JP3121077B2 - 加圧水型原子炉における炉心計装装置 - Google Patents
加圧水型原子炉における炉心計装装置Info
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【発明の背景】本発明は、加圧水型原子炉に関し、特
に、加圧水型原子炉のための炉心計装装置に関するもの
である。
に、加圧水型原子炉のための炉心計装装置に関するもの
である。
【０００２】本発明自体の説明を行う前に、加圧水型原
子炉に関する技術背景について説明する。更に詳細な背
景については、「原子力発電プラントのシステムと設
備」、ケイ・シー・リッシュ(K.C. Lish)、ISBN 0-8311
-1078-3を参照されたい。
子炉に関する技術背景について説明する。更に詳細な背
景については、「原子力発電プラントのシステムと設
備」、ケイ・シー・リッシュ(K.C. Lish)、ISBN 0-8311
-1078-3を参照されたい。
【０００３】加圧水型原子力発電所は、加圧水型原子炉
の炉心から熱エネルギーを取り出してそのエネルギーを
蒸気発生のための二次系に伝える加圧水閉鎖ループを含
んでいる。発生された蒸気は、その後、タービン発電機
を駆動して発電を行う。
の炉心から熱エネルギーを取り出してそのエネルギーを
蒸気発生のための二次系に伝える加圧水閉鎖ループを含
んでいる。発生された蒸気は、その後、タービン発電機
を駆動して発電を行う。
【０００４】原子炉系は、熱エネルギーを発生する核燃
料を含んだ圧力容器と、熱エネルギーを用いて蒸気を発
生するための蒸気発生器と、冷却材を循環する循環ポン
プと、系の圧力を維持し制御する加圧器とから構成され
ている。加圧水型原子力発電所の核基地は、個々の設計
に応じて３つ又は４つの建屋から成る。常に必要とされ
る３つの建屋は、原子炉格納建屋、燃料取扱い建屋及び
補助建屋である。任意である第４の建屋はコントロール
建屋である。このコントロール建屋に与えられるスペー
スは常に必要とされるものであるが、他の建屋の付加的
なそでとしてそれを備える設計構造もある。
料を含んだ圧力容器と、熱エネルギーを用いて蒸気を発
生するための蒸気発生器と、冷却材を循環する循環ポン
プと、系の圧力を維持し制御する加圧器とから構成され
ている。加圧水型原子力発電所の核基地は、個々の設計
に応じて３つ又は４つの建屋から成る。常に必要とされ
る３つの建屋は、原子炉格納建屋、燃料取扱い建屋及び
補助建屋である。任意である第４の建屋はコントロール
建屋である。このコントロール建屋に与えられるスペー
スは常に必要とされるものであるが、他の建屋の付加的
なそでとしてそれを備える設計構造もある。
【０００５】原子炉建屋は、半球状又は楕円形の上部ヘ
ッドを有する球形構造体又は円筒形構造体であるのが一
般的である。下部ヘッドは、構造設計に応じて、前述の
２つの形状又は平坦なヘッドのいずれかである。原子炉
建屋は一次系の設備を全て含んでいる。また、通常の燃
料交換、供用期間中検査及び一般的な保守の際に用いら
れるポーラクレーンも有している。
ッドを有する球形構造体又は円筒形構造体であるのが一
般的である。下部ヘッドは、構造設計に応じて、前述の
２つの形状又は平坦なヘッドのいずれかである。原子炉
建屋は一次系の設備を全て含んでいる。また、通常の燃
料交換、供用期間中検査及び一般的な保守の際に用いら
れるポーラクレーンも有している。
【０００６】燃料取扱い建屋は、使用済み燃料貯蔵プー
ルと、燃料輸送キャスクを取り扱うためにプール上に配
設されたブリッジクレーンと、使用済み燃料冷却系の全
設備とを含んでいる。この建屋は燃料移送管により原子
炉建屋に接続されている。
ルと、燃料輸送キャスクを取り扱うためにプール上に配
設されたブリッジクレーンと、使用済み燃料冷却系の全
設備とを含んでいる。この建屋は燃料移送管により原子
炉建屋に接続されている。
【０００７】コントロール建屋ないしそで部分は、コン
ソール及びコントロールパネルを有する中央コントロー
ルルームと、リレー及びコントローラを有するリレール
ームとを備えている。ここからプラント全体が制御され
る。
ソール及びコントロールパネルを有する中央コントロー
ルルームと、リレー及びコントローラを有するリレール
ームとを備えている。ここからプラント全体が制御され
る。
【０００８】図１は典型的な加圧水型原子炉10を示して
いる。この原子炉10は、熱遮蔽体、炉心支持板32，54、
制御棒22等を含む圧力容器12から構成されている。冷却
材はこの圧力容器12に流入した後、炉心バレルと容器側
壁との間の環状空間を下降するが、この過程において、
冷却材は熱遮蔽体を冷却する。その後、冷却材は燃料要
素の間を上昇し、圧力容器12から蒸気発生器へと流出す
る。制御棒22は上蓋18から挿入され、制御棒駆動機構は
上蓋18に取り付けられている。制御棒駆動機構及び上蓋
はプラント燃料交換中に１つの組立体として取り扱われ
る。この組立体は通常、「一体化ヘッドパッケージ」若
しくは「ＩＨＰ」と称されている。
いる。この原子炉10は、熱遮蔽体、炉心支持板32，54、
制御棒22等を含む圧力容器12から構成されている。冷却
材はこの圧力容器12に流入した後、炉心バレルと容器側
壁との間の環状空間を下降するが、この過程において、
冷却材は熱遮蔽体を冷却する。その後、冷却材は燃料要
素の間を上昇し、圧力容器12から蒸気発生器へと流出す
る。制御棒22は上蓋18から挿入され、制御棒駆動機構は
上蓋18に取り付けられている。制御棒駆動機構及び上蓋
はプラント燃料交換中に１つの組立体として取り扱われ
る。この組立体は通常、「一体化ヘッドパッケージ」若
しくは「ＩＨＰ」と称されている。
【０００９】図１において、下部鏡から挿入された中性
子検出器36は、各燃料集合体30の出口部での冷却材温度
を測定する熱電対と結合されている。それらは「炉心計
装」として知られているものである。それらは情報計装
のみであり、炉心の異なる領域で発生する出力を計算す
るためのデータを提供する。
子検出器36は、各燃料集合体30の出口部での冷却材温度
を測定する熱電対と結合されている。それらは「炉心計
装」として知られているものである。それらは情報計装
のみであり、炉心の異なる領域で発生する出力を計算す
るためのデータを提供する。
【００１０】図２は加圧水型原子炉のための周知構造の
