JPS62245996A - 炉心の出力分布監視方法 - Google Patents

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、一般に、原子炉系の運転を監視する視される
パラメータを用いて原子炉の炉心内における軸方向出力
分布を監視し可視表示するための装置及び方法に関する
ものである。

核分裂による大量のエネルギを制御された仕方で放出す
ることは現在では非常に良く知られている。−ｉに、Ｕ
’１３３、Ｕ２３５又はＰＯ２”　ノような核分裂性の
原子は、その原子核内の中性子を吸収して核分裂を起こ
す、これにより、平均的に、低原子量で大きい運動エネ
ルギを有する２種類の核分裂生成物と、やはり高エネル
ギの幾個かの核分裂中性子と、核分裂ガンマ線が発生さ
れる。

核分裂生成物の運動エネルギは、核燃料内で熱として迅
速に消散される。この熱発生後に、次の核分裂を誘起す
る少なくとも１つの中性子が残っている場合には、核分
裂反応は自己持続性となり、熱発生は連続的になる。熱
は、燃料と熱交換関係で冷却材を通すことにより収り去
られる。この核分裂反応は、核分裂生成物、存在し得る
他の中性子吸収材及び中性子の漏れによる影響を無効に
するのに十分な核分裂性物質が燃料内に存在する限り連
続することができる。

かかる核分裂反応を、有用な量の熱エネルギを発生する
のに十分な率で維持するために、原子炉は、現在、楕分
裂性物質即ち核燃料が、板、管又は棒のような種々な形
状をとり得る燃料要素内に収容されるような仕方で設計
され、構成されて運転されている。このような燃料要素
は、通常、その外部表面に、核分裂性物質を含有してい
ない耐食性で非反応性の被覆もしくはクラッドを有して
いる。燃料要素は、冷却材の流路もしくは領域において
互いに一定距離だけ離間して燃料集合体として群別化し
て設けられており、十分な数の燃料集合体が離間した配
列で配設されて、上に述べた自己持続性の核分裂反応を
行うことができる原子炉の炉心を形成している。炉心は
、通常、原子炉容器内に格納されている。

−ｆｆｉに、加圧水層原子炉においては、所要時に反応
度、従って炉心内の熱発生率を変更するために、中性子
吸収元素が制御された可変の濃度で、（減速材としての
機能をも果す）冷却媒体もしくは冷却材内に添加されて
いる。更に、炉心の反応度、従ってその出力を制御する
なめに、炉心内で軸方向に運動可能なように制御棒が燃
料集合体間に分散して設けられている０種々の目的で現
在或は従来より用いられている３種類の制御棒がある。

少なくとも炉心の軸方向高さに渡る長さで延在する全長
制御棒は、通常、反応度制御に用いられ、そして多数の
現在の適用例においては、軸方向出力分布制御にも用い
られている。現在の他の適用例においては、炉心の高さ
よりも相当率さい軸方向長さを有する部分長制御棒が、
特に、軸方向出力分布制御に用いられている。更に、炉
心内において持続されている核分裂反応を停止し炉心の
運転を停止するために原子ｒ停止棒が設けられている。

使用される部分長制御棒及び全長制御棒は、所望の制御
度を実現するために、増分的に炉心内に挿入したり引き
抜いたりすることができるように配設されている。

放射性ヨウ素１３５のベータ崩壊過程及び核分裂して、
キセノン１３５が生成される。このキセノン１３５は、
特別に大きい中性子吸収材を有するという性質を有し、
従って、炉心内の出力分布及び炉心全体の反応度に対し
顕著な影響を与える。他の形層の反応度管理は制御に対
して直接応答するものであるが、炉心内のキセノン濃度
は、回避不可能な短期間の正帰還メカニズムを惹起する
という点で原子炉制御に由々しい問題を生ぜしめている
。

キセノンは比較的長い崩壊期間を有し、出力の変動後定
常状態値に達するのに約４０時間にも及ぶ期間を必要と
する。

炉心の軸方向出力分布における短期間及沙長期間過渡現
象は、幾つかの理由から、原子炉運転のＪ！！ｊ歴全体
に渡り問題を発生している９通常、燃料集合体における
冷却材の流れは、炉心の下側部分から上部炉心領域に向
けられており、その結果、炉心の軸方向に温度匂配が生
ずる。従って、温度依存性がある核分裂反応率の変化で
、軸方向出力分布が変動する０通常の設計慣行において
は、軸的及び炉心平均的な負の帰還効果が伴うように保
証されている。第２に、出力分布の軸方向変動は、キセ
ノンの軸方向分布を変え、それにより、炉心に沿う軸方
向における出力の変動が更に加速される。このようにし
て、不安定であり得るキセノンによる軸方向出力分布の
振動が生じる可能性があり、従って、オペレータによる
連続的な補正関与が要求される。第３に、原子炉の過去
の運転経歴を適切に考慮せずに炉心の上部から制御棒を
挿入した場合には、軸方向出力ビーキングが悪化し得る
。無制限な軸方向出力ビーキング又は過度の出力ビーキ
ング変化速度で、燃料破損が生じ、放射性物質が冷却材
に放出されることになろう。

一般に、典型的な電力利用網で生ずる電力需要における
日ベースでの変動を許容もしくは吸収するために行わな
ければならない原子力発電プラントにおける原子炉出力
の一連の変更は、−ｍに負荷追従と称されている。原子
炉に対して現在推奨されている１つの負荷追従制御プロ
グラムにおいては、出力レベルの増減には全長制御棒の
移動が用いられ、そしてキセノンで誘起される空間的軸
方向出力振動を制御し軸方向出力分布プロフィルを整形
するためには部分長制御棒が利用されている。典型的に
、キセノン濃度の変「ヒと関連する反応度変化は、−ｆ
ｆｉに、炉心冷却材もしくは減速材内の中性子吸収元素
の濃度を逆方向に変えることにより補償されている。従
来技術として、全長制御棒の適切な調時的移動を利用す
る負荷追従プログラムとして作成され推奨されているも
のがある。

これ等のプログラムは、炉心全体の反応度に対する出力
レベル変動の影響を補償し、そして少なくとも部分的に
、出力レベル変動及び制御棒移動による空間的キセノン
１３５の過渡状態により生起される許容し得ない軸方向
出力分布が生ずるのを阻止するために行われるものであ
る。このようなプログラムにおいては、軸方向出力分布
制御には部分長制御棒は必要とされず、その結果、これ
等の部分長制御棒は、多くの原子炉には一服に設置され
ていない、何れの運転モードにおいても、部分長制御棒
であれ或は全長制御棒であれ、制御棒は、軸方向偏差と
称されるパラメータを成る予め規定された帯域内、典型
的には＋１５％又は−１５％の範囲内に維持するように
動かされる。

