JP2012532315A - 炉内計測器による炉心性能検証方法 - Google Patents

Abstract

バナジウム自己給電型炉内計測シンブル集合体を使用して炉心が設計通り動作するであろうことを確認するために用いる実測出力分布を与える臨界未満物理試験プログラム。炉内検出器要素から受ける信号を不確か率が特定レベル以下になるまで積分する。その後、実測出力分布を推定出力分布と比較して棒位置または温度で所与の差があるか否かをチェックする。実測出力分布が推定出力分布の特定許容誤差内にあれば炉心は推定通り挙動するであろうと予想する。

Description

本発明は、一般的に、軽水炉の臨界未満物理試験に係り、さらに詳細には、起動時における加圧水型原子炉の物理試験に係る。

加圧水により冷却される原子力発電システムの一次側は、有用なエネルギーを発生するために二次側と熱交換関係にあるがそれから隔離された閉回路を形成する。原子炉容器の一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心内部構造を取り囲む原子炉容器と、熱交換蒸気発生器の内部の一次回路と、加圧水を循環させるための加圧器、ポンプ及び配管類の内部空間と、蒸気発生器及びポンプをそれぞれ別個に原子炉容器に接続する配管類とより成る。蒸気発生器、ポンプ及び原子炉容器に接続された配管類より成る一次側の各部品は一次側ループを形成する。

説明目的のために、図１は、ほぼ円筒形の原子炉圧力容器１０と、炉心１４を密封するための蓋ヘッド１２とを備えた原子炉一次系を単純化したものである。水のような液体の原子炉冷却材は、ポンプ１６により圧力容器１０内に圧入され、炉心１４を通過する際熱エネルギーを吸収し、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８へ送られるが、交換された熱は蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示せず）へ送られる。原子炉冷却材はその後、ポンプ１６へ戻ることにより一次側ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが原子炉冷却材の配管２０により単一の原子炉容器１０に接続されている。

図２は原子炉の一設計例をさらに詳細に示すものである。説明の目的で、垂直方向に平行に延びる複数の燃料集合体２２より成る炉心１４とは別に、容器内の他の内部構造は下方の内部構造２４と、上方の内部構造２６とに分けることができる。従来設計では、下方の内部構造の機能は容器内において流れを所定の方向に向けるだけでなく炉心コンポーネント及び計測手段を支持し、整列させ且つ案内することである。上方の内部構造は燃料集合体２２（図２には簡略化のため２個だけ示す）を拘束し、または二次的に拘束し、計測手段及び制御棒２８のようなコンポーネントを支持し、案内する。図２に示す原子炉の一例において、冷却材は１またはそれ以上の入口ノズル３０から原子炉容器１０に流入した後、容器と炉心槽３２との間の環状空間を下降し、下部プレナム３４で１８０°方向転換した後、下部支持板３７及び燃料集合体が載置された下部炉心板３６を通り、燃料集合体の周りを上方に流れる。燃料集合体は円形の上部炉心板４０を含む上方の内部構造により拘束される。炉心１４から出た冷却材は上部炉心板４０の下側に沿い且つ複数の開口４２を上方に流れる。冷却材はその後、上方及び半径方向に流れて１またはそれ以上の出口ノズル４４へ到達する。

上方の内部構造２６は容器または容器ヘッドにより支持することが可能であり、上部支持集合体４６を含む。荷重は主として複数の支柱４８により上部支持集合体４６と、上部炉心板４０との間を伝達される。支柱は所定の燃料集合体２２と上部炉心板４０の開口４２の上方で整列関係にある。

一般的に、直線方向に移動可能な制御棒２８は駆動シャフト５０及び中性子毒物棒のスパイダ集合体５２を含み、スパイダ集合体は制御棒案内管５４により上方の内部構造２６を通り、整列関係にある燃料集合体２２内に案内される。案内管は上部支持集合体４６と、上部炉心板４０に接続されている。

