WO2017042876A1 - 炉内核計装装置 - Google Patents

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WO2017042876A1
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current
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俊英 相場
齊藤 敦
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三菱電機株式会社
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to an instrumentation device, and more particularly to an in-core nuclear instrumentation device applied to a nuclear reactor.
  • the in-core nuclear instrumentation apparatus includes a movable neutron detector, and is applied to a pressurized water reactor and a boiling water reactor. Dozens of thimbles are inserted into the reactor to secure the neutron detector passage. In the thimble installed in the reactor, a movable neutron detector is introduced remotely to measure the power distribution of the core.
  • the power distribution of the core is obtained by measuring the neutron flux in the reactor.
  • a movable neutron detector is inserted into the thimble installed in the reactor vessel to detect the neutron flux.
  • the in-core nuclear instrumentation device operates the movable neutron detector remotely to run in the thimble.
  • An ultra-small ionization chamber type neutron detector is applied to the neutron detector.
  • the movable in-core nuclear instrumentation device measures the neutron flux distribution in the axial direction from the upper end to the lower end of the fuel assembly in the reactor. Since the in-core nuclear instrumentation apparatus uses a plurality of movable neutron detectors, variations in the measured data due to individual differences in the detectors used occur. In order to obtain more accurate data, it is necessary to correct the sensitivity difference inherent in each detector. For example, the same measurement point is sequentially measured using all the neutron detectors, and the data is separately analyzed with a dedicated device (see Patent Document 1).
  • the neutron flux distribution has been made closer to the true value by correcting the sensitivity difference for each detector using a dedicated device. Since this method uses another dedicated device for correction, it takes time to process the measurement data, and it does not constantly monitor the measurement data, so it cannot grasp the signs of deterioration of the neutron detector. Since an abnormal value is detected in the measurement data, the cause identification process is started, so the response may be delayed.
  • the present invention has been made to solve the above-described problems.
  • an in-core nuclear instrumentation apparatus equipped with a movable neutron detector measurement errors due to deterioration of the measurement system are suppressed, and soundness is maintained. It aims to make possible.
  • An in-core nuclear instrumentation apparatus includes a neutron detector installed in a nuclear reactor housed in a containment vessel, an instrumentation unit having a current detection circuit and installed outside the containment vessel, The output signal of the neutron detector is input to the current detection circuit, and the instrumentation unit stores a matrix that associates the relationship between the reactor power of the reactor, the gain of the current detection circuit, and the output voltage Vn of the current detection circuit.
  • the current detection circuit is calibrated with reference to this matrix.
  • the in-core nuclear instrumentation apparatus since the detection sensitivity of the neutron detector can be calibrated, it is possible to suppress variations in measured values due to individual differences in detectors. Moreover, the accuracy as a measured value improves by suppressing the dispersion
  • FIG. 1 is an overall view showing a configuration of an in-core nuclear instrumentation apparatus according to an embodiment of the present invention. It is a block diagram which shows the internal structure of the instrumentation unit concerning Embodiment 1 of this invention. It is a figure which shows the matrix showing the relationship between the gain and furnace output concerning embodiment of this invention. It is a process flow figure showing the 1st calibration procedure of the current detection circuit concerning an embodiment of this invention. It is a processing flow figure showing the 2nd calibration procedure of the current detection circuit concerning an embodiment of this invention. It is a block diagram which shows the internal structure of the instrumentation unit concerning Embodiment 2 of this invention. It is a block diagram which shows the internal structure of the instrumentation unit concerning Embodiment 3 of this invention.
  • an in-core nuclear instrumentation apparatus will be described below with reference to the drawings.
  • the same or similar components are denoted by the same reference numerals, and the sizes and scales of the corresponding components are independent.
  • the configuration of the in-core nuclear instrumentation apparatus actually includes a plurality of members, but for the sake of simplicity, only the portions necessary for the description are shown, and the other portions are omitted. .
  • Embodiment 1 FIG.
  • the in-core nuclear instrumentation apparatus stores a matrix that correlates the relationship among the reactor power of the nuclear reactor, the gain of the current detection circuit, and the output voltage of the current detection circuit.
  • the software (S / W) of the in-core nuclear instrumentation device automatically performs the correction calculation based on the correction function (processing flow) between the gain and the output voltage.
  • the measurement data detected at a specific measurement point measured in common with all detectors is compared with a gain-output voltage matrix acquired in advance.
  • FIG. 1 shows an outline of an in-core nuclear instrumentation apparatus 100 applied in a pressurized water reactor or the like.
  • the in-core nuclear instrumentation device 100 includes an instrumentation unit 2, a neutron detector 3, a drive device 4, a passage selection device 5, a thimble 6 and the like.
  • a nuclear reactor 7 and a containment vessel 8 are displayed as main components related to the in-core nuclear instrumentation apparatus 100.
  • the nuclear reactor 7 is accommodated in a containment vessel 8 and includes a core 7a that is a measurement target.
  • the neutron detector 3 is installed in a nuclear reactor 7 housed in a nuclear reactor vessel.
  • primary primary equipment such as a pressurizer and a primary coolant pump is installed. Dozens of thimbles 6 are inserted into the core 7a.
  • the neutron flux in the core 7a of the nuclear reactor 7 is detected by the movable neutron detector 3.
  • the neutron flux distribution in the core 7a is measured by causing the neutron detector 3 to run remotely in a thimble installed in the reactor.
  • An output signal (neutron flux signal) from the neutron detector 3 is input to the instrumentation unit 2 installed outside the containment vessel 8.
  • the instrumentation unit 2 performs output signal detection, monitoring, data storage, and the like. Dozens of thimbles 6 are inserted into the reactor and serve as a passage for the neutron detector 3 inserted into the core 7a of the reactor 7.
  • the neutron detector 3, the drive device 4, the passage selection device 5, and the thimble 6 are housed in the storage container 8. The operation (insertion and extraction) of the neutron detector 3 is performed remotely from the instrumentation unit 2.
  • the driving device 4 receives an instruction or command from the instrumentation unit 2 and inserts the neutron detector 3 into the thimble 6 or pulls out the neutron detector 3 from the thimble 6.
  • the passage selection device 5 selects the thimble 6 on which the neutron detector 3 travels.
  • the instrumentation unit 2 is installed outside the storage container 8, but other drive devices 4 and the like are installed inside the storage container 8.
  • a high DC voltage is applied to the neutron detector 3 in order to ionize the sealed gas by incident neutrons.
  • the DC high voltage applied to the neutron detector 3 is set to a value (voltage) indicating a plateau characteristic so that the relationship between the detector current and the neutron flux density is not subject to fluctuations in the applied high voltage.
  • the passage selection device 5 outputs a passage selection signal 11 indicating which passage (thimble) is currently selected for the neutron detector to the instrumentation unit 2.
  • An output signal (neutron flux signal 9) from the neutron detector 3 inserted in the core of the nuclear reactor 7 is input to the instrumentation unit 2.
  • the output signal of the neutron detector 3 is signal-processed by the instrumentation unit 2, and the neutron flux distribution in the core 7a is measured.
  • an extraction operation command 10 b is output from the instrumentation unit 2 to the drive unit 4. .
  • the drive device 4 extracts the neutron detector 3 from the reactor 7 to the passage selection device 5 in accordance with the extraction operation command 10b.
