"監視されたパラメータを照射環境40からの腐食性の低い環境116へ送信する方法であって、前記照射環境40の状態を示す前記パラメータを監視し、監視パラメータを表す信号を発生させるステップと、前記照射環境40により電流を発生させるステップと、前記電流により無線送信器138に給電するステップと、前記無線送信器138により前記信号を前記腐食性の低い環境116へ無線送信するステップと、より成ることを特徴とする、照射環境40から腐食性の低い環境116への監視されたパラメータの送信方法。前記電流発生ステップは自己給電型放射線検出器10により給電されることを特徴とする、請求項1に記載の方法。充電可能な電池132により前記無線送信器138に給電するステップと、前記照射環境40から電力を取り出す充電器10により前記充電可能な電池132を再充電するステップと、を含むことを特徴とする、請求項1に記載の方法。前記再充電ステップを実行する前記充電器は自己給電型放射線検出器10であることを特徴とする、請求項3に記載の方法。前記照射環境40は原子炉であり、前記無線送信器138及び前記充電器10は炉内計装シンブル集合体の一部であることを特徴とする、請求項4に記載の方法。設置された放射線環境40に反応して前記放射線環境の強度を表す電流を発生させる自己給電型放射線検出器集合体10と、前記電流に結合され、前記電流の少なくとも一部を腐食性の低い環境116へ無線送信する無線送信器138と、前記放射線環境40から電力を取り出す前記無線送信器に給電する電源134と、より成ることを特徴とする、炉内計装シンブル集合体16。前記自己給電型放射線検出器集合体10が前記電源に電力を供給する第1の自己給電型放射線検出器134を含むことを特徴とする、請求項6に記載の炉内計装シンブル集合体16。前記電源に電力を供給する前記第1の自己給電型放射線検出器134が、前記放射線環境40の前記強度を表す前記電流も発生させることを特徴とする、請求項7に記載の炉内計装シンブル集合体16。前記放射線環境40の前記強度を表す前記電流を発生させる第2の自己給電型放射線検出器10を含むことを特徴とする、請求項7に記載の炉内計装シンブル集合体16。前記電源が、前記無線送信器138に給電する充電可能な電池132と、前記照射環境40から電力を取り出す前記充電可能な電池132に接続された充電器134と、より成ることを特徴とする、請求項6に記載の炉内計装シンブル集合体16。前記充電器134は自己給電型放射線検出器10であることを特徴とする、請求項10に記載の炉内計装シンブル集合体16。運転中のプラントの既存の可動型炉内検出器システムに取って代わるためには、自己給電型検出器14及び熱電対18の信号の経路を指定するケーブル22を設置することが必要である。また、格納容器28から外部へ送信するために自己給電型検出器信号をデジタル化及び多重化することのできるハードウェア26及び32を設置し給電することも必要である。この設備は非常に高価であり、WINCISE商標システムの費用の約60に相当する。したがって、運転中のプラントにおける可動型炉内検出器システムに取って代わる改良された方法及び装置を提供するのが望ましい。また、ケーブルによる経路指定及び格納容器内部に配置する必要のある電子機器の多くを不要にする改良型システムを提供するのが望ましい。さらに、そのような改良型システムは、自己給電型で、実質的に保守が不要であるのが好ましい。本発明は、現在、可動型炉内検出器を固定型炉内検出器で置き換える場合の格納容器内ケーブル、電力設備、及び自己給電型検出器信号処理用電子機器に付随する出費の大部分を回避する装置及び方法を提供する。前述の目的を達成する本発明の方法は、照射環境の状態を示すパラメータを監視し、監視パラメータを表す信号を発生させる。パラメータの監視に当たり、この方法は、照射環境により電流を発生させ、その電流により無線送信器に給電する。無線送信器は次いで監視パラメータを示す信号を、好ましくは格納容器の外側の、腐食性の低い環境へと伝達する。一実施形態において、この方法は、充電可能な電池により無線送信器に給電するステップと、照射環境から電力を取り出す充電器により充電可能な電池を再充電するステップとを含む。望ましくは、再充電ステップを実行する充電器は、自己給電型放射線検出器である。一適用例において、照射環境は原子炉であり、無線送信器及び充電器は炉内計装シンブル集合体の一部である。本発明は、また、設置された放射線環境に反応して放射線環境の強度を表す電流を発生させる自己給電型放射線検出器集合体を有する炉内計装シンブル集合体も企図している。