(57)【要約】      （修正有）【課題】歪ゲージを利用した流速検出器を用いることで冷却水流路の圧力損失を抑えることができ、かつ製作や管理のコストを低減できる沸騰水型原子炉を提供する。【解決手段】基準圧力導管１７を介して凝縮槽１６内の基準水位Ｈ０に対応する基準圧力を導入するとともに、水位圧力導管１８を介して原子炉圧力容器１内の水位Ｈ１に対応する水位圧力を導入し、基準圧力と水位圧力との差圧を出力する差圧検出器１９と、差圧検出器１９からの検出信号に基づいて原子炉圧力容器１内の水位Ｈ１を演算する水位演算部２０と、冷却水の流速に応じて歪量が変化する金属管及び金属管の歪量を検出する歪ゲージを有する流速検出器２１と、歪ゲージからの信号に基づいて炉心流量を演算する炉心流量演算部２２とを備える。流速検出器２１は、水位圧力導管１８に設けられた挿入口から挿入される。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器の気相部に配管を介し接続されて基準水位を形成する凝縮槽と、
前記凝縮槽の下部に接続された基準圧力導管と、
前記原子炉圧力容器の液相部に接続された水位圧力導管と、
前記基準圧力導管を介して前記凝縮槽内の基準水位に対応する基準圧力を導入するとともに、前記水位圧力導管を介して前記原子炉圧力容器内の水位に対応する水位圧力を導入し、前記基準圧力と前記水位圧力との差圧を検出する差圧検出器と、
前記差圧検出器からの検出信号に基づいて前記原子炉圧力容器内の水位を演算する水位演算部と、
少なくとも一部が前記原子炉圧力容器内の冷却水流路に臨むように配置されて冷却水の流速に応じて歪量が変化する被歪体、及び前記被歪体の歪量を検出する歪ゲージを有する流速検出器と、
前記歪ゲージからの検出信号に基づいて炉心流量を演算する炉心流量演算部と、を備えた沸騰水型原子炉であって、
前記流速検出器は、前記水位圧力導管に設けられた貫通部から挿入されたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】
請求項１記載の沸騰水型原子炉において、
前記水位圧力導管の貫通部から挿入されて固定された案内管と、
前記案内管の基端側の開口に着脱可能に取り付けられた封止部材とを有し、
前記流速検出器は、前記案内管に挿入されて案内され、前記被歪体の少なくとも一部が前記案内管の先端側の開口から突出して前記原子炉圧力容器内の冷却流路に臨むように配置されたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項３】
請求項２記載の沸騰水型原子炉において、
前記被歪体は、先端側に底部を有する管状構造であって、少なくとも先端部が断面扁平形状をなし、
前記歪ゲージは、前記被歪体の先端部に位置するように前記被歪体内に収納されるとともに、その周囲に絶縁物が充填されたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項４】
請求項３記載の沸騰水型原子炉において、
前記被歪体の先端部及び前記案内管の先端部は、テーパー構造をなし、それらのテーパー角が同じであることを特徴とする沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉に係わり、特に、歪ゲージを利用した流速検出器を用いて炉心流量を計測する沸騰水型原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉では、原子炉圧力容器内の炉心で発生した熱によって冷却水を蒸発させ、発生した蒸気をタービンに供給してタービンを回転させ、このタービンの回転によって発電機を駆動させる。このとき、原子炉圧力容器内の炉心の上側には、冷却水と蒸気の境界である水位が形成される。また、炉心の上側には気水分離器や蒸気乾燥器が設置されており、それらの性能を確保するため、前述した水位が適切であるかどうかを監視することが重要である。
【０００３】
原子炉圧力容器内の水位は、一般的に、差圧式の水位計測装置を用いて計測される。この水位計測装置は、例えば、原子炉圧力容器の気相部に配管を介し接続された凝縮槽と、この凝縮槽の下部に接続された基準圧力導管と、原子炉圧力容器の液相部に接続された水位圧力導管と、基準圧力導管及び水位圧力導管に接続された差圧検出器と、水位演算部とを備えている。凝縮槽は、基準水位を形成する。差圧検出器は、基準圧力導管を介して凝縮槽内の基準水位に対応する基準圧力を導入するとともに、水位圧力導管を介して原子炉圧力容器内の水位に対応する水位圧力を導入し、基準圧力と水位圧力との差圧を検出する。水位演算部は、差圧検出器からの検出信号に基づいて原子炉圧力容器内の水位を演算するようになっている。
【０００４】
