JP3567045B2

JP3567045B2 - Reactor power monitoring device

Info

Publication number: JP3567045B2
Application number: JP08114096A
Authority: JP
Inventors: 幹雄泉; 泰志後藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1996-04-03
Filing date: 1996-04-03
Publication date: 2004-09-15
Anticipated expiration: 2016-04-03
Also published as: JPH09274095A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、軽水型原子炉の出力監視に係り、特に原子炉圧力容器内または外部に設置して放射線検出器の出力信号により原子炉起動から出力及び停止までの監視を行う原子炉出力監視装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉における出力監視については沸騰水型原子炉を例にすると、従来より定格出力時を監視する出力領域モニタと、起動及び停止時を監視する起動領域モニタの２種類の原子炉出力監視装置により原子炉の出力を監視している。
【０００３】
図６のブロック構成図に示すように、原子炉の出力は原子炉圧力容器１の内部に６〜１０本のＳＲＮＭ検出器２（ＳｔａｒｔｕｐＲａｎｇｅｄＮｅｕｔｒｏｎＭｏｎｉｔｏｒ，ＳＲＮＭ）と、１００〜２００本のＬＰＲＭ検出器３（ＬｏｃａｌＰｏｗｅｒＲａｎｇｅＭｏｎｉｔｏｒ，ＬＰＲＭ）を設置している。
また、その出力はそれぞれ信号ケーブル４とパルスアンプ５を介して起動領域モニタ６に、また信号ケーブル４により出力領域モニタ７において測定することにより原子炉の出力監視をしている。
【０００４】
起動領域モニタ６においては、放射線レベルの低い領域では約８０ｎｓｅｃのパルス幅である検出器出力パルスの個数を計数すること（以後、パルス計測と呼ぶ）により、また、放射線レベルが高い領域では、この出力パルスの重なりにより生じるゆらぎのパワーを測定して（以後、キャンベル計測と呼ぶ）起動及び停止の原子炉を監視するものである。
【０００５】
さらに、放射線レベルの高い定格出力領域では、出力領域モニタ７によって、ＬＰＲＭ検出器３の直流成分を計測することにより（以後、直流計測と呼ぶ）、原子炉出力を監視している。
【０００６】
このように原子炉における出力監視には、放射線レベルの違いにより３種類の計測方法、すなわち、パルス計測とキャンベル計測及び直流計測を用いているために、それぞれハードウエアである構成の異なるモニタによって監視が行われている。
たとえば起動領域モニタ６では、パルス計測を行うためにある波高レベル以上のパルスを検出するパルス波高弁別回路８と、その回数を監視するパルス演算器９を備えている。
【０００７】
しかし、このパルス波高弁別回路８は、アナログ回路で構成されているために複雑な処理が困難で、最も単純なパルス波高によりパルス数を検出する方法がとられている。
またキャンベル計測を行う部分は、測定周波数の帯域を限定すると共に、その帯域内の２乗平均電圧を演算する回路を有する２乗平均回路１０と、その出力からキャンベル出力を演算するキャンベル演算装置１１とから構成されている。
【０００８】
なお、２乗平均回路１０内の測定帯域を制限する回路は、通常アナログ回路で実施されているために、その測定帯域は１〜２個に制限されている。
さらに出力領域モニタ７では、ＬＰＲＭ検出器３に可変高圧電源１２より高圧電圧を印加して、その出力は電流アンプ１３で増幅された後に、マルチプレクサ１４によって複数の検出器信号を順次切り替えると共に、直流成分演算器１５によって直流成分の監視を行っている。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
従来の原子炉出力監視装置における第１の課題としては、放射線検出器の出力パルスをアナログ回路により処置しているために、検出器出力パルス波形に含まれる情報を十分利用できないことがある。
【００１０】
たとえば、パルスの個数を数える場合に、アナログ回路によりあるレベル以上（以後、ディスクリレベルと称す）の波高であるパルス数を計測する従来の原子炉監視装置では、パルスの重なりによってパルスの裾野が重なった場合に、ディスクリレベルでは１個のパルスとなり、パルス個数の数え落とし（以後、パルスパイルアップによる数え落とし）が生じる。
【００１１】
従って従来のパルス計測では、約２×１０^６（カウント／秒）以上でパルスの計測ができなくなる。なお、この場合にパルス波形の情報を利用すれば、重なったパルスも認識することが可能ではあるが、これにはアナログ回路として、複雑な回路が必要となることから現実的ではなかった。
【００１２】
また、このようなアナログ回路によるパルス数の計測では、ＳＲＮＭ検出器２及びＬＰＲＭ検出器３である放射線検出器における放電によって発生する放電パルス、または、原子炉監視装置の近傍で発生する電磁誘導によるノイズパルスを計数して、誤った計測を行う可能性がある。
そのために、従来の原子炉出力監視装置では、信号ケーブル４等に十分なるシールド処理を行い、外来ノイズの誘導がないように施工に十分な注意をする必要があった。
【００１３】
しかし、これらのノイズによる誤パルスは、その波形が信号パルスと異なる場合がほとんどであるために、パルスの波高のみではなく、その他の波形の情報を利用できれば、この誤計測を防止することができて、施工時の外来ノイズ対策を軽減することが可能である。
【００１４】
さらに、放射線検出器の出力パルスは、放射線検出器内に封入されているガス圧のリーク、または電極間隔の異常によって変化するために、この波形を監視することによって、これらの異常を計測中に検出可能であるが、現状のシステムでは計測及び監視からシステムを除外して（通常、バイパスと呼ぶ）、放射線検出器の診断等を行う必要があった。
【００１５】
次の課題として現状のシステムでは、直流計測とキャンベル計測、またはキャンベル計測とパルス計測を同時に行うには、それぞれの専用の回路を設ける必要があり、従って回路規模が大きく、また複雑になるという支障があった。
【００１６】
従来はＳＲＮＭ検出器２が６〜１０本と比較的少ない数の起動領域モニタ６は、パルス計測とキャンベル計測を切り替えて監視できるようになっているが、それぞれ専用のパルス波高弁別回路８とパルス演算器９と、２乗平均回路１０及びキャンベル演算装置１１とのアナログ処理回路を設けた構成となっている。
【００１７】
一方、１００〜２００本のＬＰＲＭ検出器３を処理する出力領域モニタ７では、回路が比較的簡単である直流成分のみで監視しており、しかも、前記起動領域モニタ６とは全く異なる信号処理部を用いている。
すなわち、従来の原子炉出力監視装置では、異なるハードウエアで実施していたために、それぞれの保守及び点検作業が異なるという支障があった。従って、これを解決するためにハードウェア部の共通化、特に信号処理部の共通化が望まれていた。
【００１８】
しかも、ハードウエアを共通化することにより、同一の放射線検出器に異なる原理の測定方法を簡単に適用できるようになり、通常の一原理で測定していた場合より１つの放射線検出器の監視範囲を広くすることができる。
【００１９】
例えば出力領域モニタ７に、従来と比べてハードウエア構成を複雑にすることなく、従来行われている直流計測と共にキャンベル計測を実装できれば、モニタの信頼性及びコストはほとんど変わらないにもかかわらず、原子炉圧力容器１内部のＬＰＲＭ検出器３の位置での放射線監視範囲が拡大して、放射線レベルの低い段階で発生する局部振動を監視できて原子炉の監視性能が向上する。
【００２０】
また、２つ以上の計測を同時に行える構成であれば、各計測の比率を監視することにより放射線検出器の発生電荷量を推定でき、放射線検出器の異常診断が計測中に可能となる。
【００２１】
本発明の目的とするところは、放射線検出器の出力パルス波形の情報を用いて、外来ノイズ等に対する誤動作の防止とパイルアップ識別による計測範囲を拡大する。
さらに、放射線検出器の監視中診断による原子炉出力監視の信頼性を向上させると共に、異なる計測方法を同一のハードウェアによって行うことにより保守点検の簡素化と全体のコストダウンを可能とした原子炉出力監視装置を提供することにある。
【００２２】
【課題を解決するための手段】
上記目的達成のため請求項１記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、原子炉圧力容器内または外部に設置した放射線検出器と、この放射線検出器の出力信号を５ｎｓｅｃ〜40ｎｓｅｃでサンプリングしてディジタル値に変換するＡ／Ｄ変換装置と、前記ディジタル値から放射線検出器の出力パルスを識別するパルス識別回路と、デジタルバンドパスフィルタを有し前記ディジタル値の一部を用いて２つ以上の周波数帯域で信号のパワーを演算するパワー演算回路と、前記パルス識別回路とパワー演算回路の出力よりキャンベル計測によって放射線量を演算して原子炉の出力異常時には原子炉停止信号を発する放射線量演算回路と、前記パワー演算回路とパルス識別回路の出力から前記放射線検出器の異常を診断する検出器診断回路と、を備えた演算装置とからなることを特徴とする。
【００２３】
放射線検出器の出力をパルス計測する時には、５ｎｓｅｃ〜４０ｎｓｅｃのサンプリング時間で実施することにより、放射線検出器の出力パルス波形の特徴を利用したパルス計測が可能となり、外来ノイズ等による誤計測が防止できる。
