JPH01207698A - Local output distribution monitor apparatus for nuclear reactor - Google Patents
Local output distribution monitor apparatus for nuclear reactorInfo
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉に配置される原子炉の局所出力分布監
視装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a nuclear reactor local power distribution monitoring device disposed in a nuclear reactor.
（従来の技術）
通常、原子炉には、゛炉心内゛の出力；分布を監視する
目的でプロセス制御計算機が併設さ、れ・ている。(Prior Art) A nuclear reactor is usually equipped with a process control computer for the purpose of monitoring the power distribution within the reactor core.
このプロセス制御計算機は、炉心内に配置された１００
個を越える固定型中性子束検出器（以下ＬＰＲＭという
）の計数値に基き、炉心内の出力分布を算出し、燃料の
健全性および炉心の性能評価を行う。This process control computer has 100 units located inside the reactor core.
Based on the count values of fixed neutron flux detectors (hereinafter referred to as LPRM), the power distribution within the reactor core is calculated, and the health of the fuel and the performance of the reactor core are evaluated.
第２図および第３図は炉心の要部を示すもので、上記Ｌ
ＰＲＭＩは、炉心を構成する燃料集合体２間のギャップ
に設けられた導管（以下ストリングという）３内に複数
個、異なる炉心高さに配置されてい゛る。また、このス
トリング３は、炉心内に数十個設置されており、全ての
ストリング３内にＬＰＲＭＩが配置されている。なお、
同図において符号４は可動型中性子束検出器（以下ＴＩ
Ｐという）を示しており、符号５は十字形の制御棒を示
している。Figures 2 and 3 show the main parts of the reactor core.
A plurality of PRMIs are arranged at different core heights in a conduit (hereinafter referred to as a string) 3 provided in a gap between fuel assemblies 2 constituting the reactor core. Moreover, several dozen strings 3 are installed in the reactor core, and LPRMIs are arranged in all the strings 3. In addition,
In the same figure, reference numeral 4 is a movable neutron flux detector (hereinafter referred to as TI
P), and the reference numeral 5 indicates a cross-shaped control rod.
プロセス制御計算機は、上述のＬＰＲＭＩの計数値を用
いて以下のようにして炉心内の出力分布を算出する。The process control computer calculates the power distribution within the core as follows using the LPRMI count values described above.
すなわち、Ｐを出力、ＥＲを中性子束実効計数値、Ｃを
予めプロセス制御計算機の入力として設定された変換係
数とした次式に基づいて炉心内の出力分布を算出する。That is, the power distribution in the core is calculated based on the following equation in which P is the output, ER is the effective neutron flux count value, and C is the conversion coefficient set in advance as an input to the process control computer.
ｐ ＜Ｌ、Ｔ、Ｋ）
−Ｃ（Ｌ、ＴＳＫ）ｘＥＲ（Ｌ、Ｋ）・・・・・・■な
お、ここでＬはストリング３に対するインデックス、Ｔ
はストリング３を囲む燃料集合体２に対するインデック
ス、Ｋは炉心高さに対するインデックスである。p <L, T, K) -C(L,TSK)xER(L,K)...■Note that here L is the index for string 3,
is an index for the fuel assembly 2 surrounding the string 3, and K is an index for the core height.
上記■式のＥＲは次式に基づいて算出する。The ER of the above equation (2) is calculated based on the following equation.
ＥＲ（ＬＳＫ）
＝ＢＡＳＥ （ＬＳＫ）＋ＤＲ（ＬＳＩＣ）・・・・・
・■上記■式のＢＡＳＥは、Ｌ Ｐ Ｒｌｖｌ較正時に
得られるＴｉＦ４の計数値である。このＴｉＦ４は、Ｌ
ＰＲＭＩと同様にストリング２内に配置され、ストリン
グ２内を移動して各炉心高さで中性子束を検出し、ＬＰ
ＲＭＩの較正に使用される。ER (LSK) = BASE (LSK) + DR (LSIC)...
・■BASE in the above formula (■) is the counted value of TiF4 obtained at the time of LPRlvl calibration. This TiF4 is L
Like PRMI, it is placed in string 2 and moves within string 2 to detect the neutron flux at each core height, and the LP
Used for RMI calibration.
