JPS5844392A - 中性子束測定器の異常検出装置 - Google Patents

中性子束測定器の異常検出装置

Info

Publication number
JPS5844392A
JPS5844392A JP56142243A JP14224381A JPS5844392A JP S5844392 A JPS5844392 A JP S5844392A JP 56142243 A JP56142243 A JP 56142243A JP 14224381 A JP14224381 A JP 14224381A JP S5844392 A JPS5844392 A JP S5844392A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
neutron flux
lprm
flux measuring
difference
abnormality
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
Application number
JP56142243A
Other languages
English (en)
Inventor
福崎 孝治
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP56142243A priority Critical patent/JPS5844392A/ja
Publication of JPS5844392A publication Critical patent/JPS5844392A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • 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

Landscapes

  • 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】 本発明は、原子炉内に設置された中性子束測定器の異常
を、早期に検出する装置に関する。
以下、沸騰水型原子炉(BWR)を例にとって説明する
第1図はBWRの炉心の横断面である。中性子束ril
l定器は、専用のストリング3中に格納されている。そ
して、炉心縦方向には、第2図に示すように4個設置し
である。この局所中性子束検出器(LPRM)4は、そ
の場所での中性子束を常時測定し続け、炉心の熱的余裕
を監視するために使われる。さらに、LPRMは安全系
にも組込まれている。したがって、これに異常が発生す
ると、炉心の安全かつ効率のよい運転の障害となる。異
常の早期検出は不可欠である。
近年、原子炉のシミュレーションコードをプロセス計算
機に組込み、これをオンラインで使用して、炉心の熱的
余裕を監視する手法が採用されるようになった(たとえ
ば、特公昭53−22639)。
この計算結果を用いると、次のような手順で、LPRM
の異常検出が可能である。
(1)  シミュレーションコードにより、LPRM位
置での中性子束分布を計算する。
(2)  LPR,Mの実測値を、この計算値と比較す
る。
(3)  両者の差が、あらかじめ定めた値以上になっ
た時、LPRMが異常であると判定する。
あらかじめ定めた値としては、統計学的見地から、シミ
ュレーションコードの持っている自乗平均誤差を3倍し
たものが、通常用いられる。
この方法によれば、LPRMの異常検出は容易である。
しかし、シミュレーションコードの誤差がたとえば3俤
程度であっても1.この3倍、つまり10チ程度LPR
Mの感度が異常に変化しないと、検出ができない。
すなわち、依然として、LPRMの異常の早期検出に難
点がある。
したがって、本発明の目的は、上記した従来技術の欠点
をなくL、LPRMの異常を早期検出する装置を提供す
ることにある。
上記の目的を達成するために、本発明の装置10は、第
3図に示すような基本構成を持っている。すなわち、L
PRM4の実測値aを収集する収集部11、原子炉のシ
ミュレーションコートKjt)LPRMの推定値すを計
算する推定部12、および、LPRM異常の有無を判定
し、判定結果Cを出力する判定部13から構成される。
このうち、本発明の装置10の中心機能である判定部1
3は、各LPRM毎に、第4図に示す手順で異常を検出
する。
(1)  炉心の・燃料配置や制御棒挿入状態に応じて
、当該LPRMの属するストリングLと対称とみなせる
ストリングLSYM(1)〜(NMAX )を判定する
(2)  各対称ストリングLSYM(N)毎に、LP
R,M位置での中性子束分布実測値と、シミュレーショ
ンコードによる推定値との間の差を計算する。
(3)  対称ストリングで計算した差を、当該LPR
Mの実測値と推定値との差と比較し、当該LPTtMの
異常の有無を判定する。
この方法では、シミュレーションコードが全体としてた
とえば3%程度の誤差を持っていたとしても、互いに対
称と見なせる位置では誤差が同程度であり、より小さな
異常も検出可能のはずである、という性質を利用してい
る。
以下、本発明を実施例によって詳しく説明する。
第3図に示す本発明の装置10の構成要素の内、まず、
LPRM実測値の収集部11について説明する。収集部
11の持つべき機能は、次の通りである。
(1)・炉心内に第1,2図のように配置されたLPR
Mを走査する。
(2)  走査の結果取込んだ値を、実測値aとして出
力する。
これらの機能は、一般的な計算機計装システムにおいて
、データ収集部が有している機能と同一である。したが
って、現在広く利用されているデータ収集部を応用でき
る。
次に、LPRM推定値を計算する推定部12の実施例に
ついて説明する。たとえば、原子炉のシミュレーション
コード、!−してFLAREモデル(D。
L、Delp他: FLARE 、 A Three 
−1)imellsionalBoiling Wat
er Reactoc Simulator : GE
A P−4598,General Electric
 Co 、 1964 )を使用する場合、LPRM推
定値は次のようにして計算できる。
(1)  次の中性子のバランスを表わす式を使い、繰
返し計算で、各ノードの中性子源sfiを求める。
ここで、 S、l:ノードnでの中性子源、 λ :固有値、 k″:′:ノードnでの無限増倍率、 Wnm :ノードnで発生した中性子がノードnで吸収
