JPH04232497A - 炉心出力分布監視装置、原子炉防護装置、原子炉炉心検出器装置及び原子炉炉心監視方法 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の背景】

【発明の分野】本発明は、原子炉の炉心出力分布の監視
システム及び防護システムの計算を、固定式炉心内型又
は可動式炉心型の束検出器システムを必要とすることな
く可能とする方法と装置に関するものである。特に、本
発明は、炉心出力分布を決定するために、且つ、適当な
状況下で自動原子炉停止の必要性を確認するために、連
続オンライン分析方法でパラメータを変形するよう容器
内・炉心外型のセンサを用いているシステムであって、
前記センサがノズルの高さ位置で容器壁を貫通して接続
され、上部及び下部の容器貫通部を無くすことができる
システムに関するものである。

【０００２】

【先行技術の説明】最近の創案における非常に強力な分
析核炉心モデリングの能力によって、特に、一般的な加
圧水型原子炉（ＰＷＲ）の高等三次元拡散理論に基づく
節点（ｎｏｄａｌ）表示の適用によって、以下で述べる
ような炉心監視のため（間接的には炉心防護のため）の
炉心内型の核計装の必要性が再検討されている。現在の
規制上の方針においては、公称通常運転状態の下での炉
心出力分布のいかなる歪みも、燃料又はその被覆の健全
性を損なう可能性のある見逃し局所出力密度収差となら
ないことを保証するために、数種の炉心内型核計装を全
出力炉心内に設けることを要求している。この規制上の
要求は、２つの十分に確立された従来手段のいずれかに
よって国内市場における商用ＰＷＲについて満足されて
いる。

【０００３】製造会社の一部は、原子炉の燃料領域の中
に多数（一般的には５０〜６０）の固定式炉心内型中性
子検出器のストリング（連鎖体）を設けるという方法を
採っている。各ストリングにおける幾つかの検出器から
の応答は、炉心のその時点での三次元出力分布の評価を
可能とするための比較的簡単な周知の数理的補間アルゴ
リズムにより、オンライン処理される。極めて特別な場
合において、この情報はその後、他のセンサから誘導さ
れる情報と組み合わして用いられ、原子炉をトリップす
る必要がある場合、それを確認する。しかし、一般的に
は、原子炉トリップの必要性は、固定式炉心内型検出器
以外の検出器の応答から求められる。かかる他の検出器
の中には従来一般の炉心外・容器外型の中性子検出器が
あり、この検出器は、その信頼性及び正確さを保証する
ために、固定式炉心内型検出器の応答に対して定期的に
再較正される。ここで考慮しておくべき点は、このよう
な監視形態で用いられる各炉心内型検出器は炉心に設置
する前に試験所で１回だけ較正されることである。通常
、炉心内型検出器の現場での再較正は理論上は可能であ
るが、実際には、それらは現場で決して再較正されるこ
とはない。誤動作検出器からの明らかに異常のあるセン
サ応答が出力分布の合成方法に組み込まれないことを保
証するために、相互検出器整合性のチェックがなされる
ことは知られている。また、大規模なデータベースが設
けられており、そこから、局所的中性子束にさらされる
ことによる中性子検出器の感度の漸進的な劣化に関する
情報が日常的に得られることも認識すべきである。強調
すべき点は、固定式炉心内型中性子検出器を現場で定期
的に再較正することを強要しないという慣例は既に確立
されている点である。

