JP2017026451A - 臨界監視システム及び臨界監視方法 - Google Patents

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Abstract

【課題】原子炉の構造物で水張りを行う際に、使用する中性子検出器の数を大幅に低減した簡易な構成により臨界監視を実現する臨界監視技術を提供する。
【解決手段】臨界監視システム10は、変位する水面に浮遊される浮遊体12と、浮遊体12に支持され水中に設けられて、中性子信号sを出力する水中検出器13と、浮遊体12に支持され気中に設けられて、中性子信号sを出力する気中検出器14と、中性子信号s、sに基づいて水中及び気中の中性子計数率を計測する第1計数率計測部と、各検出器の検出位置を求める検出位置導出部と、水中検出器13の検出位置を水中での中性子計数率に関連付け、気中検出器14の検出位置を気中での中性子計数率に関連付けるデータ保存部と、同一の検出位置における水中及び気中の中性子計数率を抽出する抽出部と、抽出された水中及び気中の計数率の比率が判定値より大きいか否かを判定する比率判定部と、を備える。
【選択図】 図1

Description

本発明の実施形態は、原子炉の構造物に対して水張りを行う際に、核燃料含有物質(燃料デブリ)の臨界を監視する臨界監視技術に関する。
一般に、原子炉の燃料取り出し時に核燃料の臨界を監視する場合、核燃料近傍に中性子検出器が配置されて、核燃料から生じる中性子を検出する。そして、中性子の検出信号を信号処理装置で処理して、中性子計数率、その変化率、及びこれらから求められる反応度などを監視して、これらの計測値が判定値を超えた場合に警報を表示する。なお、中性子計数率とは、単位時間あたりの中性子の検出量を意味する。中性子の検出量としては、そのほかの電流計測法における直流電流値など、パルス計測法の計数値以外の形態でも示すことが可能であるが、ここでは、単位時間あたりの中性子の検出量を示す代表して、中性子計数率を用いる。
従来の臨界監視システムとしては、停止中の原子炉において反応度の変化を生じさせる操作時に原子炉の臨界を監視する場合に、中性子検出器を複数の検出位置に設けて、反応度を変化させる操作(例えば、制御棒の挿入など)を行う前の中性子計数率と操作後の中性子計数率との比を求める。そして、この中性子計数率の比に基づいて原子炉の未臨界度性を監視する技術が開示されている。
また、1つの中性検出器に対して中性子源の設置位置を変動させて、中性子源の各位置対する中性子検出器の出力応答に基づいて未臨界度を評価する技術も開示されている。
さらに、再処理施設の未臨界度監視方法として、計測された中性子計数率が所定の判定値を越えた場合に、中性子パルスの統計的な性質から即発中性子減衰定数を求め、この即発中性子減衰定数と汎用核計算コードシステムにより求めた全遅発中性子割合と即発中性子寿命とから未臨界度を求め、未臨界度が浅くなった場合に警報を発生させる技術が開示されている。再処理燃料では、中性子計数率がPuの同位体、Cm−244やAm−241などの中性子を放出する超Pu各種の混入によっても変化するおそれがあるが、このような方法により未臨界度を正確に見極めることができ、高精度で警報を発生させることができる。
特開平3−215797号公報 特許第3120905号公報 特開2014−48089号公報 特許第4316338号公報 特許第3524203号公報
ところで、原子力発電所で冷却機能喪失事故が起きた場合、原子炉の核燃料が溶融し、圧力容器を貫通して格納容器などに達して、溶融した核燃料が再固化した燃料デブリが発生する恐れがある。このような事態が発生した場合、燃料デブリを原子炉建屋から取り出す必要がある。
燃料デブリを取り出す場合、この燃料デブリから生じる放射線を遮蔽する観点から、格納容器内に対して水張りを行う必要がある。このとき、気中に存在していた燃料デブリが冠水することで、中性子が減衰され反応度が増加して臨界となる可能性がある。
そこで、この臨界状態の監視方法のひとつとして、格納容器内に中性子検出器を設置して、水張り前後での中性子計数率を計測して臨界監視を行う方法があるが、格納容器内の高さ方向に広範囲にわたって燃料デブリが存在する場合、水の投入により水位の変化がある数十メータ高さの範囲で中性子計数率を計測する必要がある。また、水張り後は、水中で熱中性子の中性子計数率は20cmで約1桁以上減衰することから、なるべく監視する燃料デブリの近傍への中性子検出器の設置が求められる。
