JPH0469358B2 - - Google Patents

Description

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の圧力容器内水位計を概略的に示
す断面図、第２図は本発明に係る水位計の一実施
例を示す一部概略断面図、第３図および第４図は
それぞれ第２図の基準水頭部の他の例を示す概略
側面図である。 １……原子炉圧力容器、２……上部導圧管、３
……基準水面器、４……基準水面、５……基準水
頭、６……差圧変換器、７……圧力容器内測定
点、８……基準水頭管、９……下部導圧管、１０
……格納容器、１１……ドライウエル、１２……
保温パネル、１３……上部水平配管、１４……冷
却フイン、１５……冷却ジヤケツト、１６……冷
却水。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 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、この
   上部導圧管および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
   圧管と上部を該上部導圧管に連通して設けられた
   基準水頭管と、この基準水頭管下端と、前記下部
   導圧管との間に連通して接続された差圧変換器と
   を具備してなる水位計において、前記上部導圧管
   及び前記基準水頭管に連通し前記上部導圧管より
   内径が小さい上部水平配管を設け、この上部水平
   配管を前記上部導圧管から前記基準水頭管へ至る
   所定下り勾配とし、前記上部水平配管の前記上部
   導圧管との近接部分に上部水平配管を冷却する冷
   却手段を設けたことを特徴とする原子炉用水位
   計。 ２ 前記上部水平配管の前記上部導圧管から前記
   基準水頭管へ至る下り勾配として1000分の20ない
   し、1000分の60の下り勾配とすることを特徴とす
   る特許請求の範囲第１項記載の原子炉用水位計。 ※説［発明の技術分野］ 本発明は沸騰水型ないし加圧水型原子炉に適し
   た軽水型原子炉用水位計に関する。 ［発明の技術的背景］ 原子炉の水位計はその出力を原子炉の水位制
   御、原子炉保護系およ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
   号を供給する必要がある。 原子炉の水位計は第１図に示すように、部分的
   に側面のみ断面で示した原子炉圧力容器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
   他端に上部導圧管２より高い位置に基準水面器３
   を接続し、また圧力容器１の下部の側面に下部導
   圧管９を接続し、基準水面器３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を接続して
   基準水頭管８で連通した構造である。 なお、図中符号４は基準水面器３内の基準水
   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、１０は格納容器を部分的に、１１は
   ドライウエルをそれぞれ示している。ところで水
   位計の原理はドライウエル１１内に設けられた基
   準水頭５と原子炉圧力容器１内の測定点における
   水頭の静水頭の差を差圧変換器６により測定する
   ことにより水位を求めている。 ［背景技術の問題点］ しかしながら、上記構成の水位計にあつては次
   のような欠点がある。 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が保たれ、そのために
   基準水面器３内の基準水頭５の水は高温状態にな
   つている。このような状況にあつて主蒸気等の破
   断のように原子炉圧力容器１内で急激な減圧が起
   こると基準水面器３内の水が減圧沸騰現象を起こ
   し、差圧を検出する計測器の出力が異常値を示
   す。また、原子炉隔離時冷却系の動作時の原子炉
   圧力容器１内の上部のヘツドスプレイ（図示な
   し）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を閉塞するため、上部導
   圧管２内と基準水面器３内は急冷によつて負圧状
   態となる。この際、差圧変換器６の出力が異常値
   を示し、各制御機器に誤信号を提供する不具合が
   あつた。 ［発明の目的］ 本発明は上記欠点を除去するためになされたも
   ので、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ツ
   ドスプレイ動作時の上部導圧管内および基準水面
   器内の負圧現象の防止ができ、かつコストダウン
   できる原子炉水位計を提供することにある。 ［発明の概要］ すなわち本発明は、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、この上部導圧管および前記原子炉圧
   力容器の下部側壁に貫通して設けられた下部導圧
   管と、前記上部導圧管と上部を該上部導圧管に連
   通して設けられた基準水頭管と、この基準水頭管
   下端と、前記下部導圧管との間に連通して接続さ
   れた差圧変換器とを具備してなる水位計におい
   て、前記上部導圧管及び前記基準水頭管に連通し
   前記上部導圧管より内径が小さい上部水平配管を
   設け、この上部水平配管を前記上部導圧管から前
   記基準水頭管へ至る所定下り勾配とし、前記上部
   水平配管の前記上部導圧管との近接部分に上部水
   平配管を冷却する冷却手段を設けたことを特徴と
   する原子炉用水位計である。 ［発明の実施例］ 以下、本発明に係わる原子炉水位計の一実施例
   を第１図と同一部分は同一符号で示す第２図を参
   照して説明する。 本発明による原子炉用水位計は原子炉圧力容器
   １から取出された上部導圧管２の原子炉圧力容器
   １を包有する保温パネル１２の外側部で上部導圧
   管２側を高目に1000分の20ないし1000分の60の勾
   配を設けて、上部導圧管２より内径が小さく管径
   の細い上部水平配管１３を接続する。また上部導
   圧管２に近接する上部水平配管１３の一部に冷却
   フインを設けて冷却し、この部分で基準水面４を
   形成させる。上部水平配管１３の他端は基準水頭
   管８の上端に接続し、基準水頭管の下端は差圧変
   換器６に接続する。差圧変換器６の他端は下部導
   圧管９で原子炉圧力容器１の圧力容器内測定点７
   に接続されている。 このような構成によれば、原子炉の通常運転時
   には、原子炉圧力容器１内の蒸気は上部導圧管２
   を通つて、上部導圧管２と水平配管１３の接続部
   に流入し、冷却フイン１４の部分の上部水平配管
   １３で蒸気が凝縮される。上部水平配管１３は上
   部導圧管２側が基準水頭管上端より高目になるよ
   うに1000分の20ないし1000分の60の下り勾配が設
   けられているので、凝縮水は連続的に補給され
   る。この上部水平配管の勾配は、凝縮によつて生
   じた液滴が、下り勾配により基準水頭管側へ流れ
   やすく、かつ、上部水平配管の高さの差が最小と
   なるように、実験により決定した値である。 従つて一定液位の基準水面４が凝縮水の流入に
   より上部水平配管内に形成される。この基準水頭
   部５の温度はほぼ雰囲気温度になつているので、
   原子炉事故時に生じる原子炉圧力容器１の減圧に
   伴う基準水頭５の沸騰は防止できる。 また本発明の上部導圧管２は従来に比較して上
   部水平管１３部分が短くなり、また上部導圧管２
   の基準水面４への立上り部がなくなるために、ヘ
   ツドスプレイ作動時、冷水が上部導圧管２を閉塞
   する心配がなく、基準水頭部５側が負圧になるこ
   とはない。 また、第２図においては冷却フイン１４を水平
   配管１３の上部導圧管２よりの一部に設置されて
   いるが、これに限定することなく第３図のように
   上部水平配管１３全体とこの配管の立下り部まで
   冷却フイン１４を設置してもよい。 また、第３図における冷却フイン１４の代わり
   に第４図に示したように冷却ジヤケツト１５を設
   置して、冷却ジヤケツト１５の両端に冷却水１６
   を流すことによつても同様な効果がある。 ［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によれば原子炉圧
   力容器の減圧に伴う基準水頭部の沸騰現象を防止
   し、かつヘツドスプレイ作動時の上部導圧管の閉
   塞現象の防止ができて、水位計が安定に動作し、
   信頼性の高い水位信号を供給することができる。 また、従来の凝縮槽を取り除き、導圧配管の内
   径を小さくして細くしてあるため大幅にコストダ
   ウンになる副次的な効果もある。