JPS6395391A - 加圧水型原子炉 - Google Patents
加圧水型原子炉Info
- Publication number
- JPS6395391A JPS6395391A JP61240283A JP24028386A JPS6395391A JP S6395391 A JPS6395391 A JP S6395391A JP 61240283 A JP61240283 A JP 61240283A JP 24028386 A JP24028386 A JP 24028386A JP S6395391 A JPS6395391 A JP S6395391A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- cooling water
- flow rate
- reactor
- pressurized water
- temperature measuring
- 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
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 21
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 39
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 10
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 6
- 230000002123 temporal effect Effects 0.000 claims description 4
- 238000005314 correlation function Methods 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 2
- 206010000234 Abortion spontaneous Diseases 0.000 description 1
- 238000009529 body temperature measurement Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000002596 correlated effect Effects 0.000 description 1
- 230000000875 corresponding effect Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 208000015994 miscarriage Diseases 0.000 description 1
- 208000000995 spontaneous abortion Diseases 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
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
- Measuring Volume Flow (AREA)
- 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】
［発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は、発電プラント等に利用される加圧水型原子炉
に関する。
に関する。
（従来の技術）
一般に発電プラント等に利用される加圧水型原子炉は、
第３図に示すよう構成されており、原子炉容器１内に収
容された炉心２で加熱された冷却水は、主配管ループ３
により循環され、まず蒸気発生器４に導かれ、ここで２
次系冷却水と熱交換を行った後、１次ポンプ５によって
再び原子炉容器１内に送られる。
第３図に示すよう構成されており、原子炉容器１内に収
容された炉心２で加熱された冷却水は、主配管ループ３
により循環され、まず蒸気発生器４に導かれ、ここで２
次系冷却水と熱交換を行った後、１次ポンプ５によって
再び原子炉容器１内に送られる。
そして、この主配管ループ３には、加圧器６、化学体積
制御系７が接続されている。また、主配管ループ３の蒸
気発生器４の出口側には、この主配管ループ３内の冷却
水の流量を測定するため、例えばオリフィス等のしぼり
機構を用いてその間の差圧から流量を測定する流量計８
が配設されている。
制御系７が接続されている。また、主配管ループ３の蒸
気発生器４の出口側には、この主配管ループ３内の冷却
水の流量を測定するため、例えばオリフィス等のしぼり
機構を用いてその間の差圧から流量を測定する流量計８
が配設されている。
（発明が解決しようとする問題点）
上記説明の従来の加圧水型原子炉では、例えば、１次ポ
ンプ５が停止するような事故が発生した場合、冷却水は
自然循環状態に移る。
ンプ５が停止するような事故が発生した場合、冷却水は
自然循環状態に移る。
このとき、蒸気発生器４の２次側の給水系が作動してい
れば、１次系の崩壊熱の除去を行うことができ、炉心の
冷却を行うことができる。従って冷却水の自然循環流量
を測定することは、加圧水型原子炉の運転管理上、非常
に重要である。
れば、１次系の崩壊熱の除去を行うことができ、炉心の
冷却を行うことができる。従って冷却水の自然循環流量
を測定することは、加圧水型原子炉の運転管理上、非常
に重要である。
このような自然循環流量は、主に炉心２内で加熱された
冷却水の密度と、蒸気発生器４内で２次系に冷却された
冷却水の密度の差に、炉心２と蒸気発生器４の各伝熱中
心高さの差を乗じた自然循環ヘッドで流量と、その向き
が定まる。また、化学体積制御系７から主配管ループ３
内に流入する冷却水の流量、温度等の影響があり、この
自然循環による冷却水流は逆流を起すこともある。
冷却水の密度と、蒸気発生器４内で２次系に冷却された
冷却水の密度の差に、炉心２と蒸気発生器４の各伝熱中
心高さの差を乗じた自然循環ヘッドで流量と、その向き
