipe having a very high pressure, the flow meter may be very expensive, or leakage from the flow meter may be absolutely unacceptable. In addition, there are cases where the flowmeter cannot be installed because the installation location is narrow. Furthermore, it is not necessary to constantly monitor the flow rate, but the flow rate may be checked only during plant or system maintenance, or a combination of these. Since the method of flowing N 16 into the pipe measures the radiation dose itself in an analog manner, there is a high possibility that a measurement error will occur depending on the detector installation method.
Measurement accuracy is low.

【0005】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、流量計のような保守を必要とする設備を組み込
むことなく、配管系の強度を低下させることなく、簡易
な外部設備により、非破壊的で容易に流量や流速を測定
可能な管内流速流量測定装置を提供することを目的とす
る。
The present invention has been made in consideration of the above-mentioned circumstances, and it is possible to use a simple external facility without incorporating a facility such as a flow meter which requires maintenance, without lowering the strength of the piping system. It is an object of the present invention to provide a non-destructive in-pipe flow velocity / flow rate measuring device capable of easily measuring a flow rate and a flow velocity.

【0006】[0006]

【課題を解決するための手段】上述した課題を解決する
ために、本発明の請求項1は、被測定配管内に注入した
放射性アイソトープの特定のエネルギーの放射線を測定
するとともに、互いに一定間隔をおいて上記被測定配管
近傍に配置された第1の検出器および第2の検出器と、
これらの検出信号の波高分析を行い特定の放射線エネル
ギーのみをそれぞれ取り出す第1の波高分析器および第
2の波高分析器と、これら第1,第2の波高分析器から
の信号をそれぞれ計数し統計的手法にて流速流量を演算
する演算処理装置とを備えたことを特徴とする。
In order to solve the above-mentioned problems, the first aspect of the present invention is to measure the radiation of a specific energy of the radioactive isotope injected into the pipe to be measured, and at a fixed interval from each other. And a first detector and a second detector arranged near the pipe to be measured,
A first wave height analyzer and a second wave height analyzer which perform wave height analysis of these detection signals to extract only specific radiation energy, and signals from these first and second wave height analyzers are respectively counted and statistically calculated. And a calculation processing device that calculates the flow velocity and flow rate by a dynamic method.

【0007】請求項2は、請求項1記載の放射性アイソ
トープがナトリウム24であることを特徴とする。請求
項3は、請求項2記載の放射性アイソトープとしてのナ
トリウム24を含有する化合物が、NaHCO3 ,Na
2 CO3 ,NaOHのいずれかであることを特徴とす
る。
A second aspect of the present invention is characterized in that the radioactive isotope of the first aspect is sodium 24. In a third aspect, the compound containing sodium 24 as the radioactive isotope according to the second aspect is NaHCO 3 , Na.
It is characterized by being one of 2 CO 3 and NaOH.

【0008】[0008]

【作用】上記の構成を有する本発明の請求項1において
は、被測定配管内に放射性アイソトープを注入し、この
放射性アイソトープの特定のエネルギーの放射線を第1
の検出器および第2の検出器により検出し、これらの検
出信号の波高分析を行い特定の放射線エネルギーのみを
それぞれ取り出した後、これらの信号をそれぞれ計数し
統計的手法にて流速流量を演算処理装置により演算する
ことで、流量計のような保守を必要とする設備を組み込
むことなく、配管系の強度を低下させることなく、簡易
な外部設備により、非破壊的で容易に流量や流速を測定
することができる。
According to the first aspect of the present invention having the above-mentioned structure, the radioactive isotope is injected into the pipe to be measured, and the radiation having a specific energy of the radioactive isotope is first emitted.
Of the detector and the second detector, wave height analysis of these detection signals is performed, and only specific radiation energies are taken out, respectively, and then these signals are counted respectively to calculate the flow velocity and flow rate by a statistical method. By calculating with the device, you can easily measure the flow rate and flow velocity non-destructively by simple external equipment without reducing the strength of the piping system without incorporating equipment such as a flow meter that requires maintenance. can do.