また、■式のＤＲは、次式によって算出される’Ｄ Ｒ
Ｌ Ｐを炉心高さ方向にストリング３ごとに内、外挿し
たものである。In addition, DR of formula (■) is calculated by the following formula: 'D R
LP is internalized and extrapolated for each string 3 in the core height direction.
ＤＲＬＰ （ＬＳＮ）
−ＲＭ （Ｌ、Ｎ） −ＢＡＳＬＰ （Ｌ、Ｎ）・・・
・・・■
なお、上記０式でＲＭはＬＰＲＭの計数値、ＢＡＳＬＰ
は各ＬＰＲＭ位置でのＢＡＳＥ値であり、ＮはＬＰＲＭ
の炉心高さに対するインデックスである。DRLP (LSN) -RM (L, N) -BASLP (L, N)...
...■ In addition, in the above formula 0, RM is the count value of LPRM, BASLP
is the BASE value at each LPRM position, and N is the LPRM
is an index for the core height.
上述のようなプロセス制御計算機による炉心内の出力分
布の監視は、通常１時間に１日程度、周期的に行われ、
ＬＰＲＭＩの較正は１〜２時間程度の時間を必要とする
ため、月に １日程度の頻度で運転員の要求によって行
われる。Monitoring of the power distribution within the reactor core by the process control computer as described above is normally carried out periodically, about once every hour, and
Since LPRMI calibration requires approximately 1 to 2 hours, it is performed at the request of the operator approximately once a month.
また、原子炉の起動や制御棒パターン交換時等において
は、制御棒５の引抜きによりこれを囲む燃料集合体２の
熱的余裕が厳しくなるため、プロセス制御計算機は、運
転員の指示したストリング３についてのみ上述の計算を
行い、高速で監視を行う。In addition, when starting up a nuclear reactor or replacing a control rod pattern, the thermal margin of the fuel assembly 2 surrounding the control rod 5 becomes tight due to withdrawal of the control rod 5. The above calculation is performed only for , and monitoring is performed at high speed.
しかしながら、上記説明の従来のプロセス制御計算機に
よる出力分布の監視では、次のような問題がある。However, monitoring the output distribution using the conventional process control computer described above has the following problems.
すなわち、まず第１に、ＬＰＲＭは原子炉の起動から停
止時までのサイクルを通して高速中性子にさらされてい
るため、複数個故障を起こして（する場合があり、しか
も原子炉停止時のみしか交換、修理を行うことができな
い。このような場合、プロセス制御計算機は故障を起こ
して−するＬ Ｐ ＲＭに対して、その計数値として正
常であった時の最終値を使用するが、当然ながらこの値
は正確な値ではなく、特に制御棒引抜き時の出力の上昇
が反映されず、燃料の健全性が徘われる可能性がある。First of all, because LPRMs are exposed to fast neutrons throughout the reactor's cycle from startup to shutdown, multiple units may fail, and they must be replaced only when the reactor is shut down. Repair cannot be performed.In such a case, the process control computer uses the final value when it was normal as the count value for the failed LPRRM, but of course this value is not an accurate value, and does not reflect the increase in output when the control rods are withdrawn, and the health of the fuel may be compromised.
第２に、ＬＰＲＭの較正には１〜２時間程度の時間を必
要とするため、原子炉の起動や制御棒）くターン交換時
等においては、較正時から制御棒位置が変化している場
合が多い。このような場合、ＤＲＬＰは、制御棒が移動
した位置の値のみが大きくなり、ＤＲＬＰを炉心高さ方
向に内、外挿して求められるＤＺに、内、外挿しきれな
い部分が誤差として含まれることになる。Second, since LPRM calibration requires approximately 1 to 2 hours, when starting a reactor or replacing control rod turns, if the control rod position has changed since the time of calibration, There are many. In such a case, the DRLP only increases in value at the position where the control rod has moved, and the DZ obtained by internally and extrapolating the DRLP in the core height direction includes an error in the part that cannot be internally and extrapolated. It turns out.
このような不具合を補正する方法としては、特開昭５８
−８２５９５号公報に示されている方法がある。As a method for correcting such defects,
There is a method disclosed in Japanese Patent No.-82595.
