JPH0141959B2 - - Google Patents
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- JPH0141959B2 JPH0141959B2 JP56031164A JP3116481A JPH0141959B2 JP H0141959 B2 JPH0141959 B2 JP H0141959B2 JP 56031164 A JP56031164 A JP 56031164A JP 3116481 A JP3116481 A JP 3116481A JP H0141959 B2 JPH0141959 B2 JP H0141959B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heating element
- gamma ray
- detector
- traveling
- reactor
- Prior art date
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉に設置される核計装系におけ
る出力領域の出力検出装置に関する。
る出力領域の出力検出装置に関する。
一般に、原子炉の核計装、例えば沸騰水形原子
炉の核計装系における炉出力の検出部には、起動
領域中性子検出器、中間領域中性子検出器および
出力領域中性子検出器と、この出力領域中性子検
出器の測定値を較正する走行型中性子検出器が設
けられている。
炉の核計装系における炉出力の検出部には、起動
領域中性子検出器、中間領域中性子検出器および
出力領域中性子検出器と、この出力領域中性子検
出器の測定値を較正する走行型中性子検出器が設
けられている。
ここで起動領域中性子検出器と中間領域中性子
検出器とは原子炉の起動から定常運転出力に至る
までの間に用いられ、それぞれ10nv〜107nv、
106nv〜1012nvというような低い中性子束領域で
使用されており、この領域外では原子炉から引き
抜かれる。
検出器とは原子炉の起動から定常運転出力に至る
までの間に用いられ、それぞれ10nv〜107nv、
106nv〜1012nvというような低い中性子束領域で
使用されており、この領域外では原子炉から引き
抜かれる。
一方、出力領域中性子検出器は定常運転状態の
原子炉出力を監視するために使用され、その使用
中性子領域は1011nv〜1014nvと高く、しかも原子
炉から引き抜かれることがないため常に多量の中
性子の照射をうけることになる。
原子炉出力を監視するために使用され、その使用
中性子領域は1011nv〜1014nvと高く、しかも原子
炉から引き抜かれることがないため常に多量の中
性子の照射をうけることになる。
しかして、一般に原子炉の出力測定は核分裂に
より生じる単位時間あたりの中性子の数を測定す
ることによつて行なわれるが、この中性子の数を
直接計測することはできないため、例えばウラン
−235の（ｎ、ｆ）、ボロン−10の（ｎ、α）、ロ
ジウムの（ｎ、β）、プラチナの（ｎ、γ）等の
核反応を利用して中性子の数を間接的に計測する
ことが行なわれている。
より生じる単位時間あたりの中性子の数を測定す
ることによつて行なわれるが、この中性子の数を
直接計測することはできないため、例えばウラン
−235の（ｎ、ｆ）、ボロン−10の（ｎ、α）、ロ
ジウムの（ｎ、β）、プラチナの（ｎ、γ）等の
核反応を利用して中性子の数を間接的に計測する
ことが行なわれている。
すなわち、一般にロジウムの（ｎ、β）やプラ
チナの（ｎ、γ）反応を利用した検出器は、自己
出力型中性子検出器と呼ばれており、また、最も
多用されるウラン−235の核分裂反応を利用した
検出器は、核分裂型電離箱式中性子検出器と呼ば
れている。
チナの（ｎ、γ）反応を利用した検出器は、自己
出力型中性子検出器と呼ばれており、また、最も
多用されるウラン−235の核分裂反応を利用した
検出器は、核分裂型電離箱式中性子検出器と呼ば
れている。
この核分裂型電離箱式中性子検出器は、一般に
電離箱内に一対の電極が対向して設けられ、この
電極の一方にはウラン−235が付着させられてお
り、熱中性子によつてウラン−235の核分裂反応
（ｎ、ｆ）が引き起こされると、その核分裂片の
電離作用により電離箱内のガスが電離されてこれ
が計測されるように構成されている。
電離箱内に一対の電極が対向して設けられ、この
電極の一方にはウラン−235が付着させられてお
り、熱中性子によつてウラン−235の核分裂反応
（ｎ、ｆ）が引き起こされると、その核分裂片の
電離作用により電離箱内のガスが電離されてこれ
が計測されるように構成されている。
しかしながら、このような核分裂型電離箱式中
性子検出器を出力領域用の中性子検出器として用
いる場合には、高い中性子領域に置かれることと
なるため、ウラン−235の減少が激しく、中性子
検出器の定期的な交換を行なう必要がある。
性子検出器を出力領域用の中性子検出器として用
いる場合には、高い中性子領域に置かれることと
なるため、ウラン−235の減少が激しく、中性子
検出器の定期的な交換を行なう必要がある。
