JPS61240121A - 原子炉水位計測装置 - Google Patents

原子炉水位計測装置

Info

Publication number
JPS61240121A
JPS61240121A JP60081292A JP8129285A JPS61240121A JP S61240121 A JPS61240121 A JP S61240121A JP 60081292 A JP60081292 A JP 60081292A JP 8129285 A JP8129285 A JP 8129285A JP S61240121 A JPS61240121 A JP S61240121A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
measuring device
water level
level
output signal
reactor 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
Application number
JP60081292A
Other languages
English (en)
Inventor
Kiyohide Miura
三浦 清秀
Kiyoshi Daimon
清 大門
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Engineering Corp, Toshiba Corp filed Critical Toshiba Engineering Corp
Priority to JP60081292A priority Critical patent/JPS61240121A/ja
Publication of JPS61240121A publication Critical patent/JPS61240121A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野] 本発明は発電用沸騰水型原子炉の原子炉水位計測装置設
備において、原子炉水密度の変化の影響をうけない原子
炉水位計測装置に関する。
[発明の技術的背景] 一般に原子力発電所においては、原子炉水位を測定して
その結果を通常運転時の水位監視のばか配管破断事故時
のスクラムや工学的安全設備の起動信号等に利用してい
る。
第2図は従来の原子炉水位計測装置の構成例を示すもの
で、圧力容器1の炉水レベル2の上方の蒸気層に開口す
る圧力取出点3aに昇り勾配の導圧配管4を介して凝縮
槽5を接続し、この凝縮槽5の下端は導圧配管7bで差
圧式のレベル測定器6の圧力検出口の一つに接続されて
おり、レベル測定器6のもう一つの圧力検出出口は、導
圧配管7aで炉水レベル2の下方に開口する圧力取出点
3bに接続されている。
このような構成の原子炉水位計測装置において、凝縮槽
5内は圧力容器1内の蒸気層部に連通しており、凝縮槽
5内に流入した炉水蒸気はそこで冷却液化し、その余剰
の凝縮水は下り勾配の導圧配置14を通して圧力容器1
内に戻るので、凝縮槽5内の液面は常時一定となって基
準水頭を形成する。
従って導圧配管7a、7b内の流体圧の差圧信号、原子
炉水位に比例した信号となる。
[背景技術の問題点] 前述の様な原子炉水位測定装置において、レベル測定器
6の出力信号が原子炉水位に比例した信号になる為には
、原子炉水密度が一定でなくてはいけない。しかしなが
ら、原子炉水密度は原子炉の圧力及び温度によって決定
されるものであるが、原子炉の圧力及び温度は、常にあ
る範囲内に制御されているとはいえ、冷却材喪失事故(
LOCA)時等で原子炉に過渡的変化が生じた場合は、
制御範囲から免税して原子炉水密度が変動する場合があ
り、こ様な場合、原子炉水位信号に誤差が生ずることに
なる。また原子炉に過渡的変化を生じた様な場合は、こ
れに対処する為にも、特に正確な原子炉水位情報を運転
員に知らしめることが望ましい。
[発明の目的] 本発明の目的は、原子炉の過渡的変化により、原子炉水
密度が変化しても水位信号に影響のない正確な原子炉水
位信号を得ることのできる原子炉水位計測装置を提供す
ることにある。
[発明の概要] 本発明の原子炉水位計測装置は、圧力容器の蒸気層に連
通している凝縮槽により形成される基準水頭と、炉水レ
ベルの下方の圧力取出点との圧力差を測定しているレベ
ル測定器と、炉水レベルの下方2ケ所の圧力取出点の圧
力差を測定している密度測定器と、前記レベルの測定器
の出力信号と密度測定器の出力信号とを入力してレベル
測定器の出力信号を密度測定器の出力信号で補正するレ
ベル補正器とから構成したことを特徴とするものである
[発明の実施例] 以下本発明を第1図を参照して説明するが、第1図にお
いて、第2図と同一符号は同一部分を示すものであるか
らその説明を省略する。本発明においては、レベル測定
器6は従来と同じものであるが、さらに炉水レベル2よ
り下方にあり、かつ上下方向にある距離だけ離れた2つ
の圧力取出点8a、8bより導圧配管9a 、9bで圧
力を導き、密度測定器10で圧力差を測定する。この密
度測定器10の出力信号りは、原子炉水密度に比例した
値となる。またレベル補正器11は、レベル測定器6の
出力信号ΔPを密度測定器10の出力信号りで補正を行
い、原子炉水密度の変化の影響のない原子炉水位信号り
を出力するよう構成されている。
このように構成した本発明の原子炉水位計測装置におい
て、レベル測定器6の出力信号ΔPは(1)式の様に表
わされる。
ΔP=ρ+ H+ +R+        ・・・(1
)ここでρ1は原子炉水密度、Hlは圧力取出点3bと
原子炉水レベル2の垂直方向距離、つまり原子炉水レベ
ルを表すaR+ は定数である。又密度測定器10の出
力信号りは(2)式の様に表わされる。
D−ρ+ H2・・・(2) ここでH2は圧力取出点8aと8bの垂直方向距離を表
わす。レベル補正器11の出力信号しは、ΔPとDを用
いて(3)式の様に表わされる。
従ってレベル補正器11の出力信号りは原子炉レベルH
1と等しい値となり、原子炉水密度ρ1とは無関係にな
る。
[発明の効果] 以上説明した様に本発明によれば、基準水頭と炉水レベ
ルの下方の圧力取出点との圧力差を測定しているレベル
測定器の出力信号を、炉水レベルの下方の2ケ所の圧力
取出点の圧力差を測定している密度測定器の出力信号で
補正するよう構成したことにより、原子炉水密度の変化
による影響を受けず、より正確な原子炉水位が測定でき
るので、原子炉に過渡的変化が生じて原子炉水密度が変
動しても正確な原子炉水位信号を発し、安全で信頼性の
高い原子炉の運転を行うことができる効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の原子炉水位計測装置を示す構成図、第
2図は従来の原子炉水位計測装置を示す構成図である。 1・・・圧力容器 2・・・炉水レベル 3a、3b、8a、8b・・・圧力取出点4.7a 、
’7b 、9a 、9b −・・導圧配管5・・・凝縮
槽 6・・・レベル測定器 10・・・密度測定器 11・・・レベル補正器 (8733)代理人 弁理士 猪 股 祥 晃(ほか1
名) 第  2  図      3

