JP4772706B2

JP4772706B2 - 中性子測定装置

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Publication number: JP4772706B2
Application number: JP2007010313A
Authority: JP
Inventors: 晋内藤; 徹小野寺; 直敬小田; 幹雄泉; 泰志後藤; 喜二狩野
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2007-01-19
Filing date: 2007-01-19
Publication date: 2011-09-14
Anticipated expiration: 2027-01-19
Also published as: JP2008175732A

Description

本発明は、軽水炉の中性子測定および監視技術に係り、特に、原子炉容器外あるいは原子炉炉心外から炉心内の中性子強度を検出し、監視可能な中性子測定装置に関する。

従来、沸騰水型原子炉においては、原子炉炉心内の局所的な中性子強度の監視のために、数百個の中性子検出器を原子炉炉心内に設置している。原子炉炉心内は核反応を生じさせるために、中性子強度は非常に大きく（高く）、原子炉炉心内設置の中性子検出器に収納される中性子有感物質は有意に減少していき、中性子検出器は数年で劣化作用を受けて、寿命を終える。

原子炉炉心内設置の中性子検出器は、中性子有感物質の寿命を考慮し、一定期間毎に交換される。中性子検出器が中性子強度の小さい原子炉炉心外や原子炉容器外に設置して、原子炉炉心内の局所的中性子強度を監視することができるならば、中性子検出器の長寿命化を図ることができ、交換周期の延長による原子炉稼動率の向上や、交換費用の低減を図ることができる。

仮に、中性子検出器を原子炉容器外に設置しても、原子炉炉心内の局所的な中性子強度を監視することができるならば、原子炉容器に中性子検出器からの信号伝送用貫通部をなくすことができる。原子炉容器に信号伝送用貫通部をなくすことができれば、原子炉容器の防水性の向上や、亀裂発生確率を低減させることができ、原子炉の安全性をより一層向上させることができる。中性子検出器のメンテナンス性も向上させることができる。

一方、高速増殖炉の炉心内中性子強度を監視する技術に、特許文献１に開示されたものがある。この特許文献１では、中性子検出器を原子炉容器外に設置し、この原子炉容器と炉心との間に中性子の通り道となる中空円管が設けられる。
特開平４−２４８４９７号公報

沸騰水型原子炉や加圧水型原子炉等の軽水炉は、高速増殖炉と異なり、原子炉冷却材に水を用いている。この軽水炉では減速材である水および炉心を構成する燃料集合体や原子炉制御棒による中性子遮蔽効果により、原子炉炉心の中心部で発生した中性子は炉心表面まで到達することができない。軽水炉における原子炉炉心内の中性子拡散距離は、典型的には１０ｃｍ程度であり、原子炉炉心内部で発生した中性子は、原子炉炉心外および原子炉容器外に出てこない。

原子炉容器外に中性子検出器を設置した中性子測定手法を軽水炉に用いた場合には、炉心表面近傍で発生した中性子のみが測定されて監視可能であり、原子炉炉心内部や炉心内の局所領域における中性子強度の監視は困難である。軽水炉で原子炉炉心の周囲を中性子検出器群で囲んでも、中性子拡散距離の関係から原子炉炉心内全域の局所監視は困難であり、できない。

本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、原子炉炉心外あるいは原子炉容器外から原子炉炉心内の局所的な中性子強度を検出し、測定して監視可能な中性子測定装置を提供することを目的とする。

本発明の他の目的は、中性子検出器の長寿命化、検出器交換タイミングの長期化、保守性の向上を図り、原子炉容器の安全性の向上を図ることができる中性子測定装置を提供するにある。

本発明に係る中性子測定装置は、上述した課題を解決するために、原子炉炉心を収容する原子炉容器と、この原子炉容器内に設置されて不活性ガスを充填した中空の中性子輸送管と、この中性子輸送管の端部に対向して原子炉容器外あるいは原子炉容器内に設置された中性子検出器とを有し、前記中性子輸送管は偏平ボックス状に形成して原子炉炉心を中心として放射状に複数設置し、これらの中性子輸送管に対応して複数の中性子検出器を配置したことを特徴とするものである。

