JPH0477877B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、炉心反応度測定装置に関し、特に、
局部的に設けられた人工中性子源を備えた軽水冷
却型原子炉の炉心の臨界への接近を監視するため
の装置に関するものである。

一般に、原子炉は、制御された核分裂反応を発
生するために炉心内に配設された或る量の核分裂
性物質を有している。核分裂反応は、適当なエネ
ルギレベルの自由中性子が核分裂性物質の原子に
衝突する際に生じ、その結果大量の熱エネルギが
放出され、この熱エネルギは炉心から原子炉冷却
材内に取り込まれ、更に自由中性子が付加的に放
出される。これ等の自由中性子は連鎖核分裂反応
を発生するのに利用されるが、放出された中性子
の中には炉心外へ出たり或は炉心内の中性子吸収
材によつて吸収されて、〓後、核分裂反応を起こ
さないものもある。炉心内に存在する中性子吸収
材の量を制御することにより、核分裂速度を制御
することができる。核分裂性物質内には常にラン
ダムな核分裂反応が生じているが、炉心を停止し
た時には、放出された中性子は連鎖反応が維持さ
れないような高率で吸収される。或る世代の中性
子の数が前の世代の中性子の数に等しくなるまで
中性子吸収材を減少することにより、核分裂過程
は自己持続連鎖反応となり、原子炉は臨界である
とか称される。原子炉が臨界である時には、炉心
を停止した時よりも中性子束（中性子束密度と同
義。以下、中性子束密度と称することもある。）
は６桁程度大きくなる。実際的な遷移期間を達成
するために停止炉心における中性子束の増加を促
進する目的で、炉心内には、核分裂性物質を収容
する燃料セルの間に人工中性子源が設置される。
この人工中性子源は、中性子束を局部的に増加さ
せ、それにより原子炉を出力状態にするのを助け
る。

中性子源がない状態において、１つの世代の自
由中性子の数の前の世代の自由中性子の数に対す
る比が増倍率Ｋと称されて、原子炉の炉心の反応
度の尺度として用いられている。原子炉が臨界に
ある時、増倍率Ｋは１に等しく、原子炉が全出力
状態にある間は、その間中、増倍率Ｋは１に等し
い。原子炉が臨界未満状態から臨界に向かう際の
中性子数の増加は線形関数ではなく、増倍率Ｋ＝
１に近づくに伴い近似的に指数関数的に増大す
る。従つて、実際的な理由から、増倍率Ｋ＝0.99
が有意味と認識されており、実際にも、増倍率が
この値よりも小さい時にのみ停止原子炉に対し何
んらかの操作を行うことが許される旨規則に定め
られている。

従つて、明らかなように、原子炉の増倍率Ｋが
0.99を越えたり或は0.99より小さくなるのを検出
するための手段を設けるのが非常に望ましい。し
かし、現在では、オンライン方式でこの増倍率Ｋ
の値を正確に測定することは困難である。現在の
慣行によれば停止原子炉の反応度は逆計数率比の
関数として求められている。計数率は、単位時間
内に中性子検出器で検出された中性子の数の関数
として表わされる原子炉中性子束の尺度である。
最近の単位期間で求められた計数率で、基準期間
の計数率を除して、逆計数率比が求められる。こ
の逆計数率比が用いられるのは、原子炉が臨界に
接近するに従いこの比が零に接近するところから
である。直接計数率比を代わりに用いたとすれ
ば、臨界に近づくにつれ比は非常に大きな数字と
なるが、それは相対的なものであり、炉心の反応
度の有意味な表示とはならない。また、逆計数率
比も選択された基準期間に依存するので非常に正
確であるわけではない。オペレータは、逆計数率
が零に接近する際の速度を観察することにより臨
界状態への接近を感得することができるが、この
方法は、何等かの理由で基準期間後に反応度の増
加が一次的に止まり次いで回復するような場合に
はその妥当性を失う。従つて、規則制定者やオペ
レータは、臨界への接近に際して非常に保守的な
立場をとる傾向になりがちである。と言うのは現
在の慣行では、増倍率が0.99の近傍にある時に、
原子炉の停止マージン（余裕）を決定するための
正確なオンラインシステムが用いられていないか
らである。

