JPH03214099A - 原子炉炉心における出力分布の決定方法及び原子炉炉心周囲にある中性子検出器の較正方法 - Google Patents
原子炉炉心における出力分布の決定方法及び原子炉炉心周囲にある中性子検出器の較正方法Info
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- JPH03214099A JPH03214099A JP2174328A JP17432890A JPH03214099A JP H03214099 A JPH03214099 A JP H03214099A JP 2174328 A JP2174328 A JP 2174328A JP 17432890 A JP17432890 A JP 17432890A JP H03214099 A JPH03214099 A JP H03214099A
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- G—PHYSICS
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- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
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- G—PHYSICS
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉に関しており５特に加圧型軽水炉に適用
可能である。この種の原子炉は典型的には電力分配網を
供給する原子力発電所の熱源を構成し、所謂「−次」冷
却材回路の１つの部品である格納容器内に浸没されてい
る垂直軸方向炉心を包含している。炉心内部には、ジャ
ケット被覆核燃料を包含する直線形燃料要素がある。
可能である。この種の原子炉は典型的には電力分配網を
供給する原子力発電所の熱源を構成し、所謂「−次」冷
却材回路の１つの部品である格納容器内に浸没されてい
る垂直軸方向炉心を包含している。炉心内部には、ジャ
ケット被覆核燃料を包含する直線形燃料要素がある。
原子炉運転の際には、一般市民の安全の一部は、核燃料
と外部環境との間に設置される「３つの隔壁」、即ち燃
料要素ジャケットと、−次回路と、原子炉を含む建物と
の保全性に基づいている。従ってジャケットの保全性を
保存することが必要である。そのためには、燃料中で局
所的に放出される単位長さ当たりの出力に関する所定の
限界に従う必要があり、これは、原子炉の炉心内の出力
分布を表わすパラメータの知識を通してのみ可能である
。これらのパラメータは総原子カレベルＰと軸方向原子
力差ＤＰとであろうが、軸方向原子力差ＤＰパラメータ
は、出力の空間的分布の総表示を構成する。中性子検出
器の形態の核計装はこのために使用される。はとんどの
加圧木型の出力生成炉においてはかかる検出器は通常、
格納容器の外装に対して原子炉炉心の対角線によって規
定される４カ所に配置されている（第１図）、このよう
な検出器を本明細書では「外部検出器」と称する。
と外部環境との間に設置される「３つの隔壁」、即ち燃
料要素ジャケットと、−次回路と、原子炉を含む建物と
の保全性に基づいている。従ってジャケットの保全性を
保存することが必要である。そのためには、燃料中で局
所的に放出される単位長さ当たりの出力に関する所定の
限界に従う必要があり、これは、原子炉の炉心内の出力
分布を表わすパラメータの知識を通してのみ可能である
。これらのパラメータは総原子カレベルＰと軸方向原子
力差ＤＰとであろうが、軸方向原子力差ＤＰパラメータ
は、出力の空間的分布の総表示を構成する。中性子検出
器の形態の核計装はこのために使用される。はとんどの
加圧木型の出力生成炉においてはかかる検出器は通常、
格納容器の外装に対して原子炉炉心の対角線によって規
定される４カ所に配置されている（第１図）、このよう
な検出器を本明細書では「外部検出器」と称する。
上記検出器は、格納容器を出る中性子束に比例する信号
を継続的に発信する。この中性子束と炉心内の中性子束
との間の関係の程度に対して、検出器からの信号を基に
して炉心内の局所出力を表わすことが可能である。特に
、検出器が頂部検出器及び底部検出器と機能的に等価で
あると見なされ得るならば、パラメータＰ及びＤＰは、
方程式：％式％ 〔式中、Ｐ、及びＰＬはそれぞれ炉心の上半分及び下半
分において生成され且つそれぞれ頂部検出器及び底部検
出器によって出力される電流から入手可能な平均出力で
ある〕 から再構成することができる。
を継続的に発信する。この中性子束と炉心内の中性子束
との間の関係の程度に対して、検出器からの信号を基に
して炉心内の局所出力を表わすことが可能である。特に
、検出器が頂部検出器及び底部検出器と機能的に等価で
あると見なされ得るならば、パラメータＰ及びＤＰは、
方程式：％式％ 〔式中、Ｐ、及びＰＬはそれぞれ炉心の上半分及び下半
分において生成され且つそれぞれ頂部検出器及び底部検
出器によって出力される電流から入手可能な平均出力で
ある〕 から再構成することができる。
原子力レベルＰ及び軸方向原子力差Ｄｒを表わすのに一
般に使用される方程式は単純であり、Ｐ＝Ｋ Ｉ 十に
■ ＨＦＩ ＬＬ ＤＩ’＝Ｋ（にＩ −Ｋ Ｉ ”） ＨＩＩＬＬ 〔式中、１．及び■、はそれぞれ頂部検出器及び底部検
出器からの検出信号を表わし、Ｋ、、 ＫＬ及びに。は
核計装の較正係数を表わす〕 で与えられる。
般に使用される方程式は単純であり、Ｐ＝Ｋ Ｉ 十に
■ ＨＦＩ ＬＬ ＤＩ’＝Ｋ（にＩ −Ｋ Ｉ ”） ＨＩＩＬＬ 〔式中、１．及び■、はそれぞれ頂部検出器及び底部検
出器からの検出信号を表わし、Ｋ、、 ＫＬ及びに。は
