(57)【要約】      （修正有）【課題】原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置及び方法並びに原子炉の状態監視装置において、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができ、低コスト化及びメンテナンス性の向上を可能とする。【解決手段】原子炉容器６１の下部に連結される複数のコンジットチューブ及びシンブルチューブ８８と、シンブルチューブ８８を通して原子炉容器６１内に挿入可能な計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４の先端部に連結されて原子炉容器６１内に挿入可能な温度計測器１７１と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４を移動可能な駆動装置１０４とを設けている。【選択図】図１
2015190807.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉容器の下部に連結される案内チューブと、
前記案内チューブを通して前記原子炉容器内に挿入可能な計装器用ケーブルと、
前記計装器用ケーブルの先端部に連結されて前記案内チューブを通して前記原子炉容器内に挿入可能な温度計測器と、
前記計装器用ケーブルを移動可能な駆動装置と、
を有することを特徴とする原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置。
【請求項２】
前記温度計測器を収納可能な収納部と、前記温度計測器の移動先を前記案内チューブと前記収納部との間で切換える切換装置が設けられることを特徴とする請求項１に記載の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置。
【請求項３】
前記温度計測器の位置を検出する検出器が設けられることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置。
【請求項４】
前記案内チューブは、前記原子炉容器に水平方向の異なる位置に連結される複数個を有し、前記複数の案内チューブから前記計装器用ケーブルを挿入する前記案内チューブを選択するパス選択装置が設けられることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置。
【請求項５】
計装器用ケーブルを後退して温度計測器をデータ採取開始位置に待機させる工程と、
前記計装器用ケーブルを前進して前記温度計測器を案内チューブから原子炉内における下限停止位置に高速モードで移動する工程と、
前記計装器用ケーブルを前進して前記温度計測器を原子炉内における上限停止位置に低速モードで移動する工程と、
前記計装器用ケーブルを後退して前記温度計測器を前記下限停止位置に低速モードで移動しながら燃料集合体内部温度を計測する工程と、
前記計装器用ケーブルを後退して前記温度計測器を前記案内チューブから前記データ採取開始位置に移動する工程と、
を有することを特徴とする原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法。
【請求項６】
請求項１から請求項４の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置と、
前記駆動装置を制御すると共に前記温度計測器の計測データを受取る制御装置と、
を有することを特徴とする原子炉の状態監視装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉容器内に格納される核燃料の温度を計測する原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置及び方法、並びに、原子炉の状態監視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）を備える原子力発電プラントは、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】
このような原子力発電プラントは、加圧水型原子炉内の一次冷却材の温度を計測し、加圧水型原子炉の運転状態を監視している。炉内温度検出器は、原子炉容器蓋に設けられた挿入孔から原子炉容器内に挿入され、燃料集合体の上部（炉心出口部）の一次冷却材の温度を計測している。ところで、例えば、一次冷却材の喪失事故が発生した場合、炉内における一次冷却材の水位が低下することから、この炉内温度検出器は、一次冷却材、つまり、燃料の温度を精度良く計測することが困難となる。
【０００４】
原子炉内の一次冷却材の温度を計測するものとしては、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に記載された原子炉炉心状態を監視するための方法及び装置は、軸方向支柱複数の温度センサを固定し、各温度センサに通信コネクタを接続することで温度センサアレイを構成し、この温度センサアレイを原子炉の計装管内に配置している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２０１３−１４０１５０号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
上述した従来の原子炉炉心状態を監視するための方法及び装置にあっては、各温度センサが固定式であるため、原子炉内における多数の位置の温度を計測するときには、多数の温度センサが必要となり、部品コストが増大してしまう。また、温度センサが固定式であることから、一つの温度センサが故障すると、故障した複数の温度センサを取り出して交換しなければならす、メンテナンス性が良くないという問題がある。
【０００７】
本発明は、上述した課題を解決するものであり、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができ、低コスト化を可能とすると共にメンテナンス性の向上を可能とする原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置及び方法並びに原子炉の状態監視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】
【０００８】