この方法では、ＴＩ Ｐ、ＬＰＲＭの計数値とは、独立
に炉心性能を他のパラメータ、例えば炉心出力、炉心流
量、制御棒位置等より物理モデルに基き、■式のＥＲに
対する計算値ＥＲ’ を計算する。In this method, the calculated value ER' for the ER of the formula calculate.
ＥＲ’ には物理モデルによる計算誤差が含まれている
が、各ＬＰＲＭ位置でのＥＲ’値ＲＣに対する計数値Ｒ
Ｍの比、すなわち
Ｐ、Ｒ（Ｌ、Ｎ）
−ＲＭ （ＬＳＮ）／ＲＣ（Ｌ、Ｎ）・・・・・・■は
、物理モデルの性質上ストリングによらずほぼ一定の炉
心高さ方向への依存を示すことから、その平均値である
ＲＲ（Ｎ）
＝Ｓｕｍ ＲＲ（Ｌ、Ｎ）／Ｓｕｎ＋ １．０
・−−■Ｌ Ｌと
各ストリングのＲＲとの距離
Ｄ （Ｌ）
＝Ｓｕｍ （ＲＲ（Ｌ、 Ｎ） −ＲＲ（Ｎ） ｌ
２−■を算出し、０式のＤの大小により故障している
ＬＰ ＲＭを含むストリングを検知する。そして、故障
しているＬＰＲＭを含むストリングに対して、そのＬＰ
ＲＭの計数値として、以下のような計算値を与える。ER' includes calculation errors due to the physical model, but the count value R for the ER' value RC at each LPRM position
The ratio of M, that is, P, R (L, N) - RM (LSN) / RC (L, N)...■ is almost constant in the core height direction regardless of the string due to the nature of the physical model. RR(N) =Sum RR(L,N)/Sun+ 1.0
・--■L Distance between L and RR of each string D (L) = Sum (RR (L, N) - RR (N) l
2-■ is calculated, and a string containing a faulty LP RM is detected based on the magnitude of D in equation 0. Then, for the string containing the failed LPRM, the LPRM
The following calculated value is given as the RM count value.
ＲＭ（Ｌ、Ｎ）
−ＲＣ（ＬＳＮ）ＸＲＲ（Ｎ） ・・・・・・■そし
て、■式のＥＲとして、
ＥＲ（ＬＳＫ）
−ＥＲ’ （Ｌ、Ｋ）ＸＲ（Ｌ、Ｉ（）・・・・・・
■を算出する。０式のＲは、故障しているストリングに
対してはＲＲ，他のストリングに対しては、ＲＲを炉心
高さ方向に内、外挿して得られる。物理モデルには、制
御棒の移動の情報が反映されており、ＲＡＳＬＰと異な
りＲＲあるいはＲＲは炉心高さ方向に大きく異った値と
はならないため、Ｒには内、外挿しきれない部分の誤差
が含まれるということはない。RM (L, N) -RC (LSN)・・・・・・
■Calculate. R of Equation 0 is obtained by interpolating and extrapolating RR for the failed string and RR for other strings in the core height direction. The physical model reflects information on the movement of control rods, and unlike RASLP, RR or RR does not vary greatly in the core height direction. There are no errors included.
（発明が解決しようとする課題）
上述の従来の物理モデルを用いた方法では、前述のプロ
セス制御計算機による出力分布の監視の不具合を補正す
ることができるが、以下のような問題がある。(Problems to be Solved by the Invention) The method using the conventional physical model described above can correct the above-mentioned malfunction in monitoring the output distribution by the process control computer, but it has the following problems.
すなわち、原子炉の起動時、制御棒パターン変更時には
、炉心状態が頻繁に変化するが、従来の方法では、それ
に伴って物理モデルによる計算をやり直す必要がある。That is, when a nuclear reactor is started up or when a control rod pattern is changed, the state of the reactor core changes frequently, and in the conventional method, it is necessary to redo calculations using a physical model accordingly.
また、このような計算は、移動している制ｇｏ棒を囲む
燃料集合体のみならず、炉心を構成する全ての燃料集合
体に対して行う。Further, such calculations are performed not only for the fuel assemblies surrounding the moving control rods but also for all the fuel assemblies that make up the reactor core.
