(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を原子炉圧力容器の軸方向に貫通するよう設けられた複数の中性子輸送管と、
前記原子炉圧力容器外に設けられ、前記中性子輸送管の上方または下方に配置された複数の第一中性子検出器と、
中性子遮蔽体、この中性子遮蔽体内部に前記炉心の軸方向に複数設置された第二中性子検出器、前記中性子遮蔽体の前記原子炉圧力容器と対向する面で開口し、前記第二中性子検出器と連絡する複数のスリット状コリメータ、を有し、前記原子炉圧力容器外側で前記炉心の高さ位置に配置されたコリメート検出器と、
前記第一中性子検出器および前記コリメート検出器に接続され、前記第一中性子検出器と前記第二中性子検出器の出力信号に基づいて炉心の出力を算出する演算装置と、を備え、
前記スリット状コリメータは前記原子炉圧力容器の軸方向幅よりも径方向幅が大きいことを特徴とする核計装システム。
【請求項２】
炉心シミュレータにより炉心出力分布を算出する炉心出力分布算出手段と、前記第二中性子検出器の出力信号を用いて炉心出力の軸方向分布を算出する軸方向分布算出手段と、前記軸方向分布を用いて前記炉心出力分布の補正をする第１炉心出力分布補正手段とを備えることを特徴とする請求項１記載の核計装システム。
【請求項３】
前記第一中性子検出器の出力信号を用いて各中性子輸送管位置での炉心出力の軸方向平均値の径方向分布を算出する径方向分布算出手段と、前記径方向分布を用いて前記炉心出力分布を補正する第２炉心出力分布補正手段と、を備えることを特徴とする請求項２記載の核計装システム。
【請求項４】
前記炉心を原子炉圧力容器の軸方向に貫通するよう設けられた計装管の内部に設置された複数のガンマサーモメータを有し、
前記演算装置は、前記第一中性子検出器および前記ガンマサーモメータに接続され、前記第一中性子検出器と前記ガンマサーモメータの出力信号に基づいて炉心の出力を算出することを特徴とする請求項１乃至請求項３の何れか１項記載の核計装システム。
【請求項５】
前記ガンマサーモメータは自己校正機能を有し、炉心シミュレータにより炉心出力分布を算出する手段と、前記第一中性子検出器の出力信号を用いて各中性子輸送管位置での炉心出力の軸方向平均値の径方向分布を導出する手段と、複数の前記ガンマサーモメータ集合体の出力信号値から炉心出力の軸方向分布を導出する手段と、前記軸方向分布を用いて炉心シミュレータの補正をする手段と、原子炉の運転中に前記補正炉心シミュレータを用いて複数の前記中性子輸送管式検出器の校正を運転中にする手段とを備えることを特徴とする請求項４記載の核計装システム。
【請求項６】
前記第一中性子検出器は内部に複数の中性子検出部を有し、前記演算装置は、前記中性子検出部それぞれの出力信号を個別に受信可能に構成されたことを特徴とする請求項１乃至請求項５の何れか１項記載の核計装システム。
【請求項７】
複数の前記中性子輸送管のうち、監視対象とする制御棒に最も近接した前記中性子輸送管の上方または下方に配置された前記第一中性子検出器を選択し、選択された前記第一中性子検出器の複数の前記中性子検出部それぞれの出力信号に基づいて、炉心出力の軸方向平均相当値を複数算出する制御棒監視手段を備えることを特徴とする請求項６記載の核計装システム。
【請求項８】
複数の前記第一中性子検出器のうち、第１の組合せとして任意の前記第一中性子検出器を複数選択し、この選択された前記第一中性子検出器の出力信号に基づいて炉心の平均出力相当値を算出し、また第２の組合せとして任意の前記第一中性子検出器を複数選択し、この選択された前記第一中性子検出器の出力信号に基づいて炉心の平均出力相当値を算出して複数の平均出力相当値を算出する平均出力算出手段を備えることを特徴とする請求項１乃至請求項７の何れか１項記載の核計装システム。
【請求項９】
複数の前記中性子輸送管のうち、監視対象とする燃料集合体を取り囲むように配置された複数の前記中性子輸送管それぞれの上方または下方に設置された前記第一中性子検出器を選択し、この選択された前記第一中性子検出器の出力信号に基づいて前記燃料集合体の位置での炉心出力の軸方向平均相当値を算出する軸方向出力算出手段を備えることを特徴とする請求項１乃至請求項８の何れか１項記載の核計装システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子炉で発生する炉内中性子の監視および強度測定等を行う中性子監視方法および核計装システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