従つて、本発明の主たる目的は臨界への接近に
伴い原子炉の反応度の正確なオンライン表示を出
す炉心反応度測定装置を提供することにある。

この目的を達成するため、本発明によれば、原
子炉の炉心反応度測定装置は、第１の中性子検出
器と、原子炉燃料内に設置されて局部領域におい
て中性子束を発生する人工中性子源とを備え、上
記第１の中性子検出器は、上記人工中性子源及び
原子炉燃料からの上記局部領域における中性子を
検出して該局部領域における中性子束を表わす第
１の電気信号を発生するように配設され、更に、
原子炉炉心内の燃料に対し第１の中性子検出器と
類似の関係ではあるが、上記局部領域から離れて
配置されて、原子炉燃料内の核分裂性物質により
発生される中性子束を表わし上記人工中性子源に
よつて発生される中性子束を表わさない第２の電
気信号を発生する第２の中性子検出器と、第１の
電気信号に対する第２の電気信号の比を表わす比
信号を発生するための比信号発生回路と、上記比
信号の関数として上記炉心の反応度を表わす出力
信号を上記比信号から発生する出力信号発生回路
とを備えている。

本発明の上述の主たる目的及び他の目的は、原
子炉が臨界未満である時には、人工中性子源によ
つて発生される中性子束及び人工中性子源中性子
による核分裂から直接生ずる中性子束は、燃料内
の核分裂性物質からの中性子及びこれ等の中性子
による子孫中性子で発生される中性子束よりも相
当に高いという事実を利用することにより達成さ
れる。しかし、人工中性子源の存在に帰因する比
較的高い中性子束は該中性子源を取り巻く局部的
空間に限定されるので、人工中性子源を取り巻く
中性子束場を監視する中性子検出器の出力を、人
工中性子源による影響を受けない炉心の他の部分
の中性子束を測定する検出器の出力と比較するこ
とにより中性子束レベルの差を検出することがで
きる。他方、原子炉が近臨界状態になると、原子
炉燃料によつて発生される臨界中性子束密度パタ
ーンが、人工中性子源によつて発生される中性子
束密度よりも優勢となり、その結果、原子炉燃料
に関して同様に配置されている２つの検出器は類
似の読みを発生することになる。この中性子源優
勢モードから臨界モードへの遷移は、増倍率が約
0.99に達した時には、現在用いられている炉外計
装で明確に検出可能になり始める。従つて、炉心
の反応度が0.99の増倍率Ｋに接近するに伴い、２
つの検出器の読みの比は顕著に増加する。この比
が１に等しくなつた時に、炉心は臨界状態とな
る。増倍率0.99に対する２つの検出器の読みの正
確な比は、実験的に求めることができるが、0.1
〜0.4の範囲内にあると予測される。

増倍率が0.99より高いか又は低いかを単純に直
截的に表示するために、任意時点で測定した比
を、増倍率0.99に対し実験的に求められる予測比
と比較し、前者が後者よりも小さい時にはその事
を表わす適当な信号を発生し、前者が後者よりも
高い時には他の適当な信号を発生することができ
る。２つの計数率の対数値を用いることにより、
増倍率Ｋ＝0.99の近傍では高い感度が達成され、
臨界に接近する際の出力パラメータの値の急激な
変化は緩和され、更に臨界未満の原子炉に対して
は負で、原子炉が臨界になる時に零になるという
人間工学的見地から改善された読みが与えられ
る。

