JPH04268497A - 加圧水型原子炉における炉心計装装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の背景】本発明は、加圧水型原子炉に関し、特に
、加圧水型原子炉のための炉心計装装置に関するもので
ある。

【０００２】本発明自体の説明を行う前に、加圧水型原
子炉に関する技術背景について説明する。更に詳細な背
景については、「原子力発電プラントのシステムと設備
」、ケイ・シー・リッシュ（Ｋ．Ｃ．　Ｌｉｓｈ）、Ｉ
ＳＢＮ　０−８３１１−１０７８−３を参照されたい。

【０００３】加圧水型原子力発電所は、加圧水型原子炉
の炉心から熱エネルギーを取り出してそのエネルギーを
蒸気発生のための二次系に伝える加圧水閉鎖ループを含
んでいる。発生された蒸気は、その後、タービン発電機
を駆動して発電を行う。

【０００４】原子炉系は、熱エネルギーを発生する核燃
料を含んだ圧力容器と、熱エネルギーを用いて蒸気を発
生するための蒸気発生器と、冷却材を循環する循環ポン
プと、系の圧力を維持し制御する加圧器とから構成され
ている。加圧水型原子力発電所の核基地は、個々の設計
に応じて３つ又は４つの建屋から成る。常に必要とされ
る３つの建屋は、原子炉格納建屋、燃料取扱い建屋及び
補助建屋である。任意である第４の建屋はコントロール
建屋である。このコントロール建屋に与えられるスペー
スは常に必要とされるものであるが、他の建屋の付加的
なそでとしてそれを備える設計構造もある。

【０００５】原子炉建屋は、半球状又は楕円形の上部ヘ
ッドを有する球形構造体又は円筒形構造体であるのが一
般的である。下部ヘッドは、構造設計に応じて、前述の
２つの形状又は平坦なヘッドのいずれかである。原子炉
建屋は一次系の設備を全て含んでいる。また、通常の燃
料交換、供用期間中検査及び一般的な保守の際に用いら
れるポーラクレーンも有している。

【０００６】燃料取扱い建屋は、使用済み燃料貯蔵プー
ルと、燃料輸送キャスクを取り扱うためにプール上に配
設されたブリッジクレーンと、使用済み燃料冷却系の全
設備とを含んでいる。この建屋は燃料移送管により原子
炉建屋に接続されている。

【０００７】コントロール建屋ないしそで部分は、コン
ソール及びコントロールパネルを有する中央コントロー
ルルームと、リレー及びコントローラを有するリレール
ームとを備えている。ここからプラント全体が制御され
る。

【０００８】図１は典型的な加圧水型原子炉１０を示し
ている。この原子炉１０は、熱遮蔽体、炉心支持板３２
，５４、制御棒２２等を含む圧力容器１２から構成され
ている。冷却材はこの圧力容器１２に流入した後、炉心
バレルと容器側壁との間の環状空間を下降するが、この
過程において、冷却材は熱遮蔽体を冷却する。その後、
冷却材は燃料要素の間を上昇し、圧力容器１２から蒸気
発生器へと流出する。制御棒２２は上蓋１８から挿入さ
れ、制御棒駆動機構は上蓋１８に取り付けられている。 制御棒駆動機構及び上蓋はプラント燃料交換中に１つの
組立体として取り扱われる。この組立体は通常、「一体
化ヘッドパッケージ」若しくは「ＩＨＰ」と称されてい
る。

【０００９】図１において、下部鏡から挿入された中性
子検出器３６は、各燃料集合体３０の出口部での冷却材
温度を測定する熱電対と結合されている。それらは「炉
心計装」として知られているものである。それらは情報
計装のみであり、炉心の異なる領域で発生する出力を計
算するためのデータを提供する。

【００１０】図２は加圧水型原子炉のための周知構造の
計装装置を示している。この例では、計装装置は、案内
管クラスタ組立体４６と、上部支持板４２ａを貫通する
多数の案内管４８とを有している。この構成と図１に示
す構成との大きな違いは、図１に示すものは剛性の案内
管を用いているのに対して、この構成は可撓性の案内管
４８とクラスタ組立体４６とを用いている点にある。

【００１１】再度図１について説明すると、燃料交換作
業時、上部炉心板５４の上方にある炉心バレル内部の全
ての炉内構造物が取り出される。これにより、燃料集合
体３０の上部に直接接近としてその取扱いが可能となる
。