本発明に係る中性子測定装置は、原子炉炉心外および原子炉容器外から原子炉炉心内の局所的中性子強度を検出し、測定することができる。

本発明に係る中性子測定装置は、原子炉炉心外あるいは原子炉容器外に中性子検出器を設けて、中性子検出器の長寿命化、検出器交換タイミングの長期化、保守・メンテナンスの容易化を図り、原子炉容器からの漏水を防止して安全性の向上を図ることができる。

本発明に係る中性子測定装置の実施の形態について添付図面を参照して説明する。

本発明は、沸騰水型原子炉や加圧水型原子炉等の軽水炉に適用され、この軽水炉に、原子炉炉心外または原子炉容器外から原子炉炉心内の局所的な中性子強度を測定して監視する中性子測定装置を提供するものである。

軽水炉は、原子炉炉心内での核反応により発生した高速中性子が炉心内の熱エネルギと等しいエネルギを持つまで、中性子は減速材である水と多数回衝突して減速作用を受け、低速中性子にしている。中性子はエネルギが低いほど、水および原子炉炉心を構成する燃料集合体や原子炉制御棒に吸収され易い。

軽水炉では、核反応で生じる高速中性子（発生中性子）が吸収されるまでに進む距離の目安である中性子拡散距離が短く、原子炉炉心内の中性子の典型的な中性子拡散距離値は１０ｃｍ程度である。

一方、軽水炉における原子炉炉心の典型的な寸法は、炉心の径が２〜数ｍ、炉心高さ数ｍ、例えば４ｍ程度有する。軽水炉において、原子炉炉心外に漏れ出る中性子は、炉心表面近傍で発生した中性子であると考えられ、炉心表面近傍以外の炉心内部で発生した中性子は原子炉炉心外に漏れ出ない。

日本国内の原子力プラントは、２０２０年頃から本格化するリプレース時期に到達する。次世代の軽水炉開発が原子力プラントのリプレースのために、国のプロジェクトとして進められている。原子炉炉心内の中性子強度を局所的に監視する中性子検出器の長寿命化、検出器交換の長期化、保守・メンテナンス性の向上と、原子炉容器の貫通部（ＲＰＶ
貫通部）の削減により漏水を防止し、安全性の向上を図るために、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）や加圧水型原子炉（ＰＷＲ）等の軽水炉における炉外核計装に関して検討が進められている。

［第１実施形態］
図１は本発明に係る中性子測定装置を軽水炉に適用した第１実施形態を示す簡略化した構成図である。

軽水炉１０には、図１に示すように、ステンレス鋼等の立置円筒型の原子炉容器１１内に原子炉炉心１２が収容される。原子炉容器１１内には原子炉冷却材および減速材としての炉水１３が設けられており、この炉水１３に原子炉炉心１２が浸漬されている。

原子炉容器１１内には複数の中空管１５が設置され、中性子輸送手段を構成する中性子輸送管として機能する。中空管１５は、原子炉炉心１２の炉心内部かつ中空管１５の表面近傍で発生した中性子を原子炉炉心１２外に輸送する役割を有する。各中空管１５は、原子炉炉心１２内に分散して立設状態で挿入される。中性子輸送手段としての中空管１５は内部が密閉された真空状態あるいは管内部にＨｅ，Ｎｅ，Ａｒ等の不活性ガスが充填された密閉空間に形成される。各中空管１５のうち、例えば中央部の複数本は原子炉炉心１２を貫いて上下に貫通しており、また残りは、原子炉炉心１２の例えば下方から挿入され、原子炉炉心の途中で終端しており、炉心周辺部１０に設けられる。

原子炉容器１１内に立設状態で設けられた中空管１５は先端が原子炉容器１１の下鏡部１１ａあるいは下鏡部近傍で終端しており、各中空管１５の設置位置に対応して原子炉容器１１の下鏡部１１ａ外側に中性子検出器１６が設けられる。

