JPH11264887A - 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法 - Google Patents

原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法

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JPH11264887A
JPH11264887A JP10067324A JP6732498A JPH11264887A JP H11264887 A JPH11264887 A JP H11264887A JP 10067324 A JP10067324 A JP 10067324A JP 6732498 A JP6732498 A JP 6732498A JP H11264887 A JPH11264887 A JP H11264887A
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core
reactor
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power distribution
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JP10067324A
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Atsuji Hirukawa
厚治 蛭川
Shungo Sakurai
俊吾 桜井
Takafumi Naka
隆文 中
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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    • G21C17/108—Measuring reactor flux
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Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【課題】固定式の原子炉出力分布測定検出器だけを用い
て炉心の軸方向出力分布を正確に精度よく、能率的に算
出し、監視することができる原子炉出力分布監視システ
ムを提供する。 【解決手段】原子炉炉心３に固定式炉内核計装集合体３
２を配置し、この炉内核計装集合体３２からの実測デー
タで炉心出力領域の炉出力分布を測定する原子炉核計装
システム３０と、炉心現状データ測定手段５２からのデ
ータに基き、３次元核熱水力計算コードにより炉心出力
分布を算出する原子炉出力分布算出装置３１とを有す
る。原子炉出力分布測定検出器は、炉内核計装集合体３
２を構成し、核計装管３３内に固定式中性子検出器集合
体３７とガンマサーモメータ４４を収容したものであ
る。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の炉心現状
データを基に物理モデルを用いて炉心出力分布を算出す
る原子炉出力分布監視システムに係り、特に、炉心軸方
向に配置した複数の固定式中性子検出手段と固定式γ線
発熱検出手段を用いて炉心出力分布を精度よく正確に求
め、信頼性の高い原子炉核計装システム、このシステム
を備えた原子炉出力分布監視システムおよびその出力分
布監視方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉のうち、例えば沸騰水型原子炉で
は、炉心の出力分布や熱的状態などの炉心性能を、原子
炉出力分布監視システムに備えられたプロセス制御計算
機により監視することが行われている。
【０００３】この炉心出力分布や熱的状態の監視の方法
としては、炉心の現状データ測定手段と、測定された炉
心現状データを基にプロセス制御計算機に内蔵する物理
モデル（炉心三次元核熱水力計算コード）により炉心出
力分布を算出し、最大線出力密度（ＭＬＨＧＲ）または
最小限界出力比（ＭＣＰＲ）がそれぞれ所定の運転制限
値を満足している事を確認しつつ原子炉運転を行なって
いる。
【０００４】図２６および図２７は、沸騰水型原子炉の
原子炉出力分布監視システムを一般に示すものである。
沸騰水型原子炉は原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器
２が格納されており、この原子炉圧力容器２内に炉心３
が収容されている。この炉心３は、複数の燃料集合体４
および制御棒５などが装荷されて構成されている。炉心
３の燃料集合体４に囲まれた位置に炉内核計装集合体６
が設けられている。
【０００５】図２７に示すように、４体の燃料集合体４
により形成されたコーナーギャップＧには炉内核計装集
合体６が配置されており、その核計装管７内に中性子検
出器８が炉心軸方向の数個所に離散的に配置されてい
る。この中性子検出器８は、いわゆる固定式のもので、
沸騰水型原子炉では通常、４個が燃料軸方向の有効部に
等間隔に分散配置されている。
【０００６】さらに、核計装管７内に、ＴＩＰ（Traver
sing In-Core Probe：移動式炉内計装）導管９を配置
し、１個の移動式中性子検出器（ＴＩＰ）１０を軸方向
に移動可能なように設け、図２６に示すように、索引装
置１１、ＴＩＰ駆動装置１２、ならびにＴＩＰ制御装置
およびＴＩＰ中性子束信号処理装置１３等によって軸方
向に連続的に中性子束を測定する可動型の中性子束測定
系も設置されている。符号１４はペネトレーション部、
１５はバルブ機構、１６は遮蔽容器である。これら中性
子検出器８および１０、その（後述する）信号処理装置
１３，１７等制御装置を含めて、原子炉核計装システム
２４と呼ぶ。
【０００７】一方、炉内に配置された固定式中性子検出
器（ＬＰＲＭ検出器）８は、いくつかのグループに分け
られて各グループ毎の平均信号（ＡＰＲＭ信号）を作
り、炉心３の出力領域の出力レベルを監視している。中
性子束が急上昇するような異常な過渡事象または事故時
に燃料の破損防止または炉心の破損防止のために制御棒
駆動機構等の原子炉停止系（図示せず）を急速にスクラ
ム動作させる原子炉の安全保護系を構成する。
【０００８】ところで、固定式の中性子検出器８は、中
性子照射等により感度変化が個別に生じるので、運転中
に一定期間毎に各中性子検出器８の感度を較正するため
にＴＩＰ（移動式中性子検出器）１０を操作して、炉心
軸方向の連続的な出力分布を得ると共に、各中性子検出
器８の感度変化を、出力領域検出器信号処理装置１７の
利得調整機能によって補正する。
【０００９】また、ＴＩＰ１０で得られた中性子束信号
は、原子炉核計装システム２４を構成するＴＩＰ中性子
束信号処理装置１３で炉心軸方向位置と対応した中性子
束信号として処理され、原子炉出力分布算出装置１８
（通常、原子力発電所の運転監視用プロセス制御計算機
の内の１台または複数台にプログラムとして内蔵されて
いる。）において、３次元核熱水力計算時の参照出力分
布として読み込まれる。原子炉出力分布算出装置１８
は、出力分布算出モジュール１９と出力分布学習モジュ
ール２０と入出力装置２１とを備えている。
【００１０】一方、原子炉の炉心現状データ測定手段と
しての現状データ測定器２２から得られる制御棒パター
ン、炉心流量、原子炉ドーム圧力、その他各種の炉心現
状データから得られる原子炉熱出力、炉心入口冷却材温
度等のプロセス量を読み込み、現状データ処理装置２３
でデータ処理され、原子炉出力分布算出装置１８に送ら
れる。現状データ測定器２２は実際には複数の監視機器
で構成され、原子炉の各種運転パラメータのプロセスデ
ータを収集する装置の総称であるが、図２６には簡単化
のために１つの測定器として例示している。また、現状
データ処理装置２３はプロセス制御計算機あるいはその
一部で構成しており、データ処理された炉心現状プロセ
ス量は、出力分布算出装置１８に送られ、プロセス制御
計算機に内蔵された３次元核熱水力計算コードにより出
力分布算出モジュール１９で炉心出力分布を計算し、そ
の計算結果を出力分布学習モジュール２０に送って前記
参照出力分布で学習させて補正し、以後の出力分布予測
計算において原子炉出力分布を精度よく算出している。
【００１１】また、従来の炉内核計装集合体６におい
て、移動式中性子検出器１０に代えて、図２８の一部切
欠き斜視図に示すように、移動式γ線検出器１０Ａを炉
心軸方向に移動させてγ線束を炉心軸方向に連続的に測
定するものもある。γ線は原子炉炉心３での核分裂量に
比例して発生するので、そのγ線束を測定することによ
り近傍の核分裂量を測定することができる。
【００１２】移動式の中性子検出器１０やγ線検出器１
０Ａを用いることにより、炉心軸方向に配置される複数
の中性子検出器８個々の検出精度のバラツキを較正する
とともに、炉心軸方向に出力分布を連続的に測定するこ
とができるようになっている。
【００１３】このように、従来の原子炉核計装システム
においては、炉心３の連続的な軸方向出力分布の測定
は、可動型測定装置である移動式中性子検出器１０や移
動式γ線検出器１０Ａに頼っていた。
【００１４】また、従来の原子炉核計装システムとして
特開平６−２８９１８２号公報に開示されたものがあ
る。この原子炉核計装システムは、原子炉炉心に炉内核
計装集合体が設けられる。炉内核計装集合体は、核計装
管内に固定式中性子検出器集合体と固定式ガンマサーモ
メータとを収容して構成されるが、固定式ガンマサーモ
メータはγ線発熱検出器を炉心軸方向に多数分散配置さ
れる。γ線発熱検出器は炉心軸方向中央部で間隔を粗
に、炉心軸方向端部で密に配置され、上端に位置するγ
線発熱検出器は、炉心軸方向燃料有効部の上端から１５
cm以内の位置に配置させるようになっており、上記γ線
発熱検出器でγ線束を測定している。
【００１５】
【発明が解決しようとする課題】従来の原子炉核計装シ
ステムにあっては、炉心軸方向の出力分布の監視を精度
よく行うためには、可動型の中性子検出器１０あるいは
γ線検出器１０Ａが必要であり、固定式の中性子検出器
のみとした場合には、精度の高い炉心軸方向の出力分布
の監視を行うことが困難であるという問題があった。
【００１６】一方、可動型の中性子検出器１０、あるい
はγ線検出器１０Ａについては、少なくとも１個の中性
子検出器１０あるいはγ線検出器１０Ａを、炉心３を収
容した原子炉圧力容器２の外部から、ＴＩＰ導管９内を
炉心３の全長（炉心軸方向長さ）に亘って上下に移動さ
せて測定を行うことから、中性子検出器１０やγ線検出
器１０Ａを移動操作させる機械的駆動操作装置が大型化
し、その構造が複雑で移動操作や保全が繁雑となる支障
があった。特に中性子検出器１０やγ線検出器１０Ａを
移動操作させる検出器駆動装置１２、ＴＩＰ導管９を選
択する索引装置１１、バルブ機構１５、遮蔽容器１６な
ど機械的駆動操作装置の維持管理が必要で、しかも移動
型検出器１０，１０Ａが放射化されていることから、そ
の保守管理作業は被曝する可能性を伴う作業となってい
た。
【００１７】この観点から原子炉核計装システムに移動
型の測定装置を用いないで、原子炉の炉心軸方向出力分
布を監視する方法が模索されている。
【００１８】従来の原子炉核計装システムに用いられる
炉内核計装集合体６には、通常４個の固定式中性子検出
器８と１個の移動式中性子検出器（ＴＩＰ）１０あるい
は移動式γ線検出器１０Ａが備えられるが、このＴＩＰ
に代えて固定式のγ線検出器を固定式中性子検出器８と
同様に配置することが検討されている。
【００１９】しかし、固定式γ線検出器を炉心軸方向に
４個配設した場合には、炉心３の上部および下部での出
力を測定することができず、また４個の測定データか
ら、炉心３の上部や下部の測定データを外挿したり４個
の測定データから内挿した場合に、炉心軸方向の各部位
間で互いの出力分布変化の挙動が異なるために大きな測
定誤差を生じて精度が悪化する。
【００２０】また、沸騰水型原子炉では炉心３に装荷さ
れる燃料集合体４は、各燃料棒間を所要間隔に保つため
に複数の燃料スペーサが燃料集合体４の軸方向に離散的
に存在する。炉心３の軸方向に離散的に燃料スペーサが
存在するノードについては、燃料スペーサによる減速材
の排除効果で中性子束が低下して出力が局所的に低くな
る凹の出力分布となることが予想されるが、従来のプロ
セス制御計算機に内蔵される３次元核熱水力モデルで取
り扱っていない。このため、原子炉出力分布算出装置１
８では、炉心の軸方向出力分布計算による誤差を移動式
検出器の読み値を学習させることによって補正していた
が、移動式検出器を固定式に代えるとその補正情報が得
られなくなり、燃料スペーサが存在するノード部分の出
力評価に誤差が大きく生じる欠点がある。
【００２１】このため、原子炉核計装システムに、仮に
固定式の測定装置のみを備えた場合には、炉心軸方向の
出力分布の測定誤差が大きくなることから、原子炉運転
上の制限条件に対して大きな余裕を予め設ける必要があ
り、この結果、原子炉運転に対する裕度が減少して、稼
働率などへの影響を生ずる支障があった。
【００２２】また炉心軸方向の出力分布の測定精度を改
善するためには、固定式のγ線検出器を炉心軸方向に多
数を配置することが考えられるが、この場合には、検出
器信号線が増加し、炉内核計装集合体６の核計装管９内
を通過させ得る検出器接続用ケーブル本数の制約から
も、多数のγ線検出器を配置することには限界がある。
【００２３】さらに、特開平６−２８９１８２号公報に
記載されたように、多数のγ線発熱検出器を配置した原
子炉核計装システムが考慮されているが、この原子炉核
計装システムでは、γ線発熱寄与範囲解析やγ線発熱に
対する知見が充分でなく、上下端のγ線発熱検出器は少
なくとも一方が炉心軸方向燃料有効部の上下端から１５
cm以内の位置に配置されているため、燃料有効部上下端
部のγ線発熱量を正確に精度よく検出することが困難で
あった。
【００２４】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、可動型の測定装置を不要とし、固定式測定装
置だけを用いて、炉心の軸方向出力分布を正確に精度よ
く、能率的に算出し、監視することができる原子炉出力
分布監視システムおよびその出力分布監視方法を提供す
ることを目的とする。
【００２５】本発明の他の目的は、可動型測定装置を不
要として機械的駆動操作装置を省略でき、構造の簡素化
を図るとともに、作業員の被曝作業を不要あるいは軽減
させた原子炉核計装システムおよびその出力分布監視方
法を提供するにある。
【００２６】本発明のさらに他の目的は、固定式測定装
置として炉心軸方向ノード数より極力少ない数を軸方向
に配置したγ線発熱検出手段を用いて、燃料スペーサの
存在を考慮した炉心軸方向出力分布を正確に精度よく算
出でき、信頼性の高い原子炉出力分布監視システムおよ
びその出力分布監視方法を提供するにある。
【００２７】
【課題を解決するための手段】本発明に係る原子炉核計
装システムは、上述した課題を解決するために、請求項
１に記載したように、原子炉の炉心に装荷される多数の
燃料集合体間の間隙に複数の炉内核計装集合体を配置
し、上記炉内核計装集合体は、複数個の固定式中性子検
出器を炉心軸方向に分散配置した固定式中性子検出器集
合体と、上記固定式中性子検出器と少なくとも同じ炉心
軸方向位置に固定式γ線発熱検出器を配置した固定式ガ
ンマサーモメータとを有するものである。
【００２８】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉核計装システムは、請求項２に記載し
たように、原子炉核計装システムは、出力領域中性子束
測定装置とガンマサーモメータ出力分布測定装置とから
構成され、上記出力領域中性子束測定装置は、原子炉炉
心に配置される固定式中性子検出器集合体とその信号処
理装置とを備える一方、前記ガンマサーモメータ出力分
布測定装置は原子炉炉心に配置される固定式ガンマサー
モメータとその信号処理装置とを備え、前記原子炉核計
装システムの検出器群を炉内核計装集合体に一体的に収
納し、この炉内核計装集合体で各測定点における中性子
束およびγ線発熱を測定したものである。
【００２９】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉核計装システムは、請求項３に記載
したように、原子炉核計装システムは、細長い長尺棒状
構造の炉内核計装集合体を備え、上記炉内核計装集合体
の固定式中性子検出器集合体に信号ケーブルを介して接
続された出力領域検出器信号処理装置と、上記炉内核計
装集合体の固定式ガンマサーモメータに信号ケーブルを
介して接続されたガンマサーモメータ信号処理装置とを
有するものである。
【００３０】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉核計装システムは、請求項４に
記載したように、炉内核計装集合体の固定式中性子検出
器集合体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性
子検出器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固
定式ガンマサーモメータは上記固定式中性子検出器と炉
心軸方向配置数が同数でかつ同じ炉心軸方向位置に固定
式γ線発熱検出器が配置されたものである。
【００３１】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉核計装システムは、請求項５に記載し
たように、炉内核計装集合体の固定式中性子検出器集合
体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性子検出
器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固定式ガ
ンマサーモメータは、炉心軸方向に（２Ｎ−１）個の固
定式γ線発熱検出器が配置され、上記固定式γ線発熱検
出器の（２Ｎ−１）個のうちＮ個が前記固定式中性子検
出器と同じ炉心軸方向位置に、残りの（Ｎ−１）個が前
記固定式中性子検出器間の炉心軸方向中間位置にそれぞ
れ配置されたものである。
【００３２】またさらに、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉核計装システムは、請求項６に
記載したように、炉内核計装集合体の固定式中性子検出
器集合体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性
子検出器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固
定式ガンマサーモメータは、炉心軸方向に２Ｎ個の固定
式γ線発熱検出器が配置され、上記固定式γ線発熱検出
器の２Ｎ個のうちＮ個が前記固定式中性子検出器と同じ
炉心軸方向位置に、残りの（Ｎ−１）個が前記固定式中
性子検出器間の炉心軸方向中間位置に配置され、さらに
残りの１個が前記固定式中性子検出器の最下段位置より
下方の炉心軸方向燃料有効部内に、炉心軸方向有効部端
から１５cm以上離れてそれぞれ配置されたものである。
【００３３】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉核計装システムは、請求項７に記載
したように、炉内核計装集合体の固定式中性子検出器集
合体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性子検
出器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固定式
ガンマサーモメータは、炉心軸方向に（２Ｎ＋１）個の
固定式γ線発熱検出器が配置され、上記固定式γ線発熱
検出器の（２Ｎ＋１）個のうちＮ個が前記固定式中性子
検出器と同じ炉心軸方向位置に、残りの（Ｎ−１）個が
前記固定式中性子検出器間の炉心軸方向中間位置に配置
され、さらに残りの１個が前記固定式中性子検出器の最
下段位置より下方の炉心軸方向燃料有効部内に、最後の
１個が前記固定式中性子検出器の最上段位置より上方の
炉心軸方向燃料有効部内に、炉心軸方向燃料有効部端か
ら１５cm以上離れてそれぞれ配置されたものである。
【００３４】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉核計装システムは、請求項８に
記載したように、固定式ガンマサーモメータは、固定式
中性子検出器内の軸方向配置間隔をＬとしたとき、固定
式中性子検出器の最下段位置より上方に、Ｌ／４の位置
に配置したものである。
【００３５】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉核計装システムは、請求項９に記載し
たように、原子炉の炉心を炉心軸方向にノード分割した
とき、固定式中性子検出器の炉心軸方向位置および固定
式γ線発熱検出器の炉心軸方向位置を各ノードの中央に
それぞれ一致させたものである。
【００３６】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉核計装システムは、請求項１０に記
載したように、原子炉の炉心を炉心軸方向にノード分割
したとき、燃料スペーサを炉心軸方向のノード中心に配
置したものである。
【００３７】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉核計装システムは、請求項１１
に記載したように、固定式中性子検出器集合体を構成す
る各固定式中性子検出器は、同じ炉心軸方向位置に配置
された固定式γ線発熱検出器で較正可能に配置され、各
固定式中性子検出器は同じ炉心軸方向位置のγ線発熱検
出器信号から求められるγ線発熱に換算された量に一致
するように較正されたものである。
【００３８】本発明に係る原子炉出力分布監視システム
は、上述した課題を解決するために、請求項１２に記載
したように、原子炉炉心の現状データ測定手段からの炉
心現状データに基き、燃料スペーサによるノード出力の
影響を評価した３次元核熱水力計算コードにより中性子
束分布計算を介して炉心出力分布を算出する原子炉出力
分布算出装置と、前記原子炉炉心に配置された固定式の
原子炉核計装システム検出器からの実測データで出力領
域の炉出力分布を測定する原子炉核計装システムとを有
し、前記原子炉出力分布算出装置は、原子炉炉心を炉心
軸方向に複数のノードに分割してノード出力を算出する
一方、燃料スペーサを有するノードについては、燃料ス
ペーサによるノード出力への影響を考慮した出力分布計
算を行なうように設定したものである。
【００３９】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉出力分布監視システムは、請求項１３
に記載したように、原子炉核計装システムは、固定式中
性子検出器集合体と固定式ガンマサーモメータを核計装
管内に収容した炉内核計装集合体で構成され、上記炉内
核計装集合体は、炉心軸方向に複数個の固定式中性子検
出器が配置される一方、前記固定式ガンマサーモメータ
は、前記固定式中性子検出器と少なくとも同じ炉心軸方
向位置に配置された固定式γ線発熱検出器を備えたもの
である。
【００４０】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉出力分布監視システムは、請求項１
４に記載したように、固定式ガンマサーモメータのγ線
発熱検出器のγ線発熱量を求めたいが存在する炉心軸方
向ノードをＫとするとき、ノードＫ以外に上下に隣接す
るノードＫ−１およびＫ＋１からのγ線発熱量の寄与を
重み相関関数で加算し、各γ線発熱検出器の炉心軸方向
位置におけるγ線発熱量を算出するようにしたものであ
る。
【００４１】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉出力分布監視システムは、請求項１５
に記載したように、原子炉出力分布算出装置は、現状デ
ータ測定手段からの炉心現状データを入力し、燃料スペ
ーサによるノード出力の影響を評価した３次元核熱水力
計算コードにより、炉心内の中性子束分布、出力分布、
熱的運転制限値に対する余裕等の炉心出力分布を算出す
る出力分布算出モジュールと、この算出モジュールから
の炉心出力分布計算結果を入力するとともに、この計算
結果を前記原子炉核計装システムからの実測データを参
照し、実測データを反映した炉心出力分布補正量を得る
出力分布学習モジュールと、表示装置を備えた入出力装
置とから構成されたものである。
【００４２】また、本発明に係る原子炉出力分布監視方
法は、上述した課題を解決するために、請求項１６に記
載したように、炉心現状データ測定手段からの炉心現状
データを原子炉出力分布算出装置に入力し、この原子炉
出力分布算出装置で、燃料スペーサによるノード出力の
影響を評価した３次元核熱水力計算コードを用いて中性
子束分布計算を介して炉心出力分布を計算し、計算した
炉心出力分布の結果からガンマ線発熱量のシミュレーシ
ョン計算を得、この計算値と原子炉核計装システムから
のガンマ線発熱量の測定値との差分を出力分布学習モジ
ュールで所要の測定位置毎に差分補正量として求め、さ
らに軸方向に差分補正量を内外挿して各軸方向ノードの
差分補正量を得、この差分補正量に適合するように前記
計算した炉心出力分布または中性子束分布を核計装管周
囲の各ノードに比例配分で補正して炉心出力分布を補正
算出し、監視する方法である。
【００４３】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉出力分布監視方法は、請求項１７に
記載したように、３次元核熱水力計算コードを用いて炉
心出力分布を計算する際、既知の炉心軸方向ノード位置
に設置された燃料スペーサによる中性子束の局所的な歪
みを考慮したノード出力から炉心出力分布を求める方法
である。
【００４４】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉出力分布監視方法は、請求項１
８に記載したように、原子炉炉心に装荷される燃料を炉
心軸方向に複数のノードに分割したとき、全ノード数よ
り少ない炉心軸方向ノード位置のガンマ線発熱量を固定
式ガンマサーモメータで測定する方法である。
【００４５】またさらに、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉出力分布監視方法は、請求項１
９に記載したように、固定式ガンマサーモメータの各ガ
ンマ線発熱検出器を、炉心軸方向に分散配置された固定
式中性子検出器と少なくとも同じ炉心軸方向位置に配置
し、ガンマ線発熱検出器の読み値で固定式中性子検出器
の出力レベル調整を行なう方法である。
【００４６】また、本発明に係る原子炉出力分布監視方
法は、上述した課題を解決するために、請求項２０に記
載したように、固定式ガンマサーモメータは、γ線発熱
検出器が存在する炉心軸方向ノードをＫとするとき、上
下に隣接するノードＫ−１およびＫ＋１からのγ線発熱
量の寄与を重み相関関数で加算し、各γ線発熱検出器の
炉心軸方向位置におけるγ線発熱量を算出するようにし
たものである。
【００４７】
【発明の実施の形態】本発明に係る原子炉核計装システ
ムおよび、このシステムを備えた原子炉出力分布監視シ
ステムの実施の形態について添付図面を参照して説明す
る。
【００４８】図１は、本発明に係る原子炉出力分布監視
システムの一実施形態を示す系統図である。この原子炉
出力分布監視システムは、沸騰水型原子炉に適用され、
検出器および信号処理装置で構成された原子炉核計装シ
ステム３０と炉心の出力分布を算出する原子炉出力分布
算出装置３１とを備える。原子炉出力分布算出装置３１
は、プロセス制御計算機の一部であり、炉心性能監視を
行うようになっている。
【００４９】一方、沸騰水型原子炉は、原子炉格納容器
１内に原子炉圧力容器２が格納されており、この原子炉
圧力容器２内に炉心３が収容される。炉心３は、減速材
を兼ねる冷却材で冷却されるようになっている。炉心３
には多数の燃料集合体４が図２および図３に示すように
装荷される。多数の燃料集合体４は、４体ずつが組をな
し、４体一組の燃料集合体４間に横断面十字状の制御棒
５が下方から出し入れ可能に装荷される。
【００５０】４体一組の燃料集合体４を多数組装荷して
構成される炉心３内に原子炉核計装システムの検出器を
構成する炉内核計装集合体３２が複数設けられる。炉内
核計装集合体３２は、制御棒５の配置位置とは異なる位
置に配置され、図２および図３に示すように、４体の燃
料集合体４間に形成されるコーナ水ギャップＧに配置さ
れる。炉内核計装集合体３２は、細長い長尺管状の核計
装管３３を備え、この核計装管３３内に固定式中性子検
出手段である中性子検出器３４および固定式γ検出手段
であるγ線発熱検出器３５がそれぞれ複数個ずつ軸方向
に離散的に収容される。
【００５１】固定式中性子検出器３４は、核計装管３３
内で、炉心軸方向の数箇所にＬＰＲＭ検出器として等間
隔をおいて離散的あるいは分散的に配置され、中性子検
出器集合体（ＬＰＲＭ）３７が構成される。固定式中性
子検出器３４は沸騰水型原子炉では炉心３の燃料有効部
に通常４個が炉心軸方向に等間隔をおいて分散配置さ
れ、各中性子検出器３４は信号ケーブル３８によりペネ
トレーション部３９を貫通して信号処理装置４０に電気
的に接続され、出力領域中性子束測定系４１が構成され
る。
【００５２】また、核計装管３３には炉心軸方向に離散
的に複数の固定式γ線発熱検出器３５がガンマサーモメ
ータとして配置され、ガンマ線発熱量を測定している。
このγ線発熱検出器３５は固定式中性子検出器３４の炉
心軸方向個数と同数以上の個数、例えば８個を炉心軸方
向に有してγ線発熱検出器集合体４４がガンマサーモメ
ータ４４として構成される。ガンマサーモメータ４４の
各γ線発熱検出器３５は、信号ケーブル４５によりペネ
トレーション部４６を貫通してガンマサーモメータ信号
処理装置４８に電気的に接続されてガンマサーモメータ
出力分布測定系５０が構成される。
【００５３】前記出力領域中性子測定系４１とガンマサ
ーモメータ出力分布測定系５０とから原子炉核計装シス
テム３０が構成される。この原子炉核計装システム３０
の検出器群を炉内核計装集合体３２が収納しており、炉
内核計装集合体３２は、炉心３内に予め設定された固定
の測定点において、中性子束とγ線発熱量を測定するよ
うになっている。
【００５４】原子炉核計装システム３０は、移動式中性
子検出器や移動式のγ線検出器が不要となるので、従来
の原子炉核計装システムに備えられる機械式駆動操作装
置が省略できる。したがって、原子炉核計装システム３
０の構造を簡素化することができる一方、この核計装シ
ステム３０は可動部分が不要となるので、メンテナンス
フリー化を図ることが可能となり、作業員の被曝作業を
不要あるいは大幅に軽減させることができる。
【００５５】また、原子炉圧力容器２内または図示しな
い一次系配管には、例えば冷却材炉心流量（または近似
的な再循環流量）、炉心圧力と冷却材入口温度、および
制御棒駆動装置における制御棒位置などの炉心プロセス
データを測定する炉心現状データ測定器５２が設置され
る。炉心現状データ測定器５２は、図１では１つの測定
器のように簡略化して図示しているが、実際には、複数
の炉心プロセスデータを測定あるいは監視する複数の測
定機器で構成される炉心現状データ測定手段である。
【００５６】炉心現状データ測定器５２はペネトレーシ
ョン部５３を貫通する信号ケーブル５４を介して現状デ
ータ処理装置５５に接続され、プロセスデータ測定系５
６が構成される。プロセスデータ測定系５６の現状デー
タ処理装置５５は、専用の独立装置ではなくプロセス制
御計算機あるいはその一部として構成してもよい。この
意味でプロセスデータ測定系５６は原子炉炉心出力分布
算出装置３１を構成するプロセス計算機に備えられる。
このプロセスデータ測定系５６は、検出器および信号処
理装置の概念から原子炉核計装システム３０の一部を構
成するようにしてもよい。
【００５７】さらに、プロセスデータ測定系５６、出力
領域中性子束測定系４１およびガンマサーモメータ出力
分布測定系５０は原子炉出力分布算出装置３１に電気的
に接続され、各信号処理装置４０，４８，５５で処理さ
れた信号が原子炉出力分布算出装置３１の出力分布算出
モジュール５８に入力される。原子炉出力分布算出装置
３１は炉心内の中性子束分布、出力分布、熱的運転制限
値に対する余裕等を算出する出力分布算出モジュール５
８と、出力分布算出モジュール５８からの計算結果を入
力して補正し、実測プロセスデータを反映した炉心出力
分布を得る出力分布学習モジュール５９と、表示装置を
備えた入出力装置６０とから構成される。
【００５８】原子炉出力分布算出装置３１には、ガンマ
サーモメータとしてのγ線発熱検出器３５からの検出信
号（γ線発熱測定信号）Ｓ1 と、中性子検出器３４から
の中性子束検出信号Ｓ2 と、炉心現状データ測定器５２
からの炉心現状データ検出信号Ｓ3 とが出力分布算出装
置３１に入力される。
【００５９】出力分布算出装置３１の出力分布算出モジ
ュール５８は、炉心現状データ信号Ｓ3 を入力してプロ
セス制御計算機が内蔵する物理モデルを使用して３次元
核熱水力計算コードにより演算処理し、炉心３内の中性
子束分布、出力分布、熱的運転制限値に対する余裕等を
算出するようになっている。この物理モデルは燃料スペ
ーサによるノード出力の影響を考慮したスペーサモデル
であり、この物理モデルを使用して算出された計算結果
は、出力分布補正モジュールとしての出力分布学習モジ
ュール５９に入力され、この学習モジュール５９では物
理モデルをベースとした出力分布計算結果を、γ線発熱
測定信号Ｓ1 を参照して補正し、出力分布算出モジュー
ル５８に戻し、このモジュール５８で実測データを反映
した信頼性の高い炉心出力分布および熱的制限値に対す
る評価を行なうようになっている。
【００６０】ところで、炉内核計装集合体３２は、図１
乃至図３に示すように、原子炉核計装システム３０を構
成し、固定式の核分裂電離箱（中性子検出手段）として
の中性子検出器集合体である局所出力領域モニタ系（Ｌ
ＰＲＭ）３７と、固定式ガンマ線検出手段としてのγ線
発熱検出器集合体であるガンマサーモメータ４４とを組
み合せて核計装管３３内に一体的に配置したもので、原
子炉の炉心部３に上下方向に延設状態で配設される。
【００６１】ＬＰＲＭ３７はＮ個（Ｎ≧４）、例えば４
個の固定式の中性子検出器３４を軸方向に等間隔をおい
て離散的に有し、ガンマサーモメータ４４は例えば８個
あるいは９個のガンマ（γ）線発熱検出器３５を軸方向
に離散的に備える。ＬＰＲＭ３７の各中性子検出器３４
およびガンマサーモメータ４４の各ガンマ線発熱検出器
３５は核計装管３３内に収容される一方、この核計装管
３３内を冷却材が上方に向って流れるように案内される
ようになっている。
【００６２】図２および図３には、炉心軸方向の燃料有
効部Ｈに８個のγ線発熱検出器３５を配置したガンマサ
ーモメータ４４の例が示されている。各γ線発熱検出器
３５の炉心軸方向への配置間隔は、ＬＰＲＭ３７の各中
性子検出器３４の炉心軸方向配置間隔を考慮して定めら
れる。
【００６３】具体的には、ＬＰＲＭ３７の各中性子検出
器３４間の軸方向距離間隔をＬとすると、ガンマサーモ
メータ４４は、各γ線発熱検出器３５の内の４個が固定
式中性子検出器３４と同じ軸方向位置に、３個が各中性
子検出器３４の中間位置にＬ／２間隔で、最下段のγ線
発熱検出器３５は、最下段の中性子検出器３４から下方
にＬ／４〜Ｌ／２の距離であって燃料有効部下端から１
５cm以上の燃料有効部内に、それぞれの軸方向中心がく
るように配置される。最上段の中性子検出器３４より上
方にγ線発熱検出器３５を設置した場合には、このγ線
発熱検出器３５は、最上段の中性子検出器３４から上方
にＬ／４〜Ｌ／２の距離であって燃料有効部上端から１
５cm以上の下方の燃料有効部内にくるように配置され
る。
【００６４】最下段のγ線発熱検出器３５は、燃料有効
長内でできる限り下端近く配置するため、燃料有効長
（現在約３７１cm）を例えば炉心軸方向に２４ノードに
区分した場合、下から２番目の炉心軸方向ノードの軸方
向ほぼ中心にγ線発熱検出器３５の中心位置が来るよう
に配置するのが好ましい。このように配置すると、ガン
マサーモメータ４４のγ線発熱検出器３５で炉心下端側
のγ線発熱が検出可能で、且燃料有効長を炉心軸方向に
出来るだけ広く下端側に測定出来る。これは、最下端の
ノードは中性子の漏洩で出力が元々低く、γ線発熱検出
器３５の感度が低い事、さらに、γ線発熱検出器３５へ
のガンマ線の寄与範囲が、後述するように、１５cm以上
ある事から燃料有効長下端から１５cm以上離さないと、
他の炉心軸方向位置のγ線発熱検出器３５が軸方向上下
からのγ線の加熱効果を測定しているのに対し、最下端
のγ線発熱検出器３５は上方からのγ線発熱寄与のみを
検出して、出力測定の相関式が異なる事を避けるためで
ある。
【００６５】また、最近の燃料集合体４の軸方向設計で
は最下端のノードは天然ウランブランケットを使用して
いる事が多いので、この出力の低い天然ウランブランケ
ット部を測定しても、ガンマサーモメータ４４の出力信
号が極めて低く、最下段の中性子検出器３４よりも下方
で出力分布を内外挿する意味が無くなるためである。
【００６６】ところで、ガンマサーモメータ（ＧＴ）４
４は図４および図５に示す長尺の棒状構造を有する。
【００６７】ガンマサーモメータ４４は、直径が例えば
８mmφ程度の細長い長尺ロッド状センサアッセンブリで
あり、炉心軸方向の燃料有効長をほぼカバーする長さを
有する。
【００６８】ガンマサーモメータ４４は、金属製ジャケ
ットとして例えばステンレス鋼で形成されたカバーチュ
ーブ６２内に金属製長尺ロッド状のコアチューブ６３が
収容され、カバーチューブ６２をコアチューブ６３にか
しめ、焼き嵌めあるいは冷し嵌め等で固定している。カ
バーチューブ６２とコアチューブ６３との間には断熱部
を構成するスリーブ状あるいは環状の空隙部６４が形成
され、この環状空隙部６４は、軸方向に間隔をおいて複
数個、例えば８個または９個離散的に配置される。環状
空隙部６４はコアチューブ６３の外表面を周方向に沿っ
て切り欠くことにより形成され、この環状空隙部６４内
に熱伝導の低いガス、例えばＡｒガスが封入される。環
状空隙部６４はジャケットチューブであるカバーチュー
ブ６２側に形成してもよい。
【００６９】また、環状空隙部６４の形成位置にγ線発
熱検出器３５が設けられ、ガンマサーモメータ４４のセ
ンサ部を構成している。コアチューブ６３は中心部を軸
方向に貫通する内部孔６５を有し、この内部孔６５にＭ
Ｉケーブル化されたケーブルセンサ組立体６６がろう付
けまたはかしめ等で固定される。
【００７０】ケーブルセンサ組立体６６は、中心部にガ
ンマサーモメータ４４の較正用棒状発熱体としての内蔵
ヒータ６７と複数の温度センサとしての差動型熱電対
（サーモカップル）６８を備える。内蔵ヒータ６７およ
び各熱電対６８は、電気絶縁層または金属／金属合金充
填材６９で固められて金属被覆管７０内に一体に収容さ
れ、金属被覆管７０は外面、内面とも密着する。また、
内蔵ヒータ６７は例えばシーズヒータで形成され、ヒー
タ線７２が電気絶縁層７３を介して、金属被覆管７４で
被覆され、一体化される。各熱電対６８も同様に熱電対
素線７５が電気絶縁層７６を介して金属被覆管７７で被
覆され、一体化している。
【００７１】コアチューブ６３の内部孔６５に配置され
る差動型熱電対６８は、環状空隙部６４に対応してそれ
ぞれ配置され、γ線発熱検出器３５を構成している。各
熱電対６８は、図５に示すように、環状空隙部６４で形
成されるセンサ部つまり断熱部の軸方向中央に高温側接
点７８ａが、断熱部より少し離れた下方位置に低温側接
点７８ｂがくるように設定される（低温側接点７８ｂが
断熱部より少し離れた上方位置でもよい）。熱電対６８
はγ線発熱検出器３５の数だけ内蔵ヒータ６７の周囲に
同心円状に挿入されている。
【００７２】ガンマサーモメータ４４は、炉内出力分布
検出器（γ線発熱検出器）集合体であり、その炉内出力
分布測定原理は図６（Ａ）および（Ｂ）に示されてい
る。
【００７３】沸騰水型原子炉等の原子炉では原子炉圧力
容器２内の炉心３に装荷される核燃料の核分裂量に比例
してγ線が発生し、発生したγ線束でガンマサーモメー
タ４４の構造体、例えばコアチューブ６３を加熱する。
この加熱量はγ線束に比例し、γ線束は近傍の核分裂量
に比例する。ガンマサーモメータ４４のセンサー部であ
る各γ線発熱検出器３５の環状空隙部６４の部分では、
その断熱性のため径方向の冷却材７９による除熱が悪い
ので、矢印Ａで示すような軸方向に迂回する熱流束が発
生し、温度差が生じる。そこで図５に示すように差動型
熱電対６８の高温側接点７８ａと低温側接点７８ｂを配
置すると、この温度差を電圧信号で検出する事が出来
る。この温度差はγ線発熱量に比例する事から、差動型
熱電対６８の電圧信号から局所的な核分裂量に比例した
γ線発熱量を求める事が出来る。これがガンマサーモメ
ータ４４の測定原理である。
【００７４】一方、燃料集合体４は、図２に示すよう
に、角筒状のチャンネルボックス８０内に、多数の燃料
棒を束ねた燃料バンドル（共に図示せず）が収容され
る。燃料バンドルは多数の燃料棒を燃料スペーサ８１
（図７のＳＰ位置参照）で正方格子配列に束ねたもので
あり、燃料スペーサ８１で各燃料棒間の間隙を保持して
いる。燃料スペーサ８１はチャンネル８０内に燃料バン
ドルの軸方向に沿って複数個、例えば７個離散的に配置
される。
【００７５】燃料集合体４は、上下端が上部タイプレー
トおよび下部タイプレートで拘束され、原子炉の炉心部
３に装荷されるようになっている。燃料集合体４内に収
容される各燃料棒は、例えばジルコニウム合金製の燃料
被覆管内に燃料焼結ペレットを充填し、上下端を端栓で
溶着し、固定したものである。燃料焼結ペレットには例
えば酸化ウラン燃料あるいはウラン・プルトニウム混合
酸化物（ＭＯＸ）燃料が用いられる。
【００７６】沸騰水型原子炉では、原子炉の炉心部３に
多数の燃料集合体４が装荷され、各燃料集合体４はチャ
ンネルボックス８０の内外に冷却材通路を形成してい
る。原子炉の炉心部３に多数の燃料集合体４を林立状態
で装荷した原子炉の炉内出力分布の計算は、プロセス制
御計算機に内蔵された３次元核熱水力シミュレーション
計算（３次元核熱水力計算コード）によって原子炉出力
分布算出装置３１によって行なわれる。この３次元核熱
水力計算コードはスペーサモデルを有している。
【００７７】原子炉出力分布算出装置３１は炉心出力分
布算出装置あるいは炉心性能監視装置とも呼ばれ、原子
炉のプロセス制御計算機に内蔵された機能の１つであ
る。この原子炉出力分布算出装置３１には、炉心現状デ
ータ測定器５２から得られる制御棒パターン、炉心流
量、原子炉ドーム圧力（原子炉圧力容器内圧力）、各種
の運転パラメータの炉心現状データから得られる原子炉
熱出力、炉心入口冷却材温度の検出信号が出力分布算出
モジュール５８に入力される。具体的には、現状データ
処理装置５５から炉心現状データ信号Ｓ3 、信号処理装
置４０から中性子束信号Ｓ2 が、ガンマサーモメータ信
号処理装置４８からγ線発熱量信号Ｓ1 が測定データと
してそれぞれ入力される。
【００７８】一方、原子炉出力分布算出装置３１の出力
分布算出モジュール５８には、物理モデルである３次元
核熱水力計算コードが内蔵されており、この３次元核熱
水力計算コードを用いて入力信号が演算処理され、炉心
内出力分布が計算により算出される。この３次元核熱水
力計算コードには、燃料スペーサ８１によるノード出力
の影響が予め評価されており、スペーサモデルとしてプ
ロセス制御計算機に内蔵されている。
【００７９】燃料集合体４には燃料棒を結束して、所定
の燃料棒間隔に保持するために軸方向に７乃至８個の燃
料スペーサ８１が離散的に配置されているが、各燃料ス
ペーサ８１の配置効果を従来の３次元核熱水力計算コー
ドでは考慮されていなかった。燃料スペーサ８１は主と
して中性子吸収の少ないジルコニウム合金で構成されて
いるが、燃料スペーサ８１の存在により、減速材である
冷却水の量が局所的に少なくなり、熱中性子束を減少さ
せる事が分かっている。また、燃料スペーサ８１は若干
ながら中性子を吸収する効果も無視出来ない。
【００８０】ところで、燃料集合体４の出力分布を計算
する場合に、従来燃料集合体を軸方向に２４ノードに分
割して計算する事が多い。分割されるノード数は２４が
一般的であるが、原子炉炉心の大きさに応じ１２ノード
乃至２６ノードのいずれかに分割されたものであっもよ
い。このような燃料スペーサ８１の存在によるノード出
力の低下は、炉心３内における軸方向位置または径方向
位置にもよるが、炉心３の各炉心軸方向ノードの平均出
力が１．０になるように規格化した状態で最大０．０５
程度（つまりノード平均出力の５％）の誤差があり得る
事が分かってきた。
【００８１】ところが、従来の可動式中性子束測定装置
（ＴＩＰ）では、炉心軸方向２４ノードの出力分布を全
て読み込み、全ノード出力を参照測定信号として、炉心
出力分布算出装置３１内の３次元核熱水力計算コードで
計算し、その計算結果を、補正する出力分布学習モジュ
ールにおいて、燃料スペーサの存在するノード出力も補
正していたので、結果的に軸方向の燃料スペーサ効果も
正確に取り込まれている。
【００８２】しかし、原子炉炉心３の軸方向出力分布を
全炉心軸方向ノードではなく、全ノードである例えば２
４ノードよりも少ない軸方向測定データを基に、３次元
核熱水力計算コードで計算し、その計算結果を学習補正
する場合、スペーサモデルを有しない３次元核熱水力計
算コードで計算した出力分布の結果から、核計装管３３
内各位置に対応するγ線発熱検出器部のガンマ線発熱量
を求めると、スペーサのあるノードで学習誤差を生じ、
その影響が他のノードにしわ寄せされる。
【００８３】次に、沸騰水型原子炉で採用されている３
次元核熱水力シミュレーション計算コードの物理モデル
を例にとって、原子炉出力算出例を図１１のフローチャ
ートを用いて説明する。ここでは、一般に修正一群と呼
ばれる三次元核熱水力計算コードを例にとって説明す
る。
【００８４】〔Ａ〕 入力データの読み込み 計算に必要な全炉心冷却材流量、制御棒挿入パターン、
全炉心発生出力レベル、前回計算時の出力分布（第一次
近似）、燃焼度分布、ＬＰＲＭ／ＧＴ実測値等のデータ
を３次元核熱水力計算コードに入力する。冷却材流量等
炉心現状データであるのプロセスデータの幾つかは現状
データ測定器５２から入手され、プロセスデータ測定系
５６で算出される。ＬＰＲＭおよびＧＴ実測値はＬＰＲ
Ｍ３７の各中性子検出器３４およびガンマサーモメータ
（ＧＴ）４４のγ線発熱検出器３５から入力される。前
回計算時の原子炉出力分布（第一次近似）および燃焼度
分布は原子炉出力分布算出装置に保持されている以前の
データである。
【００８５】〔Ｂ〕 炉心内出力分布Ｐ＊ ijk の初期値
の仮定 通常Void Iterationといわれる繰返し計算に必要な初期
値としての炉心内出力分布等を仮定し、この仮定値を以
下の計算のための仮りの炉心内出力分布Ｐ＊ ij k として
以下の計算に進む。ここに、添字ｉ，ｊは炉心３内の燃
料集合体４位置を表わし、ｋは炉心軸方向位置を表わ
す。
【００８６】〔Ｃ〕 炉心内ボイド分布計算 次項の〔Ｄ〕で述べる実効増倍率、炉心内出力分布計算
に必要な炉心３内の各燃料集合体４のインチャンネルボ
イド率軸方向分布ＶＦijk とバイパス領域の炉心平均ボ
イド率軸方向分布ＶＦＢk を計算する事を目的とし、各
燃料集合体４内のインチャネルボイド率分布ＶＦijk と
バイパス領域の炉心平均ボイド率分布ＶＦＢk は以下の
手順に沿って計算する。
【００８７】 各燃料集合体インチャンネル流量Ｗij
の計算 炉心３に流入する冷却材は炉心底部で各燃料集合体４内
を流れるインチャンネル流と各燃料集合体４内のバイパ
ス領域流に分かれ、炉心頂部出口で再び合流する。従っ
て各燃料集合体４のインチャンネル流量Ｗijとバイパス
流量ＢＰＦは、炉心３内各々の流路を通過する際の圧力
損失が全て等しくなるように、配分計算を行う必要があ
る。
【００８８】また、インチャンネル流量配分に大きな影
響を与えるものは燃料集合体４の種類（例えば、８×８
燃料あるいは９×９燃料）とオリフィスの種類（例え
ば、周辺オリフィスと中央オリフィス）であるので、炉
心３内の燃料集合体４の種類毎、オリフィスの種類毎に
熱水力特性代表燃料集合体チャンネル、燃料集合体４の
軸方向各部の圧損係数を入力する。圧損係数は、あらか
じめ炉心熱水力解析コードで燃料集合体４の種類毎、オ
リフィスの種類毎に求めた結果を使用する。インチャン
ネル流量配分の計算は、各燃料集合体４の圧力損失が出
力分布、ボイド分布に依存するので、繰返し計算法によ
り行っている。なお、圧力損失計算には、その燃料チャ
ンネル（チャンネルボックス）内のボイド分布が非常に
大きな影響を与える。
【００８９】燃料集合体４の圧力損失は、摩擦圧損、局
所圧損、位置圧損、加速圧損の４つに分けられるが、通
常の単相流に使われる式に二相流摩擦抵抗倍率を掛けた
公知の二相流圧損式が用いられる。
【００９０】 各燃料集合体インチャンネルエンタル
ピ軸方向分布Ｈijk とバイパス領域炉心平均エンタルピ
軸方向分布ＨＢk の計算 このエンタルピ軸方向分布計算では、初期値として仮定
した炉心内出力分布Ｐ＊ ijk と〔Ｄ〕項ので計算した
各燃料集合体４のインチャンネル流量Ｗij、入力したバ
イパス領域流量ＢＰＦをそれぞれ使用して、各燃料集合
体インチャンネルエンタルピ軸方向分布Ｈijk とバイパ
ス領域炉心平均エンタルピ軸方向分布ＨＢk を計算す
る。
【００９１】各燃料集合体インチャンネル各ノードのエ
ンタルピ上昇要因は、燃料棒中の核分裂により発生した
熱がすでにあり、その他に燃料棒内のガンマ発熱による
寄与、冷却材中の中性子減速と、ガンマ発熱による寄
与、燃料チャンネルを通過してバイパス領域への伝熱の
効果も考慮して、各燃料集合体インチャンネル各ノード
のエンタルピを計算している。
【００９２】エンタルピ計算は、入力した炉心入口冷却
材エンタルピ、炉心内出力Ｐ＊ ijk、インチャンネル流
量Ｗijを使用して、各燃料集合体チャンネル毎に、炉心
底部より順次頂部まで行う。
【００９３】バイパス領域のエンタルピ軸方向分布は、
バイパス流は炉心底部において、充分一様に混合される
ものと仮定し、バイパス領域のエンタルピ軸方向分布は
炉心平均のみを使用している。バイパス領域各ノードの
エンタルピ上昇要因も、燃料棒中の核分裂により発生し
た熱の他に、バイパス領域内の冷却材、制御棒中の中性
子減速・吸収とガンマ発熱による寄与、燃料チャンネル
内よりバイパス領域への伝熱、バイパス領域から、炉心
外への伝熱の効果も考慮して、バイパス領域の炉心平均
エンタルピ軸方向分布ＨＢk を計算している。
【００９４】計算は、入力した炉心入口冷却材エンタル
ピ、バイパス流量ＢＰＦと炉心軸方向出力分布Ｐk ＊に
【数１】 を使用して、炉心底部より順次頂部まで行う。
【００９５】 各燃料集合体インチャンネルボイド率
軸方向分布ＶＦijk とバイパス領域の炉心平均ボイド率
軸方向分布ＶＦＢk の計算 ここでは、〔Ｃ〕項で計算した各燃料集合体インチャ
ンネルエンタルピ軸方向分布Ｈijk とバイパス領域炉心
平均エンタルピ軸方向分布ＨＢk より、各燃料集合体イ
ンチャンネルボイド率軸方向分布ＶＦijk とバイパス領
域平均ボイド率軸方向分布ＶＦＢk を計算する。冷却材
エンタルピからボイド量を計算するには、サブクール領
域のボイド量の計算方法として、
【数２】 に代えて、リィキッドエンタルピＨＬijk を基準として
【数３】 を計算し、フロークォリティＸＦijk とボイド量との関
係式をドリフトフラックスモデルを適用した式を使用し
てボイド量ＶＦijk を計算している。ここで、ｈsat は
飽和水のエンタルピを、ｈg は飽和蒸気のエンタルピを
表わす。
【００９６】バイパス領域のボイド率軸方向分布ＶＦＢ
k 、出口のボイド量ＶＦＢexもバイパス領域のエンタル
ピ軸方向分布ＨＢk より計算するが、計算方法はインチ
ャンネルの場合と同様である。
【００９７】〔Ｄ〕 実効増倍率、炉心内出力分布計算 〔Ｄ〕項はいわゆる核計算部といわれる部分で、〔Ｃ〕
項で計算した炉心内のインチャンネルボイド率軸方向分
布ＶＦijk 、バイパス領域ボイド率軸方向分布ＶＦＢk
を使用して、炉心３内各ノードの核定数を計算し、実効
増倍率ｋeff と炉心内出力分布Ｐijk を計算する。各ノ
ードの出力Ｐijk はそのノードでの中性子による核分裂
によって計算される。従って炉心内出力分布Ｐijk を計
算するには、炉心３内の中性子束分布φijk を計算しな
ければならない。いま中性子束φの持つエネルギによ
り、中性子束φを高速中性子束φ1 、中速中性子束
φ2 、熱中性子束φ3 の３群に分割すると、これら３群
の中性子束はφ1 ，φ2 ，φ3 は下記の拡散方程式を解
くことにより得られる。
【００９８】
【数４】 上記拡散方程式を解くために、各エネルギ群の中性子束
のバックリング
【数５】 は等しいものと仮定して、高速、中速、低速中性子束の
エネルギ３群の上式を高速中性子群の拡散方程式に集約
して高速中性子束分布φ1ijkのみを計算している。
【００９９】炉心内出力分布Ｐijk は、このようにして
得た高速中性子束分布φ1ijkによる核分裂に、中速中性
子束φ2 、熱中性子束φ3 による効果を加えて計算す
る。
【０１００】 実効増加率ｋeff と、炉心内高速中性
子束分布φ1ijkの計算 各エネルギ群の中性子束のバックリングＢ2 g が等しい
等の仮定をすると、高速中性子束φ1 は以下の拡散方程
式を変形した式に従って炉心内に分布する。
【０１０１】
【数６】
【０１０２】ここで、
【数７】
【０１０３】上式の数値解を得るため、上式を下記の階
差方程式に変換する。
【０１０４】
【数８】
【０１０５】
【数９】
【０１０６】なお、上式では簡単のためノード（ｉ，
ｊ，ｋ）の高速中性子束φ1,ijk をφijk としている。
上述の階差方程式を炉心３内各ノードについて作成し、
これを連立させて、炉心内各ノードの高速中性子束分布
φijk を解く。この高速中性子束分布φijk も繰返し計
算により、数値解を計算する事により求める。この繰返
し計算は、高速中性子束と実効増倍率ｋeff の繰返し計
算を同時に行い、SourceIterationと称している。
【０１０７】階差式の解法については上述したが、階差
方程式に含まれる各ノードの核定数ｋ∞ ijk 、
Ｍ∞ ijk 、Ａ∞ ijk と炉心外面に接する境界条件とを、
階差方程式の解を得るに先だって計算しておく必要があ
る。特に、そのノードと境界におけるボイド量により大
きく変化するので、Void Iteration毎に改めて計算し直
している。
【０１０８】各燃料集合体４のチャンネルのボイド量は
〔Ｃ〕項で計算したインチャンネルボイド量（インチ
ャンネルボイド率軸方向分布）ＶＦijk 、バイパス領域
のボイド量（ボイド率軸方向分布）ＶＦＢk を使用して
計算するが、次式で定義する減速材相対履歴密度Ｕijk
を計算し、これらをパラメータとするフィッティング式
で各ノードの核定数ｋ∞ ijk 、Ｍ2 ijk 、Ａ∞ ijk を計
算する。
【０１０９】
【数１０】 Ｆｗ：全冷却材流路面積に対するチャンネル内アクティ
ブ冷却材流路面積比である。
【０１１０】各ノードの核定数ｋ∞ ijk 、Ｍ2 ijk 、Ａ
∞ ijk を計算する際には、上述の減速材相対密度Ｕijk
の他に、減速材相対履歴密度ＵＨijk 、燃焼度Ｅijk 、
制御棒の有無Ｃijk 等もパラメータとし、これらの効果
も必要に応じて考慮される。ここで減速材相対履歴密度
ＵＨijk は、どのようなボイド量履歴で燃焼度Ｅijkま
で燃焼してきたかが核定数に大きな影響を与えているの
で、そのために導入されたパラメータで次式により定義
される。
【０１１１】
【数１１】 なお、核定数ｋ∞ ijk の計算には、〔Ｂ〕項で仮定した
出力Ｐ＊ ijk を使用してドップラ補正を行い、また、そ
のノードの平衡キセノン量を計算し、このキセノン補正
も行えるようになっている。
【０１１２】上記フィッティング式の計算に必要な係数
は、燃料集合体核熱水力計算コードで燃料集合体種類
毎、各パラメータ毎に計算した結果を使用して計算し、
ライブラリーデータとして入力される。
【０１１３】 炉心出力分布Ｐijk の計算 ここでは〔Ｄ〕項で計算した炉心内高速中性子束分布
φijk を使用して出力分布Ｐijk を計算する。〔Ｄ〕項
で仮定した条件を使用すると、ノード（ｉ，ｊ，ｋ）
の出力Ｐijk は次式で表わされる。
【０１１４】
【数１２】
【外１】
【０１１５】〔Ｅ〕 ボイド繰返し計算収束判定と出力
分布学習 〔Ｅ〕項はいわゆるVoid Iteration収束判定といわれて
いる部分である。即ち〔Ｂ〕項で仮定した炉心内出力分
布Ｐ＊ ijk と、〔Ｄ〕項で計算した出力分布Ｐijk と
を比較する。この比較は炉心内全ノードについて行い、
一致していればVoid Iterationは収束した事になる。一
致していなければ、〔Ｂ〕項にもどり、出力分布Ｐ＊
ijk の仮定をしなおし、一致するまで、〔Ｂ〕項から
〔Ｅ〕項までを繰り返し計算する。収束判定は出力分布
の比較と同時に、全炉心の実効倍増率の比較も行ってい
る。
【０１１６】ところで、出力分布学習する場合は、この
Void Iterationの中で、更にガンマサーモメータ（Ｇ
Ｔ）４４の実測値からのγ線発熱量（実測発熱量）と計
算した出力分布Ｐijk からのγ線発熱量（計算発熱量）
とを比較し、その発熱量差分を比の形で求める。この差
分の比をＧＴ検出器３５が存在しない軸方向ノードに対
しても内外挿して、各ＧＴ４４が存在する炉心座標位置
およびＧＴ４４が存在しないが炉心の対称性からその実
測値が適用できる核計装管座標のＧＴ４４のγ線発熱計
算量の軸方向２４ノードの（実測値）／（計算値）差分
データとして求める。
【０１１７】図１０におけるＢＣＦijk がこれである。
このＢＣＦijk に適合するようにＧＴ４４周囲のノード
出力分布の計算値を補正し、再度ＧＴ４４のγ発熱計算
量が実測値に一致するように、Void Iterationを繰り返
す。
【０１１８】Void Iterationが収束し、ＧＴ４４のγ線
発熱計算量も実測値と一致し、計算した出力分布Ｐijk
が前回繰り返しと一致したら、〔Ｆ〕項の炉心３内の熱
的余裕値の計算に進む。一致していなければ、〔Ｂ〕項
にもどり、出力分布Ｐ＊ ijkの仮定をしなおし、一致す
るまで、〔Ｂ〕項から〔Ｅ〕項までを繰り返し計算す
る。
【０１１９】〔Ｆ〕 熱的余裕値の計算 〔Ｆ〕項は、Void Iterationで収束した数値解を使用し
て、炉心３内各ノードの熱的余裕値を計算する。ただし
Void Iterationで得た解は、各ノードの平均値であり、
熱的余裕値を計算する場合は、各ノードの最高出力発生
燃料棒について計算する必要がある。そこで〔Ｄ〕項
で計算した各ノードの出力Ｐijk をそのノードの燃料棒
本数で割り、局所出力ピーキング係数を乗じて、各ノー
ドの最高出力発生燃料棒の発生出力をまず初めに計算し
ている。以下に述べる熱的余裕の計算は上記各ノードの
最高出力発生燃料棒について行っている。
【０１２０】熱的余裕の上記計算に必要な局所出力ピー
キング係数に大きな影響を与えるものとして、そのノー
ドのボイド量、燃焼度があるが、この他に、そのノード
に隣接または近傍の制御棒挿入の有無がある。そこで本
計算コードでは、これらの３つの変数をパラメータにフ
ィッティング式で各ノード毎に局所出力ピーキング係数
を計算している。フィッティング式に必要な係数は、あ
らかじめ燃料集合体核特性計算コードで燃料集合体４
毎、各パラメータ毎に計算した結果を使用して計算し、
本計算コードにライブラリーデータとして入力されてい
る。
【０１２１】 最大線出力密度ＬＨＧＲijk の計算 ノード（ｉ，ｊ，ｋ）の最大線出力密度ＬＨＧＲijk は
すでに各ノードの最高出力発生燃料棒の発生出力が計算
されているので、これを軸方向単位ノード長ΔＺで割っ
て得られる。
【０１２２】炉心内全ノードの最高線出力密度を全炉心
最大線出力密度ＭＬＨＧＲとする。
【０１２３】 最小限界出力比ＭＣＰＲの計算 限界出力比ＣＰＲは次式で定義されている。
【０１２４】
【数１３】
【０１２５】限界出力ＣＰは、計算対象になっている燃
料集合体４が沸騰遷移を起すと予測される出力であり、
実燃料棒形状を模擬した実験に基づくＧＥＸＬ相関式に
より求められる。
【０１２６】限界出力比ＣＰＲは対象燃料集合体４が沸
騰遷移に至るまでの熱的余裕を示す指標である。本計算
コードでは各燃料集合体４毎に限界出力比ＣＰＲを計算
しているが、その中で最も小さいものを最小限界出力比
ＭＣＰＲとする。
【０１２７】〔Ｇ〕 計算結果の出力 〔Ｇ〕項では必要に応じて計算結果を出力する。
【０１２８】上記のような繰り返し計算で、各燃料集合
体４の軸方向出力分布を求めるが、これは典型的な手法
を示したもので、実際にはこの方法に更に２次的な補正
モデルを導入して、出力分布や実効増倍率の精度を高め
る工夫がなされているのが普通であるが、本発明の本筋
では無いので省略する。
【０１２９】原子炉の出力分布算出方法はそれらにも適
用可能であり、次に述べるような所に特徴がある。即
ち、燃料スペーサ８５のある炉心軸方向ノードの核定数
ｋ∞ ij k 、Ｍ2 ijk 、Ａ∞ ijk のパラメータについて
は、燃料スペーサの効果を考慮する事である。
【０１３０】例えばｋ∞ ijk は、制御棒が挿入されてい
ない状態を例に取ると、
【数１４】 となり、無限増倍率は求められるが、ここで履歴相対水
密度ＵＨ及び瞬時相対水密度Ｕの値に対して従来は燃料
スペーサ８１の効果を考慮していない。
【０１３１】一方、減速材相対密度Ｕijk は（１０）式
で定義されており、
【数１５】 と定義していたものを、各燃料スペーサ８１については
燃料スペーサ無視の場合のインチャンネル流路内のボイ
ド率ＶＦijk からスペーサ部については更に追加計算
し、新しい減速材相対密度Ｕijk,spを下記のように算出
する。
【０１３２】
【数１６】
【０１３３】（１０Ａ）式で定義した減速材（水）相対
密度Ｕijk,spを、各燃料集合体４の各スペーサ位置毎に
履歴水相対密度ＵＨとしてデータ保存し、燃料スペーサ
８１のあるノードの無限増倍率は、以下のように求め
る。
【０１３４】例えば原子炉の炉心部３に制御棒５が挿入
されていない状態を例に取ると、（１４）式に示す、燃
料スペーサのあるノードでの平均の無限増倍率ｋ∞はス
ペーサ無視の値ｋ∞ ijk,UNと、同様に定義される燃料ス
ペーサを考慮した、（但し、ＵとＵＨは燃料スペーサを
考慮した値Ｕsp、ＵＨspに置き直された）無限増倍率ｋ
∞ ijk,UN,sp との荷重平均と調節因子（Ｃ0 ＋Ｃ1 Ｕ＋
Ｃ2 Ｕ2 ）によって以下の様に表現される。このＣ0 、
Ｃ1 、Ｃ2 は燃料タイプによって異なる定数である。す
なわち、（１４）式は、（１４Ａ）式のように書き換え
られる。
【０１３５】
【数１７】 ここで、Ｖs は燃料スペーサ８１の存在するノードにお
ける軸方向体積割合等を考慮した重み係数である。
【０１３６】同様に、Ｍ2 ijk 、Ａ∞ ijk 等の、燃料ス
ペーサのあるノードの値も、燃料スペーサ無視の減速材
相対密度Ｕijk 、と燃料スペーサ考慮の減速材相対密度
Ｕij k,spの値によって求まるそれぞれの値に、無限増倍
率と同じように荷重平均
【数１８】 で定義する。
【０１３７】制御棒５が炉心３に挿入された場合の状態
も、同様に従来からのデータライブラリーの作成方法で
ある、制御棒５の非挿入状態に対する挿入状態の比の形
で、容易に行える。
【０１３８】このように定義する事によって、燃料スペ
ーサ８１の存在するノードの無限増倍率、移動面積等の
ライブラリーデータが補正出来、中性子束が燃料スペー
サ８１の存在するノードでより正確に求められる。
【０１３９】この定義におけるノード出力の算出は、燃
料スペーサ８１の存在するノードに対しては、（１２）
式と同じ形で得られる。
【０１４０】
【数１９】 ここで添え字に＊がついているものは、スペーサの効果
を考慮するため、ノード平均のパラメータ算出にあたっ
てスペーサ有りの場合のパラメータを荷重平均化処理し
て求めた事を示す。その方法は（１４Ａ）式、（１５）
式、（１６）式で例示したと同じ方法である。
【０１４１】ここまでの説明では、修正一群の拡散方程
式は、各エネルギ群の中性子束φ1，φ2 ，φ3 のバッ
クリングが等しいと仮定して求めたものであるが、炉心
軸方向ノード内の熱中性子束分布が隣接のノードとの間
のスペクトルミスマッチ効果により基本モードからずれ
る事による影響を考慮した場合にも、この考え方はその
ままと入り込み可能である。さらに、修正一群拡散方程
式を使わず、三群拡散方程式を使う場合には、Ｄg ，Ｚ
g ，νgΣfg ，Σslg の各定数を燃料スペーサを考慮し
ない値と考慮した値との荷重平均と調節因子によって
（１４Ｂ），（１４Ｃ）式のように一般的に表わすこと
ができる。ここでは制御棒を挿入しない場合の核定数を
例に示す。
【０１４２】
【数２０】
【０１４３】
【数２１】
【０１４４】したがって、例示のような修正一群コード
にとどまらず、一般的にこのスペーサモデルは適用でき
る。
【０１４５】次に上記中性子束分布監視システム及び炉
心出力分布算出方法の構成による作用について説明す
る。
【０１４６】第１の実施形態では、原子炉出力分布算出
装置３１は炉心３における現状データ測定器５２から得
られる制御棒パターン、炉心流量、原子炉ドーム圧力、
炉心入り口冷却材温度その他各種の炉心現状データは現
状データ処理装置（プロセス制御計算機を含む）５５に
データ収集され、原子炉熱出力等が計算される。炉心現
状データ測定器５２は、実際には複数の監視機器から成
り、原子炉の各種運転パラメータのプロセスデータを収
集する装置の総称として表しており、簡単化のために一
つの測定器として表示している。現状データ処理装置５
５で処理されたプロセスデータは更に炉心出力分布算出
装置３１（プロセス制御計算機の一部または別置きの専
用計算機が考えられる）内の３次元核熱水力計算コード
に各種必要データが転送される。３次元核熱水力計算コ
ードはこれらのプロセスデータおよび炉心核計装データ
Ｓ１、Ｓ２を用い炉心内出力分布を計算する。
【０１４７】この炉心出力分布計算において従来のよう
に燃料スペーサ８１を考慮しない核定数パラメータの外
に、燃料スペーサ８１のあるノードに対しては、補正用
のスペーサ核定数パラメータを保持する。また燃料スペ
ーサ部位の履歴相対水密度についても（１０Ａ）式を
（１１）式のように積分処理して減速材相対履歴密度Ｕ
Ｈijk,spを保持する。例えば（１４Ａ）式、（１５）
式、（１６）式に示すように燃料スペーサ８１のあるノ
ードについては、燃料スペーサ８１の効果を必要に応じ
て燃焼度、履歴水相対水密度、瞬時水相対密度の関数と
して反映したパラメータを荷重平均して、ノード平均値
を求める。これによって、修正一群の差分（階差）方程
式を解いて、一群のノード平均中性子束を算出過程で、
燃料スペーサの効果による一群中性子束の低下効果が反
映される。
【０１４８】更に一群中性子束φ1 からノード平均出力
を求めるにおいて、２群、３群中性子束φ2 ，φ3 の寄
与も反映する必要があるが、この時にも燃料スペーサ８
１のあるノードについては、（１２）式に代わって（１
２Ａ）式を用いるので、燃料スペーサ８１の一群中性子
束φ1 への効果が、一群では拡散係数が大きく余りスペ
ーサ効果の寄与が大きく無く、エネルギ群の第３群の中
性子束φ3 が低下する事による効果をこの中で大きく考
慮している。なお、（１２Ａ）式ではΣ＊ 1ijkも燃料ス
ペーサ８１によるスペーサ効果を荷重平均で取り込んで
いるが、簡略化のためスペーサ効果を考慮しないΣ1ijk
としてもよい。
【０１４９】この結果、燃料スペーサ８１の存在するノ
ードに対しては、従来の出力分布計算法では考慮出来な
かったスペーサ部ノードの出力低下を正確に反映でき
る。
【０１５０】しかも、本実施形態のように軸方向出力分
布を２４よりも少なく、ＬＰＲＭ検出器３４と同じ４個
か、４個よりも多い測定データで、燃料スペーサによる
ノード出力の影響を評価した３次元核熱水力計算コード
で学習補正する。
【０１５１】実際のガンマサーモメータ４４の熱電対出
力信号Ｓ1 は、ガンマサーモメータ信号処理装置４８で
電圧からガンマ線発熱量に換算され、原子炉出力分布算
出装置３１に入力される。この原子炉出力算出装置３１
では、３次元核熱水力算出モジュール５８で計算した炉
心出力分布から得たガンマ線発熱量のシミュレーション
計算値と測定値のγ線発熱量の差分補正量をここでは比
の形で出力分布補正（学習）モジュール５９で求める。
また、出力分布学習モジュール５９では、この軸方向に
限定された数の差分の比、すなわち計算ガンマ線発熱量
と測定ガンマ線発熱量の比のデータを軸方向の各ノード
に直線または２次曲線で内外挿し、全炉心軸方向ノード
のγ線発熱量差分補正量とする。
【０１５２】さらに、原子炉出力算出装置３１における
出力分布学習モジュール５９の学習補正を図１０のフロ
ーチャートを参照して説明する。
【０１５３】原子炉出力算出装置３１の出力分布算出モ
ジュール５８は、プロセス制御計算機に内蔵され、燃料
スペーサによるノード出力の影響を考慮した３次元核熱
水力計算コードを用いて、上述した手法により炉内出力
分布を算出する。
【０１５４】さらに、γ線発熱検出器３５位置における
γ線発熱量計算値Ｗｃk,m は、計算で得られたノード出
力の内、γ線発熱検出器３５の回りの４体の燃料集合体
４のγ線発熱検出器の高さ位置に相当するノード及びこ
のノードの上下隣接ノードの出力を基に次式により算出
する。
【０１５５】
【数２２】
【０１５６】一方、γ線発熱量測定点ｋ，ｍにおけるγ
線発熱量Ｗｍk,m 実測値が出力分布学習モジュール５９
に入力され、上記γ線発熱量計算値Ｗｃk,m をγ線発熱
量測定値Ｗｍk,m と比較して、次式により補正係数ＢＣ
Ｆk,m を求める。
【０１５７】
【数２３】
【０１５８】このγ線発熱量補正係数ＢＣＦk,m は、実
測したγ線発熱量測定値と物理モデルによるγ線発熱量
計算値の誤差を示す指標である。また、γ線発熱量はγ
線発熱検出器３５回りの燃料の出力に比例しているの
で、出力分布計算値Ｐk,m,n を補正係数ＢＣＦk,m で次
式により修正することで、物理モデルの誤差を排除した
信頼性の高い出力分布を得ることができる。但し、Ｐａ
k,m,n は補正されたγ線発熱量測定点ｋ，ｍにおけるノ
ード出力を表す。
【０１５９】
【数２４】
【０１６０】ところで、ガンマサーモメータ４４のγ線
発熱検出器３５は炉心軸方向に断続的に存在するのみで
あり、このγ線発熱検出器３５が存在しないノード位置
では、補正係数ＢＣＦk,m を求めることができない。こ
のため、他の炉心軸方向ノードについては測定点ｋ，ｍ
において得られた補正係数ＢＣＦk,m を直線または２次
曲線で内外挿することにより求め、補正係数ＢＣＦk,m
を用いて軸方向全ノード出力Ｐａk,m,n を得る。また、
炉心径方向位置でガンマサーモメータ４４の存在しない
燃料集合体は、炉心の対称性から同一の位置のガンマサ
ーモメータ４４の信号を使って同様に学習補正する。こ
こで添え字ｋは炉心軸方向ノードを示している。添え字
ｍ、ｎは核計装管位置との関係で燃料集合体４の炉心座
標を示しているだけであり、（１）式から（１６）式で
使用している燃料集合体４の炉心座標ｉ，ｊと読み替え
る事が出来る。
【０１６１】なお、γ線発熱量実測値を参照した物理モ
デルの計算する出力分布の補正方法としては、この他に
次に示すような方法もある。
【０１６２】（８）式のボイド繰り返し計算を経て得ら
れた中性子束φk,m,n を補正係数ＢＣＦk,m で修正して
補正中性子束φａk,m,n を次式で得る。
【０１６３】
【数２５】 但し、ＧＦk,m はγ線発熱量から中性子束への変換式
で、あらかじめ格子計算によって算出したものである。
【０１６４】この補正中性子束φａk,m,n を（８）式に
代入した場合、当然ながら（８）式は満足されない。そ
こで次の式と（８）式において各エネルギ群の中性子束
のバックリングＢ2 i,j,k を修正した（８）式を満足す
る（Ｂ2 i,j,k ＋ΔＢ2 i,j, k ）を得る。但し、ΔＢ2
i,j,k は補正中性子束φａi,j,k が（８）式を満足する
ための中性子束のバックリングＢ2 i,j,k の補正量を表
す。
【０１６５】
【数２６】
【０１６６】γ線発熱検出器３５の存在しない軸方向位
置に対しても、軸方向に直線または２次曲線で内外挿し
て求めた補正係数ＢＣＦk,m を使用して算出した全炉心
軸方向ノードの補正中性子束φａk,m,n つまり炉心内中
性子束分布φi,j,k を求めることができるので、炉心径
方向に対しては対称性を利用することにより、このバッ
クリング補正量ΔＢ2 i,j,k は全ての炉心軸方向ノード
に対して算出できる。
【０１６７】以上のように算出された出力分布は、図１
に示す入出力装置６０の表示装置を介して表示される。
【０１６８】このように、物理モデルとして３次元核熱
水力計算コードを内蔵した出力分布算出モジュール５８
で、核計装管３３周囲の４燃料集合体４の炉心軸方向各
ノードの出力を先に求めたノード出力補正量に適合する
ように、周囲ノードに計算結果に比例配分で補正量を配
分し、それに対応した各ノードの出力調整因子または一
群中性子束調整因子を予想し、３次元各熱水力計算コー
ド内蔵の出力分布算出モジュール５８に返す。この３次
元核熱水力繰返し計算と学習補正の繰返し計算を行っ
て、最終的に各炉心軸方向ノードの前回（ｎ−１）のノ
ード出力Ｐｎ−１と今回（ｎ）計算のノード出力Ｐｎの
差が一定値より小さければ繰り返し計算が収斂したとし
て運転制限値の計算を行い計算を終了する。この流れを
図１０に示す。
【０１６９】図７において曲線ａ（▲印の曲線）は、３
次元核熱水力（シミュレーション）計算コードに燃料ス
ペーサ部分による中性子束の局所的な歪みを考慮した場
合の燃料集合体４の出力分布計算結果である。曲線ｂ
（■印の曲線）は燃料スペーサ８１による中性子束の歪
みを考慮しない炉心出力分布の計算結果である。図７に
おいて、曲線ａ、ｂはＧＴ信号が得られる位置はＧＴ信
号に一致するように補正された結果を示している。
【０１７０】図７のＡ部を拡大した図を図８に破線ｂで
示す。一方、図８にはガンマサーモメータ（ＧＴ）の測
定点データに基づく真値が実線で示す曲線ｃで表わされ
ている。
【０１７１】図８の破線ｄは、補正前のノード出力曲線
を示すものであり、補正前のノード出力曲線ｄは、燃料
スペーサの存在が考慮されていない２次元核熱水力計算
コートで計算されたものである。この補正前のノード出
力曲線ｄを、ＧＴ測定点データに基づいて補正すると、
燃料スペーサＳＰが存在するノードにガンマサーモメー
タ（ＧＴ）４４の出力信号もある場合には、補正前ノー
ド出力曲線ｄのＧＴ位置での中性子束歪が考慮されてい
ない分より大きくマイナス側に出力補正され、このノー
ドに隣接する上下ノードも同じ比例配分でマイナス側に
出力補正される。
【０１７２】ノード出力補正は、核計装管周囲ノード間
で比例配分で補正されるために、学習補正量ΔＳａが大
きく、ＧＴ位置間に出力ピークを有すると、燃料スペー
サＳＰが存在しないノードはノード出力がより高いにも
かかわらず、ピーク位置にノードのＧＴ測定データが存
在しないため、ピーク位置は過大補正量ΔＭａとなり、
補正後のノード出力は曲線ｂで示され、ノード出力ピー
ク値を過小評価してしまう不具合がある。
【０１７３】一方、図７のＢ部に示すように、燃料スペ
ーサＳＰの存在しない炉心軸方向ノードにガンマサーモ
メータ（ＧＴ）４４の測定データが存在して、燃料スペ
ーサＳＰの存在するノードにはＧＴ４４の測定データが
存在しない場合は、学習補正量が小さく、燃料スペーサ
ＳＰのあるノードの出力が中性子束の局所的な歪みを考
慮していない分過大評価される。
【０１７４】これに対し、３次元核熱水力計算コード
が、本発明のように、燃料スペーサＳＰによるノード出
力の影響効果を評価出来る場合は、図７の曲線ａに示す
ように、最初から燃料スペーサＳＰによる軸方向出力分
布に凹凸を有しているので軸方向に補正量が内外挿され
ても過大補正の不具合が無くなる。
【０１７５】すなわち、図７に示すように核計装管位置
のＧＴ検出器３５のγ線発熱量から、γ線発熱量とノー
ド出力との相関式（ここでは詳細は省略する）により換
算されたＧＴ検出器３５周囲のノード出力に一致するよ
うに、３次元核熱水力計算コードで学習計算した炉心出
力分布の結果から、燃料スペーサ８１を考慮した出力分
布算出方法の方が図７乃至図９の効果説明からも、少な
い軸方向ＧＴ４４の各ＧＴ検出器３５の測定データから
精度の良い学習補正が出来、原子炉出力分布を精度よ
く、効率的に得られる事が分かる。
【０１７６】次に、本発明に係る原子炉核計装システム
の第２実施形態について説明する。
【０１７７】この実施形態に示された原子炉核計装シス
テムは、原子炉の炉心３に原子炉出力検出装置を構成す
る炉内核計装集合体３２が、炉心径方向に複数設けられ
ている。炉内核計装集合体３２は図１２および図１３に
示すように、４体の燃料集合体４間に装荷される核計装
管３３を備え、この核計装管３３内に固定式ＬＰＲＭと
しての中性子検出器集合体３７と固定式ガンマサーモメ
ータ４４が一体的に収容される。
【０１７８】中性子検出器集合体（ＬＰＲＭ）３７は炉
心軸方向に所定の間隔をおいてＮ個の固定式中性子検出
器３４が分散配置される。固定式の中性子検出器３４は
例えば４個配置される。一方、ガンマサーモメータ４４
は、複数の固定式γ線発熱検出器３４が配設され、各γ
線発熱検出器３４のうちＮ個、例えば４個が固定式中性
子検出器３４と同じ軸方向位置に配置される。
【０１７９】図１２および図１３は、ガンマサーモメー
タ４４の各γ線発熱検出器３５が、Ｎ個の固定式ＬＰＲ
Ｍ３７の固定式中性子検出器３４と同じ軸方向位置に分
散配置された例を示す。この炉内核計装集合体３２にお
いては、固定式ＬＰＲＭ３７の各中性子検出器３４の利
得調整を同じ炉心軸方向位置に配置された固定式ガンマ
サーモメータ４４のγ線発熱検出器３４の測定値を用い
て直接較正するようにした原子炉核計装システム３０に
対応するものである。
【０１８０】原子炉核計装システム３０と原子炉出力分
布算出装置３１の全体的構成は、図１に示す原子炉出力
分布監視システムと異ならないので、重複部分の説明を
省略する。
【０１８１】図１２および図１３に示された原子炉核計
装システムの検出器である炉内核計装集合体は、ガンマ
サーモメータ４４のγ線発熱検出器３４の炉心軸方向個
数Ｎが固定式中性子検出器３４の炉心軸方向設置数Ｎと
同じでかつ同じ炉心軸方向位置に配置されている。
【０１８２】固定中性子検出器（ＬＰＲＭ検出器）３４
のＬＰＲＭ検出信号Ｓ2 は図１に示すように、出力領域
検出器信号処理装置４０で信号処理される。この信号処
理装置４０の中には前置増幅器、高圧電源、波高弁別回
路、利得調整回路等が含まれるが詳細は省略する。出力
領域検出器信号処理装置４０の中では複数のＬＰＲＭ検
出信号Ｓ2 を平均して出力領域平均出力信号（ＡＰＲＭ
信号）を作り、このＡＰＲＭ信号レベルが所定の値を越
えたら安全保護系の論理回路に，原子炉をスクラムさせ
るためのトリップ信号を送るようになっている。安全保
護系の論理回路は所定の論理判断にしたがって、複数の
ＡＰＲＭがトリップ信号を出している状態がスクラムを
要する運転状態である事を判断してスクラム動作をさせ
る。
【０１８３】原子炉炉心３の出力領域の中性子検出器
（ＬＰＲＭ検出器）３４は電離箱型検出器で、この中性
子検出器３４の外壁内面に核分裂物質（ウラン）が塗布
され、外壁と中心電極との間に高電圧を印加したもので
ある。中性子検出器３４内は電離ガスとして不活性ガス
Ａｒが封入される。電離箱型形式の中性子検出器３４に
おいては、後続する増幅器、波高弁別フィルター等の電
子回路の特性が経時的に変化し、いわゆるドリフト現象
を生じる。更に中性子検出器３４の外壁内面塗布のウラ
ンのＵ２３５の量の変化によっても検出感度が変化す
る。これらの変化要因があるのでＡＰＲＭ信号として使
用される個々のＬＰＲＭ信号は適切に較正された上でＡ
ＰＲＭ信号に使用される必要がある。
【０１８４】一方、ガンマサーモメータ４４のγ線発熱
検出器３５を構成する差動型熱電対６８（図４および図
５参照）の測定信号（ｍＶ信号）Ｓ1 は、図示しないＡ
／Ｄ変換プロセッサーにより、アナログ信号からデジタ
ル信号に変換した後、デジタルで増幅される。このた
め、差動型熱電対６８の出力信号Ｓ1 が放射線場でも変
化が少ないことからドリフトが少ない特性がある。
【０１８５】この原子炉核計装システムでは、固定式Ｌ
ＰＲＭ３７の各中性子検出器３４と同じ位置にガンマサ
ーモメータ４４のγ線発熱検出器３５を、すなわちガン
マサーモメータ（ＧＴ）検出部を配置するため、移動式
中性子検出器（ＴＩＰ）のように移動させてＬＰＲＭ検
出器位置の信号を求める必要がない。
【０１８６】本実施形態の原子炉核計装システムは、固
定式中性子検出器３４の信号出力の較正を軸方向の同一
レベルに存するγ線発熱検出器３５からの検出信号から
算出したγ線発熱量を用いて直接行うことによって、３
次元核熱水力シミュレーション計算コードが装荷されて
いる出力分布算出装置を介さずに高速で信頼性高く較正
できる。
【０１８７】この炉内核計装集合体３２において、ＬＰ
ＲＭ検出器３４と同じ位置のＧＴ検出器部信号Ｓ1 を直
接電子的に検索して、電子的なデータの読み取り及びγ
線発熱量への換算だけでγ線発熱量の測定を行なうこと
ができ、極めて短時間の所要時間（例えば５分乃至１０
分）で行え、更に１回／日または１回／時間のような高
頻度にＬＰＲＭ検出器３４の較正が可能になる。
【０１８８】その場合に、ＬＰＲＭ検出器の信号レベル
Ｓ2 を、ガンマサーモメータ（ＧＴ）４４のγ線発熱量
に較正すると、ＡＰＲＭのＬＰＲＭ入力信号が局所出力
に比例しかつプロセス制御計算機に内蔵されている３次
元核熱水力シミュレーション計算コードの物理モデルに
よる計算結果に依存しない良い局所平均出力への較正が
出来る。ＧＴのγ線発熱量は、ほぼＧＴ周囲のノード平
均出力に比例し、核計装管３３側の燃料集合体コーナ燃
料棒の局所出力分布にはＬＰＲＭ検出器３４の場合と比
較して余り大きくは依存しない。
【０１８９】このように短時間の間隔でＬＰＲＭ検出信
号を較正する場合はＬＰＲＭ検出器３４のウラン同位体
元素成分の変化、燃料集合体４の断面内の局所出力分布
の変化はゼロと仮定する事が出来る。しかも、ＬＰＲＭ
検出信号レベルがＬＰＲＭ検出器３４周囲ノードの平均
出力に近い値に較正されることから、例え、ＬＰＲＭ検
出器３４の生信号レベルが燃料集合体断面の局所出力の
重みを含んでいても、ノード出力が変化すればＬＰＲＭ
信号も比例して変化する。したがって、従来の原子炉核
計装システムのように３次元核熱水力シミュレーション
モデルの計算結果による予想ＬＰＲＭ信号を介してＬＰ
ＲＭ信号を較正するよりも信頼性が高く、原子炉出力分
布算出装置３１が一時的に故障またはメンテナンス中で
も容易にＬＰＲＭ検出器信号Ｓ2 の較正が出来る。
【０１９０】特に出力領域検出器信号処理装置４０は、
安全保護系を構成する装置であり、ガンマサーモメータ
信号処理装置４８もプロセス計算機よりは信頼度の高い
マイクロプロセッサを含むデジタル回路で容易に簡単な
ソフトで構成出来るので、物理モデルを持ち多数の内蔵
データを使って繰り返し収斂計算をする原子炉出力分布
算出装置３１の計算結果に頼るより本発明の方が信頼性
が高い。
【０１９１】この原子炉核計装システムではＧＴ４４が
固定して原子炉の炉心３内に配置され、そのＧＴ検出器
部の一部は少なくとも炉心軸方向設置数がＬＰＲＭ検出
器３４の軸方向設置数と同じでかつ同一炉心軸方向位置
にあるので、ＬＰＲＭ検出器３４の較正の目的からは最
小数で構成されたＧＴ測定系である。３次元核熱水力シ
ミュレーション計算コードが充分精度が良く、ＧＴ検出
器部が炉心軸方向に少なくて、学習データポイントが少
なくても、スペーサモデルが３次元核熱水力シミュレー
ションで充分考慮されていれば、この原子炉核計装シス
テムのように炉心軸方向にＧＴ検出器部、すなわちγ線
発熱検出器３５の設置数が部が少なくても良い。
【０１９２】この原子炉核計装システムにより、炉心３
内の全ＧＴ検出器３５のスキャンは、ＴＩＰのように機
械的な移動を伴わないので、極めて短時間（約５分から
１０分）にＬＰＲＭ検出器位置近傍のノード出力に近い
γ線発熱量を算出できる。ドリフトの少ないγ線発熱検
出器３５の読み値で固定中性子検出器３４の出力レベル
の調整（利得調整）を行うに当たって、プロセス制御計
算機の計算による炉心軸方向出力分布計算結果を用いず
とも行えるので、安全保護系の一部を構成する出力領域
局所出力検出器（ＬＰＲＭ検出器）の個々のドリフト等
による感度変化を、信頼性良く較正出来る。
【０１９３】したがって従来はＬＰＲＭ検出器の較正の
ために必要であった、可動型の中性子束測定装置または
γ線束測定装置を不要とすることができる。ガンマサー
モメータ４４は固定式とすることができ、しかもγ線発
熱検出器３５の設置数をＬＰＲＭ検出器３４と同数で少
なくてよく、最小のＧＴ測定系の構成とする事が出来
る。
【０１９４】本実施形態に示された原子炉核計装システ
ムは、γ線発熱検出器３５の軸方向個数が固定中性子検
出器３４の軸方向設置数と同じでかつ同じ軸方向位置に
配置されている。このため、ドリフトの少ないγ線発熱
検出器３５の読み値で固定式中性子検出器３４の出力レ
ベルの調整（利得調整）を行う際、プロセス制御計算機
の計算による軸方向出力分布計算結果の直径または２次
曲線による軸方向内外挿を用いずとも中性子検出器３４
の出力レベル調整を行える。したがって、原子炉の安全
保護系の一部を構成する出力領域局所出力検出器（ＬＰ
ＲＭ検出器）３４の個々のドリフト等による感度変化
を、信頼性良く較正出来る。
【０１９５】通常、出力領域の中性子検出器（ＬＰＲＭ
検出器）３４として用いられるのは電離箱型検出器で中
性子検出器３４の外壁内面に核分裂物質（ウラン）が塗
布され、外壁と中心電極との間に高電圧を印加したもの
である。中性子検出器３４内は電離ガス、例えばＡｒが
封入されている。このような電離箱型形式の中性子検出
器３４においては、後につながる増幅器、波高弁別フィ
ルター等の電子回路の特性が経時的に変化し、いわゆる
ドリフト現象を生じる。さらに中性子検出器３４の外壁
内面塗布のウランのＵ２３５量の変化によっても中性子
検出感度が変化する。この中性子検出感度の変化を補正
するため、従来からＴＩＰ装置で較正するのであるが、
ＴＩＰ装置は、移動式中性子検出器を炉心軸方向に移動
させるために大掛りな機械的駆動操作装置を必要とす
る。これに対し、本実施形態では、ＴＩＰ装置を不要と
し、ＬＰＲＭ検出器３４と同じ位置に固定したＧＴ検出
器３５を配置するので、ＴＩＰ装置のように移動させ
て、ＬＰＲＭ検出器３４の軸方向位置の信号を内外挿で
求めることなく直接得られる。
【０１９６】さらに、ＬＰＲＭ検出器３４の出力信号は
主に燃料集合体４のコーナーギャップにおける熱中性子
束に応じた検出信号を発生している関係から、その信号
レベルは周囲４体の燃料集合体４の平均ノード出力のみ
ならず、コーナーギャップの熱中性子束レベルに強く寄
与する核計装管３３のコーナーギャップ側の燃料集合体
４のコーナー燃料棒の局所出力ピーキングも関係してい
る。この局所出力ピーキングは核燃料の燃焼に伴って変
化するものであり、従来ＴＩＰ装置でＬＰＲＭ検出器３
４を較正する場合には、約１ケ月に一回の頻度で行って
いる事から、その間の中性子検出器３４の劣化（変化）
も考慮して補正されることになる。
【０１９７】所で、固定式ガンマサーモメータ（ＧＴ）
４４では炉内に固定配置され、炉心３内の全ＧＴ検出器
３５のスキャンは、ＴＩＰのように機械的な移動を伴わ
ないので（約１時間から２時間必要）、電子的なデータ
の読み取り及びγ線発熱への電子回路による換算だけで
行え、極めて短時間の所要時間（例えば５分乃至１０
分）で行え、しかも１回／日または１回／時間のような
高頻度にＬＰＲＭ検出器３４の較正が可能になる。
【０１９８】ＬＰＲＭ検出器３４を較正する場合、ＬＰ
ＲＭ検出器３４の信号レベルをＧＴ４４のγ線発熱量換
算量に較正すると、原子炉の安全保護系の入力信号が局
所出力に比例しかつプロセス制御計算機に内蔵されてい
る３次元核熱水力シミュレーションモデルによる計算結
果に依存しない良い局所平均局所出力への較正が出来
る。ここにおいて、固定式ガンマサーモメータ４４のγ
線発熱量は、ほぼＧＴ４４周囲のノード平均出力に比例
し、核計装管３０側のコーナ燃料棒の局所出力分布には
余り大きく依存しないので、ＧＴ４４周囲の燃料集合体
４の局所出力に比例した較正を精度よく行なうことがで
きる。
【０１９９】図１４および図１５は本発明に係る原子炉
核計装システムおよびそれを含んだ出力分布監視システ
ムの第３実施形態を示すものである。
【０２００】この実施形態に示された原子炉出力分布監
視システムは、図１に示された原子炉出力分布監視シス
テムと全体的に構成を同じくし、原子炉核計装システム
３０と原子炉出力分布算出装置３１を備える。
【０２０１】この原子炉出力分布監視システムは、原子
炉核計装システム３０を構成する原子炉出力検出装置と
しての炉内核計装集合体３２を改善したものである。炉
内核計装集合体３２は、原子炉の炉心３に複数装荷さ
れ、核計装管３３内に収容された固定式中性子検出器集
合体（ＬＰＲＭ）３７と固定式ガンマサーモメータ４４
で構成される。
【０２０２】固定式ＬＰＲＭ３７は、炉心軸方向に、Ｎ
個（Ｎ≧４）の固定式中性子検出器３４が一定の間隔Ｌ
をおいて分散配置され、ガンマサーモメータ４４は（２
Ｎ−１）個の固定式γ線発熱検出器３５が炉心軸方向に
配置される。各γ線発熱検出器３５のうちＮ個が、固定
式中性子検出器３４と同じ炉心軸方向位置に配置され、
残りの（Ｎ−１）個は、固定式中性子検出器３４の炉心
軸方向中間位置にＬ／２間隔に配置される。
【０２０３】図１４および図１５に示された原子炉核計
装システムは、固定式ＬＰＲＭ３７を構成する固定式中
性子検出器３５の設置数Ｎが４個の場合を示している。
【０２０４】例えば、沸騰水型原子炉において現在主流
の炉心軸方向有効長は約１４６インチ（３７０８mm）で
あり、この炉心３を８等分してＬＰＲＭ検出器３４およ
びγ線発熱検出器３５を配置すると、炉心軸方向のＬ／
２間隔は約１８インチ（４５７mm）となる。
【０２０５】このように等間隔Ｌ／２にＧＴ検出器部で
あるγ線発熱検出器３５を配置し、γ線発熱検出器３５
で炉心軸方向有効長の下端から上端をカバーすることに
よって、３次元核熱水力シミュレーション計算コードの
計算精度を炉心軸方向全体にわたって学習補正によって
保証する事が出来、第二の実施形態よりも細かく炉心軸
方向に学習補正する事が出来るので、３次元核熱水力計
算コードの精度が保証しやすくなる効果がある。
【０２０６】本実施形態に示された原子炉核計装システ
ムは、固定式中性子検出器３４の設置数Ｎ個と同じ数、
同じ軸方向位置に固定式γ線発熱検出器３５を配し、さ
らに（Ｎ−１）個の固定式γ線発熱検出器３５を前記Ｎ
個の固定式中性子検出器３４の中間位置に配する事によ
って、炉心軸方向により多数のγ線発熱検出器３５を配
置してＧＴ検出器信号を得、第２実施形態に示された原
子炉核計装システムよりも軸方向出力分布測定精度を上
げる事ができる。
【０２０７】図１６および図１７は、本発明に係る原子
炉出力分布監視システムの第４実施形態を示すものであ
る。
【０２０８】この実施形態に示された原子炉出力分布監
視システムは、図１に示された原子炉出力分布監視シス
テムと全体的な構成を同じくし、原子炉核計装システム
３０と原子炉出力分布算出装置３１とを備える。
【０２０９】この原子炉出力分布監視システムは、原子
炉核計装システム３０を構成する炉内核計装集合体３２
を改善したものである。炉内核計装集合体３２は、核計
装管３３内に固定式中性子検出器集合体（ＬＰＲＭ）３
７と固定式ガンマサーモメータ４４が一体的に収容さ
れ、棒状構造に形成される。
【０２１０】中性子検出器集合体３２は、固定式中性子
検出器（ＬＰＲＭ検出器）３４が軸方向にＮ個（Ｎ≧
４）一定の同一間隔（距離）Ｌにおいて分散配置される
一方、ガンマサーモメータ４４は固定式γ線発熱検出器
３５が２Ｎ個軸方向に所要の間隔をおいて配置される。
２Ｎ個のγ線発熱検出器３５のうちＮ個は固定式中性子
検出器３４と同じ軸方向位置に配置され、残りの（Ｎ−
１）個は固定式中性子検出器３４の軸方向中間位置に配
置され、最後の１個は固定式中性子検出器３４の最下段
位置よりさらに下方に距離Ｌ／２〜Ｌ／４離れた位置に
配置される。最下方のγ線発熱検出器３５も炉心軸方向
の燃料有効部内に配置される。
【０２１１】図１６および図１７に示された原子炉核計
装システムでは、固定式中性子検出器３５の配置数Ｎが
４個の場合を示す。現在主流の沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）の炉心３を８等分して固定式中性子検出器３４およ
びγ線発熱検出器３５を配置すると、炉心軸方向のＬ／
２間隔は約１８インチ（４５７mm）となる。
【０２１２】拡散方程式を使ったプロセス制御計算機に
おける修正１群の３次元核熱水力シミュレーション計算
コードでは、炉心軸方向上下端のノードは中性子漏洩の
影響で計算精度が悪く成りやすい所である。しかし、Ｂ
ＷＲの特性として炉心下端側はボイドの発生が少なく炉
出力的にも高くなり易いことから、炉心下部は計算誤差
の可能性があってもより精度良く計算する必要がある。
したがって、炉心下部にはＧＴ測定信号との差分の外挿
による学習よりも固定式γ線発熱検出器３５を実際に内
挿して学習する方が精度的に優れている。このことか
ら、本実施形態に示すように炉心下端側に、最下段の中
性子検出器３４よりも更に下方にＬ／４〜Ｌ／２の範囲
で固定式γ線発熱検出器３５を設定する事が望ましい。
【０２１３】固定式γ線発熱検出器３５を最下端に配置
する位置、すなわち、最下端の固定式中性子検出器３４
から下方の距離については、最近のＢＷＲ燃料集合体の
軸方向設計で上下端１ノードづつ（時には上端側は２ノ
ード分）天然ウランブランケット領域としている事か
ら、上下端部の炉出力が極めて低く、この上下端位置ま
で測定する必要性が精度上無い事から、燃料有効長下端
から１ノード以上（約１５cm）上方に固定式γ線発熱検
出器（ＧＴ検出器）３５の軸方向中心を設定する事が望
ましい。
【０２１４】また、ＧＴ検出器３５は炉心軸方向に上下
１５cmの範囲の平均出力に応じて応答することが分かっ
ている事から、固定式中性子検出器３４の設置数ＮがＮ
＝４の場合、最下端のＧＴ検出器３５を最下端の中性子
検出器３４と燃料有効長下端の中間点約Ｌ／４（約９ｉ
ｎ）とする事は妥当であり望ましい。
【０２１５】もし、燃料有効長下端より１５cm以内の軸
方向上方距離に設定した場合、このＧＴ検出器用にＧＴ
読み値の周囲ノード出力との相関式を別個用意するか、
ＧＴ読み値の計算結果に最下端のＧＴ検出器３５からの
ＧＴ測定信号に若干の測定誤差が含まれる事を容認しな
ければならない。
【０２１６】本実施形態に示された原子炉核計装システ
ムは、第３実施形態に示された原子炉核計装システムの
γ線発熱検出器３５の軸方向配置に加えて、更に最下段
の固定式中性子検出器３４の下方にγ線発熱検出器３５
を配置するので、燃料有効長をほぼ均等にカバーしてγ
線発熱検出器３５を配置する事になり、外挿量が減るの
で、出力が燃料有効部上端近傍より高い下端近傍のノー
ド出力がより高精度に炉心出力分布の測定結果から算出
する事ができる。
【０２１７】図１８および図１９は、本発明に係る原子
炉核計装システムの第５実施形態を示すものである。
【０２１８】この実施形態に示された原子炉出力分布監
視システムは、図１に示された原子炉出力分布監視シス
テムと全体的な構成を同じくし、原子炉核計装システム
３０と原子炉出力分布算出装置３１とを備える。
【０２１９】この原子炉出力分布監視システムは、原子
炉核計装システム３０を構成する炉内核計装集合体３２
を改善したものである。炉内核計装集合体３２は、長尺
の棒状構造に形成され、核計装管３３内に固定式中性子
検出器集合体（ＬＰＲＭ）３７と固定式ガンマサーモメ
ータ４４が一体的に収容される。
【０２２０】固定式中性子検出器集合体（ＬＰＲＭ）３
７は、核計装管３３内の軸方向に固定式中性子検出器
（ＬＰＲＭ検出器）３４がＮ個（Ｎ≧４）一定の同一間
隔（距離）Ｌをおいて分散配置される一方、固定式ガン
マサーモメータ４４は固定式γ線発熱検出器（ＧＴ検出
器）３５が軸方向に所要の間隔をおいて（２Ｎ＋１）個
配置される。（２Ｎ＋１）個のγ線発熱検出器３５のう
ち、Ｎ個が固定式中性子検出器３４と同じ軸方向位置に
配置され、残りの（Ｎ−１）個の固定式中性子検出器３
４間の軸方向中間位置に配置され、さらに残りの２個は
最下段および最上段の固定式中性子検出器３４より下方
および上方位置に配置される。最下段のγ線発熱検出器
３５は最下段の中性子検出器３４よりさらに距離Ｌ／４
〜Ｌ／２下方位置で、炉心に軸方向の燃料有効部内に、
また最上段のγ線発熱検出器３５は、最上段の中性子検
出器３４よりさらに所要距離、例えばＬ／４上方位置
で、燃料有効部内に配置される。
【０２２１】図１８および図１９に示された原子炉核計
装システムでは、固定式中性子検出器３４の配置数Ｎが
４個の場合を示す。ここでも、原子炉の炉心軸方向のＬ
／２間隔は、例えば約１８インチ（４５７mm）となる。
この原子炉核計装システムは、第４実施形態に示された
原子炉核計装システムにおける固定式γ線発熱検出器３
５の設置数２Ｎ個の例に、さらに１個追設したものであ
る。追設された固定式γ線発熱検出器３５は、最上段の
固定式中性子検出器３４よりさらに軸方向上方位置で燃
料有効部内に配置した例である。
【０２２２】最上段の固定式中性子検出器３４より軸方
向上方位置で燃料有効部内に固定式γ線発熱検出器３５
を配置することにより、燃料有効長上端近傍における炉
心軸方向出力分布の測定値とシミュレータ（プロセス制
御計算機）による計算値の誤差の外挿量が少なくなり、
炉心上端部の軸方向出力分布の精度が向上する。従来の
熱中性子束を測定する中性子検出器では、核計装管３３
の上端近傍が、上部格子板の下面に形成される孔部へ挿
入されるプランジャー構造であり、そのプランジャー構
造が炉心部の核計装管３３の大半の部分の構造と異なる
ために、熱中性子束の歪みを有しているが、γ線発熱検
出器３５ではγ線の透過力が大きく核計装管構造の影響
を受け難い。したがって、前記固定中性子検出器３４の
最上段のものよりも更に上方の燃料有効部にγ線発熱検
出器３５を配置する事は炉心軸方向出力分布のより詳細
な測定及びプロセス制御計算機における３次元核熱水力
シミュレータの学習精度を上げる上からも好ましい。
【０２２３】なお、最上段のγ線発熱検出器３５の位置
は燃料有効長の上端から１５cm以上下方が前述と同じ理
由で好ましい。
【０２２４】本実施形態に示された原子炉核計装システ
ムは、第３実施形態に示された原子炉核計装システムの
γ線発熱検出器３５の軸方向配置に加えて、更に最上段
の固定式中性子検出器３４の上方及び最下段の固定式中
性子検出器３４の下方にγ線発熱検出器３５をそれぞれ
配置するので、炉心軸方向の燃料有効長をほぼ均等にカ
バーしてγ線発熱検出器３５を配置する事になり、外挿
量が減るので、上下端のノード出力がより高精度に出力
分布の測定結果から算出する事ができる。
【０２２５】図２０および図２１は、本発明に係る原子
炉出力分布監視システムの第６実施形態を示すものであ
る。
【０２２６】この実施形態に示された原子炉出力分布監
視システムは、全体的な構成を図１に示された原子炉出
力分布監視システムと同じくし、原子炉核計装システム
３０と原子炉出力分布算出装置３１とを備える。
【０２２７】この原子炉出力分布監視システムも、原子
炉核計装システム３０を構成する炉内核計装集合体３２
を改善したものである。炉内核計装集合体３２は棒状構
造に形成された原子炉出力分布測定装置であり、核計装
管３３内に固定式中性子検出器集合体（ＬＰＲＭ）３７
と固定式ガンマサーモメータ４４が一体的に収容され
る。
【０２２８】原子炉核計装システム３０を構成する炉内
核計装集合体３２は、第３実施形態乃至第５実施形態に
示された原子炉核計装システムの炉内核計装集合体に、
固定式γ線発熱検出器（ＧＴ検出器）３５を最下段の固
定式中性子検出器３４より上方に、距離Ｌ／４の位置に
追設したものである。ここに、距離Ｌは固定式中性子検
出器３４の軸方向配置間隔である。図２０および図２１
は、固定式中性子検出器３４の設置数Ｎが４個の場合を
示している。
【０２２９】沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では炉心軸方向
有効長が１４４または１４６インチの炉心３が一般的で
あり、炉心軸方向を２４ノードに等分割した場合、燃焼
集合体４の軸方向出力分布で線出力密度の運転中の最大
値が生じ易い炉心軸方向ノードは下から数えて４ノード
から６ノードである。特に原子炉運転サイクル前半に
は、最大線出力密度の運転制限値の範囲内で出来るだけ
下方出力ピークの運転を許容して、運転サイクル末期で
炉心軸方向中央または上方ピーク出力分布にする炉心反
応度有効利用の運転方法（ＢＳＯ運転）では、運転サイ
クル初期から中期にかけて、炉心下方から４ノードから
６ノードで最大線出力密度が生じ易い。最大線出力密度
に対する余裕を精度良く評価する観点からは、このノー
ド近傍にγ線発熱検出器３５が配置されていると、炉心
軸方向出力分布の最大ピーク部近傍で測定値からの学習
補正が出来、測定精度が向上するので好都合である。
【０２３０】本実施形態の原子炉核計装システムは、炉
内核計装集合体３２における複数の固定式γ線発熱検出
器３５が、第３実施形態乃至第５実施形態に示された原
子炉核計装システムに備えられる固定式γ線発熱検出器
の設置位置に加えて、最下段の固定式中性子検出器３４
より上方に距離Ｌ／４の位置にもγ線発熱検出器３５を
追加配置した例である。追設されたγ線発熱検出器３５
の位置は、最近の高燃焼度８×８燃料または高燃焼度９
×９燃料炉心において、炉心軸方向で最大ピーキングが
生じやすい位置である。したがって、この位置に固定式
γ線発熱検出器３５を配すると、最大線出力密度を生じ
易い炉心位置で精度良く出力分布監視が出来、測定精度
が向上する。特に固定式ガンマサーモメータ４４におい
て、炉心軸方向に配置できるガンマ線発熱検出器３５の
設置数が機械設計的に制限される場合に、制限された数
の中で精度の向上を図る点から最適化させ得る利点があ
る。
【０２３１】次に、本発明に係る原子炉出力分布監視シ
ステムの第７実施形態を説明する。
【０２３２】この実施形態の原子炉出力分布監視システ
ムは、原子炉核計装システムを構成する炉内核計装集合
体３２を、特に固定式中性子検出器と固定式γ線発熱検
出器の配置位置を改善したものである。原子炉出力分布
監視システムの全体的な構成は図１に示された原子炉出
力分布監視システムと異ならないので説明を省略する。
【０２３３】この原子炉出力分布監視システムは、原子
炉核計装システムを構成する炉内核計装集合体３２内に
固定式中性子検出器集合体（ＬＰＲＭ）３７と固定式ガ
ンマサーモメータ４４が一体的に備えられる構成は、前
述した各実施形態と異ならないが、中性子検出器集合体
（ＬＰＲＭ）３７の各固定式中性子検出器３５の炉心軸
方向位置が、原子炉出力分布算出装置３１で取り扱われ
る燃料軸方向ノード分割のノード中央に一致し、さら
に、γ線発熱検出器３５の炉心軸方向位置も前記ノード
の中央と一致させたものである。
【０２３４】本実施形態の原子炉核計装システムは、γ
線発熱検出器３５の応答を出力分布算出装置３１で計算
する際、ガンマ線の飛程が熱中性子より長いことを考慮
して、γ線発熱検出器３５の存する軸方向ノードだけで
なく隣接する上下ノードからのγ線発熱量の寄与も考慮
することにより、最小限の計算で出力分布算出精度を向
上させたものである。
【０２３５】核燃料の核分裂反応により発生するγ線
は、その飛程が熱中性子に比べて長いので、γ線発熱検
出器３５は、炉心軸方向の燃料有効部内であって、燃料
有効端から炉心軸方向に１５cm以上離れて配置する必要
がある。
【０２３６】今、図２２を参照すると、図２２は原点
に、燃料横断面に分布した面状γ線源（γ面線源）があ
り、核計装管３３の軸方向（Ｘ軸方向）にγ線発熱検出
器を設置した場合の検出感度分布を示す図である。この
検出感度分布結果から分かるように、γ線発熱量はγ面
線源からの軸方向距離に応じて級数的に減少するが、固
定式ガンマサーモメータ（ＧＴ）４４へのγ線発熱の寄
与は６インチ（１５cm）以上の軸方向距離からもありＧ
Ｔ４４読み値の計算精度を良くするには約２３cm程度の
軸方向距離内の出力分布を考慮する必要がある。したが
って、γ線発熱検出器３５が存するノードと隣接軸方向
ノードの出力に差がある場合は、γ線発熱検出器３５の
読み値に影響する事が分かる。そこで炉心軸方向出力分
布の変化を考慮して次式のように炉心軸方向に積分して
求める必要がある。
【０２３７】
【数２７】 ここで、燃料集合体核特性計算コード及びγ線輸送計算
で行われる固定式ガンマサーモメータ（ＧＴ）４４への
実際のγ線発熱量の計算は炉心軸方向に一様なγ線源の
分布つまり一様な軸方向出力分布を想定して算出された
ものであり、それを基に（２１）式を再定義すると、
【数２８】 で表わされる。
【０２３８】一方、図２２からγ線発熱量は、約２３cm
以上遠い炉心軸方向からの寄与は無視出来る事が分か
る。一般的なＢＷＲにおいては、炉心３は例えば２４ノ
ードに分割され、１ノードがほぼ６インチ（１５cm）で
ある。したがって、γ線発熱量の検出には、直接隣接す
るノードと更に１ノード遠い隣接ノードを考えれば十分
である。
【０２３９】今、仮に固定式γ線発熱検出器３５を炉心
３の軸方向ノードの中央に位置するように定めれば、図
２３に示すようにＧＴセンサー部であるγ線発熱検出器
３５の存する軸方向ノードと上下両側に隣接するノード
を考慮するだけで良く、且積分範囲も上下同じ長さに出
来るので、関係式が単純になる。上述した（１７）式が
この場合の例である。
【０２４０】これに対し固定式ガンマサーモメータ（Ｇ
Ｔ）４４のＧＴセンサ部である固定式γ線発熱検出器
（ＧＴ検出器）３５が炉心３の軸方向ノードの軸方向中
央に無い場合は、図２４に示すように表わされ、隣接ノ
ード以外のγ線発熱量Ｗの影響も受ける。したがって、
図２５に示すように、一旦仮の軸方向ノード中央のセン
サ読み値を計算して、更に実際のセンサー位置の読み値
に内挿して求める事が必要であり、それに比較すればγ
線発熱検出器３５が軸方向ノード中心に配置されるとγ
線発熱量の検出がより簡単である。
【０２４１】本実施形態に示すように、固定式ガンマサ
ーモメータ４４のγ線発熱検出器（ＧＴセンサー部）３
５の炉心軸方向位置をノードの軸方向中央と一致させる
事はＧＴ４４の存在するあるノードと上下に隣接するノ
ードのノード平均出力との多項式に簡略化出来る。
【０２４２】
【数２９】
【０２４３】なお、燃料スペーサの炉心軸方向位置をノ
ードの軸方向中央位置に一致させると、燃料スペーサに
よる炉心軸方向中性子束の凹部の影響が、ノード平均中
性子束、ノード平均出力分布の計算結果にのみ影響し、
隣接ノードへの影響配分を３次元ＢＷＲシミュレータ計
算コードに相関式として用意せずとも済むので好都合で
ある。
【０２４４】本実施形態の原子炉出力分布監視システム
においては、原子炉核計装システム３０を構成する炉内
核計装集合体３２の固定式中性子検出器３４およびγ線
発熱検出器３５が共に燃料軸方向ノード分割のノード中
心に配置した例である。固定式中性子検出器３４がノー
ド中心に無い場合は、炉心軸方向の隣接ノードの読み値
のγ線発熱量分布から内挿して補正しなければならず、
面倒であった。
【０２４５】また、γ線発熱検出器３５は検出器位置に
寄与するγ線源、つまり出力分布は１５cm以内は有為な
割合で寄与するので、γ線発熱検出器３５が軸方向ノー
ド約１５cm高さの中央に配置されたとしても、上下の隣
接ノードの出力分布の影響を受ける。隣接ノードからの
出力分布の影響はγ線発熱検出器３５からの設置距離ｚ
のイクスポネンシャルに近い関数で級数的に減衰する。
したがって、γ線発熱検出器３５が軸方向ノードの中心
に無い場合は、γ線発熱検出器３５が存在するノード及
び隣接ノード内での軸方向出力分布の軸方向非対称な重
み分布で読み値を算出する必要があり、逆にγ線発熱検
出器３５の読み値から周囲の出力分布に換算する場合に
は計算が楽なように軸方向に内挿または外挿してノード
中心の読み値を算出する必要がある。
【０２４６】本実施形態の原子炉核計装システムでは、
γ線発熱検出器３５を軸方向ノードの中心に配する様に
する事で、全てのγ線発熱検出器３５の設置位置につい
てこの相関式内の隣接ノードの重みが同じに出来るので
簡単になり、精度が向上する。
【０２４７】さらに燃料スペーサの軸方向配置も軸方向
ノードの中心に一致させると、３次元核熱水力シミュレ
ーション計算モデルにおける中性子束の軸方向歪みが、
ノード中心で最大になり、ほぼ当該ノードの平均化され
たデータの置き換えだけで燃料スペーサの軸方向効果が
考慮出来るので、３次元核熱水力シミュレーション計算
モデルにおける中性子束の軸方向歪みの計算精度が向上
する。
【０２４８】
【発明の効果】以上に述べたように本発明に係る原子炉
核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布
監視システムおよび原子炉出力分布監視方法において
は、可動型中性子検出器またはγ線検出器等の移動型測
定装置を不要とし、固定式原子炉核計装検出器だけを用
いて炉心の軸方向出力分布を精度よく能率的に算出し、
実測値を反映した信頼性の高い炉心出力分布計算結果を
得ることができる。
【０２４９】また、本発明に係る原子炉核計装システ
ム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システム
および原子炉出力分布監視方法においては、移動型測定
装置を不要として移動型測定装置の牽引装置、駆動装置
等の大掛りな機械的駆動装置を省略でき、構造の簡素化
を図るとともにメンテナンス作業時の被曝問題を軽減あ
るいは不要にしたものである。
【０２５０】請求項１に係る発明においては、炉内核計
装集合体（原子炉出力分布測定装置）を核計装管内に収
容された固定式中性子検出器集合体と固定式ガンマサー
モメータで構成したので、可動型中性子検出器あるいは
γ線検出器を不要にでき、移動型測定装置の牽引装置、
駆動装置等の大掛りな機械的駆動操作装置を不要にし、
構造の簡素化やメンテナンス作業の簡素化を図ることが
できる。
【０２５１】また、請求項１および４に係る発明におい
ては、固定式ガンマサーモメータの各固定式γ線発熱検
出器を炉心軸方向に分散配置された固定式中性子検出器
と少なくとも同じ炉心軸方向位置に配置したので、ドリ
フトの少ないγ線発熱検出器の読み値で固定式中性子検
出器の出力レベルの調整（利得調整）を行なうことがで
き、固定式中性子検出器の出力レベル調整をプロセス制
御計算機の計算による炉心出力分布計算結果を用いずと
も行えるので、安全保護系の一部を構成する固定式中性
子検出器集合体（出力領域局所出力検出器）の個々のド
リフト等による感度変化を、信頼性良く較正出来る。
【０２５２】請求項２および３に係る発明においては、
原子炉出力分布測定装置に移動型測定装置やその牽引装
置、駆動装置等の機械的駆動装置が不要となり、構造の
簡素化が図れ、原子炉出力分布監視装置と可動部分を不
要としたので、メンテナンス作業が簡素化される一方、
固定式ガンマサーモメータを採用したので、そのメンテ
ナンスフリー化を図ることができる。
【０２５３】請求項５に係る発明においては、固定式中
性子検出器Ｎ個と同じ数、同じ炉心軸方向位置に固定式
γ線発熱検出器を配置し、（Ｎ−１）個の固定式γ線発
熱（ＧＴ）検出器を前記Ｎ個の中間位置に配置する事に
よって、より炉心軸方向に多数のＧＴ検出器信号を得、
請求項４および５に記載の発明よりも炉心軸方向出力分
布測定精度を上げる事が出来る。
【０２５４】請求項６に係る発明においては、請求項５
の発明のγ線発熱検出器の炉心軸方向配置に加えて、さ
らに最下段の固定式中性子検出器より下方にγ線発熱検
出器を配置するので、燃料有効長をほぼ均等にカバーし
てγ線発熱検出器を配置することができ、実測値と計算
値の差分の外挿量が減るので、燃料有効部上端近傍より
出力が高い下端近傍のノード出力がより高精度に炉心出
力分布の測定結果から算出することができる。
【０２５５】請求項７に係る発明においては、請求項５
の発明のγ線発熱検出器の炉心軸方向配置に加えて、さ
らに最上段の固定式中性子検出器より上方および最下段
の固定式中性子検出器よりの下方に、γ線発熱検出器を
それぞれ配置するので、燃料有効長をほぼ均等にカバー
してγ線発熱検出器を配置する事になり、外挿量が減る
ので、上下端のノード出力がより高精度に炉心出力分布
測定結果から算出することができる。
【０２５６】請求項８に係る発明においては、請求項５
乃至７記載の固定式γ線発熱検出器の配置位置に加え
て、γ線発熱検出器を最下段の固定式中性子検出器より
０．２５Ｌの距離上方の位置にも追加配置したものであ
る。この追加位置は、最近の高燃焼度８×８燃料または
高燃焼度９×９燃料の炉心において、炉心軸方向で最大
出力ピーキングが生じやすい位置である点に着目し、こ
の位置に固定式γ線発熱検出器を配すると、最大線出力
密度を生じ易い炉心位置で精度良く出力分布監視が出
来、出力分布測定精度が向上する。特に請求項７の発明
に組み合わせると、炉心軸方向に配置できるガンマ線発
熱検出器の数が機械設計的に制限される場合に、制限さ
れた数の中で炉心出力分布精度の向上を図る点から最適
化させ得る利点がある。
【０２５７】請求項９に係る発明は、固定式中性子検出
器およびγ線発熱検出器が共に原子炉出力分布算出装置
で用いられる３次元核熱水力計算コードにおける燃料軸
方向ノード分割のノード中心に配置することで、全ての
γ線発熱検出器位置について隣接ノードの重みが同じに
出来るので炉心出力分布計算が簡単になり、測定精度が
向上する。
【０２５８】固定式中性子検出器がノード中心に無い場
合は、軸方向の隣接ノードの読み値中性子束分布から実
際の軸方向位置に内挿して補正していた。また、γ線発
熱検出器は検出器の位置に寄与するγ線源、つまり出力
分布は１５cm以内は有為な割合で寄与するので、γ線発
熱検出器が軸方向ノード約１５cm高さの中央に配された
としても、上下の隣接ノードの出力分布の影響を受け
る。その影響は検出器からの距離ｚのイクスポネンシャ
ルに近い関数で減衰する。したがって、γ線発熱検出器
が炉心軸方向ノードの中心に無い場合は、γ線発熱検出
器が存在するノード及び隣接ノード内での軸方向の出力
分布の軸方向非対称な重み分布で読み値を算出する必要
があり、逆にγ線発熱検出器の読み値から周囲の出力分
布に換算する場合には計算が楽なように軸方向に内挿ま
たは外挿してノード中心の読み値を算出する必要があ
る。
【０２５９】請求項１０に係る発明においては、燃料ス
ペーサの炉心軸方向配置も軸方向ノードの中心に一致さ
せたので、３次元核熱水力シミュレーション計算コード
における燃料スペーサによる中性子束の軸方向歪みが、
ノード中心で最大になり、ほぼ当該ノードの平均化され
たデータの置き換えだけで燃料スペーサによる中性子束
の局所的歪み効果が考慮出来るので、３次元核熱水力シ
ミュレーション計算モデルにおける中性子束の軸方向歪
みの計算精度を向上させることができる。
【０２６０】請求項１１に係る発明においては、固定式
中性子検出器の信号出力の較正を炉心軸方向の同一レベ
ルに存するγ線発熱検出器信号から算出したγ線発熱量
を用いて直接行うことによって、３次元核熱水力シミュ
レーション計算コードが装荷されている出力分布算出装
置を介さずに高速で信頼性高く固定式中性子検出器から
の信号出力の較正を精度よく行なうことができる。
【０２６１】請求項１２に係る発明においては、燃料ス
ペーサによるノード出力の影響を評価した３次元核熱水
力計算コードを用いて炉心出力分布計算を行ない、最初
から炉心軸方向の計算された炉心出力分布に凹凸を有し
ているので、出力ピーク値の過大評価補正や燃料スペー
サのあるノード出力の過大評価補正の不具合を解消で
き、炉心出力分布を精度よく正確に学習補正でき、信頼
性の高い炉心出力分布を得ることができる。
【０２６２】請求項１３に係る発明においては、γ線発
熱検出器が少なくとも前記固定式中性子検出器の軸方向
個数と同じでかつ同じ軸方向位置に配置されているの
で、ドリフトの少ないγ線発熱検出器の読み値で固定式
中性子検出器の出力レベルの調整（利得調整）を行うこ
とができ、この出力レベル調整にプロセス計算機の計算
による軸方向出力分布計算結果を用いずとも行なうこと
ができ、安全保護系の一部を構成する固定式中性子検出
器集合体（出力領域局所出力検出器）の個々のドリフト
等による感度変化を、信頼性良く較正出来る。
【０２６３】また、固定式ガンマサーモメータ（ＧＴ）
は炉心部に固定して配置され、炉心内の各γ線発熱検出
器（ＧＴ検出器）のスキャンは、ＴＩＰのように機械的
な移動を伴うことがなく、電子的なデータの読み取り及
びγ線発熱への電子回路による換算だけで行え、極めて
短時間の所要時間（例えば５分乃至１０分）で行え、更
に１回／日または１回／時間のような高頻度に固定式中
性子検出器（ＬＰＲＭ検出器）の較正が可能になる。そ
の場合に、ＬＰＲＭ検出器の信号レベルをＧＴのγ線発
熱量（ぼぼＧＴ周囲のノード平均出力に比例し、核計装
管側コーナー燃料棒の局所出力分布には余り大きくは依
存しない）換算量に較正すると、安全保護系の入力信号
が局所出力に比例し、かつプロセス制御計算機に内蔵さ
れている３次元核熱水力シミュレーション計算モデルに
よる炉心出力分布計算結果に依存しない良い局所平均出
力への較正を簡単に行なうことができる。
【０２６４】また、請求項１３に係る発明と請求項５，
６または７とを組み合せることにより、固定式中性子検
出器の配置数と同じ数、同じ軸方向位置に固定式γ線発
熱検出器を配置し、さらに固定式中性子検出器内の炉心
軸方向中間位置に少くとも固定式γ線発熱検出器をそれ
ぞれ配置したので、炉心軸方向により多数のγ線発熱検
出器（ＧＴ検出器）信号を得て、炉心軸方向の出力分布
測定精度を向上させることができる。
【０２６５】請求項１３に係る発明と請求項９とを組み
合せることにより、原子炉出力分布測定装置における複
数の固定式γ線発熱検出器が、請求項５，６または７に
記載の位置に加えて、最下段の固定式中性子検出器より
上方０．２５Ｌの位置にも追加配置したものであり、こ
の位置に固定式γ線発熱検出器を配すると、最大線出力
密度を生じ易い炉心位置で精度良く出力分布監視が出
来、炉心出力分布測定精度が向上する。
【０２６６】請求項１３に係る発明と請求項９とを組み
合せると、固定式中性子検出器およびγ線発熱検出器が
共に燃料軸方向ノード分割のノード中心に配置すること
により、全てのγ線発熱検出器位置について上下の隣接
ノードのγ線発熱量の重みが同じに出来るので炉心出力
分布の測定が簡単になり、測定精度が向上する。
【０２６７】請求項１３に係る発明と請求項１１とを組
み合せると、固定式中性子検出器の信号出力の較正を軸
方向の同一レベルに存するγ線発熱検出器信号から算出
したγ線発熱量を用いて直接行うことによって、３次元
核熱水力計算コードが装荷されている出力分布算出装置
を介さずに高速で信頼性高く較正できる。
【０２６８】請求項１４に係る発明においては、原子炉
出力分布算出装置は、出力分布算出モジュールで燃料ス
ペーサによるノード出力の影響を評価した３次元核熱水
力計算コードを物理モデルとして内蔵したプロセス制御
計算機を用いて炉心出力分布を計算し、この計算された
炉心出力分布結果を出力分布学習モジュールで原子炉核
計装システムからの実測データと比較することにより、
実測データを反映した炉心出力分布を精度よく効率的に
得ることができる。
【０２６９】請求項１５に係る発明においては、γ線発
熱検出器の応答を出力分布算出装置で計算するにおい
て、ガンマ線の飛程が熱中性子より長いことを考慮し
て、検出器の存する軸方向ノードだけでなく隣接する上
下ノードからの寄与も考慮することにより、最小限の計
算で出力分布算出精度が向上する。
【０２７０】請求項１６に係る発明においては、燃料ス
ペーサによるノード出力の影響を評価した３次元核熱水
力計算コードを用いて炉心現状データ測定手段からの炉
心現状データから炉心出力分布を計算し、計算コードで
炉心出力分布結果からγ線発熱量のシミュレーション計
算値を得、この計算値を原子炉核計装システムの各測定
位置からのガンマ線発熱量の測定値と比較し、計算した
炉心出力分布または中性子束分布を各ノードに比例配分
で補正したので、測定値に対応した信頼性の高い炉心出
力分布を精度よく正確に計算することができる。
【０２７１】請求項１７に係る発明においては、３次元
核熱水力計算コードが、燃料スペーサによる、当該ノー
ドの出力影響効果を評価出来るようにしたので、最初か
ら燃料スペーサによる軸方向出力分布の凹凸を有してお
り、ノード出力の過小評価補正や過大評価補正の不具合
を無くすことができる。
【０２７２】請求項１８に係る発明においては、炉心軸
方向の出力分布を、全ノード数より少ないノード位置か
らの軸方向測定データでγ線発熱量を求めればよく、全
てのノードの出力分布を測定しなくても、信頼性の高い
炉心出力分布を測定することができる。
【０２７３】請求項１９に係る発明においては、ガンマ
線発熱検出器の読み値で固定式中性子検出器の出力レベ
ル調整を行なうことができ、固定式中性子検出器による
中性子束測定感度の劣化を簡単かつ容易に短時間で較正
することができる。
【０２７４】請求項２０に係る発明においては、γ線発
熱検出器の応答を出力分布算出装置で計算する際、ガン
マ線の飛程が熱中性子より長いことを考慮して、γ線発
熱検出器の存する炉心軸方向ノードだけでなく隣接する
上下ノードからのγ線発熱量寄与も考慮することによ
り、最小限の計算で出力分布算出精度を向上させること
ができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉出力分布監視システムの実
施形態の概要を示すブロック構成図。
【図２】本発明に係る原子炉核計装システムの第１実施
形態を示すもので、原子炉核計装システムの原子炉出力
分布測定装置の検出器配置例を示す一部切欠き斜視図。
【図３】図２に示された原子炉出力分布測定装置の検出
器配置例を示す一部切欠き正面図。
【図４】図２に示された原子炉出力分布測定装置に備え
られる固定式ガンマサーモメータを破断して示す斜視
図。
【図５】図４に示された固定式ガンマサーモメータの構
造例を示す部分的な縦断面図。
【図６】（Ａ）は本発明に係る原子炉核計装システムに
備えられる原子炉出力分布測定検出器の配置例を示す
図、（Ｂ）は上記原子炉出力分布測定検出器に備えられ
る固定式ガンマサーモメータのγ線発熱を測定する原理
を示す説明図およびγ線発熱の温度分布図。
【図７】原子炉の炉心軸方向出力分布の比較特性曲線図
であり、本発明に係る原子炉核計装システムの一実施形
態で採用されるスペーサモデルを有した３次元核熱水力
計算コードとスペーサモデルを内蔵しない従来の３次元
核熱水力計算コードの場合のガンマサーモメータによる
学習補正結果を示す燃料集合体の軸方向出力分布の比較
図。
【図８】図７のＡ部を拡大して示すもので、スペーサモ
デルを有しない場合の学習補正の過大補正効果を示す説
明図。
【図９】図７のＡ部を拡大して示すもので、スペーサモ
デルを有する場合の学習補正の効果を示す説明図。
【図１０】本発明に係る原子炉出力分布監視システムの
原子炉出力分布算出装置に備えられる出力分布算出モジ
ュールと出力分布補正モジュールの炉心出力分布計算お
よび学習の流れを示す図。
【図１１】本発明に係る原子炉核計装システムを沸騰水
型原子炉の３次元核熱水力計算コード（修正一群コード
の例）に適用したフローチャートを示す図。
【図１２】本発明に係る原子炉核計装システムの第２実
施形態を示すもので、原子炉出力分布測定検出器（炉内
核計装集合体）の検出器配置例を示す一部切欠き斜視
図。
【図１３】図１２に示された原子炉出力分布測定検出器
の検出器配置例を示す一部切欠き正面図。
【図１４】本発明に係る原子炉核計装システムの第３実
施形態を示すもので、原子炉出力分布測定検出器の検出
器配置例を示す一部切欠き斜視図。
【図１５】図１４に示された原子炉出力分布測定検出器
の検出器配置例を示す一部切欠き正面図。
【図１６】本発明に係る原子炉核計装システムの第４実
施形態を示すもので、原子炉出力分布測定検出器の検出
器配置例を示す一部切欠き斜視図。
【図１７】図１６に示された原子炉出力分布測定検出器
の検出器配置例を示す一部切欠き正面図。
【図１８】本発明に係る原子炉核計装システムの第５実
施形態を示すもので、原子炉出力分布測定検出器の検出
器配置例を示す一部切欠き斜視図。
【図１９】図１８に示された原子炉出力分布測定検出器
の検出器配置例を示す一部切欠き正面図。
【図２０】本発明に係る原子炉核計装システムの第６実
施形態を示すもので、原子炉出力分布測定検出器の検出
器配置例を示す一部切欠き斜視図。
【図２１】図２０に示された原子炉出力分布測定検出器
の検出器配置例を示す一部切欠き正面図。
【図２２】本発明に係る原子炉核計装システムに備えら
れるガンマサーモメータ（ＧＴ）へのγ線発熱のγ線面
源からの距離の効果説明図。
【図２３】ガンマサーモメータのγ線発熱検出器（ＧＴ
検出器）をノード中心に設置した場合における隣接ノー
ドからのγ線発熱量（ノード出力）の寄与割合を説明す
る図。
【図２４】ガンマサーモメータのγ線発熱検出器をノー
ド中心に設置しない場合の隣接ノードからのγ線発熱量
（ノード出力）の寄与割合を説明する図。
【図２５】ガンマサーモメータ（ＧＴ）が燃料軸方向ノ
ードの中心に位置しない場合のＧＴ応答の求め方を示す
説明図。
【図２６】従来の原子炉出力分布監視システムの概要を
示すブロック構成図。
【図２７】従来の原子炉核計装システムに備えられる原
子炉出力分布測定検出器として固定式中性子検出器集合
体（ＬＰＲＭ）と移動型中性子検出器を組み合せた例を
示す図。
【図２８】従来の原子炉核計装システムに備えられる原
子炉出力分布測定検出器として固定式中性子検出器集合
体と移動型γ線検出器を組み合せた例を示す図。
【符号の説明】
１ 原子炉格納容器 ２ 原子炉圧力容器 ３ 炉心 ４ 燃料集合体 ５ 制御棒 ３０ 原子炉核計装システム ３１ 原子炉出力分布算出装置（炉心性能監視装置） ３２ 炉内核計装集合体（原子炉出力分布測定検出器） ３３ 核計装管 ３４ 固定式中性子検出器（固定式中性子検出手段、Ｌ
ＰＲＭ検出器） ３５ 固定式γ線発熱検出器（固定式γ線検出手段、ガ
ンマサーモメータ） ３７ 中性子検出器集合体（ＬＰＲＭ） ３８ 信号ケーブル ３９ ペネトレーション部 ４０ 信号処理装置（出力領域検出器信号処理装置） ４１ 出力領域中性子束測定系 ４４ ガンマサーモメータ ４５ 信号ケーブル ４６ ペネトレーション部 ４８ ガンマサーモメータ信号処理装置 ５０ ガンマサーモメータ出力分布測定系 ５２ 炉心現状データ測定装置 ５３ ペネトレーション部 ５４ 信号ケーブル ５５ 現状データ処理装置 ５６ プロセスデータ測定系 ５８ 出力分布算出モジュール ５９ 出力分布学習モジュール（出力分布補正モジュー
ル） ６０ 入出力装置（表示装置） ６２ カバーチューブ（ジャケットチューブ） ６３ コアーチューブ ６４ 環状空隙部 ６５ 内部孔 ６６ ケーブルセンサ組立体 ６７ 内蔵ヒータ（棒状発熱体、シーズヒータ） ６８ 熱電対（温度センサ、シーズ熱電対） ６９ 電気絶縁層 ７０ 金属被覆管 ７２ ヒータ線 ７３ 電気絶縁層 ７４ 金属被覆層 ７５ 熱電対素線 ７６ 電気絶縁層 ７７ 金属被覆層

Claims (20)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 原子炉の炉心に装荷される多数の燃料集
    合体間の間隙に複数の炉内核計装集合体を配置し、上記
    炉内核計装集合体は、複数個の固定式中性子検出器を炉
    心軸方向に分散配置した固定式中性子検出器集合体と、
    上記固定式中性子検出器と少なくとも同じ炉心軸方向位
    置に固定式γ線発熱検出器を配置した固定式ガンマサー
    モメータとを有することを特徴とする原子炉核計装シス
    テム。
  2. 【請求項２】 原子炉核計装システムは、出力領域中性
    子束測定装置とガンマサーモメータ出力分布測定装置と
    から構成され、上記出力領域中性子束測定装置は、原子
    炉炉心に配置される固定式中性子検出器集合体とその信
    号処理装置とを備える一方、前記ガンマサーモメータ出
    力分布測定装置は原子炉炉心に配置される固定式ガンマ
    サーモメータとその信号処理装置とを備え、前記原子炉
    核計装システムの検出器群を炉内核計装集合体に一体的
    に収納し、この炉内核計装集合体で各測定点における中
    性子束およびγ線発熱を測定した請求項１に記載の原子
    炉核計装システム。
  3. 【請求項３】 原子炉核計装システムは、細長い長尺棒
    状構造の炉内核計装集合体を備え、上記炉内核計装集合
    体の固定式中性子検出器集合体に信号ケーブルを介して
    接続された出力領域検出器信号処理装置と、上記炉内核
    計装集合体の固定式ガンマサーモメータに信号ケーブル
    を介して接続されたガンマサーモメータ信号処理装置と
    を有する請求項１に記載の原子炉核計装システム。
  4. 【請求項４】 炉内核計装集合体の固定式中性子検出器
    集合体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性子
    検出器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固定
    式ガンマサーモメータは上記固定式中性子検出器と炉心
    軸方向配置数が同数でかつ同じ炉心軸方向位置に固定式
    γ線発熱検出器が配置された請求項１ないし３のいずれ
    かに記載の原子炉核計装システム。
  5. 【請求項５】 炉内核計装集合体の固定式中性子検出器
    集合体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性子
    検出器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固定
    式ガンマサーモメータは、炉心軸方向に（２Ｎ−１）個
    の固定式γ線発熱検出器が配置され、上記固定式γ線発
    熱検出器の（２Ｎ−１）個のうちＮ個が前記固定式中性
    子検出器と同じ炉心軸方向位置に、残りの（Ｎ−１）個
    が前記固定式中性子検出器間の炉心軸方向中間位置にそ
    れぞれ配置された請求項１ないし３のいずれかに記載の
    原子炉核計装システム。
  6. 【請求項６】 炉内核計装集合体の固定式中性子検出器
    集合体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性子
    検出器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固定
    式ガンマサーモメータは、炉心軸方向に２Ｎ個の固定式
    γ線発熱検出器が配置され、上記固定式γ線発熱検出器
    の２Ｎ個のうちＮ個が前記固定式中性子検出器と同じ炉
    心軸方向位置に、残りの（Ｎ−１）個が前記固定式中性
    子検出器間の炉心軸方向中間位置に配置され、さらに残
    りの１個が前記固定式中性子検出器の最下段位置より下
    方の炉心軸方向燃料有効部内に、炉心軸方向有効部端か
    ら１５cm以上離れてそれぞれ配置された請求項１ないし
    ３のいずれかに記載の原子炉核計装システム。
  7. 【請求項７】 炉内核計装集合体の固定式中性子検出器
    集合体は、炉心軸方向にＮ個（Ｎ≧４）の固定式中性子
    検出器が所定の間隔をおいて分散配置される一方、固定
    式ガンマサーモメータは、炉心軸方向に（２Ｎ＋１）個
    の固定式γ線発熱検出器が配置され、上記固定式γ線発
    熱検出器の（２Ｎ＋１）個のうちＮ個が前記固定式中性
    子検出器と同じ炉心軸方向位置に、残りの（Ｎ−１）個
    が前記固定式中性子検出器間の炉心軸方向中間位置に配
    置され、さらに残りの１個が前記固定式中性子検出器の
    最下段位置より下方の炉心軸方向燃料有効部内に、最後
    の１個が前記固定式中性子検出器の最上段位置より上方
    の炉心軸方向燃料有効部内に、炉心軸方向燃料有効部端
    から１５cm以上離れてそれぞれ配置された請求項１ない
    し３のいずれかに記載の原子炉核計装システム。
  8. 【請求項８】 固定式ガンマサーモメータは、固定式中
    性子検出器内の軸方向配置間隔をＬとしたとき、固定式
    中性子検出器の最下段位置より上方に、Ｌ／４の位置に
    配置した請求項５乃至７のいずれかに記載の原子炉核計
    装システム。
  9. 【請求項９】 原子炉の炉心を炉心軸方向にノード分割
    したとき、固定式中性子検出器の炉心軸方向位置および
    固定式γ線発熱検出器の炉心軸方向位置を各ノードの中
    央にそれぞれ一致させた請求項１乃至８のいずれかに記
    載の原子炉核計装システム。
  10. 【請求項１０】 原子炉の炉心を炉心軸方向にノード分
    割したとき、燃料スペーサを炉心軸方向のノード中心に
    配置した請求項１乃至９のいずれかに記載の原子炉核計
    装システム。
  11. 【請求項１１】 固定式中性子検出器集合体を構成する
    各固定式中性子検出器は、同じ炉心軸方向位置に配置さ
    れた固定式γ線発熱検出器で較正可能に配置され、各固
    定式中性子検出器は同じ炉心軸方向位置のγ線発熱検出
    器信号から求められるγ線発熱に換算された量に一致す
    るように較正された請求項１乃至１０のいずれかに記載
    の原子炉核計装システム。
  12. 【請求項１２】 原子炉炉心の現状データ測定手段から
    の炉心現状データに基き、燃料スペーサによるノード出
    力の影響を評価した３次元核熱水力計算コードにより中
    性子束分布計算を介して炉心出力分布を算出する原子炉
    出力分布算出装置と、前記原子炉炉心に配置された固定
    式の原子炉核計装システム検出器からの実測データで出
    力領域の炉出力分布を測定する原子炉核計装システムと
    を有し、前記原子炉出力分布算出装置は、原子炉炉心を
    炉心軸方向に複数のノードに分割してノード出力を算出
    する一方、燃料スペーサを有するノードについては、燃
    料スペーサによるノード出力への影響を考慮した出力分
    布計算を行なうように設定したことを特徴とする原子炉
    出力分布監視システム。
  13. 【請求項１３】 原子炉核計装システムは、固定式中性
    子検出器集合体と固定式ガンマサーモメータを核計装管
    内に収容した炉内核計装集合体を有し、上記炉内核計装
    集合体は、炉心軸方向に複数個の固定式中性子検出器が
    分散配置される一方、前記固定式ガンマサーモメータ
    は、前記固定式中性子検出器と少なくとも同じ炉心軸方
    向位置に配置された固定式γ線発熱検出器を備えた請求
    項１２に記載の原子炉出力分布監視システム。
  14. 【請求項１４】 原子炉出力分布算出装置は、現状デー
    タ測定手段からの炉心現状データを入力し、燃料スペー
    サによるノード出力の影響を評価した３次元核熱水力計
    算コードにより、炉心内の中性子束分布、出力分布、熱
    的運転制限値に対する余裕等の炉心出力分布を算出する
    出力分布算出モジュールと、この算出モジュールからの
    炉心出力分布計算結果を入力するとともに、この計算結
    果を前記原子炉核計装システムからの実測データを参照
    し、実測データを反映した炉心出力分布補正量を得る出
    力分布学習モジュールと、表示装置を備えた入出力装置
    とから構成された請求項１２または１３に記載の原子炉
    出力分布監視システム。
  15. 【請求項１５】 固定式ガンマサーモメータのγ線発熱
    検出器のγ線発熱量を求めたい炉心軸方向ノードをＫと
    するとき、炉心軸方向ノードＫの上下に隣接するノード
    Ｋ−１およびＫ＋１からのγ線発熱量の寄与を重み相関
    関数で加算し、各γ線発熱検出器の炉心軸方向位置にお
    けるγ線発熱量を算出するようにした請求項１２乃至１
    ４のいずれかに記載の原子炉出力分布監視システム。
  16. 【請求項１６】 炉心現状データ測定手段からの炉心現
    状データを原子炉出力分布算出装置に入力し、この原子
    炉出力分布算出装置で、燃料スペーサによるノード出力
    の影響を評価した３次元核熱水力計算コードを用いて中
    性子束分布計算を介して炉心出力分布を計算し、計算し
    た炉心出力分布の結果からガンマ線発熱量のシミュレー
    ション計算を得、この計算値と原子炉核計装システムか
    らのガンマ線発熱量の測定値との差分を出力分布学習モ
    ジュールで所要の測定位置毎に差分補正量として求め、
    さらに軸方向に差分補正量を内外挿して各軸方向ノード
    の差分補正量を得、この差分補正量に適合するように前
    記計算した炉心出力分布または中性子束分布を核計装管
    周囲の各ノードに比例配分で補正して炉心出力分布を補
    正算出し、監視することを特徴とする原子炉出力分布監
    視方法。
  17. 【請求項１７】 ３次元核熱水力計算コードを用いて炉
    心出力分布を計算する際、既知の炉心軸方向ノード位置
    に設置された燃料スペーサによる中性子束の局所的な歪
    みを考慮したノード出力から炉心出力分布を求める請求
    項１６に記載の原子炉出力分布監視方法。
  18. 【請求項１８】 原子炉炉心に装荷される燃料を炉心軸
    方向に複数のノードに分割したとき、全ノード数より少
    ない炉心軸方向ノード位置のガンマ線発熱量を固定式ガ
    ンマサーモメータで測定する請求項１６または１７に記
    載の原子炉出力分布監視方法。
  19. 【請求項１９】 固定式ガンマサーモメータの各ガンマ
    線発熱検出器を、炉心軸方向に分散配置された固定式中
    性子検出器と少なくとも同じ炉心軸方向位置に配置し、
    ガンマ線発熱検出器の読み値で固定式中性子検出器の出
    力レベル調整を行なう請求項１８に記載の原子炉出力分
    布監視方法。
  20. 【請求項２０】 固定式ガンマサーモメータの検出器の
    γ線発熱量を求めたい炉心軸方向ノードをＫとすると
    き、炉心軸方向ノードＫの上下に隣接するノードＫ−１
    およびＫ＋１からのγ線発熱量の寄与を重み相関関数で
    加算し、各γ線発熱検出器の炉心軸方向位置におけるγ
    線発熱量を算出する原子炉出力分布監視方法。
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