しかも、原子炉内で使用しているときでも検出
感度の較正のために走行型中性子検出器を併用す
る必要がある。
感度の較正のために走行型中性子検出器を併用す
る必要がある。
なお、交換時期を延長するために電離箱の電極
へウラン−234を添加する方法もとられているが、
このような場合においても交換時期はたかだか４
倍に延長されるにすぎない。
へウラン−234を添加する方法もとられているが、
このような場合においても交換時期はたかだか４
倍に延長されるにすぎない。
ここで従来の沸騰水形原子炉等の軽水炉におけ
る原子炉出力検出装置の問題点について述べてみ
る。原子炉の炉心には多数の燃料集合体が設置さ
れており、これらの燃料集合体は核分裂反応によ
つて燃焼する。そして原子炉の出力は単位時間当
りの核分裂数に比例する。また燃料が核分裂する
と核分裂片と高速中性子と即発ガンマ線の３者が
発生する。従つてこれらの３者のいずれかを検出
すれば原子炉の出力を把握できる。従来の原子炉
出力検出装置は上記のようにこれら３者のうち高
速中性子を選び、この高速中性子が燃料集合体の
周囲にある水によつて減速されて熱中性子になつ
た後に検出していた。
る原子炉出力検出装置の問題点について述べてみ
る。原子炉の炉心には多数の燃料集合体が設置さ
れており、これらの燃料集合体は核分裂反応によ
つて燃焼する。そして原子炉の出力は単位時間当
りの核分裂数に比例する。また燃料が核分裂する
と核分裂片と高速中性子と即発ガンマ線の３者が
発生する。従つてこれらの３者のいずれかを検出
すれば原子炉の出力を把握できる。従来の原子炉
出力検出装置は上記のようにこれら３者のうち高
速中性子を選び、この高速中性子が燃料集合体の
周囲にある水によつて減速されて熱中性子になつ
た後に検出していた。
しかしながら、この検出法では水という媒体を
介して間接的に測定するために燃料集合体の局所
的な出力を正確に知ることができなかつた。
介して間接的に測定するために燃料集合体の局所
的な出力を正確に知ることができなかつた。
そこで、例えばウラン−235のかわりに高速中
性子のみに反応するウラン−238を電離箱の電極
へ付着させた中性子検出器が開発されているが、
この中性子検出器は反応率が低く実用的な性能が
未だ充分得られてない。
性子のみに反応するウラン−238を電離箱の電極
へ付着させた中性子検出器が開発されているが、
この中性子検出器は反応率が低く実用的な性能が
未だ充分得られてない。
また、先に説明した自己出力型中性子検出器
も、出力領域においてその検出感度が徐々に減少
するので、感度較性が必要となる難点を有してい
る。
も、出力領域においてその検出感度が徐々に減少
するので、感度較性が必要となる難点を有してい
る。
そこで、ガンマ線を利用した中性子検出器が開
発された。
発された。
すなわち、原子炉においては、燃料の核分裂に
よつて生じる中性子のほかに、炉構成材料の放射
化によりあるいは核分裂生物、または燃料の核分
裂と同時にガンマ線が生じている。
よつて生じる中性子のほかに、炉構成材料の放射
化によりあるいは核分裂生物、または燃料の核分
裂と同時にガンマ線が生じている。
そして、燃料の核分裂と同時に発生するガンマ
線は他のガンマ線に比べて発生量が２〜３桁多
く、さらに核分裂数に比例して発生するため、こ
のガンマ線を検出することで燃料の燃焼の度合、
すなわち原子炉の出力を検出することができる。
線は他のガンマ線に比べて発生量が２〜３桁多
く、さらに核分裂数に比例して発生するため、こ
のガンマ線を検出することで燃料の燃焼の度合、
すなわち原子炉の出力を検出することができる。
しかしながら、従来このような検出器として電
離箱式の検出器が用いられているため、中性子や
ガンマ線の多量の照射により電離ガス、例えばア
ルゴンやヘリウムが変質することがあり、やはり
定期的な保守と交換が必要であつた。
離箱式の検出器が用いられているため、中性子や
ガンマ線の多量の照射により電離ガス、例えばア
ルゴンやヘリウムが変質することがあり、やはり
定期的な保守と交換が必要であつた。
本発明はかかる事情に対処してなされたもの
で、第１の目的はきわめて長寿命のガンマ線を利
用した出力検出器を提供することにある。
で、第１の目的はきわめて長寿命のガンマ線を利
用した出力検出器を提供することにある。
また、第２の目的は核分裂によつて生じるガン
マ線量を直接測定することのできる出力検出器を
提供することにある。
マ線量を直接測定することのできる出力検出器を
提供することにある。
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例につい
て説明する。
て説明する。
第１図は本発明の実施に好適する原子炉炉心部
横断面図、第２図はその縦断面図、第３図は本発
明の出力検出装置の要部縦断面図、第４図は第３
図のＡ部の拡大図である。
横断面図、第２図はその縦断面図、第３図は本発
明の出力検出装置の要部縦断面図、第４図は第３
図のＡ部の拡大図である。
第１図において、原子炉容器１の中心部には、
燃料集合体２が並設されており、燃料集合体２の
４本を一組としてこれらの核分裂を制御する制御