【０００４】プラント運転中に数種の出力分布の監視が
維持されるという前記規制上の要請に対応する第２の手
段は、米国のウエスチングハウス社及び他の国の幾つか
のＰＷＲ提供会社により支持されている。この第２の手
段においては、炉心出力分布の連続オンライン式モニタ
リングが主に炉心外・容器外型の出力領域中性子検出器
によって達成され、恐らくは炉心出口熱電対の応答から
得られるデータによって補強される。この手段を支持し
ている基本的な前提は、ＰＷＲの炉心が中性子的な意味
で本質的に堅く結合されているということである。よっ
て、炉心の内部で起こる可能性があるいかなる摂動も、
直ちに、炉心の周辺領域における出力分布における関連
の検出可能な摂動を引き起こす。これは、炉心外・容器
外型の中性子検出器により観察される。炉心外・容器外
型検出器の応答から通常通りに得られる炉心出力分布の
単純なパラメトリック表示、特に、軸線方向オフセット
及び四分円出力傾斜比が、炉心内部の最悪の場合の局所
的出力密度を示すのに十分な情報を提供し、これにより
、プラントオペレータは、個々のプラントの技術仕様書
に記載された許容運転範囲から逸脱するのを防止するだ
けで、許容できない起こり得る状態を回避することがで
きる。炉心外・容器外型中性子検出器の信号、及び、炉
心出口熱電対が用いられている場合にはその信号が実際
の炉心出力分布の状態を十分に表しているという証明は
、炉心外・容器外型中性子検出器の記録された応答（適
当な場合には炉心出口熱電対の応答も）から導き出され
る炉心出力分布の表示を、可動式炉心内型検出器の応答
に基づいて形成される同時炉心束マップから導き出され
る炉心出力分布の表示と定期的に比較することで得られ
る。従って、可動式炉心内型検出器システムの主機能は
、炉心出力分布の監視に対するこの第２の手段が実施さ
れている場合、炉心外・容器外型中性子検出器の応答を
炉心出力分布のパラメトリック表示（炉心出力分布の監
視はこの表示に基づいている）に結び付ける経験的アル
ゴリズムの確かな再較正を可能とするために必要なデー
タを供給することである。可動式炉心内型検出器システ
ムの二次的ではあるが、決して無視して良いものではな
い機能は、炉心外型中性子検出器により（炉心出口熱電
対の応答の一致性が試験されている場合にはその炉心出
口熱電対の応答と共に）報告される炉心内部における炉
心出力分布の偏差が実際に存在しているということを別
個に証明することである。このような偏差が存在してい
ることが示された場合、可動式炉心内型検出器システム
はその後、その偏差の重大度を非常に正確に測定するこ
とができ、それにより、プラントオペレータは、非常措
置（炉心の出力減退又は停止）が必要であるか否かを決
定できる。このように、炉心出力分布の監視に対するこ
の第２手段において、可動式炉心内型検出器システムは
、ａ）炉心外・容器外型中性子検出器の応答を比較的全
体的な炉心出力分布パラメータに関連させるアルゴリズ
ムを定期的に更新すること、及び、ｂ）詳細な炉心出力
分布を別の方法で比較的正確に評価するための必須デー
タを提供すること、に主に利用される。

