JP2017524125A - 熱音響式原子炉出力分布測定集合体 - Google Patents

Abstract

原子燃料集合体の計装シンブル内に収まる大きさの原子炉出力分布測定集合体。使用する縦列離隔配置の熱音響エンジンにはそれぞれ、燃料集合体が設置される炉心を流れる冷却材から断熱される熱源側と、冷却材に対して高い熱伝導性を有する共鳴室が収まる低温側とがある。各熱音響エンジンの共鳴室は、振幅が当該熱音響エンジンの軸方向および半径方向位置の中性子束に比例する、それぞれ異なる周波数の音波を発生するために、それぞれ異なる長さを有する。この音波の周波数により測定集合体の位置が特定される。個々の熱音響エンジンが発生する音波を監視して炉心の軸方向および半径方向出力分布を遠隔場所で読み取るために、音響テレメトリーを用いる。【選択図】図４

Description

関連出願の相互参照
本出願は、２０１３年４月２４日に出願された「ＴＨＥＲＭＯ−ＡＣＯＵＳＴＩＣＮＵＣＬＥＡＲ ＰＯＷＥＲ ＤＩＳＴＲＩＢＵＴＩＯＮ ＭＥＡＳＵＲＥＭＥＮＴ ＡＳＳＥＭＢＬＹ」と題する米国特許出願第１３／８６９，１５９号の一部継続出願であり、同出願の優先権を主張するものである。
本発明は概しては原子炉監視システムに関し、具体的には、炉内出力分布モニターに関する。

加圧水で冷却される原子炉発電システムの一次側は、有用なエネルギーを発生するための二次回路と熱交換関係にあるが隔離された閉回路を構成する。一次側は、炉内構造物が核分裂性物質を内包する複数の燃料集合体を支持する原子炉容器、熱交換蒸気発生器内部の一次回路、加圧器の内部空間、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これら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。

説明のために、図１は蓋体１２により炉心１４が密封されるほぼ円筒形の原子炉圧力容器１０を有する原子炉一次系の概略図を簡略化して示す。水などの原子炉冷却材は、ポンプ１６により容器１０に圧入され、炉心１４を通過する際に熱エネルギーを吸収し、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８へ送られ、伝達された熱は蒸気駆動タービン発電機などの利用回路（図示せず）へ送られる。その後原子炉冷却材がポンプ１６へ還流することで一次ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管２０を介して単一の原子炉容器１０に接続されている。

原子炉の一設計例をさらに詳細に図２に示す。互いに平行で垂直に延びる複数の燃料集合体２２から成る炉心１４に加え、説明の目的で、その他の容器内部構造物を下部炉内構造物２４と上部炉内構造物２６とに分けることができる。従来設計では、下部炉内構造物は、炉心コンポーネントおよび計装体を支持し、整列させ、案内するとともに、容器内の流れ方向を定める機能を有する。上部炉内構造物は、燃料集合体２２（簡略化のため２つだけ図２に示す）を拘束するか、または燃料集合体に二次的拘束手段を提供し、計装体および制御棒２８などのコンポーネントを支持し案内する。図２に例示する原子炉において、冷却材は１つまたは２つ以上の入口ノズル３０から原子炉容器１０に流入し、同容器と炉心槽３２との間に画定される環状部を流下し、下部プレナム３４内で１８０°方向転換し、下部支持板３７および燃料集合体２２が着座する下部炉心板３６を上向きに貫流し、当該集合体の中および周りを流動する。下部支持板３７および下部炉心板３６の代わりに、３７と同じ高さを持つ単一構造の下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心とその周囲領域３８を貫流する冷却材の流量は通常、毎秒約２０フィートの流速で毎分４００，０００ガロン級の大きさのものである。その結果生じる圧力降下および摩擦力が燃料集合体を上昇させようとするが、この動きは円形の上部炉心板４０を含む上部炉内構造物によって制限される。炉心１４を出た冷却材は、上部炉心板４０の下側に沿って流れ、複数の孔４２を上方に流れる。その後冷却材は、上方および半径方向に流れて１つ以上の出口ノズル４４へ到達する。

上部炉内構造物２６は、容器または容器蓋体により支持することができ、上部支持集合体４６を含む。荷重は、主として複数の支柱４８により、上部支持集合体４６と上部炉心板４０との間を伝達される。それぞれの支柱は、所定の燃料集合体２２および上部炉心板４０の孔４２の上方で整列関係にある。