中性子輸送管である中空管１５の表面近傍で発生し、中空管１５に入射した炉心内部の中性子（高速中性子）のうち、その入射方向の延長線ａ上の中性子は、中空管１５内の中空輸送路１９を通って中空管１５の下部出口１８外に輸送される。輸送された中性子は炉水１３と原子炉容器（原子炉圧力容器：ＲＰＶ）１１を通って中性子検出器１６に入射され、検出される。

原子炉炉心１２において、中空管１５の表面近傍で発生した中性子が、中空管１５の下部出口１８に向けて特定の方向に放射されるとき、特定の入射方向を持つ中性子は、主として中空管１５内を輸送される。中空管１５は中性子コリメータとしての機能も有し、中空管１５の長さが増加するに従い、中空管１５内の中性子の飛行方向は、中空管１５の（軸方向の）長さ方向に略平行となる。中性子が中空管１５の内壁に衝突することによる中空管１５内の中性子減少が起きにくくなる。

その結果、中空管１５は、中性子の減衰を抑えつつ、中性子を長距離輸送することができる。中空管１５内を中性子の長距離輸送が可能となることから、中性子検出器１６の検出信号から、原子炉炉心１２の炉心内部の中空管１５近傍の中性子束の監視、ひいては、炉心内部の局所的な中性子強度を検出し、測定して監視することができる。

図２は、中空管による中性子輸送能力の計算例を示す。

図２では、軽水炉１０の原子炉炉心１２内に内部が真空の中空管１５を挿入し、中空管１５で輸送された中性子束を、炉心下部（下鏡部１１ａ）からの距離の関数として捉え、モンテカルロ中性子輸送計算コードで計算した例がある。

図２に示されたように、原子炉容器１１からの距離が１００ｃｍ以内では、中空管１５内の中性子束は、炉心内部から輸送された中性子束と、炉心下部表面（下部出口１８）全体から発生し、水を通過して中空管１５に入射した大量の中性子束（ノイズ中性子束）との和となる。中空管１５内の中性子束は、図２に実線ｂで示すように表わされ、ノイズ中性子束は、原子炉容器１１の炉心下部からの距離が離れるに連れて、水（炉水）内を透過する距離が長くなるために、指数的に低下する。

その結果、中空管１５内の中性子束は、略全て炉心内部から輸送された中性子束となる。原子炉容器１１の炉心内部から輸送された中性子束は、中性子輸送手段である中空管１５の中性子コリメータ効果により、炉心下部からの距離の増加による減衰は緩やかであり、中性子の長距離輸送が可能となる。

中空管１５の内部は真空またはＡｒ，Ｈｅ等の不活性ガスが封入される。不活性ガスは、中性子遮蔽能力が水および炉心を構成する燃料集合体や制御棒よりも非常に低いので、真空に匹敵する中性子透過能力を有する。中空管１５に気体（不活性ガス）を封入した場合、中空管１５の内外の圧力差を気体圧力で調整することができるため、中空管１５の強度確保を図る上で真空よりも有利となる。

また、既存の沸騰水型原子炉の原子炉炉心１２内に、中空管１５として小型の中性子検出器を挿入あるいは固定する中性子計装管を用いてもよい。この場合、中性子計装管内に既設の小型中性子検出器を排除することなく用いてもよい。さらに、既存の加圧水型原子炉に設けられている移動型中性子検出器を、原子炉炉心内に挿入あるいは固定するための中性子計装管として用いてもよい。これらの小型中性子検出器や移動型中性子検出器を用いることで、新設の軽水炉だけでなく、既存の軽水炉に用いることができ、大規模な改造を行なうことなく、中空管１５を用いた炉心内中性子監視システムを導入することができる。

