JP2011017551A - Device and method for measuring void fraction - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To measure a local void fraction inside a core, in real time.SOLUTION: A void fraction measuring device 10, which measures void fraction inside a core of a boiling water reactor includes a detector assembly 20, a void fraction dependency memory 13 and a void fraction calculating device 14. The detector assembly 20, which includes a neutron detector 11 and a gamma-ray detector 12, is placed inside the core. The void fraction dependency memory 13 stores the void fraction dependency of the ratio of the neutron flux measured by the neutron detector 11 to the intensity of the gamma rays measured by the gamma-ray detector 12. The void fraction calculating device 14, to which the neutron flux measured by the neutron detector 11 and the intensity of the gamma rays measured by the gamma-ray detector 12 are conveyed, calculates the ratio of the neutron flux to the intensity of the gamma rays and computes a void fraction, on the basis of the ratio of the former to the latter and the void fraction dependence.

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の炉心内のボイド率を測定するボイド率測定装置およびボイド率測定方法に関する。   The present invention relates to a void ratio measuring apparatus and a void ratio measuring method for measuring a void ratio in a core of a boiling water reactor.

原子炉の炉心内には複数の検出器が設置されており、主に炉心内の出力分布を測定している。たとえば特許文献１には、中性子検出器とガンマ線検出器とを炉心内に設置し、ガンマ線検出器での測定値に基づいて中性子検出器を校正する方法が開示されている。   A plurality of detectors are installed in the reactor core, and the power distribution in the reactor core is mainly measured. For example, Patent Document 1 discloses a method in which a neutron detector and a gamma ray detector are installed in a reactor core and the neutron detector is calibrated based on a measurement value obtained by the gamma ray detector.

原子炉内のボイド率分布を無く、炉心内のボイド率は、検出器で測定されるわけではなく、プロセスコンピュータがヒートバランス式を解くことによって算出される。このため、局所的なボイド率を算出することは困難である。たとえば特許文献２には、炉心外に取り出した燃料集合体が放出する２種類の放射線を測定することにより、燃料集合体内でのボイド分布を測定する方法が記載されている。   There is no void ratio distribution in the reactor, and the void ratio in the core is not measured by the detector, but is calculated by the process computer solving the heat balance equation. For this reason, it is difficult to calculate the local void ratio. For example, Patent Document 2 describes a method of measuring a void distribution in a fuel assembly by measuring two types of radiation emitted from the fuel assembly taken out of the core.

特開平１１−１０１８９０号公報Japanese Patent Laid-Open No. 11-101890 特開２００６−３２２７２７号公報JP 2006-322727 A

しかし、特許文献２に記載された方法では、測定するためには燃料集合体を炉外に取り出す必要がある。つまり、炉心内でのボイド率変化をリアルタイムで測定することはできない。また、炉心内のアウトチャンネル、すなわちチャンネルボックスの外側でのボイド率変化を測定することはできない。   However, in the method described in Patent Document 2, it is necessary to take the fuel assembly out of the furnace for measurement. That is, the change in void ratio in the core cannot be measured in real time. Also, it is not possible to measure the void ratio change in the out channel in the core, that is, outside the channel box.

そこで、本発明は、炉心内の局所的なボイド率をリアルタイムに測定できるようにすることを目的とする。   Therefore, an object of the present invention is to make it possible to measure the local void fraction in the core in real time.

