JPS6322534B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPS6322534B2
JPS6322534B2 JP56164722A JP16472281A JPS6322534B2 JP S6322534 B2 JPS6322534 B2 JP S6322534B2 JP 56164722 A JP56164722 A JP 56164722A JP 16472281 A JP16472281 A JP 16472281A JP S6322534 B2 JPS6322534 B2 JP S6322534B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
flow rate
density
purification system
temperature
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.)
Expired
Application number
JP56164722A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5866036A (ja
Inventor
Tatsuo Kagifuku
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP56164722A priority Critical patent/JPS5866036A/ja
Publication of JPS5866036A publication Critical patent/JPS5866036A/ja
Publication of JPS6322534B2 publication Critical patent/JPS6322534B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01MTESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • G01M3/00Investigating fluid-tightness of structures
    • G01M3/02Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
    • G01M3/26Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors
    • G01M3/28Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves ; for welds
    • G01M3/2807Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves ; for welds for pipes

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Examining Or Testing Airtightness (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 (1) 発明の技術分野 本発明は原子力発電プラントにおける原子炉冷
却材浄化系の系統漏水を検出する漏洩検出装置の
改良に関する。
(2) 従来技術 一般に、原子炉を含む原子炉冷却材浄化系のシ
ステムは、第1図に示すように原子炉一次格納容
器1を介してその容器1内側に原子炉系が、容器
1外側に原子炉冷却材浄化系がそれぞれ配置され
ている。この原子炉系は原子炉圧力容器2と、再
循環ポンプ3と、配管4と、この配管4内の冷却
材流量を検出する系統入口流量検出器5と、隔離
弁6などを備えている。一方、原子炉冷却材浄化
系は、プラントの通常運転時、起動時、停止時、
燃料交換時を通じて冷却材の中に含まれる不純物
を除去し炉水の水質を維持する目的で設けられる
もので、その構成は浄化系循環ポンプ7と、再生
熱交換器8と、非再生熱交換器9と、ろ過脱塩器
10と、このろ過脱塩器10から再生熱交換器8
を経て原子炉圧力容器2に導かれる給水(戻り)
配管11に設けた系統出口側流量検出器12およ
び隔離弁13などからなつている。なお、ろ過脱
塩器10から導出された排水配管14側には同じ
く系統出口側流量検出器15および減圧弁16が
設けられている。
以上のように原子炉冷却材浄化系は、原子炉一
次格納容器1の外に設置されており、その冷却材
の流れは原子炉圧力容器2から配管4を通り、循
環ポンプ7で送り出し、再生熱交換器8、非再生
熱交換器9を経由し、ろ過脱塩器10で浄化さ
れ、給水配管11を通じて原子炉に戻る、クロー
ズループ構成をとつている。また、原子炉の起動
時、高温待機時および燃料交換時には炉水の余剰
水は、減圧弁16を通してホツトウエルに排水し
ている。このため、浄化系においては、系の入口
側および出口側の流量を流量検出器5,12,1
5で計測し、その流量差により系の漏洩検出を行
ない、その差流量が設定値を越えた場合に系の隔
離を行なつている。
計装回路としては、第2図に示すように系入出
口側の流量検出器5,12,15にそれぞれ流量
発信部17、開平演算部18を設けて流量測定を
