JPS59112290A - 原子炉々心監視装置 - Google Patents
原子炉々心監視装置Info
- Publication number
- JPS59112290A JPS59112290A JP57221928A JP22192882A JPS59112290A JP S59112290 A JPS59112290 A JP S59112290A JP 57221928 A JP57221928 A JP 57221928A JP 22192882 A JP22192882 A JP 22192882A JP S59112290 A JPS59112290 A JP S59112290A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- temperature
- output
- reactor
- compensation
- sheathed
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- Pending
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-
- 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
- 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】
（発明の技術分野）
この発明は原子炉々心監視装置に係り、特に原子炉運転
ストップ等の事故後において、炉心の崩壊熱の除去が異
常なく杓なわｎているかを監視する、為Ｃ二、冷却水の
水位及び炉心内の温度を検出する装置に関する。
ストップ等の事故後において、炉心の崩壊熱の除去が異
常なく杓なわｎているかを監視する、為Ｃ二、冷却水の
水位及び炉心内の温度を検出する装置に関する。
（発明の技や力的背景）
従来、原子炉内の冷却祠の水位を測定するのＣ二差圧式
の水位計が用いらｎていた。第１図は、差圧式水位計の
原理を示す概略断面図である。丁なわち、原子炉圧力容
器１内には冷却祠となる水２と蒸気３が入っており、容
器ｌの下部に水２の導入管４と蒸気３の導出管５が接続
さ牡ている。蒸気導出管５は基準本願チャンバ６（二接
続され、基準水頭チャンバ６は基準水頭管７を介して差
圧計８に接続さｎている。また水の導入管４も差圧計８
に接続さｎ′″Ｃいる。基準水頭管７および基準水頭チ
ャンバ６（二は基準水頭水９が入っており、この高さを
Ｌとする。今、圧力容器内の水位と基準水頭との差圧Δ
Ｐを測定すｎは、この４ｉＵΔＰはＬ−Ｈを二概ね比例
するので、Ｌは一定だからΔＰを測定すれば水位Ｈが求
まることｇ二なる。
の水位計が用いらｎていた。第１図は、差圧式水位計の
原理を示す概略断面図である。丁なわち、原子炉圧力容
器１内には冷却祠となる水２と蒸気３が入っており、容
器ｌの下部に水２の導入管４と蒸気３の導出管５が接続
さ牡ている。蒸気導出管５は基準本願チャンバ６（二接
続され、基準水頭チャンバ６は基準水頭管７を介して差
圧計８に接続さｎている。また水の導入管４も差圧計８
に接続さｎ′″Ｃいる。基準水頭管７および基準水頭チ
ャンバ６（二は基準水頭水９が入っており、この高さを
Ｌとする。今、圧力容器内の水位と基準水頭との差圧Δ
Ｐを測定すｎは、この４ｉＵΔＰはＬ−Ｈを二概ね比例
するので、Ｌは一定だからΔＰを測定すれば水位Ｈが求
まることｇ二なる。
このようＣ二して差圧式水位計により原子炉容器ｌ内の
水位を測定することはできる。しかしながら、たとえば
原子炉の圧力が変動あるいは急減ｃ主蒸気管破断を想定
）する様な時には、差圧ΔＰが短時間的ｇ二水位信号以
外の信号である圧力変動分を含むため（＝水位測定ｆ二
誤差を生ずる。この誤差増加の原因としては、導入管４
又−は５の万一の故障によって、圧力が充分伝わらない
様なことが考えられる。父、燃料が異常に過熱した様な
時に二は、原子炉内のｍ度と圧力がともに上昇するが、
この時も圧力変動Ｃ二よって水位測定誤差が正常値より
増加する恐れがある。この時（二、燃料の過熱程度を知
る温度信号は、現状では得られ、ていない。
水位を測定することはできる。しかしながら、たとえば
原子炉の圧力が変動あるいは急減ｃ主蒸気管破断を想定
）する様な時には、差圧ΔＰが短時間的ｇ二水位信号以
外の信号である圧力変動分を含むため（＝水位測定ｆ二
誤差を生ずる。この誤差増加の原因としては、導入管４
又−は５の万一の故障によって、圧力が充分伝わらない
