JPS61102595A - 原子炉出力計 - Google Patents
原子炉出力計Info
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- JPS61102595A JPS61102595A JP59223016A JP22301684A JPS61102595A JP S61102595 A JPS61102595 A JP S61102595A JP 59223016 A JP59223016 A JP 59223016A JP 22301684 A JP22301684 A JP 22301684A JP S61102595 A JPS61102595 A JP S61102595A
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- Japan
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- time
- reactor
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
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- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (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。
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〕
本発明は原子炉出力計に関し、特に、軽水型原子炉（Ｌ
ＷＲ）の一次冷却材中の放射性同位元素１６Ｎの濃度を
測定することによって、原子炉の出力を測定する＠置に
関するものである。
ＷＲ）の一次冷却材中の放射性同位元素１６Ｎの濃度を
測定することによって、原子炉の出力を測定する＠置に
関するものである。
一次冷却材中の１６Ｎの濃度測定によって原子炉の出力
を測定する方法および装置は、既に１例えば特開昭４７
−１３４００号公報等に開示されている。
を測定する方法および装置は、既に１例えば特開昭４７
−１３４００号公報等に開示されている。
この方法は熱測定に比べて応答が早く、炉心出力に直接
比例した測定値が得られる利点があるが。
比例した測定値が得られる利点があるが。
第１図（ｂｌに示す様な過渡的な原子炉出力の変動に対
する出力応答が第１図（ｃ）に示す様に階段状に累積す
るという欠点がある。これは、測定対象の一次冷却水が
閉ループ内を循環し、中性子照射を繰り返して受けるた
めである。従って原子炉出力の時間変化に正しく比例し
た出力応答を得るためには、アナログ式の電子演算回路
または電子計算機によって補正演算を行う必要がある。
する出力応答が第１図（ｃ）に示す様に階段状に累積す
るという欠点がある。これは、測定対象の一次冷却水が
閉ループ内を循環し、中性子照射を繰り返して受けるた
めである。従って原子炉出力の時間変化に正しく比例し
た出力応答を得るためには、アナログ式の電子演算回路
または電子計算機によって補正演算を行う必要がある。
この補正演１ｉ！、は、信頼性、即時性の観点から後者
の電子計算機で行うよりも前者のアナログ式１子演算回
路で行う方が望ましい。特に、原子炉出力計は通常。
の電子計算機で行うよりも前者のアナログ式１子演算回
路で行う方が望ましい。特に、原子炉出力計は通常。
安全保５１ｂ系に用いられるので、′￥ｌＬ子計算機を
用いずにアナログ式電子演算回路を用いる事が強く望ま
れる。
用いずにアナログ式電子演算回路を用いる事が強く望ま
れる。
しかしながら、第７図に示すような過渡応答の累積現象
は純粋な遅延時間を含む過程なので電子計算機を用いず
に補正を行うことはむずかしい。
は純粋な遅延時間を含む過程なので電子計算機を用いず
に補正を行うことはむずかしい。
上記の従来技術例にもアナログ式電子演算回路による実
施例が示されているが、補正精度が不十分である。
施例が示されているが、補正精度が不十分である。
第一図は従来技術の一例による補正結果を示しており１
曲線（ａｌは補正前１曲線（ｂｌは補正後の応答を示し
ている。曲線（ｂ）かられかる様に１０％以上の誤差が
残存しており、原子炉用出力計として明らかに精度が不
十分である。
曲線（ａｌは補正前１曲線（ｂｌは補正後の応答を示し
ている。曲線（ｂ）かられかる様に１０％以上の誤差が
残存しており、原子炉用出力計として明らかに精度が不
十分である。
次に、第１図を用いて前述の過渡応答の累積現象をより
詳細に説明する６第１図に於てｌは原子炉、２は蒸気発
生器、３はガンマ線検出器、ｔＩは原子炉ｌの炉心、セ
してよは一次冷却水が流れる一次冷却材ループを示す。
詳細に説明する６第１図に於てｌは原子炉、２は蒸気発
生器、３はガンマ線検出器、ｔＩは原子炉ｌの炉心、セ