【００１２】燃料棒は、例えば一般的に１７×１７の正
方形配列の格子状に組み立てられている。格子状に組み
立てられた燃料棒の組立体は「燃料要素集合体」ないし
は「燃料集合体」と呼ばれ、発電所で取り扱われる最小
の燃料ユニットとなる。炉心は、燃料集合体３０を集め
ほぼ円筒形状に並置することによって構成される。より
大きな出力が必要とされるにつれ、より多くの燃料集合
体が用いられる。炉心の直径は、出力レベルに応じて９
〜１３ｆｔ．（２．７〜４．０ｍ）となるのが一般的で
ある。炉心の高さは大型加圧水型原子炉においては通常
１０〜１４ｆｔ．（３．０〜４．３ｍ）である。

【００１３】制御棒は、燃料棒に代えて、燃料集合体の
複数の位置にある制御棒案内チャンネル２０内に配置さ
れた円筒形の棒である。製造者が異なると、同じ中性子
吸収材を用いることはなく、また、同じ数の制御棒を用
いることもない。

【００１４】制御棒駆動機構１４は機械的なものであり
、無制限な位置変更が可能なものと、一連のディスクリ
ート（離散的）ステップで移動するものとがある。製造
者に拘わらず、全ての制御棒駆動機構は、「スクラム（
緊急停止）」のための消勢を行う磁気式ラッチ装置を備
えている。制御棒は上方に引き上げられており、スクラ
ム時に重力により炉心内に落下される。制御棒駆動機構
１４は上蓋１８を貫通して原子炉圧力容器１２内に延び
ている。

【００１５】原子炉運転時、中性子束の測定が炉心の内
側で、その断面に沿って分布された複数位置及び高さ方
向に沿って分布された複数位置で実施されなければなら
ない。かかる測定は炉心核計装により実行されるが、こ
の炉心核計装が本発明の内容をなすものである。

【００１６】測定コンジットを上蓋に通すという原子炉
の炉心計装装置は、仏国特許第２，０６５，５１２号明
細書に開示されている。その仏国特許明細書に開示され
た計装装置は、固定位置における中性子検出器又は内部
を移動できる検出器を収容することのできる案内管を備
えている。案内管はコラム内を通って容器上蓋を貫通し
、容器上蓋の下側に配置されたビーム形支持アームによ
り炉心の断面に沿って分布されており、それにより、各
振分け管を特定の炉心燃料集合体の案内管に振り分ける
ことが可能となる。

【００１７】この従来の計装装置の場合、炉心の再装填
のためには、容器の減圧を行った後、計装コラムを漏れ
防止状態で通過することができる装置が分解され、支持
アーム及び振分け管に接近することができるよう、容器
上蓋が取り外される。

【００１８】しかしながら、この従来の計装装置には幾
つかの問題点がある。まず第１に、互いに個々独立に複
数の案内管を支持している支持アームの引抜きは、これ
らの管の形状や分布状態を保つために、特別の工具によ
り行わなければならない。従って、作業に必要とされる
時間は非常に長く、原子炉停止時間も増加する。これは
大きな問題点である。第２に、複雑な形状の多数の支持
アームを有することを避けるために、中性子検出器が導
入される燃料集合体の数は、炉心の束パターン測定の正
確さを犠牲にして制限される。

【００１９】上の場合も他の全ての場合と同様に、測定
コンジットは、炉心内に導入される端部部分と、炉心の
近傍に配置された測定ルームに入る反対側の第２の端部
部分とを有する。測定コンジットは計装管内に摺動可能
に取り付けられ、測定ルーム内からその端部を引っ張り
或いは押すことだけで、引抜き又は設置することができ
る。実際、測定コンジットは、炉心の再装填の際に炉心
の燃料集合体から引き抜かれなければならない。更に、
測定コンジットは、原子炉容器と測定ルームとをつなげ
る非常に長い案内管が連結された漏れ防止通路を通して
原子炉容器内に挿入されなければならない。

