JPH10504384A - 炉心における三次元出力分布及び冷却材密度の変化について補正した炉外検出器出力電流から加圧水型原子炉の出力を正確に算出する方法及び装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 炉外検出器測定値を用い、原子炉の熱出力測定値が未だ正確である間に、原子炉サイクルにおける早期の基本時点に行われた原子炉の熱出力計算値に対して検出器電流測定値を較正することにより、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のオンラインの絶対原子炉出力を発生する。また、炉心の三次元出力分布及び炉心入口温度についても、基本時点における測定が行われる。次に、現在の炉外検出器電流、最も最近の炉心三次元出力分布及び現在の炉心入口温度を測定することにより、現在の炉心出力測定値を求める。しかる後、現在の炉心出力を、基本時点における原子炉熱出力測定値を乗じた、基本時点における検出器電流に対する現在の検出器電流の比として算出する。この積は、次いで、基本時点における炉心三次元出力分布と最も最近の炉心三次元出力分布の間の差の関数として、三次元出力分布の変化について補正される。また、この積は、現在の炉心入口温度と基本時点における炉心入口温度の差に係数を乗じた指数項である補正係数により、炉心入口温度の変化に対して補正される。この係数は、好ましくは起動中に、異なる２つの温度で経験的に求められる。

Description

【発明の詳細な説明】 炉心における三次元出力分布及び冷却材密度の変化について補正した炉外 検出器出力電流から加圧水型原子炉の出力を正確に算出する方法及び装置 発明の背景 発明の分野 本発明は、炉外検出器系を用いて、加圧水形原子炉（ＰＷＲ）の広範囲にわた る炉心出力をオンラインで求め、該炉心出力を、炉心における三次元出力分布及 び冷却材密度の変化について補正する方法及び装置に関するものである。背景情報 ＰＷＲにおける原子炉熱出力レベルの公的な決定は、二次的な熱量測定とも称 される蒸気発生器（Ｓ／Ｇ）間の熱バランスに基づいて行われる。この熱量計算 の結果は、原子炉が、認可された出力レベル限界内で運転されているか否かを判 定したり、原子炉出力レベルの他の表示量を算出するのに利用されている。 上記熱量計算はオフライン方式で行われている。例えば、炉外検出器信号レベ ル及びＲＣＳループの温度表示値のような他の原子炉出力レベルの表示値は、定 期的もしくは周期的に熱量測定値に対して較正されて、原子炉制御／保護系に対 しオンラインで原子炉出力レベル入力を発生するのに用いられている。ところで 、原子炉の熱出力レベルの計算に誤りがあると、原子炉出力の他の全ての表示量 に誤りが含まれることになる。現在のところ、原子炉の熱出力計算における小さ な誤りを検出したり補正するのに簡単な方法は存在しない。 熱バランス計算における主たる要素は、Ｓ／Ｇに流入する給水の流量である。 流量の大きさは、典型的に、各Ｓ／Ｇのための主給水管路に設置されたベンチュ リを用いて測定されている。しかし、給水のベンチュリによる流量読取量には、 系の誤差やランダムな誤差が含まれ、その結果、原子炉出力レベルの計算に誤り を招来する。最も頻繁に生ずる系の誤差は、給水流量測定ベンチュリの汚れに起 因する誤差で、算出原子炉出力は実際の原子炉出力レベルと比較して増加してし まう。そのために、見掛け上の出力を運転許容限界内に維持するために、実際の 原子炉出力の減少が必要とされる。かくして、プラントにより発生される出力電 力量は減少し、発電事業所の収入は低減してしまう。 従って、熱出力測定におけるランダムな誤差により影響を受けない原子炉出力 のオンライン測定のための改良された方法及び装置に対する必要性が存在する。 また、給水流量測定用ベンチュリの汚れ又は他の種類の系の熱量測定誤差源に より生ぜしめられる原子炉出力の熱量計算における誤差を補正するための方法及 び装置に対する必要性も存在する。 