軸方向偏差は、軸方向出力分布を特徴付けるために有用
なパラメータであって次のように定義される。

八〇＝　（Ｐ、　−Ｐｂ）／　（Ｐ、＋　Ｐｂ）　　　
　　　　　（１）上式中、Ｐｔ及びＰ　４４、それぞれ
、炉心の上半分及び下半分で発生される出力である。軸
方向偏差の概念は運転中の発電プラント原子炉における
炉心平均軸方向出力分布を容易に測定可能な量に基づい
て合成するという最も初期の試みから導き出されるもの
である。このような初期の試みにおいては、炉心平均軸
方向出力分布は、通常、炉心の外挿軸方向長さにより境
界付けられる正弦関数のフーリエ級数により近似されて
いた。即ち、ｑ（ｚ）＝　Ａ１５ｉｎ（ｙｒ　ｘｚ／Ｚ
）＋＾２ｓｉｎ（Ｚｘｙｒ　ｘｚ／Ｚ）＋十へ３ｓｉｎ
（３ｘπｘｚ／Ｚ）十へ４ｓｉｎ（４ｘπｘｚ／２）＋
＋＾５ｓｉｎ（５ｘπｘｚ／Ｚ）＋　・・・（２）ｑ（
ｚ）＝＾ｒ　（ｓｉｎ（πｘｚ／Ｚ）　＋　（＾２／＾
１　）ｓ、ｉｎ　（２ｘ　ｙｒ　ｘｚ／Ｚ）＋（＾３／
＾１）ｓｉｎ（３ｘπｘｚ／Ｚ）＋（＾４／＾１）ｓ　
ｉｎ　（４ｘ　ｙｒ　ｘｚ／Ｚ）＋＾５ｓｉｎ（５ｘπ
ｘｚ／Ｚ）＋　＝　　−・ｌ　　　　（３）上式中、 ｑ（ｚ）は例えばｋｍ／ｆｔの単位で表わしな炉心平均
軸方向出力レベルの尺度であり、 Ｚは外挿された炉心高さを表わし、そして２は外挿され
た炉心下限上方における軸方向高さを表わす。

初期においては、２．３の許容し得る単純化前提の下に
、式（３）に現れる比Ａ２／ＡＩは、式（１）によって
定義される軸方向偏差パラメータと直接相関できると認
識されていた。この場合、初期における１つの前提は、
炉心平均軸方向出力分布の有効な一次制御を、必要に応
じて、炉心内における全長制御棒の位置或は部分長制御
棒の位置の何れかを調節することにより軸方向偏差パラ
メータ値を予め特定された限界内に保持するように調節
すものであった。実際においては式（１）のＰ及びＰｂ
ｔ の値は、便宜な仕方で直接的に観察することはできない
ので、−ｍに炉外軸方向偏差と称される測定可能な代替
パラメータを次のように定義している。

＾ｏｅＸ−ｃ。、ｅ＝　（１，−１，）／　（１，、＋
　１．）　　　　　（４）上式中、■、及びｌｂは、三
部分炉外検出器系の上部及び下部炉外中性子検出器によ
りそれぞれ発生される補償された電流である。初期にお
いては、−貫して、式（１）で定義される炉心外の真の
軸方向偏差は次式により式（４）の容易に測定可能な炉
外軸方向偏差に対して信頼性をもって関係付けられると
考えられていた。即ち ＡＯ＝ａ＋ｂＸ＾Ｏｏｘ、、ｏｏｒｅ（５）本出願人の
製造に係わる数多の運転中の発電用原子炉から得られた
実験的データを繰り返し分析することにより、パラメー
タａの値は、常にＯｌＯに近く、そしてパラメータｂの
値は範囲１．３〜１．８内に入ることが見出だされてい
る。

しかし、慣用の２部分からなる炉外の長い電離箱検出器
系の上部及び下部炉外検出器によって発生される電流は
、式（１）における最初から２つの展開係数＾１及びＡ
２だけの評価を可能にするのに充分な情報しか与えず、
それにより、展開はこれ等の最初から２つの項に限定さ
れている。

しかし、当該技術分野において比較的最近、実際の状況
において、典型的には２部分からなる長い電離箱型の炉
外中性子検出器形態における検出器の応答を基にして構
築された軸方向出力プロフィルにおけるピーク値の位置
及び振幅の推定量には比較的大きな不確実な量が関係し
ているに違いないことが判明した。その１つとして、軸
方向に集中した大きい出力ビーキングを招来する軸方向
出力ピンチ（ｐｉｎｃｈｉｎｇ）が低いが又は零の出力
偏差でも起り得る。このような軸方向に集中した出力ピ
ークが起こり得ること及び現存の出力分布監視系では検
出されずに看過されるであろうという単なる予測だけで
は原子炉の出力に不利な条件が課せられることになる。

このため、現在の実施許諾基準粂件下では、このような
潜在的ピークが控え目な特定の大きさを越えないように
低減した出力レベルで原子炉を運転すべきことが要求さ
れている。また、軸方向出力プロフィルにおける軸方向
に集中した低下と、炉心の頂部及び底部近傍における異
常に高い出力密度を有する軸方向に対称的な２つの領域
の出現とになる軸方向の出力平坦化も起り得る。この現
象も、慣用の２部分炉外中性子検出器だけが監視系とし
て用いられるとすれば検出されないま１に見過ごされる
であろう、炉心の頂部近傍におけるこのように異常に高
い出力密度の領域が潜在的に存在する可能性は、当該領
域における核沸騰状態からの逸脱が検出されないま一確
立されるという可能性に関し大きな関心事となる。この
場合にも、かかる状況が生ずるであろうという単なる予
測だけでは、現在の実施許諾基準では、やはり、上記の
予測される状態が生じないようにするために、このよう
な状態が生じたと仮定した場合の発電用原子炉を運転す
ることを可能にする許容出力レベルの定格を低くすると
いうこのような炉心平均軸方向出力分布の程度の差こそ
あれ比較的微妙な特性の重要性が明らかになるに伴い、
軸方向出力分布監視及び制御に対する２つの基本的な試
みが出現した。そのうちの１つの試みは、強化された監
視用ハードウェアの開発という経路を辿った。最初、こ
のハードウェアは、３つ以上の中性子検出器を単一の群
に組み合わせて、各検出器が炉外検出器の位置に直ぐ隣
接する炉心の周辺部領域のそれぞれ異なった軸方向領域
を「見渡す」ようにした炉外中性子検出器配列を含むも
のであった。次に、このハードウェアは、炉心の反応領
域内に設置された固定の炉内中性子もしくはガンマ線検
出器を含むようになった。これ等の検出器は、局所中性
子束レベル或は局所ガンマ中性子束レベルの何れかの直
接的応答特性を与える。良く知られているように、原子
炉の同一半径方向部分の相続く軸方向領域における核的
プロセスを監視する検出器の数が増加するに伴い、軸方
向出力分布を合成する場合の精度が高められる。

簡牡ｌ今謙ベスレ　篩十面論中５巴耶熊ムｊｌｅｎｚバ
ー「ウェア構造にそれぞれ軸方向に独立した検出器を加
えることにより、式（２）又は（３）のフーリエ正弦関
数展開に１つの付加項が加えられ、それにより、軸方向
出力分布合成における精度は改善される。

炉心平均軸方向出力分布の高次の成分が原子ｒの炉心の
動作特性、従って最終的には炉心の安全性に対し顕著な
影響を与え得るという認識に応じて出現した別の試みは
、基本的に単純で堅牢な２部分炉内中性子検出器ハード
ウェア、所謂「長電離箱」構成をそのま一保持し、先行
する分析により、特定された運転プログラムの制約条件
を忠実に守りさえすれば許容し得ない不利な軸方向出力
分布が生じないことを保証する運転プログラムを開発す
るというものであった。この別の試みの結果として、大
部分米国における運転中の発電用原子炉を含め凹界中の
種々の国において現在運転されている原子炉の相当数は
、２部分炉内中性子検出器系もしくは装置だけを設置し
ており、現在の原子炉許諾上の政策及び制約条件から、
３つ以上の軸方向に独立した中性子検出器からなる炉内
中性子検出器構成もしくは配列を利用する可能性は小さ
い。より多くの複部分中性子検出器構成を採用する可能
性は存在するが、しかし、現在運転されている原子力発
電プラントのオペレータには商用ベースで実行可能であ
るとは考えられていない。

