JP2007212439A - 原子炉保護システム、原子炉用センサ、及び原子炉を監視する方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の炉心内の出力分布をリアルタイムに監視して原子炉をより高い出力レベルで安全に運転させることのできる原子炉保護システム、原子炉用センサ、及び原子炉を監視する方法を提供する。
【解決手段】原子炉保護システムは、ガンマ線センサ１６，１８，２０及び対応する中性子センサ２２，２４，２６，２８，３０，３２を有する炉心内計測器集合体１０を有する。ガンマ線センサ及び中性子センサはどちらも、炉心内の出力分布を直接監視して、ガンマ線センサは中性子センサの応答に関連する時間遅延を補償し、中性子センサは反応自体の他に反応の廃棄物によって生じるガンマ線に対するガンマ線センサの感度を補償する。
【選択図】図１

Description

［発明の分野］
本発明は、原子炉保護システム、原子炉用センサ、及び原子炉を監視する方法に関する。より具体的には、本発明は、原子炉の炉心内で生じる出力レベル及び三次元出力分布の連続的な監視を提供する。

［関連技術の説明］
原子炉は、複数の燃料集合体を有する炉心を備え、燃料集合体のそれぞれは、燃料棒の配列から構成されている。燃料棒は、ペレット形状の核分裂性物質を収容している。燃料棒は一般に、四方枠内に配列されて細長い燃料集合体を形成しており、各燃料集合体は通常、２００〜３００本の燃料棒を含んでいる。原子炉のほぼ円筒状の炉心は通常、約１００〜２００本のこれらの燃料集合体から形成されている。核分裂反応が進むにつれ、核分裂反応を受けている原子によって放出された中性子が他の原子内での核分裂反応に触媒作用を及ぼして、炉心内での発熱連鎖反応が維持される。この熱は、炉心全体を循環する冷媒によって吸収され、次いで、タービン内で利用されて電力を生成する。

炉心内での中性子密度は、連鎖反応全体を通して比較的一定のままであるように制御される。これは通常、制御棒を用いてなされ、制御棒は、この制御のために特別に設計された燃料集合体の開口から燃料集合体に挿入される平行な細長い複数の棒である。制御棒は、例えば、炭化ホウ素、ハフニウム、又は銀−インジウム−カドミウムのような、核分裂プロセスによって生成される中性子を吸収する材料から成る。通常、制御棒用の駆動システムは、４本の制御棒を同時に段階的に炉心に出し入れするように構成される。

いかなる原子炉においても、炉心全体にわたって生成された総出力及び出力分布を監視しなければならない。炉心の温度は、監視されて、燃料棒の被覆材によって決定される上限値内に維持されなければならない。さらに、冷媒に伝わる超過温度により、冷媒内での核沸騰の際に形成される気泡が、冷媒によって運び去ることができるよりも早く形成されてしまう。「核沸騰からの離脱（departure from nuclear boiling）」すなわち「ＤＮＢ」として知られるように、伝熱面に結果として形成される蒸気膜により、熱伝達が大きく妨げられることになる。

また、炉心内の局部出力密度（local power density）も監視されなければならない。局部出力密度が過度であると、センターラインで燃料溶解がもたらされる可能性があるため、燃料被覆材が損なわれることになりかねない。さらに、局部出力密度が過度であると、冷媒がなくなった場合に、燃料棒被覆材の温度が許容可能な限界値を超えてしまうであろう。最後に、炉心は、特定の原子炉を作動させる認可出力（licensed power）を超えないことを保証するために監視されなければならない。

原子炉の炉心を監視するいくつかの従来の方法が提案されている。例えば、特許文献１は、原子炉の活性領域に挿入可能な複数の中性子吸収プローブを開示している。これらのプローブの１つが活性領域の長さ全体にわたって延びている。残りのプローブは、順次短かくなる長さで延びている。プローブに接続されるケーブルが原子炉の活性領域の外側に配置されて、高スプリアス電流がプローブ内に発生しないようにしている。

特許文献２は、原子炉の出力分布を自動的に監視する方法を開示している。このシステムは、４つから６つの検出器／駆動部集合体を有している。検出器のそれぞれは、高速で炉心に向かって進み、次いで、低速で炉心の下部から上部に移動し、炉心の下部へ戻って元の位置に戻る。これらの移動可能なセンサの使用により、原子炉炉心における出力分布マップが与えられる。

