JP3087766B2 - 炉心における三次元出力分布及び冷却材密度の変化について補正した炉外検出器出力電流から加圧水型原子炉の出力を正確に算出する方法及び装置 - Google Patents

炉心における三次元出力分布及び冷却材密度の変化について補正した炉外検出器出力電流から加圧水型原子炉の出力を正確に算出する方法及び装置

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Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 発明の分野 本発明は、炉外検出器系を用いて、加圧水形原子炉
（PWR）の広範囲にわたる炉心出力をオンラインで求
め、該炉心出力を、炉心における三次元出力分布及び冷
却材密度の変化について補正する方法及び装置に関する
ものである。
背景情報 PWRにおける原子炉熱出力レベルの公的な決定は、二
次的な熱量測定とも称される蒸気発生器（S/G）間の熱
バランスに基づいて行われる。この熱量計算の結果は、
原子炉が、認可された出力レベル限界内で運転されてい
るか否かを判定したり、原子炉出力レベルの他の表示量
を算出するのに利用されている。
上記熱量計算はオフライン方式で行われている。例え
ば、炉外検出器信号レベル及びRCSループの温度表示値
のような他の原子炉出力レベルの表示値は、定期的もし
くは周期的に熱量測定値に対して較正されて、原子炉制
御／保護系に対しオンラインで原子炉出力レベル入力を
発生するのに用いられている。ところで、原子炉の熱出
力レベルの計算に誤りがあると、原子炉出力の他の全て
の表示量に誤りが含まれることになる。現在のところ、
原子炉の熱出力計算における小さな誤りを検出したり補
正するのに簡単な方法は存在しない。
熱バランス計算における主たる要素は、S/Gに流入す
る給水の流量である。流量の大きさは、典型的に、各S/
Gのための主給水管路に設置されたベンチュリを用いて
測定されている。しかし、給水のベンチュリによる流量
読取量には、系の誤差やランダムな誤差が含まれ、その
結果、原子炉出力レベルの計算に誤りを招来する。最も
頻繁に生ずる系の誤差は、給水流量測定ベンチュリの汚
れに起因する誤差で、算出原子炉出力は実際の原子炉出
力レベルと比較して増加してしまう。そのために、見掛
け上の出力を運転許容限界内に維持するために、実際の
原子炉出力の減少が必要とされる。かくして、プラント
により発生される出力電力量は減少し、発電事業所の収
入は低減してしまう。
従って、熱出力測定におけるランダムな誤差により影
響を受けない原子炉出力のオンライン測定のための改良
された方法及び装置に対する必要性が存在する。
また、給水流量測定用ベンチュリの汚れ又は他の種類
の系の熱量測定誤差源により生ぜしめられる原子炉出力
の熱量計算における誤差を補正するための方法及び装置
に対する必要性も存在する。
発明の概要 上述の及び他の必要性は、本発明により、炉心内の三
次元出力分布の変化及び冷却水密度の変化に関して補正
された炉外検出器信号を用いてPWRの出力をオンライン
で求めるための方法及び装置を提供することにより満た
される。
給水流量測定用ベンチュリの汚れは、燃料サイクル
中、原子炉運転時間と共に増加する傾向を示す現象であ
ることが分かっている。従って、燃料サイクルの初期に
行われた熱出力計算は、ベンチュリの汚れによる影響を
比較的に受けず、相当に正確であって、それに依拠する
出力表示の較正も相応に正確である。正確な熱出力測定
が行われない期間、炉外検出器に対して既に行われた出
力較正の精度を維持するためには、最後に正確な熱出力
測定を行った時点以降に生じている炉心の半径方向及び
軸方向の出力分布の変化に起因する炉外検出器信号の変
化を補償し正規化することを可能にする必要がある。ま
た、原子炉の入口温度が変化する際に生ずる冷却材密度
の変化に起因する表示出力に対する影響をも補正する必
要がある。本発明は、炉外検出器の出力信号を、相対的
ではなく、絶対的な仕方で炉心出力を決定する独立した
手段として利用することを可能にする方法及び装置に向
けられている。実際、本発明による炉外検出器出力から
求められる原子炉出力測定量は、熱出力測定の精度を確
認するのに使用することができ、更に、必要に応じ、該
熱出力測定量を補正するのに使用することもできる。
