JPH0462498A - 原子炉内中性子束分布測定方法 - Google Patents

原子炉内中性子束分布測定方法

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JPH0462498A
JPH0462498A JP2174092A JP17409290A JPH0462498A JP H0462498 A JPH0462498 A JP H0462498A JP 2174092 A JP2174092 A JP 2174092A JP 17409290 A JP17409290 A JP 17409290A JP H0462498 A JPH0462498 A JP H0462498A
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JP
Japan
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reactor
neutron
flux distribution
nuclear reactor
neutron flux
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Pending
Application number
JP2174092A
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English (en)
Inventor
Yoichiro Shimazu
洋一郎 島津
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
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Publication date
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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】 [産業上の利用分野コ この発明は、原子炉の炉心における中性子束分布を、原
子炉容器外において監視しうる中性子束分布測定方法に
fmするものである。
[従来の技術] 運転中の原子炉内の中性子分布または出力分布を測定す
るに際しては、原子炉容器の外から原子炉容器壁を貫通
する何らかの計測装置を用いている。例えば、移動型の
小型中性子検出器を用いる場合や小さな鋼球の放射化を
利用するものは通路が必要であり、また、炉内固定式の
中性子検出器を用いるものはその信号を取り出すケーブ
ルの通路が必要である。
このほか、この発明の技術と外見上似ている技術として
特開昭62−83696号の発明が知られているが、該
発明の技術は軸方向に4分割された出力領域中性子検出
器を炉外に配設して、各中性子検出器により炉心の軸方
向4等分した出力を検出し、軸方向出力分布を合成、監
視するもので、前記方式では甲に軸方向分布が得られる
のみてあり、炉心の3次元中性子束分布の詳細な測定は
不可能である。
[発明が解決しようとする課題1 従って、従来の技術においCは、原子炉容器に多数の貫
通孔が必要であり、強度及び経済性の面で不利である。
また、炉外から炉内まで計測装置を配置するため、点検
や修理に困難が伴い、経済性に欠け、運転中の故障に対
して容易に修理できない問題があった。
更に、原子炉容器の外部から検出器を挿入する方式のも
のでは、検出器を相当距離(20m以上)駆動せねばな
らず、このための駆動装置は物量増加による経済的問題
があった。
この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたものであっ
て、検出器を炉内・外に移動する必要がなく、従って、
原子炉容器に貫通孔を必要とせず、また、検出器を移動
する方式とした場合においてもフレキシブルチューブや
駆動ワイヤを必要とせず、しかも、駆動距離は炉心高さ
く約4m)F1度で演み、設置場所を選ばず、かつ、点
検・修理の容易な簡便な原子炉内中性子束分布測定方法
を提供することを目的とするものでおる。
[課題を解決するための手段] この目的に対応して、この発明の原子炉内中性子束分布
測定方法は、炉心の最外周の燃料集合体の外側に向いて
いる面の数層上の多数の中性子検出器を原子炉容器の外
周同一面内に設置し、前記各中性子検出器信号を解析的
に処理することを特徴としている。
[作用] 中性子検出器は原子炉容器の外側に配置されるので原子
炉容器に貫通孔は不要となる。また、中性子検出器は炉
心の最外周の燃料集合体の外側に向う(すなわち、原子
炉容器壁を向いている)面の数層上の多数の中性子検出
器を用いているので、これら検出器からの信号を解析的
に処理することにより詳細な炉心の3次元中性子束分作
の測定が可能となる。
[実施例] 以下、この発明の詳細を一実施例を承り図面について説
明する。
第1図において、1は原子炉容器である。原子炉容器1
内には多数の燃料集合体(加圧本望原子炉においては通
常121〜193体程度)の集合からなる炉心2があり
、この炉心2には、例えば、図示のように燃料集合体3
が、′\、−Xのように配置されている。
符号5は中性子検出器であり、中性子検出器5は原子炉
容器1の外周に沿って同一平面内に多数設置されており
、その数は炉心2の最外周の燃料集合体3(すなわち、
第1図に示すものではA。
B、C,F、G、L、M、R,S、V、W、Xの12体
)の外側に向っている面〈例えば、集合体Aにあっては
3a、3bの2面、最外周の全燃料集合体では24面)
の数層上の中性子検出器が設置されている。
前記各中性子検出器の応答信号(出力信号)は例えば第
3図に示す原子炉内中性子束分布測定装置10に送られ
る。ここで、第3図の符号11は解析処理装置であり、
解析処理装@11では前記各中性子検出器の出力信号を
入力とし、次に記載する解析(演算処理)を行い中性子
束分布をを出力し、出力された中性子束分布はCRTま
たはレコーダ等の表示・記録装置12により視覚的に表
示される。また他の目的例えば出力分布監視に使用され
る。
ここで、同一平面内の中性子束分布を解析的に求める方
法の一例を示すと 今、同一平面内に配置した中性子検出器の数を1とし、
この平面内の中性子束分布をφ(x、y)とすると、φ
(x、y)は次の中性子拡散方程式く1群近似モデルの
例)を満たす。
D (d2/d r” )φ(x、 y)−Σ8φ(x
、 y) (1/kerf)νΣfφ(x、y)−〇但し、rはベ
クトル(x、y)を示す。
また、外挿境界でφ(x、y)l、界−〇このφ(x、
y)を上記条件を満す固有関数q により第1項まで展
開する。この場合、−〇〜I、Q0は定数。
