(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電所の１つのユニットを構成する１つの原子炉の炉心（１）の少なくとも１つの動作パラメタを監視する方法であって、上記炉心（１）はその垂直方向に並置されている複数の燃料アセンブリ（２）からなり、上記方法は、上記炉心の燃料アセンブリ（２）の少なくとも若干内に導入されている１組の自己出力型中性子束測定用検出器（８）を使用し、上記各検出器は炉心（１）の垂直方向に分布されている複数の固定された中性子束測定用プローブ（９）を含み、
上記原子炉の動作中、特定の時間間隔で、
上記炉心の燃料アセンブリ内に導入された上記１組の検出器から一部の中性子束測定用検出器（８）を選択するステップであって、上記選択された一部の検出器の数ｎが多くとも上記炉心（１）内の燃料アセンブリの数の１５％に等しい、上記選択するステップと、
上記中性子束測定用検出器（８）の上記選択された一部の検出器を使用して中性子束の空間分布を測定するステップと、
上記炉心全体に分布している複数の点における１組の中性子束の値の形態で上記炉心（１）内の瞬時中性子束分布を、中性子束を計算するためのコードを使用して、上記選択された一部の中性子束測定用検出器によって供給される上記中性子束の空間分布の測定信号から、得るステップと、
上記炉心の少なくとも１つの動作パラメタを、上記瞬時中性子束分布から計算するステップと、
もし、少なくとも１つの動作パラメタが固定された範囲外にあれば、警報をトリガするステップと、
を含み、
上記中性子束測定用検出器（８）のプローブ（９）によって供給される電流の形態の測定信号から、オンラインでの処理によって、各信号毎にコンプトン効果に起因する電気信号を分離し、且つこの分離された電流信号に、受信した中性子束の関数として放出される電流を決定する変換関数の逆関数を使用して、中性子束の値を決定することを特徴とし、
上記炉心（１）内の上記瞬時中性子束分布を得るステップが、
上記ユニットの設備からのパラメタから、上記選択された一部の中性子束測定用検出器（８）の中性子束測定用プローブが位置している第１の被計測位置、及び第２の非被計測位置を含む上記炉心全体に分布する複数の点における中性子束の値の形態での上記炉心内の瞬時中性子束分布を、上記中性子束計算コードを使用して上記原子炉のサイト上で瞬時に計算するステップと、
上記測定された束値と、上記ユニットの設備からのパラメタからの対応する値との間の差を、上記各被計測位置毎に計算するステップと、
上記被計測位置に関係する差から、外挿によって上記各非被計測位置毎の対応する差を計算するステップと、
上記差を、上記ユニットの設備からのパラメタから求めた上記瞬時中性子束分布の中性子束の値に加えて上記炉心（１）内に分布する各点における計算された値と現実の値との差を減少させるステップと、
を含んでいることを特徴とする監視方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉の炉心の少なくとも１つの動作パラメタを監視する方法及びシステムに関し、特定的には加圧水型動力炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】
加圧水型動力炉のような原子炉は、一般的には直線であってプリズム形状の燃料アセンブリからなり、垂直なそれらの長手方向軸、即ち炉心の高さ方向に並置されている炉心を有している。
【０００３】
原子炉は、常時完璧に且つ規則及び標準によって設定されている一般的な安全条件に従って動作させることを保証することが不可欠である。
【０００４】
詳述すれば、中性子の流れの発生、及び炉心内において生成された出力（パワー）の空間分布が、炉心の正常な且つ満足できる動作に対応する条件に従っているか否かを決定する必要がある。
【０００５】
そのためには、炉心内の出力の空間分布、中性子束のフォームファクタ、または臨界加熱比のような原子炉の炉心の動作パラメタを計算する必要がある。これらのパラメタは、炉心内の中性子束を測定し、炉心全体の中性子束の三次元分布を決定することによって決定される。
【０００６】
正常動作に中性子束測定から導出される炉心の状態のパラメタ特性は、如何なる時も、原子炉の設計プロセス中に決定された範囲の外側にあってはならない。
【０００７】
もし炉心の何れかの動作のパラメタ特性が限界値を超えていることが見出されれば、警報をトリップさせ、原子炉の制御に関するさまざまな測定を実施する必要がある。
