JPS63290995A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

沸騰水型原子炉

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JPS63290995A
JPS63290995A JP62125884A JP12588487A JPS63290995A JP S63290995 A JPS63290995 A JP S63290995A JP 62125884 A JP62125884 A JP 62125884A JP 12588487 A JP12588487 A JP 12588487A JP S63290995 A JPS63290995 A JP S63290995A
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JP
Japan
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flow velocity
flow
height
flow rate
core
Prior art date
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Pending
Application number
JP62125884A
Other languages
English (en)
Inventor
Shunji Nakao
中尾 俊次
Osamu Yokomizo
修 横溝
Akio Tomiyama
明男 冨山
Shinichi Kashiwai
柏井 進一
Yasuhiro Masuhara
増原 康博
Makoto Koizumi
真 小泉
Yuichiro Yoshimoto
吉本 佑一郎
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP62125884A priority Critical patent/JPS63290995A/ja
Publication of JPS63290995A publication Critical patent/JPS63290995A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、圧力容器に再循環ポンプ(インターナルポン
プ)を内蔵した沸騰水型原子炉に係り、特に炉心流量計
測に好適な沸騰水型原子炉に関する。
〔従来の技術〕
従来、炉心流量計測に好適なインターナルポンプを内蔵
した沸騰水型原子炉については、特開昭60−1835
90号公報に示されるように、ダウンカマ部の流速が大
きい部分と小さい部分との差圧測定に基づいて、そのダ
ウンカマ部の冷却材速度を検出する速度検出器を設けて
いる。
〔発明が解決しようとする問題点〕
上記従来例では、炉心と略同高さのダウンカマ部の流速
が大きい部分と小さい部分との差圧測定に基づいて流速
を検出し、炉心流量に換算している。この測定方法では
、炉心高さのシュラウド上部がダウンカマ部に突き出て
いるため、また、炉心注水系の配管があるために、冷却
材の流れに乱れが大きくなり、測定精度に問題がある。
本発明は、定格運転時やインターナルポンプの一部が停
止している時でも炉心流量を精度良く測定できる沸騰水
型原子炉を提供することを目的とする。
〔問題点を解決するための手段〕
上記問題点は、ダウンカマ部において、定格運転時でも
、インターナルポンプ部分運転時でも、ダウンカマ部の
流速分布が一様な高さで流速を測定して流量に換算すれ
ば解決できる。
〔作用〕
沸騰水型原子炉の定格運転時でも、またインターナルポ
ンプの部分運転時でも、ダウンカマ部の流速分布が小さ
い高さで流速を測定するため、その高さの平均流速に対
する誤差が小さくなり、炉心流量計測の精度が良くなる
〔実施例〕
以下、図面を参照してこの発明の実施例について説明す
る。
第1図では、シュラウド3と圧力容器6に囲まれたダウ
ンカマ部2において、炉心5の中央部高さと下端の間の
高さに流速検出器1を設けてダウンカマ部2を下降して
炉心5に流入する冷却材の流速Vを測定している。流速
検出器1はダウンカマ2の円周方向に複数個(n個)設
置し、演算器8において複数の流速測定値の平均■を計
算する。
さらに、掛は算器9では、流速の平均値とダウンカマ2
の流速測定位置の断面積Aを掛は合わせてダウンカマ2
を下降する冷却材の流量、すなわち炉心流量Qを計測し
、流量指示計10に出力する。
第2図は、流速検出器1のダウンカマ2における円周方
向の設置位置を示す。ダウンカマ2において流速検出器
1を円周方向に複数個設置することによって、平均流量
■の測定精度を良くできる。
さらに、インターナルポンプ4の設置及び離脱時にはダ
ウンカマ2を通過させるので、流速検出器1は第2図に
示すように、インターナルポンプ4の上部空間を外した
位置に設置するのが好ましい。
