JPH112690A - 炉内中性子束計測装置 - Google Patents
炉内中性子束計測装置Info
- Publication number
- JPH112690A JPH112690A JP9155394A JP15539497A JPH112690A JP H112690 A JPH112690 A JP H112690A JP 9155394 A JP9155394 A JP 9155394A JP 15539497 A JP15539497 A JP 15539497A JP H112690 A JPH112690 A JP H112690A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- lprm
- detector
- reactor
- signal
- core
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 様々な炉心特性を有する原子炉において、中
性子エネルギースペクトルが変化する過渡事象時の燃料
物質と検出器物質のミスマッチに起因する誤差を補正す
ることにより、プラントの安全性及び燃料の健全性を確
保することにある。 【解決手段】 炉内中性子束計測装置における検出器４
のコーティグ物質と原子炉で使用される燃料物質を同一
物質とすることが困難な場合において、中性子エネルギ
ースペクトルが変化する過渡事象が発生した場合、ＬＰ
ＲＭレベル演算回路６のＬＰＲＭレベル信号７を補正回
路８により補正する。その補正回路８による補正は、Ｌ
ＰＲＭ検出器の位置ボイド率５５によりＬＰＲＭレベル
補正係数５６を算出し、該補正係数をＬＰＲＭレベル信
号７に乗算して補正する。
性子エネルギースペクトルが変化する過渡事象時の燃料
物質と検出器物質のミスマッチに起因する誤差を補正す
ることにより、プラントの安全性及び燃料の健全性を確
保することにある。 【解決手段】 炉内中性子束計測装置における検出器４
のコーティグ物質と原子炉で使用される燃料物質を同一
物質とすることが困難な場合において、中性子エネルギ
ースペクトルが変化する過渡事象が発生した場合、ＬＰ
ＲＭレベル演算回路６のＬＰＲＭレベル信号７を補正回
路８により補正する。その補正回路８による補正は、Ｌ
ＰＲＭ検出器の位置ボイド率５５によりＬＰＲＭレベル
補正係数５６を算出し、該補正係数をＬＰＲＭレベル信
号７に乗算して補正する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉炉内出力分
布を監視する炉内中性子束計測装置、特に電離箱を採用
した検出器による沸騰水型原子力発電プラントの炉内中
性子束計測装置に関する。
布を監視する炉内中性子束計測装置、特に電離箱を採用
した検出器による沸騰水型原子力発電プラントの炉内中
性子束計測装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】図４は、従来技術の原子炉炉内出力分布
を監視する炉内中性子束計測装置について示す。沸騰水
型原子力発電プラントでの炉内中性子束計測装置は、原
子炉圧力容器１内の原子炉炉心２に多数個の中性子検出
器４を設置して、原子炉炉内中性子束を測定するもの
で、その機能は、原子炉出力レベルとその変化率の監
視、原子炉出力の異常上昇から原子炉を保護するための
制御棒引抜阻止信号１４あるいは原子炉スクラム信号１
３の出力、及び原子炉内の中性子束分布を測定すること
による炉心管理、燃料管理のための情報の提供、等であ
る。
を監視する炉内中性子束計測装置について示す。沸騰水
型原子力発電プラントでの炉内中性子束計測装置は、原
子炉圧力容器１内の原子炉炉心２に多数個の中性子検出
器４を設置して、原子炉炉内中性子束を測定するもの
で、その機能は、原子炉出力レベルとその変化率の監
視、原子炉出力の異常上昇から原子炉を保護するための
制御棒引抜阻止信号１４あるいは原子炉スクラム信号１
３の出力、及び原子炉内の中性子束分布を測定すること
による炉心管理、燃料管理のための情報の提供、等であ
る。
【０００３】炉内中性子束計測装置には一般に起動領域
モニタ（ＳＲＮＭ）および出力領域モニタ（ＰＲＮＭ）
がある。それぞれの炉内中性子束計測装置は中性子束レ
ベルによって使い分けられる。すなわち、ＳＲＮＭ（検
出器１５０）は原子炉起動開始時の中性子束の低い領域
（起動領域）、またＰＲＮＭ（検出器４）は出力運転中
の中性子束の高い領域（出力領域）で使用され、両者は
適切なオーバーラップ領域を有しており、一つの領域か
ら他の領域に移る際にも測定が不連続とならないように
なっている。
モニタ（ＳＲＮＭ）および出力領域モニタ（ＰＲＮＭ）
がある。それぞれの炉内中性子束計測装置は中性子束レ
ベルによって使い分けられる。すなわち、ＳＲＮＭ（検
出器１５０）は原子炉起動開始時の中性子束の低い領域
（起動領域）、またＰＲＮＭ（検出器４）は出力運転中
の中性子束の高い領域（出力領域）で使用され、両者は
適切なオーバーラップ領域を有しており、一つの領域か
ら他の領域に移る際にも測定が不連続とならないように
なっている。
【０００４】このうち、ＰＲＮＭには局部出力中性子モ
ニタ（ＬＰＲＭ）と平均出力中性子モニタ（ＡＰＲＭ）
があり、ＡＰＲＭはＬＰＲＭ検出器４からの信号を平均
処理回路１０により平均し、原子炉の炉心平均出力信号
