JP2023156722A - Neutron measurement method of fast reactor, and fast reactor - Google Patents

Abstract

To provide a fast reactor capable of improving the accuracy in neutron flux measurement by a neutron detector 45.SOLUTION: A fast reactor 1 includes: a reactor core 20; a main container 10 with a bottom formed in a cylindrical shape with an open top for housing the reactor core together with coolant; a roof slab structure 11 placed at the top of the main container 10 to close the main container 10; and a neutron detection unit 40 that measures the neutron flux of neutrons from the reactor core. The neutron detection unit 40 includes: a neutron guide tube 41 with the lower edge located inside the main container 10 in a region above the reactor core 20 and extends along the height direction of the main container so that the top edge is located within the roof slab structure to guide neutrons from nuclear fuel above the main container 10; a moderator 42 that is placed in roof slab structure 11 for reducing the speed of neutrons guided through the neutron guide tube 41; and a neutron detector 45 placed in the roof slab structure 11 measuring the neutron flux of the decelerated neutrons.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、高速炉の中性子計測方法及び高速炉に関する。 The present invention relates to a fast reactor neutron measurement method and a fast reactor.

従来、原子炉を安全に連転するために、炉心から発生する中性子を測定することが行われている。炉心から発生する中性子の遮蔽設計では、主容器内の機器である炉内機器に入射する中性子束を制限値以下にするという第１要求と、炉心監視のための中性子計装である中性子検出器に入射する中性子束を制限値以上にするという第２要求との２つの相反する要求を満足することが求められる。 Conventionally, in order to safely operate a nuclear reactor continuously, neutrons generated from the reactor core have been measured. In the shielding design for neutrons generated from the reactor core, the first requirement is to keep the neutron flux incident on the in-core equipment, which is equipment inside the main vessel, below a limit value, and the neutron detector, which is neutron instrumentation for monitoring the reactor core. It is required to satisfy two contradictory requirements, including the second requirement that the neutron flux incident on the neutron flux be greater than a limit value.

例えば、特許文献１では、タンク型の高速炉においてこれら第１要求及び第２要求満たすために、中性子の遮蔽能力が小さいアルゴンやヘリウム等の気体が封入されるか又は真空とされた中空円筒が配置された構造が開示されている。具体的には、中空円筒は、炉心と中性子検出器との間の炉内の位置に設けられ、中空円筒によって主容器外への中性子の透過が促進され、中性子検出器により中性子束が測定される。 For example, in Patent Document 1, in order to satisfy the first and second requirements in a tank-type fast reactor, a hollow cylinder is filled with a gas such as argon or helium, which has a small neutron shielding ability, or is evacuated. An arranged structure is disclosed. Specifically, the hollow cylinder is installed at a position within the reactor between the reactor core and the neutron detector, the hollow cylinder facilitates the transmission of neutrons to the outside of the main vessel, and the neutron flux is measured by the neutron detector. Ru.

特許第３０４１０５８号公報Patent No. 3041058

特許文献１では、中空円筒は炉内に配置されており、中空円筒は冷却材である液体ナトリウムに浸っている。高速炉の動作時には、液体ナトリウムは高温となることから、液体ナトリウム内に配置された検査機器等によって中空円筒を検査することは困難である。その結果、中空円筒が破損していることに起因して、中性子束の測定を正確に行うことができないという問題が生じる。 In Patent Document 1, a hollow cylinder is placed in a furnace, and the hollow cylinder is immersed in liquid sodium, which is a coolant. During operation of a fast reactor, liquid sodium reaches a high temperature, so it is difficult to inspect the hollow cylinder using inspection equipment placed inside the liquid sodium. As a result, a problem arises in that the neutron flux cannot be accurately measured due to the hollow cylinder being damaged.

これに対し、遮蔽集合体内の中性子遮蔽材を液体ナトリウムに置き換えて主容器の外部に配置された中性子検出器で中性子束を測定する構成も考えられる。しかしながら、高速炉においては使用済燃料が炉心付近の遮蔽集合体の一部に代えて貯蔵される場合があり、この場合、この使用済燃料から中性子が放出されたり、炉心からの中性子が使用済燃料に吸収されたりする。その結果、炉外に設置された中性子検出器では中性子束の正確な測定を行いにくく、改善の余地がある。 On the other hand, it is also possible to consider a configuration in which the neutron shielding material in the shielding assembly is replaced with liquid sodium and the neutron flux is measured with a neutron detector placed outside the main container. However, in fast reactors, spent fuel may be stored in place of a part of the shielding assembly near the reactor core, and in this case, neutrons may be emitted from this spent fuel or neutrons from the reactor may be absorbed by fuel. As a result, it is difficult to accurately measure neutron flux using a neutron detector installed outside the reactor, and there is room for improvement.

そこで、本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、中性子検出器による中性子束の測定値の正確度を向上させることを目的とする。 Therefore, the present invention has been made in view of these points, and an object of the present invention is to improve the accuracy of the measured value of neutron flux by a neutron detector.

本発明の一形態は、核燃料を収容する炉心と、上部が開口した有底円筒型に形成され、前記炉心を冷却材とともに収容する主容器と、前記主容器の上部に配置され前記主容器を閉じるルーフスラブ構造体と、前記炉心からの中性子の中性子束を測定する中性子検出ユニットと、を備える高速炉であって、前記中性子検出ユニットは、前記炉心の上方の領域において、下端部が前記主容器内に位置し上端部が前記ルーフスラブ構造体内に位置するように前記主容器の高さ方向に延在し、前記炉心からの中性子を前記主容器の上方へと導く中性子ガイド管と、前記ルーフスラブ構造体内に配置され、前記中性子ガイド管を通じて導かれた前記中性子の速度を減速させる減速材と、前記ルーフスラブ構造体内に配置され、減速した前記中性子の中性子束を測定する中性子検出器と、を有する、高速炉を提供する。 One form of the present invention includes a reactor core that accommodates nuclear fuel, a main container that is formed in a bottomed cylindrical shape with an open top and that accommodates the core together with a coolant, and a main container that is disposed on the top of the main container and that A fast reactor comprising a roof slab structure that closes and a neutron detection unit that measures a neutron flux of neutrons from the core, wherein the neutron detection unit has a lower end portion located above the main core. a neutron guide tube located within the vessel, extending in the height direction of the main vessel such that its upper end is located within the roof slab structure, and guiding neutrons from the core to above the main vessel; a moderator disposed within the roof slab structure to reduce the speed of the neutrons guided through the neutron guide tube; and a neutron detector disposed within the roof slab structure to measure the neutron flux of the moderated neutrons. , a fast reactor is provided.

前記中性子検出ユニットは、前記ルーフスラブ構造体の上方から前記ルーフスラブ構造体に対して着脱自在に取り付けられ、前記主容器の内部に向かって延在する第１パイプを有し、前記第１パイプの一部が前記中性子ガイド管として構成され、かつ、前記第１パイプ内に前記減速材が配置されていてもよい。 The neutron detection unit has a first pipe that is detachably attached to the roof slab structure from above the roof slab structure and extends toward the inside of the main container, and the first pipe A part of the first pipe may be configured as the neutron guide tube, and the moderator may be disposed within the first pipe.

高速炉は、前記炉心の上方の領域に設けられ、計装機器が配置される収容スペースを形成する上部構造をさらに備え、前記上部構造は、前記収容スペースを囲み、前記主容器の高さ方向に延在する筒体と、前記筒体の下端部に設けられた計装取付板と、を有し、前記第１パイプは前記筒体内に配置され、前記第１パイプの下端は前記計装取付板に、途中は炉心上部構造内の高さ方向に配置された少なくとも１枚の水平板に固定されていてもよい。 The fast reactor further includes an upper structure that is provided in a region above the reactor core and forms an accommodation space in which instrumentation is arranged, and the upper structure surrounds the accommodation space and extends in the height direction of the main vessel. and an instrumentation mounting plate provided at the lower end of the cylinder, the first pipe is disposed within the cylinder, and the lower end of the first pipe is connected to the instrumentation mounting plate. The mounting plate may be partially fixed to at least one horizontal plate disposed in the height direction within the core superstructure.

高速炉において、前記中性子検出ユニットは、前記第１パイプ内における前記減速材の上方に配置され、前記炉心側からの熱及び放射線を遮蔽する部材である遮蔽プラグをさらに有してもよい。 In the fast reactor, the neutron detection unit may further include a shielding plug that is disposed above the moderator in the first pipe and is a member that shields heat and radiation from the reactor core side.