一般的に、駆動シャフト５０および中性子毒物棒のスパイダ集合体５２より成る直線方向に移動可能な制御棒２８は、制御棒案内管５４により上部炉内構造物２６を通り抜けて、整列関係にある燃料集合体２２内へ案内される。案内管は、上部支持集合体４６および上部炉心板４０の最上部に固定されている。支柱４８は、制御棒挿入能力に悪影響を及ぼす可能性がある事故状態下で案内管の変形を抑えるように配列されている。

図３は、参照数字２２で総括表示する燃料集合体を垂直方向に短縮した形で示す立面図である。燃料集合体２２は一般に、加圧水型原子炉で用いられ、下端部に下部ノズル５８を備えた構造躯体を有する。下部ノズル５８は、原子炉炉心領域の下部炉心板３６の上に燃料集合体２２を支持する。燃料集合体２２の構造躯体は、下部ノズル５８の他に、上端部の上部ノズル６２と、上部炉内構造物中の案内管５４と整列している多数の案内管またはシンブル８４とを有する。案内管またはシンブル８４は下部ノズル５８と上部ノズル６２との間を縦方向に延び、両端部は両ノズルに剛性的に固着されている。

燃料集合体２２はさらに、案内シンブル８４に沿う軸方向離隔位置に取り付けられた複数の横方向グリッド６４と、当該グリッド６４により横方向に離隔して支持された細長い燃料棒６６の整列アレイとを有する。従来型のグリッド６４は、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正方形の支持セル９４を画定する。燃料棒６６が支持セルを貫通し、互いに横方向に離隔した関係でセル１２６内に支持される。残りのセルは、制御棒案内シンブル８４および計装シンブル６８により使用される。図３に示す通り、燃料集合体の中心部には、下部ノズル５８と上部ノズル６２との間を延びてそれらにより捕捉される計装管またはシンブル６８が配置されている。このような部品の配置構成により、燃料集合体２２は、部品の全体構成を壊すことなく容易に取り扱うことができる一体的なユニットを形成する。

上記のように、燃料集合体のアレイ状燃料棒６６は、燃料集合体の長さ方向に離隔したグリッド６４によって互いに離隔した関係に保持される。各燃料棒６６は複数の原子燃料ペレット７０を有し、両端部は上部端栓７２および下部端栓７４により閉じられている。ペレット７０は、上部端栓７２とペレットスタック頂部との間に設けたプレナムばね７６によって積み重ね状態に維持される。核分裂性物質から成るペレット７０は、原子炉の核反応を発生させる元である。ペレットを取り囲む被覆管は、核分裂生成物が冷却材に流入して原子炉システムをさらに汚染するのを防ぐ障壁として機能する。

核分裂プロセスを制御するために、多数の制御棒７８が、燃料集合体２２の所定位置にある案内シンブル８４内を往復移動可能である。詳細には、上部ノズル６２の上方に位置する棒クラスタ制御棒機構８０が、複数の制御棒７８を支持する。この制御機構は、内部にねじ溝がある円筒状のハブ部材８２と、図２に関連して上述したスパイダを形成する半径方向に延びる複数の鉤またはアーム５２とを有する。各アーム５２と制御棒７８とは相互接続されているため、制御棒機構は、周知のように、制御棒を、制御棒ハブ８０に結合された制御棒駆動シャフト５０の駆動力によって、案内シンブル８４内を垂直方向に移動させ、燃料集合体２２内の核分裂プロセスを制御することができる。

制御棒は、軸方向および半径方向の出力分布を燃料棒被覆管の温度のピーク値が許容限度内に維持される形にするように移動される。このプロセスを監視し、制御系と保護系に情報を提供するために、中性子線を監視する炉内中性子モニターと炉心出口温度を監視する熱電対とが、多数の燃料集合体中の計装シンブル６８内に収められている。これらのセンサーからの信号導線は、当初は原子炉容器の底部を貫通させるのが一般的であったが、最近は上部炉内構造物および原子炉容器蓋体を貫通させて制御センターに繋いでいる。しかしながら、計装をこのように上部から取り付けると、燃料交換プロセスが複雑になる。これは、装荷位置の変更または交換のために燃料集合体にアクセスする前にこれらのセンサーを炉心から引き抜く必要があるためである。炉心からの計装の引き抜きと、炉心内の燃料集合体再構成後の計装の再設置とは、一般的に原子炉運転停止期間のクリティカルパスにある燃料交換プロセスの完了に必要な時間を有意に増加させる。原子炉運転停止時間を発電事業者のために無駄にしないようにすることは、運転停止期間の代替電力コストが高いことを考慮すると、非常に重要な目標である。

