JPH0631791B2 - 沸騰水型原子炉の熱中性子束検出器用の固定形炉内校正装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉の熱中性子束検出器用の固定形炉内校正装置Info
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- JPH0631791B2 JPH0631791B2 JP2150105A JP15010590A JPH0631791B2 JP H0631791 B2 JPH0631791 B2 JP H0631791B2 JP 2150105 A JP2150105 A JP 2150105A JP 15010590 A JP15010590 A JP 15010590A JP H0631791 B2 JPH0631791 B2 JP H0631791B2
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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
- G21C17/108—Measuring reactor flux
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は原子炉内における熱中性子束の監視に関するも
のである。更に詳しく言えば、本発明は対または群を成
して配置された通常の局部出力検出器およびγ線温度計
を含む新規な検出器集合体に関するものであって、かか
るγ線温度計からの出力を熱収支と関係づけることによ
って実用寿命期間中における局部出力検出器の校正を行
うことができる。
のである。更に詳しく言えば、本発明は対または群を成
して配置された通常の局部出力検出器およびγ線温度計
を含む新規な検出器集合体に関するものであって、かか
るγ線温度計からの出力を熱収支と関係づけることによ
って実用寿命期間中における局部出力検出器の校正を行
うことができる。
従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の内部で起こる核反応
については、熱中性子束またはγ線束を測定することに
よって反応状態を監視することができる。
については、熱中性子束またはγ線束を測定することに
よって反応状態を監視することができる。
熱中性子束は好適な測定値である。なぜなら、それは出
力に正比例すると共に、核分裂電離箱から即時に得られ
る信号を成すからである。代替測定値としてのγ線束
は、原子炉の要求安全条件のために必要な即時応答性を
示さない。それ故、γ線温度計によって測定されたγ線
束は、沸騰水型原子炉における反応状態を監視しかつそ
れを即座に制御する目的のためには使用されていない。
力に正比例すると共に、核分裂電離箱から即時に得られ
る信号を成すからである。代替測定値としてのγ線束
は、原子炉の要求安全条件のために必要な即時応答性を
示さない。それ故、γ線温度計によって測定されたγ線
束は、沸騰水型原子炉における反応状態を監視しかつそ
れを即座に制御する目的のためには使用されていない。
沸騰水型原子炉の熱中性子束は局部出力検出器によって
監視される。かかる局部出力検出器は、核分裂性物質で
被覆された陰極を有している。かかる核分裂性物質は、
235Ｕと234Ｕとの混合物から成るのが通例である。235
Ｕは中性子束に比例した信号を与えるために役立つ一
方、234Ｕは検出器の寿命を延ばすために役立つ。熱中
性子は235Ｕと反応し、それによって生じた核分裂破片
が通常の局部出力検出器の内部に存在する不活性ガス雰
囲気（通例はアルゴン）を電離させる。その結果、陽極
と陰極との間には電荷の流れが生じ、それによってＤＣ
電流が流れる。かかるＤＣ電流の強さは、炉心内におけ
る熱中性子束を実質的にリアルタイムで表示するもので
ある。
監視される。かかる局部出力検出器は、核分裂性物質で
被覆された陰極を有している。かかる核分裂性物質は、
235Ｕと234Ｕとの混合物から成るのが通例である。235
Ｕは中性子束に比例した信号を与えるために役立つ一
方、234Ｕは検出器の寿命を延ばすために役立つ。熱中
性子は235Ｕと反応し、それによって生じた核分裂破片
が通常の局部出力検出器の内部に存在する不活性ガス雰
囲気（通例はアルゴン）を電離させる。その結果、陽極
と陰極との間には電荷の流れが生じ、それによってＤＣ
電流が流れる。かかるＤＣ電流の強さは、炉心内におけ
る熱中性子束を実質的にリアルタイムで表示するもので
ある。
沸騰水型原子炉の局部出力検出器は、多数の集合体を成
しながら炉心内に挿入される。各々の集合体は鉛直方向
に伸びていて、通例は互いに離隔した４個の局部出力検
出器を含んでいる。各々の検出器は、熱中性子束をリア
ルタイムで読取って原子炉内の反応状態を表わす出力を
与え得るような電気回路に接続されている。大形の原子
炉は３０〜５０個程度の検出器集合体を含み、従って全
部で約１２０〜２００個の局部出力検出器を含むことを
理解すべきである。かる局部出力検出器においては、そ
れらの実用寿命期間にわたって有限量の235Ｕが使用さ
れる。その結果、感度は熱中性子に対する暴露量と共に
変化するから、それらを定期的に校正しなければならな
いのである。
しながら炉心内に挿入される。各々の集合体は鉛直方向
に伸びていて、通例は互いに離隔した４個の局部出力検
出器を含んでいる。各々の検出器は、熱中性子束をリア
ルタイムで読取って原子炉内の反応状態を表わす出力を
与え得るような電気回路に接続されている。大形の原子
炉は３０〜５０個程度の検出器集合体を含み、従って全
部で約１２０〜２００個の局部出力検出器を含むことを
理解すべきである。かる局部出力検出器においては、そ
れらの実用寿命期間にわたって有限量の235Ｕが使用さ
れる。その結果、感度は熱中性子に対する暴露量と共に
変化するから、それらを定期的に校正しなければならな
いのである。
現在、校正は移動形炉内プローブ（ＴＩＰ）を用いて行
われている。通例、かかる移動形炉内プローブは原子炉
から引出されている。なぜなら、移動形炉内プローブは
局部出力検出器と同じ基本構造を有しており、従ってそ
れらの感度は235Ｕの燃焼の結果として使用期間と共に
変化するからである。
われている。通例、かかる移動形炉内プローブは原子炉
から引出されている。なぜなら、移動形炉内プローブは
局部出力検出器と同じ基本構造を有しており、従ってそ
