JP4999221B2 - 原子炉の炉心の少なくとも一つの動作パラメータをモニターする方法 - Google Patents

Description

【０００１】
本発明は原子炉の炉心の少なくとも一つの動作パラメータをモニターする方法および装置、より詳しくは加圧水型原子炉に関する。
【０００２】
加圧水型原子炉のような原子炉は、その垂直方向に長軸を備えたほぼ直立プリズム形状の並置燃料集合体で構成されされた炉心を有している。すなわち、その方向は炉心の高さに沿っている。
【０００３】
原子炉の動作中、原子炉は完全な条件下にあり、また規則や規格によって設定された安全の一般条件に順応する永久的な動作を明確にする必要がある。
【０００４】
特に、炉心の平常、かつ、満足する動作条件に従って炉心中に解放される出力のバルク（全体的）分布だけでなく中性子束のバルク生成と分布があるかを決定する必要がある。
【０００５】
これを決定するために、原子炉の炉心の動作パラメータ、例えば炉心中のバルク出力分布、中性子束の形状要素あるいは限界加熱率さえも算出する必要がある。これらのパラメータは、３次元内で決定されるべき全炉心に渡って中性子束分布を可能にする炉心内の中性子束測定から得る決定される。
【０００６】
通常動作下にある炉心状態の特性と中性子束測定値から決定されるパラメータは、常に原子炉の設計研究中に決定された制限を超えてはならない。
【０００７】
炉心動作の特性であるパラメータの一つが制限値を超えたときに、この検出が警告を発しなければならず、また原子炉の稼働中に関する種々の対策が取られなければならない。
【０００８】
原子炉の炉心動作を有効的にモニターするために、炉心動作パラメータを決定することが必要であり、従って、炉心内の中性子束分布をできる限り短時間とする必要がある。
【０００９】
動作中の原子炉を連続モニターするのに必要な炉心内の中性子束測定は普通、原子炉ベッセル外部に配備され、一般的に「炉外（イクス・コア）」チェンバーとして設計されたたチェンバー（室）によって実行される。
【００１０】
炉心の高さに渡って数個（例えば６個）の測定ステージを有するこれらのチェンバーは、普通原子炉炉心の周縁上の四つのゾーンにおける測定場所で実行されるように、また、両者間で９０°の角度をなす炉心の軸対称である二つの平面に関して対称的に配備される。
【００１１】
炉外検出器のステージ付きチェンバが、炉心の高さに渡る種々のレベルで、また炉心の回りに円周方向に四つのゾーンでフラックス測定値を得ることができる。しかし、これらの外部装置は炉心内の中性子束のおおよその値と中性子束の分布の荒い描写を提供するだけである。この結果、得られたモニター・パラメータは正確さに欠け、安全性のためには、より大きいマージンを、これに到達、またはこれを超えてはならないこれらのパラメータの限界値を提供しなけばならない。
【００１２】
炉心内の中性子束分布のより正確な描写を得るために、付加的な中性子束測定が炉心内部で、規則的に、しかし比較的長い時間間隔、例えば１ヶ月台で一般的に核分裂分離箱からなる「炉内（イン・コア）」プローブと呼ばれる非常に小さい測定プローブを使用して実行される。この炉内プローブは、全てテレフレックス・ケーブルと呼ばれるケーブルの端部に固定されている。このケーブルは、原子炉の機器の測定チャネル内部を移動することを保証するために可撓性を有している。各測定チャネルはその端部の一端から引き出され原子炉建物の底部に配備された機器室に引き入れられている。測定チャネル内の核分裂プローブの動きが機器室からチェックされる。各測定チャネルは原子炉炉心内部に、燃料集合体の機器管と機器管の内部に配置されたシンブルを有し、この管内で核分裂プローブが移動する。中性子束測定が、炉心の断面に分配された一連の燃料集合体内で実行される。
【００１３】