また、放射線検出器の出力をキャンベル計測する場合においても、複数の周波数帯域の信号を比較することにより耐ノイズ性を向上することができる。
【００２４】
これらの結果は、それぞれ演算装置の放射線量演算回路において、放射線検出器の設置位置における放射線量に換算されると共に、これらの異常変化時には原子炉停止信号を発生する。
また、検出器診断回路では、パワー演算回路とパルス識別回路のデータより検出器の異常診断が行える。
【００２５】
なお、前記サンプリング時間を採用することにより、原子炉出力監視装置に必要なパルス計測とキャンベル計測が数値演算のみによって同時に可能となり、原子炉出力監視装置としてハードウエアの統一により装置が小型化できる。
【００２６】
請求項２記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、パルス識別回路が、サンプリングされた前後のディジタル値の増減を監視してその増減のパターンより放射線検出器の出力パルスを識別することを特徴とする。
パルス識別回路にて正常な信号パルスの増減の特徴を識別することにより、パイルアップしたパルスの弁別及びノイズの除去ができる。
【００２７】
請求項３記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、パルス識別回路が、サンプリングされた前後のディジタル値の増減を監視してそのサンプリング値がある設定増加レベル以上に増加し、かつ前記サンプリング後にある設定減少レベルに減少するパターンを検索してパルスのピーク部分を検出するピーク検出手段と、サンプリング値がある設定レベル以上に連続して増加する回数を計数する増加幅検出手段とを設けたことを特徴とする。
【００２８】
パルス識別回路におけるピーク検出手段により、入力されたパルスのピーク数を計数して、増加幅検出手段によってパルスの立ち上がり時間を監視する。また、これらの特徴を抽出することにより、ノイズパルスと信号パルスを識別しながら、信号パルスのみの計測ができる。
【００２９】
請求項４記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、パルス識別回路が、複数のノイズ波形を記憶するノイズ波形記憶手段と、正常な検出器波形を記憶する正常信号記憶手段と、サンプリングしたディジタル値のパターンを前記ノイズ波形記憶手段及び正常信号記憶手段とパターン比較を行うパターン比較手段とを設けたことを特徴とする。
【００３０】
パルス識別回路におけるノイズ波形記憶手段に、予め発生が予想されるノイズ波形を記録する。また正常信号記憶手段には、正常な検出器信号の波形を記録しておく。
この記録した各波形と、Ａ／Ｄ変換装置の出力とピーク形状、及び立ち上がりスピードと立ち下がりスピードをパターン比較することにより、ノイズ波形と信号波形の弁別ができる。
【００３１】
請求項５記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、放射線量演算回路が、前記パワー演算回路の出力である複数の周波数帯域の信号のうちで外来ノイズ等の前記放射線検出器信号以外のノイズの影響が大きい帯域を除いて放射線量を演算することを特徴とする。
【００３２】
パワー演算回路にて検出器信号を複数の周波数帯域に分割して、その出力を放射線量演算回路に入力する。放射線量演算回路では、各周波数帯域で信号以外のノイズの影響の大きい周波数帯域を選定して、その選定した帯域を除いた周波数帯域の信号から放射線量を演算して、ノイズに影響されない計測を行う。
【００３３】
請求項６記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、検出器診断回路が、検出パルスと認識されたディジタル値からパルス幅を演算するパルス幅演算手段と、そのパルス幅を正常な検出器出力パルス幅と比較するパルス幅診断手段とを設けたことを特徴とする。
【００３４】
パルス識別回路の出力を検出器診断回路に入力して、検出器診断回路のパルス幅演算手段にてパルス波形のパルス幅を演算する。
この演算結果は、パルス幅診断手段にて検出器正常時のパルス幅と比較して、パルス幅の増加等あるレベル以上にパルス幅が増加した場合は、放射線検出器の異常と診断する。これにより、原子炉出力の監視を中断することなく放射線検出器の異常を検出する。
【００３５】
請求項７記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、検出器診断回路が、複数の周波数帯域の信号の比率を正常時の信号の比率と比較する周波数成分診断手段を設けたことを特徴とする。
【００３６】
パワー演算回路にて計算した信号のパワーの周波数分布を検出器診断回路の周波数成分診断手段に入力する。
この周波数成分診断手段では、前記信号を正常時の信号の周波数分布と比較し、各信号成分の比率の変動を監視して、あるレベル以上に比率が変化した場合には、放射線検出器の異常と診断する。これにより、原子炉出力の監視中において放射線検出器の異常を検出する。
【００３７】
請求項８記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、原子炉圧力容器内または外部に設置した放射線検出器と、この放射線検出器に可変電圧を印加する可変高圧電源と、複数の放射線検出器信号を切り替えて順次出力するマルチプレクサと、前記マルチプレクサの出力を５ｎｓｅｃ〜40ｎｓｅｃでサンプリングしてディジタル値に変換するＡ／Ｄ変換装置と、デジタルバンドパスフィルタを有し前記ディジタル値から２つ以上の周波数帯域にて信号のパワーを演算するパワー演算回路と、前記ディジタル値から放射線検出器の直流電流を演算する直流成分演算回路と、前記パワー演算回路と直流成分演算回路の出力よりキャンベル計測によって放射線量を演算して出力異常時には原子炉停止信号を発する放射線量演算回路と、前記パワー演算回路と直流成分演算回路の出力から前記放射線検出器の異常を診断する検出器診断回路と、を備えた演算装置とからなることを特徴とする。
【００３８】
放射線検出器からの信号のＡ／Ｄ変換にＡ／Ｄ変換装置による５ｎｓｅｃ〜４０ｎｓｅｃのサンプリング時間を採用することで、放射線検出器として出力領域モニタに用いられるＬＰＲＭ検出器の直流計測と共に、キャンベル計測を行うことが可能となる。
【００３９】
これにより、放射線検出器のＬＰＲＭ検出器を用いて広い出力領域の監視をすることができる。また、直流計測とキャンベル計測の演算を数値演算のみで行えるので、例えば前記請求項１の原子炉出力監視装置とハードウエアの共通化が可能となる。
さらに、パワー演算回路の出力と直流成分演算回路の出力の比率を検出器診断回路で比較して、あるレベル以上に変化した場合には、放射線検出器の異常として検出する。
【００４０】
請求項９記載の発明に係る原子炉出力監視装置は、可変高圧電源がＡ／Ｄ変換のサンプリング周期に同期した可変電圧を放射線検出器に印加すると共に、演算装置にＡ／Ｄ変換装置の出力であるサンプリングデータを前記印加電圧ごとに区別するデータ選別手段を設けたことを特徴とする。
【００４１】
放射線検出器に印加する電圧の周期であるタイミングは、データ識別回路に入力されてデータ識別手段では、Ａ／Ｄ変換装置からのディジタル値を検出器ごと及び印加電圧の値ごとに区別して、複数の印加電圧に対する各々の検出器信号を測定する。
これにより、それぞれの放射線検出器の複数の印加電圧での信号を同時に得ることで、通常の測定では発見できない放電開始電圧の低下等という異常を早期に検出する。
【００４２】
【発明の実施の形態】
本発明の一実施の形態について図面を参照して説明する。なお、上記した従来技術と同じ構成部分には同一符号を付して詳細な説明を省略する。
第１実施の形態は請求項１及び請求項２に係り、図１のブロック構成図に示すように原子炉出力監視装置は、図示しない炉心を形成する燃料棒からの中性子等の放射線を検出するＳＲＮＭ検出器２を原子炉圧力容器１内または外部に設置している。
【００４３】
このＳＲＮＭ検出器２は信号ケーブル４により、パルス信号を増幅整形するパルスアンプ５に接続されている。また、このパルスアンプ１６は、入力したパルス信号を５ｎｓｅｃ〜４０ｎｓｅｃでサンプリングしてディジタル値に変換するＡ／Ｄ変換装置１６と接続している。さらに、前記Ａ／Ｄ変換装置１６は演算装置１７に接続されて構成されている。
【００４４】
なお、前記演算装置１７は、ディジタル値からＳＲＮＭ検出器２の出力パルスを識別するパルス識別回路１８と、前記ディジタル値の一部を用いて２つ以上の周波数帯域で信号のパワーを演算するパワー演算回路１９を備えている。
さらに、前記パルス識別回路１８とパワー演算回路１９の出力より放射線量を演算して原子炉の出力異常時には原子炉停止信号を発する放射線量演算回路２０と、前記パルス識別回路１８とパワー演算回路１９との出力から前記ＳＲＮＭ検出器２の異常を診断する検出器診断回路２１とから構成されている（請求項１）。
【００４５】
次に、上記構成による作用について説明する。なお、ここでは演算装置１７におて、約８０ｎｓｅｃのパルス幅を有する中性子パルスが２個重なり合ったパルス信号の処理を例にして説明する。
ＳＲＮＭ検出器２の出力はパルスアンプ５において増幅整形されると共に、５〜４０ｎｓｅｃのサンプリング時間を有するＡ／Ｄ変換装置１６によってディジタル値に変換される。
【００４６】
この５〜４０ｎｓｅｃというサンプリング時間については、ＳＲＮＭ検出器２の約８０ｎｓｅｃの出力パルス幅を考慮して評価した結果から、１パルスを認識するのに最低２個のサンプリングが必要であることが分かった。
また、下限は通常のパルスの立ち上がりが５〜１０ｎｓｅｃ程度であるために、その立ち上がりを検出するために選定しているが、パルスの種類及び演算時間等を考慮して、５〜４０ｎｓｅｃ内のサンプリング時間に任意に設定する。