例えば、5桁程度の熱中性子の減衰を許容したとしても1m間隔で中性子検出器の設置が必要となり、高さ20mにわたり燃料デブリは存在する場合、その範囲で水位を上昇させた場合、高さ方向に20か所に複数の中性子検出器を設置することになる。また、同じ高さにおいて複数の位置で中性子計数率を監視する場合、さらに中性子検出器の設置数が増加する。
中性子検出器の設置数が増えると、信号ケーブル数が増加し、格納容器に信号伝送用の貫通口を多数確保する必要となり構成が複雑になるとともに、格納容器内の気密性の維持が困難となる。また、複数の中性子検出器を設ける場合、検出器出力の信号自体が一般に非常に微小な電流(mA〜pA)であるため同軸ケーブルのような特殊なケーブルが多数必要となるなどの問題が生じる。
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、原子炉の構造物に対して水張りを行う際に、使用する中性子検出器の数を大幅に低減した簡易な構成により核燃料含有物質の臨界監視を実現する臨界監視技術を提供することを目的とする。
本発明の実施形態に係る臨界監視システムは、原子炉の構造物内部において変位する水面に浮遊される浮遊体と、水中に配置されるように前記浮遊体に支持され、前記構造物内部の核物質含有物から生じる中性子を検出して第1の中性子信号を出力する水中検出器と、気中に配置されるように前記浮遊体に支持され、前記核物質含有物から生じる前記中性子を検出して第2の中性子信号を出力する気中検出器と、出力された第1の中性子信号及び第2の中性子信号のそれぞれに基づいて水中における第1の中性子計数率と気中における第2の中性子計数率とを計測する第1計数率計測部と、前記水中検出器及び前記気中検出器のそれぞれの検出位置を求める検出位置導出部と、前記水中検出器の検出位置を第1の中性子計数率に関連付けて保存し、前記気中検出器の検出位置を第2の中性子計数率に関連付けて保存するデータ保存部と、前記データ保存部から、同一の前記検出位置における第1の中性子計数率と第2の中性子計数率とを抽出する抽出部と、抽出された第1の中性子計数率と第2の中性子計数率との比率を計算して、この比率が所定の判定値より大きいか否かを判定する比率判定部と、を備えることを特徴とする。
本発明の実施形態に係る臨界監視方法は、原子炉の構造物内部において変位する水面に浮遊される浮遊体を用いて、水中に配置されるように前記浮遊体に支持された水中検出器から、前記構造物内部の核物質含有物から生じる中性子を検出した際に出力される第1の中性子信号を受け付けるステップと、気中に配置されるように前記浮遊体に支持された気中検出器から、前記核物質含有物から生じる前記中性子を検出した際に出力される第2の中性子信号を受け付けるステップと、受け付けた第1の中性子信号及び第2の中性子信号のそれぞれに基づいて水中における第1の中性子計数率と気中における第2の中性子計数率とを計測するステップと、前記水中検出器及び前記気中検出器のそれぞれの検出位置を求めるステップと、前記水中検出器の検出位置を第1の中性子計数率に関連付けて保存し、前記気中検出器の検出位置を第2の中性子計数率に関連付けて保存するステップと、前記データ保存部から、同一の前記検出位置における第1の中性子計数率と第2の中性子計数率とを抽出するステップと、抽出された第1の中性子計数率と第2の中性子計数率との比率を計算して、この比率が所定の判定値より大きいか否かを判定するステップと、を含むことを特徴とする。
本発明の実施形態により、原子炉の構造物に対して水張りを行う際に、使用する中性子検出器の数を大幅に低減した簡易な構成により核燃料含有物質の臨界監視を実現する臨界監視技術を提供する。