核計装の較正係数を表わす〕 で与えられる。
検出信号に直接適用されるにお、ＫＬ、にＤＫＮ及び−
Ｋ、ＫＬのごとき係数は、較正信号の組合せにより即座
に形成され、本明細書中では重みつけ係数と称する。パ
ラメータＰ及びＤＰは監視及び保護装置に使用されるの
で、それらは、かかる装置に適用可能な正確な基準に従
って決定されねばならない。
Ｋ、ＫＬのごとき係数は、較正信号の組合せにより即座
に形成され、本明細書中では重みつけ係数と称する。パ
ラメータＰ及びＤＰは監視及び保護装置に使用されるの
で、それらは、かかる装置に適用可能な正確な基準に従
って決定されねばならない。
このために、較正係数は定期的に検証され、少なくとも
３力月に１回はデータの同時取得で開始する較正作業に
よって更新される。これには、外部検出器によって発信
された信号を記録するのと同時にパラメータＰ及びＤＰ
を測定する基準装置の使用が必要とされる０次いでこの
結果は、更新後較正係数を決定するために処理される。
３力月に１回はデータの同時取得で開始する較正作業に
よって更新される。これには、外部検出器によって発信
された信号を記録するのと同時にパラメータＰ及びＤＰ
を測定する基準装置の使用が必要とされる０次いでこの
結果は、更新後較正係数を決定するために処理される。
公知の較正方法を使用する場合には決定されるべき較正
係数の数によって、独立の原子力の空間的分布によって
定義される種々の原子炉運転構成においてこのようなデ
ータ取得作業を順番に数回実施する必要が生じる。
係数の数によって、独立の原子力の空間的分布によって
定義される種々の原子炉運転構成においてこのようなデ
ータ取得作業を順番に数回実施する必要が生じる。
実際には、上記公知の較正方法は、必要な測定値を得て
いる間にキセノンの振動が生じ、この後、原ｒ炉の正常
運転を再開し得る前に安定死相が必要となる。従って較
正作業は、原子炉が電力供給に使用できない３日程度の
期間を含むことになる。
いる間にキセノンの振動が生じ、この後、原ｒ炉の正常
運転を再開し得る前に安定死相が必要となる。従って較
正作業は、原子炉が電力供給に使用できない３日程度の
期間を含むことになる。
本発明の目的は、この種の原子炉の外部検出器を較正す
る作業を、かかる作業において更新されるべき較正係数
の数を減らすことにより単純化し、原ｒ炉運転の中断を
回避し、及び／または電力生成の可能性を増大し、例え
ばしかもこれら全てが従来公知の方法で評価した場合に
、運転中の原子炉の炉心内の原子力の分布が既知となる
精度を落とすことなく行なうことである。
る作業を、かかる作業において更新されるべき較正係数
の数を減らすことにより単純化し、原ｒ炉運転の中断を
回避し、及び／または電力生成の可能性を増大し、例え
ばしかもこれら全てが従来公知の方法で評価した場合に
、運転中の原子炉の炉心内の原子力の分布が既知となる
精度を落とすことなく行なうことである。
本発明は、原子炉の炉心内の出力分布を決定する方法を
提供する。この方法は以下に記述する機能に関しては、
１９７６年３月５日出願の米国特許出願ＳＮ ６６４１
１４（Ｇｒａｈａｍら）に優先権を請求中の仏国特許第
２３４３３１３号（Ｗｅｓｔ １ｎｈｏｕｓｅ）に一部
記載の方法と共通の種々の作業を包含する。これら共通
な作業とは、 その中で核分裂反応が該炉心の可変の運転構成に従う空
間的部分を有する局所原子力を放出する内部中性１束を
生成する、原子炉炉心の周囲に外部中性子検出器を配設
する作業であって、前記検出器が所定の順序を形成し、
且つ炉心を出る外部中性子束を遮断して対応する一連の
検出信号を対応する順序で生成することにより前記中性
子に応答するために固定位置に設置され、前記信号が、
前記検出器によって受容された中性子束を表わし且つ検
出器の感度に従う作業と、 比較的短い時間間隔で繰り返され、且つ各々が一連の前
記検出信号を収集する作業と、前記データ収集作業の際
の炉心構成において前記炉心内の前記出力の分布を規定
する一連の分布パラメータをそれぞれ表わす所定順序の
分布信号を形成する処理作業とを包含する間接的分布決
定作業であって、前記処理作業が所定の重みつけ係数を
使用し、且つ、 首記一連の検出信号の各々を、前記検出信号の順位と形
成される分布信号の順位とに従う前記所定の係数の１つ
と乗算し、それによって重み付けされた検出信号を与え
る作業、及び 前記重み付けされた検出信号全てを加算する作業 を実施する、前記一連の検出信号から前記分布信号の各
々を形成する間接的分布決定作業とであり、更に該方法
は、比較的長い時間間隔で繰り遅され、目、つ各々が第
１には同時データ取得作業の組をからなる較正操作であ
って、前記同時データ取得作業の各々が、該同時データ
取得作業の際の炉心構成における前記一連の分布パラメ
ータのうちのパラメータをそれぞれ表わす一連の基準信
号を供給する基準測定作業と、同じ炉心較正において前
記一連の分布パラメータに対応する一連の前記検出信号
を収集する検証作業とを包含しており、前記較正作業は
更に、前記一連の検出信号の各々と、前記所定の係数に
代えて新たな係数とを用いて前記処理操作と同様に実施
される仮想処理操作によって、信号が、対応する一連の
基準信号の信号にそれぞれ等しい一連の分布信号を形成
するような新たな係数を計算するために、前記一連の基
準信号と前記一連の検出信号とについての較正計算を包
含しており、 前記重たな係数は、前記較正作業に続く前記決定作業の
間に前記所定の係数を構成する。
提供する。この方法は以下に記述する機能に関しては、
１９７６年３月５日出願の米国特許出願ＳＮ ６６４１
１４（Ｇｒａｈａｍら）に優先権を請求中の仏国特許第
２３４３３１３号（Ｗｅｓｔ １ｎｈｏｕｓｅ）に一部
記載の方法と共通の種々の作業を包含する。これら共通