が定まる。また、化学体積制御系７から主配管ループ３
内に流入する冷却水の流量、温度等の影響があり、この
自然循環による冷却水流は逆流を起すこともある。
従来の加圧水型原子炉では、冷却水流量を測定する流量
計８を備えているが、このような流量計８は、定格流量
の近傍の流星を測定するよう構成されており、通常定格
流量の２０％以下の低流量は測定することができない、
従って、従来の加圧水型原子炉では自然循環による冷却
水の流量は測定することができず、１次ポンプ５が停止
したような事故が発生した場合は、適切な対応を行うこ
とができず、安全性を損うという問題がある。
計８を備えているが、このような流量計８は、定格流量
の近傍の流星を測定するよう構成されており、通常定格
流量の２０％以下の低流量は測定することができない、
従って、従来の加圧水型原子炉では自然循環による冷却
水の流量は測定することができず、１次ポンプ５が停止
したような事故が発生した場合は、適切な対応を行うこ
とができず、安全性を損うという問題がある。
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
１次ポンプ５が停止するような事故が発生した場合でも
、自然循環による冷却水の流れの流量およびその方向を
測定することができ、安全性の向上を図ることのできる
加圧水型原子炉を提供しようとするものである。
１次ポンプ５が停止するような事故が発生した場合でも
、自然循環による冷却水の流れの流量およびその方向を
測定することができ、安全性の向上を図ることのできる
加圧水型原子炉を提供しようとするものである。
［発明の構成］
（問題点を解決するための手段）
すなわち本発明の加圧水型原子炉は、冷却水を流通する
主配管ループの所定の配管部に前記冷却水の流通方向へ
所定の間隔を隔てて配設された複数の温度測定器と、こ
れらの温度測定器の測定信号を入力され、その時間的変
化から前記冷却水の流量を算出する流量算出装置とを俯
えている。
主配管ループの所定の配管部に前記冷却水の流通方向へ
所定の間隔を隔てて配設された複数の温度測定器と、こ
れらの温度測定器の測定信号を入力され、その時間的変
化から前記冷却水の流量を算出する流量算出装置とを俯
えている。
（作用）
本発明の加圧水型原子炉によれば、配管部に所定の間隔
を設けて配設された複数の温度測定器と、これらの温度
測定器からの測定信号の時間的変化から冷却水の流量を
検知する流量算出装置とを備えているので、冷却水の流
量を極めて低流量まで測定することができ、自然循環に
よる冷却水の流れの流量およびその方向を測定すること
ができる。
を設けて配設された複数の温度測定器と、これらの温度
測定器からの測定信号の時間的変化から冷却水の流量を
検知する流量算出装置とを備えているので、冷却水の流
量を極めて低流量まで測定することができ、自然循環に
よる冷却水の流れの流量およびその方向を測定すること
ができる。
（実施例）
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例について説明す
る。
る。
第１図は本発明の一実施例の加圧木型原子炉を示すもの
で、この実施例の加圧水型原子炉では、原子炉容器１１
内に収容された炉心１２で加熱された冷却水は、主配管
ルー１１３により循環され、まず蒸気発生器１４に導か
れ、ここで２次系冷却水と熱交換を行った後、１次ポン
プ１５によって再び原子炉容器１１内に送られる。
で、この実施例の加圧水型原子炉では、原子炉容器１１
内に収容された炉心１２で加熱された冷却水は、主配管
ルー１１３により循環され、まず蒸気発生器１４に導か
れ、ここで２次系冷却水と熱交換を行った後、１次ポン
プ１５によって再び原子炉容器１１内に送られる。
そして、この主配管ループ１３には、加圧器１６、化学
体積制御系１７が接続されている。また、主配管ループ
１３の蒸気発生器１４の出口側には、この主配管ループ
１３内の冷却水の流量を測定するため、例えばオリフィ
ス等のしぼり機構を用いてその間の差圧から流量を測定
する流量計１８が配設されている。
体積制御系１７が接続されている。また、主配管ループ
１３の蒸気発生器１４の出口側には、この主配管ループ
１３内の冷却水の流量を測定するため、例えばオリフィ
ス等のしぼり機構を用いてその間の差圧から流量を測定
する流量計１８が配設されている。
更に、この実施例の加圧水型原子炉では、主配管ループ
１３の原子炉入口配管部に、冷却水の流れる方向に所定
の間隔を隔てて２個の温度測定器１９．２０が配設され
、主配管ループ１３の蒸気発生器入口配管部に２個の温
度測定器２１．２２が配設されており、それぞれの配管
部に配設された２個の温度測定器１９．２０および２１
．２２は、流産算出装置２３．２４に接続されている。
１３の原子炉入口配管部に、冷却水の流れる方向に所定
の間隔を隔てて２個の温度測定器１９．２０が配設され
、主配管ループ１３の蒸気発生器入口配管部に２個の温
度測定器２１．２２が配設されており、それぞれの配管
部に配設された２個の温度測定器１９．２０および２１
．２２は、流産算出装置２３．２４に接続されている。
上記構成のこの実施例の加圧水型原子炉では、流量算出
装置２３．２４においては、それぞれ温度測定器１９．
２０および温度測定器２１．２２から入力される測定信
号により、次のようにして冷却水の流量を算出する。
装置２３．２４においては、それぞれ温度測定器１９．
２０および温度測定器２１．２２から入力される測定信
号により、次のようにして冷却水の流量を算出する。
例えば流量算出装置２３では、上流側に配設されな温度
測定器１９で測定される温度をＸｉ、下流側に配設され
た温度測定器２０で測定される温度をｘｊ、Ｔを相関を
求めるための計測時間とすると、相関関数Ｃ（τ）は次
のようになる。
測定器１９で測定される温度をＸｉ、下流側に配設され
た温度測定器２０で測定される温度をｘｊ、Ｔを相関を
求めるための計測時間とすると、相関関数Ｃ（τ）は次
のようになる。
■
上式の算出結果は、縦軸をＣ（τ）、横軸をτとした第
２図のグラフに曲線ａで示すように求められ、その最大