【0009】請求項2においては、請求項1記載の放射
性アイソトープがナトリウム24であることから、ガン
マ線でエネルギーが高く、半減期が短すぎず、長すぎる
ことがない。
According to the second aspect, since the radioactive isotope according to the first aspect is sodium 24, the energy is high with gamma rays and the half-life is neither too short nor too long.

【0010】請求項3においては、請求項2記載の放射
性アイソトープとしてのナトリウム24を含有する化合
物が、NaHCO3 ,Na2 CO3 ,NaOHのいずれ
かであることから、化学的性質が安定で、金属を腐食さ
せることがない。配管系の流体に容易に溶解し、熱、圧
力、放射線により変質せず、残留した場合、中性子を吸
収しない。
In claim 3, since the compound containing sodium 24 as a radioactive isotope according to claim 2 is any one of NaHCO 3 , Na 2 CO 3 and NaOH, the chemical property is stable, Does not corrode metal. It dissolves easily in the fluid of the piping system, does not deteriorate due to heat, pressure, or radiation, and does not absorb neutrons if it remains.

【0011】[0011]

【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。図1は本発明に係る管内流速流量測定装置の一実
施例を示す構成図である。本実施例では、図1に示すよ
うに例えば沸騰水型原子炉内における機器冷却配管が被
測定配管1として使用され、この被測定配管1は発電所
内の多くの熱負荷2を冷却するため、血管のように多数
枝分れした配管系を構成している。各熱負荷2には適正
量の冷却水を得るためにそれぞれ流量調整弁3が取り付
けられている。また、多数の被測定配管1の全体は両端
で連結され、その内の一端には測定溶液注入口4が接続
され、この測定溶液注入口4に注入口止弁5が取り付け
られている。
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 1 is a configuration diagram showing an embodiment of a pipe flow velocity / flow rate measuring device according to the present invention. In this embodiment, as shown in FIG. 1, for example, a device cooling pipe in a boiling water reactor is used as the pipe to be measured 1, and the pipe to be measured 1 cools many heat loads 2 in the power plant. It forms a multi-branched pipe system like a blood vessel. A flow rate adjusting valve 3 is attached to each heat load 2 in order to obtain an appropriate amount of cooling water. Further, the whole of a large number of pipes to be measured 1 are connected at both ends, a measurement solution injection port 4 is connected to one end thereof, and an injection port stop valve 5 is attached to the measurement solution injection port 4.

【0012】測定溶液注入口4からは、冷却水に短半減
期放射性アイソトープを注入するため、放射性アイソト
ープ微量を含む測定溶液が注入される。この測定溶液は
注入口止弁5を通り、矢印に示す配管流れ方向に沿って
各被測定配管1に流入する。
From the measurement solution injection port 4, a short half-life radioactive isotope is injected into the cooling water, so that a measurement solution containing a trace amount of the radioactive isotope is injected. This measurement solution passes through the inlet stop valve 5 and flows into each pipe to be measured 1 along the pipe flow direction shown by the arrow.

【0013】多数の被測定配管1の内、一つの被測定配
管1の近傍であって流れ方向上流側には、ゲルマニウム
検出器などのエネルギー分解能の高いものから構成され
る第1の検出器としての上流側検出器11が配置される
一方、その下流側にも同様のものから構成した第2の検
出器としての下流側検出器12が配置される。この場
合、上流側検出器11と下流側検出器12との間隔は、
予め測定点間距離Lとして正確に測定されている必要が
ある。上流側測定器11および下流側検出器12は、被
測定配管1内の測定溶液が上流側検出器11および下流
側検出器12の近傍を流れる際に、放射性アイソトープ
の特定エネルギーの放射線を検出する。
Of the many pipes 1 to be measured, in the vicinity of one pipe 1 to be measured and on the upstream side in the flow direction, a first detector composed of a germanium detector or the like having a high energy resolution is provided. While the upstream side detector 11 is arranged, the downstream side detector 12 as a second detector composed of the same is also arranged on the downstream side thereof. In this case, the distance between the upstream detector 11 and the downstream detector 12 is
It is necessary to accurately measure the distance L between the measurement points in advance. The upstream-side measuring device 11 and the downstream-side detector 12 detect the radiation of the specific energy of the radioactive isotope when the measurement solution in the pipe 1 to be measured flows near the upstream-side detector 11 and the downstream-side detector 12. .

