JPS61102593A - 原子炉内冷却材監視装置 - Google Patents
原子炉内冷却材監視装置Info
- Publication number
- JPS61102593A JPS61102593A JP59224707A JP22470784A JPS61102593A JP S61102593 A JPS61102593 A JP S61102593A JP 59224707 A JP59224707 A JP 59224707A JP 22470784 A JP22470784 A JP 22470784A JP S61102593 A JPS61102593 A JP S61102593A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- temperature
- core
- composite sensor
- reactor
- 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
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-
- 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】
（発明の技術分野）
本発明は原子炉内の状態を監視する装置に係り、持重炉
内温度測定から冷却材の状態を正確に知ることができる
原子炉内冷却材監視装置に関する。
内温度測定から冷却材の状態を正確に知ることができる
原子炉内冷却材監視装置に関する。
一般に沸騰水型原子炉では原子炉圧力容器内の冷却材の
液位を常時監視し、冷却材の喪失等によって液位が低下
した場合には直ちに非常用のポンプ装置を作動させるよ
うにしなければならない。
液位を常時監視し、冷却材の喪失等によって液位が低下
した場合には直ちに非常用のポンプ装置を作動させるよ
うにしなければならない。
また炉心を構成する燃料集合体が局所的な冷却材の不足
により局部的に加熱した場合には、これを険知して新し
い燃料集合体に交換するなどの処置が必要である。さら
に炉内中性子束を常時測定して過度の反応度が起きた場
合には制御棒を挿入するなどの操作を行う必要がある。
により局部的に加熱した場合には、これを険知して新し
い燃料集合体に交換するなどの処置が必要である。さら
に炉内中性子束を常時測定して過度の反応度が起きた場
合には制御棒を挿入するなどの操作を行う必要がある。
従来、原子炉圧力容器内の冷却材の液位を測定するには
差圧式液位計が、また炉内中性子束を測定するには炉内
中性子検出器集合体が用いられていたが、これらは炉心
を構成する燃料集合体が局部的に加熱した場合、その周
囲の冷却材の有無を検知することができなかった。そこ
で、燃料集合体が冷却材流路の閉塞等によって局部的に
加熱した場合でも冷却材の有無を検知できるように炉心
内の温度分布と中性子束分布を同時に測定できる複合セ
ンサ集合体が例えば特開昭５７−２０３’９９６号公報
において提案されている。
差圧式液位計が、また炉内中性子束を測定するには炉内
中性子検出器集合体が用いられていたが、これらは炉心
を構成する燃料集合体が局部的に加熱した場合、その周
囲の冷却材の有無を検知することができなかった。そこ
で、燃料集合体が冷却材流路の閉塞等によって局部的に
加熱した場合でも冷却材の有無を検知できるように炉心
内の温度分布と中性子束分布を同時に測定できる複合セ
ンサ集合体が例えば特開昭５７−２０３’９９６号公報
において提案されている。
第８図はその一例を示す複合センサ集合体の凹面図であ
る。この複合センサ集合体１は外筒２と内筒３からなる
同心円状の二重筒状体内に複数個の中性子センサ４と２
個の温度センサ５を配して構成されており、第９図に示
す如く炉心１０を構成する４体１組の燃料集合体１１ａ
〜１１ｄの交点に装荷されるものである。中性子センサ
４は外ＷＩ２と内筒３との間に軸方向に沿ってほぼ等間
隔に配置されており、それぞれ信号線６を介して図示せ
ぬ信号処理装置と接続されている。また、温度センサ５
は中性子センサ４と反対側の外筒２と内筒３の間に軸方
向に沿って挿入されており、信号Ｉ！７を介して信号処
理装置と接続されている。
る。この複合センサ集合体１は外筒２と内筒３からなる
