JPS60263894A - 水位計 - Google Patents
水位計Info
- Publication number
- JPS60263894A JPS60263894A JP59119014A JP11901484A JPS60263894A JP S60263894 A JPS60263894 A JP S60263894A JP 59119014 A JP59119014 A JP 59119014A JP 11901484 A JP11901484 A JP 11901484A JP S60263894 A JPS60263894 A JP S60263894A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water level
- water
- pipe
- reactor
- reference water
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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】
〔発明の技術分野〕
この発明は、沸騰水型、加圧水型などの軽水型原子炉に
用いられる水位計に関づる。
用いられる水位計に関づる。
一般に、沸騰水型原子炉などの軽水型原子炉に使用8れ
る水位t1は、その出力を原子炉の水位制御や原子炉保
護系および給水制御系に利用されるため、原子炉事故時
においても正確な水位信号を出力する必要がある。
る水位t1は、その出力を原子炉の水位制御や原子炉保
護系および給水制御系に利用されるため、原子炉事故時
においても正確な水位信号を出力する必要がある。
従来の原子炉の水位計は、第3図に示t 、J:うに構
成され、原子炉格納容器1内に格納されIこ原子炉圧力
容器2の上部側壁面に上部舵r13aを接ワ゛シし、こ
の上部配管3aの他端に基準水面器4を接続している。
成され、原子炉格納容器1内に格納されIこ原子炉圧力
容器2の上部側壁面に上部舵r13aを接ワ゛シし、こ
の上部配管3aの他端に基準水面器4を接続している。
また、原子炉圧ツノ容器2の上部側壁面に【よ下部配管
3bを接続し、この下部配管3bと基準水面器4どの間
を差圧変換器5を備えた基準水頭@6で連通している。
3bを接続し、この下部配管3bと基準水面器4どの間
を差圧変換器5を備えた基準水頭@6で連通している。
なお、1′3号11は基111水面器4内の基準水面し
によって決定される基準水頭であり、常に一定の水柱高
さを有する。
によって決定される基準水頭であり、常に一定の水柱高
さを有する。
しかして、水位計はドライウニルア内に形成される基準
水頭ト1と原子炉圧力容器2内の測定点Aにお【ブる水
頭との静水頭(静水圧)の差を差圧変換器5にJ:り測
定することにより、原子炉圧力容器2内の炉水位がめら
れるようになっている。
水頭ト1と原子炉圧力容器2内の測定点Aにお【ブる水
頭との静水頭(静水圧)の差を差圧変換器5にJ:り測
定することにより、原子炉圧力容器2内の炉水位がめら
れるようになっている。
しかしながら、この水位甜において、基;V水面器4は
凝縮槽どして作用し、原子炉の通常運転時には原子炉圧
ノj容器2内の蒸気が基4」水面器4内に流入して凝縮
ザるため、M準水頭11の水柱水温は、基片−水面りか
ら所定距離例えば10cmの距離下方まで100℃を超
える温度となる。
凝縮槽どして作用し、原子炉の通常運転時には原子炉圧
ノj容器2内の蒸気が基4」水面器4内に流入して凝縮
ザるため、M準水頭11の水柱水温は、基片−水面りか
ら所定距離例えば10cmの距離下方まで100℃を超
える温度となる。
このような状況下にJ3いては、原子炉運転中、主蒸気
管の破断事故時のように原子炉圧力容器内で急激な減圧
が生ずると、基準水面器4内の水が減圧沸@づる。この
19め、差圧を検出する差圧検出器5からの出力信号が
異常値を示し、各制御機器に誤信号を出力する恐れがあ
り、事故が拡大する原因となっている。
管の破断事故時のように原子炉圧力容器内で急激な減圧
が生ずると、基準水面器4内の水が減圧沸@づる。この
19め、差圧を検出する差圧検出器5からの出力信号が
異常値を示し、各制御機器に誤信号を出力する恐れがあ
り、事故が拡大する原因となっている。
このような問題を避けるために、原子炉圧力容器2内の
内圧が大気圧になった場合を想定し、基準水頭管や下部
配管3b内の水温を大気圧下における飽和温度である1
00℃以下に保ち、沸騰を避ける必要がある。
内圧が大気圧になった場合を想定し、基準水頭管や下部
配管3b内の水温を大気圧下における飽和温度である1
00℃以下に保ち、沸騰を避ける必要がある。
この発明は上jホした事情を化1if、j シてなされ
