JPH0525319B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0525319B2 JPH0525319B2 JP61275650A JP27565086A JPH0525319B2 JP H0525319 B2 JPH0525319 B2 JP H0525319B2 JP 61275650 A JP61275650 A JP 61275650A JP 27565086 A JP27565086 A JP 27565086A JP H0525319 B2 JPH0525319 B2 JP H0525319B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- subcriticality
- rate ratio
- degree
- detector
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Fee Related
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
本発明は、核燃料を装荷または貯蔵する核燃料
設備の核燃料配置状態における未臨界度をモニタ
ーする核燃料設備の未臨界度モニター装置に関す
る。
設備の核燃料配置状態における未臨界度をモニタ
ーする核燃料設備の未臨界度モニター装置に関す
る。
核燃料を装荷や貯蔵して配置された核燃料設備
における核燃料配置状態では臨界にならぬように
臨界安全管理される。このための安全管理として
核燃料再処理設備では臨界警報器が使用されてい
るが、この臨界警報器は臨界になつた時点で警報
を出すシステムとなつているので事前に臨界にな
ることは予測することはできない。したがつて未
臨界度（未臨界状態における実効増倍率）を把握
して安全管理する必要がある。 未臨界度を測定する方法として、従来、パルス
状の中性子を入射して行なうパルス中性子法や中
性子密度のゆらぎの成分を２個の検出器で測定し
て求める炉雑音解析法や中性子源を挿入して中性
子増倍の勾配から求める中性子源増倍法が知られ
ているが、これらにはパルス状の中性子を発生さ
せる特殊な中性子源発生装置や、２個の検出器に
よる検出を同期させる同期回路等の特殊な回路等
を必要とし、さらに臨界近傍で反応度較正実験を
必要とし、煩雑な装置や手間を要するという欠点
がある。
における核燃料配置状態では臨界にならぬように
臨界安全管理される。このための安全管理として
核燃料再処理設備では臨界警報器が使用されてい
るが、この臨界警報器は臨界になつた時点で警報
を出すシステムとなつているので事前に臨界にな
ることは予測することはできない。したがつて未
臨界度（未臨界状態における実効増倍率）を把握
して安全管理する必要がある。 未臨界度を測定する方法として、従来、パルス
状の中性子を入射して行なうパルス中性子法や中
性子密度のゆらぎの成分を２個の検出器で測定し
て求める炉雑音解析法や中性子源を挿入して中性
子増倍の勾配から求める中性子源増倍法が知られ
ているが、これらにはパルス状の中性子を発生さ
せる特殊な中性子源発生装置や、２個の検出器に
よる検出を同期させる同期回路等の特殊な回路等
を必要とし、さらに臨界近傍で反応度較正実験を
必要とし、煩雑な装置や手間を要するという欠点
がある。
本発明は、前述のような点に鑑み臨界近傍での
反応度較正実験を必要とせず、通常の中性子計数
手段を用いて核燃料設備の該燃料配置状態の未臨
界度をモニターする核燃料設備の未臨界度モニタ
ー装置を提供することを目的とする。
反応度較正実験を必要とせず、通常の中性子計数
手段を用いて核燃料設備の該燃料配置状態の未臨
界度をモニターする核燃料設備の未臨界度モニタ
ー装置を提供することを目的とする。
上記の目的は、本発明によれば熱中性子エネル
ギーに対して高感度の検出器と、速中性子エネル
ギーに対してより高感度を有する検出器からなる
対検出器と、この対検出器による検出中性子の計
数率比を演算する計数回路と、前記計数率比から
未臨界度を求める演算プログラムを有するメモリ
ーと、前記計数回路からの計数率比と前記演算プ