特許文献３は、原子炉炉心における出力分布を連続的にオンライン監視する装置を開示している。この装置は、チャンネルセット内に配置されていると共に、炉心を横切る燃料集合体内に分布した炉心内検出器列を有している。各チャンネルは、炉心−広出力信号（core-wide power signal）を生成する信号プロセッサを有している。この装置は、パターン認識手法を用いて、選択された棒クラスタが不整合状態であると連続的に仮定し、このような不整合が実際の検出器応答と基準値との間の実際の部分偏差に対する近傍検出器の信号に与える部分的効果の最小自乗適合（a least squares fit）を得て、平均自乗誤差を評価することによって、どの棒クラスタが不整合状態にあるかを判定する。この平均自乗誤差が閾値よりも高い場合には、関連する棒クラスタは不整合状態にある。局部出力密度は、不整合状態の棒によって生じる効果を最初に取り除き、次いで、調整された偏差に対する適合関数（fitting function）を導き出すことによって計算される。絶対出力は、基準出力に、当該点における適合関数の値の小数値（fractional value）に１を加えた値と、棒の運動の局部的効果を考慮した係数とを乗ずることによって計算される。局部出力信号の何れかがトリップ基準（trip criteria）を超えている場合には、原子炉はトリップされる。ＸＹ平面のいずれかの平面内において局部出力がトリップ基準に接近する場合、この点における出力の点ベースでの軸方向分布（a point wise axial distribution of power）を発生して、局部出力が検出器レベル間の任意の点でトリップ基準を超えているかどうかを判定する。各検出器レベルにおいて指示されたＸＹ点における局部出力に対し適合関数が作成され、次いで適合関数のピーク値が見つけられる。好適な検出器は、自己給電型の白金ガンマ線検出器である。しかしながら、検出器は、外部給電型の核分裂室、又は自己給電型のロジウム若しくはバナジウム中性子検出器であってもよい。

特許文献４は、制御棒制御装置を開示している。この装置は、４つの制御棒の群を有し、制御棒の各群は、炉心の上方に、あるパターンで広がっている。炉心内の複数のセンサは、中性子吸収体とすることができ、炉心内に配置されている。炉心の各領域の局部出力密度は、そのセルに対する反応度の実効レベルと、近接する領域からの中性子の漏れ及び該領域への中性子の漏れと、領域内にある中性子−吸収体の量とに基づき、点運動計算から決定される。この情報は、制御棒駆動機構の電源を切断して炉心内に１つ又は複数の群の制御棒を降下するのに、部分的トリッププロセッサによって用いられる。この部分的トリップ機能は、給水ポンプ、すなわち原子炉冷媒ポンプのような部品が故障した場合に、プラントの稼動を保つ能力を提供する。

特許文献５は、複数の中性子束センサを開示しており、それぞれの中性子束センサは、複数のガンマ線束センサの１つと対を成すと共に、原子炉の炉心の軸方向領域全体にわたって分布している。各中性子束センサの読み取り値を、対となるガンマ線束センサの読み取り値と比較して、読み取り値間の差が所定の許容差内にあることを保証するようにする。次いで、対の読み取り値を用いて、中性子束センサの読み取り値及びガンマ線束センサの読み取り値のグレースケール画像を生成する。所定の許容差によって異なる中性子束センサとガンマ線束センサの数の差は、許容数以上集まる数に比べて、炉心内を不安定にする傾向を示唆する。

特許文献６は、バイメタル自己給電型の固定式炉内検出器を開示している。この検出器は、一方の端部から他の端部にかけて配列された白金検出器セグメントと、同じ長さを有し空間的に適合するバナジウム検出器セグメントとを備えている。バナジウム検出器セグメントは、白金検出器応答信号から、崩壊生成物のガンマ線束寄与分を除去するように、白金検出器信号を較正するのに用いられる。バナジウム検出器セグメントは、原子炉における中性子束変化に対し数分の遅延で応答し、白金検出器セグメントは、実質的に瞬時に応答するが、原子炉内の中性子束変化に起因しない大きな信号成分を含んでいる。各タイプの検出器を用いて炉心内の出力分布を直接計算する代わりに、バナジウム検出器からの信号に基づき白金検出器からの中性子束を計算することにより、２つの検出器タイプが一緒に用いられる。

特許文献７は、自己給電型の固定式炉心内検出器を開示している。この検出器は、活性燃料領域の長さに延びるバナジウム素子を有する。いくつかのガンマ線感受性発光素子（gamma sensitive emitter elements）の長さを増加することにより、中性子感受性発光体（neutron sensitive emitter）の全長との重なりが段階的に増加する。好ましくは、ガンマ線感受性発光素子は白金であるが、ジルコニウム素子、セリウム素子、タンタル素子、又はオスミウム素子であってもよい。炉心の軸方向領域のそれぞれに関与する中性子感受性発光素子（neutron sensitive emitter elements）によって生成される全長の信号の一部が、ガンマ線感受性発光素子によって生成される割り当て信号（apportioning signals）の比から決定される。割り当て信号の比を用いることによって、核分裂生成物に起因する遅発ガンマ線放射（delayed gamma radiation）の影響の大部分がなくなる。したがって、この特許は、出力レベルを決定するバナジウム信号と、原子炉全体にわたる出力を割り当てるために決定する白金信号とに依存している。

特許文献８は、デジタルプラント防護システムを開示している。

特許文献９は、原子炉保護システムを開示している。このシステムは、炉心内バナジウム中性子検出器とともに、白金から成る炉心内ガンマ線検出器を備えている。炉心入口温度、並びに冷媒の流量及び圧力も測定される。これらの検出器からの信号により、白金から成る炉心内ガンマ線検出器から直接導かれる三次元原子炉出力分布が測定される。特許文献７に記載されているように、白金信号は、単一のバナジウム信号を用いて分析及び較正される。