１１の情報を与えている。そして、炉心平均出力信号１
１が予め定められた設定値に達した場合は制御棒の引抜
きを阻止し、また、燃料損傷が発生する前に原子炉をス
クラムさせるトリップ信号を出力する。
ニタ（ＬＰＲＭ）と平均出力中性子モニタ（ＡＰＲＭ）
があり、ＡＰＲＭはＬＰＲＭ検出器４からの信号を平均
処理回路１０により平均し、原子炉の炉心平均出力信号
１１の情報を与えている。そして、炉心平均出力信号１
１が予め定められた設定値に達した場合は制御棒の引抜
きを阻止し、また、燃料損傷が発生する前に原子炉をス
クラムさせるトリップ信号を出力する。
【０００５】次に、原子炉出力レベルの検出方法を図４
を用いて具体的に説明する。従来は、原子炉炉心２に配
置されたＬＰＲＭ検出器４からの電離電流５（検出器電
流）をＰＲＮＭユニット１５に入力し、いずれのＬＰＲ
Ｍ検出器４からの電離電流５についても各対応のＬＰＲ
Ｍレベル演算回路６で同様の処理方法で工学値変換する
（電離電流を電圧→デジタル→ゲイン倍→指示値（％）
に変換する）ことによりそれぞれＬＰＲＭレベル信号７
を平均処理回路１０で平均することにより原子炉の炉心
平均出力信号１１を算出して監視のために表示するとと
もに、その値を以てトリップ回路１２により制御棒引き
抜き阻止及びスクラム設定値と比較し、設定値を超える
ような出力の異常上昇時には制御棒引抜阻止信号１４及
び原子炉スクラム信号１３を出力する。制御棒引抜阻止
信号１４は制御棒の操作電動機の引抜阻止を、原子炉ス
クラム信号１３は電動機とは独立して制御棒挿入を制御
する。これにより原子炉をスクラムして炉心の保護を行
なっている。
を用いて具体的に説明する。従来は、原子炉炉心２に配
置されたＬＰＲＭ検出器４からの電離電流５（検出器電
流）をＰＲＮＭユニット１５に入力し、いずれのＬＰＲ
Ｍ検出器４からの電離電流５についても各対応のＬＰＲ
Ｍレベル演算回路６で同様の処理方法で工学値変換する
（電離電流を電圧→デジタル→ゲイン倍→指示値（％）
に変換する）ことによりそれぞれＬＰＲＭレベル信号７
を平均処理回路１０で平均することにより原子炉の炉心
平均出力信号１１を算出して監視のために表示するとと
もに、その値を以てトリップ回路１２により制御棒引き
抜き阻止及びスクラム設定値と比較し、設定値を超える
ような出力の異常上昇時には制御棒引抜阻止信号１４及
び原子炉スクラム信号１３を出力する。制御棒引抜阻止
信号１４は制御棒の操作電動機の引抜阻止を、原子炉ス
クラム信号１３は電動機とは独立して制御棒挿入を制御
する。これにより原子炉をスクラムして炉心の保護を行
なっている。
【０００６】また、原子炉起動レベルの検出についても
上記ＰＲＮＭと同様にＳＲＮＭ検出器１５０からの電離
電流１５１をＳＲＮＭユニット１５２へ入力し、ＳＲＮ
Ｍユニット１５２内で工学値変換されトリップ回路によ
り設定値と比較して、設定値を超えるような場合には制
御棒引抜阻止信号１５４及び原子炉スクラム信号１５３
を出力し、制御により炉心の保護を行なっている。
上記ＰＲＮＭと同様にＳＲＮＭ検出器１５０からの電離
電流１５１をＳＲＮＭユニット１５２へ入力し、ＳＲＮ
Ｍユニット１５２内で工学値変換されトリップ回路によ
り設定値と比較して、設定値を超えるような場合には制
御棒引抜阻止信号１５４及び原子炉スクラム信号１５３
を出力し、制御により炉心の保護を行なっている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】一般に炉内の中性子束
測定には電離箱が使用される。電離箱方式による中性子
検出器の原理を図５を用いて説明する。同軸二重円筒構
造の外側電極と内側電極との間には、電離用気体として
アルゴンガスを封入する。外側電極の内面には核分裂用
物質としてウランをコーティングする。また、電離によ
って発生した電子やイオンを効率よく収集するため、電
極間に高電圧を印加する。
測定には電離箱が使用される。電離箱方式による中性子
検出器の原理を図５を用いて説明する。同軸二重円筒構
造の外側電極と内側電極との間には、電離用気体として
アルゴンガスを封入する。外側電極の内面には核分裂用
物質としてウランをコーティングする。また、電離によ
って発生した電子やイオンを効率よく収集するため、電
極間に高電圧を印加する。
【０００８】熱中性子が検出器のコーティング物質（ウ
ラン）と衝突すると、ウランは核分裂してアルゴンガス
中に核分裂片を放出する。この電荷を帯びた核分裂片
は、アルゴンガスとの衝突によりアルゴンガスを電離さ
せる。電離したアルゴンガスの電子やイオンを収集する
ために、電極間に電圧が印加され、電離によって発生し
た電子やイオンは電極に到達し電離電流として検出され
る。
ラン）と衝突すると、ウランは核分裂してアルゴンガス
中に核分裂片を放出する。この電荷を帯びた核分裂片
は、アルゴンガスとの衝突によりアルゴンガスを電離さ
せる。電離したアルゴンガスの電子やイオンを収集する
ために、電極間に電圧が印加され、電離によって発生し
た電子やイオンは電極に到達し電離電流として検出され
る。
【０００９】ところで、従来は原子炉で使用される燃料
物質と中性子検出器にコーティングされる物質が同一物
質である場合は、双方の核分裂断面積は等しく、中性子
エネルギースペクトルが変化する過渡事象時において
も、燃料の出力に対する検出器の応答は線形関係にある
ものとみなせた。例えば、ウラン燃料の場合は中性子検