流速検出器1の出力は第1図と同様の方法で処理して炉
心流量を得ることができる。
第3図、第4図および第5図には、第1図に示すように
流速検出器1を炉心5の中央部高さと下端の間に設置し
た根拠を示す。第3図と第4図はダウンカマ2の円周方
向と高さ方向の2次元流路において、ダウンカマ2を下
降する冷却材の流れを解析した結果として流速バク1〜
ルを示す。2次元流路の上端は、第1図における炉心5
の上端の高さにした。この位置では、シュラウド上部の
突出部14や炉心注水系の配管のために流れの乱れが大
きい。そこで、2次元流路の入り口では、この乱れを模
擬するためにサイン状の8M的な流速分布を与えた。ま
た、2次元流路の下端はインターナルポンプの高さとし
て、ポンプ2台を含む流路幅にした。第3図は、2台の
インターナルポンプが正常に運転されている場合であり
、ポンプ出口に定格吐き出し流量を与えた。第3図の流
速分布から、インターナルポンプ4の付近では吐き出し
流の影響で流速が円周方向に不均一になっていることが
わかる。それより上方では、円周方向の流速は均一であ
る。一方、第4図はインターナルポンプ4の部分運転状
態を模擬した計算結果であり、2台のポンプのうち左側
のポンプが止まっている時の流速分布を示す。計算では
、停止している左側のポンプ流路において、炉心からの
冷却材の逆流も模擬している。第4図からインターナル
ポンプの部分運転時には、停止しているポンプ流路から
の逆流の影響で、ポンプ付近の流れの乱れが上流の炉心
下端近くまで及んでいることがわかる。第3図、第4図
ともに、炉心下端より上流で且つ2台のポンプの中間の
位置では流速は平均流rへ) 速に近くなっており、この点で流速を計測することによ
り、炉心流量を精度良く計測できる。
また、第5図にはシュラウド上部の突起14の影響を調
べるために、ダウンカマ2における半径方向の流速分布
を示す。シュラウド上部の突起14があるために、炉心
上端部付近では流れが偏流している。しかし、下流に向
かうにしたがって、流れは発達した分布になり、流速分
布の形が変化しなくなる。この流れが発達した領域は、
炉心中央部高さより下流側である。したがって、後に示
す第6図の実施例の様に、半径方向に複数個の流速検出
器を設けておけば、この流速分布の補正ができる。
第3図、第4図及び第5図より、インターナルポンプの
通常運転時はもちろん、部分運転時でも、流速検出器1
をダウンカマ2の炉心中央部高さと下端の間の高さに設
置すれば、炉心流量を精度良く測定出来る。
一方、従来技術のように、ダウンカマ2の流速の大きい
部分と小さい部分との差圧測定では、流速の小さい部分
、即ち流れが淀んでいる場所を特定することが難しい。
また、前述のように、炉心向等の高さでの測定は、流れ
の乱れのために差圧の変動が大きくなる。その結果、炉
心流量の測定誤差が大きくなる。
第6図は本発明の他の実施例を示す原子炉の横断面図で
ある。この実施例ではダウンカマ2における半径方向の
流速計算位置に特徴がある。流速検出器1を、ダウンカ
マ2の円周方向測定位置の一個所において、圧力容器6
の半径方向に複数個設けである。第6図では半径方向に
3個の流速検出器1を設けた場合である。演算器11で
は、この半径方向の複数個の流速の平均値Vmを計算し
た後に、半径方向の一つの代表的な流速の測定値Vとの
比C(=Vm/V)を計算する。掛は算器12では、シ
ュラウド3の円周方向の各流速検出器1の出力に流速比
Cを掛けて、各測定位置の断面平均流速Vmを計算する
。その後は、第1図の実施例と同様の方法を用いて、演
算器8でシュラウドの断面全体の平均流速Vを計算し、
掛は算器9で断面積Aとの積を計算し、最終的に求まっ
た炉心流量を流量指示計に出力する。なお、ダウンカマ
の半径方向に複数個の流速検出器を設置する場合は、二
個所以上あっても良い。本実施例によれば、流速を半径
方向の複数個の測定値の平均値であられすために、炉心
流量の測定精度が良くなる。
第7図は本発明の他の実施例を示す圧力容器の縦断面図
である。本実施例では、流速検出器としてピトー管を用
いている。第7図では、第1図の実施例と同様に、ピト
ー管15を炉心5の中央部高さと下端の間の高さに軸線
を上方に向けて設置する。ピトー管15の先端の全圧孔
で全圧ptが、側面の静圧孔で静圧Psが得られ、これ
らの差圧と流体密度ρを用いて流速Vは次式で与えられ
る。
v=cf「石票コ運丁ワ7(1) 係数Cはピ1−−管係数と呼ばれ、一般には1に近い値
であり、定数として演算器16に入力する。
この関係を用いて、第7図では、演算器16によって式
(1)の流速を計算する。その後の処理は第1図の実施
例と同様である。
尚、式(1)において、冷却材の密度ρは冷却材の温度
Tから定まり、温度検出器2oで測定した冷却材温度T
を用いて密度演算器21で計算した後、演算器16に入
力する。
第8図は、本発明のもう一つの実施例を示す圧力容器の
縦断面図である。この実施例では、流速の測定方法とし