【００４７】
このＡ／Ｄ変換装置１６においてサンプリングされたディジタルデータは、演算装置１７に入力されるが、図２の特性曲線図は、曲線２２のパルス信号をここで選定した５〜４０ｎｓｅｃ範囲内の約１０ｎｓｅｃのサンプリング時間でサンプリングした状態を示す。
【００４８】
従来の波高弁別では、曲線２２のパルス信号のディスクリレベル２３を越えるパルスは１個であるため、一つのパルスとして計数される。しかしながら、パルス識別回路１８では、サンプリングされたデータの差を監視して２個のパルスとして検出する。
【００４９】
すなわち、曲線２２のパルスは、そのサンプリング点Ｓの変化率ｋに対して、（１）Ｓ_４−Ｓ_５＜ｋ，（２）Ｓ_５−Ｓ_６＞ｋまたはＳ_６−Ｓ_７＞ｋの２条件（ピーク検出条件）を満たしているため、１つのパルスとして計測する。
同様に、Ｓ_９〜Ｓ_１２についても上記判定に当てはまるため、別の１パルスとして検出される。なお、変化率ｋの値は従来のディスクリレベル電圧に相当し、一定または時間により可変の値である。
【００５０】
このような単純な演算のみを用いることでリアルタイムの処理が可能となり、従来１パルスとして認識していたＳ_３〜Ｓ_１３のパルスパイルアップを、２パルスと正確に識別してパルスの数え落としを減少させることができる。
これにより、パルスの数え落としにより決まっていたパルス計測の測定範囲を広くすることができる。
【００５１】
また、ＳＲＮＭ検出器２が検出する中性子パルスは、図２に示すような約８０ｎｓｅｃと短パルス幅であるのに対して、通常の外来ノイズパルスは、図３の特性曲線図の曲線２４に示すように正負に振動するサージパルスである。
この外来ノイズが従来の原子炉出力監視装置に誘導された場合には、３つの山を３パルスとして誤計数することになる。従って、従来はこれらの外来ノイズ誘導が起こらないように、信号ケーブル４にシールドを十分に施すことにより対処していた。
【００５２】
しかしながら本第１実施の形態では、図３の曲線２４のようなパルスの特徴を検出し、誤計数がないようにすることができる。すなわち、曲線２４のパルスは立ち上がり１μｓｅｃ程度であり、サンプリング点Ｓ_２０〜Ｓ_３０の差を監視していると、連続１０個サンプリング値の差が増加を示す。
従って、図３の曲線２４のパルスのように連続して増加した後に、前記のピーク検出条件を満たしても、パルスとして計数しないようにすることにより、このような誤った計測を行わない（請求項２）。
【００５３】
検出器診断回路２１においては、パルス識別回路１８にて中性子パルスと認識されたデータから、パルス幅を推定して正常時のパルス幅との比較を行う。これによりＳＲＮＭ検出器２の封入ガスがリークした場合には、パルス幅が変動することから放射線検出器の異常が検出できる。
【００５４】
次に、放射線レベルが高くなるとパルスがほとんど重なり、パルスが計測できなくなるため、通常はキャンベル計測を行う。しかし本第１実施の形態において、サンプリング時間で再現できる信号の周波数は１２ＭＨｚ以下となり、ＳＲＮＭ検出器２の信号帯域の１０ＭＨｚより十分高く、このサンプリングデータのみでキャンベル計測が可能となる。
【００５５】
キャンベル計測については、フィルタにより周波数を制限した信号のパワーを測定して、放射線量を演算するものであるが、その帯域にノイズが誘導した場合には除去することができず、そのために十分なノイズ対策が必要であった。
しかしながらこのノイズ対策としては、特開平５−２１５８６０号「中性子検出器出力の監視装置」記載の方法が知られており、本第１実施の形態においては容易に実施可能である。
【００５６】
すなわち、パワー演算回路１９は、複数のディジタルバンドパスフィルタを有しており、それぞれ異なる周波数帯域のパワーを出力することができる。また、放射線量演算回路２０では、これらの異なる帯域の信号をそれぞれの検出感度で補正した後に平均処理を行って放射線量を演算する。
【００５７】
さらに、このような装置にノイズが誘導した場合は、放射線量演算回路２０において、各周波数帯域の信号比率を監視して比率の異常な帯域をノイズの誘導した帯域と判定して、放射線量を演算する平均処理から前記帯域を除去する。これにより、ノイズの影響の少ない計測が可能となる。
【００５８】
以上、本第１実施の形態によれば、パルス計測を行う場合にサンプリング時間を５〜４０ｎｓｅｃに選定したことによりパルスパイルアップによるパルスの数え落としが減少して、パルス計測の上限を広げることができる。
また、中性子パルスの波形の特徴を用いて、外来ノイズを計数せずに耐ノイズ性の高い計測が可能となる。また、この測定中にパルス幅の検査が可能であることから、使用している放射線検出器の異常を早期に検出できる。
【００５９】
さらにキャンベル計測では、検出信号の周波数に対するパワー分布を測定できることから、その分布の変化によりノイズの除去と、放射線検出器の診断が可能となり測定の信頼性が向上する。
なお、それぞれの処理をディジタル演算によって行えるために、専用のアナログ処理回路を必要としないので装置の小型化が可能となる。
【００６０】
また、検出信号をディジタル化した以降はディジタル演算のみで行われるので、ハードウェアを一般に市販されている大型高速計算機等を使用しても実現できることから、システムの汎用化が可能で装置全体のコスト低減により、経済性を向上することができる。
【００６１】
第２実施の形態は請求項３に係り、原子炉出力監視装置における演算装置１７のパルス識別回路１８に、図示しないピーク検出手段及び増加幅検出手段を設けて構成する。
この構成により、入力されたパルス信号から、ピーク検出手段によりパルスのピーク数を係数し、増加幅検出手段にてパルスの立上がり時間の監視をする。次にこれらの特徴を抽出することにより、ノイズパルスと信号パルスを識別しながら、信号パルスのみを計測することができる。
【００６２】
第３実施の形態は請求項４に係り、原子炉出力監視装置における演算装置１７のパルス識別回路１８に、複数のノイズ波形を記憶する図示しないノイズ波形記憶手段と、正常な検出器波形を記憶する正常信号記憶手段、さらにサンプリングしたディジタル値のパターンを前記ノイズ波形記憶手段及び正常信号記憶手段とパターン比較を行うパターン比較手段とを設けて構成する。
【００６３】
上記構成による作用としては、パルス識別回路１８のノイズ波形記憶手段に発生が予想されるノイズ波形を、また正常信号記憶手段には正常な検出器信号の波形を記録しておくことにより、これら予想されるノイズ波形及び正常な検出器信号の波形と、Ａ／Ｄ変換装置１６からの出力波形とピーク形状や立ち上がりスピード、及び立ち下がりスピード等をパターン比較手段において、パターン比較することによって、ノイズ波形と信号波形の弁別を行うことができる。
【００６４】
なお、本第３実施の形態においては、今後演算速度が向上した場合に、中性子パルスの複数のパターンを正常信号記憶手段に記憶しておき、検出信号との特徴比較を行うことによって、中性子パルスとノイズパルスの弁別を行うことも可能である。
【００６５】
第４実施の形態は請求項５に係り、原子炉出力監視装置における演算装置１７の放射線量演算回路２０は、パワー演算回路１９の出力である複数の周波数帯域の信号のうちで、外来ノイズ等のＳＲＮＭ検出器２の信号以外のノイズの影響が大きい帯域を除いて、放射線量を演算する構成としている。
【００６６】
上記構成による作用は、パワー演算回路１９にてＳＲＮＭ検出器２からの信号を複数の周波数帯息に分割すると共に、その出力を放射線量演算回路２０において、各周波数帯域で信号以外のノイズの影響の大きい周波数帯域を選定する。
さらに、その選定した帯域を除いた周波数帯域の信号から放射線量を演算する。これにより、ノイズに影響されない計測を行うことができる。
【００６７】
第５実施の形態は請求項６に係り、原子炉出力監視装置における演算装置１７の検出器診断回路２１に、検出パルスと認識されたディジタル値からパルス幅を演算する図示しないパルス幅演算手段と、そのパルス幅を正常な検出器出力パルス幅と比較するパルス幅診断手段とを設けた構成としている。
【００６８】
上記構成による作用としては、パルス識別回路１８の出力信号を検出器診断回路２１に入力して、パルス幅演算手段にてパルス波形のパルス幅を演算し、この演算結果をパルス幅診断手段においてＳＲＮＭ検出器２が正常の時のパルス幅と比較する。
これにより、パルス幅の増加等があるレベル以上に増加した場合には、ＳＲＮＭ検出器２の異常と診断することにより、原子炉出力の監視を中断することなく放射線検出器の異常検出をすることができる。
【００６９】
第６実施の形態は請求項７に係り、原子炉出力監視装置における演算装置１７の検出器診断回路２１に、複数の周波数帯域の信号の比率を正常時の信号の比率と比較する図示しない周波数成分診断手段を設けた構成としている。
【００７０】
上記構成による作用は、パワー演算回路１９にて計算した検出信号のパワーの周波数分布を、検出器診断回路２１の周波数成分診断手段に入力して前記検出信号を正常時の検出信号の周波数分布と比較する。
さらに、この各信号成分の比率の変動を監視して、あるレベル以上に比率が変化した場合にはＳＲＮＭ検出器２の異常と診断する。これにより、放射線検出器の異常を原子炉出力の監視中に検出することができる。
【００７１】
第７実施の形態は請求項８に係り、図４のブロック構成図に示すように原子炉出力監視装置は、図示しない炉心を形成する燃料棒からの中性子等の放射線を検出するＬＰＲＭ検出器３を原子炉圧力容器１内または外部に設置している。
このＬＰＲＭ検出器３は信号ケーブル４により、可変の高圧を供給する可変高圧電源１２及び、検出信号を増幅する電流アンプ１３に接続されており、この電流アンプ１３は、複数の検出器出力を順次切り換えて出力するマルチプレクサ１４と接続されている。
