JPS62105085A - 原子炉内中性子束連続監視装置 - Google Patents

原子炉内中性子束連続監視装置

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JPS62105085A
JPS62105085A JP60245145A JP24514585A JPS62105085A JP S62105085 A JPS62105085 A JP S62105085A JP 60245145 A JP60245145 A JP 60245145A JP 24514585 A JP24514585 A JP 24514585A JP S62105085 A JPS62105085 A JP S62105085A
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JP
Japan
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detector assembly
detector
reactor
assembly
guide tube
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JP60245145A
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English (en)
Inventor
沢山 徹
純平 松本
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
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Publication date
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    • 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
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • 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】 〈産業上の利用分野〉 本発明は原子炉発電ブラントにおける原子炉内中性子束
辻続監視装置に関するものである。
〈従来の技術〉 第8図は、従来の軽水炉川原子炉内固定式中性子束述続
監視装置の縦断面図である。
複数個(図では4個)の中性子検出器4を軸方向に組み
合わせた固定式検出器アセンブリ5を原子炉圧力容器1
の上部または下部(図では下部)より原子炉炉心2内に
挿入固定し、炉心内中性子束分布を連続監視するもので
ある。固定式検出器アセンブリ5は通常、炉心監視の必
要から多数個が炉心内に設けられるため中性子検出器の
全数はかなりの数になっている。このため、有意義なデ
ータを得るためには各々の検出器間の信号を関連づける
、いわゆる校正が必要であり、一般には各固定式検出器
アセンブリ用案内官3中には、校正用の可動式検出器7
と、その移動のための再動式〈発明が解決しようとする
問題点〉 従来の上述した装置では次の点で問題がある。
■ 各々の検出器の特性の違いを補正するため校正する
ことが必要であり、固定式検出器アセンブリ用案内管3
には固定式検出アセンブリ5と可動式検出器用案内管6
が共に設置されている。このため固定式検出器アセンブ
リ用案内管3は、構造が複雑で外径も大きなものとなり
、炉内に組み込む上で制約が大きい。
■ 固定式検出器アセンブリ5が炉内に常時固定して使
用され、中性子検出器4は比較的短寿命であるため、か
なりの頻度で交換する必要があるが、炉内で照射され、
強く射線化された固定式検出器アセンブリ5を交換する
作業は大がかりで、長時器かかる。また、作業員の放射
線被曝も無視できない。
■ 中性子検出器4が例えばCOエミッタの自己出力型
中性子検出器のように使用とともにバックグラウンド信
号成分が増加する場合には、バックグラウンド信号成分
を正確に評価しなければならないが、従来の方式では原
子炉運転中に原子炉圧力容器1の外側に取怜出すことが
できないため不確定性の多い計算による評価を行わなけ
ればならない。本発明は上述した事情に鑑みてなされた
もので、固定式検出器アセンブリ自体を移動可能な構造
として検出器アセンブリ毎に校正できるようにし、校正
用の可動式検出器及びその移動用の可動式検出器用案内
管を使用せずに各々の中性子検出器の校正を可能とする
ことにより、検出器アセンブリ用案内管の構造の簡略化
