JP2014503070A - 無線炉内中性子モニタ - Google Patents

Abstract

多数の原子炉パラメータを監視し、外部のケーブルを使用せずに原子炉の炉心から直接、原子炉パラメータを無線送信する炉内計装シンブル集合体を、真空マイクロエレクトロニクスデバイスを用いて構成した炉内中性子モニタ。炉内計装シンブル集合体はほぼ全体が原子燃料集合体の計装案内管の内部に収納される。
【選択図】図３

Description

関連出願の相互参照
本願は、本願と同時に出願された米国特許出願第 号（代理人整理番号NSD2010-006）（発明の名称：“SELF-POWERED WIRELESSIN-CORE DETECTOR”）と関連がある。

本発明は概して原子炉の炉心内の放射線を監視する装置に関し、具体的には、原子炉の燃料交換を妨げることのないかかる装置に関する。

最新式の原子炉システムの多くには、軸方向の様々な高さで炉心内の放射能を測定する炉内センサが使用されている。これらのセンサは原子炉炉心内部の半径方向及び軸方向の出力分布の測定に用いられる。この出力分布測定情報は、原子炉が原子炉出力分布の限界内で運転中であるか否かの判断をするのに用いられる。こうした機能を実行するのに用いられる典型的な炉内センサは、周囲で起こる核分裂の量に比例する電流を発生させる自己給電型検出器である。この種のセンサは電流を発生させるための外部電力源を必要としない、一般的に自己給電型検出器と称されるもので、本発明の譲受人に譲渡され、１９９８年４月２８日に発効された米国特許第５，７４５，５３８号に詳細に説明されている。図１は、自己給電型検出器要素１０において電流Ｉ（ｔ）を発生させる機構を示す図である。放出器素子１２にはバナジウム等の中性子感応物質が用いられ、中性子の照射に反応して電子を放出する。典型的には、自己給電型検出器は炉内計装シンブル集合体内でグループ分けされている。図２は代表的な炉内計装シンブル集合体を示す。図１に示す本質的に減損しない中性子感応型放出器素子１２により生成される信号レベルは低いが、単一の、炉心の全長に及ぶ中性子感応型放出器素子は複雑で高価な信号処理部なしに十分な信号を提供する。単一の中性子感応型放出器素子が炉心全長につき発生する信号の、炉心の様々な軸方向領域によるものと見做せる、各部分は、炉心の軸方向領域を画定する、図２に示された、長さが異なるガンマ感応素子１４が発生する信号を配分することにより決定される。配分信号は比率計算され、これによって核分裂生成物による遅延ガンマ放射線の影響の大半が取り除かれる。炉内計装シンブル集合体は、燃料集合体を出る冷却材の温度を測定する熱電対１８も含む。原子炉炉心内の各炉内計装シンブル集合体中の自己給電型検出器要素及び熱電対からの電気信号出力は、電気コネクタ２０に集められ、原子炉から十分距離を置いた場所に送られて、炉心出力分布の測定値を求めるために最終的に処理され使用される。

図３は、ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーが現在、ＷＩＮＣＩＳＥ（商標）という製品名で販売するもので、炉心の燃料集合体計装シンブル内で固定型炉内計装シンブル集合体１６を使用して炉心の出力分布を測定する炉心監視システムの一例を示す。ケーブル配線２２は計装シンブル集合体１６から格納容器シール台２４を貫通し、単一の処理キャビネット２６に延びる。このキャビネットでは、出力が調整され、デジタル化され、多重化されて、格納容器壁２８を通ってコンピュータワークステーション３０に送信され、そこでさらに処理され、表示される。炉内計装シンブル集合体からの熱電対信号は基準接続装置（reference junction unit）３２にも送られ、この基準接続装置はプラントコンピュータ３６と通信する不適切炉心冷却モニタ（inadequate core cooling monitor）３４に信号を送信する。プラントコンピュータはワークステーション３０にも接続されている。過酷な環境ゆえに、信号処理キャビネット２６は炉心から有意な距離離隔配置する必要があり、また信号は、検出器１６から信号処理キャビネット２６へ、極めて高価且つ長尺であるが信号対雑音比が低い特殊構成のケーブルを介して送られなければならない。残念なことに、信号処理用の電子機器は炉心領域を取り囲む高放射線環境から遮蔽する必要があるため、こうした長尺のケーブルが必要であることが判明している。