【００２０】次に、既知であり広く用いられている第２
の従来例について説明する。この例では、測定コンジッ
トのための通路が、原子炉容器の凸状の下部に設けられ
た管継手から構成される。これらの管継手に連結された
計装案内管は、大きな曲率半径の円弧形状の軌跡を持ち
、原子炉容器の下部を測定ルームに結合している。容器
の凸状の下部に管継手を設けることは、その構成要素の
製造を複雑化し、安全基準の厳守が困難となる可能性が
ある。更に、原子炉建屋の構造は、円弧軌道に沿って非
常に長い計装案内管を通すことができるように設計され
ている。その結果として、原子炉建屋の設計及び構成は
相当に困難であり、コストもかかるものとなる。

【００２１】また、容器の下部を貫通する管継手への接
近は極めて困難であり、そのため、完全な原子炉の安全
運転を保証するための管継手監視作業が複雑となる。更
に、容器の下部に連結された計装案内管は常に炉心冷却
水で満たされており、従って、案内管のシールに欠陥が
生じた場合には、その冷却水が測定ルーム内に入る恐れ
がある。

【００２２】また、測定コンジットが容器上蓋を貫通し
ている型式の計装装置も提案され、用いられている。こ
れは例えば仏国特許第２，０６５，５１２号明細書に開
示されている。これは、容器の下部に管継手を設ける必
要性、及び、計装案内管を測定ルームに延ばすために複
雑な原子炉建屋構造を設ける必要性に関連された問題を
回避するものである。しかしながら、この種のレイアウ
トにおいては、「上部炉内構造物」と呼ばれる計装装置
の一部が上蓋により直接支持されており、上蓋を取り外
す作業を複雑化すると共に、原子炉停止中に上蓋に関連
される計装取扱い・保管作業を複雑化する。

【００２３】再装填及び保守を行うための原子炉停止中
、上部炉内構造物は引き出され、原子炉プール内の保管
スタンドに置かれる。上蓋を貫通する案内管又は測定コ
ンジットを備える炉心計装装置の場合、従来の構成では
、上部炉内構造物の取扱いを簡単で迅速な形で行うこと
はできなかった。従って、炉心計装が容器上蓋を貫通し
ている場合、原子炉の設計及び構成に関して得られる利
点には、原子炉の使用及び保守が関係する限り、相当な
問題点も伴われる。このために、現在稼働中の原子炉の
大部分は、原子炉容器の下部を貫通する計装管を備えて
いる。

【００２４】更に、１９７９年のスリーマイル島事故に
より、炉心計装装置のための米国エネルギー省（ＤＯＥ
）、米国電力研究所（ＥＰＲＩ）及び米国原子力規制委
員会（ＮＲＣ）による緊急採択があり、それは、炉心の
下側で原子炉容器（ＲＶ）を貫通しないこと、固定炉心
検出器（ＦＩＤ）を用いることをその内容としている。 これらのファクターは、プラントの安全性及び運転制御
を改善するものと考えられている。

【００２５】以上の説明により、本発明の目的は、原子
炉容器の下部貫通部を無くし且つ炉心出力分布を測定す
るために固定炉心検出器を用いた加圧水型原子炉用の単
純化炉心計装装置（ＳＩＣＩＳ）を提供することにある
。本発明の他の目的は、加圧水型原子炉に対する設置及
び取出しを容易に且つ安全に行う単純化炉心計装装置を
提供することにある。これらの目的及びその他の目的は
本発明により達成される。

【００２６】

【発明の概要】本発明によれば、加圧水型原子炉に用い
られる単純化炉心計装装置は、複数の固定炉心検出器用
シンブルを備えており、各シンブルは閉鎖蓋を貫通して
原子炉の炉心内に挿入される。各シンブルは、炉心の状
態（局所的出力レベル）を検出するための検出器（例え
ば中性子検出器又はガンマ線検出器）を少なくとも１個
、通常は数個包含する。また、シンブルは、炉心出口温
度を測定するための熱電対を含んでいる。更に、上部支
持板が設けられる。上部支持板は、閉鎖蓋と上部炉心板
との間に配置され、少なくとも１本の支持コラムにより
支持される。各支持コラムは軸線方向の空洞部を有し、
シンブルを支持コラムの中心に軸線方向に通すことがで
きるようになっている。加圧水型原子炉の運転中、シン
ブルは炉心から上部炉心板、対応の支持コラム、上部支
持板の貫通孔及び閉鎖蓋の貫通孔を通して閉鎖蓋の上方
のシール継手へと延びる。従って、検出器信号は、原子
炉の外側、例えば炉心状態を監視するための別の設備で
得ることができる。

