JPH0659045A - 固定式炉内検出器装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】 原子炉組立体内に軸方向に分布されたプラチ
ナ検出器セグメント３０〜４０と、同じ原子炉組立体内
に空間的に一致する関係で配置されたバナジウム検出器
セグメント４２〜５２を含む原子炉のための検出器集合
体を提供する。 【構成】 バナジウム検出器の出力を用いて、核分裂生
成物の中性子寄与分を除去するようにプラチナ検出器信
号を較正する。全長に亙って延在するバナジウム検出器
及びプラチナ検出器で置き換えてプラチナ検出器セグメ
ント３０〜４０に対する補償量を決定するのに用いるこ
とができる。この補償においては、原子炉燃料内の現在
の局所熱デポジション率に直接比例する全プラチナ検出
器出力信号の内の信号部分を分離する。このように補償
したプラチナ検出器信号を炉心保護の目的に使用するこ
とができる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の背景】

【発明の分野】本発明は、互いに隣接するガンマ線受感
／中性子受感検出器素子を用いる自己給電型の固定式炉
内検出器アセンブリと、該炉内検出器アセンブリを較正
及び監視するために用いる方法に関し、特に、第１番目
の実施態様として、同じ半径方向炉心位置に軸方向に配
列された短いプラチナ検出器セグメントと空間的に適合
する関係で配列された短いバナジウム検出器セグメント
を備えた検出器アセンブリに関し、第２の実施態様とし
て、短いプラチナ検出器セグメントと、少なくとも同プ
ラチナ検出器セグメントの積重体の全長に亙って延在す
るバナジウム検出器であって、等しい長さを有し且つ該
バナジウム検出器に対し空間的に適合する関係にあるプ
ラチナ検出器に沿って炉心の高さに亙り延在することが
できる上記バナジウム検出器とを含む検出器アセンブリ
に関するものである。

【０００２】例えば、本出願人の商用核燃料部(Commerc
ial Nuclear Fuels Division）から入手可能なビーコン
（ＢＥＡＣＯＮ）システムのような原子炉の出力分布を
予測するための非常に高速な三次元ノーダル拡散理論に
基づく中性子束計測アルゴリズムの最近の開発により、
加圧水形原子炉（ＰＷＲ）の炉心出力分布のオンライン
監視に対して用いられている往年に確立された方法論が
再評価されるに至っている。

【０００３】従来においては、炉心出力分布のオンライ
ン監視に対し、以上に述べる２つの利用可能な方法の内
のいずれかが、あらゆる稼動ＰＷＲにおいて用いられて
いた。即ち、１つの方法においては、炉内中性子検出器
の出力信号と、局所出力密度を制限する予め計算した最
悪と考えられる事象との間における相関を求めるもので
あった。本質的に、この方法は、軸方向における中性子
束の差及び象限出力傾き率（quadrant power tilt rati
o）(これ等の２つの量は、炉内中性子検出器の出力から
導出されるものであって稼動中のプラントの技術仕様書
に定義されている）が双方共に予め規定されている限界
内に留どまっている限り、ピーク出力密度が確立された
許容値を越えてはいないこと、また、近い将来において
該許容値を越えないという前提に立脚するものであっ
た。別の方法においては、固定式炉内検出器応答信号と
その周囲の燃料における局所出力密度との間の相関が求
められている。この方法においては、監視していない炉
心位置における局所出力密度を、直接測定場所の直ぐ近
傍における“測定した”出力密度に基づいて予測するの
に、比較的単純で直截的な補間方式が用いられていた。
その結果として得られる直接測定された出力密度及び補
間で求められた局所出力密度は、上述の第１の方法の場
合と同様に、所定の限界値と比較され、それにより、運
転を連続してもその結果として許容し得ないような事態
が生起しないことを確認する。これ等の２つのいずれの
方法においても、オフラインでの分析手順に依らなけれ
ば、局所燃焼、局所減速材密度、或は、例えばキセノン
及びサマリウム濃度の局所変動の影響を考慮に入れるこ
とはできない。これに対し、最近導入されたＢＥＡＣＯ
Ｎシステムのようなコンピュータ・ソフトウエア・パッ
ケージに具現された非常に高速な中性子計測アルゴリズ
ムによれば、炉心内のあらゆる箇所における局所出力密
度の予測を行う上で、局所燃焼、局所核的フィードバッ
ク（local nuclearfeedback）及び局所過渡吸収材効果
をオンラインで充分に考慮することが可能である。この
ような局所出力密度の予測値は、現在依然として一般に
使用されている往年の方法で得ることができる予測値よ
りも遥かに大きな精度を有する。このように精度が高く
なれば、それは直接的に局所出力密度予測における不確
実性の減少に連なり、究極的には、加圧水形原子炉をベ
ースとする原子力発電プラントの事業者にとって有意味
な関心事である運転裕度及び（又は）定格上昇裕度の増
加に連なる。

【０００４】最近導入された中性子計測アルゴリズムの
適用を成功裡に行う上で重要な因子は、炉心運転の進行
に伴い、炉内及び（又は）炉外の炉心出力分布監視計装
から得られる情報を基に、計算で求められた三次元炉心
出力分布をオンラインで調整することである。従って、
例えば、炉心出力分布パラメータの測定値から、計算炉
心出力分布に、恐らくは些細なモデル欠陥に起因する僅
かな誤差が有ることが示された場合には、実際の測定か
ら導出されたパラメータ値と、オンライン計算で求めら
れた三次元炉心出力分布から導出される対応のパラメー
タ値との間に一致が得られるように計算炉心出力分布の
調整が行われる。このようにして、全ての中性子計測に
関連の帰還パラメータ、例えば、キセノン及びサマリウ
ムの局所濃度、局所減速材密度及び局所燃焼のようなパ
ラメータは、一貫して、実際の炉心状態と一致するよう
に調整されて、実存するモデル欠陥の効果を実効的に抑
止している。オンライン計算方法の現在の適用例におい
ては、計算炉心出力分布の調節は、２つの異なった形態
をとる。即ち、可動の炉内検出器系によりアクセスされ
る炉心の局所領域における計算中性子検出器反応率分布
と可動検出器系から得られる実際の測定反応レートとの
比較に基づいて細密な長期間調整が行われる。このよう
な細密な調整に用いられる因子の値は、適切な炉内中性
子束マップが得られる都度、数箇月の時間間隔で周期的
に更新される。別のより単純な調節は、炉内計装、即
ち、２部分の出力範囲中性子検出器チャンネルと炉心出
口熱電対系から得られる積分パラメータ値に基づいて程
度の差こそあれ連続的に計算炉心出力分布に対して行わ
れる。これ等の２つの計算炉心出力分布調整方法は誤差
を生じ易い。第１番目に述べた方法には、炉心マップを
取る間の長い期間に亙って炉心特性が大きく変動し得る
ので、モデル欠陥が存在する場合、この種のモデル欠陥
が中性子束マップを取る間の期間中に時間の関数として
伝播し成長するという問題がある。同様に、第２番目に
述べた方法には、短期間調整が積分パラメータ、特に、
軸方向の次元における積分パラメータに基づくものであ
り、従って実際の炉心モデル出力分布に対する細密な計
算出力分布の偏差を充分に反映することができないとい
う問題がある。

【０００５】ＢＥＡＣＯＮのようなシステムから得られ
る実時間計算炉心出力分布のオンライン調整方法に対す
る改良は、炉心内に設置されている多数の固定式炉内検
出器列から得られる情報の使用の仕方に見出すことがで
きると考えられる。固定式炉内検出器は常時炉心内に存
在し且つ常時現在炉心状態（検出器出力信号に或る程度
の短時間遅延成分が含まれる可能性はあるが）に常に応
答するものであるので、可動炉内検出器中性子束マップ
を求める間に介在する比較的長い期間に関する問題はひ
と先ず措くことができる。また、個々の検出器部分は、
原子炉の炉心全体に亙って空間的に分布されているの
で、計算炉心出力分布に対する短期間調整は、空間積分
ベースではなく局所ベースで行うことができる。

