JP2016194422A - 非常時における原子炉内温度測定方法及び溶融状態検出方法並びにこれらの装置 - Google Patents

非常時における原子炉内温度測定方法及び溶融状態検出方法並びにこれらの装置 Download PDF

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Abstract

【課題】原子炉が外部電源を喪失し、非常用電源も使用不可能となる等の非常時においても原子炉の温度の測定又は溶融状態の検出を確実にできる方法及びその装置を提供する。【解決手段】原子炉に設けた中性子検出器鞘管３９内に、回線４０に間隔を開けて、相互に融点の異なる複数の金属４１ａ〜４１ｄを、上から融点の低い順に接続した温度感知回線を前記中性子検出器鞘管３９の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管３９の下端から前記温度感知回線を導出させて、ＴＤＲ計測器４３に接続し、前記ＴＤＲ計測器４３からパルス波を発信し、前記金属４１ａ〜４１ｄの溶融によって切断された温度感知回線箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から切断箇所までの距離を算出し、当該距離にある金属の融点から原子炉内の温度及び溶融状態を検出する。【選択図】 図１

Description

この発明は、沸騰水型原子炉において、外部電源を喪失し、非常用電源も使用不可能となり、更に、海水冷却機能が失われるような非常時において、原子炉内の水温乃至温度を測定する方法及び原子炉内の溶融状態を検出する方法並びにこれらの方法に使用する装置に関するものである。
沸騰水型原子炉においては、何らかの原因により外部電源が喪失し、非常用電源も使用不可能となり、更に、海水冷却機能が失われた状況においては、原子炉施設の安全確保に必要な機器へ直流電源から電力を供給し、原子炉の緊急停止を行うとともに炉心を冷却して、原子力プラントを安全な状態に保つことが出来るように構成されている。
在来の原子力プラントは、プラントの通常運転時においては、図９に示すように、原子炉１で発生した蒸気は、主蒸気管２を介してタービン３に送られる。タービン３で仕事をした排気蒸気は復水器４で凝縮され復水となり、復水管を経て復水ポンプ５により昇圧され、給水加熱器６及び給水ヘッダ７を通って、最終的に原子炉１に戻るサイクルを構成している。なお、前記給水ヘッダ７から原子炉１への配管の途中には、給水逆止弁２５及び２６が設けられている。
また、外部電源等を喪失した場合には、原子炉は自動停止し、原子炉１とタービン３を離隔する。そして、蒸気逃がし安全弁８にて蒸気圧力を圧力抑制室９に逃がして凝縮させるとともに、蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系のタービン１０にてポンプ１１を作動させ、前記圧力抑制室９又は復水貯蔵タンク１２の水を原子炉１に注水している。この状況は１０時間以上維持され、事故時には最長で３日間の運転が維持できた実績がある。
また、この原子炉内の温度検出に関しては種々の方法や装置がある。特許文献１のものは、原子炉容器外で超音波の発受信を行う超音波センサを導波管の上部に取着し、この導波管の下部を原子炉容器内の液体（冷却材）中に浸漬し、当該導波管は底部に開口を有し、下部側面に小孔を有しており、当該導波管内に前記超音波センサから超音波を発信すると、液体の温度に依存する音波伝達時間を温度信号処理回路で処理して前記液体（冷却材）の温度を測定するものである。
特開平７−１４００１８号公報
しかしながら前記特許文献１のものは、外部から原子炉容器内に導波管を挿入して、冷却材に浸漬するため、原子炉容器の遮蔽プラグ（蓋体）に穴を開け、導波管の下部を原子炉容器内に挿入し、当該挿入箇所を密閉しなければならず、温度計測装置の組み立てに手間がかかるものである。
また、外部電源を喪失し、非常用電源も使用不可能となり、更に、海水冷却機能が失われるような非常時には温度測定ができない恐れがある。また、この様な非常状態が長く続くと、原子炉内の冷却水がなくなり、この状態では特許文献１のものは計測不可能となる。そして冷却水がなくなると、原子炉内の温度は上昇し、ついには炉心内部が溶融してくる。しかしながら、この様な原子炉内の溶融状態を簡単に外部から検出する手段はないのが現状である。
そこで、この発明は、これらの従来技術に鑑み、原子炉が外部電源を喪失し、非常用電源も使用不可能となり、更に、海水冷却機能が失われる等の非常時においても、既存の構成を変えることなく、簡単かつ確実に原子炉内の水温乃至温度を測定する方法及び原子炉内の溶融状態を検出する方法並びにこれらの装置を提供するものである。
請求項１の発明は、電源喪失等の非常時に原子炉内の温度を計測する方法において、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、上端にＫ型熱電対を設けた回線から成る熱電対回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記熱電対回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けた温度計測器に接続し、前記熱電対回線に生じた起電力の値に応じて前記温度計測器により原子炉内の水温乃至温度を計測する、非常時における原子炉内の温度測定方法とした。