前の設計の原子力プラントでは、炉内検出器は半球状の下端部から原子炉容器に入り、燃料集合体下部ノズルを経て燃料集合体計装シンブルに挿入される。例えばＡＰ１０００型等の現世代の原子力プラントの少なくとも一部では、炉内監視のためのアクセス手段は原子炉容器の最上部に位置しているが、これは、燃料交換時、燃料にアクセスする前に、すべての炉内監視用のケーブル配線を取り外す必要があることを意味する。燃料集合体内に内蔵され、監視信号を原子炉容器から離隔した位置に無線送信する無線炉内モニタによれば、燃料集合体にアクセスする前に炉内監視用ケーブルを切り離し、撤去し、格納する時間と費用のかかるプロセスなしに、燃料に即時にアクセスし、燃料交換プロセス完了後にケーブルを再接続することができる。したがって、無線による代替案は、燃料交換による運転休止のクリティカルパスを何日も節約することになる。また、無線システムによれば、すべての燃料集合体を監視できるが、これにより、利用可能な炉心出力分布情報の量が有意に増大する。

しかしながら、無線システムにすると、ガンマ線及び中性子放射線ならびに高い温度が半導体電子機器を非常に短い時間内に動作不能とする炉心又は炉心の極く近くに電子コンポーネントを配置する必要がある。真空管は放射線に感応しないことが知られているが、その大きさおよび電流需要により、最近までその使用は実際的ではなかった。近年の微小電気機械デバイスの発達により、真空管は顕微鏡的サイズまで縮小可能となり、電力消費が大幅に削減している。

米国特許第５，７４５，５３８号

したがって、本発明の目的は、燃料交換プロセスの過程で取り外したり再接続したりしなければならない、原子炉蓋体に取り付けられたケーブルの数を有意に削減することによって、原子炉燃料交換のクリティカルパスを改善することにある。

本発明のさらなる目的は、原子炉炉心内に挿入可能であり、また、ケーブル及びコネクタを原子炉容器に通すことなく計装体を作動させるための動作状態にすることができる内蔵式計装シンブル集合体を備えた燃料集合体を提供することにある。

本発明のさらなる目的は、プラントのオペレータに送信される炉内出力分布データの量を増大させることにある。

上記及び他の目的は、炉内計装物に接続し付勢するための原子炉蓋体及び原子炉炉内構造物を貫通する高価な電気ケーブルを必要としない本発明の装置により達成される。本発明によれば、ほぼ全体が原子燃料集合体内の計装シンブルの内部に収納される炉内核計装シンブル集合体を含む原子炉炉内検出器システムが提供される。この炉内核計装シンブル集合体は、原子炉炉心の状態を示す原子炉炉心パラメータを監視し、監視パラメータを表す電気出力を提供する自己給電型の固定型炉内検出器を含む。炉内核計装シンブル集合体はまた、自己給電型の固定型炉内検出器から電気出力を受信するように接続された無線送信器を含む。望ましくは、無線送信器は、少なくとも１つが真空マイクロエレクトロニクスデバイスである多数の電子コンポーネントと、好ましくは、自己給電型の固定型炉内検出器の電気出力に接続され、ほぼ対数の応答特性を有する増幅器の格子回路に設置された真空ダイオードとより成るため、電子コンポーネントは、炉内検出器システムが位置する原子炉の起動から出力全開まで監視された中性子束に追従できる。