出器のコーティング物質も原子炉で使用されるウランと
同一であるため、図７に示すよう、燃料も検出器にコー
ティングされる物質も同様な核分裂断面積となるため、
中性子エネルギースペクトルの変化を伴う過渡事象が発
生しても、燃料の出力に対する検出器の応答は線形関係
にあるものとみなせた。式で表すと以下の数１のように
なる。
物質と中性子検出器にコーティングされる物質が同一物
質である場合は、双方の核分裂断面積は等しく、中性子
エネルギースペクトルが変化する過渡事象時において
も、燃料の出力に対する検出器の応答は線形関係にある
ものとみなせた。例えば、ウラン燃料の場合は中性子検
出器のコーティング物質も原子炉で使用されるウランと
同一であるため、図７に示すよう、燃料も検出器にコー
ティングされる物質も同様な核分裂断面積となるため、
中性子エネルギースペクトルの変化を伴う過渡事象が発
生しても、燃料の出力に対する検出器の応答は線形関係
にあるものとみなせた。式で表すと以下の数１のように
なる。
【００１０】
【数１】
【００１１】図６は、燃料物質にプルトニウムを使用し
た原子炉に対する検出器のコーティング物質に原子炉で
使用される燃料物質と同一のプルトニウムを選択した場
合で、このときは、燃料物質と検出器のコーティング物
質が同一のもので構成され、検出器の応答に問題はな
い。
た原子炉に対する検出器のコーティング物質に原子炉で
使用される燃料物質と同一のプルトニウムを選択した場
合で、このときは、燃料物質と検出器のコーティング物
質が同一のもので構成され、検出器の応答に問題はな
い。
【００１２】しかし、従来の炉内中性子束計測装置シス
テムでは、燃料物質と中性子検出器にコーティングされ
る物質が異なる場合、この場合に燃料物質に中性子検出
器のコーティング物質を合わせるということは行なわれ
ておらず、また、炉心燃料と検出器の核物質とのミスマ
ッチに起因する検出器指示値に誤差があっても、そのの
誤差を補正するという方法は考えられていない。このた
め、燃料物質と中性子検出器にコーティングされる物質
が異なる原子炉の場合、原子炉によって異なる中性子エ
ネルギースペクトル分布の形状によっては、適切な出力
分布計測が行なわれるとは限らず、原子力発電プラント
の安全性及び燃料の健全性を確保することができなかっ
た。
テムでは、燃料物質と中性子検出器にコーティングされ
る物質が異なる場合、この場合に燃料物質に中性子検出
器のコーティング物質を合わせるということは行なわれ
ておらず、また、炉心燃料と検出器の核物質とのミスマ
ッチに起因する検出器指示値に誤差があっても、そのの
誤差を補正するという方法は考えられていない。このた
め、燃料物質と中性子検出器にコーティングされる物質
が異なる原子炉の場合、原子炉によって異なる中性子エ
ネルギースペクトル分布の形状によっては、適切な出力
分布計測が行なわれるとは限らず、原子力発電プラント
の安全性及び燃料の健全性を確保することができなかっ
た。
【００１３】例えば、原子炉燃料物質がプルトニウム、
検出器コーティング物質がウランで、原子炉の中性子エ
ネルギースペクトルが過渡時において図８に示すような
変化を示す場合を例にとって説明すると、プルトニウム
燃料を使用する原子炉の場合中性子検出器のコーティン
グ物質と原子炉で使用される燃料物質が異なり、従っ
て、図８に示すように、燃料物質と検出器にコーティン
グされる物質とは異なる核分裂断面積を有する。このた
め、原子炉によって異なる中性子エネルギースペクトル
がプルトニウム２３９の核分裂断面積のピーク近辺の領
域において、ボイド率の変化を伴う過渡事象により図８
に示すような中性子エネルギースペクトルの変化が発生
した場合、燃料の出力に対する検出器の応答は線形関係
とはならない。式で表すと以下の数２のようになる。
検出器コーティング物質がウランで、原子炉の中性子エ
ネルギースペクトルが過渡時において図８に示すような
変化を示す場合を例にとって説明すると、プルトニウム
燃料を使用する原子炉の場合中性子検出器のコーティン
グ物質と原子炉で使用される燃料物質が異なり、従っ
て、図８に示すように、燃料物質と検出器にコーティン
グされる物質とは異なる核分裂断面積を有する。このた
め、原子炉によって異なる中性子エネルギースペクトル
がプルトニウム２３９の核分裂断面積のピーク近辺の領
域において、ボイド率の変化を伴う過渡事象により図８
に示すような中性子エネルギースペクトルの変化が発生
した場合、燃料の出力に対する検出器の応答は線形関係
とはならない。式で表すと以下の数２のようになる。
【００１４】
【数２】
【００１５】つまり、Ｕ２３５核分裂断面積とＰｕ２３
９核分裂断面積が図８のような異なる分布を有するた
め、Ｐｕ２３９核分裂断面積のピークが高い領域に中性
子エネルギースペクトルがシフトすると、実際の燃料出
力よりも検出器出力が低い応答を示す傾向を有する。従
って、原子炉によって異なる様々な分布をもつ中性子エ
ネルギースペクトルの形状によっては、適切な出力分布
計測が行なわれるとは限らず、原子力発電プラントの安
全性及び燃料の健全性を確保することができないという
問題がある。
９核分裂断面積が図８のような異なる分布を有するた
め、Ｐｕ２３９核分裂断面積のピークが高い領域に中性
子エネルギースペクトルがシフトすると、実際の燃料出
力よりも検出器出力が低い応答を示す傾向を有する。従