第1実施形態に係る臨界監視システムの全体構成を示す模式図。 第1実施形態に適用される信号処理装置の構成を示す構成図。 (A)〜(C)は水位が順次上昇した場合における、浮遊体、水中検出器、及び気中検出器の位置関係を示す図。 (A)は水位に対する水中及び気中の各検出器における中性子計数率の変動の一例を示すグラフ、(B)は同一の検出位置に補正した後の各検出器における中性子計数率の変動を示すグラフ。 (C)は水中における中性子の減衰分に基づいて水中検出器における計数率を補正した後の各検出器における中性子計数率の変動を示すグラフ、(D)は水中検出器と気中検出器との計数率の比率変動を示すグラフ。 本実施形態に係る臨界監視システムにおける臨界監視手順の一例を示すフローチャート。 第2実施形態に係る臨界監視システムの全体構成を示す模式図。 第2実施形態に適用される信号処理装置の構成を示す構成図。 第3実施形態に係る臨界監視システムの全体構成を示す模式図。
(第1実施形態)
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
本実施形態に係る臨界監視システム10は、核物質含有物を内部に有する原子炉の構造物11(例えば、原子炉格納容器など)に水を投入し水張りを行う際、水面を浮遊させた浮遊体12を用いて気中及び水中に中性子検出器を設置する。そして、水位の上昇を利用することで同一の検出位置(検出高さ)における気中及び水中の各中性子計数率を計測して、この計測された中性子計数率に基づいて核物質含有物の臨界を監視するシステムである。
なお、核物質含有物とは、通常の核燃料や原子炉において過酷事故が発生した際に炉心溶融によって生じた燃料デブリを意味する。図1では、構造物11内部に存在する燃料デブリの一部を例示して記載しているが、燃料デブリは構造物11の高さ方向に数十メートルにわたり存在している。
図1に示すように第1実施形態に係る臨界監視システム10は、浮遊体12と、水中検出器13と、気中検出器14と、水位計17と、信号処理装置50と、を備えている。
浮遊体12は、空気などの気体が内部に封入される、あるいは水よりも軽い物質(例えば、発泡スチロール)で構成されており、水の投入により構造物11内に生じる水面に浮遊される浮き具である。
浮遊体12の下面側(水中側)には、水中検出器13を水中で支持するための下部支持部15が接続される。一方、浮遊体12の上面側(気中側)には、気中検出器14を気中で支持するための上部支持部16が接続される。
浮遊体12の形状は、下部支持部15及び上部支持部16を接続するための接続面を有すれば良く、円形状、矩形状のものなど特に限定されない。浮遊体12は、水の投入前に、燃料デブリ近傍の気中または水面に設置される。
水中検出器13は、浮遊体12に接続された下部支持部15を介して水中で支持されている。この水中検出器13は、燃料デブリから生じる中性子を検出して中性子信号s(第1の中性子信号)を出力する中性子検出器である。
水中検出器13としては、中性子を検出して電気信号を生成するガス検出器(特に、比例計数管)が例示される。また、測定対象の燃料デブリの核分裂によって発生するアルファ線、ガンマ線等の他の放射線に対して感度を有する放射線検出器を用いても良い。
気中検出器14は、浮遊体12に接続された上部支持部16を介して気中で支持されている。この気中検出器14は、燃料デブリから生じる中性子を検出して中性子信号s(第2の中性子信号)を出力する中性子検出器である。気中検出器14としては、水中検出器13と同一の型の検出器が用いられる。
水中及び気中の各検出器は、水の投入により水位が上昇する際、支持部により浮遊体12と一定の距離を離れた状態で、水面を浮遊する浮遊体12とともに上昇する。これにより、各検出器の中性子の検出位置は、水位とともに上昇する。
水中及び気中の各検出器は、水位が上昇する際、一定時間ごとに同一のタイミングで中性子の検出を行う。各検出器で検出された中性子信号s、sは、信号処理装置50に順次送信される。
中性子信号s、sの信号処理装置50への送信方法は、構造物11側面の貫通孔を利用して信号処理装置50まで引き出された有線のケーブルを用いて送信しても良いし、中性子信号を無線信号に変換し、この無線信号を無線通信方式(例えば、ZigBee(登録商標))を用いて送信しても良い。
水位計17は、水の投入により変位する水面の位置(水位)を計測する計測器である。
水位計17は、水位が計測できるものであれば既存の液位計測方式を適用することができ、例えば図1に示すように差圧に基づいて基準位置から水面までの距離(以下、“水位h”とする)を計測する圧力式水位計を用いても良い。また、構造物11内の上方にレーザセンサを設置して、下方に位置する水面にレーザを照射して、基準位置(レーザセンサの設置位置)から液面までの距離を計測するレーザ式の液位センサを用いても良い。