したがって、即応性および高速性に欠けるという問題が
ある。Therefore, there is a problem of lack of immediate response and high speed.
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、従来に較べて即応性および高速性に優れた原子炉の局
所出力分布監視装置を提供しようとするものである。The present invention has been made in response to such conventional circumstances, and it is an object of the present invention to provide a local power distribution monitoring device for a nuclear reactor that is superior in responsiveness and high speed compared to the prior art.
［発明の（Ｒ成］
（課題を解決するための手段）
すなわち本発明は、炉心現状データ検出器の計数値と炉
心内の可動型中性子束検出器の計数値と固定型中性子束
検出器の計数値を入力するデータサンプラと、このデー
タサンプラから前記炉心現状データ検出器の計数値を入
力し予め内蔵された物理モデルに基いて炉心内の中性子
束分布を算出する中性子束分布計算装置と、前記データ
サンプラから前記可動型中性子束検出器および前記固定
型中性子束検出器の計数値を入力するとともに前記中性
子束分布計算装置によって算出された中性子束分布を入
力し、この中性子束分布を、該中性子束分布算出時点か
らの制御棒位置の変化に応じて補正し、この補正した中
性子束分布を用いて出力分布を算出する最良中性子束分
布計算装置とを備えたことを特徴とする。[(R-formation of the invention) (Means for solving the problem) That is, the present invention is based on the calculation of the count value of a core current data detector, the count value of a movable neutron flux detector in the core, and the count value of a fixed neutron flux detector. a data sampler that inputs count values; a neutron flux distribution calculation device that inputs the count values of the core current data detector from the data sampler and calculates a neutron flux distribution in the reactor core based on a pre-built-in physical model; The count values of the movable neutron flux detector and the fixed neutron flux detector are input from the data sampler, and the neutron flux distribution calculated by the neutron flux distribution calculation device is input, and this neutron flux distribution is The present invention is characterized by comprising a best neutron flux distribution calculation device that corrects according to a change in control rod position from the time of calculating the neutron flux distribution and calculates the output distribution using the corrected neutron flux distribution.
（作 用）
上記構成の本発明の原子炉の局所出力分布監視装置では
、物理モデルに基いて算出した中性子束分布を、この中
性子束分布゛算出時点からの制御棒位置の変化に応じて
補正し、この補正した中性子束分布を用いて出力分布を
算出する。(Function) In the local power distribution monitoring device for a nuclear reactor of the present invention having the above configuration, the neutron flux distribution calculated based on the physical model is corrected according to the change in the control rod position from the time when the neutron flux distribution was calculated. Then, the output distribution is calculated using this corrected neutron flux distribution.
したがって、原子炉の起動、停止時、制御棒パターン変
更時など、炉心状態が頻繁に変化する場合も、物理モデ
ルによる計算をやり直すことなく、即応性のある制度良
い監視を行うことができる。Therefore, even when the state of the reactor core changes frequently, such as when a reactor is started, shut down, or when a control rod pattern is changed, it is possible to perform quick and accurate monitoring without having to redo calculations using a physical model.
（実施例）
以下本発明の原子炉の局所出力分布監視装置を図面を参
照して一実施例について説明する。(Embodiment) An embodiment of the local power distribution monitoring device for a nuclear reactor according to the present invention will be described below with reference to the drawings.
第１図は、本発明の一実施例の原子炉の局所出力分布監
視装置の構成を示すもので、局所出力分布監視装置１１
は、データサンプラ１２と、中性子束分布計算装置１３
と、最良中性子束分布計算装置１４と、入出力装置１５
とから構成されている。FIG. 1 shows the configuration of a local power distribution monitoring device for a nuclear reactor according to an embodiment of the present invention.
is a data sampler 12 and a neutron flux distribution calculation device 13
, the best neutron flux distribution calculation device 14 , and the input/output device 15
It is composed of.