したがって、燃料交換のための運転停止期間中に引き抜く必要がない、炉心内軸方向および半径方向出力分布を監視するための仕組みを提供することが本発明の目的である。

また、上部炉内構造物内の冷却材の流れを妨げることなく燃料集合体の全数あるいはその大多数に装荷できるセンサー装置を提供することも、本発明の目的である。

さらに、燃料集合体の一体的部分として製造できるようなセンサーシステムを供給することも、本発明の目的である。

上記および他の目的は、原子燃料集合体中の計装シンブル内に離隔して縦列アレイを形成するように支持される、同シンブル内に収まる大きさの複数の熱音響エンジンを有する熱音響式原子炉出力分布測定集合体によって達成される。複数の熱音響エンジンは、実質的には、それぞれ、外部被覆と、その被覆内の片方の端部の近くに支持される自立熱源と、反対の端部にある共鳴室と、この熱源を共鳴室から分離する熱交換スタックとを有する。被覆は、冷却材が被覆表面の外側を流れることができる、計装シンブル内にゆったり合う大きさである。各共鳴室は、振幅が、その内部の、熱交換スタックの実質的に片側の第１の場所と実質的に被覆の別の端部である第２の場所との間の温度差を表す、それぞれ異なる周波数の音波を発生するよう設計されている。共鳴室を取り囲む被覆は、同室内のガスが冷却されるようにするために非常に高い熱伝導性を有する。隣接する熱音響エンジン同士の間にはスペーサーが置かれている。

好ましくは、自立熱源を取り囲む被覆の一部が断熱され、スペーサーが隣接する一対の熱音響エンジンの片方の熱源を他方の熱音響エンジンから断熱するように構成されている。一実施態様において、複数の熱音響エンジンのうちの少なくとも一部の自立熱源は被覆の下端部に支持され、核分裂性物質を含む。別の実施態様では、自立熱源は、例えばタングステンなどの、核分裂ガンマ線を検出可能な熱に変換する確率が高い材料を含む。実質的に複数の熱音響エンジンのそれぞれによって発生する音波を遠隔場所で受信するために音響テレメトリーシステムを備えることが望ましい。離隔して縦列アレイを形成する複数の熱音響エンジンが原子燃料集合体の計装シンブルの実質的に全高にわたって延びることが好ましい。一実施態様では、離隔して縦列アレイを形成する複数の熱音響エンジンが、約７つの熱音響エンジンにより構成されている。

本発明は、離隔して縦列アレイを形成するかかる熱音響エンジンを複数個具備し、かかる複数個の熱音響エンジンのうちの少なくとも１つが炉心内の燃料集合体内の複数の計装シンブルのそれぞれの内部に位置する原子力発電システムも企図する。離隔して縦列アレイを形成する熱音響エンジンのうち１つは炉心内の制御棒を受け入れない各燃料集合体中の計装シンブル内に位置することが好ましい。また、離隔して縦列アレイを形成する熱音響エンジンのうち１つが炉心内の各計装シンブル内に位置することが望ましい。

本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

原子力発電システムの一次側の概略図である。

以後本明細書に記載される実施態様を適用できる原子炉容器および炉内コンポーネントの部分断面立面図である。

わかりやすくするために部品を破断し、縦方向に短縮して示す燃料集合体の部分断面立面図である。

本発明に用いる熱音響の原理を示す概略図である。

本発明の一実施態様である熱音響式原子炉出力分布測定集合体の一部を示す概略図である。

原子炉の性能は、他の多くのエネルギー変換装置の性能と同様に、コンポーネントの材料が破損せずに耐えられる温度によって制限される。図３に示すような燃料集合体の組み合わせにより構成される炉心を備えた原子炉の場合、上限温度は使用される燃料棒または燃料ピンの被覆材によって定まる。高すぎる温度から炉心を適切に保護するには、炉心内で「最も温度が高い」燃料ピン、または炉心内の隣り合う燃料ピン間の「最も温度が高い」冷却材流路の温度を調べる必要がある。これは、最も温度が高い燃料ピンに損傷が最初に起きる可能性がきわめて高いからである。よって、「最も温度が高い」ピンまたは流路が、炉心の安全運転にとっての制限因子になる。

