JPH06130177A

JPH06130177A - 原子炉監視装置

Info

Publication number: JPH06130177A
Application number: JP4282855A
Authority: JP
Inventors: Hitoshi Honma; 均本間; Seijiro Suzuki; 征治郎鈴木
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1992-10-21
Filing date: 1992-10-21
Publication date: 1994-05-13

Abstract

(57)【要約】【目的】配管の外側から流体流量を直接的に算出すると
共に、核的、熱的なプロセスデータの算出と既設検出器
の較正、異常監視をして、該当検出器の劣化、故障等の
徴候予知と交換、修理時期を明確にできる原子炉監視装
置を提供する。【構成】第１の発明は、主蒸気配管等の近傍に設置した
放射線検出器14により線量率を連続計測する放射線測定
手段と、この線量率と蒸気流量、核計装値、熱出力との
相関特性から原子炉の核計装値、熱出力または主蒸気流
量を算出すると共に、既設主蒸気流量計10、炉内中性子
検出器11によるプロセスデータと比較して既設検出器の
異常の徴候を監視する演算処理手段16からなる。第２の
発明は、主蒸気配管等の近傍に離隔設置した複数の放射
線検出器27，28が検出した線量率を時系列で連続計測す
る放射線測定手段と、測定対象の線量率をパルス状とす
る水素注入装置26と、線量率変化の移行時間と前記離隔
距離から流速を、この流速と配管断面積等から流量算出
および既設流量計10の較正、劣化、故障等の微候の予知
をする演算処理手段29からなることを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の熱出力と主蒸
気流量および給水流量等の計測に係り、特にプロセスデ
ータについて放射線の計測により算出し、既設の主蒸気
流量、給水流量等の検出器を較正すると共に、定期的に
検査することにより劣化・不具合等の異常徴候を監視し
てデータを収集し、修理・交換の時期を予測することが
できる原子炉監視装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来、沸騰水型原子炉においては図８の
概略系統構成図に示すように、原子建屋１内には原子炉
格納容器２が設置されていて、この原子炉格納容器２内
には炉心３を収容した原子炉圧力容器４を格納してい
る。原子炉圧力容器４内の炉心３で加熱された冷却材は
過熱蒸気となり、主蒸気配管５を通してタービン６へ流
入し、この蒸気によりタービン６は回転され、発電機７
を駆動して発電をする。

【０００３】なお、タービン６で仕事を終えた蒸気は復
水器８に流入し、海水で冷却されて復水となり、給水配
管９を通り再び原子炉圧力容器４内に戻って炉心３で加
熱される。なお、主蒸気配管５には主蒸気流量計10が取
り付けられている。また炉心３内には熱出力を計測する
炉内中性子検出器11が設けてあり、炉心３内の図示しな
い燃料集合体に挟まれた空間（16バンドル当たり１本の
割合）に配置されて、炉内の中性子束の測定を直接行っ
ている。

【０００４】さらに、原子炉圧力容器４には冷却材の再
循環配管12と、これと前記給水配管９との間に浄化系配
管13が設けられている。ここで、原子炉プロセス系で用
いられている主蒸気流量計10等の主な流量計は、流体の
流路に絞り機構を設け、その前後の差圧を測定する絞り
流量計（オリフィス）や、ノズル形式（ノズルベンチュ
リ管）等があり、いずれも配管内の流体流路に配置され
ている。

【０００５】また前記炉内中性子検出器11は、主に²³⁵
Ｕを用いた核分裂電離箱であり、原子炉運転に伴い²³⁵
Ｕの分裂による感度低下が起きるために、使用期間中は
図示しない可動型炉内検出器を定期的に炉外から挿入し
て、炉内中性子検出器11の較正を行い、使用期間が長い
ものから順に原子炉の定期点検時に交換している。

【０００６】一方、原子炉熱出力および主蒸気流量、給
水流量等のプラントデータは、前記計測系より得られる
直接の値の他に、主要なプロセス系のデータをもとにプ
ロセス計算機により算出されるプラントデータもあり、
熱出力は給水流量と主蒸気流量等より計算されている。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】原子炉における核的・
熱的データの監視は、原子炉プラントの安全運転と制御
に欠かせない重要な計測事項で、特に原子炉における流
量計測の内、最も重要なのは一次系、二次系等の主ルー
プにおける冷却材や蒸気の流量測定である。この流量測
定の方法にはいろいろあるが、通常原子炉プロセス系で
用いられている主な流量計は、流体の流路に絞り機構を
設け、その前後の差圧を測定する絞り流量計である。こ
こで対象とする主蒸気系の流量計は絞り流量計の内のノ
ズルベンチュリ管が用いられている。

