JP4850537B2 - 自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置 - Google Patents

Description

本発明は、特に冷却材を自然循環によって循環させる自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置に関する。

自然循環型沸騰水型原子炉（以下、簡単に「自然循環型原子炉」と呼ぶ。）では、炉心を取り囲むシュラウドの上部にチムニが設置されている。炉心やチムニ内部は冷却水と水蒸気(泡：ボイドともいう。) の混合流（二相流）が上昇し、シュラウド外側と圧力容器壁で囲まれたダウンカマとよぶ環状流路には、給水管から原子炉内に戻された冷却水とチムニから流出した冷却水が混合して下降流として流れ、シュラウド内外を冷却水が循環している。自然循環型原子炉は、再循環ポンプなどの強制循環装置をもたず、シュラウド内の二相流密度とシュラウド外冷却水密度の密度差が前記循環流を引き起こす源になっている。

自然循環型沸騰水型原子炉を起動する場合は、低圧状態から制御棒を引き抜いて臨界にし、その後出力を定格熱出力の数％に制御して昇温昇圧し、定格圧力にする。その後圧力を一定に制御しながら制御棒をさらに引き抜き、高圧低出力状態から高圧高出力状態に変化させる。低圧状態から高圧低出力状態に移行する昇温昇圧過程を含む起動初期には、自然循環型不安定と呼ばれる不安定現象が発生する可能性があることが知られている。

まず、この状態における不安定現象の原理を説明する。何らかの原因でチムニ内の沸騰開始位置が下がり水蒸気が増える（ボイド率が高くなる）と、チムニ内混合流の密度が軽くなるので、シュラウド内側と外側の密度差が大きくなり、シュラウド内へ流れ込む冷却水量が増大する。すると、炉心が冷えて、炉心出口での冷却水温度が下がり、チムニ内の沸騰開始位置が上がり水蒸気発生量が減少してボイド率が減少する。この結果、今度はシュラウドの内側と外側の密度差が小さくなり、シュラウド内へ流れ込む冷却水量が少なくなる。

冷却水の流入量が少なくなると、今度は炉心でより高温に加熱され、チムニ内の沸騰開始位置が下がりボイド率が上昇してシュラウド内外の密度差が大きくなり、シュラウド内へ流れ込む冷却水量が増大する。低圧時は高圧時に比べて水蒸気と水の密度差が大きく、例えば１気圧では水と蒸気の密度比は約１０００：１であるのに対し、７０気圧での密度比は約２０：１である。その結果、低圧では、チムニ内ボイド率変化に起因する自然循環力の変化が大きくなり、この現象が自然循環型不安定と呼ばれている。このように、自然循環型原子炉においては、起動時に、チムニ内での沸騰開始位置が上下に振動して炉心流量が振動する流動不安定が発生する可能性がある。

また、起動初期は原子炉出力が小さく、高出力時に比べて自然循環流量絶対値が小さいので、相対的に流動変動の振幅が大きくなる。起動初期は原子炉出力が小さいため流動不安定が発生しても燃料の健全性に問題はないが、流動変動により炉心の冷却水温度が変動して核的な反応度が変化し、中性子束の急上昇を示す原子炉ペリオド短信号が発生して制御棒引き抜き操作ができなくなる恐れがある。

この流動不安定を防ぐための方法として、例えば、特許文献１には定期点検時用ボイラの熱を利用して炉水温度を上昇・昇圧し、不安定の発生しにくい高圧状態に移行させてから出力を増加させる技術が公開されている。また、特許文献２には、加圧装置を備え、不安定の発生しにくい高圧状態で自然循環炉を起動する方法が公開されている。いずれも流動不安定の発生しにくい高圧状態にしてから出力を増加させる技術であるが、前者は短時間で起動するためには大容量のボイラ設備が必要であり、後者は起動用の加圧装置を特別に備える必要があり、建設費が上昇する。

