JPS5834324A - 沸騰水形原子炉の水位測定装置 - Google Patents
沸騰水形原子炉の水位測定装置Info
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- JPS5834324A JPS5834324A JP56132512A JP13251281A JPS5834324A JP S5834324 A JPS5834324 A JP S5834324A JP 56132512 A JP56132512 A JP 56132512A JP 13251281 A JP13251281 A JP 13251281A JP S5834324 A JPS5834324 A JP S5834324A
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- Japan
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- reactor
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/035—Moderator- or coolant-level detecting devices
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Levels Of Liquids Or Fluent Solid Materials (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】
本発明は沸騰水形原子炉の水位測定装置に関する。
一般に沸騰水形原子炉においては炉心の上方に気水分離
器および蒸気乾燥器等が設けられておシ、一方炉水は炉
心内を下部から上部へ循環しながら冷却材と減速材との
機能を果しているものである。したがって、炉水の水位
が所定の範囲を逸脱して低下しても上昇しても原子炉の
運転は不可能になる。よって、常に炉水の水位を測定し
て所定の水位を維持するために第１図に示すような水位
測定装置が使用されていた。
器および蒸気乾燥器等が設けられておシ、一方炉水は炉
心内を下部から上部へ循環しながら冷却材と減速材との
機能を果しているものである。したがって、炉水の水位
が所定の範囲を逸脱して低下しても上昇しても原子炉の
運転は不可能になる。よって、常に炉水の水位を測定し
て所定の水位を維持するために第１図に示すような水位
測定装置が使用されていた。
この従来の水位検出装置は次のように構成されていた。
すなわち、図中１は原子炉圧力容器であシ、この原子炉
圧力容器と原子炉格納容器との間の空間部に基準水頭管
２が設けられている。この基準水頭管２の上部には凝縮
槽４が設けられておシ、この凝縮槽４は凝縮蒸気管５を
介して原子炉圧力容器１内に連通している。この凝縮蒸
気管５は炉水ＩＡの水面より上方の蒸気相部分に開口し
ている。そして、原子炉圧力容器１内の蒸気は凝縮蒸気
管５を通って凝縮槽４に流入し、ここで凝縮されるとと
もＫこの凝縮槽４内に所定水位以上溜った基準水頭水２
Ａは凝縮蒸気管５を介して原子炉圧力容器１内に戻され
、この凝縮槽４内に常に一定の基準水頭水面４Ａが形成
されるように構成されている。
圧力容器と原子炉格納容器との間の空間部に基準水頭管
２が設けられている。この基準水頭管２の上部には凝縮
槽４が設けられておシ、この凝縮槽４は凝縮蒸気管５を
介して原子炉圧力容器１内に連通している。この凝縮蒸
気管５は炉水ＩＡの水面より上方の蒸気相部分に開口し
ている。そして、原子炉圧力容器１内の蒸気は凝縮蒸気
管５を通って凝縮槽４に流入し、ここで凝縮されるとと
もＫこの凝縮槽４内に所定水位以上溜った基準水頭水２
Ａは凝縮蒸気管５を介して原子炉圧力容器１内に戻され
、この凝縮槽４内に常に一定の基準水頭水面４Ａが形成
されるように構成されている。
また、上記基準水頭管２の下端と原子炉圧力容器１の下
部との間には連通管３・・・を介して差圧検出器６が設
けられ、基準水頭圧と炉水水頭圧との差圧ΔＰを検出し
て電気信号に変換するよう構成されている。そして、図
中７は演算処理回路であり、上記差圧検出器６からの電
気信号を演算処理して炉水水位Ｈを算出するものである
。
部との間には連通管３・・・を介して差圧検出器６が設
けられ、基準水頭圧と炉水水頭圧との差圧ΔＰを検出し
て電気信号に変換するよう構成されている。そして、図
中７は演算処理回路であり、上記差圧検出器６からの電
気信号を演算処理して炉水水位Ｈを算出するものである
。
そして、この演算処理回路７はγｔを炉水比重量、γ７
を原子炉圧力容器内蒸気比重量、五を基準包 水頭水平均比重量、ΔＨ棲基準水頭管水位、ｆ（。
を原子炉圧力容器内蒸気比重量、五を基準包 水頭水平均比重量、ΔＨ棲基準水頭管水位、ｆ（。