現行の沸騰水型原子炉および加圧水型原子炉においては、炉心内の局所的な中性子強度の測定または連続監視のために、炉心内に多数の炉内中性子検出器を設置している。これら炉内中性子検出器の信号ケーブルの取り出しのため、原子炉圧力容器には、多くの貫通部が設けられている。例えば改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）においては、炉内中性子検出器数は約２１０、貫通部数は約６０箇所に設けられている。炉心内の中性子強度は非常に大きいため、炉内中性子検出器内の中性子有感物質は有意に減少してゆき、例えば沸騰水型原子炉においては、炉内中性子検出器は数年で寿命を終える。
【０００３】
それゆえ、炉内中性子検出器は、一定期間ごとに交換される。もし、中性子強度の小さい原子炉圧力容器の外に設置した中性子検出器で、炉心内の局所的な中性子強度を測定および連続監視できるならば、中性子検出器は長寿命化し、交換周期の延長による原子炉稼働率の向上、交換費用の低減が図れる。
【０００４】
さらに、原子炉容器外に設置した中性子検出器で局所的な中性子強度を監視できるならば、貫通部をなくすことができる。その結果、検査箇所が削減され、定検短縮につながり、原子炉稼働率が向上する。
【０００５】
このような技術として、炉心内に挿入した中空の管で輸送された炉心内中性子を原子炉圧力容器の外に設置した中性子検出器で検出することで、炉心内の軸方向または径方向の平均的な中性子束を監視するものがある（例えば、特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２００８−１７５７３２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
しかしながら、核計装に要求される機能は多々ある。特に多数の炉内検出器の信号が必要な機能としては、例えば沸騰水型原子炉においては、制御棒引き抜き監視、平均出力監視、局部の出力振動監視、さらに沸騰水型原子炉と加圧水型原子炉においては、出力分布監視がある。これらは、特許文献１記載の技術のみでは、実現できない。
【０００８】
上述した課題を鑑み、本発明は、原子炉圧力容器の外に設置した中性子検出器を用いて、上述した核計装に要求される機能を実現する核計装システムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明による核計装システムは、炉心を原子炉圧力容器の軸方向に貫通するよう設けられた複数の中性子輸送管と、前記原子炉圧力容器外に設けられ、前記中性子輸送管の上方または下方に配置された複数の第一中性子検出器と、中性子遮蔽体、この中性子遮蔽体内部に前記炉心の軸方向に複数設置された第二中性子検出器、前記中性子遮蔽体の前記原子炉圧力容器と対向する面で開口し、前記第二中性子検出器と連絡する複数のスリット状コリメータ、を有し、前記原子炉圧力容器外側で前記炉心の高さ位置に配置されたコリメート検出器と、前記第一中性子検出器および前記コリメート検出器に接続され、前記第一中性子検出器と前記第二中性子検出器の出力信号に基づいて炉心の出力を算出する演算装置と、を備え、前記スリット状コリメータは前記原子炉圧力容器の軸方向幅よりも径方向幅が大きいことを特徴とする。なお、以下本文中において、第一中性子検出器を中性子検出器と、第二中性子検出器を高速中性子検出器として記載する。
【発明の効果】
【００１２】
本発明によれば、原子炉容器内の炉心部に配置した中性子輸送管を介して原子炉容器の周辺部および同容器の底部外面側の高速中性子検出により、原子炉圧力容器内に検出器を設置することなく、核計装で要求される機能を実現することができる。
【００１３】
また、中性子輸送管の中心軸上の中性子検出器の信号と原子炉圧力容器外側面に設置され、スリット形状の中性子コリメータが設けられた中性子遮蔽体内の高速中性子検出器の信号を信号処理・演算処理装置で演算処理することにより、原子炉圧力容器内に検出器を設置することなく、原子炉圧力容器外からの中性子測定により、核計装で要求される各機能を実現することができる。