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)圧力容器の蒸気層に連通している凝縮槽により形
    成される基準水頭と炉水レベルの下方の圧力取出点との
    圧力差を測定しているレベル測定器と、炉水レベルの下
    方2ケ所の圧力取出点の圧力差を測定している密度測定
    器と、前記レベル測定器の出力信号と密度測定器の出力
    信号とを入力してレベル測定器の出力信号を密度測定器
    の出力信号で補正するレベル補正器とから構成したこと
    を特徴とする原子炉水位計測装置。
  2. (2)凝縮槽は降り勾配の導圧配管を介して圧力容器内
    の蒸気層に連通していることを特徴とする特許請求の範
    囲第1項記載の原子炉水位計測装置。
JP60081292A 1985-04-18 1985-04-18 原子炉水位計測装置 Pending JPS61240121A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP60081292A JPS61240121A (ja) 1985-04-18 1985-04-18 原子炉水位計測装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP60081292A JPS61240121A (ja) 1985-04-18 1985-04-18 原子炉水位計測装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS61240121A true JPS61240121A (ja) 1986-10-25

Family

ID=13742303

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60081292A Pending JPS61240121A (ja) 1985-04-18 1985-04-18 原子炉水位計測装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS61240121A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4765945A (en) Method and apparatus for measuring the filling level in a reactor pressure vessel of a boiling-water reactor
EP0380280A3 (en) Bwr core flow measurement
CN109147971A (zh) 核电厂堆芯水位监测***的验证方法
JPS61240121A (ja) 原子炉水位計測装置
US4297581A (en) Method for the fast and accurate identification of core power in nuclear reactors
CN110706834B (zh) 一种堆芯冷却监视信号有效性处理方法及装置
JPS59104593A (ja) 沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内の水位計測装置
CN111834024A (zh) 一种用于安全壳内压力的在线精确测量方法及***
JP2001324590A (ja) 原子炉水位計測システム
JPS59221698A (ja) 加圧水型原子炉の炉心の反応における変化を検出する方法、並びにこの方法を実施するための装置
EP1770716A2 (en) Improved on-line steam flow measurement device and method
JPH0219918B2 (ja)
JPS62137590A (ja) 原子炉の水位監視装置
EP0076613B1 (en) Methods of determining the difference between the temperature and saturation temperature of a heated, pressurized liquid
JPS5887497A (ja) 原子炉の水位検知装置
JPS61274295A (ja) 原子炉水位計測装置
JPS5866036A (ja) 原子炉冷却材浄化系の漏洩検出装置
JPS62278412A (ja) 原子炉水位測定装置
US4652251A (en) Determining the difference between the temperature of a liquid flowing in a closed system and its saturation temperature
Wazzan et al. I. Circulation ratio and carry-under in a PWR steam generator (Bugey-4 nuclear power plant)
JPS5782718A (en) Fault detector for water gauge of pressure container of boiling water type nuclear reactor
JPH0646229B2 (ja) 原子炉水位計測装置
Kamanin et al. Measurement of coolant flowrate through the fuel assemblies in BN 350 and BN 600 reactors
Hardy et al. Analysis of the performance of the Westinghouse reactor vessel level indicating system for tests at semiscale
JPS63241389A (ja) プラント状態監視装置