本発明によれば、原子炉の熱出力測定が正確である原
子炉サイクルにおける早期の基本時点で行われた原子炉
熱出力計算に対して、炉外検出器電流測定値を較正する
ことにより、絶対的な仕方で原子炉出力を求めるのに上
記炉外検出器電流測定値が用いられる。また、上記基本
時点において、三次元炉心出力分布及び炉心入口温度分
布の測定をも行う。現在の炉心出力測定は、現在の炉外
検出器電流、最も最近の三次元炉心出力分布及び現在の
炉心入口温度を測定することにより行う。次いで、現在
の炉心出力を、上記基本時点における炉外検出器電流に
該基本時点における原子炉熱出力測定量を乗じた積に対
する現在の炉外検出器電流の比として算出する。次い
で、上記積を、上記基本時点における上記出力分布、温
度等のパラメータの測定以降に生じた三次元出力分布及
び炉心入口温度の変化について補正する。典型的な加圧
水形原子炉においては、炉外検出器系は、原子炉容器の
周囲に等間隔で配設された複数個、通常は４個の炉外検
出器を含んでおり、各検出器は、上部検出器部と下部検
出器部とを有し、現在の炉心出力の測定は、各検出器の
各検出器部毎に行い、その結果を平均化して現在の出力
を求めている。
三次元出力分布は、固定の炉内検出器或は可動の炉内
検出器系を利用することができる炉内検出器系によって
測定することが可能である。前者の場合、三次元炉心出
力分布は、例えば毎分のように繰り返し連続的に測定す
ることができる。また、このような三次元出力分布は、
炉心入口温度及び炉心出口温度を測定する熱電対パター
ンからの読出量を利用してオンライン方式で三次元炉心
出力分布を算出する米国特許第4,774,049号明細書に記
載されているシステムによって発生することも可能であ
る。
本発明は、冷却材密度の変化に関して炉外検出器測定
量を補正するための簡単な手段を提供するものである。
補正係数は、現在の炉心入口温度と上記の基本時点にお
ける炉心入口温度との差に定数を乗ずる指数項である。
該定数は、好適には原子炉の始動中、２つの異なった温
度で実験的に求める。
本発明においては、原子炉熱出力の１回の測定しか要
求されない。即ち、熱量計算のために給水流量を測定す
るのに用いられる給水ベンチュリに付着物が堆積してお
らず、原子炉の熱出力計算が正確である基本時点におい
て１回だけ原子炉熱出力の計算が行われる。本発明は、
炉外検出器出力をベースとする絶対的な原子炉出力の決
定方法及び装置を含むものである。
図面の簡単な説明 好適な実施例に関する以下の記載を添付図面を参照し
て読むことにより、本発明の完全な理解が得られるであ
ろう。図において、 図１は、本発明を具現したPWRの概要図である。
図２は、図１に示したPWRについての全炉外検出器電
流と重み付けした燃料集合体出力との関係をグラフで表
す図である。
図３は、図２に示した相関関係を展開するのに用いら
れる相対的燃料集合体出力重み付け係数をグラフで示す
図である。
図４及び図５は、PWRによって発生される出力を監視
するための出力監視系で用いられるプログラムを示すフ
ローチャートである。
好適な実施例の説明 図１は、原子力発電プラント１を略示する図であり、
同図において、原子力蒸気供給系（NSSS）３は、タービ
ン発電機５を駆動して電力を発生するために蒸気を供給
する。該原子力蒸気供給系即ちNSSS3は、加圧水形原子
炉（PWR）７を有しており、該PWR7は原子炉容器11内に
収容された炉心９を備えている。炉心９内での核分裂反
応で熱が発生し、この熱は、炉心を通流する軽水である
冷却材によって吸収される。このようにして、加熱され
た冷却材は、ホットレッグ13を経て蒸気発生器15に供給
される。この原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ（RC
P）17により蒸気発生器15からコールドレッグ19を経て
原子炉３に戻される。典型的には、PWRは、少なくとも
２個、そして一般には３個もしくは４個の蒸気発生器15
を備えており、各蒸気発生器15には、ホットレッグ13を
介して加熱された冷却材が供給される。該ホットレッグ
13は、コールドレッグ19及びRCP17と共に一次ループを
形成し、それぞれ、蒸気をタービン発電機５に供給す
る。尚、図１には、図示を明瞭にするために上記ループ
の内、１つのループだけを示すに留どめた。
原子炉に環流された冷却材は、環状のダウンカマー18