ログラムとを入力して現在の核燃料の配置状態に
対応した未臨界度を決定するとともに、核燃料装
荷時の未臨界度を予測する演算器と、この演算器
から得られた前記核燃料装荷時の未臨界度と安全
管理上の所定値とを照合して警報を出す警報器と
から構成することにより達成される。
ギーに対して高感度の検出器と、速中性子エネル
ギーに対してより高感度を有する検出器からなる
対検出器と、この対検出器による検出中性子の計
数率比を演算する計数回路と、前記計数率比から
未臨界度を求める演算プログラムを有するメモリ
ーと、前記計数回路からの計数率比と前記演算プ
ログラムとを入力して現在の核燃料の配置状態に
対応した未臨界度を決定するとともに、核燃料装
荷時の未臨界度を予測する演算器と、この演算器
から得られた前記核燃料装荷時の未臨界度と安全
管理上の所定値とを照合して警報を出す警報器と
から構成することにより達成される。
以下図面を用いて本発明の実施例を説明する。
第１図は本発明の実施例による核燃料設備のモニ
ター装置の系統図である。図において１は相異な
る中性子エネルギー応答特性を有する２個の検出
器からなる対検出器である。対検出器１は相異な
る中性子エネルギー応答特性、すなわち熱中性子
エネルギーに対して高感度のものと速中性子エネ
ルギー（約1MeV以上）に対してより高感度を有
する検出器の組み合わせであり、例えば235U核分
裂計数管と238U核分裂計数管、10B計数管と237Np
核分裂計数管、235U核分裂計数管と237Np核分裂
計数管の組み合わせである。なお前記組み合わせ
の配列の前者は熱中性子に対して高感度であり、
後者は速中性子に対して高感度の検出器であり、
対検出器１は核燃料設備に適する組み合わせのも
のを選択すればよい。 対検出器１は対検出器案内筒２に挿入され、核
燃料設備の核燃料の配置場所に配設する。すなわ
ち対検出器１は第２図に示すように核燃料の配置
場所の核燃料の集合領域３に複数個配設したり、
第３図に示すように集合領域３の周辺領域４に複
数個配設したり、この集合領域３と周辺領域４の
両領域に複数個配設したりする。なお対検出器１
の数は任意でよいが、数が多いほど決定する未臨
界度の精度は良くなる。 計数回路５は対検出器案内筒２内の対検出器１
にリード線１４により接続され、対検出器１で核
燃料の集合領域３または周辺領域４（第２図、第
３図参照）等で中性子源により生じた中性子を計
数し、計数率比を演算する。なお中性子源は通常
の中性子源発生装置による外部中性子源、または
核燃料自身に含まれる同位元素の自発核分裂中性
子による内部中性子源でよい。 ７は演算器としてのマイクロコンピユータであ
り、計数回路５から入力される計数率比と後述す
るメモリー１１からの計算プログラム８とデータ
ベース９とからなる演算プログラム１０とを入力
して対検出器１が配された核燃料設備の核燃料配
置状態の未臨界度を計算し、決定および予測す
る。 なお、１２はマイクロコンピユータ７の出力を
プリントするプリンタであり、１３は臨界安全管
理上の所定値と照合して警報を出す警報器であ
る。 メモリー１１は対検出器１で計数した中性子の
計数比から対検出器１を配した核燃料設備の核燃
料配置状態の未臨界度（未臨界状態における実効
増倍率）を計算する計算プログラム８とこの計算
時に必要な吸収断面積等のデータを保有するデー
タベース９とからなる演算プログラム１０を記憶
している。 演算プログラム１０は計数率比Ｒから未臨界度
を演算するものであり、つぎにこの演算方法につ
いて説明する。 未臨界状態の体系における中性子のふるまい
は、通常中性子束分布関数φ（γ、Ｅ）で記述さ
れる。ここでφは、空間座標γとエネルギーＥに
依存する分布関数であり、公知のボルツマン方程
式で表わされ、演算子を用いて表わされる下記の
ボルツマン方程式 Hφ＝Ｓ ……(1) を解くことにより求められる。ここでＨはボルツ
マン演算子であり、Ｓは外部中性子源による線源
項である。また中性子束分布関数φは、一般的に
(1)式に対応する下記の固有値方程式 H0φ0o＝０ ……(2) を解いて求まる固有関数φ0o（ｎ＝０、１、２、
…）の１次結合で表わされる。すなわちaoを任意