無線送信器は自己給電型放射線検出器により発生された電流に結合され、電流の少なくとも一部を腐食性の低い環境へと無線送信する。炉内計装シンブル集合体はさらに、放射線環境から電力を取り出す無線送信器に給電する電源を備える。好ましくは、自己給電型放射線検出器集合体は、電源に電力を供給する第1の自己給電型放射線検出器を含む。一実施形態において、この電源に電力を供給する第1の自己給電型放射線検出器は、放射線環境の強度を表す電流も発生させる。別の実施形態において、第2の自己給電型放射線検出器が放射線環境の強度を表す電流を発生させる。好ましくは、電源は無線送信器に給電する充電池により給電され、充電器は照射環境から電力を取り出す充電可能な電池に接続される。望ましくは、充電器は自己給電型放射線検出器である。本発明は、以下の好適な実施形態の説明を、添付の図面を参照しながら読むことにより、より良く理解することができる。加圧水で冷却される原子力発電システムの一次側は、二次側から隔離され且つ二次側と熱交換関係にあって有用エネルギーを発生させる閉回路を含む。一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心を囲む原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部容積、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これらの配管類は蒸気発生器およびポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器と接続する蒸気発生器、ポンプおよび配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。説明の目的で、図4は炉心44を包む蓋体42を備えたほぼ円筒形の原子炉圧力容器40を有する原子炉一次系を簡略化して示す。水のような液状原子炉冷却材がポンプ46によって容器40内へ圧入され、炉心44を通過する間に熱エネルギーが吸収され、一般に蒸気発生器と呼ぶ熱交換器48へ放出される。この蒸気発生器では、熱が、蒸気駆動タービン発電機のような利用回路図示しないへ転送される。次いで、原子炉冷却材はポンプ46へ還流することで一次ループが完成する。典型的には、複数の上述した蒸気ループが原子炉冷却材配管50を介して単一の原子炉容器40と接続する。原子炉の構成を図5に例示する。複数の、互いに平行で、垂直に延びる燃料集合体80から成る炉心44だけでなく、説明の目的で、その他の容器内部構造も下部炉心構造物52と、上部炉心構造物54とに区分することができる。従来設計では、下部炉心構造物の機能は炉心コンポーネントおよび計装物を支持し、整合させ、案内するとともに、容器内の流れ方向を決定することにある。上部炉心構造物54は燃料集合体80簡略化のため2つだけ図示するを拘束する、または燃料集合体の二次的拘束手段を提供するとともに、計装物および例えば、制御棒56のようなコンポーネントを支持し案内する。図5に例示する原子炉の場合、冷却材は1つまたは2つ以上の入口ノズル58から容器40に流入し、容器40と炉心槽60の間に画定される環状部を流下し、下部原子炉容器プレナム61において180°方向変換し、燃料集合体80が着座している下部支持板62および下部炉心板64を上向きに貫流し、集合体の中および周りを流動する。下部支持板62および下部炉心板64の代わりに、62と同じ位置に単一構造、即ち、下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心44を出た冷却材は上部炉心板66の下側に沿って流動し、複数の細孔68を通って上昇する。次いで、冷却材は1つまたは2つ以上の出口ノズル70に向かって上方および半径方向へ流動する。上部炉心構造物54は容器40または容器蓋体42から支持することが可能であり、上部支持集合体72を含む。荷重は主として複数の支柱74により上部支持集合体72と上部炉心板66の間で伝達される。各支柱は特定の燃料集合体80および上部炉心板66の細孔68の上方で一直線に延びている。駆動シャフト76及び中性子毒物棒のスパイダ集合体78を含み、直線的に移動可能な制御棒56は上部炉心構造物54を貫通する制御棒案内管79によって案内され、この制御棒と整列関係にある燃料集合体80内に進入する。図6は、一括して参照番号80を付した燃料集合体を上下方向に短縮した形で示す立面図である。燃料集合体80は加圧水型原子炉に用いられるタイプであり、下部ノズル82を下端に含む骨格構造を有する。