各最外周燃料集合体の外面からの中性了洩れはD(dφ
/dx)l    または 表面 D(dφ/dy)1表面で求められる。
各検出器は、これらの洩れに比例した情報母を得るよう
に配置する(すなわち、原子炉容器の外周に沿って多数
配置する)ことによって、これら検出器信号とφ(x、
y)の展開係数との間に次の関係が成立する。
Ri=l Fl ’ l (clc+/dr)1表面・
・・(2) 但し、q=固有関数(1×Iマトリツクス)二二で、 R1:検出器応答(l×1マトリックス)Fl:展開係
数(1×1マトリツクス)(dc]/dr)l :各燃
料集合体の外面における固有関数の微分値 (IXIマトリックス) このl  (cjq/dr)lは解析的に求めることが
できるのでRが解ると Fl=lR1i (dQ/dr)  −”・・・(3〉 からIFIを求めることができる。
Flが求まるとφ(x、y)は Fl・lc]1+に7oにより求めることができる。
尚、定数項g。はφ(X、V)の平均値を1.0に規格
化する等の操作で定めることができる。
また、中性子束分布を解析的に求める方法としてグリー
ン函数を用いる手法もある。
各中性子検出器R(1)、1.=1・・・nが炉内中性
子φ(j)を感する感度はグリーン函数G(j−+I)
により与えられるので、例えば、各燃利集合体毎のグリ
ーン函数が評価できているとすれば、各中性子検出器の
応答は次式により与えられる。
解があるためには中性子検出器個数−全燃料集合体とな
る。そこで、(4)式は全中性子検出器個数をnとする
とnxnのマトリックスFを用い次式で表わせる。
R=F・φ             ・・・(5)但
し、R:R(+)、・・・、R(n+Φ:φ(1)、・
・・、Φ([1) よって、Fが場えられているので、Rが測定されるとφ
−F−1・Rとなりψが求められる。
尚、解析的に求める方法はこの他にも考えることができ
る。
以上、原子炉容器の外周に沿って同一平面内に多数の中
性子検出器を設置し、これら各中性子検出器の出力信号
を解析的に処理する方法について説明したが、炉心の3
次元中性子束分布を詳細に測定するには、例えば、第2
図に示すように原子炉容器1の外側に炉心2の軸方向に
沿ってガイドレール6を布設し、中性子検出器5をこの
ガイドレール6に沿って駆動装置7(例えば、モータ7
aとスクリューシャフト7b)により鉛直方向に移動す
ることによって、炉心2の軸方向全域(通常の加圧水型
原子炉では4m程度)をカバーすることができる。また
、図示していないが、ガイドレール6の代りにガイド管
を設けて、このガイド管内を中性子検出器5が走行する
ようにしてもよい。
更に、同一目的を達成するために原子炉容器外周の同一
平面内に設けた多数の中性子検出器を炉心の軸方向に複
数段設置して、これら多数の中性子検出器からの出力信
号を解析的に処理してもよい。
[発明の効果] このように、この発明の原子炉内中性子束分布測定方法
によれば、炉心の3次元中性子束分布を原子炉容器外に
設置した中性子検出器の出力信号から求めることができ
るので、中性子検出器等を炉心に導入するための原子炉
容器の回通孔を必要とぜず、従って、原子炉容器の針金
性(信頼性)が高まるど共に、検出器は設謂揚所を選ば
ず、かつ簡便で済み、点検・修理も極めC@易なものと
なるので、経演的に有利である。
【図面の簡単な説明】
第1図は原子炉容器と炉心及び中性子検出器の配置関係
を模式的に示す平面図、第2図は中性子検出器1個につ
いて炉心軸方向駆動装面の概念図、及び、第3図は本発
明の方法に用いる原子炉内中性子束介在測定装置の一実
施例4示寸説明図である。 1・・・原子炉容器、 2・・・炉心、3・・・燃料集
合体、 3a、3b・・・外側に向う而、5・・・中性
子検出器、 6・・・ガイドレール、7・・・駆動装置
、 10・・・原子炉内中性束分布測定装置、 11・
・・解析処理装置、 12・・・表示・記憶装置 特許用願人      三菱原子カニ業株式会社代理人
弁理士         川 井 治 男第1図 第3図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 炉心の中性子束分布を測定する方法であって、前記炉心
    の最外周の燃料集合体の外側に向いている面の数以上の
    多数の中性子検出器を原子炉容器の外周同一面内に設置
    し、前記各中性子検出器信号を解析的に処理することに
    より炉内中性子束分布を求めることを特徴とする原子炉
    内中性子束分布測定方法。
JP2174092A 1990-06-29 1990-06-29 原子炉内中性子束分布測定方法 Pending JPH0462498A (ja)

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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
AU2005257672B2 (en) * 2004-06-23 2010-10-21 Roger Gale Tunnel fan electrostatic filter
EP2453443A1 (de) * 2010-11-11 2012-05-16 Areva NP GmbH Detektoranordnung für ein Kugelmesssystem und zugehöriges Kugelmesssystem sowie entsprechendes Messverfahren
CN106024080A (zh) * 2016-06-24 2016-10-12 西安交通大学 一种获取反应堆堆芯中子通量密度精细分布的方法

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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AU2005257672B2 (en) * 2004-06-23 2010-10-21 Roger Gale Tunnel fan electrostatic filter
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EP2453443A1 (de) * 2010-11-11 2012-05-16 Areva NP GmbH Detektoranordnung für ein Kugelmesssystem und zugehöriges Kugelmesssystem sowie entsprechendes Messverfahren
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