JPS5948694A - 核燃料電力発生装置において予期せぬ臨界状態への接近を検出する方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 発明の分野 本発明は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）及び沸騰木型原子
炉（ＢＷＲ）核燃料電力発生装置において予期せずに臨
界状態に接近するのを検出し、且つ、これを終了させる
ために、自動的に応答したり、オペレータが応答するこ
とのできる警報を発する方法に関するものである。これ
は、停止中のｐｗ月とおいて予期しないホウ素の希釈化
を検出することに特に応用できる。

従来技術の説明 停止した原子炉は臨界未満状態にとどまって、予期せず
に臨界状態に戻らないということが肝要である。このよ
うな事故は、例えば複雑な制御システムにおける素子の
故障、あるいはオペレータによる不注意な作業によって
生じることがある。いずれの場合にも、その間に原子炉
は時間に対して指数関数的に臨界状態に接近するので、
オペレータがそれを検出して原子炉の前で適切な動作を
するのが非常に困難である。この状況は、原子炉が停止
しているとき存在する停止マージン（臨界状態までの反
応度の割合）が比較的小さい場合には更に困難なものと
なる０炉心停止マージン状態は、中性子束を監視するこ
とによって監視される。しかしながら、低い中性子計数
率での中性子束計数率は、はとんど若しくは全熱活動し
ていない期間に頻繁に生じる中性子バーストによって変
動してしまう。才た、低い計数率に対する中性子束検出
器の信号レベルは、存在するかなりの雑、音信号に比較
して低く、さらに、検出器からの処理信号が中性子計数
率の対数であって線形関数ではないということを考慮す
ると、臨界状態への予期せぬ接近を初期に検出し、そし
て同時に、本当でない偽警報を避けることは非常に困難
であるということが認められる。

核分裂過程で放出される中性子の吸収を制御することに
より原子炉反応度を調整するために炉心５こ挿入され、
かつそこから引き抜かれる制御棒を、ＢＷＲ及びＰＷＲ
の両方とも利用している。

更に、ＰＷＲは、棒制＃さ関連して反応度を調整するた
めに、原子炉冷却水中にホウ素、並びに中性子吸収体、
を溶解させている。実際のところ、反応度に詔ける長時
間変化は通常、ホウ素制御システム（系統）により確立
される◇原子炉が出力状態に進むとき、原子炉冷却水中
のホウ素濃度は、制御された割合で希釈される。同様に
、原子炉が停止しているとき、停止マージンを確立する
た゛めにホウ素濃度を増加させる。

燃料交換（装入）動作中、使用済み燃料アセンブリを炉
心から取り除き、かつ新しい燃料アセンブリと取り換え
る一方、原子炉容器は高濃度ホウ素水で満たされる◇ ホウ素制御システムは、多数のタンク、パイプ、弁、及
び制御装置を含み、以て反応度挿入を調整するため、ま
た燃料交換中に使用するためホウ酸及び新鮮な水から、
調整された濃度のホウ素水をつくる。燃料交換用貯水タ
ンク内の高濃度ホウ素水は、所定の限界動作パラメータ
に近づくとき正常な制御システムが原子炉を停止させる
ことができない場合に、安全注入システムに使用するた
めにも利用できる。

正常な運転状態においては、原子炉冷却材システム内の
ホウ素濃度が精密に制御されるが、素子の故障又は不注
意なオペレータ操作により前述したような予期せぬ希釈
化が起こる可能性がある。もしこれが、原子炉が出力状
態にあるか、あるいは起動中に起こるならば、高中性子
束原子炉トリップ及び棒挿入限界警報のような現在備わ
っている防護システムｐは、オペレータにこの状態につ
いて瞥報し、かつある場合には、修正動作を開始させる
。燃料交換中の不注意な希釈化は、その希釈水が流れる
弁を閉塞、ロックし、それによって、原子炉冷却材シス
テムを分離することによって防止される。

現在のどんな原子炉防護システムも、原子炉が停止して
いるとき、原子炉が臨界状態になるのを適時防止するた
めに、不注意なホウ素希釈を検出するのには適していな
い。原子炉出力が増加するとき燃料温度上昇のような競
合効果により原子炉は臨界未満状態になり、それから臨
界状態と臨界未満との間で振動するので、ホウ素希釈に
より予期せずに臨界状態になることは、まったく許容で
きないものではないが、これらの状態間に発生した過渡
圧力は許容できないものではない。