水位計17は、水中及び気中の各検出器が中性子の検出を実行するときと同一のタイミングで水位hの計測を実行する。計測された水位hは、信号処理装置50に送信される。なお、水位hの信号処理装置50への送信方法は、有線のケーブルを用いて送信しても良いし、水位hの情報を無線信号に変換し、この無線信号を無線通信方式を用いて送信しても良い。
図2に示すように信号処理装置50は、検出信号入力部51、第1計数率計測部52と、水位入力部53と、検出位置算出部54と、データ保存部55と、抽出部56と、減衰補正部57と、比率判定部58と、表示部59と、を備えている。
なお、信号処理装置50の各構成要素は、受け付けた入力信号を処理するコンピュータのプロセッサで実現することも可能であり、所定のプログラムコードを、プロセッサなどの電子回路において実行することによって実現しても良く、このようなソフトウェア処理に限らず、例えば、ASIC等の電子回路を用いたハードウェア処理で実現したユニットあるいは計算機として構成しても良いし、ソフトウェア処理とハードウェア処理とを組み合わせて実現したユニットあるいは計算機として構成しても良い。
検出信号入力部51は、水位上昇の際に、水中検出器13から送信される中性子信号sと気中検出器14から送信される中性子信号sとを一定時間ごとに順次受け付ける。
第1計数率計測部52は、中性子信号sに基づいて水中における中性子計数率u(第1の中性子計数率)を計測する。一方、中性子信号sに基づいて気中における中性子計数率u(第2の中性子計数率)を計測する。第1計数率計測部52は、一定時間ごとに受け付けられる中性子信号s、sのそれぞれについて中性子計数率u、uを計測する。
中性子計数率の計測方法は、パルス状の中性子信号を計数することにより計数率を求めるパルスモードを用いても良いし、中性子信号のゆらぎ(変動)成分の2乗平均電圧値を用いて計数率を求める2乗平均電圧モード(mean square voltage mode,MSVモード)を用いても良い。また、中性子信号の信号量に応じて2つのモードを切り替えて計数率を求めても良く、具体的には信号量の低い領域ではパルスモードを用いる一方、信号量が高い領域ではMSVモードを用いて計数率を計測する。
水位入力部53は、水位上昇の際に、一定時間ごとに検出される水位hを順次受け付ける。
検出位置算出部54、水位hと水面に対する両検出器の位置とに基づいて各検出器の検出位置h、hを算出する。具体的には、水位hから、水中検出器13から水面までの高さ分を除算して水中検出器13の検出位置hを求める。一方、水位hから、水面から気中検出器14までの高さ分を加算して気中検出器14の検出位置hを求める。
なお、水面に対する浮遊体12の浮遊位置は、検出器の各検出位置を正確に算出する上で維持されることが望ましい。このため、浮遊体12は、水面の位置を検出するレーザセンサなどを備えて、検出した水面の位置に基づいて浮遊位置が維持されるように、水を内部に取り込むまたは排出する機構、あるいは検出器の支持部を浮遊体12の軸方向に移動させる機構を備えても良い。
データ保存部55は、水中検出器13の検出位置hを水中における中性子計数率uに関連付けて保存する一方、気中検出器14の検出位置hを気中における中性子計数率uに関連付けて保存する。
データ保存部55は、同一のタイミングで計測された中性子計数率u、uと検出位置h、hとを順次関連付けて保存していく。これにより、各検出位置における水中及び気中のそれぞれの中性子計数率が保存される。
ここで、水位の上昇を利用して、同一の検出位置における気中及び水中のそれぞれの中性子計数率を計測、保存する方法を説明する。
図3(A)〜(C)は、水位が順次上昇した場合における、浮遊体12、水中検出器13、及び気中検出器14の位置関係を示している
まず、検出位置Hに位置する気中検出器14で中性子が検出されて(図3(A))、検出された中性子信号に基づいて気中での中性子計数率が計測されデータ保存部55に保存される。
そして、水位が上昇して、検出位置Hの位置に水中検出器13が到達した際に、水中検出器13で中性子が検出されて(図3(B))、検出された中性子信号に基づいて水中における中性子計数率が計測されデータ保存部55に保存される。これにより、検出位置Hにおいて気中及び水中の中性子計数率が計測、保存される。
