JPS6161360B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉の燃料集合体内における局部的
出力を測定する装置に関し、かつ特に熱および電
気を伝導する材料によつて形成された細長い本体
と、ガンマ線温度計を形成する複数の測定区域に
して、前記細長い本体に沿つて軸線方向に並設さ
れ、測定区域のそれぞれがガンマ線温度計を形成
し、該温度計が冷区域および熱区域を有し、かつ
前記本体の軸線方向通路中に配置されたサーモカ
ツプルを有し、サーモカツプルの冷接点を前記冷
区域に配置しかつサーモカツプルの熱接点を前記
熱区域内に配置して冷区域および熱区域の間の温
度差を測定する測定区域とを有し、ガンマ線温度
計を形成する各測定区域の近くの燃料集合体の出
力が前記温度差を表わす信号から算出されるよう
になつている型式の原子炉の燃料集合体内におけ
る局部的出力の測定装置に関する。

本発明はE.D.F.S.I.（フランス電力公社技術協
会）によつて委託され、Erick Rolstad、Thor−
Harrald Korpas、Robert H.Leyse及びRobert
D.Smith氏他によつて行われた研究に基ずくもの
で、その目的とするところは原子炉炉心の燃料集
合体内に発生した熱量を局部的に測定する装置に
おいて、前記熱量の大きさを知り、特に該熱量を
発生する時の比速度を評価し、適当な手段によつ
て前記集合体、炉心したがつて原子炉設備全体の
防護を確実にすると共に効率を増加させるように
なつた装置を提供することにある。

局部的出力を測定する装置において、一般に燃
料の付近の中性子束を測定し、公知の関係によつ
てこの中性子束を出力に関連させるようになつた
装置はすでに多くのものが知られている。特にこ
の型の装置としては分裂室、中性子検出器、中性
子温度計およびコレクトロンを挙げることができ
る。しかしながらこのような装置は何れも予測し
た機能を完全には果さず、その信号は普通は燃料
の局部的出力とは比例しない。その理由は前記出
力が入射中性子束と共に変化するからである。し
たがつて出力の測定は装置の使用期間中に生じる
核燃料の有効核分裂断面積の減少および信号送信
器自体の弱化を考慮に入れて、ある近似値を求め
ることが必要となる。

同様に普通“ガンマ線温度計”と称される周知
の装置によつて出力の局部的測定を行うことが考
えられており、この場合は測定される温度の上昇
はガンマ線の電磁放射線の照射に起因するもの
で、これは95％まで測定され、そのうち約70％は
測定の瞬間に起こる分裂に基ずき、25％はこの測
定の５分間ほど前からの時間経過中に起こつた他
の分裂によるものである。このようなガンマ線温
度計においては、放射線吸収体内における温度上
昇値は実際に発生した熱を排出するため一定制御
行程において行われる。伝導の法則によれば、コ
ンダクタンスの一定な物体を通る通路上において
測定された温度差は熱の発生、したがつてそれに
隣接する環境内の核熱料の分裂に起因する核熱料
の出力に比例する。

実際にはガンマ線温度計は現在に至るまでほと
んど重水炉だけに使用されており、この場合前記
温度計は、原子炉の運転に伴うウラニウムの劣下
および測定器具の感度の低下に対してなんらの補
正を行うこともなく、特定の熱の発生に比例して
信号を発生する。さらにこの装置は非常にすぐれ
た安定性を有している。その理由はガンマ線の吸
収は単に吸収体の密度だけによるもので、他の型
の検出器を特質づける原子または同位体元素構造
の変態に起因する変化によつては影響されないか
らである。したがつて物質に対する隣接中性子束
の効果が、ガンマ線の吸収およびそれに基づく温
度の上昇を決定する性質におよぼす結果は無視し
得る程度にぎない。

しかしながら現在使用されているガンマ線温度
計、特に重水炉に対するものは小さな出力（ｍ
ｗ／ｇで表わされる）だけに使用され、かつ炉心
内において燃料要素内に配設された防護被覆の中
に装架されるこの装置は一般に金属塊を使用し、
前記被覆および外部環境と接触するその一部分は
この外部環境の温度に対して敏感であり、かつ別
の一部分は前記一部分に接続されているが絶縁室
内に位置し、この後者の部分と前記被覆との間の
空隙はガスまたは空気によつて満され、あるいは
真空状態におかれる。したがつてこの装置は熱溜
めを形成し、この中においてサーモカツプルによ
り前記吸収体の二つの部分間の温度差を測定する
ことができる。この吸収体の幾何学的特性を知れ
ば、あらかじめ目盛り定めを行つておくことによ
り、吸収された熱量、したがつて隣接する核熱料
の出力を算出することができる。

