JPS62137590A - 原子炉の水位監視装置 - Google Patents
原子炉の水位監視装置Info
- Publication number
- JPS62137590A JPS62137590A JP60276811A JP27681185A JPS62137590A JP S62137590 A JPS62137590 A JP S62137590A JP 60276811 A JP60276811 A JP 60276811A JP 27681185 A JP27681185 A JP 27681185A JP S62137590 A JPS62137590 A JP S62137590A
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- JP
- Japan
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- temperature
- water level
- thermocouple
- pressure
- reactor
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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
- Measurement Of Levels Of Liquids Or Fluent Solid Materials (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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉の炉心監視装置に係り、特に冷却材が
喪失する事故時の炉心水位監視に好適な水位検出装置に
関する。
喪失する事故時の炉心水位監視に好適な水位検出装置に
関する。
原子炉事故時における炉心ツユラウド内の水位を検出す
る手段としては、特開昭５９−１１２２９０号に記載の
ように、原子炉中性子検出用配管などの長尺筒状体の内
部に熱電対を軸方向に複数個設貴し、熱電対間の出力差
によって水位を判定する方法がある。熱電対間の出力差
がほぼＯなら炉水位は上側の熱電対より更に上方に存在
するという原理を用いて、炉心シュラウド内の水位を検
出する装置である。
る手段としては、特開昭５９−１１２２９０号に記載の
ように、原子炉中性子検出用配管などの長尺筒状体の内
部に熱電対を軸方向に複数個設貴し、熱電対間の出力差
によって水位を判定する方法がある。熱電対間の出力差
がほぼＯなら炉水位は上側の熱電対より更に上方に存在
するという原理を用いて、炉心シュラウド内の水位を検
出する装置である。
［発明が解決しようとする問題点〕
上記従来技術は、機構が比較的簡単であるが。
冷却材の温度が均一でないときには誤った判定をする恐
れがある。炉心シュラウド内の水位監視が重要となるの
は、冷却材喪失等の事故がおきたときであるが、この時
には緊急炉心冷却系が作動し。
れがある。炉心シュラウド内の水位監視が重要となるの
は、冷却材喪失等の事故がおきたときであるが、この時
には緊急炉心冷却系が作動し。
炉心７ユラウド内、特に炉心バイパス部には、未飽和度
の大きな冷却水が供給され、冷却水に塩度分布が生じや
すい。この場合には水位の判定が困難となり、実際は２
つの熱電対よす上に水位があるのに、水位は２つの熱電
対の間にあると判断したり、逆の判断をしたりする。し
たがって、この装置では、事故発生時において、水位を
誤判断するという問題があった。
の大きな冷却水が供給され、冷却水に塩度分布が生じや
すい。この場合には水位の判定が困難となり、実際は２
つの熱電対よす上に水位があるのに、水位は２つの熱電
対の間にあると判断したり、逆の判断をしたりする。し
たがって、この装置では、事故発生時において、水位を
誤判断するという問題があった。
本発明は、冷却材喪失事故時において、冷却水の温度が
一様でなくなった場合においても、誤判断をすることな
く水位を監視できる装置を提供することを目的とする。
一様でなくなった場合においても、誤判断をすることな
く水位を監視できる装置を提供することを目的とする。
上記目的は、炉内に１庁かれた温度測定部が示す温度と
炉内圧力に対応する飽和湛ｊドとの大小関係を利用する
ことにより達成される。
炉内圧力に対応する飽和湛ｊドとの大小関係を利用する
ことにより達成される。
本発明では、炉内構造物に温度測定部を取りつけるとと
も（で、圧力容器内の圧力を計？ｌｌＪする装置と圧力
からその圧力に対応した飽和温度を算出する演算装置、
および、熱電対温度と飽和温度を比較する装置を設けて
おき、大小関係から液面の位置を求める。
も（で、圧力容器内の圧力を計？ｌｌＪする装置と圧力
からその圧力に対応した飽和温度を算出する演算装置、
および、熱電対温度と飽和温度を比較する装置を設けて
おき、大小関係から液面の位置を求める。
本発明では、炉内構造物に取りつけた熱電対は、液面下
にある場合、その熱電対が接触している冷却材の温度を
示す。しかし、熱電対が蒸気中に露出している場合は、
熱電対の温度は通常飽和温度より高くなる。これは放射
線による熱輻射を受けるためと、熱伝導により構造物の
