JPS5890197A - 原子炉の水位計 - Google Patents
原子炉の水位計Info
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- JPS5890197A JPS5890197A JP56188549A JP18854981A JPS5890197A JP S5890197 A JPS5890197 A JP S5890197A JP 56188549 A JP56188549 A JP 56188549A JP 18854981 A JP18854981 A JP 18854981A JP S5890197 A JPS5890197 A JP S5890197A
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- Japan
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- pressure
- water level
- reactor
- vessel
- temperature
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- 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】
不発明は、原子炉の水位計に関するものである。
一般に沸騰水型原子炉は第1図に示されるように、格納
容器21の内部に原子炉圧力容器1が設置されている。
容器21の内部に原子炉圧力容器1が設置されている。
原子炉の通常運転時に、原子炉圧力容器1内は圧カフ0
気圧、温f&285Uに保たれ原子炉圧力容器1を収納
する格納容器21内は圧力1気圧、温度60C以下に保
たれている。
気圧、温f&285Uに保たれ原子炉圧力容器1を収納
する格納容器21内は圧力1気圧、温度60C以下に保
たれている。
ところで、原子炉安全設備の評価に際して1、鹸も厳し
い知音とし7て再循増系6の吸込側配管の破断を想定す
ることになっている。例えrf1再循環系6内の位置2
6で配管が破断すると、原子炉圧力容器1内の高温、高
圧(285r、70気圧)の冷却材が流:I(−1シ、
ドライウェル22内の温度、圧力が上昇する。ドライウ
ェル22内に浦、出した蒸気はサブレッショノブール2
3に充填されている大量の冷却水及び事故時に作H(J
+する格納容器スゲレイ24から散水により凝縮する。
い知音とし7て再循増系6の吸込側配管の破断を想定す
ることになっている。例えrf1再循環系6内の位置2
6で配管が破断すると、原子炉圧力容器1内の高温、高
圧(285r、70気圧)の冷却材が流:I(−1シ、
ドライウェル22内の温度、圧力が上昇する。ドライウ
ェル22内に浦、出した蒸気はサブレッショノブール2
3に充填されている大量の冷却水及び事故時に作H(J
+する格納容器スゲレイ24から散水により凝縮する。
このようにしてドライウェル22内の温度、FF力に、
設削A直以下に保持される。捷だ、このような事故時に
は、非常用炉心冷却系5より大量の冷却水が原子炉圧力
容器]内に(kl−給され、炉心7の冷却が維持される
。
設削A直以下に保持される。捷だ、このような事故時に
は、非常用炉心冷却系5より大量の冷却水が原子炉圧力
容器]内に(kl−給され、炉心7の冷却が維持される
。
そして、原子炉圧力容器1には、原子炉の通常運転時に
は原子炉圧力容器l内の水位を一定に保つように給水系
9の流量全制御するために、′!、た坤子炉の事故時に
け原子炉圧力容器1内の水位低Tk検出して非常用炉心
冷却系5を作動させるために、水位計10が設置されて
いる。
は原子炉圧力容器l内の水位を一定に保つように給水系
9の流量全制御するために、′!、た坤子炉の事故時に
け原子炉圧力容器1内の水位低Tk検出して非常用炉心
冷却系5を作動させるために、水位計10が設置されて
いる。
水位計10は、3つの圧力導管1.1..12及び13
、基準面器14及び差圧計15より構成されており、原
子炉圧力容器1とシュラウド2で囲まれたアニユラス部
3の水位27を測定しつるようになっている。基憩面器
14内には、圧力導管11金浦じて蒸気ドーム(原子炉
圧力容器1内の液面上方の空間)4内の蒸気が流入する
。この蒸気は、基準面器14内で凝縮し、その凝縮水は
圧力導管11を逆流して原子炉圧力容器1内に流入する
。したがって、基準面器14内には常に一定レベルの基
準面28が形成されている。水位計10は、この基準面
28に基づいて次の原理によって原子炉圧力容器1内の
水位を検出する。すなわち、圧力導管11の連結部にお
ける原子炉圧力容器1内の圧力kP。、差圧計15に作