計装装置を示している。この例では、計装装置は、案内
管クラスタ組立体46と、上部支持板42ａを貫通する多数
の案内管48とを有している。この構成と図１に示す構成
との大きな違いは、図１に示すものは剛性の案内管を用
いているのに対して、この構成は可撓性の案内管48とク
ラスタ組立体46とを用いている点にある。
計装装置を示している。この例では、計装装置は、案内
管クラスタ組立体46と、上部支持板42ａを貫通する多数
の案内管48とを有している。この構成と図１に示す構成
との大きな違いは、図１に示すものは剛性の案内管を用
いているのに対して、この構成は可撓性の案内管48とク
ラスタ組立体46とを用いている点にある。
【００１１】再度図１について説明すると、燃料交換作
業時、上部炉心板54の上方にある炉心バレル内部の全て
の炉内構造物が取り出される。これにより、燃料集合体
30の上部に直接接近としてその取扱いが可能となる。
業時、上部炉心板54の上方にある炉心バレル内部の全て
の炉内構造物が取り出される。これにより、燃料集合体
30の上部に直接接近としてその取扱いが可能となる。
【００１２】燃料棒は、例えば一般的に17×17の正方形
配列の格子状に組み立てられている。格子状に組み立て
られた燃料棒の組立体は「燃料要素集合体」ないしは
「燃料集合体」と呼ばれ、発電所で取り扱われる最小の
燃料ユニットとなる。炉心は、燃料集合体30を集めほぼ
円筒形状に並置することによって構成される。より大き
な出力が必要とされるにつれ、より多くの燃料集合体が
用いられる。炉心の直径は、出力レベルに応じて9〜13f
t.(2.7〜4.0m）となるのが一般的である。炉心の高さは
大型加圧水型原子炉においては通常10〜14ft.(3.0〜4.3
m)である。
配列の格子状に組み立てられている。格子状に組み立て
られた燃料棒の組立体は「燃料要素集合体」ないしは
「燃料集合体」と呼ばれ、発電所で取り扱われる最小の
燃料ユニットとなる。炉心は、燃料集合体30を集めほぼ
円筒形状に並置することによって構成される。より大き
な出力が必要とされるにつれ、より多くの燃料集合体が
用いられる。炉心の直径は、出力レベルに応じて9〜13f
t.(2.7〜4.0m）となるのが一般的である。炉心の高さは
大型加圧水型原子炉においては通常10〜14ft.(3.0〜4.3
m)である。
【００１３】制御棒は、燃料棒に代えて、燃料集合体の
複数の位置にある制御棒案内チャンネル20内に配置され
た円筒形の棒である。製造者が異なると、同じ中性子吸
収材を用いることはなく、また、同じ数の制御棒を用い
ることもない。
複数の位置にある制御棒案内チャンネル20内に配置され
た円筒形の棒である。製造者が異なると、同じ中性子吸
収材を用いることはなく、また、同じ数の制御棒を用い
ることもない。
【００１４】制御棒駆動機構14は機械的なものであり、
無制限な位置変更が可能なものと、一連のディスクリー
ト（離散的）ステップで移動するものとがある。製造者
に拘わらず、全ての制御棒駆動機構は、「スクラム（緊
急停止）」のための消勢を行う磁気式ラッチ装置を備え
ている。制御棒は上方に引き上げられており、スクラム
時に重力により炉心内に落下される。制御棒駆動機構14
は上蓋18を貫通して原子炉圧力容器12内に延びている。
無制限な位置変更が可能なものと、一連のディスクリー
ト（離散的）ステップで移動するものとがある。製造者
に拘わらず、全ての制御棒駆動機構は、「スクラム（緊
急停止）」のための消勢を行う磁気式ラッチ装置を備え
ている。制御棒は上方に引き上げられており、スクラム
時に重力により炉心内に落下される。制御棒駆動機構14
は上蓋18を貫通して原子炉圧力容器12内に延びている。
【００１５】原子炉運転時、中性子束の測定が炉心の内
側で、その断面に沿って分布された複数位置及び高さ方
向に沿って分布された複数位置で実施されなければなら
ない。かかる測定は炉心核計装により実行されるが、こ
の炉心核計装が本発明の内容をなすものである。
側で、その断面に沿って分布された複数位置及び高さ方
向に沿って分布された複数位置で実施されなければなら
ない。かかる測定は炉心核計装により実行されるが、こ
の炉心核計装が本発明の内容をなすものである。
【００１６】測定コンジットを上蓋に通すという原子炉
の炉心計装装置は、仏国特許第2,065,512号明細書に開
示されている。その仏国特許明細書に開示された計装装
置は、固定位置における中性子検出器又は内部を移動で
きる検出器を収容することのできる案内管を備えてい
る。案内管はコラム内を通って容器上蓋を貫通し、容器
上蓋の下側に配置されたビーム形支持アームにより炉心
の断面に沿って分布されており、それにより、各振分け
管を特定の炉心燃料集合体の案内管に振り分けることが
可能となる。
の炉心計装装置は、仏国特許第2,065,512号明細書に開
示されている。その仏国特許明細書に開示された計装装
置は、固定位置における中性子検出器又は内部を移動で
きる検出器を収容することのできる案内管を備えてい
る。案内管はコラム内を通って容器上蓋を貫通し、容器
上蓋の下側に配置されたビーム形支持アームにより炉心
の断面に沿って分布されており、それにより、各振分け
管を特定の炉心燃料集合体の案内管に振り分けることが
可能となる。
【００１７】この従来の計装装置の場合、炉心の再装填
のためには、容器の減圧を行った後、計装コラムを漏れ
防止状態で通過することができる装置が分解され、支持
アーム及び振分け管に接近することができるよう、容器
上蓋が取り外される。
のためには、容器の減圧を行った後、計装コラムを漏れ
防止状態で通過することができる装置が分解され、支持
アーム及び振分け管に接近することができるよう、容器
上蓋が取り外される。
【００１８】しかしながら、この従来の計装装置には幾
つかの問題点がある。まず第１に、互いに個々独立に複
数の案内管を支持している支持アームの引抜きは、これ
らの管の形状や分布状態を保つために、特別の工具によ
り行わなければならない。従って、作業に必要とされる
時間は非常に長く、原子炉停止時間も増加する。これは
大きな問題点である。第２に、複雑な形状の多数の支持
アームを有することを避けるために、中性子検出器が導
入される燃料集合体の数は、炉心の束パターン測定の正
確さを犠牲にして制限される。
