JP4533510B2

JP4533510B2 - Reactor power monitoring device

Info

Publication number: JP4533510B2
Application number: JP2000207704A
Authority: JP
Inventors: 裕司小林; 俊文佐藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2000-07-10
Filing date: 2000-07-10
Publication date: 2010-09-01
Anticipated expiration: 2020-07-10
Also published as: JP2002022879A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は沸騰水型原子炉の原子炉核計装システムに係り、原子炉炉心内部の中性子束を原子炉の起動領域から出力領域にわたって測定し監視する原子炉出力監視装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の原子炉出力監視装置は、原子炉出力として測定する中性子束の範囲によって以下の２つの領域にわけてそれぞれ個別の中性子検出器と測定装置にて監視している。すなわち、中性子束が１×10³ｎｖ〜２×10¹³ｎｖを起動領域、1.2×10¹²ｎｖ〜2.8×10¹⁴ｎｖを出力領域と称し、それぞれ起動領域モニタ（ＳＲＮＭ）、出力領域モニタ（ＰＲＮＭ）を用いている。
【０００３】
従来の原子炉出力監視装置の構成を図８に示す。図８（ａ）は、１チャンネルに対する起動領域モニタ用原子炉出力監視装置、図８（ｂ）は原子炉平均出力機能（ＡＰＲＭ）１チャンネルに対する出力領域モニタ用原子炉出力監視装置を示す。
【０００４】
これらの図において、１Ｓは起動領域モニタ検出器、２Ｓは起動領域モニタ前置増幅器、３Ｓは起動領域モニタ用原子炉出力測定装置、４はパルス測定回路、５は二乗平均出力測定回路、６は演算回路、７は表示回路であり、１Ｐ−１〜１Ｐ−52は52個の局所出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）検出器、３Ｐは出力領域モニタ用原子炉出力測定装置、８は局部出力測定回路、９は原子炉平均出力（ＡＰＲＭ）演算回路、７Ｐは表示回路である。
【０００５】
すなわち、起動領域にたいしては、原子炉内に設置した複数の起動領域モニタ（ＳＲＮＭ）検出器１Ｓと原子炉建屋内に設置した起動領域モニタ前置増幅器２Ｓが設けられ、この起動領域モニタ前置増幅器２Ｓの出力に対してパルス測定回路４と二乗平均出力測定回路５を有する起動領域モニタ用原子炉出力測定装置３Ｓが設置され、この起動領域モニタ用原子炉出力測定装置３Ｓでは、前記のそれぞれの測定結果より原子炉出力への演算処理を行う演算回路６と、この演算回路６による演算結果を表示する表示回路７にて原子炉起動時の中性子束を監視している。
【０００６】
出力領域にたいしては、原子炉内に設置した複数の局所出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−52から出力されるアナログ電気信号を局部出力測定回路８で測定し、その測定結果を平均して原子炉平均出力を算出する平均演算回路９を有する出力領域モニタ用原子炉出力測定装置３Ｐが設置され、この出力領域モニタ用原子炉出力測定装置３Ｐでは、原子炉平均出力（ＡＰＲＭ）を表示する表示回路７Ｐにて原子炉出力運転時の中性子束を監視している。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】
上記のように、沸騰水型原子炉の原子炉炉心内部には従来、原子炉の起動領域と出力領域とに分けてそれぞれ独立に中性子束を測定する中性子検出器（１Ｓ，１Ｐ−１〜１Ｐ−52）が設置されている。各運転領域の中性子束を演算処理する測定装置においても、それぞれの中性子検出器からの出力信号を演算処理する信号処理回路も回路構成によって演算機能が特定されるため起動領域モニタ、出力領域モニタのそれぞれ異なる測定装置３Ｓ，３Ｐを用いている。
【０００８】
原子力発電プラントにおいては、原子炉の安全性を確保するために信頼性の維持が要求されることから、起動領域モニタ及び出力領域モニタは複数設置されておりシステムの冗長化が図られている。一方、原子力発電の運用実績が増えるに伴い、設備を最小限にして経済性を向上しようとする要求も強くなっている。
【０００９】
そこで本発明は、システムの冗長化と電気的・物理的分離という安全保護系に要求される事項を満たしつつ全体システムの簡素化と信頼性の向上及び経済性の向上、さらに保守性の向上を図ることのできる原子炉出力監視装置を提供することを目的とする。
【００１０】
【課題を解決するための手段】
請求項１の原子炉出力監視装置は、原子炉炉心内に配置されて原子炉内の中性子束を起動領域から出力領域にわたって検出する複数の局所出力領域モニタ検出器と、この局所出力領域モニタ検出器に接続された原子炉出力測定装置とを備え、複数の局所出力領域モニタ検出器から出力されるアナログ電気信号を１チャンネルのパルス信号として取り出し合成する複数のパルス信号合成手段と、このパルス信号合成手段から出力されるパルス信号を計数率として測定する計数率測定手段と、前記パルス信号合成手段から出力されるパルス信号を二乗平均出力として測定する二乗平均出力測定手段とを有する原子炉起動出力機能部と、前記局所出力領域モニタ検出器の出力するアナログ電気信号を原子炉出力として測定する局部出力測定手段を有する原子炉平均出力機能部と、前記計数率測定手段の出力と前記二乗平均出力測定手段の出力から原子炉起動領域における原子炉出力を算出し前記局部出力測定手段の出力から原子炉出力領域における原子炉出力を算出する演算手段と、この演算手段による演算結果を表示する表示手段とを備えた構成とする。
【００１１】
請求項１の原子炉出力監視装置によれば、原子炉起動時から出力運転時までの原子炉炉心内の中性子束を同一の中性子検出器にて測定することが可能となり、また測定装置を１台にて実現することから、原子炉出力監視装置の構成を簡素化することによって操作性の向上、故障率の低減と経済性の向上が実現できる。
【００１２】
請求項２の発明は請求項１の原子炉出力監視装置において、原子炉出力測定装置は複数台備えられて複数の独立した電源装置に接続され、これらの原子炉出力測定装置にはほぼ同数の局所出力領域モニタ検出器が接続され、原子炉起動時に２つの前記原子炉出力測定装置の原子炉起動出力機能部の動作不能状態を許容するバイパス信号を前記原子炉出力測定装置に入力し各原子炉出力測定装置の原子炉起動出力機能部のうち２つのバイパスチャンネルを選択する第１のバイパススイッチと、原子炉出力運転時に１つの前記原子炉出力測定装置の原子炉平均出力機能部の動作不能状態を許容し各原子炉出力測定装置で実施している複数の原子炉平均出力測定のうち１つを選択するバイパス信号をそれぞれの前記原子炉出力測定装置に入力する第２のバイパススイッチとを備えた構成とする。
【００１３】
請求項２の原子炉出力監視装置においては、第１のバイパス信号と第２のバイパス信号の組み合わせによって複数の原子炉出力測定装置のうち１台の機能全体の動作不能状態を許容する。
【００１４】
この原子炉出力監視装置によれば、原子炉炉心内の局所出力領域モニタ検出器を各原子炉出力測定装置に均等に配分することによって、原子炉起動から原子炉出力運転において原子炉炉心全体の出力を適切に監視することが可能となる。また、第１のバイパススイッチと第２のバイパススイッチの組み合わせにて１台の原子炉出力監視装置の機能全体をバイパスすることによって、システムの機能に影響を与えず原子炉出力を適切に監視することが可能となるので、信頼性の向上と保守性の向上が実現する。さらに、発熱量の多い電源装置を測定回路とは別々に設置することにより、熱的ストレスが低減されて装置の信頼性が向上する。
【００１５】
請求項３の発明は原子炉出力測定装置は、請求項２の原子炉出力監視装置において、各原子炉出力測定装置にそれぞれ均等に割り当てられた局所出力領域モニタ検出器をチャンネル毎に動作不能状態にするバイパスを許容するチャンネルバイパス信号を原子炉起動出力機能部と原子炉平均出力機能部に入力するバイパススイッチと、前記信号によって前記原子炉起動出力機能部におけるパルス信号合成手段に対しておよび前記原子炉平均出力機能部における局部出力測定手段に対して局所出力領域モニタ検出器チャンネルを選択する選択手段とを備えた構成とする。
【００１６】
この原子炉出力監視装置によれば、保守時及び故障時に局所出力領域モニタ検出器チャンネルの健全性を確認する場合おいても原子炉出力監視装置の機能全体に影響を与えることなく原子炉出力を適切に監視することが可能となるので、信頼性の向上と保守性の向上が実現する。
【００１７】