さらに、特許文献３には、炉心上部とチムニ下部に圧力計と温度計を設置し、圧力から炉心上部とチムニ下部の飽和温度を計算して、炉心出口が飽和でチムニ下部がサブクール状態のときに、圧力を低下するか原子炉出力を増加させて、チムニ内をすべて飽和状態にして安定性を改善する技術が公開されている。これは、低圧においても炉心とチムニ内がすべて二相流状態であれば流動安定性が改善するという知見にもとづいているが、炉心とチムニ全体を飽和状態にするほど高い出力で起動することは現実的な起動を考えると起動初期には実現しにくい。また、昇圧途中で原子炉圧力を減少させることは起動時間の増加になる。

特開昭５９−１４３９９７号公報 特開平５−７２３８７号公報 特開平８−９４７９３号公報

原子炉圧力容器内の温度を測定する手法としては、例えば、特許文献３に記載された発明のように、炉心上部とチムニ下部の両方に温度計と圧力計をそれぞれ配置するものがあるが、炉心上部あるいはチムニ下部に温度計を設置するものでは、故障時（破損時）に温度計の取替えが極めて困難である。すなわち、それらの構造ではチムニを原子炉圧力容器からとりはずさないとチムニ下部あるいは炉心上部の温度計あるいは信号ケーブルを内蔵する計装管を交換できない。計測機器の交換作業は、燃料集合体の交換時や定期点検時に実施するが、チムニを取り外さないで交換作業ができれば原子炉の稼働率が向上し、経済性が向上する。

本発明は、上述の問題点を解決するためのものであり、圧力容器内に設置した温度計が破損した場合の交換や定期的な交換を簡単に行うことができる沸騰型原子炉の温度検知装置を提供することを目的とする。

上記課題を解決し、本発明の目的を達成するため、本発明の温度検出装置は、原子炉圧力容器の内部に格子状チムニを配し、この格子状チムニの間から燃料集合体の交換を可能とした自然循環型沸騰水型原子炉に適用される。
そして、温度検出用の熱電対と該熱電対に接続されたケーブルが挿入される熱電対引き出し管が、支持金具によって格子状チムニの上端面上に取り付けられることを特徴としている。
また、本発明の好ましい形態としては、熱電対引き出し管が複数個設けられ、温度検出用の熱電対は、熱電対引き出し管の数と同じ数だけ格子状チムニの上端面上に配置されるようになっている。

本発明の自然循環型原子炉によれば、温度検出部（熱電対）とその引き出し管が、燃料集合体の交換時に、障害となることがなく、かつチムニを取り外さなくとも、破損時の温度計の交換を比較的簡単に行うことができる。

以下、本発明に係る自然循環型原子炉の温度検出装置の実施形態の例について図面に基づいて説明するが、その前に、本願発明の温度検出装置が適用される自然循環型原子炉の出力制御システムについて概観しておく。
図１は、本発明が適用される自然循環型原子炉システムの全体構成図である。

図１に示すように、自然循環型原子炉システムが有する原子炉は、複数の燃料棒を整列させた燃料集合体２と、燃料集合体２の間隙に挿入される制御棒３を配置した炉心４を有している。
また、原子炉圧力容器６の下部には、炉心４内で制御棒３を上下方向に挿抜可能に駆動する制御棒駆動装置８が設けられている。そして、原子炉圧力容器６には、主蒸気管１２と給水管１３が接続されており、原子炉圧力容器６の内部には炉心４を囲むようにして円筒状のシュラウド５が配設されている。このシュラウドの内側には、冷却材が図に示した矢印方向に上昇するための上昇流路が形成され、また、シュラウド５と原子炉圧力容器６との間隙には、冷却材が下降するための下降流路であるダウンカマ７が形成されている。また、シュラウド５の上部には、円筒状のチムニ９が配設され、さらに、チムニ９の上方には、気水分離器（セパレータ）１０と蒸気乾燥機（ドライヤ）１１が設けられている。

この原子炉圧力容器６内のチムニ９の内側は、炉心４で沸騰した気液二相の冷却材が通過するが、この気液二相冷却材とダウンカマ７内を通過する液単相の冷却材との密度差によって、冷却材がダウンカマ７を下降した後に炉心４側に周り、炉心４を通過してチムニ９内を上昇する循環流路が形成される。そしてチムニ９内を上昇した冷却水と水蒸気の混合流が気水分離器１０を通過すると、この気水分離器１０で蒸気が分離される。気水分離器１０で分離された単相の冷却水は、再びダウンカマ７を下降して原子炉圧力容器６の下部を通ってシュラウド５内の炉心４に送り込まれる。

