JP5758012B2 - 自己給電型無線炉内検出器 - Google Patents

Description

関連出願の相互参照
本願は、本願と同時に出願された米国特許出願第 号（代理人整理番号NSD2010-009）（発明の名称：“SELF-POWERED WIRELESSIN-CORE DETECTOR”）と関連がある。

本発明は概して原子炉炉心内の放射線を監視する方法及び装置に関し、具体的には経年化した運転中のプラントの可動型炉内検出器に経済的に取って代わることができる方法及びシステムに関する。

現在運転中の経年化原子炉の多くにおいて、原子炉制御系及び原子炉保護系に用いられるような原子炉中性子束の計測値については、１９６７年という早い時期から使用されている、もともとは炉心設計の確認及び一部測定値の校正を行う意図で設けられた炉内中性子束マッピングシステムにより補完される炉外検出器によるものが信頼されている。

原子炉の炉心の大型化傾向とともに、炉心の出力分布が及ぼす可能性のある悪い影響、ならびにかかる問題のある出力分布を炉外検出器が十分に検出できるか否かについて、幾分かの懸念が生じている。試験データによると、現在使用中の分割セクション炉外検出器は中性子束軸方向勾配に応答するが、勾配測定値の精度は検出器ウェルで使用される幾何学的形状及び構成材料、ならびに容器と検出器との間の間隔による影響を受けることが判明している。これらの影響を補正する補正係数が導出されているが、炉外検出器がいかなる場合でも問題のある出力分布につき適切な警報を出すか否かについては、依然として多少の疑問があった。

前述の懸念を取り除くため、可動型炉内検出器を用いて、原子炉炉心出力分布のより精密で詳細なデータを自動的に読み出し、頻繁に更新することにより、出力分布を自動的に監視する方法が開発された。本発明の譲受人に譲渡され、１９７６年１月１３日に発効した米国特許第３，９３２，２１１号に教示される方法は、通常の出力運転時に、所定の断続的な調時プログラムに従って原子炉の炉心領域に可動型検出器を挿入するものである。挿入されると、検出器は所定の固定経路に沿って炉心領域内を自動的に駆動される。検出器の出力は、原子炉の出力分布をグラフ表示するために、炉心位置の関数として記録される。

好ましくは、電気的に冗長なグループを形成するよう構成された複数の可動型検出器は、熱サイクル変化を最小限に抑えるために、通常は、原子炉熱環境内で炉心反応領域の外側に格納される。動作時、検出器は原子炉容器の下蓋、炉心支持板及び燃料集合体下部ノズルを介して燃料集合体の計装管内を駆動され、炉心の所望の高さに到達する。所定の時間プログラムにより指示される通り、検出器は、炉心の計装シンブル管内の対応直線経路に沿って、グループ毎に交互に、原子炉炉心物理学により支配される前後にずらした時間間隔で駆動される。このプログラムされた検出器の駆動手順は、制御される反応度に所与の変化があると、それに応答して自動的に再開されることにより、発電所のオペレータに最も有意義なデータ入力を提供する。