【０００５】連続オンライン式炉心出力分布監視に対す
る極く最近の第３の手段は、実際の炉心出力分布につい
ての容易に得られる一定の表示を利用できるものとした
場合に、その時点の炉心出力分布の連続オンライン式分
析評価を許容する非常に強力で使用範囲の広い分析方法
論、特に三次元節点中性子アルゴリズムに基づいている
。このような能力を特別に応用したものがＢＥＡＣＯＮ
システムであり、ウエスチングハウス・エレクトリック
・コーポレイションの商用核燃料部から入手でき、また
、このＢＥＡＣＯＮシステムは、同じくウエスチングハ
ウス・エレクトリック・コーポレイションから入手でき
るＳＵＰＥＲＮＯＶＡ（又はＳＰＮＯＶＡ）と呼ばれる
節点コード（ｎｏｄａｌ　ｃｏｄｅ）を組み込んでいる
。このシステムは、経済強力開発機構の原子力機関によ
り１９８８年６月７〜１０日においてフランスで開催さ
れた炉内計装及び原子炉のアセスメント専門家会議の議
事録、８７〜９６頁の「ＳＵＰＥＲＮＯＶＡ（ウエスチ
ングハウスのオンライン式ＰＷＲ炉心モニター、ＢＥＡ
ＣＯＮの多次元炉心モデル）」に詳細に開示されており
、これを参照されたい。ＢＥＡＣＯＮシステムにおいて
、用いられる実際の炉心出力分布の表示は、容器外・炉
心外型中性子検出器の応答から得られる周知の軸線方向
オフセットパラメータ、及び、例えば米国特許第４，７
７４，０４９号明細書に詳細に記載された方法論の助け
によって炉心出口熱電対の応答から得られる絶対的又は
相対的な局所エンタルピー上昇分布配列である。図１は
このようなシステムを示すものである。現段階において
、このＢＥＡＣＯＮシステム８は、炉心１３内の制御棒
１２の位置をモニタリングする棒制御システム１０と、
軸線方向オフセットを出力するために原子炉容器２６の
外側に配置された容器外・炉心外型検出器２４及び原子
炉圧力を出力するための圧力センサ２７をモニタリング
する原子炉防護システム２２と、ホットレッグ及びコー
ルドレッグの温度センサ３０、３２をモニタリングする
原子炉制御システム２８と、炉心冷却材出口温度センサ
３６を用いている熱電対システム３４と、オペレータに
より定期的にシステム８に提供される化学成分のモニタ
リングを可能とする原子炉調整システム３８とにより決
定される棒位置を用いて出力分布を形成すると共に、デ
ィスプレー４６にその分布を表示する。比較的間隔のあ
いたインターバルで、炉心１３内に配置される炉心内型
検出器ストリング１３又は可動式検出器１８により検出
された束をモニタリングする炉心内型検出器システム１
４から得られる情報は、炉心出力形状決定システム４４
により処理され、ＢＥＡＣＯＮシステム用の較正データ
を提供する。また、この炉心出力形状決定システム４４
は、必要な場合に原子炉トリップ信号を発する経験的ア
ルゴリズムで用いられる或る数理膨張係数値を更新する
際に、原子炉防護システム２２により用いられる情報を
提供する。実際に実施する場合において、システム４４
はＢＥＡＣＯＮシステムのサブシステムであるが、本発
明との比較を容易にするために、システム４４はＢＥＡ
ＣＯＮシステムから分離しているものとして記載してい
る。また、より明瞭な理解のために、実際において前記
システム類は１つ以上のプラントコンピュータで実行さ
れるソフトウェアモデュールであり、コンピュータ化さ
れた原子力発電プラントモニタリング・制御システムの
サブシステムとして考えることができる場合、前記シス
テム類を分離して述べている。

【０００６】多数の運転中のＰＷＲプラントにおいて、
可動式炉心内型検出器の応答から得られる定期的な三次
元炉心出力分布の情報を、分析に基づく対応の三次元炉
心出力評価の結果の記録から抽出される対応の定期的な
三次元炉心出力分析情報と比較することを可能とするデ
ータを定常的に累積していく場合、当然、近い将来の或
る時点において、分析により得られる炉心出力分布の評
価の結果が、固有の不安定さを有する定期的炉心束マッ
プ測定の結果と同様な信頼性を得られるようになること
を期待できる。この将来の時点において、可動式炉心内
型計装システムにより得られる測定値に基づいて分析ア
ルゴリズムを更に調整することは、恐らく、この調整さ
れた分析アルゴリズムの性能を下げ、望ましいものでは
ないであろう。容器外・炉心外型中性子検出器の連続オ
ンライン測定及び炉心出口熱電対の応答から得られるデ
ータを組み入れることによる分析推定値の連続安定化処
理は、基本的な中性子的分析アルゴリズムが十分に再調
整される場合でも、現在の商用ＰＷＲの炉心で立証され
ている固有の短期間積極的フィードバック機構があるの
で、得策であると考えられる。

