(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉構造本体の上部炉心支持板上に立設されると共に上端部が原子炉容器蓋を貫通する円筒形状をなす支持柱と、
上端部が前記上部炉心支持板を貫通して支持されるガイドシンブル案内管と、
前記支持柱内から前記ガイドシンブル案内管内まで延出されて内部に中性子束検出器を挿通可能なガイドシンブルと、
一端部が前記支持柱に支持されて他端部が支持脚により前記上部炉心支持板の上方に立設されると共に前記ガイドシンブルを支持可能な支持板と、
を備え、
前記支持板は、前記上部炉心支持板上に鉛直方向に沿って配置され、上端部が前記支持柱側から前記支持脚側に向けて下向き傾斜形状をなす、
ことを特徴とする中性子束検出器の案内装置。
【請求項２】
前記支持板は、水平な下辺部に対して上辺部が傾斜した台形状をなすことを特徴とする請求項１に記載の中性子束検出器の案内装置。
【請求項３】
前記支持板は、本体の厚さよりも厚い厚肉部が上辺部に沿って設けられることを特徴とする請求項１または２に記載の中性子束検出器の案内装置。
【請求項４】
前記支持柱は、前記支持板における厚さ方向の一方側に配置され、Ｕ字形状をなすブラケットにより前記支持板に固定され、前記ガイドシンブルは、前記支持柱から前記支持板の本体に沿って延設されることを特徴とする請求項３に記載の中性子束検出器の案内装置。
【請求項５】
前記支持板と前記上部炉心支持板との間に所定隙間が設けられ、前記支持板は、下辺部から前記所定隙間に延びる支持片が設けられ、前記ガイドシンブルは、前記支持片に支持されることを特徴とする請求項１から４のいずれか一つに記載の中性子束検出器の案内装置。
【請求項６】
前記支持柱の内部に複数の前記ガイドシンブルが配設され、該複数のガイドシンブルは、それぞれ前記上部炉心支持板に所定間隔で支持される複数の前記案内管の内部に延出されると共に、前記支持板に個別に支持されることを特徴とする請求項１から５のいずれか一つに記載の中性子束検出器の案内装置。
【請求項７】
前記支持板は、水平方向に貫通する開口部が設けられることを特徴とする請求項１から６のいずれか一つに記載の中性子束検出器の案内装置。
【請求項８】
前記支持板は、複数の制御棒クラスタ案内管の間に配置されることを特徴とする請求項１から７のいずれか一つに記載の中性子束検出器の案内装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、中性子束検出器を原子炉の炉心まで案内する中性子束検出器の案内装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。
【０００３】
この加圧水型原子炉では、炉心内で生成される中性子を制御棒により吸収することで、その中性子数を調整し、原子炉出力を制御していることから、炉心における中性子（中性子束）分布を正確に計測する必要がある。そのため、炉心には、制御棒と共に中性子束検出器が設けられている。従って、原子炉制御装置は、中性子束検出器が検出した中性子束のレベル及び分布に基づいて制御棒駆動装置（ＣＲＤＭ）を駆動し、制御棒の位置を制御している。
【０００４】
この中性子束検出器は、原子炉容器の蓋から案内管(ガイドシンブル)を通して炉心を構成する燃料集合体へ挿入可能となっており、ここに中性子束検出器の案内装置が設けられている。このような中性子束検出器の案内装置としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された炉内中性子束検出器の案内装置は、原子炉内の燃料集合体内へ炉内中性子束検出器をガイドする下部の筒体が挿通された案内管と、この案内管を支持する上部炉心支持柱を支持する上部炉心支持板と、原子炉内の一括吊り上げ板上に設立されて原子炉容器蓋を貫通する計装用管台と、計装用管台内の炉内計装支持柱内に設置された上部の筒体と、上部の筒体と下部の筒体との間に接続された太径中間部の筒体とを備えることを特徴とし、曲がり部を有する中間部の筒体を太径とすることでより小曲率で中性子束検出器の挿通を容易とし、それ支持板でガイド支持するものである。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開平０６−１３８２８３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
上述した従来の炉内中性子束検出器の案内装置では、原子炉容器フランジ部に一括吊り上げ板を支持し、この一括吊り上げ板に炉内中性子束検出器の案内装置を立設し、支持柱を計装用管台内に貫通させ原子炉容器上部から中性子束検出器の挿入を可能とすると共に炉内計装支持柱で支持板を支持し、計装用管台内の炉内計装支持柱内に設置された上部の筒体と、原子炉内の燃料集合体内へ炉内中性子束検出器をガイドする下部の筒体とを中間部の筒体により接続し、この中間部の筒体を太径としてより小曲率で中性子束検出器をガイド支持している。