の係数とすると、中性子束分布関数φは φ＝ 〓n aoφ0o ……(3) となる。 (2)式の正の固有値のうち最小固有値に属する固
有関数をφ0で表わすと、臨界状態では最小固有
値状態φ0のみが実現されており、この時(2)式は
臨界方程式と呼ばれる。そしてさらに(1)式と(2)式
は等価となり φ＝φ0（臨界状態） ……(4) である。 ところで、対検出器２の二つの検出器の応答関
数をそれぞれΣ1およびΣ2とすると、対検出器２
で計数された中性子の計数率比Ｒはそれぞれの検
出器による計数比＜Σ1φと＜Σ2φ＞との比となる。
すなわち Ｒ＝＜Σ2φ＞／＜Σ1φ＞ ……(5) ここで記号＜＞はγおよびＥによる位相空間に
わたる積分量であることを表わす。 (5)式の計数率比Ｒは未臨界状態で測定可能な量
であり、、通常スペクトル・インデツクスと呼ば
れている。一方、この量を臨界状態に結びつける
ために固有値方程式(2)の解である最小固有値状態
φ0を用いて(5)式と全く同様に R0＝＜Σ2φ0＞／＜Σ1φ0＞ ……(6) で定義される固有計数率比R0を考える。ここで
この固有計数率比R0を用いて R′＝Ｒ／R0 ……(7) である新たな量R′を導入する。なおR′を実効計
数率比と呼ぶ。したがつて実効計数率比R′は実
効増倍率ｋ＝１の時の臨界状態では(4)式の関係
（φ＝φ0）を(5)、(6)式に適用すると R′＝１ ……(8) となる。したがつて実効計数率比R′は実効増倍
率ｋに対応する。 上記の関係より実効計数率比R′は一般的に任
意の関数形Ｆ(x)を用いて次式のように表わされ
る。 R′＝C0−Ｆ（１−ｋ） ……(9) ここでC0は定数、ｋは実効増倍率である。 ただし、Ｆ（０）＝０であり、理論的に臨界状態
ｋ＝１のときで(8)式より C0＝１ ……(10) となる。 すなわち、一般的に一組の対検出器と燃料設備
内での核燃料の配置を決めた上で、核燃料装荷に
よる臨界近接手順により核燃料設備を臨界状態に
持つていくときの関係は(9)式のうちの一つの曲線
で表わされ、(9)式は実効計数率比R′と実効増倍
率ｋ（反応度は（ｋ−１）／ｋである）の基本関
係式となる。 したがつて核燃料設備の未臨界状態の実効増倍
率ｋは(9)式に基づいて実効計数率比R′を介して
得られる。ここでR′は(7)式で示すように計数率
比の比という形であることにより、検出器計数効
率が直接的には関係しないので計数誤差の入り難
しい量であるが、さらにR′の値の評価精度を向
上するために、計数率比Ｒの測定データと計数値
とがよく一致するようにボルツマン方程式におけ
る中性子断面積等の入力データを修正する。この
入力データの修正な実効増倍率ｋの計算値をも同
時に修正することになる。 このように調整して得られた（R′、ｋ）の値
の組は計数率比を測定した核燃料の装荷状態の体
系の数だけ得られることになり、この値の組を(9)
式に適用するとC0をはじめとする関数形Ｆ（１−
ｋ）の計数パラメータを決定することができる。
この時上述の調整の確からしさを保障するのは(10)
式のｋ＝１のときのC0＝１の条件である。なお
上記の計数パラメータを決定する際、中性子断面
積の他にもう一つのパラメータとして計数率比規
格化定数CRをとつて通常の回帰解折の手順が行
なわれ、(9)式の係数パラメータを確定する。な
お、上記の計数率比規格化定数CRは次式のよう
に定義される。 CR＝Rc／Re ……(11) ここでReは対検出器の計数率比に対する測定
値であり、Rcは計算値である。 上記の回帰解析の手順が、いわば反応度較正と
いうもので臨界近傍の測定データが含まれなくて
もよい。 以上のような構成により対検出器１を核燃料設
備の核燃料配置場所に配設して中性子源により増
倍する中性子の計数率比を計数回路５により演算
し、メモリー１１から計算プログラム８とデータ
ベース９との演算プログラム１０を取出してミニ
コンピユータ７による演算により未臨界度が求め
られる。 なお、上述の未臨界度を求める過程における実
効計数率比R′の評価精度はきわめてよいので、
来るべき核燃料装荷状態に対する実効計数率比
R′値も精度よく予測することができる。したが
つてこのR′値を較正済の(9)式に適用すれば実効