を連通管開口部高さとしたとき、次の第１式に示す演算
によυ、炉水水位Ｈを求めるものである。
によυ、炉水水位Ｈを求めるものである。
このとき、原子炉が正常な運転状態である場合にはｒｚ
Ｔ ｒｚ ｌ ｒｖ等は一定の数値であシ、これらの
値は容易に知ることができるので差圧ΔＰの値が得られ
れば炉水水位Ｈを十分な精度で求めることができる。
Ｔ ｒｚ ｌ ｒｖ等は一定の数値であシ、これらの
値は容易に知ることができるので差圧ΔＰの値が得られ
れば炉水水位Ｈを十分な精度で求めることができる。
ところが原子炉事故、特に実際に発生した事故ではない
が、予想される最悪の事故である冷却水喪失事故（Ｌｏ
ｓｓ−ＯＦ−ＣＯＯＬＡＮＴ ＡＣＣＩＤＥＮＴ 。
が、予想される最悪の事故である冷却水喪失事故（Ｌｏ
ｓｓ−ＯＦ−ＣＯＯＬＡＮＴ ＡＣＣＩＤＥＮＴ 。
以下、単にＬＯＣＡと称する。）が発生した場合には次
に述べるような不具合が生じる。すなわち、ＬＯＣＡ発
生時には緊急炉心冷却装置等の安全系装置を作動させる
ために炉水水位Ｈを正確に測定することが正常運転時以
上に要求されるにもかかわらず、従来の水位測定装置で
はＬＯＣＡ発生時に正確な炉水水位Ｈを測定し得ない不
具合である。この不具合は次のように発生するものであ
る。まず、ＬＯＣＡ発生時には上記基準水頭管２が設け
られている原子炉格納容器内は高温になシ基準水頭管内
の基準水頭水も次第に温度が上昇する。一方、原子炉圧
力容器１内の圧力は冷却材が外部に流出するので次第に
圧力が低下する。
に述べるような不具合が生じる。すなわち、ＬＯＣＡ発
生時には緊急炉心冷却装置等の安全系装置を作動させる
ために炉水水位Ｈを正確に測定することが正常運転時以
上に要求されるにもかかわらず、従来の水位測定装置で
はＬＯＣＡ発生時に正確な炉水水位Ｈを測定し得ない不
具合である。この不具合は次のように発生するものであ
る。まず、ＬＯＣＡ発生時には上記基準水頭管２が設け
られている原子炉格納容器内は高温になシ基準水頭管内
の基準水頭水も次第に温度が上昇する。一方、原子炉圧
力容器１内の圧力は冷却材が外部に流出するので次第に
圧力が低下する。
そして、ついには基準水頭水は減圧沸騰し、このことは
第（１）式の基準水頭水比重量五の値が小さくなること
に相当する。したがって従来の水位測定装置ではＬＯＣ
Ａ発生時に実際の炉水水位よりも高い測定値を出力して
しまうことになる。
第（１）式の基準水頭水比重量五の値が小さくなること
に相当する。したがって従来の水位測定装置ではＬＯＣ
Ａ発生時に実際の炉水水位よりも高い測定値を出力して
しまうことになる。
よって、ＬＯＣＡ発生時に正確な炉水水位を測定するこ
とができなかった。
とができなかった。
そこで、基準水頭管２の外周面に断熱材を巻き付け、Ｌ
ＯＣＡ時に原子炉格納容器内の高温が基準水頭水に伝熱
する熱量を極力小さくすることが考えられている。しか
し、このようなものでは時間が経過するにしたがって基
準水頭水の水温が上昇し、ついには突沸を招く不具合が
生じる。そして突沸が生じると従来の水位測定装置と同
様に実際の水位より高い水位を出力してしまい、長時間
にわたって正確な炉水水位を測定することはできなかっ
た。
ＯＣＡ時に原子炉格納容器内の高温が基準水頭水に伝熱
する熱量を極力小さくすることが考えられている。しか
し、このようなものでは時間が経過するにしたがって基
準水頭水の水温が上昇し、ついには突沸を招く不具合が
生じる。そして突沸が生じると従来の水位測定装置と同
様に実際の水位より高い水位を出力してしまい、長時間
にわたって正確な炉水水位を測定することはできなかっ
た。
また、基準水頭管２を水ジャケットで覆い冷却水を循環
させて基準水頭管２の冷却を行なう５− ことも考えられている。このような水位測定装置では長
時間にわたって正確な炉水水位を測定し得るが、冷却系
の構造が複雑になシ狭小な原子炉格納容器内に収容され
る水位測定装置としては不適当である。
させて基準水頭管２の冷却を行なう５− ことも考えられている。このような水位測定装置では長
時間にわたって正確な炉水水位を測定し得るが、冷却系
の構造が複雑になシ狭小な原子炉格納容器内に収容され
る水位測定装置としては不適当である。
本発明は以上のような事情を考慮してなされたもので、
その目的とするところは、沸騰水形原子炉の水位測定装
置において基準水頭管の外周面に断熱体を設け、基準水
頭管の内周面には多孔質体を設けたことによ）、基準水
頭内の基準水頭水が減圧沸騰および突沸することを防止
し、長時間にわたって正確な炉水水位を測定でき、しか
も構造が簡単な沸騰水形原子炉の水位測定装置を提供す
ることにある。
その目的とするところは、沸騰水形原子炉の水位測定装
置において基準水頭管の外周面に断熱体を設け、基準水