れらの感度は235Ｕの燃焼の結果として使用期間と共に
変化するからである。
使用に際しては、移動形炉内プローブの校正が行われる
のが通例である。詳しく述べれば、約５個の移動形炉内
プローブが沸騰水型原子炉の共通部分に独立に挿入され
る。沸騰水型原子炉が定常状態で運転され、そしてエネ
ルギー収支の解析が行われる。移動形炉内プローブの挿
入は、半剛性ケーブルの一端に該プローブを取付け、そ
して管系内にそれらを挿入することによって行われる。
定常運転中において完全な炉心走査を行った後、移動形
炉内プローブの読みと熱収支とを併用することによって
局部出力検出器が校正される。
のが通例である。詳しく述べれば、約５個の移動形炉内
プローブが沸騰水型原子炉の共通部分に独立に挿入され
る。沸騰水型原子炉が定常状態で運転され、そしてエネ
ルギー収支の解析が行われる。移動形炉内プローブの挿
入は、半剛性ケーブルの一端に該プローブを取付け、そ
して管系内にそれらを挿入することによって行われる。
定常運転中において完全な炉心走査を行った後、移動形
炉内プローブの読みと熱収支とを併用することによって
局部出力検出器が校正される。
その後、校正済みの移動形炉内プローブが特別に設計さ
れた管系を通して挿入される。かかる管系は格納容器の
導管を通って原子炉容器の内部にまで伸びている。これ
らの導管内に、遠隔側の末端にＴＩＰを取付けた半剛性
のケーブルが配置される。次いで、大形の駆動機構によ
ってＴＩＰが管系内に送り込まれるが、かかる系全体は
電子式駆動制御ユニットによって制御される。ケーブル
はいわゆる「剪断弁」を通過する。ケーブルおよびＴＩ
Ｐが引出されるまでには管系からの漏れがかなりの量に
達するものと考えられるから、剪断弁はケーブルに剪断
変形を加えて導管を密封し、それによって管系からの漏
れを防止するために役立つ。次いで、ケーブルは止め弁
を通過し、それによってＴＩＰは格納容器の内部に入
る。最後に、ケーブルはいわゆる「インデクサ」に到達
し、次いで原子炉容器の内部に挿入される。これらのイ
ンデクサは、大形の沸騰水型原子炉内に存在する約１７
０個の局部出力検出器のそれぞれに割当てられた位置の
近傍に各々のＴＩＰを導くための機械装置である。校正
操作に際して各々のＴＩＰが辿る経路として、１台のイ
ンデクサは通例１０の経路を有している。
れた管系を通して挿入される。かかる管系は格納容器の
導管を通って原子炉容器の内部にまで伸びている。これ
らの導管内に、遠隔側の末端にＴＩＰを取付けた半剛性
のケーブルが配置される。次いで、大形の駆動機構によ
ってＴＩＰが管系内に送り込まれるが、かかる系全体は
電子式駆動制御ユニットによって制御される。ケーブル
はいわゆる「剪断弁」を通過する。ケーブルおよびＴＩ
Ｐが引出されるまでには管系からの漏れがかなりの量に
達するものと考えられるから、剪断弁はケーブルに剪断
変形を加えて導管を密封し、それによって管系からの漏
れを防止するために役立つ。次いで、ケーブルは止め弁
を通過し、それによってＴＩＰは格納容器の内部に入
る。最後に、ケーブルはいわゆる「インデクサ」に到達
し、次いで原子炉容器の内部に挿入される。これらのイ
ンデクサは、大形の沸騰水型原子炉内に存在する約１７
０個の局部出力検出器のそれぞれに割当てられた位置の
近傍に各々のＴＩＰを導くための機械装置である。校正
操作に際して各々のＴＩＰが辿る経路として、１台のイ
ンデクサは通例１０の経路を有している。
言うまでもなく、上記のごとき系は精巧かつ複雑なもの
である。各々の局部出力検出器の校正は、ＴＩＰによる
局部的な熱中性子束の測定値に依存すると共に、挿入さ
れた半剛性ケーブルの末端の位置にも依存する。当然、
半剛性ケーブルの末端の位置は所要の校正を行うための
適正な経路と照合することが必要である。
である。各々の局部出力検出器の校正は、ＴＩＰによる
局部的な熱中性子束の測定値に依存すると共に、挿入さ
れた半剛性ケーブルの末端の位置にも依存する。当然、
半剛性ケーブルの末端の位置は所要の校正を行うための
適正な経路と照合することが必要である。
また、所要の管系は原子炉容器の下方においてマトリク
ス状に配列された多数の管を含んでいる。通例、原子炉
容器の下方における所要の作業を行う際にはそれらの管
を取除くと共に、それの終了後には再び設置することが
必要である。
ス状に配列された多数の管を含んでいる。通例、原子炉
容器の下方における所要の作業を行う際にはそれらの管
を取除くと共に、それの終了後には再び設置することが
必要である。
止め弁および剪断弁が存在するとは言え、原子炉由来の
放射性粒子を含有する水がかかる管系から漏れ出る可能
性はなおも存在する。その上、引出されたケーブルは放
射能を帯びていると共に、機械的な障害をもたらす可能
性もある。
放射性粒子を含有する水がかかる管系から漏れ出る可能
性はなおも存在する。その上、引出されたケーブルは放
射能を帯びていると共に、機械的な障害をもたらす可能
性もある。
γ線温度計は公知である。それらは原子炉内の反応から
生じるγ線出力を測定するものである。残念ながら、γ
線温度計によって測定されたγ線出力は原子炉の安全運
転のために必要とされるような過渡的出力変化に対する
即時応答性を有していない。それ故、γ線温度計は沸騰
水型原子炉における炉心の反応状態を監視するためにこ
れまで使用されたことはなかった。
生じるγ線出力を測定するものである。残念ながら、γ
線温度計によって測定されたγ線出力は原子炉の安全運
転のために必要とされるような過渡的出力変化に対する
即時応答性を有していない。それ故、γ線温度計は沸騰
水型原子炉における炉心の反応状態を監視するためにこ
れまで使用されたことはなかった。
発明の要約 本発明に従えば、沸騰水型原子炉の炉心内において、鉛
直方向に沿って互いに離隔した通例４つの監視位置を有
する局部出力検出器集合体の改良が行われる。各々の監
視位置には通常の局部出力検出器が配置されている。か
かる局部出力検出器においては、熱中性子に暴露された
核分裂性物質が核分裂破片を生成し、それらがガスを電
離させ、それによって陽極と陰極との間に電流が流れ
る。本発明の改良によれば、各々の局部出力検出器に隣
接して１個または２個のγ線温度計が配置される。各々
のγ線温度計は、γ線によって加熱される内部の塊状
体、加熱された塊状体の温度を測定するための熱電対、
およびそれと直列に接続された参照熱電対を含んでい
る。かかる通常の局部出力検出器およびγ線温度計は検
出器集合体の長さ方向に沿って互いに離隔しながら配置
