JP2011059117A

JP2011059117A - γ線温度計を含む中性子監視システム及びγ線温度計を使用して核計装を校正する方法

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Publication number: JP2011059117A
Application number: JP2010202526A
Authority: JP
Inventors: Stephen Craig Moen; スティーブン・クレイグ・モーエン; Craig Glenn Meyers; クレイグ・グレン・マイヤーズ; John Alexander Petzen; ジョン・アレクサンダー・ペッツェン; Adam Muhling Foard; アダム・マーリング・フォアード
Original assignee: GE Hitachi Nuclear Energy Americas LLC
Current assignee: GE Hitachi Nuclear Energy Americas LLC
Priority date: 2009-09-11
Filing date: 2010-09-10
Publication date: 2011-03-24
Also published as: US20130010912A1; EP2296153A3; US8238509B2; US20110064181A1; EP2296153A2

Abstract

【課題】γ線温度計を使用して核計装を校正する。
【解決手段】核計装９２０で局所中性子束を測定し、局所中性子束に比例する第１の信号Ｓ２を核計装９２０から発生し、γ線温度計９２４で局所γ線束を測定し、局所γ線束に比例する第２の信号Ｓ１をγ線温度計９２４から発生し、第２の信号Ｓ１を補償し、補償後の第２の信号に基づいて核計装９２０の利得を校正する。第２の信号Ｓ１を補償する工程は、特定遅延γ線源群の選択された収率a_iを計算し、特定遅延γ線源群の時定数t_iを計算し、選択された収率a_i及び時定数t_iに基づいて遅延局所γ線束に対応する第３の信号を計算し、第２の信号Ｓ１から第３の信号を減算する工程により補償後の第２の信号を計算する。
【選択図】図９

Description

本発明は、γ線温度計を含む中性子監視システム及びγ線温度計を使用して核計装を校正する方法に関する。また、本発明は、γ線温度計からの補償信号を使用して中性子監視システムの核計装が校正されるようなγ線温度計を含む中性子監視システムに関する。更に、本発明は、γ線温度計からの補償信号を使用して核計装を校正する方法に関する。

図１は、従来の沸騰水型軽水炉（「ＢＷＲ」）における原子炉圧力容器（「ＲＰＶ」）１００の一部破断断面図である。当業者（「ＰＨＯＳＩＴＡ」）には周知であるように、ＢＷＲの動作中、ＲＰＶ１００の内部を循環する冷却水は、炉心１０２で発生する核分裂により加熱される。給水入口１０４及び給水スパージャ１０６（ＲＰＶ１００の内部に周囲方向に沿って給水を散布するための複数の開口を含むリング形のパイプ）を介して、ＲＰＶ１００に給水が注入される。給水スパージャ１０６からの給水は、ダウンカマーアニュラス１０８（ＲＰＶ１００と炉心シュラウド１１０との間の環状領域）を通って下方へ流れる。

炉心シュラウド１１０は、炉心１０２を取り囲むステンレス鋼の円筒である。炉心１０２は多数の燃料束集合体１１２（例えば、図１には２つの２×２アレイが示される）を含む。燃料束集合体１１２の各アレイは、最上部又はその付近でトップガイド１１４により支持され、底部又はその付近で炉心支持板１１６により支持される。トップガイド１１４は、燃料束集合体１１２の最上部を側方から支持し、制御棒の挿入を可能にするように正しい燃料‐チャンネル間隔を維持する。

冷却水はダウンカマーアニュラス１０８を通って下方へ流れ、炉心下部プレナム１１８に流入する。炉心下部プレナム１１８の中の冷却水は炉心１０２を通って上方へ流れる。冷却水は、燃料集合体１１２に流入し、そこで沸騰境界層を形成する。水と蒸気の混合物は、炉心１０２から流出し、シュラウドヘッド１２２の下方の炉心上部プレナム１２０に入る。炉心上部プレナム１２０は、炉心１０２から出る蒸気‐水混合物をスタンドパイプ１２４に流入する蒸気‐水混合物から隔離する。スタンドパイプ１２４は、シュラウドヘッド１２２の頂上部に配設され、炉心上部プレナム１２０と流体連通している。

蒸気‐水混合物は、スタンドパイプ１２４を通って流れ、汽水分離器１２６（例えば、軸流遠心型であってもよい）に入る。汽水分離器１２６は蒸気‐水混合物を液体水及び蒸気にほぼ分離する。分離された液体水は混合プレナム１２８において給水と混合される。この混合物はダウンカマーアニュラス１０８を介して炉心１０２に戻される。分離された蒸気は蒸気乾燥器１３０を通過し、蒸気ドーム１３２に入る。乾燥された蒸気は、蒸気出口１３４を介してＲＰＶ１００から取り出され、タービン及び他の機器（図示せず）で使用される。

ＢＷＲは、要求される出力密度を実現するために必要な炉心１０２を通る強制対流を形成する冷却材再循環系を更に含む。水の一部は、再循環水出口１３６を介してダウンカマーアニュラス１０８の下端から吸い上げられ、遠心再循環ポンプ（図示せず）により再循環水入口１４０を介して複数のジェットポンプ構体１３８（１つのジェットポンプ構体のみが示される）の中へ強制的に送り込まれる。ジェットポンプ構体１３８は、炉心シュラウド１１０の周囲に沿って配置され、要求される炉心流れを形成する。

図１に示されるように、従来のジェットポンプ構体１３８は１対の入口ミキサ１４２を含む。従来のＢＷＲは１６〜２４の入口ミキサ１４２を含む。各入口ミキサ１４２には、再循環ポンプ（図示せず）から入口昇水管１４６を介して水を受け取るエルボ１４４が溶接されている。一実施例の入口ミキサ１４２は、入口ミキサ１４２の軸に関して等しい角度で周囲に配置された５個１組のノズルを含む。各ノズルの出口は半径方向内側に向かって細くなる形状を有する。ジェットポンプ構体１３８はそれらの収束形ノズルにより勢いを与えられる。ノズル出口の半径方向外側に５つの二次入口開口がある。従って、ノズルから水のジェットが発射されるにつれて、ダウンカマーアニュラス１０８から二次入口開口を介して入口ミキサ１４２の中へ水が引き込まれ、そこで再循環ポンプからの冷却水と混合される。その後、冷却水はジェットポンプ構体１３８に流入する。

図２は、従来の炉心２００の平面図である。ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、炉心２００は、燃料束２０２、周囲燃料束２０４及び／又は制御棒２０６を含んでもよい。燃料束集合体２０８には２つ以上の燃料束２０２が含まれてもよい。炉心２００は、例えば数百又は数千の燃料束２０２及び／又は数十又は数百の周囲燃料束２０４を含んでもよい。図２に示されるように、炉心２００は、約１，０２８の燃料束２０２、約１０４の周囲燃料束２０４及び／又は約２６９の制御棒２０６を含んでもよい。

炉心２００内の燃料束２０２、周囲燃料束２０４及び／又は制御棒２０６の配列は対称形であってもよいが、対称形ではなくてもよい。更に、対称形の配列の場合、左右対称、対角対象、回転対称、並進運動対称、四分円対称及び八分円対称のうち１つ以上を含んでもよい。図２に示されるように、例えば１つ以上の制御棒２０６は、炉心２００の幾何学的中心又はその付近に配設されてもよい。

炉心２００は１つ以上の種類の中性子モニタを更に含んでもよい。それらのモニタは、例えば１つ以上の中性子源領域モニタ、１つ以上の中間領域モニタ及び／又は１つ以上の出力領域モニタを含んでもよい。従来のＢＷＲにおいて、１つ以上の中性子源領域モニタは固定されていてもよいが、移動自在であってもよい。同様に、従来のＢＷＲにおいて、１つ以上の中間領域モニタは固定されてもよいが、移動自在であってもよい。

従来の中性子源領域モニタ及び／又は従来の中間領域モニタの全領域のうち少なくとも一部で、始動領域中性子モニタ（「ＳＲＮＭ」）又は広範囲領域中性子モニタ（「ＷＲＮＭ」）が使用されてもよい。同様に、従来の中間領域モニタ及び／又は従来の出力領域モニタの全領域のうち少なくとも一部で、局所出力領域モニタ（「ＬＰＲＭ」）が使用されてもよい。従来のＢＷＲにおいて、ＳＲＮＭ及び／又はＬＰＲＭは固定されてもよい。

炉心２００は、例えば数十のＳＲＮＭ検出器及び／又は数十又は数百のＬＰＲＭ検出器を含んでもよい。図２には示されないが、炉心２００は、例えば約１２のＳＲＮＭ検出器を含んでもよい。図２に示されるように、炉心２００は、例えば約６４のＬＰＲＭ構体２１０の中に約２５６のＬＰＲＭ検出器を含んでもよい。例えば、１つ以上のＬＰＲＭ構体２１０は４つのＬＰＲＭ検出器を含んでもよい（すなわち、各ＬＰＲＭ構体２１０は４つのＬＰＲＭ検出器を含んでもよい）。

図３は、従来のγ線温度計（「ＧＴ」）構体３００の構造を示した一部破断斜視図である。図４は、ＧＴ構体３００のγ線加熱値を測定する原理を示した図である。

ＰＨＯＳＴＡには周知であり、例えば米国特許第６，３１０，９２９Ｂ１号公報（「’９２９号特許」）及び第６，４０８，０４１Ｂ２号公報（「’０４１号特許」）に記載されているように、ＧＴ構体３００は、炉心２００の有効燃料長さにほぼ沿った長さ（例えば、炉心２００の軸方向に約３ｍ〜約５ｍ）を有する細長い棒状構体を含んでもよい。'９２９号特許及び’０４１号特許の数式及び関連する説明は、参考として本出願に取り入れられている。

図３に示されるように、ＧＴ構体３００はカバー管３０２及び中心管３０４を含んでもよい。カバー管３０２と中心管３０４との間に環状空間部分３０６が形成されてもよい。各環状空間部分３０６はＧＴ構体３００の断熱部分を形成してもよい。その目的のために、アルゴン（又は他の不活性ガス）又は窒素などの熱伝導率の低いガスが環状空間部分３０６に充填されてもよい。ＧＴ構体３００は４つ以上（例えば、８つ又は９つ）の環状空間部分３０６を含んでもよい。環状空間部分３０６は、ＧＴ構体３００の軸方向に等間隔で個別に配置されてもよい。