って、原子炉によって異なる様々な分布をもつ中性子エ
ネルギースペクトルの形状によっては、適切な出力分布
計測が行なわれるとは限らず、原子力発電プラントの安
全性及び燃料の健全性を確保することができないという
問題がある。
【００１６】従来、炉内中性子検出器の温度変化及び感
度変化をオンラインで校正するものに特開昭５５−１４
２２８７号公報等があるが、これは上記の問題を解決す
るものではない。
度変化をオンラインで校正するものに特開昭５５−１４
２２８７号公報等があるが、これは上記の問題を解決す
るものではない。
【００１７】本発明の目的は、上記問題に鑑み、原子炉
で使用される燃料物質と中性子検出器にコーティングさ
れる検出物質が異なる原子炉においても適切な出力分布
計測が行なわれ、原子力発電プラントの安全性及び燃料
の健全性を確保するのに好適な炉内中性子束計測装置を
提供することにある。
で使用される燃料物質と中性子検出器にコーティングさ
れる検出物質が異なる原子炉においても適切な出力分布
計測が行なわれ、原子力発電プラントの安全性及び燃料
の健全性を確保するのに好適な炉内中性子束計測装置を
提供することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】上記の目的は、炉心燃料
と検出器の核物質が異なることに起因する検出器指示値
の誤差を補正する手段を設けたことによって達成され
る。
と検出器の核物質が異なることに起因する検出器指示値
の誤差を補正する手段を設けたことによって達成され
る。
【００１９】更に上記の目的は、燃料物質と中性子検出
器にコーティングされる検出物質を同一とすることが困
難な場合、予め中性子エネルギースペクトルの変化を伴
う過渡変化時の炉心ボイド率分布を解析により求めてお
き、中性子エネルギースペクトルの変化を伴う過渡変化
が発生した場合には、そのボイド率分布により検出器出
力を補正する手段を設けることによって達成される。
器にコーティングされる検出物質を同一とすることが困
難な場合、予め中性子エネルギースペクトルの変化を伴
う過渡変化時の炉心ボイド率分布を解析により求めてお
き、中性子エネルギースペクトルの変化を伴う過渡変化
が発生した場合には、そのボイド率分布により検出器出
力を補正する手段を設けることによって達成される。
【００２０】上記の手段によると、原子炉で使用される
燃料物質と中性子検出器にコーティングされる検出器物
質を同一物質にすることが困難な場合に、中性子エネル
ギースペクトルの変化を伴う過渡事象発生時に原子炉の
ボイド分布により検出器出力を補正する。これにより、
常に適切な出力分布計測が行なわれ、中性子エネルギー
スペクトルの変化を伴う過渡事象発生時の原子力発電プ
ラントの安全性及び燃料の健全性を確保することができ
る。
燃料物質と中性子検出器にコーティングされる検出器物
質を同一物質にすることが困難な場合に、中性子エネル
ギースペクトルの変化を伴う過渡事象発生時に原子炉の
ボイド分布により検出器出力を補正する。これにより、
常に適切な出力分布計測が行なわれ、中性子エネルギー
スペクトルの変化を伴う過渡事象発生時の原子力発電プ
ラントの安全性及び燃料の健全性を確保することができ
る。
【００２１】また、上記の目的は、通常の定格運転時に
おいても、ボイド率分布により検出器出力を補正する手
段を設けることによって原子力発電プラントの安全性及
び燃料の健全性を確保することができる。
おいても、ボイド率分布により検出器出力を補正する手
段を設けることによって原子力発電プラントの安全性及
び燃料の健全性を確保することができる。
【００２２】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を図面
を用いて説明する。
を用いて説明する。
【００２３】本発明は、原子炉で使用される燃料物質と
中性子検出器にコーティングされる物質を同一のものと
することが困難な場合について適用するものである。ま
た炉内中性子束計測装置にはＳＲＮＭとＰＲＮＭがある
が、ＰＲＮＭについてのみ説明する。
中性子検出器にコーティングされる物質を同一のものと
することが困難な場合について適用するものである。ま
た炉内中性子束計測装置にはＳＲＮＭとＰＲＮＭがある
が、ＰＲＮＭについてのみ説明する。
【００２４】図１及び図２は本発明の一実施形態を示
し、検出信号の補正手段について説明するものである。
し、検出信号の補正手段について説明するものである。
【００２５】図１に示される原子炉圧力容器１内の原子
炉炉心２にＬＰＲＭストリング３が複数本均等に配置さ
れる。各ＬＰＲＭストリング３内では軸方向に等間隔に
複数のＬＰＲＭ検出器４が配置され、これにより軸方向
に等間隔及び径方向にも等間隔にＬＰＲＭ検出器４が配
置され、局所的な中性子束の監視を行なう。ＬＰＲＭ検
出器４からは原子炉炉心２の熱中性子により発生した電
離電流５が出力され、ＰＲＮＭユニット１５内のＬＰＲ
Ｍレベル演算回路６に入力される。ＬＰＲＭレベル演算
回路６に入力された電離電流５は工学値変換され、ＬＰ
ＲＭレベル信号７として出力される。
炉炉心２にＬＰＲＭストリング３が複数本均等に配置さ
れる。各ＬＰＲＭストリング３内では軸方向に等間隔に
複数のＬＰＲＭ検出器４が配置され、これにより軸方向
に等間隔及び径方向にも等間隔にＬＰＲＭ検出器４が配
