JP6400685B2 - 原子炉運転停止時におけるホウ素希釈監視方法 - Google Patents

Description

本発明は概して、中性子源領域内の原子炉炉心反応度の監視に関し、具体的には、原子炉運転停止時におけるホウ素希釈の監視に関する。

加圧水型原子炉発電システムでは、炉心内に支持された複数の燃料棒内で発生する核分裂連鎖反応が圧力容器の炉心内に熱を発生させる。燃料棒は、燃料集合体内に間隔を空けて保持されており、燃料棒間のスペースにホウ酸水が流れる冷却材チャンネルが形成される。冷却水に含まれる水素は、燃料棒内の濃縮ウランから放射される中性子を減速して核反応の数を増大させることにより、プロセスの効率を向上させる。制御棒案内シンブルは、燃料集合体内の燃料棒の位置に散在し、炉心に挿入されるか炉心から引き抜かれるよう作動可能な制御棒を案内する役割を果たす。制御棒は、挿入されると中性子を吸収するため、核反応の数と炉心内で発生する熱の量とが低減する。冷却材は、集合体を通り抜け、原子炉から出て蒸気発生器の管側へ流れ、そこで熱が蒸気発生器の胴側の低圧の水に伝達される。その結果、蒸気が発生するが、この蒸気は通常、発電を行うタービン発電機の駆動に使用される。蒸気発生器の管側を出る冷却材は、主冷却材ポンプにより閉ループサイクルで原子炉に戻されて、新しいプロセスが始まる。

原子炉の出力レベルは、一般的には３つの領域に区分される。すなわち、中性子源領域（起動領域）、中間領域および出力領域である。この３つの領域はさらに６つのモードに区分できる。すなわち、出力が５％を超えるモード１、出力が５％を下回るモード２、冷却材温度が華氏３５０度を超える高温待機と呼ばれるモード３、冷却材温度が３５０度を下回る高温停止と呼ばれるモード４、冷却材温度が２００度を下回る低温停止と呼ばれるモード５、および温度が１４０度を下回る燃料交換と呼ばれるモード６である。原子炉の出力レベルは、安全な運転を保証するために継続的に監視される。かかる監視は、通常は、原子炉の中性子束を測定するために原子炉炉心の外側と内側とに配置された中性子検出器によって行われる。原子炉内の任意の点の中性子束は、核分裂率に比例するため、出力レベルにも比例する。

原子炉の中性子源領域、中間領域および出力領域における中性子束を測定するために、核分裂電離箱が使用されてきた。典型的な核分裂電離箱は、すべての標準出力レベルで動作可能であるが、一般的に、中性子源領域で発せられる低レベル中性子束を正確に検出できる十分な感度を保有しない。このため、原子炉出力レベルが中性子源領域にある時は通常、別個の低レベル中性子源領域検出器を用いて中性子束を監視する。

炉心内の核分裂反応は、適当なエネルギーレベルの自由中性子が燃料棒内の核分裂性物質の原子に衝突すると起こる。この反応により、大量の熱エネルギーが放出されて原子炉冷却材により炉心から抽出されると共に、より多くの核分裂反応を引き起こす新たな自由中性子が放出される。これらの放出された中性子の一部は炉心から漏出するか、または制御棒などの中性子吸収材によって吸収されるため、さらなる核分裂反応をもたらさない。炉心に存在する中性子吸収材料の量を制御することにより、核分裂の速度を制御することができる。核分裂性物質では、常にランダムな核分裂反応が発生しているが、炉心が停止した場合、放出された中性子は高率で吸収されるため、一連の持続的な反応は起こらない。中性子吸収材料を減らすことにより、ある世代の中性子の数が増大して前の世代の中性子の数と等しくなると、プロセスは自律的な連鎖反応へ移行し、この状態の原子炉を「臨界」と言う。原子炉が臨界である場合、中性子束は、原子炉停止中より６桁ほど大きい。一部の原子炉では、実際的な移行期間を実現するために停止中の炉心の中性子束を加速度的に増大させる目的で、原子炉炉心の核分裂性物質を含む燃料棒の間に人工中性子源が挿入される。この人工中性子源は、中性子束を局所的に増大させることにより、原子炉の出力状態への作動を支援する。