また、気水分離器１０で分離された蒸気は、さらに蒸気乾燥器１１で微少な水滴が除去されて、主蒸気管１２を介してタービン１８に供給される。この蒸気の流れの圧力でタービン１８とこれに接続された発電機２１が回転し、発電が行われる。

タービン１８を回転させた蒸気は復水器２３に導入され、凝縮される。この復水器２３で凝縮された冷却水（復水）は、給水ポンプ２４により給水管１３から原子炉圧力容器６内へ還流される。また、この給水管１３には流量調整弁２５が設けられており、この流量調整弁２５によって原子炉圧力容器６内へ還流する冷却水流量を調整することで、原子炉圧力容器６内の原子炉水位を制御できる。さらに、給水管１３には給水加熱器２６が設けられており、タービン１８の途中段から抽気した蒸気が抽気ライン２２を介して給水加熱器２６に導かれ、給水加熱器２６において、復水器２３から供給された冷却水が適当な温度まで昇温されて原子炉圧力容器６内に注入される。

また、主蒸気管１２には、主蒸気隔離弁２７及びタービン１８に導入する蒸気量を調節するタービン蒸気流量加減弁２８が設けられ、また、逃し管２９及びバイパス管３０が接続されている。タービン蒸気流量加減弁２８を絞る際には、バイパス管３０に設けられたタービンバイパス弁３１を開き、蒸気の一部をタービン１８に導入せずに、バイパス管３０を介して直接復水器２３に導入するようにしている。また、上記主蒸気隔離弁２７を閉鎖する際には、上記逃し管２９に設けられた安全弁３２を開き、原子炉で発生した蒸気を格納容器内のサプレッションプール（図示せず）中に導いて蒸気を凝縮するようになっている。

そして、本発明の実施の形態例においては、特に原子炉圧力容器６内のチムニ９の上部に気液混合流である冷却材の温度検出部３７と流体圧力を測定する圧力検出部３８が設けられており、ここで検出された温度と圧力はそれぞれ温度測定装置３９と圧力測定装置４０に供給される。温度測定装置３９と圧力測定装置４０では、温度検出部３７および圧力検出部３８で検出された温度または圧力に関係する電気信号が実際の温度または圧力の単位に変換されて、出力制御装置３５に送られる。出力制御装置３５には、原子炉起動時において、炉心流量が振動する不安定現象がおきないようにチムニ９の温度測定値を使って原子炉出力を制御する制御装置が組み込まれている。そして、この出力制御装置３５では、安定な原子炉運転を実現する制御棒操作を実施するための制御信号が発生され、その信号が制御棒駆動制御装置３６に供給され、制御棒駆動制御装置３６が制御棒３を駆動する電動モータあるいは水圧ピストンなどからなる制御棒駆動装置８を制御する。

また、出力制御装置３５には、表示装置４３が接続されている。この表示装置４３には、例えば、チムニ９の流体温度に関する情報や圧力容器内で流動不安定が発生すると予測される安定境界の流体温度に関する情報を同一画面上に表示するようにしている。したがって、原子炉の運転員はこの表示画面を見て原子炉の運転状態の安全を確認することができる。チムニ９の流体温度は、特にその起動時において圧力容器内の流動状態を安定に保った制御を実現するための重要な情報になる。

本発明の温度検出装置にかかる実施の形態例を説明する前に、まず本発明が適用される原子炉圧力容器６内の冷却水の流れとその温度について説明する。
図２は、原子炉圧力容器６内の構造と起動初期における冷却水温度分布の一例を示したものである。蒸気ドーム１１ａ内の圧力が例えば１気圧の場合、蒸気ドーム１１ａの水蒸気および水面近傍の冷却水温度は、飽和温度の約１００℃になっている。ダウンカマ７を下降した冷却水（図２右ｂ部分）は、給水管あるいは冷却材浄化系配管から流入する冷水と混合され、圧力容器６の下部プレナム６ａに到達した時には、温度が低下（たとえば９５℃に）している（図２右のｃ〜ｃ’）。ダウンカマ７や下部プレナム６ａは、静水頭により蒸気ドーム１１ａより圧力が高くなっており、蒸気ドーム１１ａより１０ｍ下の位置であれば、その位置の圧力は約２気圧になる。ここで静水頭とは、水の自重による圧力の増加であり、密度が１ｇ／ｃｍ^３の水が貯まった１０ｍ下の位置では（密度）×（水の高さ）×（重力加速度）≒１気圧となり、水面より静水頭の１気圧分圧力が増加して２気圧になる。