本発明の目的は前述の型のガンマ線温度計にお
いて、特に重水炉の場合よりも強いガンマ線束、
たとえば軽水炉、場合によつては高速中性子原子
炉内のガンマ線束に対して使用し、燃料の線形出
力（Ｗ／cmで表わされる）を測定し得るようにな
つたガンマ線温度計を供することである。

本発明の他の目的は、軽水炉内における温度上
昇速度が相当大であるために、直径の小さな被覆
の中に装架し得るようになすと共に、使用燃料集
合体の被覆棒の束の中に長く挿入することがで
き、したがつてこの型の原子炉に対して使用し得
るように直径８乃至10ミリメートル、長さ４メー
トル程度にガンマ線温度計の形を小さくすること
を可能にすることである。

本発明の他の目的は時間の経過に連れて起こり
易い偏差を発生させることなく正確にして確実な
測定を行い、しかもこの測定を前記集合体の全高
さにわたつて、一連の相次ぐ別々の区域において
行い得るようになすことである。

本発明のなお他の目的はガンマ線温度計におい
て、これを炉心に取付ける前に、燃料集合体の出
力をシユミレートする装置により工場において正
確に目盛り定めを行い得るようになつたガンマ線
温度計を供することである。

本発明は前述の型の装置にして、著しい温度差
に対応して測定を行い、前記種々の目的を達成し
得るようになつた改良装置に関する。

本発明によれば、前記した型式の原子炉の燃料
集合体内における局部的出力の測定装置は、前記
細長い本体が熱および電気を伝導する材料の細長
い円筒形の棒よりなり、該棒がサーモカツプル組
立体を含む中央管路を有し、前記サーモカツプル
のそれぞれ冷接点および熱接点が前記棒の各区域
に前記棒の長さ方向に沿つた一つの区域内に配置
されており、前記棒が各区域内に所定の長さに沿
つて延びる小断面部分を有し、サーモカツプルの
熱接点がこの部分の長さの中央に固定され、かつ
冷接点が該部分の端部を越えて相次ぐ二つの区域
内の二つの小断面部分間に配置され、さらに前記
棒を囲繞する外部防護管にして、各区域内の小断
面部分と直角に環状絶縁室を画定するようになつ
た防護管を有し、前記管が水素に対して境界を形
成するに適したジルカロイ族の物質よりなる内壁
と、機能的応力を吸収するに適した物質よりなる
外壁とによつて形成されていることを特徴とす
る。

上記したように、本発明は防護管を二重壁構造
に構成することによつて強度の高い装置を提供す
ることができる。

前記円筒形棒はステンレス鋼、特に304L型の
ものによつて形成することが望ましい。変型とし
て前記棒はアルミニウム、タングステンまたは運
転条件に適する他の金属あるいは合金によつて形
成することができる。同様にこの棒は伝導性を有
するセラミツクによつて形成することができる。

原子炉の燃料集合体の局部的出力を測定するた
めの本装置の他の特色および利点は添付図面によ
つて次に説明する実施例によりさらに明らかとな
る。

第１図において参照数字１は原子炉、特に軽水
型原子炉に対する燃料集合体の構造を線図的に示
したもので、該燃料集合体は周知の如く規則正し
く隔置された１組の被覆燃料棒２よりなり、これ
ら燃料棒の配置された網の形は規則正しい間隔を
有する組立体の中に装架された蜂の巣状枠３によ
つて維持されている。

燃料棒２の束は前記網によつて決定される適当
な個所に防護管４を有し、該管はその中に測定装
置５を導入し得るようになつており、この測定装
置は管４の中、特にその下部に位置決めされ、か
つ前記集合体内の種々のレベルにおける被覆燃料
棒の出力を局部的に測定し得るようになつてお
り、前記レベルはこの図面においては１組の矢印
６によつて表わされている。

第２図に拡大して示されている如く、測定装置
５すなわちガンマ線温度計は主として直径の小さ
なかつ長さの大なる円筒形の棒７にして、熱およ
び電気を良く伝える材料、なるべくはステンレス
鋼の如き金属または適当な伝導性を有する合金あ
るいはセラミツクによつて形成されかつ測定装置
の本体を構成する棒７と、前記管の中に通された
棒７の防護手袋の指の形をなした防護管５０とよ
りなつている。

