JPS60100091A - 原子炉用水位計 - Google Patents
原子炉用水位計Info
- Publication number
- JPS60100091A JPS60100091A JP58206881A JP20688183A JPS60100091A JP S60100091 A JPS60100091 A JP S60100091A JP 58206881 A JP58206881 A JP 58206881A JP 20688183 A JP20688183 A JP 20688183A JP S60100091 A JPS60100091 A JP S60100091A
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- JP
- Japan
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- pipe
- impulse
- water level
- reactor
- nuclear reactor
- Prior art date
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- 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】
［発明の技術分野］
本発明は沸騰水型ないし加圧水型原子炉に適した軽水型
原子炉用水位計に関する。
原子炉用水位計に関する。
［発明の技術向背ＩＩ］
原子炉の水位計はその出力を原子炉の水位制御、原子炉
保護系および給水制御系に使用されているため、原子炉
事故時においても正確な水位信号を供給する必要がある
。
保護系および給水制御系に使用されているため、原子炉
事故時においても正確な水位信号を供給する必要がある
。
原子炉の水、位置は第１図に示ずように、部分的に側面
のみ断面で示した原子炉圧力容器１の上部側壁面に上部
導圧管２を接続し、上部導圧管２の他端に上部導圧管２
より高い位置に基準水面器３を接続し、また圧ツノ容器
１の下部の側面に下部導圧管９を接続し、基準水面器３
と下部導圧管９との間にパルプＶを介して差圧変換器６
を接続して基準水頭管８で連通した構造である。
のみ断面で示した原子炉圧力容器１の上部側壁面に上部
導圧管２を接続し、上部導圧管２の他端に上部導圧管２
より高い位置に基準水面器３を接続し、また圧ツノ容器
１の下部の側面に下部導圧管９を接続し、基準水面器３
と下部導圧管９との間にパルプＶを介して差圧変換器６
を接続して基準水頭管８で連通した構造である。
なお、図中符＠４は基準水面器３内の基準水面、５は基
準水頭管８内の基準水頭、７は圧力容器内測定点、１０
は格納容器を部分的に、１１はドライウェルをそれぞれ
示している。ところで水位計の原理はドライウェル１１
内に設けられたＭｌ水頭５と原子炉圧力容器１内の測定
点における水頭の静水頭の差を差圧変換器６により測定
することにより水位をめている。
準水頭管８内の基準水頭、７は圧力容器内測定点、１０
は格納容器を部分的に、１１はドライウェルをそれぞれ
示している。ところで水位計の原理はドライウェル１１
内に設けられたＭｌ水頭５と原子炉圧力容器１内の測定
点における水頭の静水頭の差を差圧変換器６により測定
することにより水位をめている。
［背景技術の問題点］
しかしながら、上記構成の水位計にあっては次のような
欠点がある。
欠点がある。
すなわち原子炉の通常運転時は、原子炉圧力容器内１の
蒸気が下部導圧管２から基準水面器３に流入し凝縮して
基準水面４が保たれ、そのために基準水面器３内の基準
水頭５の水は高温状態になっている。このにうな状況に
あって主蒸気等の破断のように原子炉圧力容器１内で急
激な減圧が起こると基準水面器３内の水が減圧沸騰現象
を起こし、差圧を検出する計測器の出力が異常値を示す
。
蒸気が下部導圧管２から基準水面器３に流入し凝縮して
基準水面４が保たれ、そのために基準水面器３内の基準
水頭５の水は高温状態になっている。このにうな状況に
あって主蒸気等の破断のように原子炉圧力容器１内で急
激な減圧が起こると基準水面器３内の水が減圧沸騰現象
を起こし、差圧を検出する計測器の出力が異常値を示す
。
また、原子炉事故時冷却系の動作時の原子炉圧力容器１
内の上部のヘッドスプレィ（図示なし）から散布された
冷水が上部導圧管２内に侵入して、この上部導圧管２を
閉塞するため、上部導圧管２内ど基準水面器３内は急冷
によって負圧状態となる。この際、差圧変換器６の出力
が異常値を示し、各制御１１機器に誤信号を提供する不
具合があった。
内の上部のヘッドスプレィ（図示なし）から散布された
冷水が上部導圧管２内に侵入して、この上部導圧管２を
閉塞するため、上部導圧管２内ど基準水面器３内は急冷
によって負圧状態となる。この際、差圧変換器６の出力