例えば、１７７個の燃料集合体を収容する炉心内において、普通５６個の測定チャネルがある。同様にして、１９３個の燃料集合体の炉心に対して５８個の測定チャネル、１５７個の燃料集合体の炉心に対して５０個の測定チャネル、また２０５個の燃料集合体の炉心に対して６０個の測定チャネルがある。中性子束測定が実行される際に、炉内プローブが炉心の全高に渡ってゆっくり移動する。従って、中性子束は炉心の高さ全体に渡って数点で小さい空間で測定することができる。さらに、炉心内に設置された燃料集合体と炉心を対称的に分配することにより、中性子束の十分に表されたイメージがフラックス・マップの形態で得ることができる。しかし、核分裂電離箱からなる炉内プローブが原子炉炉心内部で長期間使用することができない。炉心フラックス・マップの正確な決定が周期的にしか実行することができず、従って、原子炉炉心の動作を連続的にモニターするために使用することができない。
【００１４】
一方、原子炉の動作中、原子炉の炉心内部に配置され、保持することができる中性子測定プローブが知られている。「自己出力型中性子検出器」の形態に作ることのできるこの種の中性子束測定プローブは、一般的に二つの連続するプローブ間に一定空間を伴って垂直方向に一致して配備される測定ロッドの形態で組み込まれる。これらのロッドは各々モービル・プローブによる測定を普通割り当てられたシンブル内に導入されるが、それ自体が燃料集合体の配管内に挿入される。その長さが炉心の高さにほぼ等しい中性子測定検出器ないし検出ロッドはそれぞれ、例えば自己出力型中性子検出器からなる８個の測定プローブを有している。
【００１５】
１７７個の燃料集合体を収容する原子炉炉心に対して、炉心の断面に渡って分布された原子炉炉心の５２個の計装集合体内に５２個の検出器ないし測定ロッドが提供されている。
【００１６】
炉心全体に分布された８ｘ５２個所の測定点を有するこの種の機器システムは３次元内の原子炉炉心内にフラックス分布のイメージを高性度で提供することができる。
【００１７】
しかし、原子炉動作中、炉心内で永久的に保持される機器によって実行される中性子測定の処理には、原子炉炉心をモニターするために必要な応答時間と比較して、炉心動作パラメータをモニターするためにその使用を信じがたくする長い実行時間を必要とする。
【００１８】
バルクフラックス分布と、この分布から原子炉炉心をモニターするパラメータを正確、かつ、迅速に得ることのできるプロセスは知られていない。
【００１９】
一般的に、原子力発電所は数個の電力ユニットを備えており、各ユニットは原子炉建物内に配備された原子炉と発電のための従来パーツとからなる。この場合において、モニター処理は各電力ユニットの原子炉に関係する。
【００２０】
従って、本発明の目的は、原子力発電所内の電力ユニットの原子炉炉心の少なくとも一つの動作パラメータのためのモニター処理を提供することであって、この発電所は炉心の高さに渡って配備された多数の並置燃料集合体から、炉心の燃料集合体の少なくともいくつかに導入される中性子束を測定するための一連の検出器を使用することによって構成される。各一連の検出器は、炉心の高さに渡って分布された中性子束を測定する多数のプローブからなる。この処理は炉心内のフラックスの分布と、この分布から得られるべき炉心の少なくとも一つの動作パラメータを迅速、かつ、正確に決定することが可能である。
【００２１】
この目的のために、原子炉の動作中、次の特定する時間インターバルにおいて、
中性子束のバルク分布が、複数の中性子束検出器の組を使用し、検出器の最大数が炉心の燃料集合体の数の１５％に等しい組で測定され、
中性子束計算コードが使用され、中性子束検出器の組によって提供された測定値から、炉心全体に分布されたポイントにおける一組の中性子束値の形態で全炉心に渡る瞬時の中性子束のバルク分布を得、
少なくとも一つの炉心動作パラメータが瞬時中性子束のバルク分布から計算され、
少なくとも一つの動作パラメータが設定範囲外にある場合に警告が発生される。
【００２３】
本発明の実施例によれば、全炉心に渡って瞬時の中性子束分布を得るために：
