JPS5968697A - ル−スパ−ツ監視装置 - Google Patents
ル−スパ−ツ監視装置Info
- Publication number
- JPS5968697A JPS5968697A JP57178567A JP17856782A JPS5968697A JP S5968697 A JPS5968697 A JP S5968697A JP 57178567 A JP57178567 A JP 57178567A JP 17856782 A JP17856782 A JP 17856782A JP S5968697 A JPS5968697 A JP S5968697A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- sensors
- loose parts
- sensor
- monitoring device
- loose
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- 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】
この発明は原子炉のルースバーツ監視装置に関する。
原子炉及びこれに接続する蒸気発生部等において部品の
脱落が生じると、この脱落部品（ルースバーツ）により
機器が損傷を受けたり、冷却材や蒸気等の流体の流れが
阻害される等の問題が生じる。原子力技術が放射線や放
射性物質をその取り扱いの対象とするものである以上、
その安全性の確保は他の技術以上に強く要求されている
。このためルースパーツ発生及びその発生部位やルース
パーツの移動を検知する技術が開発されている。この技
術の一つとして発生したルースパーツが各機器に衝突し
て発生する音響や振動を圧電素子や加速度計等のセンサ
を用いてルースパーツの発生及びこのルースハーツの位
置を検知する方法がある。しかし従来これらセンサはル
ースバーツの発生を検知することを目的として配置され
ており、ルースバーツの移動及び位置の検出については
あまり考慮が払われてはいなかった。
脱落が生じると、この脱落部品（ルースバーツ）により
機器が損傷を受けたり、冷却材や蒸気等の流体の流れが
阻害される等の問題が生じる。原子力技術が放射線や放
射性物質をその取り扱いの対象とするものである以上、
その安全性の確保は他の技術以上に強く要求されている
。このためルースパーツ発生及びその発生部位やルース
パーツの移動を検知する技術が開発されている。この技
術の一つとして発生したルースパーツが各機器に衝突し
て発生する音響や振動を圧電素子や加速度計等のセンサ
を用いてルースパーツの発生及びこのルースハーツの位
置を検知する方法がある。しかし従来これらセンサはル
ースバーツの発生を検知することを目的として配置され
ており、ルースバーツの移動及び位置の検出については
あまり考慮が払われてはいなかった。
この発明の目的は上述した間願点を除去し、ルースパー
ツ発生の検知のみでなく、ルースパーツの移動を詳細に
検知することのできるルースパーツ監視装置を提供する
ことにある。
ツ発生の検知のみでなく、ルースパーツの移動を詳細に
検知することのできるルースパーツ監視装置を提供する
ことにある。
要するにこの発明は、センサの配置方法に改良を加えた
ものであり、各機器に対して少くと右上部と下部の二部
のセンサを配置し、上下各群のセンサ群は各々同一の水
平な面に位置するよう配ｊｊｃ シ、かつ一方の面の各
センサを通過する鉛直線上に他の面の各センサが各々位
置するようこれらセンサを配置したルース）ＳＬ−ソ！
ｉ！ｒｉ ？ＪＪ装置である。
ものであり、各機器に対して少くと右上部と下部の二部
のセンサを配置し、上下各群のセンサ群は各々同一の水
平な面に位置するよう配ｊｊｃ シ、かつ一方の面の各
センサを通過する鉛直線上に他の面の各センサが各々位
置するようこれらセンサを配置したルース）ＳＬ−ソ！
ｉ！ｒｉ ？ＪＪ装置である。
以下この発明の実施例につき＋ｊ（ｇ ’！ＩＪ−・ｊ
−イ）１、第１図は加圧水型原子炉に対してセンリを取
り付けた状態を示す。図中１は原子炉、２は蒸気発生器
、３は一次冷却水循環用ポンプー〇ある。
−イ）１、第１図は加圧水型原子炉に対してセンリを取
り付けた状態を示す。図中１は原子炉、２は蒸気発生器
、３は一次冷却水循環用ポンプー〇ある。
循環ポンプ３により原子炉ｌにおいて加熱された一次冷
却水は、管路１３．蒸気発生器２．管路１４、前記循環
ポンプ３．管路４を経て循１ニス流動する。一方蒸気発
生器２に対しては管路５を介して給水が供給され、前記
−次冷却水と熱交換を行い、蒸気を発生し、この蒸気は
主恭気管６から排出され所定の機器において利用される
。
却水は、管路１３．蒸気発生器２．管路１４、前記循環
ポンプ３．管路４を経て循１ニス流動する。一方蒸気発
生器２に対しては管路５を介して給水が供給され、前記
−次冷却水と熱交換を行い、蒸気を発生し、この蒸気は
主恭気管６から排出され所定の機器において利用される
。
次にセンサの配置状態について説明する。
先ず原子炉１に対するセンサの取り（＝Ｊけ状態につき
説明する。符号１５ ＆、 １５ｂ、 １５ｃは原子炉
１のに部に取り付けたセンサ、１６ ａ、 １６ ｂ、
：Ｌ ６ ｃハ下部に取りイ」けたセンサである。な
お、符号１２は原子炉下部に取り付けたインコアガイド
チューブである。これら各センサの配置状態を第２図を
用いて説明）すると、上部の各センサ１５ａ。
説明する。符号１５ ＆、 １５ｂ、 １５ｃは原子炉
１のに部に取り付けたセンサ、１６ ａ、 １６ ｂ、
：Ｌ ６ ｃハ下部に取りイ」けたセンサである。な
お、符号１２は原子炉下部に取り付けたインコアガイド
チューブである。これら各センサの配置状態を第２図を