中心管３０４は、中心管３０４の軸方向に沿って中心管３０４の中央部分を貫通する内部穴３０８（図４を参照）を有してもよい。内部穴３０８の中にケーブルセンサ構体３１０が固定されてもよい。ケーブルセンサ構体３１０は、内蔵ヒータ３１２、複数の差動形熱電対３１４及び被覆管３１６を含んでもよい。内蔵ヒータ３１２は、ＧＴ構体３００を校正するためにヒータワイヤの発熱部材として機能してもよい。差動形熱電対３１４は、内蔵ヒータ３１２の周囲の温度センサとして機能してもよい。内蔵ヒータ３１２又は差動形熱電対３１４が入っていない被覆管３１６の内側の空間は、電気絶縁層又は金属／合金充填材３１８で充填されてもよい。内蔵ヒータ３１２は、被覆管３２０、電気絶縁層３２２及び／又はヒータワイヤ３２４を含んでもよい。差動形熱電対３１４は、被覆管３２６、電気絶縁層３２８及び／又は熱電対信号ワイヤ３３０を含んでもよい。

ＧＴ構体３００はγ線加熱検出器３３２（すなわちＧＴ検出器３３２）を含んでもよい。ＧＴ検出器３３２は、対応する環状空間部分３３６の付近のＧＴ構体３００の軸方向位置に固定されてもよい。各ＧＴ検出器３３２は、差動形熱電対３１４の高温ポイント３３４（断熱又は高温接合部としても知られている）及び低温ポイント３３６（非断熱又は低温接合部としても知られている）を含んでもよい。高温ポイント３３４は対応する環状空間部分３０６の付近にあってもよい。低温ポイント３３６は対応する環状空間部分３０６の下方又は上方にあってもよい。

定常状態動作中、γ線束は熱中性子束に比例してもよい。γ線束はＧＴ構体３００の構造要素に熱の形でエネルギーを蓄積してもよい。蓄積熱エネルギーはγ線束に比例してもよい。環状空間部分３０６の付近で起こるＧＴ検出器３３２からの熱エネルギーの排除は相対的に少ないが、環状空間部分３０６の付近以外の部分で起こるＧＴ３３２からの熱エネルギーの排除は相対的に多いので、差動形熱電対３１４の高温ポイント３３４と低温ポイント３３６との間に温度差が発生してもよい。この温度差は差動形熱電対３１４において電圧差として検出されてもよく、γ線束に比例してもよい。従って、温度差は熱中性子束に比例してもよい。これにより、定常状態動作中、ＧＴ構体３００は熱中性子束を有効に測定してもよい。

ＧＴ検出器３３２の特性値は感度S₀（１グラム１ワットあたりミリボルト単位、すなわちｍＶ／（Ｗ／ｇ））及び／又はアルファ係数a（１／ｍＶ、すなわちｍＶ^−１単位）を含んでもよい。

通常S₀と示されるが、感度S₀は時間に従属すると理解されてもよく、従って、S₀ (t)と示されてもよい。アルファ係数aは、ＧＴ検出器３３２の構造材料の物理的特性に関連する時間従属性を示してもよい。アルファ係数aは一定の値を有すると考えられてもよい。

炉心２００の高中性子束環境及び／又は高γ線束環境に暴露されるので、感度S₀(t)は一般に時間の経過に伴って減少してもよい。この減少は、以下に示す式（１）を使用して示されてもよい。式中、S₀(0)=a+bである。

S₀(t)=a+b*exp(-l*t) （１）
ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、a、b及びlの値は事前のデータ及び／又は経験に基づいて予測されてもよい。同様にＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、a、b及びlの値は、ＧＴ校正中に記録されたデータに基づいて計算及び／又は検証されてもよい。

先に述べたように、ＧＴ構体３００の校正中、内蔵ヒータ３１２は発熱部材として機能してもよく、更なる加熱P_H（Ｗ／ｇ単位）を実行する。感度S₀、アルファ係数a、ＧＴ検出器３３２の加熱前出力電圧U（ｍＶ単位）、ＧＴ検出器３３２の加熱後出力電圧U’（ｍＶ単位）及びＧＴ検出器３３２の追加加熱P_Hは、以下に示す式（２）を使用して示されてもよい。

S₀(t)={[U'/(1+a*U')]-[U/(1+a*U)]}/ P_H （２）
ＧＴ構体３００を校正していない場合、感度S₀、アルファ係数a、ＧＴ検出器３３２の出力電圧U_g（ｍＶ単位）及びＧＴ検出器３３２のγ線加熱値W_g（Ｗ／ｇ単位）は、以下に示す式（３）を使用して示されてもよい。

U_g=S₀(t)*(1+a* U_g)*W_g （３）
上記の式（３）を配列し直すと、以下に示す式（４）を使用してγ線加熱値W_gを計算できる。

W_g=U_g/[S₀(t)*(1+a*U_g)] （４）
図５は、従来の出力分布監視システムの炉内固定核計装システムの検出器の配置関係を示した一部破断斜視図である。図６は、図５の検出器の配置関係を示した一部破断正面図である。

ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、炉心５００は４つの燃料集合体５０２の多数の燃料集合体群を含んでもよい。炉内核計装システムは複数の炉内核計装構体５０４を含んでもよい。炉内核計装構体５０４は、角部の給水間隙５０６に配設され、４つ１組の燃料集合体群５０２により取り囲まれていてもよい。炉内核計装構体５０４は、炉心５００内部において制御棒５０８とは異なる位置に配設されてもよい。

炉内核計装構体５０４は、細長い核計装案内管５０１、ＬＰＲＭ検出器構体５１２及びＧＴ検出器構体５１４を含んでもよい。

ＬＰＲＭ検出器構体５１２は、核計装案内管５１０の中に収納され、固定中性子検出手段として機能してもよい。ＬＰＲＭ検出器構体５１２は複数（例えば４つ）のＬＰＲＭ検出器５１６を含んでもよい。ＬＰＲＭ検出器５１６は、核計装案内管５１０の中に炉心５００の軸方向に等間隔Ｌで分散して配置されてもよい。ＬＰＲＭ検出器５１６は炉心５００の有効全長H（図６を参照）にほぼ対応してもよい。各ＬＰＲＭ検出器５１６は、測定される中性子束に従って中性子束信号（ＬＰＲＭ信号）を発生するために中性子束を測定するように構成されてもよい。各ＬＰＲＭ検出器５１６はＬＰＲＭ信号処理装置（図示せず）に電気的に接続されてもよい。

ＧＴ検出器構体５１４も同様に核計装案内管５１０の中に収納されており、固定γ線検出手段として機能してもよい。ＧＴ検出器構体５１４は複数（例えば８つ）のＧＴ検出器３３２を含んでもよい。

ＧＴ検出器３３２は、核計装案内管５１０の中に炉心５００の軸方向に分散して配置されてもよい。ＧＴ検出器３３２は炉心５００の有効全長Hにほぼ対応してもよい。各ＧＴ検出器３３２は、測定されるγ線束に従ってγ線束信号（ＧＴ信号）を発生するためにγ線束を測定するように構成されてもよい。各ＧＴ検出器３３２はＧＴ信号処理装置（図示せず）に電気的に接続されてもよい。

チャンネルボックス５１８の中に多数の燃料棒（図示せず）が収納されてもよい。チャンネルボックス５１８は、例えば矩形又は円筒形であってもよい。

図７は、ＢＷＲの原子炉出力分布監視システムの構造を概略的に示したブロック図である。

ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、ＢＷＲの原子炉出力分布監視システム７００は、炉内固定核計装システム７０２を含んでもよい。炉内固定核計装システム７０２は、複数の検出器、複数の信号処理装置及びＢＷＲの動作モード及び／又は炉心性能を監視するプロセス制御コンピュータ７０４を有してもよい。

プロセス制御コンピュータ７０４は、例えば中央処理装置（「ＣＰＵ」）７０６、メモリ装置７０８、入力コンソール７１０及び／又は表示装置７１２を含んでもよい。ＣＰＵ７０６、メモリ装置７０８、入力コンソール７１０及び表示装置７１２の間の通信を可能にするように、ＣＰＵ７０６は、メモリ装置７０８、入力コンソール７１０及び表示装置７１２に電気的に接続されてもよい。

プロセス制御コンピュータ７０４は、ＢＷＲの炉心出力分布をシミュレートする機能及び／又はシミュレートされた炉心出力分布に従ってＢＷＲの炉心性能を監視する機能を含んでもよい。

図７に示されるように、炉心５００は原子炉圧力容器７１４の中に収納されてもよい。原子炉圧力容器７１４は一次格納容器７１６の中に収納されてもよい。

先に述べたように、各ＬＰＲＭ検出器５１６は、測定される中性子束に従って中性子束信号（ＬＰＲＭ信号）を発生するために中性子束を測定するように構成されてもよい。各ＬＰＲＭ検出器５１６は、貫入部分７２２を通る信号ケーブル７２０を使用してＬＰＲＭ信号処理装置７１８に電気的に接続されてもよく、これにより、出力領域中性子束測定システム７２４を形成する。ＬＰＲＭ信号処理装置７１８は、ＣＰＵ、メモリ装置などを有するコンピュータを含んでもよい。

ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、ＬＰＲＭ信号処理装置７１８は、例えば、デジタルＬＰＲＭデータＤ２を収集するように、各ＬＰＲＭ検出器５１６から送信される各ＬＰＲＭ信号Ｓ２のアナログ／デジタル（「Ａ／Ｄ」）変換動作及び／又は利得処理動作を実行し、次にデジタルＬＰＲＭデータＤ２をプロセス制御コンピュータ７０４へ送信するように動作可能であってもよい。

先に述べたように、ＧＴ検出器構体５１４は、炉心５００の軸方向に複数のＧＴ検出器３３２が分散して配置されるように構成されてもよい。各ＧＴ検出器３３２によりγ線加熱値が測定されてもよい。ＧＴ検出器３３２の数はＬＰＲＭ検出器５１６の数以上でなければならない。各ＧＴ検出器３３２は、貫入部分７３０を通る信号ケーブル７２８を使用しＧＴ信号処理装置７２６に電気的に接続されてもよく、これにより、ＧＴ出力分布測定システム７３２を形成する。