上述の目的を達成するため、本発明は、沸騰水型原子炉の炉心内のボイド率を測定するボイド率測定装置において、中性子検出器とガンマ線検出器とを備えて前記炉心内に設けられた検出器集合体と、前記中性子検出器が測定する中性子束の前記ガンマ線検出器が測定するガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を記憶するボイド率依存性記憶器と、前記中性子検出器が測定した中性子束と前記ガンマ線検出器が測定したガンマ線強度とを伝達されて中性子束のガンマ線強度に対する比を算出し、その比および前記ボイド率依存性に基づいてボイド率を算出するボイド率算出器と、有することを特徴とする。   In order to achieve the above object, the present invention provides a void ratio measuring apparatus for measuring a void ratio in a core of a boiling water reactor, and includes a neutron detector and a gamma ray detector provided in the core. A detector assembly, a void rate dependent memory for storing a void rate dependency of a ratio of a neutron flux measured by the neutron detector to a gamma ray intensity measured by the gamma ray detector, and the neutron detector measured A neutron flux and a gamma ray intensity measured by the gamma ray detector are transmitted to calculate a ratio of the neutron flux to the gamma ray intensity, and a void ratio calculator that calculates a void ratio based on the ratio and the void ratio dependency; It is characterized by having.

また、本発明は、沸騰水型原子炉の炉心内のボイド率を測定するボイド率測定方法において、炉心内での中性子束のガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を導出するボイド率依存性記憶工程と、中性子束を測定する工程と、前記中性子束と実質的に同じ位置でガンマ線強度を測定する工程と、前記中性子束の前記ガンマ線強度に対する比を算出する工程と、前記比および前記ボイド率依存性に基づいてボイド率を算出する工程と、有することを特徴とする。   The present invention also relates to a void ratio memory for deriving a void ratio dependency of a ratio of a neutron flux to a gamma ray intensity in a core in a void ratio measuring method for measuring a void ratio in a core of a boiling water reactor. A step of measuring a neutron flux, a step of measuring gamma ray intensity at substantially the same position as the neutron flux, a step of calculating a ratio of the neutron flux to the gamma ray intensity, the ratio and the void fraction And a step of calculating a void ratio based on the dependency.

本発明によれば、炉心内の局所的なボイド率をリアルタイムに測定できる。   According to the present invention, the local void ratio in the core can be measured in real time.

本発明に係るボイド率測定装置の第１の実施の形態における検出器集合体の炉心内での配置とともに示すブロック図である。It is a block diagram shown with the arrangement | positioning in the core of the detector assembly in 1st Embodiment of the void ratio measuring apparatus which concerns on this invention. 本発明に係るボイド率測定装置の第１の実施の形態における検出器集合体の位置を示す炉心の一部拡大横断面図である。1 is a partially enlarged cross-sectional view of a core showing the position of a detector assembly in a first embodiment of a void ratio measuring apparatus according to the present invention. 本発明に係るボイド率測定装置の第１の実施の形態における中性子検出器が検出する熱中性子束のボイド率依存性を模式的に示すグラフである。It is a graph which shows typically the void ratio dependence of the thermal neutron flux which the neutron detector in 1st Embodiment of the void ratio measuring apparatus which concerns on this invention detects. 本発明に係るボイド率測定装置の第１の実施の形態におけるガンマ線検出器が検出するガンマ線強度のボイド率依存性を模式的に示すグラフである。It is a graph which shows typically the void rate dependence of the gamma ray intensity which the gamma ray detector in a 1st embodiment of the void rate measuring device concerning the present invention detects. 本発明に係るボイド率測定装置の第１の実施の形態における熱中性子束のガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を模式的に示すグラフである。It is a graph which shows typically the void ratio dependence of the ratio with respect to the gamma ray intensity of a thermal neutron flux in 1st Embodiment of the void ratio measuring apparatus which concerns on this invention. 本発明に係るボイド率測定装置の第２の実施の形態における検出器集合体の炉心内での配置とともに示すブロック図である。It is a block diagram shown with the arrangement | positioning in the core of the detector assembly in 2nd Embodiment of the void ratio measuring apparatus which concerns on this invention. 本発明に係るボイド率測定装置の第３の実施の形態における検出器集合体の炉心内での配置とともに示すブロック図である。It is a block diagram shown with the arrangement | positioning in the core of the detector assembly in 3rd Embodiment of the void ratio measuring apparatus which concerns on this invention.