第１実施形態に示された中性子測定装置においては、沸騰水型原子炉や加圧水型原子炉等の軽水炉１０の原子炉炉心１２に、中性子輸送管としての中空管１５が挿入される。挿入された中空管１５は、炉心１２内を貫通して、あるいは原子炉炉心１２内の（高さ方向）中間部から炉心下部にそれぞれ延設される。原子炉容器１１内で原子炉炉心１２内から炉心下部に延びる各中空管１５に対向して中性子検出器１６が原子炉容器１１の外部（下方）に設置される。

原子炉容器１１の下方に中性子検出器１６を設置する代りに、図３の第１変形例で示すように、原子炉炉心１２内から中空管１５を炉心上部に延設し、原子炉容器１１の上方に中性子検出器１６を設置してもよい。中空管１５は原子炉容器１１の頂壁近傍まで延設されて終端している。また、図４の第２変形例に示すように、原子炉炉心１２の側方に中空管１５を延設し、原子炉容器１１の側外方に中性子検出器１６を設けてもよい。

また、軽水炉１０は原子炉容器１１内に収容される原子炉炉心構造や原子炉炉心設計に基づき、据付が容易な位置に中空管１５を設置することで、据付工事を効率化することができ、据付工事に関する費用を低減できる。その際、図４に示すように、中空管１５を据え付け、中性子検出器１６を配置した場合には、原子炉炉心１２の上下方向の局所的な中性子強度を監視することができる。

さらに、図５および図６に示すように、原子炉容器１１内に使用される原子炉炉心１２に、複数の偏平ボックス状の中空管（偏平角管）２０を放射状にかつ立設状態に設置し、各中空管２０は中性子輸送手段を構成しており、各中空管２０で、原子炉炉心１２内の発生中性子を原子炉容器１１外に輸送し、原子炉容器１１外設置の中性子検出器１６で中性子強度を検出し、監視するようになっている。偏平ボックス状の複数の中空管（偏平角中空管）２０は、原子炉炉心１２内の中性子を原子炉容器１１外に輸送する中性子輸送手段を構成するのに加え、原子炉容器１１内の水の流れを上方に向って一様化させる整流板としての機能を有する。偏平ボックス状の中空管２０を原子炉炉心１２内の周方向に沿って全体として平面視放射状に配設し、原子炉容器１１内の内周壁近傍まで延設して終端させる。偏平ボックス状の中空管２０を立設状態で放射状に配置することで、原子炉容器１１外への中性子輸送機能を良好にするとともに、原子炉炉心１２内で炉水の流れを整流化させ、原子炉出力の安定化と原子炉の経済性を向上させることができる。自然循環型原子炉のように、ポンプによる水流の強制循環機能を有さない軽水炉の場合、水流による整流効果は特に有効なものとなる。

この中性子測定装置の第１実施形態のように、原子炉容器１１に内に収容した原子炉炉心１２内に中空管１５（２０）を設置する一方、この中空管１５（２０）に対応する中性子検出器１６を原子炉容器１１外に設置し、中空管１５，２０を原子炉炉心１２内に挿入することで、軽水炉１０において、原子炉容器１１外に設置した中性子検出器１６で炉心内部の局所的中性子強度を検出し、監視することができる。中性子検出器１６を原子炉容器１１外に設置して炉外核計装を行なうことができるので、中性子検出器の長寿命化、交換不要化あるいは交換の長期化や容易化、保守性（メンテナンス）の向上を図ることができる。また、原子炉容器１１外に中性子検出器１６を設置することで、原子炉容器の貫通部を形成することができ、安全性の向上を図ることができる。

［第２実施形態］
図７は、本発明に係る中性子測定装置の第２実施形態を示す構成図である。

この実施形態に示された中性子測定装置は、中性子検出器１６を原子炉容器１１内であって原子炉炉心１２外に設置した構成が、原子炉容器１１外に中性子検出器１６を設けた第１実施形態の中性子測定装置と実質的に異なる。他の構成および作用は第１実施形態に示された中性子測定装置と異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略あるいは簡素化する。

