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荒 克之; 片桐 政樹; 若山 直昭; 小笠原 俊彦*
計測と制御, 33(8), p.700 - 707, 1994/08
高温高圧環境で使用できる液面計として加熱型差動熱電対を用いた液面計を開発した。本液面計は原子炉水位計測に用いることを目的として開発したが、一般産業における厳しい環境での液面計としても使用することができる。本液面計による液面測定の絶対確度は液面センサ内に設けられた差動熱電対の温接点の幾何学的配置によって保証され、また液面近くでのセンサ内温度分布を反映したアナログ信号出力によって高精度かつ連続的な液面追従性能を示すことができた。本液面計のセンサ部の構造は金属シース多芯熱電対とよく似ており、単純且つ堅牢な構造なので高温高圧環境での信頼性が高いものと思われる。
藤枝 清; 竹内 徹; 高津戸 裕司; 今井 勝友; 小澤 健二; 堀米 利元; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-187, 41 Pages, 1991/07
「常陽」の原子炉容器ナトリウム液面計は,安全保護系に組み込まれている3本の誘導式ナトリウム液面計で構成されている。その測定範囲は,1本が長尺型で通常液位に対して+350mm-1600mm,他の2本は,+ー350mmで,1次主配管の下部レベルまでカバー出来るが,-1600mm以下の原子炉容器内ナトリウム液位を監視する手段がなかった。 このため1次補助冷却系の吐出配管が原子炉容器最下部まで挿入されていることから,1次補助冷却系電磁ポンプの吐出圧力計の指示値を用いて原子炉容器内ナトリウム液位を求めることが出来ると判断し,原子炉容器内ナトリウム液位と1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力の関係を求める試験を実施した。試験の結果(1)1次補助冷却系を用いて燃料集合体上部までの原子炉容器内ナトリウム液位を推定することは,十分可能である。また,原子炉容器内ナトリウムドレン中の試験によって,原子炉容器内ナトリウムが47.5m3/hの速度で低下している過渡時においても,1次補助冷却系を用いて原子炉容器内ナトリウム液位の推定が可能であることを確認した。(2)1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力,ナトリウム循環流量およびナトリウム温度から,原子炉容器内ナトリウム液位を求める近似式を導出した。(3)測定データを基に多重回帰分析を行い,1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力およびナトリウム循環流量から,原子炉容器内ナトリウム液位を推定出来るグラフを作成した。
熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 9307, 30 Pages, 1981/02
大気圧下の可視化された沸騰ニ相流実験により、ROSA-III用触針式沸騰液面計信号と、水位、流動様式およびボイド率との間の関係が明らかとなった。また、沸騰ニ相流における水位と位置損失との関係が、従来の簡単な理論式と一致することも確かめられた。