【０００８】
原子炉の炉心の動作を効果的に監視するためには、可能な限り短時間内に、炉心の動作パラメタを、従って炉心内の中性子束の分布を決定する必要がある。
【０００９】
動作中の原子炉を連続的に監視するのに必要な炉心内の中性子束測定は、一般的には、原子炉の閉じ込め容器の外側のチャンバ（一般に「エキスコア」チャンバと呼ばれている）によって行われる。
【００１０】
これらのチャンバは、炉心の高さ方向に分布させた複数の測定用段（例えば、６段）を含み、一般的には、互いに90°の角度をなしている炉心の２つの軸方向対称面の周りに対称である原子核の炉心の周縁の４つの領域において測定を遂行するために使用される。
【００１１】
段付きのエキスコア検出器チャンバは、炉心のいろいろな高さにおける、及び炉心の周りのこれら４つの周縁領域における束測定を行う。しかしながら、これらの外部システムは、炉心内の中性子束の近似値、及び中性子束分布の近似表現だけしか与えない。従って、監視パラメタは比較的不正確な手法で得られることになり、安全上の理由から、到達してはならない、または越えてはならないこれらのパラメタの臨界値に大きいマージンを与えなければならない。
【００１２】
炉心内の中性子束測定のより正確な表現を得るために、規則的ではあるが比較的長時間間隔（例えば、１ヶ月程度）で、極めて小さい測定用プローブを使用して付加的な炉心内中性子束測定が行われている。このプローブは「インコア」プローブと呼ばれ、一般的には核分裂電離箱（フィッションチャンバ）の形状である。各インコアプローブは、原子炉の計測の測定用チャネル内部を運動するようになっているテレフレックスケーブルと呼ばれる柔軟なケーブルの端に固定されている。各測定用チャネルは、一方の端が原子炉建物の底部分の計測領域内に開いている。核分裂プローブは、計測領域から測定用チャネル内部に移動させられる。各測定用チャネルは、原子炉の炉心の内側の燃料アセンブリ計測管と、内部を核分裂プローブが運動する計測管内部のグラブフィンガーとを含んでいる。中性子束は、炉心の区分全体に分布している１組の燃料アセンブリ内において測定される。
【００１３】
177の燃料アセンブリを有する炉心の場合には、一般的に、例えば56の測定用チャネルが使用される。同様に193の燃料アセンブリを有する炉心の場合には58の測定用チャネルが使用され、157の燃料アセンブリを有する炉心の場合には50の測定用チャネルが使用され、そして205の燃料アセンブリを有する炉心の場合には60の測定用チャネルが使用される。中性子束測定は、インコアプローブを炉心の全高にわたって低速で運動させながら遂行する。これにより、炉心の高さに沿って接近して離間している多くの中性子束測定点が得られる。炉心内の被計測燃料アセンブリの分布、及び対称性が与えられれば、炉心の中性子束を十分に表現するイメージが束マップの形状で得られる。しかしながら、核分裂チャンバからなるインコアプローブは、原子核の炉心内部において極めて長期間にわたって使用することはできない。炉心の正確な束マップは、離散した時点においてだけしか決定されず、従って原子炉の炉心の動作を連続的に監視するために使用することはできない。
【００１４】
原子炉の動作中、原子炉の炉心内に留まることができる中性子束測定用プローブも当分野においては公知である。「コレクトロン」の形状をとることができるこれらの中性子束測定用プローブは、一般的には、原子炉の炉心の高さ全体に分布する束測定用検出器を構成するように、また２つの連続するプローブ間の間隔が一定になるように垂直に整列された配列の測定用ロッドの形状にアセンブルされている。各ロッドは、通常は移動プローブによって測定のために使用され、それ自体が燃料アセンブリの計測管内に挿入されるグラブフィンガー内に挿入されている。炉心の高さにほぼ等しい長さの各束測定用検出器または測定用ロッドは、例えば８つのコレクトロンの形状の測定用プローブを含むことができる。
【００１５】
177の燃料アセンブリを有する原子炉炉心の場合には、炉心の区分全体に分布させた原子炉炉心の52の被計測アセンブリ内に、52の測定用ロッドまたは検出器を配置することが提唱されている。
【００１６】
炉心全体に分布させた８×52の測定点を有する上述した種類の計測システムから、原子炉の炉心内の束分布の正確な三次元イメージを得ることができる。
【００１７】
しかしながら、原子炉が長時間にわたって動作中に、原子炉の炉心を監視し、炉心内に恒久的に残される計測器によって発生した中性子測定を処理するのに必要なレスポンス時間のために、炉心の動作パラメタを監視することは殆ど実施不能である。