してよは一次冷却水が流れる一次冷却材ループを示す。
放射性同位元素１６Ｎは、一次冷却水が原子炉ｌの炉心
ダ内で中性子照射される事により発生し。
ダ内で中性子照射される事により発生し。
ガンマ線を放射する。発生した１６Ｎは冷却水の循環に
よって運ばれ、炉心出口配管に取付けたガンマ線検出器
Ｊによってその濃度が測定される。一次冷却材ループ３
の周回時間は加圧水型原子炉（以下ＰＷＲという）の場
合、約１９秒であり、７６Ｎの半減期は約７秒であるか
ら、一度、炉心ｑ内で中性子照射された一次冷却水が再
び炉心弘に戻って来た時に、前回生成された１６Ｎが約
３ｊ％残っている。この過程の繰り返しにより、原子炉
出力のステップ状変化に対する／４Ｎ濃度の変化は、前
述した如く、第１図（Ｃ）の様に定常値に向かって周期
的に階段状の累積を示す。この階段状波形の各段の立上
り部分の波形は、一体冷却水の炉心通過時間による広が
り、及び多数回にわたり【循環中の冷却水の攪拌に起因
する広がりを持っている。
よって運ばれ、炉心出口配管に取付けたガンマ線検出器
Ｊによってその濃度が測定される。一次冷却材ループ３
の周回時間は加圧水型原子炉（以下ＰＷＲという）の場
合、約１９秒であり、７６Ｎの半減期は約７秒であるか
ら、一度、炉心ｑ内で中性子照射された一次冷却水が再
び炉心弘に戻って来た時に、前回生成された１６Ｎが約
３ｊ％残っている。この過程の繰り返しにより、原子炉
出力のステップ状変化に対する／４Ｎ濃度の変化は、前
述した如く、第１図（Ｃ）の様に定常値に向かって周期
的に階段状の累積を示す。この階段状波形の各段の立上
り部分の波形は、一体冷却水の炉心通過時間による広が
り、及び多数回にわたり【循環中の冷却水の攪拌に起因
する広がりを持っている。
これについて第３図を用いて説明する。
今、原子炉出力が瞬間的に変化（増加）すると（第３図
（ａｌ及び（ｂ）の時刻ｔ＝ｏ）、その瞬間に炉心ダに
滞在していた部分の冷却水を境にして、その前と後とで
／′Ｎの濃度が異なる。この境界が冷却水流に押さねて
移動しガンマ線検出器３の前を通過するとガンマ線検出
器３の出力信号はステンプ状に変化（増加）する（例え
ば＠３図（ｃ）及び（ｄ）の時刻Ｔｔ ）。ここで、上
記の境界は原子炉炉心ダの大きさだけ始めからぼやけて
（広がって）おり、更にその後、一次冷却材ループｊ中
を流れる間に徐々に境界の前後が入り乱れて広がり１行
く。
（ａｌ及び（ｂ）の時刻ｔ＝ｏ）、その瞬間に炉心ダに
滞在していた部分の冷却水を境にして、その前と後とで
／′Ｎの濃度が異なる。この境界が冷却水流に押さねて
移動しガンマ線検出器３の前を通過するとガンマ線検出
器３の出力信号はステンプ状に変化（増加）する（例え
ば＠３図（ｃ）及び（ｄ）の時刻Ｔｔ ）。ここで、上
記の境界は原子炉炉心ダの大きさだけ始めからぼやけて
（広がって）おり、更にその後、一次冷却材ループｊ中
を流れる間に徐々に境界の前後が入り乱れて広がり１行
く。
この広がりは検出器３の出力信号において第３図（ｅ）
の様に立上り時間として現われる。上記の境界が検出器
３の前を通過して一次冷却材ループ５を一巡し、再び検
出器Ｊの前に到達した時（ｔ−ＴＩ＋Ｔａ ）Ｋは配管
中の冷却水の攪拌により前回よりも立上り時間が長くな
ると同時に１６Ｎの半減期による減衰のためステップの
品さも減少する（第３図（ｅｌ参照）。上記の２棟類の
原因による境界の広がり（応答の立上り時間の広がり）
のうち、原子炉ｌの炉心ダの大ぎさによるものは、原子
炉ｔの炉心ｑの出力分布に依存し、形状は正規分布に近
いものである。筐た。配管中の冷却水の攪拌による広が
りも、乱流による拡散現象なので、形状は正規分布忙近
いものとなる。第３図（ｅｌの階段状波形の各段の立上
り部の形状は、上記の個々の要因が重畳積分されたもの
であり、冷却水の攪拌によるものは。
の様に立上り時間として現われる。上記の境界が検出器
３の前を通過して一次冷却材ループ５を一巡し、再び検
出器Ｊの前に到達した時（ｔ−ＴＩ＋Ｔａ ）Ｋは配管
中の冷却水の攪拌により前回よりも立上り時間が長くな
ると同時に１６Ｎの半減期による減衰のためステップの
品さも減少する（第３図（ｅｌ参照）。上記の２棟類の
原因による境界の広がり（応答の立上り時間の広がり）
のうち、原子炉ｌの炉心ダの大ぎさによるものは、原子
炉ｔの炉心ｑの出力分布に依存し、形状は正規分布に近
いものである。筐た。配管中の冷却水の攪拌による広が
りも、乱流による拡散現象なので、形状は正規分布忙近
いものとなる。第３図（ｅｌの階段状波形の各段の立上
り部の形状は、上記の個々の要因が重畳積分されたもの
であり、冷却水の攪拌によるものは。
周回した回数だけ重畳積分したものとなる。また。
入力条件がステップ波形なので１階段の形状は積分正規
分布両数（誤差内数）に近い形状となっている。
分布両数（誤差内数）に近い形状となっている。
ここで炉心通過による広がりをＳＦｃ 、炉心ダから検
円器Ｊの位置までの間で起こる冷却水の攪拌による広が