な作業とは、 その中で核分裂反応が該炉心の可変の運転構成に従う空
間的部分を有する局所原子力を放出する内部中性１束を
生成する、原子炉炉心の周囲に外部中性子検出器を配設
する作業であって、前記検出器が所定の順序を形成し、
且つ炉心を出る外部中性子束を遮断して対応する一連の
検出信号を対応する順序で生成することにより前記中性
子に応答するために固定位置に設置され、前記信号が、
前記検出器によって受容された中性子束を表わし且つ検
出器の感度に従う作業と、 比較的短い時間間隔で繰り返され、且つ各々が一連の前
記検出信号を収集する作業と、前記データ収集作業の際
の炉心構成において前記炉心内の前記出力の分布を規定
する一連の分布パラメータをそれぞれ表わす所定順序の
分布信号を形成する処理作業とを包含する間接的分布決
定作業であって、前記処理作業が所定の重みつけ係数を
使用し、且つ、 首記一連の検出信号の各々を、前記検出信号の順位と形
成される分布信号の順位とに従う前記所定の係数の１つ
と乗算し、それによって重み付けされた検出信号を与え
る作業、及び 前記重み付けされた検出信号全てを加算する作業 を実施する、前記一連の検出信号から前記分布信号の各
々を形成する間接的分布決定作業とであり、更に該方法
は、比較的長い時間間隔で繰り遅され、目、つ各々が第
１には同時データ取得作業の組をからなる較正操作であ
って、前記同時データ取得作業の各々が、該同時データ
取得作業の際の炉心構成における前記一連の分布パラメ
ータのうちのパラメータをそれぞれ表わす一連の基準信
号を供給する基準測定作業と、同じ炉心較正において前
記一連の分布パラメータに対応する一連の前記検出信号
を収集する検証作業とを包含しており、前記較正作業は
更に、前記一連の検出信号の各々と、前記所定の係数に
代えて新たな係数とを用いて前記処理操作と同様に実施
される仮想処理操作によって、信号が、対応する一連の
基準信号の信号にそれぞれ等しい一連の分布信号を形成
するような新たな係数を計算するために、前記一連の基
準信号と前記一連の検出信号とについての較正計算を包
含しており、 前記重たな係数は、前記較正作業に続く前記決定作業の
間に前記所定の係数を構成する。
前記一連の検出器、パラメータまたは信号は、検出器の
位置またはパラメータもしくは信号の物理的意味とは全
く無関係であることを理解されたい。それらは単に、各
検出器、パラメータまたは信号に順位を割り当てること
によって同定することが可能とする。更に前記間接的決
定作業は、比較的短い時間間隔でのみでなく、継続的に
縁り返させることもでき、前記処理または計算作業は自
動的に行われるのが有利であるが、必ずしもそうでなく
てもよい。
位置またはパラメータもしくは信号の物理的意味とは全
く無関係であることを理解されたい。それらは単に、各
検出器、パラメータまたは信号に順位を割り当てること
によって同定することが可能とする。更に前記間接的決
定作業は、比較的短い時間間隔でのみでなく、継続的に
縁り返させることもでき、前記処理または計算作業は自
動的に行われるのが有利であるが、必ずしもそうでなく
てもよい。
前記基準測定作業は、典型的には基準測定装置を使用し
て実施される。これらの装置の幾つかは、普通の空間的
分布における内部中性子束を直接測定するために前記炉
心に一時的に導入されるが、強度の周囲照射によって損
傷を被らないように炉心から取り出されねばならない。
て実施される。これらの装置の幾つかは、普通の空間的
分布における内部中性子束を直接測定するために前記炉
心に一時的に導入されるが、強度の周囲照射によって損
傷を被らないように炉心から取り出されねばならない。
他の基準測定装置は、例えばエンタルピーバランスを使
用して総出力レベルを測定する。
用して総出力レベルを測定する。
前記したようにこの公知の方法においては、更新される
べき重みつけまたは較正係数の数によって、新たな係数
を決定するのに必要な数の方程式を得るために、各々が
一連の基準信号及び一連の検出信号を供給する種々の炉
心構成において前記同時データ取得作業を数回実施する
ことが必要となる。
べき重みつけまたは較正係数の数によって、新たな係数
を決定するのに必要な数の方程式を得るために、各々が
一連の基準信号及び一連の検出信号を供給する種々の炉
心構成において前記同時データ取得作業を数回実施する
ことが必要となる。
前記したような共通作業を含む方法と比較して本発明の
決定方法は各較正計算作業の際に、各型たな係数が２つ
の項、即ち、 この計算の際に前記新たな係数と乗算されるべき前記検
出信号の順位に従うが、新たな係数を使用して形成され
るであろう前記分布信号の順位には無関係である感度（
ｓｅｎｓｉｔｉｖｉｔｙ）項、及びこの計算の際に前記
新たな係数と乗算されるべき前記検出信号の順位と、新
たな係数を使用して形成されるであろう前記分布信号の
順位とに従う移動（ｔｒａｎｓｆｅｒ）項、 の積として計算され、 前記移動項の各々にはメモリ内に記憶されている値が与
えられ、且つ前記移動項は前記較正作業が連続して数回
実施される間は固定されており、従って単純化されてお
り、 前記単純化された較正作業に包含される前記同時データ
取得処理の組は、各々が単一の一連の基準信号と単一の
一連の対応する検出信号とを供給するような単一のデー
タ取得作業からなることを特徴とする。
決定方法は各較正計算作業の際に、各型たな係数が２つ
の項、即ち、 この計算の際に前記新たな係数と乗算されるべき前記検
出信号の順位に従うが、新たな係数を使用して形成され
るであろう前記分布信号の順位には無関係である感度（
ｓｅｎｓｉｔｉｖｉｔｙ）項、及びこの計算の際に前記
新たな係数と乗算されるべき前記検出信号の順位と、新
たな係数を使用して形成されるであろう前記分布信号の