下部ノズル82は、原子炉の炉心領域において下部炉心支持板64上に燃料集合体80を支持する。下部ノズル82に加えて、燃料集合体80の骨格構造は、上部ノズル84をその上端に含むとともに、多数の案内管又はシンブル86を含む。案内シンブルは、下部ノズル82と上部ノズル84との間で長手方向に延び、両端においてそれらに堅固に取り付けられている。燃料集合体80は更に、軸方向に離隔し案内シンブル86案内管とも呼ぶに取付けられた複数の横方向格子88と、格子88によって整然と横方向に離隔して支持された細長い燃料棒90の配列と含む。図6には示されないが、格子88は従来のように、卵箱パターンを形成するように相互に差し込まれた直交ストラップから成り、4つのストラップの隣接界面がほぼ方形の支持セルを画定する。燃料棒90は支持セルを貫き、横方向に離隔した関係で支持される、多くの従来設計において、支持セルを形成するストラップの対向壁にはばね及びディンプルが打抜き加工により形成されている。ばね及びディンプルは支持セルの内側へ半径方向に延びてそれらの間に燃料棒を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力をかけて燃料棒を定位置に保持する。更に、集合体80は、その中心に配置され、下部ノズル82と上部ノズル84との間を延びて、これらノズルに取付けられた計装管92を有する。このような部品の配置構成により、燃料集合体80は、集合体の部品を損傷することなく簡便に扱うことができる一体的な装置を形成する。上述したように、集合体80中に配列される燃料棒90は燃料集合体の全長に沿って離隔された格子88によって互いに離隔した関係に保持される。それぞれの燃料棒90は複数の原子燃料ペレット94を含み、その両端を上下の端栓96,98が閉鎖している。上部端栓96と積重ねたペレットの頂部との間にプレナムスプリング100が介在し、燃料ペレット94を積重ねた状態に維持する。核分裂性物質から成る燃料ペレット94は原子炉の反応エネルギーを発生するもとである。ペレットを囲む被覆は、核分裂副生成物が冷却材に入って原子炉系を汚染するのを防ぐバリアとして機能する。核分裂プロセスを制御するため、多数の制御棒56は燃料集合体80の所定位置に配置された案内シンブル86内を往復運動することができる。具体的には、上部ノズル84より上方に位置する棒クラスタ制御機構スパイダ集合体とも呼ぶ78が制御棒56を支持する。制御機構は雌ねじを有する円筒形ハブ部材102と複数の半径方向に延びる鉤又はアーム104を有し、制御棒56と共に図5に関して上述したスパイダ集合体78を形成する。各アーム104が制御棒56に相互接続されているため、制御棒機構78は制御棒を案内シンブル86内で上下方向に移動させるように動作可能である。制御棒ハブ102に結合された制御棒駆動シャフト76図5に示すの原動力により燃料集合体80の核分裂プロセスが制御されるが、これらは全て周知の態様で行われる。前述のように、軸方向出力分布をマッピングして、プラントが設計限界を超えないようにするために、多くの従来型プラントは、図7に示すような可動型炉内検出器を使用している。炉内マッピングシステムは、一般的に、プラントの大きさに応じて、4つ乃至6つの検出器/駆動集合体を備えており、これらは燃料集合体80内の計装管92内に延びる炉内中性子束シンブルの様々な組み合わせにアクセスできるように相互接続されている。シンブルの相互接続性能を獲得するために、各検出器には、それに付随して5経路及び10経路の回転式機械的移送装置が設けられている。炉心マップは、検出器を内部で移動させる特定のシンブルを、移送装置を介して、選択することにより作成される。図7は、可動型炉内放射線検出器を挿入するための基本的なシステムを示す。内部を可動型放射線検出器112が駆動される引き抜き自在のシンブル110は、概ね図示するような経路をとる。シンブル110は、原子炉容器40の底部からコンクリートの遮蔽領域114を介してシンブルシール台24へ上方に延びる導管118を介して原子炉の炉心44に挿入される。可動型検出器炉内中性子束シンブルは先原子炉端部で閉鎖されているので、内部は乾燥している。こうして、炉内中性子束シンブルは原子炉の水圧2500psig設計値と雰囲気との間の圧力障壁として機能する。引き抜き自在のシンブル110と導管118との間のメカニカルシールは、シール台116に設けられる。導管118は本質的に原子炉容器40の延長部であり、シンブル110が可動型炉内計装検出器112の挿入を可能にする。運転中、シンブル110は静止しており、燃料供給時又は保全作業時の減圧条件下でのみ引き抜かれる。