を下方向に通流し、次いで炉心９を経て上方向に流れ
る。このような流れの方向は、図１に矢印で示してあ
る。炉心９の反応度、従って原子炉の出力は、炉心９内
に選択的に挿入可能である制御棒20により短期間ベース
で制御される。長期間に亙る反応度の制御は、冷却材中
に溶解されたホウ素のような中性子減速材の濃度の制御
によって調整される。ホウ素濃度の制御で、炉心全体を
経て冷却材が循環する際に炉心全体に亙り反応度が均等
化される。他方、制御棒20は局所的反応度を制御するも
のであり、従って、炉心９内の軸方向及び半径方向出力
分布に非対称性が生ずる。
炉心９内の状態は、幾つかの異なった検出器系により
監視される。この等の検出器系には、原子炉容器から逃
げる中性子束を測定する炉外検出器系21が含まれる。該
炉外検出器系21には、原子炉の運転停止時に使用される
中性子源領域検出器（図示せず）と、原子炉の起動及び
停止中に用いられる中間領域検出器（同様に図示せず）
と、原子炉の出力が約５％を越えた場合に用いられる出
力領域検出器とが含まれる。出力領域炉外検出器は、上
下に積み重ねられて出力領域炉外検出器チャンネルを形
成する等長の未補償の上部及び下部イオン室21t及び21b
を含む。原子炉容器11の直ぐ外側には、半径方向及び軸
方向に対称に配設された４つの出力領域検出器チャンネ
ルが設けられる（図１には２つのチャンネルだけを示
す）。
旧式のPWRには可動の炉内検出器系23が装備されてい
る。この検出器系23は、管27を介して炉心内に挿入され
る可動検出器25を備える。これら可動検出器25は、炉内
検出器系23により、炉心９内の軸方向及び半径方向出力
分布のマッピングを得る目的で用いられる。
新式のPWRには、上記可動の炉内検出器系23の代わり
に、また幾つかの事例においては、該可動の炉内検出器
系23に加えて、固定の炉内検出器ストリング29が装備さ
れている。可動の炉内検出器系23は、例えば、月に１回
のように定期的にのみ使用される。他方、固定の炉内検
出器は、炉心内の軸方向及び半径方向出力分布の連続的
なマッピング、例えば数分毎のマッピングを可能にす
る。
また、本発明に関連する計装系は、炉心入口温度を測
定する抵抗温度検出器（RTD）31を備える。該抵抗温度
検出器即ちRTD31は複ループ系の各ループ毎に設けられ
る。また、炉心出口温度を測定するために炉心出口熱電
対（TC）33が原子炉の頂部を横切って分布配設されてい
る。これらの炉心出口温度情報は、炉心の軸方向及び半
径方向出力分布を求めるための別の手段として、例え
ば、米国特許第４、744、050号明細書に記載されている
ような系で利用することができる。
出力領域炉外検出器系21の各チャンネル検出切21t及
び21bにより測定される電流、RTD31により測定される入
口温度、可動検出器系23の出力並びに熱電対33によって
測定される炉心出口温度に関する情報もしくはデータは
全て出力監視系35に供給され、該出力監視系35は、後述
する仕方で炉心出力の絶対測定信号を発生する。該出力
監視系35によって発生された炉心出力信号は、炉心制御
及び保護系において周知の仕方で利用することができ
る。
原子炉の炉心９を通流する際に加熱される原子炉冷却
材は、ホットレッグ13を介して蒸気発生器15に供給さ
れ、そこで加熱された冷却材は、給水系37を介して供給
される給水を蒸気に変換し、この蒸気は、蒸気管路39を
経てタービン発電機５に供給される。蒸気発生器15に対
する給水の流量はベンチュリ41により測定される。
前述したように、認可条件からPWR7によって発生する
ことができる出力は、ベンチュリ41により測定された給
水流量を含むパラメータから算出される熱量測定値によ
って決定される。前述したように、熱出力計算において
誤差が生ずるのは、時間経過に伴い上記ベンチュリ41に
付着物が堆積するためである。
本発明によれば、ベンチュリ41が汚れていない基本時
点又は熱出力が正確であることが知られている他の時点
で得られる熱出力測定値だけを用いて、出力領域炉外検
出器の出力測定値を較正する。先に述べたように、出力
領域炉外検出器21t及び21bから求められる原子炉出力
は、その出力表示において絶対炉心出力の変動による生
ぜしめられる変化に加えて、炉心の軸方向及び半径方向
出力分布の相対的変化により生ぜしめられる偏差を受け