つかの問題点がある。まず第１に、互いに個々独立に複
数の案内管を支持している支持アームの引抜きは、これ
らの管の形状や分布状態を保つために、特別の工具によ
り行わなければならない。従って、作業に必要とされる
時間は非常に長く、原子炉停止時間も増加する。これは
大きな問題点である。第２に、複雑な形状の多数の支持
アームを有することを避けるために、中性子検出器が導
入される燃料集合体の数は、炉心の束パターン測定の正
確さを犠牲にして制限される。
【００１９】上の場合も他の全ての場合と同様に、測定
コンジットは、炉心内に導入される端部部分と、炉心の
近傍に配置された測定ルームに入る反対側の第２の端部
部分とを有する。測定コンジットは計装管内に摺動可能
に取り付けられ、測定ルーム内からその端部を引っ張り
或いは押すことだけで、引抜き又は設置することができ
る。実際、測定コンジットは、炉心の再装填の際に炉心
の燃料集合体から引き抜かれなければならない。更に、
測定コンジットは、原子炉容器と測定ルームとをつなげ
る非常に長い案内管が連結された漏れ防止通路を通して
原子炉容器内に挿入されなければならない。
コンジットは、炉心内に導入される端部部分と、炉心の
近傍に配置された測定ルームに入る反対側の第２の端部
部分とを有する。測定コンジットは計装管内に摺動可能
に取り付けられ、測定ルーム内からその端部を引っ張り
或いは押すことだけで、引抜き又は設置することができ
る。実際、測定コンジットは、炉心の再装填の際に炉心
の燃料集合体から引き抜かれなければならない。更に、
測定コンジットは、原子炉容器と測定ルームとをつなげ
る非常に長い案内管が連結された漏れ防止通路を通して
原子炉容器内に挿入されなければならない。
【００２０】次に、既知であり広く用いられている第２
の従来例について説明する。この例では、測定コンジッ
トのための通路が、原子炉容器の凸状の下部に設けられ
た管継手から構成される。これらの管継手に連結された
計装案内管は、大きな曲率半径の円弧形状の軌跡を持
ち、原子炉容器の下部を測定ルームに結合している。容
器の凸状の下部に管継手を設けることは、その構成要素
の製造を複雑化し、安全基準の厳守が困難となる可能性
がある。更に、原子炉建屋の構造は、円弧軌道に沿って
非常に長い計装案内管を通すことができるように設計さ
れている。その結果として、原子炉建屋の設計及び構成
は相当に困難であり、コストもかかるものとなる。
の従来例について説明する。この例では、測定コンジッ
トのための通路が、原子炉容器の凸状の下部に設けられ
た管継手から構成される。これらの管継手に連結された
計装案内管は、大きな曲率半径の円弧形状の軌跡を持
ち、原子炉容器の下部を測定ルームに結合している。容
器の凸状の下部に管継手を設けることは、その構成要素
の製造を複雑化し、安全基準の厳守が困難となる可能性
がある。更に、原子炉建屋の構造は、円弧軌道に沿って
非常に長い計装案内管を通すことができるように設計さ
れている。その結果として、原子炉建屋の設計及び構成
は相当に困難であり、コストもかかるものとなる。
【００２１】また、容器の下部を貫通する管継手への接
近は極めて困難であり、そのため、完全な原子炉の安全
運転を保証するための管継手監視作業が複雑となる。更
に、容器の下部に連結された計装案内管は常に炉心冷却
水で満たされており、従って、案内管のシールに欠陥が
生じた場合には、その冷却水が測定ルーム内に入る恐れ
がある。
近は極めて困難であり、そのため、完全な原子炉の安全
運転を保証するための管継手監視作業が複雑となる。更
に、容器の下部に連結された計装案内管は常に炉心冷却
水で満たされており、従って、案内管のシールに欠陥が
生じた場合には、その冷却水が測定ルーム内に入る恐れ
がある。
【００２２】また、測定コンジットが容器上蓋を貫通し
ている型式の計装装置も提案され、用いられている。こ
れは例えば仏国特許第2,065,512号明細書に開示されて
いる。これは、容器の下部に管継手を設ける必要性、及
び、計装案内管を測定ルームに延ばすために複雑な原子
炉建屋構造を設ける必要性に関連された問題を回避する
ものである。しかしながら、この種のレイアウトにおい
ては、「上部炉内構造物」と呼ばれる計装装置の一部が
上蓋により直接支持されており、上蓋を取り外す作業を
複雑化すると共に、原子炉停止中に上蓋に関連される計
装取扱い・保管作業を複雑化する。
ている型式の計装装置も提案され、用いられている。こ
れは例えば仏国特許第2,065,512号明細書に開示されて
いる。これは、容器の下部に管継手を設ける必要性、及
び、計装案内管を測定ルームに延ばすために複雑な原子
炉建屋構造を設ける必要性に関連された問題を回避する
ものである。しかしながら、この種のレイアウトにおい
ては、「上部炉内構造物」と呼ばれる計装装置の一部が
上蓋により直接支持されており、上蓋を取り外す作業を
複雑化すると共に、原子炉停止中に上蓋に関連される計
装取扱い・保管作業を複雑化する。
【００２３】再装填及び保守を行うための原子炉停止
中、上部炉内構造物は引き出され、原子炉プール内の保
管スタンドに置かれる。上蓋を貫通する案内管又は測定
コンジットを備える炉心計装装置の場合、従来の構成で
は、上部炉内構造物の取扱いを簡単で迅速な形で行うこ
とはできなかった。従って、炉心計装が容器上蓋を貫通
している場合、原子炉の設計及び構成に関して得られる
利点には、原子炉の使用及び保守が関係する限り、相当
な問題点も伴われる。このために、現在稼働中の原子炉
の大部分は、原子炉容器の下部を貫通する計装管を備え
ている。
中、上部炉内構造物は引き出され、原子炉プール内の保
管スタンドに置かれる。上蓋を貫通する案内管又は測定
コンジットを備える炉心計装装置の場合、従来の構成で
は、上部炉内構造物の取扱いを簡単で迅速な形で行うこ
とはできなかった。従って、炉心計装が容器上蓋を貫通
している場合、原子炉の設計及び構成に関して得られる
利点には、原子炉の使用及び保守が関係する限り、相当
な問題点も伴われる。このために、現在稼働中の原子炉
の大部分は、原子炉容器の下部を貫通する計装管を備え
ている。
【００２４】更に、1979年のスリーマイル島事故によ
り、炉心計装装置のための米国エネルギー省（ＤＯ
Ｅ）、米国電力研究所（ＥＰＲＩ）及び米国原子力規制
委員会（ＮＲＣ）による緊急採択があり、それは、炉心
