JPS6330787A - Jet pump-cavitation detector for boiling water type reactor - Google Patents

Jet pump-cavitation detector for boiling water type reactor

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Publication number
JPS6330787A
JPS6330787A JP61174646A JP17464686A JPS6330787A JP S6330787 A JPS6330787 A JP S6330787A JP 61174646 A JP61174646 A JP 61174646A JP 17464686 A JP17464686 A JP 17464686A JP S6330787 A JPS6330787 A JP S6330787A
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JP
Japan
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jet pump
reactor
flow rate
detector
water
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Pending
Application number
JP61174646A
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Japanese (ja)
Inventor
黒田 義博
宮澤 洋一
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
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Publication of JPS6330787A publication Critical patent/JPS6330787A/en
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  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
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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。
(57) [Abstract] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は沸騰水型原子炉のジェットポンプに発生するキ
ャビテーションを検出する装置に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a device for detecting cavitation occurring in a jet pump of a boiling water nuclear reactor.

(従来の技術) @2図は沸騰水型原子力発電プラントの慨略構成を示す
もので、図中1は原子炉圧力容器である。この原子炉圧
力容器1内の冷却材2は炉心4の下方に設けられた下部
ブレナム3より炉心4内に流入し、炉心4内を下方から
上方へ向って流通する。そして、その際炉心4の核反応
熱により昇温され、水と蒸気の二相流となって炉心4よ
り流出する。上記炉心4を通過した冷却材2は気水分離
器5により水と蒸気に分離され、分離された蒸気は蒸気
乾燥器6で蒸気中の湿分を除去された後、主蒸気管7F
3よび蒸気隔離弁8を通ってタービン9へ送られ、ター
ビン9により発電機10を介して発電を行なう構成とな
っている。
(Prior Art) Figure 2 shows a schematic configuration of a boiling water nuclear power plant, and 1 in the figure is a reactor pressure vessel. The coolant 2 in the reactor pressure vessel 1 flows into the reactor core 4 from a lower blemish 3 provided below the reactor core 4, and flows within the reactor core 4 from below to above. At that time, the temperature is raised by the heat of nuclear reaction in the reactor core 4, and it flows out from the reactor core 4 as a two-phase flow of water and steam. The coolant 2 that has passed through the core 4 is separated into water and steam by a steam separator 5, and the separated steam is removed from the moisture in the steam by a steam dryer 6.
3 and a steam isolation valve 8 to a turbine 9, and the turbine 9 generates electricity via a generator 10.

また、タービンって仕事を行なった蒸気は復水器11で
凝縮された後、給水ポンプ12により給水配管13を経
て炉心4の上方に設けられた給水スパージャ14より原
子炉圧力容器1内に供給される。この給水スパージャ1
4より原子炉圧力容器1内に供給された給水は前記気水
分離器5で分離された炉水と混合し、原子炉圧力容器1
と炉心4との間に形成されたダウンカマ部15に流下す
る。そして、ダウンカマ部15に流下した炉水の一部は
原子炉圧力容器1に接続された再循環配管16より再循
環ポンプ17に流入し、この再循環ポンプ17で加圧さ
れた後、ダウンカマ部15に設置されたジェットポンプ
18のノズル部18aへ駆動流体として供給される。ま
た、残りの一部は再循環ポンプ17からの駆動流体によ
ってジェットポンプ18内に吸込まれ、駆動流体ととも
に下部ブレナム3へ噴出して炉心4内に流入する。
In addition, the steam that has performed the work of the turbine is condensed in a condenser 11, and then supplied into the reactor pressure vessel 1 via a water supply pipe 13 by a water supply pump 12 from a water supply sparger 14 provided above the reactor core 4. be done. This water supply sparger 1
The feed water supplied into the reactor pressure vessel 1 from 4 is mixed with the reactor water separated by the steam water separator 5, and
and the reactor core 4. A part of the reactor water that has flowed down to the downcomer section 15 flows into the recirculation pump 17 from the recirculation pipe 16 connected to the reactor pressure vessel 1, and after being pressurized by the recirculation pump 17, the water is transferred to the downcomer section. The fluid is supplied as a driving fluid to the nozzle portion 18a of the jet pump 18 installed in the jet pump 15. Further, the remaining part is sucked into the jet pump 18 by the driving fluid from the recirculation pump 17, and is ejected together with the driving fluid into the lower blennium 3 and flows into the reactor core 4.