【００７２】
またマルチプレクサ１４は、入力したアナログ信号を５ｎｓｅｃ〜４０ｎｓｅｃでＡ／Ｄ変換するＡ／Ｄ変換装置２５と接続していて、Ａ／Ｄ変換装置２５には、その出力するディジタル値を入力する演算装置２６が接続されて構成している。
なお、前記演算装置２６は、２つ以上の周波数帯域にて信号のパワーを演算するパワー演算回路２７と、前記ディジタル値からＬＰＲＭ検出器３の直流電流を演算する直流成分演算回路２９が備えられている。
【００７３】
また、前記パワー演算回路２７と直流成分演算回路２９の出力より放射線量を演算して、出力異常時には原子炉停止信号を発する放射線量演算回路２８と、前記パワー演算回路２７と直流成分演算回路２９の出力からＬＰＲＭ検出器３の異常を診断する検出器診断回路３０とから構成されている。
【００７４】
次に、上記構成による作用について説明する。ＬＰＲＭ検出器３は通常原子炉の中に１００〜２００本設置されているが、これらは監視の冗長性を考慮して複数に分割され、それぞれ異なる出力領域モニタによって監視されている。
すなわち、最低の４分割の場合でも、一つのモニタで最高約５０本程度の処理が必要であり、通常は、さらに冗長化を行うために、約１０〜３０本のＬＰＲＭ検出器３を同一のモニタで処理することが一般である。
【００７５】
このように約１０〜３０本を一組とした複数のＬＰＲＭ検出器３には、それぞれの可変高圧電源１２から可変の高圧が印加されると共に、各ＬＰＲＭ検出器３の出力信号は電流アンプ１３により増幅されてマルチプレクサ１４に入力される。
【００７６】
このマルチプレクサ１４は、前記複数の検出器出力を順次切り換えてＡ／Ｄ変化装置２５に出力し、Ａ／Ｄ変化装置２５では５〜４０ｎｓｅｃでアナログデータをディジタル値に変換して演算装置２６に出力する。なお、この時に可変高圧電源１２の電圧は、マルチプレクサ１４の切り替え周期およびＡ／Ｄ変化装置２５におけるサンプリング周期に同期して変化させる。
【００７７】
前記Ａ／Ｄ変換装置２５におけるサンプリング時間が５ｎｓｅｃ〜４０ｎｓｅｃであるために、各ＬＰＲＭ検出器３の信号は５０ｎｓｅｃ〜１．２μｓｅｃとなる。また、ＬＰＲＭ検出器３の出力信号において、イオンと電子両方による信号は約３００ｋＨｚ以下であり、この信号成分を再現するのに必要なサンプリング周波数は１／（２× ３００ｋＨｚ）＝１．６μｓｅｃとなる。
【００７８】
これにより、上記サンプリングにより個々センサーの３００ｋＨｚ以下のパワーが測定可能であることからキャンベル計測が可能となる。このサンプリングしたデータは、演算装置２６で演算処理されて原子炉内の放射線量に変換される。
すなわち、パワー演算回路２７により、複数の周波数帯域におけるパワーが演算されてキャンベル出力が計算される。また、直流成分演算回路２９においては、ローパスフィルタにより高周波成分およびノイズ成分が除かれて、従来と同じ直流電流値の計測が行われる。
【００７９】
また、パワー演算装置２７及び放射線量演算装置２８の機能は、上記の第１実施の形態で述べた内容とほぼ同じ機能である。従って、このような構成においては、ＬＰＲＭ検出器３のキャンベル計測が容易に可能となり、ＬＰＲＭ検出器３の監視範囲を広くすることができる。
【００８０】
図５の監視範囲特性図に示すように、監視範囲の点線３１はＬＰＲＭ検出器３によるキャンベル計測をしたもので、実線３２はＬＰＲＭ検出器３による直流計測、また実線３３はＳＲＮＭ検出器２によるパルス計測、さらに実線３４はＳＲＮＭ検出器２によるキャンベル計測の場合を示す。
【００８１】
これにより、前記点線３１で示すようにＬＰＲＭ検出器３の出力をキャンベル計測することで、従来６〜１０本のＳＲＮＭ検出器２で監視していた起動領域のうちで、高中性子束レベルの範囲は、炉心の約１００〜２００箇所に挿入されている多数のＬＰＲＭ検出器３の位置で監視できるようになり、原子炉における監視性能が向上する。
【００８２】
なお、この起動領域の出力測定は、上記第１実施の形態の原子炉出力監視装置とほぼ同じ構成で実現できるために保守の簡素化が可能となる。また、検出器診断回路３０では、第１実施の形態における周波数スペクトルによる診断と共に、直流電流とキャンベル出力の比を簡単に比較することができて、ＬＰＲＭ検出器３の診断が可能となる。
【００８３】
なお、この診断方法の一例は特公平３−４８４７１号公報「中性子検出器出力の監視法と装置」においても開示されている。
また、ＬＰＲＭ検出器３に印加する可変高圧電源１２は可変電圧発生器であるために、ＬＰＲＭ検出器３からさまざまな電圧に対する検出器信号を得ることが可能である。
【００８４】
このことから、検出器診断回路３０において放電、抵抗低下等の診断が可能となる。この診断方法の一例は、特開平５−２７０４０号公報「放射線計測装置」に開示されている。
【００８５】
また、ＬＰＲＭ検出器３による測定上限は、放射線検出器内で発生する電荷量が多く、印加電圧に集め切れないことによって決定しているが、その対策としてパルス電圧で電荷を収集した後に測定を行うという方法が、文献「ＧＡＭＭＡＣＯＭＰＥＮＳＡＴＥＤＰＵＬＳＥＩＯＮＩＺＡＴＩＯＮＣＨＡＭＢＥＲＷＩＤＥＲＡＮＧＥＮＥＵＴＲＯＮ／ＲＥＡＣＴＯＲＰＯＷＥＲＭＥＡＳＵＲＥＭＥＮＴＳＹＳＴＥＭ」、「ＩＥＥＥＴｒａｎｓ．Ｎｕｃｌ．Ｓｃｉ．ＮＳ２０，１，６３９−６４８（１９７３）」に記載されており、本第７実施の形態による構成により測定も可能である。
【００８６】
従って、本実施の形態によれば、直流計測およびキャンベル計測を数値演算のみで実施できるために、従来の出力領域モニタの直流計測（実線３２）に、キャンベル計測（点線３１）を簡単に追加することができる。
これにより、原子炉起動時の中性子束をＬＰＲＭ検出器３の設置されている原子炉の１００〜２００箇所で測定できて、原子炉出力の監視性能が向上する。また、キャンベル計測と直流計測の比率を用いた検出器診断が可能であり、原子炉監視装置の信頼性を向上できる。
【００８７】
第８実施の形態は請求項９に係り、上記第７実施の形態の原子炉出力監視装置における放射線検出器であるＬＰＲＭ検出器３に対して、可変高圧電源１２からＡ／Ｄ変換装置２５のサンプリング周期に同期した可変電圧を出力させると共に、演算装置２６に前記Ａ／Ｄ変換装置２５の出力であるサンプリングデータを、印加電圧ごとに区別するデータ選別手段を設けて構成している。
【００８８】
上記構成による作用としては、可変高圧電源１２よりＡ／Ｄ変換装置２５のサンプリング周期に同期した可変電圧をＬＰＲＭ検出器３に印加すると共に、この印加電圧の周期であるタイミングを演算装置２６内のデータ識別回路に入力する。
データ識別手段では、Ａ／Ｄ変換装置からのディジタル値をＬＰＲＭ検出器３ごと、及び印加電圧の値ごとに区別して、複数の印加電圧に対する各々の検出器信号を測定する。
【００８９】
これにより、それぞれＬＰＲＭ検出器３の複数の印加電圧での信号を同時に得ることが可能となり、通常の測定では発見できなかった放電開始電圧の低下等という異常も早期に検出することができる。
【００９０】
【発明の効果】
以上本発明によれば、放射線検出器の出力パルス形状を用いたパルス計測が行えると共に、放射線検出器の性能診断を原子炉出力監視中に実施可能なので、耐ノイズ性が良好で計測範囲が広く得られる。
また、放射線検出器の異常を早期に検出できることから、原子炉出力監視装置における監視機能と信頼性が向上する。
【００９１】
さらに、原子炉出力監視に用いられるパルス計測やキャンベル計測、及び直流計測を数値演算のみで実施できるので、共通のハードウエアによる原子炉出力監視装置が構成できるので保守性と共に経済性が向上する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る第１実施の形態の原子炉出力監視装置のシステム構成図。
【図２】本発明に係る第１実施の形態でパイルアップした検出器出力の特性曲線図。
【図３】外来ノイズの波形特性図。
【図４】本発明に係る第７実施の形態の原子炉出力監視装置のシステム構成図。
【図５】原子炉出力監視装置の監視範囲の特性曲線図。
【図６】従来の原子炉出力監視装置のシステム構成図。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、２…ＳＲＮＭ検出器、３…ＬＰＲＭ検出器、４…信号ケーブル、５…パルスアンプ、６…起動領域モニタ、７…出力領域モニタ、８…パルス波高弁別回路、９…パルス演算器、１０…２乗平均回路、１１…キャンベル演算回路、１２…可変高圧電源、１３…電流アンプ、１４…マルチプレクサ、１５，２９…直流成分演算器、１６，２５…Ａ／Ｄ変換装置、１７，２６…演算装置、１８…パルス識別回路、１９，２７…パワー演算回路、２０，２８…放射線量演算回路、２１，３０…検出器診断回路、２２…パルス信号の曲線、２３…ディスクリレベル、２４…サージパルスの曲線、３１…ＬＰＲＭ検出器によるキャンベル計測、３２…ＬＰＲＭ検出器による直流計測、３３…ＳＲＮＭ検出器によるパルス計測、３４…ＳＲＮＭ検出器によるキャンベル計測。[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to power monitoring of a light water reactor, and more particularly to a reactor power monitoring device that is installed inside or outside a reactor pressure vessel and monitors from start-up to output and shutdown of the reactor by an output signal of a radiation detector. About.