順位とに従う移動（ｔｒａｎｓｆｅｒ）項、 の積として計算され、 前記移動項の各々にはメモリ内に記憶されている値が与
えられ、且つ前記移動項は前記較正作業が連続して数回
実施される間は固定されており、従って単純化されてお
り、 前記単純化された較正作業に包含される前記同時データ
取得処理の組は、各々が単一の一連の基準信号と単一の
一連の対応する検出信号とを供給するような単一のデー
タ取得作業からなることを特徴とする。
これは特に、較正係数を更新するためにだけ炉心の運転
構成を変更する必要を省く、何故ならば、本発明の較正
方法においては、同時データ取得作業が炉心の唯一つの
運転構成において実施され、次いで同じ検出器に関する
全ての重みつけ係数が同じ割合で変更されるからである
。
構成を変更する必要を省く、何故ならば、本発明の較正
方法においては、同時データ取得作業が炉心の唯一つの
運転構成において実施され、次いで同じ検出器に関する
全ての重みつけ係数が同じ割合で変更されるからである
。
本発明の目的は、原子炉の炉心の周囲にある中性子検出
器を較正する方法であって、較正係数の行列を検出器に
よって発信される検出信号に適用することにより炉心内
の原子力の分布を決定するために、前記作業の際に更新
されるべき項の数が検出器の数と同じであり且つそれら
を更新するために必要な内部束測定が炉心の運転構成を
変更せずども実施され得るように、前記較正係数が、検
出器にのみ依存し且つ較正作業ごとに更新される感度項
と、連続する数回の較正作業にわたって無変更のままで
ある移動項との積からなることを特徴とする方法を提供
することである。
器を較正する方法であって、較正係数の行列を検出器に
よって発信される検出信号に適用することにより炉心内
の原子力の分布を決定するために、前記作業の際に更新
されるべき項の数が検出器の数と同じであり且つそれら
を更新するために必要な内部束測定が炉心の運転構成を
変更せずども実施され得るように、前記較正係数が、検
出器にのみ依存し且つ較正作業ごとに更新される感度項
と、連続する数回の較正作業にわたって無変更のままで
ある移動項との積からなることを特徴とする方法を提供
することである。
本発明の基礎をなす原理は前記単純なケースに関する以
下の説明から容易に明らかとなるであろう。
下の説明から容易に明らかとなるであろう。
前記公知の方法によってパラメータＰ及びＤＰを解明す
ることにより、核計装によって発信される信号間と、炉
心内の出力分布のパラメータとの間の全関係をうまく定
義することができる。しかしながら、この関係を惹起す
る相互作用の多様性は考慮されていない。
ることにより、核計装によって発信される信号間と、炉
心内の出力分布のパラメータとの間の全関係をうまく定
義することができる。しかしながら、この関係を惹起す
る相互作用の多様性は考慮されていない。
炉心の周囲にある数個の燃料要素のみが外部核計装の応
答に寄与することを踏まえ、本発明の１つの原理は、独
立した係数によって出来る限り明確に、この関係を惹起
する種々の相互作用、即ち平均軸方向出力及び周囲軸方
向出力間の相互作用と、周囲中性子束の種々の検出器へ
の移動及び各検出器に固有の感度とを表わすことである
。−旦これが表されたならば、本発明は多数のこれらの
係数を一定に維持することが要求されるのみであって、
決定されるべく残っている所定数の較正係数が、原子力
の多数の独立した空間的分布の使用を必要する、即ち炉
心の多重運転構成の使用を必要することはない。
答に寄与することを踏まえ、本発明の１つの原理は、独
立した係数によって出来る限り明確に、この関係を惹起
する種々の相互作用、即ち平均軸方向出力及び周囲軸方
向出力間の相互作用と、周囲中性子束の種々の検出器へ
の移動及び各検出器に固有の感度とを表わすことである
。−旦これが表されたならば、本発明は多数のこれらの
係数を一定に維持することが要求されるのみであって、
決定されるべく残っている所定数の較正係数が、原子力
の多数の独立した空間的分布の使用を必要する、即ち炉
心の多重運転構成の使用を必要することはない。
本発明では、その一方（Ｐ）は炉心内の平均軸方向出力
分布を表わし、他方（Ｉ）は外部検出器によって発信さ
れる信号を表わす２つのベクｌ〜ルに関する方程式： ％式％ 〔式中、八′、Ｔ′及びＳ′は、その次数がベクトルＰ
及び■の要素の数に等しい平方行列によって表される線
形作用素である〕 と置くことができる。これらのベクトルの各要素は、炉
心の軸方向切片または検出器のいずれかに関係する。
分布を表わし、他方（Ｉ）は外部検出器によって発信さ
れる信号を表わす２つのベクｌ〜ルに関する方程式： ％式％ 〔式中、八′、Ｔ′及びＳ′は、その次数がベクトルＰ
及び■の要素の数に等しい平方行列によって表される線
形作用素である〕 と置くことができる。これらのベクトルの各要素は、炉
心の軸方向切片または検出器のいずれかに関係する。
上記作用素はそれぞれ次のものを意味する：＾′は検出
器の応答に寄与する周囲領域における軸方向原子力と平
均軸方向原子力との関係を表わし、 Ｔ′は炉心の順位ｉの軸方向切片の周囲に生成された平
均中性子束を順位ｊの検出器に移動する可能性を表わし
、 Ｓ′は検出器の感度、即ち検出信号と検出器に到来する
中性子束との関係を表わす０行列Ｓ′は対角行列である
。
器の応答に寄与する周囲領域における軸方向原子力と平
均軸方向原子力との関係を表わし、 Ｔ′は炉心の順位ｉの軸方向切片の周囲に生成された平
均中性子束を順位ｊの検出器に移動する可能性を表わし
、 Ｓ′は検出器の感度、即ち検出信号と検出器に到来する
中性子束との関係を表わす０行列Ｓ′は対角行列である
。
上記事項に関する考察及び多量の実験結果解析から、炉
心−検出器の形状を固定すれば移動行列Ｔは、この行列