ところで、このような沸騰水型原子炉では気水分離器5
で分離された炉水は、原子炉圧力容器1内で発生した蒸
気の飽和温度に近い温度すなわちサブクール(炉水の温
度と蒸気の飽和温度との差)が小さい状態にあり、この
ようなサブクールの小さい炉水がジェットポンプ18内
に吸込まれるとキャビテーションが発生し易い状態とな
る。ところが、気水分離器5で分離された炉水は上述し
たように給水スパージャ14からの給水と混合されるた
め、ジェットポンプ18のノズル部18aへ到達する頃
には比較的低温となり、さらにジェットポンプ18のノ
ズル部18aには冷却材2の水面からの水頭圧が作用し
ているため、通常の状態ではジェットポンプ18にキャ
ビテーションが発生することはないが、例えば給水スパ
ージャ14からの給水が停止したような場合にはジェッ
トポンプ18にキャビテーションが発生する。
By the way, in such a boiling water reactor, the steam separator 5
The reactor water separated in the reactor pressure vessel 1 has a temperature close to the saturation temperature of the steam generated in the reactor pressure vessel 1, that is, the subcool (difference between the temperature of the reactor water and the saturation temperature of the steam) is small. When reactor water with a small amount of water is sucked into the jet pump 18, cavitation is likely to occur. However, as described above, the reactor water separated by the steam separator 5 is mixed with the water supplied from the water supply sparger 14, so by the time it reaches the nozzle portion 18a of the jet pump 18, the temperature becomes relatively low, and the jet Since the water head pressure from the water surface of the coolant 2 acts on the nozzle portion 18a of the pump 18, cavitation does not occur in the jet pump 18 under normal conditions, but if, for example, the water supply from the water supply sparger 14 is stopped. In such a case, cavitation occurs in the jet pump 18.

第3図ないし第7図は給水スパージャ14からの給水が
停止した場合の原子炉の状態を示すもので、第3図の如
く給水流量aが急激に減少してゼロになると炉心4内に
流入する冷却材2の温度が上昇するため、炉心4内のボ
イド率が増大し、中性子束すは漸減していく。そして、
ボイド率の増大によって第4図の如く原子炉の水位dが
低下し、スクラム信号が発生して炉心4内に制御棒が急
速挿入される。炉心4内に制御棒が急速挿入されると中
性子束すは急激に減少し、炉心4内のボイド率が減少し
て炉心2内を通過する冷却材2の圧力損失が低下するた
め、炉心入口流1icは少しずつ増加するが、原子炉の
水位低下によって再循環ポンプ17がトリップされため
やがて減少していく。
Figures 3 to 7 show the state of the reactor when the water supply from the water supply sparger 14 is stopped.As shown in Figure 3, when the water supply flow rate a rapidly decreases to zero, water flows into the core 4. As the temperature of the coolant 2 increases, the void fraction within the core 4 increases, and the neutron flux gradually decreases. and,
As the void fraction increases, the water level d in the reactor decreases as shown in FIG. 4, a scram signal is generated, and control rods are rapidly inserted into the reactor core 4. When the control rods are rapidly inserted into the reactor core 4, the neutron flux rapidly decreases, the void fraction in the reactor core 4 decreases, and the pressure loss of the coolant 2 passing through the reactor core 2 decreases. The flow 1ic increases little by little, but eventually decreases because the recirculation pump 17 is tripped as the water level in the reactor falls.

また、このとき原子炉圧力eは原子炉水位dとともに低
下していくが、制御棒の急速挿入に続いて主蒸気隔離弁
8が閉止されるため急激に上昇する。
Further, at this time, the reactor pressure e decreases with the reactor water level d, but increases rapidly because the main steam isolation valve 8 is closed following the rapid insertion of the control rods.

