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JPH0574034B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0574034B2
JPH0574034B2 JP63297733A JP29773388A JPH0574034B2 JP H0574034 B2 JPH0574034 B2 JP H0574034B2 JP 63297733 A JP63297733 A JP 63297733A JP 29773388 A JP29773388 A JP 29773388A JP H0574034 B2 JPH0574034 B2 JP H0574034B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
flow rate
core
differential pressure
reactor
support plate
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.)
Expired - Fee Related
Application number
JP63297733A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH02143194A (ja
Inventor
Akio Uehara
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 Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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 Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP63297733A priority Critical patent/JPH02143194A/ja
Publication of JPH02143194A publication Critical patent/JPH02143194A/ja
Publication of JPH0574034B2 publication Critical patent/JPH0574034B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は原子炉の炉心流量の測定方法に関する
ものである。
(従来の技術) 沸騰水型原子炉の炉心流量は原子炉反応度制御
の上から極めて重要なパラメータであり、従来は
再循環ポンプによる一次冷却材再循環駆動流とジ
エツトポンプにより炉心流量をつくりだしてこれ
を制御している。このジエツトポンプは静的な流
量素子であり、このデイフエーザ部の差圧を測定
することと、工場試験において各々の流出係数を
求めることで正確な炉心流量野測定方法を得てい
る。この他には炉心支持板部における差圧につい
ても測定しているが、正確なものは期待できず、
従つて前記測定結果の信頼度を高めるために別途
の測定方法を用いて監視ができるようにしてい
る。
また最近実用化されつつある、原子炉外部に設
置する再循環ポンプを使用しないインターナルポ
ンプを採用した沸騰水型原子炉プラントにおいて
は、従来のジエツトポンプデユフエーザ部差圧測
定に代わるインターナルポンプデツク部差圧測定
を含めたポンプ出入口部差圧を測定する方法等が
知られている。しかしながらこのインターナルポ
ンプ出入口部差圧流量測定方法については、高精
度ではあるがインターナルポンプは動的な機器の
ため複数のインターナルポンプ回転数の入力条件
を必要とする共に、インターナルポンプの個体差
や原子炉内の冷却材の流動状態の影響を考慮しな
くてはならず、このため複雑な演算作業を必要と
しこのためその応答性に難点があり、従つて従来
に比べて高い精度が得られ難かつた。さらに複数
のインターナルポンプの部分台数運転時において
は、停止しているインターナルポンプを介した逆
流が生じるため、より正確な炉心流量を得ること
が困難であつた。なお前記炉心支持板部差圧を測
定する方法は、第3図の特性図に示すように炉心
支持板部差圧と炉心流量の関係が、その炉出力に
よつて炉内のボンド量が変化するため、これによ
り炉心圧損が代わることと、炉心の経年的な圧損
変化があることから、これが差圧測定に影響を及
ぼすため精度の高い炉心流量計測は得られなかつ
た。このため前記したインターナルポンプ出入口
部差圧測定方法にて得られた測定値によつて校正
して使用する必要があつた。但しこの測定方法は
一旦校正済みのものであれば、特に複雑な演算も
ないため比較的応答性は良好であり、殊に過渡的
なインターナルポンプの部分台数運転時に対し
て、炉心の下部格子板位置では略均一な流速とな
ることが実験的に知られているため、演算処理が
