JPS61104295A - 沸騰水形原子炉の出力分布監視装置 - Google Patents
沸騰水形原子炉の出力分布監視装置Info
- Publication number
- JPS61104295A JPS61104295A JP59225399A JP22539984A JPS61104295A JP S61104295 A JPS61104295 A JP S61104295A JP 59225399 A JP59225399 A JP 59225399A JP 22539984 A JP22539984 A JP 22539984A JP S61104295 A JPS61104295 A JP S61104295A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- distribution
- reactor
- power distribution
- neutron flux
- 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
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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
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は沸Ｉｔ！水形原子炉の出力分布監視装置に係わ
り、特に出力分布を高速で監視することのできる沸騰水
形原子炉の出力分布監視装置に関する。
り、特に出力分布を高速で監視することのできる沸騰水
形原子炉の出力分布監視装置に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に、運転中の原子炉においては、その出力分布を監
視することが原子炉の健全性および安全性を確保する上
で極めて重要である。沸騰水形原子炉においては、炉心
内の各燃料棒の出力分布は、例えば予め慣らし運転を実
施して作成した出力分布、すなわち、ＰＣエンベロープ
を越えない範囲゛で運転することが要求されている。
視することが原子炉の健全性および安全性を確保する上
で極めて重要である。沸騰水形原子炉においては、炉心
内の各燃料棒の出力分布は、例えば予め慣らし運転を実
施して作成した出力分布、すなわち、ＰＣエンベロープ
を越えない範囲゛で運転することが要求されている。
従来の沸騰水形原子炉においては、炉心内の出力分布は
、通常、位置固定型局所出力領域中性子検出器（以下Ｌ
ＰＰＭと呼ぶ）からの信号およびプラントの熱的収支に
係わる信号をプロセス計算機を用いて処理することによ
り監視されている。、第３図は沸騰水形原子炉の炉心を
示すもので、この炉心は燃料集合体１と制御棒２により
溝成されており、炉心周辺部を除き燃料集合体４体に１
本の割合で制御棒２が配置されている。ざらに燃料集合
体１６体に１本の割合でＬＰＲＭの監視ストリング３が
配置されている。なお、１本の監視ストリング３には、
高さ方向に４個のＬＰＰＭが配置されている。
、通常、位置固定型局所出力領域中性子検出器（以下Ｌ
ＰＰＭと呼ぶ）からの信号およびプラントの熱的収支に
係わる信号をプロセス計算機を用いて処理することによ
り監視されている。、第３図は沸騰水形原子炉の炉心を
示すもので、この炉心は燃料集合体１と制御棒２により
溝成されており、炉心周辺部を除き燃料集合体４体に１
本の割合で制御棒２が配置されている。ざらに燃料集合
体１６体に１本の割合でＬＰＲＭの監視ストリング３が
配置されている。なお、１本の監視ストリング３には、
高さ方向に４個のＬＰＰＭが配置されている。
第４図は出力分布の監視に用いられるプラントの熱的収
支に係わる信号点の主なものを模式的に示すもので、符
号４は原子炉本体を、符号５は再循環ポンプを、符号６
は制御棒を、符号７は炉水浄化系を示している。主な信
