JPS6157893A - 原子炉用水位計 - Google Patents
原子炉用水位計Info
- Publication number
- JPS6157893A JPS6157893A JP59179256A JP17925684A JPS6157893A JP S6157893 A JPS6157893 A JP S6157893A JP 59179256 A JP59179256 A JP 59179256A JP 17925684 A JP17925684 A JP 17925684A JP S6157893 A JPS6157893 A JP S6157893A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pipe
- water level
- reactor
- impulse
- impulse pipe
- 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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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)
- 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】
［発明の技術分野］
本発明は、例えば沸１１ｆｆｌ水型または加圧木型原子
炉等の軽水型原子炉に適した原子炉用水位Ｒ１に関する
。
炉等の軽水型原子炉に適した原子炉用水位Ｒ１に関する
。
［発明の技術的費用とその問題点］
原子炉の水位計から得られたデータは、原子炉水位制御
、原子炉保護系おに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提供する必
要がある。
、原子炉保護系おに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提供する必
要がある。
ところで、従来の原子炉水位制御、第３図に示すように
、格納容器１０のドライウＪル１１内には原子炉圧力容
器１が設置されており、この原子炉圧ノＪ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
下部導圧管２より高い位置になるにうに１＜ ｒｌｊ水
面器３を接続１ノ、さらに、この基準水面器３に基準水
頭管８を接続する。また原子炉圧力容器１の下部の側壁
面に下部導圧管９を接続し、基準水頭管８と下部導圧管
９との間にバルブＶを介して差圧変換器６を接続した構
造となしたものである。
、格納容器１０のドライウＪル１１内には原子炉圧力容
器１が設置されており、この原子炉圧ノＪ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
下部導圧管２より高い位置になるにうに１＜ ｒｌｊ水
面器３を接続１ノ、さらに、この基準水面器３に基準水
頭管８を接続する。また原子炉圧力容器１の下部の側壁
面に下部導圧管９を接続し、基準水頭管８と下部導圧管
９との間にバルブＶを介して差圧変換器６を接続した構
造となしたものである。
なお、図中符号４は基準水面器３内の基Ｑｇ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を示
している。
基準水頭管８内の基準水頭、７は圧力容器内測定点を示
している。
ここで水位計の原理について簡単に述べると、水位計は
ドライウェル１１内に設りられた基準水頭５と原子炉圧
力容器１内の測定点７におけろ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原子炉圧力容器１内
の水位を計測するものである。
ドライウェル１１内に設りられた基準水頭５と原子炉圧
力容器１内の測定点７におけろ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原子炉圧力容器１内
の水位を計測するものである。
ところが、上記構成の従来の原子炉用水位計は以下に説
明するような不具合が生ずることが分つｌこ 。
明するような不具合が生ずることが分つｌこ 。
すなわち、原子炉の通常運転時は、原子炉圧力容器内１
の蒸気が上部導圧管２から基準水面器３に流入し凝縮し
て基準水面４を保っているので、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。このような状態の
とき、例えば主蒸気管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Ｍ準水面器３内の水が減圧
沸騰現象を起こし、このため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内の上部のへッドスプ１ノイ（図示
しない）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を閉塞すると、上部導圧管２内と
基準水面器３内は急冷によって負圧状態となり、このた
め差圧変換器６の出力が異常値を示す。したがって、各
制御（幾皿には上述したような原子炉水位計の異常値に
基づく誤信号を提供するという不具合があった。
の蒸気が上部導圧管２から基準水面器３に流入し凝縮し
て基準水面４を保っているので、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。このような状態の
とき、例えば主蒸気管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Ｍ準水面器３内の水が減圧
沸騰現象を起こし、このため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内の上部のへッドスプ１ノイ（図示