本発明に係るボイド率測定装置の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。   An embodiment of a void ratio measuring apparatus according to the present invention will be described with reference to the drawings. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the same or similar structure, and the overlapping description is abbreviate | omitted.

［第１の実施の形態］
図１は、本発明に係るボイド率測定装置の第１の実施の形態におけるブロック図である。 [First Embodiment]
FIG. 1 is a block diagram of a first embodiment of a void ratio measuring apparatus according to the present invention.

ボイド率測定装置１０は、検出器集合体２０と、ボイド率依存性記憶器１３と、ボイド率算出器１４とを有している。検出器集合体２０は、中性子検出器１１と、ガンマ線検出器１２とを有している。中性子検出器１１およびガンマ線検出器１２は、実質的に同じ位置で中性子束およびガンマ線強度を測定する。検出器集合体２０は、炉心５０の内部に設けられる。   The void ratio measuring apparatus 10 includes a detector assembly 20, a void ratio dependency storage device 13, and a void ratio calculator 14. The detector assembly 20 includes a neutron detector 11 and a gamma ray detector 12. The neutron detector 11 and the gamma ray detector 12 measure the neutron flux and the gamma ray intensity at substantially the same position. The detector assembly 20 is provided inside the core 50.

中性子検出器１１としては、たとえば一般的な核分裂電離箱を用いることができる。ガンマ線検出器１２としては、たとえば、中性子の影響を補償することにより、より高い精度でガンマ線強度を測定することができる補償型ガンマ線検出器を用いることができる。ガンマ線検出器１２として、放射線の照射による経時劣化が抑制されたガンマサーモメータを用いることもできる。   As the neutron detector 11, for example, a general fission ionization chamber can be used. As the gamma ray detector 12, for example, a compensation type gamma ray detector capable of measuring gamma ray intensity with higher accuracy by compensating for the influence of neutrons can be used. As the gamma ray detector 12, a gamma thermometer in which deterioration with time due to radiation irradiation is suppressed can also be used.

図２は、本実施の形態における検出器集合体の位置を示す炉心の一部拡大横断面図である。   FIG. 2 is a partially enlarged cross-sectional view of the core showing the position of the detector assembly in the present embodiment.

炉心は、４角筒状のチャンネルボックス３１を装着された複数の燃料集合体３０が水平方向に間隔を置いて正方格子状に配列され、全体としてほぼ円筒形に形成される。検出器集合体２０は、隣接する４つチャンネルボックス３１のコーナー部で囲まれる領域に配置される。   The reactor core is formed in a substantially cylindrical shape as a whole by arranging a plurality of fuel assemblies 30 fitted with a rectangular tubular channel box 31 at intervals in the horizontal direction. The detector assembly 20 is arranged in a region surrounded by the corners of the adjacent four channel boxes 31.

中性子検出器１１は、主として熱中性子を検出する。このため、中性子検出器１１によって測定される中性子束は、周囲のボイド率からの影響を受ける。   The neutron detector 11 mainly detects thermal neutrons. For this reason, the neutron flux measured by the neutron detector 11 is affected by the surrounding void fraction.

図３は、本実施の形態における中性子検出器が検出する熱中性子束のボイド率依存性を模式的に示すグラフである。図３には、中性子検出器１１の周囲の燃料集合体３０の熱出力が異なる３つの場合のボイド率依存性を示している。   FIG. 3 is a graph schematically showing the void ratio dependence of the thermal neutron flux detected by the neutron detector in the present embodiment. FIG. 3 shows the void ratio dependency in three cases where the heat outputs of the fuel assemblies 30 around the neutron detector 11 are different.