様なことが考えられる。父、燃料が異常に過熱した様な
時に二は、原子炉内のｍ度と圧力がともに上昇するが、
この時も圧力変動Ｃ二よって水位測定誤差が正常値より
増加する恐れがある。この時（二、燃料の過熱程度を知
る温度信号は、現状では得られ、ていない。
（発明の目的）
この発明は上記欠点を解決するため（二なされたもので
、原子炉の事故時・異常時特に原子炉の運転がストップ
する様な事故後において、燃料から放出される崩壊熱除
去の程度を推定することおよび炉内の水位を測定するこ
とができる原子炉々心監視装置を提供することを目的と
する。
、原子炉の事故時・異常時特に原子炉の運転がストップ
する様な事故後において、燃料から放出される崩壊熱除
去の程度を推定することおよび炉内の水位を測定するこ
とができる原子炉々心監視装置を提供することを目的と
する。
（発明の概要）
すなわち本発明は沸騰水形原子炉の炉容器内に配・置さ
れた複数の長尺筒状体内の相互に高さ方向の異なる位置
に組み込まれたシース型熱電対と、前記シース型熱電対
の温度信号を伝送する補償導線と、シース型熱電対と補
償導線とを接続する着脱自在なコネクタと、補償導線ｆ
二接続されて温度信号の室温補償をする室温補償回路と
、室温補償回路（二接続されて室温補償された温度信号
を増幅する増幅器と、高さの異なる場所に設置した前記
シース型熱電対の温度出力の差を検出する引算回路と、
前記引算回路の出力を表示する温度差表示器と引算回路
の出力と所定の設定値との比較を行なう比較器と、比較
器の出力で水の有無表示を行なう水位表示器とからなる
原子炉々心監視装置である。
れた複数の長尺筒状体内の相互に高さ方向の異なる位置
に組み込まれたシース型熱電対と、前記シース型熱電対
の温度信号を伝送する補償導線と、シース型熱電対と補
償導線とを接続する着脱自在なコネクタと、補償導線ｆ
二接続されて温度信号の室温補償をする室温補償回路と
、室温補償回路（二接続されて室温補償された温度信号
を増幅する増幅器と、高さの異なる場所に設置した前記
シース型熱電対の温度出力の差を検出する引算回路と、
前記引算回路の出力を表示する温度差表示器と引算回路
の出力と所定の設定値との比較を行なう比較器と、比較
器の出力で水の有無表示を行なう水位表示器とからなる
原子炉々心監視装置である。
この発明によれば、原子炉の炉心内ｇ二装置さｎた、中
性子束測定用の長尺筒状体を利用し、シース型熱電対複
数本を原子炉の下部から前記長尺筒状体内（二階段状Ｃ
二装置して、設置された上・下の熱電対の差出力を検出
することによって水位の有無及び崩壊熱の程度を知るこ
とができる。
性子束測定用の長尺筒状体を利用し、シース型熱電対複
数本を原子炉の下部から前記長尺筒状体内（二階段状Ｃ
二装置して、設置された上・下の熱電対の差出力を検出
することによって水位の有無及び崩壊熱の程度を知るこ
とができる。
（発明の実施例）
以下図面を参照してこの発明の詳細な説明する。
第２図は、この発明に使用するシース熱電対ｌＯの縦断
自回である。シース１１は筒状をなしており、一端は有
底となっている。この中に熱電対素線が１対入っている
。熱電対素線としては、たとえばクロメル１２とアルメ
ル１３が使用できる。
自回である。シース１１は筒状をなしており、一端は有
底となっている。この中に熱電対素線が１対入っている
。熱電対素線としては、たとえばクロメル１２とアルメ
ル１３が使用できる。
クロメル１２とアルメル１３はシース１１の先端付近で
熱接点１４を形成しており、この熱接点で温度を測定す
る。シース１１と熱電河素線間は絶縁材１５で絶縁さ八
ている。絶縁材の材料としては、たとえばＭｇＯ、Ａｚ
ｆｆｉＯ，等を用いる。
熱接点１４を形成しており、この熱接点で温度を測定す
る。シース１１と熱電河素線間は絶縁材１５で絶縁さ八
ている。絶縁材の材料としては、たとえばＭｇＯ、Ａｚ
ｆｆｉＯ，等を用いる。
第３図は、本発明の一実施例を示す縦断面図である。
原子炉圧力容器１内に二は炉心１６がある。炉心１６の
中１＝は中性子束を検出するための、中性子検出用配管
１９が複数本設置されている。本発明は、前記中性子検
出用配管の中に組みこまｎたシース熱電対１０と、熱′
峨対の４ｇ号を伝送する補償導線２０と、シース熱電対
１０と補償導線２０と乞看脱自在（二接続するコネクタ
２５とケーブルペネトレーション２２を介して格納容器
２１の外に導出された補償導線２０に接続された監視盤
２４よりなる。今、原子炉がスクラム後、炉心１６から