図３は、参照数字２２で総括表示する燃料集合体を垂直方向に短縮した形で示す立面図である。燃料集合体２２は加圧水型原子炉に用いるタイプであり、下端部に下部ノズル５８を備えた構造躯体を有する。下部ノズル５８は原子炉の炉心領域の下部炉心支持板６０上に燃料集合体２２を支持する（下部炉心支持板６０は図２において参照数字３６で示す）。燃料集合体２２の構造躯体は、下部ノズル５８とは別に、上端部の上部ノズル６２と、多数の案内管またはシンブル８４とを有する。案内管またはシンブル８４は下部ノズル５８と、上部ノズル６２との間を縦方向に延び、両端部はそれらのノズルに剛性的に固着されている。

燃料集合体２２はさらに、案内シンブル（案内管とも呼ぶ）８４にそれに沿う軸方向離隔位置で取り付けた複数の横方向グリッド６４と、グリッド６４により横方向に離隔して支持された細長い燃料棒６６の整列アレイとを有する。図３からはわからないが、グリッド６４は従来より、直交するストラップを相互に差し込んで卵箱パターンを形成したものであり、４つのストラップの隣接する境界が、その内部で燃料棒６６が横方向に離隔した関係で支持されるほぼ正方形の支持セル９４を画定する。多くの設計例において、支持セル９４を形成するストラップの対向壁にはばね及びディンプルが打抜き加工により形成されている。ばね及びディンプルは支持セル内を半径方向に延びてそれらの間に燃料棒を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力を加えてその棒が定位置に保持されるようにする。燃料集合体２２はまた、中心部を下部ノズル５８と上部ノズル６２との間で延びてそれらにより捕捉される計測管６８を有する。

各燃料棒６６は複数の原子燃料ペレット７０を有し、両端部は上部端栓７２及び下部端栓７４により閉じられている。ペレット７０は上部端栓７２と、積み重ねたペレットの上部との間に位置するプレナムばね７６により積み重ねた形で維持される。核分裂性物質より成る燃料ペレット７０は原子炉の核反応を発生させる元である。ペレットを取り囲む被覆は核分裂反応の副成物が冷却材に侵入して原子炉システムをさらに汚染するのを防止する隔壁として機能する。

核分裂プロセスを制御するために、多数の制御棒７８が燃料集合体２２の所定位置にある案内シンブル８４内を往復移動可能である。詳説すると、上部ノズル６２の上方に位置する棒クラスタ制御機構８０は複数の制御棒７８を支持する。この制御機構は内部にねじ山を有するハブ部材８２と、半径方向に延びる複数のアーム５２とを有する。各アーム５２は制御棒７８に連結されており、このため、制御棒機構８０は、制御棒のハブ８２に結合された制御棒駆動シャフト５０の動力により、全て周知の態様で、制御棒を案内シンブル８４内において垂直方向に移動させ、燃料集合体２２の核分裂プロセスを制御することができる。

かかる加圧水型原子炉の発電システムでは、圧力容器の炉内での熱の発生は炉心内に支持された複数の燃料棒で起こる核分裂連鎖反応による。前述したように、燃料棒は燃料集合体内において離隔関係に維持され、燃料棒の間の空間はホウ素水が流れる冷却材チャンネルを形成する。冷却水中の水素は燃料内の濃縮ウランから放出される中性子を減速して原子反応の数、従ってそのプロセス効率を増加させる。燃料集合体内の燃料棒位置に散在する制御棒案内シンブルは、炉心に挿入されまたは炉心から引き抜かれる制御棒を案内する働きをする。制御棒は、挿入されると中性子を吸収して原子反応の数、従って炉心内で発生する熱量を減少させる。