また、請求項２発明は、電源喪失等の非常時に原子炉内の温度を計測する又は溶融状態を検出する方法において、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、回線に間隔を開けて、相互に融点の異なる複数の金属を、上から融点の低い順に接続した温度感知回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記温度感知回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記金属の溶融によって切断された回線箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から回線の切断箇所までの距離を算出し、当該距離に応じた金属の溶融温度から原子炉内の温度又は溶融状態を検出する、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出方法とした。
また、請求項３の発明は、電源喪失等の非常時に原子炉内の温度を計測する又は溶融状態を検出する方法において、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、回線に間隔を開けて、相互に融点の異なる複数の金属を、上から融点の低い順に接続した温度感知回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記温度感知回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、当該波形をＴＤＲ計測器のオシロスコープで表示し、前記金属の溶融によって切断された回線箇所で前記波形が変形することにより、当該変形箇所から前記金属を特定し、当該金属の溶融温度から原子炉内の温度又は溶融状態を検出する、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出方法とした。
また、請求項４の発明は、電源喪失等の非常時に原子炉内の溶融状態を検出する方法において、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、鋼管又はケーブルを前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、前記原子炉の外部に導出させた前記中性子検出器鞘管の下端から前記鋼管又はケーブルを導出させて、当該鋼管又はケーブル端に接続した同軸線を原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって電気的に短絡または切断した箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から鋼管又はケーブルの切断箇所までの距離を算出し、当該距離から原子炉内の溶融状態を検出する、非常時における原子炉内の溶融状態検出方法とした。
また、請求項５の発明は、電源喪失等の非常時に原子炉内の溶融状態を検出する方法において、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、鋼管又はケーブルを前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、前記原子炉の外部に導出させた前記中性子検出器鞘管の下端から前記鋼管又はケーブルを導出させて、当該鋼管又はケーブル端に接続した同軸線を原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、当該波形を前記ＴＤＲ計測器のオシロスコープで表示し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって電気的に短絡または切断した箇所で前記波形が変形することにより当該変形箇所から原子炉内の溶融状態を検出する、非常時における原子炉内の溶融状態検出方法とした。
また、請求項６の発明は、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、上端にＫ型熱電対を設けた回線から成る熱電対回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記熱電対回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けた温度検出器に接続し、前記熱電対の回線に生じた起電力の値に応じて前記温度検出器により原子炉内の水温乃至温度を計測できる構成とした、非常時における原子炉内の温度測定装置とした。
また、請求項７の発明は、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、回線に間隔を開けて、相互に融点の異なる複数の金属を、上から融点の低い順に接続した温度感知回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記温度感知回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記金属の溶融によって切断された温度感知回線箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から前記温度感知回線の切断箇所までの距離を算出し、当該距離に応じた金属の溶融温度から原子炉内の温度及び溶融状態を検出する、又は前記ＴＤＲ計測器に設けたオシロスコープに前記パルス波形を表示し、前記温度感知回線の切断箇所で前記波形が変化することにより、当該変形箇所から前記金属を特定し、当該金属の溶融温度から原子炉内の温度及び溶融状態を検出できる構成とした、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出装置とした。