尚、２部分中性子検出器配列だけが設けられている全て
の運転中の原子力発電プラント設備においては、更に、
実際の三次元炉心出力分布の非常に正確な測定を周期的
に行うための手段も設けられている。これは、設置され
ている可動の炉内検出器系により達成される。また、こ
れ等の設備には一般に、炉心出口熱電対装置が装備され
ている。

この炉心出口熱電対は燃料集合体の約４分の１の部分の
出口における冷却材温度の連続的なオンライン監視を行
うものであり、各被監視場所における冷却材エンタルピ
の増加値（全局所熱出力）を推定する能力を有する。こ
れまで、このような炉心出口熱電対系から得られる情報
は殆ど利用されていない。

出力分布監視の目的で可動の炉内系及び２部分炉外検出
器系だけを使用するという上述の別の試みには次のよう
な幾つかの欠点がある。即ち、炉心の軸方向出力分布を
オンラインで且つ実時間で知ることができないために、
種々の炉心限界に対する余裕を決定する上で不確実性が
避けられない。

この不確実性は、負荷追従及びその他の操作を行う際に
発電プラントに対する運転余裕に直接的な影響を与える
。オンラインで実時間の炉心軸方向出力分布計算ができ
ないため、炉心の未来の挙動を予測する上に有用である
軸方向キセノン及びヨウ素分布を決定する能力を欠く、
尚、このような予測は、ホウ素系のような種々の系を潜
在的に望ましくない出力分布を回避するような予測的な
仕方で運転するのに有効である。

実効的な負荷追従性を確立するためには、負荷追従運転
中、実質的に一定の軸方向出力プロフィルを維持するか
又は軸方向出力プロフィルを連続的に監視する必要があ
る。しかし、実質的に一定り或は軸方向中性子束プロフ
ィルを連続的に監視するためには、キセノンの好ましく
ない分布が生ずる前に、軸方向中性子束パターンの変動
を正確に補償することができるように、炉心内の軸方向
中性子束パターンを実質的に再現する能力を有する監視
装置が要求される。

出力分布の所謂“第２オーバートーン°’　（ｓｅｃｏ
ｎｄｏｖｅｒＬｏｎｅ）を表わす付加項八３ｓｉｎ　（
３ｘ　πＸ　ｚ／　Ｚ）を式（２）の＠開に含ませれば
、不確実性要因は顕著に減少し、その結果として出力プ
ロフィルの推定量が出力ビーキングその他の分析に利用
可能となる。展開式の最初から３つの項は、現在の運転
状態出力レベル及び制御棒位置の軸方向出力分布に対す
る影響、特に燃焼度の軸方向出力分布に対する影響に関
する情報の殆どのものを含んでいる。

短期間又は長期間運転条件に対して比較的に悪魔が小さ
い＾４ｓｉｎ　（４ＸπＸｚ／Ｚ）の形層にある第４項
を付加しても、相対的には、呂カプロフィルを定義する
上に殆んど改良を示さない、長期間因子、出力分布に影
響を与え、その係数は、炉心内の軸方向燃焼度分布が変
わるのに伴い極めテユっくりと変化する。

従って、炉外検出器から得られる情報及び他の炉外検出
器から得られる情報を監視して、原子炉の運転における
主要な診断ツールとして用いるのに適した正確な炉心全
高に渡る炉心軸方向出力分布の推定量を発生するための
方法及び装置に対する必要性が存在する。

本発明の主たる目的は、原子炉の軸方向出力分布を監視
するための改良された装置及び方法を提供することにあ
る。

この目的から、本発明によれば、原子炉の炉心の所定軸
線に沿い出力分布を監視すべく、実質的に、上記所定軸
線に対し実質的に平行な軸線に沿って炉心の外部の位置
に配設された少なくとも２つの検出器を用いて上記炉心
から出る中性子束を監視する方法において、炉内に流入
する原子炉冷却材の温度、検出される中性子束の相当部
分が出る炉心の周辺部領域において炉心から出る原子炉
冷却材の温度、及び原子炉冷却材系の圧力を監視し、炉
心の周辺部領域における出力分布を、ｐ・＝＾、×［検
出器応答］１＋ Ｊ　　　　＋Ｊ 八・×［検出器応答］２＋・・・＋ ２」 ＾、ｘｆ［Ｔ　　−Ｔ　　、圧力］ ｎｊ　　　　　ｅｘ＋ｔ’　　ｅｎＬ に従って求め、上式中、ｐ、は上記所定軸線に沿う」 予め泗択された高さ値・における炉心の周辺部領域の出
力分布を表わし、ｆ［Ｔ　　、　　Ｔ　　、圧カコは、
ｅｘｉｔゝ　ｅｎｔ 炉心の周辺部領域に流入する原子炉冷却材の温度である
Ｔ　　炉心の周辺領域から流出する原子炉ｎｔ１ 冷却材の温度であるＴ　・　及び原子炉冷却材系のｘｉ
ｔ 冷却材圧力である圧力の関数であり、＾０、＾、及ＩＪ
　　　　２Ｊ びＡｎｊは予め定められて定数であり、周辺部領域にけ
る出力分布から炉内の出力分布を求め、該出力分布から
次式 ％式％） で定義される軸方向偏差を求め、上式中Ｐ、及びｐ。

は、それぞれ、炉心の上半分及び下半分で発生される出
力であり、上記軸方向偏差を表示する、諸ステップを特
徴とする炉心の所定軸線に沿い出力分布を監視する方法
が提案される。

また、本発明によれば、所定軸線に沿う相対的中性子束
プロフィルの代表的再現を行うような仕方で原子炉の炉
心の所定軸線に沿う出力分布を監視すべく、炉心外部に
配置されて炉心から出る中性子束を測定するための手段
を備える装置において、炉心内に流入する原子炉冷却材
の温度及び炉心から出る原子炉冷却材の温度を監視する
ための手段と、中性子束測定値及び温度測定値に応答し
て出力分布を求めるための手段と、該出力分布を表示す
るための手段とを備えていることを特徴とする装置が提
供される。

以下、添付図面を参照し単なる例として本発明の好適な
実施例に関し説明する。

第１図は、電力を発生するための原子力蒸気供給システ
ム１００を略示する図である。システム１００は、従来
より知られている運転上の困難を回避するために、炉心
内における軸方向中性子束分布を一層正確に監視するた
めの本発明の方法及び装置１　（ＰＷＲとも略称する〉
を備えている。第１図に示しであるように、ＰＷＲ１は
、蓋体１１により密閉されて圧力容器を形成する容器１
０を備えている。容器１０は、その円筒状の壁と一体的
に形成されて該円筒状の壁を貫通する冷却材流入口手段
１６及び冷却材流出口手段１３を有する。当該技術分野
において知られているように、容器１０は、例えば燃料
集合体２２及び２４のように集合体として配列された複
数本の被覆された核燃料要素２０　（図には数本しか示
していない）から主として構成される既述の型の炉心５
を格納する。尚、該燃料集合体は、主として、参照数字
１４で示すような全長制御棒の位置に依存し、相当量の
熱を発生する。

炉心５内での核分裂反応で熱が発生され、この熱は、炉
心５を貫流する原子炉冷却材、例えば軽水により吸収さ
れる。この熱は、入口手段１６がら流入して出口手段１
３から流出する冷却材流により炉心から運び出される。

