(57)【要約】  原子炉（１８）の炉心設計パラメータを決定する方法（１００，２００）は、較正済み信号源を当該原子炉に付随するＮＩＳキャビネット（２０、２２、２４）への入力として用いることにより、当該ＮＩＳキャビネットからの絶縁分離された電圧出力を較正するステップ（１１０、２１０）と、当該較正ステップに使用した当該較正済み信号源の値および当該較正ステップによって得られた対応する出力電圧の値を調整後のキャビネット較正データの表に記録するステップ（１２０、２２０）と、当該ＮＩＳキャビネットからの当該絶縁分離された電圧出力に接続された計算装置により、当該調整後のキャビネット較正データの表の中の少なくとも一部の値と改良型信号変換式とを用いて、当該電圧出力信号を変換済み検出器信号に変換するステップ（１３０、２４０）と、当該計算装置により、当該変換済み検出器信号を用いて当該炉心設計パラメータを決定するステップ（１４０、２６０）とを含む。
2020531820.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉（１８）の炉心設計パラメータを決定する方法（１００、２００）であって、
較正済み信号源を当該原子炉に付随するＮＩＳキャビネット（２０、２２、２４）への入力として用いることにより、当該ＮＩＳキャビネットからの絶縁分離された電圧出力を較正するステップ（１１０、２１０）と、
当該較正ステップに使用した当該較正済み信号源の値および当該較正ステップによって得られた対応する出力電圧の値を調整後のキャビネット較正データの表に記録するステップ（１２０、２２０）と、
当該ＮＩＳキャビネットからの当該絶縁分離された電圧出力に接続された計算装置により、当該調整後のキャビネット較正データの表の中の少なくとも一部の値と改良型信号変換式とを用いて、当該電圧出力信号を変換済み検出器信号に変換するステップ（１３０、２４０）と、
当該計算装置により、当該変換済み検出器信号を用いて当該炉心設計パラメータを決定するステップ（１４０、２６０）と
を含む方法。
【請求項２】
前記測定された炉心設計パラメータが許容限度内にあるか判断するために、前記測定された炉心設計パラメータを予測された炉心設計パラメータと比較するステップ（１５０、２７０）をさらに含む、請求項１の方法。
【請求項３】
前記比較ステップにより、前記測定された炉心設計パラメータが前記予測された炉心設計パラメータからの前記許容限度外であると判断されると、それに応答して追加の措置を講じるステップ（１６０）をさらに含む、請求項２の方法。
【請求項４】
前記較正済み信号源は較正済み電流源を含む、請求項１の方法。
【請求項５】
前記変換済み検出器信号は変換済み検出器電流信号を含む、請求項４の方法。
【請求項６】
前記変換済み検出器信号を用いて式を解くステップが、前記変換済み検出器電流信号および１つ以上の追加の核設計定数を入力に用いて１点炉逆動特性方程式を解くステップを含む、請求項５の方法。
【請求項７】
炉心設計パラメータを決定するステップが、等温係数、ホウ素エンドポイントおよび制御棒価値のうちの少なくとも１つを決定するステップを含む、請求項１の方法。
【請求項８】
前記較正済み信号源は較正済み電流パルス源を含む、請求項１の方法。
【請求項９】
前記変換済み検出器信号は変換済み検出器パルス信号を含む、請求項８の方法。
【請求項１０】
前記計算装置は反応度コンピュータを含む、請求項１の方法。
【請求項１１】
前記ＮＩＳキャビネットからの前記絶縁分離された電圧出力は、前記原子炉を監視する中性子源領域検出器から前記ＮＩＳキャビネットへの入力に対応する、請求項１の方法。
【請求項１２】
前記ＮＩＳキャビネットからの前記絶縁分離された電圧出力は、前記原子炉を監視する中間領域検出器から前記ＮＩＳキャビネットへの入力に対応する、請求項１の方法。
【請求項１３】
前記ＮＩＳキャビネットからの前記絶縁分離された電圧出力は、前記原子炉を監視する出力領域検出器から前記ＮＩＳキャビネットへの入力に対応する、請求項１の方法。
【請求項１４】
ＮＩＳキャビネットから絶縁分離された電圧出力を受け取り、
当該ＮＩＳキャビネットに較正済み信号源を入力して当該絶縁分離された電圧出力を事前に較正することにより作成された調整後の較正データの表の値の少なくとも一部を用いて、当該絶縁分離された電圧出力を変換済み検出器信号に変換し、
当該変換済み検出器信号を用いて炉心設計パラメータを決定するように構成された計算装置。
【請求項１５】
