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 - Google Patents

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 Download PDF

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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aiを計算し、特定遅延γ線源群の時定数tiを計算し、選択された収率ai及び時定数ti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PH(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PH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)]}/ PH (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Ug(mV単位)及びGT検出器332のγ線加熱値Wg(W/g単位)は、以下に示す式(3)を使用して示されてもよい。
Ug=S0(t)*(1+a* Ug)*Wg (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Wgを計算できる。
Wg=Ug/[S0(t)*(1+a*Ug)] (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U234及びU235の混合物であってもよい。U235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、U235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。U234は熱中性子を吸収してU235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[Sam* um(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(am*um(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、amは定数項を示してもよく、um(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。
Um(t)=1/tm*oP(t')*exp[-(t-t')/tm]dt' (6)
式(6)における積分はt=-∞〜tで実行されてもよく、tm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(am*um(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秒、1.4×10秒、1.3×10秒、1.2×10秒、1.1×10秒、1×10秒、9×10秒、8×10秒、7×10秒、6×10秒、5×10秒又は4×10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ai及びli(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、aiはMeV/核分裂‐秒単位であり、li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[ai*exp(-lit)] (8)
F(t,T)=a{(ai/li)*exp(-lit)*[1-exp(-liT)]} (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ai及びli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ai及びli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ai及びli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ai及びli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tiは、以下に示す式(11)により定義されてもよい。式中、tiは秒単位であり、liは秒−1単位であり、i=1,2,…,23である。
ti=1/li (11)
以下に説明するように、崩壊時定数ti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MEVPFiは、以下に示す式(12)により定義されてもよい。式中、量MEVPFiはMeV/核分裂単位であり、aiはMeV/核分裂‐秒単位であり、liは秒−1単位であり、i=1,2,…,23である。
MEVPFi=ai/li (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MEVPFiはMeV/核分裂単位であり、i=1,2,…,23である。
TMEVPF=aMEVPFi (13)
実施形態において、補償前収率UYFiは、以下に示す式(14)により定義されてもよい。補償前収率UYFiは単位なしであり、量MEVPHi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。
UYFi=MEVPFi/TMEVPF (14)
実施形態において、補償後収率CYFi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CYFiは単位なしであり、補償前収率UYFiは単位なしであり、i=1,2,…,23である。FDG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。
CYFi=UYFi*FDG (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(QDG);(b)核分裂過程で放出される即発γ線エネルギー(QPG);及び(c)核分裂過程で放出される捕獲γ線エネルギー(QCG)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(QCG)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(FDG)は、以下に示す式(16)を使用して計算されてもよい。
FDG=QDG/(QDG+QPG+QCG) (16)
PHOSITAには周知であるように、QDG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QDG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QPG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QPG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QCG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QCGの値は6.54545MeV(235U)である。
実施形態において、QDG=5.6000MeV、QPG=6.6000MeV及びQCG=6.54545MeVの値を式(16)で使用すると、FDG=0.298739(235U)となる。
実施形態において、QDG、QPG及び/又はQCGの値は他の情報源から収集されてもよい。例えばQDG=6.2600MeV、QPG=6.9600MeV及びQCG=7.7500MeVの値を有する旧データを式(16)で使用すると、FDG=0.298522(235U)となる。
先に述べたように、QDG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QDG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QPG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QPG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QCGの値は6.5342MeV(239Pu)である。
実施形態において、QDG=5.1700MeV、QPG=6.7410MeV及びQCG=6.5432MeVの値を式(16)で使用すると、FDG=0.280153(239Pu)となる。
先に述べたように、QDG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QDGの値は8.2500BeV(238U)である。
同様にPHOSITAには周知であるように、QPG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QPG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QCGの値は4.80638MeV(238U)である。
実施形態において、QDG=8.2500MeV、QPG=6.6800MeV及びQCG=4.80638MeVの値を式(16)で使用すると、FDG=0.418010(238U)となる。
先に述べたように、QDG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QDGの値は6.4000MeV(241Pu)である。