原子炉の出力レベルは一般的に３つの領域、即ち、ソースまたは起動領域、中間領域、出力領域に分かれる。原子炉の出力レベルは安全運転を確保するために継続的にモニターされる。かかるモニタリングは通常、炉心の外側及び内側に配置されて原子炉の中性子束を測定する中性子検出器により行われる。原子炉の任意の点における中性子束は核分裂率
に比例するため、中性子束は出力レベルに比例する。

核分裂電離箱は原子炉の起動、中間及び出力領域において中性子束を測定するために使用されている。典型的には核分裂電離箱は全ての通常出力レベルで動作可能であるが、起動領域で放出される低レベルの中性子束を正確に検出するには感度が不十分である。従って、原子炉の出力レベルが起動領域にある時の中性子束をモニターするために別個の低レベル起動領域プロテクターが一般的に使用される。

炉心内の核分裂反応は適当なエネルギーレベルの自由中性子が燃料棒に含まれる核分裂性物質の原子と衝突する時に生じる。この反応により、原子炉冷却材で炉心から抽出される大量の熱エネルギーが解放され、また、別の自由中性子が解放されてさらなる核分裂反応の発生に利用される。解放された中性子の一部は炉心から逃げ出すかまたは中性子吸収体、例えば、制御棒により吸収されるため、これらが伝統的な核分裂反応を惹き起すことはない。炉内にある中性子吸収物質の量を制御することにより、核分裂率を制御できる。核分裂性物質内には常にランダムな核分裂反応が起こっているが、炉心が運転停止状態になると、解放された中性子は高レートで吸収されるため次々に反応が維持されることはない。所与の時間で発生する中性子の数がその前の時間で発生した中性子の数に等しくなるまで中性子吸収物質を減少させると、プロセスは自己維持性連鎖反応となり、原子炉は臨界と言われる状態になる。原子炉が臨界になると、中性子束は運転停止時と比べて６桁以上大きくなる。一部の原子炉では、運転停止中の炉心内の中性子束の増加を加速させて事実上の遷移インターバルを達成するために、核分裂性物質を含む燃料棒の間の炉心に人工中性子源が埋め込むことが行なわれる。この人工中性子源は原子炉を出力状態にするのを支援するために中性子束を局部的に増加させる。

中性子源がない場合、ある時間に発生する自由中性子の数のその前の時間に発生する中性子の数に対する比率を“中性子増倍率”（Ｋ_eff）と言うが、この比率が原子炉の反応度の尺度として用いられる。換言すれば、原子炉炉心の臨界の尺度はＫ_eff、即ち、崩壊と損失の両方に起因する中性子全損失に対する中性子発生の比率である。Ｋ_effが１より大きければ崩壊中の中性子よりも多い中性子が発生する。同様に、Ｋ_effが１より小さいと発生する中性子よりも崩壊する中性子の方が多い。Ｋ_effが１より小さい時、原子炉の状態を“臨界未満”と言う。

American National Standards Institute (ANSI) and the American Nuclear Society (ANS)により公表された基準であるANSI/ANS 19.6.1, “Reload Start-up Physics Test For Pressurized Water Reactors”は、原子炉が臨界になる前にある特定の炉心パラメータの確認をするのを必要条件とする。物理試験時におけるこれらのパラメータ確認の目的は炉心設計の検証、即ち、構成済み炉心の挙動が設計済み炉心の予想される挙動に十分に近いのを証明することである。その検証を行なうことにより、その燃料サイクルに対する炉心の安全分析が認証される。高温ゼロ出力（５％定格熱出力以下）時において確認する必要のある特性は、出力分布、反応度制御、反応度バランス、運転停止能力（運転停止マージン）である。これらの特性は現在、全ての俸が炉外で高温ゼロ出力時の臨界的ホウ素濃度（ホウ素エンドペイントとも言う）、減速材温度係数、等温温度係数及び全制御棒バンク価値を求めることにより定量的に“測定”される。