を構成するのに使用されたモデル化が、関係した物理的
中性子輸送現象をかなりうまく表しているいう条件で、
定数と見なし得ることが判った。
心−検出器の形状を固定すれば移動行列Ｔは、この行列
を構成するのに使用されたモデル化が、関係した物理的
中性子輸送現象をかなりうまく表しているいう条件で、
定数と見なし得ることが判った。
この行列系を単純化し、大規模な実験的検証によってこ
の単純化形態を立証することができた。
の単純化形態を立証することができた。
そうして得られた方程式は
ｒ’＝Ｔ−Ｓ−１
である。
この新たな方程式においては、作用素へ′において実現
された情報は、行列Ｔ′を置き換える行列Ｔと、行列Ｓ
′を置き換える感度行列Ｓとに分割され且つ統合されて
いる。最高６次までの次数の行列に対しては行列Ｓは、
対角行列を維持することが所望であってさえも移動行列
Ｔが常に定数と見なされ得る限りは、このように定義さ
れる行列系が前記現象をよりうまく表していないことを
補償するのに充分であることが判った。
された情報は、行列Ｔ′を置き換える行列Ｔと、行列Ｓ
′を置き換える感度行列Ｓとに分割され且つ統合されて
いる。最高６次までの次数の行列に対しては行列Ｓは、
対角行列を維持することが所望であってさえも移動行列
Ｔが常に定数と見なされ得る限りは、このように定義さ
れる行列系が前記現象をよりうまく表していないことを
補償するのに充分であることが判った。
この後者の知見は本発明の実用化の基礎をなす。
非限定的な実施例及び添付の図面によって、前記一般的
な処理内で本発明がいかに実行され得るかを説明する１
両図において同じ部品には同じ参照番号を付しである。
な処理内で本発明がいかに実行され得るかを説明する１
両図において同じ部品には同じ参照番号を付しである。
Ｘ旌１
第１図では、鉛直方向軸３を有する原子炉の炉心４が格
納容器２によって包囲されており、格納容器２の回りに
は、各々が頂部セクションと底部セクションとを包含し
ている４つの中性子検出器柱状体６が配設されている。
納容器２によって包囲されており、格納容器２の回りに
は、各々が頂部セクションと底部セクションとを包含し
ている４つの中性子検出器柱状体６が配設されている。
４つの頂部（または底部）セクションによって供給され
る信号の各々は、主に炉心のより高い（またはより低い
）部分から漏出する中性子束に依存する高部検出信号１
１１（または低部検出検出信号ＩＬ）を構成する。第２
図は、このような外部検出器の１つを構成する頂部検出
器８（または底部検出器１０）を示す、高部検出信号及
び低部積信号は、これらの信号とそれぞれ感度項Ｓ、ｌ
及びＳＬとを乗算する、分布決定装ｆｉｌｌの２つの乗
算器１２及び１４によって受信される。
る信号の各々は、主に炉心のより高い（またはより低い
）部分から漏出する中性子束に依存する高部検出信号１
１１（または低部検出検出信号ＩＬ）を構成する。第２
図は、このような外部検出器の１つを構成する頂部検出
器８（または底部検出器１０）を示す、高部検出信号及
び低部積信号は、これらの信号とそれぞれ感度項Ｓ、ｌ
及びＳＬとを乗算する、分布決定装ｆｉｌｌの２つの乗
算器１２及び１４によって受信される。
それぞれライン１８及び２０上に供給される２つの成分
Ｐ及びＤＰを有する軸方向出力分布ベクトルを与えるた
めに、このように乗算された上記２つの信号によって構
成されるベクトルは、それらを移動行列Ｔと乗算する行
列処理装置１６内で処理される。
Ｐ及びＤＰを有する軸方向出力分布ベクトルを与えるた
めに、このように乗算された上記２つの信号によって構
成されるベクトルは、それらを移動行列Ｔと乗算する行
列処理装置１６内で処理される。
較正処理においては、較正装置２２は外部検出器８及び
１０によって供給された信号と、内部中性子束を直接測
定するために炉心４内に一時的に導入゛された基準測定
装置２４によって供給された信号とを同時に受信する。
１０によって供給された信号と、内部中性子束を直接測
定するために炉心４内に一時的に導入゛された基準測定
装置２４によって供給された信号とを同時に受信する。
較正装置２２はこれら２系列の信号を処理し、それらに
応答して２つの指令信号を乗算器１２及び１４に供給す
る。これらの信号は、次の較正作業まで適用される感度
項九及び乳を定義する。
応答して２つの指令信号を乗算器１２及び１４に供給す
る。これらの信号は、次の較正作業まで適用される感度
項九及び乳を定義する。
前記の極めて単純な実施態様において、本発明は前記感
度行列及び移動行列が平方２次行列である場合に適用さ
れることが判る。決定装置１１内で実行される計算は方
程式： ％式％） ） で表される。感度行列Ｓは関係式： に従う感度項によって形成され、移動行列Ｔは関ｆ系式
： に従う移動項によって形成され、重みつけ係数Ｃ，Ｓ□
＋Ｆ□Ｓ１１． ＧＬＳＬ ＋ ＦＬＳＬ、 ＧＮＳＭ
ＦＩＩＳＮ及びＧＬＳＬ−Ｆ、ＳＬは、公知の方法
で使用されているような前記のごとき係数（それぞれＫ
１１．ＫＬ、ＫｏＫ、ｌ及び−Ｋ、ＫＬ）を置き換える
ことが判る。
度行列及び移動行列が平方２次行列である場合に適用さ
れることが判る。決定装置１１内で実行される計算は方
程式： ％式％） ） で表される。感度行列Ｓは関係式： に従う感度項によって形成され、移動行列Ｔは関ｆ系式
： に従う移動項によって形成され、重みつけ係数Ｃ，Ｓ□
＋Ｆ□Ｓ１１． ＧＬＳＬ ＋ ＦＬＳＬ、 ＧＮＳＭ
ＦＩＩＳＮ及びＧＬＳＬ−Ｆ、ＳＬは、公知の方法
で使用されているような前記のごとき係数（それぞれＫ
１１．ＫＬ、ＫｏＫ、ｌ及び−Ｋ、ＫＬ）を置き換える
ことが判る。
本発明では２つの感度項Ｓ８及びＳＬは、炉心の運転構
成を変更せずとも較正装置２２によって、単一の一連の
基準信号と、２つの単一の一連の検出信号から確立され