る。また、出力領域検出器チャンネルからの表示出力
は、原子炉容器入口温度が変化した場合に生ずる原子炉
容器のダウンマー18の領域における水の密度及び燃料の
変化によって生ずる誤差を免れない。出力領域検出器チ
ャンネルの出力信号を絶対的な意味において出力表示に
利用可能にするためには、炉外検出器電流に出力レベル
変化と生ぜしめる要因を究明して、炉外検出器信号レベ
ルと実際の炉心出力レベルとの間における関係を補償し
なければならない。
炉心の高さをＨとした場合に出力領域検出器チャンネ
ル（It）における上部検出器21tの出力領域炉外検出器
電流は次式で表すことができよう。
上式中、 At ＝上部検出器の感度並びに検出器及び炉心
の形状寸法に比例するパラメータ、 ΣR ＝炉心と炉外検出器との間における巨視的
な実効高速中性子捕獲断面積、 dt ＝上部炉外検出器と、該検出器により測定
される信号に寄与する燃料集合体との間の実効距離、 wt （ｚ）＝炉外検出器の近傍における軸方向の炉心
位置ｚで発生する中性子の炉外検出器により測定される
信号全体に対する相対的寄与分を記載する上部炉外検出
器のための軸方向重み付け係数、 Pr ＝全出力の分数として与えられる炉心の相
対出力レベル、 Pwa（ｚ）＝炉心の高さｚにおいて半径方向に重み付
けされた炉心の相対出力分布。これは、相対的燃料集合
体出力と対応の半径方向に変化する重み付け係数との積
の総和に等しい。
本方法を各PWRに適用するためには、wt（ｚ）関数を
個々のPWR毎に展開する必要がある。また、軸方向出力
重み付け係数は、各炉外検出器チャンネルにおける各検
出器毎に特殊であり得る。この関数は、当該技術分野で
知られている遮蔽型中性子輸送コード（shielding type
neutron transport codes）を利用して展開し、一旦確
立されたならば、検出器の物理的特性或は検出器及び炉
心の形状寸法が変わらない限り変更すべきではない。こ
の形式の関数の一例が図２に示してあり、同図におい
て、曲線45及び47はそれぞれ、上部及び下部検出器重み
付け係数を表している。
Pwa（ｚ）の値を展開するのに用いられる半径方向の
相対的燃料集合体出力重み付け係数は、軸方向の炉心位
置の関数ではない。これら半径方向の相対的燃料集合体
出力重み付け係数は、軸方向重み付け係数算定方法に類
似の方法を用いて、各種のプラント（例えば、２ルー
プ、３ループ、４ループプラント）毎に展開される。４
ループプラントで使用される半径方向重み付け係数の一
例が図３に示してある。
式（１）は、炉心外の高速中性子源と検出器との間に
おける環境の変化を積極的に考慮に入れて、原子炉の軸
方向及び半径方向出力分布状態並びに炉心出力レベルの
組み合わせで炉外検出器の出力電流がどのように観察さ
れるかを記述したものである。炉外検出器電流に対する
これら因子の影響を求めることが可能であれば、炉外検
出器の出力信号を絶対的な仕方で、原子炉出力レベルを
求めるのに利用することが可能となる。At及びΣＲの値
を求める際の複雑性が式（１）の実用性を相当に低減し
ている。しかし、式（１）の形及び解法は、基準設定状
態から、炉外検出器出力電流の変化を極めて直截的に決
定することを許容するものである。ここで、上記基準状
態は次式で表すことができる。
上式中、接頭辞Ｒは式（１）に対して定義されるパラ
メータの基準状態値を表す。炉心出力分布及び検出器／
炉心環境状態の基準状態からの変化に起因する炉外検出
器電流の変化を求めることにより、炉外検出器電流から
原子炉出力レベルを正確に求めることが可能である。
表記を容易にするために、式（１）及び（２）の積分
項をそれぞれ次のように定義する。
上式中、接頭辞Ｒは基準値を表す。
基準状態で測定した検出器出力に対する上部検出器測
定電流の比は次式で表すことができる。
検出器／炉心の形状寸法が変化しない限り、或は検出
器感度が基準測定と現在の測定との間の時間区間内で変
化しない場合には、値Atは該Atの基準値と同じである筈
である。従って、式（５）から係数Ａを消去して、実際
の炉心出力レベルを次式のように表すことができよう。
式（６）は、項ΣＲ及びdtを除き、全てのパラメータ
に対し測定した状態を用いて直接解くことができよう。
基準のΣＲ値並びに現在のΣＲ値は、式（６）には表現
されていないが、温度依存性を有する。これらΣＲ値の
温度依存性を考慮するために、基準ΣＲ値に対し、ΣＲ
の単純な温度依存式を展開することができよう。
ΣＲ値が適用範囲に亙る温度変化に伴い線形に変化す
るものと想定した場合、炉心のダウンカマー及び燃料領
域の水温の基準状態からの偏差に追従するΣＲの値は次
のように表すことができよう。
上式中、 Ti ＝炉外検出器チャンネルの最も近傍に位置する原
子炉容器入口においてRTD33によって測定した容器入口
温度、 Ti R＝基準状態測定時に存在するTiの値。
ΣＲに関するこの式を式（６）に代入すると次式が得ら
れる。
上式（８）は、ダウンカマー及び燃料領域温度変動に
対し炉外検出器表示出力を補償するのに必要な温度補正
能力を有するが、上式の偏微分項及び指数項における有
効距離項が既知となるまでは解くことができない。
正確な補償炉外検出器出力を求めるべく上式を適切に
利用する目的で、式（８）における偏微分項及び実効距
離項を個別に或は分析的に求める必要はない。これら項
の積を求めるだけで充分である。指数項における積につ
いて式（８）を解くと、 Ktの値は、原子炉の始動試験中、２つの異なった温度及
び出力レベルでの測定量から求めることができ、この値
は本質的にサイクル毎に一定に留まる筈である。４ルー
ププラントにおけるKtの典型的な値は0.012/゜Fであ
る。式（９）におけるKtの定義を用いると、式（８）は
次のように書き変えられる。
式（10）の形にある式は、各炉外検出器チャンネルに
おける上部及び下部検出器双方に対し展開することがで
きよう。もっとも、各チャンネルにおける下部検出器に
ついては、式（10）における接尾辞「ｔ」を接尾辞
「ｂ」で置換する必要がある。下部検出器に対しては別
個の軸方向出力重み付け係数が必要とされる。全ての炉
外検出器補償相対出力値の平均値は、基準状態における
精度に対し、炉外検出器から得られる炉心出力の最も正
確な表示となる。
図４は、温度変化に対して調節するのに用いられる定
数Ｋを求めるためのプログラム49を示すフローチャート
である。Ｋの値は各検出器毎に算出される。第１のステ
ップ51においては、例えば図３に示す例におけるよう
に、各ｘ、ｙ半径方向炉心位置ｊ毎に、各検出器チャン
ネルｉに対する半径方向の相対的燃料集合体出力重み付
け係数を求める。次いで、ステップ53において、例えば
図２に例示した重み付け係数を用い、各検出器ｊ及び各
チャンネルｉ毎に、半径方向に重み付けされた相対的燃
料集合体出力に対し、測定された各炉心軸方向区間ｚに
対する軸方向重み付け係数を求める。次に、ステップ55
及び57において、測定された原子炉の三次元出力分布、
熱出力レベル、炉外検出器信号及び原子炉容器入口温度
を２つの異なった出力設定点P1及びP2において求める。
次いで、ステップ59で、出力レベルP1及びP2におけるQ
waを各チャンネルｉ毎に算出する。最後に、ステップ61
で、各検出器ｊ毎に係数Ｋを算定する。
図５は、炉外検出器出力電流から現在の出力Ｐを求め
るために炉心監視系35に設けられたコンピュータで実行
することができるプログラム63を示すフローチャートで
ある。ステップ65において、熱量測定を用いての炉心出
力の基準値、各検出器電流及び各チャンネル毎の入口温
度を求めて、各チャンネル毎にQwaを求めるのに用い
る。次いで、プログラムはループ65に入る。このループ
においては、定期的に、炉外検出器から現在の出力を求
める。即ち、このループにおいては、ステップ67で算出
される各検出器電流に対し相対出力が算出される。次い
で、ステップ69で平均出力を求めて、ステップ71で炉外
検出器出力決定量として出力し、新たに出力の決定値が
その都度得られる。
以上、本発明の特定の実施形態について詳細に説明し
たが、当業者には明らかなように、本発明の総合的な教
示に徴し種々の変更及び代替を想到することができよ
う。従って、ここに開示した特定の構成は単なる例示に
過ぎず、本発明の範囲を限定する意味に解釈されてはな
らない。
フロントページの続き (56)参考文献 特開 平６−130177（ＪＰ，Ａ) 特開 平４−232497（ＪＰ，Ａ) 特開 平３−214099（ＪＰ，Ａ) 特開 平２−302695（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−245996（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−162994（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−174986（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 17/10 G21C 17/00 G21C 17/02 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)

Claims (5)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】炉外検出器系を有する加圧水形原子炉の出
    力を決定するための方法であって、該方法は、 基本時点での前記加圧水形原子炉の熱出力を求め、 前記基本時点での検出器電流の測定を含め、前記炉外検
    出器系における検出器電流を測定し、 前記基本時点での炉心入口温度の測定を含め、炉心入口
    温度を測定し、 前記基本時点での前記加圧水形原子炉における炉心の三
    次元出力分布の測定を含め、該加圧水形原子炉における
    炉心三次元出力分布を定期的に測定し、 現在の炉心出力を、前記基本時点での検出器電流に前記
    基本時点での前記熱出力を乗じた積に対する現在の検出
    器電流の比として求めて、前記基本時点以降における前
    記炉心入口温度及び前記炉心三次元出力分布の変化の関
    数として補正する、 諸ステップを含む方法。
  2. 【請求項２】前記現在の炉心出力を、前記基本時点にお
    ける前記炉心入口温度と現在の炉心入口温度との間の差
    の関数として、また、前記基本時点における前記炉心三
    次元出力分布と最も最近の炉心三次元出力分布との間の
    差の関数として補正する請求項１の方法。
  3. 【請求項３】炉心入口温度の変化の関数として前記現在
    の炉心入口温度を補正する前記ステップは、異なる２つ
    の炉心入口温度で求められた炉心出力から係数を算出
    し、その後、前記係数に前記基本時点における炉心入口
    温度と現在の炉心入口温度の差を乗じた指数項により炉
    心出力を補正することからなる請求項２の方法。
  4. 【請求項４】前記現在の炉心出力は次の関係式から求め
    る請求項３の方法。 ここで、 Pr ＝現在の相対炉心出力 Pr R ＝前記基本時点において求めた前記熱出力である前
    記基本時点の相対炉心出力 I ＝現在の検出器電流 IR ＝前記基本時点における検出器電流 Qwa R＝重み付けした前記基本時点における平均炉心三次
    元出力分布 Qwa ＝重み付けした最も最近の平均炉心三次元出力分布 Ti R ＝前記基本時点における炉心入口温度 Ti ＝現在の炉心入口温度 K ＝次の関係式から求められる係数 ここで、Ｋは異なる２つの炉心入口温度において得た測
    定値から算出する。
  5. 【請求項５】炉心入口を有する炉心を含み、該炉心入口
    を介して原子炉冷却材が流入して前記炉心を通って循環
    する原子炉と、前記炉心を循環した原子炉冷却材が前記
    炉心入口に戻る前に通る蒸気発生器と、前記蒸気発生器
    に給水を供給し且つ前記原子炉により発生される熱出力
    を算出するための給水流量測定値を与える給水手段とを
    備える加圧水形原子炉系の出力を決定するための装置で
    あって、 前記炉心により発生される中性子束に応答して検出器電
    流を発生するために前記原子炉に隣接して設けられた炉
    外検出器手段と、 炉心入口温度を測定するための温度測定手段と、 前記炉心における三次元出力分布を測定するための出力
    分布測定手段と、 現在の炉心出力を、基本時点での検出器電流に前記基本
    時点で算出した熱出力を乗じた積に対する現在の検出器
    電流の比として求めて、前記温度測定手段により測定さ
    れた現在の炉心入口温度及び前記基本時点で測定された
    炉心入口温度の関数として、また、前記出力分布測定手
    段により測定された最も最近の炉心三次元出力分布の測
    定値及び前記基本時点で測定した炉心三次元出力分布の
    関数として補正する、手段と、 を含む装置。
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