されていて、それらの各々は外部接続のためのケーブル
およびコネクタを具備している。かかる検出器集合体を
炉心内に挿入し、そして原子炉を定常状態で運転した場
合、γ線温度計を通常の原子炉熱収支と併用することに
よって局部出力検出器を校正することができる。すなわ
ち、γ線束を熱収支の出力と照合することにより、実用
寿命期間を通じて局部出力検出器の校正を行うことがで
きるのである。
直方向に沿って互いに離隔した通例４つの監視位置を有
する局部出力検出器集合体の改良が行われる。各々の監
視位置には通常の局部出力検出器が配置されている。か
かる局部出力検出器においては、熱中性子に暴露された
核分裂性物質が核分裂破片を生成し、それらがガスを電
離させ、それによって陽極と陰極との間に電流が流れ
る。本発明の改良によれば、各々の局部出力検出器に隣
接して１個または２個のγ線温度計が配置される。各々
のγ線温度計は、γ線によって加熱される内部の塊状
体、加熱された塊状体の温度を測定するための熱電対、
およびそれと直列に接続された参照熱電対を含んでい
る。かかる通常の局部出力検出器およびγ線温度計は検
出器集合体の長さ方向に沿って互いに離隔しながら配置
されていて、それらの各々は外部接続のためのケーブル
およびコネクタを具備している。かかる検出器集合体を
炉心内に挿入し、そして原子炉を定常状態で運転した場
合、γ線温度計を通常の原子炉熱収支と併用することに
よって局部出力検出器を校正することができる。すなわ
ち、γ線束を熱収支の出力と照合することにより、実用
寿命期間を通じて局部出力検出器の校正を行うことがで
きるのである。
発明の目的、特徴および利点 本発明の目的の１つは、局部出力検出器の校正系を大幅
に簡略化することにある。そのため、熱中性子束測定用
の通常の局部出力検出器をγ線温度計に近接した状態で
配置して成る新規な検出器集合体が開示される。
に簡略化することにある。そのため、熱中性子束測定用
の通常の局部出力検出器をγ線温度計に近接した状態で
配置して成る新規な検出器集合体が開示される。
上記のごとき検出器集合体の利点は、γ線温度計があま
り敏感でなく、従って長い実用寿命を有することであ
る。それ故、原子炉の定常運転に際してγ線温度計を補
助的な熱収支と供に使用することにより、それらに隣接
した局部出力検出器の校正を行うことができるのであ
る。
り敏感でなく、従って長い実用寿命を有することであ
る。それ故、原子炉の定常運転に際してγ線温度計を補
助的な熱収支と供に使用することにより、それらに隣接
した局部出力検出器の校正を行うことができるのであ
る。
本発明のもう１つの目的は、沸騰水型原子炉内に存在す
る局部出力検出器を校正するための方法を提供すること
にある。かかる方法に従えば、原子炉を定常状態で運転
しながら熱収支を解析することにより、総合的な原子炉
出力が求められる。
る局部出力検出器を校正するための方法を提供すること
にある。かかる方法に従えば、原子炉を定常状態で運転
しながら熱収支を解析することにより、総合的な原子炉
出力が求められる。
その後、γ線温度計から読取られたγ線束が原子炉出力
と関係づけられる。他方、局部出力検出器から対応する
読みが得られる。これらの読みは使用期間に伴って変化
するが、γ線温度計から得られた結果に基づいてそれら
の校正が行われる。このようにして、隣接するγ線温度
計による局部出力検出器の信頼可能な校正を定期的に行
うことができるのである。
と関係づけられる。他方、局部出力検出器から対応する
読みが得られる。これらの読みは使用期間に伴って変化
するが、γ線温度計から得られた結果に基づいてそれら
の校正が行われる。このようにして、隣接するγ線温度
計による局部出力検出器の信頼可能な校正を定期的に行
うことができるのである。
上記のごとき方法の利点は、先行技術に基づく移動形炉
内プローブの必要性が排除されることである。それ故、
先行技術において使用されていた駆動機構、駆動制御ユ
ニット、管、止め弁、剪断弁、インデクサおよびケーブ
ルの全てが不要となるのである。
内プローブの必要性が排除されることである。それ故、
先行技術において使用されていた駆動機構、駆動制御ユ
ニット、管、止め弁、剪断弁、インデクサおよびケーブ
ルの全てが不要となるのである。
本発明のその他の目的、特徴および利点は、添付の図面
を参照しながら以下の詳細な説明を読むことによって自
ら明らかとなろう。
を参照しながら以下の詳細な説明を読むことによって自
ら明らかとなろう。
発明の詳細な説明 まず第１図を見ると、原子炉容器Ｖのドームを取外して
局部出力検出器集合体Ｓを挿入しているところが示され
ている。通例、検出器集合体Ｓは炉内案内管２４中に挿
入される。炉内案内管２４は炉心支持板１７の位置に上
端を有し、かつ原子炉容器Ｖの底部を貫通して伸びてい
る。
局部出力検出器集合体Ｓを挿入しているところが示され
ている。通例、検出器集合体Ｓは炉内案内管２４中に挿
入される。炉内案内管２４は炉心支持板１７の位置に上
端を有し、かつ原子炉容器Ｖの底部を貫通して伸びてい
る。
検出器集合体Ｓの炉心内に位置する部分は、炉内案内管
２４の上方に伸びている。また、検出器集合体Ｓの上端
は上部案内板１２に嵌まり込んでいる。その結果、最終
的に炉心内に保持された検出器集合体Ｓは鉛直方向に沿
って直立した状態にあり、そして炉心内の熱中性子束に
対する暴露量を測定するために役立つ。
２４の上方に伸びている。また、検出器集合体Ｓの上端
は上部案内板１２に嵌まり込んでいる。その結果、最終
的に炉心内に保持された検出器集合体Ｓは鉛直方向に沿
って直立した状態にあり、そして炉心内の熱中性子束に
対する暴露量を測定するために役立つ。
第１図中には、沸騰水型原子炉の原子炉容器Ｖの一部分
が示されている。かかる原子炉容器Ｖ内には、制御棒１
６によって制御される炉心１５を包囲する炉心シュラウ
ド１４が含まれている。原子炉の図示部分においては、
上部案内板１２の上方に存在する水がジェットポンプ１
３によって吸込まれ、原子炉容器Ｖと炉心シュラウド１
４との間の空間を通して下方に流され、そして炉心下方
のプレナムＰ内に送り込まれる。次いで、水は炉心支持
板１７を通って上方に流れ、そして炉心１５を構成する
個々の燃料バンドル内に流入する。また、１９の位置に
おいて引出されたジェットポンプ用の水が１８の位置に
おいて導入され、それによって原子炉内における所要の
強制循環が達成される。
が示されている。かかる原子炉容器Ｖ内には、制御棒１