りをＳＦ／ 、そして、ループ５を一巡する間に起こる
冷却水の攪拌？でよる広がりをＳＦＪとすると、第１図
（Ｃ１の応答を次式で表わすことができる。尚１重畳積
分は簡略化して記号■で表わす。
円器Ｊの位置までの間で起こる冷却水の攪拌による広が
りをＳＦ／ 、そして、ループ５を一巡する間に起こる
冷却水の攪拌？でよる広がりをＳＦＪとすると、第１図
（Ｃ１の応答を次式で表わすことができる。尚１重畳積
分は簡略化して記号■で表わす。
また、（Ａ■Ｂ）■Ｂ＝Ａ■Ｂ’、Ａ■Ｂ’＝Ａ＝Ａ■
５（ｔ）の様に略記する。
５（ｔ）の様に略記する。
５（ｔ）＝ｅ−λ”Ｕ（ｔ−Ｔｔ）■ｓＦｃ■ＳＦｔ土
ｅ−λ（Ｔ′＋”）Ｕ（ｔ−Ｔｚ−Ｔａ）■ＳＦｃ■Ｓ
Ｆ／■８ＦＪ＋ ・・・・・・ ・・・１．。
ｅ−λ（Ｔ′＋”）Ｕ（ｔ−Ｔｚ−Ｔａ）■ＳＦｃ■Ｓ
Ｆ／■８ＦＪ＋ ・・・・・・ ・・・１．。
十〇−λ”＋（ｎ−”’Ｕ（ｔ−Ｔｌ−（ｎ−／ ’）
ＴＪ ）（５９Ｆｃ■’ＳＦＨ＃ｉ’−！＋・・・・・
・・・・ ・・・（１）ここ
で、 Ｕ（↑１）二単位階段ｖｑ数Ｓ （ｔｌ ：単位
デルタ山数 Ｔｌ ：炉心グから検出器３までの流動所要時間 Ｔコニ一次冷却ループ５の一巡ｆ要す る時間 λ ：Ｎの減衰定数（約θ、ｚｓｅｃ’）応答の段階状
の累積を除去イる補正は１式ｆ１）から次式で表わすこ
とができる。
ＴＪ ）（５９Ｆｃ■’ＳＦＨ＃ｉ’−！＋・・・・・
・・・・ ・・・（１）ここ
で、 Ｕ（↑１）二単位階段ｖｑ数Ｓ （ｔｌ ：単位
デルタ山数 Ｔｌ ：炉心グから検出器３までの流動所要時間 Ｔコニ一次冷却ループ５の一巡ｆ要す る時間 λ ：Ｎの減衰定数（約θ、ｚｓｅｃ’）応答の段階状
の累積を除去イる補正は１式ｆ１）から次式で表わすこ
とができる。
ｅλ” Ｉｔ＠（ｆｆｔ、１−ｅ−λＴ！ 、７’（ｔ
−Ｔ ｘ ）■５ＦＪ）＝ｖ（ｔ−Ｔｌ）■ＳＦｃ■Ｓ
Ｆ／ ・・・（，２）すなわち１式（２）の左辺
に式ｉ／１を代入すると１式（２）の右辺の様に階段を
示す項のない応答出力になる（ただし、この補正は段差
を消すところまであり、広がり（立上り時間） ＳＦ／
、ＳＦＪ、ＳＦＣのうちＳＦ／、８ＦＣは残ったままで
ある）、ｌこの補正演算を行うためには、純粋な遅れ時
間を模擬する必要があり、これを前述したアナログ式電
子ｙ算回路で実現することは困難である。更に式（，２
）の左辺における広がりＳＦＪの形状も、アナログ式電
子演算回路で実現しやすい一次遅れではなく、正規分布
両数に近い形状なので、アナログ式電子演算回路で模擬
することはむずかしい。
−Ｔ ｘ ）■５ＦＪ）＝ｖ（ｔ−Ｔｌ）■ＳＦｃ■Ｓ
Ｆ／ ・・・（，２）すなわち１式（２）の左辺
に式ｉ／１を代入すると１式（２）の右辺の様に階段を
示す項のない応答出力になる（ただし、この補正は段差
を消すところまであり、広がり（立上り時間） ＳＦ／
、ＳＦＪ、ＳＦＣのうちＳＦ／、８ＦＣは残ったままで
ある）、ｌこの補正演算を行うためには、純粋な遅れ時
間を模擬する必要があり、これを前述したアナログ式電
子ｙ算回路で実現することは困難である。更に式（，２
）の左辺における広がりＳＦＪの形状も、アナログ式電
子演算回路で実現しやすい一次遅れではなく、正規分布
両数に近い形状なので、アナログ式電子演算回路で模擬
することはむずかしい。
このアナログ式電子演算回路を用いた補正方式の上記の
従来例（第２図）では、遅延要素として一次遅れを数段
縦続したものを用いているが、その段数の求め方が不明
なため適当な段数を設定しており、その補正精度は第２
図の補正曲線（ｂｌに示す様に不十分なものである。即
ち、第２図の曲線（ａｔは典型的なＰＷＲプラントに於
ける１６Ｎ検出器３のステップ応答を示し１曲線（ｂ）
は上記の補正回路例による応答の補正結果を示す。この
例では一次遅れ要素の縦続段数を多少増減しても補正精
度は不十分な改善しかされず、これはこの方式にとって
の本質的な限界であると考えられていた。
従来例（第２図）では、遅延要素として一次遅れを数段
縦続したものを用いているが、その段数の求め方が不明
なため適当な段数を設定しており、その補正精度は第２
図の補正曲線（ｂｌに示す様に不十分なものである。即
ち、第２図の曲線（ａｔは典型的なＰＷＲプラントに於
ける１６Ｎ検出器３のステップ応答を示し１曲線（ｂ）
は上記の補正回路例による応答の補正結果を示す。この
例では一次遅れ要素の縦続段数を多少増減しても補正精
度は不十分な改善しかされず、これはこの方式にとって
の本質的な限界であると考えられていた。
従って、従来技術によれば、前記の応答の補正には純粋
な時間遅れと正規分布応答の二つの要素を必要とし１両
者ともアナログ回路で実現するためには無限側の回路要
素を必要とするので実現が極めて困難であった。
な時間遅れと正規分布応答の二つの要素を必要とし１両
者ともアナログ回路で実現するためには無限側の回路要
素を必要とするので実現が極めて困難であった。
従って、この発明は、上記の二つの要素を夫々単独に実