人工中性子源が存在しない場合、ある世代の自由中性子の数の前の世代の自由中性子の数に対する割合を「中性子増倍率」（Ｋ_ｅｆｆ）と呼ぶが、それは原子炉の反応度の測度として用いられる。換言すれば、原子炉炉心の臨界の測度はＫ_ｅｆｆ、すなわち、破壊および損失の両方に起因する総中性子損失に対する中性子生成の割合である。Ｋ_ｅｆｆが１より大きい場合、破壊される中性子より生成される中性子の方が多い。同様に、Ｋ_ｅｆｆが１より小さい場合、生成される中性子より破壊される中性子の方が多い。Ｋ_ｅｆｆが１より小さい場合、原子炉を「未臨界」と言う。

燃料交換のための運転停止時、炉心内の燃料集合体にアクセスできるようにするために、上部炉内構造物と共に原子炉蓋体が取り外される。かかるアクセスを実現するために上部炉内構造物と共に制御棒が取り外されるが、制御棒を取り外した状態で炉心内の燃料集合体を臨界未満に保つために、炉心内の冷却材のホウ素濃度を高くする。プラント運転停止時における原子炉冷却系のホウ素濃度の監視は、停止余裕を確認して偶発的な臨界を阻止する上で重要である。燃料交換のための運転停止後にモード６からモード２へ移行する際に、プラントのホウ酸濃度が約２３００ｐｐｍから１８００ｐｐｍに変わる。運転停止時のこの移行期間に、プラント運転員の対応を必要とする作業が数多く行われる。一般に停止余裕は、主に、原子炉冷却系のホウ素濃度を定期的にサンプリングし、希釈源を原子炉冷却系から隔離するよう管理して偶発的なホウ素希釈が起こらないようにすることにより監視される。ほとんどのプラントにはホウ素希釈モニターが設置されているが、このモニターは中性子源領域検出器の出力信号をサンプリングして統計的に有意な計数率上昇の有無をチェックし、計数率が手動調整により事前に設定した値を超過すると（例えば計数率の倍増）それに応答して警報を発する。

２０１１年５月、ある商用原子力発電所で燃料交換を行うために運転を停止している時、弁の漏えいのため、突発的に原子炉冷却系のホウ素濃度が２４時間で２４４３ｐｐｍから１４８３ｐｐｍへ減少した。停止中必要とされるホウ素濃度は１４１０ｐｐｍであった。中性子源領域検出器の出力信号が３倍に増えたが、運転員は、この上昇は、同時に起きた原子炉冷却系の温度上昇が主な原因であると考えた。電力会社は、中性子源領域検出器の計数率を低下させ、非常に低い臨界未満の状態での反応度の変化の観察を難しくする二次的な人工中性子源をそれより前に取り外していた。プラントでは２４時間ごとにサンプリングする運転停止時の標準的な化学監視が行われており、希釈流路を形成する弁が閉じて該流路が原子炉冷却系から隔離されていたが、１つの弁に漏えいが生じた。希釈と同時に原子炉冷却系の温度が華氏約３２５度から４７５度へ上昇したことによって、中性子源領域検出器の感度が失われ、手動調整される、停止時の高い中性子束の検出を知らせる警報の有効性が低減した。

したがって、原子炉冷却系のホウ素濃度の変化を突き止める高感度の検出システムが望まれる。

したがって、本発明の目的は、ホウ素濃度の変化、特に現行の方式では容易に検出できない可能性がある変化を連続的に監視する動的システムを提供することである。

本発明のさらなる目的は、プラントの偶発的な臨界を防ぐために、運転モード６からモード２までの間におけるホウ素濃度の小さな変化を正確に監視することである。

さらに、本発明の目的は、現行のホウ素希釈事故解析要件によって課される運転および炉心設計上の制約を解消できる高い信頼性を備えたシステムを提供することである。

上記およびその他の目的は、原子力発電所の運転停止時に原子炉冷却系のホウ素濃度を、プラント内の既存の計装の電気出力を用いて監視する方法によって達成される。この方法は、プラント運転停止時に、原子炉の炉心近傍の原子炉容器の外側に設置された中性子源領域中性子検出器の計数率を表す出力信号を、時間の関数として監視する。この方法はまた、原子炉冷却系の冷却材の温度を時間の関数として監視する。この方法はさらに、監視する温度の関数であって、計数率出力信号と組み合わせて、冷却材の温度変化に起因する当該計数率出力信号の実質的にあらゆる変化に対して当該計数率出力信号を補償する補償信号を発生させる。この方法は次に、補償正信号を計数率出力信号に適用して、補償済み計数率出力信号を求め、当該補償済み計数率出力信号に所定の増加が生じたことを判定する。