用いて説明）すると、上部の各センサ１５ａ。
１５ｂ、１５ｃは一つの水平な下面１７の上に位置する
。−右上部の各センサ１６ ａ、 １６ ｂ、 １６
ｃは別の水平な″に面１８の上に全て位置する。次に各
センサ１５ａと１６ａ、１５ｂと１６ｂ、１５ｃと１６
ｃはこれら各平面１７及び１８に直交する直線１９ａ。
。−右上部の各センサ１６ ａ、 １６ ｂ、 １６
ｃは別の水平な″に面１８の上に全て位置する。次に各
センサ１５ａと１６ａ、１５ｂと１６ｂ、１５ｃと１６
ｃはこれら各平面１７及び１８に直交する直線１９ａ。
１９ｂ、１９ｃ上に位置するよう配置する。つまり下ｌ
Ｘ１（に位置するセンサ１６ ａ、 １６ ｂ、 １６
ｃはこれニー＜＋応する位置の」二部のセンサ１５
ａ、 １５ ｂ、 １５Ｃの直下に位置するように配置
する。各センサ全この様に配置すれば、ルースバーツの
発生は同一平面上のいづれかのセンサによって直ちに発
見できると共に、ルースパーツの移動経路は各平面に配
置したセンサによって正確に把握できる。
Ｘ１（に位置するセンサ１６ ａ、 １６ ｂ、 １６
ｃはこれニー＜＋応する位置の」二部のセンサ１５
ａ、 １５ ｂ、 １５Ｃの直下に位置するように配置
する。各センサ全この様に配置すれば、ルースバーツの
発生は同一平面上のいづれかのセンサによって直ちに発
見できると共に、ルースパーツの移動経路は各平面に配
置したセンサによって正確に把握できる。
同様に蒸気発生器２においても、上部にセンサ２０ａ、
２０ｂ、２０ｃを、下部には前記原子炉１の場合と同様
、上部のセンサの配置位置と対応する位置に下部センサ
２１ａ、２１ｂ、２１ｃを配置する。なお、符号２２，
２３，２４，２５は各管路１３゜１４．４及び５に各々
取り付けたセンサであり、各管路を伝わってルースパー
ツが移動する場合その移動経路を検知する。
２０ｂ、２０ｃを、下部には前記原子炉１の場合と同様
、上部のセンサの配置位置と対応する位置に下部センサ
２１ａ、２１ｂ、２１ｃを配置する。なお、符号２２，
２３，２４，２５は各管路１３゜１４．４及び５に各々
取り付けたセンサであり、各管路を伝わってルースパー
ツが移動する場合その移動経路を検知する。
この発明を実施することにより原子炉及びこれに付属す
る機器においてルースパーツが発生しても、その発生を
直ちに発見でき、かつその移動経路を正確に検知するこ
とができる。
る機器においてルースパーツが発生しても、その発生を
直ちに発見でき、かつその移動経路を正確に検知するこ
とができる。
第１図はこの発明に係るルースパーツ監視装置を取り付
けた加圧水型原子炉の斜視図、第２図はセンサの配置状
態を示す概念図である。 １・・・・・・原子炉 １５ａ、１５ｂ、１５ｃ、１６ａ、１６ｂ、１６ｃｍセ
ンサ２０ａ、 ２０ｂ、２０ｃ、２１ａ、２１ｂ、２１
ｃ・・・センサ１７、１８・・・平面 １９ａ、１９ｂ
、’１９ｃｍ垂直線代理人弁理士 岡 田梧部
けた加圧水型原子炉の斜視図、第２図はセンサの配置状
態を示す概念図である。 １・・・・・・原子炉 １５ａ、１５ｂ、１５ｃ、１６ａ、１６ｂ、１６ｃｍセ
ンサ２０ａ、 ２０ｂ、２０ｃ、２１ａ、２１ｂ、２１
ｃ・・・センサ１７、１８・・・平面 １９ａ、１９ｂ
、’１９ｃｍ垂直線代理人弁理士 岡 田梧部
Claims (1)
- １、 原子炉等の所定の機器に対してセンサを配置しル
ースパーツの発生を検知するものにおいて、各機器に取
り付けるセンサを少くとも２群に分け、装置の上部およ
び下部に配置し、各群のセンサを各々同一な平面上にほ
ぼ位置するよう配置し、上部に位置する各−レンＪＩＦ
ηの各々のセン−’４ぼ直下に下部に位置する各センサ
群の各々のセンサを配置することを特徴とするルースパ
ーツ監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57178567A JPS5968697A (ja) | 1982-10-13 | 1982-10-13 | ル−スパ−ツ監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57178567A JPS5968697A (ja) | 1982-10-13 | 1982-10-13 | ル−スパ−ツ監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5968697A true JPS5968697A (ja) | 1984-04-18 |
Family
ID=16050734
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57178567A Pending JPS5968697A (ja) | 1982-10-13 | 1982-10-13 | ル−スパ−ツ監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5968697A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5642114A (en) * | 1979-09-14 | 1981-04-20 | Chugoku Electric Power Co Ltd:The | Detection method for loose parts |
-
1982
- 1982-10-13 JP JP57178567A patent/JPS5968697A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5642114A (en) * | 1979-09-14 | 1981-04-20 | Chugoku Electric Power Co Ltd:The | Detection method for loose parts |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Vijayan et al. | Single-phase, two-phase and supercritical natural circulation systems | |
