JPS6345079B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6345079B2 JPS6345079B2 JP55159313A JP15931380A JPS6345079B2 JP S6345079 B2 JPS6345079 B2 JP S6345079B2 JP 55159313 A JP55159313 A JP 55159313A JP 15931380 A JP15931380 A JP 15931380A JP S6345079 B2 JPS6345079 B2 JP S6345079B2
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- JP
- Japan
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- pressure vessel
- signal
- differential pressure
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 67
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 20
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 17
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 claims description 15
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 claims description 10
- 230000005494 condensation Effects 0.000 claims description 7
- 238000009833 condensation Methods 0.000 claims description 7
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 7
- 239000012071 phase Substances 0.000 claims 2
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 claims 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Levels Of Liquids Or Fluent Solid Materials (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、沸騰水形原子炉の原子炉圧力容器に
配設される差圧式水位計の異常検出装置に関す
る。
配設される差圧式水位計の異常検出装置に関す
る。
一般に沸騰水形原子炉では、差圧式水位計を用
いて、原子炉圧力容器内の水位を測定することが
行なわれている。
いて、原子炉圧力容器内の水位を測定することが
行なわれている。
第１図は、沸騰水形原子炉の原子炉圧力容器１
に配設された凝縮槽型差圧式水位計を示してお
り、原子炉圧力容器１の上部側方には、一端を原
子炉圧力容器１の気相部２に開口する導圧管３の
他端に接続され、基準液面４を形成する凝縮槽５
が配置されている。
に配設された凝縮槽型差圧式水位計を示してお
り、原子炉圧力容器１の上部側方には、一端を原
子炉圧力容器１の気相部２に開口する導圧管３の
他端に接続され、基準液面４を形成する凝縮槽５
が配置されている。
また、原子炉圧力容器１の下部側方には、差圧
測定器６が配置されており、この差圧測定器６に
は、原子炉圧力容器１の液面下に開口する導圧管
７および凝縮槽５に開口する導圧管８が接続され
ている。
測定器６が配置されており、この差圧測定器６に
は、原子炉圧力容器１の液面下に開口する導圧管
７および凝縮槽５に開口する導圧管８が接続され
ている。
この差圧測定器６は、導圧管７および８の差圧
測定器６への接続部における差圧を測定する。
測定器６への接続部における差圧を測定する。
なお、９は水位算出器であり、差圧測定器６で
測定された差圧に基づいて、原子炉圧力容器１の
水位を算出する。
測定された差圧に基づいて、原子炉圧力容器１の
水位を算出する。
また、１０は炉心を示している。
このように構成された凝縮槽型差圧式水位計で
は、原子炉圧力容器１の水位は以下述べるように
して測定される。
は、原子炉圧力容器１の水位は以下述べるように
して測定される。
すなわち、例えば差圧測定器６の高さ位置を基
準水位（水位０ｍ）とし、そこから、原子炉圧力