中性子束測定プローブが位置している一組の計装位置からなる、炉心全体に渡って分布する種々のポイントにおける一組の中性子束値の形態で、炉心内部の１回目の瞬時中性子分布の計算が、中性子束計算コードを使用して電力ユニット・プラントから発生される動作パラメータから実行され、
測定によって得られた中性子束値と電力ユニット・プラントから発生された動作パラメータから計算された対応する値との間の差が、全ての計装位置につき計算され、
計算された差が、中性子束計算コードの規定パラメータを修正するのに使用され、
炉心内部の２回目の瞬時中性子束分布の計算が、修正された規定パラメータを含む中性子束計算コードを使用して電力ユニット・プラントから発生される動作パラメータから、原子炉サイト上で、実行される。
【００２４】
本発明の明確に理解するために、加圧水型原子炉をモニターするための本発明に基づくプロセスの実行とこのモニターを実行することのできる装置につき添付図面を参照して次に説明する。
【００２５】
【発明の実施の形態】
図１は正方形ベースを備えた直立プリズム形状の並置燃料集合体２からなる加圧水型原子炉の炉心１の水平方向縦断面図を示し、その軸方向、ないしは、長手方向が垂直に配置されており、すなわち、炉心１の高さに沿って伸張している。
【００２６】
炉心の内部は１９３個の燃料集合体からなり、クロスの印を付したこれらの燃料集合体のうちいくつかは計装燃料集合体、換言する燃料集合体であり、その計装管がシンブルの形態をとり、次にこのシンブルが中性子束を測定するためのモービル・プローブまたは静止検出器の形態をとることができる。
【００２７】
炉心内の１９３個の集合体の内、５８個の集合体が炉心の断面を通して分布されている計装集合体である。
【００２８】
５８個の炉心計装測定チャネルの内、参照番号３によって全体として示した４２個のチャネルが、原子力発電所のコンピュータ室５の内部にあるコンピュータ４に接続されている。前記室は原子炉建造物の外部にあって、原子炉建物は、安全格納容器６によって境界付けられた炉心１を収容する容器に配備されている。コンピュータ４は、略語ＲＩＣ（炉内反応炉）によって概略示された内部炉心機器のためのコンピュータである。ＲＩＣは一定間隔、例えば毎月、モービル・プローブを使用する炉心測定チャネル中の中性子束測定を実行するのに使用される。この方法において、フラックス（中性子束）マップが適度な正確さで作成される。しかし、このＲＩＣは、原子炉炉心動作の連続モニターを実行することには使用できない。ＲＩＣは測定チャネル中に移動されるモービル測定プローブからなる。
【００２９】
本発明によれば、測定チャネルの端部を形成するとともに炉心の全高さに渡って延長する燃料集合体機器管の内部に配備されたシンブルに固定された５８個のチャネルからの参照番号７によって概略示した中性子束測定チャネルが、中性子束検出器をなし、原子炉の動作中炉心内に永久的に保持される。
【００３０】
原子炉の炉心１内部の測定チャネル７の端部中に導入された各中性子束検出器は、組をなす８個の自己出力型中性子検出器からなり、測定ロッドの長さに渡って隔置されたロケーションに固定され、炉心の全高さに渡り均等に配備されている。
【００３１】
図１の左側に測定チャネル７の内の一つの測定ロッド８を概略的、かつ、拡大して示す、このロッドは測定ロッドないし検出器８の長さに沿って配備された８個の自己出力型中性子検出器９からなる。
【００３２】
自己出力型中性子検出器９は、その放射器がロジウムで作られた自己出力型中性子検出器であるのが好ましく、従って原子炉の炉心１内部の中性子放射の作用下で、自己出力型中性子検出器は電気信号を発生して、次に説明するように中性子束の正確な測定を提供するように迅速に使用できる。
【００３３】
本発明に基づいて処理を実行することのできる１６個の測定チャネル７が、４個の調整ユニット１５を介して安全格納容器６によって境界付けられた原子炉建物の外部の原子力発電所の二つの保護室１１に配置された二つのキャビネット１０ａと１０ｂに連結されている。４個の調整ユニットが四つの別々の保護室に配置されている。キャビネット１０ａと１０ｂは、各々中性子束測定信号を処理するための少なくとも一つのユニットと原子炉からのパラメータのモニターを取得するための一つのユニットを収容している。