置され、局所的な中性子束の監視を行なう。ＬＰＲＭ検
出器４からは原子炉炉心２の熱中性子により発生した電
離電流５が出力され、ＰＲＮＭユニット１５内のＬＰＲ
Ｍレベル演算回路６に入力される。ＬＰＲＭレベル演算
回路６に入力された電離電流５は工学値変換され、ＬＰ
ＲＭレベル信号７として出力される。
【００２６】従来は、このＬＰＲＭレベル信号７がその
まま平均処理回路１０へ入力され炉心平均出力信号１１
が出力されるが、本発明ではＬＰＲＭレベル演算回路６
で演算されたＬＰＲＭレベル信号７を補正回路８により
補正してＬＰＲＭレベル補正信号９を出力し、平均処理
回路１０に入力するものである。平均処理回路１０にお
いて各ＬＰＲＭレベル補正信号９を用いて炉心平均出力
信号１１が演算され、トリップ回路１２へ入力される。
トリップ回路１２へ入力された炉心平均出力信号１１は
設定値と比較され、それぞれ原子炉スクラム信号１３及
び制御棒引抜阻止信号１４を出力し、制御棒の引抜阻止
及び原子炉をスクラムして原子力発電プラントの安全性
及び燃料の健全性を確保する。
まま平均処理回路１０へ入力され炉心平均出力信号１１
が出力されるが、本発明ではＬＰＲＭレベル演算回路６
で演算されたＬＰＲＭレベル信号７を補正回路８により
補正してＬＰＲＭレベル補正信号９を出力し、平均処理
回路１０に入力するものである。平均処理回路１０にお
いて各ＬＰＲＭレベル補正信号９を用いて炉心平均出力
信号１１が演算され、トリップ回路１２へ入力される。
トリップ回路１２へ入力された炉心平均出力信号１１は
設定値と比較され、それぞれ原子炉スクラム信号１３及
び制御棒引抜阻止信号１４を出力し、制御棒の引抜阻止
及び原子炉をスクラムして原子力発電プラントの安全性
及び燃料の健全性を確保する。
【００２７】なお、ＬＰＲＭレベル演算回路６は、いく
つかのＬＰＲＭ検出器４からのＬＰＲＭ信号５を並列処
理しており、また補正回路８もＬＰＲＭレベル信号７の
並列処理をすることにより多数の炉心検出信号の処理が
可能となる。
つかのＬＰＲＭ検出器４からのＬＰＲＭ信号５を並列処
理しており、また補正回路８もＬＰＲＭレベル信号７の
並列処理をすることにより多数の炉心検出信号の処理が
可能となる。
【００２８】図２を用いて、補正回路８におけるＬＰＲ
Ｍレベル信号７の補正方法について説明する。原子炉炉
心２に配置された各ＬＰＲＭ検出器４の軸方向位置信号
５０及び径方向位置信号５１が各ＬＰＲＭ検出器４対応
のＬＰＲＭレベル演算回路６に入力保持されており、そ
れがＬＰＲＭレベル演算回路６よりＬＰＲＭレベル信号
７とともに補正回路８に入力する。ＬＰＲＭレベル演算
回路６より出力するＬＰＲＭ軸方向位置信号５０及びＬ
ＰＲＭ径方向位置信号５１は補正回路のそれぞれの関数
発生器１００ａ、１００ｂへ入力する。
Ｍレベル信号７の補正方法について説明する。原子炉炉
心２に配置された各ＬＰＲＭ検出器４の軸方向位置信号
５０及び径方向位置信号５１が各ＬＰＲＭ検出器４対応
のＬＰＲＭレベル演算回路６に入力保持されており、そ
れがＬＰＲＭレベル演算回路６よりＬＰＲＭレベル信号
７とともに補正回路８に入力する。ＬＰＲＭレベル演算
回路６より出力するＬＰＲＭ軸方向位置信号５０及びＬ
ＰＲＭ径方向位置信号５１は補正回路のそれぞれの関数
発生器１００ａ、１００ｂへ入力する。
【００２９】関数発生器１００ａでは炉心平均軸方向ボ
イド率分布が入力されており、ＬＰＲＭ軸方向位置信号
５０の入力信号よりＬＰＲＭ軸方向ボイド率５２が出力
される。関数発生器１００ｂでは炉心平均径方向ボイド
率分布が入力されており、ＬＰＲＭ径方向位置信号５１
の入力信号よりＬＰＲＭ径方向ボイド率補正係数５３が
出力される。ＬＰＲＭ軸方向ボイド率５２にＬＰＲＭ径
方向ボイド率補正係数５３を乗算器５４ａに入力してそ
の積を求めることにより個々のＬＰＲＭ検出器位置ボイ
ド率５５が求められる。そして、ＬＰＲＭ検出器位置ボ
イド率５５を関数発生器１００ｃへ入力する。関数発生
器１００ｃでは各ボイド率におけるＬＰＲＭレベル補正
係数が入力されており、ＬＰＲＭ検出器位置ボイド率５
５の入力信号よりＬＰＲＭレベル補正係数５６が出力さ
れる。
イド率分布が入力されており、ＬＰＲＭ軸方向位置信号
５０の入力信号よりＬＰＲＭ軸方向ボイド率５２が出力
される。関数発生器１００ｂでは炉心平均径方向ボイド
率分布が入力されており、ＬＰＲＭ径方向位置信号５１
の入力信号よりＬＰＲＭ径方向ボイド率補正係数５３が
出力される。ＬＰＲＭ軸方向ボイド率５２にＬＰＲＭ径
方向ボイド率補正係数５３を乗算器５４ａに入力してそ
の積を求めることにより個々のＬＰＲＭ検出器位置ボイ
ド率５５が求められる。そして、ＬＰＲＭ検出器位置ボ
イド率５５を関数発生器１００ｃへ入力する。関数発生
器１００ｃでは各ボイド率におけるＬＰＲＭレベル補正
係数が入力されており、ＬＰＲＭ検出器位置ボイド率５
５の入力信号よりＬＰＲＭレベル補正係数５６が出力さ
れる。
【００３０】ＬＰＲＭレベル補正係数５６は、 ＬＰＲＭレベル補正係数５６＝燃料出力／検出器出力 で与えられ、ＬＰＲＭレベル補正係数５６とボイド率と
の関係は予め解析により求められる。このＬＰＲＭレベ
ル補正係数５６とボイド率との関係は原子炉によって異
なる様々な分布をもつ中性子エネルギースペクトルの形
状によって異なるため、その使用される原子炉のデータ
より計算された関数を関数発生器１００ｃに与える必要
がある。