容器１の液面下に開口する導圧管７の開口部まで
の高さ円H1ｍ、凝縮槽５の基準液面４での高さ
をH0ｍとし、また、原子炉圧力容器１内の蒸気
の平均比重量をγvKg／m3、水の平均比重量をγL
Kg／m3、凝縮槽５内の液体の平均比重量をγc
Kg／m3とし、差圧測定器６による差圧の測定値が
△ＰKg／m2であつたとすると、一般に原子炉圧力
容器１の水位Ｈは次式で求めることができる。
準水位（水位０ｍ）とし、そこから、原子炉圧力
容器１の液面下に開口する導圧管７の開口部まで
の高さ円H1ｍ、凝縮槽５の基準液面４での高さ
をH0ｍとし、また、原子炉圧力容器１内の蒸気
の平均比重量をγvKg／m3、水の平均比重量をγL
Kg／m3、凝縮槽５内の液体の平均比重量をγc
Kg／m3とし、差圧測定器６による差圧の測定値が
△ＰKg／m2であつたとすると、一般に原子炉圧力
容器１の水位Ｈは次式で求めることができる。
Ｈ＝Ho（γc−γv）−△Ｐ／γL−γv ………(A)
しかしながら、実際には、通常Hoはほぼ一定
であり、また、γc、γv、γLの値も定格運転時の
値を固定して使用しているため、水位計算出器９
では、差圧測定器６の測定値が△Ｐである場合に
は、次式を用いて水位Ｈを求めている。
であり、また、γc、γv、γLの値も定格運転時の
値を固定して使用しているため、水位計算出器９
では、差圧測定器６の測定値が△Ｐである場合に
は、次式を用いて水位Ｈを求めている。
Ｈ＝α−△Ｐ／β ………(B)
ここで、αおよびβは定数であり、
α≡Ho（γc−γv）、β≡γL−γvである。
しかしながら、このように構成された差圧式水
位計では、原子炉圧力容器１内の蒸気圧力が急激
に減少したり、また、凝縮槽５内の温度が急激に
上昇したりしたときには、凝縮槽５内の液体が沸
騰し、液体の平均比重量γcが大幅に変化する。
位計では、原子炉圧力容器１内の蒸気圧力が急激
に減少したり、また、凝縮槽５内の温度が急激に
上昇したりしたときには、凝縮槽５内の液体が沸
騰し、液体の平均比重量γcが大幅に変化する。
また、凝縮槽５内の液体の沸騰が急激な場合に
は、凝縮槽５内の一部の液体が原子炉圧力容器１
内へ流出し基準液面４の高さHoが変化すること
になる。
は、凝縮槽５内の一部の液体が原子炉圧力容器１
内へ流出し基準液面４の高さHoが変化すること
になる。
このような場合には、実際には、γcやHoが変
化しているにもかかわらず、水位算出器９は、あ
らかじめ測定された値に基づいて定数αおよびβ
が決められた前記(B)式を用いて水位Ｈを求めるた
め、この水位算出器９により求められた水位Ｈ
は、実際の値とはかけ離れたものとなつている。
化しているにもかかわらず、水位算出器９は、あ
らかじめ測定された値に基づいて定数αおよびβ
が決められた前記(B)式を用いて水位Ｈを求めるた
め、この水位算出器９により求められた水位Ｈ
は、実際の値とはかけ離れたものとなつている。
また、このように構成された差圧式水位計で
は、本来、原子炉圧力容器１への導圧管７の開口
部より低い水位Ｈおよび凝縮槽５の基準液面４よ
り高い水位Ｈを測定することはできないが、差圧
測定器６や水位算出器９の故障等により、水位算
出器９による計算値がこれらの範囲を越えてしま
うことがある。
は、本来、原子炉圧力容器１への導圧管７の開口
部より低い水位Ｈおよび凝縮槽５の基準液面４よ
り高い水位Ｈを測定することはできないが、差圧
測定器６や水位算出器９の故障等により、水位算
出器９による計算値がこれらの範囲を越えてしま
うことがある。
以上述べたような原因により、差圧式水位計の
水位指示値が実際には誤つているにもかかわらず
原子炉の運転を続ける場合には、原子炉の緊急停
止ひいては、炉心１０の露出事故に至る危険性が
ある。
水位指示値が実際には誤つているにもかかわらず
原子炉の運転を続ける場合には、原子炉の緊急停
止ひいては、炉心１０の露出事故に至る危険性が
ある。
本発明は、かかる事情に対処してなされたもの
で、凝縮槽５内で液体が沸騰したり、また差圧測
定器６または水位算出器９が故障している等の理
由により、差圧式水位計の指示値に誤まりがある
ときに、異常信号を出力する沸騰水形原子炉圧力
容器水位計の異常検出装置を提供しようとするも
のである。
で、凝縮槽５内で液体が沸騰したり、また差圧測
定器６または水位算出器９が故障している等の理
由により、差圧式水位計の指示値に誤まりがある
ときに、異常信号を出力する沸騰水形原子炉圧力
容器水位計の異常検出装置を提供しようとするも
のである。
以下、本発明の詳細を第２図に示す一実施例に
ついて説明する。なお、第２図において第１図と
共通する部分は同一符号で示している。