【０００８】しかしながら、この従来の方法では流体の
流速および流量を直接測定するのではなく間接的に求め
るため誤差が生じ易く、許容精度内で蒸気流量を測定す
るためには流量検出素子の上流と下流に、ある程度の長
さの直管部を設けなければならない上に、差圧測定によ
る方法では配管内にオリフィスを挿入したり圧力計を取
り付けるため、配管に穴を開ける等の加工を施す必要が
あり、この加工部からの冷却材漏洩等を起こす可能性、
および流量検出素子の故障等の問題がある。

【０００９】また流量計等の点検・交換の際にも一次系
の配管内が対象となるため、流量計等の放射能汚染や作
業員への被曝が増加するという課題がある。なお、従来
より原子炉の熱出力は給水流量と主蒸気流量から計算に
より求められているが、他に測定装置としては炉内中性
子計装があり、炉心３内に直接小型の炉内中性子検出器
11を配置して中性子束を測定し、熱出力に換算してい
る。

【００１０】この炉内中性子検出器11においても、検出
器が設置されている環境は高温・高圧で、かつ高放射線
量場のため炉内中性子検出器11の感度の経年変化が問題
となっており、従って炉内中性子検出器11の較正作業を
を定期的に行うことを目的とした図示しない可動型炉内
中性子検出器を炉外に設置し、必要に応じて炉心３内に
配置された前記炉内中性子検出器11の位置まで挿入して
較正を行っている。

【００１１】これら従来の主蒸気流量計10および炉内中
性子検出器11等の計測系は、その設置後には直接較正が
できないと共に、検出部が直接被測定体に晒されて過酷
な環境に配置されることになり、これが劣化、故障、事
故の原因となる恐れがあること等から、設置後の性能検
査、劣化・故障等の異常を容易に監視（確認）する装置
の開発が課題となっており、さらに、既設のまま一次系
の主蒸気流量計や給水流量計の直接較正が容易に行える
と共に、該当流量計の劣化、故障等の徴候を予知し交換
・修理等の時期を明らかにすることができる装置が要望
されていた。

【００１２】本発明の目的とするところは、第１に原子
炉運転中において主蒸気配管あるいは給水配管の外側か
ら流体に含まれる放射線を計測して、流体流量を直接的
に算出すると共に、核的・熱的な核計装値等プロセスデ
ータを算出して、既存のプロセスデータの検出器および
系統の異常の徴候を監視する。また第２としては、流体
流量を直接的に算出して既設の主蒸気流量計や給水流量
計の直接較正が容易に行えると共に、該当流量計の劣
化、故障等の徴候を予知して、交換・修理等の時期を明
確にすることができる原子炉監視装置を提供することに
ある。

【００１３】

【課題を解決するための手段】第１の発明は、原子炉の
主蒸気系または一次冷却系等の配管近傍に設置した放射
線検出器およびこの放射線検出器が検出した放射線線量
率を連続して計測する放射線測定手段と、この放射線線
量率と主蒸気流量、核計装値、熱出力との相関特性から
原子炉の核計装値、熱出力または主蒸気流量を算出する
演算処理手段とからなることを特徴とする。また前記演
算処理手段において、放射線測定手段で検出した放射線
線量率と核計装値またはプロセスデータとの比較から既
設検出器の異常の徴候を監視することができることを特
徴とする。

【００１４】第２の発明は、原子炉の主蒸気系および一
次冷却系等の配管近傍に所定距離を離隔して設置した複
数の放射線検出器と、この複数の放射線検出器が検出し
た放射線線量率を時系列で連続して計測する放射線測定
手段と、測定対象とする放射線量率をパルス状に変化さ
せる水素注入装置と、放射線量率変化の移行時間および
前記放射線測定手段の所定離隔距離から流速を、この流
速および配管断面積等から前記主蒸気系および一次冷却
系等における流体の流量を算出すると共に、既設流量計
の測定値と比較較正をする演算処理手段からなることを
特徴とする。また前記演算処理手段が既設流量計の測定
値を定期的に監視比較して、既設流量計の劣化・故障等
の微候の予知をすることを特徴とする。