発明の目的 本発明の主たる目的は原子炉が臨界状態に接近するのを
゛検出することである。

発明の構成 上記目的を達成するための本発明の技術的手段は、広義
に言えば、核燃料電力発生装置において予期せぬ臨界状
態への接近を検出する方法であって、原子炉内の瞬間中
性子束を表わす瞬間中性子束計数率信号を発生する工程
、予め設定された期間だけ時間間隔を置いた第１及び第
一の増分期間の平均中性子束計数率信号を表わす第１及
び第一の平均中性子束計数率信号を前記瞬間中性子束計
数率信号から発生する工程、及び、前記第１と第一の平
均中性子束計数率信号を比較し、前記第λの平均中性子
束計数率信号が少くとも予め選択された増倍率だけ前記
第１の平均中性子束計数率信号を越えたとき警報を発す
る工程、を備えたことを特徴とする方法に在る。

作　　　用 本発明によると、停止原子炉の臨界状態への予期せぬ接
近は、原子炉が臨界状態になる前に瞬間的な中性子束計
数率を監視することによって検出される。中性子束計数
率は、これが低い場合、統計的に変化する信号であるの
で、成る増分期間の中性子束計数率の平均値を表わす平
均中性子束計数率信号が発生される０予め設定された期
間だけ時間間隔を置いた平均中性子束計数率信号が比較
され、そして、もし最後の平均中性子束計数率信号が、
予め選択された増倍率以上、その前のものを越えた場合
には、警報信号が発生する。

平均中性子束計数率信号間の予め定められた期間、及び
予め選択された増倍率は、多くの相互作用基準を基に選
択される。増倍率は、偽警報が発生しないように十分太
きくすべきである。

しかし、それが大きすぎると、臨界状態になる場合の中
性子束計数率は時間に関して指数関数的に増加するので
、原子炉が臨界状態になるのを防ぐ場合にあまりに遅く
まで警報が発生しなくなってし該う。より小さな増倍率
を選択したときには、その期間は長くしなければならな
いが、しかしあ゛まり期間を長くするとある正常運転状
態下で警報を発生させてしまうし、さらに。

λつの平均中性子束計数率信号が発生する状態（例えば
ＰＷＲ発電所における温度）が変化し、その計算を一層
困難にすることがある。５〜２０分、好ましくはｉｏ分
、の期間で、／４〜３．０の間、好才しくはλ、Ｏ１の
増倍率が、正常動作を過度に制限したり、あるいは偽警
報を発生することなく、良好な応答をすることが確かめ
られた。

本発明の好ましい実施例において、平均中性子束計数率
信号は反復かつ継続して発生され、そして順次発生され
た値は、予め選択された期間中記憶される。この構成に
おいて、最後の平均中性子束計数率信号が、予め選択さ
れた以前の期間に発生した平均中性子束計数率信号と比
較されるばかりでなく、中間の平均中性子束計数率信号
のそれぞれとも比較される。この様にして、中性子束計
数率におけるどんな急激な増加も初期に検出され、そし
て、中性子束計数率がほぼ一層レベルを越えたときの原
子炉トリップ後の少くとも７時間位の初期に臨界状態に
戻り得る事故の発生を検出することができる。

平均中性子束計数率信号は、複数の等間隔の瞬間毎の瞬
間的な中性子束計数率信号の値の実行中の合計値を発生
し、それからその合計値を瞬間数で割ることにより発生
する。これは、プログラムされたディジタルコンピュー
タ、特に今日入手可能なマイクロコンピュータによって
最良に実施することができる。開示された本発明の特定
の実施例においては、７０個の信号が記憶され、かつ最
後の平均信号と比較されるように７分間の増分期間中、
平均中性子束計数率信号が発生される。