用する圧力導管12側の圧力をPl及び第3の圧力導管
側の圧力をP2とするとき、圧力P、及びPtは次式の
ようになる、 P、 =Po +(h2h+ lρ1+h、ρ、+h3
ρs −−−−−−−旧−<1)p、=po+h2ρ
2+h、ρ、 、−、−・・・・−・(2)差圧
計15に作用する差圧ΔPfl、 ΔI)=P、−P。
、基準面器14及び差圧計15より構成されており、原
子炉圧力容器1とシュラウド2で囲まれたアニユラス部
3の水位27を測定しつるようになっている。基憩面器
14内には、圧力導管11金浦じて蒸気ドーム(原子炉
圧力容器1内の液面上方の空間)4内の蒸気が流入する
。この蒸気は、基準面器14内で凝縮し、その凝縮水は
圧力導管11を逆流して原子炉圧力容器1内に流入する
。したがって、基準面器14内には常に一定レベルの基
準面28が形成されている。水位計10は、この基準面
28に基づいて次の原理によって原子炉圧力容器1内の
水位を検出する。すなわち、圧力導管11の連結部にお
ける原子炉圧力容器1内の圧力kP。、差圧計15に作
用する圧力導管12側の圧力をPl及び第3の圧力導管
側の圧力をP2とするとき、圧力P、及びPtは次式の
ようになる、 P、 =Po +(h2h+ lρ1+h、ρ、+h3
ρs −−−−−−−旧−<1)p、=po+h2ρ
2+h、ρ、 、−、−・・・・−・(2)差圧
計15に作用する差圧ΔPfl、 ΔI)=P、−P。
=h、(ρ2−ρ、)−h、(ρ1−ρ1) ・・・・
・・・・・・・・(3)となる。その結果、水位計10
で測定される水位h1に、 h、−[ρ2−ρ1)h2−ΔP)/(ρ1−ρ1)・
・・・・・・・・(4)となる。ただし、上式において
、 h、は圧力導管12ケ基単とした原子炉圧力容器1内の
水位、h2は圧力導管12と基準面器14内の基準面2
8との間の高さ、h、l−1:圧力導管12と差圧計1
5との間の高さ、ρ1は原子炉圧力容器1内の蒸気密度
、ρ1は原子炉圧力容器1内の水の密度、ρ2は圧力導
管13上部の水の密度、ρ、は圧力導管12及び13下
部の水の密度である。
・・・・・・・・(3)となる。その結果、水位計10
で測定される水位h1に、 h、−[ρ2−ρ1)h2−ΔP)/(ρ1−ρ1)・
・・・・・・・・(4)となる。ただし、上式において
、 h、は圧力導管12ケ基単とした原子炉圧力容器1内の
水位、h2は圧力導管12と基準面器14内の基準面2
8との間の高さ、h、l−1:圧力導管12と差圧計1
5との間の高さ、ρ1は原子炉圧力容器1内の蒸気密度
、ρ1は原子炉圧力容器1内の水の密度、ρ2は圧力導
管13上部の水の密度、ρ、は圧力導管12及び13下
部の水の密度である。
(4)弐において、ρ、及びρ1に原子炉圧力容器1内
の圧力P。の関数であるが、圧力P。は独立に測定され
ているため既知であり、h、は水位計10の測定時に決
定され既知である。また、ρ2にドライウェル22内の
温1]160trとして、60Cでの水の密度を使用す
る。したがって、差圧計15に作用する差圧ΔPを測定
すれば、式(4)より圧力容器1内の水位り、 2知
ることができる。
の圧力P。の関数であるが、圧力P。は独立に測定され
ているため既知であり、h、は水位計10の測定時に決
定され既知である。また、ρ2にドライウェル22内の
温1]160trとして、60Cでの水の密度を使用す
る。したがって、差圧計15に作用する差圧ΔPを測定
すれば、式(4)より圧力容器1内の水位り、 2知
ることができる。
したがって、水位測定において重要なことは、基準面器
14内の基準面28が一定レベルに保持され、かつ、圧
力導管13上部の水温が60C一定で水の密度ρ2が変
化しないことである。
14内の基準面28が一定レベルに保持され、かつ、圧
力導管13上部の水温が60C一定で水の密度ρ2が変
化しないことである。
原子炉の通常運転時には、水位は±3%以内の精度で測
定できることが確認されている。しかし、原子炉圧力容
器1内の冷却水が流出する冷却材喪失事故時には次のよ
うが問題が生ずる。
定できることが確認されている。しかし、原子炉圧力容
器1内の冷却水が流出する冷却材喪失事故時には次のよ
うが問題が生ずる。
すなわち、高温高圧の冷却材が流出すると原子炉圧力容
器1外(ドライウェル22内)の圧力及び温度は第2図
に示されるように上昇する。時間とともに冷却水の流出
流量は減少し、サプレッションプール23での蒸気凝縮
及び格納容器スプレィ24の作動によりドライウェル2
2の圧力及び温度は低下する。このドライウェル22の
温[変化により、圧力導管12及び13内の水温は第3
図に示されるように変化し、最高140Cに達すると予
想される。水の密度が温度により第4図に示されるよう