の下側で原子炉容器（ＲＶ）を貫通しないこと、固定炉
心検出器（ＦＩＤ）を用いることをその内容としてい
る。これらのファクターは、プラントの安全性及び運転
制御を改善するものと考えられている。
り、炉心計装装置のための米国エネルギー省（ＤＯ
Ｅ）、米国電力研究所（ＥＰＲＩ）及び米国原子力規制
委員会（ＮＲＣ）による緊急採択があり、それは、炉心
の下側で原子炉容器（ＲＶ）を貫通しないこと、固定炉
心検出器（ＦＩＤ）を用いることをその内容としてい
る。これらのファクターは、プラントの安全性及び運転
制御を改善するものと考えられている。
【００２５】以上の説明により、本発明の目的は、原子
炉容器の下部貫通部を無くし且つ炉心出力分布を測定す
るために固定炉心検出器を用いた加圧水型原子炉用の単
純化炉心計装装置（ＳＩＣＩＳ）を提供することにあ
る。本発明の他の目的は、加圧水型原子炉に対する設置
及び取出しを容易に且つ安全に行う単純化炉心計装装置
を提供することにある。これらの目的及びその他の目的
は本発明により達成される。
炉容器の下部貫通部を無くし且つ炉心出力分布を測定す
るために固定炉心検出器を用いた加圧水型原子炉用の単
純化炉心計装装置（ＳＩＣＩＳ）を提供することにあ
る。本発明の他の目的は、加圧水型原子炉に対する設置
及び取出しを容易に且つ安全に行う単純化炉心計装装置
を提供することにある。これらの目的及びその他の目的
は本発明により達成される。
【００２６】
【発明の概要】本発明によれば、加圧水型原子炉に用い
られる単純化炉心計装装置は、複数の固定炉心検出器用
シンブルを備えており、各シンブルは閉鎖蓋を貫通して
原子炉の炉心内に挿入される。各シンブルは、炉心の状
態（局所的出力レベル）を検出するための検出器（例え
ば中性子検出器又はガンマ線検出器）を少なくとも１
個、通常は数個包含する。また、シンブルは、炉心出口
温度を測定するための熱電対を含んでいる。更に、上部
支持板が設けられる。上部支持板は、閉鎖蓋と上部炉心
板との間に配置され、少なくとも１本の支持コラムによ
り支持される。各支持コラムは軸線方向の空洞部を有
し、シンブルを支持コラムの中心に軸線方向に通すこと
ができるようになっている。加圧水型原子炉の運転中、
シンブルは炉心から上部炉心板、対応の支持コラム、上
部支持板の貫通孔及び閉鎖蓋の貫通孔を通して閉鎖蓋の
上方のシール継手へと延びる。従って、検出器信号は、
原子炉の外側、例えば炉心状態を監視するための別の設
備で得ることができる。
られる単純化炉心計装装置は、複数の固定炉心検出器用
シンブルを備えており、各シンブルは閉鎖蓋を貫通して
原子炉の炉心内に挿入される。各シンブルは、炉心の状
態（局所的出力レベル）を検出するための検出器（例え
ば中性子検出器又はガンマ線検出器）を少なくとも１
個、通常は数個包含する。また、シンブルは、炉心出口
温度を測定するための熱電対を含んでいる。更に、上部
支持板が設けられる。上部支持板は、閉鎖蓋と上部炉心
板との間に配置され、少なくとも１本の支持コラムによ
り支持される。各支持コラムは軸線方向の空洞部を有
し、シンブルを支持コラムの中心に軸線方向に通すこと
ができるようになっている。加圧水型原子炉の運転中、
シンブルは炉心から上部炉心板、対応の支持コラム、上
部支持板の貫通孔及び閉鎖蓋の貫通孔を通して閉鎖蓋の
上方のシール継手へと延びる。従って、検出器信号は、
原子炉の外側、例えば炉心状態を監視するための別の設
備で得ることができる。
【００２７】また、本発明の別の面によれば、原子力タ
ービン発電所が提供される。この発電所は、前述の単純
化炉心計装装置と、発電を行うタービン発電機と、単純
化炉心計装装置及びタービン発電機に接続された加圧水
型原子炉とを備えている。
ービン発電所が提供される。この発電所は、前述の単純
化炉心計装装置と、発電を行うタービン発電機と、単純
化炉心計装装置及びタービン発電機に接続された加圧水
型原子炉とを備えている。
【００２８】
【好適な実施例の詳細な説明】以下、図３〜図７に沿っ
て本発明の好適な実施例について説明するが、図中、同
一符号は同一要素を示すものとする。
て本発明の好適な実施例について説明するが、図中、同
一符号は同一要素を示すものとする。
【００２９】まず図３について説明すると、本発明によ
る単純化炉心計装装置を具備する加圧水型原子炉は、取
外し可能な閉鎖蓋組立体18により閉じられた原子炉容器
（ＲＶ）12を備えている。炉心４は複数の燃料集合体30
から構成されている。また、炉心４は原子炉容器12に固
定された下部炉心板32ａ上に載置されている。
る単純化炉心計装装置を具備する加圧水型原子炉は、取
外し可能な閉鎖蓋組立体18により閉じられた原子炉容器
（ＲＶ）12を備えている。炉心４は複数の燃料集合体30
から構成されている。また、炉心４は原子炉容器12に固
定された下部炉心板32ａ上に載置されている。
【００３０】炉心４の上側には上部炉心板54ａがあり、
この上部炉心板54ａは、相当な厚さ（典型的には約10i
n.(25.4cm)）の上部支持板42ｂに垂直の支持コラム40ａ
により連結されている。
この上部炉心板54ａは、相当な厚さ（典型的には約10i
n.(25.4cm)）の上部支持板42ｂに垂直の支持コラム40ａ
により連結されている。
【００３１】上部炉心板54ａ及び支持コラム40ａに加え
て、単純化炉心計装装置は、制御棒のための制御棒案内
管20ａと、原子炉容器12の閉鎖蓋組立体18を貫通する制
御棒駆動シャフト22ａとを備えている。
て、単純化炉心計装装置は、制御棒のための制御棒案内
管20ａと、原子炉容器12の閉鎖蓋組立体18を貫通する制
御棒駆動シャフト22ａとを備えている。
【００３２】好適な実施例において、25本以上の検出器
シンブル52が、閉鎖蓋組立体18及び上部炉内構造物の支
持コラム40ａを通って原子炉容器12内及び炉心４内に垂
直に挿入される。更に、各シンブル52は、軸線方向に分
布された６個以上の固定炉心検出器と、燃料集合体30の
冷却材出口温度を測定する１個の熱電対（図示しない）
とを含んでいる。主バウンダリシンブルシール52ａと検
出器配線（図示しない）とは、ミサイルシールド板50の
上部に配置されている。この構成では、閉鎖蓋組立体18
から上方に約22ft.(6.71m)延びてミサイルシールド板50
を貫通する圧力バウンダリ案内管48（外径約1.0in.(2.5