別の実施形態において、電子コンポーネントは、増幅器に加えて、電流−電圧変換器及び電圧制御型発振器を含み、増幅器の出力が電流−電圧変換器の入力に接続され、電流−電圧変換器の出力が電圧制御型発振器の入力に接続され、電圧制御型発振器が入力の電圧に比例する周波数出力を提供する。このようにして、増幅器に接続された監視パラメータを表す電気出力である電流が対応する周波数に変換され、無線送信器が対応する周波数を無線送信できる。さらに別の実施形態において、電圧制御型発振器はマイクロエレクトロニクス・リアクタンス管より成る。

電子コンポーネントは、好ましくは、自己給電型の固定型炉内検出器の電気出力に接続された第１の増幅器の入力と、増幅器の出力に接続された電流−電圧変換器の入力と、電流−電圧変換器の出力に接続された電圧制御型発振器の入力と、電圧制御型発振器の出力に接続された第２の増幅器の入力と、第２の増幅器の出力に接続されて第２の増幅器の出力を無線送信する無線送信回路とより成る。望ましくは、原子炉炉内検出器システムは、無線受信回路と、原子炉格納容器の高放射能環境の外側に設置するように設計され、従来型ソリッドステートコンポーネントを含む信号調整コンポーネントとを含む。

さらに別の実施形態において、原子炉炉内検出器システムは、原子炉容器の外側でその近傍に配置され、無線送信器から信号を受信する無線受信器と、無線送信器から受信した信号を原子炉格納容器の外部へ送信する再送信器とを含む。望ましくは、再送信器は、無線送信器から受信した信号を、無線受信器及び再送信器を経て原子炉格納容器の外側の処理回路へと伝達する第２の無線受信器に送信する第２の無線送信回路である。望ましくは、第２の無線受信器は、炉内検出器システムが配置された原子炉出力施設の一次回路を遮蔽する格納容器壁の近くに位置させる。

さらに別の実施形態において、本発明は、上部ノズル及び下部ノズルと、上部ノズルと下部ノズルとの間に延びて上部ノズル及び下部ノズルに実質的に接続された複数のシンブル管とを有する原子燃料集合体を備える。シンブル管の少なくとも１つは、本発明の検出器の固定型炉内監視コンポーネントを収容し、ほぼ完全に格納する計装シンブルを備える。

本発明は、以下の好適な実施形態の説明を、添付の図面を参照しながら読むことにより、より良く理解することができる。

自己給電型検出器の略図である。 炉内計装シンブル集合体の平面図である。 図２Ａの炉内計装シンブル集合体の前部被覆の内部を示す概略図。 図２Ａの炉内計装シンブル集合体の後端部の電気コネクタを示す断面図。 炉内監視システムの概略配置図。 本発明を適用可能な原子炉システムの簡略図。 本発明を適用可能な原子炉容器及び内部コンポーネントの部分断面立面図。 本発明の炉内計装シンブル集合体を収納する原子燃料集合体の部分断面立面図。 本発明の電子機器のブロック図。 図７に示す電子回路を付勢するために本発明が使用可能な電源の概略回路図。 本発明による自己給電型無線炉内計装炉心出力分布測定システムの配置図。

加圧水で冷却される原子力発電システムの一次側は、二次側から隔離され二次側と熱交換関係にあって有用エネルギーを発生させる閉回路を含む。一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心を囲む原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部容積、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これらの配管類は蒸気発生器およびポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器と接続する蒸気発生器、ポンプおよび配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。

説明の目的のために、図４は炉心４４を包む蓋体４２を備えたほぼ円筒形の原子炉圧力容器４０を有する原子炉一次系を簡略化して示す。水のような液状原子炉冷却材がポンプ４６によって容器４０内へ圧入され、炉心４４を通過する間に熱エネルギーが吸収され、一般的に蒸気発生器と呼ぶ熱交換器４８へ放出される。この蒸気発生器では、熱が、蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示しない）へ転送される。次いで、原子炉冷却材はポンプ４６へ還流することで一次ループが完成する。典型的には、複数の上述した蒸気ループが原子炉冷却材配管５０を介して単一の原子炉容器４０と接続する。