米国特許第３，７８０，２９２号明細書 米国特許第３，９３２，２１１号明細書 米国特許第４，６３７，９１０号明細書 米国特許第４，７１７，５２８号明細書 米国特許第５，２２５，１４９号明細書 米国特許第５，２５１，２４２号明細書 米国特許第５，７４５，５３８号明細書 米国特許第６，０４９，５７８号明細書 米国特許第６，０６１，４１２号明細書

しかしながら、上述した参照文献のいずれも、主としてガンマ線感受性の炉心内検出器を直接用いて、炉心内の出力レベル及び三次元出力分布並びにＤＮＢを直接リアルタイムに監視する手段を提供していない。炉心外検出器として現在用いられているイオン室は、原子炉炉心の縁部に最も近い燃料集合体以外の任意の燃料集合体からの出力分布を検知できないことにより、炉心出力分布を正確に測定する能力を制限されてしまうため、その主要な機能は、原子炉の総出力レベルを決定することである。反応が進むにつれ、出力は原子炉の下部に移行することになる。さらに、制御棒が挿入されると、原子炉の中心部分の出力が減ることになるため、それに対応して縁部の出力が多くなる。原子炉出力レベルを決定するための炉心外検出器の使用によりもたらされる不確実性は、結果として、より正確な連続的な出力レベルの測定により達成することができるよりも出力レベルが２５％低い原子炉を認めなくてはならないことになる。したがって、原子炉の炉心内の出力分布を連続的に決定する単純でより正確な手段が必要とされている。

この発明はこのような問題点を解決するためになされたもので、ガンマ線センサと１つ又は複数の中性子センサとで１対１の対応を有する原子炉保護システムを提供することを目的とする。尚、各中性子センサは、関連するガンマ線センサと同じ場所にある。

本発明の別の目的は、炉心内の出力レベル及び出力分布を炉心内でリアルタイムに監視することを含む原子炉保護システムを提供することである。

本発明のさらなる目的は、ガンマ線感受性のガンマ線センサ及び中性子感受性の中性子センサを用いてそれらが互いに較正し合うことで、中性子センサの時間遅延誤差、及び原子炉の廃棄物によって生じるガンマ線に起因するガンマ線センサの誤差をなくす原子炉保護システムを提供することである。

本発明の別の目的は、個々のセンサ、炉心内計測器集合体（in-core instrument assembly）、又は原子炉保護モジュールが故障しても原子炉保護システムが機能しなくなることのないように、余剰能力を有する原子炉保護システムを提供することである。

本発明のさらなる態様は、現在の既存の原子炉保護システムに後付するのに用いることのできる、原子炉保護用の炉心内のセンサを提供することである。

［発明の概要］
本発明は、炉心内にガンマ線センサ及び中性子センサを有する原子炉保護システムを提供する。ガンマ線センサ及び中性子センサの一部又はすべての位置及び長さは、炉心内計測器集合体の内側の複数の軸方向位置で互いに直接対応し、各炉心内計測器集合体の、炉心内の各検出器集合体（detector assembly）の位置で、各ガンマ線センサと中性子センサの１つとの間で直接重なり合う。本発明は、ガンマ線センサから連続的に得られる情報を用いて、原子炉内における出力分布及び出力レベルを計算する。原子炉の出力レベル及び出力分布を局部出力密度及びＤＮＢの限界値内に維持するために、出力レベル及び出力分布の情報を用いて、原子炉を即座に停止（トリップ）させる必要があるかどうかを決定することによって、原子炉の損傷を連続的に保護する。

ガンマ線センサはそれぞれ、光電すなわちコンプトン電子錯乱機構を介してガンマ線に応答する検知素子、例えば、白金又はコバルトを有する。中性子センサはそれぞれ、中性子感受性物質、例えばバナジウムから成る中性子感受性素子を有する。検知素子は、保護材に封入してもよく、好ましい保護材は金属に封入された酸化アルミナである。各センサはさらに、ガンマ線又は中性子への曝露に起因する電気信号を伝達する電気接続部を有する。

ガンマ線センサ及び中性子センサは、炉心内計測器集合体内に収容されており、炉心全体にわたって様々な場所に配置されている。各炉心内計測器集合体は、例えば、ガンマ線センサごとに２つの中性子センサの割合で、ガンマ線センサ及び中性子センサを有してもよい。炉心内計測器集合体の好適な実施形態の１つでは、６つの中性子センサ及び３つのガンマ線センサを有している。