[0002]
[Prior art]
For power monitoring in a nuclear reactor, taking a boiling water reactor as an example, there are two types of reactor power monitoring devices: a power range monitor that monitors the rated power and a startup range monitor that monitors the start and stop times. The reactor power is monitored.
[0003]
As shown in the block diagram of FIG. 6, the output of the reactor is 6 to 10 SRNM detectors 2 (Startup Ranged Neutron Monitor, SRNM) inside the reactor pressure vessel 1, and 100 to 200 LPRMs A detector 3 (Local Power Range Monitor, LPRM) is installed.
In addition, the output of the reactor is monitored by measuring the output at the start area monitor 6 via the signal cable 4 and the pulse amplifier 5 and at the output area monitor 7 via the signal cable 4, respectively.
[0004]
The activation area monitor 6 counts the number of detector output pulses having a pulse width of about 80 nsec in an area with a low radiation level (hereinafter, referred to as pulse measurement). The power of the fluctuation caused by the overlap of the output pulses is measured (hereinafter referred to as Campbell measurement) to monitor the start and stop of the reactor.
[0005]
Further, in the rated power range where the radiation level is high, the power range monitor 7 monitors the reactor power by measuring the DC component of the LPRM detector 3 (hereinafter referred to as DC measurement).
[0006]
As described above, the power monitoring in the reactor uses three types of measurement methods depending on the radiation level, that is, pulse measurement, Campbell measurement, and DC measurement. Has been done.
For example, the start area monitor 6 includes a pulse height discrimination circuit 8 for detecting a pulse of a certain peak level or more for performing pulse measurement, and a pulse calculator 9 for monitoring the number of times.
[0007]
However, since the pulse height discrimination circuit 8 is composed of an analog circuit, complicated processing is difficult, and a method of detecting the number of pulses by the simplest pulse height is employed.
In addition, the part that performs the Campbell measurement includes a band of a measurement frequency, a root-mean-square circuit 10 having a circuit that calculates a root-mean-square voltage within the band, and a Campbell calculation device 11 that calculates a Campbell output from its output. It is composed of
[0008]
Since the circuit for limiting the measurement band in the mean square circuit 10 is usually implemented by an analog circuit, the measurement band is limited to one or two.
Further, in the output area monitor 7, a high voltage is applied from the variable high voltage power supply 12 to the LPRM detector 3, and its output is amplified by the current amplifier 13, and then the multiplexer 14 sequentially switches a plurality of detector signals, The component calculator 15 monitors the DC component.
[0009]
[Problems to be solved by the invention]
As a first problem in the conventional reactor power monitoring device, information contained in a detector output pulse waveform cannot be sufficiently used because an output pulse of a radiation detector is treated by an analog circuit.
[0010]
For example, when counting the number of pulses, in a conventional reactor monitoring device that measures the number of pulses having a wave height equal to or higher than a certain level (hereinafter, referred to as a discrete level) by an analog circuit, the base of the pulse is determined by the overlapping of the pulses. When they overlap, the pulse becomes one pulse at the discrete level, and the number of pulses is counted down (hereinafter, counted down by pulse pile-up).
[0011]
Therefore, in the conventional pulse measurement, about 2 × 10 ⁶ Above (count / sec), pulse measurement becomes impossible. In this case, if pulse waveform information is used, it is possible to recognize an overlapped pulse, but this is not realistic because a complicated circuit is required as an analog circuit.
[0012]
In the measurement of the number of pulses by such an analog circuit, a discharge pulse generated by a discharge in the radiation detectors, ie, the SRNM detector 2 and the LPRM detector 3, or an electromagnetic induction generated in the vicinity of the reactor monitoring device. There is a possibility that erroneous measurement may be performed by counting noise pulses.
For this reason, in the conventional reactor power monitoring device, it is necessary to perform a sufficient shielding process on the signal cable 4 and the like and to pay sufficient attention to the construction so that no external noise is induced.
[0013]
However, the erroneous pulse due to these noises often has a different waveform from the signal pulse.If not only the pulse height but also other waveform information can be used, this erroneous measurement can be prevented. Therefore, it is possible to reduce the countermeasures for external noise during construction.
[0014]
In addition, the output pulse of the radiation detector changes due to leakage of gas pressure sealed in the radiation detector or abnormality of the electrode interval. Although detection is possible, in the current system, it is necessary to exclude the system from measurement and monitoring (usually referred to as bypass) and to perform diagnosis of the radiation detector and the like.
[0015]
As the next issue, in the current system, to perform DC measurement and Campbell measurement or Campbell measurement and pulse measurement at the same time, it is necessary to provide a dedicated circuit for each, so that the circuit scale is large and complicated. was there.
[0016]
Conventionally, a relatively small number of start area monitors 6 having 6 to 10 SRNM detectors 2 can monitor by switching between pulse measurement and Campbell measurement. The arithmetic unit 9 is provided with an analog processing circuit including a mean square circuit 10 and a Campbell arithmetic unit 11.
[0017]
On the other hand, the output area monitor 7 for processing 100 to 200 LPRM detectors 3 monitors only the DC component whose circuit is relatively simple, and has a signal processing unit completely different from the start area monitor 6. Is used.
That is, in the conventional reactor power monitoring apparatus, since the hardware is implemented by different hardware, there is a problem that the maintenance and the inspection work are different from each other. Therefore, in order to solve this problem, it is desired to share the hardware, especially the signal processing unit.
[0018]
Moreover, by using common hardware, it is possible to easily apply measurement methods based on different principles to the same radiation detector. Can be widened.
[0019]
For example, if the Campbell measurement can be implemented together with the DC measurement conventionally performed on the output area monitor 7 without complicating the hardware configuration as compared with the conventional one, the reliability and cost of the monitor hardly change, The radiation monitoring range at the position of the LPRM detector 3 inside the reactor pressure vessel 1 is expanded, and the local vibration generated at a low radiation level can be monitored, thereby improving the monitoring performance of the reactor.
[0020]
In addition, if the configuration is such that two or more measurements can be performed at the same time, the amount of charge generated by the radiation detector can be estimated by monitoring the ratio of each measurement, and the abnormality diagnosis of the radiation detector can be performed during the measurement.
[0021]
It is an object of the present invention to prevent malfunction due to external noise or the like and expand a measurement range by pile-up identification by using information of an output pulse waveform of a radiation detector.
Furthermore, while improving the reliability of reactor power monitoring through diagnostics during monitoring of radiation detectors, the reactor has been able to simplify maintenance and reduce overall costs by performing different measurement methods using the same hardware. An object of the present invention is to provide an output monitoring device.
[0022]
[Means for Solving the Problems]
To achieve the above object, a reactor power monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention includes a radiation detector installed inside or outside a reactor pressure vessel and an output signal of the radiation detector sampled at 5 nsec to 40 nsec. A / D converter for converting to a digital value, and a pulse identification circuit for identifying an output pulse of a radiation detector from the digital value And a digital bandpass filter Using a part of the digital value In two or more frequency bands A power calculation circuit for calculating the power of the signal, and the output of the pulse identification circuit and the power calculation circuit. By Campbell measurement Radiation dose calculation circuit that calculates the radiation dose and issues a reactor shutdown signal when the reactor output is abnormal When, A detector diagnosis circuit for diagnosing an abnormality of the radiation detector from an output of the power calculation circuit and the pulse identification circuit; , And an arithmetic device having:
[0023]
When performing pulse measurement of the output of the radiation detector, by performing the sampling with a sampling time of 5 to 40 nsec, pulse measurement using the characteristics of the output pulse waveform of the radiation detector becomes possible, and erroneous measurement due to external noise or the like can be prevented. .
In addition, even when the output of the radiation detector is measured by Campbell, noise resistance can be improved by comparing signals in a plurality of frequency bands.
[0024]
These results are converted into the radiation dose at the installation position of the radiation detector in the radiation dose calculation circuit of the calculation device, and a reactor stop signal is generated when these abnormal changes occur.
Further, in the detector diagnosis circuit, abnormality of the detector can be diagnosed from data of the power calculation circuit and the pulse identification circuit.
[0025]
By employing the sampling time, the pulse measurement and the Campbell measurement required for the reactor power monitoring device can be simultaneously performed only by numerical calculations, and the reactor power monitoring device can be downsized by unifying the hardware.
[0026]
According to a second aspect of the present invention, in the reactor power monitoring apparatus, the pulse identification circuit monitors an increase or decrease in the digital value before and after sampling, and identifies an output pulse of the radiation detector based on the increase or decrease pattern. And
By discriminating the characteristics of increase and decrease of normal signal pulses by the pulse discrimination circuit, it is possible to discriminate piled-up pulses and remove noise.
[0027]
In the reactor power monitoring apparatus according to the third aspect of the present invention, the pulse identification circuit monitors an increase or decrease of the digital value before and after the sampling, and the sampling value increases to a certain set increase level or more, and after the sampling, Peak detecting means for searching for a pattern decreasing to a certain set decreasing level to detect a peak portion of a pulse, and increasing width detecting means for counting the number of times the sampling value continuously increases above a certain set level; It is characterized by.
[0028]
The number of peaks of the input pulse is counted by the peak detecting means in the pulse identification circuit, and the rising time of the pulse is monitored by the increasing width detecting means. Further, by extracting these features, it is possible to measure only the signal pulse while distinguishing the noise pulse from the signal pulse.