発明の概要 上述の及び他の必要性は、本発明により、炉心内の三次元出力分布の変化及び 冷却水密度の変化に関して補正された炉外検出器信号を用いてＰＷＲの出力をオ ンラインで求めるための方法及び装置を提供することにより満たされる。 給水流量測定用ベンチュリの汚れは、燃料サイクル中、原子炉運転時間と共に 増加する傾向を示す現象であることが分かっている。従って、燃料サイクルの初 期に行われた熱出力計算は、ベンチュリの汚れによる影響を比較的に受けず、相 当に正確であって、それに依拠する出力表示の較正も相応に正確である。正確な 熱出力測定が行われない期間、炉外検出器に対して既に行われた出力較正の精度 を維持するためには、最後に正確な熱出力測定を行った時点以降に生じている炉 心の半径方向及び軸方向の出力分布の変化に起因する炉外検出器信号の変化を補 償し正規化することを可能にする必要がある。また、原子炉の入口温度が変化す る際に生ずる冷却材密度の変化に起因する表示出力に対する影響をも補正する必 要がある。本発明は、炉外検出器の出力信号を、相対的ではなく、絶対的な仕方 で炉心出力を決定する独立した手段として利用することを可能にする方法及び装 置に向けられている。実際、本発明による炉外検出器出力から求められる原子炉 出力測定量は、熱出力測定の精度を確認するのに使用することができ、更に、必 要に応じ、該熱出力測定量を補正するのに使用することもできる。 本発明によれば、原子炉の熱出力測定が正確である原子炉サイクルにおける早 期の基本時点で行われた原子炉熱出力計算に対して、炉外検出器電流測定値を較 正することにより、絶対的な仕方で原子炉出力を求めるのに上記炉外検出器電流 測定値が用いられる。また、上記基本時点において、三次元炉心出力分布及び炉 心入口温度分布の測定をも行う。現在の炉心出力測定は、現在の炉外検出器電流 、最も最近の三次元炉心出力分布及び現在の炉心入口温度を測定することにより 行う。次いで、現在の炉心出力を、上記基本時点における炉外検出器電流に該基 本時点における原子炉熱出力測定量を乗じた積に対する現在の炉外検出器電流の 比として算出する。次いで、上記積を、上記基本時点における上記出力分布、温 度等のパラメータの測定以降に生じた三次元出力分布及び炉心入口温度の変化に ついて補正する。典型的な加圧水形原子炉においては、炉外検出器系は、原子炉 容器の周囲に等間隔で配設された複数個、通常は４個の炉外検出器を含んでおり 、各検出器は、上部検出器部と下部検出器部とを有し、現在の炉心出力の測定は 、各検出器の各検出器部毎に行い、その結果を平均化して現在の出力を求めてい る。 三次元出力分布は、固定の炉内検出器或は可動の炉内検出器系を利用すること ができる炉内検出器系によって測定することが可能である。前者の場合、三次元 炉心出力分布は、例えば毎分のように繰り返し連続的に測定することができる。 また、このような三次元出力分布は、炉心入口温度及び炉心出口温度を測定する 熱電対パターンからの読出量を利用してオンライン方式で三次元炉心出力分布を 算出する米国特許第４,７７４,０４９号明細書に記載されているシステムによっ て発生することも可能である。 本発明は、冷却材密度の変化に関して炉外検出器測定量を補正するための簡単 な手段を提供するものである。補正係数は、現在の炉心入口温度と上記の基本時 点における炉心入口温度との差に定数を乗ずる指数項である。該定数は、好適に は原子炉の始動中、２つの異なった温度で実験的に求める。 本発明においては、原子炉熱出力の１回の測定しか要求されない。即ち、熱量 計算のために給水流量を測定するのに用いられる給水ベンチュリに付着物が堆積 しておらず、原子炉の熱出力計算が正確である基本時点において１回だけ原子炉 熱出力の計算が行われる。本発明は、炉外検出器出力をベースとする絶対的な原 子炉出力の決定方法及び装置を含むものである。 図面の簡単な説明 好適な実施例に関する以下の記載を添付図面を参照して読むことにより、本発 明の完全な理解が得られるであろう。