頭管の内周面には多孔質体を設けたことによ）、基準水
頭内の基準水頭水が減圧沸騰および突沸することを防止
し、長時間にわたって正確な炉水水位を測定でき、しか
も構造が簡単な沸騰水形原子炉の水位測定装置を提供す
ることにある。
以下、本発明の一実施例を図面に従って説明する。第２
図は本発明の一実施例に含まれる基準水頭管２の断面図
である。図中２は基準水頭管であシ上部に凝縮槽４を有
している。この凝縮槽４には凝縮蒸気管５を介して原子
炉圧力容器の炉水水面よシ上方の蒸気相部分に連通して
６− おり、基準水頭水面を常に一定に保つよう構成されてい
る。また、この基準水頭管２の下部重連通管３が設けら
れ、差圧検出器へ連通している。そして、この基準水頭
管２の外周面は例えＩｒｆ、ノ９−ライト等の断熱体８
で覆わ扛ておシ、内周面は例えばセラミック等の気泡を
含むことができる多孔質体９で覆われている。
図は本発明の一実施例に含まれる基準水頭管２の断面図
である。図中２は基準水頭管であシ上部に凝縮槽４を有
している。この凝縮槽４には凝縮蒸気管５を介して原子
炉圧力容器の炉水水面よシ上方の蒸気相部分に連通して
６− おり、基準水頭水面を常に一定に保つよう構成されてい
る。また、この基準水頭管２の下部重連通管３が設けら
れ、差圧検出器へ連通している。そして、この基準水頭
管２の外周面は例えＩｒｆ、ノ９−ライト等の断熱体８
で覆わ扛ておシ、内周面は例えばセラミック等の気泡を
含むことができる多孔質体９で覆われている。
このような基準水頭管２は第１図に示す従来の水位測定
装置と同様に構成され、本発明の一実施例の水位測定装
置を構成するものである。
装置と同様に構成され、本発明の一実施例の水位測定装
置を構成するものである。
この本発明の一実施例の水位測定装置では次に述べる利
点を有する。まず、基準水頭管２の外周面は断熱体８で
覆われており、内周面は多孔質体９で覆われている。こ
のためＬＯＣＡ発生時に基準水頭管２内の基準水頭水２
Ａに伝達される熱流束は微小なものとなυ基準水頭管２
内の温度上昇率を小さく抑えることができる。丑だ、こ
のように水頭水２Ａの温度がゆるやかに上昇すると、そ
の温度が沸騰点以上となっても沸騰を生ぜず、温匿が沸
騰点以上となった状態から突然沸騰するいわゆる突沸を
生じやすい。しかし、この一実施例では基準水頭管２の
内面に多孔質体９が設けられているので、この多孔質体
９に含まれている微小な気泡が核となって沸騰が促進さ
れるので、長時間経過後に基準水頭水２Ａが突沸を起こ
すことも防止できる。したがって、ＬＯＣＡ発生時にも
長時間にわたって基準水頭水平均比重量五が変化せず、
正確な炉水水位Ｈを測定することができる。次に、本発
明の一実施例の基準水頭管２は格別の冷却系の構成を要
せず、構造を簡単にすることができる。
点を有する。まず、基準水頭管２の外周面は断熱体８で
覆われており、内周面は多孔質体９で覆われている。こ
のためＬＯＣＡ発生時に基準水頭管２内の基準水頭水２
Ａに伝達される熱流束は微小なものとなυ基準水頭管２
内の温度上昇率を小さく抑えることができる。丑だ、こ
のように水頭水２Ａの温度がゆるやかに上昇すると、そ
の温度が沸騰点以上となっても沸騰を生ぜず、温匿が沸
騰点以上となった状態から突然沸騰するいわゆる突沸を
生じやすい。しかし、この一実施例では基準水頭管２の
内面に多孔質体９が設けられているので、この多孔質体
９に含まれている微小な気泡が核となって沸騰が促進さ
れるので、長時間経過後に基準水頭水２Ａが突沸を起こ
すことも防止できる。したがって、ＬＯＣＡ発生時にも
長時間にわたって基準水頭水平均比重量五が変化せず、
正確な炉水水位Ｈを測定することができる。次に、本発
明の一実施例の基準水頭管２は格別の冷却系の構成を要
せず、構造を簡単にすることができる。
以上、説明したように本発明にかかる沸騰水形原子炉の
水位測定装置は原子炉格納容器内に設けられた凝縮槽と
、原子炉圧力容器内に設けられ上端が上記凝縮槽下部に
連通した基準水頭管と、この凝縮槽と原子炉圧力容器内
の蒸気相とを連通し上記基準水頭管内の水位を一定に保
持する飽和蒸気管と、この基準水頭管の基準水頭圧と原
子炉圧力容器内の炉水水頭圧との差圧を検出して電気信
号に変換する差圧検出器と、この差圧検出器からの電気
信号を演算処理する演算処理回路とを具備したものにお
いて、上記基準水頭管の外周面に断熱体を設は内周面に
多孔質体を設けたことを特徴とするものである。
水位測定装置は原子炉格納容器内に設けられた凝縮槽と
、原子炉圧力容器内に設けられ上端が上記凝縮槽下部に
連通した基準水頭管と、この凝縮槽と原子炉圧力容器内
の蒸気相とを連通し上記基準水頭管内の水位を一定に保
持する飽和蒸気管と、この基準水頭管の基準水頭圧と原
子炉圧力容器内の炉水水頭圧との差圧を検出して電気信