  • the passage selection device 5 installed inside the storage container 8 is The passage (thimble) is switched, and the driving device 4 inserts the movable neutron detector 3 into another thimble 6 provided inside the nuclear reactor 7.
  • the actual in-core nuclear instrumentation apparatus 100 is provided with a plurality of neutron detectors 3.
  • the driving device 4 and the passage selecting device 5 can simultaneously run three to four neutron detectors 3 on a thimble 6 installed in the reactor.
  • Fig. 2 shows the main configuration of the neutron flux measurement unit.
  • the instrumentation unit 2 includes a high voltage generation card 21, a current detection circuit 22, an operation PC (Personal Computer) 23, a CPU card (Central Processing Unit card) 24, a communication card 25, a digital output card (Digital Output Card; DO card). ) 26, a digital input card (DI card) 27, a gain-output comparison unit 28, and the like.
  • the operator outputs a command to the CPU card 24 through the operation PC 23.
  • the high voltage generation card 21 applies a DC high voltage set by the operator to the neutron detector 3.
  • the neutron detector 3 transmits a current signal (output signal) because the sealed gas is ionized by incident neutrons.
  • the current detection circuit 22 converts the current signal (neutron flux signal 9) from the neutron detector 3 into a voltage signal.
  • the operation PC 23 monitors the neutron flux distribution in the core based on the neutron flux signal 9 from the neutron detector 3.
  • the operation PC 23 outputs an insertion operation command 10a into the core of the neutron detector 3 and an extraction operation command 10b from the neutron detector 3 to the outside of the core.
  • An insertion operation command and an extraction operation command for the neutron detector 3 from the operation PC 23 are transmitted to the CPU card 24 via the communication card 25.
  • the CPU card 24 executes an insertion operation instruction and an extraction operation instruction from the operation PC 23 in accordance with a programmed predetermined processing procedure.
  • the digital output card (DO card) 26 transmits a high voltage setting signal 41 to the high voltage generation card 21 and transmits a gain control signal 42 to the current detection circuit 22.
  • the digital input card (DI card) 27 receives the path selection signal 11 and the neutron detector current value corresponding signal 43. Since the current detection circuit 22 has a function as a programmable gain amplifier, the gain can be continuously changed.
  • the gain-output comparison unit 28 stores a matrix that associates the relationship between the reactor output of the nuclear reactor 7, the gain of the current detection circuit 22, and the output voltage of the current detection circuit 22.
  • the neutron detector current value corresponding signal 43 is a digital signal transmitted from the analog-digital conversion circuit 35 of the current detection circuit 22.
  • FIG. 3 shows an example of a matrix that is stored in the gain-output comparison unit 28 and associates the relationship between the furnace output, the gain, and the output voltage. This data is acquired in advance at a specific measurement point that is commonly measured by all detectors.
  • the matrix shown in the figure shows the relationship between the gain ( ⁇ n) and the output voltage Vn when the furnace power is increased by 1%.
  • the output voltage Vn represents the output value ( ⁇ n) of the current detection circuit 22 (and the amplification circuit 32) obtained when the nuclear reactor is operated at n% of the maximum output before calibration.
  • the gain ( ⁇ n) represents the amplification factor of the current detection circuit 22 (and the amplification circuit 32) under the condition that the output voltage Vn is obtained. Since there are a plurality of current detection circuits 22 (and amplification circuits 32), there are also a plurality of this matrix corresponding to each current detection circuit.
  • the gain-output comparison unit 28 compares the reactor output with the matrix based on the neutron flux signal output (output voltage Vout) from the current detection circuit 22, determines the gain correction value, and corrects the output voltage. Calculate automatically.
  • the instrumentation unit 2 is provided with a high voltage generation card 21, a current detection circuit 22, an operation PC 23, a CPU card 24, a communication card 25, a digital output card 26, a digital input card 27, and a gain-output comparison unit 28. Yes.
  • the operation PC 23 is provided outside the instrumentation unit 2 panel, for example, in the central control panel, and the operator monitors the neutron flux distribution in the core and inserts and pulls out the neutron detector 3 with the central control panel. You can also.
  • the current detection circuit 22 includes a current detection resistor 31, an amplifier circuit 32, a digital-analog converter (DAC) 33, a digital-analog converter control circuit (DAC control circuit) 34, and an analog-digital conversion circuit (AD conversion). Circuit) 35 and the like.
  • DAC digital-analog converter
  • AD conversion analog-digital conversion circuit
  • Circuit 35 a voltage signal obtained by converting the current signal (neutron flux signal 9) from the neutron detector 3 by the current detection resistor 31 is referred to as an input voltage Vin.
  • the output voltage Vout (A) indicates the output signal of the amplifier circuit 32.
  • the output voltage Vout (D) indicates the output signal of the analog-digital conversion circuit 35.
  • the current detection resistor 31 is installed on the input side of the amplifier circuit 32, and converts the current signal (neutron flux signal 9) from the neutron detector 3 into a voltage signal (input voltage Vin).
  • the amplifier circuit 32 amplifies the voltage signal (input voltage Vin) converted by the current detection resistor 31 with a gain (G) specified by the gain control signal 42.
  • the digital-analog converter 33 functions as an equivalent resistance of the feedback circuit of the amplifier circuit 32.
  • the digital-analog converter control circuit 34 functions as an equivalent resistance control circuit that controls the digital-analog converter 33 based on the gain control signal 42 from the digital output card 26 and changes the equivalent resistance of the feedback circuit of the amplifier circuit 32. .
  • the analog-digital conversion circuit 35 is a digital output circuit that outputs the output voltage signal of the amplifier circuit 32.
  • the output signal of the analog-digital conversion circuit 35 is a digital voltage signal obtained by converting the detection current (neutron flux signal 9) in the neutron detector 3 into a voltage signal (input voltage Vin) and amplifying by the amplification circuit 32. . Therefore, the output signal of the analog-digital conversion circuit 35 is called a neutron detector current value corresponding signal 43 in addition to the output voltage Vout (D).
  • the input voltage Vin of the amplifier circuit 32 is a detector current equivalent value detected by the current detection resistor 31.
  • the digital-analog converter 33 functions as an equivalent resistance of the feedback circuit of the amplifier circuit 32.
  • the digital-analog converter control circuit 34 functions as an equivalent resistance control circuit for the amplifier circuit 32.
  • the gain control signal 42 is output from the operation PC 23 via the digital output card 26.
  • the digital-analog converter control circuit 34 controls the value of the equivalent resistance of the feedback circuit installed in the feedback circuit of the amplifier circuit 32 according to the gain control signal 42.
  • the gain of the current detection circuit 22 (or the amplification circuit 32) can be variably changed.
  • the input voltage Vin detected by the current detection resistor 31 is amplified to the output voltage Vout (A) by the amplifier circuit 32 with a gain G corresponding to the gain control signal 42.
  • This output voltage Vout (A) is AD converted into an output voltage Vout (D) by an analog-digital conversion circuit 35.
  • the output voltage Vout (D) is also called a neutron detector current value corresponding signal 43, read into the digital input card 27, and processed by the CPU card 24.
  • the input voltage Vin of the amplifier circuit 32 is a detector current equivalent value detected by the current detection resistor 31.
  • the CPU card 24 outputs the set value of the DC high voltage input from the operation PC 23 to the high voltage generation card 21 as the high voltage setting signal 41 via the digital output card 26, and the DC voltage generated by the high voltage generation card 21. Set the high voltage.