図７に示された軽水炉１０Ａにおいて、原子炉容器１１内に原子炉炉心１２を設け、この原子炉炉心１２内に、中性子輸送管である中空管１５を挿設あるいは貫設し、内部を真空状態あるいはＨｅ，Ｎｅ，Ａｒ等の不活性ガスを充填させた状態にする。中空管１５の一端側近傍あるいは一端側に隣接して中性子検出器１６を設け、中空管１５の周辺で発生した中性子（熱中性子）のうち、中空管１５を通り、中性子の通り路である中性子輸送路１９を通った熱中性子は中性子検出器１６で検出され、監視することができる。

軽水炉１０Ａにおいて、中性子監視の目的は、原子炉出力を監視することにある。原子炉出力と熱中性子束とは強い相関関係にあり、原子炉出力の評価を容易にし、適正に行なうために、原子炉炉心１２内熱中性子が中性子測定装置で正確に測定でき、監視できることが望ましい。

原子炉炉心１２内の熱中性子を測定する場合、中性子検出器１６の感度は、中性子エネルギが低いほど大きい。エネルギが高い中性子（高速中性子）を検出する場合に比べ、熱中性子の感度が高い分だけ、中性子検出器を小型化することができる。

軽水炉の典型的な原子炉容器１１は、数１０ｍｍ〜数１０ｃｍ厚の分厚いステンレス鋼製であり、熱中性子に対しては大きな中性子遮蔽効果がある。

このため、原子炉容器１１を透過できる中性子は、ＫｅＶ領域あるいはＭｅＶ領域のエネルギを持つ中性子であり、熱中性子は殆ど透過できない。この熱中性子不透過によっても、中性子を効率よく有効的に検出して測定するために、中性子検出器１６を原子炉容器１１内に設置する。原子炉容器１１内に中性子検出器１６を設置することで、熱中性子は原子炉容器１１に遮蔽されることなく、検出し、測定することができる。

軽水炉１０Ａに適用される中性子測定装置においては、局所的な原子炉出力の算出および監視を容易に行なうことができる。しかも、中性子検出器１６は、中性子感度の小さい原子炉炉心１２外に設置されているために、中性子検出器１６は、長寿命化させることができ、中性子検出器１６の交換周期延長による原子炉稼動率の向上や交換費用の低減を図ることができる。

第２実施形態の中性子測定装置において、原子炉炉心１２内に挿設される中空管１５として、原子炉炉心１２内に中性子検出器（ＬＰＲＭ）を挿入あるいは固定する中性子計装管を用いることができる。この場合、中性子計装管内に既設の小型中性子検出器を排除することなく用いてもよい。

また、小型中性子検出器を原子炉炉心外に設置することで、原子炉容器１１内に設置される中性子検出器１６として用いることもできる。さらに、中空管１５として既存の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）に設けられている移動型中性子検出器を原子炉炉心内に挿入あるいは固定するための中性子計装管を用いてもよい。移動型中性子検出器を原子炉炉心外とすることで、中性子検出器１６として用いてもよい。

原子炉炉心１２に挿設される中空管１５だけでなく、中性子検出器１６も既存の設備を用いて流用することで、既存の軽水炉においても、大規模な改造を行なうことなく、中空管１５を用いた原子炉炉心１２内の中性子監視システムを低コストで導入することができる。

軽水炉１０Ａの運転・管理において、原子炉炉心１２内の局所中性子束と原子炉炉心１２内の平均中性子束とが必要な中性子情報となる。本実施形態では、原子炉炉心１２内に中空管１６を挿入しているが、原子炉炉心１２内の局所中性子束だけでなく、平均中性子束を監視する場合には、原子炉炉心１２内に中空管１５を挿入しなくてもよい。

この場合、原子炉炉心１２内で大量の中性子照射を中空管１５が受けることがないので、中空管１５の材料劣化を未然にかつ有効的に防止できる。中空管１６は水（炉水１３）による中性子遮蔽を避けて炉心表面近傍の局所的な中性子束を輸送する役割を有する。