一般に、出口手段１３がら流出する冷却材流は、出口導
管、即ちホットレッ２６に搬送され、該蒸気発生器にお
いて、加熱された冷却材流は、蒸気を発生するために用
いられている水と熱交換関係にある管を通って搬送され
る。

蒸気発生器により発生された蒸気は、通常、タービン発
電機４２を駆動して電力を発生するのに用いられる。冷
却された原子炉冷却材は、蒸気発生器２６から、原子炉
冷却材ポンプ３２によりコールドレッグ部導管１５を介
して入口手段１６に搬送される。

入口手段１６を介して原子炉圧力容器１０に供給された
後、冷却材は強制的に、炉心槽１２の外側を下方向に、
そして炉心５の内部を通り上方に、更に燃料集合体によ
り形成される冷却材通路を経て循環せしめられ、それに
より、原子炉冷却材は炉心５及びその燃料棒２０を冷却
する。原子炉冷却材の圧力を成る許容限界に維持するた
めに加圧系（図示せず）が設けられている。このように
、閉再循環１次ループは、容器と蒸気発生器とを結合す
る冷却材配管系を備えている。第１図に示しである容器
は、図示を明瞭にするなめに唯１基の蒸気発生器を備え
るものとして示されている。しかし、１基よりも大きな
数のこのようなｍ再循環１次ループを用いることが可能
であり、この種のループの数は、ブラント毎に変わるも
のであって、通常は、２基、３基又は４基が用いられる
。

炉心５の反応度は、原子炉冷却材中にホウ素のような中
性子吸収材を溶解し、且つ制御棒、例えば制御棒１４を
炉内に挿入することにより制御される。原子ｒ冷却材の
ホウ素濃度は、原子炉冷却材ポンプ３２の上流側で、コ
ールドレッグ部１５がら冷却材を抽出し、ホウ素を適宜
添加したり或はホウ素を取り出して適正なホウ素濃度の
冷却材をポンプ３２の下流側でコールドレッグ部１５に
戻す原子炉補給水系１９により調整される。中性子吸収
物質から形成されている制御棒１４のような制御棒は、
制御棒制御系２１により炉心５内に挿入されたり炉心５
から引き抜かれる。制御棒制御系２１は、原子炉制御系
２３から指令を受ける。典型的には、制御棒はグループ
もしくは群単位で勤がされ、この群は制御棒バンクと称
される。制御棒制御系２１は、当該技術分野で良く知ら
れており、軸方向出力分布の計算で用いられる成る種の
係数を決定する目的で各制御棒の位置に関する情報を与
える。

検出器系３５及び３６における検出器のような炉外中性
子検出器は、中性子束、従って炉心５の出力レベルを監
視する。更に、殆どのＰ）ＩＲには、中性子を検出する
ための炉内可動検出器系２７が設けられており、この炉
内可動検出器系２７は、炉心５を横切る方向に分布され
た多数のシンプル２９を備えていて、該シンプル２９に
可動検出器３１を挿入し、炉内の出力分布の詳細なマツ
プを発生することができる。このようなマツピングは、
炉心内に潜在的或は実際の限界ホットスポットが存在す
るか否かを判定するために、例えば月単位のように周期
的に行われる。

ＰＷＲのなかには、検出器列が、シンプル２９に類似の
シンプル内に永久的に設置されている固定炉内検出器系
（図示せず）が設けられているものがある。このような
固定炉内検出器系を設ければ、炉内可動検出器系２７は
必要とされないが、固定炉内輪申憇てＴ＋′＊：儒φ絨
ｈ　品つプ艙ユ冒醐１．−７十油ｔ１７１へれていない
。

炉心内における熱出力の発生において、軸方向出力分布
に影響を与える重要なパラメータは、既に説明したよう
に、全長制御棒及び、設けられていれば、部分長制御棒
の挿入レベル、冷却材入口温度、原子炉の出力レベル、
燃焼度分布及びキセノン１３５分布である。炉心の軸方
向高さ全体を通しての軸方向中性子束分布を常に監視し
ない場合には、原子炉を、出力分布に影響を与えるパラ
メータの変化が最小に留まるように本質的に静的な仕方
で運転することが必要となり、負荷追従性を達成するこ
とはできないであろう。これ等の重要なパラメータは、
制御棒制御系２１、炉心出口熱電対、温度検出器３７及
び３８のような冷却材配管系内の抵抗型温度検出器、及
び第１図に示すような炉外中性子検出器系３５及び３６
から得られる情報から測定される。

現在、幾つかの運転中の発電プランｌ−においては、炉
外検出器系３５及び３６は、炉心の軸方向高さに沿う中
間の個所で分割されて、それぞれ、上部炉心部分及び下
部炉心部分近使に２つの独立に応答する中性子束検知領
域を形成している。炉心の相対出力に対して標準化され
た上部検出器部分及び下部検出器部分間の出力差は、慨
に述べたように、炉心の上部部分及び下部部分内におけ
る中性子束分布間に相対的バランスを維持するのに通常
用いられる軸方向１！ｉ差の尺度となる０通常、炉外検
出器系は、運転中の原子炉において炉心を対称的に取り
巻くように配置されている。

第２図は、典型的な加圧水彩原子炉の炉心５の平面図で
ある。炉心の位ｒｔ、４２及び４４は、それぞれ、全出
力運転中に用いられる典型的な全長制御棒位置を表わす
、残りの炉心位置６０は一般に燃料集合体位置と称され
、幾つかの位置は他の制御目的のために残されている。

従って明らかなように、原子炉の炉心は、その中心軸線
の回りに対称となるように設計されている。出力運転中
、炉心内の出力分布は、容器の周辺を取巻いて対称的に
配置された複数個の炉外検出器位置４６．４８．５０及
び５ｚで監視される。各検出器は、炉心の隣接象限部分
に関する対応の中性子束情報を与える。この特定の実施
例においては、炉心は、炉心の対角線上に配設された検
出器アセンブリにより４つの象限部分に分離されている
ものとして示されているが、検出器アセンブリを炉心平
面において、Ｏｏ、９０°、１８０°及び２７０°の部
位に配設することにより＆限部分を画定することも可能
である。従って、図示の実施例においては、位置５２に
設けられている検出器によって検出される中性子東澗定
値は、それぞれ第２図に示した平面図の水平面を２分す
るＯ。

軸線及び２フ０°軸線により区画される炉心象限部分内
で発生される出力を表わす、尚、該０°軸線及び２７０
°軸線は、輪方向中性子束分布が測定される垂直炉心軸
線とは異なるものである点に注意されたい、また、炉心
要素の対称配列から理解されるように、炉心の各象限部
分における出力は、他の炉心象限部分の各々における出
力を表わすものである点に留意されない。

第３図は、炉心５の中心に対称的に配置された２つの検
出器系３５及び３６を有する炉心５の概略立面図である
。検出器の各々は、炉心の軸方向長さに沿い上部及び下
部部分に対応し対称的に配置されそれぞれＴ及びＢで識
別した個々の検出器部分を有する。以下の説明は、本発
明に従い、他の出力と共に検出器系の各々からの出力の
処理に向けられる。

現在の慣行によれば、殆どの商用加圧水彩原子炉におい
て燃料集合体の一部の上部ノズルもしくはその直ぐ上方
に熱電対が設置される。これ等の熱電対は、以降、炉心
出口熱電対と称することにする。典型的な原子炉炉心は
、一般に、はぼ１００〜２００体以上の燃料集合体から
構成されており、熱電対は通常４つの燃料棒集合体のう
ちの１つに配設される。