行ないその流量信号19を加減演算部20にて流
量差演算後流量差信号21を警報設定器22で監
視し、流量差信号が大のときトリツプ信号23を
発信する構成としている。
(3) 従来技術の問題点 しかしながら、浄化系にあつては、系統入口側
の流量検出器5と、系統出口側の流量検出器1
2,15では各運転モードにより、水の温度が変
化する。即ち水の密度変化により、前記検出器
5,12,15の各所の体積流量が変化する。そ
こで、従来技術においては、この密度の違い分を
加減演算部20のスケーリングにより補正を行な
つており、スケーリングの値として定格運転時の
温度圧力における密度で校正されている。
しかし、浄化系の運転モードは定格運転の他
に、原子炉の起動時、高温待機時、燃料交換時お
よびホツトウエルへの余剰水の排水があり、それ
ぞれの運転時における温度が異なる。加減演算部
20のスケールフアクタは、定格運転時の水の密
度における値で設定されている関係上、原子炉の
起動時や燃料交換時の余剰水排水運転モードで
は、原子炉内温度が低く、定格運転時の流量に比
べて約15〜20%前後の測定誤差を生じることにな
る。これらの流量測定誤差は、そのまま流量差信
号21に含まれるため警報設定器22において、
流量差大のトリツプ信号を発信する。このため、
誤まつて系統が隔離され、前記運転モードが阻止
されるという問題があつた。
なお、流量差の設定値は、あらかじめ測定誤差
を考えて拡大することも可能であるが、定格運転
時において、万一漏洩が生じた場合、検出が遅
れ、本来の機能である系統の漏洩検出を考えた場
合相反することになる。
(4) 発明の目的 本発明は上記実情にかんがみてなされたもの
で、運転モード全搬にわたつて流量を高精度に測
定し、測定誤差によつて誤まつて系統が隔離され
ることなく系統漏洩のときに適切にその旨の信号
を出力する原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置を
提供することを目的とする。
(5) 発明の構成 原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置において、
前記浄化系の入口側配管に流量検出器と、少なく
とも温度を検出して密度変換する密度演算部と、
この密度演算部の密度を用いて前記流量検出器の
流量補正を行ない質量流量を求める系入口側配管
用補正演算部を設け、また浄化系の出口側配管つ
まり戻り配管および排水配管にそれぞれ流量検出
器、密度演算部、補正演算部を設け、これらの系
入口側配管用補正演算部と系出口側配管用補正演
算部から出力された質量流量差を求め、この質量
流量差が予め定めた設定値を超えたとき系の漏洩
である旨の信号を出力するようにし、各運転モー
ドによる配管各所の温度差に影響されずに漏洩信
号を出力する構成である。
(6) 発明の実施例 原子炉を含む原子炉冷却材浄化系の構成は第1
図と変らないのでここでは省略し、特に計装回路
つまり原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置の一実
施例について第3図を参照して説明する。なお、
第3図において第1図との対応関係をとるため配
管系について第1図と同一部分には同一符号を付
してある。即ち、この漏洩検出装置は、浄化系の
各配管4,11,14にそれぞれ系統入口側流量
検出部30、系統出口側流量検出部40,50を
設け、系統入口側流量検出部30は例えば配管4
内の差圧から流量を測定する流量検出器31およ
び流量発信部32と、温度を測定する温度検出器
33および温度変換部34と、この温度変換部3
4から出力された測定温度から流体の密度を求め
る密度演算部35と、この密度演算部35で求め
た密度と上記差圧とを用いて質量流量を求める乗
除算機能をもつ補正演算部36とで構成されてい
る。各系統出口側流量検出部40,50も系統入
口側流量検出部30と同様な構成を有し、補正演
算部46,47で配管各所の温度を考慮した質量
流量を求めている。61は加減演算部であつてこ
れは系統入口側の流量と系統出口側流量との差演
算を行なつて流量差信号62を求める機能をもつ
ている。63は流量差信号62と予め定めた値と
を比較し流量差が大きいときにトリツプ信号64
を出力する警報設定器である。
次に、以上のように構成された装置の動作を説
明する。なお、各流量検出部30,40,50の
動作は同じであるのでここでは系統入口側流量検
出部30について述べ、他の検出部40,50は
省略する。配管4に設けた流量検出器31により
系統入口側の配管内流量を例えば差圧を利用して
検出し、この検出信号を流量発信部5に入力し所
定の信号に変換し流量信号とする。一方、温度検
出器33および温度変換部34により系統入口側
配管4の温度測定を行ない、さらに密度演算部3
5にて測定温度時の密度を求める。つまり、密度
演算部35では蒸気表の温度と密度との関係を示
す近似式または近似折線に基づいて密度γを求め
た後、例えば乗除演算機能をもつ補正演算部36
に供給する。ここで、補正演算部36は流量検出
器31で得た差圧ΔPと密度演算部35からの密
度γとを用いて補正演算を行ない質量流量Qを求
める。この質量流量Qの演算式は、 Q=K√・ で表わされ、被測定物が水の場合には密度γは圧
力に殆んど影響されず温度Tの関数となる。但