を図るとともに外径寸法の縮小を図り、炉心に対する構
造上の影響を最小とし、また、検出器アセンブリの交換
作業の簡略化と作業時の放射線被曝低減を図るため、炉
内での照射によって放射化した検出器アセンブリを交換
作業時に遠隔操作によって原子炉圧力容器から取り出せ
るようにするとともに、原子炉を停止することなく、修
理、交換、バックグラウンド信号測定が行える原子炉内
中性子束連続監視装置を提供するものである。
く問題点を解決するための手段〉 そのため、本発明の原子炉内中性子束連続監視装置は、
複数の検出器アセンブリ用案内管及び1本の格納庫案内
管を通路選択装置に連結するとともに、該選択装置を1
本の入口案内管で検出器アセンブリ駆動装置と連結し、
1本の検出器アセンブリを上記検出器アセンブリ駆動装
置により検出器アセンブリ用案内管又は格納庫案内管内
に出入する装置を複数配設し、各々の装置に隣接する装
置の検出器アセンブリ案内管に上記各々の装置の検出器
アセンブリが出入できるよう構成したものである。
く作 用〉 上記構成により、本発明の原子炉内中性子束連続監視装
置は、原子炉運転、停止中にかかわらず、遠隔操作によ
って検出器アセンブリの炉心内での高さ方向位置を変え
たり、他の検出器アセンブリ用案内管へ挿入したり、原
子炉圧力容器からの出し入れができるようになり、校正
が校正用可動式検出器なしに行えるようになる。
〈実施例〉 以下、添付図面に基づいて本発明の実施例を詳細にに説
明する。
第1図は本発明の移動できる原子炉内中性子束連続監視
装置の一実施例を示す縦断面図、第2図は本発明に使用
する通路選択装置の一例を示す略図、第3図(a)、(
b)は従来と本発明の検出器アセンブリ及び検出器アセ
ンブリ案内管を比較した図、第4図(a)、(b)は本
発明装置の一実施例により同一検出器アセンブリ内の検
出器の感度対応を行う手順を示す図、第5図(a)、(
b)は本発明装置の一実施例により別の検出器アセンブ
リ内の検出器の感度対応を行う手順を示す図、第6図は
本発明装置の他の実施例により検出器の感度対応を実施
するに必要な検出器アセンブリ案内管と通路選択装置を
示す図、第7図は通路選択装置から使用済検出器格納庫
の間を示す図である。
第1図において、1は原子炉圧力容器、2は原子炉炉心
、13ば検出器アセンブリ用案内管、4は中性子検出器
、15は検出器アセンブリ、16は信号ケーブルを内包
する検出器アセンブリ駆動ケーブルで、17の通路選択
装置により検出アセンブリ15をどの検出器アセンブリ
用案内管13あるいは格納庫10に挿入するかを選択す
る。格納庫10は使用済の検出器アセンブリを収納した
格納庫10内からの放射線を遮蔽するための鉛遮蔽体1
1で覆われている。検出器アセンブリ駆動装置18には
各々1筒ずつ検出器アセンブリ15が備え付けられてお
り、図示しない原子炉格納容器外側からの遠隔操作で内
蔵するドラムを回転、あるいは反転させて検出器アセン
ブリ駆動ケーブル16を巻取ったり、押し出したりして
検出アセンブリ15を移動させる。12は検出器アセン
ブリ駆動装置18から通路選択装置17まで検出器アセ
ンブリ15を導く入口案内管で、この長さは検出アセン
ブリ15の全長よりも長くする。
17は通路選択装置であり、第2図に破線で示すが、複
数の検出器アセンブリ用案内管13の開放された端部が
、それぞれ固定板21中の複数の貫通孔21aのいずれ
か一つに嵌着されており、任意の貫通孔21aと入口案
内管12を、回転軸22aと一体に回転する中間支持具
22と回転円板24によって支持されろ選択管23によ
り回転円板中の貫通孔24aを通じて連絡される仕組み
となっている。25aは固定接手、25bは回転側接手
である。
上記回転軸22aを原子炉格納容器外側からの遠隔操作
で任意の角度だけ回転すれば、格納容器外側からの遠隔
操作によって適当な検出器アセンブリ用案内管13と入
口案内管12を連通ずることができろ。上記構造の通路
選択装置は特公昭51−17675号に開示されており
、現在の加圧水型原子炉(PWR)ブラン)・の可動式
炉内中性子束計測型装置に用いられているものをそのま
ま利用することができる。
第3図に示すように、本発明は同図(b)の如く検出器
アセンブリ15を検出器アセノブリ用案内官13中の定
め位置に保つことにより、従来の図(a)に示すと同様
に炉心内に検出器アセンブリ15を固定して炉心内の中
性子束分布の連続監視ができる。
検出器の校正は格納容器外側からの遠隔操作で原子炉運
転中に検出アセンブリ15を移動させて行うため、従来
のような校正用の可動式検出器7及び検出用の可動式検
出器用案内管6は不要である。
第4図には同一検出器アセンブリ15内の検出器の感度
校正の具体例を示す。まず、第4図(a)に示す位置に
おいて一定出力運転中に中性子検出への検出信号を記録
した後、検出器アセンブリ15を下方へ移動させ、第4
図(b)に示されるように中性子検出器Aがった位置に
中性子検出器Bがくるようにする。乙の時の中性子検出
Bの信号と記録したAの検出器信号からAとBの感度比
を求めることができる。同様の方法でAとC,AとDの
感度比を求め、一つの検出器アセンブリ15内の中性子
検出器4の感度校正が終わる。また、第4図のように中
性子検出器4がアセンブリ内で等間隔に配置されている
時には、アセンブリの一度の移動によってAとB、Bと
CXCとDの感度の対応がつき、検出器の感度校正が終
わる。
第5図、第6図は別々の検出器アセンブリの検出感度校
正例を示す。第5図の例ではどの検出器アセンブリ15
も少なくとも一つの異なる検出器アセンブリと共通の検
出器アセンブリ案内管13に送り込むことが可能である
ようにしている。例えば、13bという検出器アセンブ
リ案内管には通路選択装置に、Bのどちらかでも検出器
アセンブリ15が送り込まれる。一定の原子炉出力中に
13 a、  13 b、 13 cなる検出器アセン
ブリ案内管中にそれぞれ検出器アセンブリ15a、15
b、15cを送り込んで測定し、検出信号を記録する。
次に検出器アセンブリ駆動装置18によって全ての検出
器アセンブリ内ブリ通路選択装置17と駆動装置18の
間まで引き抜いてから、前に挿入されていた検出器アセ
ンブリ用案内管とは別の案内管を通路選択装置17によ
って選択し送り込む。第5図の例では検出アセンブリ1
5a、15bをそれぞれ15b、15cのあった検出器
アセンブリ案内管13b、13cに送り込んで(第5図
(b)参照)、検出器アセンブリ中の中性子検出器A、
、 ’:がそれぞれB、、 C,の以前あった位置にく
るようにし中性子検出器信号を測定する。こうしてA1
とB、、 B、とC1の感度の関係(比)が、求まる。
こうした異なる検出器アセンブリ15間の中性子検出器
4の感度比と前に比べた同一検出器アセンブリ15中の
中性子検出器4の感度校正結果よりすべての検出器間の
感度比が求まる。
第6図の例ではどの検出器アセンブリ15も送り込むこ
とのできる検出器アセンブリ用案内管(図では13c)
があり、すべての検出器をその案内管(13c)中の適
当な一点(図ではP)に固定し信号を得ろことで、すべ
ての検出器の感度の関係が求まる。
検出器アセンブリの交換作業は第7図に示すように炉心
内に固定されている使用済検出器アセンブリ15を検出
器アセンブリ駆動装置18で通路選択装置a17と検出
器アセンブリ駆動装置18の間までいったん引き抜いて
から、通路選択装置17で使用済検出器アセンブリの格
納庫10を選択し、格納庫10側へ送り出す。通路選択
装置17から格納庫までの実施例を第7図に示すが、放
射化されていない、即ち原子炉容器内挿入部分でない検
出器アセンブリ駆動ケーブル16の先端部分が使用済の
検出アセンブリ駆動ケーブル切断位置19にくるように
使用済の検出器アセンブリ15を送ってから駆動ケーブ
ル16者を使用済の検出アセンブリ駆動ケーブル切断位
置19で切断ずろと、切離された使用済の検出器アセン
ブリ15と放射化された検出器アセンブリ駆動ケーブル
16部分(即ち、原子炉容器内に挿入されていた部分)
は使用済検出器アセンブリの格納庫10に落下し、格納
される。切り残された検出器アセンブリ駆動ケーブル1
6を引抜き新しい検出器アセンブリ15の取付けられた
検出器アセンブリ駆動ケーブル16に取り換える作業は
強い放射化物を取り扱わないので作業も単純となり放射
線被曝も殆どなくなる。14は格納庫案内管である。さ
らに検出器4のバックグラウンド信号の計測が必要な場
合は、検出器アセンブリ15を原子炉容器外側(例えば
通路選択装置近く)に取出すか、場合によってはケーブ
ルを切断せずに使用済検出器の格納庫10内に送り込ん
で検出信号を計測する。
〈発明の効果〉 以上詳細に説明した本発明の原子炉内中性子束連続監視
装置によれば、 ■ 現在の軽水炉の炉内中性子計装で利用されている可
動式中性子束検出装置の駆動機構を応用した本発明によ
り、従来の原子炉内、固定式中性子束連続監視装置に必
要だった校正用の可動式検出器及びその案内管が不要と
なり、構造が複雑で外径の大きな検出器アセンブリ案内
管を簡略な構造でかつ外径の小さなものに変更できる。
イ巴 ■ 強く放射かした使用済の検出器アセンブリの交換の
ための圧力容器外側への出入れ作業が遠隔操作で短時間