増倍率ｋの予測値が得られる。
第１図は本発明の実施例による核燃料設備のモニ
ター装置の系統図である。図において１は相異な
る中性子エネルギー応答特性を有する２個の検出
器からなる対検出器である。対検出器１は相異な
る中性子エネルギー応答特性、すなわち熱中性子
エネルギーに対して高感度のものと速中性子エネ
ルギー（約1MeV以上）に対してより高感度を有
する検出器の組み合わせであり、例えば235U核分
裂計数管と238U核分裂計数管、10B計数管と237Np
核分裂計数管、235U核分裂計数管と237Np核分裂
計数管の組み合わせである。なお前記組み合わせ
の配列の前者は熱中性子に対して高感度であり、
後者は速中性子に対して高感度の検出器であり、
対検出器１は核燃料設備に適する組み合わせのも
のを選択すればよい。 対検出器１は対検出器案内筒２に挿入され、核
燃料設備の核燃料の配置場所に配設する。すなわ
ち対検出器１は第２図に示すように核燃料の配置
場所の核燃料の集合領域３に複数個配設したり、
第３図に示すように集合領域３の周辺領域４に複
数個配設したり、この集合領域３と周辺領域４の
両領域に複数個配設したりする。なお対検出器１
の数は任意でよいが、数が多いほど決定する未臨
界度の精度は良くなる。 計数回路５は対検出器案内筒２内の対検出器１
にリード線１４により接続され、対検出器１で核
燃料の集合領域３または周辺領域４（第２図、第
３図参照）等で中性子源により生じた中性子を計
数し、計数率比を演算する。なお中性子源は通常
の中性子源発生装置による外部中性子源、または
核燃料自身に含まれる同位元素の自発核分裂中性
子による内部中性子源でよい。 ７は演算器としてのマイクロコンピユータであ
り、計数回路５から入力される計数率比と後述す
るメモリー１１からの計算プログラム８とデータ
ベース９とからなる演算プログラム１０とを入力
して対検出器１が配された核燃料設備の核燃料配
置状態の未臨界度を計算し、決定および予測す
る。 なお、１２はマイクロコンピユータ７の出力を
プリントするプリンタであり、１３は臨界安全管
理上の所定値と照合して警報を出す警報器であ
る。 メモリー１１は対検出器１で計数した中性子の
計数比から対検出器１を配した核燃料設備の核燃
料配置状態の未臨界度（未臨界状態における実効
増倍率）を計算する計算プログラム８とこの計算
時に必要な吸収断面積等のデータを保有するデー
タベース９とからなる演算プログラム１０を記憶
している。 演算プログラム１０は計数率比Ｒから未臨界度
を演算するものであり、つぎにこの演算方法につ
いて説明する。 未臨界状態の体系における中性子のふるまい
は、通常中性子束分布関数φ（γ、Ｅ）で記述さ
れる。ここでφは、空間座標γとエネルギーＥに
依存する分布関数であり、公知のボルツマン方程
式で表わされ、演算子を用いて表わされる下記の
ボルツマン方程式 Hφ＝Ｓ ……(1) を解くことにより求められる。ここでＨはボルツ
マン演算子であり、Ｓは外部中性子源による線源
項である。また中性子束分布関数φは、一般的に
(1)式に対応する下記の固有値方程式 H0φ0o＝０ ……(2) を解いて求まる固有関数φ0o（ｎ＝０、１、２、
…）の１次結合で表わされる。すなわちaoを任意
の係数とすると、中性子束分布関数φは φ＝ 〓n aoφ0o ……(3) となる。 (2)式の正の固有値のうち最小固有値に属する固
有関数をφ0で表わすと、臨界状態では最小固有
値状態φ0のみが実現されており、この時(2)式は
臨界方程式と呼ばれる。そしてさらに(1)式と(2)式
は等価となり φ＝φ0（臨界状態） ……(4) である。 ところで、対検出器２の二つの検出器の応答関
数をそれぞれΣ1およびΣ2とすると、対検出器２
で計数された中性子の計数率比Ｒはそれぞれの検
出器による計数比＜Σ1φと＜Σ2φ＞との比となる。
すなわち Ｒ＝＜Σ2φ＞／＜Σ1φ＞ ……(5) ここで記号＜＞はγおよびＥによる位相空間に
わたる積分量であることを表わす。 (5)式の計数率比Ｒは未臨界状態で測定可能な量
であり、、通常スペクトル・インデツクスと呼ば
れている。一方、この量を臨界状態に結びつける