上記の目的を達成するための本発明の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置は、原子炉容器の下部に連結される案内チューブと、前記案内チューブを通して前記原子炉容器内に挿入可能な計装器用ケーブルと、前記計装器用ケーブルの先端部に連結されて前記案内チューブを通して前記原子炉容器内に挿入可能な温度計測器と、前記計装器用ケーブルを移動可能な駆動装置と、を有することを特徴とするものである。
【０００９】
従って、駆動装置により計装器用ケーブルを移動し、温度計測器を案内チューブから原子炉容器内に挿入することで、この温度計測器を原子炉容器内の所定の位置に移動して燃料集合体内部温度を計測することができる。そのため、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができ、また、少ない温度計測器で燃料における複数個所の温度を計測することができ、低コスト化を可能とすることができ、更に、温度計測器を容易に交換することでメンテナンス性を向上することができる。
【００１０】
本発明の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置では、前記温度計測器を収納可能な収納部と、前記温度計測器の移動先を前記案内チューブと前記収納部との間で切換える切換装置が設けられることを特徴としている。
【００１１】
従って、切換装置により温度計測器の移動先を案内チューブと収納部との間で切換えることができ、不要なときは、温度計測器を収納部に収納することで、放射化を抑制して寿命を延長することができる。
【００１２】
本発明の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置では、前記温度計測器の位置を検出する検出器が設けられることを特徴としている。
【００１３】
従って、検出器により温度計測器の位置を検出しながら燃料集合体内部温度の計測を行うことで、広範囲の領域で高精度な燃料集合体内部温度計測を行うことができる。
【００１４】
本発明の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置では、前記案内チューブは、前記原子炉容器に水平方向の異なる位置に連結される複数個を有し、前記複数の案内チューブから前記計装器用ケーブルを挿入する前記案内チューブを選択するパス選択装置が設けられることを特徴としている。
【００１５】
従って、パス選択装置により計装器用ケーブルを挿入するための案内チューブを選択することで、計装器用ケーブルを異なる案内チューブに順に挿入していくことで、原子炉における複数の位置の燃料集合体内部温度を効率良く計測することができる。
【００１６】
また、本発明の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法は、計装器用ケーブルを後退して温度計測器をデータ採取開始位置に待機させる工程と、前記計装器用ケーブルを前進して前記温度計測器を案内チューブから原子炉内における下限停止位置に高速モードで移動する工程と、前記計装器用ケーブルを前進して前記温度計測器を原子炉内における上限停止位置に低速モードで移動する工程と、前記計装器用ケーブルを後退して前記温度計測器を前記下限停止位置に低速モードで移動しながら燃料集合体内部温度を計測する工程と、前記計装器用ケーブルを後退して前記温度計測器を前記案内チューブから前記データ採取開始位置に移動する工程と、を有することを特徴とするものである。
【００１７】
従って、温度計測器を低速モードで上限停止位置から下限停止位置まで移動するとき、この温度計測器により燃料集合体内部温度を計測するため、計装器用ケーブルの撓みなどによる計測位置誤差が発生することはなく、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができる。
【００１８】
また、本発明の原子炉の状態監視装置は、前記原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置と、前記駆動装置を制御すると共に前記温度計測器の計測データを受取る制御装置と、を有することを特徴とするものである。
【００１９】
従って、温度計測器により原子炉内の燃料集合体内部温度を計測することができ、高精度な燃料集合体内部温度計測を可能とし、また、一部の装置を兼用すると、装置の低コスト化を可能とすることができると共に、メンテナンス性を向上することができる。
【発明の効果】
【００２０】
本発明の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置及び方法並びに原子炉の状態監視装置によれば、計装器用ケーブルにより案内チューブを通して温度計測器を原子炉容器内に挿入可能とするので、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができ、また、低コスト化を可能とすることができると共に、メンテナンス性を向上することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】図１は、本実施形態の原子炉の状態監視装置を表す概略構成図である。
【図２】図２は、原子炉の状態監視装置における駆動装置を表す概略構成図である。
【図３】図３は、原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法を表すフローチャートである。
【図４】図４は、原子力発電プラントの概略構成図である。
【図５】図５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】
【００２２】
以下に添付図面を参照して、本発明に係る原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置及び方法並びに原子炉の状態監視装置の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。
【００２３】
図４は、原子力発電プラントの概略構成図、図５は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【００２４】
本実施形態の原子炉は、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。