ＰＦＯＳＩＴＡには周知であるように、ＧＴ信号処理装置７２６は、ＧＴ検出器３３２から出力される信号Ｓ１並びにそれぞれ対応するＧＴ検出器３３２の感度S₀及びアルファ係数aを使用してデジタルＧＴデータＤ１を収集するように構成されてもよい。デジタルＧＴデータＤ１は、単位重量グラム当たりワット数（Ｗ／ｇ）単位でγ線加熱値を示してもよい。ＧＴ信号処理装置７２６は、デジタルＧＴデータＤ１をプロセス制御コンピュータ７０４へ送信するように動作可能であってもよい。

炉内固定核計装システム７０２はγ線温度計ヒータ制御装置７３４を含んでもよい。γ線温度計ヒータ制御装置７３４は、電力ケーブル７４６を使用して各内蔵ヒータ３１２に電気的に接続されてもよい。

原子炉圧力容器７１４及び／又は一次系配管（図示せず）に、炉心状態データ測定装置７３６が設けられてもよい。炉心状態データ測定装置７３６は炉心状態データ信号Ｓ３を供給してもよい。炉心状態データ信号Ｓ３は、例えば制御棒パターン、炉心冷却材流量、原子炉圧力容器７１４の内圧、給水流量、給水温度（例えば炉心入口冷却材温度）などを含んでもよい。炉心状態データ信号Ｓ３は、ＢＷＲの原子炉動作モード（状態）を示す種々の動作パラメータとして使用されてもよい。

原子炉圧力容器７１４の内部にある炉心状態データ測定装置７３６の第１の部分は、貫入部分７４２を通る信号ケーブル７４０を使用して炉心状態データ処理装置７３８に接続されてもよい。原子炉圧力容器７１４の外側にある炉心状態データ測定装置７３６の第２の部分は、信号ケーブル７４０を使用して炉心状態データ処理装置７３８に接続されてもよい。炉心状態データ測定装置７３６の第１の部分及び／又は第２の部分は、プロセスデータ測定システム７４４を形成してもよい。

ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、炉心状態データ処理装置７３８は、炉心状態データ信号Ｓ３を使用してデジタル炉心状態データＤ３を収集するように構成されてもよい。炉心状態データ処理装置７３８は、デジタル炉心状態データＤ３をプロセス制御コンピュータ７０４へ送信するように動作可能であってもよい。

ＣＰＵ７０６は、核計装制御プロセスモジュール７４８及び／又は出力分布シミュレーションプロセスモジュール７５０を含んでもよい。核計装制御プロセスモジュール７４８は、炉内固定核計装システム７０２を監視し且つ／又は制御してもよい。

ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、炉心５００内部で実際に測定されたデータを反映する炉心出力分布を得るために、出力分布シミュレーションプロセスモジュール７５０は、デジタルＧＴデータＤ１、デジタルＬＰＲＭデータＤ２及び／又はデジタル炉心状態データＤ３を使用して、核計装制御プロセスモジュール７４８の出力分布シミュレーション結果を修正してもよい。

メモリ装置７０８は、核計装制御プログラムモジュールＰＭ１、出力分布シミュレーションプログラムモジュールＰＭ２及び／又は出力分布学習（適応）プログラムモジュールＰＭ３を含んでもよい。出力分布シミュレーションプログラムモジュールＰＭ２は、３次元熱水圧シミュレーションコードなどの物理モデルを含んでもよい。

出力分布シミュレーションプロセスモジュール７５０は、出力分布シミュレーションプログラムモジュールＰＭ２を使用して、炉心５００内部の中性子束分布をシミュレートし、炉心５００内部の出力分布をシミュレートし且つ／又は１つ以上の動作熱限界（例えば、最大線形熱発生速度（「ＭＬＨＧＲ」）及び／又は最小臨界出力比（「ＭＣＰＲ」）に関する裕度をシミュレートしてもよい。出力分布シミュレーションプロセスモジュール７５０は、出力分布学習（適応）プログラムモジュールＰＭ３に基づいて、実際に測定された炉心核計装データを反映する炉心出力分布を得るためにシミュレーション結果を修正するように動作可能であってもよい。

先に述べたように、正確な炉心出力分布を判定し且つ／又は実際の炉心核計装データ（デジタルＧＴデータＤ１、デジタルＬＰＲＭデータＤ２及び／又はデジタル炉心状態データＤ３）を反映する１つ以上の動作熱限界に関する正確な裕度を判定するために、出力分布シミュレーションプロセスモジュール７５０は、入力されるデジタルＧＴデータＤ１、デジタルＬＰＲＭデータＤ２及び／又はデジタル炉心状態データＤ３に従って、メモリ装置７０８に格納されたシミュレーション結果（炉心５００の中性子束分布及び／又は出力分布）を修正してもよい。

ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、一般に、ＬＰＲＭ検出器は核分裂性物質で被覆されたカソードを含んでもよい。核分裂性物質はＵ^２３４及びＵ^２３５の混合物であってもよい。Ｕ^２３５は熱中性子束に比例する信号を発生するために使用されてもよい。しかし、炉心には極めて高レベルの熱中性子束が存在するため、Ｕ^２３５は焼損し、その結果、一定の熱中性子束に対応するＬＰＲＭ検出器の読みは、時間の経過に伴って徐々に減少する可能性がある。Ｕ^２３４は熱中性子を吸収してＵ^２３５になり、それにより、ＬＰＲＭ検出器の寿命を延ばす。このような混合物を使用しても、最終的には、一定の熱中性子束に対応するＬＰＲＭ検出器の読みは時間の経過に伴って徐々に減少する。

同様にＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、γ線温度計は関連するＬＰＲＭ検出器を校正する機能を有してもよい。定常状態動作中、γ線束は熱中性子束に比例してもよい。従って、関連するＬＰＲＭ検出器の付近に配置されたγ線温度計は、ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、定常状態熱平衡の間に局所γ線束を測定してもよい。局所γ線束は比例熱中性子束に関連していてもよく、関連するＬＰＲＭ検出器は関連する比例熱中性子束に基づいて校正されてもよい。

γ線温度計を使用して炉内の核計装を校正するという問題を解決する種々の方法は、例えば米国特許第４，６１４，６３５号公報（「'６３５号特許」）、第５，０１５，４３４号公報（「'４３４号特許」）、第５，１１６，５６７号公報（「'５６７号特許」）及び第５，２０４，０５３号公報（「'０５３号特許」）、並びに米国特許出願公開第２００９／０１３５９８４Ａ１号（「'９８４号公開」）で提案されている。'６３５号特許、'４３４号特許、'５６７号特許、'０５３号特許及び'９８４号公開の開示内容は、参考として本出願に取り入れられている。しかし、これらの種々の解決方法は、γ線温度計を使用して炉内の核計装を校正することを含んでおらず、核計装の校正は、関連する原子炉が定常状態動作中ではない場合に単純に、自動的に、リアルタイムで且つ／又は低コストで実行されてもよい。

図８は、ＢＷＲの従来のＧＴ信号処理装置８００を示したブロック図である。

ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、例えば日本特許出願公開第２００１‐０８３２８０号（「ＪＰ’２８０号」）及びそれに関連する機械翻訳文に記載される通り、ＢＷＲのＧＴ信号処理装置８００はＧＴ信号サイトボード８０２、ＧＴ制御パネル８０４及び／又はＧＴ信号サイトボード８０２とＧＴ制御パネル８０４との間の通信回路（送信機８３４及び光ケーブル８３６を介する）を含んでもよい。ＪＰ’２８０号及びそれに関連する機械翻訳文の数式及び関連する説明は、参考として本出願に取り入れられている。

ＧＴ信号サイトボード８０２は、増幅器８０６、低域フィルタ８０８、マルチプレクサ８１０、Ａ／Ｄ変換器８１２、信号保持回路８１４、デジタル信号処理装置（「ＤＳＰ」）８１６、メモリ８１８及び／又は入出力（「Ｉ／Ｏ」）バッファ８２０を含んでもよい。遅延γ線補償モジュール８２２は、信号保持回路８１４、デジタル信号処理装置（「ＤＳＰ」）８１６及び／又はメモリ８１８を含んでもよい。

ＧＴ制御パネル８０４は、送信機８２４、ＣＰＵ８２６、Ｉ／Ｏバッファ８２８、メモリ８３０及び／又は表示コンソール８３２を含んでもよい。

図８は、送信機８３４、光ケーブル８３６、ＧＴヒータ制御パネル８３８、Ｉ／Ｏ機械８４０、ヒータワイヤ８４２、１つ以上の別のＧＴ信号サイトボード８４４及び／又は差動形熱電対８４６を更に示す。

ＧＴ信号処理装置８００の遅延γ線補償モジュール８２２は、γ線温度計を使用して炉内の核計装の校正を開示してもよい。核計装の校正は、関連する原子炉が定常状態動作中ではない場合に実行されてもよい。

遅延γ線補償モジュール８２２は、即発成分[a₀*P(t)]（ｍＶ単位）及び遅延成分[Sa_m* u_m(t)]を含むように総ＧＴ信号R(t)（ｍＶ単位）を定義してもよい。尚、以下の式（５）に示されるように、和S,m=1,2,…,M（ｍＶ単位）である。

R(t)=a₀*P(t)+a(a_m*u_m(t)) （５）
式（５）において、a₀は定数項を示してもよく、P(t)は瞬時応答項を示してもよく、a_mは定数項を示してもよく、u_m(t)は以下の式（６）により定義される遅延応答項を示してもよい。

U_m(t)=1/t_m*oP(t')*exp[-(t-t')/t_m]dt' （６）
式（６）における積分はt=-∞〜tで実行されてもよく、t_mは熱時定数であってもよい。

上記の式（５）を再配列すると、以下の式（７）を使用して瞬時応答項P(t)の計算が可能になる。

P(t)=[R(t)-a(a_m*u_m(t))]/a₀ （７）
ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、対応するＬＰＲＭ検出器５１６を校正するために、所定のＧＴ検出器３３２の瞬時応答項P(t)はデジタルＧＴデータＤ１に変換され、次にＬＰＲＭデータＤ２と比較されてもよい。

米国特許第４，６１４，６３５号公報米国特許第５，０１５，４３４号公報米国特許第５，１１６，５６７号公報米国特許第５，２０４，０５３号公報米国特許第２００９／０１３５９８４Ａ１号公報米国特許第６，３１０，９２９Ｂ１号公報米国特許第６，４０８，０４１Ｂ２号公報日本国特許出願公開２００１−８３２８０号公報