[0029]
According to a fourth aspect of the present invention, in the reactor power monitoring apparatus, the pulse identification circuit includes a noise waveform storage unit that stores a plurality of noise waveforms, a normal signal storage unit that stores a normal detector waveform, and a sampled digital signal. It is characterized in that a pattern comparing means for comparing the value pattern with the noise waveform storing means and the normal signal storing means is provided.
[0030]
The noise waveform expected to be generated is recorded in advance in the noise waveform storage means in the pulse identification circuit. The normal signal storage means records the waveform of the normal detector signal.
By comparing the recorded waveforms with the output of the A / D converter and the peak shape, and the pattern of the rising speed and the falling speed, the noise waveform and the signal waveform can be discriminated.
[0031]
6. The reactor power monitoring apparatus according to claim 5, wherein the radiation dose calculation circuit includes a signal other than the radiation detector signal such as an external noise among a plurality of frequency band signals output from the power calculation circuit. Is characterized in that the radiation dose is calculated excluding the band in which the influence of is large.
[0032]
The detector signal is divided into a plurality of frequency bands by the power calculation circuit, and the output is input to the radiation dose calculation circuit. The radiation dose calculation circuit selects a frequency band that is greatly affected by noise other than the signal in each frequency band, calculates the radiation dose from the signal in the frequency band excluding the selected band, and performs measurement that is not affected by noise. Do.
[0033]
According to a sixth aspect of the present invention, in the reactor power monitoring apparatus, the detector diagnostic circuit calculates a pulse width from a digital value recognized as a detected pulse, and a pulse width calculating means for calculating the pulse width to a normal detector output. Pulse width diagnostic means for comparing with a pulse width is provided.
[0034]
The output of the pulse identification circuit is input to the detector diagnosis circuit, and the pulse width of the pulse waveform is calculated by the pulse width calculation means of the detector diagnosis circuit.
The pulse width diagnostic means diagnoses the radiation detector as abnormal if the pulse width increases by a certain level or more, such as an increase in the pulse width, compared with the pulse width when the detector is normal. Thereby, the abnormality of the radiation detector is detected without interrupting the monitoring of the reactor power.
[0035]
The reactor power monitoring apparatus according to claim 7 is characterized in that the detector diagnosis circuit is provided with frequency component diagnosis means for comparing a ratio of signals in a plurality of frequency bands with a ratio of signals in a normal state. I do.
[0036]
The frequency distribution of the power of the signal calculated by the power calculation circuit is input to the frequency component diagnosis means of the detector diagnosis circuit.
In this frequency component diagnostic means, the signal is compared with the frequency distribution of the signal at the time of normality, and the fluctuation of the ratio of each signal component is monitored. Diagnose. Thus, the abnormality of the radiation detector is detected during monitoring of the reactor power.
[0037]
A reactor power monitoring device according to the invention according to claim 8, a radiation detector installed inside or outside the reactor pressure vessel, a variable high-voltage power supply for applying a variable voltage to the radiation detector, and a plurality of radiation detectors A multiplexer for switching signals and sequentially outputting the signals, an A / D converter for sampling the output of the multiplexer for 5 to 40 nsec and converting the output to a digital value; Has digital bandpass filter From the digital value In two or more frequency bands Power calculation circuit that calculates signal power And before A DC component calculation circuit for calculating a DC current of the radiation detector from the digital value; By Campbell measurement Radiation dose calculation circuit that calculates the radiation dose and issues a reactor shutdown signal when output is abnormal When, A detector diagnostic circuit for diagnosing an abnormality of the radiation detector from outputs of the power arithmetic circuit and the DC component arithmetic circuit; , And an arithmetic device having:
[0038]
By adopting a sampling time of 5 nsec to 40 nsec by the A / D converter for A / D conversion of the signal from the radiation detector, the Campbell measurement is performed together with the DC measurement of the LPRM detector used for the output area monitor as the radiation detector. Can be performed.
[0039]
Thus, a wide output area can be monitored using the LPRM detector of the radiation detector. Further, since the DC measurement and the Campbell measurement can be performed only by numerical calculations, for example, the hardware can be shared with the reactor power monitoring device of the first aspect.
Further, the ratio between the output of the power calculation circuit and the output of the DC component calculation circuit is compared by a detector diagnosis circuit, and if the ratio changes to a certain level or more, it is detected as an abnormality of the radiation detector.
[0040]
In the reactor power monitoring apparatus according to the ninth aspect of the present invention, the variable high-voltage power supply applies a variable voltage synchronized with a sampling cycle of the A / D conversion to the radiation detector, and outputs the output of the A / D conversion apparatus to the arithmetic unit. And a data selection unit for distinguishing the sampling data for each of the applied voltages.
[0041]
The timing, which is the cycle of the voltage applied to the radiation detector, is input to the data identification circuit, and the data identification means distinguishes the digital value from the A / D converter for each detector and for each value of the applied voltage. Are measured for each applied voltage.
Thus, by simultaneously obtaining signals at a plurality of applied voltages of the respective radiation detectors, an abnormality such as a decrease in a discharge starting voltage which cannot be detected by ordinary measurement is detected at an early stage.
[0042]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
An embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. Note that the same components as those of the above-described conventional technology are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof will be omitted.
The first embodiment relates to claims 1 and 2, and as shown in the block diagram of FIG. 1, the reactor power monitoring device detects radiation such as neutrons from a fuel rod forming a core (not shown). The SRNM detector 2 is installed inside or outside the reactor pressure vessel 1.
[0043]
The SRNM detector 2 is connected by a signal cable 4 to a pulse amplifier 5 for amplifying and shaping a pulse signal. The pulse amplifier 16 is connected to an A / D converter 16 which samples an input pulse signal at 5 nsec to 40 nsec and converts it into a digital value. Further, the A / D converter 16 is connected to an arithmetic unit 17 and configured.
[0044]
The arithmetic unit 17 includes a pulse identification circuit 18 for identifying the output pulse of the SRNM detector 2 from the digital value, and a power for calculating the power of the signal in two or more frequency bands using a part of the digital value. An arithmetic circuit 19 is provided.
Further, a radiation dose calculation circuit 20 for calculating a radiation dose from the outputs of the pulse identification circuit 18 and the power calculation circuit 19 and issuing a reactor stop signal when the output of the reactor is abnormal, the pulse identification circuit 18 and the power calculation circuit 19 And a detector diagnosing circuit 21 for diagnosing an abnormality of the SRNM detector 2 from the output (claim 1).
[0045]
Next, the operation of the above configuration will be described. Here, the processing of a pulse signal in which two neutron pulses having a pulse width of about 80 nsec overlap in the arithmetic unit 17 will be described as an example.
The output of the SRNM detector 2 is amplified and shaped by the pulse amplifier 5 and converted into a digital value by an A / D converter 16 having a sampling time of 5 to 40 nsec.
[0046]
The sampling time of 5 to 40 nsec was evaluated in consideration of the output pulse width of about 80 nsec of the SRNM detector 2, and it was found that at least two samplings were necessary to recognize one pulse. .
The lower limit is selected to detect the rise of the normal pulse since the rise of the pulse is about 5 to 10 nsec. However, the sampling within 5 to 40 nsec is considered in consideration of the pulse type and the operation time. Arbitrarily set the time.
[0047]
The digital data sampled by the A / D converter 16 is input to the arithmetic unit 17. The characteristic curve diagram of FIG. 2 shows that the pulse signal of the curve 22 is obtained by changing the pulse signal of the curve 22 to about 10 nsec within the range of 5 to 40 nsec selected here. Shows the state sampled at the sampling time of.
[0048]
In the conventional pulse height discrimination, since there is one pulse exceeding the discrete level 23 of the pulse signal of the curve 22, the pulse signal is counted as one pulse. However, the pulse identification circuit 18 monitors the difference between the sampled data and detects the difference as two pulses.
[0049]
That is, the pulse of the curve 22 is expressed by (1) S with respect to the change rate k of the sampling point S. ₄ -S ₅ <K, (2) S ₅ -S ₆ > K or S ₆ -S ₇ > K, the measurement is performed as one pulse.
Similarly, S ₉ ~ S ₁₂ Also applies to the above-described determination, and thus is detected as another one pulse. Note that the value of the change rate k corresponds to a conventional discrete level voltage, and is a constant value or a variable value depending on time.
[0050]
By using only such a simple operation, real-time processing becomes possible, and S which has conventionally been recognized as one pulse is used. ₃ ~ S _Thirteen Can be accurately identified as two pulses to reduce pulse count down.
This makes it possible to widen the measurement range of pulse measurement determined by counting down pulses.
[0051]
The neutron pulse detected by the SRNM detector 2 has a short pulse width of about 80 nsec as shown in FIG. 2, whereas a normal external noise pulse is shown by a curve 24 in a characteristic curve diagram of FIG. Is a surge pulse that oscillates positively and negatively.
When this extraneous noise is guided to the conventional reactor power monitoring device, the three peaks are erroneously counted as three pulses. Therefore, conventionally, the signal cable 4 is sufficiently shielded so as to prevent such external noise induction from occurring.
[0052]
However, in the first embodiment, it is possible to detect the characteristics of the pulse such as the curve 24 in FIG. That is, the pulse of the curve 24 rises about 1 μsec, and the sampling point S ₂₀ ~ S ₃₀ Is monitored, the difference between 10 consecutive sampling values indicates an increase.
Therefore, even if the above-described peak detection condition is satisfied after the pulse continuously increases as in the pulse of the curve 24 in FIG. 3, such erroneous measurement is not performed by not counting the pulse. Item 2).
[0053]
The detector diagnosis circuit 21 estimates a pulse width from data recognized as a neutron pulse by the pulse identification circuit 18 and compares the estimated pulse width with a pulse width in a normal state. Thus, when the gas sealed in the SRNM detector 2 leaks, the pulse width fluctuates, so that an abnormality of the radiation detector can be detected.