６によって制御される炉心１５を包囲する炉心シュラウ
ド１４が含まれている。原子炉の図示部分においては、
上部案内板１２の上方に存在する水がジェットポンプ１
３によって吸込まれ、原子炉容器Ｖと炉心シュラウド１
４との間の空間を通して下方に流され、そして炉心下方
のプレナムＰ内に送り込まれる。次いで、水は炉心支持
板１７を通って上方に流れ、そして炉心１５を構成する
個々の燃料バンドル内に流入する。また、１９の位置に
おいて引出されたジェットポンプ用の水が１８の位置に
おいて導入され、それによって原子炉内における所要の
強制循環が達成される。
第１図中には、検出器集合体Ｓを挿入するための炉内案
内管２４がただ１本だけ示されている。言うまでもない
が、挿入は炉心の上方から行われる。すなわち、検出器
集合体Ｓは炉心の上方から炉内案内管２４の底部にまで
挿入される。炉内案内管２４の底部には封止部が設けら
れている。検出器集合体Ｓは、上部案内板１２に近接し
た炉心１５の上部から下方に伸びている。各々の検出器
集合体Ｓは通例４つの監視位置を有している。これらの
監視位置は、上部案内板１２と炉心支持板１７との間に
等間隔で配置されている。すなわち、それらは原子炉内
に存在する４つの鉛直方向位置からサンプリングを行う
ように配置されているのである。
内管２４がただ１本だけ示されている。言うまでもない
が、挿入は炉心の上方から行われる。すなわち、検出器
集合体Ｓは炉心の上方から炉内案内管２４の底部にまで
挿入される。炉内案内管２４の底部には封止部が設けら
れている。検出器集合体Ｓは、上部案内板１２に近接し
た炉心１５の上部から下方に伸びている。各々の検出器
集合体Ｓは通例４つの監視位置を有している。これらの
監視位置は、上部案内板１２と炉心支持板１７との間に
等間隔で配置されている。すなわち、それらは原子炉内
に存在する４つの鉛直方向位置からサンプリングを行う
ように配置されているのである。
第１図中にはただ１本の炉内案内管２４しか示されてい
ないが、実際には炉心１５を監視するために多数の炉内
案内管が設置されていることを理解すべきである。たと
えば、４３本の炉内案内管が存在し、従って個別に配線
された約１７０個の局部出力検出器が存在することも稀
ではない。
ないが、実際には炉心１５を監視するために多数の炉内
案内管が設置されていることを理解すべきである。たと
えば、４３本の炉内案内管が存在し、従って個別に配線
された約１７０個の局部出力検出器が存在することも稀
ではない。
所要の測定値を得るため、局部出力検出器が様々な群を
成して組合わされることは当業者にとって自明であろ
う。かかる組合せの方法は本発明にとって無関係である
と共に、局部出力検出器からの読取りを行うための計装
も公知であるから、それらについてはこれ以上の説明を
行わない。
成して組合わされることは当業者にとって自明であろ
う。かかる組合せの方法は本発明にとって無関係である
と共に、局部出力検出器からの読取りを行うための計装
も公知であるから、それらについてはこれ以上の説明を
行わない。
以上、原子炉内の監視位置について説明したので、次に
本発明に基づく典型的な局部出力検出器集合体の説明を
行うことにしよう。
本発明に基づく典型的な局部出力検出器集合体の説明を
行うことにしよう。
第２Ａ図を見ると、かかる検出器集合体の分解図が示さ
れている。この検出器集合体は、上部案内板１２（第１
図参照）内に嵌まり込むばね圧縮部分４４を有してい
る。
れている。この検出器集合体は、上部案内板１２（第１
図参照）内に嵌まり込むばね圧縮部分４４を有してい
る。
検出器集合体の活性部分を覆うため、被覆管５０が設け
られているのが普通である。被覆管５０内には、局部出
力検出器および同軸ケーブルが収容されていて、同軸ケ
ーブルはそれぞれの検出器から下方に伸び、炉内案内管
の底部に設けられた封止継手を通過し、そして外部コネ
クタに達している。かかる検出器集合体は半剛性の構造
を有しているから、炉内案内管２４（第１図参照）内へ
の挿入は容易に行うことができる。
られているのが普通である。被覆管５０内には、局部出
力検出器および同軸ケーブルが収容されていて、同軸ケ
ーブルはそれぞれの検出器から下方に伸び、炉内案内管
の底部に設けられた封止継手を通過し、そして外部コネ
クタに達している。かかる検出器集合体は半剛性の構造
を有しているから、炉内案内管２４（第１図参照）内へ
の挿入は容易に行うことができる。
４つの相異なる鉛直方向位置（図中にはＡ、Ｂ、Ｃおよ
びＤとして示されている）のそれぞれには、１群の通常
の局部出力検出器およびγ線温度計が互いに並列した状
態または鉛直方向に整列した状態で配置されている。
びＤとして示されている）のそれぞれには、１群の通常
の局部出力検出器およびγ線温度計が互いに並列した状
態または鉛直方向に整列した状態で配置されている。
次に、第３および４図を参照しながら、まず最初に通常
の局部出力検出器Ｍを説明し、ついでγ線温度計Ｔを説
明することにしよう。
の局部出力検出器Ｍを説明し、ついでγ線温度計Ｔを説
明することにしよう。
第３図に示されるごとく、局部出力検出器Ｍは外側の円
筒形陰極６０およびそれと同心的に配置された内側の円
筒形陽極６２を含んでいる。陰極６０の陽極６２に隣接
した側には、核分裂性物質から成る薄い被膜６４が設置
されている。かかる被膜６４は235Ｕと234Ｕとの混合物
から成るのが通例である。当業界において公知の通り、
235Ｕは局部出力検出器Ｍの使用期間中に消費される一
方、234Ｕは補充用の235Ｕを生み出して局部出力検出器
Ｍの実用寿命を延ばす。
筒形陰極６０およびそれと同心的に配置された内側の円
筒形陽極６２を含んでいる。陰極６０の陽極６２に隣接
した側には、核分裂性物質から成る薄い被膜６４が設置
されている。かかる被膜６４は235Ｕと234Ｕとの混合物
から成るのが通例である。当業界において公知の通り、
235Ｕは局部出力検出器Ｍの使用期間中に消費される一
方、234Ｕは補充用の235Ｕを生み出して局部出力検出器
Ｍの実用寿命を延ばす。
通例、陽極６２はその両端において絶縁ブロック６６に
より保持され、それによって周囲の陰極６０と同心的に
配置されている。なお、両者間にはアルゴン雰囲気６８
が存在することが好ましい。
より保持され、それによって周囲の陰極６０と同心的に
配置されている。なお、両者間にはアルゴン雰囲気６８
が存在することが好ましい。
通例、局部出力検出器Ｍからは同軸ケーブルが伸びてい
るが、それの中心導体６９は陽極６２に接続されてお