【００１４】
さらに、中性子輸送管の中心軸上の中性子検出器の信号と放射線検出器集合体により得られる同集合体の設置位置での信号を、信号処理および演算処理装置で信号処理および演算処理することにより、原子炉圧力容器内の炉内中性子検出器と貫通部を大幅に削減しつつ、核計装で要求される各機能、すなわち制御棒引抜き監視、平均出力監視、出力振動監視および出力分布監視を実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の実施例１による核計装システムの概要を示す縦断面図。
【図２】中性子検出器の斜視図。
【図３】コリメート検出器の縦断面図。
【図４】コリメート検出器の部分斜視図。
【図５】炉心の部分拡大横断面図。
【図６】炉心の部分拡大横断面図。
【図７】炉心出力分布を求める手順を示すブロック図。
【図８】高速中性子検出器での応答関数のモンテカルロシミュレーションによる算出例を示すグラフ。
【図９】本発明の実施例２による核計装システムの概要を示す縦断面図。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下、本発明の実施例について図面を参照しながら説明する。
【実施例１】
【００１７】
本発明の実施例１について、図面を用いて以下説明する。
【００１８】
図１は本発明の実施例１による核計装システムの概要を示した縦断面図であり、同システムを沸騰水型原子炉に適用する場合を例示している。
【００１９】
図１において、炉心２と炉水３を内包する原子炉圧力容器１内に、炉心２を貫通して原子炉圧力容器１の底部付近に伸びた中性子輸送管４が複数設置されている。また、原子炉圧力容器１外かつ各中性子輸送管４の中心軸上に複数の中性子検出器５が設置されている。原子炉圧力容器１外側面には、原子炉圧力容器１側面に漏れ出た高速中性子を検出するコリメート検出器１０が設置されている。コリメート検出器１０は、スリット形状の複数の中性子コリメータが設けられた中性子遮蔽体８と、この中性子遮蔽体８内に設けられた複数の高速中性子検出器９から構成される。中性子検出器５とコリメート検出器１０は信号処理および演算処理装置７に接続される。
【００２０】
本実施例による核計装システムの各構成要素の機能について、以下説明する。
【００２１】
中性子輸送管４は、炉心２内に分散して立設状態で挿入されており、それぞれ中性子を炉心２から原子炉圧力容器１の下方に輸送する機能を有する。この中性子輸送管４の内部は、炉心内中性子をできる限り散乱させず、炉心内中性子の輸送を妨げないように、真空またはガスとすることが望ましい。
【００２２】
中性子輸送管４のそれぞれの下方に設置された中性子検出器５は、中性子輸送管４内によって原子炉圧力容器１の下方へ移動した中性子を検出する。中性子検出器５は、ケーブル６を介して信号処理・演算処理装置７に接続されている。
【００２３】
中性子検出器５の構成と作用について、図２を用いて説明する。図２は中性子検出器５の概要を示す斜視図である。中性子検出器５は、例えば縦長円柱状に形成されたポリエチレン樹脂で構成され、その中央には、上方は開口し下方は閉塞された所定長さの中空孔１２が設けられている。中空孔１２は、中性子輸送管４の中心軸上に位置していることが好ましい。また、中空孔１２を取り囲むように、縦長の中性子検出部１３が複数（図２に示した例おいては４本）設けられている。これらの中性子検出部１３がそれぞれ独立して中性子を検出する。中性子検出部１３が中性子を検出すると、中性子検出器５から信号処理・演算処理装置７に出力信号が送信される。
【００２４】
信号処理・演算処理装置７は、中性子検出器５の出力信号に基づき、炉心２の径方向出力分布を導出する。各中性子検出器５は、それぞれ対応する位置の中性子輸送管４からの中性子を検出する。中性子輸送管４は炉心２を貫通するよう設けられているため、炉心２の上部で発生した中性子も、下部で発生した中性子も中性子輸送管４を経由して中性子検出器５に検出される。したがって、中性子検出器５の出力信号から、中性子検出器５の設置位置における炉心出力の軸方向平均値が得られる。さらに、複数の中性子検出器５から得られた軸方向平均値のデータを用いることで、炉心２の径方向出力分布が求められる。
