(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉容器の炉心領域に制御棒構造を有し、炉心領域を冷却・減速材が循環している原子炉が臨界に近いことを判定する方法であって、
冷却・減速材が第１温度に対応する密度にある時の中性子レベルを得るため、検知器信号の遷移部分に亘って第１中性子源領域検知器信号（CMC）をモニターし；
炉心温度を第２温度に上昇させ；
冷却・減速材が第２温度に対応する密度にある時の中性子レベルを知るため、検知器信号の遷移部分に亘って第２中性子源領域検知器信号（CMC）をモニターし、モニターされ
た第１中性子源領域検知器信号及び第２中性子源領域検知器信号はそれぞれ中性子以外の要因に起因するバックグラウンド信号成分（N）を有し；
関係式
0005542150.tif 000021
に従って、モニターされた第１および第２中性子源検知器信号に基づく中性子以外の要因によるバックグラウンド信号を求め；
バックグラウンドを調整された中性子レベルを得るため、第２温度で得られ、モニターされた中性子レベルから中性子以外の要因によるバックグラウンド信号成分を除去し；
バックグラウンドを調整された中性子レベルに基づいて臨界へ近いことを判定するステップから成る、原子炉が臨界に近いことを判定する方法。
【請求項２】
原子炉が加圧水型軽水炉である請求項１に記載の方法。
【請求項３】
減速材がホウ酸水である請求項２に記載の方法。
【請求項４】
第１中性子源領域検知器信号のモニタリングと第２中性子源領域検知器信号のモニタリングとの間で制御棒の配置および減速材の濃度を不変とする請求項１に記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子炉の臨界未満中性子増倍率Ｋeffの測定方法、より具体的には、炉心が臨界未満の状態において発生するあらゆる反応度変化を測定する方法に係わる。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉発電システムにおいては、炉心内に支持されている多数の燃料棒に起こる核分裂連鎖反応により圧力容器の炉心内に熱が発生する。燃料棒は燃料集合体内で互に間隔を保つように配列され、燃料棒間のスペースがホウ酸水を流動させる冷却材流路を形成している。冷却材中の水素が燃料に含まれる濃縮ウランから放出される中性子を減速させることによって核反応の回数を増やしプロセスの効率を高める。燃料集合体内の所々の燃料棒位置には制御棒案内シンブル管が散在し、炉心への挿入及び炉心からの引き抜きが可能な制御棒を案内する。挿入されると、制御棒は中性子を吸収して核反応の回数を減らし、炉心内に発生する熱量を減少させる。冷却材は集合体を通過して原子炉から蒸気発生器のチューブ側へ流動するが、熱が比較的低圧の蒸気発生器のシェル側の水に伝達される結果、タービンの駆動に利用される蒸気が発生する。蒸気発生器のチューブ側を出た冷却材は主冷却材ポンプにより駆動されて、閉ループ・サイクルで原子炉へ還流し、このプロセスを繰返す。
【０００３】
原子炉の出力レベルは通常、３つの領域、即ち、中性子源領域または起動領域、中間領域、および出力領域に分けられる。安全運転のため、原子炉の出力レベルは連続的にモニターされる。このようなモニタリングは、典型例として、炉心の内外に配置した中性子検知器を介して行なわれ、原子炉の中性子束を測定する。原子炉内のいずれの位置においても、中性子束は核分裂率に比例するから、中性子束は出力レベルにも比例する。
【０００４】
従来、中性子源領域、中間領域及び出力領域の中性子束を測定するのに核分裂電離箱が使用されている。代表的な核分裂電離箱はすべてのノーマルな出力レベルに対応できるが、一般的に、中性子源領域で放出される低レベルの中性子束を正確に検知できるほど敏感ではない。従って、原子炉の出力レベルが中性子源領域にある場合、中性子束をモニターするのに別仕立ての低レベル中性子源領域検知器を使用する場合が多い。
【０００５】