不要である点に特長があつた。
(発明が解決しようとする課題) 一般にインターナルポンプを採用する沸騰水型
原子炉では、主としてインターナルポンプ出入口
部差圧測定方法と、炉心支持板部差圧測定方法と
をプラントシンテム上の要求に対応して、例えば
プラント性能計算には高精度を要求されるため、
インターナルポンプ出入口部差圧測定方法を使用
し、安全保護系機能には応答性の良い炉心支持板
部差圧測定方法を採用していたため、その選択切
替の繁雑と作動結果の信頼性に問題があつた。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目
的とするところは、炉心流量測定に際し応答性の
良好な炉心支持板部差圧測定方法による測定に、
高精度が得られる他の複数の測定方法による結果
から校正を行い、より高精度で信頼性を向上した
炉心流量測定方法を提供することにある。
(課題を解決するための手段) 炉心支持板部差圧測定手段に、インターナルポ
ンプ出入口部差圧測定手段と炉心下部の入口温度
から原子炉の熱平衡による流量測定手段による校
正及び原子炉内に設けた中性子束検出器による補
正手段を具備する。
(作用) 応答性が良好であるが冷却材のボイド量の影響
を受け易い、炉心支持板部差圧測定方法による炉
心流量の測定値を、測定精度は高いが運転ポンプ
の台数等各種条件の考慮が必要なインターナルポ
ンプ出入口部差圧測定による流量測定値及び原子
炉の熱平衡演算による流量測定値により定期的に
校正すると共に、中性子束検出器により検出した
冷却材のボイド量による影響を補正して、高精度
で応答性良く炉心流量の測定を行う。
(実施例) 本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第1図は全体構成図で、原子炉圧力容器1内で炉
心2の周囲下部に設置された複数のインターナル
ポンプ3により、原子炉圧力容器1内の冷却材4
が炉心2の下部より上部に向かう流れがつくられ
る。また炉心2の下部には炉心支持板5があり、
これを挟んで上下部に開口して設けたノズルに接
続した計装配管6a,6bを介して連結した支持
板部差圧伝送器7を設け、この出力の差圧信号は
支持板部流量演算器8に入力する。また前記イン
ターナルポンプ3のポンプデツク9部あるいはイ
ンターナルポンプ3の出入口部に開口して設けた
ノズルより計装配管10a,10bを介して連結
した出入口部差圧伝送器11を設け、この出力の
差圧信号は出入口部流量演算器12に入力され
る。さらに前記炉心2内には中性子束検出器13
と、炉心2の下部入口に冷却材4の温度検出器1
4を設置して、中性子束検出器13からの中性子
束信号は平均出力領域回路15を介して前記支持
板部流量演算器8に入力する。温度検出器14か
らの温度信号は熱平衡流量演算器16に入力され
る。この熱平衡流量演算器16では、この際ダウ
ンカマ16及び炉心支持板5の入口部の温度を前
記温度検出器14で代表させて、原子炉へのエネ
ルギー熱収支を演算し、この原子炉の熱平衡(ヒ
ートバランス)測定方法により炉心流量値を求め
て、この出力を前記支持板部流量演算器8に出力
する。また出入口部流量演算器12においては、
インターナルポンプ3の出入口部からの出入口部
差圧信号と、図示しない各インターナルポンプ3
の回転数情報及び各インターナルポンプ3の工場
における試験結果から得られたQ=H特性情報か
ら、インターナルポンプ出入口部差圧測定方法に
よる炉心流量を算出し、支持板部流量演算器8に
出力すると共に、必要に応じて他の用途として指
示計または記録計17に出力する。前記支持板部
流量演算器8においては、炉心支持板部差圧測定
方法により炉心流量を算出して、その出力はシス
テムの要求に従いこの結果を指示計または記録計
18に出力すると共に、流量制御信号や他の機器
に対するインターロツク信号とするように構成さ
れている。
次に上記構成による作用について説明する。第
2図は作動フロー図で、支持板部流量演算器8に
おいて、炉心支持板部差圧(ΔP)から炉心支持
板部差圧測定方法により応答性の良い炉心流量を
算出するが、この測定方法では原子炉の出力に応
じ発生するボイド量の影響から支持板部差圧伝送
器7からの差圧信号に変化が生じるため、中性子
束信号から平均出力領域回路15を介して入力さ
れた出力補正信号(P)より、差圧変化分を予め
解析や原子炉の起動試験にて求めてある炉心流量
−炉心支持板部差圧特性により常時補正を行な
う。またこの支持板部流量演算器8は前記出入口
部流量演算器12からのインターナルポンプ出入
口部差圧測定方法による炉心流量信号により定期
的に校正すると共に、さらに前記熱平衡流量演算
器16からの熱平衡測定方法による炉心流量信号
(C)によつても定期的に校正して精度を向上さ
せた炉心流量信号(W)を演算出力する。この誤
差の少ない炉心流量信号は従来と同様に炉心流量
測制御のほか、例えば中性子束監視上の基準流量
測定や炉心流量の急速低下に対するスクラム機能
