JP6012610B2

JP6012610B2 - 自己較正を行う、高精度、長寿命のロジウム−バナジウム二重エミッタ原子炉内検出器

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Publication number: JP6012610B2
Application number: JP2013533865A
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Inventors: ヴァードン・ディー・ホラディ; リチャード・シー・ディヴェニー; アレクサンダー・ワイ・チェン; ジョン・ウェスリー・デーヴィス; ウェスリー・ディー・スタルツ
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Description

本発明は、原子炉用の自己出力型炉内中性子検出器に関する。具体的には、本発明は、第１の自己出力型炉内中性子検出器を、運転中の原子炉の炉心内で較正基準として使用される第２の自己出力型炉内中性子検出器により較正する方法および装置を提供する。

一般に、商用原子炉内の炉心出力分布を測定するために、自己出力型炉内中性子検出器が使用され、したがって、検出器は、炉心出力に直接関連する中性子束の直接指標を提供することが知られている。典型的には、自己出力型炉内中性子検出器は、原子炉炉心内の固定位置に配置され、原子炉燃料交換作業中にのみ交換される。固定された検出器は、全運転サイクル中に同じ軸方向位置の同じ燃料集合体位置にとどまる。すなわち、検出器は、燃料集合体の炉心への装荷後、関連する燃料集合体の計装管に挿入され、燃料集合体が炉心内に再配置される前に、計装管から取り除かれる。

炉内中性子検出器、すなわち原子炉の炉心内に配置された検出器は、原子炉オペレータが原子炉炉心状態を監視し、炉外検出器、すなわち原子炉の炉心外に配置された検出器よりも高精度で原子炉炉心出力分布を計算し、継続的に観測するのを可能にする。それは、熱的限界に対するマージンの増加をもたらし、より高い許容出力レベル、ピーキング係数、追加的な運転スペース、および／または燃料管理のフレキシビリティの増大を提供する。

自己出力型炉内中性子検出器は、〔特許文献１〕に開示されている。自己出力型炉内中性子検出器は、中性子照射の結果として電子を放出する導体または半導体材料から形成されたエミッタ、中性子束に曝露される際にエミッタと比較して電子をほとんど生成しないコレクタ、およびエミッタとコレクタとの間のインシュレータを有する。インシュレータの電気的特性は、延長された期間にわたり、強い照射場に曝露される際にほぼ変化しないままであるのが好ましい。検出器からの信号は、検出器による中性子の吸収率に正比例することが報告されている。

〔特許文献１〕の表１に報告されているように、エミッタとして機能することができる既知の材料には、ロジウム、バナジウム、アルミニウム、銀、カドミウム、ガドリニウム、コバルト、およびスカンジウムが含まれ、既知のコレクタ材料には、アルミニウム、マグネシウム、チタン、ニッケル、ステンレス鋼、ニッケルクロム合金、およびジルコニウムアルミニウム合金が含まれ、既知のインシュレータには、酸化アルミニウム、酸化ジルコニウム、酸化マグネシウム、およびシリコン酸化物が含まれる。

エミッタは、エミッタ原子の原子核による中性子捕獲の結果として電子を放出し、もたらされた活性原子核のベータ崩壊が続く。ここでのベータ崩壊は、捕獲物による、ベータ粒子すなわち電子の放出を伴う中性子から陽子への変換を含む。例えば、ロジウムエミッタでは、¹⁰³Rh原子核は、中性子を吸収し、それにより¹⁰⁴Rhに変換される。その際、¹⁰⁴Rhは、ベータ崩壊を受け、ガンマ線およびベータ線、すなわちガンマ線陽子および電子を放出する。活性化された電子の一部分は、エミッタを脱出し、検出器シース内に収集される。電子のわずかな部分は、中性子吸収後すぐに放出され、活性原子核の残りは、42秒の半減期でベータ崩壊を受ける。

検出器エミッタ信号は、典型的には、増幅され、デジタル化され、次いでバックグランド放射およびエミッタ燃焼効果を補正するために処理される。ロジウムエミッタでは、¹⁰³Rh原子核により中性子の吸収およびそれに続く¹⁰⁴Rh原子核のベータ崩壊により、原子核の原子番号が１つだけ増加する。したがって、原子核は、¹⁰⁴Pd(パラジウム104)原子核に変換され、それにより、追加の中性子を吸収させるためにエミッタに使用可能な¹⁰³Rhの量が減少する。その結果、エミッタにより生成される信号は、エミッタ燃焼の結果として使用と共に減少する。この減少率は、ロジウムなどのいくつかのエミッタではよく知られているが、他のエミッタでは比較的不確かである。

各捕獲放出事象が原子質量および原子番号の変化をもたらすとき、エミッタにより生成された信号およびエミッタの寿命は、エミッタ材料の中性子吸収断面積の関数である。したがって、自己出力型炉内中性子検出器のエミッタとして一般に使用されるロジウムは、バナジウムにより生成される信号の約１５倍となる信号を生成するが、〔特許文献１〕の4段26〜32行および表２に見出すことができるように、バナジウムの寿命に比べて大幅に短い寿命を有する。

〔特許文献２〕は、ユニット型構造として接合された、中性子束を測定するための複数センサ放射線検出システムを開示している。システムの接合されたユニット型構造は、放射線検出器プローブとして原子炉に取外し可能に挿入するために電気的に並列に接続された、自己出力型検出器、および核分裂電離箱を含む。検出システムは、負荷インピーダンスに接続されるとき、自己出力型検出器だけから中性子束信号を提供する。検出システムは、負荷インピーダンスおよび電圧源に接続されるとき、その検出器からの中性子束信号が自己出力型検出器からの信号よりも大幅に大きいので、核分裂電離箱からの中性子束信号とほぼ同じである中性子束信号を提供する。自己出力型プローブは、上述の〔特許文献１〕に開示した自己出力型炉内中性子検出器の方式で機能する。ロジウムエミッタおよびバナジウムエミッタを含む自己出力型炉内中性子検出器が例示されるが、ロジウムエミッタおよびバナジウムエミッタを共に使用することは開示されていない。