棒４がそれぞれ設けられている。
燃料集合体２が並設されており、燃料集合体２の
４本を一組としてこれらの核分裂を制御する制御
棒４がそれぞれ設けられている。
そして、燃料集合体２は原子炉容器１内に満た
された冷却水で覆われており、４本の制御棒４の
中央にはそれぞれ出力領域検出器集合体３が配設
されている。
された冷却水で覆われており、４本の制御棒４の
中央にはそれぞれ出力領域検出器集合体３が配設
されている。
この、出力領域検出器集合体は第３図および第
４図に示すように構成されている。
４図に示すように構成されている。
第３図において、燃料集合体２に接する検出範
囲６から下方に延長された保護管７の内部には、
その中心部に案内管８を有する発熱体９が挿入さ
れている。
囲６から下方に延長された保護管７の内部には、
その中心部に案内管８を有する発熱体９が挿入さ
れている。
この発熱体９は燃料の核分裂によつて生じるガ
ンマ線の照射により発熱する例えば、ステンレス
鋼から成る筒状態で、保護管７と案内管８とは例
えばステンレス鋼によつて形成されている。
ンマ線の照射により発熱する例えば、ステンレス
鋼から成る筒状態で、保護管７と案内管８とは例
えばステンレス鋼によつて形成されている。
また、保護管７は発熱体９の外面に密着してこ
れを包囲するように設けられいるが、上記検出範
囲６においては、一個所あるいは数個所、保護管
７と発熱体９の外周とが断熱的に隔離されてい
る。
れを包囲するように設けられいるが、上記検出範
囲６においては、一個所あるいは数個所、保護管
７と発熱体９の外周とが断熱的に隔離されてい
る。
さらに、この実施例では発熱体９に縮径部１０
が形成され、断熱空間１１が設けられている。
が形成され、断熱空間１１が設けられている。
以上のように構成された出力領域検出器集合体
３では、発熱体９の発熱体９が保護管７と接する
いわゆるコードジヤンクシヨン１２に温度検出器
例えば熱電対１３を取り付け、発熱体９の縮径部
１０いわゆるホツトジヤンクシヨン１４に熱電対
１５を取り付けると、ガンマ線によつて発熱体９
が発熱したとき冷却水５が保護管７を介して発熱
体９のコードジヤンクシヨン１２を冷却して温度
上昇を防ぐのに対して、ホツトジヤンクシヨン１
４は直接保護管に接しないため冷却されにくいの
で照射ガンマ線量に対応して発熱し、熱電対１３
と熱電対１５の測定温度差から発熱体９の発熱増
分を求めることができる。
３では、発熱体９の発熱体９が保護管７と接する
いわゆるコードジヤンクシヨン１２に温度検出器
例えば熱電対１３を取り付け、発熱体９の縮径部
１０いわゆるホツトジヤンクシヨン１４に熱電対
１５を取り付けると、ガンマ線によつて発熱体９
が発熱したとき冷却水５が保護管７を介して発熱
体９のコードジヤンクシヨン１２を冷却して温度
上昇を防ぐのに対して、ホツトジヤンクシヨン１
４は直接保護管に接しないため冷却されにくいの
で照射ガンマ線量に対応して発熱し、熱電対１３
と熱電対１５の測定温度差から発熱体９の発熱増
分を求めることができる。
一方、発熱体９の中心部に設けられた案内管８
には図示しない走行型ガンマ線検出器の走行する
走行路１６が設けられている。
には図示しない走行型ガンマ線検出器の走行する
走行路１６が設けられている。
この走行型ガンマ線検出器は、発熱体９の各部
のガンマ線量を適時直接測定するもので、測定終
了のつど炉心外へ引き出されるので、従来の電離
箱式のものでも耐久性の心配がない。
のガンマ線量を適時直接測定するもので、測定終
了のつど炉心外へ引き出されるので、従来の電離
箱式のものでも耐久性の心配がない。
そして、この走行型ガンマ線検出器によつて測
定したガンマ線量に対応する発熱体９の発熱増分
を測定してその関係を、あらかじめ求めておけ
ば、発熱体９の発熱増分の連続測定によつてガン
マ線量と比例する炉の出力を連続的に換算表示す
ることができる。
定したガンマ線量に対応する発熱体９の発熱増分
を測定してその関係を、あらかじめ求めておけ
ば、発熱体９の発熱増分の連続測定によつてガン
マ線量と比例する炉の出力を連続的に換算表示す
ることができる。
この換算を行なう演算装置は図示されてはいな
いが、一般に各種データ分析に使用するマイクロ
コンピユータを使用するのが望ましい。
いが、一般に各種データ分析に使用するマイクロ
コンピユータを使用するのが望ましい。
以上述べたように、本発明の出力検出装置は、
中性子やガンマ線の照射によつても変質すること
なく固有の発熱特性を有し、原子炉の運転期間中
交換を要しない程度に十分な耐久性を有してい
る。
中性子やガンマ線の照射によつても変質すること
なく固有の発熱特性を有し、原子炉の運転期間中
交換を要しない程度に十分な耐久性を有してい
る。
そして、発熱体による測定値の較正用として用
いられる走行型ガンマ線検出器は、使用頻度が少
なく、従つて特性変化が少ないので保守が容易で
ある。
いられる走行型ガンマ線検出器は、使用頻度が少
なく、従つて特性変化が少ないので保守が容易で
ある。
しかも、本発明において核分裂により生じるガ
ンマ線を直接測定するので効率が良く燃料のより