前記中性子検出ユニットは、前記ルーフスラブ構造体の上方から前記ルーフスラブ構造体に対して着脱自在に取り付けられた第２パイプを有し、前記第２パイプに前記中性子検出器が配置されもよい。 The neutron detection unit may include a second pipe detachably attached to the roof slab structure from above the roof slab structure, and the neutron detector may be disposed on the second pipe.

前記ルーフスラブ構造体は、前記主容器の上部を覆うルーフスラブと、前記ルーフスラブの中心部分に配置され、前記核燃料を交換するための燃料交換機を移動させる回転プラグと、を有し、前記第２パイプは、前記回転プラグに配置されていてもよい。 The roof slab structure includes a roof slab that covers an upper part of the main vessel, and a rotary plug that is disposed in a central portion of the roof slab and moves a fuel exchanger for exchanging the nuclear fuel, and 2 pipes may be arranged on the rotating plug.

前記ルーフスラブ構造体は、前記ルーフスラブ構造体の下面側に形成された熱遮蔽層と、前記ルーフスラブ構造体の上面側に形成された放射線遮蔽層と、を有し、前記熱遮蔽層と前記放射線遮蔽層との間に、冷却ガスが充填される空間である冷却ガス空間が形成され、前記第２パイプは、前記中性子検出器が前記冷却ガス空間に位置するように配置されていてもよい。 The roof slab structure has a heat shielding layer formed on the lower surface side of the roof slab structure, and a radiation shielding layer formed on the upper surface side of the roof slab structure, and the heat shielding layer and A cooling gas space filled with cooling gas may be formed between the radiation shielding layer and the second pipe may be arranged such that the neutron detector is located in the cooling gas space. good.

高速炉は、複数の前記中性子検出ユニットが設けられ、複数の前記中性子検出器からの出力値を取得する制御装置をさらに備え、前記制御装置は、所定の前記中性子検出器からの出力値と、１つ又は複数の他の前記中性子検出器からの出力値とを比較して、出力値の差が所定の閾値以上の場合、前記所定の中性子検出器の異常を示すアラートを出力してもよい。 The fast reactor is provided with a plurality of the neutron detection units and further includes a control device that acquires output values from the plurality of neutron detectors, and the control device acquires output values from a predetermined neutron detector; The output value may be compared with the output value from one or more of the other neutron detectors, and if the difference in the output value is greater than or equal to a predetermined threshold, an alert indicating an abnormality of the predetermined neutron detector may be output. .

本発明の一形態の高速炉の中性子計測方法は、核燃料を収容する炉心と、上部が開口した有底円筒型に形成され、前記炉心を冷却材とともに収容する主容器と、前記主容器の上部に配置され前記主容器を閉じるルーフスラブ構造体と、前記炉心からの中性子の中性子束を測定する中性子検出ユニットと、を備える高速炉における中性子計測方法であって、前記中性子検出ユニットは、前記炉心の上方の領域において、下端部が前記主容器内に位置し上端部が前記ルーフスラブ構造体内に位置するように前記主容器の高さ方向に延在し、前記炉心からの中性子を前記主容器の上方へと導く中性子ガイド管と、前記ルーフスラブ構造体内に配置され、前記中性子ガイド管を通じて導かれた前記中性子の速度を減速させる減速材と、前記ルーフスラブ構造体内に配置され、減速した前記中性子の中性子束を測定する中性子検出器と、を有し、前記中性子ガイド管を通じて導かれた前記中性子の速度を前記減速材で減速させるステップと、前記減速材によって減速した前記中性子の中性子束を前記中性子検出器で測定するステップと、を有する。 A fast reactor neutron measurement method according to one embodiment of the present invention includes: a reactor core that accommodates nuclear fuel; a main vessel that is formed in a bottomed cylindrical shape with an open top and that accommodates the core together with a coolant; and an upper part of the main vessel. A method for measuring neutrons in a fast reactor, comprising: a roof slab structure disposed in a roof slab structure that closes the main vessel; and a neutron detection unit that measures a neutron flux of neutrons from the core, the neutron detection unit comprising: in the upper region, extending in the height direction of the main vessel such that a lower end is located within the main vessel and an upper end is located within the roof slab structure; a neutron guide tube that guides the neutrons upward; a moderator that is disposed within the roof slab structure and reduces the speed of the neutrons guided through the neutron guide tube; a neutron detector for measuring a neutron flux of neutrons, a step of reducing the velocity of the neutrons guided through the neutron guide tube with the moderator, and a step of reducing the neutron flux of the neutrons moderated by the moderator. and measuring with the neutron detector.

本発明によれば、中性子検出器による中性子束の測定値の正確度を向上させることができる。 According to the present invention, it is possible to improve the accuracy of neutron flux measurements by a neutron detector.

高速炉の構成を示す断面図である。FIG. 1 is a cross-sectional view showing the configuration of a fast reactor. 図１の一部の拡大図である。2 is an enlarged view of a portion of FIG. 1. FIG. 高速炉を上方から見た状態の一例を示す模式図である。FIG. 2 is a schematic diagram showing an example of a state in which a fast reactor is viewed from above. 図３の一部の拡大図である。4 is an enlarged view of a portion of FIG. 3. FIG. 中性子ガイド管がある場合と、中性子ガイド管がない場合との中性子の減衰の様子を示すグラフである。It is a graph showing the state of attenuation of neutrons when there is a neutron guide tube and when there is no neutron guide tube.

本発明の一の実施形態に係る高速炉１の構成について図面を参照しながら説明する。図１は、高速炉１の構成を示す断面図である。図２は、図１の一部の拡大図である。図３は、高速炉１を上方から見た状態の一例を示す模式図である。図４は、図３の一部の拡大図である。なお、図１は、図３のＡ－Ａ線における断面図である。図２における矢印は、中性子が移動する向きを模式的に示している。 The configuration of a fast reactor 1 according to one embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. FIG. 1 is a cross-sectional view showing the configuration of a fast reactor 1. As shown in FIG. FIG. 2 is an enlarged view of a portion of FIG. 1. FIG. 3 is a schematic diagram showing an example of a state in which the fast reactor 1 is viewed from above. FIG. 4 is an enlarged view of a portion of FIG. 3. Note that FIG. 1 is a cross-sectional view taken along line AA in FIG. 3. The arrows in FIG. 2 schematically indicate the directions in which neutrons move.

以下では、図面に描かれた対象物の向きに合わせて「上」及び「下」のような方向を示す用語が使用されるが、これらの用語は本発明を限定する意図で使用されるものではない。「鉛直方向」は、主容器の高さ方向に対応する。 In the following, terms indicating directions such as "up" and "down" will be used according to the orientation of objects depicted in the drawings, but these terms are used with the intention of limiting the present invention. isn't it. The "vertical direction" corresponds to the height direction of the main container.

高速炉１は、一例としてタンク型高速炉であり、例えばウランやプルトニウム等を燃料として核***連鎖反応を制御しながら持続させて、エネルギーを取り出す。高速炉１は、主として、主容器１０と、ルーフスラブ構造体１１と、炉心２０と、炉心上部構造３０と、中性子検出ユニット４０と、中間熱交換器５０と、循環ポンプ６０と、直接炉心冷却系熱交換器７０とを備える。 The fast reactor 1 is, for example, a tank-type fast reactor, and extracts energy by controlling and sustaining a nuclear fission chain reaction using uranium, plutonium, or the like as fuel. The fast reactor 1 mainly includes a main vessel 10, a roof slab structure 11, a core 20, a core superstructure 30, a neutron detection unit 40, an intermediate heat exchanger 50, a circulation pump 60, and a direct core cooling system. system heat exchanger 70.

本実施形態の高速炉１の特徴の１つは、中性子束を測定する中性子検出ユニット４０が、主容器１０の半径方向の外側ではなく、炉心２０の上方の領域に設けられている点にある。具体的には、中性子検出ユニット４０は、中性子を主容器１０の上方へと導く中性子ガイド管４１と、中性子の速度を減速させる減速材４２と、中性子束を測定する中性子検出器４５とを有している。減速材４２及び中性子検出器４５は、ルーフスラブ構造体１１の内部に配置されている。炉心２０からの中性子は、中性子ガイド管４１を通って主容器１０の上方側へと導かれ、減速材４２によって減速させられ、比較的温度の低いルーフスラブ構造体１１内で中性子検出器４５によって測定される。 One of the features of the fast reactor 1 of this embodiment is that the neutron detection unit 40 that measures the neutron flux is provided in an area above the reactor core 20 instead of outside the main vessel 10 in the radial direction. . Specifically, the neutron detection unit 40 includes a neutron guide tube 41 that guides neutrons above the main container 10, a moderator 42 that reduces the speed of neutrons, and a neutron detector 45 that measures neutron flux. are doing. The moderator 42 and the neutron detector 45 are arranged inside the roof slab structure 11. Neutrons from the reactor core 20 are guided to the upper side of the main vessel 10 through a neutron guide tube 41, are decelerated by a moderator 42, and are detected by a neutron detector 45 within the relatively low temperature roof slab structure 11. be measured.