〔特許文献３〕は、中性子検出器のエミッタ材料のガンマ線感度を補償する自己出力型中性子検出器を開示している。各検出器は、ガンマ線に対する異なる感度を有する２つのエミッタ材料を含み、エミッタ材料の一方または両方は、中性子束に対しても感度が高い。１つの構成では、第１のエミッタ材料は、中性子束およびガンマ線のどちらに対しても感度が高いエミッタを形成し、第２のエミッタ材料は、実際には中性子束に対して感度が低く、ガンマ線に対して感度が高いエミッタを形成し、２つのエミッタは、単一のコレクタのそばに含まれ、絶縁材料により分離される。ガンマ線からの任意の信号を補償するために、検出器内の２つのエミッタからの信号が使用される。第２の構成では、２つのエミッタ材料が単一のエミッタ内に形成され、両材料は、ガンマ線に対して感度が高いが、逆極性を有し、共に単一のエミッタを形成する。極性の差は、ガンマ線信号を補償する。単一の検出器に使用される２つのエミッタ材料の組合せには、ロジウム−バナジウムが含まれる。

〔特許文献４〕は、中性子検出器の対のアレイを開示しており、各対は、中性子束の変化にほぼすぐ応答する即時応答検出器、および中性子束の変化に続く期間後に平衡に達するだけである遅延応答中性子検出器を有する。検出器の対は、原子炉炉心の有効燃料高さに軸方向に沿って離間する。遅延応答検出器は、典型的には、有用な信号を提供するのに少なくとも約１分必要とするので、遅延応答中性子検出器は、原子炉制御または安全チャネルに使用することができず、発電モード中の出力分布および出力変化の履歴を提供することに限定される。開示された対では、より正確な遅延応答検出器は、より不正確な即時応答検出器に、ほぼ継続的な中性子束較正を提供する。開示された検出器対は、即時応答ハフニウム検出器と対となる遅延応答ロジウム検出器を有する。〔特許文献４〕によれば、ロジウムは、上述の中性子活性化の１つのモードのみを有し、減耗(depletion)補正を正確に行うことを可能にするのに十分緩やかに減耗し、その結果、定常状態条件のもとで、即時応答ハフニウム検出器からの信号は、対となるロジウム検出器信号から抽出された出力を使用して容易に較正することができる。

〔特許文献５〕は、いくつかの独立した比較的短いロジウム検出器、およびバナジウムベースの単一の全長型検出器からなる検出器構成部のマーケティングを開示している。バナジウムの中性子吸収断面積は、2200m/secで4.5バーンと報告されており、ロジウムの156バーンに対して低いが無視できない大きさとなっている。しかし、報告によれば、比較的質量が大きいバナジウムエミッタは、使用可能な信号を生成するが、核変換から生じる極めて緩やかな減耗を受ける。〔特許文献５〕によれば、原理上、中性子に誘発された核変換によりロジウム検出器の減耗率を追跡するために、個々のロジウム検出器区域により生成された信号を比較する基準として長いバナジウム検出器からの出力信号を使用することが可能となろう。しかし、単一の長いバナジウム検出器の出力信号は、複雑で時間変化する軸方向出力分布の空間積分のみを特徴付ける。したがって、この特許は、個々のロジウム検出器信号を長いバナジウム検出器からの信号に関連付けることは、困難であることを開示している。

その代わりに、〔特許文献５〕は、同じ組立体内の空間的に合同な対応する長さのバナジウム検出器区域と共に原子炉組立体内に軸方向に分布したプラチナ検出器区域を使用することを開示している。バナジウム検出器は、プラチナ検出器信号を較正するために使用され、プラチナ検出器応答信号から崩壊生成物のガンマ線束影響を除外する。あるいは、全長型プラチナ検出器は、全長型バナジウム検出器と対となり、原子炉内の短いガンマ線感応プラチナ区域に必要な補償を特定するのに空間的に合同な全長型バナジウム検出器に対して全長型プラチナ検出器を較正する。

〔特許文献６〕は、１組の随伴バナジウム検出器を伴う均等な長さのガンマ線エネルギー検出器の、核燃料集合体の軸方向の間隔に沿った先行技術配置と、随伴バナジウム検出器を伴う核燃料集合体の軸方向長さの下部の均等な長さにおけるコバルト検出器の配置とを開示している。

〔特許文献７〕バナジウム中性子感応検出器素子、およびプラチナであるのが好ましいガンマ線感応検出器素子を有する自己出力型固定炉内検出器を開示している。中性子感応バナジウムエミッタ素子は、小さい中性子吸収断面積を有し、有効燃料領域の長さを拡張し、全長型原子炉出力を表す全長型信号を生成する。ガンマ線感応検出器素子には、いくつかの平行ガンマ線感応エミッタ素子、すなわちプラチナが好ましいが代替的にはジルコニウム、セリウム、タンタル、またはオスミウムの素子が含まれ、活性燃料領域の軸方向領域を画定し、配分信号を生成するために中性子感応エミッタ素子とのオーバーラップを順次増大させることを可能にする。炉心の軸方向領域のそれぞれに起因する中性子感応エミッタ素子により生成される全長型信号の一部分は、ガンマ線感応素子により生成される配分信号の比率から特定される。配分信号の比率は、核分裂生成物からの遅延ガンマ線の影響を低減し、報告によれば、過渡応答は、ガンマ線感応エミッタ素子により生成される配分信号のその成分をフィルタリングすることにより、さらに改善される。