物理試験の基本は炉心から予想される応答を観察することである。動的棒価値測定プログラムまたは臨界未満棒価値測定プログラムのような現用の幾つかの物理試験プログラムは前述したパラメータを全て正確に確認することができる。動的棒価値測定プログラムは原子炉がゼロ出力試験領域にある間に原子力発電所の４つの炉外出力領域検出器の１つ（仕事から解放されるのを必要とする）を用いて試験を行なう。測定を行うために、制御棒の各群をそれぞれ独立に、連続した動作で、最大棒ステップ速度で炉内に挿入し炉心から
引き抜く。各群を炉心から引き抜いた後、中性子束を初期の起動レベルに回復させる必要がある。中性子束の回復に要する時間の間、データの処理を行って各群の位置の関数としての全棒価値及び積算棒価値を求める。低出力物理試験の間、制御棒が順序通りでなく、またそれらの挿入限界より下方に動くのを許容し、減速材温度係数が通常運転時よりも負の値が大きくなるのを容認するために、技術仕様に特別の例外を導入する。動的棒価値測定プログラムは個々の制御棒バンク価値に基づいて最初の概略出力分布を求めることができる。動的棒価値測定プログラムで測定した個々のバンク価値につき全ての検討基準が満足される場合、炉心をさらに確認するための低出力中性子マップは不要である。しかしながら、個々のバンク価値と推定されたバンク価値とが１５％または１００ｐｃｍ以上異なる場合、異常状態を調べるために低出力中性子マップを必要とする。この方法は４ループの発電所において８時間乃至１２時間の原子炉停止期間(outage critical path time)を通常必要とする。

臨界未満棒価値測定プログラムは原子力発電所の両方の起動領域検出器をそれらの動作停止を必要とすることなく使用する。試験は原子炉が臨界未満の間

に行なわれ、動的棒価値測定プログラムほど複雑な制御棒操作を必要としないため、原子炉のオペレータにとって難しくなくなじみやすいものである。制御棒は高温棒落下(Hot Rod Drop)タイミング測定試験に備える際の典型的な態様で引き抜かれる。臨界未満棒価値測定プログラムは起動領域の検出器カウントレートデータを収集する状態ポイントを特定する。棒の引き抜きを各状態ポイントで短時間停止することにより必要なデータを収集し、このプロセスを全ての棒が引き抜かれた状態に到達するまで継続する。その後、臨界未満棒価値測定プログラムは全制御棒価値及び臨界ホウ素濃度を各状態ポイントで収集された起動領域データから算出する。全制御棒価値及び臨界ホウ素濃度の測定結果を評価した後、システム温度をほぼ６°Ｆ（３．３℃）だけ変化させ、反応度のそれに対応した変化をチェックすることにより、等温温度係数の測定を行う。このチェックは、棒引き抜き時に測定する反応度の変化と炉外検出器の指示変化との間を用いて行なう。

臨界未満棒価値測定検証方法は、２００８年１２月１１日付米国特許出願第１２／３３２，５７７号にさらに詳細に記載した臨界未満逆カウントレート法を用いて臨界未満炉心中性子分布を推定するが、この分布は極めて非線形の逆カウントレート比率の線形化を可能にするため、空間的に補正される起動領域検出器信号測定値からＫ_effの変化を求めることができる。各状態ポイントでモニタリングされた起動領域検出器からの電圧は各状態ポイントにおけるカウント及びＫ_effに変換される。棒引き抜き時の反応度の全変化は全バンク価値を決定する。空間的に補正される逆カウントレート比率をその後ゼロに外挿することにより臨界状態になるに要する反応度（またはホウ素エンドポイント）を求める。この外挿された点は、その特定の燃料サイクルの炉心経歴に基づく既知の予想臨界状態なしに、臨界に到達するために冷却材のホウ素濃度を希釈化することを必要とせず、棒を引き抜いて発電所を臨界にするのを可能にする予想臨界状態の正確な測定値を与える。炉心の実測炉心出力分布と推定炉心出力分布との間の一致は、全ての制御及び運転停止バンクの引き抜きにわたり、推定値からの測定逆カウントレート比率の差の測定平方根値（ＲＭＳ）で割算した推定値からの平均逆カウントレート比率の偏差（ＭＤ）の測定値、即ちＭＤ／ＲＭＳに依存する。この方法はその多くの使用例で正確であることが判明しているが、炉心出力分布をさらに検証するためには３０％定格熱出力時における中性子マップが依然として必要である。この方法は通常、４ループの発電所において３乃至５時間の原子炉停止期間を必要とする。