また、請求項８の発明は、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、鋼管又はケーブルを前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、前記原子炉の外部に導出させた前記中性子検出器鞘管の下端から前記鋼管又はケーブルを導出させて、当該鋼管又はケーブル端に接続した同軸線を原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって電気的に短絡または切断した箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から鋼管又はケーブルの切断箇所までの距離を算出し、当該距離から原子炉内の溶融状態を検出できる、又は前記ＴＤＲ計測器のオシロスコープで前記パルス波を表示し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって切断された箇所で前記波形が変形することにより、当該変形箇所から原子炉内の溶融状態を検出できる構成とした、非常時における原子炉内の溶融状態検出装置とした。
また、請求項９の発明は、請求項６に記載の装置と請求項７に記載の装置及び請求項８に記載の装置のいずれか２つを組み合わせた、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出装置とした。
また、請求項１０の発明は、請求項６に記載の装置、請求項７に記載の装置及び請求項８に記載の装置を組み合わせた、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出装置とした。
また、請求項１１の発明は、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、芯線と、当該芯線外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シースと当該内シースの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シースとから成る導体が３重のＭＩケーブルを、前記中性子検出器鞘管の上部まで延設し、当該ＭＩケーブルの頂部で、芯線と外シースとを電気的に接続し、また、内シースと前記中性子検出器鞘管を電気的に接続し、原子炉の外側に伸びた前記中性子検出器鞘管の下端で前記芯線と内シースに、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器からのプラス、マイナスの各リード線を夫々接続し、前記中性子検出器鞘管の長手方向に沿った外周に間隔をあけて多数の貫通孔を開け、かつ、前記中性子検出器鞘管の前記貫通孔より下方の下端部で、前記ＭＩケーブルの外周と中性子検出器鞘管の内周の間を塞ぐ隔壁を設け、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を流し、原子炉内の前記中性子検出器鞘管内の水面で反射して、前記ＴＤＲ計測器まで前記パルス波が戻る時間を計測して、当該時間により原子炉内の水位を計測できる構成とした、非常時における原子炉の水位計測装置及び請求項６〜８の装置を具備する、非常時における原子炉内の温度測定装置及び溶融状態検出装置とした。
請求項１２の発明は、請求項６の熱電対回線、請求項７の温度感知回線及び請求項８の鋼管又はケーブルを１本又は複数本の中性子検出器鞘管内に挿入し、これらの中性子検出器鞘管及び請求項１１に記載の水位計測装置の中性子検出器鞘管を複数本原子炉内に配置した、原子炉内の温度測定装置及び溶融状態検出装置とした。
請求項１及び請求項６の各発明によれば、外部電源を喪失し、かつ非常用電源も使用不可能な状況でも、原子炉内の中性子検出器鞘管内に設けた熱電対により原子炉内の水温又は温度を容易かつ正確に測定することができる。また、上記熱電対回線を挿入する中性子検出器鞘管は、元来原子炉内の中性子検出に用いられるものであるが、原子炉内に多数本設けられており、予備のものがある。この発明では、その予備の中性子検出器鞘管を利用して水温又は温度を測定するもので、特別な部材を用いるものではなく、設計を大幅に変更せずに用意することができる。
また、前記Ｋ型熱電対は最高測定温度が１７８０°Ｃであるため、原子炉内の冷却水の温度が上昇し、かつ冷却水の水位が低下乃至無くなっても原子炉内の温度を計測することができる。また、前記Ｋ型熱電対の温度検出器を原子炉格納容器の外に設置し、そこから前記原子炉まで回線（リード線）で接続すれば、安全な場所で、原子炉の水温又は温度を確認できる。しかも、これらの測定には原子炉設備の電源を用いず、離れた場所から別途電源をとることができ、非常時に適している。
また、請求項２、３及び請求項７の各発明によれば、外部電源を喪失し、かつ非常用電源も使用不可能な状況で、原子炉内の冷却水が無くなり、原子炉内の温度が上昇した場合に、前記温度感知回線に接続した金属の溶融を検出し、当該金属の既知の溶融温度により原子炉内の温度を測定又は溶融状態を検出したり、又は前記金属の溶融による切断箇所でＴＤＲ計測器のオシロスコープに表示したパルス波が変形することをとらえて、温度を計測又は溶融状態を検出するため、原子炉内の温度や溶融状態を容易かつ正確に測定又は検出することができる。また、上記温度感知回線を挿入する中性子検出器鞘管は、元来中性子検出に用いられるものであるが、原子炉内に多数本設けられており、予備のものがある。この発明では、その予備の中性子検出器鞘管を利用して水温又は温度を測定するもので、特別な部材を用いるものではなく、設計を大幅に変更せずに用意することができる。