値に対応するτｐが冷却水の通過時間となる。
２図のグラフに曲線ａで示すように求められ、その最大
値に対応するτｐが冷却水の通過時間となる。
流量Ｇは、Ｘｉ （ｔ）の時間平均値と圧力Ｐより求
められる冷却水密度ρと流速■の積として求められるの
で、温度測定器１９と温度測定器２０の間の距離をＬと
して Ｇ＝ρＶ＝ρＬ／τｐ より求められる。なおここでτｐが正のとき冷却水は、
温度測定器１９から温度測定器２０へ流れ、負の時は逆
に流れていることを示している。
められる冷却水密度ρと流速■の積として求められるの
で、温度測定器１９と温度測定器２０の間の距離をＬと
して Ｇ＝ρＶ＝ρＬ／τｐ より求められる。なおここでτｐが正のとき冷却水は、
温度測定器１９から温度測定器２０へ流れ、負の時は逆
に流れていることを示している。
すなわち、この実施例の加圧水型原子炉では、主配管ル
ープ１３の原子炉入口配管部と、蒸気発生器入口配管部
にそれぞれ２個ずつ配置された温度測定器１９．２０お
よび温度測定器２１．２２からの測定信号から相関関数
を用いて流量算出装置２３．２４において冷却水の流量
を測定するので、自然循環状態における低流量の冷却水
流量も測定することができ、炉心の冷却状態を知ること
ができるので、１次ポンプ１５が停止するような事故が
発生した場合でも、加圧水型原子炉の安全性を確保する
ことができる。
ープ１３の原子炉入口配管部と、蒸気発生器入口配管部
にそれぞれ２個ずつ配置された温度測定器１９．２０お
よび温度測定器２１．２２からの測定信号から相関関数
を用いて流量算出装置２３．２４において冷却水の流量
を測定するので、自然循環状態における低流量の冷却水
流量も測定することができ、炉心の冷却状態を知ること
ができるので、１次ポンプ１５が停止するような事故が
発生した場合でも、加圧水型原子炉の安全性を確保する
ことができる。
（発明の効果）
以上述べたように本発明の加圧水型原子炉では、冷却水
を流通する主配管ループの所定の配管部に冷却水の流通
方向へ所定の間隔を隔てて配設された複数の温度測定器
と、これらの温度測定器の測定信号を入力され、その時
間的変化から冷却水の流量を算出する流量算出装置とを
備えているので、１次ポンプが停止するような事故が発
生し、主配管ループ内の冷却水が自然循環状態となった
場合でも、冷却水の流量を測定することができ、安全性
を向上させることができる。
を流通する主配管ループの所定の配管部に冷却水の流通
方向へ所定の間隔を隔てて配設された複数の温度測定器
と、これらの温度測定器の測定信号を入力され、その時
間的変化から冷却水の流量を算出する流量算出装置とを
備えているので、１次ポンプが停止するような事故が発
生し、主配管ループ内の冷却水が自然循環状態となった
場合でも、冷却水の流量を測定することができ、安全性
を向上させることができる。
第１図は本発明の一実施例の加圧水型原子炉の構成を示
す配管系統図、第２図は相関関数を示すグラフ、第３図
は従来の加圧水型原子炉の構成を示す配管系統図である
。 １２・・・・・・・・・・・・・・・炉心１３・・・・
・・・・・・・・・・・主配管ループ１４・・・・・・
・・・・・・・・・蒸気発生器１９．２０．２１．２２
・・・温度測定器２３．２４・・・・・・流量算出装置 出願人 日本原子力事業株式会社 出願人 株式会社東芝 代理人弁理士 須 山 佐 − 第 １０
す配管系統図、第２図は相関関数を示すグラフ、第３図
は従来の加圧水型原子炉の構成を示す配管系統図である
。 １２・・・・・・・・・・・・・・・炉心１３・・・・
・・・・・・・・・・・主配管ループ１４・・・・・・
・・・・・・・・・蒸気発生器１９．２０．２１．２２
・・・温度測定器２３．２４・・・・・・流量算出装置 出願人 日本原子力事業株式会社 出願人 株式会社東芝 代理人弁理士 須 山 佐 − 第 １０
Claims (2)
- （１）冷却水を流通する主配管ループの所定の配管部に
前記冷却水の流通方向へ所定の間隔を隔てて配設された
複数の温度測定器と、これらの温度測定器の測定信号を
入力され、その時間的変化から前記冷却水の流量を算出
する流量算出装置とを備えたことを特徴とする加圧水型
原子炉。 - （２）配管部は、原子炉入口配管部および蒸気発生器入
口配管部である特許請求の範囲第１項記載の加圧水型原
子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61240283A JPS6395391A (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 加圧水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61240283A JPS6395391A (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 加圧水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6395391A true JPS6395391A (ja) | 1988-04-26 |
Family
ID=17057180
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61240283A Pending JPS6395391A (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 加圧水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6395391A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103871518A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂超温超功率保护温差信号处理方法 |
| CN103871519A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种将主回路温度计用于严重事故监测的方法 |