沸騰水型原子炉では、炉心温度や圧力等を安定に維持するため、炉心に流入する冷却水の流量（以降、炉心流量という）が適切であるかどうかを監視することも重要である。また、出力の監視や熱的余裕の評価のために、炉心流量を計測する必要がある。
【０００５】
冷却水の循環方式の一つである強制循環方式では、再循環ポンプによって冷却水が炉心に送り込まれている。そして、一般的に、再循環ポンプの前後の差圧を検出する検出器を用いて炉心流量を計測する方法が採用されている。
【０００６】
また、歪ゲージを利用した流速検出器を用いて炉心流量を計測する方法も提案されている（例えば特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開昭６２−１９１７２９号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
冷却水の循環方式としては、上述した強制循環方式の他に、自然循環方式が知られている。自然循環方式では、炉心内外の冷却水の密度の差によって生じる流れ、すなわち自然循環流により、冷却水が炉心に送り込まれている。炉心からの取り出し熱量を大きくするためには、炉心流量を増大させる必要がある。そのため、冷却水流路の圧力損失を可能なかぎり小さくすることが望まれる。
【０００９】
そこで、歪ゲージを利用した流速検出器を用いて炉心流量を測定する方法を採用することが考えられる。この流速検出器は、小型化が容易であり、冷却水路の圧力損失を抑えることが可能である。
【００１０】
しかし、原子炉圧力容器内の冷却水路に流速検出器の少なくとも一部を配置し且つ原子炉圧力容器の外部に流速検出器の信号を出力するためには、原子炉圧力容器の内外を貫通する貫通部が必要となる。原子炉圧力容器は、炉心が冠水した状態を維持する機能を担っている。それ故、原子炉圧力容器そのものに貫通部を設ければ、漏洩防止の観点から、製作や管理のコストが増大する。
【００１１】
本発明の目的は、歪ゲージを利用した流速検出器を用いることで冷却水流路の圧力損失を抑えることができ、かつ製作や管理のコストを低減できる沸騰水型原子炉を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器の気相部に配管を介し接続されて基準水位を形成する凝縮槽と、前記凝縮槽の下部に接続された基準圧力導管と、前記原子炉圧力容器の液相部に接続された水位圧力導管と、前記基準圧力導管を介して前記凝縮槽内の基準水位に対応する基準圧力を導入するとともに、前記水位圧力導管を介して前記原子炉圧力容器内の水位に対応する水位圧力を導入し、前記基準圧力と前記水位圧力との差圧を検出する差圧検出器と、前記差圧検出器からの検出信号に基づいて前記原子炉圧力容器内の水位を演算する水位演算部と、少なくとも一部が前記原子炉圧力容器内の冷却水流路に臨むように配置されて冷却水の流速に応じて歪量が変化する被歪体、及び前記被歪体の歪量を検出する歪ゲージを有する流速検出器と、前記歪ゲージからの検出信号に基づいて炉心流量を演算する炉心流量演算部と、を備えた沸騰水型原子炉であって、前記流速検出器は、前記水位圧力導管に設けられた貫通部から挿入される。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、歪ゲージを利用した小型の流速検出器を用いるので、冷却水流路の圧力損失を抑えることができる。また、原子炉圧力容器内の冷却水流路に流速検出器の少なくとも一部を配置し且つ原子炉圧力容器の外部に流速検出器の信号を出力するために、水位計測用の水位圧力導管に貫通部を設けるので、原子炉圧力容器そのものに貫通部を設ける場合と比べ、製作や管理のコストを低減できる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の第１の実施形態における自然循環方式の沸騰水型原子炉の構成を表す図である。
【図２】図１中II部の部分拡大図である。
【図３】本発明の第１の実施形態における流速検出器の内部構造を表す断面図である。
【図４】本発明の一変形例における流速検出器の内部構造を表す断面図である。
【図５】本発明の第２の実施形態における自然循環方式の沸騰水型原子炉の構成を表す図である。
【図６】図５中断面VI−VIによる断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
本発明の第１の実施形態を、図面を参照しつつ説明する。
【００１６】
図１は、本実施形態における自然循環方式の沸騰水型原子炉の構成を表す図である。図２は、図１中II部の部分拡大図であり、流速検出器の設置構造を表す。図３（ａ）は、本実施形態における流速検出器の内部構造を表す側断面図である。図３（ｂ）は、図３（ａ）中断面Ａ−Ａによる断面図であり、図３（ｃ）は、図３（ａ）中断面Ｂ−Ｂによる断面図であり、図３（ｄ）は、図３（ａ）中断面Ｃ−Ｃによる断面図である。