圧力が２気圧の飽和温度は、約１２０℃であり、９５℃の冷却水のサブクール温度（飽和温度と冷却水温度の差）は２５℃である。そして、下部プレナム６ａから炉心４に流入した冷却水は炉心４で温められる（図３右のｃ〜ｄ）。たとえば炉心４で１１０℃まで温められたとすると、炉心４の出口の飽和温度が１１０℃より高ければ炉心出口では沸騰は起こらない。その後、冷却水がチムニ９を上昇する（図２右のｄ〜ｅ）につれて静水頭が減少すると圧力が低下して飽和温度が減少する。飽和温度が１１０℃の高さの位置まで１１０℃の冷却水が到達すると沸騰が始まり、冷却水から水蒸気が発生し混合流になる（図３右のｅ〜ａ）。この冷却水がチムニ９をさらに上昇すると、圧力の低下により飽和温度も低下するので冷却水温度は低下し（図２右のｅ〜ａ）、この熱量差が水蒸気の発生を促して冷却水の沸騰を助長する（図２右のａ〜ａ’）。

低圧低出力状態の原子炉起動初期においては、チムニ９内で沸騰が開始すると沸騰開始点が上下に動くことで自然循環力が変動し、炉心流量が変動する自然循環型不安定という現象が発生する可能性がある。チムニ９内の圧力から蒸気表などを利用して沸騰を開始する飽和温度を簡単に求めることができるので、チムニ９上端の流体温度と圧力を測定すれば、チムニ上端で沸騰が起きているか、あるいは沸騰がおきていないかを把握することができる。また、チムニ上端温度の時間変化を観察すれば、炉心流量が変動する自然循環型不安定の発生の有無を確認することができる。起動初期にチムニ上部で沸騰がほとんどおきなければ安定な流動状態になり、炉心流量が変動する流動不安定が発生しない。したがって、チムニ９出口の温度を測定すれば、自然循環型不安定の発生を確認したり、発生を防止するように原子炉出力を制御することができる。なお、シュラウド内の炉心出口においては燃料集合体２の出力差によって、径方向位置に対して温度分布がある。隔壁で区切られたチムニ９の一区画は通常複数の燃料集合体に対応している。チムニ９下部では、各燃料集合体２からでてきた温度の異なる流体が混合を開始した状態なので、温度測定場所や時刻によって流体温度の変動が大きい。それに対し、チムニ９上部ではチムニ９内を流体が流れる間に温度の異なる流体の混合が進み、温度測定場所や時刻による流体温度の変動が少なくなる。したがって、チムニ内の温度を測定する場合、その冷却水の温度変動が比較的少ないチムニ上部で計測することが適当である。

前記温度検出部３７と圧力検出部３８の設置場所については、燃料集合体２をチムニ９上部に設けられる不図示の燃料交換機によって引き抜く必要があるので、その作業の際に障害とならない位置に設ける必要がある。すなわち、自然循環型原子炉においては、定期的に燃料集合体２の入れ替え作業を行う際に、通常は燃料集合体２をチムニ９側から引き抜くようにしており、その作業の際に障害とならない位置、例えばチムニの隔壁（図示せず）の上部あるいはそれに接触させた位置などに配置することが適当である。

図３は、図１のチムニ９上部をＡ−Ａで切断した時の断面図である。原子炉圧力容器６の内部に配置されるチムニ上部は点線で示されるように格子状構造になっている。この格子状の構造はチムニ隔壁５０（図４参照）となって、チムニ下部まで続いている。この格子状のチムニの下部にシュラウド５が炉心を囲むように配置されることは上述したとおりである。