【０００７】期待されるように、その時点の炉心出力分
布の分析に基づく評価が測定に基づく評価（測定の不安
定さを伴うが）と同程度の信頼性を有する点まで、分析
出力分布合成アルゴリズムの調整が徐々に行われる場合
、分析に基づく評価は、精度を損なうことなく、容器外
・炉心外型中性子検出器及び炉心出口熱電対の応答を処
理するために用いられるアルゴリズムの定期的更新にお
ける測定に基づく評価と置き換えられ、その場合にも前
記規制上の要請を満足する。

【０００８】従って、近い将来、通常の容器外・炉心外
型中性子検出器及び炉心出口熱電対から、更には、標準
的なコールドレッグ温度検出器、制御棒位置インジケー
タ、原子炉冷却材ホウ素濃度の定期的分析から連続的に
得られるデータにより支持される炉心の分析用モデルが
、現在、ＰＷＲの運転上及び監視のために有意義で有効
であると認識されている炉心監視能力の全てを提供でき
るようになるという状況が期待され得る場合、固定式及
び可動式の炉心内型検出器システムは共に不要のものと
なる。

【０００９】炉心出力分布の監視に対するこの分析に基
づく高等手段において、現在存する炉心内型検出器シス
テムになお割り当てられる役割は、ａ）三次元炉心出力
分布評価の連続オンライン発生に用いられるアルゴリズ
ムの調整及び更新のためのデータを提供すること、及び
ｂ）容器外・炉心外型中性子検出器及び炉心出口熱電対
の応答を処理するのに用いられるアルゴリズムの定期的
更新のための較正データを提供すること、だけである。 この後者の機能は、軸線方向オフセット値を発するのに
用いられる容器外・炉心外型中性子検出器アルゴリズム
の更新を含み、軸線方向オフセットは本質的原子炉防護
アルゴリズムで用いられるので、原子炉の安全運転を保
証するのに極めて重要である。

【００１０】そこで、炉心内型検出器システムの使用が
停止される場合、将来において炉心内型検出器システム
に割り当てられたであろう前記二機能を満たすのに用い
られる信頼性のある情報の別の供給源が必要となる。再
較正のための炉心出力分布に関するデータの別の供給源
に対するこの必要性を満足することのできる方法と装置
の確認は、ＰＷＲ内の全ての炉心内型測定装置が完全に
除去される場合に満足されなければならない最終的な条
件を満たす。全ての炉心内型測定装置の正当な除去は、
原子炉容器の上部と下部に設けられた全ての計装用貫通
部の排除、炉心の燃料交換作業の単純化（それに伴う作
業員の放射線被爆の低減）、及び、新型のプラント構造
における格納容器の寸法の低減を伴っている。

【００１１】

【発明の概要】本発明の目的は、炉心内型センサを用い
ることなく原子炉出力分布の監視を行うことができるよ
うにすることにある。

【００１２】また、本発明の他の目的は、炉心内型検出
器システムに依存することなく、原子炉防護システムで
用いられる一定の経験的パラメータの調整のために必要
なデータを提供することにある。

【００１３】更に、本発明の別の目的は、燃料交換作業
を簡単にするために炉心内型センサを炉心外・容器内型
センサに置換することにある。

【００１４】本発明の更に別の目的は、原子炉の上部及
び下部、又はその一方における貫通部の必要性を無くす
ことにある。

【００１５】上記目的は、炉心内型検出器を炉心外・容
器内型検出器に置き換え、且つ、この炉心外・容器内型
検出器を、炉心出力分布パラメータの測定値を提供する
他のセンサと共に用いるシステムにより達成される。 尚、炉心出力分布パラメータの測定値は分析用炉心モデ
ルのパラメータを調整するのに用いられ、この分析用炉
心モデルは、後に、監視用表示及び警告の決定のための
データを提供するのに用いられる。炉心出力分布の測定
パラメータは、原子炉防護システムにおける或る関数関
係を更新するのにも用いられる。