の関係は予め解析により求められる。このＬＰＲＭレベ
ル補正係数５６とボイド率との関係は原子炉によって異
なる様々な分布をもつ中性子エネルギースペクトルの形
状によって異なるため、その使用される原子炉のデータ
より計算された関数を関数発生器１００ｃに与える必要
がある。
【００３１】このようにして関数発生器１００ｃより出
力されたＬＰＲＭレベル補正係数５６を乗算器５４ｂに
入力する。
力されたＬＰＲＭレベル補正係数５６を乗算器５４ｂに
入力する。
【００３２】一方検出器の電離電流から得られたＬＰＲ
Ｍレベル信号７がＬＰＲＭレベル演算回路６より乗算器
５４ｂに入力し、乗算器５４ｂでこのＬＰＲＭレベル信
号７とＬＰＲＭレベル補正係数５６との積を計算するこ
とでＬＰＲＭレベル補正信号９を出力し、燃料物質と検
出器物質のミスマッチに起因する誤差の補正を行う。
Ｍレベル信号７がＬＰＲＭレベル演算回路６より乗算器
５４ｂに入力し、乗算器５４ｂでこのＬＰＲＭレベル信
号７とＬＰＲＭレベル補正係数５６との積を計算するこ
とでＬＰＲＭレベル補正信号９を出力し、燃料物質と検
出器物質のミスマッチに起因する誤差の補正を行う。
【００３３】このようにして誤差補正されたＬＰＲＭレ
ベル補正信号９が平均処理回路１０で平均されるから燃
料物質と検出器核物質のミスマッチに起因する誤差を除
去した正確な炉心全体の平均出力信号１１が得られ、こ
れが監視のために表示され、またトリップ回路１２で設
定値と比較され、出力異常上昇時には原子炉スクラム信
号１３及び制御棒引抜阻止信号１４を出力する。
ベル補正信号９が平均処理回路１０で平均されるから燃
料物質と検出器核物質のミスマッチに起因する誤差を除
去した正確な炉心全体の平均出力信号１１が得られ、こ
れが監視のために表示され、またトリップ回路１２で設
定値と比較され、出力異常上昇時には原子炉スクラム信
号１３及び制御棒引抜阻止信号１４を出力する。
【００３４】図３は、原子炉炉内出力分布を監視する炉
内中性子束計測装置において、本実施形態を採用した場
合と、従来例を適用した場合の中性子エネルギースペク
トルの変化する過渡事象時の挙動の比較を示す。
内中性子束計測装置において、本実施形態を採用した場
合と、従来例を適用した場合の中性子エネルギースペク
トルの変化する過渡事象時の挙動の比較を示す。
【００３５】過渡時に中性子エネルギースペクトルが変
化すると図３に示すように燃料の出力・安全解析上の検
出器出力（実線）となる。これに対して、従来例を適用
した場合の検出器の応答出力（点線）が過渡変化発生時
に少なめに検出されることが懸念されるが、本実施形態
を採用した場合の検出器の応答出力は上記燃料の出力・
安全解析上の検出器出力（実線）と同等の応答を示す。
従って、中性子エネルギースペクトルが変化する過渡事
象時において原子力発電プラントの安全性及び燃料の健
全性を確保することができる。
化すると図３に示すように燃料の出力・安全解析上の検
出器出力（実線）となる。これに対して、従来例を適用
した場合の検出器の応答出力（点線）が過渡変化発生時
に少なめに検出されることが懸念されるが、本実施形態
を採用した場合の検出器の応答出力は上記燃料の出力・
安全解析上の検出器出力（実線）と同等の応答を示す。
従って、中性子エネルギースペクトルが変化する過渡事
象時において原子力発電プラントの安全性及び燃料の健
全性を確保することができる。
【００３６】また、検出器信号は炉心管理、燃料管理の
ための情報としてもプロセス計算機に提供されているた
め、通常の定格運転時においても、図２で説明した関数
発生器１００ａ、１００ｂに定格運転時のボイド分布の
データを入力して補正を行うことにより、原子炉におけ
る正確な炉心管理、燃料管理が可能となる。
ための情報としてもプロセス計算機に提供されているた
め、通常の定格運転時においても、図２で説明した関数
発生器１００ａ、１００ｂに定格運転時のボイド分布の
データを入力して補正を行うことにより、原子炉におけ
る正確な炉心管理、燃料管理が可能となる。
【００３７】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
様々な炉心特性を有する原子炉において、中性子エネル
ギースペクトルが変化する過渡事象時の燃料物質と検出
器物質のミスマッチに起因する誤差を補正することがで
きる。従って、燃料の出力・安全解析上の検出器出力と
同等の応答を示して制御棒引抜阻止信号及び原子炉スク
ラム信号が出力されるため、過渡事象時に燃料の健全性
を確保することができる。
様々な炉心特性を有する原子炉において、中性子エネル
ギースペクトルが変化する過渡事象時の燃料物質と検出
器物質のミスマッチに起因する誤差を補正することがで
きる。従って、燃料の出力・安全解析上の検出器出力と
同等の応答を示して制御棒引抜阻止信号及び原子炉スク
ラム信号が出力されるため、過渡事象時に燃料の健全性
を確保することができる。
【００３８】また、通常の定格運転時においても、誤差
補正により原子炉の正確な炉心管理、燃料管理が可能と
なる。
補正により原子炉の正確な炉心管理、燃料管理が可能と
なる。
【図１】本発明の一実施形態の炉内中性子束計測装置の
構成図。
構成図。
【図２】図１におけるＬＰＲＭレベル信号補正回路の詳
細構成図。
細構成図。
【図３】本発明による中性子エネルギースペクトルが変
化する過渡事象時の挙動説明図。