中性子検出器１１に入射する中性子は、燃料集合体３０の内部で熱中性子になって入射するものと、燃料集合体３０の外部で熱中性子になって入射するものとに分類できる。中性子検出器１１に入射する中性子のたとえば約８割程度の大部分は、燃料集合体３０の外部で熱中性子になって入射するものである。このため、中性子検出器１１の周りでボイドが発生すると、熱中性子の量が低下し、中性子検出器１１が測定する熱中性子束が低下する。また、中性子検出器１１の周囲の燃料集合体３０の熱出力が増大すると、その熱出力にほぼ比例して熱中性子束も高くなる。   Neutrons that enter the neutron detector 11 can be classified into those that enter as thermal neutrons inside the fuel assembly 30 and those that enter as thermal neutrons outside the fuel assembly 30. Most of the neutrons that enter the neutron detector 11, for example, about 80%, are incident as thermal neutrons outside the fuel assembly 30. For this reason, when a void is generated around the neutron detector 11, the amount of thermal neutrons decreases, and the thermal neutron flux measured by the neutron detector 11 decreases. Further, when the heat output of the fuel assembly 30 around the neutron detector 11 increases, the thermal neutron flux increases in proportion to the heat output.

ガンマ線検出器１２は、飛来したガンマ線の強度を測定する。   The gamma ray detector 12 measures the intensity of the incoming gamma rays.

図４は、本実施の形態におけるガンマ線検出器が検出するガンマ線強度のボイド率依存性を模式的に示すグラフである。図４には、ガンマ線検出器１２の周囲の燃料集合体３０の熱出力が異なる３つの場合のボイド率依存性を示している。   FIG. 4 is a graph schematically showing the void ratio dependency of the gamma ray intensity detected by the gamma ray detector in the present embodiment. FIG. 4 shows the void ratio dependency in three cases where the heat outputs of the fuel assemblies 30 around the gamma ray detector 12 are different.

原子炉内に設置されたガンマ線検出器１２が検出するガンマ線には、核分裂と同時に発生する即発ガンマ線、不安定核種から発生する遅発ガンマ線、ガンマ線検出器近くまで来た高速中性子が周りの水と衝突し減速する際に発生するブレムスガンマ線がある。即発ガンマ線および遅発ガンマ線は、ガンマ線検出器１２の周りのボイドの発生に影響されにくい。また、ブレムスガンマ線は、即発ガンマ線および遅発ガンマ線に比べてエネルギが小さい。このため、ブレムスガンマ線はボイド発生の影響を受けるが、ガンマ線検出器１２が測定するガンマ線強度に寄与する割合が小さい。これらの理由から、ガンマ線検出器１２が測定するガンマ線強度に対するボイド発生の影響は、小さい。   The gamma rays detected by the gamma ray detector 12 installed in the nuclear reactor include prompt gamma rays generated simultaneously with fission, delayed gamma rays generated from unstable nuclides, and fast neutrons near the gamma ray detector. There is a Brems gamma ray that is generated when the vehicle collides and decelerates. Prompt gamma rays and delayed gamma rays are less susceptible to the generation of voids around the gamma ray detector 12. In addition, the Brems gamma ray has less energy than the prompt gamma ray and the delayed gamma ray. For this reason, although the Brems gamma rays are affected by the generation of voids, the ratio of contribution to the gamma ray intensity measured by the gamma ray detector 12 is small. For these reasons, the influence of void generation on the gamma ray intensity measured by the gamma ray detector 12 is small.

したがって、ガンマ線検出器１２の周りでボイドが発生しても、ガンマ線検出器１２が測定するガンマ線強度はほとんど変化しない。また、ガンマ線検出器１２の周囲の燃料集合体３０の熱出力が増大すると、その熱出力にほぼ比例してガンマ線強度も高くなる。   Therefore, even if a void is generated around the gamma ray detector 12, the gamma ray intensity measured by the gamma ray detector 12 hardly changes. Further, when the thermal output of the fuel assembly 30 around the gamma ray detector 12 increases, the gamma ray intensity increases in proportion to the thermal output.

