JPH1039083A

JPH1039083A - 炉内情報監視装置

Info

Publication number: JPH1039083A
Application number: JP18971196A
Authority: JP
Inventors: Mikio Izumi; 幹雄泉; Yasushi Goto; 泰志後藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1996-07-18
Filing date: 1996-07-18
Publication date: 1998-02-13

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉内の状態情報の計測精度の向上、及び原
子炉格納容器内の各機器の保守、点検を容易にする炉内
情報監視装置を提供すること。【解決手段】ガンマ線によって発熱する発熱体としての
ステンレス棒１５と、ステンレス棒１５の温度を検出す
る熱電対１４と、ステンレス棒１５に嵌入されるアルゴ
ンを封入した断熱材１６と、ステンレス棒１５と断熱材
１６との間に設けられるステンレス棒１５を冷却する冷
却流路１７と、ステンレス棒１５の位置におけるガンマ
線量を評価するガンマ線発熱体評価装置１９と、熱電対
１４及びガンマ線発熱評価装置１９の検出出力に基づい
てステンレス棒１５周辺の冷却水の流速を計測する流速
評価装置２０とを有する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、例えば沸騰水型原
子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器内の水位、圧力、流
量、ボイド率または出力分布等の状態情報を監視する炉
内情報監視装置に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子力発電プラントでは、原子
炉圧力容器内において冷却材である水を沸騰させ、その
水蒸気により直接タービンを回して発電を行っている。
この冷却材は燃料を冷却する機能を有するものであるた
め、水位の減少が起こった場合、また、流量の減少が起
こった場合は、原子炉を停止することになっている。ま
た、炉内の圧力も同様に沸騰する水の温度に影響するた
め、炉圧力に異常が起こった場合、原子炉の停止等の処
置が行われる。

【０００３】このように、原子炉の炉内情報の監視は原
子炉を安全に運用する上で重要な項目であり、多様な方
法で監視を行う必要がある。しかし、炉内の環境は高放
射線場であるため、通常のプロセスセンサを安定に動作
させておくことが困難である。そのため、原子炉圧力容
器に配管を接続し炉外に冷却材を導き、炉外においてこ
れらの情報と同等なプロセス量を監視するのが一般的で
ある。

【０００４】図１３は、従来の水位計測を行うための監
視装置を概略的に示したものである。原子炉圧力容器１
内には、炉心２を冷却する冷却材としての水（以下、冷
却水）３が満たしてあり、この冷却水３は炉心２の発熱
により沸騰して蒸気４となる。冷却水３の水位は、炉心
２の冷却機能を確実に果た目的から、炉心２より高い位
置にある必要がある。この水位を計測するために従来で
は、圧力容器１の上下の位置から高圧管５および低圧管
６により各位置の圧力を炉外に導き、その差圧を炉外に
設置した差圧計７によって計測している。流量および圧
力に関しても、配管を圧力容器１に接続し、炉外に設置
したセンサを用いてそれらのプロセス量を測定してい
る。

【０００５】

【発明が解決しようとする課題】上述した構成の炉内情
報監視装置においては、圧力容器１に配管を接続してい
る点から、種々の問題がある。たとえば水位計測の場合
については低圧管６の破断可能性を考慮して、これらの
配管の保守・点検を高頻度で行い、腐蝕等のないことを
確認する必要がある。また、これらの配管によって原子
炉格納容器内の配管配置が複雑になり、原子炉運転時に
他の機器の保守、点検等を行うことが困難になる。

【０００６】一方、炉内にセンサ類を設置して炉内情報
を監視する手段として、様々な開発が行われており、公
知例も種々存在する。

【０００７】例えば流速に関しては、"Two-Phase Flow-
Monitoring by Analysis ofln-core Neutorn Detector
Noise Signals - A Literature Survey" ,A.J.C.Stekel
enburg,Ann.Nucl.Energy,Vol.20,No.9,pp.611-21,1993
等（文献１）が知られている。この文献１の技術は、炉
内の軸方向に設置されている１対の中性子センサの揺ら
ぎの相関より、その間の流速を測定するものであるが、
相関を用いているため精度が低く、また２つのセンサ間
の平均値しか知ることができないという問題があった。

【０００８】水位に関しては、米国特許第5211904 号"I
n-vessel water level monitor forboiling water reac
tors ”（米国特許１）、および“Application of Radi
calgamma thermometer Assemblies for Coolant Monito
ring in Ringhals W- PWRs.",Smith,R.D.,SKI-B-36-82
(1982) （文献２）等の公知例がある。これらはいずれ
も熱電対を用いたものであるが、米国特許１の技術では
熱電対の温度で監視するものであるため、原子炉出力に
より値が変化するという問題があった。また、文献２の
技術では、センサ位置に水位がきた時のみセンサ信号が
変化するが、センサの上または下の位置に水位がある場
合には区別ができないという問題があった。

【０００９】ボイド率に関しては、"The use of Gamma
Thermometer as a MultipurposeSensor",V.Tosi et al.
（文献３）、および"A Void Detection System ForBWR
S",Lionel Banda （文献４）等の公知例がある。文献３
の技術は、ガンマ線の発熱を計測するセンサを用い、そ
のセンサ出力の揺らぎによりボイド率を計測するもので
あり、文献４の技術はガンマ線用検出器と中性子用検出
器を用い、それぞれの比率からボイド率を計測するもの
である。

【００１０】原子炉出力の微小振動検出に関しては、米
国特許第5225149 号"Detection ofcore thermal hydrau
lic oscillations"（米国特許２）の公知例がある。こ
の米国特許２の技術では、中性子センサおよびガンマセ
ンサを用いてボイド率を監視し、その変化に基づいて原
子炉出力の微小振動を検出するものである。

【００１１】炉内の中性子およびガンマ線の強度情報
は、原子炉の情報で最も重要なものであるため、現在で
も炉内に核分裂計数管等の中性子検出器または、ガンマ
線検出器を炉内に挿入し、直接測定を行っている。しか
し、これらも炉内の放射線強度が強いため、炉外に引き
抜いたり、数年の使用期間後交換するものが殆どであ
り、さらに信頼性の高い炉内センサが望まれている。

【００１２】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、原子炉内の状態情報の計測精度の向上を図ると
ともに、原子炉圧力容器からの配管を減少させ、さらに
原子炉格納容器内の各種機器の配置を容易にして、それ
らの機器の保守点検を容易に行える炉内情報監視装置を
提供することを目的とする。

【００１３】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に請求項１記載の炉内情報監視装置は、原子炉の炉心内
に設置されガンマ線によって発熱する発熱体と、この発
熱体に取付けられた温度検出用の熱電対と、前記発熱体
の回りに配設され周囲への熱放出を抑制する断熱体と、
前記発熱体と前記断熱体との間に形成され周囲流量に依
存した流量の冷却材を流通させることで発熱部の冷却を
行わせる冷却路と、炉心部の放射線検出に基づいて発熱
体位置のガンマ線量を評価するガンマ線発熱評価装置
と、前記熱電対およびガンマ線発熱評価装置の検出出力
を取り込み、これらの検出出力に基づいて発熱体周辺の
冷却水の流速を計測する流速評価装置とを有することを
特徴とする。

【００１４】本発明においては、発熱体が炉内のガンマ
線により発熱し、周囲の断熱体によって断熱されて高温
となる。この熱は、断熱体と発熱体との間に設けられた
冷却路によって、冷却管内を流れる流速に依存した割合
で冷却される。そして、ガンマ線発熱評価装置によって
評価されるガンマ線発熱量と、熱電対によって計測され
る温度とを比較することにより、炉内の流量を計測する
ことができるものである。また、センサとしては、炉内
に設置された熱電対およびセンサ構造材のみで構成した
ことにより、炉内における冷却水の流速を直接的、かつ
安定的に計測することができる。