崩壊熱が発生している状態を考えてみる。この熱は冷却
材である水２で除去しなければならない。
中１＝は中性子束を検出するための、中性子検出用配管
１９が複数本設置されている。本発明は、前記中性子検
出用配管の中に組みこまｎたシース熱電対１０と、熱′
峨対の４ｇ号を伝送する補償導線２０と、シース熱電対
１０と補償導線２０と乞看脱自在（二接続するコネクタ
２５とケーブルペネトレーション２２を介して格納容器
２１の外に導出された補償導線２０に接続された監視盤
２４よりなる。今、原子炉がスクラム後、炉心１６から
崩壊熱が発生している状態を考えてみる。この熱は冷却
材である水２で除去しなければならない。
すなわち、炉心１６は水２の中（一完全（二沈んでいる
必要がある。このため（二炉内の水位を測定する水位計
が必要になる。
必要がある。このため（二炉内の水位を測定する水位計
が必要になる。
次にこのように構成された本発明の動作について述べる
。水位が図に示した位置≦二あると、熱電対１０ａは炉
心からの崩壊熱を受けるので、水２の水温より茜くなる
ことが予想される。その他の熱電対１０ｂ 、 １０ｃ
、 １０ｄの出力は、はぼ水２の温度（二なる。この
温度信号の差から水位ン判定する。
。水位が図に示した位置≦二あると、熱電対１０ａは炉
心からの崩壊熱を受けるので、水２の水温より茜くなる
ことが予想される。その他の熱電対１０ｂ 、 １０ｃ
、 １０ｄの出力は、はぼ水２の温度（二なる。この
温度信号の差から水位ン判定する。
すなわち、熱電対１０ａと１０ｂの間に温度出力信号（
二差が生ずるので、この時水位は熱電対１０ａと１０ｂ
の間にあると判定する。又、熱電対１０ｃと１０ｄの出
力差はないので、水位は熱電対１０Ｃより上であると判
定する。コネクタ２５は、万一シース熱電対１０が故障
又は測定誤差が増加した様な時（二、このコネクタ２５
からシース熱電対１０側のみ交換できることを目的とし
ている。コネクタ２５からは補償導線にて温度信号を伝
送し、格納容器２１の貫通部は、ケーブルペネトレーシ
ョン２２を利用する。そして、温度信号は制御室２３内
の監視盤２４（二伝送する。
二差が生ずるので、この時水位は熱電対１０ａと１０ｂ
の間にあると判定する。又、熱電対１０ｃと１０ｄの出
力差はないので、水位は熱電対１０Ｃより上であると判
定する。コネクタ２５は、万一シース熱電対１０が故障
又は測定誤差が増加した様な時（二、このコネクタ２５
からシース熱電対１０側のみ交換できることを目的とし
ている。コネクタ２５からは補償導線にて温度信号を伝
送し、格納容器２１の貫通部は、ケーブルペネトレーシ
ョン２２を利用する。そして、温度信号は制御室２３内
の監視盤２４（二伝送する。
■（Ｑ−ン
第４目には本発明の信号処理回路の一笑施例奢示す。シ
ース熱電対１０の信号は、コネクタ２５から補償導線２
０を使って伝送され、室温補償回路（二人力される。室
温補償回路は、シース熱電対ｌＯの冷接点を補償する回
路である。蚕温補償された温度信号は増幅器で増幅され
た後、引算回路に入力される。引算回路では、シース熱
電対１０ａと１０ｂの出力差を測定する。この出力差が
ほば零ならば、水位はシース熱電対１０ａの先端より上
にあると言える。温度差表示器は、引算回路の出カン温
良に変換して表示する装置である。温度差表６シ（λ２
ン 示器に記録計な接続すれば、第４槍初に示すごと＜、ｌ
ｉＡ度差の時間変化が解るので、崩壊熱量の経の先端と
シース熱電対１０ｂの先端間に水位がある時の記録例で
ある。温ｉｉ差は、初めのうちは、崩壊熱が大きいので
温度差も太きいが、時間の経過ｆ二つｎて崩壊熱は舷少
するので、温良差も小さくなっていることン表わしてい
る。前記温度差から、崩壊熱量が推定できる。
ース熱電対１０の信号は、コネクタ２５から補償導線２
０を使って伝送され、室温補償回路（二人力される。室
温補償回路は、シース熱電対ｌＯの冷接点を補償する回
路である。蚕温補償された温度信号は増幅器で増幅され
た後、引算回路に入力される。引算回路では、シース熱
電対１０ａと１０ｂの出力差を測定する。この出力差が
ほば零ならば、水位はシース熱電対１０ａの先端より上
にあると言える。温度差表示器は、引算回路の出カン温
良に変換して表示する装置である。温度差表６シ（λ２
ン 示器に記録計な接続すれば、第４槍初に示すごと＜、ｌ
ｉＡ度差の時間変化が解るので、崩壊熱量の経の先端と
シース熱電対１０ｂの先端間に水位がある時の記録例で
ある。温ｉｉ差は、初めのうちは、崩壊熱が大きいので