前記炉心設計パラメータを予測された炉心設計パラメータと比較するようにさらに構成された、請求項１４の計算装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
関連出願の相互参照
本願は、米国特許法第１１９条（ｅ）の下で、参照により本願に組み込まれる２０１７年８月１８日出願の米国仮特許出願第６２／５４７，３８９号に基づく優先権を主張する。
【０００２】
本発明は、原子炉の炉心設計パラメータを決定し、かかる炉心設計パラメータが予想される範囲内にあるかを確認し、予想範囲外であればさらなる措置を講じるための改良型方法に関する。
【背景技術】
【０００３】
図１、２に略示するように、核計装システム（ＮＩＳ）１０は、ほぼ１１桁の範囲にわたる原子炉１８の出力を適切に監視するために３つの検出器（通常は中性子源領域１２、中間領域１４および出力領域１６）を用いる安全関連システムである。各ＮＩＳ検出器１２、１４、１６は、原子炉のさまざまな炉心設計パラメータを計算するための反応度コンピュータ（図示せず）への入力装置として使用することができる（例えば本願で参照により援用する米国特許第４，８７７，５７５号を参照）。
【０００４】
各検出器１２、１４、１６からの信号は、中性子束に正比例する値であり、１点炉逆動特性方程式（Ｉｎｖｅｒｓｅ  Ｐｏｉｎｔ  Ｋｉｎｅｔｉｃｓ  Ｅｑｕａｔｉｏｎ）または他の反応度式を解くために使用される。反応度コンピュータは検出器１２、１４、１６に直接接続することが可能であるが、そのように接続すると検出器１２、１４、１６は安全関連機能を果たせなくなる。したがって、可能であれば、検出器１２、１４、１６が安全関連機能を維持できるように、絶縁分離された出力（すなわちＮＩＳキャビネット２０、２２、２４からの出力）を用いるのが望ましい。
【０００５】
ＮＩＳキャビネット２０、２２、２４からの絶縁分離された出力は、典型的には、検出器の電流またはパルスの範囲に基づく０〜５Ｖまたは０〜１０Ｖの出力である。非限定的な例として、ウェスチングハウス社の補償型電離箱中間領域検出器の出力は１０−１１〜１０−３アンペアの範囲にわたり、処理キャビネットの出力は０〜５Ｖまたは０〜１０Ｖである。電流またはパルス信号を電圧出力信号に変換する対数電流増幅器は、典型的には、検出器の全範囲内のいくつかの点でのみ電圧出力の較正を調整できる。例えば、ウェスチングハウス社の中間領域検出器に使用されている対数電流増幅器のひとつのタイプは、１０−１１〜１０−３アンペアの８桁の範囲をカバーするが、出力を調整できるのは１０−１１、１０−７および１０−４アンペアの３点のみである。通常のプラント運転要件にはこれで十分であるが、反応度コンピュータを用いて行うような高精度の測定に用いるには望ましくない。なぜならば、全範囲のうち上述の調整可能な点から外れた桁の値が、予想される許容差内に収まらない可能性があるからである。反応度は原子炉出力の変化率を表すため、検出器信号の変化率が正しく較正されないと、それに対応する反応度の計算が不正確になる。
【０００６】
したがって、そのような測定を行う方法およびシステムには改良の余地がある。
【発明の概要】
【０００７】
本発明の実施態様は、調整後の較正情報を用いてＮＩＳキャビネットからの絶縁分離された電圧出力の精度を高めることにより、最も正確かつ精密な測定を支援する。
【０００８】
本発明の一局面において、原子炉の炉心設計パラメータを決定する方法を提供する。この方法は、較正済み信号源を当該原子炉に付随するＮＩＳキャビネットへの入力として用いることにより、当該ＮＩＳキャビネットからの絶縁分離された電圧出力を較正するステップと、当該較正ステップに使用した当該較正済み信号源の値および当該較正ステップによって得られた対応する出力電圧の値を調整後のキャビネット較正データの表に記録するステップと、当該ＮＩＳキャビネットからの当該絶縁分離された電圧出力に接続された計算装置により、当該調整後のキャビネット較正データの表の中の少なくとも一部の値と改良型信号変換式とを用いて、当該電圧出力信号を変換済み検出器信号に変換するステップと、当該計算装置により、当該変換済み検出器信号を用いて当該炉心設計パラメータを決定するステップとを含む。
【０００９】
この方法は、決定された当該炉心設計パラメータが許容限度内にあるか判断するために、決定された当該炉心設計パラメータを予測された炉心設計パラメータと比較するステップをさらに含んでよい。
【００１０】
この方法は、当該比較ステップにより、決定された当該炉心設計パラメータが当該予測された炉心設計パラメータの当該許容限度外にあると判断されれば、それに応答して追加の措置を講じるステップをさらに含んでよい。