このような構成によれば、中性子検出ユニット４０が炉心２０の上方に配置されているため、中性子検出器が主容器１０の半径方向外側に配置される構成と比較して、冷却材であるナトリウムによる中性子の減衰の影響を受けにくい。したがって、中性子検出ユニット４０の中性子検出器４５による中性子束の測定値の正確度を向上させることができる。 According to such a configuration, since the neutron detection unit 40 is placed above the reactor core 20, compared to a configuration in which the neutron detector is placed outside the main vessel 10 in the radial direction, sodium, which is a coolant, less susceptible to neutron attenuation due to Therefore, the accuracy of the neutron flux measured by the neutron detector 45 of the neutron detection unit 40 can be improved.

〔各部の構成〕
以下、高速炉１の各部について説明する。なお、本実施形態の特徴的な構成は中性子検出ユニット４０及びその周辺構造であるが、これらについて詳細に説明する前に、高速炉１の全体的な構成及び動作について説明する。 [Configuration of each part]
Each part of the fast reactor 1 will be explained below. Note that the characteristic configuration of this embodiment is the neutron detection unit 40 and its peripheral structure, but before describing these in detail, the overall configuration and operation of the fast reactor 1 will be described.

主容器１０は、一例として、上部が開口した有底円筒型であり、例えば１５ｍ～２０ｍ程度の直径を有する。主容器１０は、図１に示すように、炉心２０、炉心上部構造３０、中間熱交換器５０、循環ポンプ６０、直接炉心冷却系熱交換器７０（図３参照）、及び、一次系の冷却材であるナトリウム等を収容する。主容器１０の上端はルーフスラブ構造体１１によって閉塞されている。主容器１０の内部には仕切板１５が設けられている。 The main container 10 has, for example, a bottomed cylindrical shape with an open top, and has a diameter of, for example, about 15 m to 20 m. As shown in FIG. 1, the main vessel 10 includes a core 20, a core superstructure 30, an intermediate heat exchanger 50, a circulation pump 60, a direct core cooling system heat exchanger 70 (see FIG. 3), and a primary system cooling system. Contains materials such as sodium. The upper end of the main container 10 is closed by a roof slab structure 11. A partition plate 15 is provided inside the main container 10.

仕切板１５は、例えば円環状の部材であり、主容器１０の内部を上部プレナムと下部プレナムとに仕切るように水平に配置されている。上部プレナムと下部プレナムとは、炉心槽１０ａ、中間熱交換器５０、及び循環ポンプ６０等を介して互いに連通している。これにより、後述するように循環ポンプ６０を動作させることによって、冷却材は上部プレナムと下部プレナムとの間を循環する。 The partition plate 15 is, for example, an annular member, and is arranged horizontally so as to partition the inside of the main container 10 into an upper plenum and a lower plenum. The upper plenum and the lower plenum communicate with each other via the core tank 10a, the intermediate heat exchanger 50, the circulation pump 60, and the like. Thereby, the coolant is circulated between the upper plenum and the lower plenum by operating the circulation pump 60 as described below.

炉心２０は、核燃料を収容する部分であり、燃料集合体、遮蔽集合体、及び制御棒集合体（いずれも不図示）等を有する。炉心２０は、主容器１０の中央部に設けられた炉心槽１０ａの内部に収容されている。炉心槽１０ａは、具体的には、仕切板１５の中心部分において上部プレナムと下部プレナムとの両方に開口するように設けられており、冷却材が通過できるように構成されている。炉心２０の具体的な構成は特に限定されるものではないが、一例として、炉心の中心領域に燃料集合体が配置されており、燃料集合体の周囲に遮蔽集合体が配置されている。制御棒集合体は、燃料集合体の付近に配置されている。 The reactor core 20 is a portion that accommodates nuclear fuel, and includes a fuel assembly, a shielding assembly, a control rod assembly (all not shown), and the like. The reactor core 20 is housed inside a core barrel 10 a provided in the center of the main vessel 10 . Specifically, the core barrel 10a is provided at the center of the partition plate 15 so as to open to both the upper plenum and the lower plenum, and is configured to allow the coolant to pass therethrough. Although the specific configuration of the core 20 is not particularly limited, as an example, a fuel assembly is disposed in the central region of the core, and a shielding assembly is disposed around the fuel assembly. The control rod assembly is located near the fuel assembly.

炉心上部構造３０は、制御棒駆動機構、及び、温度計や燃料破損検出器等の各種計測機器（いずれも不図示）が設けられる。炉心上部構造３０は、炉心２０の上方に配置されている。炉心上部構造３０は、筒体３１と、計装取付板３２とを有する。筒体３１は、一例として円筒状の部材であって、主容器１０の高さ方向に延在している。筒体３１は、計装機器等が配置される収容スペースを形成する。 The core upper structure 30 is provided with a control rod drive mechanism and various measuring instruments such as a thermometer and a fuel failure detector (none of which are shown). Core superstructure 30 is arranged above core 20 . The core superstructure 30 has a cylindrical body 31 and an instrumentation mounting plate 32 . The cylinder 31 is, for example, a cylindrical member, and extends in the height direction of the main container 10. The cylindrical body 31 forms a housing space in which instrumentation equipment and the like are arranged.

計装取付板３２は、炉心上部構造３０に配置された板状の部材である。計装取付板３２は、具体的には、炉心上部構造３０の下端部に位置し、炉心２０の上方において、一例として水平に配置されている。計装取付板３２は、後述するように炉心上部構造３０と共に中性子検出ユニット４０の第１パイプＰ１の一部を支持する。 The instrumentation mounting plate 32 is a plate-shaped member disposed on the core superstructure 30. Specifically, the instrumentation mounting plate 32 is located at the lower end of the core superstructure 30, and is arranged horizontally above the core 20, as an example. The instrumentation mounting plate 32 supports a portion of the first pipe P1 of the neutron detection unit 40 together with the core superstructure 30, as will be described later.

（ルーフスラブ構造体１１）
ルーフスラブ構造体１１は、主容器１０の上部に配置され主容器１０を閉じる蓋として機能する。ルーフスラブ構造体１１の断面構造に関し、ルーフスラブ構造体１１は、図１に示すように、熱遮蔽層１１ａと、放射線遮蔽層１１ｂと、冷却ガス空間１１ｃとを有している。 (Roof slab structure 11)
The roof slab structure 11 is placed on top of the main container 10 and functions as a lid that closes the main container 10. Regarding the cross-sectional structure of the roof slab structure 11, as shown in FIG. 1, the roof slab structure 11 has a heat shielding layer 11a, a radiation shielding layer 11b, and a cooling gas space 11c.

熱遮蔽層１１ａは、ルーフスラブ構造体１１の下面側に形成され、主容器１０内からの熱を遮蔽する層である。放射線遮蔽層１１ｂは、ルーフスラブ構造体１１の上面側に形成され、放射線を遮断する層である。 The heat shielding layer 11a is a layer that is formed on the lower surface side of the roof slab structure 11 and shields heat from inside the main container 10. The radiation shielding layer 11b is a layer that is formed on the upper surface side of the roof slab structure 11 and blocks radiation.

冷却ガス空間１１ｃは、熱遮蔽層１１ａと放射線遮蔽層１１ｂとの間に形成された密閉空間である。冷却ガス空間１１ｃには、冷却ガスが充填される。高速炉１の稼働中における冷却ガス空間１１ｃの温度は、例えば１００℃以下であり、具体的な例としては７０℃以下である。 The cooling gas space 11c is a sealed space formed between the heat shielding layer 11a and the radiation shielding layer 11b. The cooling gas space 11c is filled with cooling gas. The temperature of the cooling gas space 11c during operation of the fast reactor 1 is, for example, 100°C or lower, and specifically, 70°C or lower.