本発明を組み込んだ設計の原子炉を図５に例示する。複数の、互いに平行で、垂直に延びる燃料集合体８０から成る炉心４４だけでなく、説明の目的で、その他の容器内部構造も下部炉心構造物５２と、上部炉心構造物５４とに区分することができる。従来設計では、下部炉心構造物の機能は炉心コンポーネントおよび計装体を支持し、整合させ、案内するとともに、容器内の流れ方向を決定することにある。上部炉心構造物５４は燃料集合体８０（簡略化のため２つだけ図示する）を拘束する、または燃料集合体の二次的拘束手段を提供するとともに、計装体および例えば、制御棒５６のようなコンポーネントを支持し案内する。図５に例示する原子炉の場合、冷却材は１つまたは２つ以上の入口ノズルから容器４０に流入し、容器４０と炉心槽６０の間に画定される環状部を流下し、下部原子炉容器プレナム６１において１８０°方向変換し、燃料集合体８０が着座する下部支持板および下部炉心板６４を上向きに貫流し、集合体の中および周りを流動する。下部支持板６２および下部炉心板６４の代わりに、６２と同じ位置に単一構造、即ち、下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心４４を出た冷却材は上部炉心板６６の下側に沿って流動し、上部炉心板６６の複数の細孔６８を通って上昇する。次いで、冷却材は１つまたは２つ以上の出口ノズル７０に向かって上方および半径方向へ流動する。

上部炉心構造物５４は容器４０または容器蓋体４２から支持することができ、上部支持集合体７２を含む。荷重は主として複数の支柱７４により上部支持集合体７２と上部炉心板６６の間で伝達される。各支柱は特定の燃料集合体８０および上部炉心板６６の細孔６８の上方で一直線に延びている。

駆動シャフト７６及び中性子毒物棒のスパイダ集合体７８を含み、直線的に移動可能な制御棒５６は上部炉心構造物５４を貫通する制御棒案内管７９によって案内され、この制御棒と整列関係にある燃料集合体８０内に進入する。

図６は、一括して参照番号８０を付した典型的な燃料集合体を上下方向に短縮した形で立面図で示す。燃料集合体８０は加圧水型原子炉に用いられるタイプであり、下部ノズル８２を下端に含む骨格構造を有する。下部ノズル８２は、原子炉の炉心領域において下部炉心支持板６４の上に燃料集合体８０を支持する。下部ノズル８２に加えて、燃料集合体８０の骨格構造は、上部ノズル８４をその上端に含むとともに、多数の案内管又はシンブル８６を含む。案内シンブルは、下部ノズル８２と、上部ノズル８４との間で長手方向に延び、両端においてそれらに堅固に取り付けられている。

燃料集合体８０は更に、軸方向に離隔し案内シンブル８６（案内管とも呼ぶ）に取り付けられた複数の横方向格子８８と、格子８８によって整然と横方向に離隔支持された細長い燃料棒９０の配列と含む。図６からは分からないが、格子８８は従来のように、卵箱パターンを形成するように相互に差し込まれた直交ストラップから成り、４つのストラップの隣接界面がほぼ方形の支持セルを画定する。燃料棒９０は支持セルを貫き、横方向に離隔した関係で支持される、多くの従来設計において、支持セルを形成するストラップの対向壁には、ばね及びディンプルが打抜き加工により形成されている。ばね及びディンプルは支持セルの半径方向内方に延びてそれらの間に燃料棒を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力をかけて燃料棒を定位置に保持する。更に、集合体８０は、その中心に配置され、下部ノズル８２と、上部ノズル８４との間を延びて、これらノズルに取り付けられた計装管９２を有する。このような部品の配置構成により、燃料集合体８０は、集合体の部品を損傷することなく簡便に扱うことができる一体的な装置を形成する。

