JPH0231196A - 作動中の原子炉の炉心のパラメータを測定する装置 - Google Patents

作動中の原子炉の炉心のパラメータを測定する装置

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JPH0231196A
JPH0231196A JP1143962A JP14396289A JPH0231196A JP H0231196 A JPH0231196 A JP H0231196A JP 1143962 A JP1143962 A JP 1143962A JP 14396289 A JP14396289 A JP 14396289A JP H0231196 A JPH0231196 A JP H0231196A
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chamber
sheath
cable
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ルネ フルガール
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    • G21C17/08Structural combination of reactor core or moderator structure with viewing means, e.g. with television camera, periscope, window
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C17/108Measuring reactor flux
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は作動中の原子炉、特に加圧木型原子炉の炉心内
のパラメータを測定する装置に関する。
加圧水型原子炉は、原子炉が作動中のとき、加圧した水
から成る冷却流体で充填された容器を有する。燃料集合
体から成る炉心は冷却水中に完全に浸せきされている。
加圧水型原子炉のような原子炉の使用の際、原子炉が作
動している量測定が炉心内でなされねばならない、特に
、炉心の高さに沿っ・た種々の場所で中性子束の測定を
行い、垂直方向にほぼ対応する炉心の軸線方向に沿った
中性子束、即ち出力分布を知る必要がある。
炉心を構成する燃料集合体はその中央部分に計測ノズル
を有し、計測ノズル中には漏れ止めシンプルを炉心の高
さにわたって導入することができ、漏れ止めシンプルの
内部では中性子束測定プローブが原子炉の作動中動かさ
れる。
中性子束測定が行われる燃料集合体の各々と関連するシ
ンプルは、例えば炉心の再装荷を行うとき燃料集合体か
ら引出されねばならな%1.従つ7、シンプルは容器の
下部を測定室、即ち計器室に連結する案内チューブ内で
移動し摺動できるように取付けられる。計器室内で、炉
心に導入されるシンプルの端部から遠い方のシンプルの
端部は、プローブの移動、測定信号の収集及び案内プロ
ーブ内でのシンプルの移動のために接近できる状態であ
る。案内チューブの全長の大部分にわたる曲がった形状
にもかかわらずシンプルに加わる力を制限するのに十分
な隙間が設けられているため、案内チューブ内のシンプ
ルの移動は単に押したり引いたりすることによって行わ
れる。
可動の中性子束測定プローブに加えて、高さに沿った種
々のレベルで炉心内の静止位置に配置されるコレクトロ
ンのような中性子束測定装置の組がやはり利用される。
炉心内の種々の所定位置に配置された、温度、圧力又は
レベルを測定する装置も原子炉が作動している間にやは
り用いられねばならない。
炉心の計器装備とこの計器装備を用い、保守する手順を
単純化するために、すべての測定装置を炉心組立体に関
連させて配置し、この炉心組立体内で、測定を、可動プ
ローブを受入れる導管と同様に設計された漏れ止めの支
持兼位置決め導管の内部で行うことが提案されている。
この種の導管は外部管状密閉体を有しと、この外部管状
密閉体の中には、中央位置に、この密閉体と同軸的に中
性子束を測定するための可動プローブの案内を行うシー
ス又はシンプルが取付けられている。コレクトロンのよ
うな測定装置が中央シースのまわりで且つ導管の長さに
沿って分配された静止値1で導管内に配置されている。
測定装置を支持し位置決めする導管は案内チューブの直
径より僅かに小さい直径を有して導管の移動を可能にし
、容器の下部部分を計器室に連結する。導管は単に押し
たり又は引いたりすることによって計器室から炉心内に
配置され、又は炉心から引出される。計器室内で測定導
管はノズル内に摺動状態で且つ漏れ止め状態で取付けら
れ、ノズルは対応する案内チューブの端部に一体に固着
されている。
明らかに、先行技術に対して小型化した中央シンブル及