好ましい実施態様において、補償信号は次式
で表されるダウンカマ温度減衰係数（ＤＴＡＦ）として定義され、ここに、Ｒ値は、前記中性子源領域検出器と前記原子炉容器との間の距離と、前記中性子源領域検出器と炉心周縁部の燃料集合体との間の巨視的な実効中性子除去断面積の関数であり、ｐは、原子炉容器内の水の密度の変化である。補償済み計数率出力信号ΔＣ（ｔ）（ΔＣ_Ｃ（ｔ））の所定の基準値ΔＣ（ΔＣ _Ｒ ）からの偏差は、反応度が変化しつつあるかまたは変化していることを表す指標であり、ΔＣ_Ｃ（ｔ）の値は次式によって与えられる。
好ましくは、監視される計数率出力信号の１つの集合から次の集合への予想されるΔＣ_Ｃのランダム変動を誤差伝搬法を用いて求めると、ΔＣ_Ｃのランダム変動の予想範囲（ΔＣ _Ｅ ）が実質的に次式
で表され、ここに、σ_ＣＲの値は、時間ｔ前後の或るインターバルに得られた中性子源領域計数率測定値の有意な母集団の測定平均偏差値であり、Ｃ（ｔ）の値は、σ_ＣＲを求めるために使用するデータの平均値であり、σ_ＣＲを求めるために使用する計数率測定値の数は、運転員が設定できる定数であり、所望の反応度変化の検出感度を得るために必要な所望のσ_ＣＲの最大値の関数である。上記の実施態様において、ΔＣ（ｔ）が、上記の式（３）で与えられるΔＣの予想範囲から外れている場合、当該方法では、反応度が変化しつつあるかまたは変化していると判定する。好ましくは、反応度が変化しつつあると判定する前に、所与の割合のサンプルがΔＣの予想範囲から外れる、所定の数の連続するΔＣ（ｔ）のサンプルが決定される。一実施態様において、この所定の数の連続するサンプルの数は約１０である。

本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

原子力発電システムの一次側の概略図である。

計数率比と原子炉冷却系コールドレグ温度との関係を、計数率の予想値と測定値で示すグラフである。

図１は、原子力蒸気供給系１２がタービン発電機（図示せず）に蒸気を供給して駆動し発電を行わせる、原子力発電プラント１０の一次側を示す。原子力蒸気供給系１２は、炉心１６が圧力容器１８内に収容された加圧水型原子炉１４を有する。炉心１６内の核分裂反応により発生する熱は、炉心内を通過する水などの原子炉冷却材によって吸収される。加熱された冷却材は、ホットレグ配管２０を通って蒸気発生器２２へ循環する。原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ２４により、蒸気発生器２２からコールドレグ配管２６を通って原子炉１４へ戻される。通常、加圧水型原子炉は、各々にホットレグ２０を介して加熱された冷却材が供給される少なくとも２つ、しばしば３つまたは４つの蒸気発生器２２を有し、コールドレグ２６および原子炉冷却材ポンプ２４とともに一次ループを形成する。各一次ループは、タービン発電機に蒸気を供給する。そのような２つのループを図１に示す。

原子炉１４に戻った冷却材は、ダウンカマ環状部を通って下方に流れた後、炉心１６内を上方に流れる。炉心の反応度、したがって原子炉１４の出力の制御は、短期的には、炉心に選択的に挿入できる制御棒により行われる。反応度の長期的な調整は、冷却材に溶解されるホウ素等の中性子減速材の濃度を制御して行われる。ホウ素濃度の調整は、冷却材が炉心全体を循環するため炉心中の反応度に一様な影響を与える。一方、制御棒は局所反応度に影響を与えるため、炉心１６内の出力分布に軸方向および半径方向の非対称性が生じる。炉心１６内の状態は、いくつかの異なるセンサシステムによって監視される。これらのセンサシステムは、原子炉１４から漏出する中性子束を測定する炉心外検出器システム２８を含む。炉心外検出器システム２８は、原子炉が停止した時使用される中性子源領域検出器と、起動および停止中に使用される中間領域検出器と、原子炉がおよそ５％出力を超えると使用される出力領域検出器とを含む。また、通常は、出力動作中に炉心内検出器も用いられる。