しない）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を閉塞すると、上部導圧管２内と
基準水面器３内は急冷によって負圧状態となり、このた
め差圧変換器６の出力が異常値を示す。したがって、各
制御（幾皿には上述したような原子炉水位計の異常値に
基づく誤信号を提供するという不具合があった。
［発明の目的コ
本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は、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と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を防止
するとともにコストダウン可能な原子炉用水位計を提供
づることにある。
は、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と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を防止
するとともにコストダウン可能な原子炉用水位計を提供
づることにある。
［発明の概要］
本発明は、上記目的を達成するために、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、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、前記上部導圧管とその上
部を前記上部導圧管に連通するように設けた基準水頭管
と、この基準水頭管下端と前記下部導圧管の他端との間
をバルブを介して連通接続された差圧変換器とを備えた
原子炉用水位計において、前記上部導圧管および前記下
部導圧管の水平部分にそれぞれ圧力伝達機構を配設する
ようにし、上部導圧管および下部導圧管のそれぞれの圧
力伝達機構で区分された差圧変換器寄りの部分および基
準水頭管内に高沸点の液体を充満させたものである。そ
して圧力伝達機構はダイヤフラムまたは水平管の一部を
Ｕ字型に形成した管が用いられる。
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、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、前記上部導圧管とその上
部を前記上部導圧管に連通するように設けた基準水頭管
と、この基準水頭管下端と前記下部導圧管の他端との間
をバルブを介して連通接続された差圧変換器とを備えた
原子炉用水位計において、前記上部導圧管および前記下
部導圧管の水平部分にそれぞれ圧力伝達機構を配設する
ようにし、上部導圧管および下部導圧管のそれぞれの圧
力伝達機構で区分された差圧変換器寄りの部分および基
準水頭管内に高沸点の液体を充満させたものである。そ
して圧力伝達機構はダイヤフラムまたは水平管の一部を
Ｕ字型に形成した管が用いられる。
［発明の実施例］
本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第１図は、本発明の一実施例の概略断面図を示すもので
ある。同図に示すように、格納容器１０のドライウェル
１１内には原子炉圧力容器１が設置されており、この原
子炉圧力容器１の上部側壁面に圧力伝達機構１２を介し
て上部導圧管１４を接続し、上部導圧管１４の他端に基
準水頭管１５を接続する。
ある。同図に示すように、格納容器１０のドライウェル
１１内には原子炉圧力容器１が設置されており、この原
子炉圧力容器１の上部側壁面に圧力伝達機構１２を介し
て上部導圧管１４を接続し、上部導圧管１４の他端に基
準水頭管１５を接続する。
また原子炉圧力容器１の下部の側壁面に圧力伝達機構１
３を介して下部導圧管１６を接続し、基準水頭管１５と
下部導圧管１６との間にバルブ■を介して差圧変換器６
を接続した構造としたものである。しかして、圧力伝達
機構１２および１３は通常のダイヤフラムで構成されて
おり、それぞれ原子炉圧力容器１から取ｖ１された」一
部導圧管１４および下部導圧管１６の雨水平部に設置さ
れていて、上部導圧管１４および下部導圧管１６の圧力
伝達機構１２および１３より差圧変換器６側および基準
水頭管１５内には高沸点の液体が充満されている。
３を介して下部導圧管１６を接続し、基準水頭管１５と
下部導圧管１６との間にバルブ■を介して差圧変換器６
を接続した構造としたものである。しかして、圧力伝達
機構１２および１３は通常のダイヤフラムで構成されて
おり、それぞれ原子炉圧力容器１から取ｖ１された」一
部導圧管１４および下部導圧管１６の雨水平部に設置さ
れていて、上部導圧管１４および下部導圧管１６の圧力
伝達機構１２および１３より差圧変換器６側および基準
水頭管１５内には高沸点の液体が充満されている。
また、圧力伝達機構１２．１３の他の例としては第２図
に示すＪ：うに水平管の一部をＬＪ字型に曲げ原子炉圧
力容器１側と図示しない差圧変換器側で流体の種類を変
えた構成のものが考えられる。この場合、原子炉圧力容
器１側には水または水蒸気１７が入り、差圧変換器６側
には高密磨高沸点の液体１８（例えば水銀、ｔａ酸銅、
グリセリン等の有機化合物）を入れる。
に示すＪ：うに水平管の一部をＬＪ字型に曲げ原子炉圧
力容器１側と図示しない差圧変換器側で流体の種類を変
えた構成のものが考えられる。この場合、原子炉圧力容
器１側には水または水蒸気１７が入り、差圧変換器６側
には高密磨高沸点の液体１８（例えば水銀、ｔａ酸銅、
グリセリン等の有機化合物）を入れる。
本実施例による原子炉用水位計は上記のにうに構成され
ているので、原子炉の通常運転時のみならず、上述した
ような原子炉圧力容器１内で急激な減圧が起こっても圧
力伝達機構１２．１３により差圧変換器６側の流体は減
圧沸騰しないので、差圧変換器６の出力は常に正しい値
を示す。
ているので、原子炉の通常運転時のみならず、上述した
ような原子炉圧力容器１内で急激な減圧が起こっても圧