上述したように、集合体８０中に配列されている燃料棒９０は燃料集合体の全長に沿って離隔された格子８８によって互いに離隔関係に保持されている。それぞれの燃料棒９０は複数の原子燃料ペレット９４を含み、その両端を上下の端栓９６、９８が閉鎖している。上部端栓９６と、積重ねたペレットの頂部との間にプレナム・スプリング１００が介在し、燃料ペレット９４を積重ねた状態に維持する。核分裂物質から成る燃料ペレット９４は原子炉の反応エネルギーを発生させるもとである。ペレットを囲む被覆は、核分裂の副生成物が冷却材に入って原子炉システムを汚染するのを防ぐバリアとして機能する。

核分裂プロセスを制御するため、多数の制御棒５６は燃料集合体８０の所定位置に配置された案内シンブル８６内を往復運動することができる。具体的には、上部ノズル８４より上方に位置する棒クラスタ制御機構（スパイダ集合体とも呼ぶ）７８が制御棒５６を支持する。制御機構は雌ねじを有する円筒形ハブ部材１０２と、複数の半径方向に延びる鉤又はアーム１０４とを有し、制御棒５６が図５に関して上述したスパイダ集合体７８を形成する。各アーム１０４は制御棒５６に相互接続されているため、制御棒機構７８は制御棒を案内シンブル８６内で上下方向に移動させるように動作可能である。制御棒ハブ１０２に結合された制御棒駆動シャフト７６（図５に示す）の原動力により燃料集合体８０の核分裂プロセスが制御されるが、これらは全て周知の態様で行われる。

上述のように、ＡＰ１０００型原子力プラントにおける炉内監視のためのアクセスは原子炉容器の最上部を介して行われるが、これは、固定型炉内検出器のケーブルを容器の底部から燃料集合体下部ノズルを介して燃料集合体計装シンブル内へケーブルを送り込んでいた前の設計からは有意な転換である。こうした設計の変更は、燃料交換の際、従来型炉内監視用ケーブルであれば、燃料にアクセスする前にすべてのケーブルを取り外さなければならないことを意味する。本発明は、炉心から外部に延びる係留手段を全く使用せずに、燃料集合体の計装シンブル内に全体が収納され、ケーブルを取り外したり再接続したりする費用と時間のかかるステップを経ることなく燃料へのアクセスを可能にする、無線炉内モニタを提供する。本発明によれば、図７においてブロック図で示す炉内計装シンブル集合体は、固定型炉内中性子検出器の他に、内蔵型電源及び無線送信回路を含む。送信回路内において、中性子検出器の出力電流が増幅器１１２に直接送られるため、ケーブルで繋ぐ問題はない。増幅器１１２内には、真空マイクロエレクトロニクスデバイスを用いて１つ以上の増幅段が設けられる。増幅器に対数応答特性を与えて、電子機器が起動から出力全開まで中性子束に追従できるようにするために、真空ダイオードを増幅器の格子回路に設けるのが好ましい。増幅された信号は、次いで電流−電圧変換器１１４に送られる。電流−電圧変換器１１４の出力電圧は、電圧入力を周波数出力に変換する電圧制御型発振器１１８の入力として用いられる。中性子束が変化すると、電圧制御型発振器の電圧入力が変化し、これが出力周波数を変化させる。電圧制御型発振器１１８には真空マイクロエレクトロニクス・リアクタンス管を用いてもよい。このような構成は、中性子検出器１０により監視される中性子束と、電圧制御型発振器１１８の出力周波数との間において正確な相関関係を与える。その出力は次いで増幅器１２０により増幅され、増幅器１２０の出力は炉内計装シンブル集合体１６内の無線送信器１２２に送られる。炉内計装シンブル集合体１６は、中性子検出器と、電源と、送信回路とを収納する単一ユニットとして構成するか、例えば内蔵型電源、中性子検出器、及び送信回路をそれぞれモジュラーユニットとして構成してもよい。