データサンプラ１２には、炉Ｈ＊ １６内に配置され炉
心現状データを７１ＦＪ定する炉心現状データ検出器１
７の計数値および、ＴＩＰ１８、ｉ、ＰＲＭ１９の計数
値が入力される。そして、データサンプラ１２は、炉心
現状データ検出Ｍ １７の計数値を中性子束分布計算装
置１３に出力し、ＴＩＰ１８、ＬＰＲＭ１９の計数値を
最良中性子束分布計算装置１４に出力する。The data sampler 12 includes a core current data detector 1 which is placed in the reactor H* 16 and determines the core current data by 71 FJ.
The count value of 7 and the count value of TIP18, i, and PRM19 are input. Then, the data sampler 12 outputs the count value of the core current data detection M 17 to the neutron flux distribution calculation device 13, and outputs the count value of the TIP 18 and LPRM 19 to the best neutron flux distribution calculation device 14.
中性子束分布計算装置１３は、データサンプラ１２から
人力された炉心現状データ検出器１７の計数値を基に、
前述の従来の方法と同様にして物理モデルによりその時
点に対応した前述のＥＲ’を算出する。なお、この中性
子束分布計算装置１３による計算は、周期的に自動的に
、あるいは運転員の入出力装置１５からの要求に応じて
行う。The neutron flux distribution calculation device 13 calculates, based on the count values of the core current data detector 17 manually input from the data sampler 12,
The above-mentioned ER' corresponding to that point in time is calculated using a physical model in the same manner as the above-mentioned conventional method. Note that the calculation by the neutron flux distribution calculation device 13 is performed automatically periodically or in response to a request from the input/output device 15 of the operator.
最良中性子束分布計算装置１４は、入出力装置１５を介
して運転員の要求があった時点で、運転員の要求するス
トリングに対して以下に示す式を用いて、この時点での
ＲＣを算出する。When the operator makes a request via the input/output device 15, the best neutron flux distribution calculation device 14 calculates the RC at this point using the formula shown below for the string requested by the operator. do.
ＲＣ（Ｌ、Ｎ）
＝ＲＣ’ （Ｌ、、Ｎ）−Ｆ （Ｎ、ＣＬ Ｃ２）−
・−・−０１２０式で、ＲＣ’ は最新の中性子束分布
計算装置１３が算出したＬＰＲＭ位置でのＥＲ’値で−
あるため、必ずしも現時点の制御棒位置に対応した値と
はなっていない。■式のＦは、このような制御棒位置の
不対応を補正する因子であり、Ｃ１、Ｃ２は、運転員の
要求があったストリングの現時点の制御棒位置、および
最新の中性子束分布計算装置１３の算出時点での同スト
リングの制？８棒位置を意味している。この因子は、以
下の式により、最良中性子束分布計算装置１４によって
算出され、最良中性子束分布計算装置１４内に内蔵され
ている。RC (L, N) = RC' (L,, N) - F (N, CL C2) -
... In the -0120 formula, RC' is the ER' value at the LPRM position calculated by the latest neutron flux distribution calculation device 13.
Therefore, the value does not necessarily correspond to the current control rod position. ■F in the equation is a factor that corrects such mismatching of control rod positions, and C1 and C2 are the current control rod positions of the string requested by the operator and the latest neutron flux distribution calculation device. The same string rule at the time of calculation of 13? It means the 8 bar position. This factor is calculated by the best neutron flux distribution calculation device 14 using the following formula, and is built in the best neutron flux distribution calculation device 14.
Ｆ（Ｎ、ＣＩ、Ｃ２）
上記（ゴ■式で、Ｌｌ、１．２は、Ｃｌ５０２と同位置
の制御棒位置のストリングを意味しており、ＲＣ″、Ｒ
Ｍ’は、最新時点も含め、現時点まで全ての中性子束分
布計算装置１３の算出時点でのＲＣ。F (N, CI, C2) In the above (G) formula, Ll, 1.2 means the string at the same control rod position as Cl502, and RC'', R
M' is the RC at the time of all calculations by the neutron flux distribution calculation device 13 up to the present time, including the latest time.
ＲＭを意味している。したがって、［相］式で与えられ
る補正因子Ｆは、中性子束分布計算装置１３の算出時点
で常に以下のように更新される。It means RM. Therefore, the correction factor F given by the [phase] formula is always updated as follows at the time of calculation by the neutron flux distribution calculation device 13.