力伝達機構１２．１３により差圧変換器６側の流体は減
圧沸騰しないので、差圧変換器６の出力は常に正しい値
を示す。
また、本実施例によれば、原子炉圧力容器１から圧力伝
達機構１２までの上部導圧管１４の長さは極力短くする
ことができるので、冷水の侵入による閉塞およびそれに
伴なう負圧状態を避けることができる。
達機構１２までの上部導圧管１４の長さは極力短くする
ことができるので、冷水の侵入による閉塞およびそれに
伴なう負圧状態を避けることができる。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明にＪ：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、原子炉用水位計が安定に動作し、信頼性の高い水位
信号を提供することができる。また、従来設置していた
凝縮槽を取り除ぎ、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できる等のすぐれた効果
を奏する。
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、原子炉用水位計が安定に動作し、信頼性の高い水位
信号を提供することができる。また、従来設置していた
凝縮槽を取り除ぎ、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できる等のすぐれた効果
を奏する。
第１図は本発明の一実施例の水位訓の概略断面図、第２
図は本発明に係る圧力伝達機構の他の例の断面図、第３
図は従来の原子炉水位ｔ１の概略断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ６・・・差圧変換器 １０・・・格納容器 １１・・・ドライウェル １２．１３・・・圧力伝達機構 １４・・・上部導圧管 １５・・・基準水頭管 １Ｇ・・・下部導圧管 （７３１７）代理人 弁理士 則 近 憲 佑（ばか１
名）
図は本発明に係る圧力伝達機構の他の例の断面図、第３
図は従来の原子炉水位ｔ１の概略断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ６・・・差圧変換器 １０・・・格納容器 １１・・・ドライウェル １２．１３・・・圧力伝達機構 １４・・・上部導圧管 １５・・・基準水頭管 １Ｇ・・・下部導圧管 （７３１７）代理人 弁理士 則 近 憲 佑（ばか１
名）
Claims (2)
- （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、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
記上部導圧管とその上部を前記上部導圧管に連通するよ
うに設けた基準水頭管と、この基準水頭管下端と前記下
部導圧管の他端との間をバルブを介して連通接続された
差圧変換器とを備えた原子炉用水位計において、前記上
部導圧管および前記下部導圧管の水平部分にそれぞれ圧
力伝達機構を配設し、上部導圧管および下部導圧管のそ
れぞれの圧力伝達機構で区分された差圧変換器寄りの部
分および基準水頭管内に高沸点の液体を充満させたこと
を特徴とする原子炉用水位計。 - （２）圧力伝達機構はダイヤフラムまたは水平管の一部
をＵ字型に形成した管である特許請求の範囲第１項記載
の原子炉用水位計。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59179256A JPS6157893A (ja) | 1984-08-30 | 1984-08-30 | 原子炉用水位計 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59179256A JPS6157893A (ja) | 1984-08-30 | 1984-08-30 | 原子炉用水位計 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6157893A true JPS6157893A (ja) | 1986-03-24 |
Family
ID=16062667
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59179256A Pending JPS6157893A (ja) | 1984-08-30 | 1984-08-30 | 原子炉用水位計 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6157893A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111627580A (zh) * | 2020-06-05 | 2020-09-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种应对快速泄压工况的稳压器水位测量系统设计 |
-
1984
- 1984-08-30 JP JP59179256A patent/JPS6157893A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111627580A (zh) * | 2020-06-05 | 2020-09-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种应对快速泄压工况的稳压器水位测量系统设计 |
| CN111627580B (zh) * | 2020-06-05 | 2022-07-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种应对快速泄压工况的稳压器水位测量系统设计 |
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