JP4625557B2

JP4625557B2 - Reactor power monitoring device

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Publication number: JP4625557B2
Application number: JP2000087233A
Authority: JP
Inventors: 幹雄泉; 真史山田; 豊田中; 輝次垂水; 彰柚木
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2000-03-27
Filing date: 2000-03-27
Publication date: 2011-02-02
Anticipated expiration: 2020-03-27
Also published as: JP2001272495A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲと称す）の原子炉圧力容器内（以下、炉内とも称す）における出力分布の監視を行う原子炉出力監視装置に関する。
【従来の技術】
原子炉出力監視装置は、原子炉出力が中性子束に比例するため中性子を測定して原子炉の出力を表示すること、燃料の燃焼度を評価すること、および炉内の出力の過大出力時などに原子炉を停止することのように原子炉保護の出力検知手段として用いられている。
【０００２】
この原子炉出力監視装置は、中性子検出器と、その信号を増幅・整形する信号処理装置とから構成され、その計測範囲は非常に広く定格出力からその１０^−１０倍の範囲に亘って高精度に計測する必要があるため、一種類の計測装置で全範囲を計測することは困難である。そのため、原子炉の起動時の出力が低い領域を計測するために、起動領域モニタ（ＳＲＮＭ：Ｓｔａｒｔ−ｕｐＲａｎｇｅＮｅｕｔｒｏｎＭｏｎｉｔｏｒ）が使用され、出力が高い領域では局所出力領域モニタ（ＬＰＲＭ：ＬｏｃａｌＰｏｗｅｒＲａｎｇｅＭｏｎｉｔｏｒ）が使用されている。
【０００３】
また、ＳＲＮＭは、さらに２つの計測手法を用いており、原子炉出力の低い領域、すなわち原子炉出力が１０^−９％から１０^−４％までは、検出器の出力パルスの個数を計数すること（以下、パルス計測という）により起動領域出力を監視する。一方、原子炉出力の高い領域、すなわち原子炉出力が１０^−５％〜１０％では、検出器の出力パルスの重なりにより生じるゆらぎのパワーを測定すること（以下、キャンベル計測という）により、原子炉の出力を監視するものである。なお、ＬＰＲＭ検出器は、４個が一組となり、原子炉圧力容器内の軸方向に縦に配置され、インコアモニタ集合体を構成している。
【０００４】
従来において、ＳＲＮＭ検出器は、通常原子炉圧力容器内に８体または１０体設置され、インコアモニタ集合体は約５２体（ＬＰＲＭ検出器は約２０８個）設置されていた。そして、ＳＲＮＭ検出器およびインコアモニタ集合体は、原子炉圧力容器内の径方向の断面において個別に設置されていた。
【０００５】
さらに、ＳＲＮＭは、過大出力時の原子炉保護機能の検知要素として使用され、運転中に発生する予期しない異常な過渡変化を検知し、原子炉緊急停止（原子炉スクラム）信号を発し、原子炉を停止する。よって、この異常な過渡変化を検知するために、炉内の各検出器が原子炉保護系分離区分に振り分けられている。この原子炉保護系分離区分では、２重の「１ｏｕｔｏｆ２」および「２ｏｕｔｏｆ４」などの特殊な論理回路構成となっており、誤動作による不要な原子炉停止、および不作動による異常な運転を未然に防止している。
【０００６】
ところで、ＳＲＮＭ検出器などの検出器は、定期的に点検および保守を行う必要があり、これら検出器の保守および調整などの際、調整時のデータが異常データとして検知されると、原子炉緊急停止（原子炉スクラム）信号が発せられて原子炉が停止してしまう。そのため、検出器自体の保守および調整時に、検出器を通常監視から除外し、これをバイパスという。このバイパスを行うために、原子炉保護系分離区分とは異なる検出器のグループ分けが行われている。
【０００７】
この原子炉保護系分離区分とバイパスグループにおいて、個々のＳＲＮＭ検出器の振り分けが異なっていた。このため、原子炉の運転を行う運転員によって、検出器の認識、取り扱いが煩雑になり、運用性において問題であった。
【０００８】
一方、近年、原子炉出力を上昇させるために、原子炉炉心の大型化、すなわち原子炉圧力容器の径方向の大きさを大型化する傾向となってきている。これに伴い、従来８体または１０体であったＳＲＮＭ検出器の数を増加させる必要が生じてきている。
【０００９】
しかしながら、ＳＲＮＭ検出器の数を増加させると、ＳＲＮＭ検出器用の炉内案内管およびフランジなどを多く設けなけならず、圧力容器の貫通孔が増え信頼性が低下する。また、これにより費用がかさみ、検出器の増加に伴い設計および運転時などにおける煩雑さが一層増加するという問題があった。
【００１０】
具体的には、現在の改良型沸騰水型（ＡＢＷＲ）原子力プラントにおいて、ＳＲＮＭ検出器が１０体、またインコアモニタ集合体が５２体設けられ、それぞれ個々に原子力圧力容器に挿入され設置されている。このため、中性子検出器の設置体数は合計して６２体となり、炉内の案内管およびフランジなどを６２体分設ける必要があった。
【００１１】
一方、原子炉における燃料交換の効率化および燃料の高燃焼度化が求められている。この一つの対策として、ＢＷＲでは燃料棒の集合体である燃料バンドル毎に、燃料の入れ替えを行っているため、この燃料バンドルを大型化し、交換の効率化を図ることが考えられる。その際、ＢＷＲでは、燃料バンドルと燃料バンドルとの間に制御棒およびＳＲＮＭ検出器またはインコアモニタ集合体が挿入される構造となっているものの、燃料バンドルが大型化するのに伴い、これらの挿入スペースが減少し、効率的な検出器配置が必要となってきている。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
このような課題を解決する手段としては、ＳＲＮＭ検出器とＬＰＲＭ検出器を同一の検出器集合体で構成することが考えられる。
【００１３】
しかしながら、ＳＲＮＭ検出器とＬＰＲＭ検出器は、以下のような設置上の差異があり、現状の設計では同一の検出器集合体に同時に設置できず、センサの構造の改良が必要であることが分かってきた。
【００１４】
まず、第１の課題はＳＲＮＭ検出器とＬＰＲＭ検出器との測定範囲の違いである。ＳＲＮＭ検出器の方がＬＰＲＭ検出器よりも大型であり、従来はＳＲＮＭ検出器は検出器集合体内に１体格納する構成としていた点である。すなわち、従来のインコアモニタ集合体の中にＳＲＮＭ検出器を挿入する際は、ＳＲＮＭ検出器の検出部の径を従来のものに比べて細く構成する必要があるという点である。
【００１５】
ＳＲＮＭ検出器は、核***検出器で構成されており、その場合の中性子感度は、電極表面に塗布される核***物質の量によって決定される。但し、電極表面の単位面積当たりの塗布密度を増加させると、電極での核***によって生じた核***片が塗布された核***物質自体で減衰してしまうため、塗布厚さを増加させても感度は上昇しない。従来から、この条件と製造上の安定性の観点からウランの最大の塗布厚さを評価し、感度を満たす最も小型な大きさに電極構造を決定している。
【００１６】
よって、ＳＲＮＭ検出器の円筒電極の径を細くした場合も、中性子感度を従来と同等にするためには、電極面積を同等とする必要がある。つまり、円筒電極の径を細くした分、長さを長くする必要があることが判明した。
【００１７】
しかし、インコアモニタ集合体内に格納するために、ＳＲＮＭ検出器を長尺化した場合、電極間隔を一定に保つことは非常に困難であり、その対策が必要である。つまり、ＳＲＮＭ検出器の電極は、中心の陽極とその外周側に設置された円筒状の陰極とから構成されており、その間の電極間隔は約０．２ｍｍ程度の一定間隔に保持する必要がある。
【００１８】
また、上記陰極内面への核***物質の塗布には、下部から塗布物質を流して塗布する手法を用いているが、この手法では長尺電極を対象とした場合、陰極の下部と上部とでは塗布厚さが異なるという問題が生じる。また、長尺化に伴って、熱的な歪みを十分緩和する必要があるという問題を有していた。
【００１９】
次に、第２の課題として、測定上の問題である。ＳＲＮＭは、微少交流信号を扱うパルス計測とキャンベル計測を行っているため、外来ノイズに弱い。よって、ＳＲＮＭは原子炉圧力容器／検出器支持材などから絶縁され、測定装置位置のみで接地を行うような構成となっている。
【００２０】
一方、ＬＰＲＭは、直流電流計測を行っているため、ほとんどが交流成分である外来ノイズの影響は受け難いため、これらの絶縁は特別施されていない。
【００２１】
このような測定上の問題から、ＬＰＲＭ検出器は、炉内のγ線による発熱を冷却するため、積極的に炉水（約３００℃）に接触するように検出器集合体が構成されている。一方、ＳＲＮＭ検出器は、前記の耐ノイズ性の観点から炉水に接触しない構造とするとともに、γ線の発熱により検出器温度が約４００℃〜５００℃程度に上昇する点を考慮し、耐熱性能の優れた構造設計となっている。
【００２２】
したがって、このような検出器設置条件の差異のため、同一の検出器集合体に同時に格納するには、センサ自体の構造を見直す必要があることが判明した。
【００２３】
本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、起動領域モニタ検出器を検出器集合体チューブ内に統合して細径化、長尺化した場合でも、起動領域モニタ検出器の性能を確保することができる原子炉出力監視装置を提供することを目的とする。
【００２４】
【課題を解決するための手段】
上記目的達成のため、請求項１記載の発明では、原子炉の原子炉圧力容器内の出力を監視する原子炉出力監視装置において、前記原子炉の局所出力を監視する局所出力領域モニタ検出器と、前記原子炉の起動領域出力を監視する起動領域モニタ検出器と、前記局所出力領域モニタ検出器の感度を校正する校正手段と、これら局所出力領域モニタ検出器、起動領域モニタ検出器および校正手段を内部に格納する検出器集合体チューブと、前記起動領域モニタ検出器の出力を計測し、前記原子力の出力を監視する起動領域モニタ監視装置と、前記局所出力領域モニタ検出器の信号を計測し、前記原子力の出力を監視する局所出力領域モニタ監視装置とを備え、前記起動領域モニタ検出器は、陽電極および陰電極とこれら両電極間を所定間隔に保持しかつ両電極間を絶縁する絶縁保持部材とを有し、前記原子炉の炉心の軸方向に並べられた複数の電極対と、前記複数の電極対および前記起動領域モニタ監視装置を電気的に直列に接続する電極接続手段とを備えたことを特徴とする。
【００２５】
請求項１記載の発明において、起動領域モニタ検出器は、陽電極および陰電極とこれら両電極を電気的に絶縁する絶縁保持部材とから構成される電極対と、これらの電極対を接続する電極接続手段が複数、別々に分かれているため、検出器集合体チューブに挿入するための細径化が可能となり、しかも長尺化に伴う熱変形などの影響を複数の電極に分割し、ぞれぞれを電極接続手段で接続することで低減可能となる。
【００２６】
特に、電極接続手段をフォイル、ばねなどで構成することで、さらに耐熱性を向上できる。さらに、ウラン塗布時のウラン塗布面の均一性を、電極を分割することで確保することが容易となる。
【００２７】
局所出力領域モニタ検出器の感度を校正する校正手段により、局所出力領域モニタ検出器と起動領域モニタ検出器を同時に校正して異常診断を行い、また、原子炉軸方向の分布の測定を行う。これら検出器は、検出器集合体チューブに格納される。起動領域モニタ検出器の出力は、起動領域モニタ監視装置によりその特性に合った測定を行う。また、出力領域モニタ検出器の信号は、局所出力領域モニタ監視装置によってまとめて計測される。
【００２８】
これらにより、起動領域モニタ検出器と出力領域モニタ検出器およびそれらの校正手段が同一の検出器集合体チューブに格納可能となり、原子炉の全レンジを一括して監視することが可能となる。そして、検出器の校正も、同一の校正システムで可能となる。
【００２９】
請求項２記載の発明では、請求項１記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器は、前記電極対を前記炉心の軸方向全体に分布するように配置したことを特徴とする。
【００３０】
請求項２記載の発明において、起動領域モニタ検出器は、前記電極対を炉心の軸方向全体に分布するように配置したことにより、起動領域モニタ検出器の軸方向の検出範囲がその設置位置により調整可能となる。また、起動領域モニタ検出器は、中性子検出部、つまり電極対を１箇所に設置するのではなく、炉心の軸方向全体に分割し、分布させることで、検出器集合体チューブに挿入することが可能となる。この分割により、センサ径の細径化と、熱変形などの影響を低減させることが可能となる。
【００３１】
請求項４記載の発明では、請求項１ないし３のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器は、包囲手段にて包囲したことを特徴とする。