可動型検出器の駆動及び経路指定系は複雑であり、使用の増加や経年化により故障しやすい。プラントの運転の継続又は延長を可能にするべく、運転中のプラントの経年化可動型炉内検出器システムに取って代わる選択肢の１つに、運転サイクルの全期間に亘って原子炉炉心内の固定した軸方向及び半径方向位置に挿入されたままの原子炉センサを用いるシステムがある。この種のセンサは固定型炉内検出器と呼ばれ、炉心内の多くの軸方向高さにおける放射能を測定する能力を有する。これらのセンサは原子炉の炉心内部の半径方向及び軸方向出力分布を測定するのに用いられる。この出力分布測定情報は原子炉が出力分布設計限界内で運転中であるか否かを判断するのに用いられ、可動型炉内検出器の複雑さが回避される。こうした測定機能の実行に用いられる典型的な炉内センサは、周辺で起こる核分裂の量に比例する電流を発生する。この種のセンサは電流を発生させるための外部電力源を必要としない、一般的に自己給電型検出器と称されるもので、本発明の譲受人に譲渡され、１９９８年４月２８日に発効された米国特許第５，７４５，５３８号に詳細に説明されている。図１は、自己給電型検出器要素１０において電流Ｉ（ｔ）を発生させる機構を示す図である。放出器素子１２にはバナジウム等の中性子感応物質が用いられ、中性子の照射に反応して電子を放出する。典型的には、自己給電型検出器は炉内計装シンブル集合体内でグループ分けされている。図２は代表的な炉内計装シンブル集合体を示す。図１に示す本質的に減損しない中性子感応型放出器素子１２により生成される信号レベルは低いが、単一の、炉心の全長に及ぶ中性子感応型放出器素子は複雑で高価な信号処理部なしに十分な信号を提供する。単一の中性子感応型放出器素子が炉心全長につき発生する信号の、炉心の様々な軸方向領域によるものと見做せる、各部分は、炉心の軸方向領域を画定する、図２に示された、長さが異なるガンマ感応素子１４が発生する信号を配分することにより決定される。配分信号は比率計算され、これによって核分裂生成物による遅延ガンマ放射線の影響の大半が取り除かれる。炉内計装シンブル集合体は、燃料集合体を出る冷却材の温度を測定する熱電対１８も含む。原子炉炉心内の各炉内計装シンブル集合体中の自己給電型検出器要素及び熱電対からの電気信号出力は、電気コネクタ２０に集められ、原子炉から十分距離を置いた場所に送られて、炉心出力分布の測定値を求めるために最終的に処理され使用される。

図３は、ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーが現在、ＷＩＮＣＩＳＥ（商標）という製品名で販売するもので、炉心の燃料集合体計装シンブル内で固定型炉内計装シンブル集合体１６を使用して炉心の出力分布を測定する炉心監視システムの一例を示す。ケーブル配線２２は計装シンブル集合体１６から格納容器シール台２４を貫通し、熱電対（Ｔ／Ｃ：thermocouple）信号及び自己給電型検出器（ＳＰＤ：self-powereddetector）信号を単一の処理キャビネット２６に伝える。出力は処理キャビネットで調整され、デジタル化され、多重化されて、格納容器壁２８を通ってコンピュータワークステーション３０に送信され、そこでさらに処理され、表示される。炉内計装シンブル集合体からの熱電対信号は基準接続装置（ＲＪＵ：reference junction unit）３２にも送られる。ＲＪＵはプラントコンピュータ３６と通信する不適切炉心冷却モニタ（ＩＣＣＭ：inadequate core cooling monitor）３４に信号を送信する。プラントコンピュータはワークステーション３０にも接続されている。

米国特許第３，９３２，２１１号 米国特許第５，７４５，５３８号

運転中のプラントの既存の可動型炉内検出器システムに取って代わるためには、自己給電型検出器１４及び熱電対１８の信号の経路を指定するケーブル２２を設置することが必要である。また、格納容器２８から外部へ送信するために自己給電型検出器信号をデジタル化及び多重化することのできるハードウェア２６及び３２を設置し給電することも必要である。この設備は非常に高価であり、ＷＩＮＣＩＳＥ（商標）システムの費用の約６０％に相当する。

したがって、運転中のプラントにおける可動型炉内検出器システムに取って代わる改良された方法及び装置を提供するのが望ましい。

また、ケーブルによる経路指定及び格納容器内部に配置する必要のある電子機器の多くを不要にする改良型システムを提供するのが望ましい。

さらに、そのような改良型システムは、自己給電型で、実質的に保守が不要であるのが好ましい。

本発明は、現在、可動型炉内検出器を固定型炉内検出器で置き換える場合の格納容器内ケーブル、電力設備、及び自己給電型検出器信号処理用電子機器に付随する出費の大部分を回避する装置及び方法を提供する。前述の目的を達成する本発明の方法は、原子炉の圧力容器内環境の状態を示すパラメータを監視し、監視パラメータを表す信号を、自己給電型放射線検出器を用いて発生させる。パラメータの監視に当たり、この方法は、自己給電型放射線検出器を用いて電流を発生させ、その電流により無線送信器に給電する。無線送信器は次いで監視パラメータを示す信号を、好ましくは格納容器の外側の環境へと伝達する。