【０００７】
ところで、原子炉容器では、軽水が上部の入口ノズルから流入し、内壁面に沿って流れ落ち、下部プレナムの球面状の内面により上向きに案内されて上昇して炉心に流入する。この炉心に流入した軽水は、燃料集合体から発生する熱エネルギを吸収することで高温となり、上部プレナムまで上昇して出口ノズルから排出される。このとき、軽水は、炉心を冷却するために原子炉容器内を上下に流れるだけでなく、原子炉容器の頂部に少量の軽水を流し蓋を冷却する流れが、原子炉容器蓋と上部炉心支持板で囲まれた領域の頂部プレナムの蓋の内面に上昇する径方向の流れや上から下降する流れがあることから、上述した支持板に軽水の流れが接触して押圧力を作用させ、この支持板を振動させる。そのため、支持板は十分な強度を持って固定しなければならず、装置の大型化や重量化、構造の複雑化、高コスト化を招いてしまう。
【０００８】
本発明は、上述した課題を解決するものであり、構造の簡素化を可能とする中性子束検出器の案内装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
上記の目的を達成するための本発明の中性子束検出器の案内装置は、原子炉構造本体の上部炉心支持板上に立設されると共に上端部が原子炉容器蓋を貫通する円筒形状をなす支持柱と、上端部が前記上部炉心支持板を貫通して支持されるガイドシンブル案内管と、前記支持柱内から前記案内管内まで延出されて内部に中性子束検出器を挿通可能なガイドシンブルと、一端部が前記支持柱に支持されて他端部が支持脚により前記上部炉心支持板の上方に立設されると共に前記ガイドシンブルを支持可能な支持板と、を備え、前記支持板は、前記上部炉心支持板上に鉛直方向に沿って配置され、上端部が前記支持柱側から前記支持脚側に向けて下向き傾斜形状をなす、ことを特徴とするものである。
【００１０】
従って、支持板は、一端部が支持柱により他端部が支持脚によりそれぞれ上部炉心支持板の上方に立設され、上端部が支持柱側から前記支持脚側に向けて下向き傾斜形状をなしており、支持柱内から上部炉心支持柱内のシンブル案内管内まで延出されるガイドシンブルの曲がり角度を小さくして、中性子束検出器の設置又は撤去時の抵抗を小さくすると共に、支持板の大きさを最小として、軽量化すると共に、軽水との接液面積を小さくすべく支持板に切欠きを設け、ガイドシンブルを効率的に支持することができると共に、冷却材から受ける流体力を低減することができ、この支持板を理想的な形状をすることで構造の簡素化を可能とすることができる。
【００１１】
本発明の中性子束検出器の案内装置では、前記支持板は、水平な下辺部に対して上辺部が傾斜した台形状をなすことを特徴としている。
【００１２】
従って、支持板を台形状とすることで、ガイドシンブルの曲がり角度を小さくし中性子束検出器の設置及び撤去時の抵抗を小さくすると共に、軽量化を可能とすることができると共に、冷却材から受ける流体力を抑制することができ、支持柱及び支持脚による支持構造を簡素化することができる。
【００１３】
本発明の中性子束検出器の案内装置では、前記支持板は、本体の厚さよりも厚い厚肉部が上辺部に沿って設けられることを特徴としている。
【００１４】
従って、支持板の上辺部に厚肉部を設けることで、剛性を上げてガイドシンブルを適正に支持することが可能となると共に、軽量化を図ることができる。
【００１５】
本発明の中性子束検出器の案内装置では、前記支持柱は、前記支持板における厚さ方向の一方側に配置され、Ｕ字形状をなすブラケットにより前記支持板に固定され、前記ガイドシンブルは、前記支持柱から前記支持板の本体に沿って延設されることを特徴としている。
【００１６】
従って、ガイドシンブルを支持柱から支持板における薄い本体に沿って延設することで、このガイドシンブルを周辺部材に干渉することなく、適正に支持することができる。
【００１７】
本発明の中性子束検出器の案内装置では、前記支持板と前記上部炉心支持板との間に所定隙間が設けられ、前記支持板は、下辺部から前記所定隙間に延びる支持片が設けられ、前記ガイドシンブルは、前記支持片に支持されることを特徴としている。
【００１８】
従って、支持柱と計装案内管との位置が水平方向にずれていた場合、ガイドシンブルは支持柱とガイドシンブル案内管との間で斜めに配置されることとなるが、このガイドシンブルを支持板から下方に延びる支持片により支持することで、ガイドシンブルを鉛直方向に沿って適正に支持することができる。
【００１９】