シュラウド５内部の炉心４には燃料集合体２が配置されており、チムニ９の上側から見ると、図３に示すように、チムニ上部の格子間の位置、つまりチムニ隔壁５０で囲まれた位置の下方に燃料集合体２が配置されるようになっている。このように燃料集合体２をチムニ隔壁５０で囲まれた空間位置の鉛直下部方向に配置することで、チムニ９を取り外すことなくチムニ９の上側から燃料集合体２を取り外して交換することが可能となる（図５参照）。

また、チムニ隔壁５０の上部には温度検出部３７として機能する熱電対５１ａ〜５１ｃ（以下、まとめて、「熱電対５１」とする。）を導入するための熱電対引き出し管５２が配置されている。この熱電対５１の引き出し管５２は、通常熱電対５１の数に応じて複数個が設けられる。図３では、３つの熱電対５１ａ、５１ｂ、５１ｃが配置されているが、これらの熱電対５１ａ〜５１ｃそれぞれに対して熱電対引き出し管５２が設けられる。

図４は、熱電対５１の引き出し管５２をチムニ隔壁上端５０ａに取り付けるための取り付け構造を示した図である。ここで、チムニ隔壁５０はＳＵＳ等のステンレス鋼で構成される。熱電対引き出し管５２は、ＳＵＳにシリカ等のミネラルパウダーを充填させた管で構成され、その中に熱電対５１とそれに接続されたケーブル（不図示）が導入される。引き出し管５２内の熱電対５１の位置は、任意の測定部位に配置されるようにしてある。この熱電対引き出し管５２は、図示のように、例えば支持金具５３によって、チムニ隔壁上端部５０ａに、ボルト５４などの固定手段で固定される。

図５は、燃料交換時に燃料集合体２がチムニ９の通過する位置を示した図である。この図からわかるように燃料集合体２は、チムニ隔壁５０で囲まれた空間部分を通して図の矢印で示した方向に引き出される。チムニ隔壁５０の上端は図４で説明したように、格子状に形成されており、この格子状のチムニ上端部５０ａに、熱電対引き出し管５２が支持金具５３で固定されている。

図５の例は、熱電対引き出し管５２として２つのＳＵＳで作製された引き出し管５２ａ、５２ｂを示している。一つの引き出し管５２ａは、その先端部がチムニ隔壁の上端部５０ａに配置されているが、もう一つの引き出し管５２ｂは、その途中部分で曲げ加工されて、その先端部はチムニ隔壁５０の側壁に接触した位置に配置されている。温度検出部（熱電対）５１は、引き出し管５２ｂの先端付近に配置されるが、熱電対引き出し管５２ａ内にも配置されていることは言うまでもない。このように、温度検出はチムニ隔壁５０の上端面の温度またはチムニ隔壁５０の上端から少し下がった位置の温度の両方の温度検出を可能としている。熱電対引き出し管５２ａ、５２ｂをこのように配置しているので、燃料集合体２をチムニ上方から引き出す際に、熱電対引き出し管５２が邪魔になることがない。

図６は、熱電対引き出し管をチムニ隔壁上辺部に複数取り付ける場合の他の例を示した図である。この例では、チムニ隔壁５０はその直交配置される一方の隔壁が他方の隔壁より短く加工されており、この短く加工されたチムニ隔壁上端部に、熱電対引き出し管５２を複数個まとめて挿入することができる熱電対引き出し管集合体５５が設けられている。この熱電対引き出し管集合体５５は、短く加工されたチムニ隔壁の一方の上端部に配置されるので、熱電対引き出し管集合体５５の上端部は、直交する他方のチムニ隔壁上端部５０ａの高さに一致するように作製される。

上述したような寸法に、チムニ隔壁５０と熱電対引き出し管５２を作成することによって、他方のチムニ隔壁上端部５０ａと熱電対引き出し管集合体５５の上端部はほぼ同一平面状の高さになるので、支持金具５２を格別な湾曲加工をする必要なく、図示のようにボルト５４等の固定部材によって、チムニ隔壁上端部５０ａに固定することができる。