米国特許第3,375,370号明細書米国特許第3,879,612号明細書米国特許第3,904,881号明細書米国特許第4,426,352号明細書米国特許第5,251,242号明細書米国特許出願公開第2006/0165209号国際公開WO97/13162 号公報

原子炉運転中に極めて短い寿命を有する、大きい中性子吸収断面積の自己出力型炉内中性子検出器により、長寿命の小さい中性子吸収断面積の自己出力型炉内中性子検出器を較正することを可能にし、その結果、エミッタ材料の減耗のために短寿命の検出器が有効でなくなった後、長寿命の自己出力型炉内中性子検出器を使用することができる、既知の先行技術は存在しない。

本発明は、原子炉炉心内の自己出力型中性子検出器の対を長期間使用するために第２の自己出力型中性子検出器を用いて第１の自己出力型中性子検出器を較正するための方法および装置に関する。当業者には理解されるように、自己出力型中性子検出器の寿命は、いくつかの因子、主に中性子検出器の全照射曝露量の関数である。その結果、中性子検出器の寿命は、中性子検出器の炉心内の場所および軸方向位置に応じて大幅に異なる可能性がある。したがって、炉心の比較的高い中性子束区域に配置された自己出力型中性子検出器は、単一の運転サイクルのみの寿命を有することができる。それと対照的に、炉心の比較的低い中性子束区域に配置された自己出力型中性子検出器は、複数の運転サイクルの寿命を有することができる。

本発明の方法は、原子炉内で自己出力型中性子検出器の少なくとも１対を中性子束に曝露するステップにして、前記対の自己出力型中性子検出器のそれぞれが、同じ中性子束に比例する信号を生成する、当該暴露するステップを含む。自己出力型中性子検出器の対は、第１の自己出力型中性子検出器および第２の自己出力型中性子検出器を含む。前記対の第１および第２の自己出力型中性子検出器は、エミッタおよびコレクタを含む。各対の第１の自己出力型中性子検出器のエミッタは、第１のエミッタ材料を含み、各対の第２の自己出力型中性子検出器のエミッタは、第２のエミッタ材料を含み、第２のエミッタ材料は、第１のエミッタ材料の中性子吸収断面積よりも大きい中性子吸収断面積を有する。

本発明の方法では、原子炉炉心内で第１および第２の自己出力型中性子検出器のそれぞれの同じ中性子束に対する応答が、データ取得システムを使用して同時に測定され、中性子束に応答して前記対の第１の自己出力型中性子検出器により生成された信号が、所与のエミッタ減耗に関する、第１のエミッタ材料の熱中性子感度を特定するのに十分な期間にわたり、中性子束に応答して前記対の第２の自己出力型中性子検出器により生成された信号を用いて較正される。

第１の自己出力型中性子検出器のエミッタはバナジウムを含み、第２の自己出力型中性子検出器のエミッタはロジウムを含むのが好ましい。ロジウム自己出力型中性子検出器のロジウムが大幅に減耗するまで、原子炉炉心内の中性子束は、ロジウム自己出力型中性子検出器を用いて監視され、次いで、中性子束は、較正済みのバナジウム自己出力型中性子検出器を用いて監視されるのが好ましい。較正済みのバナジウム自己出力型中性子検出器による中性子束の監視は、ロジウム検出器の感度が約68パーセントだけ減耗したときに開始するのが好ましい。すなわち、中性子に対するロジウム検出器の感度は、検出器のロジウムが減耗することにより、照射前の検出器の感度の約32パーセントまで低減された。しかし、較正済みのバナジウム自己出力型中性子検出器による中性子束の監視は、ロジウム検出器の感度が約80パーセントだけ減耗するまで遅らせることができることがわかった。

自己出力型中性子検出器の感度減耗は、典型的には、検出器の材料減耗と同じでないことに留意されたい。例えば、ロジウム検出器の68パーセント感度減耗は、典型的には、検出器のロジウムの約80パーセント減耗に相当する。

中性子束の監視が、第２の自己出力型中性子検出器から較正済みの第１の自己出力型中性子検出器に切り換えられると、その際、減耗した第２の自己出力型中性子検出器の応答は、較正済みの第１の自己出力型中性子検出器の応答を用いて較正することができる。

本発明の装置は、自己出力型中性子検出器の少なくとも１対を含み、各自己出力型中性子検出器は、中性子束に曝露される際に中性子束に比例する信号を生成する。前記対は、第１の自己出力型中性子検出器および第２の自己出力型中性子検出器を含み、前記対の第１および第２の自己出力型中性子検出器のそれぞれは、エミッタおよびコレクタを含む。各対の第１の自己出力型中性子検出器のエミッタは、第１のエミッタ材料を含み、各対の第２の自己出力型中性子検出器のエミッタは、第２のエミッタ材料を含み、第２のエミッタ材料は、第１のエミッタ材料の中性子吸収断面積よりも大きい中性子吸収断面積を有する。前記対の第１および第２の自己出力型中性子検出器は、同じ中性子束場に曝露されるように、原子炉内に配置されている。第２の自己出力型中性子検出器は、中性子束に曝露される際に前記対の第１の自己出力型中性子検出器に較正信号を提供する。第１のエミッタ材料はバナジウムであり、第２のエミッタ材料はロジウムであるのが好ましい。

本発明の装置を示す図である。複数の検出器を含む、本発明の検出器組立体を示す図である。図２に示す検出器組立体の3-3における断面図である。本発明に有用な自己出力型中性子検出器を示す図である。図4に示す自己出力型中性子検出器の5-5における断面図である。図4に示す自己出力型中性子検出器の6-6における断面図である。核燃料集合体の計装管内に配置されるように、外側シース内に配置された自己出力型中性子検出器の対を示す図である。ロジウム自己出力型中性子検出器における消費電荷に対する規格化された感度のプロット点を示す図である。ロジウム自己出力型中性子検出器におけるエミッタ減耗に対する規格化された感度のプロット点を示す図である。