【００２５】
なお、軸方向出力平均値は、中性子検出器５の信号と中性子輸送管位置での炉心２の軸方向平均値との間の相関関係より、予め導出した換算係数を乗じる等により算出される。この相関関係は良い比例関係であることが評価されており（参考：炉外核計装システムの開発,日本原子力学会  年会・大会予稿集,Vol. 2008s (2008)pp.264-）、単一の換算係数で炉心出力の軸方向平均値を算出できる。
【００２６】
コリメート検出器１０の構成と作用について、図３、図４を用いて説明する。図３はコリメート検出器１０の概要を示す縦断面図であり、中性子の挙動を模式的に図示している。図４はコリメート検出器１０の概要を示す部分斜視図である。
【００２７】
図３、図４に示すように、コリメート検出器１０は中性子遮蔽体８に複数のスリット状コリメータ１４が設けられ、このスリット状コリメータ１４それぞれに高速中性子検出器９を接続した構成とされている。炉心２で発生して原子炉圧力容器１側面から漏れ出た高速中性子ｆは、スリット状コリメータ１４を通過して高速中性子検出器９によって検出される。スリット状コリメータ１４は、図４に示すように、炉心２の軸方向に狭く、径方向に広がった形状である。このような形状によれば、軸方向の幅を狭くすることで軸方向の高い位置分解能を確保するとともに、径方向の幅を大きくすることで高速中性子検出器９に到達する高速中性子数を確保し、軸方向と径方向の幅が同程度の形状のコリメータよりも良好な検出応答時間、Ｓ／Ｎ比、位置分解能が得られる。
【００２８】
コリメート検出器１０による中性子の検出について、詳細に説明する。炉心２で発生し、原子炉圧力容器１外側面から漏れ出た高速中性子ｆは、中性子遮蔽体８に設けられたスリット状コリメータ１４でコリメートされ、高速中性子検出器９で検出される。ここで、図３に示すように、炉心２で発生して原子炉圧力容器１外側面から漏れ出た中性子のうち低速中性子γは、発生から原子炉圧力容器１から漏れ出るまでの過程で、炉水２および原子炉圧力容器１において多重散乱を起こした中性子であり、高速中性子検出器９に到達する時点では、炉心１での中性子発生位置の情報は失われている。一方、高速中性子ｆは多重散乱を起こしていない、またはほぼ起こしていないため、炉心２における発生位置の情報が得られる中性子である。つまり、複数の高速中性子検出器９で検出される高速中性子ｆは、炉心２において、高速中性子検出器９の設置高さに対応した位置で発生したものである。高速中性子検出器９が中性子を検出すると、信号処理・演算処理装置７に出力信号が送信される。
【００２９】
信号処理・演算処理装置７は、コリメート検出器１０からの出力信号に基づき、予め導出した応答関数等を用いて、炉心２の軸方向出力分布を導出する。コリメート検出器１０で検出される高速中性子は、上述したように、高速中性子検出器９の設置高さに対応した位置で発生したものである。したがって、コリメート検出器１０の出力信号から炉心２の軸方向出力分布が得られる。
【００３０】
ここで、炉心２内で発生した中性子は、炉心２自体で遮蔽されるため、コリメート検出器１０が検出する高速中性子は、主に炉心２側面の表面近くで発生した中性子である。典型的な沸騰水型原子炉においては、炉心の最外周および一つ内側の燃料集合体で発生した中性子が原子炉圧力容器外側面に漏れ出る。したがって、コリメート検出器１０で得られる軸方向出力分布は、炉心２側面近傍についての軸方向出力分布である。
【００３１】
以下、スリット形状コリメータ１４について詳細に説明する。出力の炉心軸方向分布測定においては、多点の測定が必要である。例えば沸騰水型原子炉においては、現行では、炉心内に挿入した移動式中性子検出器を用いて、炉心軸方向について２４点程度の検出器位置で出力測定を行なっている。したがって、同定度の検出精度を担保するため、コリメータ検出器１０においても高速中性子検出器９を軸方向に２４点程度配置して測定する必要がある。炉心の軸方向全長は約４ｍであり、２４点設置の場合、高速中性子検出器９の間隔は１５ｃｍ程度となる。一方で、一般的な遮蔽材であるポリエチレンを用いた場合、高速中性子が十分に減速するためには、３０ｃｍ厚程度が必要である。したがって１５ｃｍでは、各高速中性子検出器９に入射する高速中性子を十分にコリメーションするには小さく各高速中性子検出器９に到達するバックグランド中性子数は多い。