【００１７】
沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１を備えている。原子炉圧力容器１の内部にはシュラウド２が設けられ、シュラウド２の内部には炉心３とチムニー４が設けられている。シュラウド２の上部には気水分離器５が設けられ、気水分離器５の上側には蒸気乾燥器６が設けられている。
【００１８】
炉心３は、複数の燃料集合体（図示せず）で構成され、炉心支持板７で支持されている。原子炉圧力容器１の下部には複数（図１では便宜上１つのみ示す）の制御棒駆動機構８が設けられており、各制御棒駆動機構８によって燃料集合体の間に制御棒９を挿入可能としている。そして、制御棒９によって燃料集合体の中性子吸収量を調整することにより、燃料集合体の発熱量（すなわち、炉心３の出力）を制御するようになっている。
【００１９】
シュラウド２内の冷却水（冷却材）は、炉心３で加熱されて気液二相状態となり、上昇してチムニー４内を通過する。チムニー４内を通過した気液二相状態の冷却材は、気水分離器５で蒸気と水に分離される。気水分離器５で分離された蒸気は、蒸気乾燥器６で水滴が除去され、主蒸気配管１０を介しタービン（図示せず）に供給される。これにより、タービンが回転して発電機（図示せず）が駆動するようになっている。
【００２０】
タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水になり、この水が給水配管１１を介し原子炉圧力容器１内のダウンカマ１２（言い換えれば、原子炉圧力容器１とシュラウド２との間に形成された冷却水流路）に供給される。なお、気水分離器５及び蒸気乾燥器６で分離された水もダウンカマ１２に排出されて、給水配管１１から供給された水と合流する。
【００２１】
ダウンカマ１２内（言い換えれば、シュラウド２の外側）の冷却水の密度は、炉心２及びチムニー３内（言い換えれば、シュラウド２の内側）の冷却水の密度より大きい。そのため、それらの密度差によって自然循環流が生じる。すなわち、ダウンカマ１２内の冷却水が下方向へ流れ、炉心支持板７から炉心２内に流入するようになっている。
【００２２】
沸騰水型原子炉は、さらに、原子炉圧力容器１内の水位Ｈ１を計測する水位計測装置１３と、炉心流量（すなわち、ダウンカマ１２から炉心３に流入する冷却水の流量）を計測する炉心流量計測装置１４を備えている。
【００２３】
水位計測装置１３は、原子炉圧力容器１の気相部（言い換えれば、蒸気が存在する部分）に配管１５を介し接続された凝縮槽１６と、凝縮槽１６の下部に接続された基準圧力導管１７と、原子炉圧力容器１の液相部（言い換えれば、冷却水が存在する部分）に接続された水位圧力導管１８と、基準圧力導管１７及び水位圧力導管１８に接続された差圧検出器１９と、水位演算部２０とを備えている。
【００２４】
凝縮槽１６は、基準水位Ｈ０を形成する。差圧検出器１９は、基準圧力導管１７を介して凝縮槽１６内の基準水位Ｈ０に対応する基準圧力を導入するとともに、原子炉圧力容器１内の水位Ｈ１に対応する水位圧力を導入し、基準圧力と水位圧力との差圧を検出する。水位演算部２０は、差圧検出器１９からの検出信号に基づいて原子炉圧力容器１内の水位Ｈ１を演算するようになっている。
【００２５】
炉心流量計測装置１４は、ダウンカマ１２内の冷却水の流速を検出する流速検出器２１と、この流速検出器２１からの検出信号に基づいて炉心流量を演算する炉心流量演算部２２とを備えている。
【００２６】
流速検出器２１は、例えばステンレス製で変形可能な金属管２３（被歪体）と、この金属管２３の先端側（図２中左側、図３（ａ）及び図３（ｂ）中左側）に位置するように金属管２３内に収納された歪ゲージ２４と、この歪ゲージ２４に接続された一対のリード線２５と、金属管２３内で歪ゲージ２４及びリード線２５の周囲に充填された絶縁物２６とを有している。金属管２３は、先端側の底部と基端側（図２中右側）の開口部を有する管構造となっている。金属管２３の基端側の開口部にはアダプタ２７が設けられており、このアダプタ２７を介してリード線２５とケーブル２８が接続されている。
【００２７】
ここで、本実施形態の大きな特徴として、水位計測用の水位圧力導管１８には挿入口２９（貫通部）が設けられており、上述した流速検出器２１が水位圧力導管１８の挿入口２９から挿入されている。詳しく説明すると、案内管３０が水位圧力導管１８の挿入口２９から挿入されて溶接部３１で固定されている。そして、流速検出器２１は、案内管３０に挿入されて案内され、金属管２３の先端部が案内管３０の先端側（図２中左側）の開口から突出して原子炉圧力容器１内のダウンカマ１２に臨むように配置されている。案内管３０の基端側（図２中右側）の開口には着脱可能な封止部材３２（詳細には、例えば円環状のフェルール等）が取り付けられており、冷却水を封止するようになっている。