続いて、ルーフスラブ構造体１１を上面側から見た構造について説明する。ルーフスラブ構造体１１は、図３及び図４に示すように、ルーフスラブ１２と、回転プラグ１３と、を含んでいる。ルーフスラブ１２は、主容器１０の上部を覆う構造体であり、一例として回転プラグ１３の周囲の環状の領域において主容器１０の上部を覆っている。 Next, the structure of the roof slab structure 11 viewed from the top side will be described. The roof slab structure 11 includes a roof slab 12 and a rotating plug 13, as shown in FIGS. 3 and 4. The roof slab 12 is a structure that covers the upper part of the main container 10, and covers the upper part of the main container 10 in an annular region around the rotary plug 13, for example.

回転プラグ１３は、ルーフスラブ１２の中心部分に配置されている。回転プラグ１３は、大回転プラグ１３－１と小回転プラグ１３－２とで構成されている。小回転プラグ１３－２は、核燃料を交換するための燃料交換機１４（構成部品の一部のみを示す）と、炉心上部構造３０とを支持している。 The rotating plug 13 is arranged in the central part of the roof slab 12. The rotating plug 13 is composed of a large rotating plug 13-1 and a small rotating plug 13-2. The small rotating plug 13-2 supports a fuel exchanger 14 (only some of its components are shown) for exchanging nuclear fuel, and a core superstructure 30.

大回転プラグ１３－１と小回転プラグ１３－２とは互いに偏心した状態で設けられており、大回転プラグ１３－１及び小回転プラグ１３－２は、それぞれが回転することで、燃料交換機１４を炉心２０上の所定の位置に位置させる。燃料交換の際には、燃料交換機１４が所定の位置に移動し、燃料の交換作業を行う。 The large-rotation plug 13-1 and the small-rotation plug 13-2 are provided eccentrically to each other, and the large-rotation plug 13-1 and the small-rotation plug 13-2 each rotate to move the fuel exchanger 14 into the core. 20 at a predetermined position. During fuel exchange, the fuel exchange machine 14 moves to a predetermined position and performs the fuel exchange work.

再び図１を参照する。中間熱交換器５０は、炉心２０からの熱によって昇温した一次系の冷却材を中間熱交換器５０の内部において二次系の冷却材（不図示）との間で熱交換をすることにより冷却する熱交換器である。中間熱交換器５０は、筒状に形成され、ルーフスラブ構造体１１及び仕切板１５を貫通するように鉛直方向に配置されている。中間熱交換器５０は、上部プレナムに位置する入口窓５１と、下部プレナムに位置する出口窓５２とを有する。入口窓５１は、上部プレナム内の高温の冷却材が流入する開口部である。出口窓５２は、中間熱交換器５０の内部を通過した冷却材が下部プレナムへと流出する開口部である。 Referring again to FIG. The intermediate heat exchanger 50 exchanges heat between the primary system coolant whose temperature has been raised by the heat from the reactor core 20 and the secondary system coolant (not shown) inside the intermediate heat exchanger 50. It is a heat exchanger for cooling. The intermediate heat exchanger 50 is formed in a cylindrical shape and is arranged in the vertical direction so as to penetrate the roof slab structure 11 and the partition plate 15. Intermediate heat exchanger 50 has an inlet window 51 located in the upper plenum and an outlet window 52 located in the lower plenum. Inlet window 51 is an opening into which hot coolant in the upper plenum enters. The exit window 52 is an opening through which the coolant that has passed through the interior of the intermediate heat exchanger 50 exits to the lower plenum.

循環ポンプ６０は、冷却材を循環させるためのポンプであり、ルーフスラブ構造体１１及び仕切板１５を貫通するように鉛直方向に延在している。循環ポンプ６０は、冷却材を、下部プレナム内に位置する配管６１を介して炉心槽１０ａへと圧送する。 The circulation pump 60 is a pump for circulating coolant, and extends in the vertical direction so as to penetrate the roof slab structure 11 and the partition plate 15. Circulation pump 60 pumps coolant to core barrel 10a via piping 61 located within the lower plenum.

高速炉１の動作時の冷却材の流れは、従来公知であるので、以下簡単に説明する。循環ポンプ６０によって炉心槽１０ａに圧送された冷却材は、炉心槽１０ａにおいて炉心２０からの熱を受けて例えば５００℃～５５０℃程度にとなる。冷却材は、その後、炉心槽１０ａの内部を上方に向かって流れ、上部プレナムへと流入する。上部プレナムに流入した冷却材は中間熱交換器５０の入口窓５１から中間熱交換器５０の内部に流れ込み、中間熱交換器５０の内部で例えば４００℃程度まで冷却される。冷却された冷却材は、中間熱交換器５０内を下方に向かって流れて出口窓５２から流出する。 The flow of coolant during operation of the fast reactor 1 is conventionally known and will be briefly described below. The coolant pumped to the core tank 10a by the circulation pump 60 receives heat from the reactor core 20 in the core tank 10a, and reaches a temperature of, for example, about 500° C. to 550° C. The coolant then flows upwardly within the core barrel 10a and into the upper plenum. The coolant flowing into the upper plenum flows into the intermediate heat exchanger 50 through the inlet window 51 of the intermediate heat exchanger 50, and is cooled to about 400° C. inside the intermediate heat exchanger 50. The cooled coolant flows downward within the intermediate heat exchanger 50 and exits through the outlet window 52.

出口窓５２から流出して下部プレナムに流れ込んだ冷却材は、循環ポンプ６０により吸引される。吸引された冷却材は、循環ポンプ６０の作用により再び炉心槽１０ａへと圧送される。このように、冷却材は主容器１０内を循環しながら炉心２０を冷却する。 Coolant exiting the outlet window 52 and flowing into the lower plenum is sucked by the circulation pump 60. The sucked coolant is pumped again to the core tank 10a by the action of the circulation pump 60. In this way, the coolant cools the core 20 while circulating within the main vessel 10.

なお、図３では、中間熱交換器５０、循環ポンプ６０、及び直接炉心冷却系熱交換器７０などの具体的な配置例が示されているが、これらの構成要素の数、及び、配置位置は高速炉１の仕様等に応じて適宜変更されてよい。直接炉心冷却系熱交換器７０は、従来公知の直接炉心冷却系熱交換器であるため、詳細な説明は省略する。 Note that although FIG. 3 shows a specific example of the arrangement of the intermediate heat exchanger 50, the circulation pump 60, and the direct core cooling system heat exchanger 70, the number and arrangement position of these components may vary. may be changed as appropriate depending on the specifications of the fast reactor 1, etc. Since the direct core cooling system heat exchanger 70 is a conventionally known direct core cooling system heat exchanger, detailed description thereof will be omitted.

（中性子検出ユニット４０）
中性子検出ユニット４０は、炉心２０からの中性子の中性子束を測定するユニットである。中性子検出ユニット４０は、図１及び図２に示すように、主として、中性子ガイド管４１、減速材４２、第１遮蔽プラグ４３、中性子検出器４５、第２遮蔽プラグ４６、第１パイプＰ１、及び第２パイプＰ２を有する。具体的には、第１パイプＰ１に、中性子ガイド管４１、減速材４２、及び第１遮蔽プラグ４３が設けられ、第２パイプＰ２に中性子検出器４５及び第２遮蔽プラグ４６が設けられている。 (Neutron detection unit 40)
The neutron detection unit 40 is a unit that measures the neutron flux of neutrons from the reactor core 20. As shown in FIGS. 1 and 2, the neutron detection unit 40 mainly includes a neutron guide tube 41, a moderator 42, a first shielding plug 43, a neutron detector 45, a second shielding plug 46, a first pipe P1, and It has a second pipe P2. Specifically, the first pipe P1 is provided with a neutron guide tube 41, a moderator 42, and a first shielding plug 43, and the second pipe P2 is provided with a neutron detector 45 and a second shielding plug 46. .

図４に示すように、ルーフスラブ１２の周方向に複数の中性子検出ユニット４０が配置されている。具体的には４つの中性子検出ユニット４０が一例として周方向に９０°間隔で配置されている。中性子検出ユニット４０の構成はいずれも同一であるため、以下、１つの中性子検出ユニット４０について説明する。 As shown in FIG. 4, a plurality of neutron detection units 40 are arranged in the circumferential direction of the roof slab 12. Specifically, four neutron detection units 40 are arranged at 90° intervals in the circumferential direction, for example. Since all of the neutron detection units 40 have the same configuration, one neutron detection unit 40 will be described below.