【００１６】前記目的及び利点は、以下で明らかとなろ
う他の目的及び利点と共に、添付図面に沿って以下で更
に詳細に説明する構成及び作用において述べられている
。尚、図中、同一符号は同一部分を示している。

【００１７】

【好適な実施例の説明】図２に示すように、本発明は、
炉心内型検出器１６、１８を、炉心外・容器内型の中性
子又はガンマ線検出器６０で置き換え、炉心内型検出器
システムを容器外・炉心外型の検出器システム６２とし
、プラント防護システムに組み込まれた軸線方向オフセ
ット評価システムのために周辺部出力形状決定システム
６４を設けている。この置換システムは、図１の従来の
システムと同様なコンピュータシステム上で動作し、同
じ言語で書かれるのが好適である。

【００１８】少数（少なくとも４本）の前記中性子又は
ガンマ線検出器６０のストリング（連鎖体）は、原子炉
容器内構造物内であって、通常の炉心燃料交換作業によ
って影響を受けない炉心の外側、例えば、図３及び図４
に示すバッフル領域又は反射体領域に固定、配置される
のが好ましい。各ストリングは、少なくとも２つの検出
器（上部と下部）を有するべきであるが、より高分解能
の軸線方向分布の合成を可能とするために、図４に示す
ように各ストリングの５つの検出器６０を設けるのが好
ましい。図示されるように、各ストリングにおける検出
器は、炉心の軸線に沿って均等に延ばされる。この配置
は、炉心防護の目的で用いられる炉心外・容器外型の出
力領域中性子検出器２４がコーナー毎（即ち、４５°、
１３５°、２２５°、３１５°の位置）に取り付けられ
ていると仮定した場合のものである。検出器は、好適に
はノズルの高さで容器壁を貫通して取り付けられる。炉
心外・容器外型の出力領域検出器２４が炉心平面にある
とすれば、検出器６０は補足位置６６に配置すべきであ
る。これらの検出器は、実際上に限り、炉心外・容器外
型中性子感知検出器２４と同様な炉心の周辺部から発せ
られる中性子及び／又はガンマ線束にさらされるように
、配置される。適当なデータベースは、必要ならば、従
来一般の中性子感知固定炉心内検出器１６についてなさ
れるのと同様にして、最終的に低下した検出器感度を蓄
積被曝量に関連付けるのに用いることのできる情報を含
んでいるので、このような検出器６０のストリングは現
場での較正可能性は必要ない。従って、容器内型である
が炉心内型でない検出器６０のこのようなストリングは
、原子炉防護システム２２で使用される炉心外・容器外
型中性子検出器２４の応答を処理するのに用いられるア
ルゴリズムを更新し或は再較正するために使用できる独
立の自立データ源として機能する。分析用炉心モデルは
、各ストリングにおける所定の検出器６０の各々の予期
された応答を、連続的にオンラインで評価することがで
き、よって、図５に沿って以下で詳細に説明するが、例
えばＢＥＡＣＯＮ方法論の一体的部分であるモデル及び
炉心出口熱電対特性の相互比較において既になされてい
るものとほぼ同様にして、モデル及び検出器特性の相互
比較を行うことができる。

【００１９】これらの検出器ストリングは原子炉容器内
構造物の中に設置されるので、劣化された、さもなけれ
ば損傷した検出器ストリングの置換は、実際の炉心燃料
交換作業にインパクトを与えることなく、燃料交換のた
めの停止期間中に行われる。或は、十分に長い検出器寿
命が保証されるならば、若しくは、予備ストリングがバ
ックアップとして設置されているならば、欠陥の疑いの
あるストリング又は欠陥が既知のストリングの保守は、
極く回数の少ない定期的な内部構造物検査中に、通常の
運転を妨げることなく実行することができる。