【００３４】
保護室のキャビネット１０ａと１０ｂの処理ユニットが、原子炉炉心動作をモニターできるようにするための種々のパラメータを利用可能にする。これについては明細書の最後に説明する。動作パラメータは、原子炉炉心の正常動作に対応する範囲内かまたは外にあるかどうかを決定するために、このパラメータが限定値と比較される。
【００３５】
キャビネット１０ａと１０ｂの処理ユニットおよび取得ユニットが原子炉の制御室１２の内部で、表示パネルまたはスクリーン１３に接続され、制限値を動作パラメータが越えることによって警告が発せられ、また動作中にパラメータを利用可能にするとともに、原子炉のモニターを表示できるようになっている。
【００３６】
図２からわかるように、自己出力型中性子検出器ロッド９は、接続要素１４を介して信号調整ユニット１５に接続されている。発電プラントは４個の接続要素１４を有し、それぞれ４個の測定チャネル７の自己出力中性子検出器に接続されている。
【００３７】
自己出力型中性子検出器９の各接続要素１４は、測定線と制御線によって自己出力中性子検出器の一つに接続されている。有効な測定信号が、対応する調整ユニット１５内で測定線と制御線によってもたらされた信号の減算によって得られる。測定信号が対応する調整ユニット１５内で、アナログ・フィルタ１６に伝送される。このフィルタが信号をフィルタして、信号をデジタル化するためにアナログ／デジタル変換器１７に伝送される。デジタル化信号がそれ自体ユニット１８に伝送され、フラックス測定のオンライン処理を実行できるようにする。
【００３８】
これによって、原子炉の炉心内部の中性子束とガンマ放射が課されたときに、自己出力型中性子検出器が次なる三つの要素を生成する：
応答信号の二つの要素が電子発生プロセスによるものであり、従って放射線ベータ崩壊によって電流が発生され、ロジウム自己出力中性子検出器におけるプロセスの一つは６０秒の半減期を有し、他のプロセスは約４分の半減期を有している。
【００３９】
中性子捕獲から、また炉心から来るガンマ線による放射から得られたガンマ線の二次放射によるコンプトン効果による電子発生プロセス、自己出力型中性子検出器の反応時間、すなわち、電子の形成による電流の発生が極めて短く、実質的には瞬時である。
【００４０】
電子放出、従って自己出力型中性子検出器によって受けられた中性子束の関数とし発生された電流が発生される伝達関数は知られている。コンプトン効果による要素を、どのようにして発生された電流から分離するかは知られている。従って、伝達関数の逆関数またはある他の数学的プロセスを使用することによって、急速（高速）要素によってのみ発生された電流から中性子束を決定することが可能である。調整ユニット１５の一部である電子処理ユニット１８内で実行される手続きは自己出力型中性子検出器の応答を許容して中性子束の決定をスピードアップさせる。
【００４１】
オンライン・インバージョンと呼ばれるこの処理は、自己出力型中性子検出器の応答時間を、約２分の時間から約数秒の時間に短縮することができる。
【００４２】
オンライン処理された電流信号が保護室のキャビネット１０ａと１０ｂに固定された処理ユニット１９ａと１９ｂに伝送される。
【００４３】
二つの同様のキャビネット１０ａと１０ｂおよびパラメータ獲得ユニット２０ａまたは２０ｂの使用は、処理ユニットと獲得ユニットの一つが利用できなくなったときに、モニター・プラントの安全性の増大を可能にする。
【００４４】
図３に関して後述するように、中性子束測定値からのデジタル化信号が処理ユニットにおいて、炉心を通して分布されたポイントにおける一連のフラックス値の形態にある炉心中の中性子束バルク（全体的）分布を決定するために考慮される。例えば、各燃料集合体の機器チャネルに沿って分布されたＮ個のポイントにおいて１９３個の燃料集合体を含む炉心の場合、すなわち、１９３ｘＮ個のポイントとなる。Ｎは所望の精度に基づいて決定される。