請求項４の発明は請求項３の原子炉出力監視装置において、原子炉起動出力機能部と原子炉平均出力機能部は局所出力モニタ検出器チャンネルのバイパス数許容範囲を設定する手段をそれぞれ独立に備え、原子炉起動出力機能部は原子炉起動時にチャンネルバイパスされた局所出力領域モニタ検出器チャンネルの数がパルス信号合成手段におけるパルス信号の合成に必要な許容範囲を逸脱した場合には原子炉起動出力機能部の動作不能状態を許容するバイパス信号を発生し、また、原子炉平均出力機能部は原子炉出力運転時にチャンネルバイパスされた局所出力領域モニタ検出器チャンネルの数が原子炉の平均出力を測定するに必要な許容範囲を逸脱した場合には原子炉平均出力機能部の動作不能状態を許容するバイパス信号を発生する構成とする。
【００１８】
この原子炉出力監視装置によれば、局所出力領域モニタ検出器のチャンネル毎のチャンネルバイパスを可能とする許容範囲を設定することにより、複数の局所出力領域モニタ検出器の故障時対応において原子炉出力監視装置の機能全体に影響を与えずに故障時対応が容易となる。また、チャンネルバイパス数が許容範囲を逸脱した場合には、原子炉の出力監視を適切に行うことができないとして動作不能状態とすることにより、炉心監視の健全性確認を実現することが可能となり、保守性の向上と信頼性の向上が実現する。
【００１９】
請求項５の発明は請求項２の原子炉出力監視装置において、原子炉出力測定装置は、局所出力領域モニタ検出器の原子炉内での中性子照射による感度劣化を補正するゲイン補正手段を備え、このゲイン補正手段は、原子炉起動時の計数率出力と二乗平均出力、および、原子炉出力運転時の原子炉局部出力の演算に使用するゲインを校正する構成とする。
【００２０】
この原子炉出力監視装置によれば、原子炉の長期運転時における局所出力領域モニタ検出器の中性子感度劣化による原子炉計算出力の低下をゲイン校正により補正することが可能となり、原子炉出力を適切に監視することにより原子炉出力監視装置としての信頼性の向上が実現する。
【００２１】
請求項６の発明は請求項５の原子炉出力監視装置において、原子炉起動時に使用する計数率測定手段と二乗平均出力測定手段のゲイン、および原子炉出力運転時に使用する局部出力測定手段のゲインとを算出する演算処理機能を有するプロセス計算機を備え、このプロセス計算機を用いてゲインを入力する自動モードと表示手段より入力する手動モードとを備えた構成とする。
【００２２】
すなわち、局所出力領域モニタ検出器が示す現状の炉出力値と炉出力校正値を入力しゲインを算出する演算処理機能を有するプロセス計算機を原子炉出力測定装置とは別に設置し、ゲインをプロセス計算機からアイソレータを介して自動的に入力しゲイン校正を実現する、または原子炉出力測定装置の表示手段において人間系を介して手動にて実現する構成である。
この原子炉出力監視装置によれば、ゲイン校正の実現手段を自動または手動の選択とすることにより操作性の向上が実現する。
【００２３】
請求項７の発明は請求項２の原子炉出力監視装置において、演算手段に原子炉の運転モードの状態を入力する手段を備え、前記演算手段は、原子炉の運転モードが起動モードから出力運転モードに、または、出力運転モードから起動モードに切り替わるときに原子炉起動出力機能部における二乗平均出力の測定結果による原子炉の出力と原子炉平均出力機能部における平均した原子炉の平均出力が一致するように二乗平均出力の測定結果を補正する構成とする。
【００２４】
請求項７の原子炉出力監視装置によれば、原子炉起動時の原子炉出力と原子炉出力運転時の原子炉出力を連続性のある同一の原子炉出力信号として連続的に調整し監視することが可能となり操作性が向上する。
【００２９】
【発明の実施の形態】
本発明の第１の実施の形態の原子炉出力監視装置を図１を参照して説明する。
図１において１Ｐ−１〜１Ｐ−52は52個の局所出力領域モニタ検出器、３は原子炉出力測定装置、８は局部出力測定回路、10は起動領域モニタ測定回路、６は演算回路、７は表示回路、11−１〜11−52は前記局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−52に対応するアンプ、12はマルチプレクサ、13−１〜13−３はＡ／Ｄ変換器、14は炉出力演算回路、15−１、15−２はパルス信号合成回路、16−１、16−２は計数率測定回路、５−１、５−２は二乗平均出力（ＭＳＶ）測定回路、17は原子炉モードスイッチである。
【００３０】
このような構成の原子炉出力監視装置において、原子炉出力運転時には、局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−52から出力されるアナログ電気信号を局部出力測定回路８においてアンプ11−１〜11−52を通してマルチプレクサ12により切り替え選択し、Ａ／Ｄ変換器13−１にてＡ／Ｄ変換処理し、炉出力演算回路14にて局所出力領域モニタ検出器チャンネル毎の局部出力を演算する。
【００３１】
原子炉起動時には、局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−52から出力されるアナログ電気信号を局部出力測定回路８への入力前に振り分け、複数の局所出力領域モニタ検出器チャンネルをパルス信号合成回路15−１、15−２に入力してパルス信号成分として出力し、そのパルス信号を起動領域モニタ測定回路10の１チャンネルのパルス信号として、計数率測定回路16−１、16−２と二乗平均出力測定回路５−１、５−２に入力する。
【００３２】
計数率測定回路16−１、16−２はパルス信号合成回路15−１、15−２から出力されるパルス信号が１つずつ分離可能な領域でパルス数を測定する。二乗平均出力測定回路５−１、５−２は、パルス信号合成回路15−１、15−２から出力されるパルス信号が連続的に重なることで出力信号が揺らぎ信号となる領域でキャンベル法に基づき揺らぎ信号測定をおこなう。二乗平均出力測定回路５−１、５−２の出力はＡ／Ｄ変換器13−２、13−３にてディジタル信号に変換する。
【００３３】
局部出力測定回路８の出力と起動領域モニタ測定回路10の出力は演算回路６へ読み込み、起動領域モニタ測定回路10の出力に対しては原子炉出力への換算と原子炉出力の変化率の計算を行い、局部出力測定回路８の出力に対しては平均出力演算を行って原子炉の平均出力を計算し、原子炉出力の監視を行う。
【００３４】
また、演算回路６では原子炉モードスイッチ17の状態を監視し、原子炉モードが起動状態から出力運転状態に、または、出力運転状態から起動状態に切り替わる際に平均出力演算から求まる原子炉平均出力に一致するように二乗平均出力演算から求まる原子炉出力を換算する換算係数を校正する。演算回路６での演算の結果は表示回路７に表示する。
【００３５】
以上のように、本第１の実施の形態の原子炉出力監視装置によれば、原子炉起動時の測定監視機能を原子炉出力運転時に使用する局所出力領域モニタ検出器にて実現することにより、原子炉起動時にも原子炉炉心全体の出力監視ができるとともに、原子炉炉心内の中性子検出器数を削減することが可能となり、中性子検出器の保守・故障時の対応の経済性の向上と保守性・信頼性の向上を図ることができる。
【００３６】
次に本発明の第２の実施の形態の原子炉出力監視装置を図２および図３を参照して説明する。
図２において、１Ｐ−１〜１Ｐ−208は208個の局所出力領域モニタ検出器、３−Ｉ〜３−IVは原子炉出力測定装置、18−Ｉ〜18−IVは電源装置、19はＡＰＲＭ（原子炉平均出力機能）バイパススイッチ、20−１、20−２はＳＲＮＭ（起動領域モニタ）バイパススイッチである。
【００３７】
上記４つの独立した電源装置18−Ｉ〜18−IVに設置している原子炉出力測定装置３−Ｉ〜３−IVへの局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−208の割り振りは図３のようになっている。
【００３８】
図３においてＬＰＲＭ検出器集合体▲１▼〜▲４▼は以下を表す。
▲１▼ ：軸方向位置Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄの局所出力領域モニタ検出器を原子炉出力測定装置３−Ｉ，３−II，３−III，３−IVに接続、
▲２▼：軸方向位置Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄの局所出力領域モニタ検出器を原子炉出力測定装置３−II，３−III，３−IV，３−Ｉに接続、
▲３▼：軸方向位置Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄの局所出力領域モニタ検出器を原子炉出力測定装置３−III，３−IV，３−Ｉ，３−IIに接続、
▲４▼：軸方向位置Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄの局所出力領域モニタ検出器を原子炉出力測定装置３−IV，３−Ｉ，３−II，３−IIIに接続。
【００３９】