また例えば沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器１側面から原子炉圧力容器１を内包する生体遮蔽体までの距離は１ｍ程度であり、特別な工事をすることなく容器側面に中性子遮蔽体６を設置するためには、１ｍ内に収まる寸法でなければならない。このため、中性子遮蔽体６を十分に大きくはできず、各高速中性子検出器９に到達するバックグランド中性子数は多くなる。このような、高速中性子検出器９の間隔の制約と遮蔽体６の寸法の制約の下で、良好なＳ／Ｎ比で高速中性子を測定するためには、スリット状コリメータ１４を設けることが効果的である。
【００３２】
次に、上述した核計装システムの各機能について、従来の核計装システムにおける機能と比較しながら以下説明する。
【００３３】
まず、制御棒の引き抜き監視機能について、図５を用いて以下説明する。図５は、本実施例による炉心２の概要を示す部分拡大横断面図である。１５が制御棒、１６が燃料集合体を示しており、燃料集合体１６間に中性子輸送管４が配設されている。
【００３４】
まず、従来の沸騰水型原子炉における制御棒の引き抜き監視について説明する。従来のシステムでは、中性子輸送管４の位置に、炉内検出器集合体が入った計装管１７が設置されている。炉心軸方向に挿入された炉内検出器集合体のうち、監視対象とする制御棒近傍に位置する炉内検出器集合体から得られる複数の信号を平均演算することで炉心出力の軸方向平均値相当値を求め、この軸方向平均値相当値を監視することで制御棒の引き抜き監視を行なっている。
【００３５】
また、計装管１７内の軸方向に並んだ複数の検出器を検出器１７ａ、１７ｂ、１７ｃ、１７ｄとした場合に、４個の検出器１７ａ、１７ｂ、１７ｃ、１７ｄについて、１７ａと１７ｃの平均値を軸方向平均相当値とし、また別途に検出器１７ｂと１７ｄの平均値を軸方向平均相当値とすることで、２個の独立した軸方向平均相当値を冗長化する。検出器の故障等によって一方の値が利用できなくなっても、他方の値で監視できるようにし、安全を担保するためである。
【００３６】
本実施例では、複数の中性子輸送管４のうち、監視対象とする制御棒近傍に位置する中性子輸送管４の中心軸上に設置された中性子検出器５の信号より得られる炉心出力の軸方向平均値の監視によって制御棒の引き抜き監視ができる。
【００３７】
本実施例における冗長化に関して、単なる中空管である中性子輸送管４の故障は考えにくく、冗長化すべきは中性子検出器５と考えられる。本実施例においては、上述したように、中性子検出器５の内部に複数の中性子検出部１３が設けられ、中性子検出部１３ごとに独立した回路構成にし、中性子検出部１３ごとに軸方向平均相当値を導出することで複数個の独立した軸方向平均相当値が得られ、従来と同様に冗長化することが可能である。
【００３８】
次に、平均出力監視機能について説明する。従来の沸騰水型原子炉においては、全炉心において炉内検出器の信号を規定の手法に従って複数個選択し、選択された信号を平均演算することで得られる炉心出力の平均値相当値を監視することで行なっている。また、上述した制御棒引き抜き監視と同様、異なる信号の組合せで複数の平均相当値を得ることで冗長化されている。
【００３９】
本実施例では、複数の中性子検出器５の信号を複数選択し、選択された信号を平均演算することで得られる炉心出力平均値を監視することで平均出力監視が可能である。また、制御棒の引き抜き監視と同様、各中性子検出器５に設けられた複数の中性子検出部１３ごとに独立した出力信号値を得られるようにすることで冗長化が達成できる。
【００４０】
次に、出力振動監視について、図６を用いて説明する。図６は、本実施例による炉心２の概要を示す部分拡大横断面図である。複数の中性子輸送管４によって囲まれた位置に配置された燃料集合体を１６ａ、１６ｂ、１６ｃ、１６ｄとして図示している。
【００４１】
従来の沸騰水型原子炉の核計装システムでは、制御棒の引き抜き監視の説明と同様に、各中性子輸送管４の位置に、炉内検出器集合体が入った計装管１７が設置されている。監視対象となる４体の燃料集合体１６ａ、１６ｂ、１６ｃ、１６ｄの近傍での平均出力相当値を燃料集合体１６ａ、１６ｂ、１６ｃ、１６ｄを取り囲む計装管１７の炉内検出器の信号の平均演算によって導出し、この平均出力相当値を監視することで、出力振動監視を行なっている。また、制御棒引き抜き監視と同様に、異なる信号の組合せで複数の平均出力相当値を得ることで冗長化されている。