可動型炉内検出器を挿入するための駆動システムは、図示するように、駆動装置120と、リミットスイッチ集合体122と、5経路回転式移送装置124と、10経路回転式移送装置126と、隔離弁128とを備える。各駆動装置は、中空の螺旋ラップ駆動ケーブルを、該ケーブルの先端に小型の可動型検出器112を取り付け、検出器の出力を伝達する小径同軸ケーブルを駆動ケーブルの終端まで螺旋ラップ駆動ケーブルの中空の中心を通した状態で、炉心内へ押し込む。検出器信号を制御室に転送する電子装置は、図3に示す、固定型炉内検出器システムについて先に説明した配置図に類似している。本発明のここに説明する手法の好適な実施形態によれば、可動型中性子束マッピング検出器システムを先に説明した固定型炉内検出器システムに置き換えた場合に必要となるであろう、格納容器内のケーブル、電力設備、及び検出器信号処理電子機器ハードウェアに付随する出費の大部分を不要にすることができる。好適な実施形態は、上述の、図2A,2B及び2Cに示すような、炉内計装シンブル集合体の電気コネクタ出力に取り付けられる小型の無線周波送信器を用いる必要がある。しかしながら、受信器を視線内に配置できるのであれば、赤外線送信器等の他の無線送信器をそれに適応する受信器とともに用いてもよいことが理解されなければならない。本発明に従って個別の自己給電型検出器信号アナログでもデジタルでもよいの測定及び送信に用いられる電気的ハードウェアは、設計により炉内計装シンブル集合体16と一体化するか、独立した装置として取り付け可能な、小型の環境保証済み容器内に収容される。信号送信用電気的ハードウェアの主要な電源は、図8の電源の例の一部として示す充電可能な電池132である。本発明の一実施形態によれば、電池132のチャージは、電源130内に含まれる専用の電源自己給電型検出器要素134が発生させる電力を使用することにより維持されるので、原子炉内の放射線は、電池132を充電状態に保つ、その装置にとっての究極の電源である。電源が自己給電式である検出器134は調整回路136を介して電池132に接続され、電池は続いて、図2A,2B及び2Cについて説明したように、炉心を監視する固定型炉内検出器から受信した信号を送信する信号送信回路138に接続される。あるいは、監視を行う検出器が発生する電力の或る特定の割合を、電池132を充電して信号送信回路138に電力を供給するために信号調整回路136に回すようにしてもよい。この後者の実施形態において、監視回路からの電力の残りを次いで送信回路138に送って、原子炉格納容器の外部の受信回路へ無線で送信するようにしてもよい。このようにして受信される監視信号は、信号送信回路138に電力を供給するために回された信号の強度を補償するよう較正されなければならないであろう。図8に示す電源の特定の設計は、自己給電型検出器の信号データを受信器に送信するのに必要な電力量だけに依存する。必要とされる電力量は、信号伝送距離及び特定の動作環境の無線周波数信号対雑音特性に依存する。概して、電源は、最長の寿命及び低い原子炉出力レベルでの発電能力を提供するために、周囲のガンマ放射線の量に基づいて電力を発生するよう設計されている。例えば、米国特許第5,745,538号に説明されているように、プラチナを用いた既存の自己給電型検出器の設計例は多数あり、一般的な用途において適切な性能を発揮する。図9は、本発明により構成された自己給電型の無線炉内検出器計装炉心出力分布測定システムの概略配置図を示す。図9に示す配置図は、格納容器の内部におけるシール台24の上方のケーブル配線が無線送信器138及び無線受信器116によって置き換えられており、格納容器内の電子機器26及び32がそれぞれ格納容器28の外部に配置されたSPD信号処理システム108及び炉心出口熱電対信号処理システム106によって置き換えられている点を除き、従来の炉内監視システムについて図3に示す配置図と一致している。他のすべての点において、両システムは同じである。したがって、本発明は、図2A,2B及び2Cに示す固定型炉内検出器による、図7に示す従来の可動型炉内検出器の置き換えを大幅に単純化する。本発明を特定の実施形態につき詳細に説明したが、当業者には、開示内容の全体的な教示に照らして、それらの詳細の種々の変形及び代替案を作成することができることがわかるであろう。したがって、開示されている特定の実施形態は、例示的であることを意図するだけで本発明の範囲を限定するものではなく、その範囲は添付の特許請求の範囲ならびにそのあらゆる均等物の全幅を与えられるべきである。"