適当なエネルギー・レベルの自由中性子が燃料棒に含まれている核分裂可能な物質の原子と衝突すると、炉心内で核分裂反応が起こる。この反応の結果、炉心から冷却材中へ抽出される大量の熱エネルギーが放出され、また、さらなる核分裂反応を発生させる新しい自由中性子が放出される。放出される中性子の一部は炉心から逃げるか、例えば制御棒のような中性子吸収体に吸収されるから、いわゆる核分裂反応を起こさない。炉心に存在する中性子吸収体の量を制御することによって核分裂率を制御することができる。核分裂可能な物質中では常に不規則な核分裂反応が起こるが、炉心停止の状態では、放出された中性子は高い率で吸収されるため、持続的に反応が繰返されることはない。所与の世代時間における中性子数が先行の世代時間における中性子数と等しくなるまで中性子吸収体を減らすことによって、プロセスは自立的な連鎖反応の状態となり、原子炉は「臨界状態」にあるとされる。原子炉が臨界状態にあれば、停止状態の時と比較して中性子束ほぼ１００万倍高くなる。実用的な遷移インターバルを実現するために、停止状態の炉心における中性子束の増大を加速するべく、核分裂可能な物質を含有する燃料棒の間に人工の中性子源を埋め込んだ原子炉もある。この人工中性子源は局部的に中性子束を増大させて原子炉が出力状態になるのを助ける。
【０００６】
中性子源が存在しない場合、先行の世代時間における自由中性子数に対する或る世代時
間における自由中性子数の比率は「中性子増倍率」（Ｋeff）と呼称され、原子炉の反応度の目安として採用される。換言すると、炉心の臨界を示す目安がＫeff、即ち、破壊と損失の双方に起因する中性子の減少全体に対する中性子生成の比率である。Keffが１よりも大きければ、破壊される中性子よりも生成する中性子のほうが多いことになる。同様に、Keffが１よりも小さければ、生成する中性子よりも破壊される中性子の方が多いことを意味する。Keffが１よりも小さい場合、原子炉は「臨界未満」であるとされる。比較的最近まで、中性子源領域炉外検知器を用いていつ臨界が発生するかを測定する直接的な方法は存在しなかった。原子力発電所のオペレータは多数の方法を併用して臨界の発生を推定するのが一般的であった。臨界発生を推定する方法の１つに、中性子源領域検知器から得られる計数率の逆比を状態変化の関数としてプロットする方法があるが、これに基づいて原子力発電所を、例えば、制御棒を引き抜いて臨界状態にする。原子力発電所が臨界状態になると、中性子源領域計数率は無限大に近づき、従って、逆計数率比(ICRR)はゼロに近づく。炉心内で起こる反応の物理学により、ICRR曲線は殆ど常に凸状であるが，凹状の場合もある。従って、ICRR曲線から原子力発電が臨界状態になる状態を推定するには大きい不確実性が伴い、しかも、原子力規制委員会および原子力発電運転協会の厳しい検査を受けねばならない。
【０００７】
原子炉が臨界になるのを直接的に予測する方法が最近発案された。この方法は米国特許第６，８０１，５９３号に記載されている。この方法では、中性子源検知器の出力をモニターしながら炉心の反応度を上昇させる。出力の遷移部分において周期的に検知器出力から逆計数率比を求める。逆計数率比データに補正率を適用し、このデータを経時的にプロットする。補正率は逆計数率比を線形化するから、曲線を予測可能なように外挿できる。即ち、この方法は空間的に補正された逆計数率に基づく炉心反応度測定方法である。しかし、この方法は炉心反応度の測定精度の向上に焦点を当てたものではなく、精度は測定される中性子放出レベルの精度に依存する。具体的には、測定される中性子レベルの部分変化を正確に求めることが極めて重要である。正しく動作する中性子放出検知器でありながら起こり得る最大の中性子測定エラーは、通常「バックグラウンド信号」と呼ぶものに起因する。バックグラウンド信号は検知器の測定値に中性子源に起因しない応答を誘発する。これが炉心反応度変化の測定値に誤差を発生させる。中性子ポピュレーション測定の精度を高め、ひいては逆計数率比に基づく反応度測定の精度を高めるためには、反応度変化の算出に測定結果を利用する前に、測定結果からバックグラウンド信号成分を除去する必要がある。現時点では、商業的原子力施設に使用されている典型的な中性子検知器による中性子信号測定値からバックグラウンド信号の混入分を算定する直接的な方法は存在しない。
【０００８】