中性子源領域検出器の計数率の変化（ΔＣ）は、対応する炉心の変化Ｋｅｆｆによって定まることは、当業者には公知である。理想的なケースにおいて、Ｋｅｆｆ基準値（ＫＲ）と別の条件のＫｅｆｆ値（Ｋ１）との間の反応度の時間ｔに伴う変化は、一般に次式で表される。
また、原子炉冷却系の温度が変化すると、原子炉容器内の水の密度（ｐ）が変化するため、中性子源領域検出器応答の測定値が変化することが知られている。所与の時間における中性子源領域計数率の測定値は、それに対応する原子炉冷却系温度（Ｔ１）につき、次式
で与えられるダウンカマ温度減衰係数（ＤＴＡＦ）として定義される補正係数を適用することによって、基準温度（Ｔ_Ｒ）からの変化を勘案して補正することができる。監視する原子炉冷却系の温度は、コールドレグまたはホットレグから得ることができるが、両者の平均をとってもよい。Ｒ値は、中性子源領域検出器と原子炉容器との間の距離と、中性子源領域検出器と炉心周縁部の燃料集合体との間での巨視的な実効中性子除去断面積の関数である。Ｒは、炉心反応度を一定に保って様々な温度で測定した計数率から経験的に、あるいは標準的な中性子輸送法を用いる解析により求められる。原子炉容器内の温度が変化するが、炉心反応度にそれに対応する有意な変化がない場合、温度変化時にＤＴＡＦを計数率の測定値に適用すれば、ΔＣ（ｔ）の補正値を本質的に一定に保つ効果がある。この補正を行えば、原子炉運転員は、原子炉冷却系の温度変化に起因する中性子源領域計数率の変化を、原子炉冷却系のホウ素濃度が変化しつつある場合に見られるような反応度の変化に起因する計数率の変化と判別できる。

ここで、ΔＣ（ｔ）の補正された測定値（ΔＣ _Ｃ （ｔ））の、選択された基準値ΔＣ（ΔＣ_Ｒ）からの偏差は、反応度が変化しつつあるか変化してしまったことを表す指標となる。この計数率の予想外の変化を、原子炉冷却系の温度の関数として図２にグラフ表示する。ΔＣ_Ｃ（ｔ）の値は、次式で与えられる。
中性子源領域検出器信号測定値のプロセスによる計測と固有のランダムな性質は、各時間ステップ、すなわちサンプリング時におけるΔＣ測定値に変動をもたらす。このような変動は、ΔＣ（ｔ）を反応度の小さな変化の検出に利用する上で問題となる。誤差伝搬法を用いて計数率測定値の１つの集合から次の集合へのΔＣ_Ｃの予想されるランダム変動を求めると、次式
から、ΔＣ_Ｃ（ΔＣ_Ｅ）のランダム変動の予想範囲を９５％の信頼水準で求めることができる。σ_ＣＲの値は、時間ｔ前後の或るインターバルに得られた中性子源領域計数率測定値の有意な母集団の測定平均偏差値である。Ｃ（ｔ）の値は、σ_ＣＲを求めるために使用したデータの平均値である。σ_ＣＲを求めるために使用する計数率測定値の数は、運転員が設定できる定数であり、所望の反応度変化の検出感度を得るために必要な所望のσ_ＣＲの最大値の関数である。ΔＣ_Ｃ（ｔ）の測定値が、式３で与えられるΔＣの予想範囲外にある場合、運転員は、反応度が変化しつつあると結論付けることができる。誤検出または見逃しの表示を避けるには、運転員に表示するよう状態をセットする前に、予想範囲の内側と外側で多数の連続的なサイクルを実施する要件を設ける必要がある。