第１パイプＰ１は、金属製の筒状部材である。第１パイプＰ１の断面形状は、円形、四角形及び多角形など任意であるが、本実施形態では一例として円形である。第１パイプＰ１は、炉心上部構造３０の筒体３１内に配置され、炉心２０の上方の領域に位置している。ここで、炉心２０の上方の領域とは、炉心２０の真上に限定されるものではないが、本実施形態では一例として、炉心２０の真上の領域（図２の符号Ｓ１を参照）である。 The first pipe P1 is a cylindrical member made of metal. The cross-sectional shape of the first pipe P1 is arbitrary, such as circular, quadrangular, and polygonal, but in this embodiment, it is circular as an example. The first pipe P1 is disposed within the cylindrical body 31 of the core superstructure 30 and located in an area above the core 20. Here, the region above the reactor core 20 is not limited to the region directly above the reactor core 20, but in this embodiment, as an example, the region above the reactor core 20 (see reference numeral S1 in FIG. 2) is the region directly above the reactor core 20. be.

第１パイプＰ１は、ルーフスラブ構造体１１の上方からルーフスラブ構造体１１に対して着脱自在に取り付けられている。第１パイプＰ１は、例えば内部に配置された機器が故障した場合などに、他の第１パイプＰ１と交換できるように構成されている。第１パイプＰ１は、上端がルーフスラブ構造体１１によって支持され、ルーフスラブ構造体１１から主容器１０の内部に向かって鉛直方向に延在している。第１パイプＰ１の下端は、必ずしも所定の部材によって支持されている必要はないが、本実施形態では、炉心上部構造３０の計装取付板３２によって支持されている。 The first pipe P1 is detachably attached to the roof slab structure 11 from above the roof slab structure 11. The first pipe P1 is configured so that it can be replaced with another first pipe P1, for example, when a device disposed inside breaks down. The first pipe P1 has an upper end supported by the roof slab structure 11 and extends vertically from the roof slab structure 11 toward the inside of the main container 10. Although the lower end of the first pipe P1 does not necessarily need to be supported by a predetermined member, in this embodiment, it is supported by the instrumentation mounting plate 32 of the core superstructure 30.

第１パイプＰ１は、ルーフスラブ構造体１１から炉心２０の付近まで延びる比較的長い部材であるところ、このように下端が計装取付板３２に固定される構成によれば、第１パイプＰ１が撓むことが防止される。その結果、第１パイプＰ１及び第１パイプＰ１に配置された中性子ガイド管４１等が損傷しにくくなる。 The first pipe P1 is a relatively long member extending from the roof slab structure 11 to the vicinity of the reactor core 20. According to this configuration in which the lower end is fixed to the instrumentation mounting plate 32, the first pipe P1 is Deflection is prevented. As a result, the first pipe P1 and the neutron guide tube 41 arranged in the first pipe P1 are less likely to be damaged.

中性子ガイド管４１は、第１パイプＰ１の一部として構成され、中性子を比較的高温な炉心２０付近から比較的低温のルーフスラブ構造体１１側へと案内する。具体的には、中性子ガイド管４１は、下端部が主容器１０内に位置し上端部がルーフスラブ構造体１１内に位置するように延在している。中性子ガイド管４１は中空の部材であり、中性子が大幅に減衰することなく通過できるように、例えばアルゴンガスなどの不活性ガスが充填されている。 The neutron guide tube 41 is configured as a part of the first pipe P1, and guides neutrons from the vicinity of the relatively high temperature core 20 to the relatively low temperature roof slab structure 11 side. Specifically, the neutron guide tube 41 extends so that its lower end is located within the main vessel 10 and its upper end is located within the roof slab structure 11. The neutron guide tube 41 is a hollow member, and is filled with an inert gas such as argon gas so that neutrons can pass therethrough without being significantly attenuated.

減速材４２は、第１パイプＰ１内における中性子ガイド管４１の上方に配置されている。減速材４２は、一例として、ルーフスラブ構造体１１の内部に位置している。減速材４２は、中性子ガイド管４１を通じて導かれた中性子の速度を減速させる。中性子は、このよう減速材４２によって減速させられて熱中性子となることで、中性子検出器４５によって検出可能となる。 The moderator 42 is arranged above the neutron guide tube 41 in the first pipe P1. The moderator 42 is located inside the roof slab structure 11, for example. The moderator 42 reduces the speed of neutrons guided through the neutron guide tube 41. The neutrons are thus decelerated by the moderator 42 and become thermal neutrons, which can be detected by the neutron detector 45.

第１遮蔽プラグ４３は、第１パイプＰ１内における減速材４２の上方に配置されている。第１遮蔽プラグ４３は、炉心２０側からの熱及び放射線を遮蔽する部材である。 The first shielding plug 43 is arranged above the moderator 42 in the first pipe P1. The first shielding plug 43 is a member that shields heat and radiation from the reactor core 20 side.

第２パイプＰ２は、金属製の筒状部材であり、第１パイプＰ１と同様、ルーフスラブ構造体１１の上方からルーフスラブ構造体１１に対して着脱自在に取り付けられている。第２パイプＰ２の断面形状は、円形、四角形及び多角形など任意であるが、本実施形態では一例として円形である。第２パイプＰ２は、一例として第１パイプＰ１と平行に配置されている。図４に示すように、本実施形態では、第２パイプＰ２は第１パイプＰ１よりも主容器１０（図１参照）の半径方向の外側に配置されている。 The second pipe P2 is a cylindrical member made of metal, and like the first pipe P1, is detachably attached to the roof slab structure 11 from above the roof slab structure 11. The cross-sectional shape of the second pipe P2 is arbitrary, such as circular, quadrangular, and polygonal, but in this embodiment, it is circular as an example. The second pipe P2 is arranged parallel to the first pipe P1, for example. As shown in FIG. 4, in this embodiment, the second pipe P2 is arranged radially outside the main container 10 (see FIG. 1) than the first pipe P1.

第２パイプＰ２は、ルーフスラブ構造体１１のどのような位置に配置されていてもよいが、本実施形態では、図４に示すように、第２パイプＰ２は回転プラグ１３に設けられている。本発明は図４の構成に限定されるものではないが、図４の例では、３本の第２パイプＰ２が小回転プラグ１３－２に設けられ、１本の第２パイプＰ２が大回転プラグ１３－１に設けられている。 The second pipe P2 may be placed at any position on the roof slab structure 11, but in this embodiment, the second pipe P2 is provided on the rotating plug 13, as shown in FIG. . Although the present invention is not limited to the configuration of FIG. 4, in the example of FIG. 4, three second pipes P2 are provided in the small rotation plug 13-2, and one second pipe P2 is provided in the large rotation plug. It is located at 13-1.

中性子検出器４５は、中性子の中性子束を測定する検出器であり、第２パイプＰ２に設けられている。具体的には、中性子検出器４５は、減速材４２を通過して減速した中性子の中性子束を測定する。中性子検出器４５は、ルーフスラブ構造体１１の内部、具体的には、ルーフスラブ構造体１１の冷却ガス空間１１ｃの内部に配置されている。 The neutron detector 45 is a detector that measures the neutron flux of neutrons, and is provided in the second pipe P2. Specifically, the neutron detector 45 measures the neutron flux of neutrons that have passed through the moderator 42 and been decelerated. The neutron detector 45 is arranged inside the roof slab structure 11, specifically, inside the cooling gas space 11c of the roof slab structure 11.

上述したように、本実施形態では、第１パイプＰ１及び第２パイプＰ２がルーフスラブ構造体１１（具体的にはルーフスラブ構造体１１の回転プラグ１３）に対して上方から着脱自在に挿入される。このような構成によれば、第１パイプＰ１及び第２パイプＰ２を容易に抜き出すことができ、各種機器へのケーブル配線も行い易い。 As described above, in this embodiment, the first pipe P1 and the second pipe P2 are detachably inserted into the roof slab structure 11 (specifically, the rotary plug 13 of the roof slab structure 11) from above. Ru. According to such a configuration, the first pipe P1 and the second pipe P2 can be easily extracted, and cable wiring to various devices can be easily performed.