図において、 図１は、本発明を具現したＰＷＲの概要図である。 図２は、図１に示したＰＷＲについての全炉外検出器電流と重み付けした燃料 集合体出力との関係をグラフで表す図である。 図３は、図２に示した相関関係を展開するのに用いられる相対的燃料集合体出 力重み付け係数をグラフで示す図である。 図４及び図５は、ＰＷＲによって発生される出力を監視するための出力監視系 で用いられるプログラムを示すフローチャートである。 好適な実施例の説明 図１は、原子力発電プラント１を略示する図であり、同図において、原子力蒸 気供給系（ＮＳＳＳ）３は、タービン発電機５を駆動して電力を発生するために 蒸気を供給する。該原子力蒸気供給系即ちＮＳＳＳ３は、加圧水形原子炉（ＰＷ Ｒ）７を有しており、該ＰＷＲ７は原子炉容器１１内に収容された炉心９を備え ている。炉心９内での核分裂反応で熱が発生し、この熱は、炉心を通流する軽水 である冷却材によって吸収される。このようにして、加熱された冷却材は、ホッ トレッグ１３を経て蒸気発生器１５に供給される。この原子炉冷却材は、原子炉 冷却材ポンプ（ＲＣＰ）１７により蒸気発生器１５からコールドレッグ１９を経 て原子炉３に戻される。典型的には、ＰＷＲは、少なくとも２個、そして一般に は３個もしくは４個の蒸気発生器１５を備えており、各蒸気発生器１５には、ホ ットレッグ１３を介して加熱された冷却材が供給される。該ホットレッグ１３は 、コールドレッグ１９及びＲＣＰ１７と共に一次ループを形成し、それぞれ、蒸 気をタービン発電機５に供給する。尚、図１には、図示を明瞭にするために上記 ループの内、１つのループだけを示すに留どめた。 原子炉に環流された冷却材は、環状のダウンカマー１８を下方向に通流し、次 いで炉心９を経て上方向に流れる。このような流れの方向は、図１に矢印で示し てある。炉心９の反応度、従って原子炉の出力は、炉心９内に選択的に挿入可能 である制御棒２０により短期間ベースで制御される。長期間に亙る反応度の制御 は、冷却材中に溶解されたホウ素のような中性子減速材の濃度の制御によって調 整される。ホウ素濃度の制御で、炉心全体を経て冷却材が循環する際に炉心全体 に亙り反応度が均等化される。他方、制御棒２０は局所的反応度を制御するもの であり、従って、炉心９内の軸方向及び半径方向出力分布に非対称性が生ずる。 炉心９内の状態は、幾つかの異なった検出器系により監視される。これ等の検 出器系には、原子炉容器から逃げる中性子束を測定する炉外検出器系２１が含ま れる。該炉外検出器系２１には、原子炉の運転停止時に使用される中性子源領域 検出器（図示せず）と、原子炉の起動及び停止中に用いられる中間領域検出器（ 同様に図示せず）と、原子炉の出力が約５％を越えた場合に用いられる出力領域 検出器とが含まれる。出力領域炉外検出器は、上下に積み重ねられて出力領域炉 外検出器チャンネルを形成する等長の未補償の上部及び下部イオン室２１_t及び ２１_bを含む。原子炉容器１１の直ぐ外側には、半径方向及び軸方向に対称に配 設された４つの出力領域検出器チャンネルが設けられる（図１には２つのチャン ネルだけを示す）。 旧式のＰＷＲには可動の炉内検出器系２３が装備されている。この検出器系２ ３は、管２７を介して炉心内に挿入される可動検出器２５を備える。これら可動 検出器２５は、炉内検出器系２３により、炉心９内の軸方向及び半径方向出力分 布のマッピングを得る目的で用いられる。 新式のＰＷＲには、上記可動の炉内検出器系２３の代わりに、また幾つかの事 例においては、該可動の炉内検出器系２３に加えて、固定の炉内検出器ストリン グ２９が装備されている。可動の炉内検出器系２３は、例えば、月に１回のよう に定期的にのみ使用される。他方、固定の炉内検出器は、炉心内の軸方向及び半 径方向出力分布の連続的なマッピング、例えば数分毎のマッピングを可能にする 。 また、本発明に関連する計装系は、炉心入口温度を測定する抵抗温度検出器（ ＲＴＤ）３１を備える。