本発明の中性子束検出器の案内装置では、前記支持柱の内部に複数の前記ガイドシンブルが配設され、該複数のガイドシンブルは、それぞれ前記上部炉心支持板に所定間隔で支持される複数の前記案内管の内部に延出されると共に、前記支持板に個別に支持されることを特徴としている。
【００２０】
従って、支持柱から配設される複数のガイドシンブルを支持板により複数の案内管まで適正に支持することができる。
【００２１】
本発明の中性子束検出器の案内装置では、前記支持板は、水平方向に貫通する開口部が設けられることを特徴としている。
【００２２】
従って、支持板に開口部を設けることで、軽量化を可能とすることができると共に、冷却材から受ける流体力を低減することができ、支持柱及び支持脚による支持構造を簡素化することができる。
【００２３】
本発明の中性子束検出器の案内装置では、前記支持板は、複数の制御棒クラスタ案内管の間に配置されるとしている。
【００２４】
従って、支持板を複数の制御棒クラスタ案内管の邪魔にならず、且つ、干渉しないように適正に配設することが可能となる。
【発明の効果】
【００２５】
本発明の中性子束検出器の案内装置によれば、支持板の一端部を支持柱により支持して他端部を支持脚により支持して上部炉心支持板上に鉛直方向に沿って配置し、ガイドシンブルを支持可能とし、ガイドシンブルを傾斜して配管することで、曲がり角度を90度より小さくして中性子束検出器の挿通を容易とし、この支持板を上端部が支持柱側から支持脚側に向けて下向き傾斜形状とするので、支持柱内からガイドシンブル案内管内まで延出されるガイドシンブルを効率的に支持することができると共に、冷却水から受ける流体力を低減することができ、構造の簡素化を可能とすることができる。
【図面の簡単な説明】
【００２６】
【図１】図１は、本発明の一実施例に係る中性子検出器の案内装置を表す概略図である。
【図２】図２は、本実施例の中性子束検出器の案内装置の側面図である。
【図３】図３は、本実施例の中性子束検出器の案内装置の平面図である。
【図４】図４は、本実施例の中性子束検出器の案内装置における支持板の断面図である。
【図５】図５は、原子力発電プラントの概略構成図である。
【図６】図６は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００２７】
以下に添付図面を参照して、本発明に係る中性子束検出器の案内装置の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。
【実施例】
【００２８】
図１は、本発明の一実施例に係る中性子束検出器の案内装置を表す概略図、図２は、本実施例の中性子束検出器の案内装置の側面図、図３は、本実施例の中性子束検出器の案内装置の平面図、図４は、本実施例の中性子束検出器の案内装置における支持板の断面図、図５は、原子力発電プラントの概略構成図、図６は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【００２９】
本実施例の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。
【００３０】
本実施例の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図５に示すように、原子炉格納容器１１内には、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは冷却水配管１４，１５を介して連結されており、冷却水配管１４に加圧器１６が設けられ、冷却水配管１５に冷却水ポンプ１５ａが設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）により一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持した状態で冷却水配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。
【００３１】
蒸気発生器１３は、蒸気タービン１７と冷却水配管１８を介して連結されており、この蒸気タービン１７は高圧タービン１９及び低圧タービン２０を有すると共に、発電機２１が接続されている。また、高圧タービン１９と低圧タービン２０との間には、湿分分離加熱器２２が設けられており、冷却水配管１８から分岐した冷却水分岐配管２３が湿分分離加熱器２２に連結される一方、高圧タービン１９と湿分分離加熱器２２は低温再熱管２４により連結され、湿分分離加熱器２２と低圧タービン２０は高温再熱管２５により連結されている。
【００３２】
