(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の炉内検出器（８６）の原子炉計測器出力信号を検証する方法であって、当該複数の炉内検出器（８６）は原子炉の炉心（１４）の軸方向のほぼ同じ高さにおいて半径方向に離隔した複数の検出器要素（８８）を有し、各検出器要素は当該検出器要素が占める半径方向および軸方向位置で測定された原子炉運転パラメータを表す出力信号を有し、
原子炉の現在の運転状態に基づいて、軸方向の実質的に同じ高さにある３つ以上の検出器要素（８８）について予想される出力を得るための予測計算（Ｐ）を行うステップ、
軸方向のほぼ同じ高さにある３つ以上の検出器要素（８８）によりそれぞれ生成された実際の信号（Ｍ）と対応する予想出力（Ｐ）との比（Ｍ／Ｐ）を求めるステップ、
多数の不都合なプラント運転条件について実際に発生した信号とそれに対応する予想出力（Ｐ）との比（Ｍ／Ｐ）の予測範囲を求めるステップ、
軸方向の実質的に同じ高さにある３つ以上の検出器要素（８８）のうち任意のものが実際に発生した信号のＭ／Ｐ比が、当該予測範囲から外れていないかを判断するステップ、
当該予測範囲内にある軸方向の実質的に同じ高さにある当該検出器要素（８８）のＭ／Ｐ比をスプライン曲線に当てはめるステップ、
Ｍ／Ｐ比が当該予測範囲から外れる任意の検出器要素（８８）が、対応する半径方向の位置についてスプライン当てはめによって求めた結果と同様のＭ／Ｐ比を有するかを確認するステップ、および
Ｍ／Ｐ比が当該予測範囲から外れており、スプライン当てはめによって求めたＭ／Ｐ比と同様でない任意の検出器要素（８８）を、炉心（１４）の計算の対象から除外するステップ
からなる、複数の炉内検出器の原子炉計測器出力信号を検証する方法。
【請求項２】
Ｍ／Ｐ比の予測範囲を求めるステップがオフラインモンテカルロ解析によって決定される請求項１の方法。
【請求項３】
当該多数の不都合な運転条件が、制御棒（２８、７８）の落下、棒（２８、７８）の不整列および制御バンクでの不整列のうちの１つ以上を含む請求項１の方法。
【請求項４】
当該多数の不都合な運転条件が、検出器の不規則な減損およびセンサ信号の雑音を考慮する請求項３の方法。
【請求項５】
全測定信号（Ｍ）と全予測信号（Ｐ）との差を勘案してＭ／Ｐ比の範囲を正規化するステップを含む請求項１の方法。
【請求項６】
疑いのある検出器（８８）を炉心（１４）計算の対象から外すにあたって、当該疑いのある検出器の所与の領域内にユーザが指定した数の有効とされた検出器が存在する必要のある請求項１の方法。
【請求項７】
当該ユーザが指定した数の検出器（８８）が、その信号が検証されたものでなければならない請求項６の方法。
【請求項８】
疑いのある検出器（８８）を炉心（１４）計算の対象から外すにあたって、軸方向のほぼ同じ高さにある複数の検出器要素のうち、信号が検証された、または他の方法により機能することがわかっている検出器要素が所定の割合だけ存在する必要のある請求項６の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
関連出願の相互参照
本出願は、２０１３年２月２０日に提出された米国特許出願第１３／７７１，１１５号の利益を主張するものであり、後者の出願は、２０１２年１１月１３日に提出された米国仮特許出願第６１／７２５，５９１号に基づく優先権を主張する。
【０００２】
本発明は、概して原子炉容器内検出器を検証する方法に関し、具体的には、固定式炉内中性子束検出器および炉心出口熱電対の出力信号を検証する方法に関する。
【背景技術】
【０００３】
加圧水型原子炉は、直立した原子炉容器内に装荷された多数の細長い燃料集合体を有している。加圧状態の冷却材は、燃料集合体を通って循環し、燃料集合体に含まれる核分裂性物質の核反応で発生する熱を吸収する。原子炉容器の外に設置された炉外検出器システムは、燃料集合体から発生する平均出力を測定できる。一方で、原子炉の運転限界を超えないようにする上で、炉心の出力分布に注目することも重要である。出力分布は、例えば燃料集合体への制御棒の挿入の度合いなど、複数の要因に影響される。
【０００４】