−ｆｉに、オンラインのプロセス制御用プラントコンピ
ュータが用いられて、周期的に、熱電対の電圧をサンプ
リングし、この電気サンプルを慣用の工学単位下又は℃
に変換する。また、プラントコンピュータは、測定位置
における炉心冷却打出相対的エンタルピー増加値に変換
する。

第４図には、燃料集合体位置６２内における熱電対６４
の例示的配列と共に、燃料棒集合体の相対位置６２を示
す炉心５の一部分が平面図で示しである。

−ｍに、本発明の方法に従えば、炉心の軸方向長さに沿
う各座標における中性子束の値は、初期較正から得られ
る対応の予め設定された定数により代数的に修正される
と共に燃料の減損に伴って炉心寿命中に周期的に再較正
される、炉外中性子束検出器及び炉心出口熱電対の電気
出力から求めることができる。更に、これ等の定数は、
炉心の物理に大きく依存するものであり、従ってプラン
ト毎に且つ燃料サイクル毎に変わるものであることは理
解されるべきである。

次に、第５図を９照し本発明の細部に関し総合的に説明
する。制御棒干渉（ｒｏｄ　ｓｈａｄｏｗｉｎｇ）、即
ち炉心平均出力分布に対する周辺部軸方向中性子束分布
に与える制御棒挿入の効果は、合成炉心平均軸方向出力
分布の精度に対し顕著な悪影響を与４６．４８．５０及
び５２における炉外検出器に最も近接する周辺部燃料集
合体における局所平均軸方向出力分布を、適当な周辺部
燃料集合体のうちの幾つかの燃料集合体の上方に設置さ
れている炉心出口熱電対から導出される局所平均熱出力
分布を用いて合成される。検出器系３５内の炉外検出器
は、炉心５からの漏れ中性子束に対して敏感であり、そ
して炉外検出器系３５の各検出器により　「見渡される
」中性子束は、炉心周辺部近傍の軸方向中性子束分布、
炉心周辺部近傍の半径方向中性子束分布及び輸送に依存
し、炉心周辺部から漏れる中性子を、検出器系３５の炉
外検出器の入射点にまで減速し捕捉する０例えば、第２
図に示す位１１４８に配設されている炉外検出器に対す
る適当な周辺部燃料集合体は、典型的には、位置４８と
点描面＆！４９との間に陰まれる燃料集会体である。こ
のようにして、典型的なプラント運転条件の充分な範囲
に渡って合成された軸方向出力分布の精度は、炉心監視
にとって完全に受容し得るものである。炉外検出器信号
と炉心の隣接周辺部領域における出力分布との相関は、
典型的に、２つの作用による影響を受ける。第１の作用
は、当該技術分野で［形状アニーリング（ｓｈａｐｅ　
ａｎｎｅａｌｉｎｇ）Ｊとしばしば称されるものである
。この形状アニーリング、即ち所定検出器に対する炉心
周辺部軸方向中性子分布の相対的寄与作用は、炉心周辺
部から離れた炉外検出２ｉ３５の配置に起因する。この
ような配置の結果として、炉外検出器３５は、周辺部と
検出器位置との［ｍにおける中性子の散乱及び分散に起
因し歪んだ周辺部中性子束分布を「見る」ことになる。

この形状アニーリング作用は、炉外検出器系３５の検出
器の幾何学的配置にのみ依存し、軸方向中性子分布には
依存しない。第２の作用は、第１図に示すように“ダウ
ンカマー″領域における冷却材温度に関係がある。原子
炉冷却材のコール１くレッグ部における流路は、原子炉
冷却材が、当該技術分野でダウンカマーと称されている
戻り流路で容器１０に沿−）て流れて該容器１０を冷却
するようになっている。

検出器の応答は、炉心周辺部と検出器位置との間で生ず
る中性子の分散及び吸収に依存するために、入口温度変
化に対する補正が必要である。その結果、原子炉容器外
への全中性子漏れ及び炉外検出器応答は、温度依存性の
中性子特性を有する原子炉冷却材により影響を受ける。

この効果は、温度干渉（ｔｃｖｐｅｒａｔｕｒｅ　ｓｂ
ａｄｏｗｉｎｇ）と定義され一人口温度における減少に
対し検出器応答の減少を生ぜしめるという特性を有して
いる０例えば、水は低温であればある程良好に中性子を
減衰し、そしてコールドレッグ部における水の温度は、
温度変化１度（下）毎に信号の強さに換算して０．６％
もの大きな影響を、炉外検出器によって発生される測定
量に対し与える。尚、実験的に、コールドレッグ部温度
と、炉外中性子検出器から、の出力との間には、予想温
度変動範囲に渡り線形関係が存在することが確められて
いる。温度干渉は、炉心周辺部燃料集合体における出力
分布には実質的に関係しない。

既に述べたように、式（２）で表わした炉心軸方向出力
分布のフーリエ展開における＾５係数は実質ケ月の期間
に渡り、本発明による局所周辺部軸方向出力分布に対し
適当である軸方向出力分布合成式は次の形態をとる。

ｐ−＝ｉ−Ａ′・・×（検出器応答）・　　　　　　（
６）１　　　　　　ｔ−ｔ　　ｔ３　　　　　　　　　
　　　　　　　　を上式中、添字ｉは、応答が監視され
ている検出器からの検出器応答を表わし、添字ｊは、炉
心５の燃料領域における相続く個々の軸方向高さを表し
、そして膨張係数へ′１．は格子のような細部の物理的
１」 燃料構造の軸方向燃焼度分布の効果や、形状アニーリン
グ効果を間接的に含んでいる。従って、本発明によれば
式（６）を立てる上で、合成軸方向出力分布に対する各
検出器の寄与を線形形態として収り扱うことができるこ
とを前提としている。

第１図に示すように、通常の使用における典型的なＰＷ
Ｒに対する本発明の方法の適用に当たって、式（６〉に
示した検出器応答は、炉外検出器系３５又は３６のよう
な適切に配置された慣用の炉外２部分長電離箱の２つの
出力電流に、炉外検出器３５によって「見渡される」炉
心の周辺部領域における原子ノニ対応する　（尚、先に
述べたように、炉外検出５詣により　「見渡される」周
辺部領域とは、例えば、第２図に点描曲線４９で境界が
示しである領域である）０式（６）のｍ張係数へ′・、
八゛・及び八゛・を未発ＩＪ　　　　　　２Ｊ　　　　
　　　３Ｊ明に従い評価する上で適切である第３の信号
の一例は、局所周辺部炉心出口熱電対６４によって測定
される平均温度に対応するエンタルピーと、抵抗温度検
出器３８により測定されるコールドレッグ部温度に対応
するエンタルピーとの間の差を求めることにより発生さ
れるエンタルピー上昇（増加）信号である。上述の検出
器応答を用いて、本発明によれば、有利にも、第１図に
示した炉外検出器系３５及び３６のように２部分からな
る炉外検出器系しか利用可能でない場合にも、フーリエ
ｉａの第３項の効果を含む軸方向出力分布が得られるの
である。