り、またそれの外部導体７０は陰極６０に接続されてい
る。かかるケーブルを通って流れるＤＣ電流が熱中性子
束のリアルタイム測定値を成すわけである。
るが、それの中心導体６９は陽極６２に接続されてお
り、またそれの外部導体７０は陰極６０に接続されてい
る。かかるケーブルを通って流れるＤＣ電流が熱中性子
束のリアルタイム測定値を成すわけである。
運転時には、熱中性子が被膜６４中の235Ｕに衝突す
る。核分裂破片がアルゴン雰囲気６８中に放出されて電
離を引起こす結果、電子が陽極６２に向かって流れる一
方、反対極性のイオンが陰極６０に向かって流れる。そ
の結果としてケーブル中に流れるＤＣ電流が常法に従っ
て読取られる。
る。核分裂破片がアルゴン雰囲気６８中に放出されて電
離を引起こす結果、電子が陽極６２に向かって流れる一
方、反対極性のイオンが陰極６０に向かって流れる。そ
の結果としてケーブル中に流れるＤＣ電流が常法に従っ
て読取られる。
被膜６４中の235Ｕ含量は使用期間に伴って変化するか
ら、校正が必要となる。
ら、校正が必要となる。
次の第４図には、典型的なγ線温度計Ｔが略示されてい
る。
る。
γ線温度計Ｔは包囲体７２を含んでいて、それの一端に
は金属塊状体７４が片持ち状態で収容されている。かか
る金属塊状体７４はγ線束に正比例した温度を示す。
は金属塊状体７４が片持ち状態で収容されている。かか
る金属塊状体７４はγ線束に正比例した温度を示す。
読取り用熱電対７８および参照熱電対８０が直列回路を
成して接続されている。詳しく述べれば、（通例は炉心
内の温度安定部分に対応して配置された）参照熱電対８
０と読取り用熱電対７８との間の温度差は１対の結線８
２および８４上に電圧を生み出すが、この電圧は原子炉
出力に比例したγ線束を表わしている。
成して接続されている。詳しく述べれば、（通例は炉心
内の温度安定部分に対応して配置された）参照熱電対８
０と読取り用熱電対７８との間の温度差は１対の結線８
２および８４上に電圧を生み出すが、この電圧は原子炉
出力に比例したγ線束を表わしている。
自明のことながら、γ線温度計Ｔは原子炉内において急
速に変化する反応状態には応答しない。
速に変化する反応状態には応答しない。
それ故、持続時間の短いγ線束の過渡的変化や急速に変
化するγ線束レベルを監視するためにγ線温度計Ｔを使
用することはできない。
化するγ線束レベルを監視するためにγ線温度計Ｔを使
用することはできない。
以上、局部出力検出器およびγ線温度計の構造を説明し
たので、次に様々な鉛直方向位置Ａ、Ｂ、ＣおよびＤに
おいて使用されるセンサ群を説明することにしよう。第
２Ｂ図を見ると、本発明の好適な実施の態様が示されて
いる。かかる好適な実施の態様は、内部を通って流れる
上向きの水流を含むような被覆管７０を有している。被
覆管７０の内部空間７２には、第１のγ線温度計Ｔ１お
よび第２のγ線温度計Ｔ２が配置されている。これらの
γ線温度計Ｔ１およびＴ２はそれぞれのケーブル７４お
よび７６に接続されている。これらのγ線温度計の中間
には局部出力検出器Ｍが配置されている。
たので、次に様々な鉛直方向位置Ａ、Ｂ、ＣおよびＤに
おいて使用されるセンサ群を説明することにしよう。第
２Ｂ図を見ると、本発明の好適な実施の態様が示されて
いる。かかる好適な実施の態様は、内部を通って流れる
上向きの水流を含むような被覆管７０を有している。被
覆管７０の内部空間７２には、第１のγ線温度計Ｔ１お
よび第２のγ線温度計Ｔ２が配置されている。これらの
γ線温度計Ｔ１およびＴ２はそれぞれのケーブル７４お
よび７６に接続されている。これらのγ線温度計の中間
には局部出力検出器Ｍが配置されている。
局部出力検出器Ｍは両方のγ線温度計から僅かな距離ｄ
だけ離隔していることが認められよう。距離ｄは、熱中
性子束が実質的に一様となるように選ばれる。たとえ
ば、１インチの離隔距離を使用することができる。
だけ離隔していることが認められよう。距離ｄは、熱中
性子束が実質的に一様となるように選ばれる。たとえ
ば、１インチの離隔距離を使用することができる。
第２Ｃ図を見ると、１個の局部出力検出器Ｍおよび１個
のγ線温度計Ｔを有する実施の態様が示されている。こ
の場合にも、それらは内部空間７２を通って流れる水流
を含むような被覆管７０内に配置されている。この場合
にもまた、γ線温度計Ｔおよび局部出力検出器Ｍはそれ
ぞれのケーブル７５および７６に接続されている。
のγ線温度計Ｔを有する実施の態様が示されている。こ
の場合にも、それらは内部空間７２を通って流れる水流
を含むような被覆管７０内に配置されている。この場合
にもまた、γ線温度計Ｔおよび局部出力検出器Ｍはそれ
ぞれのケーブル７５および７６に接続されている。
再び第２Ａ図を参照しながら、局部出力検出器集合体の
各部について更に詳しく説明しよう。かかる検出器集合
体は（ばね圧縮部分４４から成る）上端部８０を有して
いる。かかる検出器集合体の実質的な長さの部分８２は
炉心内に位置している。それに続く部分８４は炉心の下
方かつ原子炉容器の内部に位置している。
各部について更に詳しく説明しよう。かかる検出器集合
体は（ばね圧縮部分４４から成る）上端部８０を有して
いる。かかる検出器集合体の実質的な長さの部分８２は
炉心内に位置している。それに続く部分８４は炉心の下
方かつ原子炉容器の内部に位置している。
最後に、検出器集合体の下方の部分８６は原子炉容器の
外部に位置している。
外部に位置している。
かかる検出器集合体は原子炉容器を貫通しているから、
圧力封止部８８が必要となる。この圧力封止部は、原子
炉の加圧された内部からそれの外部への漏れを防止する
ために役立つ。計器類は、それぞれの局部出力検出器Ｍ
およびγ線温度計Ｔから伸びたケーブルの末端に接続さ
れる。各々の鉛直方向位置について、少なくとも１個の
局部出力検出器Ｍから伸びる１対の結線、および該位置
に使用された１個または２個のγ線温度計Ｔから伸びる
２本または４本の結線が存在している。
圧力封止部８８が必要となる。この圧力封止部は、原子
炉の加圧された内部からそれの外部への漏れを防止する
ために役立つ。計器類は、それぞれの局部出力検出器Ｍ
およびγ線温度計Ｔから伸びたケーブルの末端に接続さ
れる。各々の鉛直方向位置について、少なくとも１個の
局部出力検出器Ｍから伸びる１対の結線、および該位置
に使用された１個または２個のγ線温度計Ｔから伸びる
２本または４本の結線が存在している。
定常状態にある原子炉の出力を測定するために必要なエ