号点としては、原子炉圧力８、給水流量９、給水温度１
０．再循環ポンプ駆動電力１１、制御棒駆動水流量１２
、制御棒駆動水温度１３、炉水浄化系流量１４、炉水浄
化系入口温度１５、炉水浄化系出口温度１６があげられ
る。
支に係わる信号点の主なものを模式的に示すもので、符
号４は原子炉本体を、符号５は再循環ポンプを、符号６
は制御棒を、符号７は炉水浄化系を示している。主な信
号点としては、原子炉圧力８、給水流量９、給水温度１
０．再循環ポンプ駆動電力１１、制御棒駆動水流量１２
、制御棒駆動水温度１３、炉水浄化系流量１４、炉水浄
化系入口温度１５、炉水浄化系出口温度１６があげられ
る。
従来の沸騰水形原子炉における炉心内出力分布の監視は
次のようになされてきた。
次のようになされてきた。
すなわち、まず前述した符号８〜１６の信号をプロセス
計算機に入力し、熱的収支バランス式を解くことにより
原子炉の総熱出力が評価される。
計算機に入力し、熱的収支バランス式を解くことにより
原子炉の総熱出力が評価される。
次に各しＰＲＭ信号から予め定められたフィッティング
係数を用いて炉心内の相対的な出力分布が求められる。
係数を用いて炉心内の相対的な出力分布が求められる。
この相対的な出力分布と先に求められた総熱出力とから
炉心内の熱出力分布が求められる。
炉心内の熱出力分布が求められる。
しかしながら、従来、各ＬＰＰＭ信号から相対熱出力分
布を求めるフィッティング式は、炉心内冷却材のボイド
率分布に大きく依存しており、先のフィッティングにお
いては適当なボイド率分布が仮定されていた。
布を求めるフィッティング式は、炉心内冷却材のボイド
率分布に大きく依存しており、先のフィッティングにお
いては適当なボイド率分布が仮定されていた。
従って、新たに求められた熱出力分布を用いてボイド率
分布を評価し、その値を用いて相対出力分布を再計算す
る必要がある。このような手続をボイド率分布および相
対出力分布が収束するまで 。
分布を評価し、その値を用いて相対出力分布を再計算す
る必要がある。このような手続をボイド率分布および相
対出力分布が収束するまで 。
繰り返すことにより現状の炉心内熱出力分布を求めるこ
とができる。
とができる。
このようにして求められた熱出力分布は、各燃料集合体
を高さ方向に幾つかの領域（以下ノードと呼ぶ）に分割
した際の、各ノード毎の平均熱出力密度に関するもので
ある。、 一方、燃料の健全性上監視を要するものは、燃を 料集合体において出力最大となる燃料の出力密度である
。そこでプロセス計算機は、先に求めたノード平均熱出
力密度に予め定められたフィッティング定数（以下局所
ピーキング係数と呼ぶ）を乗じて、最大出力となる燃料
棒の熱出力密度を求める。
を高さ方向に幾つかの領域（以下ノードと呼ぶ）に分割
した際の、各ノード毎の平均熱出力密度に関するもので
ある。、 一方、燃料の健全性上監視を要するものは、燃を 料集合体において出力最大となる燃料の出力密度である
。そこでプロセス計算機は、先に求めたノード平均熱出
力密度に予め定められたフィッティング定数（以下局所
ピーキング係数と呼ぶ）を乗じて、最大出力となる燃料
棒の熱出力密度を求める。
そして、このようにして求められた熱出力分布がＰＣエ
ンベロープを超過しないように原子炉は通常運転される
。
ンベロープを超過しないように原子炉は通常運転される
。
このように従来の出力分布監視方法は、ボイド率分布と
出力分布とを収束させるための反復計算を必要とするた
め、計算に多大の時間が費され、短周期で監視を行なう
ことができず、例えば１時間周期における監視しか行な
うことができないという問題があった。
出力分布とを収束させるための反復計算を必要とするた
め、計算に多大の時間が費され、短周期で監視を行なう
ことができず、例えば１時間周期における監視しか行な
うことができないという問題があった。
また、従来の監視方法では、前述したように、熱的収支