加圧水型原子炉中の出力分布を求めるためのシステムが開発された。ペンシルベニア州クランベリー郡区に所在するウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣからライセンスを受けることができるＢＥＡＣＯＮ（商標）と呼ばれる炉心監視システムは、１台以上のエンジニアリングワークステーションで同時に実行される、連動しているが独立した一連のコンピュータソフトウェアプログラムを使用して、炉心のオンライン三次元出力分布を作成する。このＢＥＡＣＯＮ（商標）システムは、炉内中性子束マップを三次元解析と共に使用して、連続的に測定される三次元出力分布を提供する。ペンシルベニア州クランベリー郡区に所在するウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣからライセンス可能なＢＥＡＣＯＮ（商標）システムが実行する機能には、炉心監視および炉心解析があり、オンライン運転停止マージン評価、予測臨界状態計算および負荷操作シミュレーションなどの予測機能が含まれる。
【０００５】
多くの原子力発電所において、中性子束マップは、全部ではないが一部の燃料集合体中の計装シンブル内において可動型検出器を走行させることによって作成される。別の発電所では、炉心全体にわたり半径方向に分散配置した計装シンブル内の固定式炉内検出器により、増分的に離隔した軸方向位置における中性子束の読みを得る。固定式炉内検出器は、炉心の三次元出力分布をマッピングするために使用する信号出力を連続的に提供する。個々の燃料集合体からの出力は、冷却材が集合体を通過する際の冷却材のエンタルピーの変化から求めることもできる。一方でエンタルピーは、燃料集合体を通過する際の温度上昇、冷却材圧力および特定の冷却材特性の関数である。冷却材圧力はおおむね一定に保たれるが、どのような状況でも、それは測定される量であり、冷却材の特性は既知である。温度上昇は、炉心に還流する冷却材の温度として入口温度センサによって測定される。燃料集合体への平均冷却材入口温度は正確に測定できる。燃料集合体の全部ではないが一部に出口熱電対が取り付けられる。計測器を装備した集合体のエンタルピー変化は、燃料集合体を通過する際の温度上昇を測定することによって算出できる。集合体の冷却材流量が正確にわかれば、集合体からの出力が正確に求められる。加圧水型原子炉の燃料集合体は、沸騰水型原子炉におけるような、隣接する集合体間での冷却材のクロスフローを防ぐエンクロージャーチャンネルを持たない。
【０００６】
クロスフローの効果は、測定した集合体の出力と熱電対で測定したエンタルピー上昇から求めた出力との比で定義される混合係数によって特徴づけられる。これらの混合係数は、炉心中の熱電対の位置および原子炉出力レベルに依存する。このように測定した混合係数を用いて、出力分布の三次元解析ノードモデルを更新する。出力分布の不確実性は、各熱電対から得られた混合係数の標準偏差を求めることによって評価する。このような不確実性は、ＢＥＡＣＯＮ（商標）システムによって出力測定結果に対して適用される。
【０００７】
したがって、ＢＥＡＣＯＮ（商標）炉心監視システムは、測定された炉心三次元出力分布を連続的に監視し、ピーク線出力、ホットチャンネル係数、限界熱流束比（ＤＮＢＲ）などの様々な限度に対する裕度の正確な評価を可能にする。この監視機能を実行するために、ＢＥＡＣＯＮ（商標）システムは、測定情報源としての自己給電型炉内中性子検出器および／または炉心出口熱電対の正確さと信頼性に依存する。これら計測器のうちの１つが故障しつつある、故障した、または無効な信号を発している場合に、現在のＢＥＡＣＯＮ（商標）システム内にそれを自動検出する方法がない。しかし、無効な検出器信号は不正確な運転裕度をもたらし、それによって技術仕様の監視で不適合が生じたり、プラントに不必要な運転制限が課されたり、問題の原因を診断するのに時間を要したりする。
【０００８】
したがって、本発明の目的は、検出器出力が有効かどうか判断するために、各検出器から得られたデータの一連の評価を自動的に実施する方法を提供することにある。
【０００９】
本発明のさらなる目的は、検出器出力が無効であると確認された場合に、検出器出力を個別に炉心計算の対象から自動的に除外することにある。
【００１０】
さらに本発明の目的は、無効な検出器出力を無視しても安全であるような十分な数の有効とされた検出器出力を利用可能であることを確認できるまでは、検出器出力が炉心計算の対象から除外されないようにすることである。
【発明の概要】
【００１１】