ついて説明する。なお、第２図において第１図と
共通する部分は同一符号で示している。
第２図に示す沸騰水形原子炉圧力容器水位計の
異常検出装置１１は、圧力信号入力部Ａ、温度信
号入力部Ｂ、水位信号入力部Ｃ、異常判断部Ｄ、
異常信号出力部Ｅとから構成されている。
異常検出装置１１は、圧力信号入力部Ａ、温度信
号入力部Ｂ、水位信号入力部Ｃ、異常判断部Ｄ、
異常信号出力部Ｅとから構成されている。
圧力信号入力部Ａは、原子炉圧力容器１上部の
蒸気圧を測定する蒸気圧力検出器１２からの圧力
信号ａを入力する。
蒸気圧を測定する蒸気圧力検出器１２からの圧力
信号ａを入力する。
なお、蒸気圧力検出器１２は、すでに一般の沸
騰水形原子炉には配置されているので、これを用
いるのが望ましい。
騰水形原子炉には配置されているので、これを用
いるのが望ましい。
温度信号入力部Ｂは、凝縮槽５内の液体の温度
を測定する温度検出器１３からの温度信号ｂを入
力する。なお、温度検出器１３は、この装置を使
用するために別途設けられたものである。
を測定する温度検出器１３からの温度信号ｂを入
力する。なお、温度検出器１３は、この装置を使
用するために別途設けられたものである。
水位信号入力部Ｃは、水位算出器９で算出され
た水位信号ｃを入力する。
た水位信号ｃを入力する。
異常判断部Ｄは、圧力信号入力部Ａに入力され
た圧力信号ａに基づいて、凝縮槽５内の液体１４
の沸点Tfを算出するとともに、この算出された
値と、温度信号入力部Ｂに入力された温度信号ｂ
の値とを比較して、温度信号ｂの値が沸点Tfよ
り大きい場合には、凝縮槽５内で液体１４が沸騰
しているとして、異常信号を次に述べる異常信号
出力部Ｅへ出力する。
た圧力信号ａに基づいて、凝縮槽５内の液体１４
の沸点Tfを算出するとともに、この算出された
値と、温度信号入力部Ｂに入力された温度信号ｂ
の値とを比較して、温度信号ｂの値が沸点Tfよ
り大きい場合には、凝縮槽５内で液体１４が沸騰
しているとして、異常信号を次に述べる異常信号
出力部Ｅへ出力する。
また、水位信号入力部Ｃに入力された水位信号
ｃを常時または、周期的に監視し、水位信号ｃの
値が、原子炉圧力容器１への導圧管７の開口部よ
り低い水位Ｈおよび凝縮槽５の基準液面４より高
い水位Ｈを示している場合には、差圧測定器６ま
たは水位算出器９が故障しているとして、異常信
号を異常信号出力部Ｅへ出力する。
ｃを常時または、周期的に監視し、水位信号ｃの
値が、原子炉圧力容器１への導圧管７の開口部よ
り低い水位Ｈおよび凝縮槽５の基準液面４より高
い水位Ｈを示している場合には、差圧測定器６ま
たは水位算出器９が故障しているとして、異常信
号を異常信号出力部Ｅへ出力する。
異常信号出力部Ｅは、異常判断部Ｄから異常信
号が入力された時には、この異常信号を例えば、
中央制御室の警報装置（図示せず）に出力する。
号が入力された時には、この異常信号を例えば、
中央制御室の警報装置（図示せず）に出力する。
以上述べたように本発明の沸騰水形原子炉圧力
容器水位計の異常検出装置によれば、凝縮槽５内
で液体１４が沸騰していたり、また差圧測定器６
または水位算出器９が故障している時の理由によ
り、差圧式水位計の指示値に誤まりがある場合に
は、異常信号が出力され、運転員に警報が発せら
れるので、原子炉の安全性をさらに高めることが
できる。
容器水位計の異常検出装置によれば、凝縮槽５内
で液体１４が沸騰していたり、また差圧測定器６
または水位算出器９が故障している時の理由によ
り、差圧式水位計の指示値に誤まりがある場合に
は、異常信号が出力され、運転員に警報が発せら
れるので、原子炉の安全性をさらに高めることが
できる。
なお、実施例においては、凝縮槽型差圧式水位
計に本発明を適用した例について説明したが、本
発明はかかる差圧式水位計に限定されるものでは
なく、例えば恒温槽型差圧式水位計のような差圧
式水位計にも適用できることは勿論である。
計に本発明を適用した例について説明したが、本
発明はかかる差圧式水位計に限定されるものでは
なく、例えば恒温槽型差圧式水位計のような差圧
式水位計にも適用できることは勿論である。
第１図は、凝縮槽型差圧式水位計の説明図、第
２図は、本発明の沸騰水形原子炉圧力容器水位計
の異常検出装置の一実施例を示すブロツク線図で
ある。 １……原子炉圧力容器、５……凝縮槽、６……
差圧測定器、９……水位算出器、１１……異常検
出装置、Ａ……圧力信号入力部、Ｂ……温度信号
入力部、Ｃ……水位信号入力部、Ｄ……異常判断
部、Ｅ……異常信号出力部、ａ……圧力信号、ｂ
……温度信号、ｃ……水位信号。
２図は、本発明の沸騰水形原子炉圧力容器水位計
の異常検出装置の一実施例を示すブロツク線図で
ある。 １……原子炉圧力容器、５……凝縮槽、６……