バランスをその評価法の基礎としているため、熱的平行
状態にない炉心状態が速く変化しているような過渡状態
には適用することができないという問題があった。
バランスをその評価法の基礎としているため、熱的平行
状態にない炉心状態が速く変化しているような過渡状態
には適用することができないという問題があった。
［発明の目的１
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
沸騰水形原子炉において炉心状態が速やかに変化する場
合に、簡易手法により出力分布を評価し、高速で熱出力
分布を監視することのできる沸騰水形“原子炉の出力分
布監視装置を提供しようとするものである。
沸騰水形原子炉において炉心状態が速やかに変化する場
合に、簡易手法により出力分布を評価し、高速で熱出力
分布を監視することのできる沸騰水形“原子炉の出力分
布監視装置を提供しようとするものである。
［発明の概要］
すなわち本発明は第１図に示すように、原子炉１から中
性子検出器信号等の各種信号を入力し基本中性子束分布
と前記中性子検出器信号との変換係数、局所ピーキング
係数Ｊ５ Ｊ：び燃料棒熱伝達関数を求める長周期炉心
監視装置２と、前記中性子検出器信号および前記変換係
数を入力し現在の中性子束分布を求める中性子束分布演
算装＠３と、前記局所ピーキング係数、前記燃料棒熱伝
達関数および前記現在の中性子束分布を入力し炉心内の
熱出力分布を求める熱出力分布演算装＠４とを備えたこ
とを特徴とする沸騰水形原子炉の出力分イ［監視装置で
ある。
性子検出器信号等の各種信号を入力し基本中性子束分布
と前記中性子検出器信号との変換係数、局所ピーキング
係数Ｊ５ Ｊ：び燃料棒熱伝達関数を求める長周期炉心
監視装置２と、前記中性子検出器信号および前記変換係
数を入力し現在の中性子束分布を求める中性子束分布演
算装＠３と、前記局所ピーキング係数、前記燃料棒熱伝
達関数および前記現在の中性子束分布を入力し炉心内の
熱出力分布を求める熱出力分布演算装＠４とを備えたこ
とを特徴とする沸騰水形原子炉の出力分イ［監視装置で
ある。
すなわち本発明では、物理モデルに基づぎ周期的に炉心
を監視して３次元中性子束分布と、中性子束分布から熱
出力分布までの燃料棒熱伝達関数を作成する長周期炉心
監視装置の結果を利用して現状の熱出力分布を求めるこ
とにより、前述した目的が達成される。
を監視して３次元中性子束分布と、中性子束分布から熱
出力分布までの燃料棒熱伝達関数を作成する長周期炉心
監視装置の結果を利用して現状の熱出力分布を求めるこ
とにより、前述した目的が達成される。
長周期炉心監視装置により得られた各燃料集合体毎の平
均中性子束分布を以下基本中性子束分布と称することと
しＰ’ｋ １１．Ｊで表わす。ここで添字ｉ 、Ｊは燃
料集合体の炉心内径方向位置を表わし、ｋはノードの高
さ方向の位置を表わしている。また、添字１ 、Ｊで表
わされる燃料集合体の熱出力最大の燃料棒に対して作成
された燃料棒熱伝達関数をＧ’ｋ 、１．Ｊ （Ｓ）
で表わす。また、このときのＬＰＲＭ信号をＲＯＮ、Ｉ
Ｌで表わす。なお、ここで添字見はＬ Ｐ Ｐ Ｍスト
リングの炉心内径方向位置を表わし、ｎは各ストリング
に配置されたＬＰＰＭの高さ方向位置を表わしている。
均中性子束分布を以下基本中性子束分布と称することと
しＰ’ｋ １１．Ｊで表わす。ここで添字ｉ 、Ｊは燃
料集合体の炉心内径方向位置を表わし、ｋはノードの高
さ方向の位置を表わしている。また、添字１ 、Ｊで表
わされる燃料集合体の熱出力最大の燃料棒に対して作成
された燃料棒熱伝達関数をＧ’ｋ 、１．Ｊ （Ｓ）
で表わす。また、このときのＬＰＲＭ信号をＲＯＮ、Ｉ
Ｌで表わす。なお、ここで添字見はＬ Ｐ Ｐ Ｍスト
リングの炉心内径方向位置を表わし、ｎは各ストリング
に配置されたＬＰＰＭの高さ方向位置を表わしている。
本発明では、まず基本中性子束分布とＬＰＰＭ信号との
変換係数ＣＯｋ 、１．Ｊが定義される。