本発明の理解は、添付図面を参照しての以下の
説明から一層深められよう。

本発明は、実施例では加圧水形原子炉（PWR）
に適用されるものとして説明するが、人工中性子
源と、該人工中性子源によつて発生される中性子
束を該人工中性子源の近傍の原子炉局部領域に限
定する減速材とを備えた沸謄水形原子炉
（BWR）等のような他の型の原子炉にも同等に
適用可能である。第１図には、原子炉容器５に格
納されている炉心３を構成するように概して矩形
パターンで配列された参照数字１で示すような多
数の細長い矩形の熱料集合体（原子炉燃料）内に
核分裂性物質が装填されている加圧水形原子炉
（PWR）が示されている。原子炉燃料内の核分裂
性物質内での核分裂反応で熱が発生され、この熱
は原子炉冷却材（PWRの場合には水）により炉
心から除去される。尚、原子炉冷却材は炉心及び
蒸気発生器を循環し、該蒸気発生器は原子炉冷却
材から熱を取り出して蒸気を発生し、この蒸気で
電力発生用のタービン／発電機装置を駆動する。
炉心３の反応度は、燃料集合体間に挿入したり燃
料集合体間から取り出すことができ中性子吸収材
からなる制御棒（図示せず）によつて及び冷却材
内に溶解しているホウ素の濃度を調節することに
よつて制御される。

原子炉を臨界にするのに必要な燃料内の核分裂
性物質の反応度の増加に応じて中性子源を設ける
ために、人工中性子源が炉心に設置されている。
実際には、２つの人工中性子源が用いられる。こ
れ等の２つの中性子源は、燃料集合体内に挿入さ
れる棒の中に入つている。一次中性子源７（人工
中性子源）は、カリホルニウム２５２のような自
発核分裂性物質であり、該一次中性子源７を取り
巻く原子炉燃料内に核分裂反応を開始するのに適
当なエネルギレベルを有する中性子を発生する。
代わりの一次中性子源としては、プルトニウム−
ベリリウム或はキユリウム−ベリリウム混合物を
用いることができる。これ等代替の一次中性子源
においては、プルトニウム又はキユリウムがアル
フア粒子を放出し、該アルフア粒子によりベリリ
ウムから中性子が放出される。

一次中性子源は、原子炉の起動中及び起動後し
ばらくの間、人工中性子源の働きをするが、その
後崩壊して十分な中性子束を出さなくなる。その
後の数年に渡る原子炉の寿命の間人工中性子源と
するために、二次中性子源９も炉心に設置されて
いる。この二次中性子源は初期においては自発中
性子源としては作用しないが、最初の２，３ケ月
の運転中、原子炉が出力状態にある間に、原子炉
燃料により発生される中性子束で放射化される。
代表的には、この二次中性子源は、アンチモン−
ベリリウム混合物とすることができ、この混合物
においてはアンチモン１２３がアンチモン１２４
に変換され、一方該アンチモン１２４は崩壊して
アンチモン１２５になる。アンチモン１２５はガ
ンマ線を放出し、該ガンマ線でベリリウムから中
性子が放出される。この二次中性子源は、原子炉
の出力状態での２，３週間の運転後に人工中性子
源として有効となるのに十分な量で存在し、約６
ケ月後にも十分に有効である。一次中性子源にし
ろ或は二次中性子源にしろ、該中性子源によつて
発生される中性子は、完全に停止した炉心の燃料
で発生される中性子よりも優勢である。

広汎な運転経験により裏付けられた原子炉理論
の示すところによれば、大型の軽水減速形動力炉
の炉心における中性子の空間分布は、人工中性子
源優勢モードから臨界モードへの遷移に際して劇
的に変化する。これ等の２つのモード下で見られ
る典型的な一次元（半径方向）分布が第２図及び
第３図に図解されている。第２図から見られるよ
うに、停止原子炉内の中性子束は、人工中性子源
の場所の回りに集中している。実際、中性子源が
優勢な分布においては殆ど全ての中性子が局部領
域即ち空間１１で発生し、その空間１１は比較的
小さい。停止炉心において中性子源から任意の方
向に25〜30cm以上離れれば中性子の数は非常に少
なくなる。第３図に示した臨界モードにおいて
は、原子炉の炉心全体に渡つて分布する原子炉燃
料からの中性子が優勢となり、対称的な分布パタ
ーンが得られる。臨界モードにおける分布中性子
の密度は、人工中性子源の中性子の密度よりも相
当に大きく、従つて人工中性子源は中性子分布パ
ターンに感知し得る程の影響を与えない（尚、第
３図において縦軸のスケールは第２図よりも数桁
大きい）。中性子源優勢モードの中性子分布から
臨界モードの中性子分布への遷移は、実効増倍率
Keffが約0.99に達した時に、現在用いられている
炉外計装で明確に検出可能になり始める。従つ
て、中性子源優勢モードから臨界モードへの遷移
を監視することは、従前達成不可能であつた高い
信頼度で、原子炉の反応度が0.99を超えたり或は
0.99を下回るのを測定するための有効で確実な手
段となり得る。尚、停止監視の目的では、中性子
分布が中性子優勢モードにないことを観察すれば
良い。この観察は、差し迫つている臨界又は既に
達成された臨界を表わすという意味でKeffが0.99
を超えたという明晰な測定と多分同程度に有意味
であると思われる。