【００２０】容器内構造物の別の領域、例えば、炉心外
・容器内型中性子検出器６０が見られるコーナー部から
離れている前述の炉心平面領域に、別の検出器６６の補
足ストリングを設置することによって、分析用炉心モデ
ルの連続的でオンラインによる微同調のための種々の基
準情報を提供でき、また、原子炉容器の局所的領域及び
内部構造部上の全中性子フルエンスを評価するための情
報を提供することができる。

【００２１】炉心外・容器内型検出器６０として用いら
れる検出器のタイプは、現在商業的に入手できる、自己
出力形ガンマ線・中性子検出器、ガンマサーモメータ、
核分裂電離箱等である。しかしながら、プラントの寿命
内では劣化しない白金検出器は、炉心外に配置された場
合において、試験所に設置する前に、炉内作業中に較正
される従来一般のロジウム検出器と同様にして用いられ
較正されるのが好ましい。適当な検出器は、米国、エル
ミラのイメージング・アンド・センシング・テクノロジ
ー・コーポレーション（Ｉｍａｇｉｎｇ　＆　Ｓｅｎｓ
ｉｎｇ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ　Ｃｏｒｐ．）のような
最近の検出器製造会社から特別注文によって入手できる
。検出器のタイプに拘わらず、リード線は、燃料を含む
炉心領域のどの部分も横切る必要がなく、よって燃料交
換作業に影響を与えないので、信号用リード線及びその
他の必要な電力用リード線は、容器蓋ではなく、ノズル
の高さ位置又はその近傍で容器壁を貫通させることがで
きる。

【００２２】図５に示すように、本発明による監視シス
テムは、ＢＥＡＣＯＮシステムと情報を交換し、炉心内
・容器内型センサ又は炉心外・容器外型センサを用いて
いない。まず、システムは、棒の位置及び容器に対して
出入りする流体の温度を決定すると共にホウ素濃度を求
める従来一般のＢＥＡＣＯＮセンサのサンプリング工程
１００を実施する。図５の工程を順番に実行できるとし
ても、この工程１００は次には複数の並行処理タスクに
分岐されるのが好ましい。並行処理工程の一つにおいて
、炉心外・容器内型検出器システム６２はセンサ６０の
サンプリングを行う（工程１０２）。この後、周辺部出
力形状決定システム６４は、センサの信号に基づいて、
測定された出力分布の形状を決定し、また、システムは
、周辺部の軸線方向オフセット及び軸線方向ピンチの測
定値を評価する（工程１０４）。必ずしも必要ではない
が、システム６４は形状パラメータの精度を高めるため
に棒位置を用いることができる。この工程は、中性子束
センサの他にセンサを用いている特願平２−１１５６８
２号明細書に開示された軸線方向オフセット及び軸線方
向ピンチの計算方法の変形を用いることができる。当業
者ならば、前記特願平２−１１５６８２号明細書に記載
されている式を変形して、検出器６０の多重センサから
の信号を、前記特願平２−１１５６８２号明細書に記載
された計算方法における上部と下部のセンサと置き換え
ることができるであろう。また、米国特許第４，７７４
，０５０号の方法も、ピンチ及びオフセットを決定する
形状を得るために、変形して用いることができる。第２
の並行処理工程中、炉心出口の熱電対をまずサンプリン
グし（工程１０６）、次いで測定されたエンタルピの変
化を決定する（工程１０８）ことによって、エンタルピ
ーの変化ＦΔｈが決定される。エンタルピーの変化ＦΔ
ｈは米国特許第４，７７４，０４９号に記載されている
ようにして評価される。

【００２３】上記２つの並行処理工程が実施されている
間、ＢＥＡＣＯＮシステムは、三次元出力分布を従来通
りに計算するために（工程１１０）、ＢＥＡＣＯＮセン
サの入力を用いる。この出力分布は、次に、ＢＥＡＣＯ
Ｎによって述べられるように軸線方向ピンチ、軸線方向
オフセット及びＦΔｈについての誘導値を決定するため
に、ＢＥＡＣＯＮにより評価される（工程１１２）。次
いで、この誘導値及び前記測定値はＢＥＡＣＯＮにより
比較される（工程１１４）。