また、前記ＴＤＲ計測器を原子炉格納容器の外に設置し、そこから前記原子炉まで回線（リード線）で接続すれば、安全な場所で、原子炉の水温又は温度を確認できる。しかも、これらの測定には原子炉設備の電源を用いず、離れた場所から別途電源をとることができ、非常時に適している。
また、請求項４、５及び請求項８の各発明によれば、外部電源を喪失し、かつ非常用電源も使用不可能な状況で、原子炉内の冷却水が無くなり、原子炉内の温度が上昇した場合に、原子炉内の部材が溶融するが、その際、中性子検出器鞘管内に設けた鋼管又はケーブルの溶融を、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器のパルス波の反射時間やオシロスコープに表示されたパルス波の、溶融切断による波形の変形により原子炉内の溶融状態を容易かつ正確に検出することができる。
また、前記ＴＤＲ計測器を原子炉格納容器の外に設置し、そこから前記原子炉まで回線（リード線）で接続すれば、安全な場所で、原子炉の水温又は温度を確認できる。しかも、これらの測定には原子炉設備の電源を用いず、離れた場所から別途電源をとることができ、非常時に適している。
また、請求項９の発明によれば、２つの原子炉内の温度測定装置及び溶融状態検出装置を有するため、原子炉内の温度測定又は溶融状態検出を２つの装置を用いて行うことができ、より精度を上げることができる。また、請求項１０の発明によれば、異なる３つの装置で原子炉内の温度測定と溶融状態の検出とが行え、より的確に原子炉内の状況を把握できる。
また、請求項１１の発明によれば、原子炉の非常時において原子炉内の温度及び水位を計測し、かつ原子炉内の冷却水の低下乃至は冷却水がなくなった場合でも、原子炉内の温度、水位及び溶融状態を複合的に検出して、原子炉内の状況が的確に把握でき、当該原子力発電所及び周囲の安全の判断に役立つことができる。
また、請求項１２の発明によれば、前記熱電対による原子炉の温度測定装置、原子炉の水位測定装置、融点の異なる金属による温度測定及び溶融状態検出装置、及び溶融状態検出装置のいずれか又は全部を複数設け、原子炉内の横断面上の複数個所で測定又は検出して、３次元的に温度測定又は溶融状態の検出をすることができ、これらの検出又は検出の精度をより上げることができる。
この発明の実施の形態例１の非常時における原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の概略構成図である。 この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の要部の拡大概略構成図であり、（ａ）図は原子炉の縦断面図、（ｂ）図は炉心の配置横断面図である。 この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の、熱電対による水温又は温度測定装置に用いる中性子検出器鞘管の拡大正面説明図である。 この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の、水位計測装置に用いる中性子検出器鞘管の拡大正面説明図である。 この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の、水位計測装置に用いる中性子検出器鞘管の拡大横断面図である。 この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の、水位計測装置の原理を示す原理図である。 この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の、融点の異なる金属による温度測定及び溶融状態検出装置に用いる中性子検出器鞘管の拡大正面説明図である。 この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の、原子炉の溶融状態を検出する装置に用いる中性子検出器鞘管の拡大正面説明図である。 従来の沸騰型原子炉の概略構成図である。
この発明の実施の形態例１の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置の、熱電対による原子炉の温度測定装置Ａ、原子炉の水位測定装置Ｂ、融点の異なる金属による温度測定及び溶融状態検出装置Ｃ、溶融状態検出装置Ｄ及びこれらの方法を図について説明する。
まず、上記装置Ａ〜Ｄに共通の構造について説明する。図１及び図２において、原子炉１内の炉心２０の上下を支持する格子状の上部炉心格子２１と下部炉心格子２２内に多数組の燃料集合体４８を収納しており、各組の燃料集合体４８の間に制御棒４９が挿入自在に配置されている。また、これらの各組の燃料集合体４８の間に、上部炉心格子２１に上端を支持させ、下端部が原子炉１の底部を貫通した中性子検出器鞘管２３ｂ等が設けられている。そして当該中性子検出器鞘管２３ｂ等は、原子炉１の底部を貫通して原子炉１と一体となった筒状の中性子検出器ハウジング２３ａ等内に挿通され、支持されている。この中性子検出器ハウジング２３ａ及び中性子検出器鞘管２３ｂは、図示は省略したが、小型炉型で１７本から大型炉型では５２本設けられている。このうち、空の中性子検出鞘管２３ｂ等が４本ある。上記装置Ａ〜Ｄはこれらの予備の中性子検出器鞘管２３ｂ等を１本ずつ使用した装置である。
次に、熱電対を用いた原子炉の温度測定装置Ａについて説明する。図３に示すように、このうちの１本の中性子検出鞘管２３ｂにＭＩケーブル２８が挿入されている。このＭＩケーブル２８は、芯線２８ａと、当該芯線２８ａの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シース２８ｂとから成り、当該ＭＩケーブル２８の上端でＫ型熱電対２９が、一方を前記芯線２８ａと他方を前記外シース２８ｂに電気的に接続されて設けられている。