【００１５】

【作用】第１の発明では、主蒸気系等の配管近傍に設置
した放射線検出器は配管内の流体に含まれる核種からの
放射線線量率を検出し、放射線測定手段において連続し
て計測する。演算処理手段ではこの放射線線量率と主蒸
気流量、核計装値、熱出力等プロセスデータとの相関特
性から、原子炉の核計装値、熱出力および主蒸気流量等
を直接的に算出する。また演算処理手段においては、放
射線測定手段で検出した放射線線量率と主蒸気流量、熱
出力等のプロセスデータとの時系列による比較から既設
検出器の異常および、その徴候が監視できる。

【００１６】第２の発明は、主蒸気系等の配管近傍に所
定距離を離隔して設置した複数の放射線検出器と、この
複数の放射線検出器により検出した配管内の流体に含ま
れる核種からの放射線線量率を放射線測定手段により時
系列で連続して計測すると共に、水素注入装置より流体
に水素を測定対象とする核種の放射線量率をパルス状に
変化させるように注入して、演算処理手段により放射線
量率が変化する移行時間と放射線検出器の離隔距離から
流体の流速を算出する。

【００１７】さらに、この流速と配管断面積等から流体
の流量を算出すると共に、既設流量計の測定値と比較較
正をする。また演算処理手段においては、測定した流体
の流量値と既設流量計による流量値との監視比較をして
既設検出器の劣化、故障等の異常の徴候を予知する。

【００１８】

【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分について
は、同一符号を付して詳細な説明を省略する。第１の発
明は、図１の概要系統構成図に示すように、原子炉建屋
１内には原子炉格納容器２が設置されていて、この原子
炉格納容器２内には炉心３を収容した原子炉圧力容器４
が格納されている。この原子炉圧力容器４内の炉心３で
加熱された冷却材は過熱蒸気となって主蒸気配管５を流
れてタービン６へ流入する。この蒸気によりタービン６
は回転され、発電機７を駆動して発電を行う。

【００１９】タービン６で仕事を終えた蒸気は復水器８
に流入し、海水で冷却されて復水となり、給水配管９を
通り再び原子炉圧力容器４内に戻って炉心３で加熱され
る。なお、主蒸気配管５には既設の主蒸気流量計10が取
り付けられており、また炉心３内にも既設の炉内中性子
検出器11が設けられていて、炉内の中性子束の測定を直
接行っている。

【００２０】さらに、原子炉圧力容器４には冷却材の再
循環配管12が、また、この再循環配管12と前記給水配管
９との間には浄化系配管13が設けられていて、炉心３で
加熱された冷却材の内、沸騰水成分（一次冷却材）の一
部が前記再循環配管12より浄化系配管13を通り浄化され
て給水配管９へ戻っている。

【００２１】また計測系としては、既設の主蒸気配管５
に取り付けたベンチュリ形流量制限器等により差圧を測
定して求める主蒸気流量計10と、炉心３内に配置した中
性子束を測定する炉内中性子検出器11の他に、放射線測
定手段である主蒸気配管５の近傍に設置した¹⁶Ｎおよび
¹⁵Ｃを測定対象とする放射線検出器14がある。この放射
線検出器14はプラスチックシンチレーション検出器等
で、線量率または計数率を連続測定する。

【００２２】通常運転時の主蒸気系における前記放射線
検出器14の線源となる¹⁶Ｎ，¹⁵Ｃ，¹⁷Ｎおよび炉水中の
¹³Ｎ等は炉心で生成され短半減期であり、夫々化学形態
により蒸気系と炉水（浄化系）へ移行していく。なお、
放射線検出器14は浄化系配管13の近傍に設置することも
可能で、この放射線検出器14の出力はプラントデータ出
力装置15の出力と共に、演算処理手段16に伝達するよう
に構成されている。

【００２３】図３のブロック構成図は放射線測定手段お
よび演算処理手段16の詳細を示したもので、放射線測定
手段は、主蒸気配管５あるいは浄化系配管13に設置され
た放射線検出器14と、電圧を印加する電源17および線量
率データメモリ18と信号ケーブル19を介して接続され、
計測されたデータを記憶する線量率データメモリ18、お
よび光伝送モジュール20により形成されていて、光伝送
モジュール20は光ケーブル21で演算処理手段16に接続さ
れている。