  • the high voltage generation card 21 generates a DC high voltage set by the operation PC 23 and applies this DC high voltage to the neutron detector 3.
  • a pair of high voltage generation card 21 and current detection circuit 22 are shown.
  • a card 21 and a current detection circuit 22 are installed in the instrumentation unit 2. For this reason, the current detection circuit 22 is called a neutron flux current detection circuit.
  • the gain-output comparison unit 28 takes in the data of the neutron detector current value corresponding signal 43 measured at a specific measurement point that is common to all detectors that have arrived at the CPU card 24, and represents the relationship between the gain and the output voltage. To get. Compare that information with the gain-output voltage matrix acquired in advance, and whether the value of the neutron detector current value corresponding signal 43 is deviated from the matrix data acquired in advance due to neutron detector degradation, etc. Judge whether. When it is determined that the deviation is larger than the specified value, the gain-output comparison unit 28 automatically adjusts the gain by quoting the matrix and outputs the correct neutron detector current value corresponding signal. Alternatively, the current detection circuit 22) is calibrated.
  • the instrumentation unit 2 extracts the output voltage Vn corresponding to the current furnace output from the matrix, and obtains the difference between the output voltage Vn corresponding to the current furnace output and the current output voltage Vout of the current detection circuit, When the obtained difference is larger than a specified value, calibration of the current detection circuit is started.
  • FIG. 4 shows a first calibration procedure executed when the gain-output comparison unit 28 of the instrumentation unit 2 adjusts the gain of the amplifier circuit 32 (or the current detection circuit 22).
  • This processing flow automatically adjusts the gain of the amplifier circuit 32 (or the current detection circuit 22) with reference to a gain-output voltage matrix acquired in advance.
  • the gain-output comparison unit 28 first acquires information on the neutron detector current value correspondence signal, the reactor output, and the gain (S100, S101). Further, the gain-output comparison unit 28 extracts the current furnace output and the output voltage Vn of the current detection circuit 22 corresponding to the current gain from the matrix (S102).
  • the value of the neutron detector current value corresponding to the current gain ( ⁇ n) is extracted from the matrix. Thereafter, this value (output voltage Vn) is compared with the current measured value of the current neutron detector current value corresponding signal (output voltage Vout). For this purpose, it is determined whether or not the acquired output voltage Vn is smaller than the current output voltage Vout of the current detection circuit. Next, when it is determined that the output voltage Vn is smaller than the output voltage Vout, a value smaller than the current gain (G) by a specified value is set as a new gain (G) of the current detection circuit. The current detection circuit operates with a new gain (G) and outputs a new output voltage Vout.
  • the neutron detector current value corresponding signal 43 and the output voltage Vout (A) are essentially equal.
  • the gain (G) is decreased by a specified value (for example, 0.1), and the process returns to step S103 (S104). As long as the result of the determination is yes (when output voltage V100 ⁇ output voltage Vout), S103 and S104 are repeated.
  • step S105 If the result of the determination is no (if output voltage V100 ⁇ output voltage Vout), the process proceeds to the next step (S105). If the comparison result shows that the output voltage V100> the output voltage Vout, the gain (G) is increased by a specified value (for example, 0.1), and the process returns to step S105 (S106). As long as the result of the determination is yes (when output voltage V100> output voltage Vout), S105 and S106 are repeated. If the result of determination is no (if output voltage V100 ⁇ output voltage Vout), the process ends (S107).
  • FIG. 5 shows a second calibration procedure executed when the gain-output comparison unit 28 of the instrumentation unit 2 adjusts the gain of the amplifier circuit 32 (or the current detection circuit 22).
  • This processing flow automatically adjusts the gain of the amplifier circuit 32 (or the current detection circuit 22) with reference to a gain-output voltage matrix acquired in advance.
  • the gain-output comparison unit 28 first acquires information on the neutron detector current value correspondence signal, the reactor output, and the gain (S110, S111). Further, the gain-output comparison unit 28 extracts the current furnace output and the output voltage Vn of the current detection circuit 22 corresponding to the current gain from the matrix (S112).
  • the value of the neutron detector current value corresponding to the current gain ( ⁇ n) is extracted from the matrix. Thereafter, this value (output voltage Vn) is compared with the current measured value of the current neutron detector current value corresponding signal (output voltage Vout). For this purpose, it is determined whether or not the acquired output voltage Vn is larger than the current output voltage Vout of the current detection circuit. Next, when it is determined that the output voltage Vn is larger than the output voltage Vout, a value larger than the current gain (G) by a specified value is set as a new gain (G) of the current detection circuit. The current detection circuit operates with a new gain (G) and outputs a new output voltage Vout.
  • the neutron detector current value corresponding signal 43 and the output voltage Vout (A) are essentially equal.
  • the gain (G) is increased by a specified value (for example, 0.1), the current detection circuit is operated, and the process returns to step S113 (S114). As long as the result of the determination is yes (when output voltage V100> output voltage Vout), S113 and S114 are repeated.
  • step S115 the process proceeds to the next step (S115).
  • the gain (G) is decreased by a specified value (for example, 0.1)
  • the current detection circuit is operated, and the process returns to step S115 (S116).
  • S115 and S116 are repeated. If the result of the determination is no (if output voltage V100 ⁇ output voltage Vout), the process ends (S117).
  • the in-core nuclear instrumentation apparatus performs the above processing for all neutron detectors.
  • the calibration process flow of the neutron detector is completed, the correction of the difference for each detector is completed, and the variation in the measured value due to the individual difference in detector sensitivity can be suppressed.
  • the variation of the measured value is suppressed, the accuracy as the measured value is improved. Since the in-core nuclear instrumentation apparatus according to the present embodiment performs this processing by itself, correction work with another dedicated apparatus is not required, and labor saving and shortening of work time are possible.
  • a first object of the present invention is to eliminate the need for a dedicated device for correcting individual differences of neutron detectors, and to save labor for correction work and shorten work time.
  • the in-core nuclear instrumentation device converts the neutron flux signal current from the neutron detector into a voltage signal, and obtains in advance a neutron flux current detection circuit capable of continuously varying the gain to be amplified. And a gain-output comparison section for comparing the measured gain-output voltage matrix and measurement data, and measuring the reactor core power distribution based on the output voltage signal of the neutron flux current detection circuit.
  • the neutron flux current detection circuit controls the value of the equivalent resistance of the current detection resistor that converts the neutron flux signal current from the neutron detector into a voltage signal and the feedback circuit that amplifies the voltage signal converted by the current detection resistor. It is characterized by comprising a possible amplifier circuit, an equivalent resistance control circuit for changing the resistance value of the equivalent resistance of the feedback circuit, and an output circuit for outputting the output voltage signal of the current detection circuit.
  • a second object of the present invention is to provide an in-core nuclear instrumentation apparatus that can suppress measurement errors due to deterioration of measurement system hardware and maintain soundness.
  • the gain-output comparison unit takes in the data of the neutron detector current value corresponding signal 43 measured at a specific measurement point that is common to all detectors arriving at the CPU card 24, and calculates the gain and Acquire information on the furnace output voltage.
  • the information is compared with the matrix of gain-output voltage acquired in advance, and the value of the neutron detector current value corresponding signal 43 deviates from the data of the matrix acquired in advance due to the deterioration of the detector, etc.
  • the gain is automatically adjusted in accordance with the detector calibration process flow, and the correct signal value corresponding to the neutron detector current value is corrected.