これらのＭＩケーブル２８とＫ型熱電対２９によりにより熱電対回線が形成される。上記Ｋ型熱電対２９の最大測定温度は１７８０°Ｃである。そして、前記中性子検出鞘管２３ｂの下端の前記ＭＩケーブル２８の芯線２８ａと外シース２８ｂとから夫々リード線３０ａ及び３０ｂが導出され、原子炉格納容器外に設置した温度計測器３１に接続されている。また、前記中性子検出器鞘管２３ｂ及びＭＩケーブル２８はＳＵＳ３０４ステンレス鋼で融点１４５０°Ｃまでは形状を保持できる（以下、中性子検出器鞘管及びＭＩケーブルはこれらと同じ）。
そして、この水温又は温度測定装置の温度計測器３１を作動させると前記Ｋ型熱電対２９により起電力が発生するが、当該起電力の値に応じた温度が計測され、原子炉１内に冷却水があれば水温、冷却水がなければ温度を計測することができる。また、上記中性子検出器鞘管２３ｂに挿入する熱電対回線は、上記ＭＩケーブル２８に限定されるものではない。
次に、ＴＤＲ計測器を用いた原子炉の水位測定装置Ｂについて説明する。図４及び図５は原子炉の水位計測装置Ｂに用いる中性子検出器鞘管の拡大正面説明図及び同拡大横断面図、図６は同水位測定装置Ｂの原理図である。図４に示すように、前記予備の４本の中性子検出器鞘管２３ｂ等の内の他の１本の中性子検出鞘管３３に３重のＭＩケーブル３４が挿入されている。また、図示は省略したが、この中性子検出器鞘管３３は前記中性子検出器ハウジング２３ａの内の一つに挿通され、支持されている。
この３重のＭＩケーブル３４は、芯線３４ａと、当該芯線３４ａの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シース３４ｂと、当該内シース３４ｂの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シース３４ｃとから成り、これらの前記各芯線３４ａ、内シース３４ｂ、外シース３４ｃは電気的導体から成る。そしてこのＭＩケーブル３４は、前記中性子検出鞘管３３の下部から挿入されて上部まで伸び、上端で芯線３４ａと外シース３４ｃとが電気的に接続され、内シース３４ｂと前記中性子検出鞘管３３とが電気的に接続されている。
また、前記中性子検出鞘管３３の下端から突出した芯線３４ａ、内シース３４ｂは原子炉格納容器２４の外に設置されたＴＤＲ計測器（タイム・ドメイン・リフレクトメータ）３５から導出した同軸線の芯線３６ａ及びシールド３６ｂと夫々電気的に接続されている。
また、前記中性子検出器鞘管３３の長手方向に沿った外周には間隔をあけて多数の貫通孔３７が設けられている。これらの貫通孔３７により、当該中性子検出鞘管３３内に原子炉１内の水が入り、原子炉１の水位と同じ水位となっている。また、前記中性子検出器鞘管３３の、前記貫通孔３７より下方の下端部で、前記ＭＩケーブル３４の外周と中性子検出器鞘管３３の内周の間を塞ぐ隔壁３８が設けられている。
そして、この装置を用いて電源喪失等の非常時に水位を測定する方法について説明する。
前記ＴＤＲ計測器３５からパルス波を流すと、パルス波は同軸線（芯線）３６ａを経て芯線３４ａを通り、前記中性子検出器鞘管３３の頂部で外シース３４ｃに流れ、中性子検出器鞘管３３内の水面で反射し、中性子検出器鞘管３３の外壁を通って、頂部で中シース３４ｂに流れ、同軸線（シールド）３６ｂを通って前記ＴＤＲ計測器３５に戻る。当該ＴＤＲ計測器３５では、パルス波を発してからその反射波が戻るまでの時間を測定し、当該時間から距離を算出し、原子炉１内の水位を計測する。
次に、融点（溶融温度）の異なる金属を用いた原子炉の温度測定装置Ｃを図７に基づいて説明する。前述の予備の中性子検出器鞘管２３ｂ等の他の１本の中性子検出器鞘管３９内にＭＩケーブル４０が挿入されている。また、図示は省略したが、この中性子検出器鞘管３９は前記中性子検出器ハウジング２３ａの内の一つに挿通され、支持されている。当該ＭＩケーブル４０は芯線４０ａと、当該芯線４０ａの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シース４０ｂとから成る。
そして、当該ＭＩケーブル４０の芯線４０ａに間隔を開けて、融点の異なる金属４１ａ、４１ｂ、４１ｃ、４１ｄを、上から融点の低い順に配置して接続されている。例えば、金属４１ａは亜鉛（溶融温度４１９°Ｃ）、金属４１ｂはマグネシウム（溶融温度６５１°Ｃ）、金属４１ｃはストロンチウム（溶融温度７５７°Ｃ）、金属４１ｄは金（溶融温度１０５３°Ｃ）とする。これらにより温度感知回線が形成されている。なお、上記中性子検出器鞘管３９に挿入する温度感知回線は、上記ＭＩケーブル４０に限定されるものではない。
前記中性子検出器鞘管３９の下端の前記ＭＩケーブル４０の芯線４０ａと外シース４０ｂとから夫々同軸線の芯線４２ａ及びシールド４２ｂが導出され、原子炉格納容器２４外に設置したＴＤＲ計測器４３に接続されている。
そして、原子炉１内の冷却水の水位の低下とともに冷却が保たれない状況に陥った場合には、相当な高温状態が想定されており、やがて炉心溶融に至る。そして、前記金属４１ａ〜４１ｄのいずれかが溶融し、当該溶融箇所で芯線４０ａが切断される。
そこで、前記ＴＤＲ計測器４３からパルス波を発信すると、同軸線（芯線）４２ａから芯線４０ａを通り、外シース４０ｂ、同軸線（シールド）４２ｂを経てＴＤＲ計測器４３に帰ってくる温度感知回線が、金属４１ａ〜４１ｄのいずれかで切断され、そこから反射波が戻ってくる。ＴＤＲ計測器４３では当該反射波の戻り時間を計測し、当該戻り時間から距離を計測し、当該距離から金属４１ａ〜４１ｄの内の金属を特定し、当該金属の既知の溶融温度から原子炉１内の温度を計測する。また、この温度によって原子炉内の溶融状態が検出できる。