さらに、検出位置Hに位置する気中検出器14で中性子が検出されて(図3(B))、検出された中性子信号に基づいて気中における中性子計数率が計測されデータ保存部55に保存される。
そして、水位が上昇して、検出位置Hの位置に水中検出器13が到達した際に、水中検出器13で中性子が検出されて(図3(C))、検出された中性子信号に基づいて水中における中性子計数率が計測されデータ保存部55に保存される。これにより、検出位置Hで気中及び水中の中性子計数率が計測、保存される。
このように、水位の上昇を利用することで、同一の検出位置における気中及び水中の中性子計数率が交互に計測されデータ保存部55に保存されていく。
抽出部56(図2)は、各検出位置における気中及び水中の中性子計数率が保存されているデータ保存部55を参照して、同一の検出位置における水中及び気中のそれぞれの中性子計数率を抽出する。
なお、水中と気中とでは水の存在により検出器の感度差が生じるため、水中における中性子計数率を補正する必要がある。
減衰補正部57は、水中における中性子の減衰率に基づいて中性子計数率の補正を行い、検出器の感度差を調整する。水中における中性子の減衰率は燃料デブリと水中検出器13の検出位置との距離に応じて変化するため、設計図面などを利用して燃料デブリの位置を推定し、燃料デブリと水中検出器13の検出位置との距離に基づいて補正係数を予め計算する。そして、この補正係数を中性子計数率に乗じて補正を行う。
比率判定部58は、同一の検出位置における、水中における中性子計数率(減衰補正部57で補正された後の中性子計数率)と気中における中性子計数率との比率を計算する。そして、この比率が所定の判定値より大きいか否か(例えば、1より大きいか否か)を判定する。
この比率は、水の有無による中性子計数率の変化率を示しており、比率が1より大きい場合、水中での中性子の線量が増加したことを意味し、核物質含有物質の未臨界度が浅いおそれがあると判定できる。一方、比率が1以下の場合、水の有無により中性子の線量が増加していないため、核物質含有物質が未臨界度であると判定できる。
比率判定部58で設定される判定値は、1に限定されるものでは無く、未臨界度が浅いおそれがあると判定可能な値を経験値などから適宜設定しても良い。また、水中及び気中での検出器の感度差を考慮して判定値を設定した場合は、減衰補正部57を省略できる。
表示部59は、中性子計数率の比率が判定値より大きいと判定された場合、核物質含有物質の未臨界度が浅いおそれがあるとして作業員に警告を表示する。そして、作業員は、構造物内への水の投入を停止して、水中及び気中における中性子計数率、その変化率、これらから求められる反応度などから核物質含有物質の臨界を詳細に評価する。
次に、気中検出器14及び水中検出器13における中性子計数率に基づき臨界の監視を行う方法を、中性子計数率の変動例を用いて説明する。
図4(A)は、上昇する水位に対する水中及び気中の各検出器における中性子計数率の変動の一例を示すグラフである。横軸の水位は、水位計17の指示値を示している。
図4(B)は、図4(A)に示す中性子計数率について、同一の検出位置に補正した場合の各検出器における中性子計数率の変動を示している。水位と水面に対する両検出器の位置とに基づいて同一の検出位置における計数率に補正される。
図5(C)は、水中における中性子の減衰分に基づいて補正された中性子計数率の変動を示している。水中における中性子の減衰率に基づいて水中検出器13による中性子計数率が補正されて、検出器間の感度差が調整される。
図5(D)は、水中検出器13と気中検出器14における中性子計数率の比率の変動を示している。感度補正後の水中検出器13による中性子計数率と気中検出器14による中性子計数率との比率が計算されている。比率が1より大きい場合、水中での中性子の線量が増加したことを意味し、核物質含有物質の未臨界度が浅いおそれがあると判定できる。
図6は、第1実施形態に係る臨界監視システム10の監視手順の一例を示している(適宜、図1、図2参照)。
まず、浮遊体12が燃料デブリの近傍に設置される。そして、気中及び水中の各検出器の初期位置でのデータ(中性子計数率)が計測されて、各検出器の初期位置と関連付けてデータ保存部55に保存される(S10)。