従つて、「近臨界／非近臨界」の指示は、２つ
の類似の中性子検出器から得られる信号をモニタ
し比較することによつて得ることができる。これ
等の中性子検出器は、一方の中性子検出器が炉心
内の局部人工中性子源の近傍から放出される中性
子に応答し、他方の中性子検出器が局部人工中性
子源が存在しない炉心の領域から放出される中性
子だけを検出するように配設する必要がある。炉
心が臨界であるか又は臨界に近く（近臨界状態）
且つ炉心における中性子検出器の空間的配置が２
つの中性子検出器にとつて類似である場合には、
２つの信号は匹敵する大きさを有することにな
る。炉心が明確に臨界未満である場合には、人工
中性子源が存在しない領域を監視する中性子検出
器からの信号は、人工中性子源で駆動される領域
を監視する中性子検出器からの信号よりも相当に
弱い。従つて、これ等の２つの信号の比較によ
り、炉心監視或は炉心保護系で要求されるような
「近臨界」「非近臨界」とを識別するための基礎が
与えられる。

本発明を実施するための中性子検出器の配列が
第１図に示してある。先ず最初に、被監視中性子
束は、完全に停止した炉心と定格出力で運転して
いる炉心とでは約11桁も変化するので、原子炉の
炉心内の中性子束を監視するためには、３つの異
なつた種類の中性子束検出器及び関連の電子装置
を使用するのが時として望ましい場合があること
を述べておかなければならない。或は、幾つかの
中性子束領域における検出器信号を適切に調整し
処理するために特別の電子チヤンネルが設けられ
ており且つチヤンネル間の適切な切換が可能であ
れば、中性子束レベルの全領域をカバーする単一
型の中性子検出器、例えば核分裂電離箱を使用す
ることも可能である。ここで述べる装置において
は、適当な電子回路を備えた３種類の中性子束レ
ベル検出器が、全中性子レベル領域をカバーする
ように用いられる。典型的にはホウ素で内張りさ
れた電離箱、三フツ化ホウ素（BF₃）電離箱又は
核分裂電離箱である中性子源領域検出器が、炉心
が停止している間及び炉心が臨界に向かう間にお
ける中性子束密度を測定する。典型的には補償形
電離箱検出器である中間領域検出器は、炉心が臨
界に近づき出力領域に入る際の中性子束を監視す
る。出力領域検出器は、出力領域全体に渡り中性
子束を監視する。中間領域検出器の動作範囲は、
中性子源領域及び出力領域検出器双方の動作範囲
と部分的に重複し、そして典型的には各型の検出
器のうち２つが冗長用に設けられている。