本発明は、γ線温度計を含む中性子監視システム及びγ線温度計を使用して核計装を校正する方法に関してもよい。また、本発明は、γ線温度計からの補償信号を使用して中性子監視システムの核計装が校正されるようなγ線温度計を含む中性子監視システムに関してもよい。更に、本発明は、γ線温度計からの補償信号を使用して核計装を校正する方法に関してもよい。

実施形態において、γ線温度計を使用して核計装を校正する方法は、核計装で局所中性子束を測定すること；測定された局所中性子束に比例する第１の信号を核計装から発生すること；γ線温度計で局所γ線束を測定すること；測定された局所γ線束に比例する第２の信号をγ線温度計から発生すること；第２の信号を補償すること；及び／又は補償後の第２の信号に基づいて核計装の利得を校正することを含んでもよい。第２の信号を補償することは、特定遅延γ線源群の選択された収率を計算すること；特定遅延γ線源群の時定数を計算すること；選択された収率及び時定数に基づいて遅延局所γ線束に対応する第３の信号を計算すること；及び／又は第２の信号から第３の信号を減算することにより補償後の第２の信号を計算することを含んでもよい。特定遅延γ線源群は、５×１０^−１秒より大きく且つ５×１０^５秒より小さい崩壊時定数を有してもよい。

実施形態において、γ線温度計を使用する方法は、γ線温度計において局所γ線束を測定すること；測定された局所γ線束に比例する第１の信号をγ線温度計から発生すること；第１の信号を補償すること；及び／又は補償後の第１の信号に基づいて核計装の利得を校正することを含んでもよい。第１の信号を補償することは、特定遅延γ線源群の選択された収率を計算すること；特定遅延γ線源群の時定数を計算すること；選択された収率及び時定数に基づいて遅延局所γ線束に対応する第２の信号を計算すること；及び／又は第１の信号から第２の信号を減算することにより補償後の第１の信号を計算することを含んでもよい。特定遅延γ線源群は、５×１０^−１秒より大きく且つ５×１０^５秒より小さい崩壊時定数を有してもよい。

実施形態において、中性子監視システムは、複数の核計装；複数のγ線温度計；プロセッサ；及び／又はメモリを含んでもよい。各γ線温度計は、核計装のうち１つと関連してもよい。各核計装は局所中性子束を測定し且つ／又は測定された局所中性子束に比例する第１の信号を発生してもよい。各γ線温度計は局所γ線束を測定し且つ／又は測定された局所γ線束に比例する第２の信号を発生してもよい。特定遅延γ線源群の選択された収率がプロセッサにより計算されるか又はメモリに格納されるか、あるいはプロセッサにより計算され且つメモリに格納されてもよい。特定遅延γ線源群の時定数がプロセッサにより計算されるか又はメモリに格納されるか、あるいはプロセッサにより計算され且つメモリに格納されてもよい。プロセッサは、γ線温度計ごとに、選択された収率及び／又は時定数に基づいて遅延局所γ線束に対応する第３の信号を計算してもよい。プロセッサは、γ線温度計ごとに、第２の信号から第３の信号を減算することにより補償後の第２の信号を計算してもよい。各核計装の利得は、関連するγ線温度計の補償後の第２の信号に基づいて校正されてもよい。特定の遅延γ線源群は、５×１０^−１秒より大きく且つ５×１０^５秒より小さい崩壊時定数を有してもよい。

上記の及び／又は他の態様及び利点は、添付の図面と関連する以下の実施形態の詳細な説明から更に明らかになり且つ更に容易に理解されるだろう。
図１は従来のＢＷＲにおけるＲＰＶを示した一部破断断面図である。図２は従来の原子炉の炉心を示した平面図である。図３は従来のγ線温度計構体の構造を示した一部破断斜視図である。図４は従来のγ線温度計構体のγ線加熱値を測定する原理を示した図である。図５は従来の出力分布監視システムの炉内固定核計装システムの検出器の配置関係を示した一部破断斜視図である。図６は図５の検出器の配置関係を示した一部破断正面図である。図７はＢＷＲの原子炉出力分布監視システムの構造を概略的に示したブロック図である。図８は従来のＧＴ信号処理装置を示したブロック図である。図９は実施形態に係る原子炉出力分布監視システムの構造を概略的に示したブロック図である。図１０はアメリカ原子力学会（「ＡＮＳ」）規格の表９に基づく表である。図１１はＡＮＳ規格の表９に基づく表である。図１２はＡＮＳ規格の表１０に基づく表である。図１３はＡＮＳ規格の表１１に基づく表である。図１４はＡＮＳ規格の表１２に基づく表である。

添付の図面を参照して実施形態を更に詳細に説明する。しかし、実施形態は多くの異なる形態で実施されてもよく、本明細書に記載される実施形態に限定されると解釈されてはならない。以下に示される実施形態は、本発明の開示内容を完全且つ完璧にし且つその範囲を当業者に十分に伝達するために提示される。

ある構成要素が別の構成要素「の上に載っている」、「に接続される」、「に結合される」又は「に固定される」と説明される場合、その構成要素は他方の構成要素の上に直接載っているか、他方の構成要素に直接接続されるか、直接結合されるか又は直接固定されてもよいが、それら２つの構成要素の間に介在する構成要素が存在してもよいことが理解されるだろう。これに対し、ある構成要素が別の構成要素「の上に直接載っている」、「に直接接続される」、「に直接結合される」又は「に直接固定される」と説明される場合、介在する要素は存在しない。本明細書において使用される場合の用語「及び／又は」は、関連して挙げられている項目のうち１つ以上の項目のあらゆる組み合わせを含む。

本明細書において種々の要素、構成要素、領域、層及び／又は部分を説明するために第１の、第２の、第３などの用語が使用されてもよいが、それらの要素、構成要素、領域、層及び／又は部分はそれらの用語により限定されてはならないことが理解されるだろう。それらの用語は、１つの要素、構成要素、領域、層又は部分を別の要素、構成要素、領域、層又は部分と区別するために使用されるだけである。従って、実施形態の教示から逸脱せずに、以下に説明される第１の要素、構成要素、領域、層又は部分を第２の要素、構成要素、領域、層又は部分と呼ぶことは可能だろう。

本明細書において、図面に示されるような１つの構成要素及び／又は特徴と別の構成要素及び／又は特徴、もしくは他の（複数の）構成要素及び／又は特徴との相対関係を説明するために、説明を容易にするように「下」、「下方」、「下部」、「上方」、「上部」などの空間的相対関係を示す用語が使用されてもよい。それらの空間的相対関係を示す用語は、図示される向きに加えて使用中又は動作中の装置の種々の向きを含むことを意図することが理解されるだろう。

本明細書において使用される用語は特定の実施形態を説明するために便宜上使用され、実施形態を限定することを意図しない。本明細書における単数形は、特に明示して指示のない限り複数形も含むことを意図する。更に、本明細書において使用される場合の用語「具備する」及び／又は「含む」は、そこに挙げられている特徴、数字、ステップ、動作、要素及び／又は構成要素の存在を特定するが、１つ以上の他の特徴、数字、ステップ、動作、要素及び／又は構成要素の存在又は追加を除外しないことが理解されるだろう。

特に定義されない限り、本明細書において使用されるすべての用語（技術科学用語を含む）は、本発明が属するＰＨＯＳＩＴＡにより一般に理解されるのと同一の意味を有する。更に、一般に使用される辞書で定義される用語のような用語は、従来の技術に関連して解釈される意味と矛盾しない意味を有すると解釈されるべきであり且つ特に指示のない限り理想化された意味又は過度に形式的な意味で解釈されてはならないことが理解されるだろう。

添付の図面に示される実施形態を参照して説明する。図面中、同じ図中符号は一貫して同じ構成要素を示す。

先に述べたように、実施形態はＢＷＲ（例えば高経済型単純化ＢＷＲ（「ＥＳＢＷＲ」）に関連して説明されるが、例えば他の水冷原子炉及び／又は水減速原子炉［例えば、加圧水型軽水炉（「ＰＷＲ」）、スイミングプール型原子炉及び重水炉］、ガス冷却炉（「ＧＣＲ」）［例えば、改良型ガス冷却炉（「ＡＧＲ」）］、液体金属冷却炉及び溶融塩炉（「ＭＳＲ」）などの他の種類の原子炉にも実施形態が適用されることをＰＨＯＳＩＴＡは認識すべきである。

図９は、実施形態に係る原子炉出力分布監視システムの構造を概略的に示したブロック図である。

原子炉出力分布監視システム９００は炉内固定核計装システム９０２を含んでもよい。炉内固定核計装システム９０２は、検出器と、信号処理装置と、ＢＷＲの動作モード及び／又は炉心性能を監視するプロセス制御コンピュータ９０４とを有してもよい。

プロセス制御コンピュータ９０４は、例えばＣＰＵ９５４、メモリ装置９５６、入力コンソール９５８及び／又は表示装置９６０を含んでもよい。ＣＰＵ９５４、メモリ装置９５６、入力コンソール９５８及び表示装置９６０の間の通信を可能にするように、ＣＰＵ９５４は、メモリ装置９５６、入力コンソール９５８及び表示装置９６０に電気的に接続されてもよい。

プロセス制御コンピュータ９０４は、ＢＷＲの炉心出力分布をシミュレートする機能及び／又はシミュレートされた炉心出力分布に従ってＢＷＲの炉心性能を監視する機能を含んでもよい。

図９に示されるように、炉心９０６は原子炉圧力容器９０８に収納されてもよい。原子炉圧力容器９０８は一次格納容器９１０に収納されてもよい。

炉内核計装構体９１２は、細長い炉内核計装案内管９１４、ＬＰＲＭ検出器構体９１６及びＧＴ検出器構体９１８を含んでもよい。

ＬＰＲＭ検出器構体９１６は固定中性子検出手段として機能してもよい。ＬＰＲＭ検出器構体９１６は、複数（例えば４つ）のＬＰＲＭ検出器９２０を含んでもよい。ＬＰＲＭ検出器９２０は、炉心９０６の軸方向に等間隔で分散して配置されてもよい。ＬＰＲＭ検出器９２０は炉心９０６の有効全長にほぼ対応してもよい。各ＬＰＲＭ検出器９２０は、測定された中性子束に従って中性子束信号（ＬＰＲＭ信号）を発生するために中性子束を測定するように構成されてもよい。各ＬＰＲＭ検出器９２０はＬＰＲＭ信号処理装置９２２に電気的に接続されてもよい。