一実施形態において、この方法は、充電可能な電池により無線送信器に給電するステップと、充電器により充電可能な電池を再充電するステップとを含む。望ましくは、再充電ステップを実行する充電器は、自己給電型放射線検出器である。一適用例において、無線送信器及び自己給電型放射線検出器は炉内計装シンブル集合体の一部である。

本発明は、また、原子炉の圧力容器内環境の放射線の強度を表す電流を発生させる自己給電型放射線検出器集合体を有する炉内計装シンブル集合体も企図している。無線送信器は自己給電型放射線検出器により発生された電流により駆動され、電流の少なくとも一部を格納容器外環境へと無線送信する。炉内計装シンブル集合体はさらに、無線送信器に給電する電源を備える。

好ましくは、自己給電型放射線検出器集合体は、電源に電力を供給する第１の自己給電型放射線検出器を含む。一実施形態において、この電源に電力を供給する第１の自己給電型放射線検出器は、圧力容器内環境の放射線の強度を表す電流も発生させる。別の実施形態において、第２の自己給電型放射線検出器が圧力容器内環境の放射線の強度を表す電流を発生させる。

好ましくは、電源は無線送信器に給電する充電池により給電され、充電器が充電可能な電池に接続される。望ましくは、充電器は自己給電型放射線検出器である。

本発明は、以下の好適な実施形態の説明を、添付の図面を参照しながら読むことにより、より良く理解することができる。

自己給電型検出器の略図である。 炉内計装シンブル集合体の平面図である。 図２Ａの炉内計装シンブル集合体の前部被覆の内部を示す概略図。 図２Ａの炉内計装シンブル集合体の後端部の電気コネクタを示す断面図。 炉内監視システムの概略配置図。 本発明を適用可能な原子炉システムの簡略図。 本発明を適用可能な原子炉容器及び内部コンポーネントの部分断面立面図。 原子燃料集合体の部分断面立面図。 多くの運転中のプラントに用いられる基本的な可動型炉内検出器マッピングシステムの斜視図。 本発明が使用可能な電源の回路図。 本発明による自己給電型無線炉内計装炉心出力分布測定システムの配置図。

加圧水で冷却される原子力発電システムの一次側は、二次側から隔離され且つ二次側と熱交換関係にあって有用エネルギーを発生させる閉回路を含む。一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心を囲む原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部容積、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これらの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。

説明の目的で、図４は炉心４４を包む蓋体４２を備えたほぼ円筒形の原子炉圧力容器４０を有する原子炉一次系を簡略化して示す。水のような液状原子炉冷却材がポンプ４６によって容器４０内へ圧入され、炉心４４を通過する間に熱エネルギーが吸収され、一般に蒸気発生器と呼ぶ熱交換器４８へ放出される。この蒸気発生器では、熱が、蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示しない）へ転送される。次いで、原子炉冷却材はポンプ４６へ還流することで一次ループが完成する。典型的には、複数の上述した蒸気ループが原子炉冷却材配管５０を介して単一の原子炉容器４０と接続する。

原子炉の構成を図５に例示する。複数の、互いに平行で、垂直に延びる燃料集合体８０から成る炉心４４だけでなく、説明の目的で、その他の容器内部構造も下部炉心構造物５２と、上部炉心構造物５４とに区分することができる。従来設計では、下部炉心構造物の機能は炉心コンポーネントおよび計装物を支持し、整合させ、案内するとともに、容器内の流れ方向を決定することにある。上部炉心構造物５４は燃料集合体８０（簡略化のため２つだけ図示する）を拘束する、または燃料集合体の二次的拘束手段を提供するとともに、計装物および例えば、制御棒５６のようなコンポーネントを支持し案内する。図５に例示する原子炉の場合、冷却材は１つまたは２つ以上の入口ノズル５８から容器４０に流入し、容器４０と炉心槽６０の間に画定される環状部を流下し、下部原子炉容器プレナム６１において１８０°方向変換し、燃料集合体８０が着座している下部支持板６２および下部炉心板６４を上向きに貫流し、集合体の中および周りを流動する。下部支持板６２および下部炉心板６４の代わりに、６２と同じ位置に単一構造、即ち、下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心４４を出た冷却材は上部炉心板６６の下側に沿って流動し、複数の細孔６８を通って上昇する。次いで、冷却材は１つまたは２つ以上の出口ノズル７０に向かって上方および半径方向へ流動する。

上部炉心構造物５４は容器４０または容器蓋体４２から支持することが可能であり、上部支持集合体７２を含む。荷重は主として複数の支柱７４により上部支持集合体７２と上部炉心板６６の間で伝達される。各支柱は特定の燃料集合体８０および上部炉心板６６の細孔６８の上方で一直線に延びている。

駆動シャフト７６及び中性子毒物棒のスパイダ集合体７８を含み、直線的に移動可能な制御棒５６は上部炉心構造物５４を貫通する制御棒案内管７９によって案内され、この制御棒と整列関係にある燃料集合体８０内に進入する。

図６は、一括して参照番号８０を付した燃料集合体を上下方向に短縮した形で示す立面図である。燃料集合体８０は加圧水型原子炉に用いられるタイプであり、下部ノズル８２を下端に含む骨格構造を有する。下部ノズル８２は、原子炉の炉心領域において下部炉心支持板６４上に燃料集合体８０を支持する。下部ノズル８２に加えて、燃料集合体８０の骨格構造は、上部ノズル８４をその上端に含むとともに、多数の案内管又はシンブル８６を含む。案内シンブルは、下部ノズル８２と上部ノズル８４との間で長手方向に延び、両端においてそれらに堅固に取り付けられている。

燃料集合体８０は更に、軸方向に離隔し案内シンブル８６（案内管とも呼ぶ）に取付けられた複数の横方向格子８８と、格子８８によって整然と横方向に離隔して支持された細長い燃料棒９０の配列と含む。図６には示されないが、格子８８は従来のように、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方形の支持セルを画定する。燃料棒９０は支持セルを貫き、横方向に離隔した関係で支持される、多くの従来設計において、支持セルを形成するストラップの対向壁にはばね及びディンプルが打抜き加工により形成されている。ばね及びディンプルは支持セルの内側へ半径方向に延びてそれらの間に燃料棒を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力をかけて燃料棒を定位置に保持する。更に、集合体８０は、その中心に配置され、下部ノズル８２と上部ノズル８４との間を延びて、これらノズルに取付けられた計装管９２を有する。このような部品の配置構成により、燃料集合体８０は、集合体の部品を損傷することなく簡便に扱うことができる一体的な装置を形成する。

上述したように、集合体８０中に配列される燃料棒９０は燃料集合体の全長に沿って離隔された格子８８によって互いに離隔した関係に保持される。それぞれの燃料棒９０は複数の原子燃料ペレット９４を含み、その両端を上下の端栓９６，９８が閉鎖している。上部端栓９６と積重ねたペレットの頂部との間にプレナム・スプリング１００が介在し、燃料ペレット９４を積重ねた状態に維持する。核分裂性物質から成る燃料ペレット９４は原子炉の反応エネルギーを発生するもとである。ペレットを囲む被覆は、核分裂副生成物が冷却材に入って原子炉系を汚染するのを防ぐバリアとして機能する。

核分裂プロセスを制御するため、多数の制御棒５６は燃料集合体８０の所定位置に配置された案内シンブル８６内を往復運動することができる。具体的には、上部ノズル８４より上方に位置する棒クラスタ制御機構（スパイダ集合体とも呼ぶ）７８が制御棒５６を支持する。制御機構は雌ねじを有する円筒形ハブ部材１０２と複数の半径方向に延びる鉤又はアーム１０４を有し、制御棒５６と共に図５に関して上述したスパイダ集合体７８を形成する。各アーム１０４が制御棒５６に相互接続されているため、制御棒機構７８は制御棒を案内シンブル８６内で上下方向に移動させるように動作可能である。制御棒ハブ１０２に結合された制御棒駆動シャフト７６（図５に示す）の原動力により燃料集合体８０の核分裂プロセスが制御されるが、これらは全て周知の態様で行われる。

前述のように、軸方向出力分布をマッピングして、プラントが設計限界を超えないようにするために、多くの従来型プラントは、図７に示すような可動型炉内検出器を使用している。炉内マッピングシステムは、一般的に、プラントの大きさに応じて、４つ乃至６つの検出器／駆動集合体を備えており、これらは燃料集合体８０内の計装管９２内に延びる炉内中性子束シンブルの様々な組み合わせにアクセスできるように相互接続されている。シンブルの相互接続性能を獲得するために、各検出器には、それに付随して５経路及び１０経路の回転式機械的移送装置が設けられている。炉心マップは、検出器を内部で移動させる特定のシンブルを、移送装置を介して、選択することにより作成される。

図７は、可動型炉内放射線検出器を挿入するための基本的なシステムを示す。内部を可動型放射線検出器１１２が駆動される引き抜き自在のシンブル１１０は、概ね図示するような経路をとる。シンブル１１０は、原子炉容器４０の底部からコンクリートの遮蔽領域１１４を介してシンブルシール台２４へ上方に延びる導管１１８を介して原子炉の炉心４４に挿入される。可動型検出器炉内中性子束シンブルは先（原子炉）端部で閉鎖されているので、内部は乾燥している。こうして、炉内中性子束シンブルは原子炉の水圧（２５００ｐｓｉｇ設計値）と雰囲気との間の圧力障壁として機能する。引き抜き自在のシンブル１１０と導管１１８との間のメカニカルシールは、シール台１１６に設けられる。導管１１８は本質的に原子炉容器４０の延長部であり、シンブル１１０が可動型炉内計装検出器１１２の挿入を可能にする。運転中、シンブル１１０は静止しており、燃料供給時又は保全作業時の減圧条件下でのみ引き抜かれる。

可動型炉内検出器を挿入するための駆動システムは、図示するように、駆動装置１２０と、リミットスイッチ集合体１２２と、５経路回転式移送装置１２４と、１０経路回転式移送装置１２６と、隔離弁１２８とを備える。

各駆動装置は、中空の螺旋ラップ駆動ケーブルを、該ケーブルの先端に小型の可動型検出器１１２を取り付け、検出器の出力を伝達する小径同軸ケーブルを駆動ケーブルの終端まで螺旋ラップ駆動ケーブルの中空の中心を通した状態で、炉心内へ押し込む。検出器信号を制御室に転送する電子装置は、図３に示す、固定型炉内検出器システムについて先に説明した配置図に類似している。本発明のここに説明する手法の好適な実施形態によれば、可動型中性子束マッピング検出器システムを先に説明した固定型炉内検出器システムに置き換えた場合に必要となるであろう、格納容器内のケーブル、電力設備、及び検出器信号処理電子機器ハードウェアに付随する出費の大部分を不要にすることができる。

好適な実施形態は、上述の、図２Ａ，２Ｂ及び２Ｃに示すような、炉内計装シンブル集合体の電気コネクタ出力に取り付けられる小型の無線周波送信器を用いる必要がある。しかしながら、受信器を視線内に配置できるのであれば、赤外線送信器等の他の無線送信器をそれに適応する受信器とともに用いてもよいことが理解されなければならない。本発明に従って個別の自己給電型検出器信号（アナログでもデジタルでもよい）の測定及び送信に用いられる電気的ハードウェアは、設計により炉内計装シンブル集合体１６と一体化するか、独立した装置として取り付け可能な、小型の環境保証済み容器内に収容される。信号送信用電気的ハードウェアの主要な電源は、図８の電源の例の一部として示す充電可能な電池１３２である。本発明の一実施形態によれば、電池１３２のチャージは、電源１３０内に含まれる専用の電源自己給電型検出器要素１３４が発生させる電力を使用することにより維持されるので、原子炉内の放射線は、電池１３２を充電状態に保つ、その装置にとっての究極の電源である。電源が自己給電式である検出器１３４は調整回路１３６を介して電池１３２に接続され、電池は続いて、図２Ａ，２Ｂ及び２Ｃについて説明したように、炉心を監視する固定型炉内検出器から受信した信号を送信する信号送信回路１３８に接続される。あるいは、監視を行う検出器が発生する電力の或る特定の割合を、電池１３２を充電して信号送信回路１３８に電力を供給するために信号調整回路１３６に回すようにしてもよい。この後者の実施形態において、監視回路からの電力の残りを次いで送信回路１３８に送って、原子炉格納容器の外部の受信回路へ無線で送信するようにしてもよい。このようにして受信される監視信号は、信号送信回路１３８に電力を供給するために回された信号の強度を補償するよう較正されなければならないであろう。図８に示す電源の特定の設計は、自己給電型検出器の信号データを受信器に送信するのに必要な電力量だけに依存する。必要とされる電力量は、信号伝送距離及び特定の動作環境の無線周波数信号対雑音特性に依存する。概して、電源は、最長の寿命及び低い原子炉出力レベルでの発電能力を提供するために、周囲のガンマ放射線の量に基づいて電力を発生するよう設計されている。例えば、米国特許第５，７４５，５３８号に説明されているように、プラチナを用いた既存の自己給電型検出器の設計例は多数あり、一般的な用途において適切な性能を発揮する。

図９は、本発明により構成された自己給電型の無線炉内検出器計装炉心出力分布測定システムの概略配置図を示す。図９に示す配置図は、格納容器の内部におけるシール台２４の上方のケーブル配線が無線送信器１３８及び無線受信器１１６によって置き換えられており、格納容器内の電子機器２６及び３２がそれぞれ格納容器２８の外部に配置されたＳＰＤ信号処理システム１０８及び炉心出口熱電対信号処理システム１０６によって置き換えられている点を除き、従来の炉内監視システムについて図３に示す配置図と一致している。他のすべての点において、両システムは同じである。したがって、本発明は、図２Ａ，２Ｂ及び２Ｃに示す固定型炉内検出器による、図７に示す従来の可動型炉内検出器の置き換えを大幅に単純化する。

本発明を特定の実施形態につき詳細に説明したが、当業者には、開示内容の全体的な教示に照らして、それらの詳細の種々の変形及び代替案を作成することができることがわかるであろう。したがって、開示されている特定の実施形態は、例示的であることを意図するだけで本発明の範囲を限定するものではなく、その範囲は添付の特許請求の範囲ならびにそのあらゆる均等物の全幅を与えられるべきである。

Claims (5)

1. 原子炉の圧力容器内環境（４０）の放射線の強度を表す信号を、格納容器外環境（１１６）へ送信する方法であって、
   自己給電型放射線検出器（１０）を用いて、前記圧力容器内環境（４０）の放射線の強度を表す信号を発生させるステップと、
   前記自己給電型放射線検出器（１０）を用いて電流を発生させるステップと、
   前記電流により無線送信器（１３８）に給電するステップと、
   前記無線送信器（１３８）により前記信号を前記格納容器外環境（１１６）へ無線送信するステップと、
   より成ることを特徴とする、格納容器外環境（１１６）への信号の送信方法。
2. 前記給電するステップは、
   充電可能な電池（１３２）により前記無線送信器（１３８）に給電するステップと、
   前記自己給電型放射線検出器（１０）を用いることにより前記充電可能な電池（１３２）を再充電するステップと、
   を含むことを特徴とする、請求項１に記載の方法。
3. 前記無線送信器（１３８）及び前記自己給電型放射線検出器（１０）は炉内計装シンブル集合体の一部であることを特徴とする、請求項２に記載の方法。
4. 原子炉の圧力容器内環境（４０）の放射線の強度を表す電流を発生させる自己給電型放射線検出器集合体（１０）と、
   前記電流により駆動され、前記電流の少なくとも一部を格納容器外環境（１１６）へ無線送信する無線送信器（１３８）と、
   前記無線送信器に給電する電源（１３４）と、
   より成り、
   前記自己給電型放射線検出器集合体（１０）が前記電源に電力を供給する自己給電型放射線検出器（１３４）を含み、
   前記自己給電型放射線検出器（１３４）が、前記圧力容器内環境（４０）の前記圧力容器内環境（４０）の放射線の強度を表す前記電流も発生させることを特徴とする、炉内計装シンブル集合体（１６）。
5. 前記電源が、
   前記無線送信器（１３８）に給電する充電可能な電池（１３２）と、
   前記電池（１３２）に接続された充電器（１３４）と、
   より成り、
   前記充電器（１３４）は前記自己給電型放射線検出器（１０）であることを特徴とする、請求項４に記載の炉内計装シンブル集合体（１６）。

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