本発明の実施例から得られる上述の利点を達成するため
、即ち、検出器信号を慣用の２部分炉外検出器系から得
る場合に軸方向出力分布のフーリエ展開における３次効
果を決定することを可能にするために、検出器は、２部
分炉外検出器系の上部及び下部検出器の公称視野が、炉
心高さに投射した場合にそれぞれ重なり合うような仕方
で、原子炉容器１０及びそれを囲繞するコンクリート製
遮蔽環境に対して位置付けるのが有利である。視野が重
なり合いからはみ出る場合にも同じ結果が達成されるで
あろうが、該視野に関係の無い他の理由からこのような
配置は望ましくない。実際、炉外２部分検出器系、例え
ば第１図に示した炉外検出器系３５又は３６の最適な構
造もしくは形態及び配置は、検出器系３５又は３６の上
部検出器の視野が炉心下部上方に炉心高さの０．３３倍
の位置にある点から炉心の上部まで延び、そして下部検
出器の視野が炉心の下部から、炉心の下部上方で炉心高
さの０．６７倍の点まで延在するような構成及び配置で
あることが判明した。それにも拘らず、慣用の炉外対炉
内軸方向偏差の較正において約１．２〜約２．０の範囲
に勾配を発生する任意の２部分からなる炉外検出器系を
使用することができる　（この勾配は既述の式（５）か
ら求められるものである）。

先に説明したように、本発明の実施例においては、式（
６）のｍ張係数を評価するなめに、炉外検出器系の近傍
の周辺部領域にある炉心入口及び炉心出口における原子
炉冷却材温度の測定から得られる信号から導出される情
報が利用される。別法として、冷却材温度信号の代わり
に、炉心の適当な周辺部領域における炉心熱出力レベル
に比例する他の利用可能なアナログ又はディジタル信号
を用いることができる。

特定の炉外検出器に対する局所的に平均化された軸方向
出力分布に対し式（６）を総合的に定式化して書き換え
ると、 ｐ−＝＾’、ｘＤＲ，＋＾：ｊｘＤＲｂＪ　　　　ｌｊ ＋Σ　　（Ａ″　、×Δｈ　＞　　　　　　　（７）Ｑ
−１１３Ｊｎ 上式中、Ｄｒｌ　　及びＤＲｂは、２部分の長い電離箱
のそれぞれ上部部分及び下部部分から受ける検出器信号
の値であり、そしてΔｈは炉外検出器系によリ　「見渡
される」炉心の周辺部近傍のｎ個の選択された炉心出口
熱電対により表示される炉心出口表す０項＾°　、は、
幾何学的、流体的及び熱的効３Ｊ 果を考慮するためのエンタルピー増加に対する重み付は
係数である０本発明の好適な実施例においでは、式（７
）を評価する目的で次式を使用することにした。

ｐｊ　　”＾’、ｊ　ｘＤＲｔ＋八′２ｊへＸＤＲｂ＋
Ａ′３ｊ×Δｈ、　　　（８）Δｈ　＝Σ　　（Δｈ　
ｘＷ　）　　　　　　　　　　（９）ｎ　　　　　　ｎ
−ｔ　　　　　ｎ　　　　ｎＴ「は、炉外検出器系によ
り「見渡される」炉心部分における平均絶対エンタルピ
ー増加もしくはは上昇を表しく−は、検出器信号に対す
る幾つかの局所周辺燃料集合体の寄与における差を明確
に考慮する重み付は係数である）、また、検出器応答Ｏ
Ｒ及びＯＲ，は温度干渉に対して修正されていす る点に留意されたい、尚、このステップは、後述の仕方
で達成される。

第５図に示しであるように、２部分検出器系３５によっ
て発生される中性子束信号は、原子炉保護系４１に伝送
され、そこから炉外温度補償装置２０１に伝達される。

コールドレッグ部温度検出器３５かこから、炉外温度補
償装置２０１に伝送される。炉外温度補償装置２０１は
、温度干渉補正のライブラリ８１にアクセスし、アペン
ディックスに詳述されている仕方で温度干渉に対して補
正された検出器応答を出力する。即ち、この補償装置は
、中性子輸送に対する原子炉容器のダウンカマー内にお
ける冷却材密度の変動の効果もしくは影響について検出
器信号を補償する。ライブラリ８１はやはりアペンディ
ックスに既述されている仕方で創成される。「修正され
た」検出器応答は、周辺部軸方向出力計算装置ｔ　２０
２に入力される。

圧力系５１．５３．５５からの原子炉冷却材系温度表示
信号は、原子炉保護系４１に伝送され、そこから熱電対
平均エンタルピー増加計算装置２００に与えられる。炉
心出口熱電対装置７１で計算された炉心出口温度値は、
熱電対平均エンタルピー増加計算装置２００に伝送され
る。そこで、熱電対平均エンタルピー増加計算装置Ｚ２
００は、上記の入力を、当該技術分野で良く知られてい
る方法を用いて実際の熱電対が配置されている燃料集合
体を通過する冷却材に対するエンタルピー増加値に変換
する。

次に、熱電対平均エンタルピー増加計算装置２００は、
炉外検出器により　「見渡される」炉心５の周辺部領域
における平均エンタルピー増加を計算する。熱電対平均
エンタルピー増加計算装置の出力は、周辺部軸方向出力
計算装置２０２に入力される。

そこで周辺部軸方向出力計算装置２０２は、ライブラリ
８２にアクセスして定義Δ゛１、八゛、及び＾゛。

ＩＪ　　　　　２Ｊ　　　　　　　　３Ｊを検索し、式
（８）を基に評価して、局所的周辺部軸方向出力分布ｐ
４棒抜出し変換モジュール２０３に出力する。尚、ライ
ブラリ８２は、アペンディックスに記述されている仕方
で創成される。

棒抜出し変換モジュール２０３は、原子炉制御系２３か
ら制御棒位置データを受けてライブラリ８３にアクセス
し、周辺部棒挿入〜棒抜出し係数を検索し、ｐ’＝を計
算する。このｐ’−は、全ての制御棒１４を」　　　　
　　　　　　　　　　　　　　」炉心５から抜き出した
場合にその結果として生じ得る局所的周辺部軸方向出力
分布である。上記係数は、相続く評価においてｐ、をｐ
’＝にｒＩＪＪ係付けるたＪ めに相続く炉心評価において用いられる乗数である。各
高さにおける現在の制御棒構成もしくは配列に依存して
異なった係数が必要とされる。ライブラリ８３は、アペ
ンディックスに記述されている仕方で創成される。ｐ’
−は、周辺部−炉心平均軸方」 向分布モジュール２０４に対する入力となる。

当該技術分野で良く知られているように、種々の高さに
おける炉心平均軸方向出力と局所平均軸方向周辺部出力
との間には成る関係が存在する。

（たとえ分析的表現が可能でなくても、これ等の２つの
機能間の数値的関係は算出することができ、この関係は
、コンピュータのメモリ又は磁気のようなコンピュータ
周辺記憶装置に格納される。従って、当該技術分野で周
知の表参照手続きを用いる等して一方の機能から他方の
機能に移行することができる）０周辺部炉心平均軸方向
分布モジュール２０４は、ｑ９、即ち炉心平均軸方向出
力分布を計算するために、周辺部−炉心係数ライブラリ
８４にアクセスする。これ等の係数は、相続く評価にお
いてｐ・をｑ、に関連付ける相続く炉心評価で用ｊ　　
　　】 ツクスに記述されている仕方で創成される。炉心平均軸
方向分布は半径方向ピーキングモジュール２０６に入力
される。

半径方向ピーキングモジュール２０６は、原子炉制御系
２３から制御棒位置データを受けて、ｑ。、Ｒ」 即ち半径方向ピーキングの軸方向炉心分布を計算するた
めに、炉心平均−半径方向ビーキング係数のライブラリ
８６にアクセスする。これ等の係数は、相続く評価にお
いてｑ、をｑ、に関係付ける相続くＪ　　　　ＲＪ 炉心評価における乗数である。各高さレベメルにおける
現存の制御棒配列に依存して異なった係数が必要とされ
る。