同心円状の二重筒状体内に複数個の中性子センサ４と２
個の温度センサ５を配して構成されており、第９図に示
す如く炉心１０を構成する４体１組の燃料集合体１１ａ
〜１１ｄの交点に装荷されるものである。中性子センサ
４は外ＷＩ２と内筒３との間に軸方向に沿ってほぼ等間
隔に配置されており、それぞれ信号線６を介して図示せ
ぬ信号処理装置と接続されている。また、温度センサ５
は中性子センサ４と反対側の外筒２と内筒３の間に軸方
向に沿って挿入されており、信号Ｉ！７を介して信号処
理装置と接続されている。
複合センサ集合体１の上部にはキャップ８が装着されて
おり、このキャップ８には複合センサ集合体１を把持で
きるように段部８ａが形成されている。なお、第９図中
１２は制御棒、１３は燃料集合体１１内に例えば７×７
または８×８列にて装荷される燃料棒である。
おり、このキャップ８には複合センサ集合体１を把持で
きるように段部８ａが形成されている。なお、第９図中
１２は制御棒、１３は燃料集合体１１内に例えば７×７
または８×８列にて装荷される燃料棒である。
上記の構成によると、複合センサ集合体１内に設けられ
た温度センサ５の出力信号をモニタすることにより、加
熱した燃料集合体の位置や加熱過程を把握することがで
きるので、事故時または異常時に液面計測器のバックア
ップとして冷却材の有無を検出することができる。また
、燃料集合体の異常な加熱温度が把握できるので、新し
い燃料集合体との交換の必要性を判定できる。さらに燃
料集合体が局部的に加熱されている時でも温度を検出で
きるので、炉心全体が異常加熱になる前に原子炉を停止
することができる。
た温度センサ５の出力信号をモニタすることにより、加
熱した燃料集合体の位置や加熱過程を把握することがで
きるので、事故時または異常時に液面計測器のバックア
ップとして冷却材の有無を検出することができる。また
、燃料集合体の異常な加熱温度が把握できるので、新し
い燃料集合体との交換の必要性を判定できる。さらに燃
料集合体が局部的に加熱されている時でも温度を検出で
きるので、炉心全体が異常加熱になる前に原子炉を停止
することができる。
しかしながら、従来では複合センサ集合体の温度センサ
の設置位置について詳細な検討が欠けており、しかも冷
却材喪失の判定基準に同じ複合センサ集合体内の温度セ
ンサのみを用いているという点で、１本の複合センサ集
合体という極めて局所的な限定された範囲での方法しか
開示されておらず、このままでは個々の複合センサ集合
体どうしの関係からある４体１組の燃料集合体の冷却材
の状態や炉全体としての傾向を判断することは困難であ
った。
の設置位置について詳細な検討が欠けており、しかも冷
却材喪失の判定基準に同じ複合センサ集合体内の温度セ
ンサのみを用いているという点で、１本の複合センサ集
合体という極めて局所的な限定された範囲での方法しか
開示されておらず、このままでは個々の複合センサ集合
体どうしの関係からある４体１組の燃料集合体の冷却材
の状態や炉全体としての傾向を判断することは困難であ
った。
本発明はこのような事情に鑑みなされたもので、その目
的とするところは冷却材の状態を局所的かつ全体的に監
視することができる原子炉内冷却材監視装置を提供する
ことにある。
的とするところは冷却材の状態を局所的かつ全体的に監
視することができる原子炉内冷却材監視装置を提供する
ことにある。
本発明は上記の目的を達成するために、沸騰水型原子炉
の炉心内に配置された複数の炉内中性子検出器集合体の
外筒と内筒との間に２個の温度センサをそれぞれ炉心下
方からほぼ１／４と２／３の位置に設置し、上記温度セ
ンサから得られる出力信号を相互比較することにより冷
却材の状態を監視するようにしたものである。
の炉心内に配置された複数の炉内中性子検出器集合体の
外筒と内筒との間に２個の温度センサをそれぞれ炉心下
方からほぼ１／４と２／３の位置に設置し、上記温度セ
ンサから得られる出力信号を相互比較することにより冷
却材の状態を監視するようにしたものである。
（発明の実絶例〕
以下、本発明の実席例を図面を参照して説明する。
第１図ないし第４図は本発明の一実施例を説明するため
のもので、図中第８図および第９図と同一部分には同一
符号を付しである。沸騰水型原子炉の炉心１０内には第
２図に示すように複数本の炉内中性子検出器集合体１４