ＧＴ検出器構体９１８も同様に炉内核計装案内管９１４に収納されており、固定γ線検出手段として機能してもよい。ＧＴ検出器構体９１８は、複数（例えば７つ）のＧＴ検出器９２４を含んでもよい。

各ＬＰＲＭ検出器９２０は、測定された中性子束に従って中性子束信号（ＬＰＲＭ信号）を発生するために中性子束を測定するように構成されてもよい。各ＬＰＲＭ検出器９２０は、貫入部分９２８を通る信号ケーブル９２６を使用してＬＰＲＭ信号処理装置９２２に電気的に接続され、それにより、出力領域中性子束測定システム９３０を形成してもよい。ＬＰＲＭ信号処理装置９２２は、ＣＰＵ、メモリ装置などを有するコンピュータを含んでもよい。

ＬＰＲＭ信号処理装置９２２は、ＬＰＲＭ検出器９２０から出力されるＬＰＲＭ信号Ｓ２を受信するように構成されてもよい。デジタルＬＰＲＭデータＤ２を収集するために、ＬＰＲＭ信号処理装置９２２は、例えばＬＰＲＭ検出器９２０から送信される各ＬＰＲＭ信号Ｓ２のアナログ／デジタル（「Ａ／Ｄ」）変換動作及び／又は利得処理動作を実行するように動作可能であってもよい。ＬＰＲＭ信号処理装置９２２は、デジタルＬＰＲＭデータＤ２をプロセス制御コンピュータ９０４へ送信するように動作可能であってもよい。

ＧＴ検出器構体９１８は、複数のＧＴ検出器９２４が炉心９０６の軸方向に分散して配置されるように構成されてもよい。各ＧＴ検出器９２４によりγ線加熱値が測定されてもよい。ＧＴ検出器９２４の数はＬＰＲＭ検出器９２０の数以上でなければならない。各ＧＴ検出器９２４は、貫入部分９３６を通る信号ケーブル９３４を使用してＧＴ信号処理装置９３２に電気的に接続され、それにより、ＧＴ出力分布測定システム９３８を形成してもよい。

ＧＴ信号処理装置９３２は、ＧＴ検出器９２４から出力されるＧＴ信号Ｓ１並びにそれぞれ対応するＧＴ検出器９２４の感度S₀及びアルファ係数aを受信するように構成されてもよい。デジタルＧＴデータＤ１は、単位重量ｇ当たりワット数（Ｗ／ｇ）単位でγ線加熱値を示してもよい。ＧＴ信号処理装置９３２はＧＴ信号Ｓ１をデジタルＧＴデータＤ１に変換してもよい。ＧＴ信号処理装置９３２は、デジタルＧＴデータＤ１をプロセス制御コンピュータ９０４へ送信するように動作可能であってもよい。

炉内固定核計装システム９０２はγ線温度計ヒータ制御装置９４０を含んでもよい。γ線温度計ヒータ制御装置９４０は、電力ケーブル９２４を使用して各内蔵ヒータに電気的に接続されてもよい。

原子炉圧力容器９０８及び／又は一次系配管（図示せず）に炉心状態データ測定装置９４４が設けられてもよい。炉心状態データ測定装置９４４は、熱電対、圧力センサ、ベンチュリ、圧力センサ、電気式位置センサなどを含む複数の測定システムを示してもよい。それらの測定システムの多くは、物理的に原子炉圧力容器９０８及び／又は一次格納容器９１０の外側に配置されてもよい。

炉心状態データ測定装置９４４は炉心状態データ信号Ｓ３を提供してもよい。炉心状態データ信号Ｓ３は、例えば制御棒パターン、炉心冷却材流量、原子炉圧力容器９０８の内圧、給水流量、給水温度（例えば炉心入口冷却材温度）などを含んでもよい。炉心状態データ信号Ｓ３は、ＢＷＲの原子炉動作モード（状態）を示す種々の動作パラメータとして使用されてもよい。

原子炉圧力容器９０８の内側にある炉心状態データ測定装置９４４の第１の部分は、貫入部分９５０を通る信号ケーブル９４８を使用して炉心状態データ処理装置９４６に接続されてもよい。原子炉圧力容器９０８の外側にある炉心状態データ測定装置９４４の第２の部分は、信号ケーブル９４８を使用して炉心状態データ処理装置９４６に接続されてもよい。炉心状態データ測定装置９４４の第１の部分及び／又は第２の部分は、プロセスデータ測定システム９５２を形成してもよい。

炉心状態データ処理装置９４６は、炉心状態データ信号Ｓ３を受信するように構成されてもよい。炉心状態データ処理装置９４６は、炉心状態データ信号Ｓ３をデジタル炉心状態データＤ３に変換してもよい。炉心状態データ処理装置９４６は、デジタル炉心状態データＤ３をプロセス制御コンピュータ９０４へ送信するように動作可能であってもよい。

ＣＰＵ９５４は、例えば核計装制御プロセスモジュール（図示せず）及び／又は出力分布シミュレーションプロセスモジュール（図示せず）を含んでもよい。核計装制御プロセスモジュールは、炉内固定核計装システム９０２を監視し且つ／又は制御してもよい。

炉心９０６において実際に測定されたデータを反映する炉心出力分布を得るために、出力分布シミュレーションプロセスモジュールは、デジタルＧＴデータＤ１、デジタルＬＰＲＭデータ及び／又はデジタル炉心状態データＤ３を使用して核計装制御プロセスモジュールの出力分布シミュレーション結果を修正してもよい。

メモリ装置９５６は、例えば核計装制御プログラムモジュール（図示せず）、出力分布シミュレーションプログラムモジュール（図示せず）及び／又は出力分布学習（適応）プログラムモジュール（図示せず）を含んでもよい。出力分布シミュレーションプログラムモジュールは、３次元熱水圧シミュレーションコードなどの物理モデルを含んでもよい。

出力分布シミュレーションプロセスモジュールは、出力分布シミュレーションプログラムモジュールを使用して炉心９０６における中性子束分布をシミュレートし、炉心９０６における出力分布をシミュレートし且つ／又は１つ以上の動作熱限界（例えば、最大線形熱発生速度（「ＭＬＨＧＲ」）及び／又は最小臨界出力比（「ＭＣＰＲ」））に関する裕度をシミュレートしてもよい。出力分布シミュレーションプロセスモジュールは、出力分布学習（適応）プログラムモジュールに基づいて実際に測定された炉心核計装データを反映する炉心出力分布を得るためにシミュレーション結果を修正するように動作可能であってもよい。

先に述べたように、正確な炉心出力分布及び／又は実際の炉心核計装データ（デジタルＧＴデータＤ１、デジタルＬＰＲＭデータＤ２及び／又はデジタル炉心状態データＤ３）を反映する１つ以上の動作熱限界に関する正確な裕度を判定するために、出力分布シミュレーションプロセスモジュールは、入力されたデジタルＧＴデータＤ１、デジタルＬＰＲＭデータＤ２及び／又はデジタル炉心状態データＤ３に従って、メモリ装置９５６に格納されているシミュレーション結果（炉心９０６における中性子束分布及び／又は出力分布）を修正してもよい。

実施形態において、ＧＴ信号処理装置９３２及び／又はプロセス制御コンピュータ９０４でγ線補償が実行されてもよい。γ線補償に際して、炉心９０６は、炉心９０６の温度がゆっくり変化している熱平衡にごく近い状態にあると想定されてもよく、従って、熱遅延は無視されてもよい（例えば、熱遅延は約１５秒〜約３０秒の時定数を有してもよい）。

実施形態において、γ線遅延によって核分裂過程で放出されるγ線エネルギーの補償前収率及び補償後収率を示すγ線補償値が計算されてもよい。それらの値は、核分裂性核種及び／又は考えられる他のアクチニドに応じて変化してもよい。遅延γ線の影響は、各々が関連崩壊時定数を有する崩壊指数関数の加重和により近似されてもよい。

実施形態において、遅延γ線源は、５×１０^−１秒より大きく且つ／又は５×１０^５秒より小さい崩壊時定数を有してもよい。実施形態において、遅延γ線源は複数の遅延γ線源群に分割されてもよく、遅延γ線源群は、５×１０^−１秒より大きく且つ／又は５×１０^５秒より小さい崩壊時定数を有する。実施形態において、遅延γ線源は複数の遅延γ線源群に分割されてもよく、遅延γ線源群の１つのサブセットは、５×１０^−１秒より大きく且つ／又は５×１０^５秒より大きい崩壊時定数を有する。

実施形態において、遅延γ線源は、０．４秒、０．５秒、０．６秒、０．７秒、０．８秒、０．９秒、１秒、１．１秒、１．２秒、１．３秒又は１．４秒より大きい崩壊時定数を有してもよい。実施形態において、遅延γ線源は、１．５×１０^６秒、１．４×１０^６秒、１．３×１０^６秒、１．２×１０^６秒、１．１×１０^６秒、１×１０^６秒、９×１０^５秒、８×１０^５秒、７×１０^５秒、６×１０^５秒、５×１０^５秒又は４×１０^５秒より小さい崩壊時定数を有してもよい。

実施形態において、遅延γ線源は複数の遅延γ線源群に分割されてもよく、それらの遅延γ線源群の特性データは、例えば表及び／又はそれと同等の分析表示の中の１つ以上のデータソースから利用可能である。そのようなデータソースは、例えばAmerican Nuclear Soceityにより刊行された原子力工業規格を含んでもよい。そのような規格の１つは、本出願にも参考として取り入れられているAmerican National Standard「Decay Heat Power in Light Water Reactor」、ＡＮＳＩ／ＡＮＳ‐５．１‐２００５である。ＡＮＳ規格の第３章の表９〜１２は、核分裂関数f(t)及びF(t,T)に指数当てはめするためのパラメータa_i及びl_i（i=1,2,...,23）を提示する。ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、核分裂関数f(t)は、多数の核分裂事象の瞬時パルスに続く核分裂ごとの崩壊熱出力を示してもよい。同様にＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、核分裂関数F(t,∞)は、核分裂生成物において中性子吸収を伴わずに無限に長い動作期間の間に一定の速度で生成される核分裂生成物からの崩壊熱出力を示してもよい。