び中性子束測定プローブを用いる必要があり、一方、組
立体の計器ノズルはシンプルだけを受入れるようにした
ものと同一である。同様に、原子炉容器の底部と炉心の
底部との間で、原子炉容器の内部構造内に測定装置を支
持し位置決めする導管用の通路及び案内チューブは、シ
ンプルだけを案内するのに用いられたものと同一である
これらの測定導管即ち案内導管は計器室を容器の底部に
連結する曲がった案内チューブ内で押したり引いたりす
る際に過度の力を生じさせないで移動できるのに十分な
だけ可視性を有しなければならない、更に、これらの測
定導管即ち案内導管の外部密閉体も高温高圧、照射下の
流体の大きな力に耐えなければならない、特に、この漏
れ止め用外部密閉体は、原子炉の作動中、その壁に作用
する一次冷却水の圧力に耐えなければならない。
測定導管の壁が原子炉一次冷却流体の圧力を受けること
を避けるために、フラマトームの仏国特許出願第86−
16,505号において、測定導管をその外面及び内面
の両方で一次流体に接触するように測定導管を製造する
ことが提案されている。測定導管は何本かの可視性チュ
ーブから成る開口管状ユニットの形態で作られ、可視性
チューブはスペーサによって互いに連結され、周辺測定
プローブが可撓性チューブの中に配置されている。
導管に対して同軸的に配置した中央シンプルは漏れ止め
構造に作られ、外壁を介して接触している一次流体の圧
力に耐えることができるようなものである8周辺測定プ
ローブは測定導管内で一次流体に直接浸せきしている。
導管の長さに沿った周辺プローブの位置は長さの異なる
可撓性金属チューブによって連結されたスペーサの位置
によって完全に決定できる。
この形式の装置は、可撓性であり且つ頑丈である構造に
製造でき、原子炉の炉心に計器類を容易に配置できる利
点を有する。
しかしながら、周辺測定プローブが操作中故障した場合
、測定導管全体が対応する案内チューブから引出されて
、交換のために工場で修理されねばならない。
更に、プローブの位置は変更できず、測定導管が設計さ
れると最終的に決定されてしまう。
最後に、測定を行う種々の燃料集合体に向かう案内チュ
ーブは異なった長さを有し、各々の特定の場合に適した
測定導管の設計を要する。この要件により製造、貯蔵及
び測定導管の交換に関して解決が困難な問題が生じる。
従って、本発明の目的は、容器を充填する原子炉冷却流
体に浸せきした、作動中の原子炉の炉心のパラメータを
測定する装置であって、該測定装置は、冷却水に外面及
び内面で接触している測定導管を有し、前記測定導管の
内部には、中央位置に同軸的に、中性子束を測定するた
めの可動プローブを案内する密閉した漏れ止めシースが
配置され、又周辺位置に、炉心の物理パラメータを測定
するための複数のプローブが配置されており、測定導管
が原子炉容器を計器室に連結する案内チューブ内で可動
に取付けられ、測定導管が案内チューブの端部に一体に
取付けられたシーリングノズルを摺動しながらかつ漏れ
防止状態で通過することによって計器室に入る装置を、
提供し、この測定装置により、周辺測定プローブの交換
と位置決めを容易にし、ただ一種類の測定導管を用いて
この種の測定導管を炉のすべての案内チューブに装備で
きるようにすることである。
この目的のために、周辺測定プローブは可視性測定兼移
動ケーブルの端部に固着されており、ケーブルはそれぞ
れ漏れ止め周辺シースの内部に可動に取付けられており
、複数の周辺シースは中央シースのまわりでヘリカル配
列に従って測定導管の内部に取付けられており、シーリ
ングノズルは一次冷却流体から及び計器室に関して分離
された漏れ止め室を有し、計器室に向かって測定導管の
周辺シースが開口しており、各周辺シースは、その端部
に、測定ケーブル及び対応するプローブが漏れ止め室の
中へ摺動しながら引込むことができる漏れ止め通路を有
し、ケーブル及びプローブから成るユニットの各々に対
する漏れ止め装置がシーリングノズルの漏れ止め室の出
口壁に配置されている。
本発明を適切に理解するために、加圧水型原子炉用の本
発明の測定装置を例示的にどのような限定も意味しない
で添付図面を参照して以下に説明する。
第1図は燃料集合体から成る炉心2を囲む加圧水型原子
炉の容器1の容器底部1aを示す、容器の底部1aを貫
通しているのはスリーブ3であり、各スリーブ3には測
定導管を案内するチューブ4が連結されている。案内チ
ューブ4は曲げられて、次に連続的な水平シートの形態
で計器室5に向けられており、計器室5は容器底部1a
のレベルより下方のレベルで容器1に対して側方に配置
されている。各案内導管4は計器室5に入り、次いで分
離バルブ7、シーリングノズル8に連続して連結されて
いる。
対応する測定導管を完全に引出したときに、案内チュー
ブの端は、分離バルブ7によって、全く漏れないように
閉じられる。
シーリングノズル8は、対応する測定導管10を漏れを