従って、商業的原子力施設において測定される中性子信号に混在するバックグラウンド信号成分を正確に算定できる方法が望まれる。また、既存の商業的原子力発電所の装置またはその運転上の慣行の変更を必要としない上記方法が望まれる。
【発明の概要】
【０００９】
本発明は、原子炉容器の炉心領域内に制御棒機構を有し、冷却・減速材が炉心を循環する原子炉が臨界に近いことを判定する方法を提供することによって上記目的を達成する。この方法のステップとして、先ず最初に、検知器出力が遷移部分にある時中性子源領域検知器信号をモニターすることによって、冷却・減速材が中性子源領域での第１温度に対応する密度にある時の炉心の中性子放出レベルを求める。次いで、炉心温度を第２温度に上昇させ、第２中性子源領域検知器信号をモニターして、冷却・減速材が中性子源領域での第２温度に対応する密度にある時の炉心の中性子放出レベルを求める。次いで、モニターされた第１および第２中性子源領域検知器信号に基づき、下記関係式に従ってバックグラウンド非中性子信号成分を算出する：
0005542150.tif 000002
次いで、第２温度におけるモニタリングの結果として得られた中性子レベルからバックグラウンド非中性子信号成分を除いて、バックグラウンド分だけ補正された中性子レベルを算出し、これを逆計数率比に用いて臨界への近さを判定する。
【００１０】
第1中性子源領域検知器信号のモニタリングと第２中性子源領域検知器信号のモニタリングとの間、制御棒の配置および減速材の濃度を変化しないままにすることが望ましい。好ましい実施態様の１つでは、バックグラウンド非中性子信号成分を検出する際に、モニターされる第1および第2中性子源領域検知器信号の比から１/ICRREH項を近似値計算することによってバックグラウンド非中性子信号成分(N)の初期値に到達する。次いで、好ましくは第1および第2中性子源領域検知器信号の値からNの初期値を減算してNの残余値を計算する。次いで、炉心温度を第３温度に上昇させ、検知器出力の遷移部分に亘って冷却・減速材が第３温度に対応する密度である時の第３中性子源領域検知器信号をモニターすることによって、このプロセスを繰返す。第２中性子源領域検知器信号と第３中性子源領域検知器信号を上述したように処理して、Nの新しい残余値を算出する。中性子領域信号測定の分解能限界より小さいNの最終残余値が求まるまで上記プロセスを繰返す。その後、Nの最終残余値の決定に使用されるすべてのN値の合計からNの最終値を得る。
【００１１】
本発明の詳細を添付の図面を参照し、好ましい実施態様を例に取って以下に説明する。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】図１は原子力発電システムの１次側を示す概略図である。
【図２】図2は原子炉冷却システム温度の関数としての相対的な中性子領域検知器信号を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
図１は、原子力蒸気発生システム１２が発電用の（図示しない）タービン発電機を駆動するための蒸気を供給する原子力発電所１０の一次側を示す。原子力蒸気発生システム１２は圧力容器１８内に収納されている炉心１６を含む加圧水型原子炉１４を有する。炉心１６内の核分裂反応が熱を発生させ、これが炉心を通過する原子炉冷却材、例えば冷却水によって吸収される。加熱された冷却材はホットレッグ配管２０を介して蒸気発生器２２へ流動する。原子炉冷却材は原子炉冷却材ポンプ２４の作用下に蒸気発生器２２からコールドレッグ配管２６を通って原子炉１４へ還流する。典型的には、加圧水型原子炉は少なくとも２基、多くの場合、３基または４基の蒸気発生器２２を有し、コールドレッグ２６および原子炉冷却材ポンプ２４と協働して一次ループを形成するホットレッグ２０を介して加熱された冷却材を供給される。それぞれの一次ループがタービン発電機に蒸気を供給する。図１には２つの一次ループを図示してある。
【００１４】