【００１５】請求項２記載の炉内情報監視装置は、ガン
マ線発熱評価装置は、原子炉内または炉外に設置した放
射線検出器の出力を用い、計算補正により発熱体位置に
おけるガンマ線発熱量を評価するものであることを特徴
とする。

【００１６】本発明においては、原子炉圧力容器内また
は原子炉圧力容器外に設置した放射線検出器の出力を用
い、計算・補正により、炉内の本発熱体の設置してある
位置のガンマ線発熱量を評価することができる。

【００１７】請求項３記載の炉内情報監視装置は、原子
炉の炉心内に設置されガンマ線によって発熱する発熱体
と、この発熱体の回りに位置を異ならせて配設され周囲
への熱放出を抑制する１対の断熱体と、前記発熱体と前
記断熱体の一方との間に形成され周囲流量に依存した流
量の冷却材を流通させることで発熱部の冷却を行わせる
冷却路と、前記断熱体および冷却路が接している前記発
熱体の部分の温度を検出する第１の熱電対と、前記断熱
体に接し、かつ冷却路に接していない前記発熱体の部分
の温度を検出する第２の熱電対と、前記第１、第２の熱
電対の検出出力を取り込み、予め記憶されている前記発
熱体の２つの温度測定部位間の温度差と前記発熱体周囲
における冷却水の流速との関係を示す特性データを参照
して前記発熱体周囲における冷却水の流速を計測する流
速評価装置とを有することを特徴とする。

【００１８】本発明においては、冷却管を設けない発熱
体の温度と、冷却管を設けた場合の発熱体の温度とを比
較することにより、冷却管による冷却効果、即ち炉内の
流速を計測することができる。

【００１９】請求項４記載の炉内情報監視装置は、請求
項３記載の熱電対に代え、２つの接点を有する１つの熱
電対を設け、その１つの接点を断熱体および冷却路が接
している発熱体の温度を測定する部分に配置し、他方の
接点を断熱体に接し、かつ冷却路の接していない発熱体
の温度を測定する部分に配置したことを特徴とする。

【００２０】本発明においては、直接、熱電対の出力を
冷却管内に流れる流速に依存した出力として得ることが
できる。

【００２１】請求項５記載の炉内情報監視装置は、ガン
マ線によって発熱する前記発熱体に接し、電気によって
発熱するとヒータ部を有することを特徴とする。

【００２２】本発明においては、原子炉出力が低く、ガ
ンマ線発熱量が少ない場合においても、ヒータ発熱を利
用することにより流速の計測が可能となる。

【００２３】請求項６記載の炉内情報監視装置は、原子
炉の炉心内に設置されガンマ線によって発熱する発熱体
と、この発熱体に取付けられた温度検出用の熱電対と、
前記発熱体に接続され断熱効果が周囲圧力に応じて変化
する断熱体と、炉内圧力に応じた前記断熱体の断熱効果
の変化により炉内圧力を反映した前記熱電対の検出出力
に基づいて炉内圧力を計測する圧力評価装置とを有する
ことを特徴とする。

【００２４】本発明においては、圧力によって断熱効果
が異なることを利用し、発熱体の温度が圧力によって変
化した場合、その温度を熱電対によって計測するもので
あり、ガンマ線発熱評価装置によって評価したガンマ線
発熱量と、熱電対で測定した発熱量の差より、炉内の圧
力を直接測定することができる。

【００２５】請求項７記載の炉内情報監視装置は、原子
炉の炉心内に設置されガンマ線によって発熱する発熱体
と、周囲圧力に応じ断熱効果が変化する第１の断熱体
と、周囲圧力に応じて断熱効果が変化しない第２の断熱
体と、前記第１の断熱体により断熱された前記発熱体の
部分の温度を検出する第１の熱電対と、前記第２の断熱
体により断熱された前記発熱体の部分の温度を検出する
第２の熱電対と、第１、第２の熱電対の検出出力を取り
込み周囲圧力に対する前記第１、第２の断熱体の断熱効
果の相違により炉内圧力を反映した前記第１、第２の熱
電対の検出出力から得られる前記発熱体の２つの温度測
定部位間の温度差に基づいて炉内圧力を計測する圧力評
価装置とを有することを特徴とする。

【００２６】本発明においては、圧力によって断熱効果
が変化する圧力変化断熱体に囲まれた発熱体の温度と、
断熱効果が圧力によって変化しない断熱体に囲まれた発
熱体の温度とを、それぞれの熱電対で計測し、その差に
基づいて炉内圧力を計測することができる。

【００２７】請求項８記載の炉内情報監視装置は、周囲
圧力に応じて断熱効果が変化する断熱体は、内部に空洞
を有し、外部圧力により空洞部の体積が変化し、断熱体
の熱伝導率が圧力により変化することを特徴とする。

【００２８】請求項９記載の炉内情報監視装置は、ガン
マ線によって発熱する発熱体に接した位置に、電気によ
って発熱するヒータ部を有することを特徴とする。

【００２９】本発明においては、ガンマ線発熱量が少な
い原子炉出力の低い場合でも、ヒータ発熱を用いること
により炉内圧力を計測することができる。

【００３０】請求項１０記載の炉内情報監視装置は、原
子炉の炉心内に設置されガンマ線によって発熱する発熱
体と、この発熱体に取付けられた温度検出用の熱電対
と、前記発熱体の回りに配設され周囲への熱放出を抑制
する断熱体と、前記熱電対の出力の直流成分を計測する
直流計測装置と、前記熱電対の出力の交流成分を計測す
る交流計測装置と、前記直流計測装置および交流計測装
置の計測結果から炉内の冷却水の水位を評価する水位評
価装置とを有することを特徴とする。

【００３１】本発明においては、前述した公知文献２に
記載されているセンサにおいて、センサが冷却水に浸っ
ている場合と、浸っていない場合の信号の揺らぎの違い
を交流計測装置で監視することにより、センサに対する
水位の位置を判定することができる。すなわち、水中に
センサがある場合には、水中のボイドの影響でセンサ出
力が大きく揺らぐが、大気中では信号の揺らぎが小さく
なる点を利用したものである。

【００３２】請求項１１記載の炉内情報監視装置は、ガ
ンマ線によって発熱する前記発熱体の内部に、電気によ
って発熱するヒータ部を設けたことを特徴とする。

【００３３】本発明においては、ガンマ線発熱量が少な
い原子炉出力の低い場合でも、ヒータ発熱を用いること
により炉内圧力を計測することができる。

【００３４】請求項１２記載の炉内情報監視装置は、原
子炉の炉心内に設置されガンマ線によって発熱する発熱
体と、この発熱体に取付けられた温度検出用の熱電対
と、前記発熱体の回りに配設され周囲への熱放出を抑制
する断熱体と、この断熱体の断熱効果により高温となる
前記発熱体の部分の温度を検出する第１の熱電対と、前
記断熱体により断熱されない前記発熱体の部分の温度を
検出する第２の熱電対と、第１、第２の熱電対の検出出
力の差の変化を監視するガンマ線変化監視装置と、第
１、第２の熱電対の検出出力の変化を前記発熱体と断熱
体の構造に依存したパラメータで補正する補正器と、炉
内の中性子成分を測定する中性子監視装置と、この中性
子監視装置および補正器の出力を取り込み、それらの出
力の比率の変化を監視する出力変化監視装置とを有する
ことを特徴とする。