し、K:流量係数、γ:密度(Kg/m3またはg/
c.c.)である。
このようにして各流量検出部30,40,50
で求められた質量流量は、加減演算部61に入力
され、ここで、系統入口側流量−系統出口側流量
の差演算を行ない、流量差信号62として警報設
定器63に伝送する。警報設定器63ではこの流
量差信号62と予め定められた値とを比較し、流
量差信号が大きいときトリツプ信号64を発信す
る。なお、加減演算部61に入力される流量信号
は、すでに補正演算され質量流量に変換している
ので、加減演算部61のスケールフアクタは系統
入口−出口側共に同一とする。
従つて、一般に配管各所の温度差は、系統側入
口で常温〜約280℃(密度で0.75〜0.99)、また系
統側出口のうち、給水配管への戻り部が常温〜約
270℃(密度で0.76〜0.99)、ホツトウエルへの排
水部が常温〜約60℃(0.96〜0.99)あるが、従
来、系統の漏洩を検出する際、これら密度の違い
分を、加減演算部のスケールフアクタによる補正
か、体積流量変化分を検出限界として設定値に含
める必要があつたが、上記実施例では各流量検出
部30,40,50に温度補正手段を加えること
により、密度の違い分の補正を自動的に行なうこ
とができ、原子炉の高温待機時における余剰水の
排水作業においても、誤まつて系統を隔離すると
いうことが無くなると同時に、漏洩検出系として
も体積流量変化分を設定値に含める必要も無くな
る。
(7) 他の実施例 上記実施例では、温度測定による密度補正手段
の追加であるが、密度は圧力、温度の関数である
ため、更に温度と圧力測定手段によつて密度を求
めると有効である。また計装回路の構成として、
各演算機能毎としたが検出器31,41,51以
降の構成要素は、各機能をデイジタルコントロー
ラに集積することも可能である。また、流量検出
器5は原子炉一次格納容器の外部に設けてもよい
ものである。その他、本発明はその要旨を逸脱し
ない範囲で種々変形して実施できる。
(8) 発明の効果 原子炉浄化系の漏洩検出に温度補正手段を追加
することにより、各運転モードにおいても、精度
良く流量を測定することができ測定誤差によつて
誤まつて系統を隔離することも無くなり、プラン
ト全体の信頼性向上にも寄与できる。また、漏洩
検出系としては体積流量変化分を設定値に含めて
考える必要が無く、漏洩量が最小限において検出
でき、プラント安全面の向上および被曝低減化に
も寄与しうる原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置
を提供できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は原子炉冷却材浄化系のシステム構成
図、第2図は従来システムの漏洩検出装置を構成
する計装ブロツク図、第3図は本発明に係る漏洩
検出装置の一実施例を示す計装ブロツク図であ
る。 2……原子炉圧力容器(原子炉)、4,11,
14……配管、6,13……隔離弁、7……再循
環ポンプ、8……再生熱交換器、9……非再生熱
交換器、10……ろ過脱塩器、16……減圧弁、
30……系統入口側流量検出部、40,50……
系統出口側流量検出部、31,41,51……流
量検出部、33,43,53……温度検出器、3
5,45,55……密度演算部、36……補正演
算部、61……加減演算部、63……警報設定
部。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 原子炉系を含む原子炉冷却材浄化系を循環す
    る冷却材の漏洩を検出する漏洩検出装置におい
    て、前記浄化系の入口側配管および出口側配管に
    それぞれ設けられた流量検出器および少なくとも
    前記配管内を流れる冷却材の温度を検出して密度
    変換する密度演算部と、この密度演算部の密度を
    用いて前記流量検出器で得られた検出流量の流量
    補正を行つて質量流量を求める補正演算部と、こ
    れらの補正演算部で求めた浄化系入口側配管の質
    量流量と浄化系出口側配管の質量流量とから質量
    流量差を得、この質量流量差を用いて前記浄化系
    を流れる冷却材の漏洩の有無を判断する漏洩判断
    手段とを備えたことを特徴とする原子炉冷却材浄
    化系の漏洩検出装置。
JP56164722A 1981-10-15 1981-10-15 原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置 Granted JPS5866036A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56164722A JPS5866036A (ja) 1981-10-15 1981-10-15 原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56164722A JPS5866036A (ja) 1981-10-15 1981-10-15 原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5866036A JPS5866036A (ja) 1983-04-20
JPS6322534B2 true JPS6322534B2 (ja) 1988-05-12