に変化して式(4)におけるρ2が変化するため、式(
4)で示される水位り、の誤差εに、温度上昇時の圧力
導管内の水の密度をρ2′とすると次のようになる。
器1外(ドライウェル22内)の圧力及び温度は第2図
に示されるように上昇する。時間とともに冷却水の流出
流量は減少し、サプレッションプール23での蒸気凝縮
及び格納容器スプレィ24の作動によりドライウェル2
2の圧力及び温度は低下する。このドライウェル22の
温[変化により、圧力導管12及び13内の水温は第3
図に示されるように変化し、最高140Cに達すると予
想される。水の密度が温度により第4図に示されるよう
に変化して式(4)におけるρ2が変化するため、式(
4)で示される水位り、の誤差εに、温度上昇時の圧力
導管内の水の密度をρ2′とすると次のようになる。
ε=(ρ、−ρ、’l/(ρ1−ρ1)・・・・・・・
・・(5)式(5)で示される測定誤差εは第5図のよ
うになり、圧力導管内の水の温度が140Cに達すると
原子炉圧力容器1内の水位り、の測定誤差は6%に達す
る。
・・(5)式(5)で示される測定誤差εは第5図のよ
うになり、圧力導管内の水の温度が140Cに達すると
原子炉圧力容器1内の水位り、の測定誤差は6%に達す
る。
本発明の目的は、原子炉安全設備の評価上想定する最も
厳しい事故に際しても、水位計の圧力導管部での温度上
昇を防止でき、通常運転時と同程度の測定精度を有する
水位計を提供することにある。
厳しい事故に際しても、水位計の圧力導管部での温度上
昇を防止でき、通常運転時と同程度の測定精度を有する
水位計を提供することにある。
本発明は、前記目的を達成するため、(1)圧力導管の
垂直部分での全長の60%以上を格納容器外に設置し、
格納容器内に設置される圧力導管の垂直部分を全長の4
0%以下とする。
垂直部分での全長の60%以上を格納容器外に設置し、
格納容器内に設置される圧力導管の垂直部分を全長の4
0%以下とする。
第6図は本発明の一実施例を示すもので、水位計10は
、基準面器14及び差圧計15とを備え圧力導Wll、
12及び13により原子炉圧力容器1と互いに連結され
ている。基準面器14と差圧計15を連結する圧力導管
13は基準面28よりhだけ下方で水平に配置され、圧
力導管13の垂直部分の大部分は格納容器21の外部に
設置されている。
、基準面器14及び差圧計15とを備え圧力導Wll、
12及び13により原子炉圧力容器1と互いに連結され
ている。基準面器14と差圧計15を連結する圧力導管
13は基準面28よりhだけ下方で水平に配置され、圧
力導管13の垂直部分の大部分は格納容器21の外部に
設置されている。
原子炉の通常運転時における水位計10の誤差3%の内
、05%は計器誤差であり、圧力導管内の温度変化によ
る誤差は2.5%である。したがって、事故時において
も通常運転時と同じ誤差範囲内にするには圧力導管13
内の水の密度変化による影響22.5%以下にすればよ
い。格納容器21の外部では事故時においても温度は変
化しないから、本実施例の水位計10では、事故時の測
定誤差ε′は、次式のようになる。
、05%は計器誤差であり、圧力導管内の温度変化によ
る誤差は2.5%である。したがって、事故時において
も通常運転時と同じ誤差範囲内にするには圧力導管13
内の水の密度変化による影響22.5%以下にすればよ
い。格納容器21の外部では事故時においても温度は変
化しないから、本実施例の水位計10では、事故時の測
定誤差ε′は、次式のようになる。
ε’ −(h/h21 ((ρ2−ρ2’)/(ρ、−
ρ1))・・・(6)式(6)に式(5)で示される従
来の水位計の測定誤差εを代入すると、(7)式のよう
になる。
ρ1))・・・(6)式(6)に式(5)で示される従
来の水位計の測定誤差εを代入すると、(7)式のよう
になる。
ε’=(h/h、) ・ε ・・・・・・・・
・・・・(7)第3図及び第5図より事故時の最大誤差
ε青、は6%であるから、第6図に示した本実施例の水
位計10による最大誤差ε′□。を25%以下にするに
は、(8)式の条件が必要となる。
・・・・(7)第3図及び第5図より事故時の最大誤差
ε青、は6%であるから、第6図に示した本実施例の水
位計10による最大誤差ε′□。を25%以下にするに
は、(8)式の条件が必要となる。
ε′□ア=0.Q 6 (h/h2) <0.025、
’、h(0,4h2 ・・・・・・・・・
・・・(8)すなわち、圧力導管13の格納容器21内
に設置される垂直部分の高さh2圧力導管12と基準面
28間の高さh2の40%以下とする。hと水位計10
の測定誤差との関係を第7図に示す。Aは原子炉通常運
転時の最大誤差を、Bは計器誤差を示している。
’、h(0,4h2 ・・・・・・・・・