【００４５】
炉心内のフラックスないし出力分布から、処理ユニットは原子炉の炉心の動作パラメータ、特に次のように規定されたパラメータが決定される：
Ｐlin：線出力密度、すなわち、炉心の燃料要素の単位長さ当りの出力、
ＣＨＲまたはＤＮＢ比：限界沸騰状態に関連する燃料要素のための熱交換条件の差を規定する限界加熱比、
ＰＩax：炉心中の軸方向出力不均衡、
ＰＩaz：炉心中の包囲出力不均衡、
ＮＲＭ：負の反応度マージン。
【００４６】
炉心動作パラメータが、原子炉の設計中に規定された制限値と比較される。この比較がマージンを制限値に関して規定できるようにし、規定値を越える場合は警告信号を発生して原子炉の制御室１２内の表示手段１３に伝送する。
【００４７】
種々の計算パラメータ、フラックス分布または計算されたマージンをも制御室１２内の一つのまたは数個のスクリーン１３に永久的に表示することができる。
【００４８】
本発明によるプロセスは、固定された距離で配置されたより数の少ない検出器を使用することによって特徴付けられ、これらの検出器は中性子測定を実行するためのもの、および炉心内のフラックスおよび主力分布を決定するためのものである。
【００４９】
例えば、図示された実施例の場合、炉心の高さに渡って配備された各々８個の自己出力中性子検出器１６個の検出器は、１９３個の燃料集合体を収容している原子炉の炉心内のフラックスと出力分布を決定するのに使用される。
【００５０】
１９３個の燃料集合体を収容している炉心の場合において、原子炉炉心内に周期的に導入されるモービル・プローブを使用する図１に示した機器のような炉内モービル機器の使用は、公知である。この機器は標準機器として作用する。本発明のフレームワーク内で、４２個のチャネルのみがモービル機器のために使用される。
【００５１】
５８個の検出器が炉心内に永久的に収容され、また、原子炉をモニターするのに使用される炉内機器の場合、炉心内のフラックスと電力分布およびマージンと警告信号、さらに種々の処理パラメータを得るための処理時間は数分台となる。この種の処理時間はモニターを満足のいくように実行するためにはずいぶんと長い。
【００５２】
本発明によるモニター処理および装置の場合において、炉心内部に分配された１６個のみの検出器が使用され、またこの場合において、処理時間は３０秒に近い。従って、原子炉炉心動作のずっと効果的なモニターが実行できる。さらに、固定検出器から炉心内のある一定点におけるフラックス値の周期的な正確な読取りを考慮した処理ユニット内の適切なソフトが、原子炉炉心内の瞬時的フラックスと出力分布を極めて正確に決定することができる。従って、処理ユニットによって提供された炉心動作パラメータの値は、炉心の瞬時状態を全体的に表すことになる。
【００５３】
フラックス分布の算出は、数のより少ない測定検出器を適用した中性子計算ソフト（またはコード）を使用して実行される。
【００５４】
得られた炉心動作パラメータの一つの値または複数のパラメータにつながる測定と計算の周期は、３０秒に近くなる。
【００５５】
本発明による処理の実行に使用できる測定検出器の最大数は、燃料集合体の数の１５％近くに決定することができる。換言すると、２００個に近い燃料集合体を含む炉心につき、炉心内の固定位置中にあるフラックス測定値検出器の最大数は３０である。
【００５６】
図２からわかるように、処理ユニット１９ａと１９ｂ内で実行される計算の結果は線２１を介して、ターム・コントロールブロックによって示された原子力発電所の一般制御システムに伝送される。
【００５７】
獲得ユニット２０ａと２０ｂは、原子力発電所の電力ユニット・プラントから発せられたコールド・パラメータであるいくつかのパラメータの瞬時値を受信し、制御室に伝送することができる。
【００５８】