が４体１組の燃料集合体く図示せず）の各交点に装荷さ
れている。この炉内中性子検出器集合体１４は第１図に
示すように外筒２と内筒３との間に複数の中性子センサ
４を軸方向に沿ってほぼ等間隔に配置して構成されてい
る。本実施例では、この炉内中性子検出器集合体１４の
外筒２と内筒３との間に２個の温度センサ５ａ、５ｂ（
例えば熱電対等）を設置し、複合センサ集合体１を構成
する。この複合センサ集合体１内の温度センサ５ａ、５
ｂは第１図に示すように１つは炉心１０の下方（燃料集
合体１１の下面）からほぼ１／４の位置に比較用温度セ
ンサ５ａとして設置され、残りの１つは冷却材喪失事故
時にＥＣＣ３（非常用炉心冷却系）が作動して再冠水で
きる水位（再冠水）に相当する位置、すなわち炉心１０
の下方からほぼ２／３の位置に冷却材喪失状態の検出用
温度センサ５ｂとして設置される。
のもので、図中第８図および第９図と同一部分には同一
符号を付しである。沸騰水型原子炉の炉心１０内には第
２図に示すように複数本の炉内中性子検出器集合体１４
が４体１組の燃料集合体く図示せず）の各交点に装荷さ
れている。この炉内中性子検出器集合体１４は第１図に
示すように外筒２と内筒３との間に複数の中性子センサ
４を軸方向に沿ってほぼ等間隔に配置して構成されてい
る。本実施例では、この炉内中性子検出器集合体１４の
外筒２と内筒３との間に２個の温度センサ５ａ、５ｂ（
例えば熱電対等）を設置し、複合センサ集合体１を構成
する。この複合センサ集合体１内の温度センサ５ａ、５
ｂは第１図に示すように１つは炉心１０の下方（燃料集
合体１１の下面）からほぼ１／４の位置に比較用温度セ
ンサ５ａとして設置され、残りの１つは冷却材喪失事故
時にＥＣＣ３（非常用炉心冷却系）が作動して再冠水で
きる水位（再冠水）に相当する位置、すなわち炉心１０
の下方からほぼ２／３の位置に冷却材喪失状態の検出用
温度センサ５ｂとして設置される。
次に本実施例の作用を説明する。
上記温度センサ５ａ、５ｂから出力された出力信号の処
理ロジックとしては以下の５通りの処理が行われる。
理ロジックとしては以下の５通りの処理が行われる。
イ、まず、同じ複合センサ集合体１内に設置されている
２個の温度センサの゛うち比較用温度センサ５ａで検出
した温度をＴｒｅｆ、 ｉ 、検出用温度センサ５ｂで
検出した温度を７ｄａｔ、ｉ とし、同じ複合センサ集
合体１内の比較用温度センサ５ａおよび検出用温度セン
サ５ａで検出した温度の温度差を次式にて求め、 ７ ｄｅｔ、ｉ −Ｔｒｅｒ、ｉ−ΔＴｉ ・（１
）上記ΔＴｉがΔＴｉ ＞Ｔｔ （設定温度差）のと
き、冷却材が喪失状態であると判定する。なお、上式に
おいてｉは第３図に示す如く炉心１０内に配置された各
複合センサ集合体１に付けた番号（ｉ＝１．２．・・・
、Ｍ）である。
２個の温度センサの゛うち比較用温度センサ５ａで検出
した温度をＴｒｅｆ、 ｉ 、検出用温度センサ５ｂで
検出した温度を７ｄａｔ、ｉ とし、同じ複合センサ集
合体１内の比較用温度センサ５ａおよび検出用温度セン
サ５ａで検出した温度の温度差を次式にて求め、 ７ ｄｅｔ、ｉ −Ｔｒｅｒ、ｉ−ΔＴｉ ・（１
）上記ΔＴｉがΔＴｉ ＞Ｔｔ （設定温度差）のと
き、冷却材が喪失状態であると判定する。なお、上式に
おいてｉは第３図に示す如く炉心１０内に配置された各
複合センサ集合体１に付けた番号（ｉ＝１．２．・・・
、Ｍ）である。
Ｏｌすべての複合センサ集合体１内の比較用温度センサ
５ａで検出した温度の平均温度Ｔ ｒｅｆを次式にて求
める。
５ａで検出した温度の平均温度Ｔ ｒｅｆを次式にて求
める。
そして、上記平均温度Ｔ ｒｅｆと各複合センサ集合体
１内の検出用湯度センサ５ｂで検出した温度との温度差
を次式にて求め、 ■ｄａｔ、ｉ −丁ｒｅｆ ＝ ΔＴｉ
・＝（３）上記ΔＴｉがΔＴｉ ＞Ｔ２ （設定温
度差）のとき、番号ｉの複合センサ集合体１の所で冷却
材の喪失が起っていると判定する。
１内の検出用湯度センサ５ｂで検出した温度との温度差
を次式にて求め、 ■ｄａｔ、ｉ −丁ｒｅｆ ＝ ΔＴｉ
・＝（３）上記ΔＴｉがΔＴｉ ＞Ｔ２ （設定温
度差）のとき、番号ｉの複合センサ集合体１の所で冷却
材の喪失が起っていると判定する。
ハ、すべての複合センサ集合体１内の検出用温度センサ
５ｂで検出した温度の平均検出温度Ｔｄｅｔを次式にて
求める。