現するのではなく１両者を含めた機能に対しては、正確
な段数の有限個のアナログ回路要素を用いて極めて精度
の高い近似を可能ならしめた原子炉出力計を提供するこ
とを目的としている。
現するのではなく１両者を含めた機能に対しては、正確
な段数の有限個のアナログ回路要素を用いて極めて精度
の高い近似を可能ならしめた原子炉出力計を提供するこ
とを目的としている。
上記の目的を達成するための本発明に係る原子炉出力計
の構成は、放６射住同位元素１６Ｈの濃度信号から原子
炉の出力を測定する原子炉出力計に於て、過渡応答の補
正回路を備え、この補正回路は近似切規分布応答Ｐ波器
を備え、この近似正規分布応答ｒ波器の群遅延時間は原
子炉一次冷却材ループの一巡所要時間にほぼ一致し、且
つそのステップ応答の立上り時間は前記一次冷却材ルー
プの一巡の間に生じる攪拌による前記”Ｎ濃度信号の立
上りの広がり時間にほぼ一致している事を特徴としてい
る。
の構成は、放６射住同位元素１６Ｈの濃度信号から原子
炉の出力を測定する原子炉出力計に於て、過渡応答の補
正回路を備え、この補正回路は近似切規分布応答Ｐ波器
を備え、この近似正規分布応答ｒ波器の群遅延時間は原
子炉一次冷却材ループの一巡所要時間にほぼ一致し、且
つそのステップ応答の立上り時間は前記一次冷却材ルー
プの一巡の間に生じる攪拌による前記”Ｎ濃度信号の立
上りの広がり時間にほぼ一致している事を特徴としてい
る。
λＴ／
本発明によれば、 ｅ ８（ｔ■（ｃｒ（ｔ）−ｅ−
λ０１δ（ｔ−Ｔａ）■ＳＦｘ ）のうち予め決まって
いるＴＪ及びＳＦ−をそれぞれ補正回路における近似正
規分布応答ｒ波器の群遅延時間及びステップ応答の立上
り時間として過渡応答補正を行っている。
λ０１δ（ｔ−Ｔａ）■ＳＦｘ ）のうち予め決まって
いるＴＪ及びＳＦ−をそれぞれ補正回路における近似正
規分布応答ｒ波器の群遅延時間及びステップ応答の立上
り時間として過渡応答補正を行っている。
側弘図は本発明の原子Ｐ出力計に用いる過渡応答補正回
路の一実施例の構成を示す図であり、この補正回路は早
コ図のガンマ線検出器３（又はその出力信号を増幅する
増幅器）の後に接続され。
路の一実施例の構成を示す図であり、この補正回路は早
コ図のガンマ線検出器３（又はその出力信号を増幅する
増幅器）の後に接続され。
補正回路の出力は出力計全体の出力として扱われる。第
９図において、ｌθはガンマ線検出器Ｊに接続される入
力端子、／／は近似的正規分布応答を波器、ｌコ及び／
Ｊは増幅器、ｔグは出力端子を示す。
９図において、ｌθはガンマ線検出器Ｊに接続される入
力端子、／／は近似的正規分布応答を波器、ｌコ及び／
Ｊは増幅器、ｔグは出力端子を示す。
第９図の補正回路の動作は式（λ）に対応しており。
Ｐ波器／／の機能は遅延と近似正規分布応答の両方を行
うことである。近似的正規分布応答（アナログ）Ｐ波器
としては種々のものが使用できるが。
うことである。近似的正規分布応答（アナログ）Ｐ波器
としては種々のものが使用できるが。
ベッセル型（トムソン型）Ｐ波器が代表的なものとして
よく知られている。この種のＦ波器はパルスに送１０１
ｊ￥ｔに用いて波決歪（オーバーシュート）を生じない
条件を備えたものとしてよく知られており、その位相特
性から直線位相型ろ波器とも呼ばれている。また一定量
のリップルを許容する設計法としてベネット（Ｂｅｎｅ
ｔｔ ）の変換法等を利用したものが知られている。こ
れ等の直線位相型Ｆ波器の高次のものは、インパルス応
答が、いずれも正規分布り数に近似しており、しかも縦
続段数と時定数に応じてそれぞれ遅延時間と立上り時間
が一義的に決定され１本実施例に使用する事ができる。
よく知られている。この種のＦ波器はパルスに送１０１
ｊ￥ｔに用いて波決歪（オーバーシュート）を生じない
条件を備えたものとしてよく知られており、その位相特
性から直線位相型ろ波器とも呼ばれている。また一定量
のリップルを許容する設計法としてベネット（Ｂｅｎｅ
ｔｔ ）の変換法等を利用したものが知られている。こ
れ等の直線位相型Ｆ波器の高次のものは、インパルス応
答が、いずれも正規分布り数に近似しており、しかも縦
続段数と時定数に応じてそれぞれ遅延時間と立上り時間
が一義的に決定され１本実施例に使用する事ができる。
尚、このＰ波器自身、上記遅延時間を持っているので、
他に遅延素子は必要ないう増幅器ｌコーλＴコ は式（２）に於けるｅ （ルーグー巡の時間に起る
１６Ｎの減衰率）を模擬するものであり、増幅器１３λ
Ｔ／ はｅ （利得の規格化係数）を模擬するものである。
他に遅延素子は必要ないう増幅器ｌコーλＴコ は式（２）に於けるｅ （ルーグー巡の時間に起る
１６Ｎの減衰率）を模擬するものであり、増幅器１３λ
Ｔ／ はｅ （利得の規格化係数）を模擬するものである。
本発明は第９図の実施例に於てデ波器ｉｔの時定数およ
び次数（縦続段数）を特定の値、すなわちプラントの系
統構成から生゛じる要求値（式（刀に示されたＴＪ及び