温度の影響を受けるためである。圧力から求めた飽和温
度と熱電対温度を比較し、熱雷対温度が飽和温度より高
い場合は、液面は熱電対位置より下にあると判断し、逆
に飽和温度に等しいか低い場合には、液面は熱電対位置
よフ上にあると判断する。
にある場合、その熱電対が接触している冷却材の温度を
示す。しかし、熱電対が蒸気中に露出している場合は、
熱電対の温度は通常飽和温度より高くなる。これは放射
線による熱輻射を受けるためと、熱伝導により構造物の
温度の影響を受けるためである。圧力から求めた飽和温
度と熱電対温度を比較し、熱雷対温度が飽和温度より高
い場合は、液面は熱電対位置より下にあると判断し、逆
に飽和温度に等しいか低い場合には、液面は熱電対位置
よフ上にあると判断する。
第４図は、原子炉の冷却材喪失事故を模擬した実験での
、炉心バイパス内にとりつけた熱電対の温度計測値の一
例を示す。この図によシ本発明の詳細な説明する。熱電
対は、高さ方向に５個設置しである。冷却材が流出する
に従って、圧力が低下し飽和温度も低下する。炉心バイ
パスの温度は、定常状態では未飽和であるが、飽和温度
が低下するため約１０秒で飽和になった。約６０秒で１
番上に設置され比熱電対■の温度が飽和温度を越え、８
０秒では３番目の熱電対■の温度も飽和温度を越えてい
る。この実験では比較のため差圧計を使用して炉心バイ
パス部の水位分計側しているが、差圧計による炉心バイ
パス水位計測値と熱電対の測定温度が飽和温度を越える
ことで判定した水位とは対応している。また１５０秒以
降は。
、炉心バイパス内にとりつけた熱電対の温度計測値の一
例を示す。この図によシ本発明の詳細な説明する。熱電
対は、高さ方向に５個設置しである。冷却材が流出する
に従って、圧力が低下し飽和温度も低下する。炉心バイ
パスの温度は、定常状態では未飽和であるが、飽和温度
が低下するため約１０秒で飽和になった。約６０秒で１
番上に設置され比熱電対■の温度が飽和温度を越え、８
０秒では３番目の熱電対■の温度も飽和温度を越えてい
る。この実験では比較のため差圧計を使用して炉心バイ
パス部の水位分計側しているが、差圧計による炉心バイ
パス水位計測値と熱電対の測定温度が飽和温度を越える
ことで判定した水位とは対応している。また１５０秒以
降は。
未飽和の緊急炉心冷却水を注入しているため、測定点の
温度はばらつくが、液に浸っている部分■〜■はすべで
飽和温度以下となる。このように冷却材の温度が一様で
ないときにも、飽和温度と測定値とを比較することで、
測定点か液より上にあるか下にあるかを判断することが
できる。
温度はばらつくが、液に浸っている部分■〜■はすべで
飽和温度以下となる。このように冷却材の温度が一様で
ないときにも、飽和温度と測定値とを比較することで、
測定点か液より上にあるか下にあるかを判断することが
できる。
また、実際の原子炉においては、蒸気中に露出した熱電
対は放射線による熱輻射を受けるため、飽和蒸気温度す
なわち飽和温度以上の温度を示す。
対は放射線による熱輻射を受けるため、飽和蒸気温度す
なわち飽和温度以上の温度を示す。
従って、圧力が上昇して飽和温度が上昇している時も、
熱電対の温度と飽和温度を比較することにより、／１！
面より上にあるか否かを判別することができる。
熱電対の温度と飽和温度を比較することにより、／１！
面より上にあるか否かを判別することができる。
本発明によると、飽和温度は圧力のみによってきまり水
温の影響を受けないため、熱電対の温度が正確に測定で
きれば、冷却材の中に温度分布があっても、水位を誤判
断する問題はない。
温の影響を受けないため、熱電対の温度が正確に測定で
きれば、冷却材の中に温度分布があっても、水位を誤判
断する問題はない。
以下１本発明の原子炉の水位監視装置を第１図に示す実
施例により説明する。第１図は１本発明をジェットポン
プ型沸騰水型原子炉に適用した時の縦断面図である。図
において、１は圧力容器、３は炉心シュラウド壁、４は
上部炉心支持板、５け下部炉心支持板であり、上部炉心
支持板４．下部炉心支持板５と炉心シュラウド壁３で囲
まれた部分け、炉心を構成する燃料集合体２と炉心バイ
パス１５から成っている。燃料集合体２は独立な複数の
流路を構成しているので、その液面は各集合体により異
なる値をとりうるか、炉心バイパス１５の液面１２ｉ−
ｔ、半径方向に対しほぼ一定の値をとる。本発明では熱
電対２０を温度計装管１６の表面に複数個設置する。熱
電対２０には補償導線２１を接続し、温度補償回路２２
に導き、測定点の温度を算出する。
施例により説明する。第１図は１本発明をジェットポン
プ型沸騰水型原子炉に適用した時の縦断面図である。図
において、１は圧力容器、３は炉心シュラウド壁、４は
上部炉心支持板、５け下部炉心支持板であり、上部炉心
支持板４．下部炉心支持板５と炉心シュラウド壁３で囲
まれた部分け、炉心を構成する燃料集合体２と炉心バイ
パス１５から成っている。燃料集合体２は独立な複数の
流路を構成しているので、その液面は各集合体により異
なる値をとりうるか、炉心バイパス１５の液面１２ｉ−
ｔ、半径方向に対しほぼ一定の値をとる。本発明では熱
電対２０を温度計装管１６の表面に複数個設置する。熱
電対２０には補償導線２１を接続し、温度補償回路２２
に導き、測定点の温度を算出する。