図６に示す例では、熱電対引き出し管５２は２本設けられているが、チムニ隔壁端部の何箇所で温度測定をするかにより、引き出し管の数をさらに多く設けることが可能である。例えば、図に示すように高さ方向に複数重ねて設ける場合のほか、水平方向に並べて配置することも可能であるし、例えば４箇所で測定する場合であれば、４つの熱電対引き出し管を横に２本並べ、その上に２本重ねるようにして熱電対引き出し管集合体とすることも可能である。

図７〜図１０は、本発明の第２の実施形態例に係る熱電対の取り付け装置について示した図である。図７は、チムニ上部の断面図(図１のＡ−Ａ断面図)を示したものであり、図３の断面図と異なるところは、図３のように熱電対引き出し管５２が見えていない点である。温度検出部としての熱電対は、たとえば図７のＡ，Ｂ，Ｃの位置、つまりチムニ隔壁５０の交差線の位置に配置される。

図８は、図７のチムニ隔壁５０の一点鎖線で示した領域Ｘの部分を拡大して示した図である。このチムニ隔壁５０の直交する交差位置に熱電対引き出し管６０が配置されている。
この熱電対引き出し管６０がどのように配置され、信号の取出しがどのようになされるのかについて図９、図１０に基づいて説明する。
図９は、熱電対引き出し管６０が配置されているチムニ隔壁の交差部分の縦断面図である。図９に示されるようにチムニ上部の支持板６２から多少突き出した位置に温度検出部６３としての熱電対（不図示）が配置されている。この温度検出部６３は、熱電対引き出し管６０上部の先端部分に配置されており、熱電対引き出し管６０はチムニ上部支持板６２と支持金具６４と固定されている。熱電対引き出し管６０のチムニ下部に位置する部分は、後述するように、炉心４内に設けられている中性子計装管集合体７０（図１０参照）に結合されている。

一般に、自然循環型原子炉においては、図１に示されるように円筒状のチムニ９の下方に同じく円筒状のシュラウド５が配置されており、このシュラウド５内に炉心４が設けられている。そして、炉心４内には中性子計装管集合体７０が配置されている。この中性子計装管集合体７０は、チムニ隔壁の交差線の鉛直下に配置されて、炉心４内の中性子束を計測する。図１０に示すように、熱電対引き出し管６０は、チムニ下部の支持板６５に設けられた貫通孔を通り、炉心上部板７５に設けられた貫通孔に挿入されている。炉心上部板７５はチムニ下部支持板６５と接合されて炉心４とチムニ９を結合する板である。熱電対引き出し管の最下部には、コネクタ７３が接合されており、このコネクタ７３が中性子計装管７０の最上部に結合されている。この結合は例えば熱電対引き出し管の下部に雄ネジを作り、この雄ネジを中性子計装管集合体に形成した雌ネジに螺合させることによって、行うことができる。このとき、チムニ内は７０気圧程度の圧力がかかっており、また中性子計装管集合体７０の中は圧力容器６（図１）の外と同じ１気圧になるので、その圧力差が保たれるようにシーリンググランド７４を設けて圧力シーリングを行っている。

図１０に示されている中性子計装管集合体７０は、炉心４内に挿入される格子形状をした制御棒の交差位置に配置されるが、中性子計装管集合体７０の数は、格子状の制御棒の交差位置１６個に対して１個程度とされる。すなわち、全体の制御棒格子数に対して１／１６の割合で中性子計装管集合体７０が設けられる。そして、中性子計装管集合体７０の内部にはＬＰＲＭ（Local Power Range Monitor：局所出力領域モニタ）計装管７１が配置されており、このＬＰＲＭ計装管７１と並んで熱電対引き出し管６０の下部コネクタ７３に接続されたケーブルが取り付けられている。このＬＰＲＭ計装管７１とケーブル７２は原子炉圧力容器５の外に取り出され、不図示のモニタ装置に接続される。

図７から図１０に示した本発明の第２の実施形態によれば、チムニ隔壁の交差位置に熱電対引き出し管６０を設置し、この熱電対引き出し管内の熱電対ケーブルをその鉛直下部にある中性子計装管集合体７０内のケーブルと結合しているので、新たな引き出し管及び引き出し口を作成する必要がなく、自然循環型原子炉の出力制御用に用いられる中性子計装管集合体を利用して温度検出用の熱電対からの信号を取り出すことができる。