防止しかつ摺動させながら通過させるシーリング装置を
含む。
第1図では、シーリングノズル8は概略的に簡略化して
示したが、詳細は後述する。
第2図は測定導管10の部分を示し、測定導管10は、
スペーサ12によって端と端とが組立てられた何本かの
可撓性金属チューブ11から成る外側管状密閉体を有し
、スペーサ12は、測定導管10の内部に配置されて測
定プローブを受入れている中央シース13及び周辺シー
ス14を支持し位置決めしている。
中央シース13は測定導管10の軸線に沿って配置され
、このシースは原子炉の一次流体の圧力に耐えることが
できるシンプルの構造に作られ、即ち原子炉の炉心に入
るように意図した、端部を閉鎖した管状密閉体である。
中性子測定プローブ(図示せず)は、測定プローブに連
結した測定兼移動ケーブルを押したり引いたりすること
によって中央導管(シース)13の内部で移動させるこ
とができる。
周辺ツー、、14も一次流体の圧力に耐えることができ
るシンプルの構造に作られている。これらのシースは毛
細管チューブから成り、その内径は1、.5ms+程度
であり、中央シース13の内径は5市以下である。
周辺シース14は中央シース13の周辺に配置されてい
る。各シース14はケーブル16の端に固定した測定1
0−ブ15を受入れており、ケーブル16は測定信号の
伝達及びシース14内でプローブ15を動かすことがで
きる同軸ケーブルである。
シース14は、案内チューブ内の曲がった部分の長さに
対応する極めて長いピッチを持つヘリカル配列で中央導
管13のまわりに配置されている。
−例を挙げると、2,500m+aの曲率半径に対して
、シース14のピッチは3.927m+*に決められて
いる。ヘリカル機構に従うシース14のこの配列によっ
て、曲がった部分内での長さの変化による索引力と圧縮
力をバランスさせることができる。
測定導管10が作動中の原子炉の炉心に置かれると、測
定導管10はその内部部分とその外面の両方で加圧一次
流体く320℃及び155バール)に接触するようにな
る。
従って、シース13及び14は一次流体の圧力を受ける
が、比較的大きな厚みの壁から成る小さい直径のこれら
のシースはこの圧力に耐えることができ、それにもかか
わらず、測定導管10は、原子炉の案内チューブ4の内
部で動くことができるほど十分可撓性のままである。
第3図は弾頭形状密閉体18から成る測定導管の端部を
示し、この密閉体に案内導管10の前端に配置した可撓
性管状チューブ11が固定されている0弾頭形状によっ
て、対応する案内チューブ4の内部に並びに容器及び燃
料集合体の案内チューブの内部装備の内部に測定導管1
0を容易に入れたり、その内部で容易に動かしたりする
ことができる。
測定導管10の端部(密閉体)18は、測定導管が作動
中の原子rの案内チューブに導入されるとき、測定導管
の内部を加圧水がら成る外部媒体に連通させる貫通孔を
有するのが好ましい。
中央シース13は中央シース13に溶接したプラグ19
によって漏れを防止するように密閉されており、かくし
て、中央シースはシンプルを構成しており、測定導管を
対応する燃料集合体内で所定位置に1いたとき中性子測
定プローブを、この中央シースの中で炉心の高さにわた
って移動させるできる。
周辺シース14は密閉体18の軸線方向で通路20内に
保持されており、その結果、この端部21は材料の膨張
によって生じる移動のために測定導管10に対して移動
できる。
シース14の各々は溶接したプラグ21によって端部が
漏れを防止するように密閉されている。
同軸の測定兼移動ケーブル16の端に連結された測定プ
ローブ15はシース14の内部でその全長にわたって移
動でき、また測定導管1oの長さに沿うどのような位置
にも置くことができる。
第4図は、計器室5に入りこみ、且つ球状ゲート22を
持つ分離バルブ7によってシーリングノズル25の端部
に連結された案内チューブ4の端部を示す。
チューブ4の内部ボアに導入された測定導管10は、チ
ューブ4のボア径より僅かに小さい外径を有し、これに
より、測定導管を原子炉の炉心内で位置決めするのに軸
線方向に移動がさせることができる。
ノズル25の前方部分は溶接部23によってバルブ7の
本体に固着されており、バルブ自体は溶接部24によっ
てチューブ4の端部に固着されている。
ノズルの前端部分には、開口26が設けられおり、この
開口にはプラグ27が固定されていて、測定導管10が
外されている間背圧を案内チューブ内に加えることがで
きるようにしている。
第8図かられかるように、案内チューブ4の内部ボア2
1は中央シース13及び毛細管の周辺シース14を収容
する測定導管1oの走行部分に対して隙間を持った通路
を与える。
概略すると、第5A図、第5B図、第9図及び第10図
かられかるように、シーリングノズル25は、多数の一
連の部品28.29及び31から作られた管状本体から
成り、これらの部品はローレット切りしたナツト32.