る。
成を変更せずとも較正装置２２によって、単一の一連の
基準信号と、２つの単一の一連の検出信号から確立され
る。
第１図は外部中性子検出器を備えた原子炉の炉心の水平
方向断面図、及び第２図は同様の検出器及び基準測定装
置と本発明を実現する情報処理手段のブロック図とを備
えた同様の原子炉の側面図である。 ２・・・格納容器、３・・・鉛直方向軸、４・・・炉心
、６・・・中性子検出器柱状体、１１・・・分布決定装
置１１．１２４４・・・乗算器、１６・・・行列処理装
置、２２・・・較正装置、２４・・・基準測定装置。 ＦＩＧ、１ ＦＩＧ、２
方向断面図、及び第２図は同様の検出器及び基準測定装
置と本発明を実現する情報処理手段のブロック図とを備
えた同様の原子炉の側面図である。 ２・・・格納容器、３・・・鉛直方向軸、４・・・炉心
、６・・・中性子検出器柱状体、１１・・・分布決定装
置１１．１２４４・・・乗算器、１６・・・行列処理装
置、２２・・・較正装置、２４・・・基準測定装置。 ＦＩＧ、１ ＦＩＧ、２
Claims (7)
- （１）原子炉の炉心の周囲にある中性子検出器を較正す
る方法であって、データが前記炉心の単一の運転構成に
おいて取得され、同じ検出器に関係する全ての重みつけ
係数が同じ割合で変更されることを特徴とする方法。 - （２）重みつけ係数の行列を検出器によって発信される
検出信号に適用することにより炉心内の原子力分布を決
定するために、原子炉の炉心の周囲にある中性子検出器
を較正する方法であつて、該較正作業の間に更新される
べき項の数が検出器の数と同じであり、且つ前記項らを
更新するために必要な内部束測定が炉心の運転構成を変
更せずとも実施され得るように、前記較正係数が、前記
検出器にのみ依存し且つ該較正作業ごとに更新される感
度項と、連続する数回の較正作業にわたって無変更のま
まである移動項との積で構成されることを特徴とする方
法。 - （３）原子炉の炉心における出力分布を決定する方法で
あつて、 その中で核分裂反応が該炉心の可変運転構成に従う空間
的分布を有する局所原子力を放出する内部中性子束を生
成する、原子炉炉心の回りに中性子検出器を配設する作
業であって、前記検出器が所定の順序を形成し、且つ炉
心から出る外部中性子束を遮断して一連の対応する検出
信号を対応する順序で生成することにより前記中性子束
に応答するために固定位置に設置され、前記信号が前記
検出器によって受容された中性子束を表わし且つ前記検
出器の感度に依存する作業と、 比較的短い時間間隔で繰り返され、且つ各々が一連の前
記検出信号を収集する作業と、前記データ収集処理の際
の炉心構成において前記炉心内の前記原子力の分布を規
定する一連の分布パラメータをそれぞれ表わす所定順序
の分布信号を形成する処理作業とを包含する間接的分布
決定作業であって、前記処理作業が所定の重みつけ係数
を使用し、且つ、 前記一連の前記検出信号の各々を、該検出信号の順位と
形成された分布信号の順位とに従った前記所定の係数の
１つと乗算し、それによつて重みつけされた検出信号を
供給する作業、及び 前記重みつけされた検出信号全てを加算する作業、 を実施する、前記一連の検出信号から前記分布信号の各
々を形成する間接的分布決定作業とを包含しており、 更に該方法は、比較的長い時間間隔で繰り返され且つ各
々が第１に同時データ取得作業の組を包含する較正作業
であって、前記同時データ取得作業の各々が、該同時デ
ータ取得作業の際の炉心構成における前記一連の分布パ
ラメータのなかのパラメータをそれぞれ表わす一連の基
準信号を供給する基準測定作業と、前記炉心構成におい
て前記一連の分布パラメータに対応する一連の検出信号
を収集する検証作業とからなる較正作業を包含しており
、 前記較正作業が更に、前記一連の検出信号の各々と、前
記所定の係数に代えて新たな係数とを用いて前記処理作
業と同様に実施される仮想処理作業によって、信号がそ
れぞれ対応する一連の基準信号の信号に等しい一連の分
布信号を形成するような新たな係数を計算するために、
前記一連の基準信号と前記一連の検出信号とについての
較正計算を包含しており、 前記新たな係数が、前記較正作業に続く前記決定作業の
間に前記所定の係数を構成し、 該方法が、前記各較正計算作業において、前記新たな、
係数の各々が２つの項、即ち、 該計算の際に前記新たな係数と乗算されるべき前記検出
信号の順位に依存するが、新たな係数を使用して形成さ
れるであろう前記分布信号の順位には無関係である感度
項、及び 該計算の際に前記新たな係数と乗算されるべき前記検出
信号の順位と、この係数を使用して形成されるであろう
前記分布信号の順位とに依存する移動項、 の積として計算され、 前記移動項の各々にはメモリ内に記憶されている値を与
えられ、且つ該移動用は前記較正作業が連続して数回実
施される間は固定されており、従って単純化されており
、 前記単純化された較正作業に包含される前記同時データ
取得作業の組が、各々が単一の一連の基準信号と単一の
一連の対応する検出信号とを供給するような単一のデー
タ取得作業からなることを特徴とする方法。 - （４）前記基準測定作業が、前記炉心内で前記内部中性
子束を直接測定するために一時的に前記炉心内に導入さ
れる基準測定装置を使用して実施されることを特徴とす
る請求項３に記載の方法。 - （５）前記外部中性子検出器の各々が、前記炉心の垂直
方向軸の回りに周囲方向に配設された基本検出器のグル
ープの形態であり、且つ前記局所原子力の空間的分布を
構成する軸方向分布を決定するために、少なくとも１つ
の頂部検出器と少なくとも１つの底部検出器とで構成さ
れていることを特徴とする請求項３に記載の方法。 - （６）前記外部中性子検出器が、前記炉心のより高い部
分とより低い部分との間の前記局所原子力の分布を決定