一方、蒸気ドームｌＯの圧力を圧力計２４で測定し、そ
の圧力に対応し念飽和温度を演算装置２５で算出する。
の圧力に対応し念飽和温度を演算装置２５で算出する。
この飽和温度と測定点の温度を演算装置２６にて比較し
７、飽和温度より１ｊｌｌｊ定値が小ざいか又は同じ流
度なら、液面は温度測定点より上側にあると判定し、逆
に測定点の方が高ければ液面は温度測定点より下側にあ
ると判定する。高さ方向に複数点の測定点を設置してお
くことにより、炉心バイパス１５の液面１２の時間変化
を追うことができる。
７、飽和温度より１ｊｌｌｊ定値が小ざいか又は同じ流
度なら、液面は温度測定点より上側にあると判定し、逆
に測定点の方が高ければ液面は温度測定点より下側にあ
ると判定する。高さ方向に複数点の測定点を設置してお
くことにより、炉心バイパス１５の液面１２の時間変化
を追うことができる。
第２図は、温度計装管に増付けた熱電対の断面図を示す
。熱電対はシース型熱電対を使用している。７−ス３１
は筒状をなしており、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３２とア
ルメル３３が使用できる。
。熱電対はシース型熱電対を使用している。７−ス３１
は筒状をなしており、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３２とア
ルメル３３が使用できる。
クロメル３２とアルメル３３ぽシース３１の先端付近で
熱接点３４を形成しており、この熱接点で温度を測定す
る。シース３１と熱電対素線間は絶縁材３５で絶縁され
ている。
熱接点３４を形成しており、この熱接点で温度を測定す
る。シース３１と熱電対素線間は絶縁材３５で絶縁され
ている。
熱電対は温度計装管１６の壁から外の炉心バイパス温度
が計前」できるように突出しである。また熱電対の上方
から注水される緊急炉心冷却水が直接接触しないように
覆い３７が設けである。
が計前」できるように突出しである。また熱電対の上方
から注水される緊急炉心冷却水が直接接触しないように
覆い３７が設けである。
第３図には１本発明をインターナルポンプを用いた沸騰
水型原子炉に適用した他の実施例である。
水型原子炉に適用した他の実施例である。
本実施例では、熱電対を炉心シュラウド壁３の内側に高
さ方向に複数個設電した。圧力は蒸気ドームの圧力を測
定し、その圧力に対する飽和温度を算出し、温度測定点
の温度と比較装置２６で比較する。結果は、第４図のよ
うＫｆｆ１度のグラフの形や液面よジ上伸にある針掛′
ｊ位費等の形で表示装置２７に表示する。
さ方向に複数個設電した。圧力は蒸気ドームの圧力を測
定し、その圧力に対する飽和温度を算出し、温度測定点
の温度と比較装置２６で比較する。結果は、第４図のよ
うＫｆｆ１度のグラフの形や液面よジ上伸にある針掛′
ｊ位費等の形で表示装置２７に表示する。
本発明では、熱電対が常に放射線にざらされているため
、測定値がシフトするなどの劣化が生じてくる。しかし
、圧力群」定にもとづく飽和温度は変動することがない
ため、この温度に対して熱電対温度を通常運転時に修正
しておくことにより、事故時において正確に作動させる
ことができる。
、測定値がシフトするなどの劣化が生じてくる。しかし
、圧力群」定にもとづく飽和温度は変動することがない
ため、この温度に対して熱電対温度を通常運転時に修正
しておくことにより、事故時において正確に作動させる
ことができる。
また１本発明は加圧水型原子炉にも適用可能である。
以上記載した如く１本発明の水位計測装置は。
事故時の原子炉内水位を簡単な構造で精度良く測定でき
る。その結果、原子炉事故時にも炉心シュラウド内の水
位に関する情報を運転員に知らせることができ、誤判断
や緊急炉心冷却系（ＥＣＣ５）の誤操作を防ぐことかで
きる。この結果、原子炉の安全性が向上するという効果
がある。
る。その結果、原子炉事故時にも炉心シュラウド内の水
位に関する情報を運転員に知らせることができ、誤判断
や緊急炉心冷却系（ＥＣＣ５）の誤操作を防ぐことかで
きる。この結果、原子炉の安全性が向上するという効果
がある。
第１図は水位監視装置の実施例を示す原子炉の説明図、
第２図は本発明で使用する。＠電対の取付は図、第３図
は本発明による他の実施例の原子炉の説、明図、第４因
ｆ′！、温度と時間の関係を示す図である。 １・・・圧力容器、２・・・炉心を構成する燃料集合体
、３・・・炉ＩＬ？シュラウド壁、４・・・上部炉心支
持板、５・・・下部炉心支持板、６・・・ジェットポン
プ、７・・・再循環系配管、８・・・再循環ポンプ、９
・・・下部プレナム、１０・・・蒸気ドーム、１１・・
・セパレータ、１２・・・水面、１３・・・ダウンカマ
、１４・・・インターナルポンプ、１５・・・炉心バイ
パス、１６・・・中性子検出用配管、２０・・・熱電対
、２１・・・補償導線、２２・・・温度補償回路、２４
・・・圧力計、２５・・・飽和温度演算装置、２６・・
・比１！！２装置、２７・・・表示装置、３１・・・シ
ース、３２・・・クロメル、３３・・・アルメル、 ３
４・・・熱接点、３５・・・絶縁材、３６・・・温度計
装管、３７代理人 弁理士 小川置方 、−ニソ第１
図 １６一−一温度計装管 ２０−−− Ｓ’Ａｈ魔Ｗｅ静 ２４−一一圧力廿
第２図は本発明で使用する。＠電対の取付は図、第３図