信号を送信する電気的ハードウェアための主要な電力源は、図８に例示する電源の一部として示される充電可能な電池１３２である。電池１３２のチャージは、電源１３０内に含まれる専用の電源自己給電型検出器要素１３４が発生させる電力を使用することにより維持されるので、原子炉内の放射線は、電池１３２を充電状態に保つ、その装置にとっての究極の電源である。電源が自己給電式である検出器１３４は調整回路１３６を介して電池１３２に接続され、電池は続いて、図２Ａ，２Ｂ及び２Ｃについて説明したように、炉心を監視する固定型炉内検出器から受信した信号を送信する信号送信回路１３８に接続される。内蔵型電源は、米国特許出願第 号（代理人整理番号NSD2010-006）に詳細に説明されている。

図９は、本発明により構成された自己給電型の無線炉内検出器計装炉心出力分布測定システムを示す概略配置図である。図９に示す配置図は、検出器要素の電気コネクタが無線送信信号の受信器により近くなるように炉内計装シンブル集合体が１８０°回転されている点と、無線送信器及び受信器１２２、１２４、１３８、１１６がケーブルに、また、格納容器２８の外側に配置されたＳＰＤ信号処理システム１０８及び炉心出口熱電対信号処理システムがそれぞれ格納容器内の電子機器２６及び３２に取って代わっている点とを除き、従来型炉内監視システムにつき図３に示した配置図と一致している。他のすべての点において、両システムは同じである。

また、図９からも分かるように、炉内計装シンブル集合体１６の無線送信器１２２からの信号は、原子炉容器蓋体４２の下面上にあって、原子炉蓋体４２上の無線受信器と再送信器の組み合わせ１３８と通信するアンテナ１２４が受信する。このようにすると、原子炉蓋体４２を取り外して、炉内計装体に妨げられることなく燃料集合体にアクセスすることが可能となる。原子炉容器上への送信アンテナの設置は原子炉の設計に依るが、その意図は、原子炉容器に極めて近いところで、燃料集合体へのアクセスを妨げないであろう場所から送信を行うことである。中性子信号は次いで再送信回路１３８によって格納容器の外壁に近い受信器１１６に送信される。受信器と再送信器との組み合わせ１３８は、原子炉容器に極めて近い所に位置することから、同様に真空マイクロエレクトロニクス素子から構成する必要があるが、受信器１１６と処理回路１０６及び１０８とは従来のソリッドステートコンポーネントにより構成することが可能であり、格納容器の内部で原子炉容器から離れたところ、あるいは格納容器の外側に位置させてもよい。このように、本発明は炉内検出器信号の送信および燃料交換作業を大幅に単純化する。

本発明を特定の実施形態につき詳細に説明したが、当業者には、開示内容の全体的な教示に照らして、それらの詳細の種々の変形及び代替案を作成することができることがわかるであろう。したがって、開示されている特定の実施形態は、例示的であると意図するに過ぎず本発明の範囲を限定するものではなく、その範囲は添付の特許請求の範囲ならびにそのあらゆる均等物の全幅を与えられるべきである。

Claims (20)