するために頂部検出器と底部検出器とを包含しているこ
とを特徴とする請求項５に記載の方法。 - （７）前記移動項が、前記炉心の運転寿命の間は無変化
のままであることを特徴とする請求項３に記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8908710A FR2649240B1 (fr) | 1989-06-29 | 1989-06-29 | Procede de determination de la repartition de la puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire et procede de calibrage des detecteurs neutroniques autour du coeur d'un reacteur nucleaire |
| FR8908710 | 1989-06-29 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03214099A true JPH03214099A (ja) | 1991-09-19 |
Family
ID=9383272
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2174328A Pending JPH03214099A (ja) | 1989-06-29 | 1990-06-29 | 原子炉炉心における出力分布の決定方法及び原子炉炉心周囲にある中性子検出器の較正方法 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0406075B1 (ja) |
| JP (1) | JPH03214099A (ja) |
| KR (1) | KR100201029B1 (ja) |
| CN (1) | CN1048947A (ja) |
| DE (1) | DE69014734T2 (ja) |
| ES (1) | ES2064682T3 (ja) |
| FR (1) | FR2649240B1 (ja) |
| ZA (1) | ZA905116B (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2001033581A (ja) * | 1999-07-05 | 2001-02-09 | Framatome Et Cogema <Fragema> | 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 |
| JP2001042079A (ja) * | 1999-07-05 | 2001-02-16 | Framatome Et Cogema <Fragema> | 原子炉の炉心の少なくとも１つの動作パラメタを監視する方法及びシステム |
| KR100549339B1 (ko) * | 2002-10-31 | 2006-02-02 | 한국전력공사 | 정규화 및 역행렬 제한조건을 이용한 원자력발전소의노외계측기 ｓａｍ 결정방법 |
| JP2008175692A (ja) * | 2007-01-18 | 2008-07-31 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 炉心の軸方向出力分布の測定方法 |
| US8363153B2 (en) | 2010-02-10 | 2013-01-29 | Nikon Corporation | Focus detection device |
| CN104179794A (zh) * | 2013-05-24 | 2014-12-03 | 中广核工程有限公司 | 核电厂堆外中子通量测量器的连接装置及其安装方法 |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5490184A (en) * | 1994-07-21 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density |
| CN100555470C (zh) * | 1997-12-01 | 2009-10-28 | 东芝株式会社 | 原子反应堆输出功率的监控装置 |
| KR100450002B1 (ko) * | 2002-01-11 | 2004-09-30 | 한국전력공사 | 원자력발전소의 임계전 노외계측기 선형부채널 교정을 위한 교정상수 결정방법 |
| US8548789B2 (en) * | 2008-02-11 | 2013-10-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core |
| CN105006262B (zh) * | 2015-06-15 | 2017-12-08 | 中广核研究院有限公司 | 一种标定核反应堆堆外探测器的方法 |
| WO2017042876A1 (ja) * | 2015-09-08 | 2017-03-16 | 三菱電機株式会社 | 炉内核計装装置 |
| WO2019035991A2 (en) * | 2017-08-18 | 2019-02-21 | Westinghouse Electric Company Llc | METHOD FOR SCALING ISOLATED NUCLEAR INSTRUMENTATION OUTPUT SIGNAL SCALE AND SYSTEM USING THE SAME |