各種センサの検知素子によって生成される電気信号は、複数の原子炉保護モジュールに供給される。これらのモジュールは、予測ノード出力分布（predicted nodal power distribution）及び中性子センサのそれぞれの対応する予測信号を生成する。原子炉保護モジュールはまた、現測定出力レベル（current measured power level）、平均冷媒入口温度及び平均冷媒出口温度、制御バンク要求位置（control bank demand position）、原子炉冷媒ポンプ速度、原子炉冷媒システム圧力、及び原子炉運転履歴情報を考慮してもよい。次いで、原子炉保護モジュールは、測定中性子センサ信号と予測中性子センサ信号との比を決定し、これらの比を用いて、高度なノード炉心出力分布予測方法（advanced nodal core power distribution prediction methodology）を使用して生成された予測ノード出力分布を調整する。次に、原子炉保護モジュールは、調整されたノード出力分布から詳細な三次元出力分布を生成して、キロワット／フィート単位の最大局部出力分布に関する情報、及び炉心内での核沸騰からの離脱（ＤＮＢ）に向かうすべての傾向に関する情報を得る。第１の時間間隔ごと、例えば、１秒ごと、場合によっては数ミリ秒ごとに、ガンマ線センサによって生成された信号が測定され、現ガンマ線センサ信号（current gamma ray detector signals）と対応する基準値との比が計算される。基準出力分布は、これらの比に基づいて調整される。第２の時間間隔ごと、例えば１５分ごとに、予測ノード出力分布及び中性子センサの対応する予測信号が再び計算され、予測ノード出力分布が、測定中性子センサ信号と予測中性子センサ信号との比に基づいて再び調整される。

かかるシステムの成果は、ガンマ線センサ及び中性子センサが本質的に互いに較正し合うことである。ガンマ線センサは瞬時にガンマ線に応答する。しかしながら、原子炉内のガンマ線は、核分裂反応によってだけでなく、核分裂反応により生じた廃棄物によっても生成され、この廃棄物は炉心内に残存している。したがって、ガンマ線センサが較正されないと、反応が進むにつれ廃棄物の生成が増大するため、ガンマ線センサの精度が下がることになる。逆に、炉心内の中性子は反応によってしか生成されないため、中性子センサはこのような不都合は被らない。しかしながら、中性子センサは、中性子によって影響を受けても即座に応答しない。そのため、ガンマ線センサ及び中性子センサの双方を用いて炉心内の出力レベル及び出力分布を直接測定することによって、精度の高い連続的な出力分布の測定を達成することができる。

本発明のいくつかの好適な実施の形態によれば、炉心内の予測出力分布を監視する４つの別個の原子炉保護モジュールを提供することができる。これらの４つの原子炉保護モジュールのうちの任意の２つが過度の出力又は核沸騰からの離脱を示す信号を生成する場合、原子炉保護作動モジュールにより原子炉をトリップさせることができる。

本発明のこれらの目的及び他の目的は、以下の説明及び図面からさらに明らかとなるであろう。尚、図面全体を通して、同様の参照符号は同様の符号を示す。

［好適な実施形態の詳細な説明］
本発明は、ガンマ線センサ及び中性子センサの双方が炉心内の出力分布のリアルタイムな監視を行う炉心内計測器集合体を備える原子炉保護システムを提供する。

図１を参照すると、炉心内計測器集合体１０は、図２において断面図で示されている炉心内領域１１と、電子機器領域１３とを備えている。炉心内計測器集合体１０の炉心内領域１１は、ハウジング１２と中心棒１４とを備えている。各種センサがハウジング１２内に配置され、中心棒１４を取り囲んでいる。図１、図２に示すセンサは、ガンマ線センサ１６，１８，２０、中性子センサ２２，２４，２６，２８，３０，３２、及び炉心出口の熱電対３４である。これらのセンサ１６〜３４は、炉心内計測器集合体１０の上部内に配置され、炉心内計測器集合体１０内を長手方向に延びている。

図５を参照すると、ガンマ線センサの１つが示されている。ガンマ線センサ３６は、その中心に、検知素子３８を備えている。検知素子３８は、白金又はコバルトのいずれかであることが好ましい。導電体４０が検知素子３８の一端から延びている。検知素子３８及び導電体４０はエポキシ４２に封入されており、このエポキシ４２自体は、壁４６及びエンドキャップ４８を有する金属ハウジング４４に取り囲まれている。同様に、中性子センサ５０が図６に示されている。中性子センサ５０は検知素子５２を有し、この検知素子５２は好ましくはバナジウムである。導電体５４が検知素子５２の一端から延びている。検知素子５２及び導電体５４はエポキシ５６内に封入されている。エポキシ５６自体は、壁６０及びエンドキャップ６２を有する金属ハウジング５８内に封入されている。

再び図１を参照すると、ガンマ線センサ１６，１８，２０及び中性子センサ２２，２４，２６，２８，３０，３２が異なる長さで設けられて、異なるセンサが炉心の異なる部分内の出力を監視することができるようになっている。図示の実施形態では、ガンマ線センサ１６は中性子センサ２４とほぼ同じ長さを有し、ガンマ線センサ１８は中性子センサ２８とほぼ同じ長さを有し、ガンマ線センサ２０は中性子センサ３２とほぼ同じ長さを有している。中性子センサ２６，３０は中間の長さで設けられ、中性子センサ２２は最短の長さで設けられている。したがって、炉心内計測器集合体１０の作動領域６４内を延びるガンマ線センサ２０及び中性子センサ３２は、中性子センサ３０とともに、炉心の上部付近の出力分布を監視する。ガンマ線センサ１８は、中性子センサ２６，２８とともに、炉心の中心部分における出力分布を監視する。同様に、ガンマ線センサ１６は、中性子センサ２２，２４とともに、炉心の下部領域内の出力分布を監視する。