ために固有値方程式(2)の解である最小固有値状態
φ0を用いて(5)式と全く同様に R0＝＜Σ2φ0＞／＜Σ1φ0＞ ……(6) で定義される固有計数率比R0を考える。ここで
この固有計数率比R0を用いて R′＝Ｒ／R0 ……(7) である新たな量R′を導入する。なおR′を実効計
数率比と呼ぶ。したがつて実効計数率比R′は実
効増倍率ｋ＝１の時の臨界状態では(4)式の関係
（φ＝φ0）を(5)、(6)式に適用すると R′＝１ ……(8) となる。したがつて実効計数率比R′は実効増倍
率ｋに対応する。 上記の関係より実効計数率比R′は一般的に任
意の関数形Ｆ(x)を用いて次式のように表わされ
る。 R′＝C0−Ｆ（１−ｋ） ……(9) ここでC0は定数、ｋは実効増倍率である。 ただし、Ｆ（０）＝０であり、理論的に臨界状態
ｋ＝１のときで(8)式より C0＝１ ……(10) となる。 すなわち、一般的に一組の対検出器と燃料設備
内での核燃料の配置を決めた上で、核燃料装荷に
よる臨界近接手順により核燃料設備を臨界状態に
持つていくときの関係は(9)式のうちの一つの曲線
で表わされ、(9)式は実効計数率比R′と実効増倍
率ｋ（反応度は（ｋ−１）／ｋである）の基本関
係式となる。 したがつて核燃料設備の未臨界状態の実効増倍
率ｋは(9)式に基づいて実効計数率比R′を介して
得られる。ここでR′は(7)式で示すように計数率
比の比という形であることにより、検出器計数効
率が直接的には関係しないので計数誤差の入り難
しい量であるが、さらにR′の値の評価精度を向
上するために、計数率比Ｒの測定データと計数値
とがよく一致するようにボルツマン方程式におけ
る中性子断面積等の入力データを修正する。この
入力データの修正な実効増倍率ｋの計算値をも同
時に修正することになる。 このように調整して得られた（R′、ｋ）の値
の組は計数率比を測定した核燃料の装荷状態の体
系の数だけ得られることになり、この値の組を(9)
式に適用するとC0をはじめとする関数形Ｆ（１−
ｋ）の計数パラメータを決定することができる。
この時上述の調整の確からしさを保障するのは(10)
式のｋ＝１のときのC0＝１の条件である。なお
上記の計数パラメータを決定する際、中性子断面
積の他にもう一つのパラメータとして計数率比規
格化定数CRをとつて通常の回帰解折の手順が行
なわれ、(9)式の係数パラメータを確定する。な
お、上記の計数率比規格化定数CRは次式のよう
に定義される。 CR＝Rc／Re ……(11) ここでReは対検出器の計数率比に対する測定
値であり、Rcは計算値である。 上記の回帰解析の手順が、いわば反応度較正と
いうもので臨界近傍の測定データが含まれなくて
もよい。 以上のような構成により対検出器１を核燃料設
備の核燃料配置場所に配設して中性子源により増
倍する中性子の計数率比を計数回路５により演算
し、メモリー１１から計算プログラム８とデータ
ベース９との演算プログラム１０を取出してミニ
コンピユータ７による演算により未臨界度が求め
られる。 なお、上述の未臨界度を求める過程における実
効計数率比R′の評価精度はきわめてよいので、
来るべき核燃料装荷状態に対する実効計数率比
R′値も精度よく予測することができる。したが
つてこのR′値を較正済の(9)式に適用すれば実効
増倍率ｋの予測値が得られる。
以上の説明から明らかなように本発明によれ
ば、対検出器により核燃料設備の核燃料装荷ステ
ツプごとに計数率比を測定し、この計数率比から
核燃料設備の現在および来るべき核燃料の配置状
態の未臨界度を演算器により演算して決定および
予測するようにしたことにより、あらかじめ未臨
界度の臨界安全管理上の所定の警報値を設定でき
るので、警報器により警報を出して臨界になるの
を未然に防ぐことができ、また未臨界度の予測機
能により来るべき核燃料装荷状態の臨界事故を、
臨界安全管理基準により事前に予測して警報を出
し、予防措置を講ずる余裕を得るので、より安全
な臨界管理ができる。 また上記の未臨界度の決定および予測は従来技
術のように別途反応度較正実験を必要とせず、か
つ通常の中性子源発成装置あるいは核燃料自身よ
りの自発分裂中性子と中性子計数回路により行な