【００２４】演算処理手段16には、プラントデータ出力
装置15からのデータが入力されると共に、グラフィック
プリンタ等のデータ出力装置22が接続されていて、図４
の蒸気流量−配管線量（熱出力−配管線量）相関図に例
示するような、測定データより予め実測データ（各測定
点における放射線線量率に対するプラントデータ）をも
とに較正された各種相関特性を内蔵しており、この相関
特性を用いて流体流量および熱出力等の算出をする他、
この算出したプラントデータと、既設の主蒸気流量計10
および炉内中性子検出器11等により測定されたプラント
データとの比較により既設検出器類の異常の徴候を監視
する。

【００２５】次に上記構成による作用について説明す
る。主蒸気配管５の近傍に設置された放射線検出器14
は、主蒸気配管５を流れる主蒸気に含まれた¹⁶Ｎおよび
¹⁵Ｃの放射線線量率、または計数率を連続測定し、この
測定データはリアルタイムで線量率データメモリ18にデ
ィジタル値で記憶すると共に、光伝送モジュール20と光
ケーブル21を介してデータを演算処理手段16へ転送す
る。

【００２６】演算処理手段16では入力されたデータか
ら、図４に示すように蒸気流量と配管線量（熱出力−配
管線量）が比例関係にあることに着目し、この内蔵して
いる相関特性を用いて前記主蒸気配管５における主蒸気
流量を算出する。また、この連続で測定した放射線線量
率の測定データを時系列で処理し、既設検出器で測定し
たプラントデータと比較することにより既設の主蒸気流
量計10および炉内中性子検出器11の健全性を確認するこ
とができる。

【００２７】すなわち、演算処理手段16においては、放
射線データと線量率測定時のプラント運転データ（主蒸
気流量、熱出力等）を時系列で表示し比較することによ
り、通常時は図５の特性曲線図に示すように、データ出
力装置22により主蒸気配管５における放射線量23と主蒸
気流量24、および熱出力25等のプラントデータの経時変
化を比較対応することで健全性を確認できる。

【００２８】若しも、プラントデータ用の既設検出器ま
たは信号処理系統の異常、あるいは、その徴候によりプ
ラントデータ出力に変化が生じた場合には、放射線検出
器14からの放射線データとの間の経時変化傾向が対応し
ないことになり、一目で異常の予徴ができる。

【００２９】第２の発明は図２の概要系統構成図に示す
ように、主要構成は上記図１に表した第１の発明とほぼ
同様であるが、主蒸気および給水系における放射線量率
をパルス状に変化させるための水素注入装置26を給水配
管９に接続すると共に、主蒸気配管５あるいは給水配管
９の近傍で、前記水素注入装置26の下流に放射線測定手
段である上流放射線検出器27を、この上流放射線検出器
27よりさらに下流に下流放射線検出器28を設置してい
る。

【００３０】この上流放射線検出器27および下流放射線
検出器28は、その出力を演算処理手段29に伝達するよう
にして構成されている。なお、演算処理手段29では水素
注入により変化する線量率の検出を上流放射線検出器27
と下流放射線検出器28から入力し、相互が離隔した２点
間における時間遅れを検出して流速と流量を算出する。
また前記上流放射線検出器27および下流放射線検出器28
は、一般に線源核種として¹⁶Ｎおよび¹³Ｎ等を測定対象
としており、その配設場所を浄化系配管13としても良
い。

【００３１】次いで上記構成による作用を説明する。復
水器８から原子炉圧力容器４に向かって給水配管９を流
れてきた冷却材である給水に、水素注入装置26により水
素をパルス状に注入する。この水素は給水配管９を通り
原子炉圧力容器４に入り炉心３に到達する。炉心３にお
いては、炉心３で生成された¹⁶Ｎ等と結合して蒸気系へ
移行しやすい形態となり、この蒸気系の¹⁶Ｎ等は増加し
て、その分、炉水中の¹⁶Ｎ等は減少することになる。

【００３２】通常運転時の主蒸気系で前記放射線測定手
段の上流放射線検出器27および下流放射線検出器28に対
する線源となる¹⁶Ｎ，¹⁵Ｃ，¹⁷Ｎおよび炉水中の¹³Ｎ等
の核種は、炉心３で生成されて夫々化学形態により蒸気
系と炉水（浄化系）へ移行していく。ところで海外では
原子炉構造材の応力腐食割れ対策として原子炉給水系へ
水素を注入する技術が検討され、発電プラントへ既に実
施されている。