このような状況下においてジェットポンプ18の必要吸
込水頭fは第5図に示すようにスクラムとほぼ同時に漸
減していくが、ジェットポンプ18のノズル部18aに
実際に作用する有効吸込水頭Qはスクラムとほぼ同時に
大幅に低下する。したがって、有効吸込水頭Qから必要
吸込水頭fを減じた余裕吸込水頭りは給水停止から約8
秒後には負の値となり、再循環ポンプ17がトリップさ
れるまでの間でキャビテーションが発生する。
Under such circumstances, the required suction head f of the jet pump 18 gradually decreases almost simultaneously with the scram, as shown in FIG. At about the same time, it decreased significantly. Therefore, the margin suction head obtained by subtracting the necessary suction head f from the effective suction head Q is approximately 8
After a second, the value becomes negative, and cavitation occurs until the recirculation pump 17 is tripped.

このようにジェットポンプ18にキャビテーションが発
生するとジェットポンプ18の吐出流量が低下するため
、第6図に示すようにギヤごチージョンが発生したとき
の炉心入口流量C2はキャビテーションが発生していな
いときの炉心入口流aCtに比べて過渡的に大幅に低下
し、燃料に対する冷却能力が一時的に低下することにな
る。このため、燃料の最少限界出力比(△MCPR)は
第7図に示すようにキャビテーションが発生していない
場合には実線11のように正の値を示すが、キャビテー
ションが発生した場合には点rAi2のように−時的に
負の値を示し、燃料の健全性が損われるおそれがあった
As described above, when cavitation occurs in the jet pump 18, the discharge flow rate of the jet pump 18 decreases, so as shown in FIG. The core inlet flow aCt transiently decreases significantly compared to the core inlet flow aCt, and the cooling ability for the fuel temporarily decreases. Therefore, as shown in Fig. 7, the minimum critical fuel power ratio (△MCPR) shows a positive value as shown by the solid line 11 when cavitation does not occur, but when cavitation occurs, it shows a positive value. As with rAi2, it sometimes showed a negative value, and there was a risk that the integrity of the fuel would be impaired.

(発明が解決しようとする問題点) 以上のようにジェットポンプ18にキャビテーションが
発生すると燃料の健全性が損われるおそれがあり、また
振動等によりジェットポンプ18が破損することがあっ
た。しかしながら、キャビテーションは上述したように
一時的に発生する場合が多く、これを確実に検出してキ
ャビテーションの発生を防止することは極めて困難であ
った。
(Problems to be Solved by the Invention) As described above, when cavitation occurs in the jet pump 18, the integrity of the fuel may be impaired, and the jet pump 18 may be damaged due to vibration or the like. However, as described above, cavitation often occurs temporarily, and it has been extremely difficult to reliably detect this and prevent cavitation from occurring.

本発明はこのような事情にもとづいてなされたもので、
その目的はジェットポンプに発生するキャビテーション
を事前に検出でき、キャビテーションの発生を未然に防
止することが可能な沸騰水型原子炉のジェットポンプ・
キャビテーション検出装置を提供することにある。
The present invention was made based on these circumstances, and
The purpose of this is to detect cavitation that occurs in jet pumps in advance, and to prevent cavitation from occurring in boiling water reactors.
An object of the present invention is to provide a cavitation detection device.