たもので、基準水頭水や下部配管内の水温を常時100
℃以下に保って水の沸騰を未然に防止し、原子炉事故時
にも原子炉内の水位を正確に検出することができる水位
泪を提供ザることを目的とづる。
たもので、基準水頭水や下部配管内の水温を常時100
℃以下に保って水の沸騰を未然に防止し、原子炉事故時
にも原子炉内の水位を正確に検出することができる水位
泪を提供ザることを目的とづる。
上述した目的を達成するために、この発明に係る水位計
は、原子炉圧力容器内の水面レベルより上方の上部側壁
に設けられた上部配管と、この上部配管の他端に設けら
れた基準水面器と、上記原子炉圧力容器内の水面レベル
より下方の下部側壁に接続された下部配管ど、上記基準
水面器と下部配管どを連通させる基準水頭管と、この水
頭管と下部配管どの連絡部に設けられた差圧検出器とを
備えたものにおいて、前記基準水頭管の上部をベローズ
に一部百換さぜ、熱放射有効面積を、増大させたもので
ある。
は、原子炉圧力容器内の水面レベルより上方の上部側壁
に設けられた上部配管と、この上部配管の他端に設けら
れた基準水面器と、上記原子炉圧力容器内の水面レベル
より下方の下部側壁に接続された下部配管ど、上記基準
水面器と下部配管どを連通させる基準水頭管と、この水
頭管と下部配管どの連絡部に設けられた差圧検出器とを
備えたものにおいて、前記基準水頭管の上部をベローズ
に一部百換さぜ、熱放射有効面積を、増大させたもので
ある。
以下、この発明に係る水位計の一実施例について添イ」
図面を参照して説明り°る。
図面を参照して説明り°る。
第1図にd5いて、符号10は沸瞳望原子炉などの原子
炉格納容器11内に格納された原子炉圧力容器を示し、
この原子炉圧力容器10の側壁に原子炉炉水の水位を測
定づ°る水位計12が設りられる。水位語12は原子炉
圧力容器10の炉内水面レベルJ、り上りの上部側壁に
接続される上部配管13ど、炉内水面レベルJこり下方
の下部側壁に接続される下部配管14と、上記上部配管
13の他端に接続される凝縮槽としての基準水面器15
と、この基準水面器15および上記下部配管14とを接
続部る基準水頭管16と、この基準水頭管16ど下部配
管14との連通部に設けられた差圧検出器18どからな
り、を記基厚水頭管16の基準水面器15への接続部は
ベローズ19にて@換されている。具体的には、ベロー
ズ19は基準水面器15の下部に直接接続され、かつイ
の下端は接続部から所定距薗、例えば約10Cn+下方
に延びて終端している。なお、符号22は開閉弁である
。
炉格納容器11内に格納された原子炉圧力容器を示し、
この原子炉圧力容器10の側壁に原子炉炉水の水位を測
定づ°る水位計12が設りられる。水位語12は原子炉
圧力容器10の炉内水面レベルJ、り上りの上部側壁に
接続される上部配管13ど、炉内水面レベルJこり下方
の下部側壁に接続される下部配管14と、上記上部配管
13の他端に接続される凝縮槽としての基準水面器15
と、この基準水面器15および上記下部配管14とを接
続部る基準水頭管16と、この基準水頭管16ど下部配
管14との連通部に設けられた差圧検出器18どからな
り、を記基厚水頭管16の基準水面器15への接続部は
ベローズ19にて@換されている。具体的には、ベロー
ズ19は基準水面器15の下部に直接接続され、かつイ
の下端は接続部から所定距薗、例えば約10Cn+下方
に延びて終端している。なお、符号22は開閉弁である
。
ベローズ19は直管に較べて表面積を大きくとることが
できるため、熱放!Jj有効面積が増大し、基準水頭管
16から原子炉格納容器11内のドライウェル20への
熱の放散が有効的に行なわれる。
できるため、熱放!Jj有効面積が増大し、基準水頭管
16から原子炉格納容器11内のドライウェル20への
熱の放散が有効的に行なわれる。
また、基準水頭管16の一部をベローズ19に置換さぜ
ることにより、基準水頭管16の管軸方向に冶う管壁の
有効長さが長くなり、この結果、管材中を通る熱の移動
が抑制され、基準水頭管16の管軸ノブ向に沿う熱の移
動が抑制される。
ることにより、基準水頭管16の管軸方向に冶う管壁の
有効長さが長くなり、この結果、管材中を通る熱の移動
が抑制され、基準水頭管16の管軸ノブ向に沿う熱の移
動が抑制される。
一般に、基ipj水頭管16は例えば5US304のス
テンレス鋼で形成されており、その熱伝導率は14 k
cal/ m11℃である。一方、水の熱伝導率は0
、54 kcal/mh℃である。また、M tit水
頭笛16の管径を、例えば外径21.7mm、内径14
゜3 mm程度とりると、管材部所面積209−1管内
の水路断面積161−である。この場合にお【ノる基準
水頭ト1に沿った熱の移動を考慮するど、熱移動のうち