4cm)、内径約0.5in.(1.27cm)）を用いることを要する。
案内管（3.4in.(8.6cm)の径）が十分に通ることができ
るように、ＣＲＤＭ（制御棒駆動機構）マグネット14間
には十分なスペースが設けられている（図５及び図６参
照）。検出器シンブル52は、径が約0.4in.(1.0cm)、長
さが約51ft.(15.5m)であり、案内管を封止するための継
手若しくはシール52ａが設けられている。
シンブル52が、閉鎖蓋組立体18及び上部炉内構造物の支
持コラム40ａを通って原子炉容器12内及び炉心４内に垂
直に挿入される。更に、各シンブル52は、軸線方向に分
布された６個以上の固定炉心検出器と、燃料集合体30の
冷却材出口温度を測定する１個の熱電対（図示しない）
とを含んでいる。主バウンダリシンブルシール52ａと検
出器配線（図示しない）とは、ミサイルシールド板50の
上部に配置されている。この構成では、閉鎖蓋組立体18
から上方に約22ft.(6.71m)延びてミサイルシールド板50
を貫通する圧力バウンダリ案内管48（外径約1.0in.(2.5
4cm)、内径約0.5in.(1.27cm)）を用いることを要する。
案内管（3.4in.(8.6cm)の径）が十分に通ることができ
るように、ＣＲＤＭ（制御棒駆動機構）マグネット14間
には十分なスペースが設けられている（図５及び図６参
照）。検出器シンブル52は、径が約0.4in.(1.0cm)、長
さが約51ft.(15.5m)であり、案内管を封止するための継
手若しくはシール52ａが設けられている。
【００３３】図４を参照すると、単純化炉心計装装置を
原子炉容器12に対して設置及び取外しするための本発明
による装置が側面図で示されている。燃料交換作業は、
シンブル及び案内管のシール52ａを分離し、シンブル52
を約20ft.(6.1m)上方に引き上げることを要する。各シ
ンブル52の上部非放射線部分は、ＩＨＰのミサイルシー
ルド板50の上方に取り付けられた特別のラック70内の引
上げ位置に固定される。このシンブル保管ラック70に
は、ポーラクレーンを引き上げられたシンブル52と干渉
することなくＩＨＰに取り付けることができるように、
内部三脚式吊上げリグが設けられている。ＩＨＰ取外し
作業時、引き入れられた検出器シンブル52の放射性ホッ
ト(hot)先端部は、職業上放射線被爆（ＯＲＥ）を最小
にするために、ＩＨＰの遮蔽位置内で保持される。検出
器シンブル52の取外し及び交換のために、ホット部分は
燃料交換プール74内に降ろされ、そこでシンブル52は切
断され、使用済み燃料ピットに移送される（図７及び図
９参照）。
原子炉容器12に対して設置及び取外しするための本発明
による装置が側面図で示されている。燃料交換作業は、
シンブル及び案内管のシール52ａを分離し、シンブル52
を約20ft.(6.1m)上方に引き上げることを要する。各シ
ンブル52の上部非放射線部分は、ＩＨＰのミサイルシー
ルド板50の上方に取り付けられた特別のラック70内の引
上げ位置に固定される。このシンブル保管ラック70に
は、ポーラクレーンを引き上げられたシンブル52と干渉
することなくＩＨＰに取り付けることができるように、
内部三脚式吊上げリグが設けられている。ＩＨＰ取外し
作業時、引き入れられた検出器シンブル52の放射性ホッ
ト(hot)先端部は、職業上放射線被爆（ＯＲＥ）を最小
にするために、ＩＨＰの遮蔽位置内で保持される。検出
器シンブル52の取外し及び交換のために、ホット部分は
燃料交換プール74内に降ろされ、そこでシンブル52は切
断され、使用済み燃料ピットに移送される（図７及び図
９参照）。
【００３４】図５及び図６は、原子炉容器閉鎖蓋18にお
けるＣＲＤＭマグネット14と検出器シンブル52のレイア
ウトを示している。図示するように、16〜38本のシンブ
ル52は炉心全体にほぼ均等に配分されている。各シンブ
ル52は、有効炉心高さ全体にわたり軸線方向に互いに離
隔された６個又は８個の固定炉心検出器（中性子検出器
又はガンマ線検出器）を備える直線状の管である。シン
ブル52の径方向の位置は、制御棒駆動機構のない位置及
び炉内構造物の支持コラム40ａが設けられている位置に
制限されている。各シンブル52に含まれる６個の固定炉
心検出器は、シンブル52の下部135in.(343.8cm)の部分
に配置され、それは、第２の燃料集合体棒支持格子の高
さ(下部炉心支持板の上方約21in.(53.3cm)の位置）で終
端している。プラント運転中、固定炉心検出器（ロジウ
ム、プラチナ又はガンマサーモメータ）は燃料集合体の
計装管内に配置される。燃料交換作業時、検出器シンブ
ル52は原子炉容器閉鎖蓋18の真下のスペース内に垂直上
方に手動で引き上げられ、ＩＨＰの吊上げ及び格納容器
内の保管位置への移送時、その引上げ位置で保管され
る。シンブル52は約20ft.(6.1m)引き上げられ、シンブ
ル52の非照射端部はＩＨＰのミサイルシールド板50の上
方で露出され、照射された135in.(3.4m)の長さのホット
先端部は原子炉容器閉鎖蓋18の真下で保持される。6〜7
in.(15.2〜17.8cm)の厚さの鋼製原子炉容器閉鎖蓋18
は、燃料交換作業時に、作業員のためのシールドとな
る。しかし、原子炉容器閉鎖蓋18の下側で利用できる限
られた高さのために、40in.(1.02m)又は50in.(1.27m)の
ホットシンブルが閉鎖蓋18の上方に突出する。そこで、
最大3in.(7.62cm)のスチール、鉛又は減損ウランのシー
ルド56が、その露出部分のハウジングの回りに設けられ
る。
けるＣＲＤＭマグネット14と検出器シンブル52のレイア
ウトを示している。図示するように、16〜38本のシンブ
ル52は炉心全体にほぼ均等に配分されている。各シンブ
ル52は、有効炉心高さ全体にわたり軸線方向に互いに離
隔された６個又は８個の固定炉心検出器（中性子検出器
又はガンマ線検出器）を備える直線状の管である。シン
ブル52の径方向の位置は、制御棒駆動機構のない位置及
び炉内構造物の支持コラム40ａが設けられている位置に
制限されている。各シンブル52に含まれる６個の固定炉
心検出器は、シンブル52の下部135in.(343.8cm)の部分
に配置され、それは、第２の燃料集合体棒支持格子の高
さ(下部炉心支持板の上方約21in.(53.3cm)の位置）で終