本発明の方法に係る好ましい実施態様の各ステップを以下に示す。
（ａ）中性子源領域検出器による計数率測定値の集合を得る。
（ｂ）測定値の集合の平均値を計算する。
（ｃ）データ集合の平均偏差値を計算する。
（ｄ）平均偏差値の目標値が得られるまで、ステップ（ａ）、（ｂ）および（ｃ）を繰り返す。
（ｅ）ホウ素濃度が許容できないほど変化したことを突き止めるための警報システムに、ステップ（ｄ）で求めた平均偏差値を基準値（ＣＲ）として入力する。
（ｆ）平均偏差値がステップ（ｄ）で求めた平均値以下になるまで、中性子源領域検出器測定値の新しいデータ集合を得る。
（ｇ）ステップ（ｆ）を完了する際に使用したデータ集合の平均値を計算する。
（ｈ）基準計数率に対応する平均温度と、ステップ（ｇ）で平均値を計算するために使用した計数率を使用して、ステップ（ｇ）で求めた平均値に適用するＤＴＡＦの値を計算する。
（ｉ）ステップ（ｈ）で求めたＤＴＡＦとステップ（ｇ）で求めた平均計数率の積を求める。
（ｊ）ステップ（ｉ）で求めた値からＣＲを減じる。
（ｋ）ステップ（ｊ）で計算した差分が、式３で与えられる偏差値の予想範囲外か否かを判定する。
（ｌ）ステップ（ｊ）で求めた差分が予想範囲内にあれば、ステップ（ｆ）〜（ｋ）をおよそ１０回以上繰り返す。（差分が予想範囲から外れる場合は、ステップ（ｍ）へ進む。
（ｍ）差分測定値のうち少なくとも９つが予想範囲内にあれば、反応度変化状態の出力を無警報状態に設定する。
（ｎ）ステップ（ｆ）〜（ｌ）を約１０回以上繰り返す。
（ｏ）ステップ（１３）で求めた値のうち少なくとも９つが予想範囲外にある場合は、反応度変化状態の出力を「警報」に設定する。
（ｐ）中性子源領域検出器が作動されなくなるまで、ステップ（ｆ）〜（ｏ）を繰り返す。
プラント運転停止時の反応度変化がすべて終わった後、新たなＣＲ値を取得してシステムに入力する。ステップ（ｌ）および（ｎ）で指定された追加の収集および解析されるデータの数は、ユーザが調整できる入力事項であることを理解されたい。同様に、ステップ（ｍ）および（ｏ）で定めるシステムの反応度状態を設定する上で、予想範囲内または予想範囲外になければならない偏差測定値の数は、望まれる結果の正確さに左右され、ユーザが調整できる入力事項である。

本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (12)