図２および図３に示すように、４つの独立した電源装置18−Ｉ，18−II，18−III，18−IVにそれぞれ原子炉出力測定装置３−Ｉ，３−II，３−III，３−IVを設置し、また、原子炉炉心内には208個の局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−208を設置して、各原子炉出力測定装置３−Ｉ〜３−IVにはそれぞれ52個のＬＰＲＭ検出器（局所出力領域モニタ検出器）１Ｐ−１〜１Ｐ−208を振り分けている。そして、局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−208から出力されるアナログ電気信号を用いて、原子炉起動から原子炉出力運転までの領域における原子炉出力の演算・表示を４台の原子炉出力測定装置３−Ｉ〜３−IVにて行う。
【００４０】
ＡＰＲＭバイパススイッチ19では、原子炉出力運転時に各測定装置３−Ｉ〜３−IVで実施している４つの原子炉出力の平均演算のうち１つを選択する。ＳＲＮＭバイパススイッチ20−１、20−２は、原子炉起動時に各測定装置３−Ｉ〜３−IVにて実施している各２チャンネルの計数率演算と二乗平均出力演算のうち、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−１では（Ａ），（Ｂ），（Ｃ），（Ｄ）のうち１チャンネルを、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−２では（Ｅ），（Ｆ），（Ｇ），（Ｈ）のうち１チャンネルを選択する。
【００４１】
原子炉出力測定装置３−Ｉ〜３−IVの保守または故障時対応の際には、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−１、20−２またはＡＰＲＭバイパススイッチ19にて保守または故障時対応するチャンネルのうち１つを選択する。
【００４２】
原子炉出力測定装置３−Ｉの保守または故障時対応の際には、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−１でＳＲＮＭの（Ａ）を、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−２でＳＲＮＭの（Ｅ）を、また、ＡＰＲＭバイパススイッチ19でＡＰＲＭの（Ａ）を選択することにより、システムの全体機能に影響を与えることなく原子炉出力測定装置３−Ｉの機能を停止することができる。
【００４３】
原子炉出力測定装置３−IIの場合には、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−１でＳＲＮＭの（Ｂ）を、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−２でＳＲＮＭの（Ｆ）を、またＡＰＲＭバイパススイッチ19でＡＰＲＭの（Ｂ）を選択することにより、原子炉出力測定装置３−IIの機能を停止することができる。
【００４４】
原子炉出力測定装置３−IIIの場合には、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−１でＳＲＮＭの（Ｃ）を、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−２でＳＲＮＭの（Ｇ）を、ＡＰＲＭバイパススイッチ19でＡＰＲＭの（Ｃ）を選択することにより原子炉出力測定装置３−IIIの機能を停止することができる。
【００４５】
同様に原子炉出力測定装置３−IVの場合には、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−１でＳＲＮＭの（Ｄ）を、ＳＲＮＭバイパススイッチ20−２でＳＲＮＭの（Ｈ）を、ＡＰＲＭバイパススイッチ19でＡＰＲＭの（Ｄ）を選択することにより、原子炉出力測定装置３−IVの機能を停止することができる。
【００４６】
以上のように本実施の形態の原子炉出力監視装置によれば、原子炉内にＬＰＲＭ検出器のみを設置して原子炉起動時の原子炉出力監視機能と原子炉出力運転時の原子炉出力監視機能を１台の原子炉出力測定装置に統合した場合であっても、バイパススイッチの組み合わせによって１台の原子炉出力測定装置の機能全体をバイパスすることができるので保守性・操作性を向上することができる。また、発熱量の多い電源装置を原子炉出力測定装置から分離して設置することにより、測定装置の内部発熱を抑制することができ、原子炉出力監視装置の信頼性を向上することができる。
【００４７】
次に本発明の第３の実施の形態の原子炉出力監視装置を図４におよび図５を参照して説明する。
すなわち、図４において、１Ｐ−１〜１Ｐ−40は40個の局所出力領域モニタ検出器、10は起動領域モニタ測定回路、15−１〜15−２はパルス信号合成回路、21−１〜21−40は前記局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−40に対応する容量結合コンデンサ、22−１〜22−40は同じく対応するダイオード、23−１〜23−40は同じく対応すＬＰＲＭ検出器チャンネルバイパス切替スイッチである。
【００４８】
起動領域モニタ測定回路10においては２系統のパルス信号処理回路を設け、各回路には、原子炉炉心内に設置された複数の局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−40のうち、原子炉起動時の中性子感度を満足する局所出力領域モニタ検出器数分としては、原子炉炉心内に局所出力領域モニタ検出器とともに設置されている原子炉起動時に使用する起動領域モニタ検出器の中性子感度に対する電流値を満足するよう設定された局所出力領域モニタ検出器数として20チャンネルずつ入力する。
【００４９】
局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−40から入力されるアナログ電気信号をパルス信号合成回路15−１、15−２にて容量結合コンデンサ21−１〜21−40を通過させることにより得られるパルス信号と、合成処理されたパルス信号の波形を図５に示す。
【００５０】
原子炉起動時、起動領域モニタ（ＳＲＮＭ）１チャンネルに対して20チャンネルの局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−40から出力されるアナログ電気信号をパルス信号合成回路15−１、15−２に入力してパルス信号成分として取り出し、パルス信号合成回路15−１、15−２の出力信号を起動領域モニタ１チャンネルのパルス信号として、計数率測定回路16−１、16−２と二乗平均出力測定回路５−１〜５−２に入力する。
【００５１】
パルス信号合成回路15−１、15−２は、局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−40に中性子が入射したときに発生するアナログ電気信号を容量結合コンデンサ21−１〜21−40によってパルス信号成分として取り出し、パルス信号の逆流を防止するダイオード22−１〜22−40を通過後、起動領域モニタ１チャンネルのパルス信号を得るための合成処理を実施する。
【００５２】
合成処理後に出力されるパルス信号は、起動領域モニタ１チャンネルのパルス信号として計数率測定回路16−１、16−２と二乗平均出力測定回路５−１、５−２に入力され、原子炉起動時に監視する信号として計数率と二乗平均出力を演算する。
【００５３】
また、起動領域モニタ測定回路10において、局所出力領域モニタ検出器チャンネルがバイパスされると、パルス信号合成回路15−１、15−２内のＬＰＲＭ検出器チャンネルバイパス選択スイッチ23−１、23−40が動作し、パルス信号の合成処理から除外される。
【００５４】
起動領域モニタ１チャンネルに20個の局所出力領域モニタ検出器チャンネルを使用するとした場合、バイパス可能数としては５個とする。局所出力領域モニタ検出器チャンネルのバイパスが５個までの場合は、パルス信号合成回路15−１、15−２はその起動領域モニタチャンネルが正常としてパルス信号を出力する。局所出力領域モニタ検出器チャンネルのバイパスが５個を超えた場合、その起動領域モニタチャンネルは動作不能状態となる。
【００５５】
ＬＰＲＭ（局所出力領域モニタ）検出器チャンネルバイパスは、動作可能な局所出力領域モニタ検出器チャンネルが表示される表示回路７より選択し、演算回路６にて起動領域モニタチャンネルの動作不能状態を判定するためのバイパス数を算出するとともに、パルス信号合成回路15−１、15−２にバイパス信号を出力して、ＬＰＲＭ検出器チャンネルバイパス切替スイッチ23−１〜23−40を動作させる。
【００５６】
以上のように、本実施の形態の原子炉出力監視装置によれば、原子炉起動時の監視機能を原子炉出力運転時に使用する局所出力領域モニタ検出器にて実現することが可能となり装置の簡素化が実現する。また、局所出力領域モニタ検出器チャンネルの保守時や故障時対応において局所出力領域モニタ検出器チャンネルのバイパスを実施することにより保守性と信頼性が向上する。