初期位置でのデータ取得後、作業員は構造物11内への水供給を開始する(S11)。これにより、構造物11内の水位の上昇が開始される。
水位上昇の開始後、一定時間ごとに水中及び気中の各検出器で中性子の検出が実行される。また、同一のタイミングで水位の計測が実行される。
検出信号入力部51は、水中検出器13及び気中検出器14で検出される中性子信号を受け付ける(S12)。一方、水位入力部53は、水位計17で計測された水位を受け付ける(S13)。
第1計数率計測部52は、水中検出器13の中性子信号に基づいて水中における中性子計数率を計測する一方、気中検出器14の中性子信号に基づいて気中における中性子計数率を計測する(S14)。
検出位置算出部54は、水位と水面に対する各検出器の位置とに基づいて各検出器の検出位置を算出する(S15)。
データ保存部55は、水中検出器13の検出位置を水中における中性子計数率に関連付ける一方、気中検出器14の検出位置を中性子計数率に関連付けて保存する(S16)。
抽出部56は、各検出位置における気中及び水中の中性子計数率が保存されているデータ保存部55を参照して、同一の検出位置における水中及び気中のそれぞれの中性子計数率を抽出する(S17)。
減衰補正部57は、水中における中性子の減衰率に基づいて水中での中性子計数率の補正を行い、検出器の感度差を調整する(S18)。
比率判定部58は、水中における中性子計数率と気中における中性子計数率との比率を計算して、この比率が所定の判定値より大きいか否かを判定する(S19、S20)。
表示部59は、比率判定部58で判定値より大きいと判定された場合に、未臨界度が浅いおそれがあるとして作業員に警告を表示する(S20:YES、S21)。そして、作業員は、構造物内への水の投入を停止して、水中及び気中における中性子計数率、その変化率、これらから求められる反応度などから核物質含有物の臨界を詳細に評価する(S22、S23、終了)。
一方、比率判定部58で判定値以下の場合、構造物11への冠水作業が完了するまでS12〜S20を続ける(S20:NO、S24:NO)。一方、冠水作業が完了した場合は終了する(S24:YES、終了)。
このように、水位の上昇を利用することで同一の検出位置における気中及び水中の中性子計数率を計測して、この中性子計数率に基づいて水有無による核物質含有物の臨界を監視する。これにより、浮遊体12に接続された水中及び気中の2つの検出器のみの簡易な構成で核物質含有物の臨界を監視できるため、使用する中性子検出器の数や信号伝送用のケーブル数などの必要な機器を大幅に低減することができる。
なお、本実施形態では、水中検出器13及び気中検出器14の検出位置を求める方法として、水位計17で計測した水位を用いて水面と各検出器の位置関係から求めているが、例えば各検出器自体が加速度計を有して、これらの測定値から検出位置を計測する手段を用いても良いし、検出器の位置を判別できるセンサを検出器に取り付けて、センサの位置に基づいて検出器の検出位置を計測する手段などを用いても良い。
(第2実施形態)
図7は、第2実施形態に係る臨界監視システム10の全体構成を示す模式図であり、図8は、第2実施形態に適用される信号処理装置50の構成を示す構成図である。なお、第1実施形態と共通の構成または機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
第2実施形態における臨界監視システム10は、構造物11内部に固定して配置された固定検出器18(18,18)を備えている。
また、信号処理装置50が、固定検出器信号入力部60と、第2計数率計測部61と、検出器診断部62と、をさらに備えている。なお、図7では固定検出器18を2つで構成しているが、1つでも良いし、さらに複数の固定検出器18を備えても良い。
固定検出器18は、構造物11内部に挿入される固定検出器支持部19に取り付けられており、構造物11内部で固定して配置される。
各固定検出器18は、水中検出器13及び気中検出器14と同一の型の中性子検出器であり、構造物11内で生じる中性子検出して、中性子信号t(第3の中性子信号)を出力する。
そして、各固定検出器で検出された中性子信号tは、信号処理装置50に送信される。このとき、中性子信号tには、固定検出器18の配置位置の情報が付与される。