1. 原子力発電所の運転停止時に原子炉冷却系（１０）のホウ素濃度の変化を反応度が変化することの結果として監視する方法であって、
   原子力発電所の運転停止時に、原子炉の炉心（１６）近傍の原子炉容器（１８）の外側に設置された中性子源領域検出器（２８）の計数率を表わす出力信号を時間の関数として監視するステップと、
   原子炉冷却系（１０）の冷却材の温度を時間の関数として監視するステップと、
   計数率出力信号と組み合わせることによって、冷却材の温度変化に起因する当該計数率出力信号の実質的にあらゆる変化に対して当該計数率出力信号を補償する、監視する温度の関数である補償信号を発生させるステップと、
   当該補償信号を当該計数率出力信号に適用して、補償済み計数率出力信号を求めるステップと、
   当該補償済み計数率出力信号に所定の増加が生じたことを当該冷却材のホウ素濃度の変化の指標として特定するステップと
   から成り、
   当該補償信号が次式
   によってダウンカマ温度減衰係数（ＤＴＡＦ）として定義され、
   ここに、Ｒ値は、当該中性子源領域検出器と当該原子炉容器との間の距離と、当該中性子源領域検出器と炉心周縁部の燃料集合体との間での巨視的な実効中性子除去断面積の関数として、反応度を一定に保って様々な温度で測定した計数率から経験的に、あるいは標準的な中性子輸送法を用いる解析により求められ、ｐは、当該原子炉容器内の水の密度の変化であって、当該原子炉冷却系の温度の関数である
   ことを特徴とする方法。
2. 前記補償済み計数率出力信号ΔＣ（ｔ）（ΔＣ_Ｃ（ｔ））の所定の基準値ΔＣ（ΔＣ _Ｒ ）からの偏差は、反応度が変化しつつあるかまたは変化していることを示すものであり、ΔＣ_Ｃ（ｔ）の値が次式
   によって与えられることを特徴とする、請求項１の方法。
3. 監視される計数率出力信号の１つの集合から次の集合への予想されるΔＣ_Ｃのランダム変動を誤差伝搬法を用いて求めると、ΔＣ_Ｃのランダム変動の予想範囲（ΔＣ _Ｅ ）を実質的に次式
   で表すことが可能になり、ここに、σ_ＣＲの値は、時間ｔ前後の或るインターバルに得られた中性子源領域計数率測定値の有意な母集団の測定平均偏差値であり、Ｃ（ｔ）の値は、σＣＲを求めるために使用するデータの平均値であり、σ_ＣＲを求めるために使用する計数率測定値の数は、運転員が設定できる定数であり、所望の反応度変化の検出感度を得るために必要な所望のσ_ＣＲの最大値の関数であることを特徴とする、請求項２の方法。
4. ΔＣ（ｔ）が、次式
   で与えられるΔＣの予想範囲から外れているか否かを判定するステップと、反応度が変化しつつあるかまたは変化していることを判定するステップとを含む、請求項３の方法。
5. 反応度が変化しつつあると判定する前に、所与の割合のサンプルがΔＣの予想範囲から外れる、所定の数の連続するΔＣ（ｔ）のサンプルが決定される、請求項４の方法。
6. 前記所定の連続するサンプルの数は約１０である、請求項５の方法。
7. （１）前記出力信号を監視するステップが、
   （ａ）中性子源領域検出器による計数率測定値の集合を得るステップから成り、
   （２）前記補償信号を発生させるステップが、
   （ｂ）当該中性子源領域検出器による計数率測定値の集合の平均値を計算するステップと、
   （ｃ）当該中性子源領域検出器による計数率測定値の集合の平均偏差値を計算するステップと、
   （ｄ）平均偏差値の目標値が得られるまで、ステップ（ａ）、（ｂ）および（ｃ）を繰り返すステップと、
   （ｅ）ホウ素濃度が許容できないほど変化したことを突き止めるための警報システムに、ステップ（ｄ）で求めた平均偏差値を基準値（Ｃ_Ｒ）として入力するステップと、
   （ｆ）平均偏差値がステップ（ｄ）で求めた平均値以下になるまで、当該中性子源領域検出器の測定値の新しいデータ集合を得るステップと、
   （ｇ）ステップ（ｆ）を完了する際に使用したデータ集合の平均値を計算するステップと、
   （ｈ）基準計数率に対応する平均温度と、ステップ（ｇ）で平均値を計算するために使用した計数率を使用して、ステップ（ｇ）で求めた平均値に適用するＤＴＡＦの値を計算するステップとから成り、
   （３）前記補償信号を適用するステップが、
   （ｉ）ステップ（ｈ）で求めたＤＴＡＦとステップ（ｇ）で求めた平均計数率の積を求めるステップと、
   （ｊ）ステップ（ｉ）で求めた値からＣ_Ｒを減じて差分値を求めるステップと、
   （ｋ）ステップ（ｊ）で計算した差分値が、偏差値の予想範囲外か否かを判定するステップと、
   （ｌ）ステップ（ｊ）で求めた差分値が偏差の予想範囲内にあれば、ステップ（ｆ）〜（ｋ）を所与の複数回数繰り返し、当該差分値が予想範囲から外れる場合は、ステップ（ｍ）に進むステップとから成り、
   （４）前記補償済み計数率出力信号に所定の増加が生じたことを特定するステップが、
   （ｍ）差分測定値のうち少なくとも当該所与の複数回数からＸを減じた数の差分測定値が予想範囲内にあれば、反応度変化状態の出力を無警報状態に設定するステップと、
   （ｎ）ステップ（ｆ）〜（ｌ）をさらにＹ回繰り返すステップと、
   （ｏ）ステップ（ｎ）で求めた差分測定値のうち少なくともＹからＸを減じた数の差分測定値が予想範囲外にある場合に、反応度変化状態の出力を警報状態に設定するステップとから成る、請求項１の方法。
8. 前記中性子源領域検出器が作動されなくなるまでステップ（ｆ）〜（ｏ）を繰り返すステップを含む、請求項７の方法。
9. 前記所与の複数回数がＹに等しい、請求項７の方法。
10. Ｙが約１０に等しい、請求項９の方法。
11. Ｘがほぼ１に等しい、請求項７の方法。
12. 臨界に達した後または前記中性子源領域検出器が作動されなくなるまで、新たなＣ_Ｒ値を取得して入力する、請求項７の方法。