・・・(8)すなわち、圧力導管13の格納容器21内
に設置される垂直部分の高さh2圧力導管12と基準面
28間の高さh2の40%以下とする。hと水位計10
の測定誤差との関係を第7図に示す。Aは原子炉通常運
転時の最大誤差を、Bは計器誤差を示している。
第8図に、第2図に示される事故時のドライウェル22
の温度、第5図に示される圧力導管内の温m゛変化によ
る水位計の測定誤差に基づく本発明の他の実施例ケ示す
ものである。水位計10は基準面器14及び差圧計15
を備え、第1.第2゜第3図の圧力導管11,12.1
3により圧力容器1と互いに連結されており、圧力導管
13の内絡納容器21内に設置されている部分には断熱
材16が設置されている。
の温度、第5図に示される圧力導管内の温m゛変化によ
る水位計の測定誤差に基づく本発明の他の実施例ケ示す
ものである。水位計10は基準面器14及び差圧計15
を備え、第1.第2゜第3図の圧力導管11,12.1
3により圧力容器1と互いに連結されており、圧力導管
13の内絡納容器21内に設置されている部分には断熱
材16が設置されている。
計器誤差0.5%ヲ者慮し、事故時における水位計10
の誤差全通常運転時の誤差3%の範囲とするには、第5
図より圧力導管13内部の温度を100C以下にすれば
よい。圧力導管13内部の温度Tは初期の温度をT。と
じ、ドライウェル22の温度ケT、とすると次のように
なる。
の誤差全通常運転時の誤差3%の範囲とするには、第5
図より圧力導管13内部の温度を100C以下にすれば
よい。圧力導管13内部の温度Tは初期の温度をT。と
じ、ドライウェル22の温度ケT、とすると次のように
なる。
上式において、tは時間、Rhは断熱材16の熱抵抗、
Sは圧力導管13の表面積、C9は圧力導管13内部の
熱容量である。第2図よりT、=14 QC,To =
60C,t=300秒であるか 。
Sは圧力導管13の表面積、C9は圧力導管13内部の
熱容量である。第2図よりT、=14 QC,To =
60C,t=300秒であるか 。
ら、T〈100Cのためには式(10)の条件を満足す
ればよい。
ればよい。
式(10)ばh=h、の場合の条件であるが、式(10
)にhの効果を考慮すると第9図に示すようになり、(
9) この式を近似式で表わすと次のようになる。
)にhの効果を考慮すると第9図に示すようになり、(
9) この式を近似式で表わすと次のようになる。
このように、格納容器21内に設置された圧力導管13
を断熱材16で断熱することによりhl大きくすること
ができ圧力導管設置上の制限条件を緩和することができ
る。
を断熱材16で断熱することによりhl大きくすること
ができ圧力導管設置上の制限条件を緩和することができ
る。
本発明け、以上説明した構成1作用のもので、水位計の
基準面器と差圧計とを連通させる圧力導管の垂直配管部
分の60%以上を格納容器外に設置するか、もしくハ、
格納容器内に設置した前記圧力導管を断熱することによ
り、事故時においても通常運転時と同じn度で原子炉容
器内の水位を検出しつる効果がある。
基準面器と差圧計とを連通させる圧力導管の垂直配管部
分の60%以上を格納容器外に設置するか、もしくハ、
格納容器内に設置した前記圧力導管を断熱することによ
り、事故時においても通常運転時と同じn度で原子炉容
器内の水位を検出しつる効果がある。
第1図は従来の原子炉の水位計の構造図、第2図は最も
厳しい事故を想定した時のドライウェル圧力及び温度の
変化を示す特性図、第3図は従来(10) 従来の水位計の測定誤差慣性を示す特性図、第6図は本
発明の好適な一実施例である水位計の縦断面図、第7図
は第6図に示す水位計の最大誤差特性を示す特性図、第
8図汀本発明の他の実施例の縦断面図、第9図は第8図
に示す実施例における圧力導管13の断熱材の熱抵抗ヶ
示す特性図である。 1・・・原子炉圧力容器、3・・・アニユラス部、4・
・・蒸気ドーム、10・・・水位計、11,12.13
・・・圧力導管、14・・・基準面器、15・・・差圧
計、16・・・断熱材。 代理人 弁理士 高橋明夫 (11) 図面の1・多シニ(向7ぶ(二寸≧更なし)第 / 菌 ()、フ 41kツ4イ(丁≦ k4 」欧
ミ ・ 〜 \ (nctu) U 54(x乙pl;、A(〕・ン
あンμ! 留鰺1Δ4晦ムj11()7$4 ロ ー 永め温浸(°C) 7に偽@漬(°C) 第 6 日 (わ 第 8 図 4 7 ′ 4 /422 // 八M23 つl711111−1 第 タ 巨コ (”? H71′z 手続補正書(方式) 昭和57年 4月 19日 特許庁長官 島田春樹殿 事件の表示 昭和56年特許願第 188549 号発明ノ名称
原子炉の水位計 補正をする者 事件との関係 特許出願人 f王 所 東京都千代田区丸の内−丁目5番1号名