（１）算出時点で存在する（Ｎ、ＣＩ、Ｃ２）の組合せ
の値は最新値で更新される。(1) The value of the combination (N, CI, C2) that exists at the time of calculation is updated with the latest value.
（２）算出時点では存在しないが、以前の算出時点で存
在した（Ｎ、 ＣＬ Ｃ２）の組合せの値はそのまま保
存される。(2) The value of the combination (N, CL C2), which does not exist at the time of calculation but existed at the time of previous calculation, is saved as is.
（３）算出時点および以前の算出時点でも存在しない（
Ｎ、 ＣＬ Ｃ２）の組合せの値は上記（１）、（２）
の値の内、外挿により設定される。(3) Does not exist at the time of calculation or at the time of previous calculation (
The values for the combination of N, CL C2) are shown in (1) and (2) above.
It is set by extrapolation within the value of .
このようにして、補正因子Ｆを算出し、■式のＲＣを求
めて■〜■式により出力分布を算出する。In this way, the correction factor F is calculated, the RC of equation (2) is obtained, and the output distribution is calculated using equations (2) to (2).
すなわち、本発明の局所出力分布監視装置では、■式お
よび［相］式により、運転員の要求があった時点の要求
のあったストリングのＲＣを物理モデルによる計算をや
り直すことなく算出し、プロセス制御計算機の不具合を
補１Ｆする。このため、原子炉の起動、停止時、制御棒
パターン変更時など、炉心状態が頻繁に変化する場合も
、即応性のある制度良い監視を行うことができる。That is, in the local power distribution monitoring device of the present invention, the RC of the requested string at the time of the operator's request is calculated by the formula Correct the problem with the control computer on 1st floor. Therefore, even when the reactor core status changes frequently, such as when the reactor is started, shut down, or when the control rod pattern is changed, it is possible to perform quick and accurate monitoring.
第４図は、深い位置にある制御棒か全引抜きされた時の
、この制御棒に隣接したバンドルの出力分布の変化を示
した図である。本図では、横軸には８１対的なノード出
力密度、横軸には炉心下端からの軸方向距離がとられて
いる。ただし本バンドルに隣接したストリングのＬ Ｐ
ＲＭのレベルＣの検出器（下より ３番目の位置）は
、制ｇｏ捧が引抜かれる前は正常に作動していたが、引
抜かれた後故障を起こしている。FIG. 4 is a diagram showing a change in the output distribution of a bundle adjacent to a control rod located at a deep position when the control rod is completely withdrawn. In this figure, the horizontal axis represents the 81-pair node power density, and the horizontal axis represents the axial distance from the lower end of the core. However, the L P of the string adjacent to this bundle
The RM's Level C detector (third position from the bottom) was operating normally before the go-shocker was removed, but it malfunctioned after it was removed.
図中、白丸ａ、実線ｂ、−点鎖線Ｃは、制御棒が引抜か
れた後の、実験によってｉすられた出力分布、本発明装
置によって得られた出力分布、従来のプロセス制御計算
機によって得られた出力分布を、それぞれ示しており、
破線ｄは制御棒が引抜かれる前の実験により得られた出
力分布を示している。In the figure, white circles a, solid lines b, and dashed-dotted lines C indicate the output distribution calculated by experiment after the control rod is withdrawn, the output distribution obtained by the device of the present invention, and the output distribution obtained by the conventional process control computer. The resulting output distributions are shown respectively.
The dashed line d shows the power distribution obtained in the experiment before the control rod was withdrawn.
この図から明らかなように、本発明装置によって得られ
た出力分布は、従来のプロセス制御計算機によって得ら
れた出力分布に比較して、実験により得られた出力分布
に非常に近く、本発明装置によって監視精度が向上して
いることがわかる。As is clear from this figure, the output distribution obtained by the device of the present invention is much closer to the output distribution obtained by experiment than the output distribution obtained by the conventional process control computer. It can be seen that the monitoring accuracy is improved.
［発明の効果］
上述のように、本発明の原子炉の局所出力分布監視装置
は、従来に較べて即応性および高速性に優れている。[Effects of the Invention] As described above, the local power distribution monitoring device for a nuclear reactor according to the present invention has superior responsiveness and high speed compared to the conventional device.