等、保護系の各種インターロツクや監視装置に伝
達されて原子炉運転の信頼性を向上する。
ここで熱平衡(ヒートバランス)測定方法によ
る炉心流量Wtの概略計算は、下記の(1)式による
ことができる。
Wt=Wcr・(hf−hcr)+Wp(hf−hp)+Wcuw・(hf−hc
uw
)+Wfw(hf−hfw)+C1・(QL−QP)/hf−hp+fcu
・hfg……(1) ここで、 hp;炉心入口エンタルピ、 hf;飽和水エンタルピ、 hfg;飽和蒸気エンタルピ、 hcu;ダウンカマに入る飽和蒸気流量、 Wcr;制御棒駆動系からの流量、 hcr;制御棒駆動系からのエンタルピ、 Wp;インターナルポンプパージ流量、 hp;インターナルポンプパージエンタルピ、 Wcuw;原子炉浄化系からの流入流量、 hcuw;原子炉浄化系からの流入エンタルピ、 Wfw;原子炉給水流量、 hfw;原子炉給水エンタルピ、 QL;ダウンカマ部で失われる熱エネルギー、 C1;変換定数(860Kcal/kWh)、 QL;インターナルポンプによつて得られる熱
エネルギー、である。
従つて炉心支持板部差圧測定方法単独の場合に
生ずる測定誤差(100%)に対して、先ずインタ
ーナルポンプ出入口部差圧測定方法による誤差校
正の効果は下記(2)式のようになる。
Σ1=√a 2c 2 ……(2) ここで、ea;ポンプ出入口部差圧測定上の誤
差、 ec;炉心支持板部差圧測定上の誤差。
またに熱平衡よりの流量測定方法による誤差校
正の効果は下記(3)式のようになる。
Σ2=√14(a 2b 2)+c 2 ……(3) ここで、eb;熱平衡より測定する誤差。
以上から、いまea=eb=ecと仮定すると、本発
明によりΣ2/Σ1=√3/2=87%に縮小改善す
ることができる。
〔発明の効果〕
以上本発明によれば、インターナルポンプ採用
の原子炉の炉心流量測定に際し、炉心支持板部差
圧測定方法の結果を他の異なる測定方法による測
定値により定期的、連続的に校正及び補正をする
ことにより、複数のインターナルポンプの種々の
運転状態においも、応答性が良好で、しかも正確
な炉心流量が得られるため原子炉の出力制御、運
転監視、保護等が高精度に行われ、原子炉運転の
信頼性を向上する効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例の全体構成図、第2
図は本発明による動作フロー図、第3図は炉出力
の変化に対する炉心流量と炉心支持板部差圧の特
性図である。 2……炉心、3……インターナルポンプ、5…
…炉心支持板、7……炉心支持板部差圧伝送器、
8……支持板部流量演算器、11……出入口部差
圧伝送器、12……入口部流量演算器、13……
中性子束検出器、14……温度検出器、15……
平均出力領域回路、16……熱平衡流量演算器、
17,18……記録計。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 炉心流量を制御するために原子炉内にインタ
    ーナルポンプを設置してなる沸騰水型原子炉にお
    いて、炉心支持板部差圧による流量測定方法に対
    して、インターナルポンプの出入口部差圧の流量
    測定方法及び炉心下部入口温度からの原子炉の熱
    平衡による流量測定方法により算出した炉心流量
    測定値により校正を行うと共に、炉内中性子束信
    号により炉心圧損のボイド量の影響による変化分
    を補正することを特徴とする炉心流量測定方法。
JP63297733A 1988-11-25 1988-11-25 炉心流量測定方法 Granted JPH02143194A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63297733A JPH02143194A (ja) 1988-11-25 1988-11-25 炉心流量測定方法

Applications Claiming Priority (1)

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JP63297733A JPH02143194A (ja) 1988-11-25 1988-11-25 炉心流量測定方法

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JPH02143194A JPH02143194A (ja) 1990-06-01
JPH0574034B2 true JPH0574034B2 (ja) 1993-10-15

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JP63297733A Granted JPH02143194A (ja) 1988-11-25 1988-11-25 炉心流量測定方法

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