よく知られているように、原子炉内における熱の発生は燃料物質中の核分裂プロセスによる。しかしながら、この核分裂プロセスは、熱を発生するだけでなく、潜在的に有害であり、環境への漏出を防ぐ必要のある放射性同位体を生成する。このため、燃料は、核分裂生成物を閉じ込める材料で覆われている。被覆が過熱しないように、また、被覆の損傷または破損時に生じるであろう核分裂生成物の放散が起きないようにするために、炉心に冷却材を循環させる。燃料要素から循環する冷却材に伝達される熱は、前述したように、炉心の下流にある蒸気発生器において利用可能なエネルギーの形で取り出される。したがって、例えば加圧水型原子炉システムの場合、炉心を流れる水は加圧状態に保たれ、炉心内で過熱された後、蒸気発生器の細管の内側にポンプで送られ、そこで熱が蒸気発生器の管外側の水に伝達される。管外側の水の方が低い圧力下にあるので、伝達された熱エネルギーにより二次系の水が沸騰する。このようにして発生する蒸気は、タービンの駆動に使用され、タービンは発電機を駆動する。

冷却材が炉心を循環すると、熱は、しばしば膜伝導と呼ばれるサブクール対流、または核沸騰のいずれかにより、冷却材に伝達される。熱流速が高レベルのとき生じる核沸騰は、より多くのエネルギーを冷却材に伝達できるため、原子炉をより高い効率で運転できるから、これはより好ましい熱除去形態である。核沸騰の特徴は、熱伝達面上の核形成部位に蒸気泡が形成されることである。これらの気泡は、熱伝達面から離脱して、冷却材の主流に合流する。冷却材全体のエンタルピーが飽和未満であれば、蒸気泡は崩壊するため、冷却材流路中における正味の蒸気の形成はない。この現象は、サブクール沸騰、または局所沸騰と呼ばれる。冷却液全体のエンタルピーが飽和液体のエンタルピー以上であれば、蒸気泡は崩壊せず、冷却材はバルク沸騰状態にあると言われる。

熱流束が増加して十分高い値になると、離脱速度を超える高い速度で気泡が熱伝達面上に形成される核沸騰が起こる。この場合、気泡は熱伝達面上で合体して蒸気ブランケット、または蒸気膜を形成する傾向がある。この膜は熱伝達にとって大きな妨げとなり、たとえ熱流束がそれ以上増加しなくても、膜の前後での温度降下が非常に大きくなることがある。核沸騰から膜沸騰への移行は、「核沸騰限界」（ＤＮＢ）と呼ばれている。

保護措置を必要とする別の条件は、燃料ピンの１本で局所出力密度が高くなることである。局所出力密度が過大になると、燃料中心部の溶融が始まり、燃料被覆の健全性が損なわれる可能性がある。また、局所出力密度が過大な状態は、冷却材喪失事故が発生すると被覆温度が許容限界を超える恐れがあるので、受け入れられない。冷却材喪失事故の解析結果として、起こり得る事態が許容可能であるための基準が満たされるように、冷却材喪失事故発生当初の最大許容局所出力密度の値が原子炉設計者により設定される。局所出力密度の最大限度は一般に、ワット／センチメートルを単位とする線出力密度（ＬＰＤ）の限界値として定められる。

運転限界として作用する第３の条件は、個々の原子炉が運転を認められる認可出力である。これら３つの運転制限条件はすべて、原子炉の運転を安全に行うために監視する必要がある。被覆の損傷は、熱伝達係数の低下に伴ってＤＮＢ発生時に被覆温度が上昇するか、あるいは局所出力密度が過大になることにより起きる可能性が高いので、これらの状態の発生を感知または予測して、核分裂率を低下させるような是正措置を速やかに実施しなければならない。原子炉内のＤＮＢを監視する１つの方法は、ＤＮＢが発生する確率に関する原子炉の状態を示す指標または相関性を定めることである。この相関性は、核沸騰限界比（ＤＮＢＲ）と呼ばれる。ＤＮＢＲおよびＬＰＤの限界値はともに、適切な設計限界に運転状態がどれほど近いかを示している。