更に、蒸気タービン１７の低圧タービン２０は、復水器２６を有しており、この復水器２６には冷却水（例えば、海水）を給排する取水管２７及び排水管２８が連結されている。この取水管２７は、循環水ポンプ２９を有し、排水管２８と共に他端部が海中に配置されている。そして、この復水器２６は、冷却水配管３０を介して脱気器３１に連結されており、この冷却水配管３０に復水ポンプ３２及び低圧給水加熱器３３が設けられている。また、脱気器３１は、冷却水配管３４を介して蒸気発生器１３に連結されており、この冷却水配管３４には給水ポンプ３５及び高圧給水加熱器３６が設けられている。
【００３３】
従って、蒸気発生器１３にて、高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、冷却水配管１８を通して蒸気タービン１７（高圧タービン１９から低圧タービン２０）に送られ、この蒸気により蒸気タービン１７を駆動して発電機２１により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン１９を駆動した後、湿分分離加熱器２２で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン２０を駆動する。そして、蒸気タービン１７を駆動した蒸気は、復水器２６で海水を用いて冷却されて復水となり、低圧給水加熱器３３で、例えば、低圧タービン２０から抽気した低圧蒸気により加熱され、脱気器３１で溶存酸素や不凝結ガス（アンモニアガス）などの不純物が除去された後、高圧給水加熱器３６で、例えば、高圧タービン１９から抽気した高圧蒸気により加熱された後、蒸気発生器１３に戻される。
【００３４】
このように構成された原子力発電プラントに適用された加圧水型原子炉１２において、図６に示すように、原子炉容器４１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体４２とその上部に装着される原子炉容器蓋４３により構成されており、この原子炉容器本体４２に対して原子炉容器蓋４３が開閉可能となっている。原子炉容器本体４２は、上部が開口して下部が球面状に閉塞された円筒形状をなし、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を給排する入口ノズル４４及び出口ノズル４５が形成されている。そして、この原子炉容器蓋４３は、複数のスタッドボルト６５及び複数のナット６６により原子炉容器本体４２の上部に着脱自在に装着されている。
【００３５】
原子炉容器本体４２内にて、入口ノズル４４及び出口ノズル４５より下方に、円筒形状をなす炉心槽４６が原子炉容器本体４２の内面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽４６の上部に、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板４７が連結され、下部に、同じく円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心支持板４８が連結されている。つまり、炉心槽４６が原子炉容器４２に吊下げ支持されていて、下部炉心支持板４８が燃料の下部を支持する構造を形成している。また、炉心槽４６下部に溶接された下部炉心支持板４８に取付けられたラジアルキイ（図示略）は、原子炉容器本体４２の内面に対して溶接された複数のラジアルキサポート５２により位置決め保持されている。そして、原子炉容器本体４２内に、炉心槽４６の上方に位置して円筒胴付き円板形状をなす上部炉心支持板４９が配置され、原子炉容器本体４２及び原子炉容器蓋４３に固定されている。そして、この上部炉心支持板４９から複数の上部炉心支持柱５０を介して上部炉心板４７が連結されている。つまり、原子炉容器本体４２内に、上部炉心支持板が炉心槽４６の上方に位置し、この上部炉心支持板４９から複数の上部炉心支持柱５０が上部炉心板４７に連結され、燃料の上部を支持する構造を構成している。
【００３６】
炉心槽４６と上部炉心板４７と下部炉心支持板４８により炉心５３が支持されており、この炉心５３には、多数の燃料集合体５４が配置されている。この燃料集合体５４は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。そして、複数の制御棒５５は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ５６となり、燃料集合体５４内に挿入可能となっている。上部炉心支持板４９には、この上部炉心支持板４９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管５７が支持されており、制御棒クラスタ案内管５７の下端部が燃料集合体５４の上端に位置する制御棒クラスタ５６まで延出されている。