温度差も太きいが、時間の経過ｆ二つｎて崩壊熱は舷少
するので、温良差も小さくなっていることン表わしてい
る。前記温度差から、崩壊熱量が推定できる。
又、前記引算回路の出力を設定値と比較器により、比較
することＣ二より、設定値より大きい時には水位は１０
ａの先端と１０ｂの先端にあり、設定値に、シース熱電
対ＩＣＩＣ先端と、シース熱電対１０ｄ先端の間（二あ
ったが、その後水位が上昇して、温度差がなくなったこ
とを表わしている。
することＣ二より、設定値より大きい時には水位は１０
ａの先端と１０ｂの先端にあり、設定値に、シース熱電
対ＩＣＩＣ先端と、シース熱電対１０ｄ先端の間（二あ
ったが、その後水位が上昇して、温度差がなくなったこ
とを表わしている。
第５図は、本発明の実施例を表わした具体例であり、炉
心１６の一部について書いた横断面図である。中性子検
出用配管１９の中にシース熱電対１０を設置する。２６
は燃料集合体であり、２７は制御棒である。２６ａは燃
料棒である。中性子検出用配管１９は燃料集合体２６の
輻射熱（二よって温度上昇するが、その時の温度を蒸気
中にあるシース熱電対１０で測定するわけである。水中
ｇ二あるシース熱電対は、水で冷却されてほぼ水の温良
に等しくなる。
心１６の一部について書いた横断面図である。中性子検
出用配管１９の中にシース熱電対１０を設置する。２６
は燃料集合体であり、２７は制御棒である。２６ａは燃
料棒である。中性子検出用配管１９は燃料集合体２６の
輻射熱（二よって温度上昇するが、その時の温度を蒸気
中にあるシース熱電対１０で測定するわけである。水中
ｇ二あるシース熱電対は、水で冷却されてほぼ水の温良
に等しくなる。
第６図は中性子検出配管１９の中にシース熱゛峨対を組
み込んだ状態を示す縦断面図である。外管２８と内管２
９の間ｌニシース熱電対１０を設置する。ここ（二は図
示しない孔を介して水が充満するようになっている。２
本以上設置する時（二は、半径方向に位相をずらせて設
置すｎはよい。中性子検出器３０は従来から設置さｎて
いた物である。
み込んだ状態を示す縦断面図である。外管２８と内管２
９の間ｌニシース熱電対１０を設置する。ここ（二は図
示しない孔を介して水が充満するようになっている。２
本以上設置する時（二は、半径方向に位相をずらせて設
置すｎはよい。中性子検出器３０は従来から設置さｎて
いた物である。
（発明の効果）
以上述べた本発明を用いること（二より次の効果が得ら
れる。
れる。
１）事故後において、炉心で発生する崩壊熱量が推定で
きるので、長期間における炉心監視が容易（二なる。
きるので、長期間における炉心監視が容易（二なる。
＋＋） 炉内水位が監視できるので、炉心冷却水注入
の判定が適格に行なえ炉の安全性が増す。
の判定が適格に行なえ炉の安全性が増す。
■）定常運転時（二おいても、炉心の局部異常発熱が検
出できるので、安全性が増す。
出できるので、安全性が増す。
第１図は従来の差圧式水位計の原理を示す概略断面図、
第２図は一般的なシース熱電対の縦断面図、第３図は本
発明の一実施例を示す概略断面図。 ＠（ＣＬ）Ｉ／（Ｃ） 第４ｒ陸ないし第４に柊は本発明に係る信号処理回路の
一実施例を示すブロック図、第５図は本発明の実施例を
示す原子炉炉心部の横断面図、第６図は本発明の実施例
に係る中性子検出用配管部の縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・水３・・・蒸気
４・・・纒入管５・・・導出管
６・・・基準水頭チャンバ７・・・基準水頭管
８・・・差圧計９・・・基準水顛水 １０・・
・シース熱電対１１・・・シース １２・・
・クロメル１３・・・アルメル １５・・・絶
縁材１６・・・炉心 １７・・・主蒸気管
工８・・・給水管 １９・・・中性子検出用
配管 ２０・・・補償導
線２１・・・格納容器 ２２・・・ケーブルヘネトレーション ２３・・・制御室 ２４・・・監視盤２５・
・・コネクタ ２６・・・燃料集合体２７・・
・制ａＪ４２８・・・外管 ２９・・・内管 ３０・・・中性子検出器
（７３１７）代理人 弁理士 則 近 憲 佑（ほか１
名） 第１図 ７４／２ 第５図 −６９７− 第６図
第２図は一般的なシース熱電対の縦断面図、第３図は本
発明の一実施例を示す概略断面図。 ＠（ＣＬ）Ｉ／（Ｃ） 第４ｒ陸ないし第４に柊は本発明に係る信号処理回路の
一実施例を示すブロック図、第５図は本発明の実施例を
示す原子炉炉心部の横断面図、第６図は本発明の実施例