本発明は、原子炉を予期せぬ臨界状態を生じさせ得る他
の場合を検出する際にも有用であるが、　ＰＷＲ発電所
において予期せぬホウ素希釈を検出することに特別の用
途を有しているＯこの用途においては、希釈率がどんな
に大きくても、あるいは小さくてもこのシステムが予期
せぬホウ素希釈事故に応答するように増倍率及び期間が
選択され、そして原子炉が臨界状態になるのを妨げるた
めのステップ適宜とることができるように選択されてい
る。警報信号が発生されると、通常のホウ素制御システ
ムからのホウ素含有（添加）水の流れを遮断するように
弁が閉じ、かつ原子炉冷却材システムに高濃度ホウ素水
（これは原子炉を臨界未満状態に十分維持できる高濃度
のホウ素水を意味している）を導入するために弁を開く
ことができる。このような高濃度水は通常、燃料交換用
貯水タンクから得られる。これらの弁は、警報信号に応
答して、オペレータにより手動で、又は自動的に作動す
ることができる。

本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）発電所又は加圧水
型原子炉（ＰＷＲ）発電所において停止原子炉が予期せ
ずに臨界状態に戻ることがある場合（事象）を検出する
のに適しているけれども、ここでは、予期せぬホウ素希
釈事故を検出するのに特に有用なＰＷＲ発電所に応用し
た場合を説明する。第１図に示すよう、に、このような
システムは、核分裂可能物質の炉心３を包含する原子炉
容器／を含んでいる。ホウ素含有の、加圧水としての原
子炉冷却材は、原子炉容器／及び炉心３を通って循環し
、ここでその温度が、核分裂反応によって発生した熱に
よって上昇する。加熱された原子炉冷却材は、原子炉冷
却ポンプ５によって、ホットレグ導管りを通って蒸気発
生器ワに吸い出され、そしてその蒸気発生器りは更にこ
の熱を利用して蒸気を発生させ、この蒸気によって更に
、電力を発生するためｌこ二次ループ（図示せず）を通
ってタービン発電装置（図示せず）を駆動する。それか
ら、この冷却材は、原子炉冷却ポンプ５を含むコールド
レグ導管ｌ／を通って原子炉容器／及び炉心３に戻され
る。ホットレグ７、コールドレグ／／。

蒸気発生器９、及び原子炉冷却ポンプｊを含む原子炉冷
却材用の唯一のループが第７１１に示されているが、こ
のようなループはダつまで（７つの原子炉容器に１つ全
てが接続される一次ループとして既知である）　ＰＷＲ
発電所内に包含させることができる。加圧器１２は、−
次ループ内の原子炉冷却材の圧力を維持する。

原子炉が停止しかつ温度が３５Ｏ″Ｆ以下のとき等、原
子炉冷却材システムが低温のときに熱を吸収するのに蒸
気発生器デは有効でないので。

原子炉冷却材は、上記条件下では、一対の直列接続され
た常閉モーター操作弁１３、残留熱除去ポンプ１５、及
び熱交換器１７を含む残留熱除去ループを、通される。

第７図には唯一の残留熱除去ループしか示されていない
が、商業設備においては２つのこのようなループが設け
られて、７つ又は１つのループが、原子炉及び熱交換器
の状態に依存して動作するようになっている。

炉心３の反応度は、炉心３への中性子吸収棒の挿入度合
を調整する制御棒システム（図示せず）、及び原子炉冷
却水中のホウ素、中性子吸収体、の濃度を調整するホウ
素制御システムによって制御される。制御棒の位置変化
は、ただちに炉心の反応度に影響するが、制御棒は原子
炉容器ｌの上から挿入されかつ引き抜かれるので、制御
棒は炉心３を軸方向に通る出力発生分布を歪ませる傾向
がある。他方、ホウ素制御システムは、炉心ｌを通って
循環する原子炉冷却材を介して作用するので、出力分布
を歪ませない。しかしながら、ホウ素を含有し、又は希
釈化しなければならない原子炉冷却材が大量にある結果
、冷却材は出力変化を生じさせるためにかなりの時間を
必要とする０その結果、ｎ制御及びホウ素制御は、通常
、ホウ素制御システムによって設定されている長期間の
出力変化に対しては対等の関係にある。