【００１８】
以上のように、束の空間分布を求め、その束分布から原子炉の炉心を監視するためのパラメタを求める正確な、且つ高速な方法は存在していない。
【００１９】
原子力発電所は、一般に複数のユニット、即ち「トランシュ」（ tranches ）を有しており、各トランシュは原子炉建物内の原子炉と、普通の電力発電部分とからなっている。この場合、炉心監視は各トランシュの原子炉についてである。
【００２０】
【発明の概要】
従って、本発明の目的は、原子炉の炉心の高さに沿って並置されている複数の燃料アセンブリからなる原子力発電所の１つのユニットを構成する１つの原子炉の炉心の動作パラメタを、炉心の少なくとも若干の燃料アセンブリ内に導入され、炉心の高さに沿って分布させた複数の固定中性子束測定用プローブを各々が含む１組の自己出力型中性子束測定用検出器を使用して監視する方法を提供することである。本方法は、炉心内の束分布を高速且つ正確に決定し、この束分布から炉心の動作パラメタを高速且つ正確に決定し、そして実質的に実時間で監視することを可能にする。
【００２１】
この目的のために、原子炉が動作中に、特定の時間間隔で、
−  炉心の燃料アセンブリ内に導入された上記１組の検出器から選択された一部の中性子束検出器であって、多くとも炉心内の燃料アセンブリの数の15％に等しい数ｎの検出器を使用して中性子束の空間分布を測定し、
−  炉心全体に分布している複数の点における１組の中性子束の値の形態で炉心内の瞬時中性子束分布を、中性子束を計算するためのコードを使用して、上記選択された一部の中性子束検出器によって供給される測定信号から得、
−  炉心の少なくとも１つの動作パラメタを、瞬時中性子束分布から計算し、そして
−  もし、少なくとも１つのパラメタが固定された範囲外にあれば、警報をトリガする。
【００２２】
本発明の第１の実施の形態では、炉心全体の瞬時中性子束分布を入手するために、
−  ユニットの設備からのパラメタから、選択された一部の検出器の中性子束測定用プローブが位置している第１の被計測位置、及び第２の非被計測位置を含む炉心全体に分布する複数の点における中性子束値の形態での炉心内の瞬時中性子束分布を、中性子束計算コードを使用して原子炉のサイト上で瞬時に計算し、
−  測定された束値と、ユニットの設備からのパラメタからの対応する値との間の差を、各被計測位置毎に計算し、
−  被計測位置に関係する差から、外挿によって各非被計測位置毎の対応する差を計算し、そして
この差を、ユニットの設備からのパラメタから求めた瞬時中性子分布の中性子束の値に加えて炉心内に分布する各点における計算された差を減少させる。
【００２４】
以下に、添付図面を参照して本発明による方法の一実施の形態を、加圧水型動力炉及びその監視システムに関して説明する。
【００２５】
【実施の形態】
図１は、炉心１を通る水平面における原子炉の断面図であって、原子炉は、炉心１の垂直方向に互いに隣接して配置されている方形ベースを有するプリズム形状の直線燃料アセンブリ２を備えている。
【００２６】
炉心の燃料アセンブリの若干は、被計測燃料アセンブリ、即ち、グラブフィンガー内に中性子束検出器が導入されている燃料アセンブリである。グラブフィンガー自体は、燃料アセンブリの計測案内管内に導入されている。
【００２７】
図１に示すように、193の燃料アセンブリを含む原子炉炉心１の場合には、本発明による方法を実現するために、炉心の区分全体に分布させた例えば48のアセンブリ（×印でマークしてある）が計測される。
【００２８】
48の被計測燃料アセンブリはそれぞれ48の測定用チャネル３の１つに接続され、チャネルの端部分がグラブフィンガーである。グラブフィンガー自体は、固定された中性子束検出器または測定用ロッドが存在している燃料アセンブリの計測管の内部にある。検出器は、その長さに沿って分布されている複数の測定用プローブが組み込まれ、グラブフィンガー内に導入される。グラブフィンガー自体は、炉心の高さ全体にわたる被計測燃料アセンブリの計測管の内部にある。
【００２９】
図１には、例として、48の測定用チャネル３の１つの端の測定用ロッドまたは検出器８が大きめのスケールで示されている。検出器８は、各々がコレクトロンからなる８つの測定用プローブ９を含み、これらの測定用プローブ９は検出器８の長さに沿って互いに固定距離だけ離間している。
【００３０】
コレクトロン９は、好ましくは、ロジウムを基とする材料で作られたエミッタを含む。