【００２８】
流速検出器２１の金属管２３は、基端側の大部分の断面が円形状（図３（ｄ）参照）であるものの、先端部の断面が扁平形状（言い換えれば、鉛直方向の幅寸法が水平方向の幅寸法より小さくなる形状）となっている（図３（ｃ）参照）。これにより、ダウンカマ１２内の冷却水の流れ方向（下方向）の応力を受けやすくなっている。また、金属管２３の先端部は、図２及び図３（ａ）で示すようにテーパー構造をなしている。
【００２９】
案内管３０は、流速検出器２１の金属管２３と同様、基端側の大部分の断面が円形状であるものの、先端部の断面が扁平形状となっている。また、案内管３０の先端部は、図２で示すようにテーパー構造をなし、そのテーパー角αが金属管２３の先端部と同じである。
【００３０】
そして、案内管３０の先端側の開口から突出した金属管２３の先端部は、ダウンカマ１２内の冷却水の流れ方向の応力を受けて変形し、冷却水の流速に応じてその歪量が変化する。金属管２３の先端部の変形に伴って歪ゲージ２４も変形するため、金属管２３の先端部の歪量に応じて歪ゲージ２４の抵抗値が変化する。したがって、ダウンカマ１２内の冷却水の流速を歪ゲージ２４の電流値として検出し、その検出信号をリード線２５、アダプタ２７、及びケーブル２８を介して炉心流量演算部２２に出力するようになっている。
【００３１】
炉心流量演算部２２は、図示しないが、アナログデジタル変換部及び記憶部を有している。アナログデジタル変換部は、流速検出器２１の歪ゲージ２４から入力した検出信号（電気信号）を、流速検出器２１の金属管２３の歪量（デジタル値）に変換する。記憶部は、試験又は解析によって予め作成した流速検出器２１の金属管２３の歪量と冷却水の流速との相関式を記憶するとともに、試験又は解析によって予め作成したダウンカマ１２内の流速検出器２１の位置における冷却水の流速とダウンカマ１２内の冷却水の流量との相関データを記憶している。そして、炉心流量演算部２２は、アナログデジタル変換部で変換された流速検出器２１の金属管２３の歪量と記憶部で記憶された相関式に基づき、ダウンカマ１２内の流速検出器２１の位置における冷却水の流速を演算する。さらに、演算された冷却水の流速と記憶部で記憶された相関データに基づき、ダウンカマ１２内の冷却水の流量（すなわち、炉心流量）を演算するようになっている。
【００３２】
以上のように構成された本実施形態においては、歪ゲージ２４を利用した小型の流速検出器２１を用いるので、ダウンカマ１２の圧力損失を抑えることができる。したがって、炉心流量を増大させることができ、炉心３からの取り出し熱量を大きくすることができる。また、原子炉圧力容器１内のダウンカマ１２に流速検出器２１の先端部を配置し且つ原子炉圧力容器１の外部に流速検出器２１の信号を出力するために、水位計測用の水位圧力導管１８に貫通部（挿入口２９）を設けるので、原子炉圧力容器１そのものに貫通部を設ける場合と比べ、製作や管理（詳細には、検査等）のコストを低減できる。
【００３３】
また、本実施形態においては、案内管３０及び封止部材３２を設けることにより、流速検出器２１の交換や修理が必要となる場合に流速検出器２１を容易に取り外すことができる。
【００３４】
また、本実施形態においては、流速検出器２１の金属管２３の先端部及び案内管３０の先端部をテーパー構造とし、それらのテーパー角αを同じにしている。これにより、封止部材３２の締め付けによって流速検出器２１を案内管３０に固定する際に、金属管２３の先端部と案内管３０の先端部が面接触するので、金属管２３の先端部の支持強度を高めることができる。また、ダウンカマ１２内における金属管２３の先端部の位置決めを容易に行うことができる。
【００３５】
なお、上記第１の実施形態において、流速検出器２１の被歪体として、金属管２３を有する場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。図４（ａ）は、本発明の一変形例における流速検出器２１の内部構造を表す側断面図である。図４（ｂ）は、図４（ａ）中断面Ｄ−Ｄによる断面図であり、図４（ｃ）は、図４（ａ）中断面Ｅ−Ｅによる断面図であり、図４（ｄ）は、図４（ａ）中断面Ｆ−Ｆによる断面図である。本変形例では、流速検出器２１の被歪体として、二重構造の金属管２３Ａ，２３Ｂを有している。これにより、万一、外側の金属管２３Ａのみが破損した場合でも、炉心流量の計測を継続することができる。
【００３６】
次に、本発明の第２の実施形態を、図５及び図６により説明する。
【００３７】