| JPS5968697A (ja) | ル−スパ−ツ監視装置 | |
| Suzuki et al. | ROSA-V large scale test facility (LSTF) system description for the third and fourth simulated fuel assemblies | |
| Song et al. | Preliminary Evaluation of Small LOCA under Severe Accident Conditions Using ISAAC and MCAISER in Wolsong Plants | |
| KR102379217B1 (ko) | 원자력 발전소의 경보 처리 시스템 및 방법 | |
| Bruschi et al. | Safety: Evolving Technologies for Tomorrow’s Power Reactors | |
| Nordmann et al. | Key Emerging Issues and Recent Progress Related to Plant Chemistry/Corrosion (PWR, VVER, CANDU, PHWR Nuclear Power Plants) | |
| Hodge et al. | Steam generator reliability-the Canadian approach | |
| McLean et al. | Boiling and Flashing Reactor Central Station Power Plant Design Study | |
| Lee et al. | Studies on the design of passive containment cooling system (PCCS) for severe accident mitigation of APR+ nuclear power plant | |
| Sangweni | Experimental and numerical modelling investigations of the response of a two-phase natural circulation multi-parallel channel system | |
| Steam Plant Group Nuclear Energy Group et al. | The Design and Construction of Heat Exchangers for Gas-Cooled Nuclear Power Plant | |
| Wang et al. | NUMERICAL INVESTIGATION ON DIRECT CONTACT CONDENSATION CHARACTERISTICS OF STEAM INJECTION INTO COLD-WATER PIPE UNDER HEAVING CONDITION | |
| Sageaux et al. | Advanced Coupling methodology for Thermal-hydraulic calculations | |
| Ard et al. | Survey of Reactor Facilities for Pressure Tube Irradiation | |
| Holmes | High temperature problems associated with the design of the commercial fast reactor | |
| Girard et al. | Core parameter monitoring on French LMFBR: Requirements, current design and new trends | |
| Efanov et al. | Thermophysical studies for validating new-generation nuclear-reactor designs | |
| JPS58193495A (ja) | Ｂｗｒ復水器 | |
| Seo et al. | Commissioning experience for reactor and primary cooling system of Jordan Research and Training Reactor (JRTR) | |
| Wang et al. | A Review of Study and Design Improvement of Natural Circulation-Based Heat Removal Systems | |
| Madni et al. | LMFBR system analysis: Impact of heat transport system on core thermal-hydraulics | |
| JPS5919895A (ja) | 破損燃料検出装置 | |
| Liauw et al. | TUF simulation of Darlington class IV power failure | |
| Nakamura et al. | Loss of off-site power test of ROSA-III |