【００２４】誘導値と測定値が定義済み値の範囲内で等
しい場合、分析的に決定された出力分布は測定された出
力分布に十分に一致していることを示し、分析的に決定
された出力分布は表示され（工程１１６）、原子炉が注
意領域に入っている場合、警告を与えるのに関連される
従来の計算方法が実行される。この表示は、直接は測定
できない燃焼度のような他の分析的に誘導されるパラメ
ータも含む。原子炉が所有者及び規制機関により特定さ
れる技術仕様内で運転されているか否かを確かめるため
に、オペレータは、分布及び原子炉についての他の誘導
値を用いる。この後、システムは、センサを再びサンプ
リングする前に一定時間遅延させ、好適には、１５秒の
サンプリングサイクルを形成するようにしている。

【００２５】誘導値と測定値が許容誤差内で等しくない
場合には、分析用モデルを測定値の方に移行する分析用
モデルに対するパラメータ調整値がＢＥＡＣＯＮの技術
を用いて定められる（工程１２０）。この決定に基づい
て、モデルのパラメータは、ＢＥＡＣＯＮが他のセンサ
入力に基づいてモデルを調整するのと同様な方法（ＢＥ
ＡＣＯＮデータベースにおけるパラメータを変化させる
ことを含む）で調整され（工程１２２）、その後、分布
を再計算し（工程１１０）評価する（工程１１２）。Ｂ
ＥＡＣＯＮ等の分析用モデルによる三次元出力分布の計
算（工程１１０）、誘導値の評価（工程１１２）及び測
定値との比較を含むループが連続的に実行され、最終的
に、測定値と誘導値は例えば前述の誤差範囲内で等しく
なる。このようにして、モデルのパラメータは、分析用
モデルによる三次元範囲分布を測定分布と一致させよう
調整される。これは、燃焼度のような直接測定できない
他のパラメータの分析決定された値が実際の値から大き
く逸脱するのを防止する。この後、この調整されたモデ
ルは、原子炉の反応を色々な形態変化、例えば棒位置変
化として表すのに用いられ、オペレータは移動が技術仕
様の範囲内にあることを判断できる。

【００２６】本発明は、炉心内・容器内型の固定又は可
動の検出器１６、１８からの束信号を原子炉防護システ
ム２２が必要としないようにすることもできる。この実
施例においては、図５に沿って前述した工程１１０〜工
程１１２に加え、図６に示すように、容器外・炉心外型
の束検出器２４がサンプリングされ（工程１３０）、炉
心平均軸線方向オフセット及びピンチの推定値を評価す
る（工程１３２）のに用いられる。この工程は特願平２
−１１５６８２号明細書に開示されている。測定値が誘
導値と比較され（工程１３４）、それらが定義済み誤差
内で一致しているか否かが決定される。それらが一致し
ていない場合、モデルは調整されなければならない。ま
た、それらの値が一致している場合、計算結果は有効で
あると考えられ、システムはその後、炉心平均軸線方向
オフセット値及び軸線方向ピンチ値を評価する（工程１
３６）。この工程は、誘導値についての平均値を単に算
出することを含み、これは当業者の能力内の作業である
。次いで、この平均値が比較され（工程１３８）、それ
らが前述と同様に一致しているか否か判断される。平均
値が一致している場合、調整は必要なく、他のサイクル
のためにループが最初に復帰する。平均値が一致してい
ない場合、防護システムにおける式の膨張係数に対する
調整が行われる（工程１４０）。 この調整はＢＥＡＣＯＮにより実施される。この後、調
整値がオペレータに再検討のために提供され（工程１４
２）、満足されるものである場合、膨張係数は通常通り
調整される（工程１４４）。

【００２７】ここで述べたシステムは、改造用として現
在ある原子炉に適用できるものであるが、将来の本質的
に安全な原子炉（例えば、原子炉容器の底部貫通孔の除
去が必要とされるウエスチングハウス社により提案され
ているＡＰ６００又はそれを拡大したバージョン）に特
に適している。