【００１１】
当該較正済み信号源は、較正済み電流源を含んでもよい。
【００１２】
当該変換済み検出器信号は、変換済み検出器電流信号を含んでもよい。
【００１３】
当該変換済み検出器信号を用いて式を解くステップは、当該変換済み検出器電流信号および１つ以上の追加の核設計定数を入力に用いて１点炉逆動特性方程式を解くステップをさらに含んでよい。
【００１４】
炉心設計パラメータを決定するステップは、等温係数、ホウ素エンドポイントおよび制御棒価値のうちの少なくとも１つを決定するステップを含んでよい。
【００１５】
当該較正済み信号源は、較正済み電流パルス源を含んでもよい。
【００１６】
当該変換済み検出器信号は、変換済み検出器パルス信号を含んでもよい。
【００１７】
当該計算装置は、反応度コンピュータを含んでもよい。
【００１８】
当該ＮＩＳキャビネットからの当該絶縁分離された電圧出力は、当該原子炉を監視する中性子源領域検出器から当該ＮＩＳキャビネットへの入力に対応してもよい。
【００１９】
当該ＮＩＳキャビネットからの当該絶縁分離された電圧出力は、当該原子炉を監視する中間領域検出器から当該ＮＩＳキャビネットへの入力に対応してもよい。
【００２０】
当該ＮＩＳキャビネットからの当該絶縁分離された電圧出力は、当該原子炉を監視する出力領域検出器から当該ＮＩＳキャビネットへの入力に対応してもよい。
【００２１】
本発明の別の局面において、当該計算装置は、絶縁分離された電圧出力をＮＩＳキャビネットから受け取り、較正済み信号源を当該ＮＩＳキャビネットへ入力して当該絶縁分離された電圧出力を事前に較正することにより作成された調整後の較正データ表の少なくとも一部の値を用いて、当該絶縁分離された電圧出力を変換済み検出器信号に変換し、当該変換済み検出器信号を用いて炉心設計パラメータを決定するように構成されている。
【００２２】
当該計算装置は、当該炉心設計パラメータを予測された炉心設計パラメータと比較するようにさらに構成してもよい。
【図面の簡単な説明】
【００２３】
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。
【００２４】
【図１】原子炉を監視するための核計装システムの概略図である。
【図２】原子炉を監視するための核計装システムの概略図である。
【００２５】
【図３】本発明の一実施例に従って原子炉の炉心設計パラメータを測定する一般的な方法を示す図である。
【００２６】
【図４】本発明の一実施例に基づく核計装システムの中間領域検出部の一例の構成要素および信号を示す概略図である。
【００２７】
【図５】本発明の一実施例に従って中間領域検出器からの出力を用いて原子炉の炉心設計パラメータを測定する詳細な方法を示す図である。
【００２８】
【図６】本発明の一実施例に基づく、標準的変換による中性子束信号と特別仕様変換による中性子束信号を比較したグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２９】
以下において、本発明を、実施例を示す添付図面を参照しながら詳細に説明する。ただし、本発明は多くの異なる形態で実施することができ、本願に示す例に限定されると解釈するべきではない。これらの例はむしろ、本発明を詳細かつ完全に開示し、本発明の範囲を十分に当業者に伝えるために提供するものである。同じ参照番号は、本願を通して同じ構成要素を指している。
【００３０】
図３は、本発明の一実施例に従って原子炉の炉心設計パラメータを測定する方法１００の一般的手順を示す流れ図である。図３および図１を参照して、方法１００はまず、ステップ１１０に示すように、原子炉１８に付随するＮＩＳキャビネット２０、２２、２４のうちの１つからの絶縁分離された電圧出力を較正する。そのような較正は、ＮＩＳキャビネット２０、２２、２４への入力として較正済み信号源（例えば較正済み電流源および較正済みパルス発生器）からのある範囲の入力を提供し、当該ある範囲の較正済み入力の各々により得られるＮＩＳキャビネット２０、２２、２４の対応する電圧出力を測定することによって行う。
【００３１】