本発明の一実施例において、上記のライブラリ（複数）
はコンピュータメモリに格納され、別の実施例において
は、これ等のライブラリは磁気ディスク記憶装置のよう
なコンピュータの周辺装置に格納される０本発明の好適
な実施例は、ディジタルコンピュータで実行されるコン
ピュータソフトウェアとして具現された計算アルゴリズ
ム及び計竹剰１例偽１１人も人株 本発明のこの実施例において、ｑ・及びｑ、は表Ｊ　　
　　　　ＲＪ 示インターフェース２０７に入力される。表示インター
フェース２０７は技術設計限界のライブラリ８７にアク
セスして、種々の量を表示するためにグラフィックモニ
タ２１０に信号を出力する。ライブラリ８７はアペンデ
ィックスに記述されている仕方で創成される。例えば、
１つのディスプレイもしくは表示装置は、炉心平均軸方
向出力分布を示す。

他のディスプレイは半径方向ピーキング炉心出力分布を
示す。更に他のディスプレイは上述の表示を技術設計限
界表示と組み合わせて、原子炉が１つ又は２つ以上の設
計限界を越える危険があるか否か及び最も限界に近い高
さにおける位置及び余裕が解るようにする。更に、表示
インターフェース２０７は、表示されたパラメータの値
を警報評価装置２０８に伝送する。技術設計限界が予め
選択された量だけ接近されつつある場合には、警報評価
装置は管制室警報装置２０９に対し信号を発生する。

管制室警報装置２０９は、点滅赤色ランプのような可視
警報を起動するか或はサイレンのような音響警報を発生
する。

更に、表示インターフェース２０７は、種々の炉外検出
器及びそれに「関連の」炉心出口熱電対からの出力に基
づいて計算されたｑ・及びｑ・の値を受Ｊ　　　　　　
　Ｒｊ ける。典型的には、炉心らの周辺の回りに配設された炉
外検出器３５と同様の４つの炉外検出器が設けられる。

この例においては、表示インターフェース２０フは、予
め選択された炉外検出器群及びそれ等に「関連の」炉心
出口熱電対により決定される分布値を平均化することが
できる。

本発明の付加的特徴によれば、種々のライブラリを創成
するためにアペンディックスに記述されているステップ
、例えば係数Δ′９．のライブラリをＪ 創成するためのステップは周期的ベース、例えば、可動
炉内中性子束系を作動することにより新しい炉内中性子
中性子束マツプが設けられる都度繰り返される。

本発明のこの実施例のｆ寸前的な特徴においては、上述
の炉心平均軸方向出力分布及び半径方向ピーキング軸方
向出力分布は、１日に複数回計算されて上述の表示が発
生される。これは、表示インターフェース２０７に自動
的に設定される周期的ベース或はオペレータ入力による
要求に応じて行われる。

本発明の方法及び装置は、２つ以上の複数の部分を有す
る炉外検出器にも適用する。

アベンディックスー較正 昌　　ゝ　　−ライグラ＋８１ 既に述べたように、蒸気発生器２６の１次側からの冷却
材が、炉心５内に流入する前に炉心５と炉外検出器系３
５のような炉外検出器との間を通流するという事実を考
慮するためには、炉外検出器応答に対して修正もしくは
補正を施さなければならない。従って、炉外検出器応答
は、コールドレッグ部の温度検出器３８によって求めら
れるコールドレッグ部温度における変１ヒもしくは変動
に比例する係数を加味することにより温度干渉に対して
補正される。ｒ９ｑえば、当該技術分野で周知のように
、丁、が温度補正係数を表すものとすると、Ｔｒ（ｔ）
＝１＋Ｃ，［：Ｔｅｏｌｄ（ｔ）　　　Ｔｃ０１．（（
ｒｅｒ）コ　　（１０）上式中Ｃ０は、１度の温度変化
に対し表示される中性子束出力における分数値変１ヒを
関係付ける比例定数であり、Ｔｅ０ｙ（ｒｅｒ）は適当
な任意定数である。

温度補正係数のライブラリは、例えば、実際に用いられ
ている特定型の炉外検出器に対して実験的測定を行うこ
と等により当該技術分野で周知の方法に従って作成され
る。これ等の補正もしくは修正係数は、当該技術分野で
周知の仕方でコンピュータメモリ或はコンピュータ周辺
記憶装置に記録しておくことができる。

定数へ′・八′・及びΔ′、のライブラリ８２定数＾：
ｊ、Δ″２ｊ及び八′３ｊは、炉心５の各軸方向レベル
において、例えば先に示した式（８）のような適当な式
に対し周知の最小自乗当限め（ｆｉＬＬｉｎｇ）法を実
施することにより求められる。一般に、各種＾−・の値
開には明白な分析関係は存在しない。

！」 次いで、八′０．のこれ等のの値はライブラリ８２に格
１」 納される０式（８）を参照するに、炉心における各軸方
同高さで評価するために３つの定数が必要とされるので
、これ等の定数を得るためには、各高さにおいて少なく
とも３つのｐｊの値を必要とする。

ｐ、の値は、３つの測定から得られる中性子束マツ」 ピングから得られる０例えば、原子炉が異なった出力レ
ベルで運転されている時、好ましくは炉内の異なった軸
方向位置でキセノン分布がピーキングを示す時に中性子
束マツプを得るのが本質的に重要である。

第６図を参照するに、炉内可動検出器系Ｚ７は、周期的
中性子束マツピング動作中、データを炉心パラメータ較
正装置３０１に入力して、詳細な三次元炉心出力分布及
び詳細な炉心平均軸方向出力分布の最小自乗当限めに対
する適切な数を発生する。

この機能を実施するための適切なコンピュータコードは
一般にＰ誓Ｒ設備で用いられている。別法として、固定
炉内信号処理装置６０が、固定炉内中性子検出器列又は
ガンマ線検出器列が設けられている場合には該ガンマ線
検出器により発生される信号を受けて、詳細な三次元炉
心出力分布及び詳細な炉心平均軸方向出力分布を発生す
る。この別法は、固定炉内検出器が完全装備されている
陣Ｒ設備にのみ適用可能である。何れの場合にも、詳細
な三次元炉心出力分布及び詳細な炉心平均軸方向出力分
布は、制御棒位置、コールドレッグ部及びホットレッグ
部温度及びマツプを作成する際に用いられた出力レベル
と共に炉心パラメータ較正装置３０１によりライブラリ
４０１に格納される。

次いで、最小自乗モジュール３０２は、ライブラリ４０
１に記憶されている値にアクセスして、特定の設備にお
いて関心のある種々の周辺部領域に対し局部平均周辺部
軸方向出力ｐ、の適切な値を計算する、各高さレベルに
おけるｐ・のこれ等の値を用いて、式（８）に対し最小
自乗当限めを行う。最小自乗モジュール３０２も、各種
中性子束マツプが製作されていた期間中に求められた熱
電対平均エンタルピー増加計算装置２００からの平均エ
ンタルピー増加値にアクセスする。更に、最小自乗モジ
ュール３０２はまた、各種中性子束マツプが作成されて
いた期間中に得られた炉外温度補償装置２０１からの検
出器応答に対しアクセスする。各軸方向レベルにおいて
最小自乗当限めを実行したことの結果として、定数へ″
５、八°・及び八′・が求められて＋ｊ　　　　　２Ｊ
　　　　　　　３Ｊライブラリ８２に格納される。これ
等の定数係数は、当該技術分野で周知の仕方でコンピュ
ータメモリ或はコンピュータの周辺記憶装置に記憶する
ことができる。尚、形状アニーリング校正は、上述の最
小自乗当限め過程中に自動的に行われるものであって、
そのための別個の計算は必要とされない点に注意された
い。