燃料集合体１内の防護管４の全高さにわたつて
延びるこの細長い棒７は、防護管４内の定位置に
達し、かつ出力の測定を行わんとする区域（第１
図において矢印６によつて表わされた区域）に対
して直角に位置決めされた個所に、環状室１０に
よつて囲繞された断面の小さな縮径部分９を有
し、この室は本実施例の場合は縮径部分９と防護
管５０の内壁との間に画定されている。

防護管５０は組立体を完全に密着し、室１０内
に1/1000000気圧程度の真空を維持し得るように
なつている。しかしながら前述の二つの欠点を避
けるためにこの管５０は二重壁、、すなわち機械
的抵抗を大にするための外壁５０ａと、ジルカロ
イによつて形成された内壁５０ｂとよりなつてい
る。ジルカロイは一般に原子炉内に使用され、か
つジルカロイの酸化物は水素に対してすぐれた不
浸透性を有し、さらにこの材料自体は高温度にお
いて水素分子を吸収し、水素化ジルコニウムを形
成する。ジルカロイの代りに同様に水素吸収性を
有し、かつ水素に対して障壁を形成するような他
の金属または合金を使用することができる。

棒７の大直径部分８と防護管５０との間に熱的
接点を形成すれば“湿式”装置すなわち前記大径
部分が原子炉の冷却剤と、直接接触するようにな
つた装置が得られる。

円筒形の棒７はその全高さにわたつて延びる軸
線方向管路１２を有し、該管路の中にはサーモカ
ツプル組立体１３が配置されている。このサーモ
カツプル組立体については後で詳述するが、各組
立体は管４に沿つて矢印６（第１図）によつて表
わされた測定区域の一つと関連し、前記サーモカ
ツプルの熱接点１４は各縮径部分９の高さのほぼ
中央に配置され、かつその冷接点１５は対応する
室１０の端部を越えて、棒７の大径部分８内に配
設されている。

運転時に棒７を囲繞する燃料棒２から発出した
ガンマ線が棒７によつて吸収され、かつ棒７の温
度を上昇させる。棒７の大径部分８に吸収された
熱は棒７の大径部分８を横切つて半径方向に流
れ、更に管５０を通つて管５０及び防護管４の間
の流体及び防護管４へ伝達され、このため大径部
分８はその温度が通常では冷却水の温度より約２
〜３℃高い冷区域を形成する。各サーモカツプル
１３の冷接点１５はこの冷区域すなわち大径部分
８の温度の作用を受ける。これに対して、棒７の
縮径部分９に吸収された熱は縮径部分９を軸線方
向へ大径部分８へ流れ、そこで大径部分８に吸収
された熱と共に上記したように大径部分８の半径
方向へ流れる。このため縮径部分９の熱はその流
路が長くかつ抵抗を受けるので、縮径部分９はそ
の温度が大径部分８の温度より高くなり、熱区域
を形成するこの熱区域すなわち縮径部分９の温度
は原子炉の全負荷正常運転時に冷却水より約40℃
高い場合がある。サーモカツプル１３の熱接点１
４はこのような熱区域すなわち縮径部分９の温度
の作用を受ける。このようにして、各サーモカツ
プル１３の熱接点１４と冷接点１５との間に温度
差△ｔを発生させることができ、したがつて縮径
部分９の寸法および棒７を形成する材料の熱伝導
率が既知であれば、この温度差から次の式(1)によ
つて前記の如く発生されかつ棒７によつて吸収さ
れる熱量(g)を算出することができる。

ｇ＝４Ｈ・△ｔ／Ｌ^２ (1) 式中(L)は縮径部分９の長さの半分を表わし、か
つ(K)は棒７の熱伝導率を表わす。

第３図は測定装置の棒７をさらに拡大して示し
た図で、特にサーモカツプル１３が分配されてい
る中央管路１２の区域を示す。本実施例の場合は
このサーモカツプルは６個使用されかつ中央管路
１２の円筒形内壁に対して配置されている。これ
ら各サーモカツプルは２本の導線１６，１７より
なり、該導線はたとえば“クロメル”によつて形
成され、かつ“インコネル”よりなる外部防護被
覆１８によつて囲繞され、これら被覆および導線
１６，１７の間の区域は絶縁材料１９、たとえば
アルミナ、マグネシヤまたは他の電気絶縁体によ
つて満されている。前記中央管路１２内に装架さ
れた６個のサーモカツプルは該管路内において中
央指片２０により心決めされる。この指片によつ
て前記サーモカツプルは正しく位置決めされかつ
固定され、同時に熱の径方向伝達が良くなる。