ＳＦＪ ）建合わせて選ぶ事により、極めて精度の高い
応答補正回路が構成できる事を示すものであり、またそ
の設計の指標を与えるものである。尚、上記特定値は一
つのフィルタ形式（例えばベッセル型）忙対して時定数
及び次数の組合せは一つしかない。
び次数（縦続段数）を特定の値、すなわちプラントの系
統構成から生゛じる要求値（式（刀に示されたＴＪ及び
ＳＦＪ ）建合わせて選ぶ事により、極めて精度の高い
応答補正回路が構成できる事を示すものであり、またそ
の設計の指標を与えるものである。尚、上記特定値は一
つのフィルタ形式（例えばベッセル型）忙対して時定数
及び次数の組合せは一つしかない。
次に近似的正規分布応答ｆ波器／’ ／の一例を用いて
、最適時定数および最適次数すなわち一次遅れ要素の段
数を決定し、それを用いた応答補正回路の補正精度を電
子計算機を用いたシミューレーション結果によって示す
。
、最適時定数および最適次数すなわち一次遅れ要素の段
数を決定し、それを用いた応答補正回路の補正精度を電
子計算機を用いたシミューレーション結果によって示す
。
一次遅れ要素を多段縦続したものは９次数が非常に大き
い時に正規分布応答Ｆ波器に近似する事が知られている
が、これの周波数応答を次式で示すＯ ｆ’ （ｃ、）） ＝ □
山 （、ｙ）（ｌ＋ＪωΔＴ）ｎ ここで、△Ｔニー次遅れ要素の時定数 ｎ ：縦続段数 式（３）で表わされるＦ波器の応答の群遅延及び立上り
時間をそれぞれ式（，２）の予定された時間Ｔ！及び広
がり８ＦＪの立上り時間に一致させれば所望の補正機能
が得られる。式（Ｊ）で表わされるＰ波器ｉｔのステッ
プ応答は次式で表わされる。
い時に正規分布応答Ｆ波器に近似する事が知られている
が、これの周波数応答を次式で示すＯ ｆ’ （ｃ、）） ＝ □
山 （、ｙ）（ｌ＋ＪωΔＴ）ｎ ここで、△Ｔニー次遅れ要素の時定数 ｎ ：縦続段数 式（３）で表わされるＦ波器の応答の群遅延及び立上り
時間をそれぞれ式（，２）の予定された時間Ｔ！及び広
がり８ＦＪの立上り時間に一致させれば所望の補正機能
が得られる。式（Ｊ）で表わされるＰ波器ｉｔのステッ
プ応答は次式で表わされる。
ｆ（ｔ） ＝ ／ −ｅ−１／ΔＴ”ｊ： （ｉ／１ｓ
ｒ）ｎｋ ！ −ｆｉ１式（４’ｌからステップ応答
の群遅延時間の近似値（１，、）および立上り時間の近
似値（ｔ ）を求めると次式の様になる。（尚、
’ｆａｉｏ−９０はステップ応答の一次微分係数の最大
値の逆数にほぼ一致する）ｔｒＱキｎΔＴ
・・・（夕）ｔ９０−ｖｏ キ Ｂｔｔ＋
ｍａｘ） ＝Ｊ−２πｎ ΔＴ
−’・ （＆）これからｎおよびΔ
Ｔの最適値が次式の様に導引ける。
ｒ）ｎｋ ！ −ｆｉ１式（４’ｌからステップ応答
の群遅延時間の近似値（１，、）および立上り時間の近
似値（ｔ ）を求めると次式の様になる。（尚、
’ｆａｉｏ−９０はステップ応答の一次微分係数の最大
値の逆数にほぼ一致する）ｔｒＱキｎΔＴ
・・・（夕）ｔ９０−ｖｏ キ Ｂｔｔ＋
ｍａｘ） ＝Ｊ−２πｎ ΔＴ
−’・ （＆）これからｎおよびΔ
Ｔの最適値が次式の様に導引ける。
ｎ ＝−２ｒｒ （ｔ３ｇ ／ ｔ ／１７−９０ ）
’ −（７）ΔＴ ： ｔ’、
σ−デＯ／・２ π ｔｔＯ・・・ （ｇ１式（７）及
びｆｇ）に典型的なＰＷＲプラントの−（ｇ 冷却Ａｙ
−プの一巡に要する群遅延時間（約ｉｏ秒）および一次
冷却材ループー巡の間に生じる撹拌による応答の広がり
（等価０時定数約λ秒５ｔ１０〜，０の形で約μ秒）を
適用すると次式の値が得られる。
’ −（７）ΔＴ ： ｔ’、
σ−デＯ／・２ π ｔｔＯ・・・ （ｇ１式（７）及
びｆｇ）に典型的なＰＷＲプラントの−（ｇ 冷却Ａｙ
−プの一巡に要する群遅延時間（約ｉｏ秒）および一次
冷却材ループー巡の間に生じる撹拌による応答の広がり
（等価０時定数約λ秒５ｔ１０〜，０の形で約μ秒）を
適用すると次式の値が得られる。
ｎ ＝ コπ（１０／グ）コ キ ３９
・・・（デ）へｑｌ ＝ ｔ”、、、、／
ｊπｊ、、＝ ４ｘｔｊ（秒） −（ｔＯ’）第
り図の実施例の回路構成に式（９）及び（ｌθ）の条件
を満たした多段一次遅れ回路を使用した場合の応答補正
機能を進子計＃、機でシミュレートした結果を第３図に
示す。これより分かるように、第２図の従来技術例に比
奴して砿めて良好な補正精度を有している。これは、近
似正規分布応答ｆ波器が、′すＪ炉出力計の応答補正に
良く適合する事および、将定の最適時定数および最適次
数に於て極めて良い補正精度が得られる事を示しており
。
・・・（デ）へｑｌ ＝ ｔ”、、、、／
ｊπｊ、、＝ ４ｘｔｊ（秒） −（ｔＯ’）第
り図の実施例の回路構成に式（９）及び（ｌθ）の条件
を満たした多段一次遅れ回路を使用した場合の応答補正
機能を進子計＃、機でシミュレートした結果を第３図に
示す。これより分かるように、第２図の従来技術例に比
奴して砿めて良好な補正精度を有している。これは、近
似正規分布応答ｆ波器が、′すＪ炉出力計の応答補正に