【００３５】前述した文献３に記載されたボイド率推定
方法においては、高速の中性子検出器とガンマ線検出器
とを用いてボイド率を評価しているが、本発明では、ガ
ンマ線の発熱を熱電対で計測することにより、中性子計
測の出力に対する時間応答特性が大きく異なるという点
を利用して、熱電対出力の立ち上がり部を検出し、その
立ち上がり部を補正器で補正することで文献３のボイド
率推定方法を適用できるようにしたものである。本発明
によれば、炉内に挿入するガンマ線センサの構造を単純
化することができ、文献３に記載されている技術に比し
て信頼性を向上することができる。

【００３６】請求項１３記載の炉内情報監視装置は、原
子炉の炉心内に設置されガンマ線によって発熱する発熱
体と、この発熱体の回りに配設され周囲への熱放出を抑
制する断熱体と、この断熱体の断熱効果により高温とな
る前記発熱体の部分の温度を検出する第１の熱電対と、
炉内の水に直接接している部分の温度を検出する第２の
熱電対と、第１、第２の熱電対の検出出力から平均のガ
ンマ線束を評価するガンマ線評価器と、炉内の中性子成
分からノイズ成分として前記ガンマ線評価器から得られ
たガンマ線成分を除去して中性子成分のみを抽出する中
性子評価器とを有することを特徴とする。

【００３７】本発明においては、ガンマ線発熱量を熱電
対で計測することで得られるガンマ線強度を用いること
により、中性子監視装置に計測されるガンマ線成分を補
正することが可能となり、それにより中性子成分の微小
信号を検出することができる。

【００３８】請求項１４記載の炉内情報監視装置は、原
子炉の炉心内に設置されガンマ線によって発熱する発熱
体と、この発熱体に取付けられた温度検出用の熱電対
と、前記発熱体の回りに配設され周囲への熱放出を抑制
する断熱体とによりセンサ部を構成し、このセンサ部を
炉内の炉心軸方向に複数配置し、かつ各センサ部の熱電
対出力に基づく炉内の軸方向の出力分布を記憶する軸方
向ガンマ線分布監視装置と、前記出力分布の形状の正常
値と原子炉の異常時に現れる出力分布の形状を予め記憶
し、軸方向ガンマ線分布監視装置の出力を用いて原子炉
の異常を検出する異常検出器とを有することを特徴とす
る。

【００３９】本発明においては、各センサ部をガンマサ
ーモメータとして適用することにより、軸方向のガンマ
線分布を計測し、その軸方向の出力分布の形状を監視す
ることにより、制御棒の引き抜き時や、再循環ポンプの
トリップ時に発生しやすい熱水力的な出力振動を起こす
軸方向の出力分布異常を早期に検出でき、その検出結果
に基づいて出力振動を起こさないような操作を行うこと
が可能となる。

【００４０】請求項１５記載の炉内情報監視装置は、前
記異常比較器は、前記軸方向ガンマ線分布監視装置の出
力を用いて、過去の出力分布との変化率を評価し、その
変化率から異常を検出することを特徴とする。

【００４１】本発明においては、制御棒の引き抜き時、
再循環ポンプのトリップ時に発生しやすい熱水力的な出
力振動を起こす可能性ある軸方向の出力分布異常を変化
率から予測することにより早期に検出し、出力振動を起
こさないような操作を早期に行うことが可能となる。

【００４２】請求項１６記載の炉内情報監視装置は、前
記異常比較器は、前記軸方向ガンマ線分布監視装置の出
力を用いて、過去の炉内の出力分布との変化率を評価
し、その変化率を前記発熱体、断熱体、熱電対の構造か
ら決定した予測フィルタにより補正し、現在の炉内のガ
ンマ線の出力分布を推定し、その推定値から異常を検出
することを特徴とする。

【００４３】本発明においては、ガンマサーモメータの
熱応答を予測フィルタにより補正し、高速化することに
より、ガンマ線分布の正確な値を早期に予測可能とな
り、軸方向の出力異常を早期に検出し、出力振動を起こ
さないような操作を早期に行うことが可能となる。

【００４４】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る炉内情報監視
装置の実施形態を図面を参照して説明する。なお、以下
の実施形態は沸騰水型原子炉について適用したものであ
る。

【００４５】［第１の実施形態］（図１〜図３）図１は本実施形態による炉内情報監視装置を示すシステ
ム構成図であり、図２（Ａ）は図１に示した炉内情報監
視装置における温度計測部分の構造を示す拡大図、同図
（Ｂ）は同横断面図である。図３は同温度計部分の温度
分布および炉内の冷却水の流速の測定原理を示す説明図
である。

【００４６】図１に示すように、本実施形態の炉内情報
監視装置は基本的に、炉心１２内に設置されガンマ線に
よって発熱する発熱体としてのステンレス棒１５と、こ
のステンレス棒１５に取付けられた温度検出用の熱電対
１４と、ステンレス棒１５の回りに配設され周囲への熱
放出を抑制する断熱体１６と、ステンレス棒１５と断熱
体１６との間に形成され周囲流量に依存した流量の冷却
水１３を流通させることで発熱部の冷却を行わせる冷却
路１７と、炉心部の放射線検出に基づいてステンレス棒
１５位置のガンマ線量を評価するガンマ線発熱評価装置
１９と、熱電対１４およびガンマ線発熱評価装置１９の
検出出力を取り込み、これらの検出出力に基づいてステ
ンレス棒１５周辺の冷却水１３の流速を計測する流速評
価装置２０とを有する。ガンマ線発熱評価装置２０は、
炉心１２内に設置した放射線検出器である中性子検出器
１８の出力を用い、計算補正によりステンレス棒１５位
置におけるガンマ線発熱量を評価するものである。

【００４７】詳述すると、図１に示すように、原子炉圧
力容器１１の内部には、図示しない燃料棒で構成される
炉心１２が設けられ、この炉心１２を冷却する冷却水１
３が循環するようになっている。炉心１２内には、クロ
メル−アルメル熱電対１４の接点を内部に設けたステン
レス棒１５が垂直に挿入されている。このステンレス棒
１５の上端の周囲部に、アルゴンガスを封入した筒状の
断熱体１６が装着されている。ステンレス棒１５と断熱
体１６との間には、ステンレス棒１５を冷却する冷却流
路１７が形成されれている。すなわち、図２（Ａ），
（Ｂ）に示すように、断熱体１６は、ステンレス棒１５
を包むステンレス管として円筒形状に構成されており、
内部にアルゴンガス１６ｂが収容されるとともに、ステ
ンレス棒１５側に位置して冷却流路１７が設けられてい
る。

【００４８】次に、本実施形態の作用について説明す
る。本実施形態においては、原子炉の出力監視のために
炉心１２内に挿入されている中性子検出器１８の出力を
ガンマ線発熱評価装置１９に入力し、ステンレス棒１５
での発熱量を評価する。なお、原子炉の熱出力、炉外の
中性子、ガンマ線センサ、熱電対等の出力からも推定す
ることができる。このガンマ線発熱評価結果および熱電
対１４の出力は、流速評価装置２０に入力される。そし
て、ステンレス棒１５は、炉内のガンマ線によって加熱
され、断熱体１６によって周囲の冷却水１３から断熱さ
れているため、高温となる。通常の炉水温度が 285℃と
すると、ガンマ線の強さおよび断熱体構造により異なる
が、ガンマ線発熱により約 330℃程度まで変化する。