33及び34、及び2部品のキー(キー止め)リング3
8によって互いに組立てられている。
測定導管10の後端部分を収容する中央部分を点検する
ためにこの種の管継手によってノズル25を完全に分解
できる。
ノズルの前方部品28は、シール35を挿入して、ナツ
ト32によって中間部品2つに対して組立てられる。ナ
ツト33.34、及びキーリング38により中間部品2
つと後方部品31との組立てが行われ、後方部品31の
断面は、第9図及び第10図に示すように、いくつか6
角形状の部分を持つ。
測定導管10の後方部分は切頭円錐状内部ボア30aを
持つベル状部品30に一体に取付けられている。
部品30は、又、シール36用の2つのシールベアリン
グを持ち、シール36は部品30とノズル25の部品2
9及び33との間にそれぞれ挿入されている。
シール3つ及び39′がノズル25の部品28及び29
のボアの内部にそれぞれ嵌められており、ノズル内に測
定導管10を摺動でき且つ漏れを防止するように嵌合さ
せている。
測定導管10の後端部分10aは中間部分にボア及び各
シース14用の周辺スロットを形成している部品から成
り、このボア内には中央シース13が溶接によって漏れ
を防止するように固着され、各周辺シース14はこの周
辺スロットに導入され、次に溶接によって被覆される。
溶接材料が付着した部品10aの外面は、次に加工され
、シール39.39°に相互作用する滑らかなシーリン
グ面を形成する。
測定導管10が作動中の原子炉の案内チューブに置かれ
ると、加圧水が案内チューブ4の内部ボア及び測定導管
10の内部ボアを満たす。
加圧水を収容するノズル25の前方内部部分は、部品3
0に関する限り、シール39.39゛及び36によって
ノズルの後方内部部分から完全に分1(遮蔽)されてい
る。
この後方内部部分ではノズル25の部品31は室40を
形成しており、室40はシール36によって一次流体の
圧力を受ける部分から分離されている。
更に、室40は密閉体42によって外部環境から、即ち
計器室から分離されている。尚密閉体42は第6図を参
照して後述する。
室40、はベル状部品30によって測定導管の後端10
aに一体に取付けられたキャリヤ部品44を囲んでいる
。切頭円錐状であるキャリヤ部品44の端部は部品30
のボア30a内に係合し、2部品のキーリング45及び
ナツト46によってこの部品30に対して組立てられて
いる。このキャリヤ部品44はその全長にわたって中央
部分が穿孔されて中央シース13が通るボアを形成して
いる。キャリヤ部品44は、後方切頭円錐状部分内で、
又測定導管の軸線XX′に対して傾斜した周辺スロット
47を有し、その各スロット内に周辺シース14が係合
しており、周辺シースの通路は、測定導管10の端部1
0aから部品30を通り、更にキャリヤ部品44の端部
を通って、測定導管10の軸線XX′から離れ、周辺で
キャリヤ部品44の環状部分を通る開口に達する。
キャリヤ部品44は2つの環状部分4つ及び49゛によ
って2連の5つのシーリング装置50.50′を支持し
ており、各シーリング装置は周辺シース14の端部に係
合している。
各シーリング装置50.50°により、測定導管10の
周辺シース14に係合している測定プローブ15を端部
に支持しているケーブル16は漏れ止めされかつ摺動し
ながら引込むことができる。
シーリング装置50又は50′の出口で、ケーブル16
は、第6図でわかるように、通路チャンネル43の延長
上で、部品42に固着した漏れ止め通路装置52に係合
している。
部品42は室40を形成する部品31内にリングシール
54によって漏れを防止するように固着されている。か
くして、部品42は室40の漏れ止め密閉体として働く
部品42は中間部分にボアが穿孔されており、このボア
内に中央シース13が漏れ止め状態で固着されている。
さらに、部品42はその周辺が穿孔されて導管10の軸
線XX′に対して僅かに傾斜した10個の通路チャンネ
ル43を形成している。
各チャンネル43の入口で室40の内部に向かってシー
リング装置52が固着され、プローブ16の測定兼移動
ケーブルは漏れ止めされかつ摺動しながら引込むことが
できる。
第5A図、第5B図、第6図及び第7図かられかるよう
に、各ケーブル16は、室40を出たとき、ノズル25
の後端に一体に取付けたキャリヤ56に取付けられた貯
蔵リール55に巻き付けられる。
キャリヤ56は、ケースを形成しており、ケース内で、
各々が測定プローブのケーブル16を受入れる10個の
リールが同一の単一シャフトに取付けられている。