【0014】上流側検出器11および下流側検出器12
からの検出信号は、それぞれ第1の波高分析器としての
上流側波高分析器13および第2の波高分析器としての
下流側波高分析器14に入力され、これらの波高分析器
13,14は検出信号の波高分析を行い、特定のエネル
ギーのみを取り出して、演算処理装置15に出力する。
この演算処理装置15は各波高分析器13,14からの
信号を計数し、図2に示す計数−時間の関係を得る。こ
のようにして得られた流速、流量値は、流速流量出力装
置16に表示される。
Upstream detector 11 and downstream detector 12
The detection signals from are input to the upstream wave height analyzer 13 as the first wave height analyzer and the downstream side wave height analyzer 14 as the second wave height analyzer, respectively, and these wave height analyzers 13 and 14 detect The wave height of the signal is analyzed, and only specific energy is extracted and output to the arithmetic processing unit 15.
The arithmetic processing unit 15 counts the signals from the wave height analyzers 13 and 14 to obtain the count-time relationship shown in FIG. The flow velocity and flow rate values thus obtained are displayed on the flow velocity / flow rate output device 16.

【0015】次に、本実施例の作用について説明する。
図2は計数を縦軸に、時間を横軸にとり、上流側検出器
11から得られた信号と下流側検出器12から得られた
信号の時間に対する変化を示している。上流側波高分析
器13および下流側波高分析器14から演算処理装置1
5に送出された信号は、図2に示すように正規分布の形
状となる。そして、図2においてtuは上流側計測中心
時刻であり、tdは下流側計測中心時刻である。ここ
で、図2に示す入力信号から計測中心を算出するには、
図3に示すように計数のピーク値kpと1/2ピーク値
khに対する先行時間t1と後行時間t2を求め、これ
らの値から計測中心t0を算出する。しかし、実際には
図4に示すようなデータが得られることになる。上記正
規分布の式は以下のようになる。すなわち、
Next, the operation of this embodiment will be described.
FIG. 2 shows changes with time in the signal obtained from the upstream side detector 11 and the signal obtained from the downstream side detector 12, with the vertical axis representing the count and the horizontal axis representing the time. From the upstream wave height analyzer 13 and the downstream wave height analyzer 14 to the processing unit 1
The signal sent to No. 5 has a normal distribution shape as shown in FIG. Then, in FIG. 2, tu is the upstream measurement center time, and td is the downstream measurement center time. Here, in order to calculate the measurement center from the input signal shown in FIG.
As shown in FIG. 3, the leading time t1 and the trailing time t2 for the peak value kp and the half peak value kh of the count are obtained, and the measurement center t0 is calculated from these values. However, actually, the data as shown in FIG. 4 is obtained. The formula of the above normal distribution is as follows. That is,

【0016】[0016]

【数1】 [Equation 1]

【0017】この式において、C(t)は時刻tの時の
計数値、Coはピークの計数値、tは任意の時刻、t0
はピークの計数値の時の時刻、σは分散(>0)であ
る。図4に示すように、実際のデータの個数をnとする
と、時刻t1が31の時の計数値C1が51、時刻t2
が32の時の計数値C2が52、同様に時刻tiの時の
計数値Ci、時刻tnが49の時の計数値Cnが69と
いうn個のデータが得られる。
In this equation, C (t) is the count value at time t, Co is the peak count value, t is any time, and t0
Is the time at the time of the peak count value, and σ is the variance (> 0). As shown in FIG. 4, assuming that the actual number of data is n, the count value C1 when the time t1 is 31 is 51 and the time t2 is t2.
, The count value C2 is 52, the count value Ci is the time ti, and the count value Cn is 69 when the time tn is 49.