本発明は、運転中原子炉の炉内で第２の自己出力型炉内中性子検出器からの信号を使用して第１の自己出力型炉内中性子検出器からの信号が較正され、したがって、第２の炉内中性子検出器が較正基準として使用される、方法および装置に関する。原子炉は、加圧水型原子炉(PWR)または沸騰水型原子炉(BWR)などの軽水炉であるのが好ましい。

本発明に使用する自己出力型中性子検出器は、上記〔特許文献１〕に開示されたタイプの自己出力型中性子検出器であるのが好ましい。そうした自己出力型炉内中性子検出器は、中性子照射の結果として電子を放出する、導体または半導体材料から形成されたエミッタ、中性子束に曝露される際にエミッタと比較して電子をほとんど生成しないコレクタ、およびエミッタとコレクタとの間のインシュレータを有し、インシュレータの電気的特性は、延長された期間にわたり、強い照射場に曝露される際にほぼ変化しないままであるのが好ましい。当業者には理解されるように、中性子束は、単位時間当りに各中性子検出器の表面上の所与の領域を横切る中性子の数の指標である。エミッタ材料は、ロジウムまたはバナジウムであることが最も好ましく、基準検出器として使用される各ロジウム自己出力型中性子検出器は、典型的には、本発明において較正されるバナジウム自己出力型中性子検出器と対になる。

エミッタ内のロジウムおよびバナジウムの純度は、極めて高く、99%よりも大きいことが最も好ましい。有用な絶縁材料は、当技術分野で知られており、10GΩ(100億オーム)よりも大きい抵抗値を有するのが好ましい。酸化アルミニウムは、特に有用で効果的であることがわかった。上述のように、既知のコレクタ材料には、アルミニウム、マグネシウム、チタン、ニッケル、ステンレス鋼、ニッケルクロム合金、およびジルコニウムアルミニウム合金が含まれる。コレクタ材料は、Special Metals Corporationから入手可能なINCONEL(登録商標)600などのニッケルベースの材料であるのが好ましい。INCONEL(登録商標)600は、72パーセントのニッケル、14〜17パーセントのクロム、6.0〜10パーセントの鉄、1パーセントのマンガン、0.5パーセントの銅、0.5パーセントのシリコン、0.15パーセントの炭素、0.015パーセントの硫黄を含む合金である。検出器組立体のバンドル配置を維持し、検出器を軸方向に配置するためにスペーサとして機能する、検出器組立体内に配置されるフィラー線、および検出器信号をエミッタからデータ取得システムへ伝達するためにエミッタに接続されるリード線は、INCONEL(登録商標)600などのニッケルベースの合金であることが好ましい、コレクタと同じ材料から形成されるのが好ましい。

典型的には、本発明に有用なロジウム検出器は、0.054〜0.062インチ(0.062インチが好ましい)の外径と、0.012インチの絶縁部厚さ、すなわちエミッタとコレクタの内側表面との間の距離と、0.018インチのロジウムエミッタ直径とを有し、全体の直径の残りはコレクタの厚さである。リード線直径は、約0.009インチである。典型的なバナジウム検出器は、約0.0560〜約0.0824インチの外径と、0.0200〜0.0384インチのバナジウムエミッタ直径(バナジウムエミッタの好ましい直径は0.0384インチである)と、ロジウム検出器のものとほぼ同じ絶縁部厚さ、コレクタの厚さ、およびリード線の直径とを有する。ロジウムおよびバナジウムの両検出器のコレクタの厚さは、典型的には、約0.006〜約0.010インチである。ロジウム検出器とバナジウム検出器との間の距離は、約0.15〜0.30インチであることが好ましく、典型的には、検出器組立体を収容するための、燃料集合体の案内管および計装案内管のサイズ、ならびに使用される検出器の数に依存する。

本発明は、本明細書にロジウム／バナジウムの対に関して開示するが、本発明は、そうしたロジウム/バナジウムの対に限定されない。その代わりに、本発明は、中性子感応検出器と、検出器対の寿命を延長するための、そうした中性子感応検出器の相互較正とに関する。中性子感応検出器は、自己出力型中性子検出器であるのが好ましい。したがって、本発明は、保護システムに使用される検出器対などの、中性子感応検出器およびガンマ線感応検出器を含む検出器の対の一方を較正するための先行技術のシステムと本質的に異なる。

入手可能な中性子感応検出器には、信号の振幅、検出器の予想寿命、エミッタ応答の単純性、および純度を含む、そうした検出器の望ましい特性により、ロジウムおよびバナジウムが最も好ましい。それに加えて、現在、ロジウムは、減耗特性の詳細な情報が使用可能である唯一のエミッタ材料である。しかし、当業者には理解されるように、減耗特性の詳細な情報が他のエミッタ材料で使用可能になるとき、本発明は、ロジウムおよびバナジウム以外のエミッタ材料を使用して検出器に適用することができる。