称・51O)株式会社 日 立 製 イ乍 所代表
者 三 1)勝 茂 代 理 人 居 所 東京都千代田区丸の内−丁目5番1号補JX
E′)7寸象願書、明細書9図面、委任状補正の内容 (1)願書、明細書および図面の浄書(内容に変更なし
)。 (2)別紙の委任状を提出する。
厳しい事故を想定した時のドライウェル圧力及び温度の
変化を示す特性図、第3図は従来(10) 従来の水位計の測定誤差慣性を示す特性図、第6図は本
発明の好適な一実施例である水位計の縦断面図、第7図
は第6図に示す水位計の最大誤差特性を示す特性図、第
8図汀本発明の他の実施例の縦断面図、第9図は第8図
に示す実施例における圧力導管13の断熱材の熱抵抗ヶ
示す特性図である。 1・・・原子炉圧力容器、3・・・アニユラス部、4・
・・蒸気ドーム、10・・・水位計、11,12.13
・・・圧力導管、14・・・基準面器、15・・・差圧
計、16・・・断熱材。 代理人 弁理士 高橋明夫 (11) 図面の1・多シニ(向7ぶ(二寸≧更なし)第 / 菌 ()、フ 41kツ4イ(丁≦ k4 」欧
ミ ・ 〜 \ (nctu) U 54(x乙pl;、A(〕・ン
あンμ! 留鰺1Δ4晦ムj11()7$4 ロ ー 永め温浸(°C) 7に偽@漬(°C) 第 6 日 (わ 第 8 図 4 7 ′ 4 /422 // 八M23 つl711111−1 第 タ 巨コ (”? H71′z 手続補正書(方式) 昭和57年 4月 19日 特許庁長官 島田春樹殿 事件の表示 昭和56年特許願第 188549 号発明ノ名称
原子炉の水位計 補正をする者 事件との関係 特許出願人 f王 所 東京都千代田区丸の内−丁目5番1号名
称・51O)株式会社 日 立 製 イ乍 所代表
者 三 1)勝 茂 代 理 人 居 所 東京都千代田区丸の内−丁目5番1号補JX
E′)7寸象願書、明細書9図面、委任状補正の内容 (1)願書、明細書および図面の浄書(内容に変更なし
)。 (2)別紙の委任状を提出する。
Claims (1)
- 1、格納容器内に設置された原子炉容器に接続された第
1および第2の圧力導管と、前記第1圧力導管に取付け
らi″した某漁面器と、前記基進面器に接続された第3
の圧力導管と、前記第2および第3圧力導管に取付けら
れて前記格納容器の外部に配置さi′した差圧計とから
なる原子炉の水位計において、前記第38Eカ導管の垂
直部の60%以上が前記格納容器外に設置されているこ
とを特徴とする原子炉の水位計。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56188549A JPS5890197A (ja) | 1981-11-25 | 1981-11-25 | 原子炉の水位計 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56188549A JPS5890197A (ja) | 1981-11-25 | 1981-11-25 | 原子炉の水位計 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5890197A true JPS5890197A (ja) | 1983-05-28 |
Family
ID=16225638
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP56188549A Pending JPS5890197A (ja) | 1981-11-25 | 1981-11-25 | 原子炉の水位計 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5890197A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2016003955A (ja) * | 2014-06-17 | 2016-01-12 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉水位計測装置 |
-
1981
- 1981-11-25 JP JP56188549A patent/JPS5890197A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2016003955A (ja) * | 2014-06-17 | 2016-01-12 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉水位計測装置 |
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