変換係数ＣＯｋ 、１．Ｊが定義される。
変換係数ＣＯｋ 、１．Ｊは以下のように定義される。
ＣＯｋ 、ｌ 、Ｊ ＝（ＰＯｋ 、１
、Ｊ ）／（ΣＷｋ 、ｌｌ ＊Ｒ”、
、丈 ）・・・・・・ （１，）ここでＮは１ス１〜リ
ング当たりのＬＰＲＭ数、Ｗｋ 、ｎは適当に定められ
た重み係数であり、また燃お１集合体位置１ 、Ｊは
ＬＰＲＭストリングえに属するものとする。
、Ｊ ）／（ΣＷｋ 、ｌｌ ＊Ｒ”、
、丈 ）・・・・・・ （１，）ここでＮは１ス１〜リ
ング当たりのＬＰＲＭ数、Ｗｋ 、ｎは適当に定められ
た重み係数であり、また燃お１集合体位置１ 、Ｊは
ＬＰＲＭストリングえに属するものとする。
さて、炉心状態の変動に比べて変換係数ＣＯｋ、１．Ｊ
の変化は十分に小さいから、基本中性子束分布ＰＯｋ
、＋、ｊと、そのときのＬＰＲＭ信号の値より得た変換
係数ＣＯｋ 、１．ｊを用いて任意の時点の中性子束分
布を評価することができる。
の変化は十分に小さいから、基本中性子束分布ＰＯｋ
、＋、ｊと、そのときのＬＰＲＭ信号の値より得た変換
係数ＣＯｋ 、１．ｊを用いて任意の時点の中性子束分
布を評価することができる。
そこで任意時点のＬＰＲＭ信号をＲｎ 、Ｌとすると
、中性子束分布Ｐｋ 、ｌ 、Ｊは前述した（１）式
を用いて次式により求めることができる。
、中性子束分布Ｐｋ 、ｌ 、Ｊは前述した（１）式
を用いて次式により求めることができる。
Ｐｋ 、＋ 、Ｊ＝Ｃ’ｂ 、１ 、Ｊざらに長
周ｐＡ炉心監説装置で評価された各燃料集合体中の出力
最大の燃料棒の燃料棒熱伝達関数をＧＯｋ 、１．Ｊ
（Ｓ）および局所ピーキング係数をｒｋ、１．Ｊ と
すれば、熱出力分布Ｑｋ 、＋、ｊは次式で求めること
ができる。
周ｐＡ炉心監説装置で評価された各燃料集合体中の出力
最大の燃料棒の燃料棒熱伝達関数をＧＯｋ 、１．Ｊ
（Ｓ）および局所ピーキング係数をｒｋ、１．Ｊ と
すれば、熱出力分布Ｑｋ 、＋、ｊは次式で求めること
ができる。
Ｑｈ 、１ 、Ｊ ＝Ｇｏｋ、１ 、Ｊ （Ｓ
）＊ｒ ｋ 、１ 、Ｊ ：Ｉ
：Ｐｈ 、１ 、Ｊ −−−（３
）この方法によれば、変換係数ＣＯｈ、＋、ｊ１燃料棒
熱伝達関数Ｇ’ｋ 、１．Ｊ （Ｓ）および局所ピー
キング係数ｒｋ、１．Ｊを記憶することにより、ＬＰＲ
Ｍ信号から直接熱出力分布を容易に得ることができ、極
めて高速の出力分布監視が可能となる。
）＊ｒ ｋ 、１ 、Ｊ ：Ｉ
：Ｐｈ 、１ 、Ｊ −−−（３
）この方法によれば、変換係数ＣＯｈ、＋、ｊ１燃料棒
熱伝達関数Ｇ’ｋ 、１．Ｊ （Ｓ）および局所ピー
キング係数ｒｋ、１．Ｊを記憶することにより、ＬＰＲ
Ｍ信号から直接熱出力分布を容易に得ることができ、極
めて高速の出力分布監視が可能となる。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例について説明す
る。
る。
第２図は本発明の一実施例の沸騰水形原子炉の出力分布
監視装置を示すもので、この沸騰水形原子炉の出力分布
監視装置はプロセス計’３ｔｆｆ５、長周期炉心監視装
置６、出力分布演算装置７、記憶装置８、積分装置９、
比較装置１０、表示装置１１とから構成されている。な
お、プロセス計算機５および長周期炉心監視装置６は、
従来からプラント内に配置されている。
監視装置を示すもので、この沸騰水形原子炉の出力分布
監視装置はプロセス計’３ｔｆｆ５、長周期炉心監視装
置６、出力分布演算装置７、記憶装置８、積分装置９、
比較装置１０、表示装置１１とから構成されている。な
お、プロセス計算機５および長周期炉心監視装置６は、
従来からプラント内に配置されている。
プロセス計算機５は、運転中の原子炉１から短期間でＬ
ＰＲＭ信号および炉心を３次元で扱った物理モデルに基
づいた長周期炉心監視装置６に必要な信号を入力し、こ
れを長周期炉心監視装置６に出力する。
ＰＲＭ信号および炉心を３次元で扱った物理モデルに基
づいた長周期炉心監視装置６に必要な信号を入力し、こ