核分裂関数は、以下に示す式（８）、（９）及び／又は（１０）により定義されてもよい。式中、tは秒単位であり、f(t)はＭｅＶ／核分裂‐秒単位であり、a_iはＭｅＶ／核分裂‐秒単位であり、l_iは秒^−１単位であり、F(t,T)はＭｅＶ／核分裂単位であり、F(t,∞)はＭｅＶ／核分裂単位であり、i=1,2,…,23である。

f(t)=a[a_i*exp(-l_it)] （８）
F(t,T)=a{(a_i/l_i)*exp(-l_it)*[1-exp(-l_iT)]} （９）
F(t,\)=F(t,10¹³) （１０）
ＡＮＳ規格の表９は、^２３５Ｕの熱核分裂関数f(t)及びF(t,∞)に関するa_i及びl_iパラメータを提供する。ＡＮＳ規格の表１０は、^２３９Ｐｕの熱核分裂関数f(t)及びF(t,∞)に関するa_i及びl_iパラメータを提供する。ＡＮＳ規格の表１１は、^２３８Ｕの高速核分裂関数f(t)及びF(t,∞)に関するa_i及びl_iパラメータを提供する。ＡＭＳ規格の表１２は、^２４１Ｐｕの熱核分裂関数f(t)及びF(t,∞)に関するa_i及びl_iパラメータを提供する。

実施形態において、各遅延γ線源群の崩壊時定数t_iは、以下に示す式（１１）により定義されてもよい。式中、t_iは秒単位であり、l_iは秒^−１単位であり、i=1,2,…,23である。

t_i=1/l_i（１１）
以下に説明するように、崩壊時定数t_iは関心遅延γ線源群を判定するために使用されてもよい。

実施形態において、各遅延γ線源群により放出される遅延γ線エネルギーの量MEVPF_iは、以下に示す式（１２）により定義されてもよい。式中、量MEVPF_iはＭｅＶ／核分裂単位であり、a_iはＭｅＶ／核分裂‐秒単位であり、l_iは秒^−１単位であり、i=1,2,…,23である。

MEVPF_i=a_i/l_i（１２）
実施形態において、放出される遅延γ線エネルギーの総量TMEVPFは、以下に示す式（１３）により定義されてもよい。式中、総量TMEVPFはＭｅＶ／核分裂単位であり、量MEVPF_iはＭｅＶ／核分裂単位であり、i=1,2,…,23である。

TMEVPF=aMEVPF_i（１３）
実施形態において、補償前収率UYF_iは、以下に示す式（１４）により定義されてもよい。補償前収率UYF_iは単位なしであり、量MEVPH_iはＭｅＶ／核分裂単位であり、総量TMEVPFはＭｅＶ／核分裂単位であり、i=1,2,…,23である。

UYF_i=MEVPF_i/TMEVPF （１４）
実施形態において、補償後収率CYF_iは、以下に示す式（１５）により定義されてもよい。式中、補償後収率CYF_iは単位なしであり、補償前収率UYF_iは単位なしであり、i=1,2,…,23である。F_DGは単位なしであり、以下に示す式（１５）により定義されてもよい。

CYF_i=UYF_i*F_DG（１５）
実施形態において、遅延γ線によって核分裂過程で放出されるγ線エネルギーの分率を示す値が計算されてもよい。この値は、核分裂性核種及び／又は考えられる他のアクチニドに応じて変化してもよい。

実施形態において、（ａ）核分裂過程で放出される遅延γ線エネルギー（Q_DG）；（ｂ）核分裂過程で放出される即発γ線エネルギー（Q_PG）；及び（ｃ）核分裂過程で放出される捕獲γ線エネルギー（Q_CG）の３つの量が使用されてもよい。核分裂過程で放出される捕獲γ線エネルギーの一部は遅延するが、その影響はごくわずかであるので、核分裂過程で放出される捕獲γ線エネルギー（Q_CG）は即発効果として扱われてもよい。

遅延γ線によって核分裂過程で放出されるγ線エネルギーの分率（F_DG）は、以下に示す式（１６）を使用して計算されてもよい。

F_DG=Q_DG/(Q_DG+Q_PG+Q_CG) （１６）
ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、Q_DGの値は、例えばEvaluated Nuclear Data File（「ＥＮＤＦ」）から調べられてもよい。ＥＮＤＦは、例えばNational Nuclear Data Center of Brookhaven National Laboratory（http://www.nndc.bnl.gov/）を介してオンラインでアクセスされてもよい。ＥＮＤＦの現在のオンラインデータベースバージョンは、ＥＮＤＦ／Ｂ−ＶＩＩ．０（２００６年１２月１５日発売）である。「ＥＮＤＦ」をクリックし、「Basic Retrieval」を選択し且つターゲットとして^２３５Ｕを使用する（例えば「２３５ｕ」と入力する）と、ユーザは、１〜１４と番号付けされた１４のエントリを含む「ENDF Data Selection」ページを見ることができる。各エントリはInfo、Summary、MAT、ENDF-6、Interpreted、s及び／又はPlotなどのオプションを含む。エントリ番号４のInterpretedオプション（「U-235(E_REL_FIS)U-235, INFO MT458」）をクリックすると、ユーザは、^２３５Ｕの核分裂で放出されるエネルギーの成分を提示する「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_DGの値は５．６０００ＭｅＶ（^２３５Ｕ）である。

同様にＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、例えばＥＮＤＦで類似の手続きを使用してQ_PGの値が調べられてもよい。「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページによれば、記載されているQ_PGの値は６．６０００ＭｅＶ（^２３５Ｕ）である。

更に、ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、例えばAtomic Mass Data Center（「ＡＭＤＣ」）のウェブサイトでQ_CGの値が調べられてもよい。ＡＤＭＣのデータベースは、例えばNational Nuclear Data Centerのウェブサイトhttp://www.nndc.bnl.gov/amdc/を介してオンラインでアクセスされてもよい。「Q-value Calculator」をクリックして、ターゲットとして^２３５Ｕを使用し（例えば「235u」と入力する）、飛散粒子として中性子を使用し（例えば「n」と入力する）且つ放出粒子としてγ線を使用する（例えば「g」と入力する）と、ユーザは、γ線Q値を含めて３列のデータを含む「Reaction Q-values for ²³⁵U + n」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_CGの値は６．５４５４５ＭｅＶ（^２３５Ｕ）である。

実施形態において、Q_DG＝５．６０００ＭｅＶ、Q_PG＝６．６０００ＭｅＶ及びQ_CG＝６．５４５４５ＭｅＶの値を式（１６）で使用すると、F_DG＝０．２９８７３９（^２３５Ｕ）となる。

実施形態において、Q_DG、Q_PG及び／又はQ_CGの値は他の情報源から収集されてもよい。例えばQ_DG＝６．２６００ＭｅＶ、Q_PG＝６．９６００ＭｅＶ及びQ_CG＝７．７５００ＭｅＶの値を有する旧データを式（１６）で使用すると、F_DG＝０．２９８５２２（^２３５Ｕ）となる。

先に述べたように、Q_DGの値は、例えばＥＮＤＦで調べられてもよい。ＥＮＤＦオンラインをアクセスし、「ＥＮＤＦ」をクリックし、「Advanced Retrieval」を選択し且つターゲットとして^２３９Ｐｕを使用し（例えば「239pu」と入力する）、飛散粒子として中性子を使用する（例えば「n」と入力する）と、ユーザは、１〜１２２及び１〜８と番号付けされた１３０のエントリを含む「ENDF Data Selection」とラベル付けされたページを見ることができる。番号付けされた各エントリは、Info、Summary、MAT、ENDF-6、Interpreted 、s及び／又はPlotなどのオプションを有する。エントリ番号４のInterpretedオプションをクリックすると（「PU-239(E_REL_FIS)PU-240, INFO MT458」）、ユーザは、^２３９Ｐｕの核分裂で放出されるエネルギーの成分を記載した「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_DGの値は５．１７００Ｍ（^２３９Ｐｕ）である。

同様にＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、例えばＥＮＤＦで類似の手続きを使用してQ_PGの値が調べられてもよい。「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページによれば、記載されているQ_PGの値は６．７４１０ＭｅＶ（^２３９Ｐｕ）である。

実施形態において、ＡＭＤＣオンラインのデータベースをアクセスし、「Q-value Calculator」をクリックし、ターゲットとして^２３９Ｐｕを使用し（例えば「239pu」と入力する）、飛散粒子として中性子を使用し（例えば「n」と入力する）且つ放出粒子としてγ線を使用する（例えば「g」と入力する）と、ユーザは、γ線Q値を含めて３列のデータを含む「Reaction Q-value for ²³⁹Pu + n」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_CGの値は６．５３４２ＭｅＶ（^２３９Ｐｕ）である。

実施形態において、Q_DG＝５．１７００ＭｅＶ、Q_PG＝６．７４１０ＭｅＶ及びQ_CG＝６．５４３２ＭｅＶの値を式（１６）で使用すると、F_DG＝０．２８０１５３（^２３９Ｐｕ）となる。

先に述べたように、Q_DGの値は、例えばＥＮＤＦで調べられてもよい。ＥＮＤＦオンラインをアクセスし、「ＥＮＤＦ」をクリックし、「Advanced Retrieval」を選択し且つターゲットとして^２３８Ｕを使用し（例えば「238u」と入力する）、飛散粒子として中性子を使用する（例えば「n」と入力する）と、ユーザは、１〜１１６及び１〜８と番号付けされた１２４のエントリを含む「ENDF Data Selection」とラベル付けされたページを見ることができる。番号付けされた各エントリは、Info、Summary、MAT、ENDF-6、Interpreted、s及び／又はPlotなどのオプションを有する。エントリ番号４のInterpretedオプションをクリックする（「U-238(E_REL_FIS)U-239, INFO MT458」）と、ユーザは、^２３８Ｕの核分裂で放出されるエネルギーの成分を記載した「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_DGの値は８．２５００ＢｅＶ（^２３８Ｕ）である。

同様にＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、Q_PGの値は、例えばＥＮＤＦで同様の手続きを使用して調べられてもよい。「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページによれば、記載されているQ_PGの値は６．６８００ＭｅＶ（^２３８Ｕ）である。

実施形態において、ＡＭＤＣオンラインのデータベースをアクセスし、「Q-value Calculator」をクリックし、ターゲットとして^２３８Ｕを使用し（例えば「238u」と入力する）、飛散粒子として中性子を使用し（例えば「n」と入力する）且つ放出粒子としてγ線を使用する（例えば「g」と入力する）と、ユーザは、γ線Q値を含めて３列のデータを含む「Reaction Q-value for ²³⁸U + n」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_CGの値は４．８０６３８ＭｅＶ（^２３８Ｕ）である。