また、前記ＴＤＲ計測器４３からパルス波を発信し、当該波形をＴＤＲ計測器４３のオシロスコープ４３ａで表示する。そして、前記金属４１ａ〜４１ｄのいずれかの溶融によって切断された回線箇所で、図１及び図７に示すように、前記波形が変形することにより、当該変形箇所から前記金属４１ａ〜４１ｄのいずれかを特定し、当該金属４１ａ〜４１ｄの既知の融点（溶融温度）から原子炉１内の温度及び溶融状態を検出することもできる。前記波形の変形は、図１及び図７のオシロスコープ４３ａで波形が実線、点線を含めて右上に急に上がっていることで分かる。
次に、原子炉内の溶融状態を検出する、検出装置Ｄを図８に基づいて説明する。前述の予備の中性子検出器鞘管２３ｂ等の他の１本の中性子検出器鞘管４４内にＭＩケーブル４５が挿入されている。また、図示は省略したが、この中性子検出器鞘管４４は前記中性子検出器ハウジング２３ａの内の一つに挿通され、支持されている。当該ＭＩケーブル４５は芯線４５ａと、当該芯線４５ａの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シース４５ｂとから成る。前記芯線４５ａと外シース４５ｂとは、ＭＩケーブル４５の上端で電気的に接続されている。なお、上記中性子検出器鞘管４４に挿入する回線は、上記ＭＩケーブル４５に限定されるものではない。
また、前記中性子検出器鞘管４４の下端のＭＩケーブル４５の芯線４５ａと外シース４５ｂとから夫々同軸線の芯線４６ａ及び同軸線のシールド４６ｂが導出され、原子炉格納容器２４外に設置したＴＤＲ計測器４７に接続されている。
そして、原子炉１内の冷却水が無くなり、温度がさらに上昇すると炉心溶融が生じる。当該装置Ｄでは、ＴＤＲ計測器４７からパルス波を発信すると、同軸線（芯線）４６ａから芯線４５ａを通り、外シース４５ｂ、同軸線（シールド）４６ｂを経てＴＤＲ計測器４７に帰ってくる回線が形成されているが、原子炉１内の温度が上記１７８０°Ｃを超えると、当該中性子検出器鞘管４４が溶け出し、ＭＩケーブル４５が溶け出す。すると溶融した箇所からパルス波が反射し、当該反射波がＴＤＲ計測器４７に戻り、当該戻り時間から、距離を計測し、当該距離から溶融箇所等が分かり、溶融状態を検出することができる。
これはまた、前記ＴＤＲ計測器４７からパルス波を発信し、当該波形を、図１及び図８に示すように、前記ＴＤＲ計測器４７のオシロスコープ４７ａで表示し、温度の上昇により前記ＭＩケーブル４５が溶融することによって電気的に短絡または切断された箇所で前記波形が変形する。これにより当該変形箇所から原子炉内の溶融状態を検出することもできる。前記波形の変形は、図１及び図８のオシロスコープ４７ａでは波形が点線のように途中で急に降下している部分が溶融で短くなることで分かる。
このように、この発明の原子炉の温度測定装置及び溶融状態の検出装置によれば、原子炉の非常時において、原子炉内の温度及び水位を計測し、かつ原子炉内の冷却水の低下乃至は冷却水がなくなった場合でも、原子炉内の温度及び溶融状態を正確に検出することができる。
なお、上記実施の形態例１では、熱電対による原子炉の温度測定装置Ａ、原子炉の水位測定装置Ｂ、融点の異なる金属による温度測定及び溶融状態検出装置Ｃ、溶融状態検出装置Ｄを具備したものとしたが、この発明では、熱電対による原子炉の温度測定装置Ａ、原子炉の水位測定装置Ｂ、融点の異なる金属による温度測定及び溶融状態検出装置Ｃ、及び溶融状態検出装置Ｄのいずれか１つ又は複数の装置を具備したものでも良い。
また、前記熱電対による原子炉の温度測定装置Ａ、原子炉の水位測定装置Ｂ、融点の異なる金属による温度測定及び溶融状態検出装置Ｃ、及び溶融状態検出装置Ｄにおいて、夫々別の中性子検出器鞘管２３ｂ等を用いたが、前記複数の装置Ａ、Ｃ、Ｄの各ＭＩケーブルを１本の中性子検出器鞘管２３ｂ等に挿入することもできる。そして前記熱電対による原子炉の温度測定装置Ａ、原子炉の水位測定装置Ｂ、融点の異なる金属による温度測定及び溶融状態検出装置Ｃ、及び溶融状態検出装置Ｄのいずれか又は全部を複数設け、原子炉１内の横断面上の複数個所で測定又は検出して、３次元的に温度測定又は溶融状態の検出をすることができ、より精度を上げることができる。
１ 原子炉 ２ 主蒸気管
３ タービン ４ 復水器
５ 復水ポンプ ６ 給水加熱器
７ 給水ヘッダ ８ 蒸気逃がし安全弁
９ 圧力抑制室 １０ 蒸気タービン
１１ ポンプ １２ 復水貯蔵タンク
１３ 計器 １４ 計装配管
２０ 炉心 ２１ 上部炉心格子
２２ 下部炉心格子 ２３ａ 中性子検出器ハウジング
２３ｂ 中性子検出器鞘管
２４ 原子炉格納容器 ２５ 給水逆止弁
２６ 給水逆止弁 ２８ ＭＩケーブル
２８ａ 芯線 ２８ｂ 外シース
２９ 熱電対 ３０ａ リード線
３０ｂ リード線 ３１ 温度計測器
３２ 過流逆止弁 ３３ 中性子検出器鞘管
３４ ３重のＭＩケーブル ３４ａ 芯線
３４ｂ 内シース ３４ｃ 外シース
３５ ＴＤＲ計測器 ３６ａ 同軸線（芯線）
３６ｂ 同軸線（シールド） ３７ 貫通孔
３８ 隔壁 ３９ 中性子検出器鞘管
４０ ＭＩケーブル ４０ａ 芯線
４０ｂ 外シース ４１ａ 亜鉛
４１ｂ マグネシウム ４１ｃ ストロンチウム
４１ｄ 金 ４２ａ 同軸線（芯線）
４２ｂ 同軸線（シールド） ４３ ＴＤＲ計測器
４３ａ オシロスコープ ４４ 中性子検出器鞘管
４５ ＭＩケーブル ４５ａ 芯線
４５ｂ 外シース ４６ａ 同軸線（芯線）
４６ｂ 同軸線（シールド） ４７ ＴＤＲ計測器
４７ａ オシロスコープ ４８ 燃料集合体