上記および他の目的は、複数の炉内検出器の原子炉計測器出力信号を検証する方法であって、当該複数の炉内検出器は原子炉の炉心の軸方向のほぼ同じ高さにおいて半径方向に離隔した複数の検出器要素を有し、各検出器要素は当該検出器要素が占める半径方向および軸方向位置で測定された原子炉運転パラメータを表す出力信号を有する方法によって達成される。本方法は、原子炉の現在の運転状態に基づいて、軸方向の実質的に同じ高さにある３つ以上の検出器要素について予想される出力を得るための予測計算を行うステップを含む。本方法は次に、軸方向のほぼ同じ高さにある３つ以上の検出器要素によりそれぞれ生成された実際の信号と対応する予想出力との比を求める。本方法はさらに、多数の不都合なプラント運転条件について実際に発生した信号とそれに対応する予想出力との比の予測範囲を求める。次に、軸方向の実質的に同じ高さにある３つ以上の検出器要素のうち任意のものが実際に発生した信号の比が、当該予測範囲から外れていないかを判断する。当該３つ以上の検出器要素のうちの任意のものが実際に発した信号の比が当該範囲から外れる場合、本方法は、当該予測範囲内にある軸方向の実質的に同じ高さにある当該検出器要素の比をスプライン曲線に当てはめ、当該範囲から外れる比を有する任意の検出器要素が、対応する半径方向の位置においてスプライン当てはめの結果と同様の比になっているかを確認する。当該範囲から外れている比が、対応する位置におけるスプライン当てはめによって求めた比と同様でない場合、本方法は、比が当該予測範囲から外れており、スプライン当てはめによって求めた比と同様でない検出器要素を、炉心の計算から除外する。
【００１２】
比の予測範囲を求めるステップはオフラインモンテカルロ解析によって決定するのが好ましく、不都合な運転条件は棒の落下および出力レベルの不整合のうち１つ以上を含むのが好ましい。当該複数の不都合な運転条件は、検出器の不規則な減損およびセンサ信号の雑音を考慮する。
【００１３】
一実施態様において、本方法は、全測定信号と全予測信号との差を勘案して比の範囲を正規化するステップを含む。好ましくは、疑いのある検出器を炉心計算から外すにあたって、当該疑いのある検出器の所与の領域内にユーザが指定した数の有効とされた検出器が存在する必要がある。さらに別の実施態様では、疑いのある検出器を炉心計算から外すにあたって、軸方向のほぼ同じ高さにある複数の検出器要素のうち、信号が検証された、または他の方法により機能することがわかっている検出器要素が所定の割合だけ存在する必要がある。
【００１４】
本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の実施態様を適用できる原子炉システムの単純化した概略図である。
【００１６】
【図２】本発明の実施態様を適用可能な原子炉容器および内部構成機器の部分断面立面図である。
【００１７】
【図３】図示を明瞭にするために垂直方向に短縮し、部品を破断して示す燃料集合体の部分断面立面図である。
【００１８】
【図４Ａ】図３に示す燃料集合体の中央計装シンブル内に収まる炉内計装シンブル集合体の平面図である。
【００１９】
【図４Ｂ】図４Ａの炉内計装シンブル集合体の前部被覆の内部を示す概略図である。
【００２０】
【図４Ｃ】図４Ａの炉内計装シンブル集合体の後端部にある電気コネクタの断面図である。
【００２１】
【図５】本発明の一実施態様の各ステップを示す論理流れ図である。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
加圧水で冷却される原子炉発電システムの一次側は、有用エネルギーを発生させるための二次回路から隔離されるが該二次回路と熱交換関係にある閉回路を構成する。一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心内部構造を囲む原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部容積、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これらの配管類は蒸気発生器およびポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器と接続する蒸気発生器、ポンプおよび配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。
【００２３】