【００３３】しかしながら一方、水素注入のデメリット
として主蒸気系における核種¹⁶Ｎ，¹⁷Ｎ，¹³Ｎ等の量が
数倍に増加すると言われており、これは炉心３で生成さ
れた¹⁶Ｎが注入された水素と結合して蒸気系に移行しや
すくなるためであり、逆にその分、炉水の¹⁶Ｎ，¹³Ｎは
低下することになる。

【００３４】本発明は、既に公知とされている（J.Magd
alinski et al:Transaction of theAmerican Nuclear S
ociety 43(1982)）の水素注入の結果を詳細に検討し、
かつ独自のデータおよび実験をもとに発明されたもの
で、水素注入による前記核種の各系統における増減を利
用したものである。因みに給水系に僅か0.5ppmの割合で
水素注入した場合に、主蒸気系における線量率は約２倍
になるというデータがある。

【００３５】図６の放射線測定手段配置説明図および、
図７の線量特性曲線図で流量算出例を示す。図６に示す
ように主蒸気配管５に沿って主蒸気配管５内に流れる流
体の上流側に上流放射線検出器27を、これと配管距離Ｌ
だけ離隔した下流側に下流放射線検出器28を設置し、こ
の夫々で測定された放射線データはリアルタイムに演算
処理手段29に伝達される。演算処理手段29では、水素注
入装置26からの水素注入により変化する配管距離Ｌだけ
離れた２点間の線量率のデータから流速と流量を算出す
る。

【００３６】なお、演算処理手段29には例えば相互相関
計30を設け、これに上流放射線検出器27と下流放射線検
出器28の信号を入力して、上流放射線検出器27の信号に
対する下流放射線検出器28の信号の遅れ時間から流体の
通過時間ｔを検出する。また、上流放射線検出器27の信
号、および下流放射線検出器28の信号との相互相関、お
よび通過時間ｔは計算機によっても解析できる。

【００３７】この流速と流量算出方法は、水素を注入す
ると先ず上流側の上流放射線検出器27で測定される線量
率が、図７の特性曲線31に示すように水素注入前の所定
時間内で平均した線量率ＤB1より急激に上昇を始め、水
素注入量に対する一定の線量率となり、注入を停止する
ことにより直ちに注入前の線量率ＤB1に戻る。

【００３８】一方、下流側の下流放射線検出器28による
線量率変化は、主蒸気配管５の配管距離Ｌに対応した時
間遅れで前記上流放射線検出器27による線量率データと
同様な変化を呈すことになる。但し特性曲線32に示すよ
うに水素注入前の線量率ＤB2、および注入時最大線量率
は時間遅れ分だけ上流側の線量率ＤB1に比べ低い値とな
る。

【００３９】これはトレーサとしている線源核種の半減
期が短かく、配管距離Ｌを流下する間において減衰する
ためである。従って、この２点間の到達時間の算出は、
線量率ＤB1に任意の倍率Ｆを掛けた線量率Ｆ＊ＤB1に到
達した時点を上流側到達時ｔ1 とし、下流側も同じ倍率
Ｆを線量率ＤB2に掛けて、線量率Ｆ＊ＤB2に到達した時
点を下流側到達時ｔ2 として、この時間遅れによる時間
差（ｔ2 −ｔ1 ）を２点間の通過時間ｔとし配管距離Ｌ
から下記の式(1) で流速を算出する。

【００４０】流速＝配管距離Ｌ(cm)／通過時間ｔ (秒) (cm/秒) …(1) さらに、式(2) により流量が算出できる。流量＝流速＊配管断面積＊流体密度＊3600／１×10⁶ (ton/h) …(2)

【００４１】なお、この流量を定期的に算出し、経年変
化のデータとして評価することにより該当する流量計の
劣化、不具合の予知が可能となり、既設の流量計指示値
との差が広がる傾向にある場合には修理、交換の時期を
検討するデータとする。また図７に示す特性曲線31およ
び特性曲線32における線量率の変化である上昇・下降の
傾きは、倍率Ｆ値を変えることによって補正可能であ
り、通過時間ｔ検出精度向上等が容易となる。