固定検出器信号入力部60は、固定検出器18から中性子信号tを受け付ける。
第2計数率計測部61は、受け付けた中性子信号t(t,t)に基づいて、配置された検出位置における中性子計数率v(v,v)を計測する。なお、中性子計数率の計測方法は、水中及び気中の検出器と同様の方法で行う。
検出器診断部62は、データ保存部55を参照して、配置された検出位置と同一の検出位置での水中検出器13の中性子計数率を抽出する。そして、この水中の中性子計数率と固定検出器18での中性子計数との差異を比較して、この差異が予め設定した閾値より大きい場合は水中検出器13の故障と診断する。
同様に、データ保存部55を参照して、配置された検出位置と同一の検出位置での気中検出器14の中性子計数率を抽出して、この気中の中性子計数率と固定検出器18での中性子計数との差異を比較して気中検出器14の故障を診断する。
表示部59は、検出器診断部62により故障と診断された場合、該当する検出器の故障を作業員に警告する。
このように、構造物11内に固定検出器18を配置して、水位の上昇により水中検出器13または気中検出器14が固定検出器18の配置位置を移動するときに故障診断を行うことで、気中検出器14と水中検出器13の健全性を臨界監視時に確認することができる。
(第3実施形態)
図9は、第3実施形態に係る臨界監視システム10の全体構成を示す模式図である。なお、図9において第2実施形態と共通の構成または機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
案内管20は、浮遊体12、水中検出器13及び気中検出器14を内部に収容するように形成され、構造物11の内部に挿入される。案内管20の下部には、管内部と外部の水位を等しくするため貫通孔21が設けられており、浮遊体12は水面が変位する方向に沿って案内される。
これにより、水位の変化時に、浮遊体12、水中検出器13及び気中検出器14が周辺の機器と衝突すること無く移動できるため、水中検出器13及び気中検出器14で安定的に中性子の検出を行うことができる。
以上述べた各実施形態の臨界監視システムによれば、水面を浮遊する浮遊体を用いて気中及び水中に中性子検出器を設置し、水位の上昇を利用して計測した水中及び気中のそれぞれの中性子計数率に基づいて水有無による核物質含有物の臨界を監視することにより、原子炉の構造物で水張りを行う際に、使用する中性子検出器の数を大幅に低減した簡易な構成により臨界監視を実現できる。
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
なお、上述の本実施形態では水位の上昇を利用して核物質含有物の臨界監視を行う場合を例に説明したが、水面の変位があれば同一の検出位置における気中及び水中の中性子計数率が計測できるため、例えば水を構造物内から排出される場合にも本発明を適用することができる。
10…臨界監視システム、11…原子炉構造物、12…浮遊体、13…水中検出器、14…気中検出器、15…下部支持部、16…上部支持部、17…水位計、18(18,18)…固定検出器、19…固定検出器支持部、20…案内管、21…貫通孔、50…信号処理装置、51…検出信号入力部、52…第1計数率計測部、53…水位入力部、54…検出位置算出部、55…データ保存部、56…抽出部、57…減衰補正部、58…比率判定部、59…表示部、60…固定検出器信号入力部、61…第2計数率計測部、62…検出器診断部、s…水中検出器の中性子信号、s…気中検出器の中性子信号、h…水位、u…水中検出器の中性子計数率、u…気中検出器の中性子計数率、h…水中検出器の検出位置、h…気中検出器の検出位置、H…検出位置、H…検出位置、t…固定検出器18の中性子信号、t…固定検出器18の中性子信号、v…固定検出器18の中性子計数率、v…固定検出器18の中性子計数率。

Claims (7)

  1. 原子炉の構造物内部において変位する水面に浮遊される浮遊体と、
    水中に配置されるように前記浮遊体に支持され、前記構造物内部の核物質含有物から生じる中性子を検出して第1の中性子信号を出力する水中検出器と、
    気中に配置されるように前記浮遊体に支持され、前記核物質含有物から生じる前記中性子を検出して第2の中性子信号を出力する気中検出器と、