【００３１】
各測定用チャネル３の、原子炉の炉心とは反対側の端は、原子力発電所のコンピュータ室５内のコンピュータ４に接続されている。コンピュータ４は、炉心内部計測システム（以下にＲＩＣ（原子炉インコア）システムという）のコンピュータである。
【００３２】
コンピュータ４は、48の測定用チャネル３からの測定信号から、炉心内部の中性子束の三次元分布を決定するために使用される。
【００３３】
図１に示す監視システムは、測定用チャネル３のための８つのジャンクションボックス６を更に含み、各ボックス６には８つの測定用チャネル３が接続されている。各ボックス６は、測定信号を前処理するためのユニット７を含んでいる。
【００３４】
48の測定用チャネルの16の測定用チャネルで本発明を実現するために、コンピュータを使用して原子炉の制御室から16の検出器８を選択し、選択された16の測定用チャネルからの測定信号を高速処理し、比較的短時間で原子炉の炉心１内の出力の分布と、炉心の動作パラメタとを決定して炉心１の実質的に実時間監視を可能にする。
【００３５】
この目的のために、監視ユニット１０は、選択された検出器のサブセットに関するデータがロードされるコンピュータである。
【００３６】
16の選択された測定用チャネルによって供給される測定信号は、後述する手法で、中性子束の信号表現のオンライン加速を遂行する調整（コンディショニング）ユニット１１へ印加される。
【００３７】
調整ユニット１１からの出力信号は、原子炉の炉心内の中性子束及び出力分布を決定し、原子炉の炉心の動作パラメタを計算し、そしてこれらのパラメタと限界値とを比較する監視ユニット１０へ供給される。
【００３８】
図２は、８つの中性子束測定用プローブを装備した検出器８に各々が接続されている６つの測定用チャネルからユニット６が受信する信号を前処理するためのユニット７を示している。これらのプローブは、炉心内のグラブフィンガー内部の検出器８の長手方向に沿って分布されたコレクトロンからなり、グラブフィンガー自体は燃料アセンブリの計測管の内部に配置されている。
【００３９】
前処理ユニット７は、各測定用プローブからの測定信号を測定配線及び制御配線を介して受信する。前処理ユニット７においては、前処理ユニット７に接続されている各測定用プローブ毎に、制御配線によって伝送された信号が測定配線によって伝送された測定信号から減算され、得られた測定信号は電子フィルタ１２において濾波される。濾波された信号は、アナログ・ディジタル変換器１３においてディジタル化される。このディジタル信号は、調整ユニット１１を介して、原子力発電所の保護室内のキャビネット１６内のコンピュータ１０の処理ユニット１４へ伝送される。キャビネット１６は、コンピュータ１０から原子炉の制御パラメタを収集するためのユニット１５をも含んでいる。
【００４０】
調整ユニット１１内で遂行されるオンライン処理の原理を、以下に説明する。
【００４１】
コレクトロンからの測定信号は、３つの成分の電流から得られる。即ち、
−  ２つの成分の電流は、原子炉の炉心内の中性子束によってもたらされるコレクトロンの材料のベータ放射性壊変によって電子が発生することによって得られるものであり、これら２つのプロセス生成電流は、ロジウムコレクトロンの場合、それぞれ約60秒及び約４分の周期を有している。
−  第３の成分は、中性子衝突によってもたらされるコレクトロン内のガンマ線の二次放出に起因するコンプトン効果によって、及びコレクトロンが露出されている炉心からのガンマ放射によって電子が生成されるプロセスに伴うものであり、この電子形成プロセス、従って電流形成プロセスは極めて高速であり、実際には、実質的に瞬時である。
【００４２】
受信した中性子束の関数としてコレクトロンによって放出される電流を決定する変換関数は公知であり、当業者ならば、如何にしてコンプトン効果に起因する電流成分を分離するかを知っている。コンプトン効果に起因する高速プロセスによって生成された電流から中性子束を決定するために、変換関数の逆関数、または他の何等かの数学的プロセスを使用する。これは、中性子束を決定する際の検出器のレスポンスを加速させ、そのレスポンスは実質的に瞬時になる。図２に示す本発明の方法を実現するためのシステムにおいては、中性子束測定は、処理ユニット１４へ信号を伝送するためのライン上の調整ユニット１１内においてオンラインで処理される。処理ユニット１４は、受信したディジタル化中性子束測定信号から、原子炉の炉心内の中性子束、束分布、及び出力分布を、炉心の動作パラメタと共に計算する。原子炉の炉心の動作パラメタと、その原子炉の設計プロセス中に限定された限界とを比較することによって、処理ユニット１４は測定パラメタとそれらの限界値との間のマージンを決定し、もし何れかのパラメタが限界値に到達していれば、警報信号を発生する。