４９ 制御棒

Claims (12)

  1. 電源喪失等の非常時に原子炉内の温度を計測する方法において、
    原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、上端にＫ型熱電対を設けた回線から成る熱電対回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記熱電対回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けた温度計測器に接続し、
    前記熱電対回線に生じた起電力の値に応じて前記温度計測器により原子炉内の水温乃至温度を計測することを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定方法。
  2. 電源喪失等の非常時に原子炉内の温度を計測する又は溶融状態を検出する方法において、
    原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、回線に間隔を開けて、相互に融点の異なる複数の金属を、上から融点の低い順に接続した温度感知回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記温度感知回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、
    前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記金属の溶融によって切断された回線箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から回線の切断箇所までの距離を算出し、当該距離に応じた金属の溶融温度から原子炉内の温度又は溶融状態を検出することを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出方法。
  3. 電源喪失等の非常時に原子炉内の温度を計測する又は溶融状態を検出する方法において、
    原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、回線に間隔を開けて、相互に融点の異なる複数の金属を、上から融点の低い順に接続した温度感知回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記温度感知回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、
    前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、当該波形をＴＤＲ計測器のオシロスコープで表示し、前記金属の溶融によって切断された回線箇所で前記波形が変形することにより、当該変形箇所から前記金属を特定し、当該金属の溶融温度から原子炉内の温度又は溶融状態を検出することを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出方法。
  4. 電源喪失等の非常時に原子炉内の溶融状態を検出する方法において、
    原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、鋼管又はケーブルを前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、前記原子炉の外部に導出させた前記中性子検出器鞘管の下端から前記鋼管又はケーブルを導出させて、当該鋼管又はケーブル端に接続した同軸線を原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、
    前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって電気的に短絡または切断された箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から鋼管又はケーブルの電気的に短絡または切断された箇所までの距離を算出し、当該距離から原子炉内の溶融状態を検出することを特徴とする、非常時における原子炉内の溶融状態検出方法。
  5. 電源喪失等の非常時に原子炉内の溶融状態を検出する方法において、
    原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、鋼管又はケーブルを前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、前記原子炉の外部に導出させた前記中性子検出器鞘管の下端から前記鋼管又はケーブルを導出させて、当該鋼管又はケーブル端に接続した同軸線を原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、
    前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、当該波形を前記ＴＤＲ計測器のオシロスコープで表示し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって電気的に短絡または切断された箇所で前記波形が変形することにより当該変形箇所から原子炉内の溶融状態を検出することを特徴とする、非常時における原子炉内の溶融状態検出方法。