で行左る。さらに作業員の放射線被曝低減も図れる。
等の効果を奏する。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の移動できる原子炉内中性子束連続監視
装置の一実施例を示す縦断面図、第2図は本発明に使用
する通路選択装置の一例を示す略図、第3図(n)、(
b)は従来と本発明の検出器、アセンブリ及び検出器ア
センブリ案内管を比較した図、第4図(a)、(b)は
本発明装置の一実施例により同一検出器アセンブリ内の
中性子検出器の感度対応を行う手順を示す図、第5図(
a)、(b)は本発明装置の一実施例により別の検出器
アセンブリ内の中性子検出器の感度対応を行う手順を示
す図、第6図は本発明装置の他の実施例により中性子検
出器の感度対応を実施するに必要な検出器アセンブリ案
内管と通路選択装置を示す図、第7図は通路選択装置か
ら使用済検出器格納庫の間を示す図、第8図は従来の軽
水炉用原子炉内固定式中性子束連続監視装置の縦断面図
である。 10 ・格納庫、1工 船遮蔽体、 12・入口案内管、 13 検出器アセンブリ用案内管、 14 格納庫案内管、 15 検出器アセンブリ、 16・・検出器アセンブリ駆動ケーブル、17 通路選
択装置、 18 検出器アセンブリ駆動装置 特許出願人 三菱原子カニ業株式会社 2.3凸 (a)(b) 9十4m1 (,2)(4トンン !ネ −ラー5図 (tλ、ン                    
          rb)ぞr71ffi

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 複数の検出器アセンブリ用案内管及び1本の格納庫案内
    管を通路選択装置に連結すると共に、該選択装置を1本
    の入口案内管で検出器アセンブリ駆動装置と連結し、1
    本の検出器アセンブリを上記検出器アセンブリ駆動装置
    により検出器アセンブリ用案内管又は格納庫案内管内に
    出入する装置を複数配設し、各々の装置に隣接する装置
    の検出器アセンブリ案内管に上記各々の装置の検出器ア
    センブリが出入できるよう構成したことを特徴とする原
    子炉内中性子束連続監視装置。
JP60245145A 1985-10-31 1985-10-31 原子炉内中性子束連続監視装置 Pending JPS62105085A (ja)

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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06169940A (ja) * 1992-12-08 1994-06-21 Daikichi:Kk 口腔外吸引装置
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
US10229763B2 (en) 2013-01-09 2019-03-12 Mitsubishi Electric Corporation Neutron flux mapping system and control method for neutron flux mapping system
CN111028967A (zh) * 2019-11-02 2020-04-17 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种多进多出的堆芯中子通量测量用路组选择器

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06169940A (ja) * 1992-12-08 1994-06-21 Daikichi:Kk 口腔外吸引装置
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
US10229763B2 (en) 2013-01-09 2019-03-12 Mitsubishi Electric Corporation Neutron flux mapping system and control method for neutron flux mapping system
CN111028967A (zh) * 2019-11-02 2020-04-17 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种多进多出的堆芯中子通量测量用路组选择器

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