５ｂで検出した温度の平均検出温度Ｔｄｅｔを次式にて
求める。
Ｔｄｅｔ ＝ １／ｌＶｌΣＴ ｄｅｔ、 ｉ
・” （４）ＬＩＩ＋ そして、式（２）で求めた比較用温度センサ５ａの平均
検出温度Ｔ ｒｅｆとの温度差を次式にて求め、Ｔｄｅ
ｔ −Ｔｒｅｆ −ΔＴ −（５）上記ΔＴがΔ
ＴＮＴｓ （設定温度差）のとき、炉心内全体で冷却
材の喪失が一様に起っていると判定する。
・” （４）ＬＩＩ＋ そして、式（２）で求めた比較用温度センサ５ａの平均
検出温度Ｔ ｒｅｆとの温度差を次式にて求め、Ｔｄｅ
ｔ −Ｔｒｅｆ −ΔＴ −（５）上記ΔＴがΔ
ＴＮＴｓ （設定温度差）のとき、炉心内全体で冷却
材の喪失が一様に起っていると判定する。
二、第４図に示す如く隣接する複合センサ集合体１をグ
ループ化し、そのグループ内での比較用温度センサ５ａ
および検出用温度センサ５ｂの平均検出温度（ｔｒｅｆ
、ｊ 、 ｔｄｅｔ、ｊ ＞を求め、式（６）または式
（７）によってそのグループにおける冷却材の局所的な
喪失を判定する。
ループ化し、そのグループ内での比較用温度センサ５ａ
および検出用温度センサ５ｂの平均検出温度（ｔｒｅｆ
、ｊ 、 ｔｄｅｔ、ｊ ＞を求め、式（６）または式
（７）によってそのグループにおける冷却材の局所的な
喪失を判定する。
Δｔ１＝ｔｄｅｔ、ｊ −Ｔｒｅｆ ＞Ｔ４ ・
”ＢΔｔ２ ＝ ｔｄｅｔ、ｊ −ｔｒｅｆ、ｊ
＞ ＴＳ・・・（力 ここで、Ｔ４ 、Ｔｓは設定温度差である。
”ＢΔｔ２ ＝ ｔｄｅｔ、ｊ −ｔｒｅｆ、ｊ
＞ ＴＳ・・・（力 ここで、Ｔ４ 、Ｔｓは設定温度差である。
ホ、各複合センサ集台体１の検出用温度センサ５ｂの検
出温度をＴｄｅｔ、ｉ、検出用温度センサ５ｂの検出温
度Ｔｄａｔ、ｉと比較用温度センサ５ａの検出温度Ｔｒ
＋Ｊ、ｉとの温度差をΔＴｉ （Δ７ｉ＝Ｔｄｅｔ、
ｉ −Ｔｒｅｒ、ｉ ） 、ΔＴｉを比較用温度センサ
５ｂの検出温度で割って規格化したものをｔｉ（ｔ１＝
ΔＴｉ／Ｔｒｅｒ、ｉ ンとすると、上記Ｔｄｅｔ、ｉ
、ΔＴ、ｔｉのうちいずれか１つ以上を記録計にプロッ
トし、通常時または異常時の冷却材の温度分布傾向を監
視する。
出温度をＴｄｅｔ、ｉ、検出用温度センサ５ｂの検出温
度Ｔｄａｔ、ｉと比較用温度センサ５ａの検出温度Ｔｒ
＋Ｊ、ｉとの温度差をΔＴｉ （Δ７ｉ＝Ｔｄｅｔ、
ｉ −Ｔｒｅｒ、ｉ ） 、ΔＴｉを比較用温度センサ
５ｂの検出温度で割って規格化したものをｔｉ（ｔ１＝
ΔＴｉ／Ｔｒｅｒ、ｉ ンとすると、上記Ｔｄｅｔ、ｉ
、ΔＴ、ｔｉのうちいずれか１つ以上を記録計にプロッ
トし、通常時または異常時の冷却材の温度分布傾向を監
視する。
このように本実施例においては、各複合センサ簗合体１
内の２つの温度センサ５ａ、５ｂからの出力信号を上述
した５つの処理ロジックによって処理することにより、
炉心１０内の冷却材の状態を全体的にも局所的にも監視
することができる。
内の２つの温度センサ５ａ、５ｂからの出力信号を上述
した５つの処理ロジックによって処理することにより、
炉心１０内の冷却材の状態を全体的にも局所的にも監視
することができる。
なお、本発明は上記実施例に限定されるものではない。
たとえば、上記実施例ではすべての炉内中性子検出器集
合体１４内に２個の温度センサ５ａ、５ｂを設置したが
、一部の代表的な炉内中性子検出器集合体１４にのみ２
個の温度センサ５ａ。
合体１４内に２個の温度センサ５ａ、５ｂを設置したが
、一部の代表的な炉内中性子検出器集合体１４にのみ２
個の温度センサ５ａ。
５ｂを設置して複数の複合センサ集合体１を構成し、こ
れらの複合センサ集合体１を第５図〜第７図に示す如く
炉心１０内に同心円状、−直線状。
れらの複合センサ集合体１を第５図〜第７図に示す如く
炉心１０内に同心円状、−直線状。
直交三直線状に配置してもよい。
以上説明したように本発明によれば、冷却材喪失事故時
における冷却材の状態を適確に把握できるので、原子炉
の安全性および信頼性を向上させることができる。
における冷却材の状態を適確に把握できるので、原子炉
の安全性および信頼性を向上させることができる。
第１図ないし第４図は本発明−の一実施例を説明するた
めの図で、第１図は複合センサ集合体の断面図、第２図
は炉心の概略平面図、第３図は炉心内に複合センサ集合
体を配置した状態を示す図、第４図は隣接する複合セン