原子力発電所のような複雑なプロセスには、圧力、温度、流量、液位、放射線などのプロセスのさまざまな物理的状態、ならびに弁や制御棒の位置、およびポンプが動作しているか否かなどのさまざまな機器の状態を測定するために多数のセンサーが備えられている。これらの測定結果は一般に、プロセス制御、監視および保護の３種類の機能を実行するために用いられる。プロセス制御は、所望の結果を達成するためにプロセス状態を自動的または半自動的に調整することに関連する。監視は、所望の結果が達成されていることを判定するためにプロセス状態を監視することを含む。保護は、運転状態が所定の設計限界を超えないようにするとともに、設計限界を外れた運転による悪影響を緩和するために措置を講じるためのプロセスの異常状態に対する自動応答に関係する。特に原子力発電所の場合、保護機能は３つの機能の中で最も重要なものである。しかしながら、これらの機能はすべて、原子炉のセンサーが有効であることに依拠している。これらの各機能に使用される主要なセンサーシステムの１つは、運転中および停止中の両方で、軸方向および半径方向の出力分布を直接測定した値を伝える炉内中性子センサーである。

福島第一原子力発電所を襲った津波によって得られた教訓の１つは、停止中における原子燃料の状態の監視は、特にサイト内とサイト外の電源が失われた場合には、運転中と同様に重要であるということであった。本発明は、外部電源を使わず、また炉内構造物にとって邪魔であり、燃料交換プロセスの障害となる外部信号線も必要とせずに、炉心内の出力分布を監視し、監視信号を離れたサイトへ伝送するために、熱音響原理を利用する。熱音響エンジン（「ＴＡエンジン」と呼ばれる場合もある）は、高振幅の音波を用いてある場所から別の場所へ熱を圧送し、あるいは逆に、温度差を利用して高振幅の音波を誘起する熱音響装置である。本発明は後者の原理を用いている。

図４に、外側被覆８８の中に封入された熱音響熱エンジン８６を具象的に示す。被覆８８の内部は、スタックとも呼ばれる熱交換器９２によって、熱源９８と共鳴室９０とに分けられている。熱を熱交換器の高温側９４に加えると、スタック９２の両端間に温度勾配が発生する。熱交換器の低温側９６は、エンジンの残りの部分の温度を熱源９８の温度より低い所望の値に維持する。図５では熱源９８が片方の端部にあるが、熱源９８が熱交換スタック９２の片側に、また、共鳴室９０がスタック９２の反対側にある限り、熱源を被覆の端部から離隔させてもよいことを理解すべきである。熱音響プロセスは、バックグラウンドノイズまたは熱変動などの摂動によって始まる。図４の下部のブロック図によると、ガスがスタック内を左方へ動くにつれて（ステップ１）、熱がスタックの高温端９４からガスに伝えられ（ステップ２）、ガスの温度（Ｔ_＋＋からＴ_＋＋＋へ）と圧力を上昇させることがわかる。この圧力上昇により、ガスはサイクル毎に少し押し戻される。ガスが右方へ動くと（ステップ３）、熱がガスからスタックへ伝えられ（ステップ４）、ガスの温度がＴ_＋からＴ_０に下がるとともにガスの圧力が低下する。これにより、ガスはサイクル毎に少しスタックの高温端の方へ吸い戻される。スタック内のこの作用により、装置の長さによって決まる周波数と、スタックの高温端と低温端との間の温度差によって決定される振幅とを有する定常音波が、装置の共鳴室内に発生する。最終的に、音波の振幅は、各サイクル時に放散される音響出力が熱音響プロセスによって発生される音響出力に等しい定常状態レベルへ増加する。その結果、音響圧力波がエンジン内で持続する。その周波数は、共鳴室の長さＬと共鳴室内のガスの音速ｃとに関連する。断面積が一定の共鳴室で基本半波長モード（ｆ＝ｃ／２Ｌ）の場合、音速はガスの温度に関連する。この原理を炉心内に適用すると、熱音響式熱エンジンにより、熱音響装置の一方の端部への入熱量と、もう一方の端部での除熱量との差によって直接決定される特性を有する定常音波を発生させることができる。