われるので、モニター装置のコストが安く、かつ
その保守も容易になるという効果もある。
ば、対検出器により核燃料設備の核燃料装荷ステ
ツプごとに計数率比を測定し、この計数率比から
核燃料設備の現在および来るべき核燃料の配置状
態の未臨界度を演算器により演算して決定および
予測するようにしたことにより、あらかじめ未臨
界度の臨界安全管理上の所定の警報値を設定でき
るので、警報器により警報を出して臨界になるの
を未然に防ぐことができ、また未臨界度の予測機
能により来るべき核燃料装荷状態の臨界事故を、
臨界安全管理基準により事前に予測して警報を出
し、予防措置を講ずる余裕を得るので、より安全
な臨界管理ができる。 また上記の未臨界度の決定および予測は従来技
術のように別途反応度較正実験を必要とせず、か
つ通常の中性子源発成装置あるいは核燃料自身よ
りの自発分裂中性子と中性子計数回路により行な
われるので、モニター装置のコストが安く、かつ
その保守も容易になるという効果もある。
第１図は本発明の実施例による核燃料設備の未
臨界度モニター装置の系統図、第２図は第１図の
未臨界度モニター装置の対検出器の配置を示す配
置図、第３図は対検出器の異なる配置を示す配置
図である。 １：対検出器、５：計数回路、７：演算器、１
０：演算プログラム、１１：メモリー。
臨界度モニター装置の系統図、第２図は第１図の
未臨界度モニター装置の対検出器の配置を示す配
置図、第３図は対検出器の異なる配置を示す配置
図である。 １：対検出器、５：計数回路、７：演算器、１
０：演算プログラム、１１：メモリー。
Claims (1)
- １ 熱中性子エネルギーに対して高感度の検出器
と、速中性子エネルギーに対してより高感度を有
する検出器からなる対検出器と、この対検出器に
よる検出中性子の計数率比を演算する計数回路
と、前記計数率比から未臨界度を求める演算プロ
グラムを有するメモリーと、前記計数回路からの
計数率比と前記演算プログラムとを入力して現在
の核燃料の配置状態に対応した未臨界度を決定す
るとともに、核燃料装荷時の未臨界度を予測する
演算器と、この演算器から得られた前記核燃料装
荷時の未臨界度と安全管理上の所定値とを照合し
て警報を出す警報器とからなることを特徴とする
核燃料設備の未臨界度モニター装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61275650A JPS63128290A (ja) | 1986-11-19 | 1986-11-19 | 核燃料設備の未臨界度モニタ−装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61275650A JPS63128290A (ja) | 1986-11-19 | 1986-11-19 | 核燃料設備の未臨界度モニタ−装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63128290A JPS63128290A (ja) | 1988-05-31 |
| JPH0525319B2 true JPH0525319B2 (ja) | 1993-04-12 |
Family
ID=17558414
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61275650A Granted JPS63128290A (ja) | 1986-11-19 | 1986-11-19 | 核燃料設備の未臨界度モニタ−装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63128290A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007240464A (ja) * | 2006-03-10 | 2007-09-20 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉炉心状態監視装置 |
| JP4864588B2 (ja) * | 2006-08-03 | 2012-02-01 | 株式会社東芝 | 照射燃料の未臨界中性子増倍体系への装荷方法及び照射燃料の実効増倍率算出方法 |