【００５７】
次に本発明の第４の実施の形態の原子炉出力監視装置を図６を参照して説明する。図６は１区分の電源系に接続された原子炉出力監視装置の測定回路を示し、１Ｐ−１〜１Ｐ−52は52個の局所出力領域モニタ検出器、３は原子炉出力測定装置、８は局部出力測定回路、10は起動領域モニタ測定回路、14は炉出力演算回路、15−１、15−２はパルス信号合成回路、24−１〜24−５はゲイン校正回路、25−１〜25−３は切替器、26はプロセス計算機である。
【００５８】
４つの独立した電源装置18−Ｉ〜18−IVのうちの１つの電源装置に接続された原子炉出力測定装置において、原子炉内に設置された局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−52は中性子照射による感度低下を補正するためにゲインを調整して本来表示されるべき値にしなければならないが、原子炉出力運転時には、ＬＰＲＭゲイン値の初期値をゲイン校正回路24−１内にあらかじめ保存しておく。ＬＰＲＭゲイン値は、切替器25−１を用いてゲイン校正方法として自動もしくは手動を選択する。自動モード選択時にはプロセス計算機26よりダウンロードする、さらに、手動モード選択時には表示回路７により入力することにより、ゲイン校正回路24−１に保存される。
【００５９】
炉出力演算回路14は、局所出力領域モニタ検出器１Ｐ−１〜１Ｐ−52から出力されるアナログ電気信号（電流値Ｉ）に感度補正としてのＬＰＲＭゲイン値をかけて局部出力値を算出する。
【００６０】
原子炉起動時には、計数率ゲイン値と二乗平均出力ゲイン値の初期値をそれぞれのゲイン校正回路24−２〜24−５にあらかじめ保存しておく。計数率ゲイン値は、切替器25−２を用いてゲイン校正方法として自動もしくは手動を選択する。自動モード選択時にはプロセス計算機26よりダウンロードする、さらに、手動モード選択時には表示回路７によって入力することにより、ゲイン校正回路24−２、24−４に保存される。
【００６１】
計数率測定回路16−１、16−２は、パルス信号合成回路15−１、15−２から出力されるパルス信号より演算される計数率に感度補正としての計数率ゲイン値をかけて感度補正を実施して計数率として出力する。二乗平均出力ゲイン値は、切替器25−３を用いてゲイン校正方法として自動もしくは手動を選択する。自動モード選択時にはプロセス計算機26よりダウンロードする、さらに、手動モード選択時には表示回路７によって入力することにより、ゲイン校正回路24−３、24−５に保存される。
【００６２】
二乗平均出力測定回路５−１、５−２は、パルス信号合成回路15−１、15−２から出力されるパルス信号より演算される二乗平均出力に感度補正としての二乗平均出力ゲイン値をかけて感度補正を実施した二乗平均出力として出力する。
【００６３】
以上のように、本実施の形態の原子炉出力監視装置によれば、原子炉起動時と原子炉出力運転時の局所出力領域モニタ検出器による原子炉出力のゲイン校正を実現することにより原子炉出力を正確に把握することが可能となる。また、自動または手動によるゲイン校正をおこなことができるので、保守性と信頼性が向上し、自動ゲイン校正を用いることによって作業効率を向上することができる。
【００６４】
次に本発明に第５の実施の形態の原子炉出力監視装置を図７を参照して説明する。図７において、１Ｐは局所出力領域モニタ検出器、13はＡ／Ｄ変換器、27はパルス計数回路、16は計数率測定回路、14は炉出力演算回路である。
【００６５】
すなわち、原子炉炉心内の中性子束を計測する局所出力領域モニタ検出器１Ｐと、この局所出力領域モニタ検出器１Ｐから出力されるアナログ電気信号を一定間隔でサンプリングしディジタル変換するＡ／Ｄ変換器13と、原子炉起動時に前記Ａ／Ｄ変換器13の出力よりパルス数を計数するパルス計数回路27と計数率測定回路16と二乗平均出力測定回路５および、原子炉出力運転時に前記Ａ／Ｄ変換器13の出力より炉出力を算出する炉出力演算回路14を有し、さらに原子炉起動時の計数率測定回路16の出力と二乗平均出力測定回路５の出力および、原子炉出力運転時の炉出力演算回路14の出力より原子炉出力を算出する共通の演算回路６とこれを表示する表示回路７を備える。
【００６６】
このような構成の原子炉出力監視装置は、局所出力領域モニタ検出器から出力されるアナログ電気信号をＡ／Ｄ変換器13にてディジタル変換することにより、原子炉起動から原子炉出力運転までの広範囲の領域をソフトウェア処理にて原子炉出力を算出し監視するが可能となり、保守性の向上と信頼性の向上を実現することができる。
【００６７】
【発明の効果】
本発明によれば、原子炉起動から原子炉出力運転までの広範囲の領域にわたって原子炉炉心内の中性子検出系である局所出力領域モニタ検出器にて原子炉の炉心監視をおこなうことができ、原子炉出力の測定を１つの装置でおこなうことができるので、原子炉出力監視装置の冗長化と電気的・物理的分離という安全保護系に要求される事項を満足しつつ、全体システムの簡素化と信頼性の向上及び経済性の向上、さらに保守性の向上を図ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施の形態の原子炉出力監視装置の回路を示す図。
【図２】本発明の第２の実施の形態の原子炉出力監視装置のシステム構成を示す図。
【図３】局所出力領域モニタ検出器の原子炉内における配置を示す図。
【図４】本発明の第３の実施の形態の原子炉出力監視装置における起動領域モニタ測定回路を示す図。
【図５】原子炉出力監視装置のパルス信号合成回路内でのパルス信号波形を示す図。
【図６】本発明の第５の実施の形態の原子炉出力監視装置の回路を示す図。
【図７】本発明の第６の実施の形態の原子炉出力監視装置の回路を示す図。
【図８】従来の原子炉出力監視装置の回路を示す図。
【符号の説明】
１Ｐ，１Ｐ−１〜１Ｐ−208…局所出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）検出器、１Ｓ…起動領域モニタ（ＳＲＮＭ）検出器、２Ｓ…起動領域モニタ前置増幅器、３，３−Ｉ〜３−IV…原子炉出力測定装置、３Ｐ…出力領域モニタ（ＰＲＮＭ）用原子炉出力測定装置、３Ｓ…起動領域モニタ用原子炉出力測定装置、４…パルス測定回路、５，５−１，５−２…二乗平均出力測定回路、６…演算回路、７，７Ｐ，７Ｓ…表示回路、８…局部出力測定回路、９…原子炉平均出力（ＡＰＲＭ）演算回路、10…起動領域モニタ測定回路、11−１，11−52…アンプ、12…マルチプレクサ、13，13−１〜13−３…Ａ／Ｄ変換器、14…炉出力演算回路、15−１，15−２…パルス信号合成回路、16，16−１，16−２…計数率測定回路、17…原子炉モードスイッチ、18−Ｉ〜18−IV…電源装置、19…ＡＰＲＭバイパススイッチ、20−１，20−２…ＳＲＮＭバイパススイッチ、21−１〜21−40…容量結合コンデンサ、22−１〜22−40…ダイオード、23−１〜23−40…ＬＰＲＭ検出器チャンネルバイパス切替スイッチ、24−１〜24−５…ゲイン校正回路、25−１〜25−３…切替器、26…プロセス計算機、27…パルス計数回路。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a nuclear reactor nuclear instrumentation system for a boiling water reactor, and more particularly to a reactor power monitoring device that measures and monitors a neutron flux inside a reactor core from a reactor startup region to an output region.
[0002]
[Prior art]
Conventional reactor power monitoring devices are divided into the following two regions according to the range of neutron flux measured as reactor power, and are monitored by individual neutron detectors and measuring devices, respectively. That is, the neutron flux is 1 × 10 ^Three nv ~ 2 × 10 ¹³ nv boot area, 1.2 × 10 ¹² nv ~ 2.8 × 10 ¹⁴ nv is referred to as an output area, and an activation area monitor (SRNM) and an output area monitor (PRNM) are used, respectively.