図５は、本実施の形態における熱中性子束のガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を模式的に示すグラフである。   FIG. 5 is a graph schematically showing the void ratio dependence of the ratio of thermal neutron flux to gamma ray intensity in the present embodiment.

検出器集合体２０のガンマ線検出器１２が測定するガンマ線強度は、熱出力にほぼ比例し、また、周囲のボイド率の影響をほとんど受けない。このため、中性子検出器１１が測定する熱中性子束のガンマ線検出器１２が中性子検出器１１と実質的に同じ位置で測定するガンマ線強度に対する比は、熱出力の影響を受けず、ボイド率の増加に伴って単調に減少する。そこで、本実施の形態では、熱中性子束のガンマ線強度の比を用いて検出器集合体２０の周囲のボイド率を算出する。熱中性子束のガンマ線強度の比のボイド率依存性は、燃料集合体の種類によって変化するため、燃料集合体３０の種類ごとに導出しておく。   The gamma ray intensity measured by the gamma ray detector 12 of the detector assembly 20 is substantially proportional to the heat output and is hardly affected by the surrounding void fraction. For this reason, the ratio of the thermal neutron flux measured by the neutron detector 11 to the gamma ray intensity measured by the gamma ray detector 12 at substantially the same position as the neutron detector 11 is not affected by the heat output, and the void ratio increases. It decreases monotonously with this. Therefore, in the present embodiment, the void fraction around the detector assembly 20 is calculated using the ratio of the gamma ray intensity of the thermal neutron flux. Since the void ratio dependency of the ratio of the gamma ray intensity of the thermal neutron flux varies depending on the type of fuel assembly, it is derived for each type of fuel assembly 30.

具体的には、まず、熱中性子束のガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を計算などによって導出し、ボイド率依存性記憶器１３に記憶しておく。熱中性子束およびガンマ線強度のボイド率依存性は、たとえばそれぞれモンテカルロ法を用いた計算によって求めることができる。さらに、計算によって求めた熱中性子束およびガンマ線強度のボイド率依存性、あるいは、熱中性子束のガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を、炉外での放射線計測によって校正してもよい。   Specifically, first, the void ratio dependency of the ratio of the thermal neutron flux to the gamma ray intensity is derived by calculation or the like and stored in the void ratio dependency storage unit 13. The dependence of the thermal neutron flux and the gamma ray intensity on the void fraction can be determined, for example, by calculation using the Monte Carlo method. Furthermore, the void ratio dependency of the thermal neutron flux and gamma ray intensity obtained by calculation, or the void ratio dependency of the ratio of the thermal neutron flux to the gamma ray intensity may be calibrated by radiation measurement outside the furnace.

また、中性子検出器１１で熱中性子束を測定し、ガンマ線検出器１２でガンマ線強度を測定する。   The neutron detector 11 measures the thermal neutron flux, and the gamma ray detector 12 measures the gamma ray intensity.

熱中性子束およびガンマ線強度は、ボイド率算出器１４に伝達される。ボイド率算出器１４は、熱中性子束のガンマ線強度に対する比を算出する。ボイド率算出器１４は、さらにボイド率依存性記憶器１３から熱中性子束のガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を伝達され、このボイド率依存性と熱中性子束のガンマ線強度に対する比とからボイド率を算出する。   The thermal neutron flux and gamma ray intensity are transmitted to the void ratio calculator 14. The void ratio calculator 14 calculates a ratio of thermal neutron flux to gamma ray intensity. The void ratio calculator 14 is further informed of the void ratio dependence of the ratio of thermal neutron flux to the gamma ray intensity from the void ratio dependence memory 13, and the void is determined from this void ratio dependence and the ratio of thermal neutron flux to the gamma ray intensity. Calculate the rate.

このようにして、本実施の形態のボイド率測定装置１０を用いると、炉心内の局所的なボイド率をリアルタイムに測定できる。   Thus, when the void ratio measuring apparatus 10 of the present embodiment is used, the local void ratio in the core can be measured in real time.