説明の目的のために、図１は炉心１４を包む蓋体１２を備えた概して円筒形の原子炉圧力容器１０を有する原子炉一次系を簡略化して示す。水またはホウ酸水のような原子炉冷却液は、ポンプ１６により容器１０内に圧入され、炉心１４を通過する際に熱エネルギーを吸収して、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８へ送られ、伝達された熱は蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示せず）へ送られる。次いで、原子炉冷却材がポンプ１６へ還流することで一次ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管２０を介して単一の原子炉容器１０に接続されている。
【００２４】
原子炉設計の例をさらに詳細に図２に示す。互いに平行で垂直に延びる複数の燃料集合体２２から成る炉心１４に加えて、本説明の目的で、その他の容器内部構造を下部炉内構造物２４と上部炉内構造物２６とに分けることができる。従来設計では、下部炉内構造物の機能は、炉心コンポーネントおよび計装体を支持し、整列させ、案内するとともに、容器内の流れを方向づけることにある。上部炉内構造物は、燃料集合体２２（簡略化のため２つだけ図２に示す）を拘束するか、または当該燃料集合体に二次的拘束手段を提供し、計装体および例えば制御棒２８のようなコンポーネントを支持し案内する。図２に例示する原子炉の場合、冷却材は１つ以上の入口ノズル３０から容器に流入し、原子炉容器と炉心槽３２との間に画定される環状部を流下し、下部プレナム３４において１８０°方向転換し、燃料集合体２２が着座する下部支持板３７および下部炉心板３６を上向きに貫流し、当該集合体の中および周りを流動する。下部支持板３７および下部炉心板３６の代わりに、３７と同じ高さを持つ単一構造の下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心とその周辺領域３８を貫流する冷却材の流量は通常、毎秒約２０フィートの流速で毎分４００，０００ガロンといった規模の大きなものである。その結果、圧力降下および摩擦力が生じ、燃料集合体を上昇させようとするが、この動きは円形の上部炉心板４０を含む上部炉内構造物により制限される。炉心１４を出た冷却材は、上部炉心板４０の下側に沿って流れ、複数の開口４２を上方に流れる。冷却材はその後、上方および半径方向に流れて１つ以上の出口ノズル４４へ到達する。
【００２５】
上部炉内構造物２６は、容器または容器蓋体により支持することが可能であり、上部支持集合体４６を含む。荷重は、主として複数の支柱４８により、上部支持集合体４６と上部炉心板４０との間を伝達される。支柱は、所定の燃料集合体２２および上部炉心板４０の開口４２の上方で整列関係にある。
【００２６】
一般的に駆動シャフト５０および中性子毒物棒のスパイダ集合体５２を含む直線方向に移動可能な制御棒２８は、制御棒案内管５４により上部炉内構造物２６を通り抜けて、整列関係にある燃料集合体２２の間に案内される。案内管は、上部支持集合体４６および上部炉心板４０の最上部に固定されている。支柱４８は、制御棒挿入能力に悪影響を与えかねない事故状況下での案内管の変形の抑制に寄与するように配列されている。
【００２７】
図３は、参照符号２２で総括表示する燃料集合体を垂直方向に短縮した形で示す立面図である。燃料集合体２２は加圧水型原子炉に用いるタイプであり、下端部に下部ノズル５８を備えた構造躯体を有する。下部ノズル５８は、原子炉炉心領域の下部炉心板３６の上に燃料集合体２２を支持する。燃料集合体２２の構造躯体は、下部ノズル５８に加えて、上端部の上部ノズル６２と、上部炉内構造物中の案内管５４と整列している複数の案内管またはシンブル８４とを有する。案内管またはシンブル８４は下部ノズル５８と上部ノズル６２との間を縦方向に延び、両端部はそれらのノズルに剛性的に固着されている。燃料集合体２２はさらに、案内シンブル８４に沿う軸方向離隔位置に取り付けられた複数の横方向グリッド６４と、当該グリッド６４により横方向に離隔して支持された細長い燃料棒６６の整列アレイとを有する。また、図３に示す燃料集合体２２の中心部には、下部ノズル５８と上部ノズル６２との間で延びてそれらにより捕捉される計装管６８が配置されている。このような部品の配置構成により、燃料集合体２２は、部品の全体構成を壊すことなく容易に取り扱うことができる一体的なユニットを形成する。
【００２８】