は本発明による他の実施例の原子炉の説、明図、第４因
ｆ′！、温度と時間の関係を示す図である。 １・・・圧力容器、２・・・炉心を構成する燃料集合体
、３・・・炉ＩＬ？シュラウド壁、４・・・上部炉心支
持板、５・・・下部炉心支持板、６・・・ジェットポン
プ、７・・・再循環系配管、８・・・再循環ポンプ、９
・・・下部プレナム、１０・・・蒸気ドーム、１１・・
・セパレータ、１２・・・水面、１３・・・ダウンカマ
、１４・・・インターナルポンプ、１５・・・炉心バイ
パス、１６・・・中性子検出用配管、２０・・・熱電対
、２１・・・補償導線、２２・・・温度補償回路、２４
・・・圧力計、２５・・・飽和温度演算装置、２６・・
・比１！！２装置、２７・・・表示装置、３１・・・シ
ース、３２・・・クロメル、３３・・・アルメル、 ３
４・・・熱接点、３５・・・絶縁材、３６・・・温度計
装管、３７代理人 弁理士 小川置方 、−ニソ第１
図 １６一−一温度計装管 ２０−−− Ｓ’Ａｈ魔Ｗｅ静 ２４−一一圧力廿
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉容器内壁あるいは原子炉容器内の構造物に設
置した１個以上の温度測定部と、温度測定部からの信号
を受けて温度を算出する装置と、圧力容器内の圧力を計
測する装置と、圧力からその圧力に対応した飽和温度を
算出する演算装置を備え、温度測定部の温度が飽和温度
より高いことをもつて、その温度測定部が液面より上側
にあると判別することを特徴とする原子炉の水位監視装
置。 ２、温度測定部を熱電対にて構成していることを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の原子炉の水位監視装置
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276811A JPS62137590A (ja) | 1985-12-11 | 1985-12-11 | 原子炉の水位監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276811A JPS62137590A (ja) | 1985-12-11 | 1985-12-11 | 原子炉の水位監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62137590A true JPS62137590A (ja) | 1987-06-20 |
Family
ID=17574714
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60276811A Pending JPS62137590A (ja) | 1985-12-11 | 1985-12-11 | 原子炉の水位監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62137590A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02184793A (ja) * | 1988-11-28 | 1990-07-19 | Babcock & Wilcox Co:The | 実時間の原子炉冷却系の圧力・温度制限システム |
| 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 |
| JP2013137236A (ja) * | 2011-12-28 | 2013-07-11 | Toshiba Corp | 水位計測装置 |
| CN114203315A (zh) * | 2021-11-30 | 2022-03-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆腔液位监测系统 |
-
1985
- 1985-12-11 JP JP60276811A patent/JPS62137590A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02184793A (ja) * | 1988-11-28 | 1990-07-19 | Babcock & Wilcox Co:The | 実時間の原子炉冷却系の圧力・温度制限システム |
| 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 |
| JP2013137236A (ja) * | 2011-12-28 | 2013-07-11 | Toshiba Corp | 水位計測装置 |
| CN114203315A (zh) * | 2021-11-30 | 2022-03-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆腔液位监测系统 |
| CN114203315B (zh) * | 2021-11-30 | 2024-01-30 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆腔液位监测系统 |
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