【００２５】
本実施形態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４に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉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とは高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、高温側送給配管１４に加圧器１６が設けられ、低温側送給配管１５に一次冷却水ポンプ１７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。
【００２６】
従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸ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された状態で、高温側送給配管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、高温高圧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低温側送給配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。
【００２７】
蒸気発生器１３は、加熱された二次冷却水、つまり、蒸気を送給する配管３１を介して蒸気タービン３２と連結されており、この配管３１に主蒸気隔離弁３３が設けられている。蒸気タービン３２は、高圧タービン３４と低圧タービン３５を有すると共に、発電機（発電装置）３６が接続されている。また、高圧タービン３４と低圧タービン３５は、その間に湿分分離加熱器３７が設けられており、配管３１から分岐した冷却水分岐配管３８が湿分分離加熱器３７に連結される一方、高圧タービン３４と湿分分離加熱器３７は低温再熱管３９により連結され、湿分分離加熱器３７と低圧タービン３５は高温再熱管４０により連結されている。
【００２８】
更に、蒸気タービン３２の低圧タービン３５は、復水器４１を有しており、この復水器４１は、配管３１からバイパス弁４２を有するタービンバイパス配管４３が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管４４及び排水管４５が連結されている。この取水管４４は、循環水ポンプ４６を有し、排水管４５と共に他端部が海中に配置されている。
【００２９】
そして、この復水器４１は、配管４７が接続されており、復水ポンプ４８、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、復水ブースタポンプ５１、低圧給水加熱器５２が接続されている。また、配管４７は、脱気器５３が連結されると共に、主給水ポンプ５４、高圧給水加熱器５５、主給水制御弁５６が設けられている。
【００３０】
従って、蒸気発生器１３にて、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、配管３１を通して蒸気タービン３２（高圧タービン３４から低圧タービン３５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン３２を駆動して発電機３６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３４を駆動した後、湿分分離加熱器３７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３５を駆動する。そして、蒸気タービン３２を駆動した蒸気は、復水器４１で海水を用いて冷却されて復水となり、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、低圧給水加熱器５２、脱気器５３、高圧給水加熱器５５などを通して蒸気発生器１３に戻される。
【００３１】
このように構成された加圧水型原子炉１２において、図５に示すように、原子炉容器６１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６２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）６３により構成されており、この原子炉容器本体６２に対して原子炉容器蓋６３が複数のスタッドボルト６４及びナット６５により開閉可能に固定されている。
【００３２】
この原子炉容器本体６２は、原子炉容器蓋６３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が半球形状をなす下鏡６６により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体６２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）６７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）６８が形成されている。また、原子炉容器本体６２は、２ループのプラントの場合、入口ノズル６７及び出口ノズル６８とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。
【００３３】
原子炉容器本体６２は、内部にて、入口ノズル６７及び出口ノズル６８より上方に上部炉心支持板６９が固定される一方、下方の下鏡６６の近傍に位置して下部炉心支持板７０が支持されている。この上部炉心支持板６９及び下部炉心支持板７０は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板６９は、複数の炉心支持ロッド７１を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板７２が連結されている。
【００３４】
原子炉容器本体６２は、内部における入口ノズル６７及び出口ノズル６８より下方に、円筒形状をなす炉心槽７３が内壁面と所定の隙間をもって配置されている。この炉心槽７３は、上部に円板形状をなして多数の連通孔が形成された上部炉心板７２が連結され、下部に円板形状をなして多数の連通孔が形成された下部炉心板７４が連結されている。そして、この下部炉心板７４は、下部炉心支持板７０に支持されている。即ち、炉心槽７３は、原子炉容器本体６２の上部炉心支持板６９に吊り下げ支持されている。