【００２７】また、本発明の別の面によれば、原子力タ
ービン発電所が提供される。この発電所は、前述の単純
化炉心計装装置と、発電を行うタービン発電機と、単純
化炉心計装装置及びタービン発電機に接続された加圧水
型原子炉とを備えている。

【００２８】

【好適な実施例の詳細な説明】

以下、図３〜図７に沿って本発明の好適な実施例につい
て説明するが、図中、同一符号は同一要素を示すものと
する。

【００２９】まず図３について説明すると、本発明によ
る単純化炉心計装装置を具備する加圧水型原子炉は、取
外し可能な閉鎖蓋組立体１８により閉じられた原子炉容
器（ＲＶ）１２を備えている。炉心４は複数の燃料集合
体３０から構成されている。また、炉心４は原子炉容器
１２に固定された下部炉心板３２ａ上に載置されている
。

【００３０】炉心４の上側には上部炉心板５４ａがあり
、この上部炉心板５４ａは、相当な厚さ（典型的には約
１０ｉｎ．（２５．４ｃｍ））の上部支持板４２ｂに垂
直の支持コラム４０ａにより連結されている。

【００３１】上部炉心板５４ａ及び支持コラム４０ａに
加えて、単純化炉心計装装置は、制御棒のための制御棒
案内管２０ａと、原子炉容器１２の閉鎖蓋組立体１８を
貫通する制御棒駆動シャフト２２ａとを備えている。

【００３２】好適な実施例において、２５本以上の検出
器シンブル５２が、閉鎖蓋組立体１８及び上部炉内構造
物の支持コラム４０ａを通って原子炉容器１２内及び炉
心４内に垂直に挿入される。更に、各シンブル５２は、
軸線方向に分布された６個以上の固定炉心検出器と、燃
料集合体３０の冷却材出口温度を測定する１個の熱電対
（図示しない）とを含んでいる。主バウンダリシンブル
シール５２ａと検出器配線（図示しない）とは、ミサイ
ルシールド板５０の上部に配置されている。この構成で
は、閉鎖蓋組立体１８から上方に約２２ｆｔ．（６．７
１ｍ）延びてミサイルシールド板５０を貫通する圧力バ
ウンダリ案内管４８（外径約１．０ｉｎ．（２．５４ｃ
ｍ）、内径約０．５ｉｎ．（１．２７ｃｍ））を用いる
ことを要する。 案内管（３．４ｉｎ．（８．６ｃｍ）の径）が十分に通
ることができるように、ＣＲＤＭ（制御棒駆動機構）マ
グネット１４間には十分なスペースが設けられている（
図５及び図６参照）。検出器シンブル５２は、径が約０
．４ｉｎ．（１．０ｃｍ）、長さが約５１ｆｔ．（１５
．５ｍ）であり、案内管を封止するための継手若しくは
シール５２ａが設けられている。

【００３３】図４を参照すると、単純化炉心計装装置を
原子炉容器１２に対して設置及び取外しするための本発
明による装置が側面図で示されている。燃料交換作業は
、シンブル及び案内管のシール５２ａを分離し、シンブ
ル５２を約２０ｆｔ．（６．１ｍ）上方に引き上げるこ
とを要する。各シンブル５２の上部非放射線部分は、Ｉ
ＨＰのミサイルシールド板５０の上方に取り付けられた
特別のラック７０内の引上げ位置に固定される。このシ
ンブル保管ラック７０には、ポーラクレーンを引き上げ
られたシンブル５２と干渉することなくＩＨＰに取り付
けることができるように、内部三脚式吊上げリグが設け
られている。ＩＨＰ取外し作業時、引き入れられた検出
器シンブル５２の放射性ホット（ｈｏｔ）先端部は、職
業上放射線被爆（ＯＲＥ）を最小にするために、ＩＨＰ
の遮蔽位置内で保持される。検出器シンブル５２の取外
し及び交換のために、ホット部分は燃料交換プール７４
内に降ろされ、そこでシンブル５２は切断され、使用済
み燃料ピットに移送される（図７及び図９参照）。