実施形態において、Q_DG＝８．２５００ＭｅＶ、Q_PG＝６．６８００ＭｅＶ及びQ_CG＝４．８０６３８ＭｅＶの値を式（１６）で使用すると、F_DG＝０．４１８０１０（^２３８Ｕ）となる。

先に述べたように、Q_DGの値は、例えばＥＤＮＦで調べられてもよい。ＤＮＤＦオンラインをアクセスし、「ＥＮＤＦ」をクリックし、「Advanced Retrieval」を選択し且つターゲットとして^２４１Ｐｕを使用し（例えば「241pu」と入力する）、飛散粒子として中性子を使用する（例えば「n」と入力する）と、ユーザは、１〜６５及び１〜６と番号付けされた７１のエントリを含む「ENDF Data Selection」とラベル付けされたページを見ることができる。番号付けされた各エントリは、Info、Summary、MAT、ENDF-6、Interpreted、s及び／又はPlotなどのオプションを有する。エントリ番号４のInterpretedオプションをクリックすると（「PU-241(E_REL_FIS)PU-242, INFO MT458」）、ユーザは、^２４１Ｐｕの核分裂で放出されるエネルギーの成分を記載した「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_DGの値は６．４０００ＭｅＶ（^２４１Ｐｕ）である。

同様にＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、Q_PGの値は、例えばＥＮＤＦで同様の手続きを使用して調べられてもよい。「Interpreted ENDF File」とラベル付けされたページによれば、記載されているQ_PGの値は７．６４００ＭｅＶ（^２４１Ｐｕ）である。

実施形態において、ＡＭＤＣオンラインのデータベースをアクセスし、「Q-value Calculator」をクリックし、ターゲットとして^２４１Ｐｕを使用し（例えば「241pu」と入力する）、飛散粒子として中性子を使用し（例えば「n」と入力する）且つ放出粒子としてγ線を使用する（例えば「g」と入力する）と、ユーザは、γ線Q値を含めて３列のデータを含む「Reaction Q-values for ²⁴¹Pu + n」とラベル付けされたページを見ることができる。記載されているQ_CGの値は６．３０９７２ＭｅＶ（^２４１Ｐｕ）である。

実施形態において、Q_DG＝６．４０００ＭｅＶ、Q_PG＝７．６４００ＭｅＶ及びQ_CG＝６．３０９７２ＭｅＶの値を式（１６）で使用すると、F_DG＝０．３１４５０１（^２４１Ｐｕ）となる。

更に、ＰＨＯＳＩＴＡには周知であるように、Q_DG、Q_PG及び／又はQ_CGの値は、例えばJapanese Evaluated Nuclear Data Library（「ＪＥＮＤＬ」）、the Joint Evaluated File（「ＪＥＦ」）及び／又はthe Joint Evaluated Fission and Fusion（「ＪＥＦＦ」）プロジェクトのファイルで調べられてもよい。

図１０は、ＡＮＳ規格（^２３５Ｕ）の表９に基づく表であり、遅延γ線源群番号（単位なし）、a_i（ＭｅＶ／核分裂‐秒単位）、l_i（秒^−１単位）、t_i（秒単位）、MEVPF_i（ＭｅＶ／核分裂単位）、UYF_i（単位なし）及びCYF_i（単位なし）の値を含む。図１０は、０．２９８７３９のF_DGの値を使用する。図１１も、ＡＮＳ規格（^２３５Ｕ）の表９に基づく表であり、同様に遅延γ線源群番号（単位なし）、a_i（ＭｅＶ／核分裂‐秒単位）、l_i（秒^−１単位）、t_i（秒単位）、MEVPF_i（ＭｅＶ／核分裂単位）、UYF_i（単位なし）及びCYF_i（単位なし）の値を含む。図１１は、０．２９８５２２のF_DGの値を使用する。図１２は、ＡＮＳ規格（^２３９Ｐｕ）の表１０に基づく表であり、遅延γ線源群番号（単位なし）、a_i（ＭｅＶ／核分裂‐秒単位）、l_i（秒^−１単位）、t_i（秒単位）、MEVPF_i（ＭｅＶ／核分裂単位）、UYF_i（単位なし）及びCYF_i（単位なし）の値を含む。図１２は、０．２８０１５３のF_DGの値を使用する。図１３は、ＡＮＳ規格（^２３８Ｕ）の表１１に基づく表であり、遅延γ線源群番号（単位なし）、a_i（ＭｅＶ／核分裂‐秒単位）、l_i（秒^−１単位）、t_i（秒単位）、MEVPF_i（ＭｅＶ／核分裂単位）、UYF_i（単位なし）及びCYF_i（単位なし）の値を含む。図１３は、０．４１８０１０のF_DGの値を使用する。図１４は、ＡＮＳ規格（^２４１Ｐｕ）の表１２に基づく表であり、遅延γ線源群番号（単位なし）、a_i（ＭｅＶ／核分裂‐秒単位）、l_i（秒^−１単位）、t_i（秒単位）、MEVPF_i（ＭｅＶ／核分裂単位）、UYF_i（単位なし）及びCYF_i（単位なし）の値を含む。図１４は、０．３１４５０１のF_DGの値を使用する。

ＡＮＳ規格の表９〜１２は、遅延γ線源を２３の遅延γ線源群に分ける。従って、図１０〜図１４も同様に２３の遅延γ線源群に分けている。しかし、各遅延γ線源群は一般に異なるCYF_iの値を有する。そのため、一部の遅延γ線源群は他の遅延γ線源群より重要である。例えば、遅延γ線源群１は一般に小さいCYF_i値を有する。同様に、遅延γ線源群２０〜２３は一般に小さいCYF_i値を有する。従って、γ線補償処理を単純、自動的、リアルタイム且つ／又は低コストにするために、γ線補償計算においてCYF_iの値が小さい遅延γ線源群は無視されてもよい。

番号の大きい遅延γ線源群は、t_iの値も大きい。そのため、その値の寄与は通常は小さいが、長い期間にわたり現れる。従って、γ線補償処理を単純、自動的、リアルタイム且つ／又は低コストにするために、γ線補償計算においてt_iの値が大きい遅延γ線源群は無視されてもよい。

原子炉の通常の燃料交換のための動作停止は約２５日に及ぶことに出願人は注目する。それが５つの時定数（t_i）を示すと仮定すると、１つの時定数（t_i）は約５日、すなわち、約４．３２×１０^５秒である。従って、γ線補償処理を単純、自動的、リアルタイム且つ／又は低コストにするために、γ線補償計算において４．３２×１０^５秒を超えるt_iの値を有する遅延γ線源群は無視されてもよい。

実施形態において、γ線補償方法は１３の遅延γ線源群、特に遅延γ線源群２〜１４を使用してもよい。これに加えて又はその代わりに、γ線補償方法は、例えば、５×１０^−１秒より大きく且つ／又は５×１０^５秒より小さい崩壊時定数を有する遅延γ線源群を使用してもよい。これは、すべての遅延γ線源の影響の約９４％を占めてもよいが、残る６％の大半は、燃料交換のための動作停止が終了する後まで影響を示さないだろう。

関連する原子炉が定常状態動作中ではない場合、γ線温度計を使用する補償により、以下に示す式（１７）〜（１９）を使用して遅延γ線源の影響を排除することによって核計装の校正が実行されてもよい。

Prompt Signal=Total Signal-Delayed Signal （１７）
即発信号GT_prompt(t)は、Ｗ／ｇ単位で即発γ線エネルギー発熱量を示す。式（１７）において、tは時間（秒単位）を示す。

総信号は、以下に示す式（１８）を使用して示されてもよい。

Total Signal={GT(t)/[(1,000*S₀)+(GT(t)*S₀*a)]} （１８）
式（１８）において、tは時間（秒単位）を示し、GT(t)はγ線温度計からの信号（μＶ単位）を示し、S₀はγ線温度計の感度（ｍＶ／（Ｗ／ｇ）単位）を示し、aはγ線温度計のアルファ係数（ｍＶ^−１単位）を示す。

遅延信号は、以下に示す式（１９）を使用して示されてもよい。

Delayed Signal=a{[a_n*GT_prompt(t)]/[1+(t/t_n)]} （１９）
式（１９）において、nは遅延γ線源群と関連する数（n=1,2,…,13―１３の遅延γ線源群は遅延γ線源群２〜１４であると認識する）を示し、a_nは遅延γ線源群の遅延γ線源群分率を示し、tは時間（秒単位）を示し、GT_prompt(t)は即発γ線エネルギー発熱量（Ｗ／ｇ単位）を示し、t_nは遅延γ線源群の時定数を示す。

所定のＧＴ検出器９２４に対応するＬＰＲＭ検出器９２０を校正し且つ／又はＧＴ信号処理装置９３２、ＧＴ出力分布測定システム９３８及び／又はプロセス制御コンピュータ９０４に情報を提供するために、ＧＴ検出器９２４の即発信号GT_prompt(t)は、デジタルＧＴデータＤ１に変換され、次にデジタルＬＰＲＭデータＤ２と比較されてもよい。

これに加えて又はその代わりに、炉心９０６の出力分布（例えば、軸方向出力分布）を判定するために、ＧＴ検出器構体９１８の２つ以上のＧＴ検出器９２４の即発信号GT_prompt(t)が対応するデジタルＧＴデータＤ１に変換され、組み合わされてもよい。１つ以上のＬＰＲＭ検出器９２０を校正し且つ／又はＧＴ信号処理装置９３２、ＧＴ出力分布測定システム９３８及び／又はプロセス制御コンピュータ９０４に情報を提供するために、そのような出力分布の値はデジタルＬＰＲＭデータＤ２と比較されてもよい。

実施形態において、感度S₀及び／又はアルファ係数aの初期値は、ＧＴが製造され且つ校正される時点で計算されてもよい。それらの初期値は、例えば、以下に示す式（２０）を使用してデータへの最良当てはめとして判定されてもよい。式（２０）において、U（ｍＶ単位）は、ＧＴ熱電対からの測定信号を示してもよく且つ／又はW（Ｗ／ｇ単位）は、校正のために電流源により加えられるセンサ加熱を示してもよい。