ネルギー収支は、当業技術の範囲内において公知であ
る。
ネルギー収支は、当業技術の範囲内において公知であ
る。
かかるエネルギー収支がわかれば、γ線温度計の測定値
は任意所望の位置における反応の強度と関係づけること
ができる。その結果、各々の局部出力検出器Ｍに隣接し
て１個または２個のγ線温度計Ｔが配置されているか
ら、隣接したγ線温度計Ｔの読みを用いて各々の局部出
力検出器Ｍを校正することが可能となる。
は任意所望の位置における反応の強度と関係づけること
ができる。その結果、各々の局部出力検出器Ｍに隣接し
て１個または２個のγ線温度計Ｔが配置されているか
ら、隣接したγ線温度計Ｔの読みを用いて各々の局部出
力検出器Ｍを校正することが可能となる。
γ線温度計は使用期間に伴って効率が低下するような部
分を含まないことが認められよう。それ故、いかなる熱
収支に対してもγ線温度計Ｔの出力は実質的に変化しな
いことが期待される。従って、校正の総合的な有効性に
関して追加の点検手段が得られることにもなる。
分を含まないことが認められよう。それ故、いかなる熱
収支に対してもγ線温度計Ｔの出力は実質的に変化しな
いことが期待される。従って、校正の総合的な有効性に
関して追加の点検手段が得られることにもなる。
第１図は炉心内における核反応を監視するため本発明の
局部出力検出器集合体を炉内案内管中に挿入していると
ころを示す沸騰水型原子炉の略図、第２Ａ図は原子炉の
炉心内に設置するように構成されかつ４組の局部出力検
出器およびγ線温度計を含むような本発明の局部出力検
出器集合体の拡大略図、第２Ｂ図は１個の局部出力検出
器と２個のγ線温度計との組合せを示す略図、第２Ｃ図
は１個の局部出力検出器と１個のγ線温度計との組合せ
を示す略図、第３図は局部出力検出器の側断面図、そし
て第４図はγ線温度計の側断面図である。 図中、１２は上部案内板、１４は炉心シュラウド、１５
は炉心、１７は炉心支持板、２４は炉内案内管、４４は
ばね圧縮部分、５０は被覆管、６０は陰極、６２は陽
極、６４は核分裂性物質の被膜、６８はアルゴン雰囲
気、６９は中心導体、７０は外部導体、７２は包囲体、
７４は金属塊状体、７８は読取り用熱電対、８０は参照
熱電対、８２および８４は結線、Ｍは局部出力検出器、
Ｓは検出器集合体、Ｔはγ線温度計、そしてＶは原子炉
容器を表わす。
局部出力検出器集合体を炉内案内管中に挿入していると
ころを示す沸騰水型原子炉の略図、第２Ａ図は原子炉の
炉心内に設置するように構成されかつ４組の局部出力検
出器およびγ線温度計を含むような本発明の局部出力検
出器集合体の拡大略図、第２Ｂ図は１個の局部出力検出
器と２個のγ線温度計との組合せを示す略図、第２Ｃ図
は１個の局部出力検出器と１個のγ線温度計との組合せ
を示す略図、第３図は局部出力検出器の側断面図、そし
て第４図はγ線温度計の側断面図である。 図中、１２は上部案内板、１４は炉心シュラウド、１５
は炉心、１７は炉心支持板、２４は炉内案内管、４４は
ばね圧縮部分、５０は被覆管、６０は陰極、６２は陽
極、６４は核分裂性物質の被膜、６８はアルゴン雰囲
気、６９は中心導体、７０は外部導体、７２は包囲体、
７４は金属塊状体、７８は読取り用熱電対、８０は参照
熱電対、８２および８４は結線、Ｍは局部出力検出器、
Ｓは検出器集合体、Ｔはγ線温度計、そしてＶは原子炉
容器を表わす。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ティモシー・ジョセフ・オニール アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ホセ、クレストモント・ドライブ、 1936番 (72)発明者 エドワード・ミン・ディーン・チュ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、ロ ス・アルトス、フレモント・アベニュー、 1270番
Claims (3)
- 【請求項１】原子炉容器、前記原子炉容器内において起
こる反応を閉込めるための炉心、および互いに離隔した
位置において前記原子炉容器の外部から前記炉心の底部
に達するまで上向きに伸びかつ前記炉心内の熱中性子束
を測定するための局部出力検出器を含む検出器集合体を
挿入するために役立つ複数の直立した炉内案内管を具備
する沸騰水型原子炉内で使用するための検出器集合体に
おいて、(a)陰極、前記陰極上に配置された核分裂性物
質、陽極、並びに前記陽極および前記陰極のそれぞれに
接続されかつ前記炉心内の位置から前記炉内案内管を通
って前記原子炉容器外の位置にまで伸びる結線をそれぞ
れに有すると共に、前記検出器集合体の長さ方向に沿っ
て互いに離隔した状態で配置された複数の局部出力検出
器と、(b)前記検出器集合体の長さ方向に沿って前記局
部出力検出器のそれぞれに近接した位置に配置された、
前記局部出力検出器の数に対応する数のγ線温度計とを
含んでいて、前記検出器集合体を前記炉内案内管中に挿
入した場合には前記局部出力検出器が鉛直方向に沿って
互いに離隔した位置における熱中性子束を測定するため
に役立つ一方、前記γ線温度計は基準値に対するそれの
温度を監視して前記局部出力検出器の近傍における前記
原子炉のγ線束を測定する結果、定常運転条件下におい
ては前記γ線温度計の読みを用いて前記局部出力検出器
を校正し得ることを特徴とする検出器集合体。 - 【請求項２】４個の局部出力検出器および４個または８
個のγ線温度計を含む請求項１記載の検出器集合体。 - 【請求項３】沸騰水型原子炉の原子炉容器の内部に下方
から伸びる直立した炉内案内管中に挿入された校正用検
出器によって局部出力検出器を校正するための方法にお
いて、(a)陽極、陰極、前記陰極上に配置された核分裂
性物質、並びに前記陽極および前記陰極のそれぞれを監
視電流読取り用計器の遠隔リード線に並列に接続するた
めの無機物で絶縁された結線をそれぞれに有し、かつ長
さ方向に沿って互いに離隔した状態で配置された複数の
局部出力検出器を含む検出器集合体を用意し、(b)γ線
を吸収しかつ吸収されたγ線束に応じて温度の変化を示
す塊状体、読取り用熱電対および参照熱電対を含むγ線
温度計を前記検出器集合体内において前記局部出力検出
器のそれぞれに近接した位置に配置し、(c)常法に従っ
て前記熱電対の温度差を読取って前記原子炉内のγ線束
を求めるために役立つ１対のリード線に前記γ線温度計
のそれぞれを接続する結線を設置し、(d)定常出力状態
で前記原子炉を運転し、(e)前記原子炉のエネルギー収