良く適合する事および、将定の最適時定数および最適次
数に於て極めて良い補正精度が得られる事を示しており
。
補正精度は１％程度である。
以上の説明に用いた正規分布応答ｒ波器の例では非常に
大きな次数（縦続段数）？必要としたが。
大きな次数（縦続段数）？必要としたが。
補正精度ン犠牲にしない範囲同でｒ波器の応答のリッグ
ル乞許容する挙により、大幅な次数のＳｉ４減が可能で
ある。
ル乞許容する挙により、大幅な次数のＳｉ４減が可能で
ある。
第６図は本発明の原子炉出力計に用いる過渡応答補正回
路の他の実施例の構成を示す図であるが。
路の他の実施例の構成を示す図であるが。
この回路ではリップルの許容によって大幅に次数を削減
している。
している。
近億正規分布応’ＭＰ波器２０はアクティブフィルタλ
（１） ａｔ ２０ ｂ ｒ・・・・・“２０ｍから成
り、他の微分回路２１を備えている。微分回路コｌは増
幅器１３の構成がこの実施例の様に加算器となっている
場合は、単なるコンデンサのみで良（１，、アクティブ
フィルタ２０ ａ 、 ２０ ｂ・・・・・・コ□ｎ）
！Ｌｉ％の１Ｊンブルを有する様に上述のベッセル型（
トムソン型）ｒ波器とバターワース型ろ波器の中間的特
性を持たせである。微分回路２１けフィルタ列２０の後
半に於て遅延時間が全フィルタ列の遅延時間の６０〜？
Ｑ％となる点に挿入しである。尚、Ｒ／〜Ｒｊは抵抗器
である。
（１） ａｔ ２０ ｂ ｒ・・・・・“２０ｍから成
り、他の微分回路２１を備えている。微分回路コｌは増
幅器１３の構成がこの実施例の様に加算器となっている
場合は、単なるコンデンサのみで良（１，、アクティブ
フィルタ２０ ａ 、 ２０ ｂ・・・・・・コ□ｎ）
！Ｌｉ％の１Ｊンブルを有する様に上述のベッセル型（
トムソン型）ｒ波器とバターワース型ろ波器の中間的特
性を持たせである。微分回路２１けフィルタ列２０の後
半に於て遅延時間が全フィルタ列の遅延時間の６０〜？
Ｑ％となる点に挿入しである。尚、Ｒ／〜Ｒｊは抵抗器
である。
第７図はｗＡ図の実施列の動作特性を説明する図で１点
線曲Ｎ （ａｔけナフチイブフィルタ２０ｒＬの出力信
号を示し、わずかにリップル（オーツ（−シュート）を
持たせる事により実線曲線ｆｂｌに比べて立上り波形優
生の定常値への収束を早める作用を示している。点紡曲
線（ｂｌは微分回路ｊ／の出力劣号を示し１点線曲線（
ｃ）は曲線ｆａ）と（ｂｌを加えることにより立上り開
始時刻を遅らせることができる事を説明している。この
結果１群遅延時間（Ｔｚｏ）Ｋ対する立上り時間（Ｔ１
０−ｔａ ）の割合を減らすことができる。
線曲Ｎ （ａｔけナフチイブフィルタ２０ｒＬの出力信
号を示し、わずかにリップル（オーツ（−シュート）を
持たせる事により実線曲線ｆｂｌに比べて立上り波形優
生の定常値への収束を早める作用を示している。点紡曲
線（ｂｌは微分回路ｊ／の出力劣号を示し１点線曲線（
ｃ）は曲線ｆａ）と（ｂｌを加えることにより立上り開
始時刻を遅らせることができる事を説明している。この
結果１群遅延時間（Ｔｚｏ）Ｋ対する立上り時間（Ｔ１
０−ｔａ ）の割合を減らすことができる。
ここで式（７）を考慮すると、第７図の実□施例では比
： ｔｒ、’ ｔ９０イ。を大きくするために大きな次
数ｎ（縦続段数）を必要としていた事になり、同一の段
数で大きな比：ｔ３σＡＩＤ−９０を得る事ができれば
、投数の節革が可能な鼻がわかる。
： ｔｒ、’ ｔ９０イ。を大きくするために大きな次
数ｎ（縦続段数）を必要としていた事になり、同一の段
数で大きな比：ｔ３σＡＩＤ−９０を得る事ができれば
、投数の節革が可能な鼻がわかる。
第６図の実施例で約３％のプレシュートとオーバーシュ
ートを許容した実際の設計例に於て必要なアクティブフ
ィルタの＠数はり乃至３個であった。各アクティブフィ
ルタは３次とした。補正精度はフィルタ個数ｑ個の場合
でも２５以内であり。
ートを許容した実際の設計例に於て必要なアクティブフ
ィルタの＠数はり乃至３個であった。各アクティブフィ
ルタは３次とした。補正精度はフィルタ個数ｑ個の場合
でも２５以内であり。
次数の節減による精度の劣化は実用上問題とならない１
、 第を図には、ここで用いた各アクティブフィルタの基本
構成列を示す。図中、Ｆけ増幅器、ＲＡ〜Ｒｆは抵抗器
、そしてＣ／−Ｃ、？はタンデンサである。
、 第を図には、ここで用いた各アクティブフィルタの基本
構成列を示す。図中、Ｆけ増幅器、ＲＡ〜Ｒｆは抵抗器
、そしてＣ／−Ｃ、？はタンデンサである。
以上の説明で明らかな様に０本発明の応答補正回路によ
り従来困難とされていたアナログ式電子演算回路による
／＆Ｎ炉出力計の過渡応答補正を極めて高精度で行うこ
とが可能であり ／＆ＮＰ出力計を原子炉保護系に利用
する上で大きな利点を存する。また１木刀式では電子計
算機を用いる補正方式に比べて、信頼性、即時性、およ
び経済性の点でも有利であり、実用性の高い原子炉出力
計を大幅に簡略化されたアナログ電子演算回路によって
提供できる効果がある。