有効な利用をはかることができる。
ンマ線を直接測定するので効率が良く燃料のより
有効な利用をはかることができる。
なお、本発明の出力検出装置は、上記実施例に
示した沸騰水形原子炉以外に、加圧水形原子炉、
新型転換炉、高速増殖炉においても適用すること
ができる。
示した沸騰水形原子炉以外に、加圧水形原子炉、
新型転換炉、高速増殖炉においても適用すること
ができる。
第１図は本発明の実施に好適する原子炉の炉心
部横断面図、第２図はその縦断面図、第３図は本
発明の出力検出装置の要部縦断面図、第４図は第
３図のＡ部の拡大図である。 １……原子炉容器、２……燃料集合体、３……
出力領域検出器集合体、４……制御棒、５……冷
却水、６……検出範囲、７……保護管、８……案
内管、９……発熱体、１０……縮径部、１１……
断熱空間、１２……コールドジヤンクシヨン、１
３，１５……熱電対、１４……ホツトジヤンクシ
ヨン、１６……走行路。
部横断面図、第２図はその縦断面図、第３図は本
発明の出力検出装置の要部縦断面図、第４図は第
３図のＡ部の拡大図である。 １……原子炉容器、２……燃料集合体、３……
出力領域検出器集合体、４……制御棒、５……冷
却水、６……検出範囲、７……保護管、８……案
内管、９……発熱体、１０……縮径部、１１……
断熱空間、１２……コールドジヤンクシヨン、１
３，１５……熱電対、１４……ホツトジヤンクシ
ヨン、１６……走行路。
Claims (1)
- １ ガンマ線の照射により発熱する発熱体と、こ
の発熱体の発熱増分を測定する温度検出器と、前
記発熱体近傍のガンマ線量を適時測定する走行型
ガンマ線検出器と、前記温度検出器と前記走行型
ガンマ線検出器の検出データより前記発熱体の被
測定個所に照射されるガンマ線量を算出する演算
装置とから構成される原子炉の出力検出装置にお
いて、前記発熱体は発熱体外面に密着してこれを
包囲する保護管内に収容され、前記発熱体の一個
所あるいは数個所の被測定部外周は、前記保護管
と断熱的に隔離され、かつ前記発熱体の中心部に
案内管が設けられ、この案内管内には、走行型ガ
ンマ線検出器の走行路が設けられていることを特
徴とする原子炉の出力検出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56031164A JPS57146195A (en) | 1981-03-06 | 1981-03-06 | Nuclear reactor power detecting device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56031164A JPS57146195A (en) | 1981-03-06 | 1981-03-06 | Nuclear reactor power detecting device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57146195A JPS57146195A (en) | 1982-09-09 |
| JPH0141959B2 true JPH0141959B2 (ja) | 1989-09-08 |
Family
ID=12323790
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56031164A Granted JPS57146195A (en) | 1981-03-06 | 1981-03-06 | Nuclear reactor power detecting device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57146195A (ja) |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5127833B2 (ja) * | 1971-10-18 | 1976-08-14 | ||
| FR2385187A1 (fr) * | 1977-03-23 | 1978-10-20 | Electricite De France | Dispositif de mesure de la puissance locale dans un assemblage combustible de reacteur nucleaire |
| NO148577C (no) * | 1978-03-21 | 1983-11-09 | Scandpower As | Anordning for lokal effektmaaling i et brenselelement av en kjernereaktors brenselladning |
-
1981
- 1981-03-06 JP JP56031164A patent/JPS57146195A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57146195A (en) | 1982-09-09 |
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