が異常値を示し、各制御１１機器に誤信号を提供する不
具合があった。
［発明の目的］
本発明は上記欠点を除去するためになされたもので、原
子炉事故時に生じる□原子炉圧力容器の減圧に伴う水位
計の基準水頭水の沸騰の防止どヘッドスプレィ動作時の
上部導圧管内および基準水面器内の負圧現象の防止がで
き、かつコストダウン３− できる原子炉水位計を提供することにある。
子炉事故時に生じる□原子炉圧力容器の減圧に伴う水位
計の基準水頭水の沸騰の防止どヘッドスプレィ動作時の
上部導圧管内および基準水面器内の負圧現象の防止がで
き、かつコストダウン３− できる原子炉水位計を提供することにある。
［発明の概要１
すなわち本発明は、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力
容器の上部側壁に貫通して設けられた上部導圧管と、こ
の上部導圧管および前記原子炉圧力容器の下部側壁に貫
通して設けられた下部導圧管と、前記上部導圧管と上部
を該上部導圧管に連通して設けられた基準水頭管と、こ
の基準水頭管下端と、前記下部導圧管との間に連通して
接続された差圧変換器とを具備してなる水位計において
、前記上部水平配管を基準水頭管上端より上部導圧管を
高目に傾斜させて構成したことを特徴とする原子炉用水
位計である。
容器の上部側壁に貫通して設けられた上部導圧管と、こ
の上部導圧管および前記原子炉圧力容器の下部側壁に貫
通して設けられた下部導圧管と、前記上部導圧管と上部
を該上部導圧管に連通して設けられた基準水頭管と、こ
の基準水頭管下端と、前記下部導圧管との間に連通して
接続された差圧変換器とを具備してなる水位計において
、前記上部水平配管を基準水頭管上端より上部導圧管を
高目に傾斜させて構成したことを特徴とする原子炉用水
位計である。
゛［発明の実施例］
以下、本発明に係わる原子炉水位計の一実施例を第１図
と同一部分は同一符号で示す第２図を参照して説明する
。
と同一部分は同一符号で示す第２図を参照して説明する
。
本発明による原子炉用水位計は原子炉圧力容器１から取
出された上部導圧管２の原子炉圧力容器１を包有する保
温パネル１２の外側部で上部導圧４− 管２側を高目に１０００分の２０ないし１０００分の６
０の勾配を設けて、上部導圧管２より内径が小さく管径
の細い上部水平配管１３を接続する。
出された上部導圧管２の原子炉圧力容器１を包有する保
温パネル１２の外側部で上部導圧４− 管２側を高目に１０００分の２０ないし１０００分の６
０の勾配を設けて、上部導圧管２より内径が小さく管径
の細い上部水平配管１３を接続する。
また上部導圧管２に近接する上部水平配管１３の一部に
冷却フィンを設けて冷却し、この部分で基準水面４を形
成させる。上部水平配管１３の他端は基準水頭管８の一
ヒ端に接続し、基準水頭管の下端は差圧変換器６に接続
する。差圧変換器６の他端は下部導圧管９で原子炉圧力
容器１の圧力容器内測定点７に接続されている。
冷却フィンを設けて冷却し、この部分で基準水面４を形
成させる。上部水平配管１３の他端は基準水頭管８の一
ヒ端に接続し、基準水頭管の下端は差圧変換器６に接続
する。差圧変換器６の他端は下部導圧管９で原子炉圧力
容器１の圧力容器内測定点７に接続されている。
このような構成によれば、原子炉の通常運転時には、原
子炉圧力容器１内の蒸気は上部導圧管２を通って、上部
導圧管２と水平配管１３の接続部に流入し、冷却フィン
１４の部分の上部水平配管１３で蒸気が凝縮される。上
部水平配管１３は」二部導圧管２側が基準水頭管上端よ
り高目になるようにｉ ｏｏｏ分の２０ないし１０００
分の６０の下り勾配が設けられているので、凝縮水は連
続的に補給される。この上部水平配管の勾配は、凝縮に
よって生じた液滴が、下り勾配により基準水頭管側へ流
れやすく、かつ、上部水平配管の高さの差が最小となる
ように、実験により決定した値である。
子炉圧力容器１内の蒸気は上部導圧管２を通って、上部
導圧管２と水平配管１３の接続部に流入し、冷却フィン
１４の部分の上部水平配管１３で蒸気が凝縮される。上
部水平配管１３は」二部導圧管２側が基準水頭管上端よ
り高目になるようにｉ ｏｏｏ分の２０ないし１０００
分の６０の下り勾配が設けられているので、凝縮水は連
続的に補給される。この上部水平配管の勾配は、凝縮に
よって生じた液滴が、下り勾配により基準水頭管側へ流
れやすく、かつ、上部水平配管の高さの差が最小となる
ように、実験により決定した値である。
従って一定液位の基準水面４が凝縮水の流入により上部
水平配管内に形成される。この基準水頭部５の温度はほ
ぼ雰囲気温度になっているので、原子炉事故時に生じる
原子炉圧力容器１の減圧に伴う基準水頭部５の沸騰は防
止できる。
水平配管内に形成される。この基準水頭部５の温度はほ
ぼ雰囲気温度になっているので、原子炉事故時に生じる
原子炉圧力容器１の減圧に伴う基準水頭部５の沸騰は防