管材中を伝達される熱量と、管内の水中を伝わる熱量の
比は、209x14:161xO。
テンレス鋼で形成されており、その熱伝導率は14 k
cal/ m11℃である。一方、水の熱伝導率は0
、54 kcal/mh℃である。また、M tit水
頭笛16の管径を、例えば外径21.7mm、内径14
゜3 mm程度とりると、管材部所面積209−1管内
の水路断面積161−である。この場合にお【ノる基準
水頭ト1に沿った熱の移動を考慮するど、熱移動のうち
管材中を伝達される熱量と、管内の水中を伝わる熱量の
比は、209x14:161xO。
54どなり、約34:1の割合である。この結果1.s
rろ基準水頭に治った熱移動を抑制御−るには、管材
中を伝達される熱量を抑制するのが効果的である。
rろ基準水頭に治った熱移動を抑制御−るには、管材
中を伝達される熱量を抑制するのが効果的である。
第2図は、基準水頭管16の上部をベローズで買換しl
ζ場合の基準水頭(−1の温度分布を示す温度分布曲線
aであり、この温度分布曲線aは従来の磁線で示?l’
基準水頭の温度分布曲線すに較べ、原子炉の通常運転1
1i′1.基準水頭管16の水温が低下していることが
わかる。このように、基準水頭管1Gの上部をベローズ
19で置換さゼることにより、通常の原子炉運転時にお
りる基準水頭管や下部配管内の水温を−・点鎖線Cで示
づ−ドライウエル20の温度に積極的に近づけることが
Cぎ、はどんど全域にわたり100’C以下に保つこと
ができるので、減圧υ11騰による悪影響を効果的に防
すてさ゛、原子・炉のか水水位を正確に検出することが
できる。
ζ場合の基準水頭(−1の温度分布を示す温度分布曲線
aであり、この温度分布曲線aは従来の磁線で示?l’
基準水頭の温度分布曲線すに較べ、原子炉の通常運転1
1i′1.基準水頭管16の水温が低下していることが
わかる。このように、基準水頭管1Gの上部をベローズ
19で置換さゼることにより、通常の原子炉運転時にお
りる基準水頭管や下部配管内の水温を−・点鎖線Cで示
づ−ドライウエル20の温度に積極的に近づけることが
Cぎ、はどんど全域にわたり100’C以下に保つこと
ができるので、減圧υ11騰による悪影響を効果的に防
すてさ゛、原子・炉のか水水位を正確に検出することが
できる。
以上に述べたようにこの発明に係る水位計においては、
Fl ft’−水頭管の上部をベローズに一部置換さけ
、熱放射有効面積を増大させたから、基準水頭管内の熱
をドライウェルにfI114’J<的に放敗さゼること
ができるので、基準水頭管内を下方に移動する熱mを抑
制づ゛ることができ、基準水頭管や下部配管内の水温を
、原子炉の通常運転時に常時100℃以下に保つことが
できる。したがって、原子炉事故時にも減圧沸騰による
悪影響を効果的に防止てぎ、原子炉の炉内水位を正確に
検出づるこができる。
Fl ft’−水頭管の上部をベローズに一部置換さけ
、熱放射有効面積を増大させたから、基準水頭管内の熱
をドライウェルにfI114’J<的に放敗さゼること
ができるので、基準水頭管内を下方に移動する熱mを抑
制づ゛ることができ、基準水頭管や下部配管内の水温を
、原子炉の通常運転時に常時100℃以下に保つことが
できる。したがって、原子炉事故時にも減圧沸騰による
悪影響を効果的に防止てぎ、原子炉の炉内水位を正確に
検出づるこができる。
第1図はこの発明に係る水位計の一実施例を示づ図、第
2図はこの発明に係る基+++−n<頭の温度分布曲線
を従来の基準水頭の温度分布曲線と比較して示ずグラフ
、第3図は従来の原子炉の水位計を示す図である。 10・・・原子炉圧力容器、11・・・原子炉格納容器
、12・・・水位計、13・・・上部配管、14・・・
下部配管、15・・・基tVo水面器、16・・・基準
水頭管、18・・・入圧検出器、19・・・べ「1−ズ
。 代理人弁理± 11す近恵佑(tiか1名)第1図 第2図 第3図
2図はこの発明に係る基+++−n<頭の温度分布曲線
を従来の基準水頭の温度分布曲線と比較して示ずグラフ
、第3図は従来の原子炉の水位計を示す図である。 10・・・原子炉圧力容器、11・・・原子炉格納容器
、12・・・水位計、13・・・上部配管、14・・・
下部配管、15・・・基tVo水面器、16・・・基準
水頭管、18・・・入圧検出器、19・・・べ「1−ズ
。 代理人弁理± 11す近恵佑(tiか1名)第1図 第2図 第3図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、原子炉圧力容器内の水面レベルより上方の上部側壁
に設けられl〔上部配管と、この上部配管の他端に設り
られだ基準水面器と、上記原子炉圧力容器内の水面レベ
ルより下方の下部側壁に接続された1・部配管と、上記