第１および第２の自己出力型炉内中性子検出器は、原子炉炉心内で長期間使用するために対となる。本明細書に使用する、用語「長期間使用」は、原子炉炉心内の自己出力型炉内中性子検出器の位置により異なる。自己出力型中性子検出器の寿命は、いくつかの因子、主に中性子検出器の全照射曝露量の関数である。その結果、中性子検出器の寿命は、中性子検出器の炉心内の場所および軸方向位置に応じて大幅に異なる可能性がある。したがって、炉心の比較的高い中性子束区域に配置された自己出力型中性子検出器は、単一の運転サイクルのみの寿命を有することができる。それと対照的に、炉心の比較的低い中性子束区域に配置された自己出力型中性子検出器は、複数の運転サイクルの寿命を有することができる。したがって、炉心の比較的高い中性子束区域に曝露される検出器では、検出器の「長期間使用」は、追加的な単一の運転サイクルの長さとすることができるが、比較的低い中性子束に曝露される際はいくつかの追加的な運転サイクルの長さとすることができる。中性子束が原子炉炉心内の位置により異なることを当業者は理解するであろう。本発明の方法により、１対の中性子検出器の長期間使用は、複数の原子炉サイクルにわたるのが好ましい。

少なくとも１つの検出器対は、炉心の核燃料集合体内に配置されるのが好ましい。第２の検出器すなわち基準検出器のエミッタは、第１の検出器すなわち較正済みの検出器のエミッタよりも中性子捕獲に関するより大きい断面積を有する。したがって、エミッタ材料の減耗前の基準検出器の使用可能寿命は、較正済みの検出器の使用可能寿命よりも大幅に少ない。それに加えて、基準検出器の初期中性子検出応答は、較正済みの検出器の初期中性子検出信号よりも大幅に大きい。しかし、較正済みの検出器の寿命がより長くなるとき、較正済みの検出器のより低い中性子検出応答は、基準検出器の中性子検出応答よりも漸進的に変化し、その結果、最終的に、較正済みの検出器の中性子束に対する応答は、基準検出器の応答よりも大きくなる。

基準検出器のエミッタ材料はロジウムを含み、較正済みの検出器のエミッタ材料は、バナジウムを含むのが好ましい。しかし、検出器対の異なるエミッタ材料の中性子捕獲断面積に著しい差がある限り、本発明では、自己出力型中性子検出器の任意の組合せを使用することができ、その結果、較正済みの検出器の有効寿命は、基準検出器の有効寿命よりも長い。ロジウムに関するエミッタ燃焼度特性がよく知られているので、ロジウムは、基準検出器のエミッタの材料として好ましい。バナジウムの中性子捕獲および核変換がエミッタ材料の極めて遅い減耗をもたらすので、バナジウムは、較正済みの検出器のエミッタの材料として好ましい。

エミッタ材料が核変換されるとき、各対の基準検出器に対する中性子束応答が減少するので、その検出器の中性子束応答は、信頼性がより低くなる。しかし、基準検出器の感度が、大幅に、例えばロジウム検出器の約68〜約80パーセントに減耗するまで、第２の検出器は、十分に検出される。したがって、その際、較正済みの検出器は、より大きく減耗した基準検出器を較正するために使用され、それにより、双方向較正を提供することができる。

別の中性子感応検出器を用いた中性子感応検出器の較正は、使用量にしたがって検出器のエミッタ減耗の量のみに依存し、比較的直線的に進む。較正プロセスは、原子炉の運転中、ほぼ継続的に、すなわちその都度すぐに実行され、較正用の検出器に対する中性子束の影響の正確な履歴を提供する。

自己出力型中性子検出器は、以下のように較正されるのが好ましい。
自己出力型中性子検出器からの信号は、アンプ、および〔特許文献１〕に開示されたものなどの当技術分野でよく知られたタイプの信号捕捉回路を使用して増幅および測定される。ガンマ線放射により生成されたバックグランド信号が、プリアンプシステムを使用して差し引かれるのが好ましい。そうしたプリアンプも、当業者によく知られている。バックグランドが除外されるのが好ましい、ロジウム検出器からの測定信号は、最初に、ロジウムに関して知られている減耗補正相関を使用して、等価な新規のロジウム検出器において得られるであろう信号に対応する信号に変換される。消費電荷(クーロン)すなわちエミッタ材料の応答からの時間積分測定信号に対するロジウム自己出力型中性子検出器の感度の変化のプロット点、および材料減耗に対するロジウム自己出力型中性子検出器の感度の変化のプロット点を、それぞれ図８および９に示す。当業者には理解されるように、図８および9でプロットされた感度値は、検出器からの測定応答信号を検出器において測定された初期応答信号により除算したものに等しい無次元の比率である。同様に、図９にプロットした材料減耗値は、中性子捕獲後に核変換されたエミッタ材料の量を検出器のエミッタ材料の初期量で除算したものに等しい無次元の比率である。

次いで、減耗補正信号は、中性子コードシステムにより生成された変換係数に基づいて電力に変換される。現在、このためのほとんどの中性子システムは、例えば、AREVA NPから入手可能で、2007 San Francisco International LWR Fuel Performance Meetingで説明されたARCADIAコードシステムなどの、３次元(３D)炉心コードおよび２次元(２D)スペクトルコードを含む。３D炉心コードは、典型的には燃料組立体の半径方向の25または100パーセントとなる比率、および軸方向の数インチすなわち約3〜10インチを表す各ノードを含むノードにより注目する実際の炉心全体をシミュレートする。この３D炉心コードの各ノードの必要な特性は、２Dスペクトルコード、ならびに注目するノードを含む燃料集合体の半径方向切片に関する基礎的な物理学的および機械的なデータを含む無限格子モデルを使用して生成される。

好ましい較正プロセスでは、さらにバックグランドが除外された、バナジウム検出器からの測定信号は、同様に処理される。しかし、バナジウム検出器では、減耗補正相関は、まだ知られていない。較正プロセスの開始時に、使用可能な全電荷の推定値により設定された勾配の初期推定値を用いた、バナジウム検出器感度とバナジウム消費電荷との間の減耗補正相関では、典型的には、線形関係が仮定される。使用可能な全電荷の推定値は、新規のバナジウム検出器の予測応答速度および新規のバナジウム検出器からの測定信号を使用して得られる。次いで、結果として得られる電力は、ロジウム検出器からの測定信号を用いて生成された電力と比較される。次いで、これらの比較は、反復プロセスで、仮定された勾配を調整するために使用され、バナジウム検出器およびロジウム検出器により測定された信号から変換されて得られる電力をマッチングする。