[0054]
Next, when the radiation level increases, the pulses almost overlap and the pulse cannot be measured. Therefore, Campbell measurement is usually performed. However, in the first embodiment, the frequency of the signal that can be reproduced in the sampling time is 12 MHz or less, which is sufficiently higher than 10 MHz of the signal band of the SRNM detector 2, and the Campbell measurement can be performed using only this sampling data.
[0055]
In the Campbell measurement, the radiation dose is calculated by measuring the power of the signal whose frequency is limited by a filter.However, if noise is induced in that band, it cannot be removed. Noise measures were required.
However, as a countermeasure against this noise, a method described in JP-A-5-215860 entitled "Monitoring device for neutron detector output" is known, and can be easily implemented in the first embodiment.
[0056]
That is, the power calculation circuit 19 has a plurality of digital bandpass filters, and can output power in different frequency bands. Further, the radiation dose calculation circuit 20 calculates the radiation dose by performing averaging processing after correcting the signals in these different bands with the respective detection sensitivities.
[0057]
Further, when noise is induced in such a device, the radiation dose calculation circuit 20 monitors the signal ratio of each frequency band, determines a band having an abnormal ratio as a band in which noise has been induced, and determines the radiation dose. The band is removed from the calculated averaging process. As a result, measurement with less influence of noise becomes possible.
[0058]
As described above, according to the first embodiment, when the pulse measurement is performed, the sampling time is selected to be 5 to 40 nsec, so that the pulse count-down due to the pulse pile-up is reduced and the upper limit of the pulse measurement can be increased. it can.
Also, by using the characteristics of the neutron pulse waveform, measurement with high noise resistance can be performed without counting external noise. In addition, since the pulse width can be inspected during this measurement, an abnormality of the radiation detector used can be detected at an early stage.
[0059]
Further, in the Campbell measurement, since the power distribution with respect to the frequency of the detection signal can be measured, the change in the distribution enables the removal of noise and the diagnosis of the radiation detector, thereby improving the measurement reliability.
In addition, since each process can be performed by digital operation, a dedicated analog processing circuit is not required, so that the device can be downsized.
[0060]
Further, since the detection signal is digitized only after the detection signal is digitized, the hardware can be realized by using a large-scale high-speed computer which is generally available on the market. The reduction can improve economic efficiency.
[0061]
In the second embodiment, the pulse identification circuit 18 of the arithmetic unit 17 in the reactor power monitoring apparatus is provided with a peak detection unit and an increase width detection unit (not shown).
With this configuration, the number of peaks of the pulse is increased by the peak detecting means from the input pulse signal, and the rise time of the pulse is monitored by the increasing width detecting means. Next, by extracting these characteristics, it is possible to measure only the signal pulse while distinguishing the noise pulse from the signal pulse.
[0062]
The third embodiment relates to claim 4, wherein a noise waveform storage means (not shown) for storing a plurality of noise waveforms and a normal detector waveform are stored in the pulse identification circuit 18 of the arithmetic unit 17 in the reactor power monitoring device. A normal signal storage unit for performing pattern comparison of the sampled digital value pattern with the noise waveform storage unit and the normal signal storage unit.
[0063]
The effect of the above configuration is to record the expected noise waveform in the noise waveform storage means of the pulse discriminating circuit 18 and the waveform of the normal detector signal in the normal signal storage means. The pattern of the noise waveform and the waveform of the normal detector signal, the output waveform from the A / D converter 16 and the peak shape, the rising speed, the falling speed, and the like are compared by the pattern comparing means, so that the noise waveform is obtained. And the signal waveform can be discriminated.
[0064]
In the third embodiment, when the calculation speed is improved in the future, a plurality of neutron pulse patterns are stored in the normal signal storage unit, and the characteristics of the neutron pulse are compared with the detection signal. It is also possible to discriminate noise pulses from noise.
[0065]
The radiation dose calculation circuit 20 of the calculation device 17 in the reactor power monitoring device according to the fourth embodiment is configured such that the radiation dose calculation circuit 20 includes, among the signals in a plurality of frequency bands output from the power calculation circuit 19, external noise or the like. The radiation dose is calculated except for the band where the influence of noise other than the signal of the SRNM detector 2 is large.
[0066]
The effect of the above configuration is that the power calculation circuit 19 divides the signal from the SRNM detector 2 into a plurality of frequency bands, and outputs the output from the radiation dose calculation circuit 20 to the influence of noise other than signals in each frequency band. Select a frequency band with a large value.
Further, a radiation dose is calculated from a signal in a frequency band excluding the selected band. This makes it possible to perform measurement that is not affected by noise.
[0067]
In the fifth embodiment, the detector diagnostic circuit 21 of the arithmetic unit 17 in the reactor power monitoring apparatus includes a pulse width calculating means (not shown) for calculating a pulse width from a digital value recognized as a detected pulse. And a pulse width diagnostic means for comparing the pulse width with a normal detector output pulse width.
[0068]
The operation of the above configuration is as follows. The output signal of the pulse identification circuit 18 is input to the detector diagnosis circuit 21 and the pulse width of the pulse waveform is calculated by the pulse width calculation means. The pulse width is compared with the pulse width when the detector 2 is normal.
As a result, when the pulse width is increased to a certain level or more, the abnormality of the radiation detector can be detected without interrupting the monitoring of the reactor power by diagnosing the abnormality of the SRNM detector 2. Can be.
[0069]
The sixth embodiment is directed to claim 7, wherein the detector diagnostic circuit 21 of the arithmetic unit 17 in the reactor power monitoring device includes a frequency (not shown) for comparing the ratio of signals in a plurality of frequency bands with the ratio of signals in a normal state. It has a configuration provided with component diagnosis means.
[0070]
The operation of the above configuration is such that the power frequency distribution of the detection signal calculated by the power calculation circuit 19 is input to the frequency component diagnosis means of the detector diagnosis circuit 21 and the detection signal is compared with the frequency distribution of the normal detection signal. Compare.
Further, the change in the ratio of each signal component is monitored, and if the ratio changes to a certain level or more, it is diagnosed that the SRNM detector 2 is abnormal. Thereby, the abnormality of the radiation detector can be detected during monitoring of the reactor power.
[0071]
As shown in the block diagram of FIG. 4, the seventh embodiment relates to an LPRM detector 3 for detecting radiation such as neutrons from a fuel rod forming a core (not shown). Is installed inside or outside the reactor pressure vessel 1.
The LPRM detector 3 is connected by a signal cable 4 to a variable high-voltage power supply 12 for supplying a variable high voltage and a current amplifier 13 for amplifying a detection signal. The current amplifier 13 sequentially outputs a plurality of detectors. It is connected to a multiplexer 14 for switching and outputting.
[0072]
The multiplexer 14 is connected to an A / D converter 25 for A / D converting the input analog signal in 5 nsec to 40 nsec. The A / D converter 25 has an arithmetic unit for inputting the output digital value. 26 are connected.
The arithmetic unit 26 includes a power arithmetic circuit 27 that calculates the power of the signal in two or more frequency bands, and a DC component arithmetic circuit 29 that calculates the DC current of the LPRM detector 3 from the digital value. ing.
[0073]
Further, a radiation dose is calculated from the outputs of the power calculation circuit 27 and the DC component calculation circuit 29, and a radiation dose calculation circuit 28 for generating a reactor stop signal when the output is abnormal, the power calculation circuit 27 and the DC component calculation circuit 29 And a detector diagnostic circuit 30 for diagnosing an abnormality of the LPRM detector 3 from the output of the LPRM detector 3.
[0074]
Next, the operation of the above configuration will be described. Usually, 100 to 200 LPRM detectors 3 are installed in a nuclear reactor. These LPRM detectors 3 are divided into a plurality of units in consideration of monitoring redundancy, and are monitored by different output area monitors.
That is, even in the case of the minimum four divisions, a maximum of about 50 processings are required for one monitor, and usually about 10 to 30 LPRM detectors 3 are set to the same for further redundancy. It is common to process on a monitor.
[0075]
As described above, a variable high voltage is applied from each variable high voltage power supply 12 to the plurality of LPRM detectors 3 each having a set of about 10 to 30 lines, and an output signal of each LPRM detector 3 is a current amplifier 13. And input to the multiplexer 14.
[0076]
The multiplexer 14 sequentially switches the outputs of the plurality of detectors and outputs the data to the A / D changing device 25. The A / D changing device 25 converts the analog data into a digital value in 5 to 40 nsec and outputs the digital value to the arithmetic device 26. I do. At this time, the voltage of the variable high-voltage power supply 12 is changed in synchronization with the switching cycle of the multiplexer 14 and the sampling cycle of the A / D changing device 25.
[0077]
Since the sampling time in the A / D converter 25 is 5 nsec to 40 nsec, the signal of each LPRM detector 3 is 50 nsec to 1.2 μsec. Also, in the output signal of the LPRM detector 3, the signal of both ions and electrons is about 300 kHz or less, and the sampling frequency required to reproduce this signal component is 1 / (2 × 300 kHz) = 1.6 μsec. .
[0078]
Thereby, the power of 300 kHz or less of each sensor can be measured by the sampling, so that the Campbell measurement can be performed. The sampled data is subjected to arithmetic processing by the arithmetic unit 26 and converted into a radiation dose in the nuclear reactor.
That is, the power in the plurality of frequency bands is calculated by the power calculation circuit 27, and the Campbell output is calculated. In the DC component calculation circuit 29, the high-frequency component and the noise component are removed by the low-pass filter, and the same measurement of the DC current value as in the related art is performed.