図７に示されるように、作動領域６４の上端６６は、壁７０及び銃弾型先端部７２を有するハウジング１２を備えている。中心棒１４は、実質的に銃弾型先端部７２に向かって延びている。図示の例においてガンマ線センサ又は中性子センサであってもよい熱電対３４及びセンサ７４もまた、上端６６内へ延びている。強化線材７６が、熱電対３４の上端７８及びセンサ７４の上端８０から実質的に銃弾型先端部７２に延びている。

再び図１を参照すると、炉心内計測器集合体１０は、使用の際に炉心の下方に配置されることになる電子機器領域１３を備えている。ガンマ線センサが生成する信号のための導電体は、コネクタ８４で終端している可撓性ホース８２内に配置された線材によって担持されている。図３を参照すると、コネクタ８４はコネクタピン８６，８８，９０を有し、コネクタピン８６，８８，９０はそれぞれ、ガンマ線センサ１６，１８，２０によって生成された信号を搬送する。コネクタ８４はまた、スペアピン９２を有している。再び図１を参照すると、コネクタ９６で終端している可撓性ホース９４は、中性子センサによって生成された電気信号を搬送する。図４を参照すると、コネクタ９６は、中性子センサ２２，２４，２６，２８，３０，３２それぞれからの信号を搬送するピン９８，１００，１０２，１０４，１０６，１０８を有している。コネクタ９６はまた、熱電対３４からの信号を搬送するピン１１０，１１２を有している。最後に、コネクタ９６は、共通のピン１１４を有してもよい。

使用の際、炉心内計測器集合体１０は燃料集合体の底部から挿入される。コネクタ８４，９６は、以下に記載するように、各センサによって生成された信号を処理するための適当なマイクロプロセッサに接続される。炉心内計測器集合体１０の構造は、ハウジング１２が燃料集合体内の現在利用可能なルテニウムセンサの位置内に適合するように構成されるようになっており、コネクタ８４，９６は、ルテニウム監視センサとともに使用するように設計された現在用いられている炉心内監視システムに接続するように構成されている。そのため、原子炉のオペレーターは、監視システム及び保護システムを本発明の各段階のうちの１つに向上させるために、初めにセンサを購入し、そのセンサを監視のみに使用し、次いで、原子炉保護システムの残りを購入することを選択してもよい。

図８を参照すると、炉心保護計算システム１１６が示されている。信号が原子炉１１８内のセンサからブレークアウト分岐点（breakout junction）１２０に送信されると、各信号が４つの別個の保護チャンネルに送られる。４つの保護チャンネルのそれぞれが炉心内のセンサ総数の４分の１から信号を受け取る。ここで、４つの保護チャンネルのそれぞれについてのセンサは、炉心全体にわたって分布するように配置される。したがって、１つ又は複数の保護チャンネルが故障したとしても、残りの保護チャンネルによって炉心全体が監視される。各保護チャンネルは、保護チャンネル１２２，１２４，１２６，１２８それぞれから始まり、信号がアナログ電流信号からデジタル値に変換され、次いで、このデジタル値が、保護チャンネル１２２，１２４，１２６，１２８のそれぞれから４つの異なる保護システムデータハイウェイ１３０，１３２，１３４，１３６に送信される。次いで、信号はそれぞれ、４つのノードソリューション計算機モデル１３８，１４０，１４２，１４４に送信される。

各ノードソリューション計算機モデルは、現測定出力レベル、平均冷媒入口温度及び平均冷媒出口温度、制御バンク要求位置、及び原子炉運転履歴情報に基づいて、より長い時間間隔、例えば１５分で、予測ノード出力分布及び中性子センサの対応する予測信号を生成する。原子炉によって生成された総出力は、炉心出口及び炉心入口間の冷媒温度の差及び冷媒が原子炉内を流れる速度に基づいて計算してもよい。公知の熱力学的原理によれば、冷媒のエンタルピー変化の速度は、冷媒の流量と冷媒の比熱とを掛け算した、炉心内を流れるのにかかる時間に関する冷媒の温度変化に等しい。反応により生じたエネルギーの形態は熱であり、この熱が冷媒によって運び去られるため、冷媒のエンタルピー変化は、実質的に炉心内で生じるエネルギーに等しい。

炉心の既知の総出力を用いて、炉心内の出力分布は、中性子センサが受け取った信号に基づいて計算してもよい。図示の実施形態では、炉心内計測器集合体１０は、長さがそれぞれ異なる６つの中性子センサを有して、中性子センサが６つの軸方向領域にわたる出力分布を測定するようになっており、これら６つの軸方向領域は、説明の便宜を図るため、ここでは領域１〜６で示し、領域１は炉心の底面にあり、領域６は炉心の上部にある。中性子センサ２２は、炉心の第１の領域の出力レベルに比例する電気信号を生成する。中性子センサ２４は、炉心の第１の領域及び第２の領域の出力レベルに比例する信号を生成する。中性子センサ２２からの信号から既知の、炉心の第１の領域の出力レベルを用いて、炉心の第２の領域の出力レベルは、中性子センサ２４が発する信号から中性子センサ２２が発する信号をひき算することによって計算することができる。同様に、中性子センサ２６は、領域１〜３内の出力レベルに比例する信号を生成する。中性子センサ２６が発する信号から中性子センサ２４が生成する信号をひき算することにより、領域３の出力レベルに相当する信号値が得られる。中性子センサ２８は、領域１〜４の出力レベルに比例する信号を生成する。中性子センサ２８が発する信号から中性子センサ２６が発する信号をひき算することにより、領域４の出力レベルに比例する信号値が得られる。同様に、中性子センサ３０は、領域１〜５の出力レベルに比例する信号を生成する。中性子センサ３０が発する信号から中性子センサ２８が発する信号をひき算することにより、領域５の出力レベルに比例する信号値が得られる。最後に、中性子センサ３２は、領域１〜６の出力レベルに比例する信号を生成する。中性子センサ３２が発する信号から中性子センサ３０が発する信号をひき算することにより、領域６の平均出力レベルに比例する信号値が得られる。