される確率、 r工:ノードnとmの間の距離、 Ml :ノードnでの中性子移動面積、g :中性子輸
送核の混合パラメータ all:ノードnでのアルベド。
(2)  L P RMの推定値を、隣接するノードの
中性子源を用い、次式で計算する。
ここで、 LPRMp、tt  :ストリングtの軸方向位置iの
LPRM推定値、 Eo :ノードnの燃焼度、 U、、二ノードmの減速材密度、 Rゆ :ノードmの制御棒挿入状態。
フイツテング式fは、燃料の種類に応じて、あらかじめ
計算しておくことが可能である。
他のシミュレータコードを用いた場合でも、同様な手法
でLPRM推定値を計算できる。
最後に、LPRM実測値と推定値とを比較し、異常の有
無を判定する判定部13の実施例について説明する。第
4図に示したように、判定部13での処理の内、主なも
のは対称ストリング判定部5、LPRM実測値と推定値
との差計算部6、差比軟部7であるので、以下の説明は
この部分に限定する。
はとんどの場合、原子炉は4分の1炉心対称で運転され
る。したがって、たとえば、第5図に示すように、対称
ストリングが相定できる。すなわち、鏡面対称の場合、
Lに対応してLSYM(1)〜(3)と3個の対称スト
リングが得られる。これが典型的な対称ストリング判定
部5の実施例である。
このようにして、LSYM(1)〜(3)が求められた
が、第5図の例においては、これらすべてが、実際にL
PRMの入っていない仮想ス) IJングテアル。シミ
ュレーションコードによる推定値は得られるが、実測値
は得られない。したがって、LPRM実測値と推定値と
の差の計算部6が必要となる。その実施例を、LSYM
(2)を例にとって説明する。
(1)  LSYM (2)に最も近い実ストリング(
実際にLPRMの入っているストリング)を選び出す。
L21=Ij24のストリングがそれである。
(2>  L2++ (’ = i〜4)において、次
式で定義されるLPR,M実測値と推定値との差Δ2I
を計算する。
ただし、LPRMM、21 :実測値 LP RM P、21 :推定値 (3)  LPRM(2)f/qおける差ΔL8YM(
2)  を次式で計算する。
ただし、LPRMP、2  :推定値 同様にして、LSYM(1) 、 (3)についても差
の計算値ΔL8YM(+ ) +ΔL、8YM(3)が
得られる。
最後に、差の比較部7の実施例について説明する。たと
えば、以下のいずれかが成立した時、当該LPRMが異
常と判定してやればよい。
ただし、ΔL :当該LPRMの実測値と、推定値との
差 3 ΔAV”−Σ ΔLSYM(n) 3n=+ (2)  Δt、>N・ΔAY ただし、N:2前後の実数 この方法の有効性を確認するために、第5図に示す炉心
形状を持った電気出力800MW級のBWRのデータを
用いて、試計算を行なったところ、王妃(1)の判定条
件が、次式のようになった。
ΔL−ΔAY>3・、巨−(単位チ) これは、ΔLが6チ変化しても、異常として検出できる
、ということである。従来技術に比べて半分程度の感度
変化が検出できることを意味し、本発明のLPI(M異
常検出装置が確かに効果めるεとが確認できた。
なお、第4図では、ある特定のLPRMについて、その
異常を検出する手順を示した。これを、炉心全体のI、
PRMの異常検出に用いるためには、第6図に示すよう
に変形すればよい。これでは、炉心高さ方向にKMAX
個あるLPRM全ストリング(1〜LMAX )につい
て、順次異常の有無をチェックするため、新たに次の2
つの処理が付加されている。
(1)  対称ストリングでの差を計算する際に、異常
と判定したLPRMを使わないようにするための判定部
8゜ (2)  従来正常とみなして差の計算に使っていたL
 PRMが、異常と判定された時に、異常の有無のチェ
ックを第一番目のストリングから男性するための判定部
9゜ しかし、基本的には、第4図の基本構成が若干の変更で
使える。
以上説明したごとく、本発明の中性子束測定器の異常検
出装置を採用すれば、従来より小さな感度の異常を検出
できる結果、より正確に炉心の熱的余裕を監視でき、安
全かつ効率のよい運転が達成できる。
図面の簡単な説明   □ 第1図はBWR炉心の説明図、第2図は炉心中のス) 
IJングの説明図、第3図は本発明の異常検出装置の基
本構成を示す図、第4図は判定部の基本的処理手順を示
す図、第5図は対称ストリングの設定方法の一例を示す
図、第6図は本発明の装置の中の判定部の変形例を示す
図である。
4・・・局所中性子束測定器、10・・・本発明の装置
、11・・・収集部、12・・・推定部、13・・・判
定部、a・・・LPRM実測値、b・・・LPRM推定
値、C・・・判定結$3 目 //   ス 第4− 囚 ¥−5口 第  b  図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1、 原子炉内の中性子束測定器の実測値を収集する手
    段、原子炉のシミュレーションコードにより中性子束測
    定器の推定値を計算する手段および個々の中性子束測定
    器について、原子炉内の燃料配置や制御棒挿入状態に応
    じて、当該位置と対称と見なせる位置の中性子束測定器
    の実測値と推定値との差の大きさと、当該中性子束測定
    器の実測値と推定値との差の大きさとを比較し、その結
    果に基づいて中性子束検出器の異常の有無を判定する手
    段とから構成されることを特徴とする中性子束測定器の
    異常検出装置。
JP56142243A 1981-09-11 1981-09-11 中性子束測定器の異常検出装置 Pending JPS5844392A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56142243A JPS5844392A (ja) 1981-09-11 1981-09-11 中性子束測定器の異常検出装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56142243A JPS5844392A (ja) 1981-09-11 1981-09-11 中性子束測定器の異常検出装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS5844392A true JPS5844392A (ja) 1983-03-15