【００３４】図５及び図６は、原子炉容器閉鎖蓋１８に
おけるＣＲＤＭマグネット１４と検出器シンブル５２の
レイアウトを示している。図示するように、１６〜３８
本のシンブル５２は炉心全体にほぼ均等に配分されてい
る。各シンブル５２は、有効炉心高さ全体にわたり軸線
方向に互いに離隔された６個又は８個の固定炉心検出器
（中性子検出器又はガンマ線検出器）を備える直線状の
管である。シンブル５２の径方向の位置は、制御棒駆動
機構のない位置及び炉内構造物の支持コラム４０ａが設
けられている位置に制限されている。各シンブル５２に
含まれる６個の固定炉心検出器は、シンブル５２の下部
１３５ｉｎ．（３４３．８ｃｍ）の部分に配置され、そ
れは、第２の燃料集合体棒支持格子の高さ（下部炉心支
持板の上方約２１ｉｎ．（５３．３ｃｍ）の位置）で終
端している。プラント運転中、固定炉心検出器（ロジウ
ム、プラチナ又はガンマサーモメータ）は燃料集合体の
計装管内に配置される。燃料交換作業時、検出器シンブ
ル５２は原子炉容器閉鎖蓋１８の真下のスペース内に垂
直上方に手動で引き上げられ、ＩＨＰの吊上げ及び格納
容器内の保管位置への移送時、その引上げ位置で保管さ
れる。シンブル５２は約２０ｆｔ．（６．１ｍ）引き上
げられ、シンブル５２の非照射端部はＩＨＰのミサイル
シールド板５０の上方で露出され、照射された１３５ｉ
ｎ．（３．４ｍ）の長さのホット先端部は原子炉容器閉
鎖蓋１８の真下で保持される。６〜７ｉｎ．（１５．２
〜１７．８ｃｍ）の厚さの鋼製原子炉容器閉鎖蓋１８は
、燃料交換作業時に、作業員のためのシールドとなる。 しかし、原子炉容器閉鎖蓋１８の下側で利用できる限ら
れた高さのために、４０ｉｎ．（１．０２ｍ）又は５０
ｉｎ．（１．２７ｍ）のホットシンブルが閉鎖蓋１８の
上方に突出する。そこで、最大３ｉｎ．（７．６２ｃｍ
）のスチール、鉛又は減損ウランのシールド５６が、そ
の露出部分のハウジングの回りに設けられる。

【００３５】単純化炉心計装装置を有する加圧水型原子
炉の燃料交換及び保守は、一定の新規な手順及び装置を
必要とし、その他のものは不要となる。より詳細に説明
すると、図７〜図９に示すように、特別の検出器シンブ
ル取扱い・保管用フレームないしはラック７０がＩＨＰ
の上部に取り付けられている。このラック７０は、各検
出器シンブル５２を上下するためのプーリー・ロープ装
置と吊上げリグとを備えている。シンブル５２が引上げ
位置にある場合、閉鎖蓋吊上げ作業中、それらは拘束さ
れ固定される。空中放射能汚染に関する問題は、プラス
チック・スリーブを設けることにより、或いは、引き上
げられたシンブルをそれぞれ袋に入れることにより解決
することができる。

【００３６】シンブル５２の燃料交換・取扱い時の手順
は、以下の通りである。 １．各シンブルにおける固定炉心検出器についてのキャ
ノン型多重電気的コネクタを取り外し、ＩＨＰのジャン
パーケーブルを取り外す。 ２．機械的吊上げ用取付具（これもシンブル電気的コネ
クタを保護するものである）をシンブル及びロープ吊上
げハリヤードに取り付ける。 ３．シンブルシール５２ａを分解し、シンブルをハリヤ
ードにより約２０ｆｔ．（６．１ｍ）程度引き上げ、吊
上げフレームに固定する。 ４．シンブルをその圧力ハウジングから引き出した際、
必要に応じてシンブルの洗浄を行う。 ５．クレーンフックを降ろし、ＩＨＰの吊上げリグに取
り付ける。その後、ＩＨＰ及びシンブルフレームを一体
としてＩＨＰ保管スタンドに移送する。

【００３７】図７〜図９は、ＩＨＰ取外し作業と、格納
容器内の異なる保管構造を示している。欠陥ホットシン
ブルを検査して交換できるように、且つ、ＩＨＰ上で作
業する作業員への放射線被爆を許容できるレベルまで減
じことができるように、シールドピット７２又はプール
７４内にシンブルの１３５ｉｎ．（３．４ｍ）長さのホ
ット先端部を下降させるための設備が、格納容器内のＩ
ＨＰ保管位置に必要とされる。検出器シンブルの交換は
、ウエスチングハウス・エレクトリック・コーポレイシ
ョンのＭＩＤ／ＩＣＩＳプラントで現在用いられている
手順と同様である。即ち、シンブル５２のホット部分は
シールドピット７２又はプール７４内で切断され、取扱
いバスケット又は保管ドラム（図示しない）内に配置さ
れる。非照射シンブル部分は、閉鎖蓋１８を通して引き
抜かれる。新規な交換シンブルがハウジング管を通して
押し出され、閉鎖蓋１８内に降ろされる。

【００３８】炉心内で１．５年間照射された１６〜３８
本のシンブルを含む原子炉容器閉鎖蓋の移送は、特に、
閉鎖蓋がフロアの上方に吊り上げられ且つ相当なガンマ
線の照射及び散乱が格納容器内で存在する場合、特別な
手順と恐らくは特別のシールドの使用が必要となる。格
納容器から全ての作業員を移動させること、或いは、シ
ャドウシールドの背後に作業員を配置させることは、Ｏ
ＲＥを制限する一手段である。閉鎖蓋１８の下側に、４
〜６ｉｎ．（７．６〜１０．２ｃｍ）の厚さの取外し可
能な鋼製シールド板を付加することによっても、移送中
にＯＲＥを許容レベルに低減することができる。

【００３９】図７は、好適な加圧水型原子炉及び単純化
炉心計装装置の電子システムの構成をブロック図で示し
たものである。従来のシステムは、炉心出力分布を測定
するために、多くの固定炉心検出器又は可動炉心検出器
のデータを必要とした。これらの従来のシステムは、測
定された出力分布を確定するために、燃料サイクルの開
始前になされた予測と中性子束の測定とを組み合わせる
こととしていた。

【００４０】本発明の好適な実施態様においては、最新
式の分析方法及びコンピュータハードウェアが用いられ
、従来であれば炉心設計者のみが利用できた分析ツール
をプラントに与えるようになっている。この電子システ
ムは、固定炉心検出器及びその他のプラントセンサから
の測定データを用い、予測された炉心出力分布を確認し
、必要に応じてその予測分布を調整する。この異なる方
法は、炉心内の多数の中性子センサを減ずることができ
る。

【００４１】図７に示すように、熱電対信号は、ＲＪＢ
−Ａ１３８、ＲＪＢ−Ｂ１４０及び不十分炉心冷却モニ
タ（ＩＣＣＭ）１３４，１３６を通して処理され、プラ
ントコンピュータ１００及び計算ワークステーション１
２０に伝えられる。 ＦＩＤシンブル５２のデータは、単一の処理モジュール
ＳＰＭ−１、ＳＰＭ−２・・・ＳＰＭ−Ｎとして図示さ
れているセンサハイウェイ１１０を経てデータ受信器１
３０，１３２に伝えられる。この構成は、固定炉心検出
器が監視情報のみを提供することを保証するものである
。コンピュータ１００に与えられる他の情報としては、
棒位置（ＲＰ）、炉心外型検出器信号（ＥＤ）、加圧器
圧力（ＰＰ）及びループ温度（ＬＴ）等がある。また、
加圧水型原子炉１０は、蒸気の熱エネルギーを電力に変
換するタービン発電機８０に接続されていることに注意
されたい。

【００４２】上述した加圧水型原子炉の単純化炉心計装
装置は、従来の装置を越える利点を有し、その概略は以
下の通りである。 １．この単純化炉心計装装置は、現在の主要事業主、Ｅ
ＰＲＩ、ＤＯＥ及びＮＲＣの要求及び優先事項、即ち、
（ａ）原子炉容器の下部鏡に貫通部を必要としないこと
、及び（ｂ）単純化炉心計装装置が固定炉心計装を用い
ること、を満足する。 ２．この単純化炉心計装装置は、炉内構造物と干渉せず
且つまた炉内構造物を複雑化することもない直線的な炉
心への挿入・取出し経路を有する機械的に極めた単純な
ものである。また、各固定炉心検出器シンブルに炉心出
口熱電対を設けることも、原子炉容器内部構造及び原子
炉容器閉鎖蓋貫通部を単純化するものである。 ３．この単純化炉心計装装置は、機械的に見ると、燃料
集合体の上部ノズルと炉内構造物の支持コラムに比較的
簡単な変更を加え、原子炉容器閉鎖蓋に管状シンブル圧
力バウンダリハウジングを取り付け、且つ、ＩＨＰの上
部に検出器シンブル支持フレーム（ラック）を設けるこ
とを要するだけである。 ４．この単純化炉心計装装置は固定炉心検出器のみを用
い、その結果として、可動炉心検出器（ＭＩＤ）に必要
とされる遠隔駆動装置、移送装置及びコントローラが不
要となる。従って、必要とされるスペースは少なくなり
、信頼性は向上される。また、可動炉心検出器型下部取
付式炉心計装装置に関連される下部キャビティのスペー
スと、８０〜１００ｆｔ．（２４．４〜３０．４ｍ）の
長い保護管も不要となる。

【００４３】以上、本発明の好適な実施例について詳細
に説明したが、前述の実施例に対して多くの変更や変形
（例えば物理的寸法についての変更）をなしうることは
、当業者にとり明らかであろう。従って、本発明の範囲
は特許請求の範囲のみで定められるべきものである。

【図面の簡単な説明】

【図１】従来の加圧水型原子炉の断面図である。

【図２】加圧水型原子炉の計装装置の従来構成を示す図
である。

【図３】本発明に従った単純化炉心計装装置と加圧水型
原子炉を示す図である。

【図４】本発明による単純化炉心計装装置の設置及び取
外しのための装置に関連して図３の加圧水型原子炉を示
す側面図である。

【図５】本発明により単純化された原子炉容器閉鎖蓋の
レイアウトを示す図である。

【図６】図５に示すレイアウトの拡大部分図である。

【図７】本発明による単純化炉心計装装置を取り外して
保管するための構造の一例を示す図である。

【図８】本発明による単純化炉心計装装置を取り外す際
の状態を示す図である。

【図９】本発明による単純化炉心計装装置を取り外して
保管するための構造の別の例を示す図である。

【図１０】本発明による加圧水型原子炉・炉心計装装置
のブロック図である。

【符号の説明】

４　　　　炉心 １０　　　　加圧水型原子炉 １２　　　　原子炉容器 １８　　　　閉鎖蓋 ３０　　　　燃料集合体 ３２ａ　　　　下部炉心板 ４０ａ　　　　支持コラム ４２ｂ　　　　上部支持板 ５２　　　　検出器シンブル ５４ａ　　　　上部炉心板

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　原子炉容器（１２）と、該原子炉容器
   の一端を閉じる閉鎖蓋（１８）と、下部炉心板（３２ａ
   ）及び上部炉心板（５４ａ）の間で支持される複数の燃
   料集合体（３０）を支持するよう前記原子炉容器内に設
   けられた炉心（４）と、関連の制御棒駆動機構に連結さ
   れた複数の制御棒とを備えている加圧水型原子炉におい
   て用いられる、前記炉心内の状態を検出するための炉心
   計装装置であって、（ａ）前記閉鎖蓋（１８）を貫通し
   て前記炉心（４）内に摺動可能に挿入され、且つ、前記
   炉心の状態を検出すると共にその状態を示す信号を発す
   る少なくとも１つの検出器を備える固定炉心検出器シン
   ブル（５２）と、（ｂ）貫通孔を有し、前記閉鎖蓋（１
   ８）及び前記上部炉心板（５４ａ）の間に配置され、且
   つ、少なくとも１本の支持コラム（４０ａ）により支持
   された上部支持板（４２ｂ）であり、前記支持コラムが
   その中心に前記シンブルを軸線方向に挿入できるように
   構成され、前記シンブルが前記炉心（４）から前記上部
   炉心板、前記支持コラム（４０ａ）、前記上部支持板（
   ４２ｂ）の貫通孔及び前記閉鎖蓋（１８）の貫通孔を通
   して延びるようになっている、前記上部支持板（４２ｂ
   ）と、を備え、前記検出器により発せられる信号を前記
   加圧水型原子炉の外部で得られるようになっている、加
   圧水型原子炉における炉心計装装置。