既知の総出力レベルと、同じく既知の６つの領域のそれぞれの出力レベルに比例する信号値とを用いて、各領域に起因する原子炉の総出力の比率も分かる。このような既知の比率を用いて、各領域についての電気信号値をかけ算して当該信号を原子炉出力レベルに変換する必要のある一定の値を計算することができる。中性子センサは、反応自体によってしか生成されない中性子に対して感受性を有するため、このような一定性は反応全体を通して比較的一定のままとなるはずである。

本明細書で既知の検出器を有する各燃料集合体内の出力レベルを用いて、三次元スプライン適合（three-dimensional spline fit）によって、炉心の他の部分における出力レベルを決定してもよい。この計算を行う現在利用可能な方法は、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーにより現在用いられているＳＰＮＯＶＡコードに含まれている。

次いで、ノードソリューション計算機モデルが、各測定中性子センサ信号と対応する予測中性子センサ信号との比を計算し、これらの比を用いて、予測ノード出力分布を調整する。次いで、ノードソリューション計算機モデル１３８、１４０、１４２、１４４はそれぞれ、調整されたノード出力分布から基準三次元出力分布を生成する。次いで、Ｋｗ／Ｆｔの出力と核沸騰からの離脱に向かういかなる傾向とが最も大きい場所を決定するために、基準出力分布を調査することができ、これらの場所が許容可能な限界値内にあることを保証するために、これらの場所を検査することができる。

より短い時間間隔、例えば１秒又は可能でさえあれば数ミリ秒間隔で、現ガンマ線センサ信号が測定される。ガンマ線センサからの信号を用いて、中性子センサからの信号を用いるのと同じ方法で炉心にわたる出力分布を決定する。参照の便宜を図るため、上述したものと同じ６つの軸方向の炉心領域を用いて、ガンマ線センサ１６、１８、２０からの信号の処理を説明する。

先のように、冷媒の流量及び比熱とともに、冷媒出口温度と冷媒入口温度の差によって測定された、原子炉内を流れる際の冷媒のエンタルピーの増加に基づいて、原子炉の総出力が分かる。ガンマ線センサ１６からの電気信号は、第１の領域及び第２の領域内の平均出力レベルの測定値を提供する。ガンマ線センサ１８は、初めの４つの領域の平均出力レベルに相当する信号を提供する。ガンマ線センサ１８が発する信号からガンマ線センサ１６が発する信号をひき算することにより、領域３及び４の平均出力レベルが得られる。同様に、ガンマ線センサ２０は、領域１〜６の平均出力レベルに比例する電気信号が得られる。ガンマ線センサ２０が発する信号からガンマ線センサ１８が発する信号をひき算することにより、領域５及び６の平均出力レベルに比例する信号値が得られる。これらの信号及び総出力レベルに基づいて、ガンマ線センサについての較正定数を計算してもよく、センサの値がこの較正定数をかけ算することによって出力レベルに変換され、センサの値を用いて、現ガンマ線センサ信号と、対応する基準値との比に基づいて基準出力分布を調整するようになっている。この較正定数は、反応自体によるのではなく反応廃棄物によりガンマ線の比率が増すにつれて変わることになる。

次いで、ノードソリューション計算機モデル１３８、１４０、１４２、１４４内で計算された情報を入力１５６、１５８、１６０、１６２によって与えられた情報と組み合わせ、原子炉保護作動モジュール１４６、１４８、１５０、１５２に送る。入力１５６、１５８、１６０、１６２は、原子炉炉心とともに現在用いられているセンサからのものであり、炉心を出る冷媒の平均温度、炉心を出る冷媒の平均圧力、炉心内の制御棒のバンク要求位置（the position of the demand bank）、及び原子炉運転履歴情報に関する情報を与える。原子炉保護作動モジュール１４６、１４８、１５０、１５２のいずれかに送られる値が適切な限界値を超えている場合、そのチャンネルは原子炉トリップ信号を生成する。原子炉保護作動モジュール１４６、１４８、１５０、１５２からの信号はすべて、原子炉トリップアクチュエータ１５４に送られる。４つの原子炉保護作動モジュール１４６、１４８、１５０、１５２のうちの任意の２つが原子炉トリップアクチュエータ１５４にトリップ信号を送る場合、原子炉トリップ遮断器が開き、原子炉をトリップさせる。