Family

ID=15798645

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP56164722A Granted JPS5866036A (ja) 1981-10-15 1981-10-15 原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5866036A (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0188911A3 (en) * 1984-12-25 1987-09-16 Nippon Kokan Kabushiki Kaisha Method and apparatus for detecting leaks in a gas pipe line
CN1938567A (zh) 2004-03-22 2007-03-28 鲁比康研究有限公司 用于开放式水道网络的损失检测系统
DE102008029469B3 (de) * 2008-06-20 2009-10-29 Airbus Deutschland Gmbh Luftfahrzeugleitungsüberwachungssystem und -verfahren, insbesondere für ein Luftfahrzeugflügelenteisungssystem und eine Luftfahrzeugklimaanlage

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55154432A (en) * 1979-05-21 1980-12-02 Nippon Kokan Kk <Nkk> Leakage detecting method in liquid pipeline

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55154432A (en) * 1979-05-21 1980-12-02 Nippon Kokan Kk <Nkk> Leakage detecting method in liquid pipeline

Also Published As

Publication number Publication date
JPS5866036A (ja) 1983-04-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2073822C (en) Liquid coolant circulating system
JPH05141831A (ja) 液体冷媒循環量制御構造
JPS6322534B2 (ja)
KR910000596B1 (ko) 가압수형 원자로의 코아 반응 변이탐지과정 및 장치
CN110706834B (zh) 一种堆芯冷却监视信号有效性处理方法及装置
KR910002338B1 (ko) 가압수형 원자로의 누출 탐지 방법
US4297581A (en) Method for the fast and accurate identification of core power in nuclear reactors
CN114937512A (zh) 一种用于核电机组一回路冷却剂流量补偿的方法及系统
JP2002341081A (ja) 原子炉冷却材浄化系漏洩検出システム
RU2660646C1 (ru) Пороговый блок управления режимом работы исполнительного механизма или технологического оборудования
US4293853A (en) Method and apparatus for detecting flow instability in steam generator
EP1770716A2 (en) Improved on-line steam flow measurement device and method
JP3735458B2 (ja) 炉心流量計測装置
CN113434803B (zh) 热动转换系统的热功率计算方法、装置、介质及设备
JPS61213403A (ja) ボイラ応力監視装置
JP2001324590A (ja) 原子炉水位計測システム
JPH06331784A (ja) 原子炉水位測定装置
JPS5925199B2 (ja) 原子炉格納容器内の漏洩検出装置
JPS6241358B2 (ja)
KR20170125705A (ko) 가압경수로형 원자로 보호 장치와 그 제어 방법
KR100835648B1 (ko) 원자력 발전소 노심보호 계통의 노심보호 장치
JPH1023713A (ja) 冷却水循環系統へのガス漏れ監視装置
JPS6332201A (ja) 伝熱管の漏えい検出方法
JP2945906B1 (ja) 炉心流量監視システム
CN115388986A (zh) 一种基于一次函数的变送器数据处理方法和系统