原子炉１４へ還流された冷却材は環状の下降管を流下した後、炉心１６に向かって上昇する。炉心の反応度、従って、原子炉１４のエネルギー出力は短期的には、随意に炉心へ挿入できる制御棒によって制御される。長期反応度は例えば冷却材に溶解させたホウ素のような中性子減速材の濃度を制御することで調整される。ホウ素濃度の調整は、冷却材が炉心全体を循環することで炉心全体に亘って均一に反応度に影響を及ぼす。これに反して、制御棒は局部的な反応度に影響を与えるから、炉心１６内における軸方向および半径方向の出力分布が非対称的になる。
【００１５】
炉心１６内の状態は幾つかの異なるセンサー・システムによってモニターされる。原子炉容器１４から逃げる中性子束を測定する炉外検知システム２８もその１つである。炉外検知システム２８は原子炉が停止状態の時に使用される中性子源領域検知器、起動および停止時に使用される中間領域検知器、および原子炉出力が約５％以上の時に使用される出力領域検知器を含む。炉内検知器は典型的には、発電運転中に使用される。
【００１６】
上述したように、原子力発電所およびその他の原子力施設、例えば、使用済み核燃料ピットは、臨界未満の状態ではその反応度またはKeffが正確に直接測定されない。既述のように、臨界が発生する時の推定は、例えば、制御棒引き抜きのような、原子力発電所を臨界状態にするために利用される状態変化の関数として中性子源領域検知器から得られる計数率の逆比をプロットすることによって行なわれる。原子力発電所が臨界に達すると、中性子領域計数率は無限大に近づき、逆計数率比はゼロになる。米国特許第６，８０１，５９３号に記載されているように、原子炉を臨界状態にするために利用される変化に対する炉外検知器の応答は炉心が一点に過ぎないなら線形であることを示すことができる。しかし、炉心の寸法上の性質がICRR曲線を非線形にする。上記特許に記載の方法では、補正係数を分析により求めて、これを炉外検知器の測定応答値に適用することによってKeffにおける線形関数を確立することができる。即ち、原子炉に加えた変化に起因する、反応度として知られるKeffの変化をKeffの絶対値とともに求めることができる。線形化された逆計数率は空間補正逆計数率(SCICR)と呼称される。これは電力会社にとって重要な値であるが、それは、この情報に基づいて電力会社はどの程度の反応度で原子炉が停止または臨界未満となるかを知ることができるからである。即ち、電力会社は炉心がどの程度安全であるか、炉心が何時臨界(Keff＝１．０)になるか、炉心を臨界にするには如何なる変化を加えなければならないか、技術的明細事項がすべて順守されているかどうかを知ることができる。しかも、この方法により、電力会社は炉心が臨界未満状態にある間、反応度の変化を測定することができる。典型的には低出力物理試験の際に行なわれる制御および停止バンク測定を、発電所が臨界未満状態にある時、行なうことができる。低出力物理試験が行なわれるのは発電所を出力領域および発電の段階までパワーアップする前の最終イベントであるから、燃料交換のため発電所を停止させる時間が節減される。低出力物理試験では、臨界炉心パラメータ、例えば、ホウ素濃度、個々の制御バンクの価値、および減速材の温度係数を測定することによって設計余裕が充分であることを立証するが、これは原子炉を出力領域に戻す前の必須ステップである。本発明は米国特許第６，８０１，５９３号に記載の方法をさらに一歩進めて、中性子源領域検知器からの測定信号に定常的に混在する「ノイズ」または「バックグラウンド」成分を測定することによって、より正確な測定値を提供し、測定に伴う不確実性のため臨界の判定に組み込まれたマージンを縮小する。
【００１７】
従って、本発明の方法では、炉心再装荷完了後、原子炉冷却システム(ＲＣＳ)温度が約９０°F（即ち、低温状態）の或る時点において測定される中性子源領域(ＳＲ)計数率を下記式で表わすことができる：
CMC＝原子炉が冷温状態時のＳＲ計数率測定値＝Φ＋N      （１）
記号Φは炉心装荷が完了し、ＳＲ検知器の動作電圧および弁別子セッティング調整が完了した時点におけるＳＲ検知器近傍の炉心の熱中性子束を表わす。変数Nは測定されたＳＲ計数率信号のうち、中性子以外の要因による部分を表わす。N成分はＳＲ検知器の作用域における高エネルギーγ線の相互作用に起因するＳＲパルスと、測定されるＳＲ信号に含まれる電気「ノイズ」に起因するパルスとから成る。測定されたＳＲ信号（CMC）中に中性子以外の要因で形成された信号が存在しないと仮定すれば、原子炉温度の上昇後に存在するＳＲ計数率の値（CEH）は下記式によって与えられる：