[0003]
The configuration of a conventional reactor power monitoring device is shown in FIG. FIG. 8 (a) shows a reactor power monitoring device for start-up region monitoring for one channel, and FIG. 8 (b) shows a reactor power monitoring device for power region monitoring for one reactor average output function (APRM) channel.
[0004]
In these figures, 1S is a startup area monitor detector, 2S is a startup area monitor preamplifier, 3S is a reactor power measurement device for startup area monitor, 4 is a pulse measurement circuit, 5 is a mean square power measurement circuit, Arithmetic circuit, 7 is a display circuit, 1P-1 to 1P-52 are 52 local power region monitor (LPRM) detectors, 3P is a reactor power measuring device for power region monitoring, 8 is a local power measuring circuit, 9 is a reactor average output (APRM) arithmetic circuit, and 7P is a display circuit.
[0005]
That is, for the start-up area, a plurality of start-up area monitor (SRNM) detectors 1S installed in the reactor and a start-up area monitor preamplifier 2S installed in the reactor building are provided. A reactor power measuring device 3S for starting area monitoring having a pulse measuring circuit 4 and a mean square power measuring circuit 5 for the output of 2S is installed. In this reactor power measuring apparatus 3S for starting area monitoring, The neutron flux at the time of reactor start-up is monitored by the arithmetic circuit 6 that performs arithmetic processing on the reactor output from the measurement result and the display circuit 7 that displays the arithmetic result by the arithmetic circuit 6.
[0006]
For the output region, analog electric signals output from a plurality of local output region monitor (LPRM) detectors 1P-1 to 1P-52 installed in the reactor are measured by the local output measuring circuit 8, and the measurement results are obtained. An output region monitoring reactor power measuring device 3P having an average calculation circuit 9 for averaging and calculating the average reactor power is installed. In this power region monitoring reactor power measuring device 3P, the reactor average power (APRM) The neutron flux during the reactor power operation is monitored by the display circuit 7P that displays
[0007]
[Problems to be solved by the invention]
As described above, conventionally, a neutron detector (1S, 1P-1 to 1P) that measures the neutron flux independently for each of the start-up region and the output region of the reactor is provided inside the reactor core of the boiling water reactor. -52) is installed. Even in the measurement device that computes the neutron flux in each operating region, the signal processing circuit that computes the output signal from each neutron detector also has a computation function that is specified by the circuit configuration, so the startup region monitor and output region monitor Different measuring devices 3S and 3P are used.
[0008]
In a nuclear power plant, since it is required to maintain reliability in order to ensure the safety of a nuclear reactor, a plurality of start-up area monitors and output area monitors are installed to make the system redundant. On the other hand, as the operation results of nuclear power generation increase, there is an increasing demand for improving the economy by minimizing facilities.
[0009]
Accordingly, the present invention is intended to simplify the entire system, improve reliability, improve economy, and improve maintainability while satisfying the requirements for safety protection systems such as system redundancy and electrical / physical separation. An object of the present invention is to provide a reactor power monitoring device that can be realized.
[0010]
[Means for Solving the Problems]
A reactor power monitoring apparatus according to claim 1 is arranged in a nuclear reactor core and detects a neutron flux in the nuclear reactor from a startup region to an output region, and the local power region monitor detection. A reactor power measuring device connected to the reactor, plural The analog electrical signal output from the local output area monitor detector 1 channel Extract and synthesize as pulse signal plural Pulse signal synthesis means, count rate measurement means for measuring the pulse signal output from the pulse signal synthesis means as a count rate, and mean square output for measuring the pulse signal output from the pulse signal synthesis means as a mean square output A reactor start output function unit having a measurement means, a reactor average output function unit having a local output measurement means for measuring an analog electric signal output from the local output region monitor detector as a reactor output, and the counting rate An arithmetic means for calculating a reactor power in a reactor start-up region from an output of the measuring means and an output of the mean square power measuring means, and calculating a reactor output in the reactor power area from an output of the local power measuring means, and this calculation And a display means for displaying a calculation result by the means.
[0011]
According to the reactor power monitoring apparatus of claim 1, it becomes possible to measure the neutron flux in the reactor core from the time of reactor start-up to the time of power operation with the same neutron detector. Since it is realized by a stand, the operability can be improved, the failure rate can be reduced, and the economic efficiency can be improved by simplifying the configuration of the reactor power monitoring device.
[0012]
According to a second aspect of the present invention, in the reactor power monitoring apparatus according to the first aspect, a plurality of reactor power measuring devices are provided and connected to a plurality of independent power supply devices. A local output region monitor detector is connected, and when the reactor is started up, a bypass signal that allows the inoperative states of the reactor startup output function units of the two reactor output measurement devices is input to the reactor output measurement device. Two of the reactor start-up output function units of the reactor power measurement device Bypass channel A plurality of first bypass switches that select a plurality of the reactor power measurement devices that allow operation of the reactor average power function unit of one of the reactor power measurement devices during the reactor power operation and that are implemented in each reactor power measurement device. A bypass signal for selecting one of the reactor average power measurements is input to each of the reactor power measuring devices.
[0013]
In the reactor power monitoring apparatus according to the second aspect, the inoperability of the entire function of one of the plurality of reactor power measuring apparatuses is allowed by a combination of the first bypass signal and the second bypass signal.
[0014]
According to this reactor power monitoring device, the local power region monitor detectors in the reactor core are evenly distributed to each reactor power measuring device, so that the entire reactor core can be operated from reactor startup to reactor power operation. It becomes possible to monitor the output appropriately. In addition, by combining the first bypass switch and the second bypass switch so as to bypass the entire function of one reactor power monitoring device, the reactor power can be appropriately monitored without affecting the function of the system. This makes it possible to improve reliability and maintainability. Furthermore, by installing the power supply device with a large amount of heat generation separately from the measurement circuit, thermal stress is reduced and the reliability of the device is improved.
[0015]
According to a third aspect of the present invention, in the reactor power monitoring device according to the second aspect of the present invention, the local power region monitor detectors allocated equally to the reactor power measuring devices are inoperable for each channel. A bypass switch that inputs a channel bypass signal allowing bypass to the reactor start-up output function unit and the average reactor output function unit, and for the pulse signal synthesis means in the reactor start-up output function unit by the signal and Reactor average power function Local A selection means for selecting a local output region monitor detector channel with respect to the output measurement means is provided.
[0016]
According to this reactor power monitoring device, even when the soundness of the local power region monitor detector channel is confirmed at the time of maintenance and failure, the reactor power can be output without affecting the overall function of the reactor power monitoring device. Since it becomes possible to monitor appropriately, improvement in reliability and improvement in maintainability are realized.
[0017]
According to a fourth aspect of the present invention, there is provided the reactor power monitoring apparatus according to the third aspect, wherein the reactor start-up output function unit and the reactor average output function unit independently provide means for setting a bypass number allowable range of the local power monitor detector channel. The reactor startup output function unit starts up the reactor when the number of local output region monitor detector channels that are channel bypassed at the time of reactor startup deviates from the allowable range required for pulse signal synthesis in the pulse signal synthesis means. A bypass signal is generated to allow the inoperability of the output function unit, and the reactor average output function unit determines the number of local power region monitor detector channels that have been channel bypassed during reactor power operation. A configuration that generates a bypass signal that allows an inoperable state of the reactor average power function when it deviates from the allowable range required for measurement To.
[0018]
According to this reactor power monitoring apparatus, by setting an allowable range that allows channel bypass for each channel of the local power region monitor detector, the reactor power can be handled in response to the failure of a plurality of local power region monitor detectors. It becomes easy to deal with failure without affecting the overall function of the monitoring device. In addition, when the number of channel bypasses deviates from the allowable range, it is possible to realize the soundness confirmation of the core monitoring by setting the reactor inoperable because it is impossible to properly monitor the reactor power, Improved maintainability and improved reliability.
[0019]
The invention according to claim 5 is the reactor power monitoring device according to claim 2, wherein the reactor power measuring device includes a gain correcting means for correcting sensitivity deterioration due to neutron irradiation in the reactor of the local power region monitor detector, This gain correction means is configured to calibrate the gain used for calculating the count rate output and the root mean square output at the time of reactor start-up, and the reactor local output at the time of reactor power operation.