デジタル可変変換ユニット（ＤＶＴＵ）と呼ばれるユニット２２が、原子炉の一次回路ループ内の温度および圧力、またサーモハイドロリック（熱水力学）条件によって規定された電力レベルのようなデータを獲得ユニットに伝送することができる。
【００５９】
ロッド位置処理ロジック（ＲＰＰＬ）と呼ばれるユニット２３が、種々のロッド・クラスタ制御集合体の位置に関する原子炉の反応度パラメータを獲得ユニットに伝送することができる。
【００６０】
ＲＰＮユニットまたは炉心機器ユニットと呼ばれるユニット２４が、平均炉心中性子出力の値を提供することができる。
【００６１】
測定ユニット（ＫＲＧユニット）が、炉心出力温度値を提供できる。最後に、ユニット２６は原子炉の冷却水のホウ素含有量を測定するためのユニットを含んでいる。
【００６２】
処理ユニット（またはコンピュータ）内での、電力ユニット・プラントから発せられるパラメータの処理については、図３に関して次に説明する。
【００６３】
フラックス測定値だけでなく、電力ユニット・プラントから発せられたパラメータと獲得ユニットおよび処理ユニットからの動作パラメータがプリンタ２８に接続されたローカル・アーカイブ・システム（ＬＡＳ）２７に伝送される。
【００６４】
図３はオンライン計算の実行が許容される３次元中性子モデル３０を示すブロック図である。すなわち、原子炉の炉心内の中性子束分布の原子炉の実際のサイト上の瞬時計算と、上述したＰlin，ＣＨＲまたはＤＮＢ比、ＰＩax，ＰＩazおよびＮＲＭパラメータのような炉心動作パラメータである。
【００６５】
３次元中性子モデル３０が、原子炉サイト上のコンピュータ内に設置されたソフトの形態で使用され、原子炉炉心１の容積全体に分布された種々のポイントにおける一組の中性子束の値の形態で、炉心内のバルク中性子分布の決定を許容する。
【００６６】
例えば、並んで配置された１９３個の燃料集合体から構成された炉心を有する原子炉につき、中性子束の計算は、原子炉炉心の高さに均等に分布された各燃料集合体の中央機器管の８ポイントで実行される。
【００６７】
従って、原子炉炉心内の中性子束のバルク分布は一連の１９３ｘＮ個の中性子フラックス値からなり、各一つが原子炉炉心内の一つのポイントの位置に関連しており、Ｎは必要とする精度に基づいて選択される。
【００６８】
炉心内に分布された１９３ｘＮポイントの内、本発明のモニター・プロセスのフレームワーク内に使用される一組のプローブを形成する中性子束測定プローブのある位置に対応している１６ｘ８ポイントが配備されている。対応する位置が計装位置として示され、１９３ｘＮ−１６ｘ８の残りの位置が非計装位置として示される。
【００６９】
中性子束の計算を実行するのに使用される中性子モデル３０にあるコンピュータが、原子炉電力ユニット・プラントから発せられるパラメータ入力をデータとして獲得ユニット２０ａと２０ｂを介して入力モデル３１で受信する。
【００７０】
上述した電力ユニット・プラントから発せられる種々のパラメータは、このパラメータを獲得ユニット２０ａと２０ｂに供給できるように測定ユニットと処理ユニットの参照番号２２、２３、２４、２５および２６によって表される。
【００７１】
炉心内のどのポイントにおける中性子束計算コードに基づいて、中性子モデル３０がモジュール３０’において、炉心内の同位体濃縮および炉心内のキセノン濃度に関係する核燃料特性のようなパラメータを規定する計算コードに入力されることによってパラメータ化される。
【００７２】
図３の参照番号３２で示したように計算された中性子束値が、１６ｘ８の各機器設定位置において計算されたフラックス値を選択するためにユニット３３に伝送される。
【００７３】
ユニット３３によって選択された値が比較モジュール３５に伝送され、このモジュールはまた自己出力型中性子検出器によって実行され、対応する調整ユニット内でフォーマット化された中性子束測定値を受信する。
【００７４】
中性子束測定信号のための獲得・調整ユニット全体がモジュール３４として示される。
【００７５】
１６ｘ８個の測定中性子束の値が、比較モジュール３５内で１６ｘ８個の計算値と比較され、計算値と測定値間の差が機器位置全てについて計算される。