原子炉炉心１２には、核分裂連鎖反応に基づく中性子強度の伝播効果があり、原子炉炉心１２内の平均中性子束の増減は、炉心表面近傍の中性子束の増減に依存する。原子炉炉心１２内の平均中性子束の評価は、炉心内の平均中性子束と炉心表面での中性子束の対応関係を、予め解析的にあるいは実験的に導出しておくことができる。

第２実施形態に示された中性子測定装置においては、原子炉容器１１内に収容される原子炉炉心１２に中空管１５を設置し、原子炉炉心１２外でかつ原子炉容器１１内に中性子検出器１６を設置することで、炉心内部の局所的な熱中性子強度を、原子炉炉心１２外に設置して中性子検出器１６で検出し、監視することができる。中性子検出器１６の長寿命化、検出器交換の長期化、保守性の向上を図ることができる一方、原子炉容器貫通部の削減を図ることができ、原子炉容器の安全性を向上させることができる。

［第３実施形態］
図８は、本発明に係る中性子測定装置の第３実施形態を示す構成図である。

この実施形態に示された中性子測定装置は、原子炉炉心１２内から原子炉容器１１を貫いて外部に延びる。中性子輸送手段１７としての一方（第１）の中空管１７ａの先端に対向して、原子炉容器１１の外側に他方（第２）の中空管１７ｂが並列状に設置され、第２の中空管１７ｂに対向して中性子検出器１６が設置される。他の構成および作用は、第１実施形態に示された中性子測定装置と異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略あるいは簡略化する。中性子輸送手段１７である各中空管１７ａ，１７ｂは原子炉容器１１の内側および外側にそれぞれ直線状に対をなして対向設置されるか、１本の長尺中空管１７ａを貫通させて設置してもよい。対をなす中空管１７ａ，１７ｂを設けた場合には、原子炉容器１１に中空管１５の貫通部が不要となり、原子炉容器１１の安全性が向上する。

軽水炉１０Ｂに備えられる原子炉容器１１の原子炉炉心１２内に、１ないし複数の中性子輸送管である中空管１７ａが設けられる。中空管１７ａは原子炉炉心１２を貫通してあるいは原子炉炉心１２内の途中から一方向に延び、その延長端は原子炉容器１１の容器壁近傍で終端し、原子炉容器１１の外部に他方の中空管１７ｂが設置される。中空管１７の先端には中性子検出器１６が対向して設けられ、この中性子検出器１６により、中空管１７の周辺で発生した中性子のうち、中空管１５を通り、水（炉水１３）、原子炉容器１１および中空管１５ｂを透過した中性子は中性子検出器１６で検出され、監視される。

図１に示された軽水炉の中性子測定装置では、中空管１７ａで輸送される中性子束は、炉心下部に近い位置では炉心下部表面全体から発生したノイズ中性子が混入される。

軽水炉において原子炉炉心１２を原子炉容器１１下部に近い位置に設置した場合、中性子検出器１６に入射する中性子束にノイズ中性子束が混入される可能性が大きい。このノイズ中性子の混入を防止するため、原子炉容器１１外に中性子輸送手段１７の他方の中空管１７ｂを設置する。中空管１７ｂは、中性子検出器１６にノイズ中性子が入射することを防止するための中性子遮蔽体の機能を有する。

中空管１７ｂの材質は、ボロン入りポリエチレンやカドミニウム等の中性子遮蔽能力の高い材料を用いてもよい。または、中性子遮蔽のために十分な肉厚を有するステンレス鋼等の金属材料でもよい。中空管１７ｂを用いることで、ノイズ中性子が中性子検出器１６に入射することを防止し、原子炉炉心位置を低く設計した軽水炉においても、炉心内部で発生した中性子をＳ／Ｎ比良く検出することができる。

また本実施形態の中性子測定装置においても、中空管１７ａとして、既存の沸騰水型原子炉の原子炉炉心１２内に小型中性子検出器を挿入あるいは固定するための中性子計装管を用いてもよい。この場合、中性子計装管内に既設の小型中性子検出器を排除せずに用いてもよい。また中空管１７ａとして既存の加圧水型原子炉の原子炉炉心１２内に移動型中性子検出器を挿入あるいは固定するための中性子計装管を用いてもよい。