同時に、基準接合部１６４、１６６が原子炉１１８内の各種熱電対から情報を受け取り、この情報を不適正な炉心冷却モニタ１６８、１７０に送る。これらモニタは、任意の故障を検査するのに用いられる原子炉情報を記録する、現在用いられている既知の手段である。

したがって、本発明は、対応する位置におけるガンマ線センサと中性子センサとの組み合わせを用いて、各タイプのセンサが他のタイプのセンサの短所を解消するようにする原子炉保護システムを提供する。中性子感受性の中性子センサの使用により、反応自体によって生成されるガンマ線の他に、反応廃棄物によって生成されるガンマ線に対するガンマ線センサの感度が補償される。ガンマ線センサは、中性子感受性の中性子センサの信号生成の時間遅延を補償する。本発明はさらに、原子炉の炉心内の出力分布のリアルタイムな監視を提供して、原子炉の炉心外の監視に関連する不確実性をなくすことで、原子炉をより高い出力レベルで安全に運転させるようにすることができる。本発明はさらに、余剰能力を有する原子炉保護システムを提供して、個々のセンサ、炉心内計測器集合体、又は原子炉保護モジュールの故障が原子炉の正確な監視を阻止することがないようにする。本発明はさらに、現在既存の原子炉保護システムに後付けするように用いることができる原子炉用の炉心内センサを提供する。

本発明の特定の実施形態を詳細に説明してきたが、本開示の教示全体に鑑みてこれらの詳細の種々の変更及び改変を行うことができることは当業者には明らかであろう。したがって、開示されている特定の構成は例示にすぎず、十分に広範の添付の特許請求の範囲及びそのすべての均等物を示すべき本発明の範囲に関して限定することを意図しない。

本発明による炉心内計測器集合体の側面図である。 図１の線２−２に沿った、本発明による炉心内計測器集合体の断面図である。 図１の線３−３に沿った、本発明による炉心内計測器集合体の断面図である。 図１の線４−４に沿った、本発明による炉心内計測器集合体の断面図である。 本発明による炉心内のガンマ線センサ又は炉心内計測器集合体の断面図である。 本発明による中性子センサの断面図である。 図１の符号７を示す、本発明によるセンサの先端を示す断面図である。 本発明による原子炉保護システムの概略図である。

符号の説明

１６，１８，２０ ガンマ線センサ、２２，２４，２６，２８，３０，３２ 中性子センサ、３８ （ガンマ線センサの）検知素子、４０，５４ 導電体（電気接続部）、４４ 金属ハウジング（金属外装）、５２ （中性子センサの）検知素子、５８ 金属ハウジング（金属外装）、１１６ 炉心保護計算システム（原子炉保護システム）、１１８ 原子炉、１２０ ブレークアウト分岐点（アナログ／デジタルコンバータ）、１２２，１２４，１２６，１２８ 保護チャンネル、１４６，１４８，１５０，１５２ 原子炉保護作動モジュール。

Claims (19)