長期間、例えば１つまたは２つの運転サイクルにわたりデータを蓄積した後、バナジウム検出器の減耗補正相関の関数形態は、線形形態からロジウム検出器の減耗補正相関の形態と同様の指数関数形態に変化するのが好ましく、したがって、形態は、検出器の物理学的挙動に基づいて、より理論的に補正される。いくつかの追加的なサイクルにわたって、そうした調整を続けることにより、ロジウム検出器の寿命の終りに達するまで、所望の指数関数形態を用いてバナジウム検出器の極めて正確な減耗補正相関が提供される。

中性子束への曝露から生じるエミッタの同位体数密度の変化の指標を提供することに加えて、検出器に対する中性子束の影響の正確な履歴は、中性子束への曝露により検出器応答が長期間にわたりどのように変化するかの指標も提供する。例えば、バナジウムエミッタが使用を続けられ、したがって、ある期間燃焼した後、バナジウム同位体数密度は、部分的に減耗し、バナジウム検出器内のベータ脱出確率も変化する。バナジウムの中性子吸収断面積が比較的小さく、その結果、バナジウムエミッタが緩やかに減耗するとき、バナジウムエミッタの予測寿命は、ロジウムエミッタの予測寿命よりも大幅に長い。バナジウムエミッタの予測寿命にわたって、検出器のバナジウムエミッタ内の全同位体数密度および数密度の分布、ならびに検出器の絶縁部内に発生した電位を含む、検出器の特性は、検出器が使用されるにつれて、さらに著しく変化する可能性がある。しかし、検出器に対する中性子束の影響の正確な履歴を用いれば、本発明の方法および装置は、延長された期間にわたり、好ましくはいくつかの運転サイクルにわたり、較正済みの検出器が中性子束に関する有効な信号を提供するのを可能にする、検出器の較正をもたらす。

ほとんどの先行技術のバナジウム自己出力型炉内中性子検出器と対照的に、本発明に有用なバナジウム検出器は、全長型ではない。各検出器対のバナジウム検出器の長さは、その対のロジウム検出器の長さとほぼ同じであり、すなわち典型的には約5〜15インチであるが、必要に応じて、より大きくするか、または１インチ未満の小ささとすることができる。したがって、原子炉の複雑で時間変化する軸方向出力分布の空間積分のみを特徴付けることができる単一の長いバナジウム検出器の出力信号に関する〔特許文献５〕号で持ち出された課題は、自動的に解決され、したがって、本発明では存在しない。

本発明では、それぞれロジウムおよびバナジウムである基準検出器および較正済みの検出器のどちらも、ガンマ線に起因するバックグランド信号のほとんどすべてを除外する二重リード線を有するのが好ましく、その場合、検出器は、ガンマ線により影響されない、中性子束に対する応答をもたらす。ガンマ線バックグランド信号は、プリアンプ回路を使用して検出器信号から差し引かれるのが好ましい。あるいは、ガンマ線バックグランド信号は、データ取得システム内のアルゴリズムを使用して検出器信号から差し引くことができる。

それに加えて、バナジウム検出器であるのが好ましい較正済みの検出器は、先行技術の全長型検出器よりも大幅に短いが、最大可能信号を提供するために、できる限り多くのエミッタ材料を提供する方式で準備される。

本発明は、バナジウム検出器などの較正済みの検出器の信号強度と寿命との間の関係を提供し、ロジウム検出器などの基準検出器の信号強度と寿命との間の既知の関係をより高いレベルのエミッタ焼損に拡張することを可能にする。すなわち、第１の検出器すなわち較正済みの検出器が、第２の検出器すなわち基準検出器の出力を使用して較正されると、減耗した基準検出器を再較正するために較正済みの検出器を使用することができ、基準検出器の有効寿命を延ばす。これは、双方向較正をもたらす。必要とされるすべてのことは、基準検出器が、ロジウム自己出力型中性子検出器に関する図８および９に示すものなどの既知のエミッタ減耗特性を有することである。

本発明による装置を図１に示す。図１は、炉内中性子束監視システム17が炉内計装タンク11および原子炉容器底部ヘッド42を通して炉心10にアクセスする、典型的な原子炉構成を示す。本発明は、炉内タンクの代わりに「シールテーブル(seal table)」を有するか、または炉内中性子束監視システムが原子炉容器底部ヘッド42の代わりに原子炉容器頂部ヘッド41を通して炉心にアクセスする、他の原子炉タイプに有用である。本発明は、これらの原子炉タイプのいずれにも適用可能であり、いずれにおいても機能する。

図１に示すように、炉内中性子束監視システム17は、原子炉運転中は固定され、継続的に炉心中性子束を測定する。中性子束測定値は、炉心10内の選択された場所に配置された検出器組立体12から得られる。

図２および３は、図４に示すタイプの自己出力型中性子検出器の複数の対を含む、本発明による検出器組立体構成を示す。図３に示す自己出力型中性子検出器の対25は、原子炉炉心監視の必要に応じて、炉心10内の様々な軸方向高さにおける中性子束を測定するために、検出器組立体12内の様々な軸方向位置に配置される。各検出器組立体12は、核燃料集合体の計装管に挿入される。図１に示すように、案内管14は、原子炉容器底部ヘッド42を通して燃料集合体(不図示)の底部から延び、炉内計装タンク11またはシールテーブルで完結する。図２に示すように、検出器組立体12は、シールを提供し、原子炉運転中に原子炉冷却水の喪失を防ぐために適当な構造の圧力境界フランジ16を含む。検出器組立体の外径は、検出器組立体を案内管および計装管に挿入することができるようにしなければならないことが当業者には理解されよう。