支を解析して前記原子炉の出力を求め、(f)前記原子炉
の任意の部分における出力を対応するγ線温度計の読み
と関係づけ、(g)該γ線温度計に近接して配置された対
応する局部出力検出器の読みを求め、次いで(h)該局部
出力検出器の読みから求めた中性子束を該γ線温度計の
読みに対して校正することを繰返して前記局部出力検出
器全体の校正を行う諸工程から成ることを特徴とする方
法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US366,001 | 1989-06-13 | ||
| US07/366,001 US5015434A (en) | 1989-06-13 | 1989-06-13 | Fixed in-core calibration devices for BWR flux monitors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0365696A JPH0365696A (ja) | 1991-03-20 |
| JPH0631791B2 true JPH0631791B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=23441285
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2150105A Expired - Lifetime JPH0631791B2 (ja) | 1989-06-13 | 1990-06-11 | 沸騰水型原子炉の熱中性子束検出器用の固定形炉内校正装置 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5015434A (ja) |
| EP (1) | EP0403223B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0631791B2 (ja) |
| DE (1) | DE69014238T2 (ja) |
| ES (1) | ES2063919T3 (ja) |
Families Citing this family (19)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0496998A1 (en) * | 1991-01-30 | 1992-08-05 | Combustion Engineering, Inc. | Extending in-core instrument life |
| US5141710A (en) * | 1991-06-24 | 1992-08-25 | General Electric Company | Reactivity modulation of a boiling water reactor to stabilize thermal-hydraulic instabilities |
| US5225149A (en) * | 1991-09-30 | 1993-07-06 | Combustion Engineering, Inc. | Detection of core thermal hydraulic oscillations |
| US5251242A (en) * | 1992-06-22 | 1993-10-05 | Westinghouse Electric Corp. | Bi-metallic, self powered, fixed incore detector, and method of calibrating same |
| US6061412A (en) * | 1995-10-05 | 2000-05-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reaction protection system |
| US5956380A (en) * | 1995-12-22 | 1999-09-21 | Siemens Aktiengesellschaft | Method and apparatus for determining neutron flux density, in particular in a nuclear power facility |
| ES2145512T3 (es) * | 1995-12-22 | 2000-07-01 | Siemens Ag | Procedimiento y dispositivo para determinar la densidad del flujo de neutrones, especialmente en una central nuclear. |
| FR2753299B1 (fr) * | 1996-09-12 | 1999-03-05 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif miniaturise, auto-alimente et a reponse rapide, pour la detection etagee d'un flux neutronique, notamment dans un reacteur nucleaire |
| JPH11264887A (ja) | 1998-03-17 | 1999-09-28 | Toshiba Corp | 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法 |
| CN1158672C (zh) | 1998-08-25 | 2004-07-21 | 东芝株式会社 | 核反应堆固定式堆内核测量仪表系统 |
| US20070090059A1 (en) * | 2005-07-22 | 2007-04-26 | Plummer Robert J | Remote water quality monitoring systems and techniques |
| US8175210B2 (en) * | 2007-11-26 | 2012-05-08 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Gamma thermometer axial apparatus and method for monitoring reactor core in nuclear power plant |