【００３７】
原子炉容器４１を構成する原子炉容器蓋４３の上部には、磁気式ジャッキの制御棒駆動装置５８が設けられており、原子炉容器蓋４３と一体をなすハウジング５９内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管５７は、上端部が制御棒クラスタが炉心から引抜かれた位置まで延出され、制御棒駆動装置５８に取付けられたサーマルスリーブ（図示略）下端まで延出され、この制御棒駆動装置５８から延出された制御棒クラスタ駆動軸６０が、制御棒クラスタ案内管５７内を通って燃料集合体５４の上端位置する制御棒クラスタ５６上端まで延出され、制御棒クラスタ５６を把持可能となっている。
【００３８】
この制御棒駆動装置５８の駆動軸６０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ５６に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸６０を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。
【００３９】
また、原子炉容器４１内にて、上部炉心支持板４９から上部炉心板４７、燃料集合体５４にかけて中性子束検出器の案内装置７１が配置されている。この中性子束検出器の案内装置７１は、中性子束検出器を原子炉容器蓋４３の計装用管台６７から炉心５３（燃料集合体５４）へ挿入するものであり、中性子束検出器は、ここでの中性子レベル及び分布（中性子束）を計測することができる。なお、中性子束検出器の案内装置７１については後述する。
【００４０】
従って、制御棒駆動装置５８により制御棒クラスタ駆動軸６０を移動して燃料集合体５４に制御棒５５を挿入することで、炉心５３内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器４１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル４５から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体５４を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を軽水で冷却する。また、中性子束検出器が検出する中性子束に基づいて制御棒５５を燃料集合体５４に挿入することで、炉心５３内で生成される中性子数を調整し、また、原子炉を緊急に停止するときには炉心５３に急速に挿入される。
【００４１】
また、原子炉容器４１内には、炉心５３に対して、その上方に出口ノズル４５に連通する上部プレナム６１が形成されると共に、下方に下部プレナム６２が形成されている。そして、原子炉容器４１と炉心槽４６との間に入口ノズル４４及び下部プレナム６２に連通するダウンカマー部６３が形成されている。従って、軽水は、４つの入口ノズル４４から原子炉容器本体４２内に流入し、ダウンカマー部６３を下向きに流れ落ちて下部プレナム６２に至り、この下部プレナム６２の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心板４８を通過した後、炉心５３に流入する。この炉心５３に流入した軽水は、炉心５３を構成する燃料集合体５４から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体５４を冷却する一方、高温となって上部炉心板４７を通過して上部プレナム６１まで上昇し、出口ノズル４５を通って排出される。
【００４２】
ここで、上述した中性子束検出器の案内装置７１について詳細に説明する。
【００４３】
中性子束検出器の案内装置７１において、図１乃至図３に示すように、上部炉心支持板４９は、原子炉容器本体４２内で水平支持される円盤形状をなす本体４９ａと、この本体４９ａの外周部から上方に延びる円筒胴部４９ｂと、この円筒胴部４９ｂの上端部から外側に拡径するフランジ部４９ｃとから構成されており、フランジ部４９ｃが原子炉容器本体４２の上端部に原子炉容器蓋４３によって固定されている。
【００４４】
支持柱７２は、円筒形状をなし、下端部が上部炉心支持板４９の本体４９ａ上に接するように立設され、上端部が原子炉容器蓋４３を貫通して計装用管台６７の外部まで延出されている。支持板７３は、上部炉心支持板４９の上方に鉛直方向に沿って配設され、水平方向における一端部が支持柱７２に支持され、水平方向における他端部が支持脚７４により支持されている。即ち、この支持板７３は、複数の制御棒クラスタ案内管５７の間に接触しないように所定隙間をもって配置され、支持板７３は支持柱７２及び支持脚７４により上部炉心支持板４９上に立設されている。
