(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
電源喪失等の非常時に原子炉内の水位を計測する方法において、
原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、芯線と、当該芯線外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シースと当該内シースの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シースとから成る電気的導体が３重のＭＩケーブルを、前記中性子検出器鞘管の上部まで延設し、
当該ＭＩケーブルの頂部で、芯線と外シースとを電気的に接続し、また、内シースと前記中性子検出器鞘管を電気的に接続し、原子炉の外側に伸びた前記中性子検出器鞘管の下端で前記芯線と内シースに、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器からのプラス、マイナスの各リード線を夫々接続し、
前記中性子検出器鞘管の長手方向に沿った外周に間隔をあけて多数の貫通孔を開け、かつ、前記中性子検出器鞘管の前記貫通孔より下方の下端部で、前記ＭＩケーブルの外周と中性子検出器鞘管の内周の間を塞ぐ隔壁を設け、
前記ＴＤＲ計測器からパルス波を流し、原子炉内の前記中性子検出器鞘管内の水面で反射して、前記ＴＤＲ計測器まで前記パルス波が戻る時間を計測して、当該時間により原子炉内の水位を計測することを特徴とする、非常時における原子炉の水位計測方法。
【請求項２】
原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、芯線と、当該芯線外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シースと当該内シースの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シースとから成る電気的導体が３重のＭＩケーブルを、前記中性子検出器鞘管の上部まで延設し、
当該ＭＩケーブルの頂部で、芯線と外シースとを電気的に接続し、また、内シースと前記中性子検出器鞘管を電気的に接続し、原子炉の外側に伸びた前記中性子検出器鞘管の下端で前記芯線と内シースに、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器からのプラス、マイナスの各リード線を夫々接続し、
前記中性子検出器鞘管の長手方向に沿った外周に間隔をあけて多数の貫通孔を開け、かつ、前記中性子検出器鞘管の前記貫通孔より下方の下端部で、前記ＭＩケーブルの外周と中性子検出器鞘管の内周の間を塞ぐ隔壁を設け、
前記ＴＤＲ計測器からパルス波を流し、原子炉内の前記中性子検出器鞘管内の水面で反射して、前記ＴＤＲ計測器まで前記パルス波が戻る時間を計測して、当該時間により原子炉内の水位を計測可能な構成としたことを特徴とする、非常時における原子炉の水位計測装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は、沸騰水型原子炉において、外部電源を喪失し、非常用電源も使用不可能となり、更に、海水冷却機能が失われるような非常時においても原子炉を安定した状態で長期間維持するため、原子炉の水位を測定する方法及びその装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉においては、何らかの原因により外部電源が喪失し、非常用電源も使用不可能となり、更に、海水冷却機能が失われた状況においては、原子炉施設の安全確保に必要な機器へ直流電源から電力を供給し、原子炉の緊急停止を行うとともに炉心を冷却して、原子力プラントを安全な状態に保つことが出来るように構成されている。
【０００３】
在来の原子力プラントは、プラントの通常運転時においては、図６に示すように、原子炉１で発生した蒸気は、主蒸気管２を介してタービン３に送られる。タービン３で仕事をした排気蒸気は復水器４で凝縮され復水となり、復水管を経て復水ポンプ５により昇圧され、給水加熱器６及び給水ヘッダ７を通って、最終的に原子炉１に戻るサイクルを構成している。なお、前記給水ヘッダ７から原子炉１への配管の途中には、給水止水弁２５及び２６が設けられている。
【０００４】
また、外部電源等を喪失した場合には、原子炉は自動停止し、原子炉１とタービン３を離隔する。そして、蒸気逃がし安全弁８にて蒸気圧力を圧力抑制室９に逃がして凝縮させるとともに、蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系のタービン１０にてポンプ１１を作動させ、前記圧力抑制室９又は復水貯蔵タンク１２の水を原子炉１に注水している。この状況は１０時間以上維持され、事故時には最長で３日間の運転が維持できた実績がある。
【０００５】
また、この原子炉１内の水位計測装置は、図７に示すように、原子炉１の気相部に凝集槽１５を介して接続され、原子炉格納容器２４を貫通して原子炉格納容器２４の外側に延在した基準圧力導管１６と、原子炉１の液相部に接続され、原子炉格納容器２４を貫通して原子炉格納容器２４の外側に延在した水位圧力導管１７と、原子炉格納容器２４の外側に配置され、原子炉１内の水位に対応する状態量として、基準圧力導管１６から導入された基準圧力と水位圧力導管１７から導入された水位圧力との差圧を測定する差圧計１８とを備えている。
【０００６】
前記凝縮槽１５は、原子炉格納容器２４の内側に配置されている。そして、原子炉１の気相部から凝縮槽１５に流入した蒸気が放熱して凝縮し、凝縮した水が凝縮槽１５及び基準圧力導管１６内に貯留されるようになっている。また、凝縮槽１５内の水面高さを一定に保つため、過剰な水が原子炉１に戻されるようになっている。
【０００７】
前記基準圧力導管１６から差圧計１８に導入される基準圧力は、凝縮槽１５内の水面高さによる液相の圧力（基準水頭）と、凝縮槽１５内の気相の圧力（言い換えれば、ほぼ原子炉１内の気相の圧力）との和である。一方、水位圧力導管１７から差圧計１８に導入される水位圧力は、原子炉１の水位に応じて変動する液相の圧力（水位水頭）と、原子炉１内の気相の圧力との和である。差圧計１８は、前述した基準圧力と水位圧力との差圧（すなわち、ほぼ基準水頭と水位水頭との差圧）を測定し、これに基づいた水位信号を図外の表示装置等へ出力する。これは特許文献１の従来例を示す図９にも記載されている。
【０００８】
前記図７や特許文献１に示す従来技術では、通常運転時であれば、凝縮槽１５内の水面高さによる基準水頭を一定に保つことが可能であり、原子炉１内の水位を正確に計測することが可能である。しかし、原子炉格納容器２４内の温度が通常運転時より上昇するとともに原子炉１内の水位が通常運転時より低下するような非常時には、例えば、凝縮槽１５内の水が蒸発して水面高さが変動し、基準水頭が変動する。そのため、水位の計測誤差が生じる。また、電源喪失時は前記凝縮槽１５はからだき状態となり、前記差圧計１８は作動せず、計測不能となる。
【０００９】
そこで、このような非常時を問わず、原子炉の水位を計測できる水位計測システムが開発されている。特許文献２はその例である。
【００１０】
特許文献２は、炉心の中性子束を監視する中性子検出器の保護管内に、炉心内水位計測装置及び炉心下部水位計測装置を設け、これらの水位計測装置は、発熱体と、当該発熱体の一部において周囲を囲って設置される断熱体と、発熱体の断熱体に囲まれた断熱部と断熱体に囲まれていない非断熱部との温度差を計測する計測部とを有し、炉心内及び炉心の下端部から原子炉の底部間瀬の水位を計測する前記水位計測装置と、前記温度差に基づいて原子炉の水位を評価する水位評価装置を備えたものである。
【００１１】
【特許文献１】特開平６−３３１７８４号公報
【特許文献２】特開２０１３−１０８９０５号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
しかしながら前記特許文献２のものは、非断熱部の周囲が冷却材である水の場合と、冷却部材でない空気の場合とで、断熱部との温度差に大小が生じる点を利用し、測定によって得られた温度差データと、予め保持する温度差データとを比較し、温度差計測装置の周囲が冷却材であるか否か、すなわち冷却材の水位が当該温度差計測装置より高いか、又は低いかで評価し、水位を監視する。
【００１３】
従って、中性子検出器の保護管内の発熱体の高さ方向に間隔をあけて計測部を設けるため、原子炉内の炉心から下までの大雑把な水位計測となる。これを避けるには複数本の前記保護管に水位計測装置を設けなければならない。また、この装置では、上述のように水である冷却材と空気との温度差の大きさを、予め保持した温度差データと比較し、温度差測定装置に対して水位が上か下かを判断するなど、複雑な構成となっている。
【００１４】
そこで、この発明は、これらの従来技術に鑑み、原子炉が外部電源を喪失し、非常用電源も使用不可能となり、更に、海水冷却機能が失われる等の非常時においても原子炉の水位を簡単かつ確実に計測できる方法及びその装置を提供するものである。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
請求項１の発明は、電源喪失等の非常時に原子炉内の水位を計測する方法において、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、芯線と、当該芯線外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シースと当該内シースの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シースとから成る電気的導体が３重のＭＩケーブルを、前記中性子検出器鞘管の上部まで延設し、当該ＭＩケーブルの頂部で、芯線と外シースとを電気的に接続し、また、内シースと前記中性子検出器鞘管を電気的に接続し、原子炉の外側に伸びた前記中性子検出器鞘管の下端で前記芯線と内シースに、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器からのプラス、マイナスの各リード線を夫々接続し、前記中性子検出器鞘管の長手方向に沿った外周に間隔をあけて多数の貫通孔を開け、かつ、前記中性子検出器鞘管の前記貫通孔より下方の下端部で、前記ＭＩケーブルの外周と中性子検出器鞘管の内周の間を塞ぐ隔壁を設け、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を流し、原子炉内の前記中性子検出器鞘管内の水面で反射して、前記ＴＤＲ計測器まで前記パルス波が戻る時間を計測して、当該時間により原子炉内の水位を計測する、非常時における原子炉の水位計測方法とした。
【００１６】
また、請求項２発明は、原子炉の底部を貫通して、炉心の上端の格子状の支持枠体まで伸びた中性子検出器鞘管内に、芯線と、当該芯線外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シースと当該内シースの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シースとから成る電気的導体が３重のＭＩケーブルを、前記中性子検出器鞘管の上部まで延設し、当該ＭＩケーブルの頂部で、芯線と外シースとを電気的に接続し、また、内シースと前記中性子検出器鞘管を電気的に接続し、原子炉の外側に伸びた前記中性子検出器鞘管の下端で前記芯線と内シースに、原子炉格納容器の外に設けたＴＤＲ計測器からのプラス、マイナスの各リード線を夫々接続し、前記中性子検出器鞘管の長手方向に沿った外周に間隔をあけて多数の貫通孔を開け、かつ、前記中性子検出器鞘管の前記貫通孔より下方の下端部で、前記ＭＩケーブルの外周と中性子検出器鞘管の内周の間を塞ぐ隔壁を設け、前記ＴＤＲ計測器からパルス波を流し、原子炉内の前記中性子検出器鞘管内の水面で反射して、前記ＴＤＲ計測器まで前記パルス波が戻る時間を計測して、当該時間により原子炉内の水位を計測可能な構成とした、非常時における原子炉の水位計測装置とした。
【発明の効果】
【００１７】
請求項１及び請求項２の各発明によれば、外部電源を喪失し、かつ非常用電源も使用不可能な状況でも、原子炉内に設けた中性子検出器鞘管内に設けた３重のＭＩケーブルにＴＤＲ計測器からパルス波を発信し、原子炉と水位を同じくした中性子検出器鞘管内の水面で反射し、当該反射波が戻るまでの時間を測定し、当該時間により原子炉内の水位を測定できる。また、上記ＭＩケーブルを挿入する中性子検出器鞘管は、元来中性子検出に用いられているが、多数原子炉に設けられており、予備のものがある。この発明では、その予備の中性子検出器鞘管を利用して水位計測するもので、特別な部材を用いるものではない。
【００１８】
また、ＴＤＲ計測器の発するパルス波は、中性子検出器鞘管内の水面で回路が短絡するため当該水面で反射して戻ることを利用するもので、構成がきわめて簡易でかつ確実に水位を計測できる。さらに、ＴＤＲ計測器を原子炉格納容器の外に設置し、そこから前記原子炉までリード線で接続すれば、安全な場所で、原子炉の水位を確認できる。しかも、これらの測定には原子炉設備の電源を用いず、離れた場所から電源をとることができ、非常時に適している。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】この発明の実施の形態例１の非常時における原子炉の水位計測装置の概略構成図である。
【図２】この発明の実施の形態例１の原子炉の水位計測装置の要部の拡大概略構成図であり、（ａ）図は原子炉の縦断面図、（ｂ）図は炉心の配置横断面図である。
【図３】この発明の実施の形態例１の原子炉の水位計測装置に用いる中性子検出器鞘管の拡大正面説明図である。
【図４】この発明の実施の形態例１の原子炉の水位計測装置に用いる中性子検出器鞘管の拡大横断面図である。
【図５】この発明の実施の形態例１の原子炉の水位計測方法の原理を示す原理図である。
【図６】従来の沸騰型原子炉の概略構成図である。
【図７】従来の沸騰型原子炉の水位計測装置を示す概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
この発明の実施の形態例１の原子炉水位計測方法に使用する装置を図について説明する。
【００２１】
図１及び図２において、原子炉１内の炉心２０の上下を支持する格子状の上部炉心格子２１と下部炉心格子２２の内に多数組の燃料集合体４８を収納しており、各組の燃料集合体４８の間に制御棒４９が挿入自在に配置されている。また、これらの各組の燃料集合体４８の間に、上部炉心格子２１に上端を支持させ、下端部が原子炉１の底部を貫通した中性子検出器鞘管２３ｂが設けられている。そして当該中性子検出器鞘管２３ｂは原子炉１の底部を貫通して原子炉１と一体となった筒状の中性子検出器ハウジング２３ａ内に挿通され、支持されている。この中性子検出器ハウジング２３ａ及び中性子検出器鞘管２３ｂは、図示は省略したが、炉型により１７〜４３本設けられている。このうち、空の中性子検出鞘管２３ｂが４本あり、この発明では、このうちの少なくとも１本を利用し、図３に示すように、当該中性子検出鞘管２３ｂに３重のＭＩケーブル２８が挿入されている。
【００２２】
この３重のＭＩケーブル２８は、芯線２８ａと、当該芯線２８ａの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の内シース２８ｂと、当該内シース２８ｂの外周を、絶縁材を介して被う円筒形状の外シース２８ｃとから成り、前記各芯線２８ａ、内シース２８ｂ、外シース２８ｃは導体から成る。そしてこのＭＩケーブル２８は、前記中性子検出鞘管２３ｂの下部から挿入されて上部まで伸び、上端で芯線２８ａと外シース２８ｃとが電気的に接続され、内シース２８ｂと前記中性子検出鞘管２３ｂとが電気的に接続されている。
【００２３】
また、前記中性子検出鞘管２３ｂの下端から突出した芯線２８ａ、内シース２８ｂは原子炉格納容器２４の外に設置されたＴＤＲ計測器（タイム・ドメイン・リフレクトメータ）２９から導出したリード線３０、３１と夫々電気的に接続されている。
【００２４】
また、前記中性子検出器鞘管２３ｂの長手方向に沿った外周には間隔をあけて多数の貫通孔３４が設けられている。これらの貫通孔３４により、当該中性子検出鞘管２３ｂ内に原子炉１内の水が入り、原子炉１の水位と同じ水位となっている。また、前記中性子検出器鞘管２３ｂの、前記貫通孔３４より下方の下端部で、前記ＭＩケーブル２８の外周と中性子検出器鞘管２３ｂの内周の間を塞ぐ隔壁３５が設けられている。
【００２５】
次にこの装置を用いて電源喪失等の非常時に水位を測定する方法について説明する。
【００２６】
前記ＴＤＲ計測器２９からパルス波を流すと、パルス波はリード線３０を経て芯線２８ａを通り、前記中性子検出器鞘管２３ｂの頂部で外シース２８ｃに流れ、中性子検出器鞘管２３ｂ内の水面で反射し、中性子検出器鞘管２３ｂの外壁を通って、頂部で中シース２８ｂに流れ、リード線３１を通って前記ＴＤＲ計測器２９に戻る。当該ＴＤＲ計測器２９では、パルス波を発してからその反射波が戻るまでの時間を測定し、当該時間から距離を算出し、原子炉１内の水位を計測する。
【符号の説明】
【００２７】
１      原子炉                  ２        主蒸気管
３      タービン                ４        復水器
５      復水ポンプ              ６        給水加熱器
７      給水ヘッダ              ８        蒸気逃がし安全弁
９      圧力抑制室              １０      蒸気タービン    
１１    ポンプ                  １２      復水貯蔵タンク
１３    計器                    １４      計装配管
１５    凝縮槽                  １６      基準圧力導管
１７    水位圧力導管            １８      差圧計
２０    炉心                    ２１      上部炉心格子
２２    下部炉心格子            ２３ａ    中性子検出器ハウジング
２３ｂ  中性子検出器鞘管
２４    原子炉格納容器          ２５      給水逆止弁
２６    給水逆止弁              ２８      ＭＩケーブル
２８ａ  芯線                    ２８ｂ    内シース
２８ｃ  外シース                ２９      ＴＤＲ計測器
３０    リード線                ３１      リード線
３２      逆止弁                ３４      貫通孔    
３５      隔壁                  ４８      燃料集合体
４９      制御棒
【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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【図７】
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