基準水面器と下部配管とを連通させる基準水頭管と、こ
の水頭管と下部配管との連絡部に設りられた差圧検出器
とを備えた水位8」において、前記基準水頭管の上部を
ベローズに一部置模さU、熱放割有効面栢を、増大ざU
たことを特徴とづ−ろ水位計。 2、基準水頭管のベローズ部分は、基準水面器の接続部
より所定距離だけ下方に延びて終端している特許請求の
範囲第18−1に記載の水位51゜
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59119014A JPS60263894A (ja) | 1984-06-12 | 1984-06-12 | 水位計 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59119014A JPS60263894A (ja) | 1984-06-12 | 1984-06-12 | 水位計 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60263894A true JPS60263894A (ja) | 1985-12-27 |
Family
ID=14750850
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59119014A Pending JPS60263894A (ja) | 1984-06-12 | 1984-06-12 | 水位計 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60263894A (ja) |
-
1984
- 1984-06-12 JP JP59119014A patent/JPS60263894A/ja active Pending
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5291869B2 (ja) | 液面測定システム及び方法 | |
JPS60263894A (ja) | 水位計 | |
JP3742226B2 (ja) | 液位計測装置を備えた液体タンク設備 | |
US4643025A (en) | System for measuring liquid level in a pressurized vessel | |
US4711117A (en) | Side arm fluid level gauge with spaced-apart sensors for density error compensation | |
US3549494A (en) | Flow measuring device for sodium-cooled reactors | |
GB2105471A (en) | Monitoring coulant | |
JPS60100091A (ja) | 原子炉用水位計 | |
JPS6177736A (ja) | 計装用導圧管 | |
JPS6157893A (ja) | 原子炉用水位計 | |
JPS6147589A (ja) | 原子炉用水位計 | |
JPH0593642A (ja) | 液位検出装置および方法 | |
KR101594879B1 (ko) | 원자력발전소 유출수 고온도 신호에 의한 유출관 이중 자동 닫힘 장치 | |
JPS5861498A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
JPS5689020A (en) | Water level indicator | |
JPS62137590A (ja) | 原子炉の水位監視装置 | |
JPS6125023A (ja) | 凝縮装置 | |
GB837343A (en) | Improvements in or relating to liquid level gauges for vessels containing liquid andvapour at high temperature and pressure | |
JPS6023285B2 (ja) | 沸騰水形原子炉の水位測定装置 | |
JPS5637518A (en) | Water level detector within nuclear reactor | |
JPS602605B2 (ja) | 凝縮性ガスの流量測定装置 | |
JPS57165715A (en) | Detector for fluid | |
JPS6125095A (ja) | 原子炉水位検出装置 | |
SU1216749A1 (ru) | Термонейтронный датчик | |
JPS60210732A (ja) | 蒸気の漏曳検出装置 |