【００４９】図３はステンレス棒１５の中心位置での軸
方向温度分布を示している。熱電対１４は断熱体１６の
ほぼ中央に配置されているため、最も高温になる温度を
計測することができる。しかし、その断熱体１６とステ
ンレス棒１５との間に冷却流路１７が設けられ、周囲の
流量に依存して、ステンレス棒１５を冷却するため、そ
の効果により発熱温度は約 300℃程度に低下する。

【００５０】図３中の曲線Ｐは、冷却流路１７を設けて
いない場合のステンレス棒１５の中心位置での軸方向の
温度布分であり、図３の曲線Ｑは、冷却流路１７を設け
た場合のステンレス棒１５の中心位置での軸方向の温度
分布である。

【００５１】冷却流路１７を設けない場合のステンレス
棒１５における熱電対位置の温度評価は、センサ位置に
おけるガンマ発熱量を炉心１２内の中性子検出器１８の
出力を用いてガンマ線発熱評価装置１９により評価する
ことで行う。流速評価装置２０では、ガンマ線発熱量か
ら計算された評価結果と、冷却流路１７により冷却され
た熱電対４の出力とを比較することにより、冷却流路１
７内の流量が求められ、これにより周辺の冷却水１３の
流速の評価を行うことができる。

【００５２】以上で説明したように、本実施形態によれ
ば、炉内にステンレス棒１５および熱電対１４を組み合
わせた簡単な構造のセンサを挿入することにより、炉内
において安定した流速の測定が可能となる。また、直接
的な測定が行えるので、従来の炉外での流速測定に比べ
て測定速度の向上が図れる。さらに、炉外に設けていた
センサを削減できることにより、原子炉圧力容器の外側
の保全が容易に可能となる。

【００５３】［第２の実施形態］（図４〜図５）本実施形態の炉内情報監視装置は、原子炉内の冷却水の
流速を監視するものである。図４は本実施形態による炉
内情報監視装置を示すシステム構成図、図５は図４に示
した炉内情報監視装置により監視される炉内の冷却水の
流速と差動熱電対により検出される温度差との関係を示
す特性図である。

【００５４】図４に示すように、本実施形態では基本的
に、炉心１２内に設置されガンマ線によって発熱する発
熱体としてのステンレス棒１５と、ステンレス棒１５の
回りに位置を異ならせて配設され周囲への熱放出を抑制
する断熱体１６（１６ｃ，１６ｄ）と、ステンレス棒１
５と一方の断熱体１６ｄとの間に形成され周囲流量に依
存した流量の冷却水１３を流通させることで発熱部の冷
却を行わせる冷却流路１７と、２つの接点１４ａ，１４
ｂを有し１つの接点１４ａを他方の断熱体１６ｄおよび
冷却流路１７が接しているステンレス棒１５の温度を測
定する部分に配置し、他の接点１４ｂを一方の断熱体１
６ｃに接した熱電対１４とを有するものである。

【００５５】そして、本実施形態では各接点１４ａ，１
４ｂの検出出力を取り込み、予め記憶されているステン
レス棒１５の２つの温度測定部位間の温度差と、ステン
レス棒１５の周囲における冷却水１３の流速との関係を
示す特性データとを参照し、ステンレス棒１５の周囲に
おける冷却水１３の流速を計測する流速評価装置２０を
有する構成となっている。また、ガンマ線によって発熱
するステンレス棒１５に接し、電気によって発熱すると
ヒータ２１を有している。

【００５６】詳述すると、図４に示すように、ガンマ線
によって発熱するステンレス棒１５には、電気で発熱す
るヒータ２１と、熱電対１４とが設けられ、熱電対１４
は高接点１４ａおよび低接点１４ｂを有するものとされ
ている。例えば熱電対１４としてクロメル−アルメル熱
電対を適用した場合、クロメル，アルメル，クロメルの
順に接続し、その２つのクロメルアルメルの接点におけ
る温度差を出力する差動熱電対が適用される。熱電対の
高接点１４ａおよび低接点１４ｂを含むステンレス棒１
５の周囲には、１対の断熱体１６ｃおよび断熱体１６ｄ
が取付けられ、一つの断熱体１６ｄにのみ冷却流路１７
が設けられている。

【００５７】なお、これに限らず２組の熱電対を用いる
構成としてもよい。すなわち、第１の熱電対を、ステン
レス棒に取付けられ断熱体１６および冷却流路１７が接
しているステンレス棒１５の部分の温度を検出する熱電
対とし、第２の熱電対を断熱体に接し、かつ冷却流路１
７に接していないステンレス棒１５部分の温度を検出す
る熱電対とするものである。また、熱電対以外にも、超
音波の速度差を用いる等、２点の温度差を求める構成を
適用することもできる。この温度差は、流速評価装置２
０に入力される。

【００５８】次に、本実施形態の作用について説明す
る。上記構成において、略同様の断熱体１６ｃ，１６ｄ
がステンレス棒１５の周囲に同一状態で巻き付けてある
ため、ステンレス棒１５の断熱体１６ｃ、１６ｄに包囲
された部分において、ガンマ線による発熱、断熱効果が
両者略同様に得られる。そして、断熱体１６ｄに設けた
冷却流路１７の冷却効果により、熱電対１４の高接点１
４ａと低接点１４ｂとの周辺のステンレス棒１５の部分
に温度差が生じる。この温度差を差動熱電対１４の高接
点１４ａと低接点１４ｂとの温度差として計測し、流速
評価装置２０において流速に変換するものである。

【００５９】原子炉出力が低い場合、ガンマ線強度が弱
いため、ガンマ線発熱量が少く、この温度差を生じない
場合があるが、この場合にはステンレス棒１５に内蔵し
てあるヒータ２１によりステンレス棒１５を加熱し、同
様の計測を行うことができる。また、流速がその他の計
測器により評価可能な場合には、ヒータ２１の加熱によ
る応答を評価することでセンサ部の故障を診断すること
ができる。

【００６０】図５にヒータ加熱を用いた場合のステンレ
ス棒１５の周囲における冷却水１３の流速に対する差動
熱電対の出力特性の一例を示す。この流速と差動熱電対
の温度差の関係を流速評価装置２０に記憶しておくこと
により、熱電対により計測された温度差を流速に変換す
ることができる。

【００６１】以上の第２の実施形態によれば、炉内の中
性子検出器等を用いたガンマ線発熱量の評価が必要なく
なり、熱電対出力のみから炉内の冷却水１３の流速が計
測できるようになる。また、ヒータ２１を内蔵すること
により、センサ部の故障の検出が行えるとともに、原子
炉出力の低い場合でも冷却水の流速の監視が行える。

【００６２】［第３の実施形態］（図６）本実施形態の炉内情報監視装置は、原子炉内の圧力を監
視するものであり、図６は炉内情報監視装置を示すシス
テム構成図である。

【００６３】図６に示すように、本実施形態は基本的
に、炉心１２内に設置されガンマ線によって発熱するス
テンレス棒１５と、周囲圧力に応じ断熱効果が変化する
第１の断熱体１６ｅと、周囲圧力に応じて断熱効果が変
化しない第２の断熱体１６ｆと、第１の断熱体１６ｅに
より断熱されたステンレス棒１５の部分の温度を検出す
る熱電対１４の１つの接点（低接点１４ｂ）と、第２の
断熱体１６ｆにより断熱されたステンレス棒１５の部分
の温度を検出する熱電対１４の他の接点（高接点）１４
ａと、この熱電対の各接点１４ａ，１４ｂの検出出力を
取り込み周囲圧力に対する第１，第２の断熱体の断熱効
果の相違により炉内圧力を反映した熱電対１４の検出出
力から得られるステンレス棒１５の２つの温度測定部位
間の温度差に基づいて炉内圧力を計測する圧力評価装置
２４とを有する。