図５は、中性子ガイド管がある場合と、中性子ガイド管がない場合との中性子の減衰の様子を示すグラフである。図５において、横軸は、ルーフスラブ構造体１１の上面からの軸方向の距離［ｃｍ］であり、縦軸は、中性子束［ｎ／（ｃｍ^２・ｓｅｃ）］である。図５に示すように、中性子ガイド管がない場合、炉心側の計装取付板３２からルーフスラブ構造体の上面側に近づくにつれて（「上面からの軸方向距離」の値が「０」に近づくにつれて）中性子束の量が減少するが、中性子ガイド管がある場合は、中性子束の減少率が中性子ガイド管がない場合と比較して小さくなる。このことから、中性子ガイド管を利用することで、中性子を大幅に減衰させることなく主容器の上面側に導くことができることが理解される。 FIG. 5 is a graph showing how neutrons are attenuated when there is a neutron guide tube and when there is no neutron guide tube. In FIG. 5, the horizontal axis is the axial distance [cm] from the top surface of the roof slab structure 11, and the vertical axis is the neutron flux [n/(cm ² ·sec)]. As shown in FIG. 5, when there is no neutron guide tube, as the instrumentation mounting plate 32 on the core side approaches the upper surface side of the roof slab structure (the value of "axial distance from the upper surface" approaches "0") The amount of neutron flux decreases (according to the amount of neutron flux), but when there is a neutron guide tube, the rate of decrease in neutron flux is smaller than when there is no neutron guide tube. From this, it is understood that by using the neutron guide tube, neutrons can be guided to the upper surface side of the main container without significantly attenuating them.

（制御装置８０）
制御装置８０（図１参照）は、中性子検出器４５の検出結果に応じて表示部８１に所定の情報を表示させる装置である。制御装置８０は、例えばＣＰＵ及び記憶部を有するコンピュータで構成されている。表示部８１は、例えばディスプレイである。制御装置８０は、それぞれの中性子検出ユニット４０の中性子検出器４５に電気的に接続されており、各中性子検出器４５からの出力値を取得する。 (Control device 80)
The control device 80 (see FIG. 1) is a device that causes the display section 81 to display predetermined information according to the detection result of the neutron detector 45. The control device 80 is composed of, for example, a computer having a CPU and a storage section. The display section 81 is, for example, a display. The control device 80 is electrically connected to the neutron detector 45 of each neutron detection unit 40 and acquires the output value from each neutron detector 45.

上述したように本実施形態の高速炉１では、第１パイプＰ１の中性子ガイド管４１によってルーフスラブ構造体１１内へと導かれ、減速材４２で減速させられた中性子の中性子束を中性子検出器４５が計測する。第１パイプＰ１は、下端側が主容器１０の冷却材内に挿入されており、高速炉１の動作時においては冷却材が高温になるため、中性子ガイド管４１が損傷することが想定される。このような損傷が生じた場合、侵入したナトリウムによる大幅な減衰を被るため中性子束を正確に検出することができない。 As described above, in the fast reactor 1 of this embodiment, the neutron flux of neutrons guided into the roof slab structure 11 by the neutron guide tube 41 of the first pipe P1 and decelerated by the moderator 42 is detected by the neutron detector. 45 measures. The lower end of the first pipe P1 is inserted into the coolant of the main vessel 10, and since the coolant reaches a high temperature during operation of the fast reactor 1, it is assumed that the neutron guide tube 41 will be damaged. If such damage occurs, the neutron flux cannot be detected accurately because it is severely attenuated by the invading sodium.

そこで本実施形態では、制御装置８０が、中性子検出器４５の検出結果に基づいて中性子ガイド管４１の損傷の発生を推定する。具体的には、制御装置８０は、複数の中性子検出器４５からの出力値を取得し、１つの所定の中性子検出器４５からの出力値と、複数の他の中性子検出器４５からの出力値とを比較する。複数の他の中性子検出器４５からの出力値は、例えば、３つの中性子検出器４５からの出力値の平均値である。 Therefore, in this embodiment, the control device 80 estimates the occurrence of damage to the neutron guide tube 41 based on the detection result of the neutron detector 45. Specifically, the control device 80 acquires output values from a plurality of neutron detectors 45, and selects an output value from one predetermined neutron detector 45 and an output value from a plurality of other neutron detectors 45. Compare with. The output values from the plurality of other neutron detectors 45 are, for example, the average value of the output values from the three neutron detectors 45.

制御装置８０は、所定の中性子検出器４５から出力値と、他の中性子検出器４５からの出力値との差が所定の閾値以上の場合、その所定の中性子検出器４５の異常を示すアラートを出力する。制御装置８０は、具体的には、一例として表示部８１にアラートを表示させる。アラートは、例えば、作業者に中性子検出ユニット４０を点検させるためのメッセージであってもよいし、機器の交換を促すメッセージであってもよい。 If the difference between the output value from a predetermined neutron detector 45 and the output value from another neutron detector 45 is greater than or equal to a predetermined threshold, the control device 80 issues an alert indicating an abnormality in the predetermined neutron detector 45. Output. Specifically, the control device 80 causes the display unit 81 to display an alert, as an example. The alert may be, for example, a message to have the operator inspect the neutron detection unit 40, or a message to prompt the operator to replace the device.

このような構成によれば、表示部８１に表示されたアラートを作業者が見ることによって、作業者が中性子検出ユニット４０に異常が生じていることを知ることができ、当該の中性子検出ユニット４０の作動を阻止して点検や機器の交換といった対応を取ることができる。 According to such a configuration, by seeing the alert displayed on the display section 81, the worker can know that an abnormality has occurred in the neutron detection unit 40, and the worker can know that an abnormality has occurred in the neutron detection unit 40. It is possible to take measures such as checking or replacing the equipment by preventing it from operating.

なお、制御装置８０は、１つの所定の中性子検出器４５からの出力値と、任意の１つの他の中性子検出器４５からの出力値とを比較することによって、上記のような異常検出を行ってもよい。また、制御装置８０は、１つの所定の中性子検出器４５からの出力値と、予め所定の値に設定された基準値とを比較し、その差が所定の閾値以上の場合に、アラートを出力してもよい。 Note that the control device 80 performs abnormality detection as described above by comparing the output value from one predetermined neutron detector 45 and the output value from any one other neutron detector 45. It's okay. The control device 80 also compares the output value from one predetermined neutron detector 45 with a reference value set in advance to a predetermined value, and outputs an alert if the difference is greater than or equal to a predetermined threshold. You may.

（作用効果）
以上説明した本実施形の高速炉１では、中性子検出ユニット４０として中性子ガイド管４１、減速材４２、及び中性子検出器４５が設けられ、炉心２０からの中性子は、中性子ガイド管４１によって主容器１０の上方へと導かれ、比較的温度の低いルーフスラブ構造体１１の内部において、中性子検出器４５によって中性子束が測定される。本実施形態の高速炉１における中性子計測方法は、中性子ガイド管４１を通じて導かれた中性子の速度を減速材４２で減速させるステップと、減速材４２によって減速した中性子の中性子束を中性子検出器４５で測定するステップとを有する。 (effect)
In the fast reactor 1 of this embodiment described above, a neutron guide tube 41, a moderator 42, and a neutron detector 45 are provided as a neutron detection unit 40, and neutrons from the reactor core 20 are transferred to the main vessel 10 by the neutron guide tube 41. The neutron flux is measured by the neutron detector 45 inside the roof slab structure 11 where the temperature is relatively low. The neutron measurement method in the fast reactor 1 of this embodiment includes the steps of reducing the velocity of neutrons guided through the neutron guide tube 41 with a moderator 42, and detecting the neutron flux of the neutrons moderated by the moderator 42 with a neutron detector 45. and a step of measuring.

このような構成によれば、中性子検出器４５が主容器１０の半径方向外側に配置される構成と比較して、冷却材であるナトリウムによる中性子の減衰の影響を受けにくいため、中性子検出器４５による中性子束の測定値の正確度を向上させることができる。また、中性子検出ユニット４０が炉心２０の上方に設けられている本実施形態の構成によれば、使用済燃料が遮蔽集合体の一部に代えて貯蔵されたとしても、使用済燃料から放出される中性子による影響や、炉心からの中性子が使用済燃料に吸収されることによる影響を受けにくく、中性子束を精度良く検出することができる。 According to such a configuration, compared to a configuration in which the neutron detector 45 is disposed outside the main vessel 10 in the radial direction, the neutron detector 45 is less susceptible to the attenuation of neutrons by sodium, which is a coolant. The accuracy of neutron flux measurements can be improved. Furthermore, according to the configuration of this embodiment in which the neutron detection unit 40 is provided above the reactor core 20, even if the spent fuel is stored instead of as a part of the shielding assembly, it will not be released from the spent fuel. It is less susceptible to the effects of neutrons from the reactor core and absorption of neutrons by spent fuel, making it possible to accurately detect neutron flux.