なお、第３実施形態の中性子測定装置では、中空管１７ａを原子炉炉心１２内に挿入しているが、原子炉炉心１２内の局所中性子束ではなく平均中性子束を監視する場合は、中空管１７ａを原子炉炉心１２内に挿入しなくともよい。

軽水炉の運転・管理において必要な中性子情報は、原子炉炉心１２内の局所中性子束と同じく炉心内の平均中性子束である。原子炉炉心１２内の平均中性子束に関しては、原子炉炉心１２の表面近傍の中性子束から、解析評価により算出し得るため、中空管１７ａを原子炉炉心１２内に挿入しなくともよい。この場合、原子炉炉心１２内の大量の中性子照射による中空管１７ａの材料劣化を避けられる。

図８の中性子測定装置においては、原子炉容器１１内に設けられる中空管１７ａの延長線上でかつ原子炉容器１１外に中空管１７ｂを対をなして設置し、原子炉容器１１外に中性子検出器１６を設置することで、原子炉炉心１２の位置を低く設計した軽水炉においも、原子炉容器１１あるいは原子炉圧力容器（ＲＰＶ）外に設置した中性子検出器１６で原子炉炉心内部の局所的な中性子強度を検出し、監視することができる。

［第４実施形態］
図９は、本発明に係る中性子測定装置の第４実施形態を示す構成図である。

この実施形態に示された中性子測定装置を説明するに当り、第１ないし第３実施形態に示された中性子測定装置と同じ構成には、同一符号を付して重複説明を省略あるいは簡素化する。

中性子測定装置の第４実施形態に示されたものは、軽水炉１０Ｃの原子炉容器１１内に原子炉炉心１２を収容し、この原子炉炉心１２内に中性子輸送管である一方（第１）中空管２１ａを設けるとともに、原子炉炉心１２外に（上記一方の中空管２１ａの延長線上に）他方（第２）の中空管２１ｂを設けて中性子輸送手段２１を構成する。中性子輸送手段２１は、原子炉炉心１２内に挿入される一方の中空管２１ａと原子炉容器１１内でかつ原子炉炉心１２外に配置される他方の中空管２１ｂとを整列状態に配列した中空管で構成される。

軽水炉１０Ｃに備えられる原子炉容器１１の原子炉炉心１２内に１または複数の中空管２１ａが貫通するように挿設されたり、また、原子炉炉心１２の途中で終端するように挿設される。原子炉炉心１２内に設けられる一方の中空管２１ａの延長線上に原子炉容器１１内でかつ原子炉炉心１２外に他方の中空管２１ｂが整列状態に対向して設置され、中空管２１ｂの他端側は原子炉容器１１の内周壁近傍で終端している。

原子炉炉心１２内の一方の中空管２１ａの周辺で発生した中性子のうち、この中空管２１ａから対をなす他方の中空管２１ｂを通って、原子炉容器１１を透過した中性子は中性子検出器１６で検出され、測定される。原子炉炉心１２内に挿入され、一方（第１）の挿入管２１ａと原子炉容器１１内でかつ原子炉炉心１２外に設置された他方（第２）の挿入管２１ｂとにより中性子輸送手段２１が構成される。中性子輸送手段２１はそれぞれ対をなす中空管２１ａ，２１ｂが構成される中空管で形成される。

原子炉炉心１２内に挿入された中空管２１ａ，２１ｂは、原子炉炉心１２内の中性子の大量照射等による材料の劣化・寿命により、中空管２１ａ，２１ｂの交換が必要になる。中空管２１ａ，２１ｂの交換を想定した場合、中空管２１ａ，２１ｂを単一の長尺の管とせず、中性子輸送手段２１を中空管２１ａとその延長線上に配置した中空管２１ｂとにより構成することで次の利点が生じる。中性子照射による材料劣化は、原子炉炉心１２内に挿入された中空管２１ａで起きることから、交換対象となるのは主に中空管２１ａである。原子炉炉心１２内の中空管２１ａのみを交換し、中空管２１ｂは交換しないことで、単一の長尺の管の中空管を交換する場合に比べ放射性廃棄物を低減できる。