【００６４】また、周囲圧力に応じて断熱効果が変化す
る前記断熱体１６ｅは、内部に空洞を有し、外部圧力に
より空洞部の体積が変化して、熱伝導率が圧力により変
化する。ガンマ線によって発熱するステンレス棒１５に
接した位置には、電気によって発熱するヒータ２１が設
けられる。

【００６５】詳述すると、図６に示すように、ガンマ線
によって発熱するステンレス棒１５には、電気で発熱す
るヒータ２１と、熱電対１４の高接点１４ａおよび低接
点１４ｂが含まれている。これらは、第２の実施形態の
ものと略同様である。

【００６６】熱電対１４の高接点１４ａの周囲には、圧
力（水圧）によって断熱効果が殆ど変わらない無変化断
熱体１６ｆが接続され、一方、低接点１４ｂの周囲に
は、水圧によって断熱効果が変化する圧力変化断熱体１
６ｅが接続されている。圧力変化断熱体１６ｅは、内部
に圧力を導く圧力穴２３ｂと、その圧力により膨張する
圧力円筒部２２ｂと、この圧力円筒部２２ｂ内に封入さ
れた断熱用のアルゴンガス１６ｂとによって構成されて
いる。

【００６７】一方、無変化断熱体１６ｆは、内部に圧力
を導く圧力穴２３ａと、圧力穴２３ａにより導かれた圧
力で膨張する圧力円筒部２２ａと、この圧力円筒部２２
ａ内に封入されたアルゴンガス１６ｂとによって構成さ
れている。熱電対１４の出力は圧力評価装置２４に入力
される。

【００６８】上記構成においては、圧力円筒部２２ｂ
は、圧力穴２３ｂの圧力により外方に膨張する。それに
より、熱電対１４の低接点１４ｂの周辺の断熱効果が低
下する。一方、圧力円筒部２２ａは、圧力穴２３ａの圧
力によって膨張する割合が小さくなるように十分な厚さ
を有しているため、圧力によって高接点１４ａの断熱効
果は変化しない。この場合、圧力変化断熱体１６ｅは、
無変化断熱体１６ｆに比べて圧力円筒の肉厚が薄いた
め、その部分のガンマ線発熱は少なくなるが、その減少
分をステンレス棒１５に接する断熱厚さで調整しておく
ことにより、炉内圧力に依存した熱電対出力を得ること
ができる。つまり、圧力評価装置２４にて熱電対出力を
炉内圧力に変換する。ヒータ２１は第２の実施形態と同
様に、原子炉出力が低い場合にステンレス棒１５を加熱
することにより、炉内圧力の計測に使用されるものであ
る。

【００６９】本実施形態によれば、原子炉のガンマ線発
熱を利用し、炉内圧力による断熱効果の変化の相違に基
づくステンレス棒１５の断熱効果が相違する部位間の温
度差を計測することにより、耐放射性の高い熱電対とス
テンレス棒を組み合わせた簡単な構造のセンサで、炉内
の圧力計測を安定した状態で計測することができる。

【００７０】［第４の実施形態］（図７，８）本実施形態の炉内情報監視装置は原子炉内の冷却水の水
位を監視するものである。図７は本実施形態の構成を示
すシステム構成図であり、図８はその特性図である。

【００７１】図７に示すように、本実施形態では基本的
に、ガンマ線によって発熱するステンレス棒１５と、こ
のステンレス棒１５に取付けられた温度検出用の熱電対
１４と、ステンレス棒１５の回りに配設され周囲への熱
放出を抑制する断熱体１６と、熱電対１６の出力の直流
成分を計測する直流計測装置２５と、熱電対１４の出力
の交流成分を計測する交流計測装置２６と、直流計測装
置２５および交流計測装置２６の計測結果から炉内の冷
却水の水位を評価する水位評価装置２７とを有する。

【００７２】詳述すると、図７に示すように、ステンレ
ス棒１５内に差動式の熱電対１４の高接点１４ａと低接
点１４ｂが配置され、ガンマ線によるステンレス棒１５
の発熱により高接点１４ａが高温になるようにステンレ
ス棒１５の周囲に断熱体１６が設けられている。この断
熱体１６が装着されたステンレス棒１５が炉内の冷却水
１３の中に挿入されている。この熱電対１４の出力は、
炉外に導かれ、直流計測装置２５と交流計測装置２６と
に入力される。これらの計測結果は、それぞれ水位評価
装置２７に入力される。このような構成において、冷却
水１３の水位により熱電対の高接点１４ａと低接点１４
ｂとの温度が変化する。

【００７３】図８は、水位に対する高接点１４ａおよび
低接点１４ｂの温度と、その温度差である差動熱電対１
４の出力とを示している。低接点１４ｂより水位が高い
場合は、高接点１４ａは断熱体１６の断熱効果により低
接点１４ｂより高温となる。しかも、沸騰水型原子炉で
は冷却水１３中には水面に近いほどボイドが発生してい
るが、評価の結果、その水中のボイドの影響で、冷却水
１３に直接接している低接点１４ｂの出力が揺らぐが、
この揺らぎは断熱体１６に囲まれている高接点１４ａに
比べて大きいことがわかった。

【００７４】一方、冷却水１３の水位が低接点１４ｂよ
り下に位置する場合は、低接点１４ｂは冷却水１３で冷
却されないため、温度が上昇する。この温度上昇によっ
て断熱体１６で断熱されていた高接点１４ａよりも低接
点１４ｂが高温になり、差動熱電対１４の出力が反転す
る。さらに、冷却水１３の水位が高接点１４ａよりも下
がると、高接点１４ａ、低接点１４ｂとも冷却されない
ため断熱体１６に囲まれた高接点１４ａの方が高温とな
り、差動熱電対１４の出力も正の値となる。従来では、
この差動熱電対の出力の正／負の反転のみによって冷却
水の水位および水位の変化速度を推定していたが、水位
が低接点よりも上部、または高接点よりも下部にあるか
については、差動熱電対のいずれの出力も正であるため
判定できないという問題があった。

【００７５】これに対し、本実施形態の構成では、信号
の直流成分を直流計測装置２５で監視することで、従来
と同じ機能を持たせるとともに、交流計測装置２６によ
り熱電対出力の揺らぎ成分を監視することで、これらの
判定も可能になった。つまり、揺らぎ成分が基準以上で
ある場合は、冷却水１３のボイドの影響と考えられるた
め、冷却水１３の水位は低接点１４ｂより上部と判定で
きる。

【００７６】また、その揺らぎ量によってボイド量およ
びどの程度、冷却水１３の水位が上部にあるかの判定が
可能となる。これらは、水位評価装置２７によって行
う。なお、この手法は図示しないヒータをステンレス棒
１５に内蔵することにより、原子炉出力が低い場合に
も、そのヒータ発熱を用いて同様の判定が可能である。

【００７７】以上の第４の実施形態によれば、原子炉の
ガンマ線発熱を利用し、耐放射性の高い熱電対１４とス
テンレス棒１５とを組み合わせた簡単な構造のセンサを
炉内に挿入し、その出力の交流成分および直流成分を監
視することにより、連続的に炉内水位の監視を行うこと
ができる。

【００７８】［第５の実施形態］（図９，１０）図９は本実施形態の構成を示している。この炉内情報監
視装置は原子炉内のボイド率および微小な中性子束を計
測するものである。