図２および図３に示す検出器組立体12は、図１に示す炉心10の有効燃料高さの全長に沿って軸方向に離間した、図４に示すいくつかの自己出力型中性子検出器15を含む。図３に示すように、検出器は、外側シース24内に配置されるのが好ましい。検出器は、管、ソリッドワイヤ、または中央に配置された熱電対であるのが好ましい中央部材23の周囲に配置されるのがより好ましい。外側シース24、および中央部材として使用される管またはソリッドワイヤに使用される材料は、コレクタに使用することができる材料のいずれかとなり、コレクタの材料と同じであるのが好ましい。図示するように、検出器組立体12は、ロジウム検出器15'およびバナジウム検出器15''を含む。自己出力型中性子検出器の各対25では、ロジウム検出器15'およびバナジウム検出器15''は、同じ検出器組立体12内に含まれ、同じ軸方向(垂直)レベルに配置され、自己出力型中性子検出器対25を作成する。図７に示すように、バナジウム検出器15''をその対となるロジウム検出器15'から横(横軸)方向に離間させて配置することにより、対となるロジウム検出器の出力を使用してバナジウム検出器の正確な較正が可能になり、高精度および長検出器寿命の組合せがもたらされる。いくつかの実施形態では、検出器組立体12内の検出器の総数および検出器組立体12のサイズ(直径)を低減するために、検出器組立体12の上部および下部のほとんどの軸方向位置は、それらの軸方向位置における中性子束が極めて低いという条件でロジウム自己出力型中性子検出器15'のみを含むことができ、その結果、それらの位置におけるロジウム検出器の焼損は、ロジウム検出器の有効寿命に達しないであろう。

図３に示すように、フィラー線22は、検出器組立体12の外側シース24内にバンドル構成物を維持し、検出器を軸方向に配置するためにスペーサとして機能するように検出器組立体内に配置される。図４に示すように、エミッタ31は、図３に示すタイプの自己出力型中性子検出器15内に配置され、検出器組立体12内に配置される。自己出力型中性子検出器15は、検出器コレクタ30として機能する外側シースを有し、自己出力型中性子検出器の中性子感応素子すなわちエミッタ31を取り囲む。エミッタ31は、ロジウムまたはバナジウムのいずれかであるのが好ましい。自己出力型中性子検出器15は、エミッタ31からの検出器信号を伝達する、エミッタ31に接続されたリード線21を有する。自己出力型中性子検出器15は、バックグランドガンマ線信号を伝達する、エミッタ31から絶縁されたリード線20も有する。両リード線20および21は、コレクタ30内に配置された、酸化アルミニウムなどのセラミック絶縁部32により取り囲まれる。図５および６は、図４に示す検出器15の詳細を断面図で示す。

原子炉内で中性子束に曝露されるとき、中性子は、自己出力型中性子検出器15'および15''のエミッタ31のエミッタ原子の原子核により吸収され、原子の原子核を核変換し、ベータ崩壊をもたらす。放射されたベータ線電子の少なくとも一部分は、コレクタ30により吸収され、検出器リード線21の電流を発生させる。同時に、典型的には、バックグランドガンマ線の結果としてリード線21に電流が発生する。エミッタ31から絶縁されたリード線20内にガンマ線信号も生成されるのが好ましい。リード線21内の信号からリード線20内のバックグランドガンマ線信号を差し引くことにより、中性子束に比例する信号は、自己出力型中性子検出器15'および15''から得られるのが好ましい。

自己出力型中性子検出器15'および15''は、いかなる所与の時間でもほぼ同じ中性子束に曝露される。したがって、いかなる所与の時間でも、自己出力型中性子検出器15'および15''により生成された信号のそれぞれは、中性子束に比例するが、基準検出器のエミッタと較正済みの検出器のエミッタとの特性の差のために異なる振幅を有する。基準検出器により生成された信号と較正済みの検出器により生成された信号との間の関係が決定され、較正済みの検出器の減耗特性を与え、その結果、較正済みの検出器を較正することができる。

本発明は、自己出力型中性子検出器の対25に関して上述した。しかし、各検出器組立体は、典型的には、検出器の２つが第１の対25を形成し、他の２つの検出器が第２の対25を形成する、少なくとも４つの検出器を含む。検出器組立体は、上述したように、検出器のうちの10個が５つの対25を形成し、検出器のうちの２つが別個の検出器である、12個の検出器を含むのが好ましい。各対の第１の検出器は、バナジウムエミッタであり、バナジウムエミッタを較正するために使用される、ロジウムエミッタを有する第２の検出器と対となるのが最も好ましい。別個の検出器は、ロジウムエミッタを有するのが最も好ましい。

10 原子炉炉心
11 炉内計装タンク
12 検出器組立体
14 案内管
15 自己出力型中性子検出器
15' ロジウム検出器
15'' バナジウム検出器
16 圧力境界フランジ
17 炉内中性子束監視システム
20 リード線
21 リード線
22 フィラー線
23 中央部材
24 外側シース
25 自己出力型中性子検出器の対
30 検出器コレクタ
31 エミッタ
32 セラミック絶縁部
41 原子炉容器頂部ヘッド
42 原子炉容器底部ヘッド