該抵抗温度検出器即ちＲＴＤ３１は複ループ系の各ルー プ毎に設けられる。また、炉心出口温度を測定するために炉心出口熱電対（ＴＣ ）３３が原子炉の頂部を横切って分布配設されている。これら炉心出口温度情報 は、炉心の軸方向及び半径方向出力分布を求めるための別の手段として、例えば 、米国特許第４,７７４,０５０号明細書に記載されているような系で利用するこ とができる。 出力領域炉外検出器系２１の各チャンネル検出器２１_t及び２１_bにより測定さ れる電流、ＲＴＤ３１により測定される入口温度、可動検出器系２３の出力並び に熱電対３３によって測定される炉心出口温度に関する情報もしくはデータは全 て出力監視系３５に供給され、該出力監視系３５は、後述する仕方で炉心出力の 絶対測定信号を発生する。該出力監視系３５によって発生された炉心出力信号は 、炉心制御及び保護系において周知の仕方で利用することができる。 原子炉の炉心９を通流する際に加熱される原子炉冷却材は、ホットレッグ１３ を介して蒸気発生器１５に供給され、そこで加熱された冷却材は、給水系３７を 介して供給される給水を蒸気に変換し、この蒸気は、蒸気管路３９を経てタービ ン発電機５に供給される。蒸気発生器１５に対する給水の流量はベンチュリ４１ により測定される。 前述したように、認可条件からＰＷＲ７によって発生することができる出力は 、ベンチュリ４１により測定された給水流量を含むパラメータから算出される熱 量測定値によって決定される。前述したように、熱出力計算において誤差が生ず るのは、時間経過に伴い上記ベンチュリ４１に付着物が堆積するためである。 本発明によれば、ベンチュリ４１が汚れていない基本時点又は熱出力が正確で あることが知られている他の時点で得られる熱出力測定値だけを用いて、出力領 域炉外検出器の出力測定値を較正する。先に述べたように、出力領域炉外検出器 ２１_t及び２１_bから求められる原子炉出力は、その出力表示において絶対炉心出 力の変動による生ぜしめられる変化に加えて、炉心の軸方向及び半径方向出力分 布の相対的変化により生ぜしめられる偏差を受ける。また、出力領域検出器チャ ンネルからの表示出力は、原子炉容器入口温度が変化した場合に生ずる原子炉容 器のダウンカマー１８の領域における水の密度及び燃料の変化によって生ずる誤 差を免れない。出力領域検出器チャンネルの出力信号を絶対的な意味において出 力表示に利用可能にするためには、炉外検出器電流に出力レベル変化を生ぜしめ る要因を究明して、炉外検出器信号レベルと実際の炉心出力レベルとの間におけ る関係を補償しなければならない。 炉心の高さをＨとした場合に出力領域検出器チャンネル(Ｉ_t)における上部検 出器２１_tの出力領域炉外検出器電流は次式で表すことができよう。 上式中、 Ａ_t ＝ 上部検出器の感度並びに検出器及び炉心の形状寸法に比例するパラ メータ、 Σ_R ＝ 炉心と炉外検出器との間における巨視的な実効高速中性子捕獲断面 積、 ｄ_t ＝ 上部炉外検出器と、該検出器により測定される信号に寄与する燃料 集合体との間の実効距離、 ｗ_t(ｚ) ＝炉外検出器の近傍における軸方向の炉心位置ｚで発生する中性子の の炉外検出器により測定される信号全体に対する相対的寄与分を記載する上部炉 外検出器のための軸方向重み付け係数、 Ｐ_r ＝ 全出力の分数として与えられる炉心の相対出力レベル、 Ｐ_wa(ｚ)＝炉心の高さｚにおいて半径方向に重み付けされた炉心の相対出力分 布。これは、相対的燃料集合体出力と対応の半径方向に変化する重み付け係数と の積の総和に等しい。 本方法を各ＰＷＲに適用するためには、ｗ_t(ｚ)関数を個々のＰＷＲ毎に展開す る必要がある。また、軸方向出力重み付け係数は、各炉外検出器チャンネルにお ける各検出器毎に特殊であり得る。この関数は、当該技術分野で知られている遮 蔽型中性子輸送コード（shielding type neutron transport codes）を利用して 展開し、一旦確立されたならば、検出器の物理的特性或は検出器及び炉心の形状 寸法が変わらない限り変更すべきではない。