り従来困難とされていたアナログ式電子演算回路による
／＆Ｎ炉出力計の過渡応答補正を極めて高精度で行うこ
とが可能であり ／＆ＮＰ出力計を原子炉保護系に利用
する上で大きな利点を存する。また１木刀式では電子計
算機を用いる補正方式に比べて、信頼性、即時性、およ
び経済性の点でも有利であり、実用性の高い原子炉出力
計を大幅に簡略化されたアナログ電子演算回路によって
提供できる効果がある。
第１図は／４Ｎ原子炉出力計の原理を説明する図。
第２図は従来の１６Ｎ原子炉出力計に於ける過渡応答補
正のシ資ニレージョン結果を示す図。 第３図は本発明の／′Ｎ原子炉出力計の過渡応答の歪み
の発生原因を説明する図。 第７図は本発明の″Ｎ原子炉出力計に用−１ろ過渡応答
補正回路の一実施例の構成を示すプロック図。 第Ｓ図は本発明の１６Ｎ原子炉出力計に於ける過渡応答
補正のシミュレーション結果を示す図。 第６図は本発明の原子炉出力計に用いる過渡応答補正回
路の他の実施例の構成を示すブロック回路図。 第７図は第６図の回路動作を説明する図、そして。 第を図は第６図のｒ波器の具体的構成を示す回路図、で
ある。 ｌ・・原子炉、３φ・ガンマ線検出器（原子炉出力計）
、４（・・炉心、／／、２Ｑ・・近似正規分布１数応答
Ｐ波器、ｌλ、／３・・増幅器。 λθａ〜λＯｎ ｅ・アクティブフィルタ、コｌ・・微
分回路。 なお、各図中、同一符号は同−又は相当部分を示す。 革１図 工 幣２図 幣３図 （Ｑ）（ｂ） （ｅ） ｑ（３） ｙｆ）４図 Ｓ（ｔ’） １１；遁似正規分４由４！に否枦ｉ与 １２．１３：Ｊ曽中晶跨） 第５図 →時間 手続補正書（自発） 昭和６０チ４２月８日
正のシ資ニレージョン結果を示す図。 第３図は本発明の／′Ｎ原子炉出力計の過渡応答の歪み
の発生原因を説明する図。 第７図は本発明の″Ｎ原子炉出力計に用−１ろ過渡応答
補正回路の一実施例の構成を示すプロック図。 第Ｓ図は本発明の１６Ｎ原子炉出力計に於ける過渡応答
補正のシミュレーション結果を示す図。 第６図は本発明の原子炉出力計に用いる過渡応答補正回
路の他の実施例の構成を示すブロック回路図。 第７図は第６図の回路動作を説明する図、そして。 第を図は第６図のｒ波器の具体的構成を示す回路図、で
ある。 ｌ・・原子炉、３φ・ガンマ線検出器（原子炉出力計）
、４（・・炉心、／／、２Ｑ・・近似正規分布１数応答
Ｐ波器、ｌλ、／３・・増幅器。 λθａ〜λＯｎ ｅ・アクティブフィルタ、コｌ・・微
分回路。 なお、各図中、同一符号は同−又は相当部分を示す。 革１図 工 幣２図 幣３図 （Ｑ）（ｂ） （ｅ） ｑ（３） ｙｆ）４図 Ｓ（ｔ’） １１；遁似正規分４由４！に否枦ｉ与 １２．１３：Ｊ曽中晶跨） 第５図 →時間 手続補正書（自発） 昭和６０チ４２月８日
Claims (3)
- （１）放射性同位元素＾１＾４Ｎの濃度信号から原子炉
の出力を測定する原子炉出力計に於て、過渡応答の補正
回路を備え、 この補正回路は近似正規分布応答ろ波器を備え、この近
似正規分布応答ろ波器の群遅延時間は原子炉一次冷却材
ループの一巡所要時間にほぼ一致し、且つそのステップ
応答の立上り時間は前記一次冷却材ループの一巡の間に
生じる攪拌による前記＾１＾６Ｎ濃度信号の立上りの広
がり時間にほぼ一致している事を特徴とする原子炉出力
計。 - （２）前記近似正規分布応答ろ波器は、一次遅れ要素を
多段縦続接続して成り、原子炉の一次冷却材ループの一
巡所要時間をを、一次冷却材の一巡の間に生じる攪拌に
よる放射性同位元素＾１＾６Ｎ信号の立上りの広がり時
間をｔ＿１＿０＿−＿９＿０としたとき、上記一次遅れ
要素の縦続段数を２π（ｔ／ｔ＿１＿０＿−＿９＿０）
＾２にほぼ等しくし、各１次遅れ要素の時定数を１／（
２π）・（ｔ＾２＿１＿０＿−＿９＿０）／ｔにほぼ等
しくした特許請求の範囲第１項記載の原子炉出力計。 - （３）前記近似正規分布応答ろ波器は、その特性がベッ
セル型又はトムソン型ろ波器とバターワース型ろ波器の
中間にあつて１％乃至１０％のオーバーシュートを有し
、且つ全遅延時間の６０％乃至９０％の遅延時間を有す
る点に中間出力端子を有し、この中間出力端子に微分器
を接続し、この微分器出力を前記正規分布応答ろ波器出
力より差引くようにしたものである特許請求の範囲第１
項記載の原子炉出力計。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59223016A JPS61102595A (ja) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | 原子炉出力計 |
| US06/790,625 US4696789A (en) | 1984-10-25 | 1985-10-23 | Nuclear reactor power meter |
| DE8585307719T DE3578256D1 (de) | 1984-10-25 | 1985-10-25 | Ausgangsleistungsmeter fuer einen kernreaktor. |