【００４５】
また、この支持板７３は、上端部が支持柱７２側から支持脚７４側に向けて下向き傾斜形状をなしている。即ち、支持板７３は、水平方向に沿った下辺部７３ａと、傾斜方向に沿った上辺部７３ｂと、鉛直方向に沿った長辺部７３ｃ及び短辺部７３ｄとからなる台形状をなしている。そして、支持板７３は、板形状をなす本体７４に対して上辺部７３ｂに、この本体７５の厚さよりも厚い厚肉部としてのリブ７５ａが設けられている。このリブ７５ａは、本体７５の一方の面に対して段差なく直線状に連続し、他方の面が傾斜部７５ｂにより段差をもって連続している。更に、支持板７３は、水平方向に貫通する複数の開口部７６，７７，７８，７９が設けられており、この支持板７３は、同様な幅を有する枠体として形成されている。
【００４６】
支持柱７２は、支持板７３の一端部側にて、この支持板７３における厚さ方向の一方側に所定間隔をもって配置され、２つのＵ字形状をなすブラケット８０により支持板７３に固定されている。支持脚７４は、支持板７３の他端部側にて、この支持板７３における厚さ方向の他方側に所定間隔をもって配置され、２つのＵ字形状をなすブラケット８１により支持板７３に固定されている。
【００４７】
この場合、図３に詳細に示すように、支持柱７２及び支持脚７４は、複数の制御棒クラスタ案内管５７と、その中心が水平方向に沿って直線状に位置するように配設されている。
【００４８】
また、支持板７３は、下面が、この支持板７３と上部炉心支持板４９の本体４９ａとの間に所定長さの隙間が設けられている。そして、支持板７３は、下辺部７３ａからこの所定隙間に向って下方に延びる複数個の支持片８２，８３，８４，８５，８６が一体に設けられている。この５つの支持片８２，８３，８４，８５，８６は、中性子束検出器の計測要求位置に配置されており、その長さはガイドシンブル９２の曲がり終わり部から所定の直線的な管部を必要に応じて設定するため、支持板７３の下面から上下長さが相違するような形状となっており、ガイドシンブル９２の固定金具を取付けるための開口部８２ａ，８３ａ，８４ａ，８５ａ，８６ａが形成されている。この場合、各支持片８２，８３，８４，８５，８６は、支持板７３における傾斜部７５ｂが形成された面側がこの支持板７３の下面から支持片長さが長くなるように接合されている。
【００４９】
一方、上部炉心支持板４９と上部炉心板４７との間にて、上部炉心支持柱５０内にシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１が設けられており、上端部が上部炉心支持板４９を貫通してこの上面に突出していて、ナットにより固定されている。この各ガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１は、支持板７３に設けられた各支持片８２，８３，８４，８５，８６の下方に対向して配置されている。なお、このガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１は、図示しないが、下端部が上部炉心板４７を貫通して炉心５３内に連通している。
【００５０】
ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６は、内部に図示しない中性子束検出器を挿通可能な内径を有し、原子炉容器４１の外部にある計装用管台６７のシール部に延出し、上部側が支持柱７２内にサポートピース（図示略）により支持されて収容され、下部側が支持柱７２の開口部７２ａから外部に延出され、支持板７３に沿って配設され、それぞれが上部炉心支持柱５０内に配設されたガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１内に挿入されている。
【００５１】
そして、このガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６は、支持柱７２とガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１との間で、支持板７３により支持されている。具体的に、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６は、支持柱７２の開口部７２ａから支持板７３の方向に所定角度で接近し、リブ７５ａより薄い支持板本体７５に沿って配設され、それぞれが対応するガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１の上端部まで、所定の湾曲形状をなして配索されている。この場合、支持柱７２から最も遠い案内管９１まで配索されるガイドシンブル９６は、支持板７３のリブ７５ａの下部近傍を配索される。