上述したように、燃料集合体２２のアレイ状の燃料棒６６は、燃料集合体の長さ方向に離隔したグリッド６４により互いに離隔した関係に保持される。各燃料棒６６は複数の原子燃料ペレット７０を有し、両端部は上部端栓７２および下部端栓７４により閉じられている。ペレット７０は、上部端栓７２と積み重ねられたペレット最上部との間に位置するプレナムばね７６により、積み重ねられた形で維持される。核分裂性物質より成る燃料ペレット７０は、原子炉の核反応を発生させる元である。ペレットを取り囲む被覆は、核分裂生成物が冷却材に流入して原子炉系をさらに汚染するのを防ぐ障壁の役目を果たす。
【００２９】
核分裂プロセスを制御するために、複数の制御棒７８が、燃料集合体２２の所定位置にある案内シンブル８４内を往復移動可能である。具体的には、上部ノズル６２の上方に位置する棒クラスタ制御機構８０が、複数の制御棒７８を支持する。この制御機構は、内部にねじ溝がある円筒状のハブ部材８２から複数のアーム５２が放射状に延びる、図２に関して前述したスパイダの形をしたものである。各アーム５２は制御棒７８に相互接続されており、これにより、制御棒機構８０は、全て公知の態様で、制御棒ハブ８２に結合された制御棒案内シャフト５０の駆動力により、当該制御棒を案内シンブル８４内で垂直方向に移動させて、燃料集合体２２内の核分裂プロセスを制御する。
【００３０】
前述のように、燃料集合体２２内の計装シンブル６８内に配置された固定式炉内中性子検出器を使用する原子力発電所もある。このタイプのセンサは、炉心内の軸方向における複数の高さで放射能を測定する能力がある。これらのセンサは、炉心内の半径方向および軸方向の出力分布を測定するために使用される。このような出力分布測定データは、原子炉が原子力設計出力分布の限界内で運転されているかを判断するのに用いられる。こうした測定機能を実行するのに用いられる典型的な炉内センサは、周囲で起きている核分裂の量に比例する電流を発生させる。この種のセンサは、電流を発生させるための外部電源を必要としない、一般的に自己給電型検出器と称されるものである。自己給電型放射線検出器の１つのタイプが、本発明の譲受人に譲渡され、１９９８年４月２８日に発行された米国特許第５，７４５，５３８号に説明されている。放出器素子には、中性子感応物質であるロジウム、バナジウム、コバルト、白金、または特性が類似するその他の物質が用いられ、中性子の照射に反応して電子を放出する。典型的には、自己給電型検出器は炉内計装シンブル集合体内でグループ分けされている。代表的な炉内計装シンブル集合体８６を図４Ａ、４Ｂ、４Ｃに示す。中性子感応型放出器素子により生成される信号のレベルは低いが、中性子感応型放出器素子は複雑で高価な信号処理部なしに十分な信号を提供する。炉内計装シンブル集合体は、燃料集合体内に存在する冷却材の温度を測定する熱電対９０を含むこともある。原子炉炉心内の各炉内計装シンブル集合体中の自己給電型検出器要素および熱電対からの電気信号出力は、電気コネクタ９２に集められ、原子炉から十分距離を置いた場所に送られ、炉心出力分布の測定値を求めるために最終処理および使用される。所定の位置における冷却材炉心出口温度の読みを得るために、支柱４８の下端部にも熱電対が配置される。
【００３１】
前述のように、図１にブロック形式で示し、参照符号９４で表示するＢＥＡＣＯＮ（商標）炉心監視システムは、測定された三次元炉心出力分布を連続的に監視し、ピーク線出力、ホットチャンネル係数、ＤＮＢＲなどの様々な安全限度に対する裕度の正確な評価を可能にする。この監視機能を実行するために、ＢＥＡＣＯＮ（商標）システムは、測定情報源としての自己給電型中性子検出器８６または、支柱４８の下端部に配置された炉心出口熱電対９６の正確さと信頼性に依存する。これら計測器のうちの１つが故障しつつある、故障した、または無効な信号を発している場合に、現在のＢＥＡＣＯＮ（商標）システム内にそれを自動検出する方法がない。無効な検出器信号は不正確な運転裕度の評価をもたらし、それによって技術仕様の監視で不適合が生じたり、プラントに不必要な運転制限が課されたり、問題の原因を診断するのに時間を要したりする。これらはいずれも、運転費用を増やすことになる。本発明の方法は、検出器データが無効かどうか判断するために、各検出器から得られたデータの一連の評価を順次自動的に実行する。最初に、検出器データの期待値または予測値を計算して測定値と比べることにより、そのデータが周囲の検出器のデータからどれくらい逸脱しているかをチェックする。このチェックでデータが不合格となった場合、本方法は、実際に検出器に不具合があるのか、それとも測定中の出力分布が予測出力分布から実際に逸脱しているのかを判断する。後者が真の場合、周囲の検出器でも何らかの乱れが観察されるはずである。本方法では、そのような挙動を考慮するために、軸方向の同じ高さにある周囲の検出器からのデータとの比較評価を追加的に実施し、本当に逸脱があるのか、それとも不具合のある検出器からの不適切なデータが原因なのかを確認する。このチェックで不合格となった検出器データは、不適当として印がつけられる。