また、図９に示される熱電対引き出し管６０の挿入孔をチムニ隔壁５０の交差位置に形成する方法としては、チムニ９の組み立て時に適当なスペースが形成されるように予めチムニ隔壁の必要な隅を加工しておくことなどが考えられる。
本例によれば、チムニを取り外さずに、支持金具６４を取り外して温度検出部６３としての熱電対と熱電対引き出し管６０を交換できる。

なお、燃料集合体出力の違いによって径方向に分布がつく流体温度と異なり、チムニ内の圧力は高さが同じであれば径方向の分布は小さいので、ダウンカマ７と接するチムニ９外周壁に圧力導管の検出部を設置することでチムニ内の圧力を計測することができる。例えば、チムニ上部から原子炉の圧力容器に設けた孔を通して流体を圧力計に導き測定する方法や、チムニ上部と蒸気ドームとを差圧導管で接続して差圧計を取り付け、絶対圧を測定している蒸気ドーム圧力との差圧を測定して圧力を測定する方法などがある。しかし、温度を測定する熱電対引き出し管と同様に、差圧導管をチムニ上部に設置してチムニ上部の圧力を測定することも可能である。その場合、熱電対引き出し管と差圧導管を共通の熱電対引き出し管集合体５５に格納することもできる。

以上、本発明の実施の形態について説明したが、本発明は上述した実施の形態例に限られるものではなく、特許請求の範囲に記載した本発明の要旨を逸脱しない限り、種々の実施の形態が含まれることは言うまでもない。

本発明が適用される自然循環型原子炉を備えた原子炉システムの一実施形態の全体構成を表す模式図である。 本発明の実施の形態例における冷却水の循環を説明するための図である。 本発明の実施の形態例を説明するための図（図２のＡ−Ａで切断したときの横断面図）である。 本発明の第１の実施形態例に用いられる熱電対引き出し管をチムニ隔壁上端に取り付けた例を示す斜視図である。 本発明の第１実施形態例に用いられる複数の熱電対引き出し管をチムニ隔壁上端部に取り付けた例において燃料集合体を引き抜く過程を示す斜視図である。 複数の熱電対引き出し管を設けた本発明の第１の実施形態の変形例である。 本発明の第２の実施形態例を説明するための、図２のＡ−Ａ断面図である。 図７の領域Ｘを拡大して示した図である。 熱電対引き出し管が配置されているチムニ隔壁の交差部分の縦断面図である。 本発明の第２の実施形態例において、熱電対引き出し管と中性子計装管集合体とを接合したときの縦断面図である。

符号の説明

２・・燃料集合体、３・・制御棒、４・・炉心、５・・シュラウド、６・・原子炉圧力容器、７・・ダウンカマ、８・・制御棒駆動装置、９・・チムニ、１０・・気水分離器（セパレータ）、１１・・蒸気乾燥機（ドライヤ）、１２・・主蒸気管、１３・・給水管、１８・・タービン、２１・・発電機、２２・・抽気ライン、２３・・復水器、２４・・給水ポンプ、２５・・流量調整弁、２７・・蒸気隔離弁、２８・・タービン蒸気流量加減弁、２９・・逃し弁、３０・・バイパス管、３１・・タービンバイパス弁、３２・・安全弁、５０・・チムニ隔壁、５２、６０・・熱電対引き出し管、５１、６３・・温度検出部、７０・・中性子計装管集合体、７１・・ＬＰＲＭ計装管

Claims (2)

1. 原子炉圧力容器の内部に格子状チムニを配し、前記格子状チムニの間から燃料集合体の交換を可能とした自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置であって、
   温度検出用の熱電対と該熱電対に接続されたケーブルが挿入される熱電対引き出し管が、支持金具によって前記格子状チムニの上端面上に取り付けられることを特徴とする自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置。
2. 前記熱電対引き出し管は、複数個設けられ、前記温度検出用の熱電対は、前記熱電対引き出し管の数と同じ数だけ前記格子状チムニの上端面上に配置されることを特徴とする請求項１に記載の自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置。

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