【００３５】
また、炉心槽７３は、下部に連結された下部炉心支持板７０の外周面にラジアルキイ（図示略）が周方向に所定間隔で複数固定される一方、原子炉容器本体６２の内壁面にラジアルキサポート７５が方向に所定間隔で複数固定されている。そのため、炉心槽７３は、ラジアルキイを介して各ラジアルキサポート７５により原子炉容器本体６２に位置決め保持されている。
【００３６】
炉心は、上部炉心板７２と炉心槽７３と下部炉心板７４により区画された領域に多数の燃料集合体７６が配置されて構成されている。この燃料集合体７６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。また、炉心（燃料集合体７６）は、内部に多数の制御棒７７が配置されている。この多数の制御棒７７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ７８となり、燃料集合体７６内に挿入可能となっている。上部炉心支持板６９は、この上部炉心支持板６９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管７９が固定されており、各制御棒クラスタ案内管７９は、下端部が燃料集合体７６内の制御棒クラスタ７８まで延出されている。
【００３７】
原子炉容器６１を構成する原子炉容器蓋６３は、上部が半球形状をなして磁気式ジャッキの制御棒駆動装置８０が設けられており、原子炉容器蓋６３と一体をなすハウジング８１内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管７９は、上端部が制御棒駆動装置８０まで延出され、この制御棒駆動装置８０から延出されて制御棒クラスタ駆動軸８２が、制御棒クラスタ案内管７９内を通って燃料集合体７６まで延出され、制御棒クラスタ７８を保持可能となっている。
【００３８】
この制御棒駆動装置８０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ７８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置してなる制御棒クラスタ駆動軸８２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、原子炉容器本体６２は、下鏡６６を貫通する多数の計装管台８３が設けられ、この各計装管台８３は、炉内側の上端部に炉内計装案内管８４が連結される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ８５が連結されている。各炉内計装案内管８４は、上端部が下部炉心支持板７０に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板８６，８７が取付けられている。シンブルチューブ８８は、コンジットチューブ８５内から計装管台８３及び炉内計装案内管８４内を通し、下部炉心支持板７０及び下部炉心板７４を貫通して燃料集合体７６まで挿入可能となっている。
【００４０】
従って、制御棒駆動装置８０により制御棒クラスタ駆動軸８２を移動して燃料集合体７６から制御棒７７を所定量引き抜くことで、炉心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６１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６８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７６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、発生した熱を奪って冷却する。一方、制御棒７７を燃料集合体７６に挿入することで、炉心内で生成される中性子数を調整し、また、制御棒７７を燃料集合体７６に全て下部まで挿入することで、原子炉を緊急に停止することができる。
【００４１】
また、原子炉容器６１は、炉心に対して、その上方に出口ノズル６８に連通する上部プレナム８９が形成されると共に、下方に下部プレナム９０が形成されている。そして、原子炉容器６１と炉心槽７３との間に入口ノズル６７及び下部プレナム９０に連通するダウンカマー部９１が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル６７から原子炉容器本体６２内に流入し、ダウンカマー部９１を下向きに流れ落ちて下部プレナム９０に至り、この下部プレナム９０の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板７０及び下部炉心板７４を通過した後、炉心に流入する。この炉心に流入した軽水は、炉心を構成する燃料集合体７６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７６を冷却する一方、高温となって上部炉心板７２を通過して上部プレナム８９まで上昇し、出口ノズル６８を通って排出される。
【００４２】
このように構成された加圧水型原子炉１２は、中性子束検出器を有する中性子束検出装置を利用して燃料集合体内部温度を計測可能となっている。以下、本実施形態の原子炉の状態監視装置について詳細に説明する。
【００４３】
図１は、本実施形態の原子炉の状態監視装置を表す概略構成図、図２は、原子炉の状態監視装置における駆動装置を表す概略構成図、図３は、原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法を表すフローチャートである。
【００４４】
図１及び図２に示すように、原子炉の状態監視装置１００は、駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４と、切換装置１１１，１１２，１１３，１１４と、格納部１２１と、第１パス選択装置１３１，１３２，１３３，１３４と、第２パス選択装置１４１，１４２，１４３と、複数の案内チューブとしてのコンジットチューブ８５及びシンブルチューブ８８と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４と、各計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３の先端部に連結された中性子束検出器１６１，１６２，１６３と、計装器用ケーブル１５４の先端部に連結された温度計測器１７１を有している。