| US8503599B2 (en) * | 2008-10-28 | 2013-08-06 | General Electric Company | Optical gamma thermometer |
| US8238509B2 (en) * | 2009-09-11 | 2012-08-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Neutron monitoring systems including gamma thermometers and methods of calibrating nuclear instruments using gamma thermometers |
| JP6038730B2 (ja) * | 2013-06-10 | 2016-12-07 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 中性子計測システム |
| RU2528401C1 (ru) * | 2013-06-20 | 2014-09-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах |
| JP6523877B2 (ja) | 2015-08-31 | 2019-06-05 | 株式会社日立製作所 | 原子炉計装システム及び原子炉 |
| US11694816B2 (en) | 2018-10-02 | 2023-07-04 | Framatome Inc. | Self-powered in-core detector arrangement for measuring flux in a nuclear reactor core |
| RU2716002C1 (ru) * | 2019-11-29 | 2020-03-05 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3751333A (en) * | 1970-06-11 | 1973-08-07 | C Drummond | Nuclear reactor core monitoring system |
| US3760183A (en) * | 1972-06-08 | 1973-09-18 | Gen Electric | Neutron detector system |
| DE2832122A1 (de) * | 1978-07-21 | 1980-01-31 | Kraftwerk Union Ag | Messlanze fuer siedewasserkernreaktoren |
| US4313792A (en) * | 1979-06-13 | 1982-02-02 | Scandpower, Inc. | Miniature gamma thermometer slideable through bore for measuring linear heat generation rate |
| US4440716A (en) * | 1981-01-30 | 1984-04-03 | Scandpower, Inc. | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors |
| JPS57203996A (en) * | 1981-06-10 | 1982-12-14 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for monitoring inside of reactor |
| US4637913A (en) * | 1983-07-05 | 1987-01-20 | Scandpower, Inc. | Device for measuring the power in a nuclear reactor |
| US4774050A (en) * | 1986-04-10 | 1988-09-27 | Westinghouse Electric Corp. | Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples |
| US4818471A (en) * | 1987-08-10 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly channel with localized neutron absorber strips for LPRM calibration |
-
1989
- 1989-06-13 US US07/366,001 patent/US5015434A/en not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-06-11 JP JP2150105A patent/JPH0631791B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1990-06-12 EP EP90306381A patent/EP0403223B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-06-12 DE DE69014238T patent/DE69014238T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1990-06-12 ES ES90306381T patent/ES2063919T3/es not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE69014238T2 (de) | 1995-06-14 |
| DE69014238D1 (de) | 1995-01-05 |
| US5015434A (en) | 1991-05-14 |
| EP0403223A3 (en) | 1991-09-18 |
| EP0403223B1 (en) | 1994-11-23 |
| ES2063919T3 (es) | 1995-01-16 |
| EP0403223A2 (en) | 1990-12-19 |
| JPH0365696A (ja) | 1991-03-20 |
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