【００３２】
本発明の方法は、放出器材料としてバナジウムまたはロジウムを使用した自己給電型固定式炉内検出器を支援するために適用可能であり、炉心出口熱電対などその他の固定式炉内検出器にも直接適用できる。さらに、本発明の方法は、可動式炉内検出器システムに適用してもよい。
【００３３】
本発明の一実施態様に基づく要約論理流れ図を図５に示す。炉心監視システムは最初に、出力レベル、制御棒位置、入口温度等の原子炉の現状に基づいて予測計算（Ｐ）を行う。この計算結果を用いて、炉心内の自己給電型固定式炉内中性子検出器要素の各々の電流の予測値や、炉心出口熱電対の温度を計算する。信号面の各々（自己給電型固定式炉内中性子検出器の１レベルまたは出口熱電対のすべて）を個別に考慮する。面内の各検出器について、検出器により実際に測定された信号（Ｍ）とソフトウェアによって予測された信号（Ｐ）の比（Ｍ／Ｐ）を、ＢＥＡＣＯＮ（商標）システムなどのコードを用いて計算する。この比を、検出器の不規則な減損および雑音と併せて、種々の不都合なプラント運転状況（例えば、制御棒の落下、制御棒の不整列、制御バンクでの不整列、および出力レベルの不整合など）に基づく信号を計算するオフラインモンテカルロ解析によって求めた信号の予測範囲（ＭＥ／ＰＥ）と比較する。またこの予測範囲（ＭＥ／ＰＥ）は、炉心内の全測定信号と全予測信号との差異を勘案して正規化される。
【００３４】
測定中の出力分布が予測出力分布から実際に逸脱しているかを判断するために、同じレベルに存在する他のすべての有効な検出器のＭ／Ｐ比をスプライン曲線に当てはめ（ＳＰ−Ｆ）、それを用いて疑いのある検出器位置のＭ／Ｐ比を外挿する。Ｍ／Ｐ比が、モンテカルロ解析に基づく予測範囲内にあり、スプライン当てはめによって外挿されたＭ／Ｐ比に近ければ、検出器の測定値が本当に逸脱していると結論づける。そうでない場合は、検出器に不具合があると考えられ、炉心監視計算からの除外を検討する。
【００３５】
一実施態様において、本方法は、検出器に不具合があると不用意に評価しないようにした検出法を組み込んだものである。まず、疑いのある検出器を除外するには、当該検出器の所与の領域内にユーザが定めた数の有効とされる検出器が存在しなければならない。次に、検出器を除外するには、軸方向の同じレベルにある、それを補足する検出器全数のうち事前に定めた割合の検出器が有効に作動していなければならない。検出器を保持（Ｋ）または除去（Ｒ）するためのこのチェック（Ｃ）は、出力分布の実際の乱れを判断するに十分な数の検出器が、疑いのある検出器の近くに存在しない可能性への備えを提供する。
【００３６】
したがって、本発明の方法は、ＢＥＡＣＯＮ（商標）システムなどによる炉心監視出力の信頼性を高めるために、検出器信号を検証する便利な手段を提供する。本方法はまた、検出器出力の妥当性が確認されなかった場合に、当該出力を炉心計算から自動的に除外するための便利な手段を提供する。
【００３７】
本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。
【図１】
0006300816.tif 000002
【図２】
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【図３】
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【図４Ａ】
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【図４Ｂ】
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【図４Ｃ】
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【図５】
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