【００７６】
計算された差の形態にある比較の結果が、３次元中性子モデル３０に基づく計算コードを使用するコンピュータに線３５ａを介して伝送される。
【００７７】
差を処理するために二つのモードを使用することができる。
【００７８】
第１処理モードにおいて、各計装位置につき計算された差が、コンピュータによって処理され、各非計装位置における差の対応する値が外挿手続によって決定される。
【００７９】
計装位置または非計装位置に対応する炉心を通して分布された一組のポイントにつき、前記差の値が代数的に電力ユニット・プラントから発せられたパラメータに基づいて計算によって得られたフラックス値に加算されて、炉心内の全てのポイントにおけるフラックス分布の測定値を得ることができる。
【００８０】
これらの測定値から、上述した少なくとも一つの動作パラメータがモジュール３６内で計算される。動作パラメータは線３６ａを介して比較ユニット３７に伝送され、モニターされたパラメータの値と設定値間に大きな差があれば、警報装置３８に対して制御信号が伝送される。
【００８１】
第２処理モードによれば、差の値がモジュール３０’に伝送され、計装位置に対応する全てのポイントにおける測定値と計算値間の差が最小になるように計算コードの規定パラメータを修正する。
【００８２】
計算コードの規定パラメータが修正されるような決定が、計装位置における中性子束値を決定するのに連続動作が必要であり、他方で計算コードの規定パラメータを変化させ、さらに、測定値に関する差を最小にする修正が決定される。
【００８３】
このようにして、計算コードがリセットされる。
【００８４】
最終的に、炉心内部の瞬時中性子束分布の第２オンライン計算が、電力ユニット・プラントから発せられるパラメータによって、修正された規定パラメータを含む中性子束計算コードを使用して実行される。
【００８５】
この瞬時中性子束分布から、炉心動作パラメータの値が決定されるとともに、線３６ａを介して比較ユニット３７に伝送される。前述したように、いずれの制限値も超えることがあれば、警告が発せられる。
【００８６】
電力ユニット・プラントから発せられるパラメータが得られ、比較的短い時間、約２秒でコンピュータに伝送される。
【００８７】
中性子束のバルク分布を形成する炉心の種々のポイントにおける中性子束の値が、約３０秒毎に計算される。中性子束のバルク分布のより正確な瞬時値を得るために、電力ユニット・プラントから発せられるパラメータのほぼ瞬時値、すなわち、約２秒毎に使用して、原子炉炉心内の瞬時中性子束のバルク分布を表す中性子束の値を再計算することが可能である。このために、計算コードが簡単な方法で使用して、電力ユニット・プラントから発せられたパラメータの瞬時値から計算された最終のバルク分布の中性子束の値を修正する。この方法において、指令された原子炉出力に減じることができるように警告を発するために迅速な応答を得ることが可能である。
【００８８】
出力を０に減じるために原子炉の緊急停止の結果となる原子炉の保護は、原子炉ベッセル外部に配備された６セクション多段炉外チェンバーからなる保護システムによって保証される。
【００８９】
この保護システムはＲＩＣ機器システムを用いて月に一度校正される。
【００９０】
本発明は、説明した実施例に厳密に限定するのもではない。
【００９１】
従って、１６個以外の多数の検出器を使用することが可能であり、また、普通燃料集合体の数の約１５％より少ない複数の検出器を使用して出力分布と炉心動作パラメータを決定することができる。
【００９２】
ロジウムをベースとする材料で作られた放射器からなる自己出力型中性子検出器の代わりに、コバルトをベースとするか、または他の材料で作られた放射器からなる自己出力型中性子検出器を使用することもできる。
【００９３】