化する過渡事象時の挙動説明図。
【図４】従来技術による炉内中性子束計測装置の構成
図。
図。
【図５】燃料核物質と異なる物質をコーティングした場
合の中性子検出器の原理図。
合の中性子検出器の原理図。
【図６】燃料核物質と同一物質をコーティングした場合
の中性子検出器の原理図。
の中性子検出器の原理図。
【図７】核分裂断面積及び中性子スペクトルの特性図。
【図８】核分裂断面積及び中性子スペクトルの特性図。
１…原子炉圧力容器、２…原子炉炉心、３…ＬＰＲＭス
トリング、４…ＬＰＲＭ検出器、５…電離電流、６…Ｌ
ＰＲＭレベル演算回路、７…ＬＰＲＭレベル信号、８…
補正回路、９…ＬＰＲＭレベル補正信号、１０…平均処
理回路、１１…炉心平均出力信号、１２…トリップ回
路、１３…原子炉スクラム信号、１４…制御棒引抜阻止
信号、１５…ＰＲＮＭユニット、５０…ＬＰＲＭ軸方向
位置信号、５１…ＬＰＲＭ径方向位置信号、５２…ＬＰ
ＲＭ軸方向位置ボイド率、５３…ＬＰＲＭ径方向位置ボ
イド率補正係数、５４ａ、５４ｂ…乗算器、５５…ＬＰ
ＲＭ検出器位置ボイド率、５６…ＬＰＲＭレベル補正係
数、１００ａ、１００ｂ、１００ｃ…関数発生器、１５
０…ＳＲＮＭ検出器、１５１…電離電流、１５２…ＳＲ
ＮＭユニット、１５３…原子炉スクラム信号、１５４…
制御棒引抜阻止信号。
トリング、４…ＬＰＲＭ検出器、５…電離電流、６…Ｌ
ＰＲＭレベル演算回路、７…ＬＰＲＭレベル信号、８…
補正回路、９…ＬＰＲＭレベル補正信号、１０…平均処
理回路、１１…炉心平均出力信号、１２…トリップ回
路、１３…原子炉スクラム信号、１４…制御棒引抜阻止
信号、１５…ＰＲＮＭユニット、５０…ＬＰＲＭ軸方向
位置信号、５１…ＬＰＲＭ径方向位置信号、５２…ＬＰ
ＲＭ軸方向位置ボイド率、５３…ＬＰＲＭ径方向位置ボ
イド率補正係数、５４ａ、５４ｂ…乗算器、５５…ＬＰ
ＲＭ検出器位置ボイド率、５６…ＬＰＲＭレベル補正係
数、１００ａ、１００ｂ、１００ｃ…関数発生器、１５
０…ＳＲＮＭ検出器、１５１…電離電流、１５２…ＳＲ
ＮＭユニット、１５３…原子炉スクラム信号、１５４…
制御棒引抜阻止信号。
Claims (6)
- 【請求項１】 原子炉炉心に配置された検出器により原
子炉炉内出力分布の局部的な中性子束を連続的に測定
し、局部的な原子炉出力の異常上昇から原子炉を保護す
るための情報、局部出力分布を監視するための情報、及
び炉心管理等の情報を提供するための沸騰水型原子炉の
中性子束計測装置において、炉心燃料と検出器の核物質
が異なることに起因する検出器指示値の誤差を補正する
手段を設けたことを特徴とする炉内中性子束計測装置。 - 【請求項２】 前記検出器は、原子炉炉心の軸方向及び
径方向に等間隔に配置されたことを特徴とする請求項１
記載の炉内中性子束計測装置。 - 【請求項３】 前記検出器指示値の誤差を補正する手段
は、中性子エネルギースペクトルの変化を伴う過渡事象
発生時に、炉心燃料と検出器の核物質が異なることに起
因する検出器指示値の誤差を過渡事象発生時の炉心ボイ
ド率分布により補正するものであることを特徴とする請
求項１記載の炉内中性子束計測装置。 - 【請求項４】 前記検出器指示値の誤差を補正する手段
は、通常の定格運転時に、炉心燃料と検出器の核物質が
異なることに起因する検出器指示値の誤差を定格運転時
の炉心ボイド率分布により補正するものであることを特
徴とする請求項１記載の炉内中性子束計測装置。 - 【請求項５】 原子炉炉心に配置された検出器により原
子炉炉内出力分布の局部的な中性子束を連続的に測定
し、局部的な原子炉出力の異常上昇から原子炉を保護す
るための情報、局部出力分布を監視するための情報、及
び炉心管理等の情報を提供するための沸騰水型原子炉の
中性子束計測装置において、ＬＰＲＭ検出器の検出信号
をＬＰＲＭレベル信号に変換する手段と、該ＬＰＲＭレ
ベル信号を炉心燃料とＬＰＲＭ検出器の核物質が異なる
ことに起因する誤差を補正してＬＰＲＭレベル補正信号
を出力する誤差補正手段と、該ＬＰＲＭレベル補正信号
を平均して炉心平均出力信号を出力する平均処理手段
と、該炉心平均出力信号を判別してトリップ信号を出力
するトリップ手段とを有する出力領域モニタを設けたこ
とを特徴とする炉内中性子束計測装置。 - 【請求項６】 前記誤差補正手段は、ＬＰＲＭ検出器の
軸方向位置信号及び径方向位置信号を入力しＬＰＲＭ軸
方向ボイド率及びＬＰＲＭ径方向ボイド率補正係数を出
力する関数発生器と、該ＬＰＲＭ軸方向ボイド率にＬＰ
ＲＭ径方向ボイド率補正係数を積算してＬＰＲＭ検出器
位置ボイド率を出力する乗算器と、該ＬＰＲＭ検出器位
置ボイド率を入力しＬＰＲＭレベル補正係数を出力する
関数発生器と、ＬＰＲＭ検出器のＬＰＲＭレベル信号を
入力し、上記ＬＰＲＭレベル補正係数と積算しＬＰＲＭ
レベル補正信号を出力する乗算器とを有することを特徴
とする請求項５記載の炉内中性子束計測装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9155394A JPH112690A (ja) | 1997-06-12 | 1997-06-12 | 炉内中性子束計測装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9155394A JPH112690A (ja) | 1997-06-12 | 1997-06-12 | 炉内中性子束計測装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH112690A true JPH112690A (ja) | 1999-01-06 |
