JP2000258586A - 原子炉出力測定装置 - Google Patents
原子炉出力測定装置Info
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】γ線温度計を用いた原子炉出力の計測の信頼性
を確認できる原子炉出力測定装置を提供することにあ
る。 【解決手段】炉心２に設けられた案内管６内を移動可能
で、中性子束を検出するＴＩＰ７と、炉心２内に固定さ
れてγ線照射による金属の温度上昇を検出するγ線温度
計５Ａ〜５Ｇと、ＴＩＰにより検出された中性子束、及
びγ線温度計５Ａ〜５Ｇにより検出された温度上昇の各
々に基づいて、それぞれに対応した原子炉出力を求める
情報処理部２６とを備える。
を確認できる原子炉出力測定装置を提供することにあ
る。 【解決手段】炉心２に設けられた案内管６内を移動可能
で、中性子束を検出するＴＩＰ７と、炉心２内に固定さ
れてγ線照射による金属の温度上昇を検出するγ線温度
計５Ａ〜５Ｇと、ＴＩＰにより検出された中性子束、及
びγ線温度計５Ａ〜５Ｇにより検出された温度上昇の各
々に基づいて、それぞれに対応した原子炉出力を求める
情報処理部２６とを備える。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉内に固定さ
れてγ線照射による金属の温度上昇を検出するγ線温度
計の検出結果に基づいて原子炉出力を求める原子炉出力
測定装置に係り、特に、γ線温度計を用いた原子炉出力
の計測の信頼性を確認することができる原子炉出力測定
装置に関する。
れてγ線照射による金属の温度上昇を検出するγ線温度
計の検出結果に基づいて原子炉出力を求める原子炉出力
測定装置に係り、特に、γ線温度計を用いた原子炉出力
の計測の信頼性を確認することができる原子炉出力測定
装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントでは、原子炉出力を
測定するために炉心の径方向および軸方向に固定型の中
性子束検出器（核***電離箱）を複数個配置し、中性子
束を計測している。このような炉内固定型の中性子束検
出器を用いた原子炉出力測定装置は局所出力領域監視装
置（以下、ＬＰＲＭという）と呼ばれている。また、Ｌ
ＰＲＭの中性子束検出器は、ＬＰＲＭ検出器と呼ばれて
いる。
測定するために炉心の径方向および軸方向に固定型の中
性子束検出器（核***電離箱）を複数個配置し、中性子
束を計測している。このような炉内固定型の中性子束検
出器を用いた原子炉出力測定装置は局所出力領域監視装
置（以下、ＬＰＲＭという）と呼ばれている。また、Ｌ
ＰＲＭの中性子束検出器は、ＬＰＲＭ検出器と呼ばれて
いる。
【０００３】ＬＰＲＭ検出器は、炉内に固定設置される
ため、塗布された核***性物質が炉内の放射線に曝露さ
れることで経時的に減損していき、中性子束の検出感度
が減少する。このようなＬＰＲＭの感度劣化を定期的に
較正するための装置としては、ＴＩＰ（Traversing In
−core Probe ）システムが知られている。ＴＩＰシス
テムは、ＬＰＲＭ検出器と同じ核***電離箱による原子
炉出力測定装置であり、案内管（ガイドチューブ）内を
炉心の軸方向に移動可能なケーブルの先端に取り付けた
核***電離箱（以下、ＴＩＰという）により、炉心軸方
向の任意の位置で中性子束を計測できるようになってい
る。
ため、塗布された核***性物質が炉内の放射線に曝露さ
れることで経時的に減損していき、中性子束の検出感度
が減少する。このようなＬＰＲＭの感度劣化を定期的に
較正するための装置としては、ＴＩＰ（Traversing In
−core Probe ）システムが知られている。ＴＩＰシス
テムは、ＬＰＲＭ検出器と同じ核***電離箱による原子
炉出力測定装置であり、案内管（ガイドチューブ）内を
炉心の軸方向に移動可能なケーブルの先端に取り付けた
核***電離箱（以下、ＴＩＰという）により、炉心軸方
向の任意の位置で中性子束を計測できるようになってい
る。
【０００４】ＴＩＰシステムは、上述のように複雑な構
成となるために設置コストが高く、また、係る管系がド
ライウェル内に配管されていることから保守時の工程ボ
トルネックを引き起こしやすい。更に、管系内にたまっ
た放射性の金属粉による保守員の被曝が問題となる場合
もある。
成となるために設置コストが高く、また、係る管系がド
ライウェル内に配管されていることから保守時の工程ボ
トルネックを引き起こしやすい。更に、管系内にたまっ
た放射性の金属粉による保守員の被曝が問題となる場合
もある。
【０００５】このようなＴＩＰシステムの問題点を解決
するために、ＴＩＰシステムに代えてγ線温度計を用い
た原子炉出力測定装置が提案されている。γ線温度計
は、核***性物質を用いて中性子束を計測するＬＰＲＭ
検出器とは異なり、γ線による金属の温度上昇を熱電対
などの測温手段で検出するものであって、その温度上昇
量からγ線量を計算し、それをもとに原子炉出力を算出
することができる。よって、ＬＰＲＭ検出器を用いた原
子炉出力計測のように、核***性物質の経時的な減損に
よる感度劣化を生じることがなく、また、耐被曝性能が
良いため炉内に常時固定設置することができる。
するために、ＴＩＰシステムに代えてγ線温度計を用い
た原子炉出力測定装置が提案されている。γ線温度計
は、核***性物質を用いて中性子束を計測するＬＰＲＭ
検出器とは異なり、γ線による金属の温度上昇を熱電対
などの測温手段で検出するものであって、その温度上昇
量からγ線量を計算し、それをもとに原子炉出力を算出
することができる。よって、ＬＰＲＭ検出器を用いた原
子炉出力計測のように、核***性物質の経時的な減損に
よる感度劣化を生じることがなく、また、耐被曝性能が
良いため炉内に常時固定設置することができる。
【０００６】このような、γ線温度計を用いたＬＰＲＭ
の較正方法およびその装置については、特公平6−31791
号公報に記載されている。
の較正方法およびその装置については、特公平6−31791
号公報に記載されている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】γ線温度計を用いた原
子炉出力の計測およびＬＰＲＭの較正は、ＴＩＰシステ
ムと比較して商業炉における十分な使用実績がなく、そ
の信頼性は十分に確認されていない。
子炉出力の計測およびＬＰＲＭの較正は、ＴＩＰシステ
ムと比較して商業炉における十分な使用実績がなく、そ
の信頼性は十分に確認されていない。
【０００８】特に、プルトニウムを熱中性子炉で燃焼さ
せるプルサーマルや、燃焼期間を延長しようとする高燃
焼度炉心といった新しい核燃料利用計画が適用される場
合には、従来よりも高度な炉心監視が必要とされるた
め、γ線温度計を用いた原子炉出力の計測およびＬＰＲ
Ｍの較正についても十分に信頼性の検討を行わなければ
ならない。
せるプルサーマルや、燃焼期間を延長しようとする高燃
焼度炉心といった新しい核燃料利用計画が適用される場
合には、従来よりも高度な炉心監視が必要とされるた
め、γ線温度計を用いた原子炉出力の計測およびＬＰＲ
Ｍの較正についても十分に信頼性の検討を行わなければ
ならない。
【０００９】しかしながら、上述の従来技術では、γ線
温度計を用いた原子炉出力の計測の信頼性の確認につい
て配慮されていない。
温度計を用いた原子炉出力の計測の信頼性の確認につい
て配慮されていない。
【００１０】本発明の目的は、γ線温度計を用いた原子
炉出力の計測の信頼性を確認できる原子炉出力測定装置
を提供することにある。
炉出力の計測の信頼性を確認できる原子炉出力測定装置
を提供することにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する本発
明の特徴は、原子炉内に固定されて中性子束を検出する
第１中性子束検出器と、原子炉内に設けられた案内管内
を移動可能で中性子束を検出する第２中性子束検出器
と、前記原子炉内に固定されてγ線照射による金属の温
度上昇を検出するγ線温度計と、前記第１中性子束検出
器により検出された中性子束、前記第２中性子束検出器
により検出された中性子束、及び前記γ線温度計により
検出された温度上昇の各々に基づいて、それぞれに対応
した原子炉出力を求める演算手段とを備えることにあ
る。
明の特徴は、原子炉内に固定されて中性子束を検出する
第１中性子束検出器と、原子炉内に設けられた案内管内
を移動可能で中性子束を検出する第２中性子束検出器
と、前記原子炉内に固定されてγ線照射による金属の温
度上昇を検出するγ線温度計と、前記第１中性子束検出
器により検出された中性子束、前記第２中性子束検出器
により検出された中性子束、及び前記γ線温度計により
検出された温度上昇の各々に基づいて、それぞれに対応
した原子炉出力を求める演算手段とを備えることにあ
る。
【００１２】γ線温度計に加えて、案内管内を移動可能
な第２中性子束検出器を備えることにより、γ線温度計
の検出結果に基づいて求められた原子炉出力の信頼性
を、第２中性子束検出器の検出結果に基づいて求められ
た原子炉出力により確認することができる。
な第２中性子束検出器を備えることにより、γ線温度計
の検出結果に基づいて求められた原子炉出力の信頼性
を、第２中性子束検出器の検出結果に基づいて求められ
た原子炉出力により確認することができる。
【００１３】
【発明の実施の形態】以下、図面を用いて本発明の実施
例を詳細に説明する。
例を詳細に説明する。
【００１４】（実施例１）図１は、本発明の好適な一実
施例である原子炉出力測定装置を示す。図１において、
原子炉圧力容器３の炉心２内には検出器集合体１ａ及び
検出器集合体１ｂが設置されている。なお図１では、検
出器集合体１ａ及び検出器集合体１ｂが１体ずつ示され
ているが、実際には炉心２内にそれぞれ複数体設置され
る。
施例である原子炉出力測定装置を示す。図１において、
原子炉圧力容器３の炉心２内には検出器集合体１ａ及び
検出器集合体１ｂが設置されている。なお図１では、検
出器集合体１ａ及び検出器集合体１ｂが１体ずつ示され
ているが、実際には炉心２内にそれぞれ複数体設置され
る。
【００１５】検出器集合体１ａは、固定された４つのＬ
ＰＲＭ検出器（核***電離箱）４Ａ〜４Ｄを備えると共
に、γ線による金属の温度上昇を熱電対により検出する
γ線温度計５Ａ〜５Ｇを備える。γ線温度計５Ａ〜５Ｇ
は、検出器集合体１ａ内に間隔を置いて設置されてい
る。γ線温度計の個数と間隔は軸方向の連続的な出力分
布をＴＩＰと同等もしくはそれ以上に監視できるように
あらかじめ工場での製作において設定される。例えば、
γ線温度計を設定する原子炉の出力分布の微分係数を中
性子輸送計算コードを用いて数値シミュレーションで計
算し、この微分係数値が大きい部分の間隔を密とする。
検出器集合体１ａは、ＴＩＰ７を取り付けたケーブルが
内部を軸方向に移動する案内管６も備える。一方、検出
器集合体１ｂは、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄと案内管６
を備える。これらの検出器集合体１ａ，１ｂは原子炉圧
力容器３の下鏡に設けられた計装ハウジング８により固
定されている。なお、計装ハウジング８の下端には炉水
がもれないようにシールがされている。
ＰＲＭ検出器（核***電離箱）４Ａ〜４Ｄを備えると共
に、γ線による金属の温度上昇を熱電対により検出する
γ線温度計５Ａ〜５Ｇを備える。γ線温度計５Ａ〜５Ｇ
は、検出器集合体１ａ内に間隔を置いて設置されてい
る。γ線温度計の個数と間隔は軸方向の連続的な出力分
布をＴＩＰと同等もしくはそれ以上に監視できるように
あらかじめ工場での製作において設定される。例えば、
γ線温度計を設定する原子炉の出力分布の微分係数を中
性子輸送計算コードを用いて数値シミュレーションで計
算し、この微分係数値が大きい部分の間隔を密とする。
検出器集合体１ａは、ＴＩＰ７を取り付けたケーブルが
内部を軸方向に移動する案内管６も備える。一方、検出
器集合体１ｂは、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄと案内管６
を備える。これらの検出器集合体１ａ，１ｂは原子炉圧
力容器３の下鏡に設けられた計装ハウジング８により固
定されている。なお、計装ハウジング８の下端には炉水
がもれないようにシールがされている。
【００１６】図２は、検出器集合体１ａ及び検出器集合
体１ｂの炉心２における径方向の配置を示す。図２にお
いて、２０１は燃料棒集合体、２０２は制御棒を示し、
○は検出器集合体１ａが配置される位置を、●は検出器
集合体１ｂが配置される位置をそれぞれ示す。また、線
Ｘ−Ｘ′，Ｙ−Ｙ′，Ｕ−Ｕ′，Ｖ−Ｖ′は炉心２の対
称軸を示しており、点Ｏは炉心２の中心を示す。図に示
すように、検出器集合体１ａを対称軸で区切られる領域
ＶＯＸ′及びＹ′ＯＶ′に設置することにより、炉心２
の対称性を利用して検出器集合体１ａが設置されていな
い位置における出力を推定することができる。
体１ｂの炉心２における径方向の配置を示す。図２にお
いて、２０１は燃料棒集合体、２０２は制御棒を示し、
○は検出器集合体１ａが配置される位置を、●は検出器
集合体１ｂが配置される位置をそれぞれ示す。また、線
Ｘ−Ｘ′，Ｙ−Ｙ′，Ｕ−Ｕ′，Ｖ−Ｖ′は炉心２の対
称軸を示しており、点Ｏは炉心２の中心を示す。図に示
すように、検出器集合体１ａを対称軸で区切られる領域
ＶＯＸ′及びＹ′ＯＶ′に設置することにより、炉心２
の対称性を利用して検出器集合体１ａが設置されていな
い位置における出力を推定することができる。
【００１７】図１において、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ
は、炉心２の下方に設置されたものから順に、チャネル
Ａ，チャネルＢ，チャネルＣ，チャネルＤとそれぞれチ
ャネルが割り当てられている。各チャネルは炉心２全体
の局部出力を平均的に監視できるように間隔を空けて配
置されている。各ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄは電圧が印
加されることにより中性子束を検出し、中性子束信号を
出力する。出力された中性子束信号は、コネクタ９ａ，
９ｂ、ケーブル１２ａ，１２ｂを介して局所出力監視装
置２０に伝送される。なお、コネクタ９ａ，９ｂと局所
出力監視装置２０との間には原子炉格納容器の壁１６が
あり、ケーブル１２ａ，１２ｂはそれぞれペネトレーシ
ョン１７ａ，１７ｂを通過する。局所出力監視装置２０
は、各ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄより出力された中性子
束信号をディジタル信号に変換し、その中性子束信号を
出力したＬＰＲＭ検出器の炉心２における位置情報と共
に情報処理部２６に出力する。情報処理部２６は、予め
設定された演算式（以下、ＬＰＲＭ演算式という）を用
いて入力された中性子束信号から原子炉出力を求める。
更に、求めた原子炉出力と入力されたＬＰＲＭ検出器の
位置情報とに基づいて炉心２の原子炉出力分布を求め
る。
は、炉心２の下方に設置されたものから順に、チャネル
Ａ，チャネルＢ，チャネルＣ，チャネルＤとそれぞれチ
ャネルが割り当てられている。各チャネルは炉心２全体
の局部出力を平均的に監視できるように間隔を空けて配
置されている。各ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄは電圧が印
加されることにより中性子束を検出し、中性子束信号を
出力する。出力された中性子束信号は、コネクタ９ａ，
９ｂ、ケーブル１２ａ，１２ｂを介して局所出力監視装
置２０に伝送される。なお、コネクタ９ａ，９ｂと局所
出力監視装置２０との間には原子炉格納容器の壁１６が
あり、ケーブル１２ａ，１２ｂはそれぞれペネトレーシ
ョン１７ａ，１７ｂを通過する。局所出力監視装置２０
は、各ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄより出力された中性子
束信号をディジタル信号に変換し、その中性子束信号を
出力したＬＰＲＭ検出器の炉心２における位置情報と共
に情報処理部２６に出力する。情報処理部２６は、予め
設定された演算式（以下、ＬＰＲＭ演算式という）を用
いて入力された中性子束信号から原子炉出力を求める。
更に、求めた原子炉出力と入力されたＬＰＲＭ検出器の
位置情報とに基づいて炉心２の原子炉出力分布を求め
る。
【００１８】γ線温度計５Ａ〜５Ｇは、炉心２内で発生
したγ線による金属の温度上昇値を熱電対により検出
し、温度上昇信号を出力する。出力された温度上昇信号
は、コネクタ１０，ケーブル１３を介してγ線温度計出
力監視装置２１に伝送される。なお、コネクタ１０とγ
線温度計出力監視装置２１との間には、原子炉格納容器
の壁１６があるため、ケーブル１３はペネトレーション
１８を通過する。γ線温度計出力監視装置２１は、温度
上昇信号をディジタル信号に変換し、その温度上昇信号
から発熱量を演算する。演算した発熱量は、対応するγ
線温度計の炉心２における位置情報と共に情報処理部２
６に出力される。情報処理部２６は、入力された発熱量
信号及びγ線温度計の位置情報に基づいて原子炉出力分
布を求める。なお、情報処理部２６は炉心２の対称性を
利用してγ線温度計５Ａ〜５Ｇが設置されていない位置
における原子炉出力分布も推定することができる。
したγ線による金属の温度上昇値を熱電対により検出
し、温度上昇信号を出力する。出力された温度上昇信号
は、コネクタ１０，ケーブル１３を介してγ線温度計出
力監視装置２１に伝送される。なお、コネクタ１０とγ
線温度計出力監視装置２１との間には、原子炉格納容器
の壁１６があるため、ケーブル１３はペネトレーション
１８を通過する。γ線温度計出力監視装置２１は、温度
上昇信号をディジタル信号に変換し、その温度上昇信号
から発熱量を演算する。演算した発熱量は、対応するγ
線温度計の炉心２における位置情報と共に情報処理部２
６に出力される。情報処理部２６は、入力された発熱量
信号及びγ線温度計の位置情報に基づいて原子炉出力分
布を求める。なお、情報処理部２６は炉心２の対称性を
利用してγ線温度計５Ａ〜５Ｇが設置されていない位置
における原子炉出力分布も推定することができる。
【００１９】ＴＩＰ（核***電離箱）７は、通常時は遮
蔽容器２３に格納されており、中性子束を検出するとき
に案内管１５，１１ａ，１１ｂ，６を通って炉心２内に
移動される。ＴＩＰ７の移動は、ＴＩＰ７が取り付けら
れたケーブルを駆動装置２４によって伸ばしたり巻き取
ったりして行われ、案内管の選択は索引装置（インデク
サ）１４によって行われる。駆動装置２４は、ケーブル
の長さからＴＩＰ７の炉心２内における位置を把握する
機能を有しており、ＴＩＰ７が所望の位置に達した時点
でＴＩＰ７の移動を止める。なお、バルブシステム２２
は、管系内のガスをパージする弁や、緊急時に管系を切
断する切断弁からなる。
蔽容器２３に格納されており、中性子束を検出するとき
に案内管１５，１１ａ，１１ｂ，６を通って炉心２内に
移動される。ＴＩＰ７の移動は、ＴＩＰ７が取り付けら
れたケーブルを駆動装置２４によって伸ばしたり巻き取
ったりして行われ、案内管の選択は索引装置（インデク
サ）１４によって行われる。駆動装置２４は、ケーブル
の長さからＴＩＰ７の炉心２内における位置を把握する
機能を有しており、ＴＩＰ７が所望の位置に達した時点
でＴＩＰ７の移動を止める。なお、バルブシステム２２
は、管系内のガスをパージする弁や、緊急時に管系を切
断する切断弁からなる。
【００２０】炉心２内において所望の位置に停止したＴ
ＩＰ７は、その位置における中性子束を検出し、中性子
束信号を出力する。出力された中性子束信号は、ＴＩＰ
７が取り付けられたケーブルを介してＴＩＰ処理装置２
５に伝送される。ＴＩＰ処理装置２５は、中性子束信号
をディジタル信号に変換し、その中性子束信号を出力し
たときのＴＩＰ７の炉心２における位置情報と共に情報
処理部２６に出力する。情報処理部２６は入力された中
性子束信号に基づいて、ＴＩＰ７が中性子束を検出した
位置における原子炉出力を演算する。ＴＩＰ７を案内管
６の様々な位置に移動させて中性子束を検出することに
より、炉心２全体における原子炉出力分布を求めること
ができる。
ＩＰ７は、その位置における中性子束を検出し、中性子
束信号を出力する。出力された中性子束信号は、ＴＩＰ
７が取り付けられたケーブルを介してＴＩＰ処理装置２
５に伝送される。ＴＩＰ処理装置２５は、中性子束信号
をディジタル信号に変換し、その中性子束信号を出力し
たときのＴＩＰ７の炉心２における位置情報と共に情報
処理部２６に出力する。情報処理部２６は入力された中
性子束信号に基づいて、ＴＩＰ７が中性子束を検出した
位置における原子炉出力を演算する。ＴＩＰ７を案内管
６の様々な位置に移動させて中性子束を検出することに
より、炉心２全体における原子炉出力分布を求めること
ができる。
【００２１】情報処理部２６は、γ線温度計５Ａ〜５Ｇ
の出力結果に基づいて求められた原子炉出力分布とＴＩ
Ｐ７の出力結果に基づいて求められた原子炉出力分布と
を比較することによって、γ線温度計５Ａ〜５Ｇの出力
結果に基づいて求めた原子炉出力分布の信頼性を確認す
る。すなわち、信頼性が十分に確認されているTIP7を用
いて求めた原子炉出力分布を基準に、γ線温度計を用い
て求めた原子炉出力分布の信頼性を確認する。
の出力結果に基づいて求められた原子炉出力分布とＴＩ
Ｐ７の出力結果に基づいて求められた原子炉出力分布と
を比較することによって、γ線温度計５Ａ〜５Ｇの出力
結果に基づいて求めた原子炉出力分布の信頼性を確認す
る。すなわち、信頼性が十分に確認されているTIP7を用
いて求めた原子炉出力分布を基準に、γ線温度計を用い
て求めた原子炉出力分布の信頼性を確認する。
【００２２】比較した両者に差があった場合、その差異
をもたらす原因と考えられる条件、例えば、制御棒位
置，再循環流量，炉水温度，給水温度などをもとにγ線
温度計の学習を行う。また、両者に差があった場合に
は、ＬＰＲＭ演算式の較正を、ＴＩＰ７を用いて求めら
れた原子炉出力分布に基づいて行う。一方、両者にほと
んど差がない場合には、γ線温度計を用いて求めた原子
炉出力分布に基づいてＬＰＲＭ演算式の較正を行う。
をもたらす原因と考えられる条件、例えば、制御棒位
置，再循環流量，炉水温度，給水温度などをもとにγ線
温度計の学習を行う。また、両者に差があった場合に
は、ＬＰＲＭ演算式の較正を、ＴＩＰ７を用いて求めら
れた原子炉出力分布に基づいて行う。一方、両者にほと
んど差がない場合には、γ線温度計を用いて求めた原子
炉出力分布に基づいてＬＰＲＭ演算式の較正を行う。
【００２３】以上説明したように、本実施例によれば、
炉心２内にγ線温度計５Ａ〜５ＧとＴＩＰ７の両者を設
置することにより、ＴＩＰ７の検出結果に基づいて求め
られた原子炉出力分布によりγ線温度計５Ａ〜５Ｇの検
出結果に基づいて求められた原子炉出力分布の信頼性を
確認することができる。また、何らかの理由でγ線温度
計５Ａ〜５Ｇの出力結果がＬＰＲＭ演算式の較正に使え
ない場合でも、TIP7を用いてＬＰＲＭ演算式の較正を行
うことができる。
炉心２内にγ線温度計５Ａ〜５ＧとＴＩＰ７の両者を設
置することにより、ＴＩＰ７の検出結果に基づいて求め
られた原子炉出力分布によりγ線温度計５Ａ〜５Ｇの検
出結果に基づいて求められた原子炉出力分布の信頼性を
確認することができる。また、何らかの理由でγ線温度
計５Ａ〜５Ｇの出力結果がＬＰＲＭ演算式の較正に使え
ない場合でも、TIP7を用いてＬＰＲＭ演算式の較正を行
うことができる。
【００２４】なお、本実施例では、図２に示すように炉
心２を径方向に８等分して得られる領域毎に設置する検
出器集合体を決めているが、図３に示すように、検出器
集合体１ａと検出器集合体１ｂとが隣り合わないように
両者を交互に配置しても良い。図３のように検出器集合
体１ａ，１ｂを配置することでγ線温度計５Ａ〜５Ｇが
炉心２全体に均等に配置されるので、炉心２の径方向に
おける出力分布の違いや、径方向における流量バランス
の違いがγ線温度計５Ａ〜５Ｇの出力値にどのような影
響を与えるのかを調べることができる。
心２を径方向に８等分して得られる領域毎に設置する検
出器集合体を決めているが、図３に示すように、検出器
集合体１ａと検出器集合体１ｂとが隣り合わないように
両者を交互に配置しても良い。図３のように検出器集合
体１ａ，１ｂを配置することでγ線温度計５Ａ〜５Ｇが
炉心２全体に均等に配置されるので、炉心２の径方向に
おける出力分布の違いや、径方向における流量バランス
の違いがγ線温度計５Ａ〜５Ｇの出力値にどのような影
響を与えるのかを調べることができる。
【００２５】また、本実施例において、検出器集合体１
ｂに代えて検出器集合体１ａを設置することにより炉心
２全体に検出器集合体１ａを配置しても良い。この場
合、γ線温度計５Ａ〜５Ｇの数が増えてしまうが、径方
向の全ての位置においてγ線温度計５Ａ〜５Ｇの検出値
を得ることができるので、推定を行う場合よりも出力分
布を正確に求めることができる。
ｂに代えて検出器集合体１ａを設置することにより炉心
２全体に検出器集合体１ａを配置しても良い。この場
合、γ線温度計５Ａ〜５Ｇの数が増えてしまうが、径方
向の全ての位置においてγ線温度計５Ａ〜５Ｇの検出値
を得ることができるので、推定を行う場合よりも出力分
布を正確に求めることができる。
【００２６】更に、本実施例では、比較を行う値として
原子炉出力を用いたが、熱流量（熱流束）を用いてもよ
い。
原子炉出力を用いたが、熱流量（熱流束）を用いてもよ
い。
【００２７】（実施例２）本発明の他の実施例である原
子炉出力測定装置について図４を用いて説明する。本実
施例は、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ，γ線温度計５Ａ〜
５Ｇ、及びTIP7からなる検出器集合体１ａに代えて、Ｌ
ＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ及びＴＩＰ７からなる検出器集
合体１ｃを炉心２内に設ける点で実施例１と異なる。以
下、実施例１と異なる箇所を説明する。
子炉出力測定装置について図４を用いて説明する。本実
施例は、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ，γ線温度計５Ａ〜
５Ｇ、及びTIP7からなる検出器集合体１ａに代えて、Ｌ
ＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ及びＴＩＰ７からなる検出器集
合体１ｃを炉心２内に設ける点で実施例１と異なる。以
下、実施例１と異なる箇所を説明する。
【００２８】図４に示すように、本実施例では、炉心２
に検出器集合体１ｂ及び検出器集合体１ｃが設置され
る。なお、検出器集合体１ｃが実施例１の検出器集合体
１ａと異なるのはＴＩＰ７が移動する案内管６を設けて
いない点のみであり、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ，γ線
温度計５Ａ〜５Ｇについては検出器集合体１ａと同様で
あるので説明を省略する。なお、炉心２における径方向
の配置も検出器集合体１ａと同様である。
に検出器集合体１ｂ及び検出器集合体１ｃが設置され
る。なお、検出器集合体１ｃが実施例１の検出器集合体
１ａと異なるのはＴＩＰ７が移動する案内管６を設けて
いない点のみであり、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ，γ線
温度計５Ａ〜５Ｇについては検出器集合体１ａと同様で
あるので説明を省略する。なお、炉心２における径方向
の配置も検出器集合体１ａと同様である。
【００２９】本実施例によれば、実施例１に比べて、案
内管を減らすことによりドライウェルの配管を簡素化す
ることができる。
内管を減らすことによりドライウェルの配管を簡素化す
ることができる。
【００３０】なお本実施例では、炉心２の対称性を利用
し、検出器集合体１ｂのＴＩＰ７の検出値に基づいて検
出器集合体１ｃにおける原子炉出力分布を推定する。そ
の原子炉出力分布と、検出器集合体１ｃのγ線温度計５
Ａ〜５Ｇを用いて求めた原子炉出力分布とを比較するこ
とによって、γ線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて求めた原子
炉出力分布の信頼性を確認することができる。
し、検出器集合体１ｂのＴＩＰ７の検出値に基づいて検
出器集合体１ｃにおける原子炉出力分布を推定する。そ
の原子炉出力分布と、検出器集合体１ｃのγ線温度計５
Ａ〜５Ｇを用いて求めた原子炉出力分布とを比較するこ
とによって、γ線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて求めた原子
炉出力分布の信頼性を確認することができる。
【００３１】また、本実施例において、検出器集合体１
ｂと検出器集合体１ｃの径方向における配置を入替える
ことも可能である。つまり図２において、○で示される
位置に検出器集合体１ｂを、●で示される位置に検出器
集合体１ｃを配置してもよい。このような配置を行った
場合、炉心２に設置される検出器集合体の４分の３が検
出器集合体１ｃとなるため、案内管の数を大幅に減らす
ことができ、ドライウェルにおける配管を大幅に簡素化
することができる。
ｂと検出器集合体１ｃの径方向における配置を入替える
ことも可能である。つまり図２において、○で示される
位置に検出器集合体１ｂを、●で示される位置に検出器
集合体１ｃを配置してもよい。このような配置を行った
場合、炉心２に設置される検出器集合体の４分の３が検
出器集合体１ｃとなるため、案内管の数を大幅に減らす
ことができ、ドライウェルにおける配管を大幅に簡素化
することができる。
【００３２】なおこの場合にも、炉心２の対称性を利用
し、検出器集合体１ｂのＴＩＰ７の検出値に基づいて検
出器集合体１ｃにおける原子炉出力分布を推定すること
ができ、その原子炉出力分布と、検出器集合体１ｃのγ
線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて求めた原子炉出力分布とを
比較することによって、γ線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて
求めた原子炉出力分布の信頼性を確認することができ
る。このとき、γ線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて求めた原
子炉出力分布が必要とされる信頼性を有していなかった
場合には、安全性を確保するという観点から原子炉を停
止するのが好ましいが、検出器集合体１ｂのＴＩＰ７の
検出値に基づいて推定された原子炉出力分布を用いてＬ
ＰＲＭ演算式の較正等を行うことも可能である。
し、検出器集合体１ｂのＴＩＰ７の検出値に基づいて検
出器集合体１ｃにおける原子炉出力分布を推定すること
ができ、その原子炉出力分布と、検出器集合体１ｃのγ
線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて求めた原子炉出力分布とを
比較することによって、γ線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて
求めた原子炉出力分布の信頼性を確認することができ
る。このとき、γ線温度計５Ａ〜５Ｇを用いて求めた原
子炉出力分布が必要とされる信頼性を有していなかった
場合には、安全性を確保するという観点から原子炉を停
止するのが好ましいが、検出器集合体１ｂのＴＩＰ７の
検出値に基づいて推定された原子炉出力分布を用いてＬ
ＰＲＭ演算式の較正等を行うことも可能である。
【００３３】（実施例３）本発明の他の実施例である原
子炉出力測定装置について図５を用いて説明する。本実
施例は、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ及びγ線温度計５Ａ
〜５Ｇからなる検出器集合体１ｃに代えて、ＬＰＲＭ検
出器４Ａ〜４Ｄ，γ線温度計５Ａ〜５Ｇ、及び中空の案
内管６′からなる検出器集合体１ｄを炉心２内に設ける
点で実施例２と異なる。以下、実施例２と異なる箇所に
ついて説明する。
子炉出力測定装置について図５を用いて説明する。本実
施例は、ＬＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ及びγ線温度計５Ａ
〜５Ｇからなる検出器集合体１ｃに代えて、ＬＰＲＭ検
出器４Ａ〜４Ｄ，γ線温度計５Ａ〜５Ｇ、及び中空の案
内管６′からなる検出器集合体１ｄを炉心２内に設ける
点で実施例２と異なる。以下、実施例２と異なる箇所に
ついて説明する。
【００３４】図５に示すように、検出器集合体１ｄはＬ
ＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ，γ線温度計５Ａ〜５Ｇに加え
て、中空の案内管６′を有する。中空の案内管６′は、
案内管６と同じものであるが、索引装置１４にはつなが
っておらず、また内部をTIP7が移動することもない。
ＰＲＭ検出器４Ａ〜４Ｄ，γ線温度計５Ａ〜５Ｇに加え
て、中空の案内管６′を有する。中空の案内管６′は、
案内管６と同じものであるが、索引装置１４にはつなが
っておらず、また内部をTIP7が移動することもない。
【００３５】γ線温度計５Ａ〜５Ｇは温度を計測するも
のであって、周囲の冷却水流れの状態により計測値が変
化しうるため、検出器集合体内に案内管６が存在する場
合と存在しない場合とでは検出値に差異が生じる可能性
がある。本実施例では中空の案内管６′を設けることに
より、検出器集合体１ｄ内部の流路面積や局所流量等の
熱水力的条件を検出器集合体１ｃ内部と同等にしてい
る。このように熱水力的条件を等しくした検出器集合体
１ｃ，１ｄにおいて得られた出力分布が異なる場合、そ
の原因は熱水力的な影響ではないと判断することがで
き、原因の追求を行い易くなる。
のであって、周囲の冷却水流れの状態により計測値が変
化しうるため、検出器集合体内に案内管６が存在する場
合と存在しない場合とでは検出値に差異が生じる可能性
がある。本実施例では中空の案内管６′を設けることに
より、検出器集合体１ｄ内部の流路面積や局所流量等の
熱水力的条件を検出器集合体１ｃ内部と同等にしてい
る。このように熱水力的条件を等しくした検出器集合体
１ｃ，１ｄにおいて得られた出力分布が異なる場合、そ
の原因は熱水力的な影響ではないと判断することがで
き、原因の追求を行い易くなる。
【００３６】また、本実施例によれば、検出器集合体１
ｄにおいてＴＩＰ７による中性子束の検出を行う必要が
生じた場合に、案内管６′と索引装置１４とをつなぐ案
内管を追加するだけでよく、簡単な作業で検出器集合体
１ｄにおいてＴＩＰ７を使用可能となる。
ｄにおいてＴＩＰ７による中性子束の検出を行う必要が
生じた場合に、案内管６′と索引装置１４とをつなぐ案
内管を追加するだけでよく、簡単な作業で検出器集合体
１ｄにおいてＴＩＰ７を使用可能となる。
【００３７】（実施例４）本発明の他の実施例である原
子炉出力測定装置について図６を用いて説明する。本実
施例は、炉心２内に設置する検出器集合体を全てＬＰＲ
Ｍ検出器４Ａ〜４Ｄ及びγ線温度計５Ａ〜５Ｇからなる
検出器集合体１ｃとする点で実施例２と異なる。以下、
実施例２と異なる箇所について説明する。
子炉出力測定装置について図６を用いて説明する。本実
施例は、炉心２内に設置する検出器集合体を全てＬＰＲ
Ｍ検出器４Ａ〜４Ｄ及びγ線温度計５Ａ〜５Ｇからなる
検出器集合体１ｃとする点で実施例２と異なる。以下、
実施例２と異なる箇所について説明する。
【００３８】本実施例は、炉心２全体に設置されたγ線
温度計５Ａ〜５Ｇを用いて炉心２全体の原子炉出力分布
を求める。そして求めた原子炉出力分布に基づいて、LP
RM演算式を較正する。なお、ＴＩＰを用いた原子炉出力
の測定は行わない。以上の点で本実施例は従来技術と相
違がないが、本実施例の原子炉出力測定装置は更に索引
装置１４，案内管１５，バルブシステム２２，遮蔽容器
２３，駆動装置２４を備える。
温度計５Ａ〜５Ｇを用いて炉心２全体の原子炉出力分布
を求める。そして求めた原子炉出力分布に基づいて、LP
RM演算式を較正する。なお、ＴＩＰを用いた原子炉出力
の測定は行わない。以上の点で本実施例は従来技術と相
違がないが、本実施例の原子炉出力測定装置は更に索引
装置１４，案内管１５，バルブシステム２２，遮蔽容器
２３，駆動装置２４を備える。
【００３９】このようにＴＩＰシステムの一部を備える
ことにより、ガンマ線温度計だけでは炉心の監視が不十
分であると判断されるような複雑な燃料装荷体系になっ
た場合においても、案内管を設置するだけでＴＩＰを用
いた炉心の監視を行うことが可能となる。
ことにより、ガンマ線温度計だけでは炉心の監視が不十
分であると判断されるような複雑な燃料装荷体系になっ