て、冷却材温度のゆらぎを利用している。第8図では、
第1図の実施例と同様に、ダウンカマ2において炉心5
の中央部高さと下端の間の高さに温度検出器17を2個
、流れ方向に距離を隔てて設置する。シュラウド3を下
降する冷却材の温度には微小なゆらぎ成分が含まれてお
り、この揺らぎが2個の温度検出器17を通過する時間
から流速を測定する。即ち、yだけ距離を隔てた温度検
出器17の信号の揺らぎ成分ΔTの相関をとると、二つ
の信号の時間遅れtが求まる。
この処理を相関器18で行なう。この時間遅れと温度検
出器17の距離yから冷却材の流速は次式%式%(2) 割算器19では、式(2)の計算をする。流速が求まっ
た後の処理は、第1図の実施例と同様である。
なお、温度検出器17としては、例えば熱電対がある。
〔発明の効果〕
本発明によれば、インターナルポンプを内蔵した沸騰水
型原子炉の通常運転時はもちろん、インターナルポンプ
が部分的に停止したときでも、炉心流量を精度良く測定
出来る。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例の圧力容器の縦断面図、第2
図は本発明の一実施例の圧力容器の横断面図、第3図は
ダウンカマ部の流れ解析結果の説明図、第4図はダウン
カマ部の流れ解析結果の説明図、第5図はダウンカマ部
の流れ解析結果の説明図(半径方向)、第6図は本発明
の他の実施例の圧力容器の横断面図、第7図は本発明の
他の実施例の圧力容器の縦断面図、第8図は本発明の他
の実施例の圧力容器の縦断面図である。 1・・・流速検出器、2・・・ダウンカマ、3・・・シ
ュラウド、4・・・インターナルポンプ、5・・・炉心
、6・・・圧力容器、7・・・下部プレナム、8・・演
算器、9・・掛は算器、10・・・流量指示計、11・
・・演算器、12・・・掛は算器、13・・・モータ、
14・・・シュラウF1部の突起、15・・・ピトー管
、16・・・演算器、17・・・温度検出器、18・・
・相関器、19・・割算器、20・・・温度検出器、2
1・・・密度演算器。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1、原子炉圧内容器内に再循環ポンプを有し、これによ
    りダウンカマ部の冷却材を炉心に強制的に供給する沸騰
    水型原子炉において、ダウンカマ部の炉心中央部高さと
    下端の間の高さに流速検出器を設け、測定した流速とダ
    ウンカマ部の流路面積とから炉心流量を測定することを
    特徴とする沸騰水型原子炉。
JP62125884A 1987-05-25 1987-05-25 沸騰水型原子炉 Pending JPS63290995A (ja)

Priority Applications (1)

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JP62125884A JPS63290995A (ja) 1987-05-25 1987-05-25 沸騰水型原子炉

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JP62125884A JPS63290995A (ja) 1987-05-25 1987-05-25 沸騰水型原子炉

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JPS63290995A true JPS63290995A (ja) 1988-11-28

Family

ID=14921307

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Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62125884A Pending JPS63290995A (ja) 1987-05-25 1987-05-25 沸騰水型原子炉

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JP (1) JPS63290995A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009080054A (ja) * 2007-09-27 2009-04-16 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 炉心流量測定装置及び炉心流量測定方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009080054A (ja) * 2007-09-27 2009-04-16 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 炉心流量測定装置及び炉心流量測定方法

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