Claims

原子炉炉心内の第１および第２の自己出力型中性子検出器を長期間使用するために前記第２の自己出力型中性子検出器を用いて前記第１の自己出力型中性子検出器を較正するための方法であって、
原子炉内で自己出力型中性子検出器の少なくとも１対を中性子束に曝露するステップにして、前記対の前記自己出力型中性子検出器のそれぞれが同じ中性子束に比例する信号を生成する、当該暴露するステップであって、
前記対が、第１の自己出力型中性子検出器および第２の自己出力型中性子検出器を含み、
前記対の各自己出力型中性子検出器が、エミッタおよびコレクタを含み、
各対の前記第１の自己出力型中性子検出器の前記エミッタが、第１のエミッタ材料を含み、各対の前記第２の自己出力型中性子検出器の前記エミッタが、第２のエミッタ材料を含み、
前記第２のエミッタ材料が、前記第１のエミッタ材料の中性子吸収断面積よりも大きい中性子吸収断面積を有する、
前記暴露するステップと、
前記原子炉炉心内で前記第１および第２の自己出力型中性子検出器のそれぞれの同じ中性子束に対する応答を同時に測定するステップと、
所与のエミッタ減耗に関する、前記第１のエミッタ材料の熱中性子感度を特定するのに十分な期間にわたり、前記中性子束に応答して前記対の前記第２の自己出力型中性子検出器により生成された前記信号を用いて、前記中性子束に応答して前記対の前記第１の自己出力型中性子検出器により生成された前記信号を較正するステップと
を含み、
前記方法はさらに、前記第２の自己出力型中性子検出器の前記エミッタ材料が減耗するまで、前記第２の自己出力型中性子検出器を用いて前記原子炉炉心内の前記中性子束を監視するステップと、次いで較正済みの前記第１の自己出力型中性子検出器を用いて前記中性子束を監視するステップと、
較正済みの第１の自己出力型中性子検出器からの応答を用いて、減耗する第２の自己出力型中性子検出器の応答を較正するステップとを含む、方法。
前記第１の自己出力型中性子検出器の前記エミッタはバナジウムを含み、前記第２の自己出力型中性子検出器の前記エミッタはロジウムを含む、請求項１に記載の方法。
原子炉炉心内の第１および第２の自己出力型中性子検出器を長期間使用するためにロジウムエミッタを有する第２の自己出力型中性子検出器を用いて、バナジウムエミッタを有する自己出力型中性子検出器を較正するための方法であって、
原子炉内で自己出力型中性子検出器の少なくとも１対を中性子束に曝露するステップにして、前記対の前記自己出力型中性子検出器のそれぞれが同じ中性子束に比例する信号を生成する、当該暴露するステップであって、
前記対が、バナジウムエミッタを有する第１の自己出力型中性子検出器、およびロジウムエミッタを有する第２の自己出力型中性子検出器を含む、
前記暴露するステップと、
前記原子炉炉心内で前記第１および第２の自己出力型中性子検出器のそれぞれの同じ中性子束に対する応答を同時に測定するステップと、
所与のバナジウムエミッタ減耗に関する、前記バナジウムエミッタの熱中性子感度を特定するのに十分な期間にわたり、前記中性子束に応答して前記対の前記第２の自己出力型中性子検出器により生成された前記信号を用いて、前記中性子束に応答して前記対の前記第１の自己出力型中性子検出器により生成された前記信号を較正するステップであって、較正済みのバナジウム検出器を提供する、当該較正するステップと
を含み、
前記方法はさらに、自己出力型中性子検出器の対の較正済みのバナジウム自己出力型中性子検出器からの応答を用いて、自己出力型中性子検出器の前記対の前記ロジウム自己出力型中性子検出器の応答を較正するステップを含む、方法。
運転中の原子炉内で中性子束密度を検出および測定するための装置であって、前記装置は、自己出力型中性子検出器の少なくとも１対を含み、各自己出力型中性子検出器は、中性子束に曝露される際に前記中性子束に比例する信号を生成し、
前記対は、第１の自己出力型中性子検出器および第２の自己出力型中性子検出器を含み、
前記対の前記第１および第２の自己出力型中性子検出器のそれぞれは、エミッタおよびコレクタを含み、
各対の前記第１の自己出力型中性子検出器の前記エミッタは、第１のエミッタ材料を含み、各対の前記第２の自己出力型中性子検出器の前記エミッタは、第２のエミッタ材料を含み、
前記第２のエミッタ材料は、前記第１のエミッタ材料の中性子吸収断面積よりも大きい中性子吸収断面積を有し、
前記対の前記第１および第２の自己出力型中性子検出器は、同じ中性子束場に曝露されるように原子炉内に配置され、
前記第２の自己出力型中性子検出器は、中性子束に曝露される際に前記対の前記第１の自己出力型中性子検出器に較正信号を提供し、
前記装置は、所与のエミッタ減耗に関する、前記第１のエミッタ材料の熱中性子感度を特定するのに十分な期間にわたり、前記中性子束に応答して前記対の前記第２の自己出力型中性子検出器により生成された前記信号を用いて、前記中性子束に応答して前記対の前記第１の自己出力型中性子検出器により生成された前記信号を較正するように構成されており、
前記装置はさらに、前記第２の自己出力型中性子検出器の前記エミッタ材料が減耗するまで、前記第２の自己出力型中性子検出器を用いて原子炉炉心内の前記中性子束を監視し、次いで較正済みの前記第１の自己出力型中性子検出器を用いて前記中性子束を監視するように構成されており、且つ較正済みの第１の自己出力型中性子検出器からの応答を用いて、減耗する第２の自己出力型中性子検出器の応答を較正するように構成されている、
装置。
前記第１のエミッタ材料はバナジウムであり、前記第２のエミッタ材料はロジウムである、請求項４に記載の装置。
前記第２の自己出力型中性子検出器の前記エミッタ材料が減耗するまで、前記第２の自己出力型中性子検出器を用いて前記原子炉炉心内の前記中性子束を監視するステップと、次いで較正済みの前記第１の自己出力型中性子検出器を用いて前記中性子束を監視するステップとをさらに含む、請求項３に記載の方法。