【００４３】
処理ユニット１４によって遂行された計算の結果は、ライン２１を介して、原子炉の警報管理システム（“ controbloc ”）へ伝送される。
【００４４】
束及び出力分布、及び炉心動作パラメタマージンに関する計算結果、及び警報は、ライン１７を介して、ローカルアーカイビングシステム（ＳＡＬ）１８へ伝送され、データはそこへ格納される。システム１８は、前処理ユニット７からの束測定に関するデータをも受信する。システム１８は、アーカイブ記憶装置内のデータを要望に応じて印刷するために、プリンタ１９に接続されている。
【００４５】
図３を参照して後述するように、処理ユニットは、炉心内の１組の中性子束の空間分布を、炉心全体に分布している点（例えば、193の燃料アセンブリを有する炉心の場合には、各燃料アセンブリの計測チャネルの長さに沿うＮ点、即ち、193×Ｎ点（ここに、Ｎは要求される精度に依存する））における１組の束の値の形状で決定するために、ディジタル化された中性子束測定信号を使用する。
【００４６】
処理ユニット１４は、束及び出力分布と、動作パラメタマージンとに関する計算結果を表示するために、原子炉の制御室内の１つ以上の画面２０にも接続されている。もし原子炉の炉心のある動作パラメタが特定の限界に到達すれば、処理ユニット１４は警報信号を発生し、この警報信号は制御室へ伝送されて画面２０の１つの上の視覚警報、可聴警報、または他の何等かの型の警報をトリガする。
【００４７】
原子炉の炉心内の束または出力分布から、処理ユニット１４が計算することができる原子炉の炉心の動作パラメタは、一般に、以下のパラメタを含む。
−  線形出力（Ｐｌｉｎ）、即ち原子炉の炉心内の燃料素体の単位長当たりの出力、
−  臨界加熱比（ＲＥＣ）、臨界加熱に対する燃料素体の加熱を表す、
−  炉心の出力の軸方向不均衡（Ｄｐａｘ）、
−  炉心の出力の方位方向不均衡（Ｄｐａｚ）、及び
−  負の反応性マージン（ＭＡＲ）。
【００４８】
処理ユニット１４は、三次元中性子計算ソフトウェア、及び原子炉の炉心内の48の束検出器から選択された16の検出器からの中性子測定を使用して、炉心内の束の値、及び束の分布を実質的に実時間で計算する。
【００４９】
処理ユニットは、出力分布から、炉心の動作パラメタ、及びマージンを計算する。
【００５０】
束の分布を決定するためにより少数の検出器を選択すると、処理時間が大幅に短縮される。もし16の検出器を選択すれば、30秒程度になる。従って30秒以内の時間で、測定を遂行し、炉心内の束の分布を決定することができる。
【００５１】
比較として、もし原子炉の束及び出力の分布を決定するために標準セットの検出器、例えば炉心全体に分布させた58の検出器を使用すれば、処理時間は６分程度になるであろう。一般的に言えば、１組の選択された検出器を使用することによって、本発明は炉心内の中性子束の分布及び炉心の種々の動作パラメタと、限界値に対するそれらのマージンとを30秒程度の時間以内に、そして全ての場合に１分より長くなく決定するように測定及び計算を遂行する。もし動作パラメタが限界に達すると、警報をトリガする。
【００５２】
１分より長くない、そして例えば30秒程度の時間以内に遂行される測定及び計算は、原子炉内の束分布を周期的に、実時間で決定することを可能にし、炉心の動作を連続的に監視可能にする。
【００５３】
図２から解るように、測定及び処理手段は、トランシュの設備からのパラメタ値を収集ユニット１５へ供給する手段をも含み、これらの手段は収集ユニット１５に接続されている。ディジタル大きさ転送ユニット（ＵＴＧＮ）と呼ぶユニット２２を介して、収集ユニットは原子炉の一次回路のループ内の温度及び圧力、及びエンタルピー平衡から決定された原子炉の出力レベルのようなデータを受信することができる。
【００５４】
収集ユニット１５は、クラスタ位置処理ロジック（ＬＴＰＧ）２３を介して、原子炉の炉心の反応性を調整するために、種々のクラスタの位置に関するデータをも受信する。
【００５５】