[0079]
The functions of the power calculation device 27 and the radiation dose calculation device 28 are almost the same as those described in the first embodiment. Therefore, in such a configuration, the Campbell measurement of the LPRM detector 3 can be easily performed, and the monitoring range of the LPRM detector 3 can be widened.
[0080]
As shown in the monitoring range characteristic diagram of FIG. 5, a dotted line 31 of the monitoring range is obtained by performing a Campbell measurement by the LPRM detector 3, a solid line 32 is a DC measurement by the LPRM detector 3, and a solid line 33 is a SRNM detector 2. The pulse measurement and the solid line 34 show the case of the Campbell measurement by the SRNM detector 2.
[0081]
As a result, the output of the LPRM detector 3 is Campbell-measured as indicated by the dotted line 31, and the range of the high neutron flux level in the activation region conventionally monitored by the six to ten SRNM detectors 2 is obtained. Can be monitored at the positions of a large number of LPRM detectors 3 inserted at about 100 to 200 places in the reactor core, and the monitoring performance in the reactor is improved.
[0082]
The measurement of the power in the start-up area can be realized with substantially the same configuration as that of the reactor power monitoring device of the first embodiment, so that the maintenance can be simplified. Further, in the detector diagnosis circuit 30, the ratio between the DC current and the Campbell output can be easily compared with the diagnosis based on the frequency spectrum in the first embodiment, and the LPRM detector 3 can be diagnosed.
[0083]
An example of this diagnostic method is also disclosed in Japanese Patent Publication No. 3-48471 entitled "Monitoring method and device for neutron detector output".
Further, since the variable high-voltage power supply 12 applied to the LPRM detector 3 is a variable voltage generator, it is possible to obtain detector signals for various voltages from the LPRM detector 3.
[0084]
This makes it possible for the detector diagnostic circuit 30 to diagnose a discharge, a decrease in resistance, and the like. An example of this diagnostic method is disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. Hei 5-27040, “Radiation measuring device”.
[0085]
The upper limit of the measurement by the LPRM detector 3 is determined by the fact that the amount of electric charge generated in the radiation detector is large and cannot be collected by the applied voltage. The method of performing the method is described in the documents “GAMMA COMPENSATED PULSE IONIZATION CHAMBER WIDE RANGE NEUTRON / REACTOR POWER MEASUREMENT SYSTEM” and “IEEE Trans. Nucl. Sci. Measurement is also possible with the configuration according to the embodiment.
[0086]
Therefore, according to the present embodiment, since the DC measurement and the Campbell measurement can be performed only by the numerical calculation, the Campbell measurement (dotted line 31) is easily added to the conventional DC measurement (solid line 32) of the output area monitor. be able to.
Thereby, the neutron flux at the time of starting the reactor can be measured at 100 to 200 places of the reactor where the LPRM detector 3 is installed, and the performance of monitoring the reactor power is improved. In addition, detector diagnosis using the ratio of the Campbell measurement to the DC measurement is possible, and the reliability of the reactor monitoring device can be improved.
[0087]
The eighth embodiment is directed to a ninth embodiment, in which the variable high-voltage power supply 12 supplies an A / D converter 25 to the LPRM detector 3 which is a radiation detector in the reactor power monitoring apparatus according to the seventh embodiment. In addition to outputting a variable voltage synchronized with the sampling period, the arithmetic unit 26 is provided with data selection means for distinguishing the sampling data output from the A / D converter 25 for each applied voltage.
[0088]
The operation of the above configuration is such that a variable voltage synchronized with the sampling cycle of the A / D converter 25 is applied to the LPRM detector 3 from the variable high-voltage power supply 12 and the timing, which is the cycle of the applied voltage, is calculated in the arithmetic unit 26. Input to the data identification circuit.
The data identification means distinguishes the digital value from the A / D converter for each LPRM detector 3 and for each value of the applied voltage, and measures each detector signal for a plurality of applied voltages.
[0089]
As a result, signals at a plurality of applied voltages of the LPRM detector 3 can be obtained at the same time, and abnormalities such as a decrease in the discharge starting voltage, which cannot be found by normal measurement, can be detected early.
[0090]
【The invention's effect】
According to the present invention, the pulse measurement using the output pulse shape of the radiation detector can be performed, and the performance diagnosis of the radiation detector can be performed during the reactor power monitoring, so that the noise resistance is good and the measurement range is wide. can get.
In addition, since the abnormality of the radiation detector can be detected at an early stage, the monitoring function and reliability of the reactor power monitoring device are improved.
[0091]
Further, since pulse measurement, Campbell measurement, and DC measurement used for reactor power monitoring can be performed only by numerical calculation, a reactor power monitoring device using common hardware can be configured, thereby improving maintainability and economy.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a system configuration diagram of a reactor power monitoring device according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a characteristic curve diagram of detector outputs piled up in the first embodiment according to the present invention.
FIG. 3 is a waveform characteristic diagram of external noise.
FIG. 4 is a system configuration diagram of a reactor power monitoring device according to a seventh embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a characteristic curve diagram of a monitoring range of the reactor power monitoring device.
FIG. 6 is a system configuration diagram of a conventional reactor power monitoring device.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor pressure vessel, 2 ... SRNM detector, 3 ... LPRM detector, 4 ... Signal cable, 5 ... Pulse amplifier, 6 ... Start area monitor, 7 ... Output area monitor, 8 ... Pulse wave height discrimination circuit, 9 ... Pulse arithmetic unit, 10: square mean circuit, 11: Campbell arithmetic circuit, 12: variable high voltage power supply, 13: current amplifier, 14: multiplexer, 15, 29: DC component arithmetic unit, 16, 25: A / D converter , 17, 26 arithmetic unit, 18 pulse identification circuit, 19, 27 power arithmetic circuit, 20, 28 radiation dose arithmetic circuit, 21, 30 detector diagnostic circuit, 22 pulse signal curve, 23 disk Re-level, 24: Surge pulse curve, 31: Campbell measurement by LPRM detector, 32: DC measurement by LPRM detector, 33: Pulse measurement by SRNM detector, 34 ... Campbell measurement by the RNM detector.

Claims

A radiation detector installed inside or outside the reactor pressure vessel ,
An A / D converter that samples the output signal of the radiation detector for 5 to 40 nsec and converts it into a digital value ;
A pulse identification circuit for identifying an output pulse of the radiation detector from the digital value ,
A power calculation circuit having a digital bandpass filter and calculating a signal power in two or more frequency bands using a part of the digital value ;
A radiation dose calculation circuit that calculates a radiation dose by Campbell measurement from the output of the pulse identification circuit and the power calculation circuit and issues a reactor stop signal when the output of the reactor is abnormal ;
A detector diagnostic circuit from the output of the previous SL power calculation circuit and a pulse discrimination circuit diagnoses an abnormality in the radiation detector,
A reactor power monitoring device, comprising: an arithmetic device provided with:

2. The reactor power monitoring apparatus according to claim 1, wherein the pulse identification circuit monitors an increase or decrease in a digital value before and after sampling, and identifies an output pulse of the radiation detector based on the increase or decrease pattern.

The pulse identification circuit monitors an increase or decrease in the digital value before and after the sampling, searches for a pattern in which the sampled value increases above a certain set increase level, and searches for a pattern in which the set value decreases to a certain set decrease level after the sampling. 2. The reactor power monitoring apparatus according to claim 1, further comprising: a peak detecting means for detecting a peak portion; and an increasing width detecting means for counting the number of times the sampling value continuously increases above a certain set level. .

The pulse discrimination circuit includes a noise waveform storage unit that stores a plurality of noise waveforms, a normal signal storage unit that stores a normal detector waveform, and a pattern of sampled digital values, the noise waveform storage unit and the normal signal storage unit. 2. The reactor power monitoring system according to claim 1, further comprising a pattern comparison unit for performing pattern comparison.

The radiation dose calculation circuit calculates the radiation dose except for a band in which the influence of noise other than the radiation detector signal such as an external noise is large among the signals in a plurality of frequency bands output from the power calculation circuit. The reactor power monitoring device according to claim 1, wherein:

The detector diagnosis circuit includes pulse width calculation means for calculating a pulse width from a digital value recognized as a detected pulse, and pulse width diagnosis means for comparing the pulse width with a normal detector output pulse width. The reactor power monitoring device according to claim 1, wherein:

2. The reactor power monitoring apparatus according to claim 1, wherein said detector diagnosis circuit includes frequency component diagnosis means for comparing a ratio of signals in a plurality of frequency bands with a ratio of signals in a normal state.

A radiation detector installed inside or outside the reactor pressure vessel ,
A variable high-voltage power supply for applying a variable voltage to the radiation detector, a multiplexer for switching and sequentially outputting a plurality of radiation detector signals ,
An A / D converter for sampling the output of the multiplexer for 5 to 40 nsec and converting it to a digital value ;
A power calculation circuit that has a digital bandpass filter and calculates signal power in two or more frequency bands from the digital value ;
A DC component calculating circuit for calculating a DC current of the radiation detector from the previous SL digital value,
A radiation dose calculation circuit that calculates a radiation dose by Campbell measurement from the outputs of the power calculation circuit and the DC component calculation circuit and issues a reactor stop signal when output is abnormal ,
From the output of the previous SL power calculation circuit and a DC component calculating circuit and detector diagnostic circuit for diagnosing the abnormality of the radiation detector,
A reactor power monitoring device, comprising: an arithmetic device provided with:

In the reactor power monitoring device, the variable high-voltage power supply applies a variable voltage synchronized with a sampling cycle of A / D conversion to the radiation detector, and applies the sampling data, which is the output of the A / D conversion device, to the arithmetic unit. 9. The reactor power monitoring device according to claim 8, further comprising a data selection unit for distinguishing each voltage.