[発明の構成] (問題点を解決するための手段) 上記目的を達成するために本発明は、原子炉圧力容器内
の圧力を検出する原子炉圧力検出器と、前記原子炉圧力
容器に接続された主蒸気管を流通する蒸気流聞を検出す
る主蒸気流量検出器と、前記原子炉圧力容器内に供給さ
れる給水流量を検出する給水流量検出器と、前記原子炉
圧力容器内に供給される給水温度を検出する給水温度検
出器と、前記原子炉圧力容器と炉心との間のダウンカマ
部に設置されたジェットポンプの吐出流団を検出するジ
ェットポンプ吐出流量検出器と、これら各検出器からの
検出信号に基づいて前記ダウンカマ部の炉水のエンタル
ピを演算するダウンカマ部エンタルピ演算回路と、前記
ジェットポンプの入口圧力を検出するジェットポンプ入
口圧力検出器と、この圧力検出器からの検出信号に基づ
いて前記ジェットポンプ内の炉水の飽和エンタルピを演
算するジェットポンプ部飽和エンタルピ演算回路と、こ
のジェットポンプ部飽和エンタルピ演算回路からの出力
信号と前記ダウンカマ部エンタルピ演算回路からの出力
信号とを比較して両者の差があらかじめ設定した値を越
えた場合にキャビテーション発生予告信号を出力するキ
ャビテーション検出回路とを具備したことを特徴とする
ものである。
[Structure of the Invention] (Means for Solving the Problems) In order to achieve the above object, the present invention provides a reactor pressure detector for detecting the pressure within the reactor pressure vessel, and a reactor pressure detector connected to the reactor pressure vessel. a main steam flow rate detector for detecting steam flow flowing through the main steam pipe, a feed water flow rate detector for detecting the flow rate of water supplied to the reactor pressure vessel, and a water supply flow rate detector for detecting the flow rate of water supplied to the reactor pressure vessel; a jet pump discharge flow rate detector that detects a jet pump discharge stream installed in the downcomer section between the reactor pressure vessel and the reactor core, and each of these detections. a downcomer section enthalpy calculation circuit that calculates the enthalpy of reactor water in the downcomer section based on a detection signal from the downcomer section; a jet pump inlet pressure detector that detects the inlet pressure of the jet pump; and a detection signal from the pressure detector. a jet pump saturation enthalpy calculation circuit that calculates the saturation enthalpy of reactor water in the jet pump based on a signal; an output signal from the jet pump saturation enthalpy calculation circuit; and an output signal from the downcomer enthalpy calculation circuit; The present invention is characterized by comprising a cavitation detection circuit that compares the values and outputs a cavitation occurrence warning signal when the difference between the two exceeds a preset value.

(作  用) 本発明ではダウンカマ部の炉水のエンタルピとジェット
ポンプ内の炉水の飽和エンタルピとを比較し、両者の差
があらかじめ設定した値を越えた場合にキャビテーショ
ン発生予告信号を出力するようにしたので、ジェットポ
ンプに発生するキャビテーションを事前に検出できる。
(Function) In the present invention, the enthalpy of reactor water in the downcomer section is compared with the saturation enthalpy of reactor water in the jet pump, and when the difference between the two exceeds a preset value, a cavitation occurrence warning signal is output. As a result, cavitation occurring in jet pumps can be detected in advance.

(実 施 例) 以下、第1図を参照して本発明の一実施例について説明
する。
(Embodiment) An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIG.

第1図は本発明によるジェットポンプ・キャビテーショ
ン検出装置を備えた沸騰水型原子力発電プラントの慨略
構成を示すもので、図中19は原子炉圧力容器1内の圧
力Poを検出する原子炉圧力検出器、20は主蒸気管7
を流通する主蒸気流量Wsを検出する主蒸気流量検出器
である。また図中21.22は給水管13を流通す°る
給水流量WFwおよび給水温度T、を検出する給水流量
検出器と給水温度検出器であり、23はジェットポンプ
18の吐出流I Wje tを検出するジェットポンプ
吐出流量検出器である。これらの各検出器19゜20.
21.22.23より出力された原子炉圧力検出信号1
9S、主蒸気流量検出信号208゜給水流量検出信号2
1S、給水温度検出信号22Sおよびジェットポンプ吐
出流量検出信号23はそれぞれダウンカマ部エンタルピ
演算回路25に入力され、このダウンカマ部エンタルピ
演算回路25で次のような演算処理が行なわれる。
FIG. 1 shows a schematic configuration of a boiling water nuclear power plant equipped with a jet pump cavitation detection device according to the present invention. Detector, 20 is main steam pipe 7
This is a main steam flow rate detector that detects the main steam flow rate Ws flowing through the main steam flow rate Ws. Further, in the figure, 21 and 22 are a water supply flow rate detector and a water supply temperature detector that detect the water supply flow rate WFw and the water supply temperature T flowing through the water supply pipe 13, and 23 is a water supply water temperature detector that detects the water supply flow rate IWjet of the jet pump 18. This is a jet pump discharge flow rate detector. Each of these detectors 19°20.
Reactor pressure detection signal 1 output from 21.22.23
9S, main steam flow rate detection signal 208° feed water flow rate detection signal 2
1S, the feed water temperature detection signal 22S, and the jet pump discharge flow rate detection signal 23 are each input to the downcomer section enthalpy calculation circuit 25, and the following calculation processing is performed in the downcomer section enthalpy calculation circuit 25.