  • the in-core nuclear instrumentation apparatus 100 includes a gain adjustment width determination unit 29 in the instrumentation unit 2.
  • the gain adjustment width determination unit 29 has a function of storing a gain adjustment width threshold value, receiving data from the gain-output comparison unit 28, and confirming an adjustment value of the gain (G) in the detector calibration processing flow. .
  • the gain adjustment width determination unit 29 determines that the neutron detector or the measurement system hardware has deteriorated when gain adjustment is necessary beyond the threshold value of the gain adjustment width in the processing flow.
  • the instrumentation unit obtains the difference between the gain after calibration and the gain before calibration, and determines that the apparatus has deteriorated when the obtained difference is larger than the threshold value.
  • the in-core nuclear instrumentation apparatus can determine whether or not the neutron detector or measurement system hardware has deteriorated from the threshold value of the gain adjustment width, so that the neutron detector or measurement system hardware It is possible to determine when to replace the wear. That is, the in-core nuclear instrumentation apparatus according to the present embodiment includes a gain adjustment width determining unit having a function of confirming the gain adjustment width in addition to the configuration of the first embodiment.
  • the in-core nuclear instrumentation apparatus 100 includes a signal switching unit 50 and a reference signal input unit 51 in the current detection circuit 22.
  • the signal switching unit 50 is installed on the input side of the amplifier circuit 32, and executes an input signal switching operation for the amplifier circuit 32 according to an instruction from the reference signal input unit 51.
  • an output signal (neutron flux signal 9) is input from the neutron detector 3 to the amplifier circuit 32.
  • the signal switching unit 50 changes the input signal destination of the amplification circuit 32 from the neutron detector 3 to the reference signal input unit. Switch to 51.
  • the input mode of the current detection circuit 22 is the determination mode, a simulation signal of the output current of the neutron detector 3 assumed from the current reactor output is input from the reference signal input unit 51 to the current detection circuit 22.
  • the determination mode is executed using the method of the third embodiment, information on how the measurement system hardware behaves can be obtained when the signal from the neutron detector is correct.
  • the method of the third embodiment is used to determine whether the detector has deteriorated or the measurement system hardware has failed. I can do it.
  • the instrumentation unit according to the present embodiment is characterized in that a simulation signal is input to the current detection circuit, and the degradation point of the apparatus is determined based on the output voltage Vout of the current detection circuit corresponding to the simulation signal. . Therefore, it is possible to automatically cope with degradation of the neutron detector, degradation of the measurement system hardware, etc., and labor saving of the entire apparatus can be achieved. That is, the in-core nuclear instrumentation apparatus according to the present embodiment has a reference signal input unit for inputting a designated output current, a neutron detector signal, and a signal from the reference signal input unit in addition to the configuration of the second embodiment. And a signal switching unit for switching.

Abstract

可動式の中性子検出器を備えた炉内核計装装置において、装置の劣化による測定誤差を抑制することを目的とする。炉内核計装装置は、格納容器に収容された原子炉に設置される中性子検出器と、電流検出回路を有し、格納容器の外側に設置される計装ユニット、とを備え、中性子検出器の出力信号は電流検出回路に入力され、計装ユニットは、原子炉の炉出力、電流検出回路のゲインおよび電流検出回路の出力電圧Vnの関係を対応付けているマトリクスを記憶しており、このマトリクスを参照して電流検出回路を校正するものである。

Description

炉内核計装装置
 この発明は、計装装置に関わり、特に、原子炉に適用される炉内核計装装置に関するものである。
 原子力発電プラントでは、原子炉の出力を監視するために、炉心の中性子を測定することが行われてきた(例えば特許文献1~7を参照)。炉内核計装装置は、可動式の中性子検出器を備えており、加圧水型原子炉や沸騰水型原子炉に適用されている。原子炉には数十本のシンブルが挿入されていて、中性子検出器の通路を確保している。炉内に設置されたシンブルには、炉心の出力分布を測定するために可動式の中性子検出器が遠隔操作により導入される。
 加圧水型原子炉では、原子炉内の中性子束を計測することで、炉心の出力分布を求めている。原子炉容器に設置されたシンブルには可動式の中性子検出器が挿入され、中性子束を検出する。炉内核計装装置は、この可動式の中性子検出器を遠隔操作して、シンブル内を走らせる。中性子検出器には超小型電離箱型中性子検出器が適用されている。電離箱型の検出器に中性子が入射すると電離電流が発生し、発生した電離電流は信号処理カードにて原子炉の外部に取り出される。
特開2013-120057号公報 特開2003-177194号公報 特開2007-225296号公報 特開2002-116283号公報 特開2007-163366号公報 特開平6-194452号公報 特開平7-294688号公報
 可動型の炉内核計装装置は、原子炉内の燃料集合体の上端から下端に向かう軸方向の中性子束分布を測定する。炉内核計装装置は、複数の可動式の中性子検出器を使用していることから、測定されたデータには、使用した検出器の個体差に起因するばらつきが発生する。より正確なデータを得るためには、検出器毎に内在する感度差を補正することが必要になる。例えば、全ての中性子検出器を使って順次同一の測定点を計測し、そのデータを、別途、専用の装置で解析することが行われている(特許文献1を参照)。
 すなわち、専用の装置を使い、検出器毎の感度差を補正することで中性子束分布をより真値に近づけるようにしてきた。この方法は補正に別の専用装置を使用しているため測定データの処理に手間がかかるうえに、測定データを常時モニタリングしていないため、中性子検出器の劣化兆候を把握することができない。測定データに異常値を検出してから原因の特定作業に入ることになるので、対応が後手に回ることがある。
 この発明は上記のような課題を解決するためになされたものであり、可動式の中性子検出器を備えた炉内核計装装置において、測定系の劣化による測定誤差を抑制し、健全性の維持を可能にすることを目的とする。
 本発明による炉内核計装装置は、格納容器に収容された原子炉に設置される中性子検出器と、電流検出回路を有し、格納容器の外側に設置される計装ユニット、とを備え、中性子検出器の出力信号は電流検出回路に入力され、計装ユニットは、原子炉の炉出力、電流検出回路のゲインおよび電流検出回路の出力電圧Vnの関係を対応付けているマトリクスを記憶しており、このマトリクスを参照して電流検出回路を校正するものである。
 本発明に係わる炉内核計装装置によれば、中性子検出器の検出感度を校正することが可能なため、検出器の個体差による測定値のばらつきを抑制することが出来る。また、測定値のばらつきが抑制されることにより、測定値としての精度が向上する。さらに、本発明に係わる炉内核計装装置は、補正処理を自身で実施するので、別の専用装置での補正作業が不要となる。
この発明の実施の形態に係わる炉内核計装装置の構成を示す全体図である。 この発明の実施の形態1に係わる計装ユニットの内部構成を示すブロック図である。 この発明の実施の形態に係わるゲインと炉出力の関係を表すマトリクスを示している図である。 この発明の実施の形態に係わる電流検出回路の第1の校正手順を表す処理フロー図である。 この発明の実施の形態に係わる電流検出回路の第2の校正手順を表す処理フロー図である。 この発明の実施の形態2に係わる計装ユニットの内部構成を示すブロック図である。 この発明の実施の形態3に係わる計装ユニットの内部構成を示すブロック図である。
 本発明の実施の形態に係わる炉内核計装装置について、図を参照しながら以下に説明する。なお、各図において、同一または同様の構成部分については同じ符号を付しており、対応する各構成部のサイズや縮尺はそれぞれ独立している。例えば構成の一部を変更した断面図の間で、変更されていない同一構成部分を図示する際に、同一構成部分のサイズや縮尺が異なっている場合もある。また、炉内核計装装置の構成は、実際にはさらに複数の部材を備えているが、説明を簡単にするため、説明に必要な部分のみを記載し、他の部分については省略している。
実施の形態1.