CEH＝MCMC＝M（Φ＋N）                                  （２）
中性子以外の要因に起因するＳＲ信号成分が存在しないと仮定して、係数Mの値は、原子炉冷却水密度の変化、炉心反応度の変化および炉心出力分布の変化が原子炉冷却材温度の上昇に伴う測定ＳＲ計数率の予想される変化に及ぼす影響を含む。
中性子以外の要因によるＳＲ信号成分が存在するなら、バックグラウンド信号は高エネルギーγ線と、電気ノイズに起因するパルスの組み合わせから成る可能性がある。高エネルギーγ線の殆どは原子炉容器からのものである。電気ノイズの発生源としては多数考えられるが、原子炉容器外に存在する。従って、これらの中性子以外の要因による信号成分はいずれも原子炉冷却材温度によって有意に影響されるものではない。従って、温度上昇後に測定される実ＳＲ計数率（CMH）は下記式で表わすことができる：
CMH＝MΦ＋N                                            （３）
「純粋な」中性子信号であると仮定して、温度上昇後に予想される計数率（CEH）の値と、温度上昇後に実際に測定される計数率（CMH）の値との差を利用することによって中性子以外の要因による信号成分Nの値を算出することができる。算出のための代数方程式は下記の通り：
CEH−CMH＝M（Φ＋N）−（MΦ＋N）
または
CEH−CMH＝MN−N                                (４a，b，c）
または
CEH−CMH＝N（M−１）
Nは下記式から求められる：
0005542150.tif 000003
方程式２により、CEHの値をM CMCと関連させ、Nを下記式で表わすことができる：
0005542150.tif 000004
Mの値はバックグラウンド値Nを求める前に算出しなければならない。Mの値はヒートアップ時の初期および最終温度の間に起こる原子炉冷却材の密度変化の関数である。Mの値はまたヒートアップ時に現れる反応度変化、ＲＣＳ温度の空間的再分布効果に起因するＳＲ計数率の変化、およびヒートアップ時におけるホウ素濃度の変化の関数でもある。Mの値を求める便利な方法としては、方程式２に定義した、温度上昇に存在すると予想されるＳＲ計数率の分析モデルを確立する方法がある。下記のような微分変化アプローチを利用することによってCEHの値をモデリングすることができる：
0005542150.tif 000005
Keffの微分項は計数率変化と高温と低温おけるKeffの変化であらわされる：
0005542150.tif 000006
空間的補正ＩＣＲＲの表現を利用することによって計数率の変化を表わすことができる。基準状態計数率をCMCとすれば、高温状態において予想されるＩＣＲＲ（ＩＣＲＲＥＨ）は下記式で表わされる：
0005542150.tif 000007
この式を変形させることでCEHをCMCで表わすことができる。即ち：
0005542150.tif 000008
式１０を式８に代入すると下記式が得られる：
0005542150.tif 000009
式１１に予想されるKeffの変化を乗算すれば、原子炉温度上昇に伴って反応度に予想される変化の総量を表わす項が形成される。即ち：
0005542150.tif 000010
式１２は下記のように表現することもできる：
0005542150.tif 000011
温度微分項は原子炉水密度の変化のみに起因する計数率の変化である。水密度の変化が臨界未満における燃料棒有用度測定（ＳＲＷＭ）における計数率測定値に及ぼすインパクトは下降管温度減衰係数（ＤＴＡＦ）の計算に使用される方法によって求めることができる。図１はサイトＡにおけるウェスチングハウス型４ループ原子炉に使用されるＤＴＡＦモデルから得られたＲＣＳ温度上昇（Ｒ（Ｔ））に応じた関連信号間の関係を示す。
グラフに示すデータから得られる多項フィットも図２に示す。Ｒに関する多項式を利用することによってＲＣＳ温度の変化に応じた計数率の変化間の関係を表わすのに必要な式を導出することができる。式７において示す温度微分項を下記式で表わすことができる：