炉心出口温度（ＫＲＧ）の一般測定のためのモジュール２４に接続されている収集ユニットは、炉心の温度に関するデータをも受信する。炉心計測（ＲＰＮ）システム２５は、炉心の中性子出力を供給する。最後に、ホウ素測定システム２６は、原子炉の冷却水内のホウ素の濃度に関する情報を供給する。これら全てのデータは収集ユニットによって処理され、伝送されて、原子炉制御室内におけるパラメタ値の表示を可能にし、原子炉の動作及び制御に関する情報を供給可能にする。
【００５６】
処理ユニット（即ち、コンピュータ）におけるトランシュの設備からのパラメタの処理に関して、以下に図３を参照して説明する。
【００５７】
トランシュの設備からのパラメタ、収集及び処理ユニットからの動作パラメタ、及び束測定は、プリンタ１９に接続されているローカルアーカイブシステム（ＳＡＬ）１８へ伝送される。
【００５８】
図３は、原子炉と同一のサイトにおいて、原子炉の炉心内の中性子束分布、及び上述したパラメタＰｌｉｎ、ＲＥＣ、Ｄｐａｘ、Ｄｐａｚ、及びＭＡＲのような炉心の動作パラメタをオンライン（即ち、瞬時）計算するために使用される三次元中性子モデル３０の機能ブロック図である。
【００５９】
この三次元中性子モデル３０は、原子炉サイトのコンピュータ内で実行され、原子炉の炉心１の体積全体に分布している点における１組の中性子束の値の形状で炉心内の中性子の空間分布を決定するソフトウェアの形状で実現されている。
【００６０】
例えば、横並べに配置された193の燃料アセンブリからなる炉心を有する原子炉の場合には、原子炉の炉心の高さの方向に規則的な距離に離間させた（各燃料アセンブリの中央計測管内の）８つの点において中性子束が計算される。
【００６１】
従って、原子炉の炉心内の中性子束の空間分布は、各々が原子炉の炉心内のある点の位置に対応付けられた１組の193×Ｎ中性子束からなる。Ｎは、要求される精度に従って選択される。
【００６２】
炉心全体に分布する193×Ｎ点の中の16×８点が本発明の監視方法に従って選択されたプローブのサブセットを構成している中性子束測定用プローブの位置に対応し、これらは被計測位置と呼ばれ、残余の（193×Ｎ）−（16×８）位置は非被計測位置と呼ばれる。
【００６３】
中性子束計算を遂行する中性子モデル３０を実現しているコンピュータの入力モジュール３１は、収集ユニット１５ａ及び１５ｂを介して、入力データとしてトランシュの設備からパラメタを受信する。
【００６４】
上述したトランシュの設備からのパラメタは、これらのパラメタを収集ユニット１５ａ及び１５ｂへ供給する測定及び処理ユニットの参照番号２２、２３、２４、２５、及び２６によって表されている。
【００６５】
炉心の何れかの点における中性子束を計算するためのコードを基にしている中性子モデル３０は、モジュール３０’を炉心内の核燃料の濃縮、及び炉心内のキセノンの濃度のような計算コード設計パラメタ内へ挿入したことによってパラメタ化されている。
【００６６】
図３に３２で記号化されている中性子束の計算された値は、16×８の各被計測位置内の計算済み束値セレクタユニット３３へ伝送される。
【００６７】
ユニット３３によって選択された値は、コンパレータモジュール３５へ伝送される。コンパレータモジュール３５は、コレクトロンによって遂行され、対応する調整ユニットにおいてフォーマットされた中性子束測定をも受信する。
【００６８】
モジュール３４は、中性子束測定信号のための全ての収集及び調整手段を表している。
【００６９】
16×８の中性子束測定値は、コンパレータモジュール３５において16×８の計算された値と比較され、各被計測位置毎に計算された値と測定された値との間の差が計算される。
【００７０】
計算された差の形状の比較結果は、ライン３５ａを介して、コンピュータへ伝送される。コンピュータは、三次元中性子モデル３０に基づいて計算コードを実行する。
【００７１】
差を処理する２つのモードを使用することができる。
【００７２】
第１の処理モードにおいては、各被計測位置毎に計算された差がコンピュータによって処理され、各非被計測位置毎の対応する差が外挿によって決定される。
【００７３】
被計測位置または非被計測位置に対応する炉心内の位置に関する差は、トランシュの設備からのパラメタから計算によって求められた束値に代数的に加算され、炉心の各点における測定された束の分布の値が求められる。
【００７４】
モジュール３６は、これらの測定された値から上述した動作パラメタの少なくとも１つを計算する。モジュール３６は、この（これらの）計算された動作パラメタを、ライン３６ａを介してコンパレータユニット３７へ伝送する。コンパレータユニット３７は、監視しているパラメタの値と設定点値との間に重大な不一致が存在する場合に、警報デバイス３８をトリガする信号を送る。