この形式の関数の一例が図２に示し てあり、同図において、曲線４５及び４７はそれぞれ、上部及び下部検出器重み 付け係数を表している。 Ｐ_wa（ｚ）の値を展開するのに用いられる半径方向の相対的燃料集合体出力重 み付け係数は、軸方向の炉心位置の関数ではない。これら半径方向の相対的燃料 集合体出力重み付け係数は、軸方向重み付け係数算定方法に類似の方法を用いて 、各種のプラント（例えば、２ループ、３ループ、４ループプラント）毎に展開 される。４ループプラントで使用される半径方向重み付け係数の一例が図３に示 してある。 式（１）は、炉心外の高速中性子源と検出器との間における環境の変化を積極 的に考慮に入れて、原子炉の軸方向及び半径方向出力分布状態並びに炉心出力レ ベルの組み合わせで炉外検出器の出力電流がどのように観察されるかを記述した ものである。炉外検出器電流に対するこれら因子の影響を求めることが可能であ れば、炉外検出器の出力信号を絶対的な仕方で、原子炉出力レベルを求めるのに 利用することが可能となる。Ａ_t及びΣ_Rの値を求める際の複雑性が式（１）の実 用性を相当に低減している。しかし、式（１）の形及び解法は、基準設定状態か ら、炉外検出器出力電流の変化を極めて直截的に決定することを許容するもので ある。ここで、上記基準状態は次式で表すことができる。 上式中、接頭辞Ｒは式（１）に対して定義されるパラメータの基準状態値を表 す。炉心出力分布及び検出器／炉心環境状態の基準状態からの変化に起因する炉 外検出器電流の変化を求めることにより、炉外検出器電流から原子炉出力レベル を正確に求めることが可能である。 表記を容易にするために、式（１）及び（２）の積分項をそれぞれ次のように 定義する。 上式中、接頭辞Ｒは基準値を表す。 基準状態で測定した検出器出力に対する上部検出器測定電流の比は次式で表す ことができる。 検出器／炉心の形状寸法が変化しない限り、或は検出器感度が基準測定と現在 の測定との間の時間区間内で変化しない場合には、値Ａ_tは該Ａ_tの基準値と同じ である筈である。従って、式（５）から係数Ａを消去して、実際の炉心出力レベ ルを次式のように表すことができよう。 式（６）は、項Σ_R及びｄ_tを除き、全てのパラメータに対し測定した状態を用 いて直接解くことができよう。基準のΣ_R値並びに現在のΣ_R値は、式（６）には 表現されていないが、温度依存性を有する。これらΣ_R値の温度依存性を考慮す るために、基準Σ_R値に対し、Σ_Rの単純な温度依存式を展開することができよう 。 Σ_R値が適用範囲に亙る温度変化に伴い線形に変化するものと想定した場合、 炉心のダウンカマー及び燃料領域の水温の基準状態からの偏差に追従するΣ_Rの 値は次のように表すことができよう。 上式中、 Ｔ_i ＝炉外検出器チャンネルの最も近傍に位置する原子炉容器入口においてＲ ＴＤ３３によって測定した容器入口温度、 Ｔ_i ^R＝基準状態測定時に存在するＴ_iの値。 Σ_Rに関するこの式を式（６）に代入すると次式が得られる。 上式（８）は、ダウンカマー及び燃料領域温度変動に対し炉外検出器表示出力 を補償するのに必要な温度補正能力を有するが、上式の偏微分項及び指数項にお ける有効距離項が既知となるまでは解くことができない。 正確な補償炉外検出器出力を求めるべく上式を適切に利用する目的で、式（８ ）における偏微分項及び実効距離項を個別に或は分析的に求める必要はない。こ れら項の積を求めるだけで充分である。指数項における積について式（８）を解 くと、 Ｋ_tの値は、原子炉の始動試験中、２つの異なった温度及び出力レベルでの測 定量から求めることができ、この値は本質的にサイクル毎に一定に留どまる筈で ある。４ループプラントにおけるＫ_tの典型的な値は０.０１２／°Ｆである。式 （９）におけるＫ_tの定義を用いると、式（８）は次のように書き変えられる。 式（１０）の形にある式は、各炉外検出器チャンネルにおける上部及び下部検 出器双方に対し展開することができよう。