【００２８】本発明における多くの特徴及び利点は以上
の詳細な説明から明らかな通りであり、特許請求の範囲
は、本発明の真の精神及び範囲内にあるそのような特徴
及び利点の全てを含むものである。更に、多数の変形や
変更が当業者により容易になされるので、本発明を前述
した詳細な構成や作動に限定することは望ましくなく、
従って、適当な変形及び均等物の全ては本発明の範囲内
のものである。例えば、上では、このシステムを監視シ
ステムとしてＢＥＡＣＯＮ分析用モデルを用いる場合に
ついて述べているが、他のソースから得られるモデルを
代用しても良い。また、容器外型の検出器を不要とする
ことができ、前述した結果を用いて原子炉トリップの決
定を行うこともできる。

【図面の簡単な説明】

【図１】従来の分析式炉心監視システムの構成要素及び
システムを示す図である。

【図２】本発明による監視システムの構成要素を示す図
である。

【図３】原子炉容器内ではあるが炉心の外側に配置され
た本発明による束検出器の位置を示す図である。

【図４】図３の検出器を別の形で示す図である。

【図５】本発明により実施される工程を示す図であり、
従来の分析式監視システムにより実施される工程との関
係及び相互作用を示す図である。

【図６】防護システムに関する工程を示す図である。

【符号の説明】

８　　　　ＢＥＡＣＯＮシステム １０　　　　棒制御システム １２　　　　制御棒 １３　　　　炉心 ２２　　　　原子炉防護システム ２４　　　　容器外型検出器 ２６　　　　原子炉容器 ２８　　　　原子炉制御システム ３４　　　　熱電対システム ４６　　　　ディスプレー ６０　　　　炉心外・容器内型検出器

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　炉心を含んでいる原子炉をモニタリン
   グするプラントプロセス制御センサと、炉心をモニタリ
   ングする容器内・炉心外型ガンマ線又は中性子束センサ
   と、前記プラントプロセス制御センサ及び前記容器内・
   炉心外型ガンマ線又は中性子束センサによるモニタリン
   グに応答して監視用出力分布を形成するための分布手段
   と、を備えている炉心出力分布監視装置。
2. 【請求項２】　　前記容器内・炉心外型ガンマ線又は中
   性子束センサによるモニタリングから測定分布値を形成
   するための測定手段と、前記プラントプロセス制御セン
   サから得られた分布値を形成し、この分布値と前記測定
   分布値とを比較し、その比較に基づいて分析用モデルパ
   ラメータを調整する手段と、を前記分布手段が備えてい
   る、請求項１記載の炉心出力分布監視装置。
3. 【請求項３】　　原子炉をモニタリングするプラントプ
   ロセス制御センサと、原子炉内の炉心をモニタリングす
   る容器内・炉心外型ガンマ線又は中性子束センサと、炉
   心をモニタリングする容器外型束センサと、原子炉をト
   リップするための原子炉防護手段と、前記プラントプロ
   セス制御センサ、前記容器内・炉心外型ガンマ線又は中
   性子束センサ及び前記容器外型束センサによるモニタリ
   ングに応答して前記原子炉防護手段のパラメータを調整
   するための調整手段と、を備えている原子炉防護装置。
4. 【請求項４】　　炉心内部であって炉心燃料領域の外側
   に取り付けられた束検出器を備えている原子炉炉心検出
   器装置。
5. 【請求項５】　　（ａ）容器内・炉心外型ガンマ線又は
   中性子束センサを用いて原子炉の炉心出力分布の測定値
   を決定し、（ｂ）分析用モデルから炉心出力分布の値を
   誘導し、（ｃ）前記測定値と前記誘導値との比較に応答
   して前記分析用モデルを調整する、ことから成る原子炉
   炉心監視方法。