Family

ID=15310765

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP56142243A Pending JPS5844392A (ja) 1981-09-11 1981-09-11 中性子束測定器の異常検出装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5844392A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6477219B2 (en) Nuclear reactor power distribution monitoring system and method including nuclear reactor instrumentation system
JPS60162994A (ja) 原子炉局部出力のオンライン監視方法
Tylee A generalized likelihood ratio approach to detecting and identifying failures in pressurizer instrumentation
US6400786B1 (en) Process and device for monitoring at least one operating parameter of the core of a nuclear reactor
KR20150085023A (ko) 원자로 용기 내 검출기 출력 신호를 입증하는 방법
CN112509716A (zh) 基于信息融合理论的反应堆三维功率概率分布监测方法
CN108447574A (zh) 一种核电站堆外探测器中子计数率计算方法及其系统
JP2912545B2 (ja) 加圧水型原子炉および加圧水型原子炉の防御方法
Garis et al. Determination of PWR control rod position by core physics and neural network methods
JPS5844392A (ja) 中性子束測定器の異常検出装置
Kumar et al. Reliability analysis of shutdown system
CN111312417A (zh) 一种测量反应性的方法
JPH10221485A (ja) 原子炉出力測定装置
JP2647573B2 (ja) 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
JP3084486B2 (ja) 原子炉中性子検出器の監視装置
JP2521683B2 (ja) 原子炉の出力分布監視装置
JP7378069B2 (ja) 放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置
JP2975654B2 (ja) 炉心監視装置
CN111797509B (zh) 一种基于探测器测量值的堆芯中子通量预测方法
Krell et al. Analysis of rod-drop measurements at a VVER-440 reactor
Webb et al. Comparison of CECOR algorithm to Lagrange multiplier method to estimate reactor power distributions
Ning et al. Construction and evaluation of fault detection network for signal validation
Hur et al. Estimation of reactor core water level using gamma distribution measured at multiple axial points outside reactor in severe accident scenarios employing interacting multiple model
Birri et al. Towards Realistic and High Fidelity Models for Nuclear Reactor Power Synthesis Simulation with Self-Powered Neutron Detectors
Murley Verification of reactor safety codes