第7図はケース56の側板56a、56bを示し、側板
はノズル25の端に固着されており、組のリール55に
共通なシャフト57を支持し、リール55は、それらの
周辺部分に、ケーブル16のある長さを貯蔵する渭を有
する。
対応する貯蔵リール55の出口では、各ケーブル16は
ケース56の傾斜した延長部に収容された漏れ止め通路
装置59に嵌入されている。
第11図はケース56の傾斜部分60の内部の漏れ止め
通路装置59の配列を示す。
漏れ止め通路装置59の出口では、各ケーブル16がプ
ラグ61に連結されており、プラグ61は分離部品62
を貫通し、分離部品によって密閉したケースの傾斜部分
60の端部がら突出している。
これらのプラグ61への接続はプラグ61に係合する1
0個の差込み口64を持つ電気コネクタ装置63を用い
ることによって行われる。電気コネクタ装置63は、第
12図に示すように、チェーン65を持つ急速継手によ
って傾斜延長部60の端部に漏れ防止状態で連結される
ケース56の後方部分68は中心シース13用の漏れ止
め出口を形成している。
シーリング装置50.50′及び52は商標“スェージ
ロック′°の名で市販されている商品である。このよう
な小型化した装置は互いに漏れ防止状態で接触する切頭
円錐状部品から成り、これらのシーリング装置に嵌入さ
れるケーブルの漏れ止めを行いかつ摺動させながら引き
込むことができる。
その外径が対応する測定兼移動ケーブルの外径にほぼ等
しい、ケーブル16の端部に固着した測定プローブは、
又、測定グローブを毛細管の周辺シースに再嵌入すると
き、シーリング装置を通ることができる。
ケース56内で対応するリール55にケーブル16があ
る長さ貯蔵されることにより容器の底部に対する案内チ
ューブの位置がどこであっても、また原子炉の炉心内の
プローブの決められた位置がどこであっても標準の基本
部品を用いることができる。
実際に、加圧水型原子炉の場合に、900又は1.30
0MW(メガワット)の電力では、炉心アセンブリ(集
合体)の場合の50から60までの測定導管は測定が行
われるアセンブリ(集合体)の位置によって異なった長
さを有する。更に、測定プローブ、特に中性子束測定プ
ローブは炉心の底部及び頂部で異なった高さに置かれる
このことから、プローブの測定ケーブルの長さは基本的
に可変であり、最も短い測定ケーブルと最も長い測定ケ
ーブルとの間の長さの差は7m程度である。
本発明の装置はケーブルに対する余分な長さのための貯
蔵リールを有し、炉心内の最も遠方のプローブを置くた
めの最大長さに対応する標準長さのケーブルを持つプロ
ーブの使用を可能にする。
測定導管10を使用するときには、測定プローブなしで
測定装置をノズルに導入し、次に案内チューブと、炉心
に導入する。導管を炉心の所定位置に置いた後に、導管
に測定プローブを装備する。
各々のプローブは炉心の所定の高さに極めて正確に1く
のがよい、案内チューブの中へほどかれるケーブルの長
さを計量してプローブの位置を決定しモニタすることが
できる。
プローブに欠陥がある場合には、プローブは測定導管を
分解する必要なしに引出すことができる。
このことを行うためには、ケース56及び部品31をノ
ズル25から分離しケーブル16の端部を引張るだけで
十分である。
プローブ15、そのケーブル16、貯蔵リール55及び
対応するシーリング装置59から成るユニットの交換を
行う、プローブ15をチャンネル43内の部品42によ
って測定装置に係合させ、漏れ止め通路装置52により
室40の中ヘプローブ15を通す0次に、プローブ及び
そのケーブル16を対応するシーリング装置50まなは
50’に係合させ、このことによりプローブ15及びケ
ーブル16を対応する毛細管シース14に導入すること
を可能にする。プローブのモニタされた前方移動を、こ
のプローブが炉心の位置を占めるまで行う0位置モニタ
はケーブル16の長さを単にモニタすることだけで行う
ことができる。
明らかに、ノズル25を分解した後に測定導管10をそ
の端部部品44を引張ることによって先行技術による装
置と同様に、炉心から完全に引出すことができる。測定
導管の移動中、シーリング(密封)が案内チューブ4に
一体に取付けられたままのノズル25の部分のシール3
9及び39′によってこの導管の周囲に保たれる。
測定導管のこの引出し操作は、原子炉を停止させるとき
に、周囲温度の水を容器に満たした行う。
測定導管10の前方端部をバルブ7の背後の位置まで動
かした後、バルブ7を閉じて案内チューブを完全に分離
(遮蔽)し、計器室内での一次水の流出を防ぐ。