また、本実施形態の高速炉１では、ルーフスラブ構造体１１に対して着脱自在に取り付けられた第１パイプＰ１の一部として中性子ガイド管４１が構成されている。したがって、例えば中性子ガイド管４１が損傷した場合に、中性子ガイド管４１を交換し易い。 Furthermore, in the fast reactor 1 of this embodiment, the neutron guide tube 41 is configured as a part of the first pipe P1 that is detachably attached to the roof slab structure 11. Therefore, for example, when the neutron guide tube 41 is damaged, the neutron guide tube 41 can be easily replaced.

また、本実施形態の高速炉１では、第１パイプＰ１の下端が計装取付板３２に、途中は炉心上部構造３０内の高さ方向の数枚の水平板に支持・固定されている（後者は不図示）。水平板は、炉心上部構造３０内において、１枚又は複数枚配置されていてもよく、当該水平板によって第１パイプＰ１における上端と下端との間の中間領域が支持されていることが、一形態において好ましい。このような構成によれば、第１パイプＰ１が撓むことが防止され、その結果、第１パイプＰ１及び第１パイプＰ１に配置された中性子ガイド管４１等が損傷しにくくなる。よって、中性子束の測定を長期にわたって正確に行うことが可能となる。 In addition, in the fast reactor 1 of this embodiment, the lower end of the first pipe P1 is supported and fixed to the instrumentation mounting plate 32, and the middle part is supported and fixed to several horizontal plates in the height direction within the core superstructure 30 ( The latter is not shown). One or more horizontal plates may be arranged in the core superstructure 30, and it is important that the intermediate region between the upper end and the lower end of the first pipe P1 is supported by the horizontal plate. Preferred in form. According to such a configuration, the first pipe P1 is prevented from being bent, and as a result, the first pipe P1, the neutron guide tube 41, etc. arranged in the first pipe P1 are less likely to be damaged. Therefore, it becomes possible to accurately measure neutron flux over a long period of time.

また、本実施形態の高速炉１では、第１パイプＰ１に第１遮蔽プラグ４３がさらに設けられている。このように、第１遮蔽プラグ４３を第１パイプＰ１に設けることで、原子炉運転中はルーフスラブ構造体１１上部への中性子等放射線の遮蔽を行い、中性子ガイド管４１内に設置した計装機器を交換する必要が生じた際は原子炉停止時に第１遮蔽プラグ４３を取り外して交換を行う。 Moreover, in the fast reactor 1 of this embodiment, a first shielding plug 43 is further provided in the first pipe P1. In this way, by providing the first shielding plug 43 in the first pipe P1, the upper part of the roof slab structure 11 is shielded from radiation such as neutrons during reactor operation, and the instrumentation installed in the neutron guide tube 41 is When it becomes necessary to replace equipment, the first shielding plug 43 is removed and replaced when the reactor is shut down.

また、本実施形態の高速炉１では、ルーフスラブ構造体１１に対して着脱自在に取り付けられた第２パイプＰ２に中性子検出器４５が配置されている。中性子検出器４５は、ルーフスラブ構造体１１の内部（具体的は冷却ガス空間１１ｃ）の任意の位置に配置されてよいが、このように第２パイプＰ２に中性子検出器４５が設けられている場合、中性子検出器４５を交換する必要が生じた際に交換を行い易いという利点がある。 Moreover, in the fast reactor 1 of this embodiment, the neutron detector 45 is arranged in the second pipe P2 that is detachably attached to the roof slab structure 11. The neutron detector 45 may be placed at any position inside the roof slab structure 11 (specifically, the cooling gas space 11c), but the neutron detector 45 is provided in the second pipe P2 in this way. In this case, there is an advantage that the neutron detector 45 can be easily replaced when it becomes necessary to replace it.

また、本字実施形態の高速炉１では、中性子検出器４５は、熱遮蔽層１１ａによって遮熱された、ルーフスラブ構造体１１の冷却ガス空間１１ｃに位置するように配置されている。このような構成によれば、熱による中性子検出器４５の損傷が生じにくく、また、高温条件下で使用可能な特別な検出器を用いる必要もない。 Moreover, in the fast reactor 1 of this embodiment, the neutron detector 45 is arranged so as to be located in the cooling gas space 11c of the roof slab structure 11, which is thermally shielded by the heat shielding layer 11a. With this configuration, the neutron detector 45 is less likely to be damaged by heat, and there is no need to use a special detector that can be used under high temperature conditions.

また、本字実施形態の高速炉１では、複数の中性子検出ユニット４０のうちの一部に損傷が生じ、中性子検出器４５の出力値に基づいて異常が検出された場合には、制御装置８０が表示部８１にアラートを出力する。したがって、作業者が中性子検出ユニット４０に異常が生じていることを知ることができ、当該の中性子検出ユニット４０の作動を阻止して点検や機器の交換といった処置を行うことができる。 Moreover, in the fast reactor 1 of this embodiment, if some of the plurality of neutron detection units 40 are damaged and an abnormality is detected based on the output value of the neutron detector 45, the control device 80 outputs an alert to the display section 81. Therefore, the operator can know that an abnormality has occurred in the neutron detection unit 40, and can prevent the operation of the neutron detection unit 40 and take measures such as inspection or equipment replacement.

（変形例）
図３に示したように、上記実施形態では、中性子検出器４５が設けられた第２パイプＰ２が回転プラグ１３の大回転プラグ１３－１と小回転プラグ１３－２とに配置された構成を例示した。しかしながら、本発明においては、例えば、全ての第２パイプＰ２が大回転プラグ１３－１に、または小回転プラグ１３－２に配置されてもよい。 (Modified example)
As shown in FIG. 3, in the above embodiment, the second pipe P2 provided with the neutron detector 45 is arranged in the large rotation plug 13-1 and the small rotation plug 13-2 of the rotation plug 13. did. However, in the present invention, for example, all the second pipes P2 may be arranged in the large rotation plug 13-1 or the small rotation plug 13-2.

以上、本発明を実施の形態を用いて説明したが、本発明の技術的範囲は上記実施の形態に記載の範囲には限定されず、その要旨の範囲内で種々の変形及び変更が可能である。例えば、装置の全部又は一部は、任意の単位で機能的又は物理的に分散・統合して構成することができる。また、複数の実施の形態の任意の組み合わせによって生じる新たな実施の形態も、本発明の実施の形態に含まれる。組み合わせによって生じる新たな実施の形態の効果は、もとの実施の形態の効果を併せ持つ。 Although the present invention has been described above using the embodiments, the technical scope of the present invention is not limited to the scope described in the above embodiments, and various modifications and changes can be made within the scope of the gist. be. For example, all or part of the device can be functionally or physically distributed and integrated into arbitrary units. In addition, new embodiments created by arbitrary combinations of multiple embodiments are also included in the embodiments of the present invention. The effects of the new embodiment resulting from the combination have the effects of the original embodiment.

１ 高速炉
１０ 主容器
１０ａ 炉心槽
１１ ルーフスラブ構造体
１１ａ 熱遮蔽層
１１ｂ 放射線遮蔽層
１１ｃ 冷却ガス空間
１２ ルーフスラブ
１３ 回転プラグ
１３－１ 大回転プラグ
１３－２ 小回転プラグ
１４ 燃料交換機
１５ 仕切板
２０ 炉心
３０ 炉心上部構造
３１ 筒体
３２ 計装取付板
４０ 中性子検出ユニット
４１ 中性子ガイド管
４２ 減速材
４３ 第１遮蔽プラグ
４５ 中性子検出器
４６ 第２遮蔽プラグ
５０ 中間熱交換器
５１ 入口窓
５２ 出口窓
６０ 循環ポンプ
６１ 配管
７０ 直接炉心冷却系熱交換器
８０ 制御装置
８１ 表示部
Ｐ１ 第１パイプ
Ｐ２ 第２パイプ
Ｓ１ 領域 1 Fast reactor 10 Main vessel 10a Core tank 11 Roof slab structure 11a Heat shielding layer 11b Radiation shielding layer 11c Cooling gas space 12 Roof slab 13 Rotating plug 13-1 Large rotating plug 13-2 Small rotating plug 14 Fuel exchanger 15 Partition plate 20 Core 30 Core upper structure 31 Cylindrical body 32 Instrumentation mounting plate 40 Neutron detection unit 41 Neutron guide tube 42 Moderator 43 First shielding plug 45 Neutron detector 46 Second shielding plug 50 Intermediate heat exchanger 51 Inlet window 52 Exit window 60 Circulation pump 61 Piping 70 Direct core cooling system heat exchanger 80 Control device 81 Display section P1 First pipe P2 Second pipe S1 Area

Claims (9)