第１図は本発明の一実施例の原子炉の局所出力分布監視
装置を示す構成図、第２図は炉心の要部を示す上面図、
第３図は第２図の側面図、第４図は第１図に示す原子炉
の局所出力分布監視装置によって得られた出力分布と従
来のプロセス制御計算機によって得られた出力分布と実
験によって得られた出力分布とを比較して示すグラフで
ある。
１１・・・・・・・・・局所出力分布監視装置１２・・
・・・・・・・データサンプラ１３・・・・・・・・・
中性子束分布計算装置１４・・・・・・・・・最良中性
子束分布計算装置１５・・・・・・・・・入出力装置
１６・・・・・・・・・炉心
１７・・・・・・・・・炉心現状データ検出器１８・・
・・・・・・・ＴＩＰ
１９・・・・・・・・・ＬＰＲＭ
出願人 日本原子力事業株式会社出願人
株式会社 東 芝
代理人 弁理士 須 山 佐 −
＼
第１ 図
第３図FIG. 1 is a configuration diagram showing a local power distribution monitoring device for a nuclear reactor according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a top view showing the main parts of the reactor core,
Figure 3 is a side view of Figure 2, and Figure 4 shows the power distribution obtained by the reactor local power distribution monitoring device shown in Figure 1, the power distribution obtained by a conventional process control computer, and the power distribution obtained by experiment. FIG. 11...Local output distribution monitoring device 12...
・・・・・・Data sampler 13・・・・・・・・・
Neutron flux distribution calculation device 14... Best neutron flux distribution calculation device 15... Input/output device 16... Core 17... ...Core current data detector 18...
・・・・・・・・・TIP 19・・・・・・・・・LPRM Applicant Japan Atomic Energy Corporation Applicant
Toshiba Corporation Representative Patent Attorney Sasa Suyama − ＼ Figure 1 Figure 3
Claims (1)
中性子束検出器の計数値と固定型中性子束検出器の計数
値を入力するデータサンプラと、このデータサンプラか
ら前記炉心現状データ検出器の計数値を入力し予め内蔵
された物理モデルに基いて炉心内の中性子束分布を算出
する中性子束分布計算装置と、 前記データサンプラから前記可動型中性子束検出器およ
び前記固定型中性子束検出器の計数値を入力するととも
に前記中性子束分布計算装置によって算出された中性子
束分布を入力し、この中性子束分布を、該中性子束分布
算出時点からの制御棒位置の変化に応じて補正し、この
補正した中性子束分布を用いて出力分布を算出する最良
中性子束分布計算装置とを備えたことを特徴とする原子
炉の局所出力分布監視装置。(1) A data sampler that inputs the count value of the core current data detector, the count value of the movable neutron flux detector in the core, and the count value of the fixed neutron flux detector, and detects the core current data from this data sampler. a neutron flux distribution calculation device that calculates the neutron flux distribution in the reactor core based on a built-in physical model by inputting the count values of the device; inputting the count value of the device and inputting the neutron flux distribution calculated by the neutron flux distribution calculation device, correcting this neutron flux distribution according to the change in the control rod position from the time of calculating the neutron flux distribution, A local power distribution monitoring device for a nuclear reactor, comprising: a best neutron flux distribution calculation device that calculates a power distribution using the corrected neutron flux distribution.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63033540A JPH01207698A (en) | 1988-02-16 | 1988-02-16 | Local output distribution monitor apparatus for nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63033540A JPH01207698A (en) | 1988-02-16 | 1988-02-16 | Local output distribution monitor apparatus for nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01207698A true JPH01207698A (en) | 1989-08-21 |
Family
ID=12389397
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63033540A Pending JPH01207698A (en) | 1988-02-16 | 1988-02-16 | Local output distribution monitor apparatus for nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01207698A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109243637A (en) * | 2018-08-02 | 2019-01-18 | 中广核研究院有限公司 | A kind of method and system reconstructing reactor Temporal And Spatial Distribution Model |
-
1988
- 1988-02-16 JP JP63033540A patent/JPH01207698A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109243637A (en) * | 2018-08-02 | 2019-01-18 | 中广核研究院有限公司 | A kind of method and system reconstructing reactor Temporal And Spatial Distribution Model |
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