端している。プラント運転中、固定炉心検出器（ロジウ
ム、プラチナ又はガンマサーモメータ）は燃料集合体の
計装管内に配置される。燃料交換作業時、検出器シンブ
ル52は原子炉容器閉鎖蓋18の真下のスペース内に垂直上
方に手動で引き上げられ、ＩＨＰの吊上げ及び格納容器
内の保管位置への移送時、その引上げ位置で保管され
る。シンブル52は約20ft.(6.1m)引き上げられ、シンブ
ル52の非照射端部はＩＨＰのミサイルシールド板50の上
方で露出され、照射された135in.(3.4m)の長さのホット
先端部は原子炉容器閉鎖蓋18の真下で保持される。6〜7
in.(15.2〜17.8cm)の厚さの鋼製原子炉容器閉鎖蓋18
は、燃料交換作業時に、作業員のためのシールドとな
る。しかし、原子炉容器閉鎖蓋18の下側で利用できる限
られた高さのために、40in.(1.02m)又は50in.(1.27m)の
ホットシンブルが閉鎖蓋18の上方に突出する。そこで、
最大3in.(7.62cm)のスチール、鉛又は減損ウランのシー
ルド56が、その露出部分のハウジングの回りに設けられ
る。
【００３５】単純化炉心計装装置を有する加圧水型原子
炉の燃料交換及び保守は、一定の新規な手順及び装置を
必要とし、その他のものは不要となる。より詳細に説明
すると、図７〜図９に示すように、特別の検出器シンブ
ル取扱い・保管用フレームないしはラック70がＩＨＰの
上部に取り付けられている。このラック70は、各検出器
シンブル52を上下するためのプーリー・ロープ装置と吊
上げリグとを備えている。シンブル52が引上げ位置にあ
る場合、閉鎖蓋吊上げ作業中、それらは拘束され固定さ
れる。空中放射能汚染に関する問題は、プラスチック・
スリーブを設けることにより、或いは、引き上げられた
シンブルをそれぞれ袋に入れることにより解決すること
ができる。
炉の燃料交換及び保守は、一定の新規な手順及び装置を
必要とし、その他のものは不要となる。より詳細に説明
すると、図７〜図９に示すように、特別の検出器シンブ
ル取扱い・保管用フレームないしはラック70がＩＨＰの
上部に取り付けられている。このラック70は、各検出器
シンブル52を上下するためのプーリー・ロープ装置と吊
上げリグとを備えている。シンブル52が引上げ位置にあ
る場合、閉鎖蓋吊上げ作業中、それらは拘束され固定さ
れる。空中放射能汚染に関する問題は、プラスチック・
スリーブを設けることにより、或いは、引き上げられた
シンブルをそれぞれ袋に入れることにより解決すること
ができる。
【００３６】シンブル52の燃料交換・取扱い時の手順
は、以下の通りである。 １．各シンブルにおける固定炉心検出器についてのキャ
ノン型多重電気的コネクタを取り外し、ＩＨＰのジャン
パーケーブルを取り外す。 ２．機械的吊上げ用取付具（これもシンブル電気的コネ
クタを保護するものである）をシンブル及びロープ吊上
げハリヤードに取り付ける。 ３．シンブルシール52ａを分解し、シンブルをハリヤー
ドにより約20ft.(6.1m)程度引き上げ、吊上げフレーム
に固定する。 ４．シンブルをその圧力ハウジングから引き出した際、
必要に応じてシンブルの洗浄を行う。 ５．クレーンフックを降ろし、ＩＨＰの吊上げリグに取
り付ける。その後、ＩＨＰ及びシンブルフレームを一体
としてＩＨＰ保管スタンドに移送する。
は、以下の通りである。 １．各シンブルにおける固定炉心検出器についてのキャ
ノン型多重電気的コネクタを取り外し、ＩＨＰのジャン
パーケーブルを取り外す。 ２．機械的吊上げ用取付具（これもシンブル電気的コネ
クタを保護するものである）をシンブル及びロープ吊上
げハリヤードに取り付ける。 ３．シンブルシール52ａを分解し、シンブルをハリヤー
ドにより約20ft.(6.1m)程度引き上げ、吊上げフレーム
に固定する。 ４．シンブルをその圧力ハウジングから引き出した際、
必要に応じてシンブルの洗浄を行う。 ５．クレーンフックを降ろし、ＩＨＰの吊上げリグに取
り付ける。その後、ＩＨＰ及びシンブルフレームを一体
としてＩＨＰ保管スタンドに移送する。
【００３７】図７〜図９は、ＩＨＰ取外し作業と、格納
容器内の異なる保管構造を示している。欠陥ホットシン
ブルを検査して交換できるように、且つ、ＩＨＰ上で作
業する作業員への放射線被爆を許容できるレベルまで減
じことができるように、シールドピット72又はプール74
内にシンブルの135in.(3.4m)長さのホット先端部を下降
させるための設備が、格納容器内のＩＨＰ保管位置に必
要とされる。検出器シンブルの交換は、ウエスチングハ
ウス・エレクトリック・コーポレイションのＭＩＤ／Ｉ
ＣＩＳプラントで現在用いられている手順と同様であ
る。即ち、シンブル52のホット部分はシールドピット72
又はプール74内で切断され、取扱いバスケット又は保管
ドラム（図示しない）内に配置される。非照射シンブル
部分は、閉鎖蓋18を通して引き抜かれる。新規な交換シ
ンブルがハウジング管を通して押し出され、閉鎖蓋18内
に降ろされる。
容器内の異なる保管構造を示している。欠陥ホットシン
ブルを検査して交換できるように、且つ、ＩＨＰ上で作
業する作業員への放射線被爆を許容できるレベルまで減
じことができるように、シールドピット72又はプール74
内にシンブルの135in.(3.4m)長さのホット先端部を下降
させるための設備が、格納容器内のＩＨＰ保管位置に必
要とされる。検出器シンブルの交換は、ウエスチングハ
ウス・エレクトリック・コーポレイションのＭＩＤ／Ｉ
ＣＩＳプラントで現在用いられている手順と同様であ
る。即ち、シンブル52のホット部分はシールドピット72
又はプール74内で切断され、取扱いバスケット又は保管
ドラム（図示しない）内に配置される。非照射シンブル
部分は、閉鎖蓋18を通して引き抜かれる。新規な交換シ
ンブルがハウジング管を通して押し出され、閉鎖蓋18内
に降ろされる。
【００３８】炉心内で1.5年間照射された16〜38本のシ
ンブルを含む原子炉容器閉鎖蓋の移送は、特に、閉鎖蓋
がフロアの上方に吊り上げられ且つ相当なガンマ線の照
射及び散乱が格納容器内で存在する場合、特別な手順と
恐らくは特別のシールドの使用が必要となる。格納容器
から全ての作業員を移動させること、或いは、シャドウ
シールドの背後に作業員を配置させることは、ＯＲＥを
制限する一手段である。閉鎖蓋18の下側に、４〜６in.