1. 炉内核計装シンブル集合体（１６）を含む原子炉炉内検出器システムであって、
   原子炉炉心（４４）の状態を示す原子炉炉心パラメータを監視し、前記監視パラメータを表す電気出力を提供する自己給電型の固定型炉内検出器（１０）と、
   前記電気出力を受信するように接続された無線送信器（１２２）と、
   より成り、
   前記炉内核計装シンブル集合体（１６）はほぼ全体が原子燃料集合体（８０）内の計装シンブル（９２）の内部に収納され、前記炉内検出器システムが位置する原子炉容器（４０）の内部で、前記計装シンブルの外側には、炉内検出器の配線が全く存在しないことを特徴とする、原子炉炉内検出器システム。
2. 前記無線送信器（１２２）が多数の電子コンポーネントより成り、前記電子コンポーネントのうちの少なくとも１つが真空マイクロエレクトロニクスデバイスであることを特徴とする、請求項１に記載の原子炉炉内検出器システム。
3. 前記真空マイクロエレクトロニクスデバイスが、前記自己給電型の固定型炉内検出器（１０）の前記電気出力に接続され、ほぼ対数の応答特性を有する増幅器（１１２）の格子回路に設置された真空ダイオードであるため、前記電子コンポーネントは、前記炉内検出器システムが位置する原子炉（４４）の起動から出力全開まで監視された前記中性子束に追従できることを特徴とする、請求項２に記載の原子炉炉内検出器システム。
4. 前記電子コンポーネントは、前記増幅器（１１２）に加えて、電流−電圧変換器（１１４）及び電圧制御型発振器（１１８）を含み、前記増幅器の出力が前記電流−電圧変換器の入力に接続され、前記電流−電圧変換器の出力が前記電圧制御型発振器の入力に接続され、前記電圧制御型発振器が前記入力の電圧に比例する周波数出力を提供するため、前記増幅器に接続された前記監視パラメータを表す前記電気出力である電流が対応する周波数に変換され、前記無線送信器が前記対応する周波数を無線送信できることを特徴とする、請求項３に記載の原子炉炉内検出器システム。
5. 前記電圧制御型発振器（１１８）がマイクロエレクトロニクス・リアクタンス管より成ることを特徴とする、請求項４に記載の原子炉炉内検出器システム。
6. 前記電子コンポーネントが、前記自己給電型の固定型炉内検出器（１０）の前記電気出力に接続された第１の増幅器（１１２）の入力と、前記増幅器の出力に接続された電流−電圧変換器（１１４）の入力と、前記電流−電圧変換器の出力に接続された電圧制御型発振器（１１８）の入力と、前記電圧制御型発振器の出力に接続された第２の増幅器（１２０）の入力と、前記第２の増幅器の出力に接続されて前記第２の増幅器の前記出力を無線送信する無線送信回路（１２２）と、より成ることを特徴とする、請求項２に記載の原子炉炉内検出器システム。
7. 無線受信回路（１１６）と、前記原子炉容器（４０）から離れて設置するよう設計され、実質的に従来のソリッドステートコンポーネントを含む信号調整コンポーネント（１０６，１０８）とを含むことを特徴とする、請求項２に記載の原子炉炉内検出器システム。
8. 少なくとも一部が前記原子炉容器（４０）の外側でその近傍に配置され、前記無線送信器から信号を受信する無線受信器（１３８）と、
   前記無線送信器から受信した前記信号を前記原子炉容器から離れた領域へ送信する再送信器と、
   を含むことを特徴とする、請求項２に記載の原子炉炉内検出器システム。
9. 前記再送信器は、前記無線送信器（１２２）から受信した前記信号を、前記無線受信器及び前記再送信器を経て前記原子炉容器から離れた処理回路（１０６，１０８）へと伝達する第２の無線受信器（１１６）に送信する第２の無線送信回路（１３８）であることを特徴とする、請求項８に記載の原子炉炉内検出器システム。
10. 前記第２の無線受信器（１１６）が、前記炉内検出器システムが配置された原子炉出力施設を遮蔽する格納容器壁（２８）の近くに位置することを特徴とする、請求項９に記載の原子炉炉内検出器システム。
11. 上部ノズル（８４）及び下部ノズル（８２）と、前記上部ノズルと前記下部ノズルとの間に延びて前記上部ノズル及び前記下部ノズルに実質的に接続された複数のシンブル管（８６）とを有する原子燃料集合体（８０）であって、