0005542150.tif 000012
温度上昇に伴うCEH値の総合的な変化を下記式で表わすことができる：
0005542150.tif 000013
式１５は下記のように簡略化される：
0005542150.tif 000014
空間的補正係数（F）の変化に起因する低温計数率の予想変化を表わす式は温度変化項に使用されるのと同様に展開される。Fの微分項はほぼ下記の通りである：
0005542150.tif 000015
温度変化に伴って予想されるCEHの値は下記式を利用してCMCの項で表わすことができる：
0005542150.tif 000016
FHおよびFCはそれぞれ高温および低温状態における空間的補正係数である。式１８を式１７に代入して配列を変えると下記式が得られる：
0005542150.tif 000017
式１３、１６および１９の右辺項を式７における該当の場所に代入すると、CEHに関する下記式が得られる：
0005542150.tif 000018
式３はMおよびCMCの積としてCEHを規定している。式２０を検討すると、Mの値が下記式で与えられる値に等しいことが判明する：
0005542150.tif 000019
式２１を式６に代入することによってＮに関する新しい式を展開することができる。即ち、式６は下記のようになる：
0005542150.tif 000020
Nの正確な値を求めるには、式２２に含まれるパラメータのそれぞれを知るか、またはパラメータの変化を小さくして、Nの値に影響を及ぼすことなく、それぞれのパラメータの影響を無視できるようにしなければならない。KeffおよびＦの変化に連携するパラメータは核設計モデル計算に基づいている。ＳＲＷＭが完了するまでは核設計の有効性は確立できない。従って、KeffおよびFパラメータの有効性は、Nを計算するためにこれらのパラメータを使用する必要がなくなり、Nの値に著しく影響しないようにこれらのパラメータを小さく維持しなければならないことが判明するまでは未知である。
サイトＡのユニット１を２１サイクル、ユニット２をサイクル１６運転して得られたＲＣＳヒートアップ・データにこの方法を適用した。両ユニットに関して、温度を約９０°Ｆから約１８０°Ｆまで上昇させ、ホウ素濃度およびロッド位置を一定に保ってバックグラウンド値を求めた。表１は測定されたバックグラウンド計数率が臨界ホウ素結果に及ぼすインパクトを示す。表1に示す結果から明らかなように、本発明の方法を利用して計算されたバックグラウンド補正を適用することによって実ＡＲＯ(All-Rod-Out)臨界ホウ素濃度に対する計算されたＡＲＯ臨界ホウ素濃度の精度が著しく改善される。この精度向上はサイトＡの両ユニットで立証された。
【００１８】
表１
ユニット／    Ｎ３１      Ｎ３２      補正なしの    バック      測定された
サイクル      バック      バック      計算された    グラウンド  臨界状態での
グラウンド  グラウンド  臨界状態に    補正された  ＡＲＯ
補正        補正        おける        計算上の    ホウ素濃度
（ｃｐｓ）  （ｃｐｓ）    ＡＲＯホウ素  ＡＲＯ      （ｐｐｍ）
（ｐｐｍ）    ホウ素濃度  
（ｐｐｍ）
ユニット２        ５        ５        １４１２      １３７６    １３６７
サイクル１６
ユニット１        ９        ６        １８１３      １７５８    １７５８
サイクル２１
【００１９】
以上に本発明の具体的な実施態様を詳述したが、当業者には明白なことであるが、以上に述べた実施態様の細部に関しては多様な変更、代案が可能であり、開示した特定の実施態様は飽くまでも説明のためのものであって本発明の範囲を制限するものではなく、本発明の範囲は付記する特許請求の範囲のすべておよびこれと等価のすべてによって制限される。
【図１】
0005542150.tif 000022
【図２】
0005542150.tif 000023