次にステップ１２０に示すように、ステップ１１０とおおむね同時に、較正ステップ１１０に使用した較正済み信号源の値および対応する出力電圧の値を、調整後のキャビネット較正データの表に記録させる。そのような表は、物理的な表（すなわちハードコピー）、ソフトウェアによってアクセスできる電子的な表、または他の適当な形態でよい。ステップ１３０に示すように、計算装置（非限定的な例として反応度コンピュータまたは他の適当な計算装置）によって、事前に作成された調整後のキャビネット較正データの表のかかる値の少なくとも一部と改良型信号変換式とを用いて、ＮＩＳキャビネット２０、２２、２４からの絶縁分離された電圧出力を変換済み検出器信号に変換する。次に、ステップ１４０に示すように、この変換済み検出器信号を用いて原子炉の炉心設計パラメータを決定する。ステップ１５０に示すように、この決定された炉心設計パラメータを予想される炉心設計パラメータと比較することにより、原子炉１８が予想通りに運転されているか、あるいは潜在的な問題および／または安全上の懸念が存在するかを判断する。ステップ１６０に大まかに示すように、予想される炉心設計パラメータとの間にずれがあれば、原子炉１８に関して後で試験および／または予防措置を実施することができる。
【００３２】
本発明の思想を実施する一般的な方法をこれまで記載してきたが、次に、中間領域検出器１４の出力を対象とするより具体的な方法の例について述べる。
【００３３】
図１に示す中間領域（ＩＲ）検出器１４のようなウェスチングハウス社の補償型電離箱中間領域検出器の場合、ＮＩＳキャビネット２２を出る絶縁分離された電圧出力信号は０〜５ＶＤＣの範囲にあり、ＩＲ検出器の中性子束測定値の範囲１０−１１〜１０−３アンペアに対応する。現行の標準的な中性子束信号電流変換は、次式に従って行われる。
【数１】
2020531820.tif 000003
ここで、Ｉ（Ｖ）はＩＲチャンネル出力電圧（Ｖ）に対応するアンペア単位の検出器中性子束の値、
ａ１は印加される信号利得（典型的な値は１）、
ａ２は検出器中性子束の桁範囲と出力電圧の全範囲の比率（典型的な値は８／５）、
ａ３は検出器中性子束の最小指数（典型的な値は−１１）
ａ４はＩＲチャンネル出力電圧がゼロのときの電流バイアス値（典型的な値は０）である。
【００３４】
そのような標準的な中性子束信号の電流変換は、検出器中性子束を表すものとして受け入れ可能な信号を提供するが、ＮＩＳの引き出しユニットからの絶縁分離された電圧出力に理想的な（すなわち完璧な）較正／調整が施されることを想定している（それは一般的に現実とは異なる）。さらには、Ｙ．Ａ．Ｃｈａｏ、Ｄ．Ｍ．Ｃｈａｐｍａｎ、Ｄ．Ｊ．Ｈｉｌｌ、Ｌ．Ｒ．Ｇｒｏｂｍｙｅｒ著の「ＤｙｎａｍｉｃＲｏｄ Ｗｏｒｔｈ Ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ」、Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ、第１３２巻、第３号、２０００年１２月、ｐ．４０３〜４１２に記載されたような動的制御棒価値測定（ＤＲＷＭ）法（その内容を本願で参照により援用）は、従来のバンク価値測定法では１桁であるのに３〜４桁の範囲にわたる中性子束の高精度測定値を必要とする。
【００３５】
ＩＲ検出器中性子束について最高水準の測定精度を得るために、本発明の実施態様は、中性子束信号の電流変換を行う際に、ＮＩＳ引き出しユニットからの絶縁分離された電圧出力の状態が較正／調整を施された実際の値を使用する。図４は、本発明の一実施例に基づく核計装システム１０の中間領域検出部５０の一例の構成要素および信号を示す概略図である。図５は、本発明の一実施例に基づく方法２００のさまざまなステップを示す流れ図である。
【００３６】
図５の方法２００は、まずステップ２１０において、原子炉１８に付随するＮＩＳキャビネット（すなわち中間領域キャビネット２２）からの絶縁分離された電圧出力を較正する。そのような較正は、較正済み電流源を用いて技術者が行う。ステップ２２０に示すように、そのような較正時、使用される入力電流とその結果得られる出力電圧は、下の表１に例示するような調整後のキャビネット較正データの表に記録される。
【００３７】
表１：絶縁増幅器の調整確認を記録するためのデータ表の見本
【表１】
2020531820.tif 000004
【００３８】
次に、ステップ２３０に示すように、ＮＩＳキャビネット２２からの絶縁分離された電圧出力を、ラップトップや他の適当な計算装置のような反応度コンピュータに接続する。
【００３９】
次にステップ２４０において、前述の計算装置が改良型信号変換式を用いて、電圧出力信号を、具体的なＮＩＳキャビネットの引き出しユニットの較正／調整情報を組み入れた特別仕様の（すなわちＮＩＳ引き出しユニット固有の）中性子束信号電流に変換する。より具体的には、計算装置は次の改良型信号変換式を使用する。
【数２】
2020531820.tif 000005
ここで、Ｉ（Ｖ）はＩＲチャンネル出力電圧（Ｖ）に対応するアンペア単位の検出器中性子束の値、