【００３２】
請求項３記載の発明において、起動領域モニタ検出器を包囲手段にて包囲したことにより、起動領域モニタ検出器に炉水が接しない構成を実現することができ、起動領域モニタ検出器の出力であるパルス伝播特性の性能改善が可能となる。
また、冷却の必要な出力領域モニタ検出器は炉水に接し、耐熱性の優れる起動領域モニタ検出器は炉水と絶縁した状態で、同一の検出器集合体に同時に格納できる。これらにより、耐熱仕様の異なる出力領域モニタ検出器と起動領域モニタ検出器とを、同一の検出器集合体チューブに格納することができ、原子炉への検出器集合体の挿入本数を削減可能となる。
【００３３】
請求項５記載の発明では、請求項１ないし４のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、局所出力領域モニタ検出器および起動領域モニタ検出器の電極対を同一形状に形成したことを特徴とする。
【００３４】
請求項５記載の発明において、ウラン塗布が塗布されている陰電極を、局所出力領域モニタ検出器と起動領域モニタ検出器に共通して適用できるため、製作時のウラン塗布装置の共通化が可能となり、こられを格納する検出器集合体自体の性能の安定が可能となる。これにより、同一の検出器集合体に格納する局所出力領域モニタ検出器と起動領域モニタ検出器とのウラン電極を同一にすることにより、検出器集合体のコストダウン
と信頼性の向上が可能となる。
【００３５】
請求項６記載の発明では、原子炉の原子炉圧力容器内の出力を監視する原子炉出力監視装置において、前記原子炉の炉心の軸方向に並べられ、炉心相当の高さ範囲内に分布させた複数の電極対と、前記複数の電極対を電気的に直列に接続する電極接続手段とを有し、前記原子炉の起動から出力までの全レンジの出力を監視する全レンジ監視モニタ用検出器と、この全レンジ監視モニタ用検出器の感度を校正し、炉心内の出力分布を監視する出力分布監視手段と、これら全レンジ監視モニタ用検出器および出力分布監視手段を格納する検出器集合体チューブと、前記全レンジ監視モニタ用検出器の出力を計測し、前記原子力の出力を監視する全レンジ監視装置とを備えたことを特徴とする。
【００３６】
請求項６記載の発明において、全レンジ監視モニタ用検出器は、炉心の軸方向に分布する長尺のセンサ形状が採用でき、それにより原子炉起動時の低い出力から、原子炉の定格出力時まで、原子炉内の中性子束、正確には設置された位置の軸方向の平均出力に比例した出力を得るセンサ設計が可能となる。
【００３７】
また、従来、局所出力領域モニタ検出器および起動領域モニタ検出器によって原子炉の異常時には原子炉の停止信号を発生する機能、つまりトリップ機能を確保していたが、この全レンジ監視モニタ用検出器により、従来の局所出力領域モニタ検出器および起動領域モニタ検出器と同等のトリップ応答の要求を満たす高速応答のセンサ設計が可能となる。さらに、原子炉の軸方向出力分布および全レンジ監視モニタ用検出器の軸方向感度分布は、出力分布監視手段により測定、校正され、異常診断を行う。これら検出器は、検出器集合体チューブに格納される。全レンジ監視モニタ用検出器および出力分布監視手段の出力は、全レンジ監視装置に入力され、原子炉の出力を連続して監視する。
【００３８】
これらにより、従来の起動領域モニタ検出器と局所出力領域モニタ検出器の機能を、一つの長尺の全レンジ監視モニタ用検出器に統合することにより、これらを同一の検出器集合体に統合することが可能となる。
【００３９】
請求項７記載の発明では、請求項１ないし６のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器または全レンジ監視モニタ用検出器に設置された電極対の陽極に、その軸方向に沿って中空部を形成したことを特徴とする。
【００４０】
請求項７記載の発明において、陽極は保持セラミックス以外の部分が封入電離ガスによって熱的に絶縁されるため、通常は、その電極長さつまり保持セラミックス間の電極長さが長いほど、陽極内のガンマ線発熱による熱が逃げにくくなるが、起動領域モニタ検出器の長尺化による発熱量の増加を、陽極の内部を中空にすることによって低減する。
【００４１】
これらにより、起動領域モニタ検出器の長尺化、細径化が可能となり、局所出力領域モニタ検出器と起動領域モニタ検出器とを同一の検出器集合体チューブに格納することができ、原子炉への検出器集合体の挿入本数を削減することができる。
【００４２】
請求項８記載の発明では、請求項１ないし７のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器または全レンジ監視モニタ用検出器の外表面のセンサケースにセラミック絶縁層を形成したことを特徴とする。
【００４３】
請求項８記載の発明において、起動領域モニタ検出器または全レンジ監視モニタ用検出器のセンサケース表面に直接セラミックコーティングを行うことで、従来、アルミナ部品などをスペーサとして用いていた場合に比べ、センサの細径化が可能となる。これにより、起動領域モニタ検出器の長尺化、細径化が可能となる。
【００４４】
請求項９記載の発明では、請求項１ないし８のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、複数の電極対と、これらを接続する電極接続線とのインピーダンスを同一にするインピーダンスマッチング器を設けたことを特徴とする。
【００４５】
請求項９記載の発明において、複数の電極を直列に接続した場合に、接続部分と電極部分のパルス伝送のインピーダンスが異なることによって、パルス信号の反射が生じるが、接続部分のケーブルのインピーダンスを電極と同一にすることにより、このパルス反射を防止でき、長尺のセンサ、または炉心の軸方向に複数の検出部を点在させたセンサ構造を実現することができる。
【００４６】
これにより、起動領域モニタ検出器の長尺化が可能となり、局所出力領域モニタ検出器と起動領域モニタ検出器とを同一の検出器集合体チューブに格納することができる。
【００４７】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図面に基づいて説明する。
【００４８】
［第１実施形態］
図１は本発明に係る原子炉出力監視装置の第１実施形態を示すシステム構成図である。
【００４９】
図１に示すように、原子炉圧力容器１内に設置された炉心２内には、下方からインコアモニタ検出器集合体チューブ（以下、集合体チューブと略称する）３が挿入され、実際の原子炉では、この集合体チューブ３は前述した通り多数挿入されているが、図１では代表して１体の集合体チューブ３のみを示している。この集合体チューブ３には、内部に炉水を導くために複数の孔３ａが穿設されている。
【００５０】
また、集合体チューブ３内には、原子炉の局所出力を監視する核***検出器または自己出力型検出器（ＳＰＮＤ）であるＬＰＲＭ（局所出力領域モニタ）検出器４（４ａ〜４ｄ）が炉心２の軸方向に４箇所縦方向に配置されるとともに、複数の電極対および電極接続手段を有し原子炉の起動から出力までの出力を監視するＳＲＮＭ（起動領域モニタ）検出器５が配置されている。そして、集合体チューブ３内には、ＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄの感度を校正する校正手段としてのガンマサーモメータ６も配置されている。この校正手段としては、ガンマサーモメータ６以外に移動式インコアモニタ、放射化ボールなどを用いることも可能である。したがって、集合体チューブ３内には、ＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄ、ＳＲＮＭ検出器５およびガンマサーモメータ６が格納されることになる。
【００５１】
さらに、本実施形態の原子炉出力監視装置は、集合体チューブ３内およびその他炉内に設置されたチューブに挿入されているＳＲＮＭ検出器５の出力を計測し、原子力の出力を監視するＳＲＮＭ監視装置７と、集合体チューブ３内およびそ他の炉内に設置されたチューブに挿入されているＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄの信号を計測し、原子力の出力を監視するＬＰＲＭ監視装置８と、ガンマサーモメータ６の出力を監視し、ＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄとＳＲＮＭ検出器５の感度校正および炉心軸方向の出力分布を監視するＧＴ監視装置９とを備え、これらの監視装置７〜９は、原子炉安全保護系の一部として機能する。
【００５２】
図２は図１のＳＲＮＭ検出器５の構造を示す構成図である。
【００５３】
ＳＲＮＭ検出器５は、センサケース１０の内部に５つの電極対１１（１１ａ〜１１ｅ）が一定間隔をおいて挿入され、これらの電極対１１ａ〜１１ｅは、それぞれ円筒状に形成された陰極１２と、この陰極１２の内部に所定間隔をおいて保持される陽極１３と、陰極１２および陽極１３をそれぞれ保持し、かつ両者を絶縁する絶縁保持部材としての保持セラミックス１４とから構成されている。
【００５４】
陰極１２と陽極１３には、円筒形の陰極１２とその内部に配置された陽極１３とに正電圧、すなわち＋１００Ｖから＋５００Ｖの電圧差を印加する場合が多い。この電圧を絶縁し、両電極間の距離をする一定に保つために保持セラミックス１４が用いられ、この保持セラミックス１４としては、一般にアルミナ、ジルコニア、ベリリアなどのセラミックスが用いられる。また、陰極１２の内周面には、中性子により核***する核***物質、例えばウラン１５が塗布されている。なお、このウラン１５は、陰極１２以外に陽極１３、または陰極１２および陽極１３の両面に塗付される場合がある。
【００５５】
このように構成された電極対１１は、一般のＳＲＮＭ検出器では一つしかセンサ内部に設けられていなかったが、本実施形態においては集合体チューブ３に挿入するために、図２に示すように電極対１１を２から５個に分割し、それぞれに電極対である陰極１３、陽極１２および保持セラミックス１４が設けられている。これらの陰極１２と陽極１３とを接続するには、それぞれの陽極１３を電極接続手段としてのＭＩケーブル（無機絶縁ケーブル）１６の芯線に接続する一方、陰極１２をぞれぞれＭＩケーブル１６のシールド部に電気的に接続することができるように金属フォイルなどが溶接されている。
【００５６】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００５７】
内部にＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄ、ＳＲＮＭ検出器５およびガンマサーモメータ６を支持した集合体チューブ３が原子炉圧力容器１内の炉心２内に挿入される。そして、局所出力を監視するＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄにより炉心２の軸方向４箇所の出力が測定され、この測定信号がＬＰＲＭ監視装置８に伝送され、このＬＰＲＭ監視装置８は、その他炉内に挿入されているチューブに設置されるＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄの検出信号とともに、原子炉の局所変動を監視する。すなわち、ＬＰＲＭ監視装置８は、集合体チューブ３内およびその他炉内に挿入されているチューブに設置されたＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄの検出信号をまとめて計測する。
【００５８】
このように原子炉の局所出力を監視するＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄは、原子炉定格運転時の局所出力の局部変動を高速に監視する一方、ＳＲＮＭ検出器５は、原子炉の起動から出力までの原子炉起動時および停止時の出力を監視する。また、このＳＲＮＭ検出器５の出力は、ＳＲＮＭ監視装置７によりその特性に合った測定を行う。このＳＲＮＭ監視装置７は、ＬＰＲＭ監視装置８と同様に集合体チューブ３内およびその他炉内に挿入されているチューブに設置されたＳＲＮＭ検出器５の検出信号をまとめて計測する。
【００５９】
このＳＲＮＭ検出器５は、陽電極１３と、陰電極１２と、これら両電極を電気的に絶縁する保持セラミックス１４とから構成される電極対１１とＭＩケーブル１６などの電極接続手段が複数、別々に分割されているため、集合体チューブ３に挿入するための細径化が可能となり、しかも複数の電極対１１に分割し、それぞれを電極接続手段で接続することにより、長尺化に伴う熱変形などの影響を低減可能となるとともに、電極対１１を分割することで、ウラン塗布時のウラン塗布面の均一性を確保することが容易となる。そして、電極接続手段をフォイル、ばねなどで構成することにより、一段と耐熱性を向上させることができる。
【００６０】
また、ＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄの感度を校正する校正手段としてのガンマサーモメータ６により、ＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄとＳＲＮＭ検出器５を同時に校正して異常診断を行い、原子炉軸方向の分布の測定を行う。