再び第１図を参照するに、冗長中性子源領域検
出器及び中間領域検出器は、直径方向に対向する
炉心平坦部１５に隣接して炉外シンブル１３内に
位置決めされるのが一般の慣行である。この位置
で上記中性子源領域検出器及び中間領域検出器
は、一次及び二次中性子源７，９により発生され
る中性子束及び原子炉燃料内の中性子束を測定す
ることができる。前に述べたように、人工中性子
源からの中性子の殆どのものは、該中性子源を取
り巻く比較的小さい局部領域内に留どまるので、
炉外検出器によつて検出される人工中性子源の中
性子は、（通常核分裂の結果として）この非常に
局限化された領域内に高速中性子として放出され
て減速や吸収衝突を受けることなく炉心及び原子
炉容器を通り次いで検出器の極く近傍における散
乱により熱中性子化される中性子の全数の非常に
小さい部分でしかない。しかし、炉外検出器の近
傍におけるこの比較的低い中性子源中性子密度
は、停止状態の原子炉の場合には、炉心の残部に
よる中性子誘発核分裂及び自発核分裂、燃料内の
酸素１８でのアルフアー中性子反応並びに原子炉
冷却材内の重水素でのガンマー中性子反応等によ
り発生される中性子密度よりも非常に高い。

本発明の実施に当たつて要求される追加の中性
子源領域検出器及び中間領域検出器は、炉心平坦
部１９に隣接して炉外シンブル１７内に設置され
る。炉外シンブル１７内で、これ等の検出器は、
炉心に対しシンブル１３内の検出器と類似の仕方
で配置されるが、人工中性子源７及び９による影
響は全く受けない。尚、２つの追加の中性子源領
域検出器及び中間領域検出器は、原子炉プラント
において既に利用可能である冗長検出器を独立の
監視チヤンネルに設けるためにのみ設置されるも
のである。

炉心の周辺で、第２の中性子検出器を第１の中
性子検出器から角度的に変位して設ける代わり
に、第４図に示すように、これ等の２つの中性子
検出器を単一の炉外シンブル２１内で軸方向にず
らして設置することができる。このような配列が
可能なのは、人工中性子源７，９が部分的にの
み、炉心の高さ方向に沿つて延在しているからで
ある。実際上、一次中性子源７は、炉心の底部か
ら上方に約４分の１に相当するシンブル２１の非
常に小さい部分しか占めない。二次中性子源９は
一次中性子源７とほぼ同じレベルから出発する
が、炉心の中心の若干下方の点まで上方に向かつ
て延在している。第１の中性子検出器２３は炉心
の底部から距離Ａのところで炉外シンブル２１内
に配設されており、この距離は炉心の底部から上
方へ約４分の１に相当している。従つて、第１の
中性子検出器２３は、２つの人工中性子源７及び
９により発生される中性子に応答することができ
る位置にある。

第２の中性子検出器２５は、炉心の底部から上
方へ４分の３に相当する距離Ｂのところで同じシ
ンブル２１内に配設されており、炉心内の燃料に
より発生される中性子に応答するが、一次及び二
次中性子源７，９による影響は受けない。中性子
検出器２３は炉外の底部から上方に約４分の１の
個所にあり、そして中性子検出器２５は頂部から
下方に同じ距離の位置にあるので、これ等の検出
器は、炉心に関して対称的に配設され、従つて、
原子炉燃料からの中性子に対しては類似の応答を
する。第４図に示すように、２つの中性子検出器
２３，２５間でシンブル２１内に一対の中間領域
検出器２７，２８を配設し、そのうちの一方の中
間領域検出器２７は中性子源によつて発生される
中性子束に応答するように中間点の下方に配設
し、他方の中間領域検出器２８は人工中性子源に
より影響を受けないように中間点から等間隔で上
方に配設することができる。

第５図は、本発明を実施するのに適している装
置を示す。シンブル１３及び１７内の検出器によ
つて発生される電気信号は、増幅器及び調整回路
２９を通つた後、割算器３１（比信号発生回路）
に印加される。該割算器３１は、検出器によつて
発生されて調整された信号間の比を表わす信号を
発生する。調整回路は、サージ保護回路及び分離
回路を備えることができる。中性子源領域検出器
の場合には、調整回路はさらに、ガンマ線に対す
る非常に高感度の検出器の応答を除去する弁別器
と、必要に応じ、非常に低い反応度レベルで生ず
る統計学的にランダムな応答を時間平均した出力
を発生するスケーラタイマとを備えることができ
る。割算器３１によつて発生される比信号は比較
器３３（出力信号発生回路）で基準信号と比較さ
れる。この基準信号は0.99の増倍率Ｋのような所
定の反応度レベルで発生される比信号に等しくな
るように選択されている。比信号が基準信号より
も小さい時には、比較器３３の出力には、反応度
が所定レベル以下であることを表わすための論理
出力（出力信号）３５がセツトされる。比信号が
基準信号に等しくなるか又は基準信号よりも大き
くなると、論理出力は反応度が所定レベルよりも
高いことを指示するようにセツトされる。