すなわち、ダウンカマ部エンタルピ演算回路25では給
水温度検出器22からの給水温度検出信号228を基に
給水エンタルピhFwを演算するとともに、ジェットポ
ンプ吐出流m検出器23からのジェットポンプ吐出流量
検出信号23Sを基に炉心入口流II W cを演算す
る。また、原子炉圧力検出器19からの原子炉圧力検出
信号198より原子炉圧力Poの飽和エンタルピhf(
Po)を演算し、これらの演算結果からダウンカマ部1
5の炉水のエンタルピhDOWNを下式より演算してダ
ウンカマ部エンタルピ検出信号258として出力する。
That is, the downcomer section enthalpy calculation circuit 25 calculates the feed water enthalpy hFw based on the feed water temperature detection signal 228 from the feed water temperature detector 22, and also calculates the feed water enthalpy hFw based on the jet pump discharge flow rate detection signal 23S from the jet pump discharge flow m detector 23. Based on this, the core inlet flow II W c is calculated. Furthermore, from the reactor pressure detection signal 198 from the reactor pressure detector 19, the saturation enthalpy hf(
Po), and from these calculation results downcomer section 1
The enthalpy hDOWN of reactor water No. 5 is calculated from the following formula and outputted as a downcomer enthalpy detection signal 258.

上記ダウンカマ部エンタルピ演算回路25より出力され
たダウンカマ部エンタルピ検出信号258はキャビテー
ション検出回路27に入力され、このキャビテーション
検出回路27でジェットポンプ部飽和エンタルピ演算回
路26からのジェットポンプ部飽和エンタルピ検出信号
26Sと比較される。ここで、上記ジェットポンプ部飽
和エンタルピ演算回路26はジェットポンプ18のノズ
ル部18a近傍に設けられたジェットポンプ入口圧力検
出器24からの入口圧力検出信号248を基にジェット
ポンプ18内の炉水の飽和エンタルピhjeLを演算し
、この飽和エンタルピhjetをジェットポンプ部飽和
エンタルピ検出信号268としてキャビテーション検出
回路27に供給している。したがって、キャビテーショ
ン検出回路27ではダウンカマ部エンタルピ演算回路2
5からのダウンカマ部エンタルピ検出信号258とジェ
ットポンプ部飽和エンタルご演算回路26からのジェッ
トポンプ部飽和エンタルピ検出信号26Sとを比較し、
両者の差(Δh=hDOWN  hjeOが58tu/
lb以上の時ニーitビテーション発生予告信号27S
1を記録表示装置28に出力する。なお、△hが15B
tu/1b以上の時はキャビテーション発生信号27S
2を記録表示装置28に出力する。
The downcomer part enthalpy detection signal 258 output from the downcomer part enthalpy calculation circuit 25 is input to the cavitation detection circuit 27, and the jet pump part saturation enthalpy detection signal 26S from the jet pump part saturation enthalpy calculation circuit 26 is input to the cavitation detection circuit 27. compared to Here, the jet pump part saturation enthalpy calculation circuit 26 calculates the amount of reactor water in the jet pump 18 based on the inlet pressure detection signal 248 from the jet pump inlet pressure detector 24 provided near the nozzle part 18a of the jet pump 18. The saturation enthalpy hjeL is calculated, and this saturation enthalpy hjet is supplied to the cavitation detection circuit 27 as a jet pump section saturation enthalpy detection signal 268. Therefore, in the cavitation detection circuit 27, the downcomer enthalpy calculation circuit 2
The downcomer part enthalpy detection signal 258 from 5 and the jet pump part saturation enthalpy detection signal 26S from the jet pump part saturation enthalpy calculation circuit 26 are compared,
The difference between the two (Δh=hDOWN hjeO is 58tu/
Knee it bitation occurrence warning signal 27S when lb or more
1 is output to the recording/displaying device 28. In addition, △h is 15B
When tu/1b or more, cavitation generation signal 27S
2 is output to the recording/displaying device 28.