【００４５】
コンジットチューブ８５は、前述したように、一端部が原子炉容器６１の下部に連結され、他端部がシールテーブル２０１に連結されている。シンブルチューブ８８は、このコンジットチューブ８５内に挿通されている。計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４は、このシンブルチューブ８８内に移動自在に挿通されている。４つの駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４は、ほぼ同様の構成をなし、原子炉格納容器１１内のフレーム２０２上に設置され、それぞれ計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４を巻取り及び繰出し可能なドラム（図示略）を有している。各駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４は、案内ライン２１１，２１２，２１３，２１４を介して切換装置１１１，１１２，１１３，１１４が連結されている。
【００４６】
各案内ライン２１１，２１２，２１３，２１４に位置検出器２２１，２２２，２２３，２２４と、安全リミットスイッチ２３１，２３２，２３３，２３４と、引抜リミットスイッチ２４１，２４２，２４３，２４４が設けられている。
【００４７】
位置検出器２２１，２２２，２２３，２２４は、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４の巻取り量に基づいて原子炉容器６１内での中性子束検出器１６１，１６２，１６３や温度計測器１７１の位置を検出することができる。また、引抜リミットスイッチ２４１，２４２，２４３，２４４は、駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４が計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４を巻取ったとき、中性子束検出器１６１，１６２，１６３と温度計測器１７１の位置を検出することができる。安全リミットスイッチ２３１，２３２，２３３，２３４は、引抜リミットスイッチ２４１，２４２，２４３，２４４が故障したときに作動するものであり、機能は同様である。
【００４８】
各切換装置１１１，１１２，１１３，１１４は、案内ライン２５１ａ，２５２ａ，２５３ａ，２５４ａを介して選択ユニット２６１，２６２，２６３，２６４に連結されている。一方、各切換装置１１１，１１２，１１３，１１４のもう一方の出口は、案内ライン２５１ｂ，２５２ｂ，２５３ｂ，２５４ｂを介して格納部１２１に連結されている。切換装置１１１，１１２，１１３，１１４は、中性子束検出器１６１，１６２，１６３や温度計測器１７１の移動先をシンブルチューブ８８と格納部１２１との間で切換えことができる。
【００４９】
選択ユニット２６１，２６２，２６３，２６４は、案内ライン２７１，２７２，２７３，２７４を介して第１パス選択装置１３１，１３２，１３３，１３４に連結されている。第１パス選択装置１３１，１３２，１３３，１３４は、それぞれ３つの出力ポートを有している。第１パス選択装置１３１は、選択ライン２８１ａ，２８１ｂ，２８１ｃを介して選択ユニット２９１，２９２，２９３に連結されている。第１パス選択装置１３２は、選択ライン２８２ａ，２８２ｂ，２８２ｃを介して選択ユニット２９２，２９３，２９４に連結されている。第１パス選択装置１３３は、選択ライン２８３ａ，２８３ｂ，２８３ｃを介して選択ユニット２９１，２９３，２９４に連結されている。第１パス選択装置１３４は、選択ライン２８４ａ，２８４ｂ，２８４ｃを介して選択ユニット２９１，２９２，２９４に連結されている。
【００５０】
第１パス選択装置１３１，１３２，１３３，１３４は、中性子束検出器１６１，１６２，１６３や温度計測器１７１の移動先を各選択ユニット２９１，２９２，２９４の間で切換えることができる。この場合、第１パス選択装置１３１，１３２，１３３は、選択ライン２８１ａ，２８２ａ，２８３ａが通常ラインであり、選択ライン２８１ｂ，２８２ｂ，２８３ｂが緊急（バックアップ）ラインであり、選択ライン２８１ｃ，２８２ｃ，２８３ｃが較正ラインである。
【００５１】
選択ユニット２９１，２９２，２９４は、案内ライン３０１，３０２，３０４を介して第２パス選択装置１４１，１４２，１４３に連結されており、各案内ライン３０１，３０２，３０４に開閉弁３１１，３１２，３１４が設けられている。そして、第２パス選択装置１４１，１４２，１４３は、複数の案内ライン３２１，３２２，３０３，３２３を介してシールテーブル２０１に連結されている。また、第２選択ユニット２９３は、案内ライン３０３を介してシールテーブル２０１に連結され、案内ライン３０３に校正リミットスイッチ３４１と開閉弁３１３が設けられている。
【００５２】
第２パス選択装置１４１，１４２，１４３は、中性子束検出器１６１，１６２，１６３や温度計測器１７１の移動先を各案内ライン３２１，３２２，３２３の間で切換えることができる。また、第１パス選択装置１３１，１３２，１３３，１３４における選択ライン２８１ｃ，２８２ｃ，２８３ｃは、選択ユニット２９３を介して案内ライン３０３に連結されている。この系統ラインは、中性子束検出器１６１，１６２，１６３を校正するためのラインである。
【００５３】
なお、シールテーブル２０１を介して連結されるシンブルチューブ８８（コンジットチューブ８５）と案内ライン３２１，３２２，３２３は、同数となっている。
【００５４】
計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４は、基端部が駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４に支持されている。そして、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３は、先端部に中性子束検出器１６１，１６２，１６３が連結され、計装器用ケーブル１５４は、先端部に温度計測器１７１が連結されている。各計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３は、選択された各ラインにより中性子束検出器１６１，１６２，１６３を格納部１２１または原子炉容器６１内へ挿入可能となっている。また、各計装器用ケーブル１５４は、温度計測器１７１を格納部１２１または原子炉容器６１内へ挿入可能となっている。