| EP85307719A EP0179669B1 (en) | 1984-10-25 | 1985-10-25 | Nuclear reactor output meter |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59223016A JPS61102595A (ja) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | 原子炉出力計 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61102595A true JPS61102595A (ja) | 1986-05-21 |
| JPH0431078B2 JPH0431078B2 (ja) | 1992-05-25 |
Family
ID=16791507
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59223016A Granted JPS61102595A (ja) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | 原子炉出力計 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4696789A (ja) |
| EP (1) | EP0179669B1 (ja) |
| JP (1) | JPS61102595A (ja) |
| DE (1) | DE3578256D1 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN1842960A (zh) * | 2003-08-28 | 2006-10-04 | 皇家飞利浦电子股份有限公司 | 用于在级联滤波器中消除通带波纹的方法和系统 |
| US7391124B2 (en) * | 2005-05-25 | 2008-06-24 | Angel Severino Diaz | Method and system for producing electricity |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1278618B (de) * | 1966-12-22 | 1968-09-26 | Siemens Ag | Leistungsmesseinrichtung fuer Kernreaktoranlagen |
| US3822184A (en) * | 1970-12-30 | 1974-07-02 | Westinghouse Electric Corp | N16 reactor power measuring system |
| BE787439A (fr) * | 1971-08-12 | 1973-02-12 | Westinghouse Electric Corp | Systeme de mesure de puissance et de detection de fuite de combustible |
| US4411858A (en) * | 1981-01-30 | 1983-10-25 | Scandpower, Inc. | Power performance monitoring system for nuclear reactor fuel core |
-
1984
- 1984-10-25 JP JP59223016A patent/JPS61102595A/ja active Granted
-
1985
- 1985-10-23 US US06/790,625 patent/US4696789A/en not_active Expired - Lifetime
- 1985-10-25 DE DE8585307719T patent/DE3578256D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1985-10-25 EP EP85307719A patent/EP0179669B1/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0431078B2 (ja) | 1992-05-25 |
| EP0179669A2 (en) | 1986-04-30 |
| EP0179669A3 (en) | 1987-12-02 |
| US4696789A (en) | 1987-09-29 |
| EP0179669B1 (en) | 1990-06-13 |
| DE3578256D1 (de) | 1990-07-19 |
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