1. 炉心内の複数の細長いガンマ線センサと、
   前記ガンマ線センサのそれぞれに対応する、炉心内の少なくとも１つの中性子センサと、
   基準出力分布を調整するために、前記ガンマ線センサ及び前記中性子センサによってそれぞれ生成される信号から、前記炉心にわたる出力分布を直接計算する手段と
   を備える原子炉保護システム。
2. 炉心入口温度測定装置と、
   炉心出口温度測定装置と、
   前記炉心を通過する冷媒の流量を決定する手段と、
   前記炉心の入口及び出口間の冷媒のエンタルピー変化を計算する手段と
   をさらに備える、請求項１に記載の原子炉保護システム。
3. 前記炉心の入口及び出口間の冷媒の前記エンタルピー変化に基づき、前記炉心の総出力レベルを計算する手段をさらに備える、請求項２に記載の原子炉保護システム。
4. 複数の保護チャンネルをさらに備える、請求項１に記載の原子炉保護システム。
5. 前記センサからの信号を受け取る複数のアナログ／デジタルコンバータであって、前記炉心全体にわたってほぼ均一に配置された前記センサのほぼ同一部分から信号をそれぞれが受け取る複数のアナログ／デジタルコンバータをさらに備え、
   前記アナログ／デジタルコンバータはそれぞれ、前記複数の原子炉保護チャンネルのそれぞれに出力信号を供給する、請求項４に記載の原子炉保護システム。
6. 所定数の保護チャンネルがトリップ信号を生成する場合に原子炉をトリップさせるようになっている原子炉保護作動モジュールをさらに備える、請求項４に記載の原子炉保護システム。
7. 現測定出力レベルと、平均容器入口温度及び平均容器出口温度とに基づき、予測ノード出力分布及び前記中性子センサの対応する予測信号を生成し、
   すべての測定中性子センサ信号と予測中性子センサ信号との比を決定し、
   前記予測ノード出力分布を調整するために、前記測定中性子センサ信号と予測中性子センサ信号との比を使用し、
   前記ガンマ線センサからの現信号を測定し、
   前記現信号と対応する基準値との比を計算し、
   前記現信号と前記対応する基準値との比に基づき、前記基準出力分布を調整し、及び、
   ＤＮＢ及びＫｗ．／ｆｔ．分布を得るために、前記調整されたノード出力分布から詳細な基準三次元出力分布を生成する
   ための手段をさらに備える、請求項１に記載の原子炉保護システム。
8. 前記基準出力分布は、第１の時間間隔が過ぎると、前記ガンマ線センサによって調整されると共に、第２の時間間隔が過ぎると、前記中性子センサによって調整され、
   前記第２の時間間隔は前記第１の時間間隔よりも長い、請求項１に記載の原子炉保護システム。
9. 前記第１の時間間隔は約１秒以下であり、
   前記第２の時間間隔は約１５分である、請求項８に記載の原子炉保護システム。
10. 炉心内の異なる長さの複数の細長いガンマ線センサの検知素子と、
    炉心内の異なる長さの複数の細長い中性子センサの検知素子と
    を備え、
    現在利用可能なロジウムセンサと同じ場所及び方法で原子炉の前記炉心内に取り付けるように構成される原子炉用のセンサ。
11. 前記ガンマ線センサは、白金及びコバルトから成る群から選択される検知素子を有する、請求項１０に記載の原子炉用のセンサ。
12. 前記中性子センサは、バナジウムから成る検知素子を有する、請求項１０に記載の原子炉用のセンサ。
13. 各ガンマ線センサ及び各中性子センサは検知素子を有し、
    前記検知素子及び該検知素子用の電気接続部はそれぞれ、金属外装内の酸化アルミナに封入される、請求項１０に記載の原子炉用のセンサ。
14. 前記中性子センサと前記ガンマ線センサとの比は約２対１である、請求項１０に記載の原子炉用のセンサ。
15. 炉心内に複数の細長いガンマ線センサを準備する工程と、
    炉心内に、前記ガンマ線センサのそれぞれに対応する少なくとも１つの中性子センサを準備する工程と、
    炉心入口及び炉心出口の冷媒温度を測定する工程と、
    前記炉心を通過する冷媒の流量を測定する工程と、
    前記炉心入口から前記炉心出口までの前記冷媒のエンタルピー変化を計算する工程と、
    前記中性子センサから電気信号を受け取る工程と、
    前記冷媒のエンタルピーに基づき、前記中性子センサからの前記電気信号を出力レベルに変換する工程と、
    予測ノード出力分布及び前記中性子センサの対応する予測信号を生成する工程と、
    すべての測定中性子センサ信号と予測中性子センサ信号との比を決定する工程と、
    前記予測ノード出力分布を調整するために、前記測定中性子センサ信号と前記予測中性子センサ信号との前記比を用いる工程と、
    前記ガンマ線センサから電気信号を受け取る工程と、
    前記冷媒のエンタルピーに基づき、前記ガンマ線センサからの前記電気信号を出力レベルに変換する工程と、
    現ガンマ線センサ信号と対応する基準値との比を計算する工程と、
    前記現ガンマ線信号と前記対応する基準値との前記比に基づき、前記基準出力分布を調整する工程と、
    ＤＮＢ及びＫｗ．／ｆｔ．分布を得るために、前記調整されたノード出力分布から詳細な基準三次元出力分布を生成する工程と
    を含む、原子炉を監視する方法。
16. 前記ガンマ線センサから電気信号を受け取る工程と、
    前記冷媒のエンタルピーに基づき、前記ガンマ線センサからの前記電気信号を出力レベルに変換する工程と、
    前記現ガンマ線センサ信号と前記対応する基準値との前記比を計算する工程と、
    前記現ガンマ線信号と前記対応する基準値との前記比に基づき、前記基準出力分布を調整する工程と
    は、約１秒未満の時間間隔で行われる、請求項１５に記載の原子炉を監視する方法。
17. 前記中性子センサから電気信号を受け取る工程と、
    前記冷媒のエンタルピーに基づき、前記中性子センサからの前記電気信号を出力レベルに変換する工程と、
    予測ノード出力分布及び前記中性子センサの対応する予測信号を生成する工程と、
    測定中性子センサ信号と予測中性子センサ信号との比を決定する工程と、
    前記予測ノード出力分布を調整するために、前記測定中性子センサ信号と前記予測中性子センサ信号との前記比を用いる工程と
    は、約１５分の時間間隔で行われる、請求項１５に記載の原子炉を監視する方法。
18. 過度のＤＮＢ及びＫｗ．／ｆｔ．値を有する可能性のある場所の前記ＤＮＢ及びＫｗ．／ｆｔ．分布を探す工程と、
    これらの場所の前記ＤＮＢ及びＫｗ．／ｆｔ．値を所定の最大値と比較する工程と、
    前記過度のＤＮＢ又はＫｗ．／ｆｔ．値を見つけた場合に前記原子炉をトリップさせる工程と
    をさらに含む、請求項１５に記載の原子炉を監視する方法。
19. 複数のチャンネルによって同時に行われ、
    所定数のチャンネルが過度のＤＮＢ又はＫｗ．／ｆｔ．値を見つけた場合に前記原子炉をトリップさせる工程をさらに含む、請求項１８に記載の原子炉を監視する方法。

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