止できる。
また本発明の上部導圧管２は従来に比較して上部水平管
１３部分が短くなり、また上部導圧管２の基準水面４へ
の立上り部がなくなるために、ヘッドスプレィ作動時、
冷水が上部導圧管２を閉塞する心配がなく、基準水頭部
５側が負圧になることはない。
１３部分が短くなり、また上部導圧管２の基準水面４へ
の立上り部がなくなるために、ヘッドスプレィ作動時、
冷水が上部導圧管２を閉塞する心配がなく、基準水頭部
５側が負圧になることはない。
また、第２図においては冷却ライン１４を水平配管１３
の上部導圧管２よりの一部に設置されているが、これに
限定することなく第３図のように上部水平配管１３全体
とこの配管の立下り部まで冷却ライン１４を設置しても
よい。
の上部導圧管２よりの一部に設置されているが、これに
限定することなく第３図のように上部水平配管１３全体
とこの配管の立下り部まで冷却ライン１４を設置しても
よい。
また、第３図における冷却ライン１４の代わりに第４図
に示したように水冷ジャケット管１５を設置して、ジャ
ケット管１５の両端に冷却水１６を流すことによっても
同様な効果がある。
に示したように水冷ジャケット管１５を設置して、ジャ
ケット管１５の両端に冷却水１６を流すことによっても
同様な効果がある。
［発明の効果１
以上説明したように、本発明によれば原子炉圧力容器の
減圧に伴う基準水頭部の沸騰現象を防止し、かつヘッド
スプレィ作動時の上部導圧管の閉塞現象の防止ができて
、水位計が安定に動作し、信頼性の高い水位信号を供給
することができる。
減圧に伴う基準水頭部の沸騰現象を防止し、かつヘッド
スプレィ作動時の上部導圧管の閉塞現象の防止ができて
、水位計が安定に動作し、信頼性の高い水位信号を供給
することができる。
また、従来の凝縮槽を取り除き、導圧配管の内径を小さ
くして細くしであるため大幅にコストダウンになる副次
的な効果もある。
くして細くしであるため大幅にコストダウンになる副次
的な効果もある。
第１図は従来の圧力容器内水位計を概略的に示す断面図
、第２図は本発明に係る水位計の一実施例を示す一部概
略断面図、第３図および第４図はそれぞれ第２図の基準
水頭部の他の例を示す概略側面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・上部導圧管７− ３・・・・・・・・・・・・基準水面器４・・・・・・
・・・・・・基準水面 ５・・・・・・・・・・・・基準水頭 ６・・・・・・・・・・・・差圧変換器７・・・・・・
・・・・・・圧力容器内測定点８・・・・・・・・・・
・・基準水頭管９・・・・・・・・・・・・下部導圧管
１０・・・・・・・・・・・・格納容器１１・・・・・
・・・・・・・ドライウェル１２・・・・・・・・・・
・・保温パネル１３・・・・・・・・・・・・上部水平
配管１４・・・・・・・・・・・・冷却ライン１５・・
・・・・・・・・・・冷却ジャケット１６・・・・・・
・・・・・・冷却水 代理人弁理士 則 近 憲 佑 （ばか１名） ＝８− 第１図 第２図 第３図 第４図 手続補正書（自発） 昭和 、「８．り０ 日 特許庁長官 殿 １、 事件の表示 特願昭５８−２０６８８１号 ２゜発明の名称 原子炉用水位針 ３、 補正をする者 事件との関係 特許出願人。 （３０７）株式会社 東芝 ４、代理人 〒１０５ 東京都港区芝浦−丁目１１１１号 株式会社東芝 本社事務所内 （７３１３）弁理士則近憲佑 ５、補正の対象 （１） 明細書の特許請求の範囲の欄 （２）明細書の発明の詳細な説明の欄 ６、補正の内容 （１） 明細書の特許請求の範囲を別紙のとおり補正す
る。 （２）明細書第３頁第７行の「バルブ」を「パルプ」に
訂正する。 （３）同第４頁第１行の「水面器」を「水面器」に訂正
する。 （４）同第５頁第１１行の「前記・・・」から同頁第１
２行の「管を」までを「前記上部導圧管に連通して上部
水平配管を設け、該上部水平配管を基準水頭管上端側よ
りも上部導圧管側を」と補正する。 （５）同第７頁第８行の「水頭部」を「水頭」に訂正す
る。 （６）同第７頁第１５行、同頁第１９行、同頁第２０行
、第９頁第１２行の「冷却ライン」を「冷却フィン」に
訂正する。 （７）同第８頁第１行「水冷ジャケット管」および同頁
第２行「ジャケット管」を「冷却ジャケット」に訂正す
る。 以上 特許請求の範囲 （１）原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の上部側
壁に貫通して設けられた上部導圧管と、この上部導圧管
および前記原子炉圧力容器の下部側壁に貫通して設けら
れた下部導圧管と、前記上部導圧管と上部を該上部導圧
管に連通して設けられた基準水頭管と、この基準水頭管
下端と、前記下部導圧管との間に連通して接続された差
圧変換器とを具備してなる水位針において、前圧管側を
高目に傾斜させて構成したことを特徴とする原子炉用水