【００７９】図９に示すように、本実施形態は基本的
に、炉心内に設置されガンマ線によって発熱するステン
レス棒１５と、このステンレス棒１５に接続され、この
ステンレス棒１５に発生する熱を炉内の冷却水１３とか
ら断熱する断熱体１６と、この断熱体１６の断熱効果に
より高温となるステンレス棒１５の部分の温度を検出す
る熱電対１４の高接点１４ａと、断熱体１６により断熱
されないステンレス棒１５の部分の温度を検出する熱電
対１４の低接点１４ｂと、両接点１４ａ，１４ｂの検出
出力の差の変化を監視するガンマ線変化監視装置２８
と、熱電対の各接点１４ａ，１４ｂの検出出力の変化を
ステンレス棒１５と断熱体１６との構造に依存したパラ
メータで補正する補正器３０と、炉内の中性子成分を測
定する中性子変化監視装置２９と、この中性子変化監視
装置２９および補正器３０の出力を取り込み、それらの
出力の比率の変化を監視する出力変化監視装置としての
ボイド評価器３１とを有する。

【００８０】また、熱電対１４の検出出力から平均のガ
ンマ線束を評価するガンマ線評価器３２と、炉内の中性
子成分からノイズ成分としてガンマ線評価器３２で得ら
れたガンマ線成分を除去して中性子成分のみを抽出する
中性子評価器３３とを有する。

【００８１】詳述すると、図９に示すように、原子炉圧
力容器１１の内部には、図示しない燃料棒で構成される
炉心１２が形成され、この炉心１２を冷却する冷却水１
３が循環している。炉心１２内には、差動熱電対１４の
高接点１４ａおよび低接点１４ｂを含むステンレス棒１
５が挿入され、このステンレス棒１５の周囲にアルゴン
ガス１６ｂが封入された断熱体１６が配設されている。
この差動熱電対１４の出力は、ガンマ線変化監視装置２
８に入力され、その出力は立上がり補正器３０に入力さ
れる。

【００８２】一方、高接点１４ａの近傍に設置された中
性子検出器１８の出力は中性子変化監視装置２９に入力
される。立ち上がり補正器３０の出力および中性子変化
監視装置２９の出力はボイド評価器３１に入力され、熱
電対１４の出力はガンマ線評価器３２に入力される。ま
た中性子検出器１８の出力は、中性子束評価器３３に入
力される。

【００８３】次に、本実施形態の作用について説明す
る。上記構成において、ステンレス棒１５は、炉内のガ
ンマ線によって加熱され、アルゴンガス１６ｂによって
周囲の冷却水１３から断熱されているためステンレス棒
１５のアルゴンガス１６ｂにより断熱されている部分は
高温となる。この位置に熱電対の高接点１４ａを配置
し、アルゴンガス１６ｂによって断熱されない位置に熱
電対１４の低接点１４ｂを配置することで、ガンマ線の
発熱量、つまり、ガンマ線強度に比例した出力が差動熱
電対の出力として得られる。この原理は、前述した各実
施形態に示したものと同様であり、また炉内のガンマ線
を計測する手段としては、ガンマサーモメータとして公
知のものがある。

【００８４】一方、この高接点１４ａに近接して設置さ
れている中性子検出器１８の出力は中性子変化監視装置
２９で監視される。

【００８５】図１０（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）を参照して
それぞれの監視装置の作用を説明する。まず、中性子変
化監視装置２９においては、中性子検出器の出力が図１
０（Ａ）に示すように変化した場合、その立上がり角度
Ｚ１を測定する。同様に、熱電対出力は、ガンマ線変化
監視装置２８において図１０（Ｂ）のように立上がりを
捉え、その角度Ｚ２等の特性を記録する。これらの角度
は、センサの応答時間、および測定回路の応答時間に依
存するが、中性子変化監視装置２９の応答時間は、観測
された立上がりより十分早いものに設定されている。し
かし、熱電対１４の出力は応答が遅いため、ガンマ線変
化監視装置２８の出力は実際のガンマ線の変化に比べて
遅く出力される。よって、ガンマ線変化監視装置２８の
出力は、更に立上がり補正器３０に入力され、立上がり
補正器３０で補正される。つまり、立上がり補正器３０
では、ステンレス棒１５の構造等の特性を記憶してあ
り、それらの特性の逆関数に相当する予測フィルタ処理
を施す。このような予測フィルタはカルマンフィルタ
等、理論的に確立されたものを用いれば十分である。図
１０（Ｃ）に立ち上がり補正器の出力を示す。

【００８６】これらの変化監視装置２８、２９の出力
は、ボイド評価器３１において、その立上がり角度の比
率を監視する。中性子束の揺らぎ量とガンマ線の揺らぎ
量より周辺のボイド率が監視できることは公知である
が、本実施形態の構成では、ガンマ線変化監視装置２８
および中性子変化監視装置２９の出力の立上がり角度の
変化率の比率より周辺のボイド率の推定が可能となる。

【００８７】一方、ガンマ線評価器３２により、高接点
１４ａ位置の平均のガンマ線束が評価され、中性子束評
価器３３に入力される。中性子束評価器３３では、評価
されたガンマ線束と、中性子検出器１８のガンマ線感度
より中性子検出器１８の出力のガンマ線成分を評価し、
中性子検出器１８の出力からそのガンマ線成分を除去
し、中性子成分のみを抽出する。これにより、微小な中
性子束の計測が可能となる。

【００８８】また、中性子検出器１８に核分裂検出器を
用いた場合、その中性子感度は中性子の照射量により減
少するため、長期間原子炉内に挿入されている中性子検
出器１８の中性子感度は低くなっているが、このような
補正を行うことによって低い中性子感度の中性子検出器
１８を用いても中性子束の監視が可能となり、中性子検
出器１８の寿命、即ち原子炉内に装荷しておく時間を長
くすることができる。

【００８９】以上の第５の実施形態によれば、炉内にス
テンレス棒１５および熱電対１４を組み合わせた簡単な
構造のセンサを挿入し、その出力を補正することによ
り、炉内のボイド率および微小な中性子束を計測するこ
とができる。

【００９０】［第６の実施形態］（図１１，１２）本実施形態は炉心の軸方向の出力分布を監視するもので
ある。図１１は本実施形態による炉内情報監視装置の構
成を示すシステム構成図であり、図１２はその原理を示
す図である。

【００９１】図１２に示すように、本実施形態は基本的
に、炉心１１内に設置されガンマ線によって発熱するス
テンレス棒１５と、このステンレス棒１５に取付けられ
た温度検出用の熱電対１４と、ステンレス棒１５の回り
に配設され周囲への熱放出を抑制する断熱体１６とによ
りセンサ部としてのガンマサーモメータ３４を構成し、
このガンマサーモメータ３４を炉内の炉心軸方向に複数
配置し、かつ各ガンマサーモメータ３４の熱電対出力に
基づく炉内の軸方向の出力分布を記憶する軸方向ガンマ
線分布監視装置３５と、出力分布の形状の正常値と原子
炉の異常時に現れる出力分布の形状を予め記憶し、軸方
向ガンマ線分布監視装置の出力を用いて原子炉の異常を
検出する分布異常検出器３６とを有するものである。

【００９２】分布異常検出器３６は、軸方向ガンマ線分
布監視装置３５の出力を用いて、過去の出力分布との変
化率を評価し、その変化率から異常を検出するものであ
る。

【００９３】分布異常検出器３６は、軸方向ガンマ線分
布監視装置３５の出力を用いて、過去の炉内の出力分布
との変化率を評価し、その変化率をステンレス棒１５、
断熱体１６、熱電対１４の構造から決定した予測フィル
タにより補正し、現在の炉内のガンマ線の出力分布を推
定し、その推定値から異常を検出するものである。