更に、原子炉が作動中のとき、本発明の装置によると、
計器室内の加圧一次水のどのような漏れも防止できる。
実際に、ノズル25の内部空間は加圧一次流体を受入れ
る部分が外部環境から完全に分離される。
周辺シース14及びケーブル16が導入される室4oは
それ自身一次流体の圧力を受けるノズルの部分及び外部
環境の両方から完全に分離される。
通常の作動中、一次流体はノズルと測定導管の部品との
間に挿入されたシール36によって止められる。
1つの周辺シース14が一次流体にさらされる部分及び
室40の内部に配置した部分の両方で漏れを生じさせる
割れ目を持つ場合には、一次流体が室40中に流入する
恐れがある。しかしシーリング装置F50.50’の存
在のなめに、この一次流体は他の毛細管の周辺シース1
4に入ることはできない、更に、シーリング装置52は
室4oの外部に向かう一次流体のどんな漏れも防止する
この種の漏れは生じたとしても室40の壁を貫通する電
気プラグ67によって容易に検出される。
これ又電気プラグから成る別の漏れ検出器6つはノズル
の部品29の壁を貫通しており、測定導管10のまわり
のシール3つ及び39′の間に一次流体が存在するか否
かを決定する。
従って本発明の装置によると、計器室中への一次流体の
どのような漏れも避けることができ、またシーリングノ
ズルのある部分内の流体の存在を検出できる。
本発明は記載してきた実施例に限定されるものではない
かくして、異なった形状を持ち、異なった多数の部品か
ら成る分解できるシーリングノズルを用いることが可能
である。
ケーブルの収出しを可能にするシーリング装置は、原子
炉の作動条件の下で十分小型化でき、使用できるどうよ
うな形式のものでもよい。
測定導管は、周辺シースに配置される任意の数のプロー
ブを装備できるが、この数は好ましくは8又は10であ
る。
最後に、本発明の装置は、原子炉の作動中測定が行われ
る炉心を持つどのような原子炉にも適用できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、加圧水型原子炉の容器の下部と容器の底部近
くで側部に配置された計器室との正面断面図である。 第2図は、本発明の装置の測定導管の一部の斜視図であ
る。 第3図は、本発明の装置の測定装置の端部の軸線方向断
面図である。 第4図は、本発明の装置のシーリングノズルの前方部分
の断面図である。 第5A図及び第5B図は、本発明の装置のノズル出口の
後方部分の2つの連続的な部分の断面図である。 第6図は、第5B図の詳細部分6の拡大図である。 第7図は、第5B図の線7−7に沿った断面図である。 第8図は、第4図の線8−8に沿った断面図である。 第9図は、第5A図の!!9−9に沿った断面図である
。 第10図は、第5A図の線10−10に沿った断面図で
ある。 第11図は、第5図の線11−11に沿った断面図であ
る。 第12図は第5B図の線12−12に沿った断面図であ
る。 1・・・容器、 2・・・炉心、 4・・・案内チューブ、 5・・・計器室、 10・・・測定導管、 13・・・中央シース、 14・・・周辺シース、 15・・・測定プローブ、 16・・・ケーブル、 25・・・シーリングノズル、 40・・・室、 50.50’ 、52・・・シーリング装W。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 (1)容器を充填する原子炉冷却流体に浸せきした、作
    動中の原子炉の炉心のパラメータを測定する装置であつ
    て、該測定装置は、冷却水に外面及び内面で接触してい
    る測定導管(10)を有し、前記測定導管(10)の内
    部には、中央位置に同軸的に、中性子束を測定するため
    の可動プローブを案内する密閉した漏れ止めシース(1
    3)が配置され、又周辺位置に、炉心の物理パラメータ
    を測定するための複数のプローブ(15)が配置されて
    おり、測定導管(10)が原子炉容器(1)を計器室(
    5)に連結する案内チューブ(4)内で可動に取付けら
    れ、測定導管(10)が案内チューブ(4)の端部に一
    体に取付けられたシーリングノズル(25)を摺動しな
    がらかつ漏れ防止状態で通過することによって計器室(
    5)に入る装置において、周辺測定プローブ(15)は
    可撓性測定兼移動ケーブル(16)の端部に固着されて
    おり、前記ケーブル(16)は各々漏れ止め周辺シース
    (14)の内部に可動に取付けられており、複数の周辺