ホウ素制御システムは、ホウ酸貯蔵タンク（ＢＡＳＴ）
／ｆ内に貯蔵されたホウ酸を、第一級の水タンク（ＰＧ
ＷＴ）Ｊ／内に貯蔵された第−級水として業界で既知の
特定の化学純度の水と混合することにより、所望のホウ
素濃度のホウ素含有水がつくられる。この所望の混合は
、２つの常閉モー速−操作式流量制御弁、ホウ酸流量制
御弁２３と第一級水制御弁２５、及び流量計コクを含む
混合器によって行なわれる。この混合器は、また、流量
計λりによって示された流量に応答し、かつモーター操
作弁２３及び２ｓの開度を設定してホウ素混合するコン
トローラー（図示せず）を含み、モーター操作弁４１は
、高濃度ホウ素燃料交換水が燃料交換用貯水タンクＳＳ
から補充導管６４Ｉを通って原子炉容器／に、残留熱除
去ポンプ１５によって吸い出すことができるように開か
れる。このタンクの容量は、十分高濃度のホウ素水の数
フィート（７２フイ一ト以上）下に炉心を沈めるために
高濃度ホウ素水を保持し、かつ燃料装入キャビティ及び
カナルを満たすのに十分なものであ（１５） る０この多量の高濃度ホウ素水は安全注入システムにお
いても使用される。「エンジニアード・セイフテイ・フ
ィーチャーズ・アクチュエイション・システム（Ｅｎｇ
ｉｎｅｅｒｅｄ　５ａｆｅ、ｔｙ　ＦｅａｔｕｒｅａＡ
ｃｔｕａｔｉｏｎ　Ｓｙｓｔｅｍ＝技術安全特性作動シ
ステム月によって決定されるような作用を諸条件が保証
するなら、この多量の高濃度ホウ素水は原子炉を急速に
臨界未満にするために充満ポンプ３５によって、弁５り
を介して原子炉冷却材システムに注入される。このホウ
素制御システムは、第一級充満ポンプ３／から充満ポン
プ３５に直接導かれる導管５９を含んでいる。この導管
は正常動作中は使用されず、かつそこを流れる流量は常
閉手動弁６１によって阻止されている。

ホウ素制御システムが正常動作中、ホウ酸貯蔵タンク／
２からのホウ酸は、混合器内でタンク２１からの第−級
水と混合され、かつ充満ポンプ３Ｓによって原子炉冷却
材システム内に注入される。満たされた冷却水のホウ素
濃度は、もし原子炉反応度を増加させるべきであるなら
（１６） ば原子炉冷却材システム内の濃度よりも低く、もし反応
度を減少させるべきであるならば高い。

もし反応度の大きな増加が要求されるならば、ホウ素を
含有しない第−級水が原子炉冷却材システムに導入され
て、全体のホウ素濃度を所望レベルに才で減少させる。

しかしながら、コントローラー、ホウ酸制御弁ＪＪ、第
−級水制御弁２５、ホウ酸移送ポンプコタ、ホウ素除去
システム（ＢＨ３）、ｔ／、及び／又は、いずれかの弁
１７ｔ、ａｓ、又はｊ３が故障することがあり得る。ま
た、弁６１が不注意に開かれることがあタンク／９内で
不適切な濃度のホウ酸を混合することもあり得る。これ
らのいずれの場合も、原子炉冷却材システムに満たされ
たホウ素含有水が不適当なホウ素濃度となり、ある場合
には、不適当なときにホウ素を含有していない水を注入
することがある。もし誤動作により、ホウ素濃度が必要
以上に高くなった場合には、永久的な損傷は全くない。

しかしながら、もしホウ素濃度が諸条件が要求するもの
よりも低く、それによって、原子炉冷却水のホウ素濃度
が希釈化されるならば、正の反応度が原子炉内に予期せ
ずにもたらされることとなる。

もし、原子炉が出力中、即ち原子炉が意図的に臨界状態
に接近し、かつきわどいオペレータ制御状態にあるとき
にホウ素希釈が起こるならば、予期せぬホウ素希釈は、
いくつかの理由により、大きな関心事とはならない。第
１に、制御棒が引き下げられ、それによって、高速原子
炉停止のための手段が形成される。また、このシステム
は、蒸気泡が加圧機１２内に存在し、かつホウ素希釈に
よって生じた圧力サージに容易に耐えられるように加圧
機の流体レベルは適度なものとなっているので、出力中
に遭遇する原子炉冷却材温度においては柔軟性がある。