【０００６】本発明におけるように、空間的に適合する
ガンマ線受感固定式炉内検出器及び熱中性子受感固定式
炉内検出器の組み合わせを用い、中性子受感検出器の大
部分は、非常に高速に応答するガンマ線検出器の出力応
答信号から、可能な限り、遅発ガンマ線源の寄与分を除
去するようにガンマ線受感検出器応答を補償するのに用
いることの本発明者等が認識した一層切迫せる理由は、
炉心保護の目的に、直接、補償したガンマ線検出器応答
を利用することの可能性に在る。これと関連して、ＢＥ
ＡＣＯＮ或はその均等システムは、本質的に、検出器応
答、本発明と関連して更に適切に表現すれば、検出器応
答から導出される局所出力密度と、近傍の直接的に監視
されていない燃料集合体における局所出力密度との間に
おける関係をオンラインで連続的に更新しつつ呈示する
という機能に用いられるものであって、炉心保護のため
のものではない。

【０００７】このような見地から、本発明者等は、２種
類の固定式炉内検出器、即ち、中性子受感検出器とガン
マ線受感検出器とについて考察した。現在の慣行に従う
とすれば、中性子受感検出器からの応答信号が該検出器
を直接的に囲繞する核燃料内の局所出力密度と非常に良
く相関するところから慣用の中性子受感検出器の方が有
利であるとするであろう。しかし、現在使用されている
慣用の中性子受感固定式炉内検出器は、５〜１０年の間
の使用寿命しか有さず、検出器の被曝量の累積に伴い検
出器出力信号に対して相当の分析的補正を行わなければ
ならない。更に、実際の電気出力信号を発生する核分裂
過程は、中性子捕獲に際して瞬時には起こらない。寧
ろ、中性子の初期捕獲後、或る程度のランダムな時間経
過後に生起する。崩壊過程も通例のように、半減期によ
って特徴付けることができる。最も一般に使用されてい
る中性子受感検出器放射材料であるロジウムは２つの崩
壊チャンネル、即ち、４３秒の半減期となる崩壊チャン
ネルと、１番目が４．４１分で２番目が４３秒である２
つの相続く半減期を含む崩壊チャンネルとを有する。比
較的な意味において、ガンマ線受感検出器からの出力信
号を発生する過程は原子核によるものではなく主として
電子によるものであり、従って、信号はガンマ線の相互
作用が起きた後本質的に即時に発生し、中性子により招
来される交換核反応の結果としての検出器の劣化はさほ
ど大きな問題と考える必要はない。このような理由に基
づいて、本発明者等は、ガンマ線受感固定式炉内検出器
の使用を強く推奨するものである。しかし、局所出力密
度とガンマ線検出器信号との相関は、加圧水形原子炉の
炉心における即発核分裂及び捕獲ガンマ線が比較的長い
平均自由行程を有するため、中性子受感検出器に見られ
る程強くはない。更に、この弱い相関は、原子炉におけ
るガンマ線束の無視し得ない部分が、放射性核分裂生成
物及び放射化核種の崩壊に際して発生するガンマ線を含
んでおり、従って、出力分布が過渡状態にある場合或は
出力分布が燃料交換のための運転停止に続く運転再開直
後の場合には、現在の炉心状態ではなく最近の炉心状態
を反映する傾向にあるという事実により更に弱められ
る。しかし、ガンマ線受感固定式炉内検出器は本発明者
等にとって、炉内監視、特に炉心保護目的にとり望まし
い代替物であるところから、本発明者等は、このガンマ
線受感固定式炉内検出器の上に述べたような不利点を最
小限度に抑えるための方策を探求したのである。

【０００８】自己給電型の固定式炉内検出器を、加圧水
形原子炉において出力分布を連続的に監視するのに使用
することは周知である。米国コネクチカット州ウインド
ソール・ロックスのコンバッスション・エンジニアリン
グ（Combustion Engineering（ＣＥ））社及びバージニ
ア州リンチバーグ所在のバブコック・アンド・ウイルコ
ックス（Babcock and Wilcox（Ｂ＆Ｗ））社より供給さ
れている原子力蒸気供給システムであって、上述のよう
な検出器を装備したシステムは、少なくとも２０年間稼
動されており、炉心出力分布の監視を行うために、この
ような検出器からの出力信号を利用するという考え方は
有効であるとして受け容れられており、更に、米国原子
力規制委員会により原子力発電プラント運転に対し認可
されている。

【０００９】中性子受感固定式炉内検出器の認可を基に
してデータベースを開発する過程において、中性子誘起
交換核反応に起因し時間の関数として検出器出力信号が
劣化するという問題に当面した。或る原子炉製造販売業
者（Ｂ＆Ｗ）は、必要に応じ中性子受感可動式炉内検出
器を挿入することができる中央の内部シンブルに近接し
て多数の軸方向に配設されたロジウムをベースとする検
出器部分を含み、せいぜい２、３分間炉心の長さ方向に
沿い出し入れすることができる炉内計装シンブルを初期
のプラントの幾つかのものに装備したことで知られてい
る。このように可動の検出器は炉心の反応領域内で殆ど
時間を消費しないので、交換核反応及び信号劣化は無視
することができた。従って、検出器を、計装シンブルの
長さ方向に沿って移動する際に得られる“中性子束軌跡
（flux traces)”を、周囲のロジウムをベースとする検
出器からの徐々に劣化する出力信号を比較する基準とし
て用いていた。

【００１０】米国ニューヨーク州ホースヘッズ所在のイ
メージング・アンド・センシング・テクノロジ・コーポ
レーション（Imaging and Sensing Technology Corpora
tion）社及び他の業者(ＣＥ)は、添付図面中、図１に示
すように、幾つかの独立した比較的短いロジウム検出器
１０〜１６及び単一の全長に亙って延びるバナジウムを
ベースとする検出器１８からなる検出器配列を使用して
いる。バナジウムは、低いけれども無視することはでき
ない中性子吸収断面積（２２００ｍ／秒でロジウムの１
５６バーンと比較して４．５バーン）を有しており、従
って、使用可能な信号を発生することができ然も交換核
反応に起因し極く緩慢な劣化しか受けない比較的質量の
大きなバナジウム放射体を使用することができた。バナ
ジウムは、ロジウムの２崩壊チャンネルと比較して２２
５秒の半減期を有する単一の崩壊チャンネルしか有さ
ず、コバルトのように残留放射能が存在しない。原理的
には、中性子により招来される交換核反応に起因するロ
ジウム検出器の劣化速度を追跡するために、個々のロジ
ウム検出器部分により発生される信号を比較するのに用
いられる基準として、長寿命のバナジウム検出器からの
出力信号を使用することが可能であろうと本発明者等は
認識している。しかし、このことが実施されたとか或は
示唆されているような証拠は何ら公にされていない。実
際、単一の長寿命バナジウム検出器からの出力信号は、
若干複雑で時間的に変動する軸方向出力分布の空間積分
にしか特徴はなく、従って、個々のロジウム検出器信号
をバナジウム検出器信号に関連付けるのは最初に述べた
方法よりも若干直截性において劣るものであった。尤
も、ニュクリア・テクノロジ（Nuclear Technology）２
２巻（１９７４年５月）に掲載されているコルコラン
（Corcoran）他の論文「メイン・ヤンキー原子炉におけ
るキセノン振動の減衰(Damping of Xenon Oscillations
in the Maine Yankee Reactor)」に記載されているこの
種のロジウム−バナジウム検出器配列の実際の使用に関
する唯一の公知の刊行物は、本発明とは明確に異なる用
途に向けられているものであることは明らかである。

【００１１】実際、上記文献に記載の方法においては、
所要のデータベースを構築し、必要な相関を展開した
が、実際には、被曝に伴うロジウム検出器感度における
漸次的減少で監視は結局続けられなかった。

【００１２】別の解決方法として、シーブロック（Seab
rook）原子力発電所において、極く短いプラチナのセグ
メントが使用されており、これ等のプラチナセグメント
は可動の炉内検出器系を用いて定期的に較正されてい
る。最近公表された論文（米国ペンシルバニア州ピッツ
バーグで１９９１年に開催されたアメリカ原子力学会の
数学、コンピュータ計算及び炉物理の進展に関するトピ
ック会議（ANS TopicalMeeting on Advances In Mathem
atics, Computation and Reactor Physics）の議事録に
掲載されているジェイ・ゴルスキイ(J. Gorski)他の「プ
ラチナ炉内検出器を使用したシーブロック発電所での炉
内出力監視（Incore Power MonitoringUsing Platinum
Incore Detectors At Seabrook Station)」)では、典型
的な稼動プラントにおけるガンマ線受感自己給電型固定
式炉内検出器で得られる信頼性及び精度が論述されてい
る。

【００１３】例えば、スタッドスビック・ニュクリア
（Studsvik Nuclear）社のような諸外国企業において
は、図２に示すような異なった検出器設計方法が依然と
して採用されている。この検出器配列においては、短い
コバルトの検出器２０〜２３が若干長いバナジウム検出
器セグメント２４〜２７に沿って原子炉内に配置されて
いる。図から明らかなように、検出器２０〜２３及び２
４〜２７は空間的に適合もしくは一致していない。採用
されているこの典型的な配列は、異なった燃料集合体に
すべきコバルト及びバナジウム検出器に対するものであ
るが、同社では、これ等の２つの形式の検出器を同一の
燃料集合体内に配列することができることを認めてい
る。コバルト検出器は実質的に瞬時に応答するが、しか
し、比較的迅速に燃焼し、核分裂過程中に、放射能が高
くなり、比較的頻繁に交換しなければならないという理
由から固定式炉内検出器として用いる上で問題を抱えて
いる。

【００１４】あらゆる利用可能な検出器材料の範囲にお
いて、プラチナが、監視すべき核分裂反応によって反応
するガンマ線だけではなく、後の時点で核分裂生成物に
よって放出されるガンマ線に対しても受感性を有するこ
とが認められているが、プラチナ検出器の応答は実質的
に瞬時であって、残留反応度は低い。本発明者等の認識
によれば、ロジウム及びバナジウムは、熱中性子に対し
敏感であるが、前に述べた各種の問題を避けられない。
コバルト検出器は、先に述べたように、中性子の捕獲、
ガンマ線の放出及びガンマ線で放出される電子の捕獲を
含む過程により中性子束に比例する信号を発生するが、
プラント作業員にとって非常に危険なことに、このコバ
ルト検出器は頻繁に交換しなければならないことが認め
られる。従って、長い寿命を有し、取り外す際の放射能
が低く、反応時間が速く、しかも時間の関数として安定
である中性子束に比例した信号を発生することができる
炉内検出器配列が必要とされている。

【００１５】

【発明の概要】本発明の目的は、寿命が長く、残留放射
能が低く、感度が時間的に安定している高速反応検出器
配列を提供することにある。

【００１６】本発明の他の目的は、容易に較正すること
ができる検出器配列を提供することにある。

【００１７】上の目的は、原子炉の同じ組立体内に、空
間的に適合する対応長のバナジウム検出器セグメントに
沿い軸方向に分布されたプラチナ検出器セグメントを含
む検出器配列により達成することができる。バナジウム
検出器セグメントは、プラチナ検出器応答信号から、崩
壊生成物のガンマ線束寄与分を除去するようにプラチナ
検出器出力信号を較正するのに用いられる。短いバナジ
ウム検出器セグメントの代わりに、バナジウム検出器の
全長もしくはほぼ全長に沿い原子炉の全長に亙って延在
し、しかも少なくともプラチナセグメントの積重体と同
じ長さを有する単一のプラチナ検出器を使用することも
可能である。この全長プラチナ検出器は、全長に亙り空
間的に適合するバナジウム検出器に対して較正すること
ができ、且つまた、短いプラチナセグメントに対する補
償を決定するのに用いることができる。

【００１８】上述の目的及び他の目的並びに利点は、添
付図面を参照しての以下の詳細な構成及び動作に関する
説明から明らかとなるであろう。なお、図面中、同じ参
照数字は同じもしくは均等の部分を指すものとする。

【００１９】

【好適な実施例の詳細な説明】本発明は、図３に示すよ
うに、軸方向に配列されたプラチナ検出器３０〜４０
と、同一の炉心組立体内で上記プラチナ検出器３０〜４
０と同じ長さを有し且つ同じ高さ位置で軸方向に配列さ
れた（これを「空間的に適合もしくは一致する」と称す
る）バナジウム検出器４２〜５２とを含む。バナジウム
検出器４２〜５２を用いたガンマ線受感固定式炉心内検
出器３０〜４０の連続オンライン較正によれば、軽水型
原子炉の炉心におけるガンマ線の比較的長い平均自由行
程と、原子炉内の任意箇所における全ガンマ線束の時間
的に変動する崩壊ガンマ線成分とに起因する有害な影響
が除去される。各半径方向位置において軸方向に配列さ
れた多数の短いプラチナ検出器（検出器部分）３０〜４
０と、同じ半径方向位置で軸方向に配列された対応数の
短いバナジウム検出器（検出器部分）４２〜５２とを有
するこの第１の実施例においては、各バナジウム検出器
部分は、作用長及び高さ位置双方において対応のプラチ
ナ検出器部分と幾何学的に整合し、それにより、これ等
の双方の整合する検出器部分は炉心の同一領域における
平均出力密度に関する量を取り出すことができる。

【００２０】図４は、図３の実施例を側立面図で示すも
ので、そこでは全てのリード線セグメント５４（典型的
には１２個のセグメント）が真っすぐなセグメントとし
て中空の中心マンドレル５６を通り、該マンドレル５６
の接続ポートもしくはスロット５８まで下向きに挿通さ
れている。検出器の作用部分（例えば、検出器部分３４
及び４６）は１つの対としてマンドレル５６の外面の周
囲に巻着されていて、上記スロットの箇所でリード線セ
グメント５４に接続されている。全てのリード線セグメ
ント５４は、同じ材料とすべきであり且つ検出器の作用
部分と同じ直径を有すべきである。なお、この略図に
は、外装の図示は省略してある。

【００２１】図５は、短い作用領域における検出器集合
体５９の切断断面である。この図には、２対のバナジウ
ム及びプラチナ検出器が用いられている２セグメント検
出器集合体が示してある。図５の断面図において、不作
用の検出器セグメント６０及び６２に対するリード線
は、マンドレル６３内部の作用領域を通されている。こ
こで、参照数字６４及び６６は、外装６８内部でマンド
レル６３の周囲に巻装されたバナジウム及びプラチナ作
用検出器対を示す。各検出器は、作用領域であれ或は不
作用領域であれ、絶縁材料７０を備えている。作用領域
にない場合、リード線７２及び補償リード線７４は絶縁
体７０により囲繞されている。作用検出器対を構成する
検出器も補償リード線７６を備えており、他方、バナジ
ウム検出器６４は、バナジウムリード線７８を備え、そ
してプラチナ検出器６６はプラチナリード線８０を備え
ている。

【００２２】上に述べたような検出器配列を用いて原子
炉の高効率の監視範囲を実現するためには、固定式炉内
検出器集合体パターンとして図６に示すようなレイアウ
トにすべきである。図６において、ＦＩＤは、固定式炉
内検出器集合体の位置を表し、他方、破線ブロックは制
御棒もしくは運転停止棒の位置を表し、そして点描ブロ
ックは、グレイ棒位置を示す。なお、図６の配列は典型
的な例であって、他の検出器配列も可能であることは言
うまでもない。

【００２３】上述の本発明の実施例においては、出力分
布監視に用いることができるバナジウム及びプラチナ自
己給電型炉内検出器と関連して固定式炉内検出器システ
ムについて説明した。これ等の２つの種類の材料の組み
合わせによれば、炉心監視目的のための有効な入力の決
定において利点が得られる。中性子受感バナジウム検出
器を含めたのは、ガンマ線受感プラチナ検出器の使用に
おける２つの問題の克服を企図している。即ち、プラチ
ナ検出器は即発核分裂／捕獲ガンマ線源と遅発崩壊ガン
マ線源とを区別することができず、中性子の平均自由行
程と比較しガンマ線の平均自由行程が長いために、表示
と各局所出力との間の相関が劣化する。これ等の２つの
問題を解決する能力を高める別の実施例として、図７に
示すように、プラチナ検出器セグメント３０〜４０に沿
い長いバナジウム検出器８２及び長いプラチナ検出器８
４を設けることが考えられる。短いプラチナ検出器セグ
メント３０〜４０の集合と、単一の長いプラチナ検出器
８４と、幾何学的に同一の単一の長いバナジウム検出器
セグメント８２とを有し、長いプラチナ検出器及び長い
バナジウム検出器が双方共に少なくとも短いプラチナ検
出器セグメント３０〜４０の配列の全長と同じ長さであ
るこの第２の実施例は、これから設置されるＰＷＲ及び
最近のＰＷＲ並びに恐らくは本出願人のＡＰ６００改良
型原子炉にとって好ましい実施例である。幾何学的に同
一の長いバナジウム検出器部分の応答性に対する長いプ
ラチナ検出器部分の応答の関係は、後述するように直截
的である。図７の集合体の典型的な作用部分が図８に示
してある。即ち、図８には、長いプラチナ検出器８４及
び長いバナジウム検出器８２と共に重ねて配列された短
い検出器セグメント３６が示してある。

【００２４】全ての検出器及びリード線を、図９に示す
ように、中実又は中空のマンドレルの周囲に巻着するこ
とが可能である。この図には、不作用の短いプラチナ検
出器セグメント用の不作用のリード線８８、関連の補償
リード線９２を有する短い作用プラチナ検出器９０、全
長に亙って延在するプラチナ検出器９４及び補償リード
線９６並びに全長に亙って延在するバナジウム検出器９
８及び関連の補償リード線１００がマンドレル８６の周
囲に巻装した状態で示してある。

【００２５】上に述べた配列の代替配列として、６個の
短いプラチナ検出器を内部マンドレルの周囲に巻装する
ことが可能であり、図１０には、この代替配列における
１つの短い作用プラチナ検出器１０２と５個の短い不作
用プラチナ検出器１０４〜１１２が示してある。マンド
レルの内部には１個の直線状の長いプラチナ検出器１１
４並びに２個の直線状の長いバナジウム検出器１１６及
び１１８が設けられている。２つのバナジウム検出器１
１６及び１１８は、バナジウム検出器信号の強度を増強
する。

【００２６】幾何学的にほぼ同一であるバナジウム検出
器に対するプラチナ検出器の応答を連続的にオンライン
で較正するための適当な方式に関し、等長のプラチナ及
びバナジウム検出器セグメントに適応されるものとして
以下に説明する。なお、使用中、本システムは、中性子
及びガンマ線検出器の出力をサンプリングして、出力分
布を発生するためにガンマ線検出器信号を補償するもの
である。後述するこの補償には、即発信号源誤差の補
償、熱デポジション率（heat depositon rate)の計算及
び該熱デポジション率に対するガンマ線信号応答の調整
が含まれる。

【００２７】中性子受感自己給電型バナジウム検出器に
よって発生される出力信号は、本質的に、検出器シンブ
ル内の熱中性子強度に直接比例し、従って、当該シンブ
ルの極く近傍における燃料内の核分裂率と非常に綿密な
相関性を有する。従って、ガンマ線受感自己給電型プラ
チナ検出器によって発生される出力信号は検出器シンブ
ル内のガンマ線束に極く近似的に比例する。ガンマ線束
は、ａ）シンブルの近傍における核分裂、ｂ）シンブル
近傍における非核分裂性物質での中性子捕獲、及びｃ）
シンブルの近傍における核分裂生成物及び放射性生成物
原子核の崩壊に起因する成分を含む。ここで「近傍」と
は、検出器内の任意の点から燃料集合体の幅（典型的に
は、８.５インチ（２１.５９ｃｍ））を充分に越える距
離まであらゆる方向における領域を指す。従って、ガン
マ線受感自己給電型検出器からの出力信号強度と局所核
分裂密度との相関性は中性子受感検出器が用いられる場
合と比べて相関性は低い。

【００２８】炉心内の任意箇所における全ガンマ線束中
の捕獲ガンマ線成分は、銀−インジウム−カドミウム又
はハフニウムを含む制御棒が測定点の近傍に挿入されて
いない限り、常時、核分裂ガンマ線成分に直接比例す
る。この種の制御棒がガンマ線受感検出器の存在する同
じ燃料集合体内に挿入されていないとすれば、局所ガン
マ線束の増加は過度に大きくはない。全ての制御棒の軸
方向位置は既知であるので、任意の制御棒の存在を斟酌
するために、影響を受ける検出器出力信号に対して慣用
の分析的補償を適用することが可能である。

【００２９】ガンマ線の長い平均自由行程（即ち、そこ
で、検出器によって遮られるガンマ線を発生する核分裂
又は捕獲が生起する）及び全ガンマ線束の内の、時間で
変化する崩壊ガンマ線成分（即ち、終局的に遮られるガ
ンマ線を発生する核分裂又は捕獲が生じる時点）と関連
する不確実性は依然として残る。このような効果を考慮
して検出器出力信号を調整することが、少なくとも１個
の中性子受感自己給電型バナジウム検出器と各プラチナ
検出器列とを同じ燃料集合体において組み合わせること
の目的である。既に説明したように、バナジウム検出器
は、原子炉における中性子束変化に対し数分の遅延で応
答し、他方、プラチナ検出器は、実質的に瞬時に応答す
るが、測定する必要がある原子炉内の中性子束変化に起
因しない大きな信号成分を含んでいる。従って、バナジ
ウム検出器を使用することにより、プラチナ検出器信号
の不所望な成分の除去が可能となる。以下に数項を含む
補償のための式について説明する。この補償式は、出力
分布監視には充分である。と言うのは、原子炉状態の変
化は比較的緩慢であり、補償は本質的に準定常状態補償
であるからである。しかし、より高次の補償式も可能で
ある。

【００３０】ガンマ線検出器出力信号と局所出力密度と
の相関を改善するためには、幾つかの初期条件が満たさ
れねばならない。即ち、（ａ）先ず、実際に使用されて
いる形式の典型的なガンマ線検出器における、例えば、
アンペア／単位ガンマ線束／ｃｍの単位で表現されるガ
ンマ線エネエルギー依存応答関数を知ることが必要であ
る。この応答関数を決定するための解析方式は、１９９
１年４月米国ペンシルバニア州ピッツバーグで開催され
たアメリカ原子力学会の「数学、コンピュータ計算及び
炉物理の進展に関するトピック会議(ANS Topical Meeti
ng on Advancesin Mathematics, Computations and Rea
ctor Physics）」の議事録におけるナポリターノ（Napo
litano）他の「シーブロック発電所の炉内プラチナ検出
器の感度（Sensitvity of Seabrook Station's Incore
Platinum Detectors）」に記載されている。（ｂ）次
に、炉心内に設置すべき全ての個々のプラチナ検出器部
分の相対感度を知ることが必要である。この相対感度の
決定は、各検出器部分における放射体物質の相対量を決
定する場合と同様に単純である。（ｃ）また、炉心内に
設置すべき各バナジウム検出器からの出力信号と局所熱
中性子束との間の絶対的関係を求める必要がある。各バ
ナジウム検出器の感度（例えば、単位としてμＡ／ｃｍ
／ｎｖで与えられる）の値を知らなければならない。こ
れは、合理的な製造品質管理が行われているものと仮定
すれば、既知の熱中性子場における典型的なバナジウム
検出器の短い代表的なセグメントに対して較正するだけ
で充分である。（ｄ）更に、検出器内部の熱中性子束強
度と囲繞燃料における出力密度との間の絶対的関係を炉
心内の各検出器場所について知る必要がある。この要件
は、周知の分析手法を適用することによりに通常の仕方
で満たすことができる。更に、個々のプラチナ検出器セ
グメントの内の或るセグメント及びそれ等に対応する幾
何学的に整合したバナジウム検出器セグメントの相対長
及び相対位置を知る必要がある。

【００３１】補償中、典型的なＰＷＲにおけるガンマ線
束の崩壊成分は、時間的に、崩壊熱源と殆ど同じ仕方で
応答すると仮定する。換言すれば、崩壊ガンマ線源は全
ての崩壊熱源の大きな部分集合である。その場合、ＡＮ
Ｓ崩壊熱モデル(ＡＮＳＩ/ＡＮＳ−５.１-１９７９の
「軽水炉における崩壊熱出力についてアメリカ国家標準
(American National Standard for Decay Heat Power i
n Light Water Reactors）」、アメリカ原子力学会（Am
erican Nuclear Society）−１９７９年８月２９日）に
おける許容源条件の収率及び半減期を検査して、ＰＷＲ
崩壊熱源のほぼ３分の２が、バナジウム−５２の半減期
よりも短い半減期を有することを発見すれば良い。言い
換えるならば、このことは、ガンマ線受感自己給電型固
定式炉内検出器（即ち、好適なプラチナ検出器）からの
全信号の約１５％が減衰し、しかもそれにも拘わらず、
局所熱デポジション率を推定するのに用いられるガンマ
線検出器出力信号を較正するためのオンラインデータ源
として設けられる好適な熱中性子受感自己給電型固定式
炉内検出器（即ち、バナジウム検出器）の出力信号より
もより迅速に応答することを意味する。