    出力された第1の中性子信号及び第2の中性子信号のそれぞれに基づいて水中における第1の中性子計数率と気中における第2の中性子計数率とを計測する第1計数率計測部と、
    前記水中検出器及び前記気中検出器のそれぞれの検出位置を求める検出位置導出部と、
    前記水中検出器の検出位置を第1の中性子計数率に関連付けて保存し、前記気中検出器の検出位置を第2の中性子計数率に関連付けて保存するデータ保存部と、
    前記データ保存部から、同一の前記検出位置における第1の中性子計数率と第2の中性子計数率とを抽出する抽出部と、
    抽出された第1の中性子計数率と第2の中性子計数率との比率を計算して、この比率が所定の判定値より大きいか否かを判定する比率判定部と、を備えることを特徴とする臨界監視システム。
  2. 前記検出位置導出部は、
    前記水面の位置を測定する水位計と、
    測定された前記水面の位置と前記水面に対する各検出器の位置とに基づいて前記水中検出器及び前記気中検出器のそれぞれの前記検出位置を求める検出位置算出部と、を有することを特徴とする請求項1に記載の臨界監視システム。
  3. 前記比率判定部で前記判定値より大きいと判定された場合に、前記核物質含有物の未臨界度が浅いとして警告を表示する表示部を備えることを特徴とする請求項1または請求項2に記載の臨界監視システム。
  4. 前記比率判定部で前記比率を計算する前に、水中における前記中性子の減衰率に基づいて第2の中性子計数率を補正する減衰補正部を備えることを特徴とする請求項1から請求項3のいずれか一項に記載の臨界監視システム。
  5. 前記構造物内部に固定して配置されて、前記構造物内部で生じる第3の中性子信号を検出する固定検出器と、
    検出された第3の中性子信号に基づいて配置された位置での第3の中性子計数率を計測する第2計数率計測部と、
    同一の前記検出位置における、前記第1の中性子計数率または前記第2の中性子計数率と前記第3の中性子計数率との差異に基づいて前記水中検出器または前記気中検出器の故障を診断する検出器診断部と、をさらに備えることを特徴とする請求項1から請求項4のいずれか1項に記載の臨界監視システム。
  6. 前記浮遊体、前記気中検出器、及び前記水中検出器を内部に収容し、水面が変位する方向に沿って前記浮遊体を案内する案内管をさらに備えることを特徴とする請求項1から請求項5のいずれか1項に記載の臨界監視システム。
  7. 原子炉の構造物内部において変位する水面に浮遊される浮遊体を用いて、
    水中に配置されるように前記浮遊体に支持された水中検出器から、前記構造物内部の核物質含有物から生じる中性子を検出した際に出力される第1の中性子信号を受け付けるステップと、
    気中に配置されるように前記浮遊体に支持された気中検出器から、前記核物質含有物から生じる前記中性子を検出した際に出力される第2の中性子信号を受け付けるステップと、
    受け付けた第1の中性子信号及び第2の中性子信号のそれぞれに基づいて水中における第1の中性子計数率と気中における第2の中性子計数率とを計測するステップと、
    前記水中検出器及び前記気中検出器のそれぞれの検出位置を求めるステップと、
    前記水中検出器の検出位置を第1の中性子計数率に関連付けて保存し、前記気中検出器の検出位置を第2の中性子計数率に関連付けて前記データ保存部に保存するステップと、
    前記データ保存部から、同一の前記検出位置における第1の中性子計数率と第2の中性子計数率とを抽出するステップと、
    抽出された第1の中性子計数率と第2の中性子計数率との比率を計算して、この比率が所定の判定値より大きいか否かを判定するステップと、を含むことを特徴とする臨界監視方法。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2018130357A (ja) * 2017-02-16 2018-08-23 株式会社三洋物産 遊技機
KR20190119908A (ko) * 2018-04-13 2019-10-23 한국원자력연구원 원자로 수조의 내부 온도층 표시기
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