従って、原子炉停止期間を節減する新規な臨界未満物理試験プログラムに対する要望が存在する。さらに、原子炉停止クリティカルパスから所要の臨界未満物理試験を完全に排
除する改良型臨海未満物理試験プログラムに対する要望がある。さらに、炉心が臨界以上で設計通り作動するであろうことを確認する改良型物理試験プログラムに対する要望ある。

本発明は、炉心の燃料集合体内の計測器シンブル内に収納される炉内計測手段からとった測定値を用いる臨界未満物理試験方法を提供することにより上記目的を達成する。炉心内の多数の半径方向位置に配置される炉内計測手段は、核分裂性燃料要素の有効長さ方向に実質的に沿う複数の軸方向ゾーンに亘って炉心の中性子束をモニターする。この方法は最初に炉心の出力分布を解析して推定する。その後、少なくとも一部の制御棒の挿入及び／または炉心内への化学的中性子吸収材の添加により炉心が初期において運転停止臨界未満状態にある間

、この方法は予め設定した順序で炉心から制御棒を引き抜いて臨界未満出力領域内で炉心の出力レベルを上昇させる。制御棒を引き抜く間、この方法は炉内計測手段により炉心の軸方向及び半径方向位置における出力レベルをモニタリングして炉内計測手段の１またはそれ以上の出力から出力分布を得る。その後、この方法は解析により推定した出力分布をモニタリングにより得た出力分布を比較する。モニタリングにより得た出力分布と推定した出力分布が所定の偏差内にあれば、この方法はモニタリングにより得た出力が仕様内に依然としてある限り通常の原子炉起動手順を継続して原子炉を中断なしに出力状態にする。

モニタリングステップは、制御棒を引き抜く際の種々の原子炉温度及び制御棒位置の形態における統合された燃料集合体中性子束分布測定値を与えるのが望ましい。一実施例において、統合された燃料集合体中性子束分布測定値は相対出力の不確かさ率(fractional uncertainty)が特定の不確かさレベルを満足するまで炉内計測手段の出力を積分することにより得られる。この方法は、その後、モニタリングにより得た出力分布を解析により推定した出力分布の一部である対応の推定信号分布を比較することにより、モニタリングにより得た出力分布と推定した出力分布の間に有意な偏差があるか否かをチェックする。後の実施例では、この方法は種々の温度及び棒位置でモニタリングの結果得られた軸方向及び半径方向出力レベルを用いて種々の温度及び棒位置の間に生じる反応度の変化を定量化することにより反応度の温度係数と制御棒の反応度価値とを求めて推定値と比較できるようにするステップを含むのが好ましい。臨界未満出力領域を通してモニタリングにより得た出力分布と推定した出力分布が所定の偏差内にあるさらに別の実施例では、この方法は解析して推定した出力分布とモニタリングして得た出力分布との比較を所定の出力領域まで原子炉が臨界状態になるにつれて継続的に行なうステップを含む。

添付図面と共に好ましい実施例の以下の説明を読めば本発明のさらなる理解が可能になる。

図１は原子力発電システムの一次側の概略図である。 図２は本発明を利用可能な原子炉容器及び炉内コンポーネントの部分断面立面図である。 図３は明解を期すため一部を破断し垂直方向に短縮して示す燃料集合体の部分断面立面図である。 図４は本発明が使用する炉内中性子束検出器のバナジウム検出器要素のレイアウトを示す概略図である。