差圧測定器、９……水位算出器、１１……異常検
出装置、Ａ……圧力信号入力部、Ｂ……温度信号
入力部、Ｃ……水位信号入力部、Ｄ……異常判断
部、Ｅ……異常信号出力部、ａ……圧力信号、ｂ
……温度信号、ｃ……水位信号。
Claims (1)
- １ 第１の導圧管により原子炉圧力容器の気相部
に連通されて、基準液面を形成する凝縮槽と、第
２の導圧管により前記凝縮槽に連通され、第３の
導圧管により原子炉圧力容器の液相部と連通され
た差圧測定器と、この差圧測定器で測定された差
圧に基づいて前記原子炉圧力容器の水位を算出す
る水位算出器とを備えた差圧式水位計の異常を検
出する装置において、前記原子炉圧力容器気相部
の蒸気圧を測定する蒸気圧力検出器からの圧力信
号、前記凝縮槽内に収容された液体の温度を検出
する温度検出器からの温度信号および前記水位算
出器で算出された水位信号をそれぞれ入力する入
力部と、前記入力部に入力された圧力信号に基づ
いて、前記凝縮槽内の前記液体の沸点の値を算出
し、この算出された沸点の値と前記入力部に入力
された温度信号の値とを比較して、この温度信号
の値が前記沸点の値より大きいとき、および前記
入力部に入力された水位信号の値が前記原子炉圧
力容器への第３の導圧管の開口部の高さより低い
値を示しているとき、または、前記凝縮槽の基準
液面より高い値を示している場合に異常信号を出
力する異常判断部を備えてなることを特徴とする
沸騰水形原子炉圧力容器水位計の異常検出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55159313A JPS5782718A (en) | 1980-11-12 | 1980-11-12 | Fault detector for water gauge of pressure container of boiling water type nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55159313A JPS5782718A (en) | 1980-11-12 | 1980-11-12 | Fault detector for water gauge of pressure container of boiling water type nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5782718A JPS5782718A (en) | 1982-05-24 |
| JPS6345079B2 true JPS6345079B2 (ja) | 1988-09-07 |
Family
ID=15691063
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55159313A Granted JPS5782718A (en) | 1980-11-12 | 1980-11-12 | Fault detector for water gauge of pressure container of boiling water type nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5782718A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106652360A (zh) * | 2017-01-24 | 2017-05-10 | 深圳双创科技发展有限公司 | 一种机器人与治安流动站参与的报警系统及方法 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59137823A (ja) * | 1983-01-28 | 1984-08-08 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 容器内水位の測定装置 |
-
1980
- 1980-11-12 JP JP55159313A patent/JPS5782718A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106652360A (zh) * | 2017-01-24 | 2017-05-10 | 深圳双创科技发展有限公司 | 一种机器人与治安流动站参与的报警系统及方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5782718A (en) | 1982-05-24 |
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