に係る中性子検出用配管部の縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・水３・・・蒸気
４・・・纒入管５・・・導出管
６・・・基準水頭チャンバ７・・・基準水頭管
８・・・差圧計９・・・基準水顛水 １０・・
・シース熱電対１１・・・シース １２・・
・クロメル１３・・・アルメル １５・・・絶
縁材１６・・・炉心 １７・・・主蒸気管
工８・・・給水管 １９・・・中性子検出用
配管 ２０・・・補償導
線２１・・・格納容器 ２２・・・ケーブルヘネトレーション ２３・・・制御室 ２４・・・監視盤２５・
・・コネクタ ２６・・・燃料集合体２７・・
・制ａＪ４２８・・・外管 ２９・・・内管 ３０・・・中性子検出器
（７３１７）代理人 弁理士 則 近 憲 佑（ほか１
名） 第１図 ７４／２ 第５図 −６９７− 第６図
Claims (1)
- 沸騰水形原子炉の炉容器内ｌ：配置された複数の長尺筒
状体内の相互１：尚さ方向の異なる位置に組み込まれた
シース型熱電対と、前記シース型熱電゛対の温度信号を
伝送する補償導線と、Ｖ−ス型熱電対と補償導線とを接
続する右脱目在なコネクタと、補償導線≦二接続されて
温度４１号の室温補償をする室温補償回路と、この室温
補償回路に接続さｎて室温補償さｎた温度信号を増幅す
る増幅器と、高さの異なる場所ｇ二装置したＭｉＪ記シ
ース型熱電対の温度出力を検出する引算回路と、ｈす記
引算回路の出力を表示する温度差表示器と、引算回路の
出力と所定の設定値との比較を行なう比較器と、比較器
の出力を入力して水の有無を表示する水位表示器とから
なる原子炉々心監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57221928A JPS59112290A (ja) | 1982-12-20 | 1982-12-20 | 原子炉々心監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57221928A JPS59112290A (ja) | 1982-12-20 | 1982-12-20 | 原子炉々心監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59112290A true JPS59112290A (ja) | 1984-06-28 |
Family
ID=16774350
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57221928A Pending JPS59112290A (ja) | 1982-12-20 | 1982-12-20 | 原子炉々心監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59112290A (ja) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5712886A (en) * | 1995-09-11 | 1998-01-27 | Atea, Societe Atlantique De Techniques Avancees | Device for detecting and monitoring perforation of the bottom head of the vessel of a nuclear reactor |
| JP2013104750A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Toshiba Corp | 代替計測装置、代替計測システムおよび代替計測方法 |
| JP2013124883A (ja) * | 2011-12-13 | 2013-06-24 | Hitachi Ltd | 原子炉水位計 |
| WO2013103088A1 (ja) * | 2012-01-05 | 2013-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント温度計測システムおよび原子力プラント計装システム |
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-
1982
- 1982-12-20 JP JP57221928A patent/JPS59112290A/ja active Pending
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