既存の原子炉燃料の設計を変更して、上記のような有用な音響エネルギー情報の発生に必要な熱音響装置を組み込み、その両端部間の温度差を利用できるようにするのは、きわめて困難なことである。熱音響の原理を利用した商用原子炉の炉心内出力分布の測定は、本明細書で以下にその実施態様を示す熱音響式原子炉出力分布測定集合体を用いることにより可能になる。本発明により、振幅がセンサー位置の中性子束の大きさに比例し、周波数が炉心内半径方向および軸方向位置に対応する音波を発生するセンサーを用いる、炉心内半径方向および軸方向出力分布の測定が可能になる。入熱は、集合体内の各センサーの入熱端９８に組み込む、例えば核分裂性物質のペレットのような、自立熱源によって可能になる。「自立」という用語は、運転中の炉心の環境に置かれたとき、原子炉容器の外側で検出できる実用的な量の音響エネルギーの発生に必要な温度勾配が得られるような温度差を与えるために十分な熱を継続的に発生する任意の熱源を包含することを意図している。これにより、さまざまなセンサー位置の相対的な核反応出力を測定することができる。センサー集合体の熱音響動作原理により、本発明は、外部電源からの入力も原子炉容器の貫通部を必要とする信号出力ケーブルも用いずに、瞬時炉心出力分布情報を発生させることができる。

したがって、図４に関し上記した熱音響原理は、共鳴室９０の片方の端部９４への入熱量とその反対側の端部９６から除去される熱量の差と、共鳴室９０の長さとによって直接決まる特性を有する定常音波の発生に用いることができる。本発明が企図する検出器集合体の設計の一実施態様を図５に示すが、この設計には、外側シースの役割の管１００内に積み重ねられた複数の熱音響式検出器要素８６が含まれる。センサー集合体１０８は、図３に示すもののように、既存の型の商用燃料集合体２２の内部にある中心計装シンブル６８内に設置される。外側シース１００の中に設置される検出器要素８６の数および軸方向位置は、炉心ピーキング係数と原子炉運転出力の目標値の達成に必要な炉心の軸方向および半径方向出力分布の測定精度が得られるよう決定される。典型的な軸方向の間隔は、核分裂性物質の各ペレットの中心が軸方向の実効燃料領域の高さの７分の１の倍数の位置に配置されるようにした間隔である。本装置は、上部炉内構造物からアクセスされる固定式炉内中性子束検出器を普通は備えていない、制御棒を内包する燃料集合体がある炉心の半径方向位置を含むすべての燃料集合体内に設置すべきである。したがって、本発明の思想によると、炉心の軸方向および半径方向出力分布のより正確な画像が得られるだけでなく、炉内計装の引き抜きおよび再挿入に必要な燃料交換ステップの作業を不要にすることもできる。

図５には２つの要素、すなわち熱音響エンジン８６を２つだけ示すが、図５に示す２つの要素と同様に要素８６の軸方向の連鎖をただ延長するものとして、さらに別の要素を縦列スタックの形に追加できることを理解すべきである。定常音波を発生させるための熱源９８は、集合体１０８内の各装置の「高温」端９４に収納される核分裂性物質９８によって提供される。この熱は、核分裂性物質の核分裂率に正比例する。したがって、各装置８６の中で発生する音波の振幅、すなわち大きさは、当該装置の位置における核分裂率に比例する。実用的な量の音響エネルギーを生み出すために必要な温度勾配の発生に必要な温度差は、装置の高温端を断熱材１０２で覆い、各センサー内のスタックの低温端の冷却材との熱接触を、例えば冷却材の表面接触を増加させるための放射状に広がるフィンを用いて高めることによって得られる。本明細書で詳説する原理によると、各装置は、共鳴室が発生する音波から各センサー位置の核分裂率を明確に特定できるようにするべく、それぞれ異なる周波数を有するように、長さがそれぞれ異なる共鳴室９０を備えている。遠隔場所でセンサーの信号を収集して、局所的核分裂率情報を発生させるためには、音響テレメトリー１０６を用いる必要がある。局所的核分裂率情報を用いると、炉心の総出力および炉心内３次元出力分布の両方の測定値を現在利用可能なツールを用いて本質的に連続的且つリアルタイムで発生できることが当業者によって理解される。

センサー集合体の熱音響動作原理により、本発明は、外部電源あるいは、原子炉容器貫通部を必要とし、燃料交換プロセス時に邪魔にならないようにしなければならない信号ケーブルを必要とせずに、瞬時炉心出力分布情報を発生させることができる。