本発明の炉内計測器による臨界未満検証プログラムは多くの点で臨界未満棒価値測定プログラムに類似する。主要な相違点は、本発明が米国特許第５，７４５，５３８号明細書にさらに詳しく説明されている最適化された比例軸方向領域信号分離延命型炉内計測シンブル集合体を使用することにある。炉外起動領域検出器でなくてバナジウム固定型炉内検出器の使用により、起動時に起動手順を中断することなく臨界未満及び低出力物理試験が可能となるため、炉心設計検証活動が原子炉停止クリティカルパスからなくなる。ＯＰＡＲＳＳＥＬ炉内計測シンブル集合体は多くの加圧水型原子炉で使用される可動の炉内検出器システムにとって代わるものである。

図４は炉内中性子束検出器計測シンブル集合体内の検出器要素の構成の概略を示す。中性子束内にあるバナジウム炉内検出器要素はバナジウム５１同位元素が中性子を吸収してバナジウム５２を生成することにより生じる信号を発生する。バナジウム５２同位元素はベータ線を放出して崩壊するが、これにより中性子束に比例する電流が発生する。各炉内計測シンブル集合体は軸方向炉心出力分布を与える多数の可変長自己給電型検出器要素を収納している。図４に示すように、典型的には５個の検出器要素があるが、ＡＰ１０００のような新型原子炉は７個もの検出器要素を使用する。最長の放出器８６は燃料要素の有効長さ全体にまたがり、領域Ｒ１−Ｒ５に亘って延びて、付随する燃料集合体内に含まれる全中性子束の積分測定値を与える。短い方の検出器要素８８、９０、９２、９４は、最長検出器要素８６とオーバーラップする燃料集合体の種々の軸方向領域Ｒ１−Ｒ５において発生中の全中性子束の相対部分を求めるために使用可能な信号を与える。この情報は炉内計測シンブル集合体を含む全ての炉心位置における相対的半径方向及び軸方向出力形状の測定を可能にする。その後、この測定情報を対応の相対的軸方向及び半径方向推定出力分布情報と比較すると、予想される状態との間に有意な違いがあるか否かをチェックすることができる。全検出器要素で測定される信号全体を用いて構成したままの炉心と、推定した炉心との間に大域的な反応度偏差があるか否かを求める。

かくして、本発明の炉内計測臨界未満検証プログラムは炉内計測シンブル集合体内の自己給電型検出器を用いることにより、臨界未満棒価値測定プログラムが起動領域検出器信号を処理するのと同じ態様で種々の温度及び棒位置形態における統合燃料集合体中性子束分布測定値を与える。しかしながら、炉内計測シンブル集合体の信号の場合、測定情報は相対検出器信号の不確かさ率が特定の不確かさレベルを満足するまで各検出器の放出器からの電流信号の出力を積分することにより得られる。その後、検出器信号分布測定値を対応する推定信号分布と比較して半径方向及び軸方向出力分布の測定値と推定値との間に有意な偏差があるか否かチェックする。種々の温度及び棒位置で得た測定値を用いてこれらの状態変化の間に起こる反応度の変化を定量化することにより、反応度の温度係数及び制御棒の反応度価値を求め、予想値と比較することもできる。本発明の方法を用いることにより、制御棒の引き抜きを所定の手順で行うが、その引き抜きをデータの収集のために状態ポイントを必要とすることなく継続するのが望ましい。

本発明の炉内計測臨界未満検証プログラムのさらなる利点は、出力分布及び他の炉心パラメータの実測値と推定値との間の比較を原子炉が臨界になる点を超える出力レベルで継続することにより炉心につき行なわれた安全解析をさらに認証できることである。従って、本発明の炉心設計検証法を用いると炉心設計検証プロセスの精度、安全性及び便利さが有意に増加し、全ての炉心設計検証活動を原子炉停止クリティカルパスから本質的に排除できる。