号に変換する差圧検出器と、この差圧検出器からの電気
信号を演算処理する演算処理回路とを具備したものにお
いて、上記基準水頭管の外周面に断熱体を設は内周面に
多孔質体を設けたことを特徴とするものである。
したがってＬＯＣＡ発生時に原子炉格納容器内が高温に
なシ炉水水頭圧が低下しても長時間にわたって基準水頭
圧が減圧沸騰および突沸を起こすことを防止し、基準水
頭水平均比重量を一定に保つことができるので正確な炉
水水位を測定でき、しかも構造が簡単であり、その効果
は大である。
なシ炉水水頭圧が低下しても長時間にわたって基準水頭
圧が減圧沸騰および突沸を起こすことを防止し、基準水
頭水平均比重量を一定に保つことができるので正確な炉
水水位を測定でき、しかも構造が簡単であり、その効果
は大である。
第１図は従来の沸騰水形原子炉の水位測定装置の構成図
、第２図は本発明の一実施例に含まれる基準水頭管２の
縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・基準水頭管、４・・
・凝縮槽、５・・・飽和蒸気管、６・・・差圧検出器、
７・・・演算処理回路、８・−・断熱体、９・・・多孔
質体。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦９−
、第２図は本発明の一実施例に含まれる基準水頭管２の
縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・基準水頭管、４・・
・凝縮槽、５・・・飽和蒸気管、６・・・差圧検出器、
７・・・演算処理回路、８・−・断熱体、９・・・多孔
質体。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦９−
Claims (1)
- 原子炉格納容器内に設けられた凝縮槽と、原子炉格納容
器内に設けられ毒上端が上記凝縮槽下部に連通した基準
水頭管と、この凝縮槽と原子炉圧力容器内の蒸気相部分
とを連通し上記基準水頭管内の水位を一定に保持する飽
和蒸気管と、上記基準水頭管の基準水頭圧と原子炉圧力
容器内の炉水水頭圧との差圧を検出して電気信号に変換
する差圧検出器と、この差圧検出器から電気信号を演算
処理する演算処理回路とを具備したものにおいて、上記
基準水頭管の外周面に断熱体を設け、また内周面には多
孔買体を設けたことを特徴とする沸騰°水彩原子炉の水
位測定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56132512A JPS6023285B2 (ja) | 1981-08-24 | 1981-08-24 | 沸騰水形原子炉の水位測定装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56132512A JPS6023285B2 (ja) | 1981-08-24 | 1981-08-24 | 沸騰水形原子炉の水位測定装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5834324A true JPS5834324A (ja) | 1983-02-28 |
| JPS6023285B2 JPS6023285B2 (ja) | 1985-06-06 |
Family
ID=15083068
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56132512A Expired JPS6023285B2 (ja) | 1981-08-24 | 1981-08-24 | 沸騰水形原子炉の水位測定装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6023285B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0577813A (ja) * | 1991-06-11 | 1993-03-30 | Orihiro Kk | 竪型充填包装機 |
-
1981
- 1981-08-24 JP JP56132512A patent/JPS6023285B2/ja not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0577813A (ja) * | 1991-06-11 | 1993-03-30 | Orihiro Kk | 竪型充填包装機 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6023285B2 (ja) | 1985-06-06 |
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