U=S₀(0)*W+a*[S₀(0)*W]²（２０）
実施形態を特定して示し且つ説明したが、添付の特許請求の範囲により定義される本発明の趣旨及び範囲から逸脱せずに、実施形態において形態及び詳細に関して種々の変更が実施されてもよいことはＰＨＯＳＩＴＡにより理解されるだろう。

１００原子炉圧力容器（「ＲＰＶ」）
１０２炉心
１０４給水入口
１０６給水スパージャ
１０８ダウンカマーアニュラス
１１０炉心シュラウド
１１２燃料束集合体
１１４トップガイド
１１６炉心支持板
１１８炉心下部プレナム
１２０炉心上部プレナム
１２２シュラウドヘッド
１２４スタンドパイプ
１２６汽水分離器
１２８混合プレナム
１３０蒸気乾燥器
１３２蒸気ドーム
１３４蒸気出口
１３６再循環水出口
１３８ジェットポンプ構体
１４０再循環水入口
１４２入口ミキサ
１４４エルボ
１４６入口昇水管
１４８ディフューザ
２００炉心
２０２燃料束
２０４周囲燃料束
２０６制御棒
２０８燃料束集合体
２１０局所出力領域モニタ（「ＬＰＲＭ」）構体
３００ γ線温度計（「ＧＴ」）構体
３０２カバー管
３０４中心管
３０６環状空間部分
３０８内部穴
３１０ケーブルセンサ構体
３１２内蔵ヒータ
３１４差動形熱電対
３１６被覆管
３１８金属／合金フィルタ
３２０被覆管
３２２電気絶縁層
３２４ヒータワイヤ
３２６被覆管
３２８電気絶縁層
３３０熱電対信号ワイヤ
３３２ γ線加熱検出器
３３４高温ポイント
３３６低温ポイント
５００炉心
５０２燃料集合体
５０４炉内核計装構体
５０６角部水間隙
５０８制御棒
５１０炉内核計装案内管
５１２ＬＰＲＭ検出器構体
５１４ＧＴ検出器構体
５１６ＬＰＲＭ検出器
５１８チャンネルボックス
７００原子炉出力分布監視システム
７０２炉内固定核計装システム
７０４プロセス制御コンピュータ
７０６中央処理装置（「ＣＰＵ」）
７０８メモリ装置
７１０入力コンソール
７１２表示装置
７１４原子炉圧力容器
７１６一次格納容器
７１８ＬＰＲＭ信号処理装置
７２０信号ケーブル
７２２貫入部分
７２４出力領域中性子束測定システム
７２６ＧＴ信号処理装置
７２８信号ケーブル
７３０貫入部分
７３２ＧＴ出力分布測定システム
７３４ γ線温度計ヒータ制御装置
７３６炉心状態データ測定装置
７３８炉心状態データ処理装置
７４０信号ケーブル
７４２貫入部分
７４４プロセスデータ測定システム
７４６電力ケーブル
７４８核計装制御プロセスモジュール
７５０出力分布シミュレーションプロセスモジュール
８００ＧＴ信号処理装置
８０２ＧＴ信号サイトボード
８０４ＧＴ制御パネル
８０６増幅器
８０８低域フィルタ
８１０マルチプレクサ
８１２Ａ／Ｄ変換器
８１４信号保持回路
８１６デジタル信号処理装置（「ＤＳＰ」）
８１８メモリ
８２０入出力（「Ｉ／Ｏ」）バッファ
８２２遅延γ線補償モジュール
８２４送信機
８２６ＣＰＵ
８２８Ｉ／Ｏバッファ
８３０メモリ
８３２表示コンソール
８３４送信機
８３６光ケーブル
８３８ＧＴヒータ制御パネル
８４０Ｉ／Ｏ機械
８４２ヒータワイヤ
８４４ＧＴ信号サイトボード
８４６差動形熱電対
９００原子炉出力分布監視システム
９０２炉内固定核計装システム
９０４プロセス制御コンピュータ
９０６炉心
９０８原子炉圧力容器
９１０一次格納容器
９１２炉内核計装構体
９１４炉内核計装案内管
９１６ＬＰＲＭ検出器構体
９１８ＧＴ検出器構体
９２０ＬＰＲＭ検出器
９２２ＬＰＲＭ信号処理装置
９２４ＧＴ検出器
９２６信号ケーブル
９２８貫入部分
９３０出力領域中性子束測定システム
９３２ＧＴ信号処理装置
９３４信号ケーブル
９３６貫入部分
９３８ＧＴ出力分布測定システム
９４０ γ線温度計ヒータ制御装置
９４２電力ケーブル
９４４炉心状態データ測定装置
９４６炉心状態データ処理装置
９４８信号ケーブル
９５０貫入部分
９５２プロセスデータ測定システム
９５４ＣＰＵ
９５６メモリ装置
９５８入力コンソール
９６０表示装置
Ｄ１デジタルＧＴデータ
Ｄ２デジタルＬＰＲＭデータ
Ｄ３デジタル炉心状態データ
Ｈ有効燃料長さ
Ｌ間隔
ＰＭ１核計装制御プログラムモジュール
ＰＭ２出力分布シミュレーションプログラムモジュール
ＰＭ３出力分布学習（適応）プログラムモジュール
Ｓ１ＧＴ信号
Ｓ２ＬＰＲＭ信号
Ｓ３炉心状態データ信号

Claims

γ線温度計（９２４）を使用して核計装（９２０）を校正する方法において、
前記核計装（９２０）で局所中性子束を測定する工程と、
測定された局所中性子束に比例する第１の信号（Ｓ２）を前記核計装（９２０）から発生する工程と、
前記γ線温度計（９２４）で局所γ線束を測定する工程と、
測定された局所γ線束に比例する第２の信号（Ｓ１）を前記γ線温度計（９２４）から発生する工程と、
前記第２の信号（Ｓ１）を補償する工程と、
前記補償後の第２の信号に基づいて前記核計装（９２０）の利得を校正する工程とを具備し、
前記第２の信号（Ｓ１）を補償する工程は、
特定遅延γ線源群の選択された収率（a_i）を計算する工程と、
前記特定遅延γ線源群の時定数（t_i）を計算する工程と、
前記選択された収率（a_i）及び前記時定数（t_i）に基づいて遅延局所γ線束に対応する第３の信号を計算する工程と、
前記第２の信号（Ｓ１）から前記第３の信号を減算する工程により前記補償後の第２の信号を計算する工程
とを含み、
前記特定遅延γ線源群は、５×１０^−１秒より大きく且つ５×１０^５秒より小さい崩壊時定数（t_i）を有することを特徴とする校正方法。
前記特定遅延γ線源群は、American National Standards Institute/American Nuclear Society Standard for Decay Heat Power in Light Water Reactorよる表又はそれと同等の分析表示から選択される請求項１記載の方法。
前記表又はそれと同等の分析表示は、ウラニウム‐２３５の熱核分裂に関連するデータを含む請求項２記載の方法。
前記特定遅延γ線源群は１３の特定遅延γ線源群を含む請求項２記載の方法。
前記特定遅延γ線源群の前記選択された収率（a_i）は事前に計算されるか又は
前記特定遅延γ線源群の前記時定数（t_i）は事前に計算されるか、あるいは
前記特定遅延γ線源群の前記選択された収率（a_i）は事前に計算され且つ前記特定γ線源群の前記時定数（t_i）は事前に計算される請求項１記載の方法。
１つの遅延γ線源群と関連する番号をnとし、
秒単位で示される時間をtとし、
マイクロボルト単位で示されるγ線温度計（９２４）からの信号をGT(t)とし、
ミリボルト／（ワット／グラム）単位で示される前記γ線温度計（９２４）の感度をS₀とし、
ミリボルト^−１単位で示される前記γ線温度計（９２４）のアルファ係数をaとし、
前記遅延γ線源群の遅延γ線源群分率をa_nとし、
ワット／グラム単位で示される即発γ線エネルギー発熱量をGT_prompt(t)とし、且つ
前記遅延γ線源群の時定数をt_nとするとき、
前記第２の信号（Ｓ１）は、
second signal={GT(t)/[(1,000* S₀)+(GT(t)* S₀*a)]}
により示され、前記第３の信号は、

により示され、前記補償後の第２の信号は、
補償後の第２の信号＝第２の信号−第３の信号
により示される請求項１記載の方法。
複数の核計装（９２０）と；
複数のγ線温度計（９２４）と；
プロセッサ（９５４）と；
メモリ（９５６）とを具備し、
各γ線温度計（９２４）は前記各計装（９２０）のうち１つと関連し、
各核計装（９２０）は、局所中性子束を測定し且つ測定された局所中性子束に比例する第１の信号（Ｓ２）を発生し、
各γ線温度計（９２４）は、局所γ線束を測定し且つ測定された局所γ線束に比例する第２の信号（Ｓ１）を発生し、
特定遅延γ線源群の選択された収率（a_i）は、前記プロセッサ（９５４）により計算されるか又は前記メモリ（９５６）に格納されるか、あるいは前記プロセッサ（９５４）により計算され且つ前記メモリ（９５６）に格納され、
前記特定遅延γ線源群の時定数（t_i）は、前記プロセッサ（９５４）により計算されるか又は前記メモリ（９５６）に格納されるか、あるいは前記プロセッサ（９５４）により計算され且つ前記メモリ（９５６）に格納され、
前記プロセッサ（９５４）は、γ線温度計（９２４）ごとに、前記選択された収率（a_i）及び前記時定数（t_i）に基づいて遅延局所γ線束に対応する第３の信号を計算し、
前記プロセッサ（９５４）は、γ線温度計（９２４）ごとに、前記第２の信号（Ｓ１）から前記第３の信号を減算する工程により補償後の第２の信号を計算し、
各核計装（９２０）の利得は、関連するγ線温度計（９２４）の前記補償後の第２の信号に基づいて校正され、且つ
前記特定遅延γ線源群は、５×１０^−１秒より大きく且つ５×１０^５秒より小さい崩壊時定数（t_i）を有する中性子監視システム（９００）。
複数の核計装（９２０）と；
複数のγ線温度計（９２４）とを具備し、
前記核計装（９２０）の利得は、請求項１記載の方法に従って前記γ線温度計（９２４）を使用して校正される中性子監視システム（９００）。
請求項７記載の中性子監視システム（９００）を具備する原子力発電装置。
請求項８記載の中性子監視システム（９００）を具備する原子力発電装置。