【００５５】
ここで、先端部が温度計測器１７１に連結されてシンブルチューブ８８内に移動可能な本発明の第１計装器用ケーブルは、計装器用ケーブル１５４であり、この第１計装器用ケーブルを移動可能な第１駆動装置は、駆動装置１０４である。また、先端部が中性子束検出器１６１，１６２，１６３に連結されてシンブルチューブ８８内に移動可能な第２計装器用ケーブルは、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３であり、この第２計装器用ケーブルを移動可能な第２駆動装置は、駆動装置１０１，１０２，１０３である。
【００５６】
また、駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４は、原子炉格納容器１１の外部に設けられたモータコントローラ４０１に接続され、このモータコントローラ４０１は、制御装置４０２に接続されている。この制御装置４０２は、操作部４０３が接続されており、オペレータは、この操作部４０３を操作することで、制御装置４０２に操作指令を出力し、制御装置４０２は、モータコントローラ４０１に動作指令信号を出力し、モータコントローラ４０１は、駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４を駆動制御する。
【００５７】
駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４は、原子炉格納容器１１の外部に設けられた制御装置４０２に接続されている。この制御装置４０２は、温度計測器１７１が検出した燃料集合体内部温度と中性子束検出器１６１，１６２，１６３が検出した中性子出力が入力される。
【００５８】
また。原子炉容器６１は、原子炉容器蓋６３を通して温度検出器５０１が設けられている。この温度検出器５０１は、原子炉容器６１内の一次冷却材の温度を検出し、制御装置４０２に出力している。
【００５９】
ここで、本実施形態の原子炉の状態監視装置１００の作用について説明する。
【００６０】
本実施形態の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法は、図１に示すように、計装器用ケーブル１５４を後退して温度計測器１７１を格納部１２１からデータ採取開始位置Ａに待機させる工程と、計装器用ケーブル１５４を前進して温度計測器１７１をシンブルチューブ８８により原子炉容器６１の下部から内部に挿入して下限停止位置Ｂに高速モードで移動する工程と、計装器用ケーブル１５４を前進して温度計測器１７１を原子炉容器６１における上限停止位置Ｃに低速モードで移動する工程と、計装器用ケーブル１５４を後退して温度計測器１７１を下限停止位置Ｂに低速モードで移動しながら燃料集合体内部温度を計測する工程と、計装器用ケーブル１５４を後退して温度計測器１７１をシンブルチューブ８８からデータ採取開始位置Ａに移動する工程とを有している。
【００６１】
以下、原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法について詳細に説明する。図１及び図３に示すように、ステップＳ１１にて、制御装置４０２は、検出器としての温度計測器１７１を格納部１２１から引き抜くように後退移動し、データ採取開始位置Ａに待機させる。即ち、図３に示すように、温度計測器１７１は、放射化を防止するため、計装器用ケーブル１５４を介して格納部１２１に格納してある。そのため、原子炉容器６１内の燃料集合体内部温度を計測するとき、駆動装置１０４を駆動し、計装器用ケーブル１５４を巻き取ることで格納部１２１にある温度計測器１７１を後退移動する。このとき、引抜リミットスイッチ２４４が温度計測器１７１を検出すると、駆動装置１０４が停止し、引抜リミットスイッチ２４４と安全リミットスイッチ２３４の間のデータ採取開始位置Ａに温度計測器１７１を停止して待機させる。
【００６２】
図１及び図３に示すように、ステップＳ１２にて、制御装置４０２は、温度計測器１７１をデータ採取開始位置Ａから高速モードで前進移動し、原子炉容器６１内の下限停止位置Ｂで停止する。即ち、図２に示すように、駆動装置１０４を駆動し、計装器用ケーブル１５４を繰出すことでデータ採取開始位置Ａにある温度計測器１７１を前進移動する。このとき、温度計測器１７１は、切換装置１１４により案内ライン２５４ａを通って選択ユニット２６４に移動し、案内ライン２７４を通って第１パス選択装置１３４に移動する。そして、この第１パス選択装置１３４により、例えば、選択ライン２８４ａを通って選択ユニット２９１に移動し、案内ライン３０１を通って第２パス選択装置１４１に移動する。続いて、この第２パス選択装置１４１により所定のシンブルチューブ８８を通して原子炉容器６１内に下部から挿入される。その後、位置検出器２２４が計装器用ケーブル１５４の巻取り量に基づいて温度計測器１７１の位置を検出していることから、温度計測器１７１が下限停止位置Ｂに至ると、駆動装置１０４が停止し、この下限停止位置Ｂに温度計測器１７１が停止する。
【００６３】
図１から図３に示すように、ステップＳ１３にて、制御装置４０２は、温度計測器１７１を下限停止位置Ｂから低速モードで上昇し、上限停止位置Ｃで停止する。このとき、温度計測器１７１は、最大電流値をサーチする。即ち、駆動装置１０４を駆動し、計装器用ケーブル１５４を繰出すことで、下限停止位置Ｂにある温度計測器１７１を上昇する。そして、この温度計測器１７１が低速モードで上昇するとき、温度計測器１７１は、継続して電流値を計測し、最大電流値を記憶する。事前に、温度計測器１７１は、燃料集合体７６の閉塞した天井部に当接し、その位置から一定量下げた位置を上限停止位置Ｃに設定しておくことで、高精度に停止する。
【００６４】