-
1986
- 1986-11-19 JP JP61275650A patent/JPS63128290A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63128290A (ja) | 1988-05-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6181759B1 (en) | Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit | |
| US4588547A (en) | Method and apparatus for determining the nearness to criticality of a nuclear reactor | |
| KR101428404B1 (ko) | 원자로 보호 시스템 및 원자로용 센서 시스템 | |
| EP0326267B1 (en) | Core reactivity validation computer and method | |
| US4803040A (en) | Expert system for surveillance and diagnosis of breach fuel elements | |
| US20220084705A1 (en) | Nuclear fuel failure protection method | |
| JPH0525319B2 (ja) | ||
| Dos Santos et al. | A new experimental approach for subcritical reactivity determination of multiplying systems | |
| JP7614979B2 (ja) | 中性子モニタ装置及び使用済み核燃料の臨界管理方法 | |
| JPH0525320B2 (ja) | ||
| JP2647573B2 (ja) | 炉心出力分布監視装置、原子炉防護装置、原子炉炉心検出器装置及び原子炉炉心監視方法 | |
| Bjerke et al. | A Review of Short-Term Fission Product Decay Power | |
| Antonopoulos-Domis et al. | Moderator temperature coefficient of reactivity in Pressurized Water Reactors: theoretical investigation and numerical simulations | |
| JP3137569B2 (ja) | 原子炉の中性子源強度及びガンマ線強度を評価する方法 | |
| JPS6161096A (ja) | 原子炉内ガンマ線分布測定装置 | |
| JPH04115193A (ja) | 核燃料集合体の平均燃焼度測定装置 | |
| JPS6161095A (ja) | 原子炉内ガンマ線分布測定装置 | |
| JP2023030894A (ja) | 使用済み核燃料の未臨界度測定装置及び使用済み核燃料の臨界管理方法 | |
| JPH04151590A (ja) | 中性子モニタ装置 | |
| JPH04256897A (ja) | 中性子モニタ装置 | |
| Tsoglin | Possible Solutions for Improving Operational Safety of NPP | |
| JPH0465360B2 (ja) | ||
| JPS5832678B2 (ja) | 原子炉用中性子束測定器の異常検出装置 | |
| JPH08320380A (ja) | ガンマ線計測による核燃料の未臨界監視法 | |
| Corte et al. | Core loading and reactivity measuring system |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |