JP2016045191A - 多重熱電対炉内核計測器、それを利用した重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法 - Google Patents

Abstract

【課題】多重熱電対炉内核計測器、それを利用した重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法を提供する。【解決手段】多重熱電対炉内核計測器は、断面が円形である中心管１１０と外部保護管１５０との間の空間に信号補償用検出器１４０、熱電対１２１、１２２、１２３、１２４、１２５及び複数の中性子検出器１７０が設置され、前記熱電対は、互いに異なる高さに測温点が形成された複数の熱電対からなる。【選択図】図５

Description

本発明は、内部に互いに異なる高さの測温点を有する複数の熱電対を備えて原子炉内部の互いに異なる高さでの温度情報を提供することによって、原子炉内部状態をより正確に診断することを容易にするようにした多重熱電対炉内核計測器、それを利用した重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法に関する。

固定型に設置される炉内核計測器は、原子炉内部に複数、例えば、６１個が設置されて原子炉内の中性子束(ｎｅｕｔｒｏｎ ｆｌｕｘ)を３次元的に正確に計測し、その出力分布をモニタリングすることができるように支援する。このような炉内核計測器の核心部品は、中性子を吸収して信号電流を放出するエミッタ(ｅｍｉｔｔｅｒ)を有している自己出力形中性子検出器(Ｓｅｌｆ Ｐｏｗｅｒｅｄ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｄｅｔｅｃｔｏｒ)である。

従来、ロジウム(Ｒｈ)を使用した自己出力形中性子検出器は、ロジウムエミッタ物質の中性子捕獲反応原理により作動される。ロジウムに入射された中性子が捕獲されると、ベータ(ｂｅｔａ)崩壊を経由しながらエミッタを離脱するほどの十分なエネルギーを有する高エネルギーの電子を放出する。放出された電子は、酸化アルミニウム(Ａｌ２Ｏ３)絶縁体(ｉｎｓｕｌａｔｏｒ)を経由してコレクター(ｃｏｌｌｅｃｔｏｒ)に集まってエミッタに付着された導体(ｃｏｎｄｕｃｔｏｒ)には陽電荷が生成される。生成された陽電荷はエミッタの中性子吸収率に比例して電流を生成する。エミッタ材料によって、ロジウム検出器(Ｒｈ−ｄｅｔｅｃｔｏｒ)、バナジウム検出器(Ｖ−ｄｅｔｅｃｔｏｒ)、コバルト検出器(Ｃｏ−ｄｅｔｅｃｔｏｒ)または白金検出器(Ｐｔ−ｄｅｔｅｃｔｏｒ)などに区分される。

図１は、従来の炉内核計測器の正面図である。図１に示すように、従来の炉内核計測器１０は、計測部２０、シールプラグ(ｓｅａｌ ｐｌｕｇ)３０、フラキシブルホース(ｆｌｅｘｉｂｌｅ ｈｏｓｅ)４０及びコネクタ(ｃｏｎｎｅｃｔｏｒ)で構成される。計測部２０は、外部保護管２５が囲んでおり、ブリットノーズ(ｂｕｌｌｅｔ−ｎｏｓｅ)２６が計測部２０の一端に連結されている。計測部２０は、ガイドチューブ(図示せず)を介して原子炉内部に挿入され、長さが約３６ｍである。

図２は、図１のＡ−Ａ線に沿う縦断面図である。図２に示すように、従来の炉内核計測器１０の計測部２０は、中心管２１、熱電対２２、信号補償用検出器２４、外部保護管２５及び中性子検出器２７を含んで構成される。

前述した構成において、中心管２１は、計測部２０の内部を長さ方向に貫通しており、ガイドチューブと直径を合わせるために中空のチューブ形態からなり、その長さもほぼ規格化されている。熱電対２２は、断面が円形である一対のケーブル、即ち、クロメル素線２２ａ及びアルメル素線２２ｂからなって原子炉内部の冷却水の温度を測定するのに使われ、Ｋ型熱電対が主に使われる。中性子検出器２７も断面が円形であるケーブル形態で具現され、総５個(本)が設置されて原子炉内部の中性子束を測定する。１個(本)の信号補償用検出器２４も断面が円形であるケーブル形態で具現されてバックグラウンド信号(雑音)を測定する。

ここで、各中性子検出器２７、熱電対２２及び信号補償用検出器２４(以下、これらを総称して‘検出器’という)の長さと直径がほぼ同じであり、これらが中心管２１と外部保護管２５との間の空間に中心管２１を取り囲むように配置される時、中心管２１と各検出器の直径差による検出器の流動防止及び各中性子検出器２７を所望の位置(角度)に配置するために空いた空間を満たす総８個(本)のフィラーケーブル２３が備えられる。

しかし、前述したような従来の炉内核計測器によると、総８個のフィラーケーブルが単に各検出器の流動防止及び間隔維持の用途としてのみ備えられるため、相対的に高価な炉内核計測器の活用度がそれだけ下がる問題点があった。

一方、図３を参照すると、従来の原子炉の炉内核計測器１０は、原子炉内部に挿入されて原子炉の炉心内部の中性子束と炉心上段の出口の温度をモニタリングする。炉内核計測器１０は、ガイドチューブ１００５を介して原子炉１００１の内部に挿入され、終端に唯一に存在するＫ型(Ｋ−ｔｙｐｅ)熱電対を利用して炉心出口温度(６５０度基準)を基準にして重大事故進入要件としている。

即ち、従来の炉内核計測器１０は、炉心上段１００２ａの温度のみを測定するため、万が一の重大事故が発生した時、炉心上段１００２ａが損傷されると、炉心温度情報を全的に喪失することで、炉心全体(中段、下段)の冷却、過熱、酸化及び損傷状態と、炉心の下部の原子炉容器の下部空洞１００１ａ及び原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂの炉心溶融物の再配置と、原子炉容器離脱状態を監視するための直接的な温度分布計測と、が不可能である。

したがって、重大事故最適対応のための原子炉容器の内部状態把握及び冷却及び水素除去など、事故対応戦略樹立が難しいという問題がある。

韓国公開特許公報第１０−２０１４−００１０５０１号(発明の名称：中性子束検出敏感度が改善された炉内計測器)

本発明は、前述した問題に鑑みてなされたものであって、内部に互いに異なる高さの測温点を有する複数の熱電対を備えて原子炉内部の互いに異なる高さでの温度情報を提供することによって、原子炉内部状態をより正確に診断することを容易にするようにした多重熱電対炉内核計測器を提供することを目的とする。

本発明の他の目的は、内部にフィラーケーブルの代りに互いに異なる高さの測温点を有する複数の熱電対を備えて原子炉内部の互いに異なる高さでの温度情報を提供することによって、装置の活用度を極大化させることができるようにした多重熱電対炉内核計測器を提供することである。

本発明の他の目的は、重大事故が発生した時、原子炉の炉心の各部位別炉心の冷却(Ｃｏｏｌｉｎｇ)と過熱(Ｏｖｅｒｈｅａｔｉｎｇ)状態を監視し、原子炉容器の水位を監視することができる重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法を提供することである。

また、本発明の他の目的は、重大事故が発生した時、原子炉の炉心の各部位別炉心と蒸気との間の水和反応によって発生する酸化(Ｏｘｉｄａｔｉｏｎ)状態及び炉心の正常な形状(Ｇｅｏｍｅｔｒｙ)を維持することができない損傷(Ｂａｄ Ｄａｍａｇｅ)状態を監視することができる重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法を提供することである。

また、本発明の他の目的は、重大事故が発生した時、炉心の各部位別酸化量から原子炉爆発可能性がある水素の発生量を監視することができる重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法を提供することである。

また、本発明の他の目的は、重大事故が発生した後、時間経過による炉心溶融物の原子炉容器の下部空洞に再配置された状態及び炉心溶融物の下部ヘッド離脱に対する脅威状態を監視することができる重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法を提供することである。

前記本発明の目的は、断面が円形である中心管と外部保護管との間の空間に信号補償用検出器、熱電対及び複数の中性子検出器が設置された炉内核計測器において、前記熱電対は、互いに異なる高さに測温点が形成された複数の熱電対からなることにより達成される。

前記信号補償用検出器は１個であり、前記中性子検出器は５個であり、前記熱電対は２個以上５個以下からなり、５個未満の熱電対が設置された場合、熱電対が設置されない空間はフィラーケーブルで満たされる。

前記熱電対または前記フィラーケーブルと前記中性子検出器は、交互に配置される。

前記熱電対上部の空いた空間が形成される場合、前記空いた空間はフィラーケーブルで満たされる。

各々の前記熱電対は、互いに異なる材質の素線が隣接したままで接合されてなる。

前記互いに異なる材質の素線は、クロメル素線とアルメル素線である。

前記本発明の他の目的は、原子炉内部に挿入されて前記原子炉内部の中性子及び温度を測定する炉内核計測器；前記炉内核計測器で測定した温度に基づいて前記原子炉の状態を判断する診断部；を含み、前記炉内核計測器は、少なくとも２個の熱電対を含み、前記炉内核計測器は、前記原子炉内部に少なくとも２個が一定間隔に挿入されて配置された重大事故後の原子炉内部状態監視システムにより達成される。

前記少なくとも２個の熱電対は、長さ方向に沿って高さが互いに異なるように形成される。

前記診断部は、前記少なくとも２個の熱電対で測定した温度に基づいて炉心の損傷可否、損傷された炉心の位置、前記原子炉で発生した水素発生量、炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つを判断する。

前記炉心の損傷可否、前記損傷された炉心の位置及び前記原子炉で発生した水素発生量のうち少なくとも一つを判断する場合は、炉心物質の酸化(Ｏｘｉｄａｔｉｏｎ)と高温に露出された時間に基づいて判断する。

前記炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つは、前記原子炉の下部の下部空洞または下部ヘッドの温度に基づいている。

前記本発明の目的は、炉内核計測器を利用して、原子炉内部状態を監視する方法において、(Ａ)炉内核計測器に少なくとも２個の熱電対を配置するステップ；(Ｂ)前記少なくとも２個の熱電対を長さ方向に沿って互いに異なる高さに配置するステップ；(Ｃ)少なくとも２個の前記炉内核計測器を前記原子炉内部に挿入するステップ；及び、(Ｄ)前記熱電対を介して互いに異なる高さの前記原子炉内部の温度を測定するステップ；を含む重大事故後の原子炉監視方法により達成される。

前記重大事故後の原子炉監視方法は、(Ｅ)前記(Ｄ)ステップで測定された原子炉内部の温度に基づいて、前記炉心の損傷可否、損傷された炉心の位置、炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つを判断するステップをさらに含む。

前記炉心の損傷可否、前記損傷された炉心の位置及び前記原子炉で発生した水素発生量のうち少なくとも一つを判断する場合は、炉心物質の酸化(Ｏｘｉｄａｔｉｏｎ)と高温に露出された時間に基づいている。

前記炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つを判断する場合は、前記原子炉の下部の下部空洞または下部ヘッドの温度に基づいている。

本発明の多重熱電対炉内核計測器によると、内部に互いに異なる高さの測温点を有する複数の熱電対を備えて原子炉内部の互いに異なる高さでの温度情報を提供することによって、原子炉内部状態をより正確に診断することを容易にするだけでなく、装置の活用度を極大化させることができる。

本発明の重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法は、原子炉の炉心の各部位別温度と原子炉容器の水位監視を介して、進行されている事故の重大さと進行速度から重大事故進入及び発電所に対する重大な決定を迅速に下すことができるように支援する長所がある。

また、本発明の重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法は、原子炉の炉心の各部位別温度監視を介して、重大事故初期に使用する炉心出口温度計測器の喪失時にも原子炉内部に対する温度情報を提供する長所がある。

また、本発明の重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法は、原子炉の炉心の各部位別温度監視を介して、該当部位の冷却または過熱の可否と速度を把握することができて原子炉の安全器能である炉心冷却機能に対する脅威を判断し、既に遂行中の安全措置が効果を発揮するかどうかを判断することができる情報を提供する長所がある。

また、本発明の重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法は、原電で重大事故が発生する場合、各部位別損傷状態から炉心冷却のための原子炉内への冷却材投入運転が効果があるかどうかを原子炉の炉心が判断することができる情報を提供する長所がある。

また、本発明の重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法は、原電で重大事故が発生する場合、原子炉の炉心の酸化から発生した水素量を活用して原子炉格納建物内の水素除去運転と水素爆発を防止するのに必要な情報を提供する長所がある。

また、本発明の重大事故後の原子炉内部状態監視システム及び監視方法は、重大事故の時間経過による炉心溶融物の原子炉容器の下部空洞に再配置された状態及び炉心溶融物の原子炉容器の下部ヘッド離脱に対する脅威状態を活用して原子炉外部の冷却運転の着手時点を最適に決定することで、炉心溶融物を原子炉容器防壁内に閉じ込めることができる長所がある。

従来の炉内核計測器の正面図である。 図１のＡ−Ａ線に沿う縦断面図である。 原子炉の炉心に従来の炉内核計測器が設置されたことを示す縦断面図である。 本発明の一実施例に係る多重熱電対炉内核計測器の正面図である。 図４のＡ−Ａ線に沿う縦断面図である。 本発明の一実施例に係る多重熱電対炉内核計測器の内部を平面上に展開した状態の構造図である。 本発明の一実施例に係る原子炉重大事故後の原子炉内部状態監視システムを示す。 本発明の一実施例に係る原子炉重大事故後の原子炉内部状態監視システムを示す。 本発明の一実施例に係る原子炉重大事故後の原子炉内部状態監視システムを示す。 本発明の他の実施例に係る原子炉重大事故後の原子炉内部状態監視システムを示す。

以下、添付図面を参考本発明の多重熱電対炉内核計測器の好ましい実施例に対して詳細に説明する。

図４は、本発明の一実施例に係る多重熱電対炉内核計測器の正面図である。図４に示すように、本発明の多重熱電対炉内核計測器１０′は、計測部１００、シールプラグ(ｓｅａｌ ｐｌｕｇ)３０、フラキシブルホース(ｆｌｅｘｉｂｌｅ ｈｏｓｅ)４０及びコネクタ(ｃｏｎｎｅｃｔｏｒ)で構成される。計測部１００は、外部保護管２５が囲んでおり、ブリットノーズ(ｂｕｌｌｅｔ−ｎｏｓｅ)２６が計測部１００一端に連結されている。計測部１００は、ガイドチューブ(図示せず)を介して原子炉内部に挿入され、長さが約３６ｍである。

図５は、図４のＡ−Ａ線に沿う縦断面図であって、計測部１００のシールプラグ３０に隣接した部位、即ち、原子炉内部に設置した状態で下部の縦断面図である。図５に示すように、本発明の好ましい実施例に係る炉内核計測器において、計測部１００は、大いに、中心管１１０、熱電対１２１〜１２５、信号補償用検出器１４０、外部保護管１５０及び中性子検出器１７０を含んで構成される。

前述した構成において、中心管１１０は、計測部１００の内部を長さ方向に貫通しており、ガイドチューブ(図示せず)を介して原子炉内に挿入されるため、前記ガイドチューブ内で流動が発生されない程度の直径を有する中空のチューブ形態からなり、その長さもほぼ規格化されている。中性子検出器１７０も断面が円形であるケーブル形態で具現され、総５個(本)が設置されて原子炉内部の中性子束を測定する。１個(本)の信号補償用検出器１４０も断面が円形であるケーブル形態で具現されてバックグラウンド信号(雑音)を測定する。

一方、本発明の多重熱電対炉内核計測器は、従来の原子炉内部の冷却水の温度を測定するのに使われる熱電対１２１外に熱電対１２２〜１２５を追加に備えることができる。このような追加の熱電対１２２〜１２５は、従来の炉内核計測器に備えられた総８個のフィラーケーブルを代替して備えられることができるため、最大４個の熱電対が追加に備えられることができる。この場合、原子炉内部の互いに異なる地点(高さ)での温度を検出するために、各熱電対１２１〜１２５は、相互間に互いに異なる高さの測温点を有することが好ましい。

さらに、各熱電対１２１〜１２５を構成するクロメル素線とアルメル素線の端部に接点を形成することができるように、各熱電対１２１〜１２５のクロメル素線とアルメル素線は、相互隣接して設置されなければならず、熱電対１２１〜１２５で発生した電気場による影響を最小化させるだけでなく、中性子検出器１７０が最大限等間隔に配置されることができるように、各熱電対１２１〜１２５間に中性子検出器１７０を配置させることが好ましい。

各熱電対１２１〜１２５は、断面が円形である一対のケーブル、即ち、クロメル素線１２１ａ及びアルメル素線１２１ｂ(１２１に対してのみ図面番号付与)からなり、１２６０℃まで検出することができる、Ｋ型熱電対で具現されることができる。

図６は、本発明の多重熱電対炉内核計測器の内部を平面上に展開した状態の構造図であって、時計方向に沿って展開した状態の構造図である。図６に示すように、本発明の多重熱電対炉内核計測器は、例えば、原子炉内部を上下に５等分した状態の各区間に測温点が形成された総５個の熱電対を備えることができる。

この場合、例えば、計測部１００の最上段付近に測温点が形成された熱電対１２１は、隣接した中性子検出器１７０や信号補償用検出器１４０の長さがほぼ同じであるため、流動の問題が発生しない。しかし、それより低い位置に測温点が形成された熱電対１２２〜１２５の場合は、その上部に空いた空間が形成されるため、このような空間を介して中性子検出器１７０や信号補償用検出器１４０が流動され、または曲がる等の問題が発生できる。これを防止するために、低い測温点を有する熱電対１２２〜１２５の上部に形成された空いた空間をフィラーケーブル１３１〜１３４で満たすことが好ましい。結果的に、各フィラーケーブル１３１〜１３４の長さが互いに異なり、該当熱電対１２２〜１２５とフィラーケーブル１３１〜１３４を合わせた全長は、中性子検出器１７０や信号補償用検出器１４０の長さと同じくなる。

以上、本発明の多重熱電対炉内核計測器の好ましい実施例に対して詳細に説明したが、これは例示に過ぎず、本発明の技術的思想の範ちゅう内で多様な変形と変更が可能である。したがって、本発明の権利範囲は、特許請求の範囲の記載により定められる。

例えば、熱電対１２１〜１２５の個数を５個でない２〜４個で構成することもでき、この場合は、熱電対が除去された空いた空間を従来のようなフィラーケーブルで満たすことができる。各熱電対１２１〜１２５の測温点間の間隔や長さも適切に変形されることができる。

総５個の熱電対が備えられた場合、このうち２個または３個の熱電対は、測定結果の信頼性を確保することができるように、同じ高さの測温点を有することもできる。また、全ての熱電対の上部空間が空けられている場合もあり、この場合は、空いた空間の全体がフィラーケーブルで満たされる。熱電対もＫ型以外の他のタイプの熱電対を使用することができる。

以下、図７乃至図１０を参照して本発明による重大事故後の原子炉内部状態監視システムと監視方法に対して説明する。

図７乃至図９は、本発明の一実施例に係る重大事故後の原子炉内部状態監視システム１０００を示す。図７乃至図９を参照すると、本発明の一実施例に係る重大事故後の原子炉内部状態監視システムは、炉内核計測器１０′、診断部１２００を含むことができる。

本発明の一実施例に係る炉内核計測器１０′は、原子炉１００１の内部に挿入されて原子炉１００１の内部の中性子及び温度を測定する。ここで、炉内核計測器１０′は、少なくとも２個の熱電対(第１の熱電対、第２の熱電対...第５の熱電対)を含む。

また、少なくとも２個の熱電対１２１〜１２５は、長さ方向に沿って高さが異なるように形成され、炉心１００２の上部だけでなく、中部及び/または下部の各々の温度を測定することができる。

本発明の一実施例に係る前記炉内核計測器１０′は、少なくとも２個が原子炉１００１の内部に挿入され、原子炉の炉心１００２に一定間隔に配置されることができる。

図７乃至図９を参照すると、炉内核計測器１０′は、原子炉の下部に設置されたガイドチューブ１００５を介して原子炉内部に挿入されることができる。

本発明の一実施例に係る診断部１２００は、炉内核計測器１０′内に含まれている熱電対１２１〜１２５で測定した温度に基づいて原子炉１００１の状態を判断することができる。図７を参照すると、炉内核計測器１０′の終端と連結される別途の伝送ケーブル１３００が設置され、温度情報がこの伝送ケーブル１３００を介して炉内核計測器１０′から診断部１２００まで伝達されることができる。

好ましくは、前記診断部１２００は、炉心１００２の冷却、過熱、酸化、損傷及び溶融状態(位置、程度)、炉心溶融物の原子炉容器の下部空洞１００１ａの再配置状態、炉心溶融物の原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂの離脱に対する脅威のうち少なくとも一つを判断することができる。

本発明の重大事故後の原子炉内部状態監視システム１０００は、少なくとも２個の炉内核計測器１０′を含むことができる。本発明の一実施例に係る炉内核計測器１０′は、炉心１００２に設置されることができる。本発明の一実施例に係る重大事故後の原子炉内部状態監視システム１０００の場合、炉内核計測器１０′が原子炉１００１の内部に総６１個が挿入されることができる。

図７を参照すると、炉内核計測器１０′に含まれている熱電対ののうち、上部熱電対１２１は、従来の炉内核計測器と同様に、炉心の最上段１００２ａの温度を測定し、下部熱電対１２５は、炉心の下部に位置した原子炉容器の下部空洞１００１ａに設置して原子炉容器の下部空洞１００１ａの温度をセンシングすることができる。または、図８を参照すると、炉内核計測器１０′に含まれている熱電対ののうち、上部熱電対１２１の場合は、従来の炉内核計測器と同様に、炉心の最上段１００２ａの温度を測定し、下部熱電対１２５は、炉心の下部に位置した原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂに設置して原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂの温度を測定することができる。

または、図９を参照すると、互いに隣接する各々の炉内核計測器１０′ａ、１０′ｂ毎に２個の熱電対を含むことができる。この場合、各々の上部熱電対１２１、１２１′は、従来の炉内核計測器と同様に、炉心の最上段１００２ａの温度を測定し、第１の炉内核計測器１０′ａに含まれている下部熱電対１２５は、炉心の下部に位置した原子炉容器の下部空洞１００１ａに設置して原子炉容器の下部空洞１００１ａの温度を測定することができるようにし、第２の炉内核計測器１０′ｂに含まれている下部熱電対１２５′は、炉心の下部に位置した原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂに設置して原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂの温度を測定することができる。

図１０を参照すると、本発明の他の実施例によって、少なくとも２個(図１０には５個示す)の炉内核計測器１０′ｃ、１０′ｄを含むことができる。この場合、互いに隣接する炉内核計測器１０′ｃ、１０′ｄに含まれている各々の上部熱電対１２１、１２１′は、従来の炉内核計測器１０と同様に、炉心の最上段１００２ａの温度を測定し、下部熱電対１２５、１２５′は、炉心の下部に位置した原子炉容器の下部空洞１００１ａまたは原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂに交差設置し、原子炉容器の下部空洞１００１ａまたは原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂの温度を測定することができる。例えば、第１の炉内核計測器１０′ｃに設置された下部熱電対１２５は、原子炉容器の下部空洞１００１ａの温度を測定し、第２の炉内核計測器１０′ｄに設置された下部熱電対１２５′は、原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂの温度を測定するように、互いに交差されることができる高さに設置されることができる。

また、図１０を参照すると、本発明の他の実施例に係る炉内核計測器１０′ｃ、１０′ｄに含まれている熱電対のうち、炉心内部に位置した熱電対１２２、１２３、１２２′、１２３は、周辺温度を速く測定するように、ガイドチューブ１００５と炉内核計測器１０′ｃ、１０′ｄの物理的接触を形成するガイドチューブ１００５のディンプル(Ｄｉｍｐｌｅ)に隣接するように配置されることができる。

また、図１０を参照すると、各々の熱電対は、炉心１００２内で代表する空間の大きさが最も均等であり、空間の形状が球形に最も近接するように設置され、炉心１００２内の互いに異なる高さでの温度を測定することができる。例えば、炉心の高さが１６２インチであるＡＰＲ１４００の原子炉内の第１の炉内核計測器１０′ｃに熱電対が５個１２１、１２２、１２３、１２４、１２５が含まれ、第２の炉内核計測器１０′ｄに熱電対が５個１２１′、１２２′、１２３′、１２４′、１２５′が含まれている場合、第１の炉内核計測器１０′ｃ及び第２の炉内核計測器１０′ｄに含まれている第１の熱電対１２１、１２１′は、両方とも炉心上段１００２ａに設置されることができる。第１の炉内核計測器１０′ｃに含まれている第２の熱電対１２２は、ガイドチューブ１００５の上段ディンプル位置に設置され、第３の熱電対１２３は、ガイドチューブ１００５の下段ディンプル位置に設置され、第４の熱電対１２４は、炉心下段１００２ｂに設置されることができる。第２の炉内核計測器１０′ｄに含まれている第２の熱電対１２２′は、第１の炉内核計測器１０′ｃに含まれている第１の熱電対１２１と第２の熱電対１２２との間の高さに設置され、第２の炉内核計測器１０′ｄに含まれている第３の熱電対１２３′は、第１の炉内核計測器１０′ｃに含まれている第２の熱電対１２２と第３の熱電対１２３との間の高さに設置され、第２の炉内核計測器１０′ｄに含まれている第４の熱電対１２４′は、第１の炉内核計測器１０′ｃに含まれている第４の熱電対１２４と同じく炉心下段１００２ｂに設置されることができる。

このように本発明の他の実施例によると、互いに隣接する第１の炉内核計測器１０′ｃと第２の炉内核計測器１０′ｄの各々に含まれている第２の熱電対１２２、１２２′と第３の熱電対１２３、１２３′の高さが互いに交差されるように配置されることで、別途の熱電対を追加しなくても高さによる炉心１００２内の温度センシングの信頼度を高めることができる長所がある。

本発明で使用可能な熱電対は、Ｋ型熱電対であり、測定地点での０〜１２６０までセンシングすることができる。Ｋ型熱電対は、互いに異なる異種金属(クロメル、アルメル)の端部を接合した熱電対であり、熱を加えた反対側の終端に温度によって微細な起電力が発生し、これをセンシングして温度を測定することができる。したがって、本発明の一実施例のように、少なくとも２個のＫ型熱電対を長さ方向に沿って高さを互いに異なるように配置すると(熱電対の長さが互いに異なると)、異なる高さでの温度を測定することができる。

既存の炉内核計測器は、炉心上段１００２ａの温度のみを測定するため、残りの炉心１００２と原子炉容器の下部の原子炉容器の下部空洞１００１ａまたは原子炉容器の下部ヘッド１００１ｂに対する温度を正確に提供することができなかった。したがって、専門家による原子炉外部の状況から内部状態の推定がが必要であり、この過程で推定に対する異見調整、推定作業のために時間が係り、推定結果のエラー問題が発生できる。

本発明の炉内核計測器１０′は、炉心下部から炉心上部まで温度を測定し、冷却、過熱、酸化及び損傷位置状態を提供して事故の重大さ、悪化速度、事故位置などを判断することができるため、重大事故の対応において、原子炉内の状況と安全機能の脅威を正確に把握して適切な措置を適期に遂行して重大事故による安全への脅威を最小化することができる。特に、炉心各部位に対する温度及び温度推移から、１)原子炉の炉心冷却の適切性判断、２)原子炉内の水位推定、３)原子炉の炉心酸化及び損傷の程度に基づいて原子炉内部を介して炉心冷却の適用妥当性判断、４)炉心酸化程度に基づいて爆発の危険がある水素発生量を推定することができる長所がある。併せて、原子炉容器の下部の下部空洞１００１ａ及び下部ヘッド１００１ｂの熱電対(125, 125’)の温度分布から重大事故の時間経過による炉心溶融物の炉心下部炉心溶融物の配置状態を把握することによって、炉心溶融物の原子炉容器離脱に対する脅威と時期を判断し、原子炉の外部冷却を介した原子炉安全性確保など、重大事故緩和戦略遂行のための対策樹立のための重要情報を提供することができる。

本発明の一実施例に係る診断部１２００は、炉心１００２の損傷を炉心物質の酸化(Ｏｘｉｄａｔｉｏｎ)と高温に露出された時間によって判断することができる。特定熱電対の代表空間の水和反応のジルカロイ酸化量とそれによって発生する水素量は、事故後の該当熱電対の温度と該当温度に露出された時間、そして原子炉容器の水位から導出された蒸気濃度を入力する水和反応式を利用して計算する。水和反応により全てのジルカロイが酸化程度と炉心の温度推移を利用してその代表空間の炉心損傷程度を推定することができ、また、原子炉１００１で発生した全体水素発生量は、各熱電対１２１、１２２、１２３、１２４、１２５の代表空間内で発生した水素量を合算して決定する。

本発明の一実施例によると、炉内核計測器１０′は、原子炉１００１に５０個乃至７０個挿入されることができる。現在韓国内で稼動中の原電(ＡＰＲ１４００)の場合は、６１個の炉内核計測器１０′を原子炉に挿入することができる。

本発明の一実施例によると、炉心１００２に属する熱電対１２１、１２２、１２３、１２４の各々は、炉心内で隣接した他の熱電対と同距離規則によって形成される所定の空間を有し、これを特定熱電対の代表空間であると定義し、該当代表空間に含まれている水和反応を起こす燃料被覆材の量が共に定義される。

本発明の一実施例に係る重大事故後の原子炉監視方法は、炉内核計測器に少なくとも２個の熱電対を配置するステップ、前記少なくとも２個の熱電対を長さ方向に沿って互いに異なる高さに配置するステップ、少なくとも２個の前記炉内核計測器を原子炉に挿入するステップ、前記熱電対を介して炉心の温度を測定するステップを含むことができる。

本発明の一実施例に係る重大事故後の原子炉監視方法は、熱電対を介して互いに異なる高さの前記原子炉内部の温度を測定するステップで測定された原子炉内部の温度に基づいて、前記炉心の損傷可否、損傷された炉心の位置、炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つを判断するステップをさらに含むことができる。

ここで、炉心の損傷可否、前記損傷された炉心の位置及び前記原子炉で発生した水素発生量のうち少なくとも一つは、炉心物質の酸化(Ｏｘｉｄａｔｉｏｎ)と高温に露出された時間に基づいている。これと関連した説明は、前記で詳細にしたため省略する。

または、前記炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つは、前記原子炉の下部の下部空洞または下部ヘッドの温度に基づいている。これと関連した説明も、前記で詳細にしたため省略する。

１０、１０′ 炉内核計測器
２０、１００ 計測部
２１、１１０ 中心管
２２、１２１〜１２５ 熱電対
２３、１３１〜１３４ フィラーケーブル
２４、１４０ 信号補償用検出器
２５、１５０ 外部保護管
２６ ブリットノーズ
２７、１７０ 中性子検出器
３０ シールプラグ
４０ フラキシブルホース
１０００ 重大事故後の原子炉内部状態監視システム
１００１ 原子炉
１００１ａ 原子炉容器の下部空洞
１００１ｂ 原子炉容器の下部ヘッド
１００２ 炉心
１００５ ガイドチューブ
１２００ 診断部
１３００ 伝送ケーブル

Claims (15)

1. 断面が円形である中心管と外部保護管との間の空間に信号補償用検出器、熱電対及び複数の中性子検出器が設置された炉内核計測器において、
   前記熱電対は、互いに異なる高さに測温点が形成された複数の熱電対からなることを特徴とする多重熱電対炉内核計測器。
2. 前記信号補償用検出器は１個であり、前記中性子検出器は５個であり、前記熱電対は２個以上５個以下からなり、５個未満の熱電対が設置された場合、熱電対が設置されない空間はフィラーケーブルで満たされることを特徴とする請求項１に記載の多重熱電対炉内核計測器。
3. 前記熱電対または前記フィラーケーブルと前記中性子検出器は、交互に配置されることを特徴とする請求項２に記載の多重熱電対炉内核計測器。
4. 前記熱電対上部の空いた空間が形成される場合、前記空いた空間はフィラーケーブルで満たされることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の多重熱電対炉内核計測器。
5. 各々の前記熱電対は、互いに異なる材質の素線が隣接したままで接合されてなることを特徴とする請求項４に記載の多重熱電対炉内核計測器。
6. 前記互いに異なる材質の素線は、クロメル素線とアルメル素線であることを特徴とする請求項５に記載の多重熱電対炉内核計測器。
7. 原子炉内部に挿入されて前記原子炉内部の中性子及び温度を測定する炉内核計測器；
   前記炉内核計測器で測定した温度に基づいて前記原子炉の状態を判断する診断部；を含み、
   前記炉内核計測器は、少なくとも２個の熱電対を含み、
   前記炉内核計測器は、前記原子炉内部に少なくとも２個が一定間隔に挿入されて配置されることを特徴とする重大事故後の原子炉内部状態監視システム。
8. 前記少なくとも２個の熱電対は、長さ方向に沿って高さが互いに異なるように形成されることを特徴とする請求項７に記載の重大事故後の原子炉内部状態監視システム。
9. 前記診断部は、前記少なくとも２個の熱電対で測定した温度に基づいて炉心の損傷可否、損傷された炉心の位置、前記原子炉で発生した水素発生量、炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つを判断することを特徴とする請求項８に記載の重大事故後の原子炉内部状態監視システム。
10. 前記炉心の損傷可否、前記損傷された炉心の位置及び前記原子炉で発生した水素発生量のうち少なくとも一つを判断する場合は、炉心物質の酸化(Ｏｘｉｄａｔｉｏｎ)と高温に露出された時間に基づいて判断することを特徴とする請求項９に記載の重大事故後の原子炉内部状態監視システム。
11. 前記炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つは、前記原子炉の下部の下部空洞または下部ヘッドの温度に基づいていることを特徴とする請求項９に記載の重大事故後の原子炉内部状態監視システム。
12. 炉内核計測器を利用して、原子炉内部状態を監視する方法において、
    (Ａ)炉内核計測器に少なくとも２個の熱電対を配置するステップ；
    (Ｂ)前記少なくとも２個の熱電対を長さ方向に沿って互いに異なる高さに配置するステップ；
    (Ｃ)少なくとも２個の前記炉内核計測器を前記原子炉内部に挿入するステップ；及び、
    (Ｄ)前記熱電対を介して互いに異なる高さの前記原子炉内部の温度を測定するステップ；を含むことを特徴とする重大事故後の原子炉監視方法。
13. 前記重大事故後の原子炉監視方法は、
    (Ｅ)前記(Ｄ)ステップで測定された原子炉内部の温度に基づいて、前記炉心の損傷可否、損傷された炉心の位置、炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つを判断するステップをさらに含むことを特徴とする請求項１２に記載の重大事故後の原子炉監視方法。
14. 前記炉心の損傷可否、前記損傷された炉心の位置及び前記原子炉で発生した水素発生量のうち少なくとも一つを判断する場合は、炉心物質の酸化(Ｏｘｉｄａｔｉｏｎ)と高温に露出された時間に基づいていることを特徴とする請求項１３に記載の重大事故後の原子炉監視方法。
15. 前記炉心溶融物の再配置状態、炉心溶融物の前記原子炉貫通時点のうち少なくとも一つを判断する場合は、前記原子炉の下部の下部空洞または下部ヘッドの温度に基づいていることを特徴とする請求項１３に記載の重大事故後の原子炉監視方法。