れを長周期炉心監視装置６に出力する。
長周期炉心監視装置装置６は３次元核熱水力計算を行な
い、基本中性子束分布ＰＯｈ 、１．Ｊ、変換係数Ｃ
’ｂ、＋、ｊ、局所ピーキング係数ｒｋ 。
い、基本中性子束分布ＰＯｈ 、１．Ｊ、変換係数Ｃ
’ｂ、＋、ｊ、局所ピーキング係数ｒｋ 。
１、Ｊおよび燃料棒熱伝達関数Ｇ’ｋ 、＋、Ｊ（Ｓ）
を計算し、これらの結果をプロセス計算機５および出力
分布演算装置７を介し、て記憶装置８内に記憶する。
を計算し、これらの結果をプロセス計算機５および出力
分布演算装置７を介し、て記憶装置８内に記憶する。
出力分布演算装置７は、プロセス計紳機５から短周期で
送られてくるＬＰＰＭ信号を入力し、記憶装置８内に記
憶されている変換係数ＣＯｋ 、＋、Ｊおよび重み係数
Ｗｋ ＋ｆｉを用い前述した（２）式に基づいて現状の
中性子束分布Ｐｋ 、Ｉ 、Ｊを求める。
送られてくるＬＰＰＭ信号を入力し、記憶装置８内に記
憶されている変換係数ＣＯｋ 、＋、Ｊおよび重み係数
Ｗｋ ＋ｆｉを用い前述した（２）式に基づいて現状の
中性子束分布Ｐｋ 、Ｉ 、Ｊを求める。
積分装置９は、出力分布演算装置７から現状の中性子束
分布Ｐｋ 、１ 、Ｊを、記憶装置８から燃料棒熱伝
達量！２Ｇ’ｋ 、１．Ｊ （Ｓ）を入力し、時間領
域で積分を行ない、燃料集合体平均熱出力分布を求める
。
分布Ｐｋ 、１ 、Ｊを、記憶装置８から燃料棒熱伝
達量！２Ｇ’ｋ 、１．Ｊ （Ｓ）を入力し、時間領
域で積分を行ない、燃料集合体平均熱出力分布を求める
。
出力分布演算装置７は、積分装置って求められた燃料集
合体平均熱出力分布を入力し、これに局所ピーキング係
数ｒｋ、１．Ｊを乗じて出力最大の燃料棒の熱出力分布
Ｑｘ、１．Ｊを求める。
合体平均熱出力分布を入力し、これに局所ピーキング係
数ｒｋ、１．Ｊを乗じて出力最大の燃料棒の熱出力分布
Ｑｘ、１．Ｊを求める。
配憶装置８は、出力分布演算装置７で求められた熱出力
分布をａａ憶する。
分布をａａ憶する。
比較装置１０は、記憶装置８に記憶された熱出力分布Ｑ
ｋ 、＋ 、−と、例えばＰＣエンベロープとを比較
し、制限１直を逸脱していないかどうか判断し、この結
果を、例えばＣＲＴディスプレイからなる表示装置１１
に出力し運転員に知らせる。
ｋ 、＋ 、−と、例えばＰＣエンベロープとを比較
し、制限１直を逸脱していないかどうか判断し、この結
果を、例えばＣＲＴディスプレイからなる表示装置１１
に出力し運転員に知らせる。
なお、基本中性子束分布Ｐ’ｋ 、＋、Ｊ、変換係数Ｃ
Ｏに 、Ｉ 、 Ｊ等は長周期炉心監視装置６による長
周期炉心監視プログラムが実行される毎に更新され、誤
差の蓄積が回避される。
Ｏに 、Ｉ 、 Ｊ等は長周期炉心監視装置６による長
周期炉心監視プログラムが実行される毎に更新され、誤
差の蓄積が回避される。
なお、３次元炉心監視プログラム実行時に監視すべぎ燃
料集合体座標１．７を指定することにより沸騰水形原子
炉の出力分布監視装置の演算量を軽減し、さらに高速化
を図ることができる。
料集合体座標１．７を指定することにより沸騰水形原子
炉の出力分布監視装置の演算量を軽減し、さらに高速化
を図ることができる。
また、前述した（３）式で用いられる局所ピーキング係
数ｒｋ、＋、Ｊを燃料集合体内のすべての燃料棒に対し
定義してｒｋ、１．Ｊ としてすべての燃料棒に対し熱
出力分布を得ることができる。なお、ここで４１ｍは燃
料集合体内の燃料棒座標を示している。
数ｒｋ、＋、Ｊを燃料集合体内のすべての燃料棒に対し
定義してｒｋ、１．Ｊ としてすべての燃料棒に対し熱
出力分布を得ることができる。なお、ここで４１ｍは燃
料集合体内の燃料棒座標を示している。
［発明の効果〕
以上ｊホべたように本発明の沸騰水形原子炉の出力分布
監視装置によれば、少ない演算量で熱出力分布を容易に
評価することができるため、従来より大幅に高速化され
た出力分布の監視を可能にすることができる。さらに熱
