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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Description
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。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。
ら、校正が必要となる。
る。
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。
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。
速に変化する反応状態には応答しない。
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。
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。
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。
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。
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。
外部に位置している。
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。
ネルギー収支は、当業技術の範囲内において公知であ
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。
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。
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。
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 |
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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 |
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Family Applications (1)
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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)
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