図５は、本実施形態における自然循環方式の沸騰水型原子炉の構成を表す図である。図６は、図５中断面VI−VIによる断面図であり、流速検出器の配置を表す。なお、本実施形態において上記第１の実施形態と同等の部分は同一の符号を付し、適宜、説明を省略する。
【００３８】
本実施形態では、原子炉圧力容器１の周方向の４箇所にそれぞれ対応するように４つ（図５では便宜上２つのみ示す）の水位計測装置１３を備えている。すなわち、原子炉圧力容器１の周方向の４箇所にそれぞれ対応するように４つの水位圧力導管１８が設けられている（図６参照）。
【００３９】
４つの水位圧力導管１８には挿入口２９（上述の図２参照）がそれぞれ設けられており、４つの案内管３０がそれぞれ対応する挿入口２９から挿入されて固定されている。そして、４つの流速検出器２１がそれぞれ対応する案内管３０に挿入されて案内され、金属管２３の先端部が案内管３０の先端側の開口から突出して原子炉圧力容器１内のダウンカマ１２に臨むように配置されている。各案内管３０の基端側の開口には着脱可能な封止部材３２（上述の図２参照）が取り付けられている。
【００４０】
炉心流量演算部２２Ａは、図示しないが、アナログデジタル変換部及び記憶部を有している。アナログデジタル変換部は、各流速検出器２１の歪ゲージ２４から入力した検出信号（電気信号）を、各流速検出器２１の金属管２３の歪量（デジタル値）に変換する。記憶部は、試験又は解析によって予め作成した流速検出器２１の金属管２３の歪量と冷却水の流速との相関式を記憶するとともに、試験又は解析によって予め作成したダウンカマ１２内の冷却水の流速分布とダウンカマ１２内の冷却水の流量との相関データを記憶している。そして、炉心流量演算部２２は、アナログデジタル変換部で変換された各流速検出器２１の金属管２３の歪量と記憶部で記憶された相関式に基づき、ダウンカマ１２内の各流速検出器２１の位置における冷却水の流速を演算する。さらに、記憶部で記憶されたダウンカマ１２内の冷却水の流速分布のうち、４つの流速検出器２１の位置における冷却水の流速に最も近い流速分布を抽出し、この抽出した流速分布と相関データに基づき、ダウンカマ１２内の冷却水の流量（すなわち、炉心流量）を演算するようになっている。
【００４１】
以上のように構成された本実施形態においても、上記第１の実施形態と同様、歪ゲージ２４を利用した流速検出器２１を用いることでダウンカマ１２の圧力損失を抑えることができ、かつ製作や管理のコストを低減できる。また、本実施形態においては、複数の流速検出器２１を設け、それらの検出信号に基づいて炉心流量を演算するので、炉心流量の精度を高めることができる。
【００４２】
なお、上記第１及び第２の実施形態においては、流速検出器２１の金属管２３の先端部及び案内管３０の先端部がテーパー構造である場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、流速検出器２１の金属管２３の先端部及び案内管３０の先端部がテーパー構造でなくともよい。
【００４３】
また、上記第１及び第２の実施形態においては、案内管３０及び封止部材３２を設けた場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、案内管３０及び封止部材３２を設けず、例えば流速検出器２１を水位圧力導管１８の挿入口２９から直接挿入して溶接部で固定してもよい。
【００４４】
なお、以上においては、本発明の好ましい適用対象として、自然循環方式の沸騰水型原子炉を例にとって説明したが、これに限られず、強制循環方式の沸騰水型原子炉に適用してもよい。
【符号の説明】
【００４５】
１                      原子炉圧力容器
１２                    ダウンカマ（冷却水流路）
１５                    配管
１６                    凝縮槽
１７                    基準圧力導管
１８                    水位圧力導管
１９                    差圧検出器
２０                    水位演算部
２１                    流速検出器
２２，２２Ａ            炉心流量演算部
２３，２３Ａ，２３Ｂ    金属管（被歪体）
２４                    歪ゲージ
２６                    絶縁物
２９                    挿入口（貫通部）
３０                    案内管
３２                    封止部材
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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