Family
ID=15605004
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9155394A Pending JPH112690A (ja) | 1997-06-12 | 1997-06-12 | 炉内中性子束計測装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH112690A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4793404A (en) * | 1984-12-21 | 1988-12-27 | Ryosuke Hata | Composite pipe, process for producing the same, and heat pipe using of the same |
| JP2012505392A (ja) * | 2008-10-13 | 2012-03-01 | コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ | 高速及び熱外中性子の流れのオンライン測定のための装置 |
-
1997
- 1997-06-12 JP JP9155394A patent/JPH112690A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4793404A (en) * | 1984-12-21 | 1988-12-27 | Ryosuke Hata | Composite pipe, process for producing the same, and heat pipe using of the same |
| JP2012505392A (ja) * | 2008-10-13 | 2012-03-01 | コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ | 高速及び熱外中性子の流れのオンライン測定のための装置 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5225149A (en) | Detection of core thermal hydraulic oscillations | |
| JPH11264887A (ja) | 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法 | |
| CN110689974B (zh) | 一种基于瞬时伽马响应修正的改进堆芯功率分布的测量方法 | |
| US6400786B1 (en) | Process and device for monitoring at least one operating parameter of the core of a nuclear reactor | |
| JPH0477877B2 (ja) | ||
| JP4299927B2 (ja) | 中性子束計測装置 | |
| JPH112690A (ja) | 炉内中性子束計測装置 | |
| JP2005061951A (ja) | 制御棒引抜監視装置 | |
| JP3274904B2 (ja) | 原子炉出力測定装置 | |
| JPH10221485A (ja) | 原子炉出力測定装置 | |
| CN117075183B (zh) | 中子探测器故障在线监测方法、系统、存储介质和终端 | |
| JPS59180480A (ja) | 中性子検出器故障検知装置 | |
| JP3288821B2 (ja) | ディジタル式制御棒引抜監視システム | |
| JPH11101890A (ja) | 原子炉内出力監視装置 | |
| JP4509831B2 (ja) | 出力分布監視装置及びその監視方法 | |
| JP2001042083A (ja) | 炉内中性子束計測装置の自動校正装置 | |
| JPH05256978A (ja) | 原子炉保護装置 | |
| JPH01269088A (ja) | 原子炉のオンライン出力分布監視装置 | |
| Versluis | CE in-core instrumentation-functions and performance | |
| JP3863690B2 (ja) | 固定式原子炉内計装システム | |
| JP2000009877A (ja) | 原子炉出力監視装置 | |
| Koizumi et al. | EXPERIMENTAL RESULTS OF ENVIRONMENTAL RESISTANCE AT A SEVERE ACCIDENT CONDITION TO A FIBER OPTIC RADIATION MONITOR AND OTHER TYPE OF DETECTOR | |
| JP2005164377A (ja) | 原子炉出力監視装置の保守システム | |
| JPH01206293A (ja) | 振動ノイズ補償型中性子計測装置 | |
| JPH01244396A (ja) | 中性子計装系 |