位計。 （２）前記上部導圧管に連通ずる上部水平配管はこの上
部導圧管より内径が小さいことを特徴とする特許請求の
範囲第１項記載の原子炉用水位針。 （３）前記上部水平配管には、この上部導圧管との近接
部分に冷却フィンが設けられていることを特徴とする特
許請求の範囲第１項記載の原子炉用水位計。 （４）前記上部導圧管に連通ずる上部水平配管は、この
上部導圧管より内径が小さく、さらに上部導圧管との近
接部分に冷却フィンが備えられたことを特徴とする特許
請求の範囲第１項記載の原子炉用水位針。 （５）前記上部水平配管の前記上部導圧管から前記基準
水頭管へ至る下り勾配として１０００分の２０ないし、
１０００分の６０の下り勾配とすることを特徴とする特
許請求の範囲第１項記載ないし第４項記載の原子炉用水
位針。
、第２図は本発明に係る水位計の一実施例を示す一部概
略断面図、第３図および第４図はそれぞれ第２図の基準
水頭部の他の例を示す概略側面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・上部導圧管７− ３・・・・・・・・・・・・基準水面器４・・・・・・
・・・・・・基準水面 ５・・・・・・・・・・・・基準水頭 ６・・・・・・・・・・・・差圧変換器７・・・・・・
・・・・・・圧力容器内測定点８・・・・・・・・・・
・・基準水頭管９・・・・・・・・・・・・下部導圧管
１０・・・・・・・・・・・・格納容器１１・・・・・
・・・・・・・ドライウェル１２・・・・・・・・・・
・・保温パネル１３・・・・・・・・・・・・上部水平
配管１４・・・・・・・・・・・・冷却ライン１５・・
・・・・・・・・・・冷却ジャケット１６・・・・・・
・・・・・・冷却水 代理人弁理士 則 近 憲 佑 （ばか１名） ＝８− 第１図 第２図 第３図 第４図 手続補正書（自発） 昭和 、「８．り０ 日 特許庁長官 殿 １、 事件の表示 特願昭５８−２０６８８１号 ２゜発明の名称 原子炉用水位針 ３、 補正をする者 事件との関係 特許出願人。 （３０７）株式会社 東芝 ４、代理人 〒１０５ 東京都港区芝浦−丁目１１１１号 株式会社東芝 本社事務所内 （７３１３）弁理士則近憲佑 ５、補正の対象 （１） 明細書の特許請求の範囲の欄 （２）明細書の発明の詳細な説明の欄 ６、補正の内容 （１） 明細書の特許請求の範囲を別紙のとおり補正す
る。 （２）明細書第３頁第７行の「バルブ」を「パルプ」に
訂正する。 （３）同第４頁第１行の「水面器」を「水面器」に訂正
する。 （４）同第５頁第１１行の「前記・・・」から同頁第１
２行の「管を」までを「前記上部導圧管に連通して上部
水平配管を設け、該上部水平配管を基準水頭管上端側よ
りも上部導圧管側を」と補正する。 （５）同第７頁第８行の「水頭部」を「水頭」に訂正す
る。 （６）同第７頁第１５行、同頁第１９行、同頁第２０行
、第９頁第１２行の「冷却ライン」を「冷却フィン」に
訂正する。 （７）同第８頁第１行「水冷ジャケット管」および同頁
第２行「ジャケット管」を「冷却ジャケット」に訂正す
る。 以上 特許請求の範囲 （１）原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の上部側
壁に貫通して設けられた上部導圧管と、この上部導圧管
および前記原子炉圧力容器の下部側壁に貫通して設けら
れた下部導圧管と、前記上部導圧管と上部を該上部導圧
管に連通して設けられた基準水頭管と、この基準水頭管
下端と、前記下部導圧管との間に連通して接続された差
圧変換器とを具備してなる水位針において、前圧管側を
高目に傾斜させて構成したことを特徴とする原子炉用水
位計。 （２）前記上部導圧管に連通ずる上部水平配管はこの上
部導圧管より内径が小さいことを特徴とする特許請求の
範囲第１項記載の原子炉用水位針。 （３）前記上部水平配管には、この上部導圧管との近接
部分に冷却フィンが設けられていることを特徴とする特
許請求の範囲第１項記載の原子炉用水位計。 （４）前記上部導圧管に連通ずる上部水平配管は、この
上部導圧管より内径が小さく、さらに上部導圧管との近
接部分に冷却フィンが備えられたことを特徴とする特許
請求の範囲第１項記載の原子炉用水位針。 （５）前記上部水平配管の前記上部導圧管から前記基準
水頭管へ至る下り勾配として１０００分の２０ないし、
１０００分の６０の下り勾配とすることを特徴とする特
許請求の範囲第１項記載ないし第４項記載の原子炉用水
位針。
Claims (5)
- （１）原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の上部側
壁に貫通して設けられた上部導圧管と、この上部導圧管
および前記原子炉圧力容器の下部側壁に貫通して設けら
れた下部導圧管と、前記上部導圧管と上部を該上部導圧
管に連通して設けられた基準水頭管と、この基準水頭管