もっとも、各チャンネルにおける下部 検出器については、式（１０）における接尾辞「ｔ」を接尾辞「ｂ」で置換する 必要がある。下部検出器に対しては別個の軸方向出力重み付け係数が必要とされ る。全ての炉外検出器補償相対出力値の平均値は、基準状態における精度に対し 、炉外検出器から得られる炉心出力の最も正確な表示となる。 図４は、温度変化に対して調節するのに用いられる定数Ｋを求めるためのプロ グラム４９を示すフローチャートである。Ｋの値は各検出器毎に算出される。第 １のステップ５１においては、例えば図３に示す例におけるように、各ｘ、ｙ半 径方向炉心位置ｊ毎に、各検出器チャンネルｉに対する半径方向の相対的燃料集 合体出力重み付け係数を求める。次いで、ステップ５３において、例えば図２に 例示した重み付け係数を用い、各検出器ｊ及び各チャンネルｉ毎に、半径方向に 重み付けされた相対的燃料集合体出力に対し、測定された各炉心軸方向区間ｚに 対する軸方向重み付け係数を求める。次に、ステップ５５及び５７において、測 定された原子炉の三次元出力分布、熱出力レベル、炉外検出器信号及び原子炉容 器入口温度を２つの異なった出力設定点Ｐ₁及びＰ₂において求める。次いで、ス テップ５９で、出力レベルＰ₁及びＰ₂におけるＱ_waを各チャンネルｉ毎に算出す る。最後に、ステップ６１で、各検出器ｊ毎に係数Ｋを算定する。 図５は、炉外検出器出力電流から現在の出力Ｐを求めるために炉心監視系３５ に設けられたコンピュータで実行することができるプログラム６３を示すフロー チャートである。ステップ６５において、熱量測定を用いての炉心出力の基準値 、各検出器電流及び各チャンネル毎の入口温度を求めて、各チャンネル毎にＱ_wa を求めるのに用いる。次いで、プログラムはループ６５に入る。このループにお いては、定期的に、炉外検出器から現在の出力を求める。即ち、このループにお いては、ステップ６７で算出される各検出器電流に対し相対出力が算出される。 次いで、ステップ６９で平均出力を求めて、ステップ７１で炉外検出器出力決定 量として出力し、新たに出力の決定値がその都度得られる。 以上、本発明の特定の実施形態について詳細に説明したが、当業者には明らか なように、本発明の総合的な教示に徴し種々の変更及び代替を想到することがで きよう。従って、ここに開示した特定の構成は単なる例示に過ぎず、本発明の範 囲を限定する意味に解釈されてはならない。

───────────────────────────────────────────────────── 【要約の続き】 的に求められる。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １． 炉外検出器系を有する加圧水形原子炉の出力を決定するための 方法であって、該方法は、 基本時点での前記加圧水形原子炉の熱出力を求め、 前記基本時点での検出器電流の測定を含め、前記炉外検出器系におけ る検出器電流を測定し、 前記基本時点での炉心入口温度の測定を含め、炉心入口温度を測定し 、 前記基本時点での前記加圧水形原子炉における炉心の三次元出力分布 の測定を含め、該加圧水形原子炉における炉心三次元出力分布を定期的に測定し 、 現在の炉心出力を、前記基本時点での検出器電流に前記基本時点での 前記熱出力を乗じた積に対する現在の検出器電流の比として求めて、前記基本時 点以降における前記炉心入口温度及び前記炉心三次元出力分布の変化の関数とし て補正する、 諸ステップを含む方法。 ２． 前記現在の炉心出力を、前記基本時点における前記炉心入口温 度と現在の炉心入口温度との間の差の関数として、また、前記基本時点における 前記炉心三次元出力分布と最も最近の炉心三次元出力分布との間の差の関数とし て補正する請求項１の方法。 ３． 炉心入口温度の変化の関数として前記現在の炉心入口温度を補 正する前記ステップは、異なる２つの炉心入口温度で求められた炉心出力から係 数を算出し、その後、前記係数に前記基本時点における炉心入口温度と現在の炉 心入口温度の差を乗じた指数項により炉心出力を補正することからなる請求項２ の方法。 ４． 前記現在の炉心出力は次の関係式から求める請求項３の方法。 ここで、 Ｐ_r ＝ 現在の相対炉心出力 の相対炉心出力 Ｉ ＝ 現在の検出器電流 Ｉ^R ＝ 前記基本時点における検出器電流 Ｑ_wa ＝ 重み付けした最も最近の平均炉心三次元出力分布 Ｔ_i ＝ 現在の炉心入口温度 Ｋ ＝ 次の関係式から求められる係数 ここで、Ｋは異なる２つの炉心入口温度において得た測定値から算出する。 ５． 前記炉心三次元出力分布を測定する前記ステップは、該炉心三 次元出力分布を測定するために炉内出力測定系を用いることからなる請求項１の 方法。 ６． 前記炉心三次元出力分布を測定する前記ステップは、前記原子 炉を横切る位置での炉心出口温度を測定し、該炉心出口温度、炉心入口温度及び 炉外検出器電流を利用して、前記炉心三次元出力分布を求める請求項１の方法。 ７． 前記炉外検出器系は、上部検出器電流を測定する上部検出器と 下部検出器電流を測定する下部検出器とを有する少なくとも１つの炉外検出器を 含み、現在の炉心出力を、前記上部検出器電流を用いて得られた上部検出器炉心 出力測定値と、前記下部検出器電流を用いて得られた下部検出器炉心出力測定値 との間の平均として求める請求項１の方法。 ８． 前記検出器系は、それぞれが上部検出器と下部検出器とを有す る複数の炉外検出器からなり、前記現在の炉心出力を、前記複数の炉外検出器の 全てについての前記上部検出器炉心出力測定値と前記下部検出器炉心出力測定値 の平均として求める請求項７の方法。 ９． 炉心入口を有する炉心を含み、該炉心入口を介して原子炉冷却 材が流入して前記炉心を通って循環する原子炉と、前記炉心を循環した原子炉冷 却材が前記炉心入口に戻る前に通る蒸気発生器と、前記蒸気発生器に給水を供給 し且つ前記原子炉により発生される熱出力を算出するための給水流量測定値を与 える給水手段とを備える加圧水形原子炉系の出力を決定するための装置であって 、 前記炉心により発生される中性子束に応答して検出器電流を発生する ために前記原子炉に隣接して設けられた炉外検出器手段と、 炉心入口温度を測定するための温度測定手段と、 前記炉心における三次元出力分布を測定するための出力分布測定手段 と、 現在の炉心出力を、基本時点での検出器電流に前記基本時点で算出し た熱出力を乗じた積に対する現在の検出器電流の比として求めて、前記温度測定 手段により測定された現在の炉心入口温度及び前記基本時点で測定された炉心入 口温度の関数として、また、前記出力分布測定手段により測定された最も最近の 炉心三次元出力分布の測定値及び前記基本時点で測定した炉心三次元出力分布の 関数として補正する、手段と、 を含む装置。 １０．前記炉外検出器手段は、それぞれが検出器電流を発生する複数 の炉外検出器手段であり、現在の炉心出力を求める前記手段が、前記検出器電流 の各々から求められた現在の炉心出力の平均として現在の炉心出力を算出する請 求項９の装置。 １１．複数の炉外検出器手段は、上部検出器電流を発生する上部検出 器部と下部検出器電流を発生する下部検出器部とをそれぞれが有する多重検出器 からなり、現在の炉心出力を求める前記手段が、前記上部検出器電流及び下部検 出器電流の各々から求められた現在の炉心出力の平均として現在の炉心出力を算 出する請求項１０の装置。 １２．現在の炉心出力を求める前記手段は、次の関係式に従い、各検 出器手段について求めた現在の炉心出力から、前記現在の炉心出力の平均を算出 する請求項１０の装置。 ここで、 Ｐ_r ＝ 現在の相対炉心出力 の相対炉心出力 Ｉ ＝ 現在の検出器電流 Ｉ^R ＝ 前記基本時点における検出器電流 Ｑ_wa ＝ 重み付けした最も最近の平均炉心三次元出力分布 Ｔ_i ＝ 現在の炉心入口温度 Ｋ ＝ 次の関係式から求められる係数 ここで、Ｋは異なる２つの炉心入口温度において得た測定値から算出する。