ＶｌｏｗはＩＲチャンネル出力電圧測定区間の調整後の下限電圧、
ＶｈｉｇｈはＩＲチャンネル出力電圧測定区間の調整後の上限電圧、
ＩｌｏｗはＶｌｏｗに対応する検出器の下限電流（すなわち注入電流＋アイドリング電流、典型的には１０−１１アンペア）、
ＩｈｉｇｈはＶｈｉｇｈに対応する検出器の上限電流（すなわち注入電流＋アイドリング電流、典型的には１０−１１アンペア）である。
【００４０】
このような式の大まかな点検として、標準的な中性子束信号電流変換の場合を考える。ここでは、区分的式が検出器の全範囲にわたるひとつの大きな区間になる。
【数３】
2020531820.tif 000006
ここで、Ｉ（Ｖ）はＩＲチャンネル出力電圧（Ｖ）に対応するアンペア単位の検出器中性子束の値、
Ｖｌｏｗ＝０ＶＤＣ
Ｖｈｉｇｈ＝５ＶＤＣ
Ｉｌｏｗ＝１０−１１アンペア
Ｉｈｉｇｈ＝１０−３アンペア
【００４１】
上述の限界値を代入すると次式が得られるが、これは、利得およびバイアス／オフセット係数の初期値による標準的な中性子束信号電流変換に等しい。
【数４】
2020531820.tif 000007
【００４２】
特別仕様の中性子束信号電流変換の実施例を図６に示す。最近のプラント起動時に、中間領域検出器からの絶縁分離された電圧出力データを測定し、それに対応する較正／調整情報を得た。測定された電圧データを、標準的な中性子束信号電流変換（すなわち前記の式（１））と特別仕様の中性子束信号電流変換（すなわち前記の式（２））の両方によって、検出器中性子束データに変換した。次に、ウェスチングハウス社の反応度コンピュータで使用される標準的な式（すなわちＳｔｉｆｆｎｅｓｓＣｏｎｆｉｎｅｍｅｎｔ Ｍｅｔｈｏｄ（ＳＣＭ）による１点炉逆動特性方程式）を用いて、変換済み中性子束信号データを処理し、炉心反応度を計算した。図６は、プラント起動時物理試験の一部で、絶縁分離された電圧出力から変換した中性子束信号データを、標準的な中性子束信号電流変換法と特別仕様の中性子束信号電流変換法との間で比較したグラフである。
【００４３】
次にステップ２５０において、反応度コンピュータに、ステップ２４０で求めた変換済み検出器電流信号を１つ以上の追加の核設計定数とともに入力し、１点炉逆動特性方程式を解く。
【００４４】
次にステップ２６０において、反応度コンピュータを用いて、等温係数、ホウ素エンドポイント、制御棒価値などの少なくとも１つの炉心設計パラメータを決定する。これらの計算はコンピュータ上で行う。場合によっては、追加のプラント信号または入力を用いる。例えば、温度係数は、反応度の計算において減速材温度の信号を用いる。ホウ素エンドポイントの計算では、測定された反応度と、化学実験室での試料の滴定から求められた原子炉冷却系（ＲＣＳ）内のホウ素濃度値を用いる。
【００４５】
次にステップ２７０において、決定された炉心設計パラメータを予測されたパラメータと比較し、決定された炉心設計パラメータが許容限度内であるかを判断する。そのような決定されたパラメータが限度から外れる場合、追加の試験、分析または制限が必要かもしれない。許容限度外となった場合の追加の事後ステップは、まず測定プロセスに誤りがなかったかを調べ、誤りを修正してから炉心パラメータの再測定または再分析を行う。制御棒価値測定値が限度から外れ、測定プロセスに誤りが認められなかった場合、ホウ素注入／希釈法やバンク交換法（両方法ともＡＮＳＩ／ＡＮＳ−１９．６．１規格に記載）の使用など代替手段を用いて制御棒を測定する。
【００４６】
したがって、以上の説明から、本発明は、原子炉の反応度の測定／決定を行うための改良型方法を提供することがわかる。
【００４７】
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配置構成は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何ら制約せず、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を包含する。
【図１】
2020531820.tif 000008
【図２】
2020531820.tif 000009
【図３】
2020531820.tif 000010
【図４】
2020531820.tif 000011
【図５】
2020531820.tif 000012
【図６】
2020531820.tif 000013
【国際調査報告】
2020531820.tif 000014
2020531820.tif 000015