【００９４】詳述すると、図１１において原子炉圧力容
器１１の内部には、燃料棒で構成される炉心１２が設け
られており、炉心１２を冷却する冷却水１３が循環して
いる。炉心１２内には、ガンマ線によって発熱するステ
ンレス棒１５と、アルゴンガス１６ｂを含む断熱体１６
と、ステンレス棒１５におけるアルゴンガス１６ｂによ
って断熱された部分の温度と断熱されていない部分の温
度との温度差を計測する熱電対１６とから構成されるセ
ンサ部を炉心１２の軸方向に５点有するガンマサーモメ
ータ３４が挿入されている。このガンマサーモメータ３
４の炉心１２の軸方向に５点設けられたセンサ部の各出
力は、軸方向ガンマ線分布監視装置３５に入力され、そ
の出力は、分布異常検出器３６に入力される。

【００９５】次に第６の実施形態の作用について説明す
る。

【００９６】上記構成において、ガンマサーモメータ３
４の各センサ部が配置されている炉心１２の軸方向５点
の位置のガンマ線束が軸方向ガンマ線分布監視装置３５
で各センサ部の出力に基づいて計算される。この出力
は、分布異常検出器３６にて、予め記憶されている異常
分布との比較を行い、その判定基準以上では炉心の軸方
向の出力分布形状が異常と判断し、原子炉安全系統に分
布異常出力３７を出力する。この異常の判定方法として
は、例えば図１２（Ａ）に示すように、ある１点のガン
マ線束に対するガンマ線強度分布を計算し、その分布の
変化量がある基準より越えた場合に異常を出力する。こ
の図１２（Ａ）では、上部のセンサ部に対する分布を比
較している。正常値Ｒに対する測定値Ｓの変化量は、異
常を判定する異常判定基準Ｔと比較した場合、センサ部
位置Y5で変化量が異常判定基準Ｔ以上に増加している。

【００９７】また、図１２（Ｂ）に示す異常判定方法
は、正常と考えられる正常値Ｒから、測定した各センサ
部の位置におけるガンマ線束S1の変化率を求め、その変
化率が異常判定基準Ｔを越えた場合、異常と判定する。
この異常判定方法では、センサ部位置Y4でガンマ線束S1
の変化率が、異常判定基準Ｔ以上の値となっている。

【００９８】さらに、図１２（Ｃ）に示す異常判定方法
は、ガンマサーモメータ３４の応答が熱を測定している
ために、時間応答が遅いという点を改良したものであ
る。測定値S2の変化に対して、ガンマサーモメータ３４
の構造から計算したセンサ応答の逆関数を予測フィルタ
として用い、測定値S2を補正し、予測値Ｕを計算し、そ
の値の変化量より異常を判定するものである。図１２
（Ｃ）では、センサ部位置Y3，Y4，Y5でガンマ線束の予
測値が、異常判定基準Ｔを越えており、異常と判定す
る。異常と判定された場合には、分布異常検出器３６か
ら分布異常出力３７が出力される。なお、ガンマサーモ
メータ３４にはヒータを含むもの等、さまざまな形状の
ものが考えられるが、それらに対しても本実施形態の異
常判定手法を適用することができる。また、形状の異常
を検出するものとしては、画像的に形状を認識するもの
も含まれる。異常判定基準Ｔは、原子炉の制御棒引き抜
き等、予測される軸方向の出力分布の変化を予測し、そ
の変化範囲から妥当な値を決定する。

【００９９】以上の第６の実施形態によれば、炉心内に
ステンレス棒１５および熱電対１４を組み合わせた簡単
な構造のセンサ部を炉心の軸方向に並べてガンマサーモ
メータ３４を構成し、各センサ位置におけるガンマ線の
出力分布形状の変化から原子炉出力の振動の原因となる
出力分布異常を早期に検出することができる。

【０１００】

【発明の効果】本発明によれば、炉内にステンレス棒お
よび熱電対を組み合わせた簡単な構造のセンサを挿入す
ることで、原子炉炉心の流量、水位、圧力、ボイド率、
微小な中性子束の測定が可能となり、炉内の情報を直接
測定することができ、それにより、炉内のパラメータの
計測精度の向上が図れると共に、従来、原子炉圧力容器
に接続していた配管を削減し、それら配管の保守点検の
作業数を削減することができる。

【０１０１】また、炉内のガンマ線発熱量を、炉心の軸
方向の複数点において連続的に測定することにより、原
子炉の出力振動の原因となる出力分布の異常形状を監視
でき、この早期検出により適正な対処を早期に実現する
ことができる。したがって、原子炉自体の信頼性、操作
性の向上が図れるという優れた効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る炉内情報監視装置の第１の実施形
態を示すシステム構成図。

【図２】（Ａ）は図１に示した炉内情報監視装置におけ
る温度計測部分の構造を示す拡大図、（Ｂ）は前記
（Ａ）の横断面図。

【図３】図１に示した炉内情報監視装置の温度計部分の
温度分布および炉内の冷却水の流速の測定原理を示す説
明図。

【図４】本発明に係る炉内情報監視装置の第２の実施形
態を示すシステム構成図。

【図５】図４に示した炉内情報監視装置により監視され
る炉内の冷却水の流速と差動熱電対により検出される温
度差との関係を示す特性図。

【図６】本発明に係る炉内情報監視装置の第３の実施形
態を示すシステム構成図。

【図７】本発明に係る炉内情報監視装置の第４の実施形
態を示すシステム構成図。

【図８】図７に示す炉内情報監視装置により監視される
炉内の冷却水の水位と熱電対の温度出力との関係を示す
説明図。

【図９】本発明に係る炉内情報監視装置の第５の実施形
態を示すシステム構成図。

【図１０】（Ａ）、（Ｂ）、（Ｃ）は図９に示した炉内
情報監視装置の計測原理を示す説明図。

【図１１】本発明に係る炉内情報監視装置の第６の実施
形態を示すシステム構成図。

【図１２】（Ａ）、（Ｂ）、（Ｃ）は図１１に示した炉
内情報監視装置に適用される炉内の軸方向出力分布の異
常検出方法を示す説明図。

【図１３】従来の炉内プロセス量計測装置の一例を示す
システム構成図。

【符号の説明】

１１原子炉圧力容器１２炉心１３冷却水１４熱電対１４ａ高接点１４ｂ低接点１５ステンレス棒１６断熱体１６ａステンレス管１６ｂアルゴンガス１６ｃ断熱体１６ｄ断熱体１７冷却管１８中性子検出器１９ガンマ線発熱評価装置２０流速評価装置２１ヒータ２２ａ圧力円筒部２２ｂ圧力円筒部２３ａ圧力穴２３ｂ圧力穴２４圧力評価装置２５直流計測装置２６交流計測装置２７水位評価装置２８ガンマ線変化監視装置２９中性子変化監視装置３０立上がり補正器３１ボイド評価器３２ガンマ線評価器３３中性子束評価器３４ガンマサーモメータ３５軸方向ガンマ線分布監視装置３６分布異常検出器３７分布異常出力

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号庁内整理番号ＦＩ技術表示箇所Ｇ２１Ｃ 17/02 ＧＤＢＣ 17/10 ＧＤＢＦ