【００４２】なお、前記トレーサに利用した線源核種は
半減期が短いため試験終了後は放射能として残らないた
め安全であり、さらに本発明は新型転換炉および加圧水
型原子炉等の一次系においても応用が可能なことは勿論
である。

【００４３】上記第１，第２の発明の特許請求の範囲の
実施態様としては下記がある。「放射線測定手段により
検出する線源核種が原子炉内で生成された放射性物質と
したことを特徴とする請求項１および請求項２記載の原
子炉監視装置」。

【００４４】「放射線測定手段による線量率の連続計測
結果と核計装値およびプロセスデータを比較する演算処
理手段において、別途既設の各種検出器からの核計装値
およびプロセスデータとの比較をして既設各種検出器の
異常の徴候を監視することを特徴とする請求項１記載の
原子炉監視装置」。

【００４５】「演算処理手段が既設流量計の測定値と定
期的に監視比較して、既設流量計の劣化・故障等の微候
の予知をさせることを特徴とする請求項２記載の原子炉
監視装置」。

【００４６】

【発明の効果】以上本発明によれば、放射線測定手段を
配管類の近傍に配設して原子力プラントの主蒸気系、一
次系の流量測定が直接的で精度良く行われ、測定手段の
設置環境が良いことから、測定手段の設置、保全が簡便
で、流体および放射能の漏洩や測定手段の劣化が回避さ
れると共に、既設の測定系に対する較正が容易で作業員
の放射線被曝を削減する効果がある。

【００４７】なお、第１の発明では、原子炉内で生成さ
れた¹⁶Ｎおよび¹⁵Ｃの短半減期核種を一次系の配管外側
より連続計測することにより原子炉運転中において放射
線線量のデータからプラントの核的・熱的データも算出
することができる。また原子炉運転時においても従来の
プラントデータを算出するために炉内および各流体内に
設置されている既設検出器の機能監視が行えると共に、
検出器の異常が起きた場合に徴候の段階で検知できる効
果がある。

【００４８】第２の発明は、既設の流量計の較正を原子
炉運転中に容易に行え、流量計の劣化・故障等の異常を
早期に予知し修理・交換等の時期を明確にできる効果が
ある。

【図面の簡単な説明】

【図１】第１の発明に係る一実施例の概要系統構成図。

【図２】第２の発明に係る一実施例の概要系統構成図。

【図３】第１の発明に係る一実施例の放射線測定手段と
演算処理手段のブロック構成図。

【図４】第１の発明に係る一実施例の配管線量率と主蒸
気流量の相関特性図。

【図５】第１の発明に係る一実施例の配管線量率と主蒸
気流量、熱出力の特性曲線図。

【図６】第２の発明に係る一実施例の放射線測定手段配
置説明図。

【図７】第２の発明に係る一実施例の流量算出の説明特
性曲線図。

【図８】従来の沸騰水型原子炉の概要系統構成図。

【符号の説明】

３…炉心、５…主蒸気配管、９…給水配管、10…主蒸気
流量計、11…炉内中性子検出器、13…浄化系配管、14…
放射線検出器、15…プラントデータ出力装置、16，29…
演算処理手段、18…線量率データメモリ、22…データ出
力装置、26…水素注入装置、27…上流放射線検出器、28
…下流放射線検出器、30…相互相関計、31…上流放射線
検出器の特性曲線、32…下流放射線検出器の特性曲線。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉の主蒸気系または一次冷却系等の
配管近傍に設置した放射線検出器およびこの放射線検出
器が検出した放射線線量率を連続して計測する放射線測
定手段と、この放射線線量率と主蒸気流量、核計装値、
熱出力との相関特性から原子炉の核計装値、熱出力また
は主蒸気流量を算出する演算処理手段とからなることを
特徴とする原子炉監視装置。
【請求項２】原子炉の主蒸気系および一次冷却系等の
配管近傍に所定距離を離隔して設置した複数の放射線検
出器と、この複数の放射線検出器が検出した放射線線量
率を時系列で連続して計測する放射線測定手段と、測定
対象とする放射線量率をパルス状に変化させる水素注入
装置と、放射線量率変化の移行時間および前記放射線測
定手段の所定離隔距離から流速を、この流速および配管
断面積等から前記主蒸気系および一次冷却系等における
流体の流量を算出すると共に、既設流量計の測定値と比
較較正をする演算処理手段からなることを特徴とする原
子炉監視装置。