図１から図３に示すように、ステップＳ１４にて、制御装置４０２は、温度計測器１７１を上限停止位置Ｃから低速モードで下降し、下限停止位置Ｂで停止する。このとき、温度計測器１７１は、最大電流値をカバーする電流レンジに設定し、所定の周期で所定（任意）の複数点のデータを採取する。即ち、駆動装置１０４を駆動し、計装器用ケーブル１５４を巻取ることで、上限停止位置Ｃにある温度計測器１７１を下降する。この温度計測器１７１が低速モードで下降するとき、温度計測器１７１は、継続して電流値を計測し、複数の異なる位置で燃料集合体内部温度を計測する。制御装置４０２は、温度計測器１７１が計測した燃料集合体内部温度のデータを受け取る。その後、位置検出器２２４が計装器用ケーブル１５４の巻取り量に基づいて温度計測器１７１の位置を検出していることから、温度計測器１７１が下限停止位置Ｃに至ると、駆動装置１０４が停止し、この下限停止位置Ｂに温度計測器１７１が停止する。
【００６５】
温度計測器１７１による燃料集合体内部温度の計測が完了したら、ステップＳ１５にて、温度計測器１７１を原子炉容器６１内の下限停止位置Ｂから高速モードで引き抜き、データ採取開始位置Ａで待機させる。即ち、駆動装置１０４を駆動し、計装器用ケーブル１５４を巻き取ることで下限停止位置Ｂにある温度計測器１７１を後退移動する。このとき、引抜リミットスイッチ２４４が温度計測器１７１を検出すると、駆動装置１０４が停止し、引抜リミットスイッチ２４４と安全リミットスイッチ２４４の間のデータ採取開始位置Ａに温度計測器１７１を停止して待機させる。
【００６６】
このようにして原子炉容器６１内における所定の１か所での燃料集合体内部温度を計測することができる。そのため、同様にして、原子炉容器６１の異なる位置に対して温度計測器１７１を挿入することで、別の１か所での燃料集合体内部温度を計測することができる。この場合、各パス選択装置１４１，１４２，１４３により案内ライン３２１，３２２，３０３，３２３を変更すればよい。従って、この作業を繰り返すことで、原子炉容器６１内における水平方向及び鉛直方向の全領域にわたって燃料集合体内部温度を計測することができる。
【００６７】
また、本実施形態の原子炉容器内の中性子束検出方法は、この原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法とほぼ同様であり、検出器が温度計測器１７１から中性子束検出器１６１，１６２，１６３に代わるだけである。
【００６８】
即ち、本実施形態の原子炉容器内の中性子束検出方法は、図１に示すように、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３を後退して中性子束検出器１６１，１６２，１６３を格納部１２１からデータ採取開始位置Ａに待機させる工程と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３を前進して中性子束検出器１６１，１６２，１６３をシンブルチューブ８８により原子炉容器６１の下部から内部に挿入して下限停止位置Ｂに高速モードで移動する工程と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３を前進して中性子束検出器１６１，１６２，１６３を原子炉容器６１における上限停止位置Ｃに低速モードで移動する工程と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３を後退して中性子束検出器１６１，１６２，１６３を下限停止位置Ｂに低速モードで移動しながら中性子束を検出する工程と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３を後退して中性子束検出器１６１，１６２，１６３をシンブルチューブ８８からデータ採取開始位置Ａに移動する工程とを有している。
【００６９】
なお、原子炉容器内の中性子束検出作業は、原子炉の出力運転中に定期的に行われるものであり、同時に、または、別途、原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測作業を行ってもよい。また、原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測作業は、一次冷却材の喪失事故時に行うことで、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができる。
【００７０】
このように本実施形態の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置にあっては、原子炉容器６１の下部に連結される複数のコンジットチューブ８５及びシンブルチューブ８８と、シンブルチューブ８８を通して原子炉容器６１内に挿入可能な計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４の先端部に連結されて原子炉容器６１内に挿入可能な温度計測器１７１と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４を移動可能な駆動装置１０４とを設けている。
【００７１】
従って、駆動装置１０４により計装器用ケーブル１５４を移動し、温度計測器１７１をシンブルチューブ８８から原子炉容器６１内に挿入することで、この温度計測器１７１を原子炉容器６１内の所定の位置に移動して燃料集合体内部温度を計測することができる。そのため、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができ、また、少ない温度計測器１７１で燃料における複数個所の温度を計測することができ、低コスト化を可能とすることができ、更に、温度計測器１７１を容易に交換することでメンテナンス性を向上することができる。
【００７２】
本実施形態の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置では、温度計測器１７１を収納可能な格納部１２１と、温度計測器１７１の移動先をシンブルチューブ８８と格納部１２１との間で切換える切換装置１１４を設けている。従って、切換装置１１４により温度計測器１７１の移動先をシンブルチューブ８８と格納部１２１との間で切換えることができ、不要なときは、温度計測器１７１を格納部１２１に収納することで、放射化を抑制して寿命を延長することができる。
【００７３】
本実施形態の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置では、温度計測器１７１の位置を検出する検出器２２４を設けている。従って、検出器２２４により温度計測器１７１の位置を検出しながら燃料集合体内部温度の計測を行うことで、広範囲の領域で高精度な燃料集合体内部温度計測を行うことができる。
【００７４】