核燃料を収容する炉心と、
上部が開口した有底円筒型に形成され、前記炉心を冷却材とともに収容する主容器と、
前記主容器の上部に配置され前記主容器を閉じるルーフスラブ構造体と、
前記炉心からの中性子の中性子束を測定する中性子検出ユニットと、
を備える高速炉であって、
前記中性子検出ユニットは、
前記炉心の上方の領域において、下端部が前記主容器内に位置し上端部が前記ルーフスラブ構造体内に位置するように前記主容器の高さ方向に延在し、前記炉心からの中性子を前記主容器の上方へと導く中性子ガイド管と、
前記ルーフスラブ構造体内に配置され、前記中性子ガイド管を通じて導かれた前記中性子の速度を減速させる減速材と、
前記ルーフスラブ構造体内に配置され、減速した前記中性子の中性子束を測定する中性子検出器と、
を有する、高速炉。 A reactor core that houses nuclear fuel,
a main container formed into a bottomed cylindrical shape with an open top and accommodating the core together with a coolant;
a roof slab structure disposed on top of the main container and closing the main container;
a neutron detection unit that measures neutron flux of neutrons from the core;
A fast reactor comprising:
The neutron detection unit includes:
In a region above the core, the neutrons extend in the height direction of the main vessel such that a lower end is located within the main vessel and an upper end is located within the roof slab structure. a neutron guide tube that guides the neutrons above the main container;
a moderator disposed within the roof slab structure to reduce the speed of the neutrons guided through the neutron guide tube;
a neutron detector disposed within the roof slab structure and measuring the neutron flux of the decelerated neutrons;
A fast reactor with 前記中性子検出ユニットは、
前記ルーフスラブ構造体の上方から前記ルーフスラブ構造体に対して着脱自在に取り付けられ、前記主容器の内部に向かって延在する第１パイプを有し、
前記第１パイプの一部が前記中性子ガイド管として構成され、かつ、前記第１パイプ内に前記減速材が配置されている、
請求項１に記載の高速炉。 The neutron detection unit includes:
a first pipe that is detachably attached to the roof slab structure from above the roof slab structure and extends toward the inside of the main container;
A part of the first pipe is configured as the neutron guide tube, and the moderator is disposed within the first pipe.
The fast reactor according to claim 1. 前記炉心の上方の領域に設けられ、計装機器が配置される収容スペースを形成する炉心上部構造をさらに備え、
前記炉心上部構造は、
前記収容スペースを囲み、前記主容器の高さ方向に延在する筒体と、
前記筒体の下端部に設けられた計装取付板と、
を有し、
前記第１パイプは前記筒体内に配置され、前記第１パイプの下端は前記計装取付板に、途中は炉心上部構造内の高さ方向に配置された少なくとも１枚の水平板に固定される、
請求項２に記載の高速炉。 further comprising a core superstructure provided in a region above the core and forming an accommodation space in which instrumentation equipment is arranged;
The core superstructure is
a cylindrical body surrounding the accommodation space and extending in the height direction of the main container;
an instrumentation mounting plate provided at the lower end of the cylinder;
has
The first pipe is disposed within the cylindrical body, and the lower end of the first pipe is fixed to the instrumentation mounting plate, and the middle part thereof is fixed to at least one horizontal plate arranged in the height direction within the core superstructure. ,
The fast reactor according to claim 2. 前記中性子検出ユニットは、
前記第１パイプ内における前記減速材の上方に配置され、前記炉心側からの熱及び放射線を遮蔽する部材である遮蔽プラグをさらに有する、
請求項２又は３に記載の高速炉。 The neutron detection unit includes:
further comprising a shielding plug that is disposed above the moderator in the first pipe and is a member that shields heat and radiation from the reactor core side;
The fast reactor according to claim 2 or 3. 前記中性子検出ユニットは、
前記ルーフスラブ構造体の上方から前記ルーフスラブ構造体に対して着脱自在に取り付けられた第２パイプを有し、
前記第２パイプに前記中性子検出器が配置されている、
請求項１又は２に記載の高速炉。 The neutron detection unit includes:
a second pipe detachably attached to the roof slab structure from above the roof slab structure;
the neutron detector is arranged in the second pipe;
The fast reactor according to claim 1 or 2. 前記ルーフスラブ構造体は、
前記主容器の上部を覆うルーフスラブと、
前記ルーフスラブの中心部分に配置され、前記核燃料を交換するための燃料交換機を移動させる回転プラグと、
を有し、前記第２パイプは、前記回転プラグに配置されている、
請求項５に記載の高速炉。 The roof slab structure includes:
a roof slab covering the upper part of the main container;
a rotating plug disposed in a central portion of the roof slab for moving a refueling machine for exchanging the nuclear fuel;
and the second pipe is disposed on the rotating plug,
The fast reactor according to claim 5. 前記ルーフスラブ構造体は、
前記ルーフスラブ構造体の下面側に形成された熱遮蔽層と、
前記ルーフスラブ構造体の上面側に形成された放射線遮蔽層と、
を有し、前記熱遮蔽層と前記放射線遮蔽層との間に、冷却ガスが充填される空間である冷却ガス空間が形成され、
前記第２パイプは、
前記中性子検出器が前記冷却ガス空間に位置するように配置されている、
請求項６に記載の高速炉。 The roof slab structure includes:
a heat shielding layer formed on the lower surface side of the roof slab structure;
a radiation shielding layer formed on the upper surface side of the roof slab structure;
A cooling gas space, which is a space filled with cooling gas, is formed between the heat shielding layer and the radiation shielding layer,
The second pipe is
the neutron detector is located in the cooling gas space;
The fast reactor according to claim 6. 複数の前記中性子検出ユニットが設けられ、
複数の前記中性子検出器からの出力値を取得する制御装置をさらに備え、
前記制御装置は、
所定の前記中性子検出器からの出力値と、１つ又は複数の他の前記中性子検出器からの出力値とを比較して、出力値の差が所定の閾値以上の場合、前記所定の中性子検出器の異常を示すアラートを出力する、
請求項１又は２に記載の高速炉。 A plurality of the neutron detection units are provided,
further comprising a control device that acquires output values from the plurality of neutron detectors,
The control device includes:
The output value from the predetermined neutron detector is compared with the output value from one or more of the other neutron detectors, and if the difference in the output values is greater than or equal to a predetermined threshold, the predetermined neutron is detected. Outputs alerts indicating equipment abnormalities,
The fast reactor according to claim 1 or 2. 核燃料を収容する炉心と、上部が開口した有底円筒型に形成され、前記炉心を冷却材とともに収容する主容器と、前記主容器の上部に配置され前記主容器を閉じるルーフスラブ構造体と、前記炉心からの中性子の中性子束を測定する中性子検出ユニットと、を備える高速炉の中性子計測方法であって、
前記中性子検出ユニットは、前記炉心の上方の領域において、下端部が前記主容器内に位置し上端部が前記ルーフスラブ構造体内に位置するように前記主容器の高さ方向に延在し、前記炉心からの中性子を前記主容器の上方へと導く中性子ガイド管と、前記ルーフスラブ構造体内に配置され、前記中性子ガイド管を通じて導かれた前記中性子の速度を減速させる減速材と、前記ルーフスラブ構造体内に配置され、減速した前記中性子の中性子束を測定する中性子検出器と、を有し、
前記中性子ガイド管を通じて導かれた前記中性子の速度を前記減速材で減速させるステップと、
前記減速材によって減速した前記中性子の中性子束を前記中性子検出器で測定するステップと、
を有する、高速炉の中性子計測方法。

A reactor core that accommodates nuclear fuel, a main vessel that is formed in a bottomed cylindrical shape with an open top and that accommodates the core together with a coolant, and a roof slab structure that is disposed on the top of the main vessel and closes the main vessel; A fast reactor neutron measurement method comprising: a neutron detection unit that measures neutron flux of neutrons from the reactor core;
The neutron detection unit extends in the height direction of the main vessel in a region above the reactor core such that a lower end is located within the main vessel and an upper end is located within the roof slab structure; a neutron guide tube that guides neutrons from the core above the main vessel; a moderator that is disposed within the roof slab structure and reduces the speed of the neutrons guided through the neutron guide tube; and the roof slab structure a neutron detector disposed inside the body and measuring the neutron flux of the decelerated neutron;
Decreasing the speed of the neutrons guided through the neutron guide tube with the moderator;
Measuring the neutron flux of the neutrons moderated by the moderator with the neutron detector;
A method for measuring neutrons in fast reactors.