このように本実施例ではダウンカマ部15の炉水のエン
タルピhDowNとジェットポンプ18内の炉水の飽和
エンタルピhjatとを求め、両者の差があらかじめ設
定した値を越えた場合にキャビテーション発生予告信号
27S1を出力するようにしたのでジェットポンプ18
に発生するキャビテーションを事前に検出することがで
きる。したがって、例えば再循環ポンプ17の回転数等
を制御することによりキャビテーションの発生を未然に
防止できる。
In this way, in this embodiment, the enthalpy hDowN of the reactor water in the downcomer section 15 and the saturation enthalpy hjat of the reactor water in the jet pump 18 are determined, and when the difference between the two exceeds a preset value, the cavitation occurrence warning signal 27S1 is generated. Jet pump 18
It is possible to detect cavitation that occurs in advance. Therefore, by controlling the rotation speed of the recirculation pump 17, for example, cavitation can be prevented from occurring.

[発明の効果] 以上のように本発明によれば、ジェットポンプに発生す
るキャビテーションを事前に検出できるのでキャビテー
ションの発生を未然に防止することができ、ジェットポ
ンプの信頼性を大幅に向上させることができる。
[Effects of the Invention] As described above, according to the present invention, cavitation occurring in a jet pump can be detected in advance, so cavitation can be prevented from occurring, and the reliability of the jet pump can be significantly improved. Can be done.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は本発明によるジェットポンプ・キャビテーショ
ン検出装置を備えた沸騰水型原子力発電プラントの概略
構成図、第2図ないし第7図は従来例を説明するための
図で、第2図は沸騰水型原子力発電プラントの概略構成
図、第3図は給水スパージャからの給水が停止した場合
の給水流層。 中性子束および炉心入口流量の時間的変化を示す線図、
第4図は同じく給水が停止した場合の原子炉水位および
原子炉圧力の時間的変化を示す線図、第5図はスクラム
時におけるジェットポンプの各種吸込水頭の時間的変化
を示す線図、第6図はスクラム時にジェットポンプにキ
ャビテーションが発生した場合と発生しない場合の炉心
入口流」の時間的変化を示す線図、第7図はジェットポ
ンプにキャごチージョンが発生した場合と発生しない場
合の燃料の最少限界出力比の時間的変化を示す線図であ
る。 1・・・原子炉圧力容器、4・・・炉心、5・・・気水
分離器、6・・・蒸気乾燥器、7・・・主蒸気管、13
・・・給水管、14・・・給水スパージャ、15・・・
ダウンカマ部、17・・・再循環ポンプ、18・・・ジ
ェットポンプ、1つ・・・原子炉圧力検出器、20・・
・主蒸気流量検出器、21・・・給水流量検出器、22
・・・給水温度検出器、23・・・ジェットポンプ吐出
流目検出器、24・・・ジェットポンプ入口圧力検出器
、25・・・ダウンカマ部エンタルピ演算回路、26・
・・ジェットポンプ部飽和エンタルピ演算回路、27・
・・キャビテーション検出回路、28・・・記録表示器
。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第3図 時間(ろ・) 時間(抄) くΣ(、IcLcr−
Fig. 1 is a schematic configuration diagram of a boiling water nuclear power plant equipped with a jet pump cavitation detection device according to the present invention, Figs. 2 to 7 are diagrams for explaining conventional examples; A schematic configuration diagram of a water-type nuclear power plant, Figure 3 shows the water supply flow layer when water supply from the water supply sparger is stopped. Diagram showing temporal changes in neutron flux and core inlet flow rate,
Figure 4 is a diagram showing temporal changes in reactor water level and reactor pressure when the water supply is stopped, Figure 5 is a diagram showing temporal changes in various suction heads of jet pumps during scram, Figure 6 is a diagram showing the temporal change in the core inlet flow when cavitation occurs and does not occur in the jet pump during scram, and Figure 7 shows the time change in the core inlet flow when cavitation occurs and does not occur in the jet pump. FIG. 3 is a diagram showing temporal changes in the minimum fuel output ratio. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1...Reactor pressure vessel, 4...Reactor core, 5...Steam water separator, 6...Steam dryer, 7...Main steam pipe, 13
... Water supply pipe, 14 ... Water supply sparger, 15 ...
Downcomer section, 17...Recirculation pump, 18...Jet pump, one...Reactor pressure detector, 20...
・Main steam flow rate detector, 21... Water supply flow rate detector, 22
... Feed water temperature detector, 23... Jet pump discharge flow rate detector, 24... Jet pump inlet pressure detector, 25... Downcomer section enthalpy calculation circuit, 26.
・・Jet pump part saturation enthalpy calculation circuit, 27・
... Cavitation detection circuit, 28... Recording indicator. Applicant's agent Patent attorney Takehiko Suzue Figure 3 Time (ro・) Time (sho) KuΣ(, IcLcr-