[0020]
According to this reactor power monitoring device, it is possible to correct the decrease in the reactor calculation output due to the neutron sensitivity deterioration of the local power range monitor detector during long-term operation of the reactor by gain calibration, and the reactor output can be adjusted appropriately. By monitoring this, the reliability of the reactor power monitoring device can be improved.
[0021]
The invention according to claim 6 is the reactor power monitoring apparatus according to claim 5, wherein the gain of the count rate measuring means and the mean square power measuring means used at the time of starting the reactor, and the gain of the local power measuring means used during the reactor power operation. A process computer having an arithmetic processing function for calculating the above is provided, and an automatic mode for inputting a gain using the process computer and a manual mode for inputting from a display means are provided.
[0022]
That is, a process computer having an arithmetic processing function for calculating the gain by inputting the current reactor power value and the reactor power calibration value indicated by the local power region monitor detector is installed separately from the reactor power measuring device, and the gain is set to the process computer. Is automatically input via an isolator to realize gain calibration, or manually realized via a human system in the display means of the reactor power measurement device.
According to this reactor power monitoring apparatus, the operability can be improved by automatically or manually selecting the means for gain calibration.
[0023]
The invention according to claim 7 is the reactor power monitoring device according to claim 2, further comprising means for inputting the state of the operation mode of the reactor to the operation means, wherein the operation means is operated from the start mode to the output operation. The average power of the reactor is the same as the average power of the reactor average power output measured by the average power output of the reactor average power function in the reactor average power output function section when switching from the power operation mode to the start-up mode. Thus, the measurement result of the mean square output is corrected.
[0024]
According to the reactor power monitoring apparatus of claim 7, the reactor power at the time of starting the reactor and the reactor power at the time of reactor power operation are continuously adjusted and monitored as the same continuous reactor power signal. It becomes possible to improve operability.
[0029]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
A reactor power monitoring apparatus according to a first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
In FIG. 1, 1P-1 to 1P-52 are 52 local power region monitor detectors, 3 is a reactor power measurement device, 8 is a local power measurement circuit, 10 is a startup region monitor measurement circuit, 6 is an arithmetic circuit, 7 Is a display circuit, 11-1 to 11-52 are amplifiers corresponding to the local output region monitor detectors 1P-1 to 1P-52, 12 is a multiplexer, 13-1 to 13-3 are A / D converters, 14 Is a furnace power calculation circuit, 15-1 and 15-2 are pulse signal synthesis circuits, 16-1 and 16-2 are count rate measurement circuits, 5-1 and 5-2 are root mean square power (MSV) measurement circuits, 17 Is a reactor mode switch.
[0030]
In the reactor power monitoring apparatus having such a configuration, during the reactor power operation, the analog output signals outputted from the local power region monitor detectors 1P-1 to 1P-52 are amplified by the amplifiers 11-1 to 11-1 in the local output measuring circuit 8. The multiplexer 12 selects and switches through 11-52, the A / D converter 13-1 performs A / D conversion processing, and the furnace output calculation circuit 14 calculates the local output for each local output region monitor detector channel.
[0031]
At the time of reactor activation, analog electric signals output from the local output region monitor detectors 1P-1 to 1P-52 are distributed before being input to the local output measuring circuit 8, and a plurality of local output region monitor detector channels are pulsed. The combined signals 15-1 and 15-2 are input and output as pulse signal components, and the pulse signals are used as one-channel pulse signals of the start-up area monitor measurement circuit 10 to count rate measurement circuits 16-1 and 16-2. It inputs into the root mean square output measurement circuit 5-1, 5-2.
[0032]
The count rate measuring circuits 16-1 and 16-2 measure the number of pulses in a region where the pulse signals output from the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2 can be separated one by one. The mean square output measurement circuits 5-1 and 5-2 use the Campbell method in a region where the output signal becomes a fluctuation signal due to continuous overlap of the pulse signals output from the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2. Based on this, the fluctuation signal is measured. The outputs of the root mean square output measurement circuits 5-1 and 5-2 are converted into digital signals by A / D converters 13-2 and 13-3.
[0033]
The output of the local power measurement circuit 8 and the output of the start-up area monitor measurement circuit 10 are read into the arithmetic circuit 6, and the output of the start-up area monitor measurement circuit 10 is converted into the reactor power and the change rate of the reactor power is calculated. The average output is calculated for the output of the local power measurement circuit 8 to calculate the average output of the reactor, and the reactor output is monitored.
[0034]
Further, the arithmetic circuit 6 monitors the state of the reactor mode switch 17, and the reactor average output obtained from the average output calculation when the reactor mode is switched from the start-up state to the output operation state or from the output operation state to the start-up state. The conversion factor for converting the reactor power obtained from the root mean square power calculation is calibrated so that The calculation result in the calculation circuit 6 is displayed on the display circuit 7.
[0035]
As described above, according to the reactor power monitoring apparatus of the first embodiment, the measurement monitoring function at the time of reactor startup is realized by the local power region monitor detector used during the reactor power operation. In addition to being able to monitor the output of the entire reactor core even when the reactor is started up, it is possible to reduce the number of neutron detectors in the reactor core, improving the economics of neutron detector maintenance and failure response. Maintenance and reliability can be improved.
[0036]
Next, a reactor power monitoring apparatus according to a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
In FIG. 2, 1P-1 to 1P-208 are 208 local power region monitor detectors, 3-I to 3-IV are reactor power measuring devices, 18-I to 18-IV are power supply devices, and 19 is APRM. (Reactor average output function) Bypass switches 20-1, 20-2 are SRNM (start-up area monitor) bypass switches.
[0037]
The allocation of the local power region monitor detectors 1P-1 to 1P-208 to the reactor power measuring devices 3-I to 3-IV installed in the four independent power supply devices 18-I to 18-IV is shown in FIG. It is like 3.
[0038]
In FIG. 3, LPRM detector assemblies {circle around (1)} to {circle around (4)} represent the following.
(1): Connect local power region monitor detectors at axial positions A, B, C, D to reactor power measuring devices 3-I, 3-II, 3-III, 3-IV,
{Circle over (2)} The local output region monitor detectors at axial positions A, B, C, D are connected to the reactor power measuring devices 3-II, 3-III, 3-IV, 3-I.
(3): Connect local power region monitor detectors at axial positions A, B, C, D to reactor power measuring devices 3-III, 3-IV, 3-I, 3-II.
{Circle around (4)} The local output region monitor detectors at axial positions A, B, C, D are connected to the reactor power measuring devices 3-IV, 3-I, 3-II, 3-III.
[0039]
As shown in FIGS. 2 and 3, four independent power supply devices 18-I, 18-II, 18-III, and 18-IV are connected to reactor power measurement devices 3-I, 3-II, 3-III, 3-IV is installed, and 208 local power region monitor detectors 1P-1 to 1P-208 are installed in the reactor core, and each reactor power measuring device 3-I to 3-IV is installed. Respectively distribute 52 LPRM detectors (local output region monitor detectors) 1P-1 to 1P-208. Then, using the analog electric signals output from the local power region monitor detectors 1P-1 to 1P-208, the calculation and display of the reactor power in the region from the reactor start-up to the reactor power operation are performed. Performed in the reactor power measuring devices 3-I to 3-IV.
[0040]
The APRM bypass switch 19 selects one of the four arithmetic operations of the reactor power performed by each of the measuring devices 3-I to 3-IV during the reactor power operation. The SRNM bypass switches 20-1 and 20-2 are SRNM bypass switches among the count rate calculation and the root mean square output calculation for each of the two channels performed by the measuring devices 3-I to 3-IV when the reactor is started up. 20-1 is one channel among (A), (B), (C), (D), and SRNM bypass switch 20-2 is one channel among (E), (F), (G), (H). Select a channel.
[0041]
When the reactor power measuring devices 3-I to 3-IV are to be maintained or troubled, one of the channels corresponding to the maintenance or failure by the SRNM bypass switch 20-1, 20-2 or APRM bypass switch 19 is used. Select one.
[0042]
When maintaining or responding to reactor power measurement device 3-I, SRNM bypass switch 20-1 selects SRNM (A), SRNM bypass switch 20-2 selects SRNM (E), and APRM. By selecting APRM (A) with the bypass switch 19, the function of the reactor power measuring device 3-I can be stopped without affecting the overall function of the system.