遅い壊変プロセスからくる電流の吸収を保証するとともに、急速プロセスからくる電流を提供するだけの自己出力型中性子検出器を使用することも可能である。この種の自己出力型中性子検出器は、オンライン測定ユニットの使用を回避することができることを意味する。
【００９４】
炉心動作パラメータまたは得られた複数のパラメータにつながる測定および計算の頻度は、本発明の枠内で１分より短い値に設定することができる。
【００９５】
本発明によるプロセスおよび装置は、燃料集合体によって形成された炉心からなるどの原子炉のモニターにも適用可能である。この集合体には内部フラックス測定機器を導入することが可能である。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明による原子炉をモニターするための手段だけでなく、原子炉の炉心および測定値の獲得と処理をするための手段の断面の概略斜視図。
【図２】原子炉をモニターするために使用された測定値の獲得と処理のための手段の概略図。
【図３】本発明によるモニター処理の機器を示すブロック図。
【符号の説明】
１…炉心
２…燃料集合体
３…チャネル
４…コンピュータ
５…コンピュータ室
６…安全格納室
７…中性子束測定チャネル
８…測定検出器
９…自己出力型中性子検出器
１０ａ，１０ｂ…キャビネット
１１…保護室
１２…制御室
１３…表示パネル

Claims (1)

1. 原子力発電所電力ユニットの原子炉の炉心（１）の少なくとも一つの動作パラメータをモニターする方法において、前記炉心（１）がその高さに渡って配置された複数の並置燃料集合体（２）を具備し、炉心（１）の燃料集合体（２）の少なくともいくつかに導入される中性子束を測定するための一組の自己出力型中性子束検出器（７、８）を使用し、各検出器が中性子束を測定する複数の中性子束測定プローブ（９）を備えており、この中性子束測定プローブが炉心の高さに渡って固定、配備されており、前記一組の中性子束検出器（８）の最大個数が炉心（１）の燃料集合体（２）の数の１５％に等しく、原子炉の動作中、特定時間インターバルにおいて、
   中性子束のバルク分布が、前記一組の中性子束検出器（７、８）を使用して、測定され、
   中性子束計算コードを使用して、一組の中性子束検出器によって提供された前記中性子束のバルク分布の測定値から、炉心全体に分布されたポイントにおける一組の中性子束値の形態で全炉心（１）に渡る瞬時中性子束分布を得、
   少なくとも一つの炉心動作パラメータが瞬時中性子束分布から計算され、
   少なくとも一つの動作パラメータが設定範囲外にある場合に警告が発生され、
   前記中性子束検出器（８）の中性子束測定プローブ（９）によって提供される電流の形態の測定信号から、オンラインでの処理によって、各信号につきコンプトン効果に起因する電気信号を分離し、且つこの分離された電流信号に、中性子束の関数として発生される電流を決定する伝達関数の逆関数を使用して、中性子束値を決定することを特徴とし、
   全炉心（１）に渡る前記瞬時中性子束分布を得る段階が：
   中性子束測定プローブが位置している一組の計装位置からなる炉心（１）全体に渡って分布する種々のポイントにおける一組の中性子束値の形態で、炉心（１）内部の１回目の瞬時中性子分布の計算が、中性子束計算コードを使用して電力ユニット・プラントから発生された動作パラメータから実行され、
   測定によって得られた中性子束値と電力ユニット・プラントから発生された動作パラメータから計算された対応する値との間の差が、全ての計装位置につき計算され、
   計算された差が、中性子束計算コードの規定パラメータを修正するのに使用され、
   炉心（１）内部の第２回目の瞬時中性子束分布の計算が、修正された規定パラメータを含む中性子束計算コードを使用して、電力ユニット・プラントから発生される動作パラメータから、原子炉サイト上で、実行されることを含むことを特徴とする原子炉の炉心（１）の少なくとも一つの動作パラメータをモニターする方法。

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