集合体内のセンサーの入熱端に、核分裂性物質の代わりに、例えばタングステンのような核分裂ガンマ線を検出可能な熱に変換する確率が高い物質を自立熱源として使用することにより、さらなる改良が可能である。用語「検出可能な熱」は、原子炉容器の外側で検出できる実用的な量の音響エネルギーを生み出すのに必要な温度勾配の発生に必要な熱量（すなわち、ＢＴＵ）を包含するよう意図されている。本実施態様と上記の実施態様との最も重要な相違点は、核分裂性物質の代わりに、核分裂ガンマ線エネルギーを吸収し、吸収したエネルギーを、原子炉容器の外側で検出でき、振幅が入熱に比例する音波を発生させる原動力となる熱に変換する一塊の物質を用いることである。このような種類の熱源は、炉心内にある時間が長くなっても枯渇することはない。これにより、発熱要素内の発熱と測定される音波の振幅との関係をはるかに簡単に突き止め、維持することができる。核分裂ガンマ線束およびそれに関連して発熱要素の材料（例えば、タングステン）中で発生する熱は、局所的核分裂率に比例するので、発生する音波の振幅から当該センサー位置における原子炉出力の相対値を求めることができる。タングステンは、この実施態様にとって適切な物質の一例に過ぎない。少量のタングステンは、強力なガンマ線場において急速に発熱する。全出力で運転中の原子炉内にある０．７５インチ（１．９ｃｍ）×０．７５インチ（１．９ｃｍ）×１インチ（２．５４ｃｍ）のタングステンの塊は単純計算で、少なくとも４０ワットの熱を発生させる。この熱量は、必要な全周波数にわたり適切な振幅の音波を発生させるには十分過ぎるほどである。本実施態様は、核分裂性物質を必要とせず、動作特性が原子炉内での作動時間の関数として複雑に変化することもない。また、本実施態様は、製造コストがはるかに安く、最終的に、はるかに安定で正確な炉心出力分布を測定できる。

炉心内の様々な軸方向および半径方向位置に対応するそれぞれ異なる周波数の音波の振幅を測定するために、原子炉容器の外側に音響センサーを取り付けることができる。このようにして得た情報は、例えばウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣ（ペンシルベニア州クランベリータウンシップ）から入手できるＢＥＡＣＯＮソフトウェアシステムに用いられている技術のような当業者にとってはなじみ深い技術を用いることにより、３次元炉心出力分布の作成に使用できる。

よって、当該センサー集合体の熱音響動作原理により、本発明は、外部電源も、原子炉容器を貫通する信号ケーブルも設けることなく、現行設計の原子炉内の瞬時炉心出力分布情報を発生させることができる。本発明を実施すると、加圧水型原子炉、沸騰水型原子炉、液体金属炉、および高温ガス炉のすべてで使用される現行の炉心出力分布測定システムすべてを完全になくすことができる。上記のセンサー集合体を炉心内のすべての燃料集合体または燃料チャネル内に設置して、関連する原子炉容器の貫通部、関連する容器内のセンサー案内路のハードウェア、電気ケーブル、および燃料交換時の関連する保守作業を不要にすると、費用効率が高くなる。本センサーシステムを組み込む改造を行うにあたり、運転事業者は最適な経済的要因に基づき、既存の設備を撤去してもよいし、そのまま残してもよい。

本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (22)