【００７５】
第２の処理モードにおいては、差値はモジュール３０’へ伝送され、被計測位置に対応する各点における測定値と計算値との間の差を最小にする方向に、計算コードの定義パラメタが変更される。
【００７６】
計算コードの定義パラメタを変更することを決定するには、被計測位置における中性子束の値を決定し、計算コードの定義パラメタを変化させ、そして測定値に対する差を最小にする変更を決定するという連続動作を必要とし得る。
【００７７】
これは、計算コードを再編成する。
【００７８】
最後に、トランシュの設備からのパラメタに基づいて、炉心内の中性子束の瞬時分布の第２のオンライン計算が、修正された定義パラメタを含む中性子束計算コードを使用して遂行される。
【００７９】
この瞬時中性子束分布から、炉心の各動作パラメタの値が決定され、ライン３６ａを介してコンパレータ３７へ伝送される。前述したように、侵害された場合には警報がトリガされる。
【００８０】
トランシュの設備からのパラメタが入手され、２秒程度の比較的短時間内にコンピュータへ伝送される。
【００８１】
中性子束の空間分布を構成する炉心の種々の点における中性子束の値が、ほぼ30秒おきに計算される。もし炉心内の中性子束の空間分布のより正確な瞬時値が必要であれば、トランシュの設備からの各パラメタの瞬時値を使用して、即ちほぼ２秒おきに、原子炉の炉心内の中性子束の瞬時空間分布を表す近似中性子束値を計算することが可能である。これは、トランシュの設備からのパラメタの瞬時値から、簡易化された手法で計算コードを使用して計算された最新の空間分布の中性子束値を変更する。以上のように、もし必要ならば、警報をトリガし、原子炉の出力を低下させるように命令することを可能にするために、より高速のレスポンスを得ることができる。
【００８２】
原子炉を緊急遮断させるために原子炉出力を０まで低下させることを可能にする原子炉の保護システムは、原子炉の閉じ込め容器外に６区分多段エキスコアチャンバを含んでいる。
【００８３】
保護システムは、ＲＩＣ計測システムを使用して月に１回較正される。
【００８４】
また、より正確な中性子束マップを決定するために、選択されたセットの検出器を用いる測定の周期よりも遙かに長い周期で（例えば、移動検出器の場合の月に１回ではなく、日に１回のような）、炉心内の58の検出器のセットで測定を遂行することができる。従って、処理ユニット１４によって実時間で決定される束分布を、周期的に調整し、再編成することができる。
【００８５】
中性子束マップは、全ての束測定検出器を使用してＲＩＣコンピュータ４によって計算される。コンピュータ４の通常の機能は、完全且つ正確な束マップを発生することである。
【００８６】
本発明に関して言えば、中性子束計算のために使用される期間以外は、ＲＩＣシステムコンピュータ上に実現されている中性子モデルは、原子炉の炉心の進展を予測する計算のために、及び制御を援助する、即ち警報の場合に制御変数に関して取るべき修正動作を限定するシミュレーションのために使用することができる。
【００８７】
調整ユニット１１に類似の調整ユニットを有するＲＩＣコンピュータ４を設けることによって、もし監視用設定点に応じて計算時間が十分に短ければ、ＲＩＣコンピュータ４を本発明による方法を実現するためのバックアップコンピュータとして使用することができる。
【００８８】
一般的に言えば、警報をトリガした場合には、原子炉を制御するために使用される制御変数に修正動作を行わなければならず、また原子炉の出力を低下させなければならない（例えば、クラスタを再位置決めする、またはホウ素または希釈水を原子炉の冷却水内へ注入する）。
【００８９】
これらの動作は、特に、ＲＩＣシステムコンピュータを使用して遂行される予測計算及びシミュレーションによって決定することができる。
【００９０】
従って、本発明の方法及びシステムは、原子炉の炉心内の出力分布、及び炉心の動作パラメタを極めて迅速に、実質的に実時間で決定することを可能にし、また、これらのパラメタを比較してマージンを求めるか、または警報をトリガすることを可能にする。また、炉心内の出力分布は、１日程度の比較的長時間間隔ではあるが、通常、炉心内の中性子束の完全且つ正確な測定が行われる時間間隔（移動検出器の場合には１ヶ月程度）よりもかなり短い時間間隔で調整することができる。
【００９１】
本発明は、上述した実施の形態に限定されるものではない。
【００９２】