例えば、所定の反応度レベルが約0.99のKeffで
ある場合には、論理出力は、上記比信号が基準信
号よりも小さい時には炉心が「非近臨界状態」で
あることの指示を与え、また、比信号が基準信号
よりも小さくない場合には炉心が「近臨界」であ
ることを表わす指示を与えることができる。所望
ならば、トリツプ遮断器が開いた状態で停止原子
炉の反応度が選択されたレベルに接近した場合
に、上記論理出力を用いてホウ素濃度調整のよう
な自動応答を開始させることも可能である。

更に、データを線形ではなく対数処理すること
により顕著な利点が達成される。

検出器の出力は、中性子計数率に比例する電圧
であるので、上述した比信号は次式で表わされ
る。

比＝Ｃ×検出器２からの出力電圧／検出器１からの出
力電圧…（式１） ここで、 検出器１は、人工中性子源を含む炉心の局部領
域を監視し、 検出器２は、人工中性子源を含まない炉心の領
域を監視し、 Ｃは異なつた検出器感度及び存在し得る電子的
変量を補償する定数である。

対数式では、式１は次のように表される。

log（比）＝log（Ｃ）＋log（検出器２からの出力電
圧） −log（検出器１からの出力）
…（式２） 認容できる統計データを得るためには、中性子
源領域検出器からの或る特定数の計数を累算する
必要がある。電圧は計数率に比例するので、電圧
を電流に変換して、最小値で、統計学的精度要件
によつて決定されるプリセツト値に達するまで積
分することができる。

従つて、式２は次のように書き改めることがで
きる。

log（比）＝logC＋log（∫^t _pdt検出器２からの出力
電流）−log（∫^t _pdt検出器１からの出力電流） …（式３） 式３から明らかなように、定数Ｃの値を、中性
子源の効果を充分に上回る原子炉出力レベルで炉
心が臨界状態にある時にlog（比）＝0.0となるよう
に選択するならば、炉心が臨界未満である時には
log（比）の値は負となり、そして臨界に接近する
につれ負の側から0.0に近づく。

第６図は、式３で表わした機能を実行するのに
適した回路を略示する図である。第１及び第２の
検出器３７，３９からの出力は、弁別器４１にそ
れぞれ印加される。この弁別器４１は、前に述べ
たように、ガンマ線に帰因する検出器の応答を除
去する働きをする。中性子により生ぜしめられた
検出器の応答は対数積分器（比信号発生回路）４
３に印加され、その出力は演算増幅器４５により
増幅される。検出器２からの積分された対数信号
は、加算器（比信号発生回路）４９において、ポ
テンシヨメータ４７により定数log（Ｃ）を表わす
ように設定された電流に加算される。加算器４９
の出力は第２の加算器５０（比信号発生回路）
で、第１の検出器からの積分された対数信号に加
算され、それによりlog（比）信号が発生される。
これ等の加算器は印加される信号を反転するの
で、この回路により適当な演算が行われ、log
（比）信号は、炉心が臨界未満である間は負とな
る。log（比）信号を比較器に印加して論理「非近
臨界／近臨界」出力を発生することができるが、
このlog（比）信号は、第５図の回路の割算器の線
形出力と同様に、比読出し量を発生するのに用
い、この比読出し量をオペレータが解釈して炉心
の臨界を判定するように利用することができる。