【００３２】空間的に一致性のある高速応答性、ガンマ
線受感及び熱中性子受感検出器セグメントから構成され
る自己給電型固定式炉内検出器配列に関し、炉心状態が
数分間公称的に定常状態である場合において、局所ガン
マ線受感固定式炉内検出器の応答から動的に局所熱デポ
ジション率を推定し且つ局所熱中性子受感固定式炉内検
出器応答性を用いて、局所熱デポジション率に対し局所
ガンマ線受感固定式炉内検出器応答を較正するために、
本発明者等により開発された合理的な方法に関し以下説
明する。

【００３３】慣用のＰＷＲ炉心内における核燃料集合体
の高い熱デポジション率領域における局所熱デポジショ
ン率に対する重要な寄与分を以下に掲げる。これ等の寄
与分からは、冷却材における直接的な熱デポジションは
排除される。と言うのは、熱が直接冷却材にデポジット
される場合には熱伝達自体は生じないからである。更
に、構造材料、可燃性毒物質棒或は挿入された制御棒に
おける熱デポジションも除外される。尤も後者の熱デポ
ジションの場合には、或る程度の熱伝達が生ずるが、こ
の熱伝達は、設計上制限因子にはならないからである。
燃料集合体における高エネルギーデポジション率領域に
おける局所熱デポジション率に対する重要な寄与分は下
記の通りである。

【００３４】即発源 ａ） 核分裂。この場合には、熱デポジションメカニズ
ムには、核分裂事象の直ぐ近傍におけるエネルギーを有
する核分裂破片の減速と、即発核分裂ガンマ線並びに核
分裂事象の極く近傍における核分裂中性子の非弾性散乱
で生じるガンマ線の減損及び吸収とが含まれる。

【００３５】ｂ） 燃料集合体における中性子捕獲事
象、冷却材の水素及びホウ素における中性子捕獲事象並
びに近傍の制御棒における中性子捕獲事象。これ等の全
てにより、大部分が、燃料の高原子数物質で吸収され減
損する即発ガンマ線を発生する。

【００３６】ｃ） 燃料ペレットのホウ素被覆における
中性子吸収事象。この場合には、リチウム及びヘリウム
反応生成物の反跳エネルギーが炉心の既に高い熱デポジ
ション率を有する領域内にデポジットされる。

【００３７】遅発源 ｄ） 燃料における核分裂生成物、超ウラン核種及び放
射化生成物の放射性崩壊。この場合には、熱デポジショ
ンメカニズムは、崩壊事象の極く近傍における放射ベー
タ粒子及びアルファ粒子の減速並びに遅発崩壊過程中に
放出されるガンマ線の崩壊事象の近傍における減損及び
吸収が含まれる。記録には、或る種のベータ崩壊過程と
関連して放射される遅発中性子の非弾性散乱から生ずる
ガンマ線の放射性崩壊を用いる。

【００３８】ｅ） 放射化された構造材料の近傍におけ
る高い熱デポジション率領域（即ち核燃料棒）において
吸収され減損するガンマ線を発生する燃料集合体構造材
料における放射化生成物の放射性崩壊。

【００３９】標準のＰＷＲ燃料の場合には、初期燃料濃
縮度及び局所燃焼度が与えられれば、熱デポジションを
促進する上述の核種寄与分間の貢献度は相当程度に物理
的に予め決定し分析的に評価できる点に留意することが
重要である。従って、共鳴中性子非弾性散乱及び吸収は
検出可能な程度において局所燃料温度及び減速材密度に
依存し、核分裂生成物による中性子捕獲は検出可能な程
度において局所キセノン−１３５及びサマリウム−１４
９の濃度に依存し、そして制御棒における中性子捕獲は
明らかに近傍における制御棒の存在に依存するが、局所
迅速熱デポジション源における混合体におけるこれ等の
変化分は、概ね、熱中性子で誘起される核分裂及び捕獲
反応に起因する優勢な「ハード・ワイヤード（hard-wir
ed）」寄与分により目立たなくなってしまう。従って、
種々の識別可能な源からの相対的寄与レベルをオフライ
ンで且つ必要に先んじて割り当てることができるに過ぎ
ない。他方、大きくはないが、局所熱デポジション率に
対する遅発寄与分は、局所出力レベルの最近の履歴に依
存するものであり、実際のプラント運転に先立って信頼
性良く予測することは不可能である点を認識することが
重要である。

【００４０】さて、任意時点ｔにおける局所熱デポジシ
ョン率に対する即発及び遅発寄与分の複合式は次の形で
表すことができる。

【００４１】

【数１】

【００４２】上式中、ＬＨＤＲ（ｔ）は局所熱デポジシ
ョン率を表し、φ（ｔ）は時間依存性の局所熱中性子束
を表し、Σ_aは核分裂、非弾性散乱及び中性子捕獲事象
を考慮して局所的に平均化した巨視的中性子吸収断面積
（マクロ中性子吸収断面積）を表し、κ_promptは、局所
中性子吸収率を局所即発熱デポジション率に関連付ける
乗数であって、核分裂率と関連して見出されている従来
のκ係数に類似するがそれとは同一ではない乗数であ
り、λ_nは、ｎ番目の崩壊熱先行核の崩壊定数であり、
Ｄ_n(ｔ)は関連の先行核の時間依存性局所濃度であり、
そしてκは、ｎ番目の先行核種の崩壊率を、全局所熱デ
ポジション率に対するｎ番目の先行核の寄与分に関連付
ける乗数を表す。Σ_a及びκ_promptの値或はそれ等の組
み合わせΣ_aκ_promptの値は、主として燃料の種類、初
期濃縮度及び局所燃焼度に依存し、そして既にも述べた
ように、燃料設計過程中にこれ等の変数の関数として評
価することができる。λ_n及びκ_n値は、前述したＡＮＳ
／ＡＮＳＩ崩壊熱モデルの一部として供給されるデータ
から直接導出可能である。

【００４３】崩壊熱モデルとの関連において、ｎ番目の
崩壊熱先行核の局所濃度の時間依存変化Ｄ_n(ｔ)は、局
所中性子吸収率の時間依存変化φ(ｔ)Σ_aに対し次の形
で関連付けることができる。

【００４４】

【数２】 ｄＤ_n(ｔ)／ｄｔ＝φ(ｔ)Σ_aβ_n−λ_nＤ_n(ｔ) (２)

【００４５】上式中、β_nは、核分裂率ではなく中性子
吸収率で相関した先行核収量確率である。

【００４６】ここで、燃料物質における局所熱デポジシ
ョン率に対する各即発性及び遅発性寄与分について、局
所ガンマ線束に対する関連の寄与分に徴して再考察する
必要がある。局所熱デポジション率に貢献する各核反応
で放射されるガンマ線の数及びエネルギー分布は完全に
充分な程度に既知である。更に、炉心内の高い熱デポジ
ション率領域における局所熱デポジション率に対し顕著
な寄与分でない寄与分は、局所ガンマ線束に対しても顕
著な寄与分ではないと考えられる。ここで、ガンマ線束
に対する局所寄与分という表現で用いられている術語
「局所」は、局所熱デポジション率の表現で用いられて
いる「局所」よりも幾何学的に大きな炉心領域を含むも
のであることを再認識する必要がある。しかし、相対寸
法における差は、ガンマ線束の場合「燃料集合体ピッチ
よりも若干大きい」とし、他方、熱デポジション率の場
合には「燃料集合体ピッチよりも若干小さい」として表
現するれば充分であろう。追って、術語「局所」の異な
った定義に関する問題については、局所燃焼度で予測可
能な仕方で変動する解析的に導出可能なパラメータ集合
の適当な定義により適切に解決されることを明らかにす
る。

【００４７】上の説明から明らかなように、局所燃料種
類（被覆燃料ペレットからなるものであるか否か）、局
所初期濃縮度及び局所燃焼度（ここで「局所」は燃料集
合体ベースで定義されるものである）が与えられれば、
ガンマ線束に対する局所寄与分と熱デポジション率に対
する局所寄与分との間に直截的相関を確立することがで
きる。但しその場合、便宜上、半減期又は特性崩壊時間
を個別に考慮して即発性寄与分を遅発性寄与分から区別
する必要がある。熱デポジション率及びガンマ線束それ
ぞれに対し、即発性寄与分を遅発性寄与分から区別する
ための主たる理由は、燃料物質における即発性ガンマ線
減損及び吸収は全即発性熱デポジション率の比較的小さ
な部分（１０％を越えない部分）しか貢献せず、他方、
遅発性ガンマ線は、関連の全ガンマ線検出器信号の約４
分の１を占めるという事実に在る。

【００４８】中性子により開始される種々の放射性崩壊
過程おいて、放射されるガンマ線の数及びエネルギース
ペクトルに関する詳細は、例えば、刊行物として入手可
能なオークリッジ国立図書館（Oak Ridge National Lab
oratory)発行の「ＯＲＮＬ−４６２８、ＯＲＩＧＥＮ−
同位体発生及び減損に関するＯＲＮＬ規則（The ORNLIs
otop Generation and Depletion Code）」と題する技術
報告書（初版１９７３年）及びその補足版である１９７
５年発行のＲＳＩＣ ＤＣＬ−３８「ＯＲＹＸ−Ｅ：Ｏ
ＲＩＧＥＮ 収量及び断面積（Yields and Cross Sectio
ns）−ＥＮＤＦ／Ｂ−ＩＶからの交換核反応及び崩壊デ
ータ(Nuclear Transmutation and DecayData from ENDF
/B-IV）」と題する報告書に見ることができる。なお、刊
行物として入手可能なＥＮＤＦ／Ｂ核データファイル
は、新しい核データが公開文献で公表される都度、逐次
更新されている。

【００４９】ガンマ線受感固定式炉内検出器を炉心内の
局所領域に埋設することができ、しかも、ａ）「即発」
ガンマ線に起因する公称瞬時ガンマ線受感検出器応答信
号の成分を「遅発」ガンマ線に起因する成分から識別す
ることが可能であり、更に、ｂ）半減期或は特性時間に
従って検出器応答信号に対する種々の「遅発」ガンマ線
寄与分を識別することが可能であるならば、局所ガンマ
線受感固定式炉内検出器応答信号に含まれる個々の局所
ガンマ線束成分の強度に対する既知の局所熱デポジショ
ン率寄与分の比を用いることにより炉心の高熱デポジシ
ョン率領域における局所熱デポジション率を求めること
ができる。

【００５０】ここで、ＰＷＲ炉心における時間依存性の
ガンマ線束の単純化したモデルとして、局所ガンマ線輸
送に関する限り炉心が公称的に均質であるとした場合、
中性子で誘起された核分裂及び捕獲から直接生ずる現在
局所即発熱デポジション率に直接比例する即発成分並び
に早期の核分裂及び近傍における捕獲事象により発生さ
れた放射性核種の現在濃度に依存する遅発成分の数から
なる擬ガンマ線束について考察してみる。また、ＡＮＳ
／ＡＮＳＩ基準に徴し、崩壊成分にはガンマ線先行核の
単チャンネル崩壊が含まれ、しかもガンマ線束内の固定
ガンマ線検出器の応答はエネルギー依存性を有するもの
と仮定する。これ等の仮定は、以下の検討にとって重要
ではないが、上の２つの仮定を容認することで表記法が
単純化され且つ以下の検討に際して用いられる式中での
因子の錯綜を回避することができる。

【００５１】炉心の所定局所領域において、既述のよう
に想定した高速応答ガンマ線受感固定式炉内検出器の出
力信号の即発成分の強度は、積φ(ｔ)Σ_aη_promptに比
例する。ここでη_promptは、単一の局所中性子吸収事象
と同時に生起する局所的に検出可能なガンマ線束におけ
る平均増分を表す収量因子である。燃料種、初期濃縮度
及び局所燃焼度の関数としてのη_promptの評価は燃料設
計過程中容易に行うことができる。

【００５２】検出器感度因子Ｆ_ptが与えられれば次式が
成り立つ。

【００５３】

【数３】 Ｓ_prompt(ｔ)＝１／Ｆ_ptφ(ｔ)Σ_aη_prompt (３)

【００５４】上式中、Ｓ_prompt(ｔ)は検出器出力信号の
即発性成分である。ガンマ線受感固定式炉内検出器の出
力信号の各遅発性成分の強度は積λ_nＤ_n(ｔ)η_nに比例
する。ここでη_nは、当該検出器近傍における種類ｎの
単一局所ガンマ線先行核の崩壊と同時に生起する検出可
能な局所ガンマ線束における平均増分を表す収量因子で
ある。便宜上、検出器感度係数Ｆ_ptが同じであると仮定
すると、ｎ番目の崩壊ガンマ線源に起因するガンマ線受
感固定式炉内検出器により発生される出力信号の成分Ｓ
_n(ｔ)は次のような形で表記することができる。

【００５５】

【数４】 Ｓ_n(ｔ)＝(１／Ｆ_pt)λ_nＤ_n(ｔ)η_n (４)

【００５６】従って、全検出器出力信号強度は単純に下
式で表される。

【００５７】

【数５】

【００５８】或は、

【００５９】

【数６】

【００６０】ここで注意されたいのは、検出器応答信号
Ｓ_pt(ｔ)は、即発及び遅発ガンマ線源に起因する成分を
含んでいるが、応答信号自体は本質的に瞬時的な信号で
あること、即ち、信号強度が常に局所ガンマ線レベルに
直接比例するか或は等価的に局所ガンマ線放射率に直接
比例することが要求される。この条件は、作用検知物質
としてプラチナを使用するガンマ線受感検出器を用いる
ことにより容易に満たされる。

【００６１】ここで、パラメータη_promptの集合及び幾
つかのη_nは、それぞれの定義において暗黙のうちに、
局所熱デポジション率という場合の「局所」と、ガンマ
線束に対する局所寄与分という場合の「局所」との間の
差を容認している点に留意されたい。なお、特定のガン
マ線受感固定式炉内検出器から見た場合の、ガンマ線束
に対し寄与する遅発ガンマ線先行核の確率を計算する上
でガンマ線輸送確率を考慮することは、通常の炉心設計
活動を若干越えるものであるが、これに必要な計算を実
行し得る能力は、当該技術分野において通常の知識を有
する分析者であれば充分に可能である。

【００６２】次に、公称的に定常状態と迅速に変化する
動的状態双方において観察可能なガンマ線受感炉心内検
出器応答信号とそれに対応する局所熱デポジション率と
の間の関係について考察する必要がある。特性時間λ_n
^-1と比較して計算時間ステップｄｔが短い場合には、ｎ
番面の崩壊熱及び崩壊ガンマ先行核濃度の時間的展開を
記述する微分方程式は下記の解を有する。

【００６３】

【数７】

【００６４】式（６）に代入すると、

【００６５】

【数８】

【００６６】が得られる。次いで乗算で終局的に、

【００６７】

【数９】

【００６８】が得られる。従って、明らかなように、計
算更新時間ｄｔが例えば１秒であるとすると、ａ）ガン
マ線応答信号Ｓ_pt(ｔ)の現在値及び各先行核濃度Ｄ_n(ｔ
−ｄｔ）及び中性子吸収率φ(ｔ)Σ_aの最も最近の計算
値を用いて現在の中性子吸収率φ(ｔ)Σ_aを計算するこ
と、ｂ）上述のようにして求められた現在中性子吸収率
φ(ｔ)Σ_aを、先行の時間ステップの終時に得られた中
性子吸収率φ(ｔ−ｄｔ)Σ_a及び先行核濃度Ｄ_n(ｔ−ｄ
ｔ)の値と共に用いて先行核濃度Ｄ_n(ｔ)の現在値を計算
すること、ｃ）局所中性子吸収率φ(ｔ)Σ_a及び局所先
行核濃度Ｄ_n(ｔ)の現在値を用いて既述の式（１）で与
えられる局所熱デポジション率を計算することは容易で
ある。因に、計算更新時間ｄｔを幾分特定の許容値、例
えば１秒に厳格に設定するならば、表記法及び実際の計
算双方に有用な簡略化を導入することができる。特に、
η_nλ_nｅ^-λndt及びη_nβ_n（1-ｅ^-λndt）／２の形態に
ある因子は前以て評価される定数となる。

【００６９】上述の時間ステップベースの手順は直接的
であり、公開された文献から入手可能な核データ或は周
知の分析法で容易に得られる核データしか利用しない。
しかし、各先行核微分方程式の解に対する初期条件とい
う問題が考慮されていない。式（２）の先行核方程式に
よって表される型の微分方程式に対する時間ステップベ
ースでの解の有効性に対する選択された初期条件の影響
は、実用上全て、各先行核の約３半減期の時間区間に亙
り漸次無くなることは良く知られている。しかし、崩壊
熱／崩壊ガンマ線先行核の多くは数分から大きな時間に
及ぶ半滅期を有することも知られている。従って、全ガ
ンマ検出器応答信号に対する全ての遅発崩壊ガンマ線寄
与分の合成が大きいとしても、局所熱デポジション率に
対する対応の崩壊ガンマ線寄与分が小さい場合には、例
えば、センサ信号の損失或はコンピュータ機能不全が原
因で計算フローに中断が生じた場合、局所熱デポジショ
ン率の計算値は、特に炉心保護目的の場合、中断期間が
許容し得ない期間である場合にはエラーとして許容でき
なくなる可能性が存在する。

【００７０】作用要素としてバナジウムを使用する自己
給電型固定式炉内検出器の応答特性について考察する。
天然のバナジウムは、ほぼ全体的に単一の同位体⁵¹Ｖか
らなる。中性子吸収に際して自然に生起する低存在比同
位体⁵⁰Ｖは単に、捕獲ガンマ線の放射を伴って安定な⁵¹
Ｖに交換核反応変換する。⁵¹Ｖは、分析的に問題なく表
される比較的小さい教本通りの中性子吸収断面積を特徴
とする。⁵¹Ｖにおける中性子吸収及びそれに続く安定化
を表す核分裂過程は下記の通りである。

【００７１】

【数１０】⁵¹ Ｖ＋ｎ→⁵²Ｖ＋γ (１０)

【００７２】

【数１１】

【００７３】従って、⁵¹Ｖでの中性子吸収は３．４５分
の半減期に対応する時間遅延で、高エネルギー電子の放
出を惹起し、この電子は検出器による応答信号出力に寄
与し得る。熱中性子束場に浸漬された自己給電型バナジ
ウム検出器の応答信号Ｓ_v(ｔ）は次式で表すことができ
る。

【００７４】

【数１２】 Ｓ_v(ｔ)＝(１／Ｆ_v)λ₅₂Ｖ₅₂(ｔ) (１２)

【００７５】上式中、Ｆ_vはバナジウム検出器の感度係
数であり、λ₅₂は⁵²Ｖ同位体の崩壊定数あり、そしてＶ
₅₂(t)は⁵²Ｖ核種の局所濃度である。⁵²Ｖ核種の生成及
び崩壊の動態は次の関係式に従う。

【００７６】

【数１３】 ｄＶ₅₂(ｔ)／ｄ(ｔ)＝φ(ｔ)σ₅₁Ｖ₅₁−λ₅₂Ｖ₅₂(ｔ) (１３)

【００７７】上式中、σ₅₁は⁵¹Ｖ核種に対するミクロ中
性子吸収断面積であり、Ｖ₅₁は⁵¹Ｖ核種の局所濃度であ
り、この局所濃度はσ₅₁の値が小さいことから問題とな
る期間に亙って本質的に一定であると見做すことができ
る。積の項φ(ｔ)σ₅₁Ｖ₅₁は、均等項φ(ｔ)Σ_aβ₅₂に
より置換することができ、ここで収量係数β₅₂は単に次
式で表される比

【００７８】

【数１４】 β₅₂＝σ₅₂Ｖ₅₁／Σ_a (１４)

【００７９】の値であって、燃料設計過程中に容易に評
価できる燃料系の初期濃縮度及び局所燃焼度のゆっくり
と変化する関数である。従って、次式が得られる。

【００８０】

【数１５】 ｄＶ₅₂(ｔ)／ｄｔ＝φ(ｔ)Σ_aβ₅₂−λ₅₂Ｖ₅₂(ｔ) (１５)

【００８１】用いられる計算時間ステップｄｔが、特性
⁵²Ｖ崩壊時間λ^-1 ₅₂と比較して、既述のように例えば１
秒の如く短い場合には、微分方程式に対する適解は次の
形態をとる。

【００８２】

【数１６】

【００８３】式(１２)に代入すると、次式が得られる。

【００８４】

【数１７】

【００８５】上式は、典型的な崩壊熱／遅発ガンマ線先
行核について見出された一般関係式に近似する。更に操
作して下式(１８)を得る。

【００８６】

【数１８】

【００８７】上式中、

【００８８】

【数１９】

【００８９】従って明らかなように、再度１秒のような
適当な計算更新時間で、ａ）バナジウム検出器応答信号
Ｓ_v(ｔ)並びに⁵²Ｖの濃度Ｖ₅₂（ｔ−ｄｔ)及び中性子吸
収率φ(ｔ−ｄｔ)Σ_aの最も最近の計算値を用いて現在
中性子吸収率φ(ｔ)Σ_aを計算すること、及びｂ）上記
の計算現在中性子吸収率φ(ｔ）Σ_aを、先行の時間ステ
ップの終時に得られた中性子吸収率φ(ｔ−ｄｔ）Σ_a及
び⁵²Ｖ濃度の値と共に用いて⁵²Ｖ濃度のＶ₅₂(ｔ)の現在
値を計算することは容易である。なお、動的炉心状態下
においても現在中性子吸収率φ(ｔ）Σ_aに関して得られ
た値は、時間ステップベースでの計算の中断後の計算再
開後約１５分内における想定初期条件とは無関係である
点に注目されるべきである。

【００９０】上の説明から明らかなように、局所中性子
吸収率、従ってまた炉心の高い熱デポジション率領域に
おける局所熱デポジション率に対する２つの推定方法が
得られた。自己給電型ガンマ線受感固定式炉内検出器に
よって発生される応答信号の大きさに関する式（９）に
よれば、相対的に迅速な局所熱デポジション率の増加が
生起すれば、それに対応して該局所熱デポジション率に
おける迅速な増加を表す有意味な即発性検出器応答成分
の存在が認識される。しかし、有意味であるためには、
上記式には、長い崩壊期間のガンマ線先行核の存在が、
実用されているディジタル・コンピュータ・ベースの監
視、従ってまた、潜在的には保護システムに問題となる
初期条件に関する考慮を課するような遅発ガンマ線源に
対しては、有意味な補償を要求する。自己給電型熱中性
子受感固定式炉内検出器によって発生される応答信号の
大きさに関する式(１８)は、迅速な局所熱デポジション
率の増加が生起した場合、このような局所熱デポジショ
ン率の迅速な増加の存在を直ちに認識することはできな
い。しかし、式(１６)によれば、約２２５秒の特性時定
数を用いての慣用の一次進み補償で局所熱デポジション
率における運転上の変化、即ち、比較的緩慢な変化を追
跡することが可能となる。従って、式(１６)におけるＶ
₅₂(ｔ−ｄｔ)項におけるような初期条件に関する問題
は、バナジウム検出器応答追跡の再開後せいぜい１５分
以内で解消する。

【００９１】式(９)と(１８)とを次のような形で組み合
わせるのが適当である。

【００９２】

【数２０】

【００９３】更に、ガンマ線受感（プラチナ）固定式炉
内検出器からの応答信号の有意味な部分と考えられる遅
発ガンマ線の先行核を２つの集合、即ち、⁵²Ｖの半減期
よりも短い半減期の先行核を含む第１の集合と、２２５
秒の⁵²Ｖの半減期より長い半減期を有する先行核からな
る他の集合に分類するのが適当である。崩壊熱源モデル
について検討したところ、合理的にもまた当然なことな
がら、上記２つの集合間の分割は、例えば２２５秒の半
減期の近傍で実現されることが判明した。そこで、式
(２０)を、下記の形、

【００９４】

【数２１】

【００９５】に書き換えることが可能であり、更には一
層的を得た形として、

【００９６】

【数２２】

【００９７】と書き換えることが可能である。上述の形
で式(２２)を定立するに当たり、関連の空間的に一致す
るガンマ線受感（即ち、プラチナ）固定式炉内検出器及
び熱中性子受感(即ち、バナジウム)固定式炉内検出器の
読出しが頻繁に行われる場合、オンラインで連続して評
価することができる単一項Ｔ(ｔ−ｄｔ)の比較的長い半
減期の全てのガンマ線先行核の寄与分の収集に成功して
いる。この場合課せられる要件は、ｍ≦Ｍ＜Ｎ及びＶ₅₂
(ｔ−ｄｔ)に対しＤ_n（ｔ−ｄｔ)の信頼性の高い推定量
を得る更新計算を、現在時点に直ぐ先行する約１５分の
期間顕著な中断を伴わずに実行しなければならないとい
う要件だけである。集合項Ｔ(ｔ−ｄｔ)は、長い寿命の
ガンマ線先行核が空間的に合同の複合バイメタル固定式
炉内検出器配列の近傍において平衡状態に接近し且つ該
平衡状態から離脱するのに伴いその値が緩慢に変動す
る。

【００９８】Ｔ(ｔ−ｄｔ)は、（１秒台の）計画計算更
新区間に渡り極く僅かしか変化しないので、炉心保護の
目的にとって、Ｔ(ｔ−ｄｔ)の最も最近計算された値を
（ｔ−ｄｔ）とｔとの間の任意の時点で適用すると想定
しても安全であると言うことができる。従って、現在ガ
ンマ線受感固定式炉内検出器応答信号Ｓ_pt(ｔ)、検出器
近傍における少数の単寿命ガンマ線先行核濃度の算出現
在寄与分並びに補償したバナジウム検出器応答信号強度
と単時間補償プラチナ検出器応答信号強度との比較から
導出される緩慢に変動する補正項Ｔ(ｔ−ｄｔ)に基づい
て、上記区間中の任意の時点においてφ(ｔ）Σ_aκの形
の局所熱デポジション率の信頼性の高い推定量を発生す
るためには、式(９)を次の形で利用するのが実際的であ
る。

【００９９】

【式２３】

【０１００】炉心熱デポジション率に迅速な逸脱が起こ
るとすれば、プラチナ検出器応答信号強度にも同時に迅
速な逸脱が発生する。しかし、検出器応答信号における
迅速な逸脱の振幅と熱デポジション率における迅速な逸
脱の振幅との相関は、困難を伴わずに式(２２)を適用す
ることによって確立される。これ等の式によれば、即発
応答型ガンマ線受感固定式炉内検出器を利用し且つ或る
程度緩慢な応答性を有する空間的に一致する熱中性子受
感固定式炉内検出器に支援されて、直接的自動炉心出力
レベル／分布保護目的のためのシステムが得られる。

【０１０１】しかし、考慮を必要とする多数の事項につ
いて認識しなければならない。即ち、１）ガンマ線束に
対するガンマ線先行核寄与、半減期、局所熱デポジショ
ン率に対する局所中性子吸収率及び局所崩壊熱発生率の
関係のような全ての核物理関連データは公のデータとし
て利用可能であるが、これ等のデータを計画した用途に
対して利用可能な形態にする処理は単純な作業ではな
い。しかし、この作業は、当該技術分野で通常の知識を
有する者の能力内にある。２）ハフニウム又は銀−イン
ジウム−カドミウム制御棒のガンマ線検出器近傍への導
入は、Ｔ（ｔ−ｄｔ）の値の段階的変化そして出現す
る。これを考慮するための或る種の符号解析としては、
ガンマ線束の即発源を考慮するための分析以外の方法が
望ましい。これと関連して、１−Ｅ系統に近いクラスの
ものに容易に実現することができる慣用の熱電対ベース
の制御棒位置推定方式と、ここに提案した固定式炉内検
出器システムとを組み合わせることにより単純な制御棒
運動と、その結果生ずる局所的空間熱デポジション率の
変化との識別を行うという要件を満たすことができよ
う。３）ガンマ線検出器感度係数Ｆ_ptの値のガンマ線ス
ペクトル／ガンマ線先行核位置に起因して生ずる時間依
存性のあるドリフトは、補償しない場合、ガンマ線受感
検出器応答信号強度対局所熱デポジション率の相関性を
劣化する傾向を示す因子となる。Ｆ_ptにおける想定値が
考察下の炉心の局所領域において最早や適当ではなくな
ると、このことは、ガンマ線受感自己給電型固定式炉内
検出器応答信号と、空間的に一致する熱中性子受感自己
給電型固定式炉内検出器応答信号との比較によって観察
される局所熱デポジション率における変化として顕現す
る。この場合にも、自己給電型固定式炉内バナジウム検
出器の熱中性子受感応答機能を容易に、必要に応じて実
験室試験での支援でオフライン分析評価にかけることが
可能であっても、ガンマ線受感検出器応答機能が変化し
たことを示す信号が現れる。換言すれば、局所熱デポジ
ション率に対する熱中性子受感バナジウム自己給電型検
出器からの応答信号の関係は、必要に応じ、所与の検出
器における⁵²Ｖ濃度が局所熱中性子束との平衡に達して
いること或はバナジウム検出器応答信号の動的効果の補
償に際して導入されるエラーが現在の目的にとって無視
し得ることを条件として、第１番目の原理から容易に決
定することができる。

【０１０２】本発明の多くの特徴及び利点は上の詳細な
説明から明らかである。これ等の多くの特徴や利点は本
発明の精神及び範囲に含まれることは言うまでもない。
更に、当業者には多くの変更や交換を容易に想到し得る
であろうから、本発明をここに開示し記述した構造及び
動作そのものに制限する意図はなく、全ての適合変形例
及び均等物は本発明の範囲に含まれるものと理解された
い。

【図面の簡単な説明】

【図１】 従来のロジウム及びバナジウム検出器配列を
示す簡略ダイヤグラムである。

【図２】 別の従来のコバルト及びバナジウム検出器配
列を示す簡略ダイヤグラムである。

【図３】 同じ集合体内で短いプラチナ検出器セグメン
ト及び空間的に一致する短いバナジウム検出器セグメン
トを使用した本発明による検出器配列を示す簡略ダイヤ
グラムである。

【図４】 本発明による検出器配列の側面図である。

【図５】 本発明による検出器配列の頂面図である。

【図６】 本発明による検出器集合体の炉心内における
好適な配置もしくはレイアウトを示すダイヤグラムであ
る。

【図７】 本発明による別の検出器配列を示すダイヤグ
ラムである。

【図８】 図７に示した検出器集合体の外観図である。

【図９】 図７に示した検出器集合体の頂面図である。

【図１０】 図７に示した検出器集合体の別の配列を示
す頂面図である。

【符号の説明】

３０、４０、６６、８４、９０、９４、１０２、１０
４、１１２、１１４…プラチナ検出器、３０、４０…ガ
ンマ線受感固定式炉内検出器、４２、５２、６４、８
２、９８、１１６、１１８…バナジウム検出器、５９…
検出器集合体。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ルイス・リチャード・グロブマイヤー アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、アー ウィン、バーンズ・レイク・ロード 8961 (72)発明者 ケネス・ジョージ・ランツ アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ピッ ツバーグ、フィールド・クラブ・ロード 831 (72)発明者 スティーブン・ネルソン・タワー アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、アポ ロ、アール・ディー・ナンバー ２、カル プ・ロード 1151

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉の炉心組立体の長さ方向に沿って
   固定的に配置されたバナジウム検出器と、 該バナジウム検出器に隣接し、前記炉心組立体内にその
   長さ方向に沿い前記バナジウム検出器と空間的に適合す
   る関係で配置されたプラチナ検出器と、 を備える固定式炉内検出器装置。
2. 【請求項２】 原子炉の炉心組立体の長さに亙って延在
   する固定式の中性子検出器と、 該中性子検出器に隣接して空間的に適合する関係で配置
   された全長ガンマ線検出器と、 前記中性子検出器に隣接し前記炉心組立体内にその長さ
   方向に沿って配置されたガンマ線検出器セグメントと、 を備える固定式炉内検出器装置。
3. 【請求項３】 原子炉の炉心組立体の長さ方向に沿い固
   定的に配置されたガンマ線検出器と、 前記炉心組立体の長さ方向に沿い前記ガンマ線検出器と
   空間的に適合する関係で配置された中性子検出器と、 を備える固定式炉内検出器装置。
4. 【請求項４】 出力分布を測定するための方法であっ
   て、 （ａ）組立体内の中性子検出器からの出力信号をサンプ
   リングし、 （ｂ）前記組立体内で該中性子検出器と空間的に適合す
   る関係で配置されたガンマ線検出器からの出力信号をサ
   ンプリングし、 （ｃ）前記中性子検出器の出力を用いて前記ガンマ線検
   出器の出力信号を補償して出力分布信号を発生する、 出力分布測定方法。
5. 【請求項５】 原子炉における出力分布を測定するため
   の方法であって、 （ａ）前記原子炉の同一の組立体内に配置された中性子
   受感検出器及びガンマ線受感検出器の中性子信号及びガ
   ンマ線信号をサンプリングし、 （ｂ）前記中性子信号及び前記ガンマ線信号を遅発信号
   誤差源に関して補償して、 （ｃ）前記中性子受感検出器及びガンマ線受感検出器の
   それぞれに対し第１及び第２の熱デポジション率を算出
   し、 （ｄ）前記第１の熱デポジション率が定常状態に達した
   時に該第１の熱デポジション率と前記第２の熱デポジシ
   ョン率との間の差に応答して前記原子炉の出力分布を前
   期補償したガンマ線信号が反映するように調整する、 原子炉の出力分布測定方法。