特に、１分よりも短い時間間隔で炉心内の中性子束分布を測定し、計算するために選択される検出器の数は、16以外であることができ、実際に、この数は炉心内の燃料アセンブリの数、及びコンピュータの速度に依存する。本発明の方法を実施するために選択される検出器の数は、一般的には、炉心内の燃料の数の15％よりも少なくすべきである。特定的には、ほぼ200の燃料アセンブリを有する炉心の場合、選択される検出器の数は、常に30より少ない。
【００９３】
炉心内の検出器の合計数（上例では48であった）も、炉心内の燃料アセンブリの合計数に依存する。
【００９４】
炉心が対称的であるので、検出器の分布を炉心の1/4で決定することができる。従って、炉心内の検出器の合計数は、一般的には、４の倍数である。特定的には、この数は燃料アセンブリの数の1/4程度であることができる。
【００９５】
例えば、193の燃料アセンブリを有する炉心の場合には、48の検出器が使用される。特定の短時間間隔における各測定毎に選択される検出器の数は、一般的には、炉心内の検出器の合計数の1/3程度、即ち炉心内の燃料アセンブリの数の1/12程度である。上述したようにこの数は、より一般的に、燃料アセンブリの数の15％より少ない。
【００９６】
炉心内の固定位置における中性子束測定用検出器は、一般的には、コレクトロンの形状の測定用センサからなる。動作中の原子炉の炉心内に恒久的に留めておくことができるならば、他の型の測定用プローブも使用することができる。
【００９７】
もしコレクトロンが使用されていれば、それらはロジウムを基とする材料で作られたエミッタを含むことが好ましいが、コバルトを基とする材料で作られたエミッタを含むコレクトロンを使用することもできる。しかしながら、コバルトを基とするエミッタを有するコレクトロンを用いた検出器は、ＲＩＣコンピュータによって中性子束の分布を決定するために、束測定に使用する炉心内の１組の検出器の中の検出器としては適していない。
【００９８】
従って、コバルトを基とするコレクトロンを含む検出器の使用は、原子炉の炉心の連続監視及び保護のために使用される複数の組の検出器に対して逆転させ、炉心内の束分布を迅速に決定できるようにしなければならない。この場合、炉心を監視するために短い時間間隔で測定を遂行するために、炉心内の全ての検出器から検出器のサブセットを選択することは最早できない。そこで、この目的のために、コバルトコレクトロンを含む１組の検出器だけが使用される。
【００９９】
本発明に関して言えば、炉心の１つまたは複数の動作パラメタを求める測定及び計算の周期は、１分より短くすることができる。
【０１００】
本発明の主たる恩恵の１つは、原子炉の動作マージンを、良好な精度で極めて迅速に決定でき、それが原子炉の性能及び効率を改善することである。
【０１０１】
本発明は、原子炉の動作中に、原子炉内に留まるような束測定検出器を導入することができる炉心を有するどの原子炉にも適用される。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の方法を実施するための監視システムを示す図である。
【図２】本発明の方法を実施するためのシステムの若干の測定信号処理手段及び監視手段を示す図である。
【図３】本発明による監視方法を示す機能ブロック図である。
【符号の説明】
１  炉心
２  燃料アセンブリ
３  測定用チャネル
４  コンピュータ
５  コンピュータ室
６  ジャンクションボックス
７  前処理ユニット
８  検出器
９  測定用プローブ
１０  監視ユニット
１１  調整ユニット
１２  電子フィルタ
１３  アナログ・ディジタル変換器
１４  処理ユニット
１５  制御パラメタ収集ユニット
１６  キャビネット
１８  ローカルアーカイビングシステム
１９  プリンタ
２０  画面表示
２２  ディジタル大きさ転送ユニット
２３  クラスタ位置処理ロジック
２４  炉心出口温度測定モジュール
２５  炉心計測システム
２６  ホウ素測定システム
３０  三次元中性子モデル
３１  入力モジュール
３２  計算された中性子値
３３  計算済み束値セレクタユニット
３４  全収集及び調整手段
３５  コンパレータモジュール
３６  動作パラメタ計算モジュール
３７  コンパレータユニット
３８  警報デバイス
【図１】
0004999222.tif 000002
【図２】
0004999222.tif 000003
【図３】
0004999222.tif 000004