[0043]
In the case of the reactor power measurement device 3-II, SRNM bypass switch 20-1 selects SRNM (B), SRNM bypass switch 20-2 selects SRNM (F), and APRM bypass switch 19 uses APRM ( By selecting B), the function of the reactor power measuring device 3-II can be stopped.
[0044]
In the case of the reactor power measuring device 3-III, SRNM bypass switch 20-1 selects SRNM (C), SRNM bypass switch 20-2 selects SRNM (G), and APRM bypass switch 19 uses APRM (C). The function of the reactor power measuring device 3-III can be stopped.
[0045]
Similarly, in the case of the reactor power measuring device 3-IV, SRNM bypass switch 20-1 sets SRNM (D), SRNM bypass switch 20-2 sets SRNM (H), and APRM bypass switch 19 sets APRM. By selecting (D), the function of the reactor power measurement device 3-IV can be stopped.
[0046]
As described above, according to the reactor power monitoring apparatus of the present embodiment, only the LPRM detector is installed in the reactor, and the reactor power monitoring function at the time of reactor startup and the reactor power at the time of reactor power operation are performed. Even when the monitoring function is integrated into one reactor power measuring device, the entire function of one reactor power measuring device can be bypassed by the combination of bypass switches, improving maintainability and operability can do. Moreover, by separating and installing the power supply device with a large calorific value from the reactor power measuring device, the internal heat generation of the measuring device can be suppressed, and the reliability of the reactor power monitoring device can be improved.
[0047]
Next, a reactor power monitoring apparatus according to a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. 4 and FIG.
That is, in FIG. 4, 1P-1 to 1P-40 are 40 local output area monitor detectors, 10 is an activation area monitor measurement circuit, 15-1 to 15-2 are pulse signal synthesis circuits, 21-1 to 21 −40 is a capacitive coupling capacitor corresponding to the local output region monitor detectors 1P-1 to 1P-40, 22-1 to 22-40 are also corresponding diodes, and 23-1 to 23-40 are also corresponding LPRM detections. This is a device channel bypass switch.
[0048]
The start-up area monitor measurement circuit 10 is provided with two systems of pulse signal processing circuits, each of which includes an atom among a plurality of local output area monitor detectors 1P-1 to 1P-40 installed in the reactor core. The number of local power region monitor detectors that satisfy the neutron sensitivity at reactor start-up is the neutron sensitivity of the start-up region monitor detector that is installed in the reactor core together with the local power region monitor detector. The number of local output region monitor detectors set to satisfy the current value for is input 20 channels at a time.
[0049]
Obtained by passing analog electric signals input from the local output region monitor detectors 1P-1 to 1P-40 through the capacitive coupling capacitors 21-1 to 21-40 in the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2. FIG. 5 shows the waveforms of the pulse signal and the synthesized pulse signal.
[0050]
When the reactor is started up, analog electric signals output from 20 local output region monitor detectors 1P-1 to 1P-40 with respect to one start-up region monitor (SRNM) are converted into pulse signal synthesis circuits 15-1, 15-. 2 is extracted as a pulse signal component, and the output signal of the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2 is used as the pulse signal of the start area monitor 1 channel, and the count rate measurement circuits 16-1 and 16-2 and the mean square Input to the output measurement circuits 5-1 to 5-2.
[0051]
The pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2 generate analog electric signals generated when neutrons are incident on the local output region monitor detectors 1P-1 to 1P-40 by capacitive coupling capacitors 21-1 to 21-40. After being passed as a pulse signal component and passing through diodes 22-1 to 22-40 that prevent the backflow of the pulse signal, a synthesis process for obtaining a pulse signal of one channel of the activation area monitor is performed.
[0052]
The pulse signal output after the synthesis processing is input to the count rate measurement circuits 16-1 and 16-2 and the root mean square output measurement circuits 5-1 and 5-2 as a pulse signal for the start-up area monitor 1 channel to start the reactor. The count rate and root mean square output are calculated as signals to be monitored at times.
[0053]
Further, when the local output region monitor detector channel is bypassed in the activation region monitor measurement circuit 10, the LPRM detector channel bypass selection switches 23-1, 23-40 in the pulse signal synthesis circuits 15-1, 15-2. Is excluded from the pulse signal synthesis process.
[0054]
When 20 local output area monitor detector channels are used for one activation area monitor channel, the number of bypassable areas is 5. When the local output region monitor detector channel has up to five bypasses, the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2 output a pulse signal assuming that the activation region monitor channel is normal. If the local output region monitor detector channel has more than five bypasses, the activation region monitor channel is disabled.
[0055]
LPRM (local output area monitor) detector channel bypass is selected from the display circuit 7 on which the operable local output area monitor detector channel is displayed, and the operation circuit 6 determines the inoperable state of the activation area monitor channel. The number of bypasses is calculated and a bypass signal is output to the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2 to operate the LPRM detector channel bypass switch 23-1 to 23-40.
[0056]
As described above, according to the reactor power monitoring apparatus of the present embodiment, the monitoring function at the time of reactor start-up can be realized by the local power region monitor detector used during the reactor power operation. Simplification is realized. Also, maintainability and reliability are improved by bypassing the local output region monitor detector channel when the local output region monitor detector channel is maintained or when a failure occurs.
[0057]
Next, a reactor power monitoring apparatus according to a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 6 shows a measurement circuit of a reactor power monitoring device connected to a power supply system of one section, 1P-1 to 1P-52 are 52 local power region monitor detectors, 3 is a reactor power measuring device, 8 Is a local output measurement circuit, 10 is a start-up area monitor measurement circuit, 14 is a furnace output calculation circuit, 15-1 and 15-2 are pulse signal synthesis circuits, 24-1 to 24-5 are gain calibration circuits, 25-1 to 25-1 Reference numeral 25-3 denotes a switch, and 26 denotes a process computer.
[0058]
In the reactor power measuring device connected to one of the four independent power devices 18-I to 18-IV, the local power region monitor detectors 1P-1 to 1P- installed in the reactor In order to correct the decrease in sensitivity due to neutron irradiation, the gain 52 must be adjusted to a value that should be originally displayed. However, during the reactor power operation, the initial value of the LPRM gain value is stored in the gain calibration circuit 24-1. Save it in advance. The LPRM gain value is selected automatically or manually as a gain calibration method using the switch 25-1. When the automatic mode is selected, it is downloaded from the process computer 26, and when the manual mode is selected, it is stored in the gain calibration circuit 24-1 by being input by the display circuit 7.
[0059]
The furnace output calculation circuit 14 calculates a local output value by multiplying an analog electric signal (current value I) output from the local output region monitor detectors 1P-1 to 1P-52 by an LPRM gain value as sensitivity correction.
[0060]
When the reactor is started, the initial values of the count rate gain value and the root mean square output gain value are stored in advance in the respective gain calibration circuits 24-2 to 24-5. The count rate gain value is selected automatically or manually as a gain calibration method using the switch 25-2. When the automatic mode is selected, it is downloaded from the process computer 26, and when the manual mode is selected, it is stored in the gain calibration circuits 24-2 and 24-4 by being input by the display circuit 7.
[0061]
The count rate measuring circuits 16-1 and 16-2 perform sensitivity correction by multiplying the count rate calculated from the pulse signals output from the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2 by the count rate gain value as sensitivity correction. Is output as a count rate. The root mean square output gain value is selected automatically or manually as a gain calibration method using the switch 25-3. When the automatic mode is selected, it is downloaded from the process computer 26, and when the manual mode is selected, it is input to the display circuit 7 so as to be stored in the gain calibration circuits 24-3 and 24-5.
[0062]
The mean square output measuring circuits 5-1 and 5-2 multiply the mean square output calculated from the pulse signals output from the pulse signal synthesis circuits 15-1 and 15-2 by the mean square output gain value as sensitivity correction. Output as the mean square output with sensitivity corrected.
[0063]
As described above, according to the reactor power monitoring device of the present embodiment, the reactor power gain is calibrated by the local power region monitor detector at the time of reactor start-up and at the time of reactor power operation. It is possible to accurately grasp the output. Further, since automatic or manual gain calibration can be performed, maintainability and reliability are improved, and work efficiency can be improved by using automatic gain calibration.