  6. 原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、上端にＫ型熱電対を設けた回線から成る熱電対回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記熱電対回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けた温度検出器に接続し、
    前記熱電対の回線に生じた起電力の値に応じて前記温度検出器により原子炉内の水温乃至温度を計測できる構成としたことを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定装置。
  7. 原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、回線に間隔を開けて、相互に融点の異なる複数の金属を、上から融点の低い順に接続した温度感知回線を前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、当該原子炉の外側に導出した前記中性子検出器鞘管の下端から前記温度感知回線を導出させて、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、
    前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記金属の溶融によって切断された温度感知回線箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から前記温度感知回線の切断箇所までの距離を算出し、当該距離に応じた金属の溶融温度から原子炉内の温度及び溶融状態を検出する、
    又は前記ＴＤＲ計測器に設けたオシロスコープに前記パルス波形を表示し、前記温度感知回線の切断箇所で前記波形が変化することにより、当該変形箇所から前記金属を特定し、当該金属の溶融温度から原子炉内の温度及び溶融状態を検出できる構成としたことを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出装置。
  8. 原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、鋼管又はケーブルを前記中性子検出器鞘管の下端から上部まで挿入し、前記原子炉の外部に導出させた前記中性子検出器鞘管の下端から前記鋼管又はケーブルを導出させて、当該鋼管又はケーブル端に接続した同軸線を原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器に接続し、
    前記ＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって電気的に短絡または切断された箇所でパルス波が反射し、当該反射波が戻ってくる時間を測定し、当該時間から鋼管又はケーブルの切断箇所までの距離を算出し、当該距離から原子炉内の溶融状態を検出できる、
    又は前記ＴＤＲ計測器のオシロスコープで前記パルス波を表示し、前記鋼管又はケーブルの溶融によって電気的に短絡または切断された箇所で前記波形が変形することにより、当該変形箇所から原子炉内の溶融状態を検出できる構成としたことを特徴とする、非常時における原子炉内の溶融状態検出装置。
  9. 前記請求項６に記載の装置と請求項７に記載の装置及び請求項８に記載の装置のいずれか２つの装置を組み合わせたことを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出装置。
  10. 前記請求項６に記載の装置、請求項７に記載の装置及び請求項８に記載の装置を組み合わせたことを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定又は溶融状態検出装置。
  11. 原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、芯線と、当該芯線外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シースと当該内シースの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シースとから成る導体が３重のＭＩケーブルを、前記中性子検出器鞘管の上部まで延設し、当該ＭＩケーブルの頂部で、芯線と外シースとを電気的に接続し、また、中シースと前記中性子検出器鞘管を電気的に接続し、原子炉の外側に伸びた前記中性子検出器鞘管の下端で前記芯線と中シースに、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器からの各リード線を夫々接続し、前記中性子検出器鞘管の長手方向に沿った外周に間隔をあけて多数の貫通孔を開け、かつ、前記中性子検出器鞘管の前記貫通孔より下方の下端部で、前記ＭＩケーブルの外周と中性子検出器鞘管の内周の間を塞ぐ隔壁を設け、
    前記ＴＤＲ計測器からパルス波を流し、原子炉内の前記中性子検出器鞘管内の水面で反射して、前記ＴＤＲ計測器まで前記パルス波が戻る時間を計測して、当該時間により原子炉内の水位を計測できる構成とした、非常時における原子炉の水位計測装置及び請求項６〜８の装置を具備することを特徴とする、非常時における原子炉内の温度測定装置及び溶融状態検出装置。
  12. 請求項６の熱電対回線、請求項７の温度感知回線及び請求項８の鋼管又はケーブルを１本又は複数本の中性子検出器鞘管内に挿入し、これらの中性子検出器鞘管及び請求項１１に記載の水位計測装置の中性子検出器鞘管を複数本原子炉内に配置したことを特徴とする、原子炉内の温度測定装置及び溶融状態検出装置。



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