た場合においても、案内管を設置するだけでＴＩＰを用
いた炉心の監視を行うことが可能となる。
【００４０】なお、本実施例による原子炉出力の監視
は、実施例１〜３の原子炉出力測定装置によりガンマ線
温度計の信頼性を十分に確認した後に、行うのが好まし
い。
は、実施例１〜３の原子炉出力測定装置によりガンマ線
温度計の信頼性を十分に確認した後に、行うのが好まし
い。
【００４１】（実施例５）本発明の他の実施例である原
子炉出力測定装置について図７を用いて説明する。本実
施例は、炉心２内に設置する検出器集合体を全てＬＰＲ
Ｍ検出器４Ａ〜４Ｄ及び内部をＴＩＰ７が移動する案内
管６からなる検出器集合体１ｂとする点で実施例１と異
なる。以下、実施例１と異なる箇所について説明する。
子炉出力測定装置について図７を用いて説明する。本実
施例は、炉心２内に設置する検出器集合体を全てＬＰＲ
Ｍ検出器４Ａ〜４Ｄ及び内部をＴＩＰ７が移動する案内
管６からなる検出器集合体１ｂとする点で実施例１と異
なる。以下、実施例１と異なる箇所について説明する。
【００４２】本実施例は、炉心２全体に設置された案内
管６の内部にＴＩＰ７を移動させて炉心２全体の原子炉
出力分布を求める。そして求めた原子炉出力分布に基づ
いて、ＬＰＲＭ演算式を較正する。なお、γ線温度計を
用いた原子炉出力の測定は行わないが、本実施例の原子
炉出力測定装置は原子炉格納容器の壁１６にγ線温度計
の信号ケーブル用のペネトレーション１８ａ，１８ｂを
備える。
管６の内部にＴＩＰ７を移動させて炉心２全体の原子炉
出力分布を求める。そして求めた原子炉出力分布に基づ
いて、ＬＰＲＭ演算式を較正する。なお、γ線温度計を
用いた原子炉出力の測定は行わないが、本実施例の原子
炉出力測定装置は原子炉格納容器の壁１６にγ線温度計
の信号ケーブル用のペネトレーション１８ａ，１８ｂを
備える。
【００４３】このようにペネトレーション１８ａ，１８
ｂを備えることにより、γ線温度計による炉心の監視を
新たに開始する場合に、ペネトレーションを作るための
工事を行うことなく簡単にγ線温度計を用いた炉心の監
視を始めることができる。
ｂを備えることにより、γ線温度計による炉心の監視を
新たに開始する場合に、ペネトレーションを作るための
工事を行うことなく簡単にγ線温度計を用いた炉心の監
視を始めることができる。
【００４４】
【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、γ
線温度計の検出結果に基づいて求められた原子炉出力の
信頼性を確認することができる。
線温度計の検出結果に基づいて求められた原子炉出力の
信頼性を確認することができる。
【図１】本発明の好適な一実施例である原子炉出力測定
装置の構成図である。
装置の構成図である。
【図２】図１の炉心２の径方向における検出器集合体の
配置の例を示す図である。
配置の例を示す図である。
【図３】図１の炉心２の径方向における検出器集合体の
配置の例を示す図である。
配置の例を示す図である。
【図４】本発明の他の実施例である原子炉出力測定装置
の構成図である。
の構成図である。
【図５】本発明の他の実施例である原子炉出力測定装置
の構成図である。
の構成図である。
【図６】本発明の他の実施例である原子炉出力測定装置
の構成図である。
の構成図である。
【図７】本発明の他の実施例である原子炉出力測定装置
の構成図である。
の構成図である。
１ａ〜１ｄ…検出器集合体、２…炉心、３…原子炉圧力
容器、４Ａ〜４Ｄ…ＬＰＲＭ検出器、５Ａ〜５Ｇ…γ線
温度計、６，１１ａ，１１ｂ，１５…案内管、７…ＴＩ
Ｐ、８…計装ハウジング、９ａ，９ｂ，１０ａ，１０ｂ
…コネクタ、１２ａ，１２ｂ，１３ａ，１３ｂ…ケーブ
ル、１４…索引装置、１６…原子炉格納容器の壁、１７
ａ，１７ｂ，１８ａ，１８ｂ，１９…ペネトレーショ
ン、２０…局所出力監視装置、２１…γ線温度計出力監
視装置、２２…バルブシステム、２３…遮蔽容器、２４
…駆動装置、２５…ＴＩＰ処理装置、２６…情報処理
部。
容器、４Ａ〜４Ｄ…ＬＰＲＭ検出器、５Ａ〜５Ｇ…γ線
温度計、６，１１ａ，１１ｂ，１５…案内管、７…ＴＩ
Ｐ、８…計装ハウジング、９ａ，９ｂ，１０ａ，１０ｂ
…コネクタ、１２ａ，１２ｂ，１３ａ，１３ｂ…ケーブ
ル、１４…索引装置、１６…原子炉格納容器の壁、１７
ａ，１７ｂ，１８ａ，１８ｂ，１９…ペネトレーショ
ン、２０…局所出力監視装置、２１…γ線温度計出力監
視装置、２２…バルブシステム、２３…遮蔽容器、２４
…駆動装置、２５…ＴＩＰ処理装置、２６…情報処理
部。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き Ｆターム(参考） 2G075 CA04 CA08 CA45 CA50 DA03 DA08 DA20 FA06 FA19 FB07 FB08 FB09 FB10 FC11 FC13 FC19 GA15 GA35
Claims (7)
- 【請求項１】原子炉内に固定されて中性子束を検出する
第１中性子束検出器と、原子炉内に設けられた案内管内
を移動可能で中性子束を検出する第２中性子束検出器
と、前記原子炉内に固定されてγ線照射による金属の温
度上昇を検出するγ線温度計と、前記第１中性子束検出
器により検出された中性子束、前記第２中性子束検出器
により検出された中性子束、及び前記γ線温度計により
検出された温度上昇の各々に基づいて、それぞれに対応
した原子炉出力を求める演算手段とを備えることを特徴
とする原子炉出力測定装置。 - 【請求項２】原子炉内に固定されて中性子束を検出する
第１中性子束検出器、中性子束を検出する第２中性子束
検出器が内部を移動可能な案内管、及び前記原子炉内に
固定されてγ線照射による金属の温度上昇を検出するγ
線温度計を格納する第１計装管と、原子炉内に固定され
て中性子束を検出する第１中性子束検出器、及び中性子
束を検出する第２中性子束検出器が内部を移動可能な案
内管を格納する第２計装管と、前記第１中性子束検出器
により検出された中性子束、前記第２中性子束検出器に
より検出された中性子束、及び前記γ線温度計により検
出された温度上昇の各々に基づいて、それぞれに対応し