【００６１】
このようにしてＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄとＳＲＮＭ検出器５、およびそれらの校正用検出器であるガンマサーモメータ６が同一の集合体チューブ３内に格納可能となり、原子炉の全レンジを一括して監視することが可能となる。また、検出器の校正も同一の校正システムで行うことが可能となる。
【００６２】
このように本実施形態によれば、ＳＲＮＭ検出器５は、複数の電極対１１で構成したことにより、１組の電極で構成される検出器よりも細くて長い構造を採用することができるため、集合体チューブ３内に挿入することができ、また保持セラミックス１４により炉水の浸入を防止することができる。
【００６３】
また、上記のように構成された複数の電極対１１と電極接続手段を用いることで、ガンマ線の発熱により高温になった場合でも、熱による変形を防止し、また保持セラミックス１４により個々の陰極１２と陽極１３間の電極間隔を維持することが可能となる。
【００６４】
［第２実施形態］
図３は本発明に係る原子炉出力監視装置の第２実施形態を示すシステム構成図である。なお、前記第１実施形態と同一または対応する部分には、同一の符号を付して重複する説明を省略する。以下の各実施形態でも同様である。
【００６５】
図３に示すように、本実施形態は、炉心２の軸方向全体に分布するように長尺型ＳＲＮＭ検出器１７が配置されている。すなわち、この長尺型ＳＲＮＭ検出器１７は、放射線を検出する検出部を炉心２相当の高さ範囲内に分布させたものである。
【００６６】
一般に、炉心２は約４ｍの高さであるため、ＳＲＮＭ検出器をその高さ相当または約２０ｃｍ以上の長さに長尺化した長尺型ＳＲＮＭ検出器１７に設計することにより、現状のインコアモニタ集合体内に、現状のＳＲＮＭ検出器と同等の性能を有する検出器を設置することができる。
【００６７】
この長尺型ＳＲＮＭ検出器１７の内部の電極対構造は、炉心の高さ方向に均一に分布させる場合と、原子炉起動時の中性子源位置近傍に集中して分布させるなど、炉心設計に合致するような高さに電極、つまり有感部を分布させることが可能となる。したがって、長尺型ＳＲＮＭ検出器１７の軸方向の検出範囲がその設置位置により調整可能となる。その他の構成および作用は、前記第１実施形態と同様であるので、その説明を省略する。
【００６８】
このように本実施形態によれば、炉心２の軸方向全体に分布するように長尺型ＳＲＮＭ検出器１７を配置したことにより、起動時の軸方向の監視を向上させるために高さ方向に対して複数の位置にセンサが配置可能となり、軸方向の平均的な出力を監視可能となる。また、ＳＲＮＭ検出器を従来より長く、最大炉心高さ程度まで長尺化することで、センサ内のトータルの電極面積を広くすることができ、これによりウラン塗布量の増加、つまりセンサの中性子感度の向上が可能となり、大型炉心でも、微弱な起動時の中性子束を従来より低いレベルから監視可能となる。
【００６９】
［第３実施形態］
図４は本発明に係る原子炉出力監視装置の第３実施形態を示すシステム構成図である。
【００７０】
図４に示すように、本実施形態は、前記第１実施形態のＳＲＮＭ検出器を長尺化した全レンジ型センサ（全レンジ監視モニタ用検出器）１８ａ，１８ｂと、前記第１実施形態と同様のガンマサーモメータ６とが集合体チューブ３内に設置され、各全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂの出力信号は、全レンジ監視装置１９で計測される一方、出力分布監視手段としてのガンマサーモメータ６の出力信号はＧＴ監視装置９で計測される。
【００７１】
したがって、全レンジ監視装置１９は、全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂの出力を計測し原子力の出力を監視する一方、ガンマサーモメータ６は、全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂの感度を校正し、炉心２内の出力分布を監視する。
【００７２】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００７３】
ところで、一般のＳＲＮＭ検出器は、原子炉の起動停止時にパルス計測とキャンベル計測を行っているが、原子炉の出力が上昇した定格運転時では、センサ内の核***に伴う封入ガスの電離量が電極間に印加する電圧で収集かすることができなくなり、出力が核***量、すなわち中性子強度に比例しないという飽和現象が発生し、計測に用いることができない。
【００７４】
しかし、本実施形態のように原子炉高さ４ｍより１／２以上の長い電極を有した場合、必要とされる中性子感度を実現するためのウランを電極に塗布しても、検出器の電極面積が広いため、電極単位面積当たりの発生電荷量を低く抑えるセンサ設計が可能となる。すなわち、ＳＲＮＭ検出器を長尺化、つまり電極面積を広くすることで、起動領域から定格運転まで監視可能な全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂを実現することができる。
【００７５】
したがって、全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂは、炉心２の軸方向に分布する長尺のセンサ形状を採用することができ、これにより原子炉起動時の低い出力から原子炉の定格出力時まで、原子炉内の中性子束、正確には設置された位置の軸方向の平均出力に比例した出力を得るセンサ設計が可能となる。
【００７６】
また、原子炉の異常時には、一般にＬＰＲＭ検出器およびＳＲＮＭ検出器によって原子炉の停止信号を発生する機能（トリップ機能）を確保していたが、この全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂにより、ＳＲＮＭ検出器とＬＰＲＭ検出器と同等のトリップ応答の要求を満たす高速応答のセンサ設計が可能となる。
【００７７】
さらに、原子炉の軸方向出力分布および全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂの軸方向感度分布は、ガンマサーモメータ６により測定、校正され、異常診断を行う。これら全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂおよびガンマサーモメータ６は、集合体チューブ３内に格納される。
【００７８】
そして、全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂの出力信号は、全レンジ監視装置１９に入力される一方、ガンマサーモメータ６の出力信号はＧＴ監視装置９に入力して演算された後、全レンジ監視装置１９に入力され、この全レンジ監視装置１９では、その演算結果に基づいて原子炉の出力を連続して監視する。
【００７９】
このように本実施形態によれば、ＳＲＮＭ検出器およびＬＰＲＭ検出器の機能を一つの長尺の全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂに統合することにより、これらを同一の集合体チューブ３内に統合することが可能となる。
【００８０】
また、本実施形態によれば、全レンジ型センサ１８を用いることで、従来、定格運転時の出力、特にＧＴ監視装置９で監視することができない速い応答を必要とする原子炉安全保護系としての異常検出、原子炉停止信号の発生機能（トリップ機能）に用いていたＬＰＲＭ検出器を削除することができる。但し、ＬＰＲＭ検出器は、燃料の燃焼度管理、または出力分布の平坦化のために、高さ方向（軸方向）の分布計測に用いられるが、その機能はＧＴ監視装置９によって行う。
【００８１】
さらに、本実施形態によれば、原子炉安全保護系の冗長化を回避するために全レンジ型センサを２体、集合体チューブ３内に設置している。このように構成したことにより、より簡素な集合体チューブ３を実現することができ、また計測装置も従来よりも統合することが容易となる。
【００８２】
［第４実施形態］
図５は本発明に係る原子炉出力監視装置の第４実施形態を示すシステム構成図である。
【００８３】
図５に示すように、本実施形態は、ＳＲＮＭ検出器５を包囲手段としてのドライチューブ２０で包囲し、ＳＲＮＭ検出器５を炉水に対して隔離したものである。これにより、ＳＲＮＭ検出器５の外来ノイズに対する耐力を向上させることができる。
【００８４】
また、ドライチューブ２０を用いてＳＲＮＭ検出器５を炉水に接しない構造とした場合、ガンマ線発熱によりＳＲＮＭ検出器５が加熱されるものの、本実施形態の構成のように電極を複数に分割することにより、電極中央部の冷却効果が向上することで発熱を低減させることができる。すなわち、電極対１１の中央に保持セラミックス１４を挿入したことになり、空気の熱伝導度より保持セラミックス１４の熱伝導度が数桁高いため、冷却効果が向上するのである。
【００８５】
このように本実施形態によれば、ＳＲＮＭ検出器５をドライチューブ２０で包囲して炉水に対して隔離したことにより、集合体チューブ３内に装荷するＳＲＮＭ検出器５のノイズ耐力の向上が可能となり、また耐熱特性の優れた信頼性の高いシステムを構築することができる。
【００８６】
また、ドライチューブ２０によりＳＲＮＭ検出器５に炉水が接しない構成を実現することができ、ＳＲＮＭ検出器５の出力であるパルス伝播特性の性能改善が可能となる。そして、冷却の必要なＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄは炉水に接し、耐熱性の優れたＳＲＮＭ検出器５は炉水と隔離した状態で、同一の集合体チューブ３内に同時に格納することができる。
【００８７】
これらにより、耐熱仕様の異なるＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄとＳＲＮＭ検出器５とを同一の集合体チューブ３に格納することができ、原子炉への集合体チューブ３の挿入本数を削減することができる。
【００８８】
［第５実施形態］
図６は本発明に係る原子炉出力監視装置の第５実施形態におけるＳＲＮＭ検出器の電極対を示す断面図である。
【００８９】
図６に示すように、本実施形態は、ＳＲＮＭ検出器５または全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂの電極対１１の中心に配置された陽極２１の内部にその軸方向に沿って中空部２１ａを形成したものである。これにより、ガンマ線によって発熱する金属の量を削減し、ガンマ線発熱による発熱量の低減が可能となる。
【００９０】
陽極２１の中空部２１ａは、予め真空またはアルゴンなどのセンサ封入ガスを封入し気密に溶接する場合と、貫通部を設け中空部２１ａのガスが電極間にリークする構造を採用する場合が考えられる。
【００９１】
ＳＲＮＭ検出器５の陽極２１は、保持セラミックス１４以外の部分が封入電離ガスによって熱的に絶縁されるため、通常は、その電極長さ、つまり保持セラミックス１４間の電極長さが長いほど陽極２１内のガンマ線発熱による熱が逃げにくくなるが、上記の構成においては、ＳＲＮＭ検出器５の長尺化による発熱量の増加を陽極２１の内部を中空にすることによって低減させる。
【００９２】
また、本実施形態では、ＳＲＮＭ検出器５の封入ガスにヘリウムを混合することにより、検出器内部のガスの熱伝導度を向上させ、センサの発熱温度を低減させることが可能となる。すなわち、封入ガスに熱伝導性の優れた希ガスであるヘリウムを混合することにより、ＳＲＮＭ検出器５の長尺化による発熱量の増加を低減させることができる。
【００９３】
例えば、５０％程度ヘリウムをアルゴンに混合することで、出力電流は１／２程度に減少するものの、熱伝導度は倍以上となり、熱の移動度を向上させることができる。
【００９４】
これにより、ＳＲＮＭ検出器５の長尺化、細径化が可能となり、ＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄとＳＲＮＭ検出器５を同一の集合体チューブ３内に格納することができ、原子炉への集合体チューブ３の挿入本数を削減させることができる。
【００９５】
このように中空の陽極２１を用いることで、またその封入ガスにヘリウムを混合し、ドライチューブなどを用いることにより、集合体チューブ３内に装荷し高温となるＳＲＮＭ検出器５の発熱温度を低減させ、これによりＳＲＮＭ検出器５の故障割合を低減させることが可能となる。
【００９６】
［第６実施形態］
図７は本発明に係る原子炉出力監視装置の第６実施形態におけるセラミックコーティングＳＲＮＭ検出器の構造を示す構成図である。
【００９７】
図７に示すように、本実施形態は、炉水からＳＲＮＭ検出器５（または全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂ）を隔離する炉水隔離手段としてのドライチューブ２０を設けるとともに、このドライチューブ２０と電気的に絶縁するためにＳＲＮＭ検出器５（または全レンジ型センサ１８ａ，１８ｂ）のセンサケース１０の外表面にセラミック絶縁層２２を形成したものである。
【００９８】
すなわち、ＳＲＮＭ検出器５のセンサケース１０の外表面には、セラミックコーティングによりセラミック絶縁材が塗布されている。この塗布厚さは１〜４ｍｍ程度で充分な絶縁が確保できることを確認している。上記セラミックスとしては、塗布性に優れるアルミナ、または熱伝導性の優れる窒化珪素、窒化アルミニウムなどの材料が適用される。
【００９９】
また、センサケース１０の外表面にセラミックコーティングする場合には、クロムなどの金属をメッキした後、セラミックスを塗布することで、熱応力によるセラミックスの剥離を防止することができる。
【０１００】
一般に、ドライチューブ２０とセンサケース１０の間には、アルミナなどのセラミックス部品をスペーサとして挿入して両者の絶縁を確保していたが、本実施形態を用いることにより、センサケース１０とセラミックコーティング間の空気絶縁層を削減し、センサからドライチューブ２０への熱伝導率を向上させることができる。また、一般のセラミック部品よりも絶縁膜の薄膜化が可能なため、センサケース１０とドライチューブ２０との間隔を狭くすることができ、これにより一段と熱の逃げを増加させ、ＳＲＮＭ検出器５の発熱温度を低減させることができる。
【０１０１】
このように本実施形態によれば、ＳＲＮＭ検出器５または全レンジ型センサ１８のセンサケース１０の外表面に直接セラミックコーティングを行うことにより、アルミナ部品などをスペーサとして用いていた場合に比べ、センサの細径化が可能となる。
【０１０２】
したがって、ＳＲＮＭ検出器５の長尺化、細径化が可能となり、ＬＰＲＭ検出器４ａ〜４ｄとＳＲＮＭ検出器５とを同一の集合体チューブ３に格納することができ、原子炉への集合体チューブ３の挿入本数を削減することができる。
【０１０３】
ところで、ＳＲＮＭ検出器５または全レンジ型センサ１８の電極対１１の保持セラミックス１４には、９９．５％以上の高純度のアルミナ、窒化珪素、窒化アルミニウムの少なくとも一種を用いることで、高温での金属である電極との化学反応を抑えることが可能となる。ここで、保持セラミックス１４の純度が９９．５％未満では、電極との化学反応を抑えることができない。
【０１０４】
また、センサケース１０とドライチューブ２０との間には、熱伝導性の優れる窒化珪素または窒化アルミニウムを用いることで、ガンマ線発熱の低減が可能となる。そして、封入ガスを封入する気密シール部品は、中性子によるスエリングの少ない窒化珪素を用いる。
【０１０５】
したがって、集合体チューブ３内にＳＲＮＭ検出器５を装荷した場合において、そのＳＲＮＭ検出器５の発熱温度を低減し、安定した監視が可能なシステムを構築することができる。すなわち、ＳＲＮＭ検出器５の長尺化、細径化によるガンマ発熱による温度上昇の低減と、高温でのセンサ性能の維持が可能となる。
【０１０６】
［第７実施形態］
図８（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉出力監視装置の第７実施形態におけるＳＲＮＭ検出器およびＬＰＲＭ検出器の構造を示す構成図である。
【０１０７】
図８に示すように、本実施形態は、ＬＰＲＭ検出器４の電極対１１ｆとＳＲＮＭ検出器５内部の電極対１１ａ〜１１ｅの構造を同一にしたものである。これにより、陰極１２に塗布するウラン１５のウラン塗布工程を共通化することができる。
【０１０８】
すなわち、本実施形態は、ＬＰＲＭ検出器４の電極対１１ｆの陰電極形状と同一形状の陰電極から構成された複数の電極対１１ａ〜１１ｅを有するＳＲＮＭ検出器５を備えている。
【０１０９】
したがって、ウラン１５が塗布されている陰電極１２を、ＬＰＲＭ検出器４と、ＳＲＮＭ検出器５に共通して適用することができるため、製作時のウラン塗布装置の共通化が可能となり、これらを格納する集合体チューブ３自体の性能の安定化が可能となる。
【０１１０】
このように本実施形態によれば、ＬＰＲＭ検出器４の電極対１１ｆとＳＲＮＭ検出器５内部の電極対１１ａ〜１１ｅを同一形状に形成したことにより、陰極１２に塗布するウラン１５のウラン塗布工程を共通化することができる。すなわち、センサのキーポイントであるウラン塗布の信頼性が向上するとともに、製作時コストの低減が図れる。
【０１１１】
また、同一の集合体チューブ３に格納するＬＰＲＭ検出器４とＳＲＮＭ検出器５とのウラン電極を同一にすることにより、集合体チューブ３のコストダウンと信頼性の向上が可能となる。
【０１１２】
［第８実施形態］
図９は本発明に係る原子炉出力監視装置の第８実施形態のセンサ接続状態を示す説明図、図１０は第８実施形態における反射波形を示す説明図である。
【０１１３】
図９に示すように、炉心の高さ方向にセンサの複数の電極対１１ａ，１１ｂを直列に接続した場合、センサの電極対１１ａ，１１ｂとそれらを接続する電極接続線２３のパルス伝送のインピーダンスが異なることにより、検出器のパルス出力が反射し、パルス波形が変形する。
【０１１４】
すなわち、図１０に示すように２つの電極対１１ａ，１１ｂで構成されている場合、下部の電極対１１ｂで中性子が反応し、その位置でパルス信号が発生した場合（パルス発生位置Ａ）、ａで示すようにケーブル方向にパルスが発生し、計測される。しかし、それらをケーブルなどで接続した場合、反対方向に発生したパルスは遅延し、また接続部でさらに反射し、多重に重なった信号が最終的に計測される。
【０１１５】
この反射を防止するために、本実施形態では、図９に示すようにインピーダンスマッチング器２４としてフェライトコアを挿入する。または、芯線部にインダクタンス成分を付加し、ケーブルと電極接続線２３のインピーダンスを一致させることも可能である。
【０１１６】
このように本実施形態によれば、インピーダンスマッチング器２４によって電極接続線２３のインピーダンスを電極対１１ａ，１１ｂと同一にすることにより、このパルス反射を防止でき、長尺のセンサまたは炉心２の軸方向に複数の検出部を点在させたセンサ構造を実現することができる。これにより、ＳＲＮＭ検出器５の長尺化が可能となる。
【０１１７】
また、本実施形態によれば、検出器内部でのパルス伝送時のパルス反射を防止するためにインピーダンスマッチング器２４を設けたことにより、電極対１１ａ，１１ｂと電極接続手段２３のパルスインピーダンスの不正整合を防止することができ、細径で長尺のセンサでも正常な検出器のパルス応答特性を確保することが可能となる。
【０１１８】
【発明の効果】
以上説明したように本発明によれば、起動領域モニタ検出器の電極を分割して複数の電極対構造としたことにより、起動領域モニタ検出器を検出器集合体チューブ内に統合可能に細径化、長尺化した場合でも、起動領域モニタ検出器の性能を確保することができる。
【０１１９】
また、この統合型センサ集合体の実現により、検出器自体の共用および測定装置の共用化が進み、統合型センサ集合体の原子炉圧力容器への挿入スペースの削減化が図れるとともに、それに伴う原子炉圧力容器のフランジの削減など機器構成の削減も可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉出力監視装置の第１実施形態を示すシステム構成図。
【図２】図１のＳＲＮＭ検出器の構造を示す構成図。
【図３】本発明に係る原子炉出力監視装置の第２実施形態を示すシステム構成図。
【図４】本発明に係る原子炉出力監視装置の第３実施形態を示すシステム構成図。
【図５】本発明に係る原子炉出力監視装置の第４実施形態を示すシステム構成図。
【図６】本発明に係る原子炉出力監視装置の第５実施形態におけるＳＲＮＭ検出器の電極対を示す断面図。
【図７】本発明に係る原子炉出力監視装置の第６実施形態におけるセラミックコーティングＳＲＮＭ検出器の構造を示す構成図。
【図８】（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉出力監視装置の第７実施形態におけるＳＲＮＭ検出器およびＬＰＲＭ検出器の構造を示す構成図。
【図９】本発明に係る原子炉出力監視装置の第８実施形態のセンサ接続状態を示す説明図。
【図１０】第８実施形態における反射波形を示す説明図。
【符号の説明】
１原子炉圧力容器
２炉心
３インコアモニタ検出器集合体チューブ
４，４ａ〜４ｄＬＰＲＭ検出器
５ＳＲＮＭ検出器
６ガンマサーモメータ（校正手段、出力分布監視手段）
７ＳＲＮＭ監視装置
８ＬＰＲＭ監視装置
９ＧＴ監視装置
１０センサケース
１１，１１ａ〜１１ｆ電極対
１２陰極
１３陽極
１４保持セラミックス（絶縁保持部材）
１５ウラン
１６ＭＩケーブル（電極接続手段）
１７長尺型ＳＲＮＭ検出器
１８ａ，１８ｂ全レンジ型センサ（全レンジ監視モニタ用検出器）
１９全レンジ監視装置
２０ドライチューブ
２１陽極
２２セラミック絶縁層
２３電極接続線
２４インピーダンスマッチング器[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a reactor power monitoring device that monitors a power distribution in a reactor pressure vessel (hereinafter also referred to as a reactor) of a boiling water reactor (hereinafter referred to as a BWR).
[Prior art]
The reactor power monitoring device measures the neutrons because the reactor power is proportional to the neutron flux, displays the reactor power, evaluates the burnup of the fuel, and when the power in the reactor is excessive It is used as an output detection means for reactor protection like shutting down the reactor.
[0002]
This reactor power monitoring device is composed of a neutron detector and a signal processing device for amplifying / shaping the signal, and its measurement range is very wide from its rated power to 10 ^-10 Since it is necessary to measure with high accuracy over a double range, it is difficult to measure the entire range with one type of measuring device. For this reason, a start-up range neutral monitor (SRNM) is used to measure a region where the output at the time of reactor startup is low, and a local power range monitor (LPRM: Local Power Range) in a region where the output is high. Monitor) is used.
[0003]
In addition, SRNM uses two more measurement methods, where the reactor power is low, that is, the reactor power is 10%. ^-9 % To 10 ^-4 %, The activation area output is monitored by counting the number of output pulses of the detector (hereinafter referred to as pulse measurement). On the other hand, the region where the reactor power is high, that is, the reactor power is 10 ^-5 In% to 10%, the power of the fluctuation caused by the overlapping of the output pulses of the detector is measured (hereinafter referred to as Campbell measurement) to monitor the reactor output. Note that four LPRM detectors form a set, and are arranged vertically in the axial direction in the reactor pressure vessel to constitute an in-core monitor assembly.
[0004]
Conventionally, eight or ten SRNM detectors are usually installed in a reactor pressure vessel, and about 52 in-core monitor assemblies (about 208 LPRM detectors) are installed. The SRNM detector and the in-core monitor assembly were individually installed in the radial cross section in the reactor pressure vessel.
[0005]
In addition, SRNM is used as a detection element for the reactor protection function at the time of excessive power, detects an unexpected abnormal transient change that occurs during operation, generates a reactor emergency stop (reactor scram) signal, To stop. Therefore, in order to detect this abnormal transient change, each detector in the reactor is assigned to the reactor protection system separation section. This reactor protection system separation section has a special logic circuit configuration such as double “1 out of 2” and “2 out of 4”, which can prevent unnecessary reactor shutdown due to malfunction and abnormal operation due to malfunction. It is preventing.
[0006]
By the way, detectors such as SRNM detectors need to be regularly inspected and maintained. When these detectors are maintained and adjusted, if the data at the time of adjustment is detected as abnormal data, the reactor emergency A shutdown (reactor scram) signal is issued and the reactor shuts down. Therefore, during maintenance and adjustment of the detector itself, the detector is excluded from normal monitoring, which is called bypass. In order to perform this bypass, a detector grouping different from the reactor protection system separation section is performed.
[0007]
In the reactor protection system separation section and the bypass group, the distribution of individual SRNM detectors was different. For this reason, the operator who operates the reactor becomes complicated to recognize and handle the detector, which is a problem in operability.
[0008]
On the other hand, in recent years, in order to increase the reactor power, there is a tendency to increase the size of the reactor core, that is, increase the size of the reactor pressure vessel in the radial direction. Along with this, it has become necessary to increase the number of SRNM detectors, which has conventionally been eight or ten.
[0009]
However, if the number of SRNM detectors is increased, a large number of in-furnace guide tubes and flanges for the SRNM detectors must be provided, and the number of through holes in the pressure vessel increases and reliability decreases. In addition, this increases the cost, and there is a problem that the complexity of design and operation increases with the increase of detectors.
[0010]
Specifically, in the current improved boiling water (ABWR) nuclear power plant, 10 SRNM detectors and 52 in-core monitor assemblies are provided, each inserted and installed in a nuclear pressure vessel. . Therefore, the total number of neutron detectors installed is 62, and it is necessary to provide 62 guide tubes and flanges in the furnace.
[0011]
On the other hand, there is a need for more efficient fuel exchange in the nuclear reactor and higher fuel burnup. As one countermeasure against this, since BWR performs fuel replacement for each fuel bundle, which is an assembly of fuel rods, it is conceivable to increase the size of the fuel bundle and improve the efficiency of replacement. At that time, the BWR has a structure in which the control rod and the SRNM detector or the in-core monitor assembly are inserted between the fuel bundles. Space is decreasing and efficient detector placement is required.
[0012]
[Problems to be solved by the invention]
As a means for solving such a problem, it is conceivable that the SRNM detector and the LPRM detector are constituted by the same detector assembly.
[0013]
However, SRNM detectors and LPRM detectors have the following installation differences. The current design cannot be installed in the same detector assembly at the same time, and it is necessary to improve the sensor structure. I came.
[0014]
First, the first problem is the difference in measurement range between the SRNM detector and the LPRM detector. The SRNM detector is larger than the LPRM detector. Conventionally, one SRNM detector is configured to be stored in the detector assembly. That is, when the SRNM detector is inserted into the conventional in-core monitor assembly, the diameter of the detection portion of the SRNM detector needs to be made thinner than that of the conventional one.
[0015]
The SRNM detector is composed of a fission detector, and the neutron sensitivity in this case is determined by the amount of fission material applied to the electrode surface. However, if the coating density per unit area on the electrode surface is increased, the fission fragments generated by the fission at the electrode are attenuated by the applied fission material itself, so the sensitivity increases even if the coating thickness is increased. do not do. Conventionally, the maximum coating thickness of uranium has been evaluated from the viewpoint of this condition and manufacturing stability, and the electrode structure has been determined to be the smallest size that satisfies the sensitivity.
[0016]
Therefore, even when the diameter of the cylindrical electrode of the SRNM detector is reduced, in order to make the neutron sensitivity equivalent to the conventional one, it is necessary to make the electrode area equivalent. In other words, it has been found that it is necessary to increase the length by reducing the diameter of the cylindrical electrode.
[0017]
However, when the SRNM detector is lengthened for storing in the in-core monitor assembly, it is very difficult to keep the electrode interval constant, and countermeasures are required. That is, the electrodes of the SRNM detector are composed of a central anode and a cylindrical cathode disposed on the outer periphery thereof, and the electrode interval between them needs to be maintained at a constant interval of about 0.2 mm. .
[0018]
In addition, for the application of the fission material to the inner surface of the cathode, a method of applying a coating material from the lower part is used. The problem is that the thicknesses are different. Further, there is a problem that it is necessary to sufficiently relax the thermal distortion as the length increases.
[0019]
Next, the second problem is a measurement problem. SRNM is vulnerable to external noise because it performs pulse measurement and Campbell measurement that handle minute AC signals. Therefore, the SRNM is insulated from the reactor pressure vessel / detector support and the like, and is configured to be grounded only at the measuring device position.
[0020]
On the other hand, since LPRM performs direct current measurement, it is hardly affected by external noise, which is an alternating current component. Therefore, these insulations are not specially applied.
[0021]
Due to such measurement problems, the LPRM detector is configured such that the detector assembly is positively brought into contact with the reactor water (about 300 ° C.) in order to cool the heat generated by the γ rays in the reactor. . On the other hand, the SRNM detector has a structure that does not come into contact with the reactor water from the viewpoint of noise resistance, and is heat resistant in consideration of the fact that the detector temperature rises to about 400 ° C. to 500 ° C. due to the heat generated by γ rays. It has a structural design with excellent performance.
[0022]
Therefore, it has been found that due to such differences in detector installation conditions, it is necessary to review the structure of the sensor itself in order to store it simultaneously in the same detector assembly.
[0023]
The present invention has been made in consideration of the above circumstances. Even when the activation area monitor detector is integrated into the detector assembly tube to reduce the diameter and length, the performance of the activation area monitor detector is improved. An object of the present invention is to provide a reactor power monitoring device that can be secured.
[0024]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, according to the first aspect of the present invention, in the reactor power monitoring apparatus for monitoring the power in the reactor pressure vessel, a local power region monitor detector for monitoring the local power of the reactor, A start-up area monitor detector for monitoring the start-up area output of the nuclear reactor, calibration means for calibrating the sensitivity of the local output area monitor detector, and these local output area monitor detectors, start-up area monitor detectors and calibration means A detector assembly tube in which the output of the start-up area monitor detector is measured, a start-up area monitor monitoring device for monitoring the output of the nuclear power, and a signal of the local output area monitor detector is measured. And a local output region monitor monitoring device for monitoring the output of the nuclear power, and the start-up region monitor detector maintains a positive electrode and a negative electrode and a distance between both electrodes. And an insulating holding member for insulating between the electrodes, and a plurality of electrode pairs arranged in the axial direction of the core of the nuclear reactor, The plurality Electrode pair And the starting area monitor monitoring device electrically in series And electrode connecting means for connection.
[0025]
In the invention according to claim 1, the activation area monitor detector includes an electrode pair composed of a positive electrode and a negative electrode, and an insulating holding member that electrically insulates both electrodes, and an electrode connecting these electrode pairs. Since multiple connection means are separated separately, it is possible to reduce the diameter for insertion into the detector assembly tube, and the effects of thermal deformation etc. due to the increase in length are divided into multiple electrodes. This can be reduced by connecting the electrodes with the electrode connecting means.
[0026]
In particular, heat resistance can be further improved by configuring the electrode connecting means with a foil, a spring or the like. Furthermore, it becomes easy to ensure the uniformity of the uranium application surface during uranium application by dividing the electrode.
[0027]
The calibration means for calibrating the sensitivity of the local output region monitor detector calibrates the local output region monitor detector and the startup region monitor detector at the same time to perform abnormality diagnosis, and also measures the distribution in the reactor axial direction. These detectors are stored in a detector assembly tube. The output of the start area monitor detector is measured by the start area monitor monitoring device according to the characteristics. Further, the signals of the output area monitor detector are collectively measured by the local output area monitor monitoring device.
[0028]
As a result, the start-up area monitor detector, the output area monitor detector, and their calibration means can be stored in the same detector assembly tube, and the entire range of the reactor can be monitored collectively. The detector can be calibrated with the same calibration system.
[0029]
In the invention according to claim 2, in the reactor power monitoring device according to claim 1, the startup region monitor detector is: The electrode pair Are arranged so as to be distributed over the entire axial direction of the core.
[0030]
In the invention according to claim 2, the activation area monitor detector comprises: The electrode pair Is arranged so as to be distributed over the entire axial direction of the core, the detection range in the axial direction of the activation area monitor detector can be adjusted by the installation position. In addition, the activation area monitor detector can be inserted into the detector assembly tube by dividing and distributing the entire neutron detector, that is, the electrode pair, in the axial direction of the core, instead of being installed at one place. It becomes possible. By this division, it is possible to reduce the sensor diameter and the influence of thermal deformation and the like.
[0031]
Claim 4 In the described invention, claim 1 is provided. Or any of 3 In the described reactor power monitoring apparatus, the start-up area monitor detector is surrounded by surrounding means.
[0032]
In the invention according to claim 3, by enclosing the activation area monitor detector with the enclosing means, it is possible to realize a configuration in which the reactor area does not contact the activation area monitor detector. It is possible to improve the performance of certain pulse propagation characteristics.
In addition, the output region monitor detector that requires cooling is in contact with the reactor water, and the startup region monitor detector having excellent heat resistance can be simultaneously stored in the same detector assembly while being insulated from the reactor water. As a result, output area monitor detectors and start-up area monitor detectors with different heat resistance specifications can be stored in the same detector assembly tube, and the number of detector assemblies inserted into the reactor can be reduced. Become.
[0033]
Claim 5 In the described invention, claims 1 to 4 In the reactor power monitoring apparatus according to any one of the above, the electrode pairs of the local power region monitor detector and the startup region monitor detector are formed in the same shape.
[0034]
Claim 5 In the described invention, since the negative electrode coated with uranium coating can be applied in common to the local output area monitor detector and the start-up area monitor detector, the uranium coating apparatus at the time of manufacture can be shared. It is possible to stabilize the performance of the detector assembly itself for storing the signal. This reduces the cost of the detector assembly by making the uranium electrodes of the local output region monitor detector and the activation region monitor detector stored in the same detector assembly the same.
And improved reliability.
[0035]
According to a sixth aspect of the present invention, in the reactor power monitoring device for monitoring the power in the reactor pressure vessel of the nuclear reactor, the reactor power monitoring devices are arranged in the axial direction of the core of the reactor and distributed within a height range corresponding to the core. A plurality of electrode pairs, The plurality Electrode pair Electrically in series And an electrode connecting means for connecting, and a detector for the entire range monitoring monitor for monitoring the output of the entire range from the start-up to the output of the reactor, and calibrating the sensitivity of the detector for the all range monitoring monitor, Output distribution monitoring means for monitoring the output distribution within, detector detector tube for storing the detector for all range monitoring monitor and output distribution monitoring means, and the output of the detector for all range monitoring monitor, And an all-range monitoring device for monitoring the output of the nuclear power.
[0036]
Claim 6 In the described invention, the detector for monitoring the entire range can adopt a long sensor shape distributed in the axial direction of the core, thereby reducing the atomic power from the low output at the start of the reactor to the rated output of the reactor. It is possible to design a sensor that obtains an output proportional to the average power in the axial direction of the neutron flux in the reactor, that is, the installed position.
[0037]
Conventionally, the local output region monitor detector and the start-up region monitor detector have secured a function to generate a reactor shutdown signal when the reactor malfunctions, that is, a trip function. Accordingly, it is possible to design a sensor with a high-speed response that satisfies the same trip response requirement as that of the conventional local output region monitor detector and the activation region monitor detector. Further, the axial power distribution of the nuclear reactor and the axial sensitivity distribution of the detector for monitoring the entire range are measured and calibrated by the power distribution monitoring means to perform abnormality diagnosis. These detectors are stored in a detector assembly tube. The outputs of the all-range monitoring monitor detector and the power distribution monitoring means are input to the all-range monitoring device to continuously monitor the reactor output.
[0038]
By integrating the functions of the conventional start-up area monitor detector and the local output area monitor detector into one long all-range monitoring monitor detector, these are integrated into the same detector assembly. It becomes possible.
[0039]
Claim 7 In the described invention, claims 1 to 6 In the reactor power monitoring device according to any one of the above, a hollow portion is formed along the axial direction of the anode of the electrode pair installed in the start-up region monitor detector or the full range monitoring monitor detector And
[0040]
Claim 7 In the described invention, since the anode other than the holding ceramic is thermally insulated by the encapsulated ionized gas, the longer the electrode length, that is, the electrode length between the holding ceramics, is usually due to the generation of gamma rays in the anode. Although it is difficult for heat to escape, an increase in the amount of heat generated by lengthening the activation area monitor detector is reduced by making the inside of the anode hollow.
[0041]
As a result, the startup area monitor detector can be made longer and thinner, and the local output area monitor detector and the startup area monitor detector can be stored in the same detector assembly tube. It is possible to reduce the number of detector assemblies to be inserted.
[0042]
Claim 8 In the described invention, claims 1 to 7 In the reactor power monitoring device according to any one of the above, a ceramic insulating layer is formed on the sensor case on the outer surface of the start-up region monitor detector or the full-range monitoring monitor detector.
[0043]
Claim 8 In the described invention, by performing ceramic coating directly on the surface of the sensor case of the start-up area monitor detector or the full-range monitoring monitor detector, the diameter of the sensor can be reduced compared to the conventional case where alumina parts are used as spacers. Can be realized. This makes it possible to increase the length and diameter of the activation area monitor detector.
[0044]
Claim 9 In the described invention, claims 1 to 8 In the reactor power monitoring apparatus according to any one of the above, an impedance matching device is provided that makes the impedances of the plurality of electrode pairs and the electrode connection lines connecting them the same.
[0045]
Claim 9 In the described invention, when a plurality of electrodes are connected in series, pulse signal reflection occurs due to the difference in pulse transmission impedance between the connection portion and the electrode portion, but the impedance of the cable at the connection portion is the same as that of the electrode. By doing so, this pulse reflection can be prevented, and a long sensor or a sensor structure in which a plurality of detectors are scattered in the axial direction of the core can be realized.
[0046]
Accordingly, the activation area monitor detector can be lengthened, and the local output area monitor detector and the activation area monitor detector can be stored in the same detector assembly tube.
[0047]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
[0048]
[First Embodiment]
FIG. 1 is a system configuration diagram showing a first embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
[0049]
As shown in FIG. 1, an in-core monitor detector assembly tube (hereinafter abbreviated as an assembly tube) 3 is inserted into the core 2 installed in the reactor pressure vessel 1 from below, In the furnace, many assembly tubes 3 are inserted as described above, but only one assembly tube 3 is shown in FIG. 1 as a representative. The assembly tube 3 is provided with a plurality of holes 3a for guiding the reactor water therein.
[0050]
Also, in the assembly tube 3, an LPRM (local power region monitor) detector 4 (4a to 4d) which is a fission detector or a self-powered detector (SPND) for monitoring the local power of the nuclear reactor 2 is provided in the core 2. And an SRNM (starting area monitor) detector 5 having a plurality of electrode pairs and electrode connecting means for monitoring the output from start-up to output of the nuclear reactor. Yes. In the assembly tube 3, a gamma thermometer 6 is also arranged as a calibration means for calibrating the sensitivity of the LPRM detectors 4a to 4d. As the calibration means, a mobile in-core monitor, an activated ball, or the like can be used in addition to the gamma thermometer 6. Therefore, LPRM detectors 4a to 4d, SRNM detector 5 and gamma thermometer 6 are stored in the assembly tube 3.
[0051]
Furthermore, the reactor power monitoring apparatus of this embodiment measures the output of the SRNM detector 5 inserted into the tube installed in the assembly tube 3 and other reactors, and monitors the output of nuclear power. An LPRM monitoring device 8 for measuring signals of LPRM detectors 4a to 4d inserted in tubes 7 installed in the assembly tube 3 and other furnaces, and monitoring the output of nuclear power; A GT monitoring device 9 that monitors the output of the thermometer 6 and monitors the LPRM detectors 4a to 4d and the sensitivity calibration of the SRNM detector 5 and the output distribution in the core axis direction includes these monitoring devices 7 to 9; Functions as part of the reactor safety protection system.
[0052]
FIG. 2 is a block diagram showing the structure of the SRNM detector 5 of FIG.
[0053]
In the SRNM detector 5, five electrode pairs 11 (11 a to 11 e) are inserted into the sensor case 10 at regular intervals, and these electrode pairs 11 a to 11 e are respectively connected to a cathode 12 formed in a cylindrical shape. The anode 13 is held inside the cathode 12 at a predetermined interval, and the holding ceramic 14 is used as an insulating holding member that holds the cathode 12 and the anode 13 and insulates them.
[0054]
In many cases, a positive voltage, that is, a voltage difference of +100 V to +500 V is applied to the cathode 12 and the anode 13 between the cylindrical cathode 12 and the anode 13 disposed therein. In order to insulate this voltage and keep the distance between both electrodes constant, a holding ceramic 14 is used, and as this holding ceramic 14, ceramics such as alumina, zirconia, and beryllia are generally used. In addition, a fission material that is fissioned by neutrons, for example, uranium 15 is applied to the inner peripheral surface of the cathode 12. In addition, the uranium 15 may be applied to the anode 13 in addition to the cathode 12 or both surfaces of the cathode 12 and the anode 13.
[0055]
In the general SRNM detector, only one electrode pair 11 configured in this way is provided inside the sensor. However, in this embodiment, the electrode pair 11 is inserted into the assembly tube 3 as shown in FIG. The electrode pair 11 is divided into two to five pieces, and a cathode 13, an anode 12, and a holding ceramic 14 that are electrode pairs are respectively provided. In order to connect the cathode 12 and the anode 13, each anode 13 is connected to the core of an MI cable (inorganic insulating cable) 16 as an electrode connecting means, while the cathode 12 is connected to each of the MI cables 16. A metal foil or the like is welded so that it can be electrically connected to the shield part.
[0056]
Next, the operation of this embodiment will be described.
[0057]
An assembly tube 3 that supports LPRM detectors 4 a to 4 d, SRNM detector 5 and gamma thermometer 6 inside is inserted into the core 2 in the reactor pressure vessel 1. Then, the outputs at four locations in the axial direction of the core 2 are measured by the LPRM detectors 4a to 4d that monitor the local output, and this measurement signal is transmitted to the LPRM monitoring device 8, and this LPRM monitoring device 8 is connected to the other reactors. Together with the detection signals from the LPRM detectors 4a to 4d installed in the inserted tubes, the local fluctuations of the reactor are monitored. That is, the LPRM monitoring device 8 collectively measures the detection signals of the LPRM detectors 4a to 4d installed in the assembly tube 3 and other tubes inserted in the furnace.
[0058]
The LPRM detectors 4a to 4d that monitor the local power of the reactor in this way monitor local fluctuations of the local power at the time of the rated reactor operation at high speed, while the SRNM detector 5 performs from the start of the reactor to the output. Monitor the power output when the reactor is started and stopped. The output of the SRNM detector 5 is measured by the SRNM monitoring device 7 according to the characteristics. The SRNM monitoring device 7 measures the detection signals of the SRNM detectors 5 installed in the assembly tube 3 and other tubes inserted in the furnace similarly to the LPRM monitoring device 8.
[0059]
The SRNM detector 5 includes a plurality of electrode connecting means such as an electrode pair 11 and an MI cable 16 each composed of a positive electrode 13, a negative electrode 12, and a holding ceramic 14 that electrically insulates both electrodes. Therefore, it is possible to reduce the diameter for insertion into the assembly tube 3 and to divide it into a plurality of electrode pairs 11 and connect them by electrode connecting means, so The influence of deformation and the like can be reduced, and by dividing the electrode pair 11, it becomes easy to ensure the uniformity of the uranium application surface during uranium application. And by comprising an electrode connection means with foil, a spring, etc., heat resistance can be improved further.
[0060]
Further, the LPRM detectors 4a to 4d and the SRNM detector 5 are simultaneously calibrated by the gamma thermometer 6 as a calibration means for calibrating the sensitivity of the LPRM detectors 4a to 4d, and abnormality diagnosis is performed. Measure.
[0061]
In this way, the LPRM detectors 4a to 4d, the SRNM detector 5, and the gamma thermometer 6 as a calibration detector thereof can be stored in the same assembly tube 3, and the entire range of the reactor is integrated. Can be monitored. In addition, the detector can be calibrated with the same calibration system.
[0062]
As described above, according to the present embodiment, since the SRNM detector 5 is configured by the plurality of electrode pairs 11, it can adopt a structure that is narrower and longer than the detector configured by one set of electrodes. It can be inserted into the assembly tube 3 and the holding ceramic 14 can prevent the ingress of the reactor water.
[0063]
Further, by using the plurality of electrode pairs 11 and electrode connecting means configured as described above, even when the temperature becomes high due to heat generation of gamma rays, deformation due to heat is prevented, and the individual ceramics 12 are retained by the holding ceramics 14. It is possible to maintain the electrode spacing between the anode 13 and the anode 13.
[0064]
[Second Embodiment]
FIG. 3 is a system configuration diagram showing a second embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the part which is the same as that of the said 1st Embodiment, or respond | corresponds, and the overlapping description is abbreviate | omitted. The same applies to the following embodiments.
[0065]
As shown in FIG. 3, in this embodiment, the long SRNM detectors 17 are arranged so as to be distributed over the entire axial direction of the core 2. In other words, the long SRNM detector 17 has a detector for detecting radiation distributed within a height range corresponding to the core 2.
[0066]
In general, since the core 2 has a height of about 4 m, the SRNM detector is designed to be a long SRNM detector 17 having a length equivalent to that height or about 20 cm or longer. A detector having the same performance as the current SRNM detector can be installed in the monitor assembly.
[0067]
The electrode pair structure inside this long SRNM detector 17 is consistent with the core design, for example, when it is distributed uniformly in the height direction of the core, or when it is concentrated near the neutron source position at the time of reactor startup. Thus, it is possible to distribute the electrodes, that is, the sensitive parts at such a height. Therefore, the axial detection range of the long SRNM detector 17 can be adjusted by the installation position. Other configurations and operations are the same as those in the first embodiment, and thus description thereof is omitted.
[0068]
As described above, according to the present embodiment, the long SRNM detectors 17 are arranged so as to be distributed in the entire axial direction of the core 2, so that the monitoring in the axial direction at the time of startup is improved in the height direction. On the other hand, sensors can be arranged at a plurality of positions, and an average output in the axial direction can be monitored. In addition, the SRNM detector is longer than the conventional one and is elongated to the maximum core height, so that the total electrode area in the sensor can be increased, thereby increasing the uranium coating amount, that is, the sensor's neutron sensitivity. This makes it possible to monitor a weak start-up neutron flux from a lower level than before even in a large core.
[0069]
[Third Embodiment]
FIG. 4 is a system configuration diagram showing a third embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
[0070]
As shown in FIG. 4, the present embodiment includes all-range sensors (all-range monitoring monitor detectors) 18a and 18b obtained by lengthening the SRNM detector of the first embodiment, and the first embodiment. A similar gamma thermometer 6 is installed in the assembly tube 3, and the output signals of the all-range sensors 18a and 18b are measured by the all-range monitoring device 19, while the gamma thermometer as output distribution monitoring means. The output signal 6 is measured by the GT monitoring device 9.
[0071]
Therefore, the all-range monitoring device 19 measures the outputs of the all-range sensors 18a and 18b and monitors the output of nuclear power, while the gamma thermometer 6 calibrates the sensitivity of the all-range sensors 18a and 18b and Monitor the power distribution within.
[0072]
Next, the operation of this embodiment will be described.
[0073]
By the way, a general SRNM detector performs pulse measurement and Campbell measurement at the time of start-up and stop of the reactor, but at the rated operation when the output of the reactor is increased, the ionization amount of the enclosed gas accompanying the fission in the sensor is small. The voltage applied between the electrodes cannot be collected, and a saturation phenomenon occurs in which the output is not proportional to the fission amount, that is, the neutron intensity, and cannot be used for measurement.
[0074]
However, in the case of having an electrode longer than 1/2 m higher than the reactor height of 4 m as in this embodiment, even if uranium for realizing the required neutron sensitivity is applied to the electrode, the electrode of the detector Since the area is large, it is possible to design a sensor that keeps the amount of generated charges per electrode unit area low. That is, by extending the SRNM detector, that is, by increasing the electrode area, it is possible to realize the full-range sensors 18a and 18b that can monitor from the startup region to the rated operation.
[0075]
Therefore, the all-range type sensors 18a and 18b can adopt a long sensor shape distributed in the axial direction of the core 2, and thereby, from the low output at the time of starting the reactor to the rated output of the reactor, It is possible to design a sensor that obtains an output proportional to the average power in the axial direction of the neutron flux in the reactor, that is, the installed position.
[0076]
Further, when the reactor is abnormal, the LPRM detector and the SRNM detector generally have a function (trip function) for generating a reactor stop signal. However, the SRNM detector is provided by the all-range sensors 18a and 18b. Thus, it is possible to design a sensor with a high-speed response that satisfies the same trip response requirement as the LPRM detector.
[0077]
Further, the axial power distribution of the nuclear reactor and the axial sensitivity distributions of all range type sensors 18a and 18b are measured and calibrated by the gamma thermometer 6 to perform abnormality diagnosis. These all-range sensors 18 a and 18 b and the gamma thermometer 6 are stored in the assembly tube 3.
[0078]
The output signals of all range type sensors 18a and 18b are input to the all range monitoring device 19, while the output signal of the gamma thermometer 6 is input to the GT monitoring device 9 and calculated, and then the all range monitoring device. 19, the entire range monitoring device 19 continuously monitors the output of the nuclear reactor based on the calculation result.
[0079]
As described above, according to the present embodiment, the functions of the SRNM detector and the LPRM detector are integrated into one long full-range sensor 18a, 18b, thereby integrating them into the same assembly tube 3. It becomes possible.
[0080]
In addition, according to the present embodiment, by using the all-range sensor 18, conventionally, as a reactor safety protection system that requires a fast response that cannot be monitored by the output at the rated operation, especially the GT monitoring device 9, conventionally. It is possible to delete the LPRM detector used for the abnormality detection and reactor stop signal generation function (trip function). However, the LPRM detector is used to measure the distribution in the height direction (axial direction) in order to manage the burnup of the fuel or to flatten the output distribution, but the function is performed by the GT monitoring device 9.
[0081]
Furthermore, according to the present embodiment, two full-range sensors are installed in the assembly tube 3 in order to avoid redundancy of the reactor safety protection system. By comprising in this way, the simpler assembly tube 3 can be implement | achieved and it becomes easy to integrate a measuring device conventionally.
[0082]
[Fourth Embodiment]
FIG. 5 is a system configuration diagram showing a fourth embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
[0083]
As shown in FIG. 5, in this embodiment, the SRNM detector 5 is surrounded by a dry tube 20 as an enclosing means, and the SRNM detector 5 is isolated from the reactor water. Thereby, the tolerance with respect to the external noise of the SRNM detector 5 can be improved.
[0084]
In addition, when the SRNM detector 5 is not in contact with the reactor water using the dry tube 20, the SRNM detector 5 is heated by the gamma ray heat generation, but the electrode is divided into a plurality as in the configuration of the present embodiment. Thus, heat generation can be reduced by improving the cooling effect of the central portion of the electrode. That is, the holding ceramic 14 is inserted in the center of the electrode pair 11, and the thermal conductivity of the holding ceramic 14 is several orders of magnitude higher than the thermal conductivity of air, so that the cooling effect is improved.
[0085]
As described above, according to the present embodiment, the SRNM detector 5 is surrounded by the dry tube 20 and isolated from the reactor water, thereby improving the noise tolerance of the SRNM detector 5 loaded in the assembly tube 3. This makes it possible to build a highly reliable system with excellent heat resistance.
[0086]
Further, a configuration in which the reactor water does not contact the SRNM detector 5 by the dry tube 20 can be realized, and the performance of the pulse propagation characteristic that is the output of the SRNM detector 5 can be improved. The LPRM detectors 4a to 4d that need to be cooled are in contact with the reactor water, and the SRNM detector 5 having excellent heat resistance can be simultaneously stored in the same assembly tube 3 while being isolated from the reactor water. .
[0087]
Accordingly, the LPRM detectors 4a to 4d and the SRNM detector 5 having different heat resistance specifications can be stored in the same assembly tube 3, and the number of the assembly tubes 3 inserted into the nuclear reactor can be reduced. .
[0088]
[Fifth Embodiment]
FIG. 6 is a sectional view showing an electrode pair of an SRNM detector in the fifth embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
[0089]
As shown in FIG. 6, in the present embodiment, a hollow portion 21a is formed along the axial direction inside the anode 21 arranged at the center of the electrode pair 11 of the SRNM detector 5 or the full range type sensors 18a, 18b. It is a thing. As a result, the amount of metal that generates heat by gamma rays can be reduced, and the amount of heat generated by the generation of gamma rays can be reduced.
[0090]
The hollow portion 21a of the anode 21 may be preliminarily sealed with a sensor-filled gas such as vacuum or argon and hermetically welded, or may adopt a structure in which a through-hole is provided and the gas in the hollow portion 21a leaks between the electrodes. .
[0091]
Since the anode 21 of the SRNM detector 5 is thermally insulated from the portion other than the holding ceramic 14 by the encapsulated ionized gas, the anode 21 usually has a longer electrode length, that is, the longer the electrode length between the holding ceramics 14. However, in the above configuration, an increase in the amount of heat generated due to the lengthening of the SRNM detector 5 is reduced by making the inside of the anode 21 hollow.
[0092]
Further, in this embodiment, by mixing helium into the sealed gas of the SRNM detector 5, it is possible to improve the thermal conductivity of the gas inside the detector and reduce the heat generation temperature of the sensor. That is, by mixing helium, which is a rare gas having excellent thermal conductivity, with the sealed gas, an increase in the amount of heat generated due to the lengthening of the SRNM detector 5 can be reduced.
[0093]
For example, by mixing about 50% helium with argon, although the output current is reduced to about ½, the thermal conductivity is more than doubled, and the heat mobility can be improved.
[0094]
As a result, the SRNM detector 5 can be lengthened and reduced in diameter, and the LPRM detectors 4a to 4d and the SRNM detector 5 can be stored in the same assembly tube 3, and can be assembled into the reactor. The number of inserted body tubes 3 can be reduced.
[0095]
By using the hollow anode 21 in this way, and by mixing helium into the sealed gas and using a dry tube or the like, the heat generation temperature of the SRNM detector 5 that is loaded into the assembly tube 3 and becomes high temperature is reduced. Thus, the failure rate of the SRNM detector 5 can be reduced.
[0096]
[Sixth Embodiment]
FIG. 7 is a block diagram showing the structure of the ceramic coating SRNM detector in the sixth embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
[0097]
As shown in FIG. 7, the present embodiment is provided with a dry tube 20 as a reactor water isolation means for isolating the SRNM detector 5 (or all range type sensors 18a and 18b) from the reactor water. In order to electrically insulate, a ceramic insulating layer 22 is formed on the outer surface of the sensor case 10 of the SRNM detector 5 (or all range type sensors 18a, 18b).
[0098]
That is, a ceramic insulating material is applied to the outer surface of the sensor case 10 of the SRNM detector 5 by ceramic coating. It has been confirmed that sufficient insulation can be secured with a coating thickness of about 1 to 4 mm. As the ceramic, a material such as alumina having excellent coatability, or silicon nitride or aluminum nitride having excellent heat conductivity is applied.
[0099]
In addition, when ceramic coating is performed on the outer surface of the sensor case 10, it is possible to prevent the ceramic from being peeled off due to thermal stress by applying a ceramic after plating a metal such as chromium.
[0100]
In general, a ceramic part such as alumina is inserted as a spacer between the dry tube 20 and the sensor case 10 to ensure insulation between them. However, by using this embodiment, the sensor case 10 and the ceramic coating are separated. Therefore, the thermal conductivity from the sensor to the dry tube 20 can be improved. Further, since the insulating film can be made thinner than a general ceramic part, the distance between the sensor case 10 and the dry tube 20 can be narrowed, thereby further increasing the heat escape, and the SRNM detector 5 The heat generation temperature can be reduced.
[0101]
As described above, according to this embodiment, the ceramic coating is directly applied to the outer surface of the sensor case 10 of the SRNM detector 5 or the full range type sensor 18, so that the sensor can be compared with the case where alumina parts or the like are used as spacers. The diameter can be reduced.
[0102]
Accordingly, the SRNM detector 5 can be elongated and reduced in diameter, and the LPRM detectors 4a to 4d and the SRNM detector 5 can be stored in the same assembly tube 3, and the assembly to the nuclear reactor can be stored. The number of inserted tubes 3 can be reduced.
[0103]
By the way, the holding ceramic 14 of the electrode pair 11 of the SRNM detector 5 or the all range type sensor 18 is made of at least one of 99.5% or more of high-purity alumina, silicon nitride, and aluminum nitride. It becomes possible to suppress a chemical reaction with the electrode which is a metal. Here, if the purity of the holding ceramic 14 is less than 99.5%, the chemical reaction with the electrode cannot be suppressed.
[0104]
Further, by using silicon nitride or aluminum nitride having excellent thermal conductivity between the sensor case 10 and the dry tube 20, it is possible to reduce the generation of gamma rays. And the airtight sealing component which encloses enclosure gas uses silicon nitride with few swelling by a neutron.
[0105]
Therefore, when the SRNM detector 5 is loaded in the assembly tube 3, the heat generation temperature of the SRNM detector 5 can be reduced and a system capable of stable monitoring can be constructed. That is, it is possible to reduce the temperature rise due to the gamma heat generation by increasing the length and the diameter of the SRNM detector 5 and to maintain the sensor performance at a high temperature.
[0106]
[Seventh Embodiment]
FIGS. 8A and 8B are configuration diagrams showing the structures of the SRNM detector and the LPRM detector in the seventh embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
[0107]
As shown in FIG. 8, in this embodiment, the electrode pairs 11f of the LPRM detector 4 and the electrode pairs 11a to 11e in the SRNM detector 5 have the same structure. Thereby, the uranium application process of uranium 15 applied to the cathode 12 can be made common.
[0108]
In other words, the present embodiment includes the SRNM detector 5 having a plurality of electrode pairs 11a to 11e formed of negative electrodes having the same shape as the negative electrode shape of the electrode pair 11f of the LPRM detector 4.
[0109]
Therefore, since the negative electrode 12 coated with uranium 15 can be applied in common to the LPRM detector 4 and the SRNM detector 5, it becomes possible to share a uranium coating apparatus at the time of manufacture. The performance of the assembly tube 3 itself to be stored can be stabilized.
[0110]
Thus, according to this embodiment, the electrode pair 11f of the LPRM detector 4 and the electrode pairs 11a to 11e in the SRNM detector 5 are formed in the same shape, so that the uranium application process of the uranium 15 applied to the cathode 12 is performed. Can be shared. That is, the reliability of uranium application, which is a key point of the sensor, can be improved and the manufacturing cost can be reduced.
[0111]
Further, by making the uranium electrodes of the LPRM detector 4 and the SRNM detector 5 housed in the same assembly tube 3 the same, it is possible to reduce the cost of the assembly tube 3 and improve the reliability.
[0112]
[Eighth Embodiment]
FIG. 9 is an explanatory view showing a sensor connection state of the eighth embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, and FIG. 10 is an explanatory view showing a reflected waveform in the eighth embodiment.
[0113]
As shown in FIG. 9, when a plurality of electrode pairs 11a and 11b of the sensor are connected in series in the height direction of the core, the impedance of pulse transmission of the electrode pairs 11a and 11b of the sensor and the electrode connection line 23 connecting them. Are different, the pulse output of the detector is reflected, and the pulse waveform is deformed.
[0114]
That is, as shown in FIG. 10, in the case where two electrode pairs 11a and 11b are configured, when a neutron reacts at the lower electrode pair 11b and a pulse signal is generated at that position (pulse generation position A), a A pulse is generated in the cable direction and measured as shown in FIG. However, when they are connected by a cable or the like, the pulse generated in the opposite direction is delayed and further reflected at the connecting portion, and the multiplexed signal is finally measured.
[0115]
In order to prevent this reflection, in this embodiment, a ferrite core is inserted as the impedance matching device 24 as shown in FIG. Alternatively, an inductance component can be added to the core wire portion so that the impedance of the cable and the electrode connection line 23 can be matched.
[0116]
As described above, according to the present embodiment, the impedance matching device 24 makes the impedance of the electrode connection line 23 the same as that of the electrode pair 11a and 11b, thereby preventing this pulse reflection, and the long sensor or the axis of the core 2 A sensor structure in which a plurality of detection units are scattered in the direction can be realized. Thereby, the SRNM detector 5 can be lengthened.
[0117]
Further, according to the present embodiment, since the impedance matching unit 24 is provided to prevent pulse reflection at the time of pulse transmission inside the detector, the pulse impedance of the electrode pair 11a, 11b and the electrode connecting means 23 is incorrect. Matching can be prevented, and a pulse response characteristic of a normal detector can be ensured even with a narrow and long sensor.
[0118]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, the electrode of the activation area monitor detector is divided into a plurality of electrode pair structures, so that the activation area monitor detector can be integrated into the detector assembly tube with a small diameter. The performance of the start-up area monitor detector can be ensured even when it is made longer and longer.
[0119]
In addition, by realizing this integrated sensor assembly, the detector itself and the measurement device can be shared, and the space for inserting the integrated sensor assembly into the reactor pressure vessel can be reduced, and the associated atomic assembly can be reduced. It is also possible to reduce the equipment configuration, such as reducing the furnace pressure vessel flange.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a system configuration diagram showing a first embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
FIG. 2 is a block diagram showing the structure of the SRNM detector of FIG.
FIG. 3 is a system configuration diagram showing a second embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
FIG. 4 is a system configuration diagram showing a third embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
FIG. 5 is a system configuration diagram showing a fourth embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
FIG. 6 is a sectional view showing an electrode pair of an SRNM detector in a fifth embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
FIG. 7 is a configuration diagram showing a structure of a ceramic coating SRNM detector in a sixth embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
FIGS. 8A and 8B are configuration diagrams showing structures of an SRNM detector and an LPRM detector in a seventh embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention. FIGS.
FIG. 9 is an explanatory diagram showing a sensor connection state of an eighth embodiment of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
FIG. 10 is an explanatory diagram showing a reflected waveform in the eighth embodiment.
[Explanation of symbols]
1 Reactor pressure vessel
2 core
3 In-core monitor detector assembly tube
4,4a-4d LPRM detector
5 SRNM detector
6 Gamma thermometer (calibration means, output distribution monitoring means)
7 SRNM monitoring device
8 LPRM monitoring device
9 GT monitoring device
10 Sensor case
11, 11a-11f Electrode pair
12 Cathode
13 Anode
14 Holding ceramics (insulating holding member)
15 Uranium
16 MI cable (electrode connection means)
17 Long SRNM detector
18a, 18b All range type sensor (Detector for all range monitoring monitor)
19 All range monitoring device
20 Dry tube
21 Anode
22 Ceramic insulation layer
23 Electrode connection line
24 Impedance matching device

Claims

原子炉の原子炉圧力容器内の出力を監視する原子炉出力監視装置において、
前記原子炉の局所出力を監視する局所出力領域モニタ検出器と、
前記原子炉の起動領域出力を監視する起動領域モニタ検出器と、
前記局所出力領域モニタ検出器の感度を校正する校正手段と、
これら局所出力領域モニタ検出器、起動領域モニタ検出器および校正手段を内部に格納する検出器集合体チューブと、
前記起動領域モニタ検出器の出力を計測し、前記原子力の出力を監視する起動領域モニタ監視装置と、
前記局所出力領域モニタ検出器の信号を計測し、前記原子力の出力を監視する局所出力領域モニタ監視装置とを備え、
前記起動領域モニタ検出器は、
陽電極および陰電極とこれら両電極間を所定間隔に保持しかつ両電極間を絶縁する絶縁保持部材とを有し、前記原子炉の炉心の軸方向に並べられた複数の電極対と、
前記複数の電極対および前記起動領域モニタ監視装置を電気的に直列に接続する電極接続手段とを備えたことを特徴とする原子炉出力監視装置。In the reactor power monitoring device that monitors the power in the reactor pressure vessel of the reactor,
A local power region monitor detector for monitoring the local power of the reactor;
A startup area monitor detector for monitoring the startup area output of the reactor;
Calibration means for calibrating the sensitivity of the local output region monitor detector;
A detector assembly tube that internally stores these local output area monitor detectors, activation area monitor detectors and calibration means;
An output of the start-up area monitor detector, and a start-up area monitor monitoring device for monitoring the output of the nuclear power;
Measuring the signal of the local output region monitor detector, comprising a local output region monitor monitoring device for monitoring the output of the nuclear power,
The activation area monitor detector is:
A plurality of electrode pairs arranged in the axial direction of the core of the nuclear reactor, having a positive electrode and a negative electrode and an insulating holding member that holds both electrodes at a predetermined interval and insulates between both electrodes;
A reactor power monitoring apparatus comprising : electrode connecting means for electrically connecting the plurality of electrode pairs and the startup region monitor monitoring apparatus in series .

請求項１記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器は、前記電極対を前記炉心の軸方向全体に分布するように配置したことを特徴とする原子炉出力監視装置。2. The reactor power monitoring apparatus according to claim 1, wherein the startup region monitor detector is arranged so that the electrode pairs are distributed in the entire axial direction of the core.

請求項１記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器は、前記電極対を前記炉心の高さ方向における前記炉心起動時の中性子源位置近傍に集中して分布するように配置したことを特徴とする原子炉出力監視装置。2. The reactor power monitoring device according to claim 1, wherein the startup region monitor detector is arranged so that the electrode pairs are concentratedly distributed in the vicinity of a neutron source position at the time of startup of the core in the height direction of the core. Reactor power monitoring device characterized by

請求項１ないし３のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器は、包囲手段にて包囲したことを特徴とする原子炉出力監視装置。 The reactor power monitoring apparatus according to any one of claims 1 to 3, wherein the start-up area monitor detector is surrounded by surrounding means.

請求項１ないし４のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、局所出力領域モニタ検出器および起動領域モニタ検出器の電極対を同一形状に形成したことを特徴とする原子炉出力監視装置。 The reactor power monitoring apparatus according to any one of claims 1 to 4, wherein the electrode pair of the local power region monitor detector and the startup region monitor detector are formed in the same shape.

原子炉の原子炉圧力容器内の出力を監視する原子炉出力監視装置において、
前記原子炉の炉心の軸方向に並べられ、炉心相当の高さ範囲内に分布させた複数の電極対と、前記複数の電極対を電気的に直列に接続する電極接続手段とを有し、前記原子炉の起動から出力までの全レンジの出力を監視する全レンジ監視モニタ用検出器と、
この全レンジ監視モニタ用検出器の感度を校正し、炉心内の出力分布を監視する出力分布監視手段と、
これら全レンジ監視モニタ用検出器および出力分布監視手段を格納する検出器集合体チューブと、
前記全レンジ監視モニタ用検出器の出力を計測し、前記原子力の出力を監視する全レンジ監視装置とを備えたことを特徴とする原子炉出力監視装置。In the reactor power monitoring device that monitors the power in the reactor pressure vessel of the reactor,
A plurality of electrode pairs arranged in the axial direction of the core of the nuclear reactor and distributed in a height range corresponding to the core, and electrode connecting means for electrically connecting the plurality of electrode pairs in series ; A detector for monitoring the entire range for monitoring the output of the entire range from the start-up to the output of the reactor;
Power distribution monitoring means for calibrating the sensitivity of the detector for monitoring all ranges and monitoring the power distribution in the core;
A detector assembly tube for storing the detector for all range monitoring and the output distribution monitoring means;
A reactor power monitoring apparatus comprising: an all-range monitoring device that measures an output of the detector for monitoring the entire range and monitors the output of the nuclear power.

請求項１ないし６のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器または全レンジ監視モニタ用検出器に設置された電極対の陽極に、その軸方向に沿って中空部を形成したことを特徴とする原子炉出力監視装置。 The reactor power monitoring apparatus according to any one of claims 1 to 6, wherein a hollow portion is formed along an axial direction of the anode of the electrode pair installed in the startup area monitor detector or the full range monitoring monitor detector. Reactor power monitoring device characterized by having been formed.

請求項１ないし７のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、起動領域モニタ検出器または全レンジ監視モニタ用検出器の外表面のセンサケースにセラミック絶縁層を形成したことを特徴とする原子炉出力監視装置。 8. The reactor power monitoring apparatus according to claim 1, wherein a ceramic insulating layer is formed on a sensor case on an outer surface of the start-up region monitor detector or the full range monitoring monitor detector. Furnace output monitoring device.

請求項１ないし８のいずれかに記載の原子炉出力監視装置において、複数の電極対と、これらを接続する電極接続線とのインピーダンスを同一にするインピーダンスマッチング器を設けたことを特徴とする原子炉出力監視装置。 9. The nuclear reactor power monitoring apparatus according to claim 1, wherein an impedance matching device is provided for making the impedances of the plurality of electrode pairs and the electrode connection lines connecting them the same. Furnace output monitoring device.