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 原子炉圧力容器内の圧力を検出する原子炉圧力検出器と
、前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気管を流通する
主蒸気流量を検出する主蒸気流量検出器と、前記原子炉
圧力容器内に供給される給水流量を検出する給水流量検
出器と、前記原子炉圧力容器内に供給される給水温度を
検出する給水温度検出器と、前記原子炉圧力容器と炉心
との間のダウンカマ部に設置されたジェットポンプの吐
出流量を検出するジェットポンプ吐出流量検出器と、こ
れら各検出器からの検出信号に基づいて前記ダウンカマ
部の炉水のエンタルピを演算するダウンカマ部エンタル
ピ演算回路と、前記ジェットポンプの入口圧力を検出す
るジェットポンプ入口圧力検出器と、この圧力検出器か
らの検出信号に基づいて前記ジェットポンプ内の炉水の
飽和エンタルピを演算するジェットポンプ部飽和エンタ
ルピ演算回路と、このジェットポンプ部飽和エンタルピ
演算回路からの出力信号と前記ダウンカマ部エンタルピ
演算回路からの出力信号とを比較して両者の差があらか
じめ設定した値を越えた場合にキャビテーション発生予
告信号を出力するキャビテーション検出回路とを具備し
たことを特徴とする沸騰水型原子炉のジェットポンプ・
キャビテーション検出装置。
A reactor pressure detector that detects the pressure within the reactor pressure vessel, a main steam flow rate detector that detects the main steam flow rate flowing through a main steam pipe connected to the reactor pressure vessel, and the reactor pressure vessel. a feed water flow rate detector that detects the flow rate of feed water supplied into the reactor pressure vessel; a feed water temperature detector that detects the temperature of the feed water supplied into the reactor pressure vessel; and a downcomer portion between the reactor pressure vessel and the reactor core. a jet pump discharge flow rate detector for detecting the discharge flow rate of a jet pump installed in the jet pump; a downcomer section enthalpy calculation circuit for calculating the enthalpy of reactor water in the downcomer section based on detection signals from each of these detectors; a jet pump inlet pressure detector that detects the inlet pressure of the jet pump; a jet pump section saturation enthalpy calculation circuit that calculates the saturation enthalpy of reactor water in the jet pump based on a detection signal from the pressure detector; a cavitation detection circuit that compares the output signal from the jet pump section saturation enthalpy calculation circuit with the output signal from the downcomer section enthalpy calculation circuit and outputs a cavitation occurrence warning signal when the difference between the two exceeds a preset value; A jet pump for a boiling water reactor characterized by having the following features:
Cavitation detection device.
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6655922B1 (en) * 2001-08-10 2003-12-02 Rockwell Automation Technologies, Inc. System and method for detecting and diagnosing pump cavitation
JP2007232393A (en) * 2006-02-27 2007-09-13 Hitachi Ltd Output controller for natural circulation nuclear reactor and output control method for natural circulation nuclear reactor

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6655922B1 (en) * 2001-08-10 2003-12-02 Rockwell Automation Technologies, Inc. System and method for detecting and diagnosing pump cavitation
JP2007232393A (en) * 2006-02-27 2007-09-13 Hitachi Ltd Output controller for natural circulation nuclear reactor and output control method for natural circulation nuclear reactor

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