-
1986
- 1986-10-09 JP JP61240283A patent/JPS6395391A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103871518A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂超温超功率保护温差信号处理方法 |
| CN103871519A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种将主回路温度计用于严重事故监测的方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Sanders | Stability of single-phase natural circulation with inverted U-tube steam generators | |
| JPS6395391A (ja) | 加圧水型原子炉 | |
| Nylund et al. | HYDRODYNAMIC AND HEAT TRANSFER MEASUREMENTS ON A FULL-SCALE SIMULATED 36-ROD MARVIKEN FUEL ELEMENT WITH UNIFORM HEAT FLUX DISTRIBUTION. | |
| Kikuchi et al. | Local sodium boiling behind local flow blockage in simulated LMFBR fuel subassembly | |
| JPS59173795A (ja) | 加圧水型原子炉の出力の測定装置 | |
| Bello et al. | Effects of loss of heat sink transient on flow characteristics in a closed natural circulation system | |
| Hetsroni et al. | Cross flow and mixing of water between semiopen channels | |
| Waszink et al. | Hydrodynamic stability and thermal performance test of a 1-MWt sodium-heated once-through steam generator model | |
| Miyaguchi et al. | Thermal-hydraulic experiments with simulated LMFBR sub-assemblies under nominal and non-nominal operating conditions | |
| Shimazaki et al. | Heat transfer and hydraulic characteristics of the SRE fuel element | |
| JPS6323811B2 (ja) | ||
| Yamaguchi et al. | Boiling and dryout conditions in disturbed cluster geometry and their application to the liquid-metal fast breeder reactor local fault assessment | |
| Lish et al. | Development of I2S-LWR instrumentation systems | |
| Kikuchi | Transient boiling of sodium in a seven-pin bundle under loss-of-flow conditions | |
| Bell | IMPROVEMENTS IN AND RELATING TO STEAM GENERATORS | |
| Sudo et al. | Development of heat transfer package for core thermal-hydraulic design and analysis of upgraded JRR-3 | |
| Israel et al. | Critical heat flux measurements in a 16-rod simulation of a BWR fuel assembly | |
| Kuznetsov et al. | UNSTEADY HEAT AND MASS TRANSFER IN LOW TWO-PHASE FLOWS | |
| Warinner et al. | SASSYS-1 computer code verification with EBR-II test data | |
| Yang et al. | Experimental Study on Convective Heat Transfer of Water Flow in Tubes under Natural Circulation | |
| JPS60183590A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心流量計測装置 | |
| JPS6395394A (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
| JPS58160892A (ja) | 原子炉冷却水量監視装置 | |
| Kleiss et al. | Experience with incore neutron and gamma detectors for BWR coolant velocity measurements | |
| MOCHIZUKI et al. | Characteristics of natural circulation in the ATR plant |