［第２の実施の形態］
図６は、本発明に係るボイド率測定装置の第２の実施の形態における検出器集合体の炉心内での配置とともに示すブロック図である。 [Second Embodiment]
FIG. 6 is a block diagram showing the arrangement of the detector assembly in the core in the second embodiment of the void ratio measuring apparatus according to the present invention.

本実施の形態のボイド率測定装置１０の検出器集合体２０は、複数の中性子検出器１１および中性子検出器１１のそれぞれに対応するガンマ線検出器１２を有している。中性子検出器１１とガンマ線検出器１２の対は、炉心の軸方向に間隔をおいて配列されている。ボイド率算出器１４は、複数の中性子検出器１１およびガンマ線検出器１２のいずれから信号が伝達されたか識別できるようになっている。このような検出器集合体２０は、たとえば局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）の一部を用いて形成することもできる。   The detector assembly 20 of the void ratio measuring apparatus 10 of the present embodiment has a plurality of neutron detectors 11 and gamma ray detectors 12 corresponding to the neutron detectors 11 respectively. A pair of the neutron detector 11 and the gamma ray detector 12 is arranged at an interval in the axial direction of the core. The void ratio calculator 14 can identify which of the plurality of neutron detectors 11 and the gamma ray detector 12 has transmitted the signal. Such a detector assembly 20 can also be formed by using a part of a local output region monitor (LPRM), for example.

このようなボイド率測定装置１０を用いると、炉心の軸方向のそれぞれの位置での局所的なボイド率をリアルタイムに測定することができる。つまり、炉心の軸方向のボイド率分布を測定できる。   When such a void ratio measuring apparatus 10 is used, a local void ratio at each position in the axial direction of the core can be measured in real time. That is, the void ratio distribution in the axial direction of the core can be measured.

［第３の実施の形態］
図７は、本発明に係るボイド率測定装置の第３の実施の形態における検出器集合体の炉心内での配置とともに示すブロック図である。 [Third Embodiment]
FIG. 7 is a block diagram showing the arrangement of detector assemblies in the core in the third embodiment of the void ratio measuring apparatus according to the present invention.

本実施の形態のボイド率測定装置１０は、検出器集合体２０を炉心の軸方向に移動させる駆動機２２を備えている。駆動機２２としては、たとえば可動型炉内検出器（ＴＩＰ）の駆動機構を用いることができる。   The void ratio measuring apparatus 10 of the present embodiment includes a driver 22 that moves the detector assembly 20 in the axial direction of the core. As the drive machine 22, for example, a drive mechanism of a movable in-furnace detector (TIP) can be used.

駆動機２２によって、中性子検出器１１およびガンマ線検出器１２の対を炉心の軸方向の所定の位置に移動させて、熱中性子束およびガンマ線強度を測定することにより、その軸方向位置での局所的なボイド率をリアルタイムに測定することができる。したがって、中性子検出器１１およびガンマ線検出器１２の対の位置を変えることにより、炉心の軸方向のボイド率分布を測定できる。   By moving the pair of the neutron detector 11 and the gamma ray detector 12 to a predetermined position in the axial direction of the core by the driver 22 and measuring the thermal neutron flux and the gamma ray intensity, the local position at the axial position is measured. A simple void ratio can be measured in real time. Therefore, the void ratio distribution in the axial direction of the core can be measured by changing the position of the pair of the neutron detector 11 and the gamma ray detector 12.

［その他の実施の形態］
なお、以上の説明は単なる例示であり、本発明は上述の各実施の形態に限定されず、様々な形態で実施することができる。また、各実施の形態の特徴を組み合わせて実施することもできる。 [Other embodiments]
The above description is merely an example, and the present invention is not limited to the above-described embodiments, and can be implemented in various forms. Moreover, it can also implement combining the characteristic of each embodiment.