1. 離隔して縦列アレイを形成するように支持される、原子燃料集合体（２２）内の計装シンブル（６８）内に収まる大きさの複数の熱音響エンジン（８６）であって、当該複数の熱音響エンジンのそれぞれが実質的に外側被覆（８８）の内部の実質的に片側に支持される自立熱源（９８）と、熱交換スタック（９２）によって当該熱源から分離された当該被覆の内部の反対側にある共鳴室（９０）とを有し、当該被覆は当該計装シンブル内にゆったり嵌合してその外面の周りを冷却材が流れることができる大きさであり、各共鳴室は振幅がその内部の、当該熱交換スタックの実質的に当該片側の第１の場所と当該熱交換スタックの実質的に当該反対側の第２の場所の温度差を表す、それぞれ異なる周波数の音波を発生するよう設計されており、当該共鳴室の周りの当該被覆が実質的に熱伝導性である複数の熱音響エンジン（８６）と、
   当該熱音響エンジン（８６）の隣り合う各対の間に置かれたスペーサー（１１０）と
   から成る熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
2. 前記自立熱源を取り囲む前記被覆（８８）の一部が断熱されている（１０２）、請求項１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
3. 前記スペーサー（１１０）が、前記隣り合う各対の熱音響エンジン（８６）のうち片方の熱音響エンジンの熱源をもう一方の熱音響エンジンから断熱するように構成されている、請求項１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
4. 前記複数の熱音響エンジン（８６）のうち少なくとも一部の前記自立熱源（９８）が前記被覆（８８）の下端部の一部内に支持されている、請求項１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
5. 前記複数の熱音響エンジン（８６）の実質的にそれぞれが発生する音波を遠隔場所で受信するための音響テレメトリーシステム（１０６）を含む、請求項１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
6. 離隔して縦列アレイを形成する前記複数の熱音響エンジン（８６）が原子燃料集合体計装シンブル（６８）の実質的に全高にわたって延びる、請求項１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
7. 離隔して縦列アレイを形成する前記複数の熱音響エンジン（８６）が約７つの熱音響エンジンから構成される、請求項６の熱音響式原子炉出力分布測定集合体。
8. 前記自立熱源（９８）が核分裂性物質から成る、請求項１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
9. 前記自立熱源（９８）が核分裂ガンマ線を検出可能な熱に変換する高い確率を有する物質から成る、請求項１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
10. 前記自立熱源（９８）がタングステンから成る請求項９の熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）。
11. 炉心（１４）を有する原子炉（１０）と、
    炉心（１４）内に支持され、少なくとも一部がその全高にわって延びる計装シンブル（６８）を有する複数の原子燃料集合体（２２）と、
    少なくとも一部の計装シンブル(６８)内に位置する熱音響式原子炉出力分布測定集合体（１０８）とより成る原子力発電システムであって、当該熱音響式原子炉出力分布測定集合体は、
    離隔して縦列アレイを形成するように支持される、原子燃料集合体（２２）内の計装シンブル（６８）内に収まる大きさの複数の熱音響エンジン（８６）であって、当該複数の熱音響エンジンのそれぞれが実質的に外側被覆（８８）の内部の実質的に片側に支持される自立熱源（９８）と、熱交換スタック（９２）によって当該熱源から分離された当該被覆の内部の反対側にある共鳴室（９０）とを有し、当該被覆は当該計装シンブル内にゆったり嵌合してその外面の周りを冷却材が流れることができる大きさであり、各共鳴室は振幅がその内部の、当該熱交換スタックの実質的に当該片側の第１の場所と当該熱交換スタックの実質的に当該反対側の第２の場所の温度差を表す、それぞれ異なる周波数の音波を発生するよう設計されており、当該共鳴室の周りの当該被覆が実質的に熱伝導性である複数の熱音響エンジン（８６）と、
    当該熱音響エンジン（８６）の隣り合う各対の間に置かれたスペーサー（１１０）と
    から成る原子力発電システム。
12. 前記自立熱源を取り囲む前記被覆（８８）の一部が断熱されている（１０２）、請求項１１の原子力発電システム。
13. 前記スペーサー（１１０）が、前記隣り合う各対の熱音響エンジン（８６）のうち片方の熱音響エンジンの熱源をもう一方の熱音響エンジンから断熱するように構成されている、請求項１１の原子力発電システム。
14. 前記複数の熱音響エンジン（８６）のうち少なくとも一部の前記自立熱源（９８）が前記被覆（８８）の下端部の一部内に支持されている、請求項１１の原子力発電システム。
15. 前記複数の熱音響エンジン（８６）の実質的にそれぞれが発生する音波を遠隔場所で受信するための音響テレメトリーシステム（１０６）を含む、請求項１１の原子力発電システム。
16. 離隔して縦列アレイを形成する前記複数の熱音響エンジン（８６）が原子燃料集合体計装シンブル（６８）の実質的に全高にわたって延びる、請求項１１の原子力発電システム。
17. 離隔して縦列アレイを形成する前記複数の熱音響エンジン（８６）が約７つの熱音響エンジンから構成される、請求項１６の原子力発電システム。
18. 制御棒を受け入れない前記燃料集合体がそれぞれ、離隔して縦列アレイを形成する前記熱音響エンジン（８６）のうち１つを備える、請求項１１の原子力発電システム。
19. 離隔して縦列アレイを形成する前記熱音響エンジン（８６）のうち１つが炉心内の各計装シンブル（６８）内にある、請求項１８の原子力発電システム。
20. 前記自立熱源（９８）が核分裂性物質から成る、請求項１１の原子力発電システム。
21. 前記自立熱源（９８）が核分裂ガンマ線を検出可能な熱に変換する高い確率を有する物質から成る、請求項１１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体。
22. 前記自立熱源（９８）がタングステンから成る、請求項２１の熱音響式原子炉出力分布測定集合体。