サ集合体をグループ化した場合の一例を示す図、第５図
ないし第７図は本発明の他の実施例を説明するための説
明図、第８図および第９図は従来例を説明するための図
である。 １・・・複合センサ集合体、４・・・中性子センサ、５
・・・温度センサ、１０・・・炉心、１４・・・炉内中
性子検出器集合体。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１図 第２図 ′；５３図 第４図 １ｎ 第 ５ 図 第６図 笛７図 灯８図 勿９図
めの図で、第１図は複合センサ集合体の断面図、第２図
は炉心の概略平面図、第３図は炉心内に複合センサ集合
体を配置した状態を示す図、第４図は隣接する複合セン
サ集合体をグループ化した場合の一例を示す図、第５図
ないし第７図は本発明の他の実施例を説明するための説
明図、第８図および第９図は従来例を説明するための図
である。 １・・・複合センサ集合体、４・・・中性子センサ、５
・・・温度センサ、１０・・・炉心、１４・・・炉内中
性子検出器集合体。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１図 第２図 ′；５３図 第４図 １ｎ 第 ５ 図 第６図 笛７図 灯８図 勿９図
Claims (1)
- 沸騰水型原子炉の炉心内に配置された複数の炉内中性子
検出器集合体の外筒と内筒との間に２個の温度センサを
それぞれ炉心下方からほぼ１／４と２／３の位置に設置
し、上記温度センサから得られる出力信号を相互比較す
ることにより冷却材の状態を監視するようにしたことを
特徴とする原子炉内冷却材監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59224707A JPS61102593A (ja) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | 原子炉内冷却材監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59224707A JPS61102593A (ja) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | 原子炉内冷却材監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61102593A true JPS61102593A (ja) | 1986-05-21 |
Family
ID=16817979
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59224707A Pending JPS61102593A (ja) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | 原子炉内冷却材監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61102593A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2013077349A1 (ja) * | 2011-11-22 | 2013-05-30 | 株式会社東芝 | 原子炉水位計測システム |
-
1984
- 1984-10-25 JP JP59224707A patent/JPS61102593A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2013077349A1 (ja) * | 2011-11-22 | 2013-05-30 | 株式会社東芝 | 原子炉水位計測システム |
| JP2013108905A (ja) * | 2011-11-22 | 2013-06-06 | Toshiba Corp | 原子炉水位計測システム |
| US9395227B2 (en) | 2011-11-22 | 2016-07-19 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor water-level measurement system |
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