ｌ゛　　　　−１し６　の−イブラ１８３周辺部軸方向
出力分布ｐ、を炉心５内に制御棒が」 存在しないとした場合の分布であるｐ゛・と関係付ける
係数は乗法定数であって、ｐ・の測定値をｐ’−の測Ｊ
　　　　　　　　　　　　　Ｊ 定値又は計算値と比較することにより求められる。

実際には、ｐ’＝の測定値を、全ての制御棒が炉心５」 から収り出されている際に周期中性子束マツプを作成す
る際に求められる。しかし、中性子束マツプがこの場合
に作成されないとすれば、このようなマツプを作成する
ために当該技術分野で良く用布を算出することができる
。そこで、周辺部制御棒挿入−制御棒抜出し較正装置３
０３は、炉心出力分布情報に関するライブラリ４０１に
アクセスして、ライブラリ８２を参照しての最小自乗モ
ジュール３０２に関して述べたのと同じ仕方で、制御棒
不在炉心出力分布からｐ′・を求める０次いで、各軸方
向し」 ベル及び種々の制御棒位置に対する係数を計算してライ
ブラリ８３に格納する。これ等の定数係数は当該技術分
野で良く知られている仕方でコンピュータメモリ或はコ
ンピュータ周辺記憶装置に記憶することができる。尚、
制御棒干渉較正は、上述の仕方で較正定数を発生する過
程において自動的に行われる点に注意されたい。

、゛　　−ノ゛１　ｋ　　の；　ブラリ８４「制御棒不
在」周辺部軸方向出力分布ｐ’−を炉心」 平均軸方向出力分布ｑ・と関係付ける係数は、ライ」 ブラリ８２を参照して述べたように求められるｐ’−の
値をｑ、の測定値又は計算値と比較することによりり求
められる乗法定数である。実際には、ｑ、の測中値ｌ＋
　硼１ｆｆｌｆ山山杆竿市マ１１．プル佐虐す入−Ｌ〜
マ１られる、そこで、周辺部−炉心平均較正装置３０４
は、炉心平均出力分布情報及びρ１を求めるためのの情
報のライブラリ４０１にアクセスする。これ等のデータ
を用いて、較正装置３０４は各軸方向レベルに対する較
正値を計算してライブラリ８４に格納する。これ等の定
数係数は、当該技術分野で良く知られている仕方でコン
ピュータメモリ或はコンピュータの周辺記憶装置に記憶
することができる。

炉心平均軸方向出力分布ｑ・を半径方向ビーキン」 グ軸方向出力分布ｑ、に関係付ける係数はｑ、の値ＲＪ
　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　Ｊをｑ・
の測定値又は計算値と比較することによりＲ」 求められる乗法定数である。実際には、周期的中性子マ
ツプを作成する際にｑ・の測定値が求めらＪ れる。そこで、炉心平均−半径方向ビーキング較正装置
３０６は、炉心平均出力分布情報のライブラリ４０１に
アクセスする。これ等のデータを用いて、較正装置３０
６は、各軸方向レベル及び各種ｅｌ　＃　ＩＩ位置に対
し較正盪を算出しライブラリ８６に格納する。これ等の
定数係数は、当該技術分野で良く知られている仕方でコ
ンピュータメモリ或はコンピュータの周辺記憶装置に記
憶しておくことができる。尚、制御棒干渉較正は上述の
仕方で較正定数を発生する過程で自動的に行われる点に
注意されたい。

１雪普　　のライブラリ８７ 技術設計限界のライブラリは、当該技術分野で良く知ら
れている仕方でコンピュータメモリ或はコンピュータの
周辺記憶装置に格納されるシステムに対する入力である
。関連の値は通常、プラント運転ライセンス契約の技術
的仕様部分から引出されるものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は加圧水層原子炉（ＰＷＲ）を備えている典型的
な原子力蒸気供給系統を示す簡略概要図、第２図はＰＷ
Ｒの炉心の平面図である炉心マツプを示す図、第３図は
炉外検出器の相対位置を示すＰ１４Ｒの立面図、第４図
は燃料棒集合体の相対位置及び燃料集合体配設位置内の
炉心出口熱電対の例示的配列を示すＰＩＩＩＲの炉心の
平面図、第５図は本発明のシステムの一実施例のブロッ
ク図、第６図は本発明のシステムの較正部分の一実施例
のブロック図である。 １・・・加圧水層原子炉（ＰＩＩＩＲ）５・・・炉心　
　　　　　９・・・ホットレッグ部１０・・・原子炉圧
力容器　１５・・・コールドレッグ導管２７・・・炉内
可動検出器系 ３１・・・可動検出器 ３５．３６・・・炉外中性子検出器系 ３７．３８・・・温度検出器 ４６．４８．５０．５２・・・炉外検出位置出願人　　
ウェスチングハウス・エレクトリック・コーポレーショ
ン ＦＩＧ、２ ＦＩＧ、３ ＦＩＧ、４ ＦＩＧ、　　５

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 原子炉の炉心の所定軸線に沿い出力分布を監視すべく、 実質的に、前記所定軸線に対し実質的に平行な軸線に沿
   って、前記炉心の外部の位置に配設された少なくとも２
   つの検出器を用いて前記炉心から出る中性子束を監視す
   るステップを含む炉心の出力分布監視方法において、 前記炉心に流入する原子炉冷却材の温度と、検出される
   中性子束の相当部分が出る前記炉心の周辺部領域におい
   て該炉心から出る原子炉冷却材の温度と、原子炉冷却材
   系の圧力とを監視し、前記炉心の前記周辺部領域におけ
   る出力分布を、ｐ＿ｊ＝Ａ＿１＿ｊ×［検出器応答］＿
   １＋Ａ＿２＿ｊ×［検出器応答］＿２＋・・・・＋Ａ＿
   ｎ＿ｊ×ｆ［Ｔ＿ｅ＿ｘ＿ｉ＿ｔ、Ｔ＿ｅ＿ｎ＿ｔ、圧
   力］に従って求め、上式中ｐ＿ｊは前記所定軸線に沿う
   予め選択された高さ値ｊにおける前記炉心の前記周辺部
   領域の出力分布を表わし、ｆ［Ｔ＿ｅ＿ｘ＿ｉ＿ｔ、Ｔ
   ＿ｅ＿ｎ＿ｔ、圧力］は、前記炉心の前記周辺部領域に
   流入する原子炉冷却材の温度であるＴ＿ｅ＿ｎ＿ｔ、前
   記炉心の前記周辺領域から流出する原子炉冷却材の温度
   であるＴ＿ｅ＿ｘ＿ｉ＿ｔ、及び原子炉冷却材系の冷却
   材圧力、の関数であり、Ａ＿１＿ｊ、Ａ＿２＿ｊ及びＡ
   ＿ｎ＿ｊは所定の定数であり、前記周辺部領域における
   出力分布から前記炉心内の出力分布を求め、 該出力分布から次式 ＡＯ＝（Ｐ＿ｔ−Ｐ＿ｂ）／（Ｐ＿ｔ＋Ｐ＿ｂ）で定義
   される軸方向偏差を求め、上式中Ｐ＿ｔ及びＰ＿ｂは、
   それぞれ、炉心の上半分及び下半分で発生される出力で
   あり、 前記軸方向偏差を表示する、 諸ステップを特徴とする炉心の出力分布監視方法。