 本発明の実施の形態に係わる炉内核計装装置は、原子炉の炉出力、電流検出回路のゲインおよび電流検出回路の出力電圧との関係を対応付けているマトリクスを記憶している。炉内核計装装置のソフトウエア(S/W)が、ゲインと出力電圧との補正関数(処理フロー)を基に補正演算を自動的に行う。中性子検出器の個体差を感度補正するには、全検出器共通で測定する特定の測定点で検出した測定データを、事前に取得している、ゲイン‐出力電圧のマトリクスと比較する。以下、実施の形態に係わる炉内核計装装置の動作および機能について、図に基づいて説明する。
 まず、本願の実施の形態に係わる炉内核計装装置の全体構成を図に基づいて説明する。図1は、加圧水型原子炉などで適用される炉内核計装装置100の概要を示している。加圧水型原子炉において、炉内の中性子束を測定することで炉心の出力分布を監視することができる。炉内核計装装置100は、計装ユニット2、中性子検出器3、駆動装置4、通路選択装置5、シンブル6などから構成されている。図には、炉内核計装装置100に関連する主要構成設備として、原子炉7と格納容器8が表示されている。原子炉7は、格納容器8に収容され、測定対象である炉心7aを備えている。中性子検出器3は、原子炉容器に収容された原子炉7に設置されている。原子炉7と炉心7aを格納する格納容器8には、加圧器や一次系冷却材ポンプなどの一次系主要機器が設置されている。炉心7aには、数十本のシンブル6が挿入されている。
 原子炉7の炉心7aにおける中性子束は、可動式の中性子検出器3で検出する。中性子検出器3を、炉内に設置されたシンブル内を遠隔操作で走らせることで炉心7aの中性子束分布が測定される。中性子検出器3からの出力信号(中性子束信号)は、格納容器8の外側に設置される計装ユニット2に入力される。計装ユニット2は、出力信号の検出、監視、データ保存等を行う。シンブル6は、炉内に数十本が挿入されており、原子炉7の炉心7aに挿入される中性子検出器3の通路になる。中性子検出器3、駆動装置4、通路選択装置5およびシンブル6は、格納容器8の内部に納められている。中性子検出器3の操作(挿入および引抜)は、計装ユニット2から遠隔で行う。
 駆動装置4は、計装ユニット2からの指示または命令を受けて、中性子検出器3のシンブル6への挿入、或いは、中性子検出器3のシンブル6からの引抜きを行う。通路選択装置5は、中性子検出器3が走行するシンブル6を選択する。ここで、計装ユニット2は、格納容器8の外に設置されているが、これ以外の駆動装置4等は格納容器8の内部に設置されている。中性子検出器3として、通常、可動式の核分裂電離箱が使用されている。核分裂電離箱に中性子が入射すると電離電流が発生する。中性子検出器3には、入射中性子により封入ガスを電離させるために直流高電圧が印加されている。中性子検出器3に印加する直流高電圧は、検出器電流と中性子束密度の関係が印加高電圧の変動を受けないようにプラトー特性を示す値(電圧)に設定されている。
 次に、中性子検出器3の原子炉内への挿入操作および原子炉外への引抜操作について、計装ユニット2と中性子検出器3、駆動装置4、および通路選択装置5との信号の授受も含めて説明する。炉内核計装装置100の制御と監視を行う計装ユニット2から、駆動装置4および通路選択装置5に対して中性子検出器3の挿入動作命令10aが出力されると、格納容器8の内部に設置された通路選択装置5は中性子検出器3の通路の切り替えを行う。格納容器8の内部に設置されている駆動装置4は可動式の中性子検出器3を原子炉7に設けられた別のシンブルに挿入操作を行う。
 通路選択装置5からは、中性子検出器に現在どの通路(シンブル)が選択されているかを示す通路選択信号11が計装ユニット2に出力されている。原子炉7の炉心に挿入された中性子検出器3からの出力信号(中性子束信号9)は計装ユニット2に入力される。中性子検出器3の出力信号は、計装ユニット2にて信号処理が行われ、炉心7aの中性子束分布が計測される。中性子検出器3が原子炉7の炉心内の中性子束分布を検出しながら炉心内のシンブル6の先端部まで挿入されると、計装ユニット2から駆動装置4へ引抜動作命令10bが出力される。駆動装置4は、引抜動作命令10bに従って、中性子検出器3を原子炉7から通路選択装置5まで引き抜く。
 次に、計装ユニット2から、駆動装置4および通路選択装置5に対して別のシンブル6への挿入動作命令10aが出力されると、格納容器8の内部に設置された通路選択装置5は通路(シンブル)の切り替えを行い、駆動装置4は原子炉7の内部に設けられた別のシンブル6に可動式の中性子検出器3の挿入操作を行う。なお、実際の炉内核計装装置100には、中性子検出器3が複数台設置されている。駆動装置4および通路選択装置5は、同時に3~4台の中性子検出器3を原子炉内に設置されたシンブル6を走行させることができる。
 図2は中性子束計測部の主要構成を示している。同図に基づき炉内核計装装置100の機能、動作について説明する。計装ユニット2は、高電圧発生カード21、 電流検出回路22、操作用PC(Personal Computer)23、CPUカード(Central Processing Unit カード)24、通信カード25、ディジタル出力カード(Digital Output Card;DOカード)26、ディジタル入力カード(Digital Input Card;DIカード)27、ゲイン‐出力比較部28などから構成されている。オペレータは、操作用PC23を通じて、CPUカード24に指令を出力する。高電圧発生カード21は、オペレータが設定した直流高電圧を中性子検出器3に印加する。中性子検出器3は、入射中性子により封入ガスが電離するので、電流信号(出力信号)を発信する。
 電流検出回路22は、中性子検出器3からの電流信号(中性子束信号9)を電圧信号に変換する。操作用PC23は、中性子検出器3からの中性子束信号9に基づき炉心内の中性子束分布の監視を行う。中性子検出器3の炉心内への挿入動作命令10aおよび中性子検出器3の炉心外への引抜動作命令10bは、操作用PC23が出力する。操作用PC23からの中性子検出器3の挿入動作命令および引抜動作命令は、通信カード25を経由してCPUカード24に伝送される。CPUカード24は、中性子検出器3からの中性子束信号の処理の他に、操作用PC23からの挿入操作指示および引抜操作指示をプログラムされた所定の処理手順に従って実行する。
 ディジタル出力カード(DOカード)26は、高電圧発生カード21へ高電圧設定信号41を送信し、電流検出回路22にはゲイン制御信号42を送信する。ディジタル入力カード(DIカード)27は、通路選択信号11と、中性子検出器電流値対応信号43を受信する。電流検出回路22は、プログラマブルゲインアンプとしての機能を備えているため、ゲインを連続的に変更することができる。ゲイン‐出力比較部28は、原子炉7の炉出力と電流検出回路22のゲインと電流検出回路22の出力電圧の関係を対応付けているマトリクスを記憶している。中性子検出器電流値対応信号43は、電流検出回路22のアナログ‐ディジタル変換回路35から送信されてくるデジタル信号である。
 図3は、ゲイン‐出力比較部28に記憶されている、炉出力とゲインと出力電圧の関係を対応付けているマトリクスの例を示している。このデータは、あらかじめ、全検出器共通で測定する特定の測定点で取得されている。図に示されているマトリクスは、炉出力が1%刻みで増えた場合の、ゲイン(βn)と出力電圧Vnとの関係を示している。出力電圧Vnは、校正前に原子炉が最大出力のn%で運転されている場合に得られた電流検出回路22(および増幅回路32)の出力値(αn)を表している。ゲイン(βn)は、出力電圧Vnが得られた条件における電流検出回路22(および増幅回路32)の増幅率を表している。電流検出回路22(および増幅回路32)は複数存在するため、それぞれの電流検出回路に対応するように、このマトリクスも複数存在する。
 ゲイン‐出力比較部28は、電流検出回路22からの中性子束信号出力(出力電圧Vout)をもとに、炉出力とマトリクスとを比較して、ゲインの補正値を決定して出力電圧の補正演算を自動的に行う。ここでは、計装ユニット2に高電圧発生カード21、電流検出回路22、操作用PC23、CPUカード24、通信カード25、ディジタル出力カード26、ディジタル入力カード27およびゲイン‐出力比較部28を設けている。しかし、操作用PC23を計装ユニット2の盤外、たとえば、中央制御盤に設けて、オペレータが中央制御盤で炉心内の中性子束分布の監視及び中性子検出器3の挿入操作および引抜操作を行うこともできる。
 次に、電流検出回路22の構成を説明する。電流検出回路22は、電流検出抵抗31、増幅回路32、ディジタル‐アナログコンバータ(DAC;Digital-Analog Converter)33、ディジタル‐アナログコンバータ制御回路(DAC制御回路)34、アナログ‐ディジタル変換回路(AD変換回路)35などから構成されている。以下の説明では、中性子検出器3からの電流信号(中性子束信号9)を電流検出抵抗31で変換した電圧信号を入力電圧Vinと呼ぶことにする。出力電圧Vout(A)は、増幅回路32の出力信号を指している。出力電圧Vout(D)は、アナログ‐ディジタル変換回路35の出力信号を指している。
 電流検出抵抗31は、増幅回路32の入力側に設置されていて、中性子検出器3からの電流信号(中性子束信号9)を電圧信号(入力電圧Vin)に変換する。増幅回路32は、電流検出抵抗31で変換された電圧信号(入力電圧Vin)をゲイン制御信号42で指定されるゲイン(G)で増幅する。ディジタル‐アナログコンバータ33は、増幅回路32の帰還回路の等価抵抗として機能している。ディジタル‐アナログコンバータ制御回路34は、ディジタル出力カード26からのゲイン制御信号42に基づきディジタル‐アナログコンバータ33を制御して、増幅回路32の帰還回路の等価抵抗を変化させる等価抵抗制御回路として作用する。
 アナログ‐ディジタル変換回路35は、増幅回路32の出力電圧信号を出力するディジタル出力回路である。ここで、アナログ‐ディジタル変換回路35の出力信号は、中性子検出器3における検出電流(中性子束信号9)を電圧信号(入力電圧Vin)に変換し、増幅回路32で増幅したディジタル電圧信号である。そこでこのアナログ‐ディジタル変換回路35の出力信号は、出力電圧Vout(D)の他に、中性子検出器電流値対応信号43と呼んでいる。増幅回路32の入力電圧Vinは、電流検出抵抗31にて検出された検出器電流相当値である。
 次に、増幅回路32、ディジタル‐アナログコンバータ33およびディジタル‐アナログコンバータ制御回路34の動作について説明する。ディジタル‐アナログコンバータ33は、増幅回路32の帰還回路の等価抵抗として機能している。ディジタル‐アナログコンバータ制御回路34は、増幅回路32の等価抵抗制御回路として機能している。ゲイン制御信号42は、操作用PC23からディジタル出力カード26を経由して出力されている。ディジタル‐アナログコンバータ制御回路34は ゲイン制御信号42に応じて、増幅回路32の帰還回路に設置された帰還回路の等価抵抗の値を制御する。
 ディジタル‐アナログコンバータ33がこの等価抵抗に相当するので、電流検出回路22(または増幅回路32)のゲインを可変的に変更することができる。電流検出抵抗31にて検出される入力電圧Vinは、ゲイン制御信号42に応じたゲインGで、増幅回路32により出力電圧Vout(A)に増幅される。この出力電圧Vout(A)はアナログ‐ディジタル変換回路35で、出力電圧Vout(D)にAD変換される。出力電圧Vout(D)は、中性子検出器電流値対応信号43とも呼ばれ、ディジタル入力カード27に読み込まれて、CPUカード24で処理される。増幅回路32の入力電圧Vinは、電流検出抵抗31にて検出された検出器電流相当値である。
 次に、高電圧発生カード21の動作について説明する。操作用PC23から入力された直流高電圧の設定値をCPUカード24がディジタル出力カード26を経由して高電圧設定信号41として高電圧発生カード21に出力し、高電圧発生カード21が発生する直流高電圧の設定を行う。高電圧発生カード21は、操作用PC23で設定された直流高電圧を発生し、中性子検出器3にこの直流高電圧を印加する。図には、1組の高電圧発生カード21と電流検出回路22を示している。前述したように複数台の中性子検出器3が同時に駆動され、同時に原子炉内の複数箇所で中性子束信号が測定されるため、この同時駆動可能な複数の中性子検出器3に対応した高電圧発生カード21及び電流検出回路22が計装ユニット2に設置されている。このため、電流検出回路22は、中性子束電流検出回路と呼ばれている。
 次にゲイン‐出力比較部28の役割について説明する。ゲイン‐出力比較部28はCPUカード24に到来した全検出器共通で測定する特定の測定点で測定した中性子検出器電流値対応信号43のデータを取り込み、そのゲインと出力電圧の関係を表す情報を取得する。それらの情報を事前に取得したゲイン‐出力電圧のマトリクスと比較し、中性子検出器の劣化などの理由により、中性子検出器電流値対応信号43の値が事前に取得したマトリクスのデータからずれているかどうかを判断する。ずれが規定値よりも大きいと判断した場合、ゲイン‐出力比較部28は、マトリクスを引用して自動的にゲイン調整を行い、正しい中性子検出器電流値対応信号を出力するように増幅回路32(または電流検出回路22)を校正する。従って、計装ユニット2は、マトリクスから現在の炉出力に対応する出力電圧Vnを抽出し、この現在の炉出力に対応する出力電圧Vnと現在の電流検出回路の出力電圧Voutの差を求め、この求められた差が規定値よりも大きい場合に電流検出回路の校正を開始する。
 図4は、計装ユニット2のゲイン‐出力比較部28が増幅回路32(または電流検出回路22)のゲイン調整を行う際に実行する第1の校正手順を示している。本処理フローは事前に取得したゲイン‐出力電圧のマトリクスを引用して、増幅回路32(または電流検出回路22)のゲインを自動調整するものである。処理フローが開始されると、ゲイン‐出力比較部28は、まず、中性子検出器電流値対応信号、炉出力、ゲインの情報を取得する(S100,S101)。さらに、ゲイン‐出力比較部28は、現在の炉出力および現在のゲインに対応した電流検出回路22の出力電圧Vnをマトリクスから抽出する(S102)。
 具体的には、取得した現在の炉出力がn%であった場合、現在のゲイン(βn)に対応した中性子検出器電流値対応信号の値(出力電圧Vn)をマトリクスより抽出する。その後、この値(出力電圧Vn)と実際に測定した現在の中性子検出器電流値対応信号の値(出力電圧Vout)とを比較する。このためには、取得した出力電圧Vnが、現在の電流検出回路の出力電圧Voutよりも小さいか否かを判断する。次に、出力電圧Vnが出力電圧Voutよりも小さいと判断した場合、現在のゲイン(G)よりも規定値だけ小さい値を電流検出回路の新しいゲイン(G)に設定する。電流検出回路は新しいゲイン(G)で動作し、新しい出力電圧Voutを出力する。
 例えば、現在の炉出力が100%であった場合、マトリクスより抽出した出力電圧V100(=α100)が実際に測定した中性子検出器電流値対応信号の値(出力電圧Vout)よりも小さいか否かを判定する(S103)。なお、中性子検出器電流値対応信号43と出力電圧Vout(A)は本質的に等しい。判定の結果、出力電圧V100<出力電圧Voutの場合は、ゲイン(G)を規定値(例えば0.1)だけ小さくしてステップS103に戻る(S104)。判定の結果、イエスである限り(出力電圧V100<出力電圧Voutである場合)、S103とS104を繰り返す。
 判定の結果が、ノーになれば(出力電圧V100≧出力電圧Voutになれば)、次のステップに移る(S105)。比較の結果、出力電圧V100>出力電圧Voutの場合は、ゲイン(G)を規定値(例えば0.1)だけ大きくしてステップS105に戻る(S106)。判定の結果、イエスである限り(出力電圧V100>出力電圧Voutである場合)、S105とS106を繰り返す。判定の結果が、ノーになれば(出力電圧V100≦出力電圧Voutになれば)、処理は終了する(S107)。
 図5は、計装ユニット2のゲイン‐出力比較部28が増幅回路32(または電流検出回路22)のゲイン調整を行う際に実行する第2の校正手順を示している。本処理フローは事前に取得したゲイン‐出力電圧のマトリクスを引用して、増幅回路32(または電流検出回路22)のゲインを自動調整するものである。処理フローが開始されると、ゲイン‐出力比較部28は、まず、中性子検出器電流値対応信号、炉出力、ゲインの情報を取得する(S110,S111)。さらに、ゲイン‐出力比較部28は、現在の炉出力および現在のゲインに対応した電流検出回路22の出力電圧Vnをマトリクスから抽出する(S112)。
 具体的には、取得した現在の炉出力がn%であった場合、現在のゲイン(βn)に対応した中性子検出器電流値対応信号の値(出力電圧Vn)をマトリクスより抽出する。その後、この値(出力電圧Vn)と実際に測定した現在の中性子検出器電流値対応信号の値(出力電圧Vout)とを比較する。このためには、取得した出力電圧Vnが、現在の電流検出回路の出力電圧Voutよりも大きいか否かを判断する。次に、出力電圧Vnが出力電圧Voutよりも大きいと判断した場合、現在のゲイン(G)よりも規定値だけ大きい値を電流検出回路の新しいゲイン(G)に設定する。電流検出回路は新しいゲイン(G)で動作し、新しい出力電圧Voutを出力する。
 例えば、現在の炉出力が100%であった場合、マトリクスより抽出した出力電圧V100(=α100)が実際に測定した中性子検出器電流値対応信号の値(出力電圧Vout)よりも大きいか否かを判定する(S113)。なお、中性子検出器電流値対応信号43と出力電圧Vout(A)は本質的に等しい。判定の結果、出力電圧V100>出力電圧Voutの場合は、ゲイン(G)を規定値(例えば0.1)だけ大きくして電流検出回路を動作させて、ステップS113に戻る(S114)。判定の結果、イエスである限り(出力電圧V100>出力電圧Voutである場合)、S113とS114を繰り返す。
 判定の結果が、ノーになれば(出力電圧V100≦出力電圧Voutになれば)、次のステップに移る(S115)。比較の結果、出力電圧V100<出力電圧Voutの場合は、ゲイン(G)を規定値(例えば0.1)だけ小さくして電流検出回路を動作させてステップS115に戻る(S116)。判定の結果、イエスである限り(出力電圧V100<出力電圧Voutである場合)、S115とS116を繰り返す。判定の結果が、ノーになれば(出力電圧V100≧出力電圧Voutになれば)、処理は終了する(S117)。
 本実施の形態による炉内核計装装置は、以上の処理を全ての中性子検出器に対して実施する。中性子検出器の校正処理フローが完了すれば、検出器毎の差異の補正が完了し、検出器感度の個体差による測定値のばらつきを抑制することが出来る。また測定値のばらつきが抑制されるため、測定値としての精度が向上している。本実施の形態による炉内核計装装置は、本処理を自身で実施するので、別の専用装置での補正作業が不要となり、省力化及び作業時間の短縮が可能となる。
 本発明の第1の目的は、中性子検出器の個体差の補正のための専用装置を不要とし、補正作業の省力化と作業時間短縮を図ることである。このため、本実施の形態による炉内核計装装置は、中性子検出器からの中性子束信号電流を電圧信号に変換し、増幅するゲインを連続的に可変できる中性子束電流検出回路と、事前に取得したゲイン‐出力電圧のマトリクスと測定データを比較するゲイン‐出力比較部を備え、中性子束電流検出回路の出力電圧信号に基づいて、原子炉の炉心出力分布を測定することを特徴とする。
 なお、中性子束電流検出回路は、中性子検出器からの中性子束信号電流を電圧信号に変換する電流検出抵抗と、電流検出抵抗で変換された電圧信号を増幅する帰還回路の等価抵抗の値を制御可能な増幅回路と、帰還回路の等価抵抗の抵抗値を変更する等価抵抗制御回路と、電流検出回路の出力電圧信号を出力する出力回路とから構成されていることを特徴とする。また、本発明の第2の目的は、測定系ハードウエアの劣化による測定誤差を抑制し、健全性の維持を可能にする炉内核計装装置を提供することである。
 このため、本実施の形態によるゲイン‐出力比較部はCPUカード24に到来した全検出器共通で測定する特定の測定点で測定した中性子検出器電流値対応信号43のデータを取り込み、そのゲインと炉出力電圧の情報を取得する。それらの情報を事前に取得したゲイン‐出力電圧のマトリクスと比較し、検出器の劣化などの理由により、中性子検出器電流値対応信号43の値が事前取得したマトリクスのデータからずれている場合は自動的に検出器校正の処理フローに則って、ゲイン調整を行い、正しい中性子検出器電流値対応信号値に補正を実施する。
実施の形態2.
 実施の形態2に係わる炉内核計装装置を図6に基づいて説明する。図に示すように、本実施の形態に係わる炉内核計装装置100は、計装ユニット2にゲイン調整幅判定部29を備えている。ゲイン調整幅判定部29は、ゲイン調整幅の閾値を記憶し、ゲイン‐出力比較部28からデータを受け取り、検出器校正の処理フローにおけるゲイン(G)の調整値を確認する機能を備えている。ゲイン調整幅判定部29は、処理フローにおいてゲイン調整幅の閾値以上にゲイン調整が必要となった場合、中性子検出器あるいは測定系ハードウエアが劣化していると判断する。
 したがって、本実施の形態に係わる計装ユニットは、校正後のゲインと校正前のゲインの差を求め、この求められた差が閾値よりも大きい場合に装置に劣化が生じたと判断することを特徴とする。本実施の形態による炉内核計装装置は、中性子検出器あるいは測定系ハードウエアが劣化しているか否かの判断をゲイン調整幅の閾値から判断することができるので、中性子検出器または測定系ハードウエアの交換時期の判断が可能となる。すなわち、本実施の形態による炉内核計装装置は、実施の形態1の構成に加え、ゲイン調整幅を確認する機能を持ったゲイン調整幅判定部を備えていることを特徴とする。
実施の形態3.
 実施の形態3に係わる炉内核計装装置を図7に基づいて説明する。図に示すように、本実施の形態に係わる炉内核計装装置100は、電流検出回路22に、信号切替部50と基準信号入力部51を備えている。信号切替部50は、増幅回路32の入力側に設置されていて、基準信号入力部51からの指示により、増幅回路32に対する入力信号の切替動作を実行する。電流検出回路22の入力モードが測定モードの場合、増幅回路32には、中性子検出器3から出力信号(中性子束信号9)が入力されている。操作用PC23からの指示により、電流検出回路22の入力モードが測定モードから判定モードに変更されると、信号切替部50は、増幅回路32の入力信号先を中性子検出器3から基準信号入力部51に切り替える。その結果、電流検出回路22の入力モードが判定モードの場合、現在の炉出力より想定される中性子検出器3の出力電流の模擬信号が基準信号入力部51より電流検出回路22に入力される。
 実施の形態1および2に係わる炉内核計装装置では測定された出力データに変化があった場合に、中性子検出器に真の原因があるものか測定系ハードウエアに真の原因があるものかを、切り分けすることができない。実施の形態3の方法を取って判定モードを実行すれば、中性子検出器からの信号が正しい場合、測定系ハードウエアがどのような挙動をするかの情報を得ることが出来る。実施の形態2で閾値以上にゲイン調整が必要となった場合、実施の形態3の方法を取ることで、検出器が劣化しているのか、それとも測定系ハードウエアが故障しているのかを判断出来る。
 本実施の形態に係わる計装ユニットは、電流検出回路に模擬信号を入力し、この模擬信号に対する電流検出回路の出力電圧Voutをもとにして、装置の劣化箇所を判断することを特徴とする。よって中性子検出器の劣化、測定系ハードウエアの劣化などにも自動で対応可能となり、装置全体の保守の省力化を図ることができる。すなわち、本実施の形態による炉内核計装装置は、実施の形態2の構成に加え、指定した出力電流を入力させる基準信号入力部と、中性子検出器の信号と基準信号入力部からの信号を切り替える信号切替部とを備えていることを特徴とする。
 なお、本発明は、その発明の範囲内において、実施の形態を自由に組み合わせたり、各実施の形態を適宜、変形、省略することが可能である。
2 計装ユニット、3 中性子検出器、4 駆動装置、5 通路選択装置、6 シンブル、7 原子炉、7a 炉心、8 格納容器、9 中性子束信号、10a 挿入動作命令、10b 引抜動作命令、11 通路選択信号、21 高電圧発生カード、22 電流検出回路、23 操作用PC、24 CPUカード、25 通信カード、26 ディジタル出力カード、27 ディジタル入力カード、28 ゲイン‐出力比較部、29 ゲイン調整幅判定部、31 電流検出抵抗、32 増幅回路、33 ディジタル-アナログコンバータ、34 制御回路、35 ディジタル変換回路、41 高電圧設定信号、42 ゲイン制御信号、43 中性子検出器電流値対応信号、50 信号切替部、51 基準信号入力部、100 炉内核計装装置。

Claims (8)

  1.  格納容器に収容された原子炉に設置される中性子検出器と、
    電流検出回路を有し、前記格納容器の外側に設置される計装ユニット、とを備え、
    前記中性子検出器の出力信号は前記電流検出回路に入力され、
    前記計装ユニットは、前記原子炉の炉出力、前記電流検出回路のゲインおよび前記電流検出回路の出力電圧Vnの関係を対応付けているマトリクスを記憶しており、
    このマトリクスを参照して前記電流検出回路を校正することを特徴とする炉内核計装装置。
  2.  前記計装ユニットは、前記電流検出回路を校正する際に、
    前記マトリクスから、現在の炉出力および現在のゲインに対応した出力電圧Vnを抽出する第1のステップと、
    前記第1のステップで抽出した出力電圧Vnが、現在の電流検出回路の出力電圧Voutよりも小さいか否かを判断する第2のステップと、
    前記第2のステップで出力電圧Vnが出力電圧Voutよりも小さいと判断した場合、現在のゲインよりも規定値だけ小さい値を前記電流検出回路のゲインに設定する第3のステップと、
    を実行することを特徴とする請求項1に記載の炉内核計装装置。
  3.  前記計装ユニットは、前記第2のステップのあとに、
    前記第1のステップで抽出した出力電圧Vnが、現在の電流検出回路の出力電圧Voutよりも大きいか否かを判断する第4のステップと、
    前記第4のステップで出力電圧Vnが出力電圧Voutよりも大きいと判断した場合、現在のゲインよりも規定値だけ大きい値を前記電流検出回路のゲインに設定する第5のステップと、
    を実行することを特徴とする請求項2に記載の炉内核計装装置。
  4.  前記計装ユニットは、前記電流検出回路を校正する際に、
    前記マトリクスから、現在の炉出力および現在のゲインに対応した出力電圧Vnを抽出する第1のステップと、
    前記第1のステップで抽出した出力電圧Vnが、現在の電流検出回路の出力電圧Voutよりも大きいか否かを判断する第2のステップと、
    前記第2のステップで出力電圧Vnが出力電圧Voutよりも大きいと判断した場合、現在のゲインよりも規定値だけ大きい値を前記電流検出回路のゲインに設定する第3のステップと、
    を実行することを特徴とする請求項1に記載の炉内核計装装置。
  5.  前記計装ユニットは、前記第2のステップのあとに、
    前記第1のステップで抽出した出力電圧Vnが、現在の電流検出回路の出力電圧Voutよりも小さいか否かを判断する第4のステップと、
    前記第4のステップで出力電圧Vnが出力電圧Voutよりも小さいと判断した場合、現在のゲインよりも規定値だけ小さい値を前記電流検出回路のゲインに設定する第5のステップと、
    を実行することを特徴とする請求項4に記載の炉内核計装装置。
  6.  前記計装ユニットは、校正後のゲインと校正前のゲインの差を求め、
    この求められた差が閾値よりも大きい場合に装置に劣化が生じていると判断することを特徴とする請求項2または4に記載の炉内核計装装置。
  7.  前記計装ユニットは、前記電流検出回路に模擬信号を入力し、
    この模擬信号に対する電流検出回路の出力電圧Voutをもとにして、装置の劣化箇所を判断することを特徴とする請求項6に記載の炉内核計装装置。
  8.  前記計装ユニットは、現在の炉出力に対応する出力電圧Vnと現在の電流検出回路の出力電圧Voutの差を求め、この求められた差が規定値よりも大きい場合に前記電流検出回路の校正を開始することを特徴とする請求項1に記載の炉内核計装装置。
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