本実施形態の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置では、複数のシンブルチューブ８８を原子炉容器６１に水平方向の異なる下部位置に挿入し、複数のシンブルチューブ８８の中から計装器用ケーブル１５４を挿入するシンブルチューブ８８を選択するパス選択装置１３４，１４３を設けている。従って、パス選択装置１４１，１４２，１４３により計装器用ケーブル１５４を挿入するためのシンブルチューブ８８を選択することで、計装器用ケーブル１５４を異なるコンジットチューブ８５に順に挿入していくことで、原子炉容器６１における複数の位置の燃料集合体内部温度を効率良く計測することができる。
【００７５】
また、本実施形態の原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測方法にあっては、計装器用ケーブル１５４を後退して温度計測器１７１を格納部１２１からデータ採取開始位置Ａに待機させる工程と、計装器用ケーブル１５４を前進して温度計測器１７１をシンブルチューブ８８により原子炉容器６１の下部から内部に挿入して下限停止位置Ｂに高速モードで移動する工程と、計装器用ケーブル１５４を前進して温度計測器１７１を原子炉容器６１における上限停止位置Ｃに低速モードで移動する工程と、計装器用ケーブル１５４を後退して温度計測器１７１を下限停止位置Ｂに低速モードで移動しながら燃料集合体内部温度を計測する工程と、計装器用ケーブル１５４を後退して温度計測器１７１をシンブルチューブ８８からデータ採取開始位置Ａに移動する工程とを有している。
【００７６】
従って、温度計測器１７１を低速モードで上限停止位置Ｃから下限停止位置Ｂまで移動するとき、この温度計測器１７１により燃料集合体内部温度を計測するため、計装器用ケーブル１５４の撓みなどによる計測位置誤差が発生することはなく、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができる。即ち、計装器用ケーブル１５４は、シンブルチューブ８８内を移動可能であるが、両者の間には移動のための隙間が設けられている。そのため、温度計測器１７１が原子炉容器６１内を上下に移動するとき、シンブルチューブ８８内で計装器用ケーブル１５４が撓み、計装器用ケーブル１５４とシンブルチューブ８８が相対移動する。そこで、原子炉容器６１内で温度計測器１７１が上昇し、燃料集合体７６の閉塞した天井部に当接した位置の若干下側を上限停止位置Ｃと規定する。ここで、計装器用ケーブル１５４は十分に撓んでいるため、温度計測器１７１を下降するとき、計装器用ケーブル１５４がシンブルチューブ８８の中で撓むことはなく、相対移動がない。その結果、温度計測器１７１を下降するときに燃料集合体内部温度を計測することで、計装器用ケーブル１５４の撓みなどによる計測位置誤差が発生することはなく、燃料集合体内部温度を高精度に計測することができる。
【００７７】
また、本実施形態の原子炉の状態監視装置にあっては、原子炉容器６１の下部に挿入されるシンブルチューブ８８と、シンブルチューブ８８を通して原子炉容器６１内に挿入可能な温度計測器１７１と、先端部が温度計測器１７１に連結されてシンブルチューブ８８内に移動可能な計装器用ケーブル１５４と、計装器用ケーブル１５４を移動可能な駆動装置１０４と、シンブルチューブ８８を通して原子炉容器６１内に挿入可能な中性子束検出器１６１，１６２，１６３と、先端部が中性子束検出器１６１，１６２，１６３に連結されてシンブルチューブ８８内に移動可能な計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３と、計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３を移動可能な駆動装置１０１，１０２，１０３と、シンブルチューブ８８に挿入する計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３を選択する各パス選択装置１３１，１３２，１３３，１３４，１４１，１４２，１４３と、各駆動装置１５１，１５２，１５３，１５４を制御すると共に温度計測器１７１の計測データ及び中性子束検出器の検出データを受取る制御装置４０２とを設けている。
【００７８】
従って、パス選択装置１３１，１３２，１３３，１３４，１４１，１４２，１４３によりシンブルチューブ８８に挿入する計装器用ケーブル１５１，１５２，１５３，１５４を選択することで、温度計測器１７１により原子炉容器６１内の燃料集合体内部温度を計測することができると共に、中性子束検出器１６１，１６２，１６３により原子炉容器６１の中性子束を検出することができ、高精度な燃料集合体内部温度計測と中性子束検出を可能とし、また、一部の装置を兼用することで、装置の低コスト化を可能とすることができると共に、メンテナンス性を向上することができる。
【００７９】
なお、上述した実施形態では、中性子束検出器１６１，１６２，１６３を３個、温度計測器１７１を１個設けて説明したが、この数に限定されることはなく、原子炉容器６１の大きさなどにより適宜設定すればよいものである。また、駆動装置１０１，１０２，１０３，１０４などを４つのユニットから構成したが、この数も限定されることものではなく、原子炉容器６１の大きさなどにより適宜設定すればよいものである。
【符号の説明】
【００８０】
６１  原子炉容器
６２  原子炉容器本体
６３  原子炉容器蓋
７３  炉心槽
７６  燃料集合体
８３  計装管台
８４  炉内計装案内管
８５  コンジットチューブ（案内チューブ）
８８  シンブルチューブ（案内チューブ）
１００  原子炉の状態監視装置
１０１，１０２，１０３  駆動装置（第２駆動装置）
１０４  駆動装置（第１駆動装置）
１１１，１１２，１１３，１１４  切換装置
１２１  格納部
１３１，１３２，１３３，１３４  第１パス選択装置
１４１，１４２，１４３  第２パス選択装置
１５１，１５２，１５３  計装器用ケーブル（第２計装器用ケーブル）
１５４  計装器用ケーブル（第１計装器用ケーブル）
１６１，１６２，１６３  中性子束検出器
１７１  温度計測器
【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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