    前記シンブル管のうち少なくとも１つが固定型炉内検出器システムを収納する計装シンブル（９２）より成り、
    前記固定型炉内検出器システムが、
    原子炉炉心（４４）の状態を示す原子炉炉心パラメータを監視し、監視された前記パラメータを表す電気出力を提供する自己給電型の固定型炉内検出器（１０）と、
    前記電気出力を受信するように接続された無線送信器（１２２）と、
    より成り、
    前記炉内核計装シンブル集合体（１６）はほぼ全体が原子燃料集合体（８０）内の計装シンブル（９２）の内部に収納され、前記炉内検出器が位置する原子炉容器（４０）の内部で、前記計装シンブルの外側には、炉内検出器の配線が全く存在しないことを特徴とする、原子燃料集合体。
12. 前記無線送信器（１２２）が多数の電子コンポーネントより成り、前記電子コンポーネントのうちの少なくとも１つが真空マイクロエレクトロニクスデバイスであることを特徴とする、請求項１１に記載の原子炉炉内検出器システム。
13. 前記真空マイクロエレクトロニクスデバイスが、前記自己給電型の固定型炉内検出器（１０）の前記電気出力に接続され、ほぼ対数の応答特性を有する増幅器（１１２）の格子回路に設置された真空ダイオードであるため、前記電子コンポーネントは、前記炉内検出器システムが位置する原子炉（４４）の起動から出力全開まで監視された前記中性子束に追従できることを特徴とする、請求項１２に記載の原子炉炉内検出器システム。
14. 前記電子コンポーネントは、前記増幅器（１１２）に加えて、電流−電圧変換器（１１４）及び電圧制御型発振器（１１８）を含み、前記増幅器の出力が前記電流−電圧変換器の入力に接続され、前記電流−電圧変換器の出力が前記電圧制御型発振器の入力に接続され、前記電圧制御型発振器が前記入力の電圧に比例する周波数出力を提供するため、前記増幅器に接続された前記監視パラメータを表す前記電気出力である電流が対応する周波数に変換され、前記無線送信器が前記対応する周波数を無線送信できることを特徴とする、請求項１３に記載の原子炉炉内検出器システム。
15. 前記電圧制御型発振器（１１８）がマイクロエレクトロニクス・リアクタンス管より成ることを特徴とする、請求項１４に記載の原子炉炉内検出器システム。
16. 前記電子コンポーネントが、前記自己給電型の固定型炉内検出器（１０）の前記電気出力に接続された第１の増幅器（１１２）の入力と、前記増幅器の出力に接続された電流−電圧変換器（１１４）の入力と、前記電流−電圧変換器の出力に接続された電圧制御型発振器（１１８）の入力と、前記電圧制御型発振器の出力に接続された第２の増幅器（１２０）の入力と、前記第２の増幅器の出力に接続されて前記第２の増幅器の前記出力を無線送信する無線送信回路（１２２）と、より成ることを特徴とする、請求項１２に記載の原子炉炉内検出器システム。
17. 無線受信回路（１１６）と、前記原子炉容器（４０）から離れて設置するよう設計され、実質的に従来のソリッドステートコンポーネントを含む信号調整コンポーネント（１０６，１０８）とを含むことを特徴とする、請求項１２に記載の原子炉炉内検出器システム。
18. 少なくとも一部が前記原子炉容器（４０）の外側でその近傍に配置され、前記無線送信器から信号を受信する無線受信器（１３８）と、
    前記無線送信器から受信した前記信号を前記原子炉容器から離れた領域へ送信する再送信器と、
    を含むことを特徴とする、請求項１２に記載の原子炉炉内検出器システム。
19. 前記再送信器は、前記無線送信器（１２２）から受信した前記信号を、前記無線受信器及び前記再送信器を経て前記原子炉容器から離れた処理回路（１０６，１０８）へと伝達する第２の無線受信器（１１６）に送信する第２の無線送信回路（１３８）であることを特徴とする、請求項１８に記載の原子炉炉内検出器システム。
20. 前記第２の無線受信器（１１６）が、前記炉内検出器システムが配置された原子炉出力施設を遮蔽する格納容器壁（２８）の近くに位置することを特徴とする、請求項１９に記載の原子炉炉内検出器システム。

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