第４図に示される如く、“クロメル”によつて
形成された各サーモカツプル１３の導線１６，１
７はその中間部分２１において相互に他の材料、
普通は“アルメル”に連結され、これら導線の溶
接部分はそれぞれ熱接点１４および冷接点１５を
形成し、前述の如き態様で温度の測定を行い得る
ようになつている。同様に第４図によつて特に明
らかな如く、熱接点１４は環状室１０内に配置さ
れているが、冷接点１５はこの室の外部に位置
し、すべての点において温度の一定な棒７の大径
部分８内に配設されている。各サーモカツプルの
被覆１８は中央管路１２の高さの全体にわたつて
延び、特に同様にインコネルよりなる部分２２に
よつて熱接点１４を越えて延びていることに注意
する必要がある。

次に述べる実施例においては前記室１０は不活
性ガスによつて満される。

しかしながら実際に室１０内に高真空を維持す
ることにより熱絶縁を冷区域のレベルにおけるよ
り良くすることができる。理想的には前記室内の
ガス圧力は少なくとも大気圧の百萬分の一程度と
すべきである。このようにすればガスに起因する
熱伝導は無視し得る程度となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の装置を備えた原子炉に対する
燃料集合体の部分的略透視図；第２図は前記装置
の実施例の詳細を示す拡大断面図；第３図はさら
に拡大した断面図で、第２図の線−に沿つて
取られた図；第４図は一部断面で示した立面図
で、第３図の線−に沿つて取られた図であ
る。 図において１は燃料集合体、２は燃料棒、３は
枠、４は防護管、５は測定装置、７は棒、８は大
径部分、９は縮径部分、１０は環状室、１２は軸
線方向管路、１３はサーモカツプル、１４は熱接
点、１５は冷接点、１６，１７は導線、１８は防
護被覆、１９は絶縁材料、２０は中央試片、２１
は中央部分、２２はインコネル部分、５０は防護
管、５０ａは外壁、５０ｂは内壁である。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉の燃料集合体内における局部的出力を
   測定する装置であつて、熱および電気を伝導する
   材料によつて形成された細長い本体と、ガンマ線
   温度計を形成する複数の測定区域にして、前記細
   長い本体に沿つて軸線方向に並設され、前記測定
   区域のそれぞれがガンマ線温度計を形成し、該温
   度計が冷区域および熱区域を有し、かつ前記本体
   の軸線方向通路中に配置されたサーモカツプルを
   有し、該サーモカツプルの冷接点を前記冷区域内
   に配置しかつ前記サーモカツプルの熱接点を前記
   熱区域内に配置して前記冷区域および前記熱区域
   の間の温度差を測定する測定区域とを有し、前記
   ガンマ線温度計を形成する各測定区域の近くの前
   記燃料集合体の出力が前記温度差を表わす信号か
   ら算出されるようになつている装置において、前
   記細長い本体が熱および電気を伝導する材料の細
   長い円筒形の棒よりなり、該棒がサーモカツプル
   組立体を含む中央管路を有し、前記サーモカツプ
   ルのそれぞれ冷接点および熱接点が前記棒の各区
   域に前記棒の長さ方向に沿つた一つの区域内に配
   置されており、前記棒が各区域内に所定の長さに
   沿つて延びる小断面部分を有し、前記サーモカツ
   プルの熱接点がこの部分の長さの中央に固定さ
   れ、かつ冷接点が該部分の端部を越えて相次ぐ二
   つの区域内の二つの小断面部分間に配置され、さ
   らに前記棒を囲繞する外部防護管にして、各区域
   内の小断面部分と直角に環状絶縁室を画定するよ
   うになつた防護管を有し、前記管が水素に対して
   境界を形成するに適したジルカロイ族の物質より
   なる内壁と、機械的応力を吸収するに適した物質
   よりなる外壁とによつて形成されていることを特
   徴とする原子炉の燃料集合体内における局部的出
   力の測定装置。