【００４２】
本実施例においては、複数の中空管４のうち、対象とする４体の燃料集合体を取り囲む４本の中性子輸送管４それぞれの中心軸上に設置された４個の中性子検出器５の信号の平均演算によって燃料集合体１６ａ、１６ｂ、１６ｃ、１６ｄの出力平均値を求め、この出力平均値を監視することで出力振動監視が可能である。
【００４３】
また、制御棒引き抜き監視、平均出力監視と同様に、中性子検出器５内部に複数の中性子検出部１３を設けることにより冗長化することが可能である。
【００４４】
次に、出力分布監視について説明する。従来のシステムによる出力分布監視は、炉心シミュレータを用いて出力分布を算出し、この算出値を用いて監視する。炉心シミュレータは、運転条件等のデータから出力分布を算出し、さらに炉心内に挿入した移動式中性子検出器で測定した出力の炉心軸方向および径方向の分布測定値による学習を行うことで、監視精度が担保される。ここで学習とは、補正演算や校正に相当する。
【００４５】
本実施例における出力分布監視について、図７を用いて説明する。図７は、本実施例による核計装システムを用いて炉心出力分布を求める手順を示すブロック図である。
【００４６】
炉心シミュレータが運転条件等のデータから出力分布を算出し（Ｓ１）、算出した値について、複数の高速検出器９より得られる炉心軸方向出力分布の測定値（Ｓ２、Ｓ３）を用いて学習を行ない（Ｓ４）、補正された炉心出力分布を算出する（Ｓ５）。この測定値が軸方向位置分解能の要求値を満たしていれば、出力分布監視の要求精度は達成できる。この軸方向位置分解能の要求値は、移動式中性子検出器で学習した場合との比較評価の結果、高速中性子検出器９を軸方向に２４個設置した場合において、各高速中性子検出器９について半値幅５ｃｍが典型的な値である。左記半値幅５ｃｍは、コリメート検出器１０を用いることで、達成できる。図８にモンテカルロシミュレーションにより求めた、コリメート検出器１０の応答関数の例を示す。応答関数は、炉心２内で軸方向に対して無限小の幅で発生した高速中性子が、コリメート検出器１０では、どれだけの幅の広がりを持って検出されるかを示すものである。図８に示すように、半値幅は３．５ｃｍであり、軸方向位置分解能の要求値である半値幅５ｃｍを満たしている。
【００４７】
また、さらに中性子検出器５の各信号より得られる炉心出力の軸方向平均値の炉心径方向分布でも学習を行なうことが可能である（Ｓ６、Ｓ７）。上述したようにコリメート検出器１０で検出される出力分布は炉心２表面近くで発生した高速中性子に基づくものであるが、中性子検出器５の各信号についても学習することにより、炉心内部についても炉心シミュレータを計測値で学習でき、出力分布の算出値の妥当性が担保できる。
【００４８】
なお、上述した炉心シミュレータは、その機能を信号処理・演算処理装置７がさらに有するものとしても、別途に専用のハードウェアもしくはソフトウェアが組み込まれた汎用のパーソナルコンピュータ等を用意して信号処理・演算処理装置７と接続するものとしてもよい。
【００４９】
以上説明したように、本実施例によれば、原子炉圧力容器１の外部に設置された中性子検出器５とコリメート検出器１０内部の高速中性子検出器９の出力信号用いることにより炉心２の径方向出力分布と軸方向出力分布が得られ、これらの値を用いることにより核計装で要求される各機能を実現することが可能である。
【００５０】
なお、本実施例においては、中性子検出器５が中性子輸送管４の中心軸上に設置されるものとして説明したが、必ずしも中性子輸送管４の中心軸上に配置されていなくとも、概ね中性子輸送管４の下方に位置していればよい。
【実施例２】
【００５１】
本発明の実施例２について、図面を用いて以下説明する。図９は本実施例による核計装システムの概要を示す縦断面図である。なお、実施例１と同一の構成部分については同一の符号を付し、重複する説明を省略する。
【００５２】
本実施例においては、原子炉圧力容器１内に複数の放射線検出器集合体２１が設置されている。放射線検出器集合体２１には、中性子を主として検出する検出器集合体、あるいはγ線を主として検出する検出器集合体を用いる。放射線検出器集合体２１は信号処理・演算処理装置７に接続される。