【００５２】
そして、このガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６は、各案内管８７，８８，８９，９０，９１の上方にて、支持片８２，８３，８４，８５，８６に支持ブロック９７，９８，９９，１００，１０１により個別に支持されている。この場合、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６は、支持片８２，８３，８４，８５，８６にて鉛直方向に沿った状態で支持されている。なお、支持ブロック９７，９８，９９，１００，１０１は、支持片８２，８３，８４，８５，８６の開口部８２ａ，８３ａ，８４ａ，８５ａ，８６ａに配置される。
【００５３】
このように本実施例の中性子束検出器の案内装置にあっては、原子炉容器本体４２の上部炉心支持板４９上に円筒形状をなす支持柱７２を立設する一方、上部炉心支持板４９と上部炉心板４７との間に複数のガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１を設け、支持柱７２内から上部炉心支持柱５０内のガイドシンブル案内管内８７，８８，８９，９０，９１まで複数のガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を延出し、一端部が支持柱７２に支持されて他端部が支持脚７４により上部炉心支持板４９の上方に立設された支持板７３によりガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を支持して構成し、支持板７３の上端部を支持柱７２側から支持脚７４側に向けて下向き傾斜形状としている。
【００５４】
従って、支持板７３は、一端部が支持柱７２により上部炉心支持板４９に支持され、他端部が支持脚７４により上部炉心支持板４９に支持され、上端部が支持柱７２側から支持脚７４側に向けて下向き傾斜形状をなしており、支持柱７２内からガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１内まで延出されるガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を効率的に支持することができると共に、原子炉容器４１内を流れる軽水（冷却材）から受ける流体力を低減することができる。即ち、支持板７３を理想的な形状、つまり、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６が配索される領域だけの形状とすることで、構造の簡素化を可能とすることができる。
【００５５】
また、本実施例の中性子束検出器の案内装置では、支持板７３を水平な下辺部７３ａと傾斜した上辺部７３ｂと鉛直方向に沿う長辺部７３ｃ及び短辺部７３ｄとからなる台形状としている。従って、支持板７３を台形状とすることで、軽量化を可能とすることができると共に、軽水から受ける流体力を低減することができ、また、接液面積を削減して、放射性物質の付着面積を最小として、支持柱７２及び支持脚７４による支持構造を簡素化することができる。支持板７３の中央部は剛性を確保するための範囲を残し切欠いて、軽量化、接液面積を削減している。
【００５６】
また、本実施例の中性子束検出器の案内装置では、支持板７３の上辺部７３ｂに沿って本体７５の厚さよりも厚いリブ（厚肉部）７５ａを設けている。従って、支持板７３の上辺部７３ｂにリブ７５ａを設けることで、支持板７３の曲げ剛性を補強し、支持板７３を薄くすることが可能となり軽量化を図ることができる一方で、剛性を上げてガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を適正に支持することができる。
【００５７】
また、本実施例の中性子束検出器の案内装置では、支持柱７２を支持板７３における厚さ方向の一方側に配置し、Ｕ字形状をなすブラケット８０により支持板７３に固定し、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を支持柱７２から支持板７３の本体７５に沿って延設している。従って、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を支持柱７２から支持板７３における薄板の本体７５に沿って延設することで、このガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６が周辺部材としての制御棒クラスタ案内管５７に干渉することなく、適正に支持することができる。
【００５８】