同様にPHOSITAには周知であるように、QPG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QPG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QCGの値は6.30972MeV(241Pu)である。
実施形態において、QDG=6.4000MeV、QPG=7.6400MeV及びQCG=6.30972MeVの値を式(16)で使用すると、FDG=0.314501(241Pu)となる。
更に、PHOSITAには周知であるように、QDG、QPG及び/又はQCG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)、ai(MeV/核分裂‐秒単位)、li(秒−1単位)、ti(秒単位)、MEVPFi(MeV/核分裂単位)、UYFi(単位なし)及びCYFi(単位なし)の値を含む。図10は、0.298739のFDG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)、ai(MeV/核分裂‐秒単位)、li(秒−1単位)、ti(秒単位)、MEVPFi(MeV/核分裂単位)、UYFi(単位なし)及びCYFi(単位なし)の値を含む。図11は、0.298522のFDG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)、ai(MeV/核分裂‐秒単位)、li(秒−1単位)、ti(秒単位)、MEVPFi(MeV/核分裂単位)、UYFi(単位なし)及びCYFi(単位なし)の値を含む。図12は、0.280153のFDG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)、ai(MeV/核分裂‐秒単位)、li(秒−1単位)、ti(秒単位)、MEVPFi(MeV/核分裂単位)、UYFi(単位なし)及びCYFi(単位なし)の値を含む。図13は、0.418010のFDG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)、ai(MeV/核分裂‐秒単位)、li(秒−1単位)、ti(秒単位)、MEVPFi(MeV/核分裂単位)、UYFi(単位なし)及びCYFi(単位なし)の値を含む。図14は、0.314501のFDG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CYFi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CYFi値を有する。同様に、遅延γ線源群20〜23は一般に小さいCYFi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CYFi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、ti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ti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(ti)を示すと仮定すると、1つの時定数(ti)は約5日、すなわち、約4.32×10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秒を超えるti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GTprompt(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{[an*GTprompt(t)]/[1+(t/tn)]} (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、an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、GTprompt(t)は即発γ線エネルギー発熱量(W/g単位)を示し、tn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GTprompt(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GTprompt(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
512 LPRM検出器構体
514 GT検出器構体
516 LPRM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
718 LPRM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
726 GT信号処理装置
728 信号ケーブル
730 貫入部分
732 GT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
800 GT信号処理装置
802 GT信号サイトボード
804 GT制御パネル
806 増幅器
808 低域フィルタ
810 マルチプレクサ
812 A/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
826 CPU
828 I/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
838 GTヒータ制御パネル
840 I/O機械
842 ヒータワイヤ
844 GT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
916 LPRM検出器構体
918 GT検出器構体
920 LPRM検出器
922 LPRM信号処理装置
924 GT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
932 GT信号処理装置
934 信号ケーブル
936 貫入部分
938 GT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
954 CPU
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
S1 GT信号
S2 LPRM信号
S3 炉心状態データ信号

Claims (10)

  1. 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(ai)を計算する工程と、
    前記特定遅延γ線源群の時定数(ti)を計算する工程と、
    前記選択された収率(ai)及び前記時定数(ti)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秒より小さい崩壊時定数(ti)を有することを特徴とする校正方法。
  2. 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。
  3. 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。
  4. 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。
  5. 前記特定遅延γ線源群の前記選択された収率(ai)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(ti)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(ai)は事前に計算され且つ前記特定γ線源群の前記時定数(ti)は事前に計算される請求項1記載の方法。
  6. 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an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GTprompt(t)とし、且つ
    前記遅延γ線源群の時定数をtn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、
    Figure 2011059117

    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。
  7. 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(ai)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(ti)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(ai)及び前記時定数(ti)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秒より小さい崩壊時定数(ti)を有する中性子監視システム(900)。
  8. 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)。
  9. 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。
  10. 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。
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