【００５３】
次に核計装の各機能について説明する。本実施例においては、信号処理・演算処理装置７で以下の信号処理および演算処理が行なわれる。
【００５４】
核計装の各機能のうち、制御棒引き抜き監視、平均出力監視、および出力振動監視の方法は、実施例１に記載したように中性子検出器５の信号のみで実現できることから、実施例１と同じである。
【００５５】
出力分布監視は、実施例１と同様、炉心シミュレータを用いて出力分布を算出し、この算出値を用いて監視される。炉心シミュレータは、複数の放射線検出器集合体２１により得られる、放射線検出器集合体２１の設置位置での炉心軸方向の出力分布測定値による学習を行い、監視精度が担保される。例えばＡＢＷＲ相当で、現行の起動領域中性子モニタ（ＳＲＮＭ）用検出器が内包されている計装管（約１０体）内に軸方向に９個程度、放射線検出器２１を併設することで、従来と同等レベルでの学習が可能であることが評価されている。このような構成では、ＳＲＮＭ用検出器が炉内に残されているため、起動領域の監視ができるという利点がある。
【００５６】
ＡＢＷＲに上記の核計装システムを適用した場合のシステム構成例について詳述する。従来の約５２体の局部出力監視用の炉内中性子検出器および移動式中性子検出器用の計装管を中性子輸送管４に置き換え、原子炉圧力容器１下部に、中性子輸送管４の位置に対応する中性子検出器５を配置し、約１０体のＳＲＮＭ用計装管内にＳＲＮＭ用検出器を残したまま、放射線検出器２１を軸方向に９個併設した構成となる。このような核計装システムの構成によれば、従来に比較して（例えばＡＢＷＲにおいては、炉内中性子検出器数は約２１０、貫通部数は約６０）、炉内中性子検出器と貫通部を大幅に削減することが可能である（炉内の放射線検出器数は約１００に削減、貫通部数は約１０に削減）。
【００５７】
ここで、複数の放射線検出器集合体２１として、ガンマサーモメータ集合体を用いた場合、ガンマサーモメータは自己校正ができるため、複数の放射線検出器集合体２１の校正のための移動式中性子検出器を炉内に挿入することが不要になる。
【００５８】
さらに、ガンマサーモメータの信号を用いて、運転中に適時、炉心シミュレータを学習させ、学習された炉心シミュレータで出力分布を算出する。そして、運転中に適時、出力分布の算出値から求まる中性子輸送管４位置での炉心出力の軸方向平均値と、中性子検出器５の信号との間の相関関係から、検出器信号を軸方向平均値へ換算する換算係数を求めることによって、運転中に中性子検出器５の校正ができる。
【００５９】
以上説明したように、局部出力監視用の炉内中性子検出器および移動式中性子検出器用の計装管を、中性子輸送管４と原子炉圧力容器１外に設置される中性子検出器５に置換し、またＳＲＮＭ用計装管内に放射線検出器２１を併設した構成の核計装システムとすることで、原子炉圧力容器１内の炉内中性子検出器と貫通部を大幅に削減しつつ、核計装で要求される各機能を実現することができる。また、運転中に中性子検出器５の校正を行なうことが可能である。
【００６０】
以上、本発明について複数の実施の形態を用いて説明してきたが、本発明は上記実施例に限定されるものでなく、発明の趣旨を逸脱しない範囲でいろいろの変形を採ることができる。例えば、上述した実施形態では沸騰水型原子炉に適用するものとして説明してきたが、中性子輸送管を炉心から上方へ伸び、中性子検出器が中性子輸送管の上方に設置された構成として加圧水型原子炉に適用することが可能である。
【符号の説明】
【００６１】
１  原子炉圧力容器
２  炉心
３  炉水
４  中性子輸送管
５  中性子検出器（第一中性子検出器）
６  ケーブル
７  信号処理・演算処理装置
８  中性子遮蔽体
９  高速中性子検出器（第二中性子検出器）
１０  コリメート検出器
１２  中空孔
１３  中性子検出部
１４  スリット状コリメータ
１５  制御棒
１６、１６ａ、１６ｂ、１６ｃ、１６ｄ  燃料集合体
１７  計装管
２１  放射線検出器集合体
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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