また、本実施例の中性子束検出器の案内装置では、支持板７３と上部炉心支持板４９との間に所定隙間を設け、この支持板７３の下辺部７３ａから所定隙間に延びる支持片８２，８３，８４，８５，８６を設け、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６をこの支持片８２，８３，８４，８５，８６に支持している。従って、支持柱７２とガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１との位置が水平方向にずれていることから、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６は支持柱７２とガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１との間で斜めに配置されることとなるが、このガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を支持板７３から下方に延びる支持片８２，８３，８４，８５，８６により支持することで、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を鉛直方向に沿って適正に支持することができる。
【００５９】
また、本実施例の中性子束検出器の案内装置では、支持柱７２の内部に５つのガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を収容し、この複数のガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６をそれぞれ各案内管８７，８８，８９，９０，９１の内部に延出すると共に、支持板７３に個別に支持している。従って、支持柱７２から配設される複数のガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６を支持板７３により各ガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１まで適正に支持することができる。
【００６０】
また、本実施例の中性子束検出器の案内装置では、支持板７３に水平方向に貫通する開口部７６，７７，７８，７９を設けている。従って、支持板７３に開口部７６，７７，７８，７９を設けることで、軽量化を可能とすることができると共に、軽水から受ける流体力を抑制することができ、また、接液面積を小さくすることができ、放射化される面積を小さくでき、支持柱７２及び支持脚７４による支持構造を簡素化することができる。
【００６１】
また、本実施例の中性子束検出器の案内装置では、支持板７３を複数の制御棒クラスタ案内管５７の間に配置している。従って、支持板７３を各制御棒クラスタ案内管５７の邪魔にならず、且つ、干渉しないように適正に配設することが可能となる。
【００６２】
なお、上述した実施例では、支持板７３を台形状としたが、この形状に限定されるものではなく、上端部（上辺部７３ｂ）が傾斜形状をなしていれば、三角形などどのような形状であってもよい。また、支持板７３の上辺部７３ｂに沿ってリブ７５ａを設けたが、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６の配索に対して邪魔にならない位置であれば、例えば、短辺部７３ｄに設けてもよい。また、支持板７３を支持柱７２と１つの支持脚７４により上部炉心支持板４９上に支持したが、支持脚を２つ以上としてもよく、支持板７３に対する支持柱７２と支持脚７４との位置関係も実施例に限定されるものではない。更に、ガイドシンブル９２，９３，９４，９５，９６やガイドシンブル案内管８７，８８，８９，９０，９１などの本数も実施例に限定されるものではない。
【符号の説明】
【００６３】
１１  原子炉格納容器
１２  加圧水型原子炉
１３  蒸気発生器
１７  蒸気タービン
２１  発電機
４１  原子炉容器
４２  原子炉容器本体（原子炉構造本体）
４３  原子炉容器蓋
４６  炉心槽
４７  上部炉心板
４９  上部炉心支持板
５０  計装用管台
５３  炉心
５４  燃料集合体
５５  制御棒
５７  制御棒クラスタ案内管
５８  制御棒駆動装置
５９  ハウジング
６７  上部炉心支持柱
７１  中性子束検出器の案内装置
７２  支持柱
７３  支持板
７４  支持脚
７５  本体
７５ａ  リブ
７６，７７，７８，７９  開口部
８２，８３，８４，８５，８６  支持片
８７，８８，８９，９０，９１  案内管
９２，９３，９４，９５，９６  ガイドシンブル
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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