本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、それらの詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を開示全体に照らして想到しうることが当業者にわかるであろう。従って、開示した特定の実施例は例示にすぎず本発明の範囲を限定するものではなく、本発明の
範囲は添付の特許請求の範囲及びその任意且つ全ての均等物の幅を与えられるべきである。

Claims (8)

1. 原子炉の炉心が設計通り動作するであろうことを確認する臨界未満物理試験方法であって、炉心は半径及び軸方向の寸法と、多数の核分裂性燃料要素を含む複数の燃料集合体を有し、少なくとも一部の燃料集合体はバンクの形態で炉心内へまたは炉心外へ移動可能な制御棒を挿入するための案内シンブルと、少なくとも１つの計測シンブルとを有し、少なくとも１つの計測シンブル内には炉内計測手段が収納されて炉内計測手段の周りの半径方向位置において、核分裂性燃料要素の有効長さに実質的に沿う複数の軸方向ゾーンに亘り炉心の中性子束をモニタリングし、前記方法は
   炉心の出力分布を解析して推定し、
   少なくとも一部の制御棒の炉心への挿入及び／または炉心への化学的中性子吸収材の添加によりＫ_effが１より小さい運転停止臨界未満状態に炉心を初期において維持し、
   制御棒を所定の順序で炉心から引き抜くことにより臨界未満出力領域内で炉心の出力レベルを上昇させ、
   炉内計測手段により炉心の軸方向及び半径方向位置における出力レベルをモニタリングすることにより、出力レベルが臨界未満出力領域内で上昇する間、炉内計測手段の１またはそれ以上の出力から出力分布を求め、
   解析して推定した出力分布をモニタリングにより得た出力分布と比較して、モニタリングにより得た出力分布と推定した出力分布が所定の偏差内にあればモニタリングによる出力が仕様内に留まる限り通常の原子炉起動手順を継続して原子炉を中断することなく出力状態にするステップより成る臨界未満物理試験方法。
2. モニタリングステップは、制御棒を引き抜く際、種々の原子炉温度及び制御棒位置の形態における統合燃料集合体中性子束分布測定値を与える請求項１の臨界未満物理試験方法。
3. 統合燃料集合体中性子束分布測定値は、相対出力の不確かさ率が特定の不確かさレベルを満足するまで炉内計測手段の出力を積分し、その後、モニタリングにより得た出力分布を解析して推定した出力分布の一部である対応の推定信号分布と比較することによりモニタリングした出力分布と推定した出力分布との間に有意な偏差があるか否かをチェックすることにより得られる請求項２の臨界未満物理試験方法。
4. 種々の温度及び棒位置でモニタリングにより得た軸方向及び半径方向出力レベルを用いて種々の温度及び棒位置の間に起こる反応度の変化を定量化して反応度の温度係数を求め推定値と比較するステップを含む請求項３の臨界未満物理試験方法。
5. 種々の温度及び棒位置でモニタリングにより得た軸方向及び半径方向出力レベルを用いて種々の温度及び棒位置の間に起こる反応度の変化を定量化して 制御棒の反応度価値を求め推定値と比較する請求項３の臨界未満物理試験方法。
6. 種々の温度及び棒位置でモニタリングにより得た軸方向及び半径方向出力レベルを用いて種々の温度及び棒位置の間に起こる反応度の変化を定量化して 全棒炉外臨界ホウ素濃度測定値を求め推定値と比較する請求項３の臨界未満物理試験方法。
7. モニタリングにより得た出力分布と推定出力分布が臨界未満出力領域を通して所定の偏差内にあり、解析して推定した出力分布をモニタリングにより得た出力分布と所定の出力領域まで原子炉が臨界になるにつれて継続して比較するステップを含む請求項１の臨界未満物理試験方法。
8. 引き抜きステップは制御棒を炉心から継続して引き抜く請求項１の臨界未満物理試験方
   法。

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