【0018】この生データを最小二乗法により上記の式
のCo、t0 、σの最適値を計算する。この定数に基づ
いて正規分布の曲線を描くと、最も生データを活用する
理論曲線となる。この曲線上の数値t0 が本実施例で必
要としている数値である。これらの演算処理は演算処理
装置15により行う。流速は上流側t0 値(上記tu)
と下流側t0 値(上記td)とから時間(td−tu)
を求め、距離Lをこの時間(td−tu)で除算した値
となる。ここで、配管の径を入力しておけば流量が算出
される。この流速、流量が流速流量出力装置16に表示
される。
Optimal values of Co, t0 and σ in the above equation are calculated from this raw data by the method of least squares. If you draw a curve of normal distribution based on this constant, it will be the theoretical curve that uses the most raw data. The value t0 on this curve is the value required in this embodiment. These arithmetic processes are performed by the arithmetic processing unit 15. Flow velocity is upstream t0 value (tu above)
(Td-tu) from the downstream side t0 value (td above)
And the distance L is divided by this time (td-tu). Here, the flow rate can be calculated by inputting the diameter of the pipe. The flow rate and flow rate are displayed on the flow rate / flow rate output device 16.

【0019】なお、本実施例で使用される放射性アイソ
トープは、次のような性質を持つ必要がある。すなわ
ち、半減期は6時間から24時間程度の核種であるこ
と。なお、半減期が短すぎると減衰が大きく取扱い難
く、長すぎると配管内に注入した核種が残り、再測定時
に放射線バックグラウンドが上り測定誤差が増加する。
The radioactive isotope used in this embodiment must have the following properties. That is, the half-life should be 6 to 24 hours. If the half-life is too short, the attenuation will be large and it will be difficult to handle. If it is too long, the nuclide injected into the pipe will remain, and the radiation background will rise during re-measurement, increasing the measurement error.

【0020】また、放射線はガンマ線でエネルギーも高
く、500keV以上あることが好ましい。配管の肉厚
が厚い場合でも透過させるには、エネルギーが高い方が
好ましい。
Radiation is a gamma ray and has high energy, and it is preferably 500 keV or more. Higher energy is preferable for permeation even when the pipe is thick.

【0021】さらに、測定溶液の化学的性質は安定な化
合物であって、金属を腐食させず、配管系の流体に容易
に溶解すること。そして、熱、圧力、放射線により変質
せずに、残留した場合、中性子を吸収しないこと。した
がって、熱中性子吸収断面積が十分小さく、原子力プラ
ントの運転に影響を与えず、誘導放射能を帯びて定期点
検時の被爆を増加させないこと。
Furthermore, the chemistry of the measurement solution is a stable compound, which does not corrode metals and easily dissolves in the fluid of the piping system. If it remains without being altered by heat, pressure, or radiation, do not absorb neutrons. Therefore, the thermal neutron absorption cross section is sufficiently small, does not affect the operation of the nuclear power plant, and does not increase the radiation exposure during periodic inspections due to induced radioactivity.

【0022】使用例を説明すると、Na24(ナトリウム
24)は半減期が15時間で、代表的なガンマ線エネル
ギー1.37MeVであり、ナトリウムの安定アイソト
ープはNa23だけであり、自然界の存在比はNa23が1
00%である。
Explaining an example of use, Na 24 (sodium 24) has a half-life of 15 hours, a typical gamma ray energy of 1.37 MeV, and the stable isotope of sodium is only Na 23. Na 23 is 1
It is 00%.