出力分布を平衡を仮定せず、ＬＰＰＭ信号からだけで求
めているので、過渡時にも適用することができる。
監視装置によれば、少ない演算量で熱出力分布を容易に
評価することができるため、従来より大幅に高速化され
た出力分布の監視を可能にすることができる。さらに熱
出力分布を平衡を仮定せず、ＬＰＰＭ信号からだけで求
めているので、過渡時にも適用することができる。
従って、炉心状態が速く変化している場合にも、高速か
つ極めて短周期で炉心の熱出力分布の監視を行なうこと
ができ、原子炉の健全性および安全性確保に寄与すると
ころ大である。
つ極めて短周期で炉心の熱出力分布の監視を行なうこと
ができ、原子炉の健全性および安全性確保に寄与すると
ころ大である。
第１図は本発明を承けブロック図、第２図は本発明の沸
騰水形原子炉の出力分布監視装置の一実施例を示すブロ
ック図、第３図は炉心内に配置されるＬＰＲＭを示ず説
明図、第４図は従来の出力分布監視に用いられるプラン
ト熱的収支に係わる信号点を示す♂ｅ管系統図である。 １・・・・・・・・・・・・沸騰水形原子炉２・・・・
・・・・・・・・長周期炉心監視装置３・・・・・・・
・・・・・中性子束分布演算装置４・・・・・・・・・
・・・熱出力分布演算装置代理人弁理士 須 山
佐 − 第１図 第２図 第３図 第４図
騰水形原子炉の出力分布監視装置の一実施例を示すブロ
ック図、第３図は炉心内に配置されるＬＰＲＭを示ず説
明図、第４図は従来の出力分布監視に用いられるプラン
ト熱的収支に係わる信号点を示す♂ｅ管系統図である。 １・・・・・・・・・・・・沸騰水形原子炉２・・・・
・・・・・・・・長周期炉心監視装置３・・・・・・・
・・・・・中性子束分布演算装置４・・・・・・・・・
・・・熱出力分布演算装置代理人弁理士 須 山
佐 − 第１図 第２図 第３図 第４図
Claims (1)
- （１）原子炉から中性子検出器信号等の各種信号を入力
し基本中性子束分布と前記中性子検出器信号との変換係
数、局所ピーキング係数および燃料棒熱伝達関数を求め
る長周期炉心監視装置と、前記中性子検出器信号および
前記変換係数を入力し現在の中性子束分布を求める中性
子束分布演算装置と、前記局所ピーキング係数、前記燃
料棒熱伝達関数および前記現在の中性子束分布を入力し
炉心内の熱出力分布を求める熱出力分布演算装置とを備
えたことを特徴とする沸騰水形原子炉の出力分布監視装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59225399A JPS61104295A (ja) | 1984-10-26 | 1984-10-26 | 沸騰水形原子炉の出力分布監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59225399A JPS61104295A (ja) | 1984-10-26 | 1984-10-26 | 沸騰水形原子炉の出力分布監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61104295A true JPS61104295A (ja) | 1986-05-22 |
Family
ID=16828750
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59225399A Pending JPS61104295A (ja) | 1984-10-26 | 1984-10-26 | 沸騰水形原子炉の出力分布監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61104295A (ja) |
-
1984
- 1984-10-26 JP JP59225399A patent/JPS61104295A/ja active Pending
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