[0064]
Next, a reactor power monitoring apparatus according to a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 7, 1P is a local output region monitor detector, 13 is an A / D converter, 27 is a pulse counting circuit, 16 is a counting rate measuring circuit, and 14 is a furnace output calculating circuit.
[0065]
That is, a local output region monitor detector 1P that measures the neutron flux in the nuclear reactor core, and an A / D converter that samples and digitally converts analog electrical signals output from the local output region monitor detector 1P at regular intervals 13, a pulse counting circuit 27 for counting the number of pulses from the output of the A / D converter 13 at the time of starting the reactor, a count rate measuring circuit 16, a root mean square power measuring circuit 5, and the A / D at the time of reactor output operation It has a reactor power calculation circuit 14 for calculating the reactor power from the output of the converter 13, and further outputs the count rate measuring circuit 16 at the time of reactor start-up, the output of the root mean square power measuring circuit 5, and the reactor power operation. A common arithmetic circuit 6 for calculating the reactor power from the output of the reactor power arithmetic circuit 14 and a display circuit 7 for displaying the same are provided.
[0066]
The reactor power monitoring apparatus having such a configuration converts the analog electric signal output from the local output region monitor detector into a digital signal by the A / D converter 13, thereby performing the process from reactor startup to reactor power operation. Reactor power can be calculated and monitored over a wide area by software processing, improving maintainability and reliability.
[0067]
【The invention's effect】
According to the present invention, the reactor core can be monitored by the local power region monitor detector which is a neutron detection system in the reactor core over a wide range from the reactor start-up to the reactor power operation. Reactor power can be measured with a single device, so that the overall system can be simplified while satisfying the requirements for safety protection systems such as redundancy and electrical / physical separation of reactor power monitoring devices. It is possible to improve reliability and economy, and to improve maintainability.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a diagram showing a circuit of a reactor power monitoring apparatus according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a diagram showing a system configuration of a reactor power monitoring apparatus according to a second embodiment of the present invention.
FIG. 3 is a diagram showing the arrangement of local power region monitor detectors in a nuclear reactor.
FIG. 4 is a diagram showing a startup region monitor measurement circuit in a reactor power monitoring apparatus according to a third embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a diagram showing a pulse signal waveform in a pulse signal synthesis circuit of a reactor power monitoring apparatus.
FIG. 6 is a diagram showing a circuit of a reactor power monitoring apparatus according to a fifth embodiment of the present invention.
FIG. 7 is a diagram showing a circuit of a reactor power monitoring apparatus according to a sixth embodiment of the present invention.
FIG. 8 is a diagram showing a circuit of a conventional reactor power monitoring apparatus.
[Explanation of symbols]
1P, 1P-1 to 1P-208 ... Local output area monitor (LPRM) detector, 1S ... Start area monitor (SRNM) detector, 2S ... Start area monitor preamplifier, 3, 3-I to 3-IV ... Reactor power measuring device, 3P ... Reactor power measuring device for power region monitor (PRNM), 3S ... Reactor power measuring device for start-up region monitoring, 4 ... Pulse measuring circuit, 5,5-1, 5-2 ... Square Average power measurement circuit, 6 ... arithmetic circuit, 7, 7P, 7S ... display circuit, 8 ... local power measurement circuit, 9 ... nuclear reactor average power (APRM) arithmetic circuit, 10 ... start-up area monitor measurement circuit, 11-1, 11-52 ... Amplifier, 12 ... Multiplexer, 13, 13-1 to 13-3 ... A / D converter, 14 ... Reactor output arithmetic circuit, 15-1, 15-2 ... Pulse signal synthesis circuit, 16, 16- 1, 16-2 ... Count rate measurement circuit, 17 ... Reactor mode switch, 18-I to 18-IV ... Electricity Equipment: 19 ... APRM bypass switch, 20-1, 20-2 ... SRNM bypass switch, 21-1 to 21-40 ... Capacitive coupling capacitor, 22-1 to 22-40 ... Diode, 23-1 to 23-40 ... LPRM detector channel bypass selector switch, 24-1 to 24-5, gain calibration circuit, 25-1 to 25-3, switch, 26, process calculator, 27, pulse counting circuit.

Claims

A plurality of local power region monitor detectors arranged in the reactor core for detecting the neutron flux in the reactor from the startup region to the power region, and a reactor power measuring device connected to the local power region monitor detector; With
The reactor power measuring apparatus outputs a plurality of pulse signal synthesizing means for extracting and synthesizing analog electric signals output from a plurality of local output region monitor detectors as one-channel pulse signals, and outputting from the pulse signal synthesizing means. Reactor start-up output function unit comprising: a count rate measuring unit that measures a pulse signal as a count rate; and a root mean square power measuring unit that measures a pulse signal output from the pulse signal combining unit as a root mean square output; Reactor average output function unit having a local output measuring means for measuring an analog electric signal output from the output region monitor detector as a reactor output, an output from the count rate measuring means and an output from the root mean square output measuring means Reactor power in the reactor power area is calculated from the output of the local power measuring means Calculating means for calculating, reactor power monitoring apparatus characterized by comprising a display means for displaying the calculation result by the calculating means.

A plurality of reactor power measuring devices are provided and connected to a plurality of independent power supply devices, and these reactor power measuring devices are connected to approximately the same number of local power region monitor detectors. A bypass signal that allows an inoperable state of the reactor startup output function unit of the reactor power measurement device is input to the reactor power measurement device, and two bypass channels of the reactor startup output function unit of each reactor power measurement device A plurality of first bypass switches that select a plurality of the reactor power measurement devices that allow operation of the reactor average power function unit of one of the reactor power measurement devices during the reactor power operation and that are implemented in each reactor power measurement device. 2. A second bypass switch for inputting a bypass signal for selecting one of the average reactor power measurements to each of the reactor power measuring devices. Placing the reactor power monitoring device.

The reactor power measurement device is configured to send a channel bypass signal for allowing bypass to make the local power region monitor detectors equally assigned to each reactor power measurement device inoperable for each channel and the reactor startup output function unit. Bypass switch to be input to the reactor average output function unit, and the local output region for the pulse signal synthesizing unit in the reactor start-up output function unit and the local output measuring unit in the reactor average output function unit by the signal 3. The reactor power monitoring apparatus according to claim 2, further comprising selection means for selecting a monitor detector channel.

The reactor start-up output function unit and the reactor average output function unit are each independently provided with means for setting the allowable number of bypass numbers for the local output region monitor detector channel, and the reactor start-up output function unit is channel-bypassed during reactor start-up. When the number of local output region monitor detector channels deviates from an allowable range necessary for pulse signal synthesis in the pulse signal synthesis means, a bypass signal is generated that allows an inoperable state of the reactor startup output function unit, In addition, the reactor average power function unit determines the reactor average if the number of local power region monitor detector channels that have been channel bypassed during the reactor power operation deviates from the allowable range required to measure the average power of the reactor. The reactor power monitoring apparatus according to claim 3, wherein a bypass signal that allows an inoperable state of the output function unit is generated.

The reactor power measuring device includes a gain correction means for correcting sensitivity deterioration due to neutron irradiation in the reactor of the local power region monitor detector, and the gain correction means includes a count rate output and a root mean square at the time of reactor start-up. The reactor output monitoring apparatus according to claim 2, wherein a gain used for calculation of an output and a reactor local output at the time of reactor output operation is calibrated.

A process computer having an arithmetic processing function for calculating the gain of the counting rate measuring means and the root mean square power measuring means used at the time of starting up the reactor, and the gain of the local power measuring means used at the time of reactor power operation is provided. 6. The reactor power monitoring apparatus according to claim 5, further comprising an automatic mode in which a gain is input and a manual mode in which the gain is input from a display means.

Means for inputting the state of the operation mode of the reactor to the arithmetic means, the arithmetic means is the reactor when the operation mode of the nuclear reactor is switched from the start mode to the output operation mode or from the output operation mode to the start mode. The measurement result of the mean square power is corrected so that the average power of the reactor in the average power output of the reactor and the average power of the nuclear reactor in the average power output function of the reactor are equal to each other. The reactor power monitoring apparatus according to claim 2.