また、原子炉炉心１２内の中空管２１ａは、単一の長尺の中空管に比べ短いことから、移動・設置が容易であり、短い作業時間で交換することができ、原子炉稼働率が向上できる。原子炉炉心１２内の中空管２１ａの長さは、原子炉炉心１２の構成要素である燃料集合体と同程度の長さ、例えば４ｍ程度でも良い。燃料集合体は定期的に交換するため、中空管２１ａは軽水炉１０Ｃの原子炉容器１１内は燃料集合体の交換が容易な構造に構成される。中空管２１ａが燃料集合体と同程度の寸法であることで、中空管２１ａの移動・設置は原子炉容器１１内の構造物に妨げられにくくなり、さらに容易になり作業時間が短縮される。さらに、原子炉炉心１２内の中空管２１ａは、燃料集合体と一体化させてもよい。この場合、燃料集合体の交換は中空管２１ａの交換も兼ねることから、さらに作業時間を短縮でき、さらに原子炉稼働率が向上できる。

中性子測定装置の第４実施形態においては、原子炉炉心１２内に中性子輸送手段２１の中空管２１ａを挿入し、原子炉容器１１内かつ原子炉炉心１２外かつ中空管２１ａの延長線上に対をなす中空管２１ｂを整列状態で設置することで、中空管２１ａの交換を容易に行なうことができる。

本発明に係る中性子測定装置の第１実施形態を示す構成図。軽水炉に備えられる中性子測定装置の第１実施形態を示す説明図。本発明に係る中性子測定装置の第１実施形態における第１変形例を示す構成図。本発明に係る中性子測定装置の第１実施形態における第２変形例を示す構成図。本発明に係る中性子測定装置の第１実施形態における第３変形例を示す構成図。本発明に係る中性子測定装置の第１実施形態における第４変形例を示す構成図。本発明に係る中性子測定装置の第２実施形態を示す構成図。本発明に係る中性子測定装置の第３実施形態を示す構成図。本発明に係る中性子測定装置の第４実施形態を示す構成図。

符号の説明

１０軽水炉（沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉）
１１原子炉容器（原子炉圧力容器：ＲＰＶ）
１１ａ下鏡部
１２原子炉炉心
１３炉水
１５中空管（中性子輸送手段）
１６中性子検出器
１７中性子輸送手段（中空管）
１７ａ第１の中空管
１７ｂ第２の中空管
１８中空管の下部出口
１９中性子輸送路
２０中空管
２１中性子輸送手段（中空管：中性子輸送管）
２１ａ，２１ｂ中空管（中性子輸送管）

Claims

原子炉炉心を収容する原子炉容器と、この原子炉容器内に設置されて不活性ガスを充填した中空の中性子輸送管と、この中性子輸送管の端部に対向して原子炉容器外あるいは原子炉容器内に設置された中性子検出器とを有し、
前記中性子輸送管は偏平ボックス状に形成して原子炉炉心を中心として放射状に複数設置し、これらの中性子輸送管に対応して複数の中性子検出器を配置したことを特徴とする中性子測定装置。
前記中性子輸送管の材質はポリエチレン、カドミウムまたはステンレス鋼としたことを特徴とする請求項１記載の中性子測定装置。
前記原子炉容器内の中性子輸送管は、原子炉炉心内に挿入される部分と原子炉炉心外に配置される部分とに分割配置したことを特徴とする請求項１記載の中性子測定装置。
前記原子炉容器内の中性子輸送管は、原子炉炉心内に挿入された一方の中性子輸送管と、原子炉炉心外に設置され、前記一方の中性子輸送管と対をなす他方の中性子輸送管とで構成される中性子輸送手段とを有する請求項１または３に記載の中性子測定装置。