第７図は、臨界運転に向かうホウ素濃度希釈中
に本発明に従つて観察される比信号の線形形態及
び対数形態における変化を表わすグラフを示す。
データは、燃料交換のために停止され、そして２
つのチヤンネル内の中性子源検出器の配置が本発
明により要求されるところの配置であるように１
つの中性子源を除去した原子炉における燃料交換
後の臨界状態への復帰から集めたものである。２
つの曲線は、臨界領域における検出器読みを含ま
ないデータから発生されたものであるので、規格
化もしくは校正されていない。比較の目的で、グ
ラフの縦軸は曲線の初期点が重なるように目盛り
した。グラフから分かるように、原子炉冷却材内
のホウ素濃度1350〜1300ppmの間で0.99のKeff
（１％の停止）が達成され、原子炉は約1220ppm
で臨界になる。第７図から明らかなように、線形
形態の代わりに対数（比）形態を用いることによ
り次のような利点が得られる。即ち、1.0％停止
の近傍における停止マージン内での変化に対する
出力パラメータの感度増大、炉心が臨界に非常に
接近する際の出力パラメータの値の急激でない変
化、及び炉心が臨界に接近するにつれて出力パラ
メータが負の値から0.0に向かつて変化し、他方
臨界に接近するに際し線形形態の出力パラメータ
は小さい正の値から1.0に向かつて増加すると言
う点での人間工学的見地からの改善が達成される
と言う利点である。

以上、本発明の特定の実施例に関連して詳細に
説明したが、当業者には明らかなように、本発明
の全趣旨に照らし当業者にはいろいろな変形や変
更を容易に想到し得るであろう。従つて、ここに
開示した特定の構成は単なる例示と解されるべき
であつて、本発明の範囲を制限する意味に解釈さ
れてはならない。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明が実施されている原子炉の水
平横断面図、第２図は、炉心が臨界未満である時
の第１図の原子炉の半径方向の中性子分布を示す
略図、第３図は、炉心が臨界又は近臨界状態にあ
る場合の第１図の原子炉における半径方向の中性
子分布を示す略図、第４図は、本発明の別の実施
例を図解する原子炉の垂直断面図、第５図は、本
発明を実施して線形形態で比出力を発生するのに
適した回路をほぼブロツクダイヤグラムで示す略
図、第６図は、本発明を実施して対数形態で比出
力を発生するのに適した回路をブロツクダイヤグ
ラムで示す略図、第７図は、臨界運転に向かう希
釈中に第５図及び第６図の回路によつて発生され
る比信号を比較して図解するグラフを示す図であ
る。 １…燃料集合体（原子炉燃料）、３…炉心、７
…一次中性子源（人工中性子源）、９…二次中性
子源（人工中性子源）、１１…空間（局部領域）、
２３，３７…第１の中性子検出器、２５，３９…
第２の中性子検出器、３１…割算器（比信号発生
回路）、３３…比較器（比信号発生回路）、３５…
論理出力（出力信号）、４３…対数積分器（比信
号発生回路）、４９，５０…加算器（比信号発生
回路）。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 炉心の原子炉燃料内に設置されて局部領域に
   おいて中性子束を発生する人工中性子源と、 上記人工中性子源及び上記原子炉燃料からの上
   記局部領域における中性子を検出して該局部領域
   における中性子束を表わす第１の電気信号を発生
   するように配置された第１の中性子検出器と、 上記炉心内の原子炉燃料に対し上記第１の中性
   子検出器と類似の関係ではあるが、上記局部領域
   から上記人工中性子源の直接的影響を受けない程
   度に離れて配置されて、上記原子炉燃料内の核分
   裂性物質により発生される中性子束を表わすが上
   記人工中性子源によつて発生される上記中性子束
   を表わさない第２の電気信号を発生する第２の中
   性子検出器と、 上記第１の電気信号に対する上記第２の電気信
   号の比を表わす比信号を発生するための比信号発
   生回路と、 上記比信号の関数として上記炉心の反応度を表
   わす出力信号を上記比信号から発生する出力信号
   発生回路と、 を備えた炉心反応度測定装置。