下端と、前記下部導圧管との間に連通して接続された差
圧変換器とを具備してなる水位計において、前記上部水
平配管を基準水頭管上端より上部導圧管を高目に傾斜さ
せて構成したことを特徴とする原子炉用水位計。 - （２）前記上部導圧管に連通する水平配管はこの上部導
圧管より内径が小さいことを特徴とする特許請求の範囲
第１項記載の原子炉用水位計。 - （３）前記上部水平配管には、この上部導圧管との近接
部分に冷却ラインが設けられ、ていることを特徴とする
特許請求の範囲第１項記載の原子炉用水位計。 - （４）前記上部導圧管に連通ずる上部水平配管は、この
上部導圧管より内径が小さく、さらに上部導圧管との近
接部分に冷却ラインが備えたことを特徴とする特許請求
の範囲第１項記載の原子炉用水位計。 - （５）前記上部水平配管の前記上部導圧管から前記基準
水頭管へ至る下り勾配として１０００分の２０ないし、
１０００分の６０の下り勾配とすることを特徴とする特
許請求の範囲第１項記載ないし第４項記載の原子炉用水
位計。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58206881A JPS60100091A (ja) | 1983-11-05 | 1983-11-05 | 原子炉用水位計 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58206881A JPS60100091A (ja) | 1983-11-05 | 1983-11-05 | 原子炉用水位計 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60100091A true JPS60100091A (ja) | 1985-06-03 |
| JPH0469358B2 JPH0469358B2 (ja) | 1992-11-05 |
Family
ID=16530589
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58206881A Granted JPS60100091A (ja) | 1983-11-05 | 1983-11-05 | 原子炉用水位計 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60100091A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4765945A (en) * | 1985-11-25 | 1988-08-23 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method and apparatus for measuring the filling level in a reactor pressure vessel of a boiling-water reactor |
| US5533074A (en) * | 1995-05-02 | 1996-07-02 | Mansell; Timothy E. | Nuclear reactor coolant level monitoring system |
-
1983
- 1983-11-05 JP JP58206881A patent/JPS60100091A/ja active Granted
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4765945A (en) * | 1985-11-25 | 1988-08-23 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method and apparatus for measuring the filling level in a reactor pressure vessel of a boiling-water reactor |
| US5533074A (en) * | 1995-05-02 | 1996-07-02 | Mansell; Timothy E. | Nuclear reactor coolant level monitoring system |
| WO1996036970A1 (en) * | 1995-05-02 | 1996-11-21 | General Physics Corporation | Nuclear reactor coolant level monitoring system |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0469358B2 (ja) | 1992-11-05 |
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