【0023】その化合物としては、NaHCO3 (炭酸
水素ナトリウム)、Na2 CO3 (炭酸ナトリウム)、
NaOH(水酸化ナトリウム)が挙げられる。NaHC
3は弱塩基性で金属系にほとんど無害で、水に溶解す
る(水に対し8.8g/100g(15℃))。300
℃以上で熱分解(化学的に安定)、担体であるNa23
ともに、H,C,Oともに熱中性子吸収断面積が極めて
小さい。Na2 CO3は塩基性がやや強く、希釈溶液で
あればNaHCO3 と同様に金属系にほとんど無害で水
に対する溶解度は大きく、化学的に安定している。Na
OHは塩基性が極めて強く、希釈溶液であればNaHC
3 と同様に金属系にほとんど無害で水に対する溶解度
は大きく、化学的に安定している。
The compounds include NaHCO 3 (sodium hydrogen carbonate), Na 2 CO 3 (sodium carbonate),
Examples include NaOH (sodium hydroxide). NaHC
O 3 is weakly basic, almost harmless to metal systems, and soluble in water (8.8 g / 100 g (15 ° C.) with respect to water). 300
Pyrolysis ℃ or higher (chemically stable), with Na 23 is a carrier, H, C, O are both extremely low thermal neutron absorption cross section. Na 2 CO 3 has a slightly strong basicity, and if it is a dilute solution, it is almost harmless to metal systems like NaHCO 3 , has a large solubility in water, and is chemically stable. Na
OH has a very strong basicity, so if it is a dilute solution, NaHC
Similar to O 3, it is almost harmless to metallic materials, has a high solubility in water, and is chemically stable.

【0024】なお、本実施例は、配管内に注入した測定
溶液を除去することなく、再測定が可能である。また、
測定を続行して放射線バックグラウンドが高くなった場
合、核種を代えることにより全く同様の原理で高精度に
再測定が可能となる。
In this embodiment, remeasurement can be performed without removing the measurement solution injected into the pipe. Also,
When the measurement continues and the radiation background becomes high, re-measurement can be performed with high accuracy by replacing the nuclide with exactly the same principle.

【0025】さらに、上記実施例では、沸騰水型原子炉
内における機器冷却配管に適用した例について説明した
が、これに限定されることなく、その他のプラントやシ
ステムにも適用可能である。
Furthermore, in the above-mentioned embodiment, an example of application to equipment cooling pipes in a boiling water reactor has been described, but the present invention is not limited to this and can be applied to other plants and systems.

【0026】[0026]

【発明の効果】以上説明したように、本発明の請求項1
によれば、被測定配管内に注入した放射性アイソトープ
の特定のエネルギーの放射線を測定するとともに、互い
に一定間隔をおいて上記被測定配管近傍に配置された第
1の検出器および第2の検出器と、これらの検出信号の
波高分析を行い特定の放射線エネルギーのみをそれぞれ
取り出す第1の波高分析器および第2の波高分析器と、
これら第1,第2の波高分析器からの信号をそれぞれ計
数し統計的手法にて流速流量を演算する演算処理装置と
を備えたことにより、流量計のような保守を必要とする
設備を組み込むことなく、配管系の強度を低下させるこ
となく、簡易な外部設備により、非破壊的で容易に流量
や流速を測定することができる。
As described above, according to the first aspect of the present invention.
According to the method, the radiation of specific energy of the radioactive isotope injected into the pipe to be measured is measured, and the first detector and the second detector are arranged in the vicinity of the pipe to be measured with a constant interval therebetween. And a first wave height analyzer and a second wave height analyzer which perform wave height analysis of these detection signals and take out only specific radiation energy, respectively.
By installing a processing unit that counts the signals from these first and second wave height analyzers and calculates the flow velocity and flow rate by a statistical method, a facility that requires maintenance such as a flow meter is incorporated. The flow rate and flow velocity can be measured non-destructively and easily by simple external equipment without lowering the strength of the piping system.

【0027】請求項2によれば、請求項1記載の放射性
アイソトープがナトリウム24であることから、ガンマ
線でエネルギーが高く、半減期が短すぎず、長すぎるこ
とがない。
According to the second aspect, since the radioactive isotope according to the first aspect is sodium 24, the energy is high with gamma rays and the half-life is neither too short nor too long.