１０…ボイド率測定装置、１１…中性子検出器、１２…ガンマ線検出器、１３…ボイド率依存性記憶器、１４…ボイド率算出器、２０…検出器集合体、２２…駆動機、３０…燃料集合体、３１…チャンネルボックス DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 ... Void rate measuring device, 11 ... Neutron detector, 12 ... Gamma ray detector, 13 ... Void rate dependence memory, 14 ... Void rate calculator, 20 ... Detector assembly, 22 ... Driver, 30 ... Fuel Aggregate, 31 ... Channel box

Claims (4)

沸騰水型原子炉の炉心内のボイド率を測定するボイド率測定装置において、
中性子検出器とガンマ線検出器とを備えて前記炉心内に設けられた検出器集合体と、
前記中性子検出器が測定する中性子束の前記ガンマ線検出器が測定するガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を記憶するボイド率依存性記憶器と、
前記中性子検出器が測定した中性子束と前記ガンマ線検出器が測定したガンマ線強度とを伝達されて中性子束のガンマ線強度に対する比を算出し、その比および前記ボイド率依存性に基づいてボイド率を算出するボイド率算出器と、
有することを特徴とするボイド率測定装置。 In a void ratio measuring device that measures the void ratio in the core of a boiling water reactor,
A detector assembly provided in the core with a neutron detector and a gamma ray detector;
A void ratio dependent memory that stores a void ratio dependence of a ratio of a neutron flux measured by the neutron detector to a gamma ray intensity measured by the gamma ray detector;
The ratio of the neutron flux to the gamma ray intensity is calculated by transmitting the neutron flux measured by the neutron detector and the gamma ray intensity measured by the gamma ray detector, and the void ratio is calculated based on the ratio and the void rate dependency. A void ratio calculator
A void ratio measuring device comprising: 前記中性子検出器と前記ガンマ線検出器の対が炉心の軸方向に間隔を置いて複数設けられていることを特徴とする請求項１に記載のボイド率測定装置。   2. The void ratio measuring apparatus according to claim 1, wherein a plurality of pairs of the neutron detector and the gamma ray detector are provided at intervals in the axial direction of the core. 前記中性子検出器と前記ガンマ線検出器の対を炉心の軸方向に移動させる駆動機を有することを特徴とする請求項１に記載のボイド率測定装置。   The void ratio measuring apparatus according to claim 1, further comprising a drive unit that moves the pair of the neutron detector and the gamma ray detector in the axial direction of the core. 沸騰水型原子炉の炉心内のボイド率を測定するボイド率測定方法において、
炉心内での中性子束のガンマ線強度に対する比のボイド率依存性を導出するボイド率依存性記憶工程と、
中性子束を測定する工程と、
前記中性子束と実質的に同じ位置でガンマ線強度を測定する工程と、
前記中性子束の前記ガンマ線強度に対する比を算出する工程と、
前記比および前記ボイド率依存性に基づいてボイド率を算出する工程と、
有することを特徴とするボイド率測定方法。 In the void ratio measurement method for measuring the void ratio in the core of a boiling water reactor,
A void rate dependent memory process for deriving the void rate dependency of the ratio of the neutron flux to the gamma ray intensity in the core;
Measuring the neutron flux;
Measuring gamma ray intensity at substantially the same position as the neutron flux;
Calculating a ratio of the neutron flux to the gamma ray intensity;
Calculating a void ratio based on the ratio and the void ratio dependency;
A void ratio measuring method comprising:
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110286137A (en) * 2019-07-24 2019-09-27 水利部交通运输部国家能源局南京水利科学研究院 A kind of equivalent NEUTRON METHOD detection device of coming to nothing in steel-shelled concrete interface
CN110286137B (en) * 2019-07-24 2022-04-08 水利部交通运输部国家能源局南京水利科学研究院 Steel shell concrete interface equivalent void neutron method detection device

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