た原子炉出力を求める演算手段とを備えることを特徴と
する原子炉出力測定装置。 - 【請求項３】原子炉内に固定されて中性子束を検出する
第１中性子束検出器、及び前記原子炉内に固定されてγ
線照射による金属の温度上昇を検出するγ線温度計を格
納する第１計装管と、原子炉内に固定されて中性子束を
検出する第１中性子束検出器、及び中性子束を検出する
第２中性子束検出器が内部を移動可能な案内管を格納す
る第２計装管と、前記第１中性子束検出器により検出さ
れた中性子束、前記第２中性子束検出器により検出され
た中性子束、及び前記γ線温度計により検出された温度
上昇の各々に基づいて、それぞれに対応した原子炉出力
を求める演算手段とを備えることを特徴とする原子炉出
力測定装置。 - 【請求項４】原子炉内に固定されて中性子束を検出する
第１中性子束検出器、中空の案内管、及び前記原子炉内
に固定されてγ線照射による金属の温度上昇を検出する
γ線温度計を格納する第１計装管と、原子炉内に固定さ
れて中性子束を検出する第１中性子束検出器、及び中性
子束を検出する第２中性子束検出器が内部を移動可能な
案内管を格納する第２計装管と、前記第１中性子束検出
器により検出された中性子束、前記第２中性子束検出器
により検出された中性子束、及び前記γ線温度計により
検出された温度上昇の各々に基づいて、それぞれに対応
した原子炉出力を求める演算手段とを備えることを特徴
とする原子炉出力測定装置。 - 【請求項５】炉心を対称軸により分割してなる８つの領
域毎に前記第１計装管と前記第２計装管のいずれか一方
が配置されることを特徴とする請求項２乃至４のいずれ
かに記載の原子炉出力測定装置。 - 【請求項６】前記第２中性子束検出器により検出された
中性子束に基づいて求められた原子炉出力によって、前
記γ線温度計により検出された温度上昇に基づいて求め
られた原子炉出力が正しいか否かを判定する判定手段を
備えたことを特徴とする請求項１乃至５のいずれかに記
載の原子炉出力測定装置。 - 【請求項７】前記演算手段は、予め設定された演算式を
用いて、前記第１中性子束検出器で検出された中性子束
から原子炉出力を求めるものであって、 前記判定手段によって前記γ線温度計により検出された
温度上昇に基づいて求められた原子炉出力が正しいと判
定された場合に、その原子炉出力に基づいて前記演算式
を較正することを特徴とする請求項６記載の原子炉出力
測定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11064349A JP2000258586A (ja) | 1999-03-11 | 1999-03-11 | 原子炉出力測定装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11064349A JP2000258586A (ja) | 1999-03-11 | 1999-03-11 | 原子炉出力測定装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000258586A true JP2000258586A (ja) | 2000-09-22 |
Family
ID=13255689
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11064349A Pending JP2000258586A (ja) | 1999-03-11 | 1999-03-11 | 原子炉出力測定装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000258586A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002286890A (ja) * | 2001-03-28 | 2002-10-03 | Toshiba Corp | 放射線検出装置 |
| JP2003066185A (ja) * | 2001-08-29 | 2003-03-05 | Toshiba Corp | 放射線検出器の交換方法 |
| JP2006145417A (ja) * | 2004-11-22 | 2006-06-08 | Toshiba Corp | 移動式原子炉内中性子測定装置およびその方法 |
| FR2968448A1 (fr) * | 2010-12-03 | 2012-06-08 | Commissariat Energie Atomique | Cellule calorimetrique mobile pour mesure d'echauffement en cœur de reacteur nucleaire |
| JP2012225859A (ja) * | 2011-04-22 | 2012-11-15 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 制御棒案内シンブルの温度測定体、燃料集合体の温度測定装置および温度測定方法 |
| EP2071360A3 (en) * | 2007-12-13 | 2016-11-02 | Global Nuclear Fuel-Americas, LLC | Transverse in-core probe monitoring and calibration device for nuclear power plants, and method thereof |
-
1999
- 1999-03-11 JP JP11064349A patent/JP2000258586A/ja active Pending
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002286890A (ja) * | 2001-03-28 | 2002-10-03 | Toshiba Corp | 放射線検出装置 |
| JP4533552B2 (ja) * | 2001-03-28 | 2010-09-01 | 株式会社東芝 | 放射線検出装置 |
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