    シース(14)は中央シース(13)のまわりでヘリカ
    ル配列に従って測定導管(10)の内部に取付けられて
    おり、シーリングノズル (25)は一次冷却流体から及び計器室(5)に関して
    分離された漏れ止め室(40)を有し、計器室(5)に
    向かつて測定導管(10)の周辺シース(14)が開口
    しており、各周辺シース(14)は、その端部に、測定
    ケーブル(16)及び対応するプローブ(15)が漏れ
    止め室(40)の中への摺動しながら引込むことができ
    る漏れ止め通路(50、50′)を有し、ケーブル及び
    プローブから成るユニット(15、16)の各々に対す
    る漏れ止め装置(52)がシーリングノズル(25)の
    漏れ止め室(40)の出口壁に配置されていることを特
    徴とする装置。 (2)請求項1記載の装置において、案内チューブ(4
    )から遠い方のノズル(25)の端部に固着された、ケ
    ーブル(16)の余分の長さのための貯蔵リール(55
    )を支持するケース (56)を更に有することを特徴とする装置。 (3)請求項2記載の装置において、ケース(56)は
    測定導管(10)の軸線に対して傾斜した延長部(60
    )を有し、対応するリール(55)から出たケーブル(
    16)の端部が前記延長部(60)によって電気コネク
    タのプラグ(62)に接続され、漏れ止め通路装置(5
    2)がリール(55)とプラグ(62)との間でケーブ
    ルの通路に配置されていることを特徴とする装置。 (4)請求項1記載の装置において、シーリングズル(
    25)は測定導管(10)の軸線方向 (XX′)の多数の連続的な部品(28、29、31)
    から成り、これらの種々の部品がナット(32、33、
    34)によって分解できるように連結されていることを
    特徴とする装置。 (5)請求項1記載の装置において、炉心に導入される
    ようにした前方端から遠い方の測定導管(10)の後方
    端部はシール(36)に作用する部品(30)に一体に
    取付けられて、ノズル内部で、原子炉の一次流体に接触
    するこのノズルの内部部分と一次流体から分離された室 (40)との間にシーリングを作ることを特徴とする装
    置。 (6)請求項5記載の装置において、部品(30)は、
    その後方部分で、室(40)内に配置したキャリヤ部品
    (44)に連結され、キャリヤ部品(44)に漏れ止め
    通路装置(50、50′、52)が固着されていること
    を特徴とする装置。 (7)請求項6記載の装置において、各周辺シース(1
    4)の端部に配置した漏れ止め通路装置(50、50′
    )はキャリヤ部品(44)の軸線方向の長さに沿って2
    つのユニットとして設けられていることを特徴とする装
    置。 (8)請求項6または7に記載の装置において、シーリ
    ングノズル(25)の室(40)の出口壁(42)の漏
    れ止め装置は測定装置(10)及びノズル(25)の長
    さ方向軸線(XX′)に対して傾斜していることを特徴
    とする装置。 (9)請求項1ないし8のいずれか1項に記載の装置に
    おいて、電気プラグから成る液体検出器(67)は室(
    40)の壁を貫通する開口に配置されていることを特徴
    とする装置。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013003016A (ja) * 2011-06-17 2013-01-07 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射線遮蔽方法及び装置並びに構造体の処理方法

Families Citing this family (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0496998A1 (en) * 1991-01-30 1992-08-05 Combustion Engineering, Inc. Extending in-core instrument life
FR2679371B1 (fr) * 1991-07-18 1993-10-08 Commissariat A Energie Atomique Dispositif de surveillance du flux neutronique d'un reacteur nucleaire.