| CN108172312B (zh) * | 2017-12-13 | 2020-01-31 | 广东核电合营有限公司 | 核电站堆外核仪表系统的轴向功率偏差的校准方法 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4079236A (en) * | 1976-03-05 | 1978-03-14 | Westinghouse Electric Corporation | Method and apparatus for monitoring the axial power distribution within the core of a nuclear reactor, exterior of the reactor |
| FR2546330B1 (fr) * | 1983-05-19 | 1985-08-23 | Framatome Sa | Procede de detection des defauts de repartition de la puissance du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif de mise en oeuvre de ce procede |
| US4711753A (en) * | 1986-03-19 | 1987-12-08 | Westinghouse Electric Corp. | Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor |
| US4774050A (en) * | 1986-04-10 | 1988-09-27 | Westinghouse Electric Corp. | Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples |
-
1989
- 1989-06-29 FR FR8908710A patent/FR2649240B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-06-22 EP EP90401778A patent/EP0406075B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1990-06-22 DE DE69014734T patent/DE69014734T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1990-06-22 ES ES90401778T patent/ES2064682T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1990-06-28 KR KR1019900009609A patent/KR100201029B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1990-06-29 CN CN90106665A patent/CN1048947A/zh active Pending
- 1990-06-29 ZA ZA905116A patent/ZA905116B/xx unknown
- 1990-06-29 JP JP2174328A patent/JPH03214099A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2001033581A (ja) * | 1999-07-05 | 2001-02-09 | Framatome Et Cogema <Fragema> | 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 |
| JP2001042079A (ja) * | 1999-07-05 | 2001-02-16 | Framatome Et Cogema <Fragema> | 原子炉の炉心の少なくとも１つの動作パラメタを監視する方法及びシステム |
| KR100549339B1 (ko) * | 2002-10-31 | 2006-02-02 | 한국전력공사 | 정규화 및 역행렬 제한조건을 이용한 원자력발전소의노외계측기 ｓａｍ 결정방법 |
| JP2008175692A (ja) * | 2007-01-18 | 2008-07-31 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 炉心の軸方向出力分布の測定方法 |
| US8363153B2 (en) | 2010-02-10 | 2013-01-29 | Nikon Corporation | Focus detection device |
| CN104179794A (zh) * | 2013-05-24 | 2014-12-03 | 中广核工程有限公司 | 核电厂堆外中子通量测量器的连接装置及其安装方法 |
| CN104179794B (zh) * | 2013-05-24 | 2018-09-07 | 中广核工程有限公司 | 核电厂堆外中子通量测量器的连接装置及其安装方法 |
Also Published As
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| FR2649240A1 (fr) | 1991-01-04 |
| ES2064682T3 (es) | 1995-02-01 |
| ZA905116B (en) | 1991-04-24 |
| EP0406075B1 (fr) | 1994-12-07 |
| KR910001797A (ko) | 1991-01-31 |
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