(7.6〜10.2cm)の厚さの取外し可能な鋼製シールド板を
付加することによっても、移送中にＯＲＥを許容レベル
に低減することができる。
ンブルを含む原子炉容器閉鎖蓋の移送は、特に、閉鎖蓋
がフロアの上方に吊り上げられ且つ相当なガンマ線の照
射及び散乱が格納容器内で存在する場合、特別な手順と
恐らくは特別のシールドの使用が必要となる。格納容器
から全ての作業員を移動させること、或いは、シャドウ
シールドの背後に作業員を配置させることは、ＯＲＥを
制限する一手段である。閉鎖蓋18の下側に、４〜６in.
(7.6〜10.2cm)の厚さの取外し可能な鋼製シールド板を
付加することによっても、移送中にＯＲＥを許容レベル
に低減することができる。
【００３９】図７は、好適な加圧水型原子炉及び単純化
炉心計装装置の電子システムの構成をブロック図で示し
たものである。従来のシステムは、炉心出力分布を測定
するために、多くの固定炉心検出器又は可動炉心検出器
のデータを必要とした。これらの従来のシステムは、測
定された出力分布を確定するために、燃料サイクルの開
始前になされた予測と中性子束の測定とを組み合わせる
こととしていた。
炉心計装装置の電子システムの構成をブロック図で示し
たものである。従来のシステムは、炉心出力分布を測定
するために、多くの固定炉心検出器又は可動炉心検出器
のデータを必要とした。これらの従来のシステムは、測
定された出力分布を確定するために、燃料サイクルの開
始前になされた予測と中性子束の測定とを組み合わせる
こととしていた。
【００４０】本発明の好適な実施態様においては、最新
式の分析方法及びコンピュータハードウェアが用いら
れ、従来であれば炉心設計者のみが利用できた分析ツー
ルをプラントに与えるようになっている。この電子シス
テムは、固定炉心検出器及びその他のプラントセンサか
らの測定データを用い、予測された炉心出力分布を確認
し、必要に応じてその予測分布を調整する。この異なる
方法は、炉心内の多数の中性子センサを減ずることがで
きる。
式の分析方法及びコンピュータハードウェアが用いら
れ、従来であれば炉心設計者のみが利用できた分析ツー
ルをプラントに与えるようになっている。この電子シス
テムは、固定炉心検出器及びその他のプラントセンサか
らの測定データを用い、予測された炉心出力分布を確認
し、必要に応じてその予測分布を調整する。この異なる
方法は、炉心内の多数の中性子センサを減ずることがで
きる。
【００４１】図７に示すように、熱電対信号は、ＲＪＢ
−Ａ138、ＲＪＢ−Ｂ140及び不十分炉心冷却モニタ（Ｉ
ＣＣＭ）134，136を通して処理され、プラントコンピュ
ータ100及び計算ワークステーション120に伝えられる。
ＦＩＤシンブル52のデータは、単一の処理モジュールＳ
ＰＭ−１、ＳＰＭ−２・・・ＳＰＭ−Ｎとして図示され
ているセンサハイウェイ110を経てデータ受信器130，13
2に伝えられる。この構成は、固定炉心検出器が監視情
報のみを提供することを保証するものである。コンピュ
ータ100に与えられる他の情報としては、棒位置（Ｒ
Ｐ）、炉心外型検出器信号（ＥＤ）、加圧器圧力（Ｐ
Ｐ）及びループ温度（ＬＴ）等がある。また、加圧水型
原子炉10は、蒸気の熱エネルギーを電力に変換するター
ビン発電機80に接続されていることに注意されたい。
−Ａ138、ＲＪＢ−Ｂ140及び不十分炉心冷却モニタ（Ｉ
ＣＣＭ）134，136を通して処理され、プラントコンピュ
ータ100及び計算ワークステーション120に伝えられる。
ＦＩＤシンブル52のデータは、単一の処理モジュールＳ
ＰＭ−１、ＳＰＭ−２・・・ＳＰＭ−Ｎとして図示され
ているセンサハイウェイ110を経てデータ受信器130，13
2に伝えられる。この構成は、固定炉心検出器が監視情
報のみを提供することを保証するものである。コンピュ
ータ100に与えられる他の情報としては、棒位置（Ｒ
Ｐ）、炉心外型検出器信号（ＥＤ）、加圧器圧力（Ｐ
Ｐ）及びループ温度（ＬＴ）等がある。また、加圧水型
原子炉10は、蒸気の熱エネルギーを電力に変換するター
ビン発電機80に接続されていることに注意されたい。
【００４２】上述した加圧水型原子炉の単純化炉心計装
装置は、従来の装置を越える利点を有し、その概略は以
下の通りである。 １．この単純化炉心計装装置は、現在の主要事業主、Ｅ
ＰＲＩ、ＤＯＥ及びＮＲＣの要求及び優先事項、即ち、
(ａ)原子炉容器の下部鏡に貫通部を必要としないこと、
及び(ｂ)単純化炉心計装装置が固定炉心計装を用いるこ
と、を満足する。 ２．この単純化炉心計装装置は、炉内構造物と干渉せず
且つまた炉内構造物を複雑化することもない直線的な炉
心への挿入・取出し経路を有する機械的に極めた単純な
ものである。また、各固定炉心検出器シンブルに炉心出
口熱電対を設けることも、原子炉容器内部構造及び原子
炉容器閉鎖蓋貫通部を単純化するものである。 ３．この単純化炉心計装装置は、機械的に見ると、燃料
集合体の上部ノズルと炉内構造物の支持コラムに比較的
簡単な変更を加え、原子炉容器閉鎖蓋に管状シンブル圧
力バウンダリハウジングを取り付け、且つ、ＩＨＰの上
部に検出器シンブル支持フレーム（ラック）を設けるこ
とを要するだけである。 ４．この単純化炉心計装装置は固定炉心検出器のみを用
い、その結果として、可動炉心検出器（ＭＩＤ）に必要
とされる遠隔駆動装置、移送装置及びコントローラが不
要となる。従って、必要とされるスペースは少なくな
り、信頼性は向上される。また、可動炉心検出器型下部
取付式炉心計装装置に関連される下部キャビティのスペ
ースと、80〜100ft.(24.4〜30.4m)の長い保護管も不要
となる。
装置は、従来の装置を越える利点を有し、その概略は以
下の通りである。 １．この単純化炉心計装装置は、現在の主要事業主、Ｅ
ＰＲＩ、ＤＯＥ及びＮＲＣの要求及び優先事項、即ち、
(ａ)原子炉容器の下部鏡に貫通部を必要としないこと、
及び(ｂ)単純化炉心計装装置が固定炉心計装を用いるこ
と、を満足する。 ２．この単純化炉心計装装置は、炉内構造物と干渉せず
且つまた炉内構造物を複雑化することもない直線的な炉
心への挿入・取出し経路を有する機械的に極めた単純な
ものである。また、各固定炉心検出器シンブルに炉心出
口熱電対を設けることも、原子炉容器内部構造及び原子
炉容器閉鎖蓋貫通部を単純化するものである。 ３．この単純化炉心計装装置は、機械的に見ると、燃料
集合体の上部ノズルと炉内構造物の支持コラムに比較的
簡単な変更を加え、原子炉容器閉鎖蓋に管状シンブル圧
力バウンダリハウジングを取り付け、且つ、ＩＨＰの上
部に検出器シンブル支持フレーム（ラック）を設けるこ
とを要するだけである。 ４．この単純化炉心計装装置は固定炉心検出器のみを用
い、その結果として、可動炉心検出器（ＭＩＤ）に必要
とされる遠隔駆動装置、移送装置及びコントローラが不
要となる。従って、必要とされるスペースは少なくな
り、信頼性は向上される。また、可動炉心検出器型下部
取付式炉心計装装置に関連される下部キャビティのスペ
ースと、80〜100ft.(24.4〜30.4m)の長い保護管も不要
となる。
【００４３】以上、本発明の好適な実施例について詳細
に説明したが、前述の実施例に対して多くの変更や変形
（例えば物理的寸法についての変更）をなしうること
は、当業者にとり明らかであろう。従って、本発明の範
囲は特許請求の範囲のみで定められるべきものである。
に説明したが、前述の実施例に対して多くの変更や変形
（例えば物理的寸法についての変更）をなしうること
は、当業者にとり明らかであろう。従って、本発明の範
囲は特許請求の範囲のみで定められるべきものである。
【図面の簡単な説明】
【図１】従来の加圧水型原子炉の断面図である。
【図２】加圧水型原子炉の計装装置の従来構成を示す図
である。
である。
【図３】本発明に従った単純化炉心計装装置と加圧水型
原子炉を示す図である。
原子炉を示す図である。
【図４】本発明による単純化炉心計装装置の設置及び取
外しのための装置に関連して図３の加圧水型原子炉を示
す側面図である。
外しのための装置に関連して図３の加圧水型原子炉を示
す側面図である。
【図５】本発明により単純化された原子炉容器閉鎖蓋の
レイアウトを示す図である。
レイアウトを示す図である。
【図６】図５に示すレイアウトの拡大部分図である。
【図７】本発明による単純化炉心計装装置を取り外して
保管するための構造の一例を示す図である。
保管するための構造の一例を示す図である。
【図８】本発明による単純化炉心計装装置を取り外す際
の状態を示す図である。
の状態を示す図である。
【図９】本発明による単純化炉心計装装置を取り外して
保管するための構造の別の例を示す図である。
保管するための構造の別の例を示す図である。
【図１０】本発明による加圧水型原子炉・炉心計装装置
のブロック図である。
のブロック図である。
４ 炉心 10 加圧水型原子炉 12 原子炉容器 18 閉鎖蓋 30 燃料集合体 32ａ 下部炉心板 40ａ 支持コラム 42ｂ 上部支持板 52 検出器シンブル 54ａ 上部炉心板
フロントページの続き (72)発明者 ロバート・エドワード・ミューシュケ アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、モ ンロービル、シャングリ−ラ・ドライブ 121 (56)参考文献 特開 昭52−106094（ＪＰ，Ａ) 特開 昭61−17990（ＪＰ，Ａ) 特開 昭50−58494（ＪＰ，Ａ) 特開 平２−168196（ＪＰ，Ａ) 特開 昭50−138295（ＪＰ，Ａ) 特開 平５−100077（ＪＰ，Ａ) 実開 昭57−134698（ＪＰ，Ｕ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 17/10 G21C 13/00 G21C 17/12 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉容器（１２）と、該原子炉容器の
一端を閉じる閉鎖蓋（１８）と、下部炉心板（３２ａ）
及び上部炉心板（５４ａ）の間で支持される複数の燃料
集合体（３０）を支持するよう前記原子炉容器内に設け
られた炉心（４）と、関連の制御棒駆動機構に連結され
た複数の制御棒とを備えている加圧水型原子炉において
用いられる、前記炉心内の状態を検出するための炉心計
装装置であって、 （ａ）前記閉鎖蓋（１８）を貫通して前記炉心（４）内
に摺動可能に挿入され、且つ、前記炉心の状態を検出す
ると共にその状態を示す信号を発する少なくとも１つの
検出器を備える固定炉心検出器シンブル（５２）と、 （ｂ）貫通孔を有し、前記閉鎖蓋（１８）及び前記上部
炉心板（５４ａ）の間に配置され、且つ、少なくとも１
本の支持コラム（４０ａ）により支持された上部支持板
（４２ｂ）であり、前記支持コラムがその中心に前記シ
ンブルを軸線方向に挿入できるように構成され、前記シ
ンブルが前記炉心（４）から前記上部炉心板、前記支持
コラム（４０ａ）、前記上部支持板（４２ｂ）の貫通孔
及び前記閉鎖蓋（１８）の貫通孔を通して延びるように
なっている、前記上部支持板（４２ｂ）と、（ｃ）前記上部支持板の該貫通孔と前記閉鎖蓋の該貫通
孔との間に取り付けられ、前記シンブルを前記閉鎖蓋を
通して前記支持コラムへ案内する案内管と 、（ｄ）前記案内管の周り、前記閉鎖蓋の上方及び前記原
子炉容器の外側に位置し前記炉心から引き出されたとき
に前記固定炉心検出器シンブルの放射化部分から出る放
射線を遮断する遮蔽手段（５６）と を備え、前記制御棒駆動機構の内の隣接する４個の制御棒駆動機
構の隅が該４個の制御棒駆動機構の間の隙間通路を通し
て且つ前記閉鎖蓋を通して前記シンブルの挿通を可能に
しており 、 前記検出器により発せられる信号を前記加圧水型原子炉
の外部で得られるようになっている、加圧水型原子炉に
おける炉心計装装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
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