FI105556B (fi) * 1991-09-30 2000-09-15 Sankyo Co Menetelmä lääkeaineina käyttökelpoisten pyrimidiiniukleosidijohdannaisten valmistamiseksi, joilla on kasvaimen vastaista vaikutusta
DE4302330C1 (de) * 1993-01-28 1994-06-23 Bbc Reaktor Gmbh Verfahren und Vorrichtung zur Abschirmung der von den Sonden der Innenkerninstrumentierung eines wassergekühlten Kernreaktors ausgehenden Strahlung
US6406064B1 (en) * 1999-11-03 2002-06-18 Westinghouse Electric Company Llc Positive locking device for reactor instrumentation protection sleeve assembly
US6522709B1 (en) * 1999-11-12 2003-02-18 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear in-core instrument (ICI) assembly with compressed flexible hose sheath
FR2803425B1 (fr) * 1999-12-30 2002-04-05 Atea Soc Atlantique De Tech Av Procede et dispositif de realisation d'un passage de traversee etanche d'un conduit de mesure a l'extremite de sortie d'un conduit d'instrumentation d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere
DE10006470C2 (de) * 2000-02-14 2002-03-07 Framatome Anp Gmbh Einrichtung zur Instrumentierung für einen Kernreaktor
US6522708B1 (en) * 2000-04-03 2003-02-18 Westinghouse Electric Company Llc Seal arrangement for in-core instrument housing
KR100572054B1 (ko) * 2004-01-09 2006-04-18 한국전력공사 원자로 핵계측 설비
US7595280B2 (en) * 2005-08-16 2009-09-29 Halliburton Energy Services, Inc. Delayed tackifying compositions and associated methods involving controlling particulate migration
DE102009015629A1 (de) * 2009-04-02 2010-10-07 Areva Np Gmbh Abdichtvorrichtung für eine Vorrichtung zur Füllstandsmessung in einem Flüssigkeitsbehälter
CN102081979B (zh) * 2009-11-27 2013-03-20 上海核工程研究设计院 堆芯中子注量率数据采集和处理系统
CN101776211B (zh) * 2009-12-30 2012-10-03 天津市海王星海上工程技术有限公司 一种用于海底油气管线检测与定位的挠性装置
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
CN104488035A (zh) 2012-04-17 2015-04-01 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 带有紧凑上部堆内构件组件的一体式压水反应堆
US9767930B2 (en) 2012-04-17 2017-09-19 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
US10102932B2 (en) 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
US9530526B2 (en) 2012-04-17 2016-12-27 Bwxt Mpower, Inc. Riser transition element for compact nuclear reactor
US9887015B2 (en) 2012-04-17 2018-02-06 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
US9754688B2 (en) 2012-04-17 2017-09-05 Bwx Technologies, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate
WO2014200599A1 (en) 2013-03-15 2014-12-18 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Extruded guide frame and manufacturing methods thereof
US9620254B2 (en) * 2013-04-11 2017-04-11 Westinghouse Electric Company Llc Reactor in-core instrument handling system
KR101597989B1 (ko) 2014-11-07 2016-02-29 한국원자력연구원 원자로 모사 환경에서의 프로브팁 4축 이송 시스템
US11276507B2 (en) * 2015-02-09 2022-03-15 Framatome Gmbh Radionuclide generation system
KR101716837B1 (ko) * 2016-01-25 2017-03-15 한국전력기술 주식회사 중소형 원자로압력용기 케이블 관통관 밀봉장치

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2081077B1 (ja) * 1970-03-03 1974-03-01 Framatome Sa
US3766005A (en) * 1970-05-22 1973-10-16 Licentia Gmbh Device for the mechanical selection of reactor measuring canals
US3860824A (en) * 1973-10-23 1975-01-14 Nuclear Services Corp Fluid driven in-core flux mapping probe system
US4140911A (en) * 1977-07-07 1979-02-20 Westinghouse Electric Corp. Self-powered in-core neutron detector assembly with uniform perturbation characteristics
DE2832122A1 (de) * 1978-07-21 1980-01-31 Kraftwerk Union Ag Messlanze fuer siedewasserkernreaktoren
US4426352A (en) * 1980-11-14 1984-01-17 The Babcock & Wilcox Company Composite detector
US4708844A (en) * 1984-03-20 1987-11-24 Westinghouse Electric Corp. Reactor monitoring assembly
US4728479A (en) * 1986-01-09 1988-03-01 Westinghouse Electric Corp. High pressure seal fitting with built-in low pressure seal arrangement
FR2607309B1 (fr) * 1986-11-26 1989-04-28 Framatome Sa Conduit de support et de positionnement de dispositifs de mesure dans le coeur d'un reacteur nucleaire
US4780267A (en) * 1987-02-17 1988-10-25 Westinghouse Electric Corp. In-core assembly configuration having a dual-wall pressure boundary for nuclear reactor

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013003016A (ja) * 2011-06-17 2013-01-07 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射線遮蔽方法及び装置並びに構造体の処理方法
US9460820B2 (en) 2011-06-17 2016-10-04 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Radiation shielding method and device, and method of processing structure

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