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉の炉心内に設置されガンマ線によ
って発熱する発熱体と、この発熱体に取付けられた温度
検出用の熱電対と、前記発熱体の回りに配設され周囲へ
の熱放出を抑制する断熱体と、前記発熱体と前記断熱体
との間に形成され周囲流量に依存した流量の冷却材を流
通させることで発熱部の冷却を行わせる冷却路と、炉心
部の放射線検出に基づいて発熱体位置のガンマ線量を評
価するガンマ線発熱評価装置と、前記熱電対およびガン
マ線発熱評価装置の検出出力を取り込み、これらの検出
出力に基づいて発熱体周辺の冷却水の流速を計測する流
速評価装置とを有することを特徴とする炉内情報監視装
置。
【請求項２】ガンマ線発熱評価装置は、原子炉内また
は原子炉外に設置した放射線検出器の出力を用い、計算
補正により前記発熱体位置におけるガンマ線発熱量を評
価するものであることを特徴とする請求項１記載の炉内
情報監視装置。
【請求項３】原子炉の炉心内に設置されガンマ線によ
って発熱する発熱体と、この発熱体の回りに位置を異な
らせて配設され周囲への熱放出を抑制する１対の断熱体
と、前記発熱体と前記断熱体の一方との間に形成され周
囲流量に依存した流量の冷却材を流通させることで発熱
部の冷却を行わせる冷却路と、前記断熱体および冷却路
が接している前記発熱体の部分の温度を検出する第１の
熱電対と、前記断熱体に接し、かつ前記冷却路に接して
いない前記発熱体部分の温度を検出する第２の熱電対
と、前記第１、第２の熱電対の検出出力を取り込み、予
め記憶されている前記発熱体の２つの温度測定部位間の
温度差と前記発熱体周囲における冷却水の流速との関係
を示す特性データを参照して前記発熱体周囲における冷
却水の流速を計測する流速評価装置とを有することを特
徴とする炉内情報監視装置。
【請求項４】請求項３記載の熱電対に代え、２つの接
点を有する１つの熱電対を設け、その１つの接点を断熱
体および冷却路が接している発熱体の温度を測定する部
分に配置し、他の接点を前記断熱体に接し、かつ冷却路
の接していない発熱体の温度を測定する部分に配置した
ことを特徴とする請求項３記載の炉内情報監視装置。
【請求項５】ガンマ線によって発熱する前記発熱体に
接し、電気によって発熱するとヒータ部を有することを
特徴とする請求項１から４までのいずれかに記載の炉内
情報監視装置。
【請求項６】原子炉の炉心内に設置されガンマ線によ
って発熱する発熱体と、この発熱体に取付けられた温度
検出用の熱電対と、前記発熱体に接続され断熱効果が周
囲圧力に応じて変化する断熱体と、炉内圧力に応じた前
記断熱体の断熱効果の変化により炉内圧力を反映した前
記熱電対の検出出力に基づいて炉内圧力を計測する圧力
評価装置とを有することを特徴とする炉内情報監視装
置。
【請求項７】原子炉の炉心内に設置されガンマ線によ
って発熱する発熱体と、周囲圧力に応じ断熱効果が変化
する第１の断熱体と、周囲圧力に応じて断熱効果が変化
しない第２の断熱体と、前記第１の断熱体により断熱さ
れた前記発熱体の部分の温度を検出する第１の熱電対
と、前記第２の断熱体により断熱された前記発熱体の部
分の温度を検出する第２の熱電対と、第１、第２の熱電
対の検出出力を取り込み周囲圧力に対する前記第１、第
２の断熱体の断熱効果の相違により炉内圧力を反映した
前記第１、第２の熱電対の検出出力から得られる前記発
熱体の２つの温度測定部位間の温度差に基づいて炉内圧
力を計測する圧力評価装置とを有することを特徴とする
炉内情報監視装置。
【請求項８】周囲圧力に応じて断熱効果が変化する前
記断熱体は、内部に空洞を有し、外部圧力により空洞部
の体積が変化し、断熱体の熱伝導率が圧力により変化す
ることを特徴とする請求項６または７のいずれかに記載
の炉内情報監視装置。
【請求項９】ガンマ線によって発熱する発熱体に接し
た位置に、電気によって発熱するヒータ部を有すること
を特徴とする請求項６から８までのいずれかに記載の炉
内情報監視装置。
【請求項１０】原子炉の炉心内に設置されガンマ線に
よって発熱する発熱体と、この発熱体に取付けられた温
度検出用の熱電対と、前記発熱体の回りに配設され周囲
への熱放出を抑制する断熱体と、前記熱電対の出力の直
流成分を計測する直流計測装置と、前記熱電対の出力の
交流成分を計測する交流計測装置と、前記直流計測装置
および交流計測装置の計測結果から炉内の冷却水の水位
を評価する水位評価装置とを有することを特徴とする炉
内情報監視装置。
【請求項１１】ガンマ線によって発熱する発熱体内部
に、電気によって発熱するヒータ部を設けたことを特徴
とする請求項１０記載の炉内情報監視装置。
【請求項１２】原子炉の炉心内に設置されガンマ線に
よって発熱する発熱体と、この発熱体に接続され、この
発熱体に発生する熱を炉内の冷却水と断熱する断熱体
と、この断熱体の断熱効果により高温となる前記発熱体
の部分の温度を検出する第１の熱電対と、前記断熱体に
より断熱されない前記発熱体の部分の温度を検出する第
２の熱電対と、第１、第２の熱電対の検出出力の差の変
化を監視するガンマ線変化監視装置と、第１、第２の熱
電対の検出出力の変化を前記発熱体と断熱体の構造に依
存したパラメータで補正する補正器と、炉内の中性子成
分を測定する中性子監視装置と、この中性子監視装置お
よび補正器の出力を取り込み、それらの出力の比率の変
化を監視する出力変化監視装置とを有することを特徴と
する炉内情報監視装置。
【請求項１３】原子炉の炉心内に設置されガンマ線に
よって発熱する発熱体と、この発熱体の回りに配設され
周囲への熱放出を抑制する断熱体と、この断熱体の断熱
効果により高温となる前記発熱体の部分の温度を検出す
る第１の熱電対と、炉内の水に直接接している部分の温
度を検出する第２の熱電対と、第１、第２の熱電対の検
出出力から平均のガンマ線束を評価するガンマ線評価器
と、炉内の中性子成分からノイズ成分として前記ガンマ
線評価器から得られたガンマ線成分を除去して中性子成
分のみを抽出する中性子評価器とを有することを特徴と
する炉内情報出力監視装置。
【請求項１４】原子炉の炉心内に設置されガンマ線に
よって発熱する発熱体と、この発熱体に取付けられた温
度検出用の熱電対と、前記発熱体の回りに配設され周囲
への熱放出を抑制する断熱体とによりセンサ部を構成
し、このセンサ部を炉内の炉心軸方向に複数配置し、か
つ各センサ部の熱電対出力に基づく炉内の軸方向の出力
分布を記憶する軸方向ガンマ線分布監視装置と、前記出
力分布の形状の正常値と原子炉の異常時に現れる出力分
布の形状を予め記憶し、軸方向ガンマ線分布監視装置の
出力を用いて原子炉の異常を検出する異常検出器とを有
することを特徴とする炉内軸方向出力異常監視装置。
【請求項１５】異常比較器は、軸方向ガンマ線分布監
視装置の出力を用いて、過去の出力分布との変化率を評
価し、その変化率から異常を検出することを特徴とする
請求項１４記載の炉内情報監視装置。
【請求項１６】異常比較器は、軸方向ガンマ線分布監
視装置の出力を用いて、過去の炉内の出力分布との変化
率を評価し、その変化率を前記発熱体、断熱体、熱電対
の構造から決定した予測フィルタにより補正し、現在の
炉内のガンマ線の出力分布を推定し、その推定値から異
常を検出することを特徴とする請求項１４記載の炉内情
報監視装置。