【0028】請求項3によれば、請求項2記載の放射性
アイソトープとしてのナトリウム24を含有する化合物
が、NaHCO3 ,Na2 CO3 ,NaOHのいずれか
であることから、化学的性質が安定で、金属を腐食させ
ることがない。配管系の流体に容易に溶解し、熱、圧
力、放射線により変質せず、残留した場合、中性子を吸
収しない。
According to claim 3 , since the compound containing sodium 24 as a radioactive isotope according to claim 2 is any one of NaHCO 3 , Na 2 CO 3 and NaOH, the chemical property is stable. , Does not corrode metal. It dissolves easily in the fluid of the piping system, does not deteriorate due to heat, pressure, or radiation, and does not absorb neutrons if it remains.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

【図1】本発明に係る管内流速流量測定装置の一実施例
を示す構成図。
FIG. 1 is a configuration diagram showing an embodiment of an in-pipe flow velocity / flow rate measuring device according to the present invention.

【図2】図1の演算処理装置への入力信号を示すタイミ
ングチャート。
FIG. 2 is a timing chart showing an input signal to the arithmetic processing device of FIG.

【図3】計測中心を算出するための説明図。FIG. 3 is an explanatory diagram for calculating a measurement center.

【図4】図1の上流側波高分析器または下流側波高分析
器から実際に得られる信号を示す図。
FIG. 4 is a diagram showing a signal actually obtained from the upstream side wave height analyzer or the downstream side wave height analyzer of FIG. 1;

【符号の説明】[Explanation of symbols]

1 被測定配管 2 熱負荷 3 流量調整弁 4 測定溶液注入口 5 注入口止弁 11 上流側検出器(第1の検出器) 12 下流側検出器(第2の検出器) 13 上流側波高分析器(第1の波高分析器) 14 下流側波高分析器(第2の波高分析器) 15 演算処理装置 16 流速流量出力装置 1 Pipe to be measured 2 Heat load 3 Flow rate adjusting valve 4 Measurement solution inlet 5 Injection stop valve 11 Upstream detector (first detector) 12 Downstream detector (second detector) 13 Upstream wave height analysis Device (first wave height analyzer) 14 downstream wave height analyzer (second wave height analyzer) 15 arithmetic processing device 16 flow velocity flow rate output device

Claims (3)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】 被測定配管内に注入した放射性アイソト
ープの特定のエネルギーの放射線を測定するとともに、
互いに一定間隔をおいて上記被測定配管近傍に配置され
た第1の検出器および第2の検出器と、これらの検出信
号の波高分析を行い特定の放射線エネルギーのみをそれ
ぞれ取り出す第1の波高分析器および第2の波高分析器
と、これら第1,第2の波高分析器からの信号をそれぞ
れ計数し統計的手法にて流速流量を演算する演算処理装
置とを備えたことを特徴とする管内流速流量測定装置。
1. A method for measuring radiation of a specific energy of a radioactive isotope injected into a pipe to be measured,
A first detector and a second detector, which are arranged in the vicinity of the pipe to be measured with a constant interval from each other, and a first wave height analysis which performs wave height analysis of these detection signals and extracts only specific radiation energy, respectively. And a second wave height analyzer, and an arithmetic processing unit that counts signals from the first and second wave height analyzers and calculates the flow velocity and flow rate by a statistical method. Flow velocity and flow measurement device.
【請求項2】 放射性アイソトープは、ナトリウム24
であることを特徴とする請求項1記載の管内流速流量測
定装置。
2. The radioactive isotope is sodium 24
The pipe flow velocity / flow rate measuring device according to claim 1, wherein
【請求項3】 放射性アイソトープとしてのナトリウム
24を含有する化合物は、NaHCO3 ,Na2 CO
3 ,NaOHのいずれかであることを特徴とする請求項
2記載の管内流速流量測定装置。
3. A compound containing sodium 24 as a radioactive isotope is NaHCO 3 , Na 2 CO.
3. The pipe flow velocity and flow rate measuring device according to claim 2, wherein the device is either 3 or NaOH.
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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JP2010512476A (en) * 2006-12-12 2010-04-22 コミッサリア ア レネルジ アトミック Method and apparatus for detecting and / or quantifying water leaks
CN105492874A (en) * 2012-11-30 2016-04-13 英佩雷尔创新有限公司 A device, method and system for monitoring a network of fluid-carrying conduits

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010512476A (en) * 2006-12-12 2010-04-22 コミッサリア ア レネルジ アトミック Method and apparatus for detecting and / or quantifying water leaks
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