加えて、原子炉冷却材圧力軽減システムにより、加圧機
で吸収されない過渡ピークが処理ができる。さらに、多
くの警報を利用して適当な応答をするのに十分な時間で
オペレータに通報することができる。最後に、出力中の
ホウ素希釈化過渡状態の影響は、他の検討事項により制
限される。通常、予期せぬホウ素希釈は、可能な希釈流
路内の弁が閉塞固定されるので、燃料交換中に問題とな
ることはない。

予期せぬホウ素希釈に伴う問題は、原子炉が臨界未満状
態にとどまることを意図しているときに生じる。これは
、平均原子炉冷却材温度が約３ｇｏ”Ｆ以上であるが、
熱出力は発生していないというホット待機（ｈｏｔ　５
ｔａｎｄｂｙ　）モード。

その温度がコＯＯ＠Ｆと、ｙｓｏ″Ｆの間にあるホット
停止モード、及び、その温度がコ００″Ｆ″以下である
コールド停止モードを含んでいる。予期せぬ臨界状態は
、原子炉を臨界未満状態にさせ、そしてもしそのｔｔに
して置くならば臨界未満状態と低出力レベルでの臨界状
態との間で振動させる競合効果に至るであろうが、この
状況は、出力／流量不整合による燃料損傷、及び核沸騰
からの逸脱（ＤＮＢ＝Ｄｅｐａｒｔｕｔｅ　ｆｒｏｍ　
ＮｕｃｌｅａｉｔＢｏｉｌｉｎｇ　）になる若干の可能
性を有する。これは、また、温度の急速な増加による原
子炉冷却材システムの過圧の可能性、及び過渡状態に対
処できない過圧防護システムを形成することにもなる。

ホウ素希釈事故の最悪の状況は、残留熱除去（ＲＨＲ）
システムが動作しているときに生じる。

これは、ＲＨＲシステムが動作しているときの原子炉冷
却材システムの容量が比較的小さい（典形的には、約コ
ＳＯθ〜４’　０００　ｆｔ、”　）ためである。

ＲＨＲシステムの流量も小さく（典形的には約３ｆｆ０
０−４Ｉ００θｇｐｍ　）、長いループ輸送時間（例え
ば、約５〜７分）となる。これは、混合を制限すること
により希釈水の流れが遅くなる可能性があり、その結果
、均一な流れ及び反応度の傾斜（ランプ）変化による混
合の代わりにステップ状の反応度変化を生じる。

ＲＨＲシステムが作動しているときのホウ素希釈による
別の問題点は、これらの状況のもとで遭遇する低い原子
炉冷却材温度では、原子炉冷却材システムに柔軟性がな
く、即ち冷却材が固体であるか又は固い（例えば窒素の
）泡が加圧器内に存在するだけである。さらに、圧力軽
減システムは他の事象にも応答するように設計されてい
るので、発生した圧力過渡状態を処理することができな
″い可能性がある。また、ＲＩ（Ｒシステムが動作して
いるとき、原子炉冷却材システム圧力は低く、その結果
、遠心充満ポンプからの注入率が高く（典形的には、約
３００〜ＳＯＯｇｐｍ　）なる。最後に、ＲＨＲシステ
ムが動作しているときの原子炉停止マージンは小さい（
典形的には約／％）。

原子炉が臨界未満状態にあるときホウ素希釈事故に対し
て応答を発生する際に考慮する別の点は、オペレータが
警報に応答できるようにするためｌｓ分が必要であるこ
とを、米国原子力規制委員会（Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｒｅｇ
ｕｌａｔｏｒｙ　Ｃｏｍｍ１ｓｓｉｏｎ）が要求してい
るということである。自動応答の場合には、当該システ
ムが応答を開始するために十分な時間だけ与える必要が
ある０しかしながら、いずれの場合にも、事故の検出は
、手動であろうと自動であろうと、原子炉が臨界状態に
なるのを防ぐための措置を執ることができるのに十分早
いものでなければならない。

予期せずに臨界状態に戻ることになる事故に応答する上
で考慮しなければならないいくつかの要因が第２図に示
されており、この図は、一定の正反応度挿入を仮定し、
典形的な臨界状態への接近（これは例えば予期せぬホウ
素希釈事故中に生ずる）のための時間に対する中性子束
の特性図である。この特性図かられかるように、その関
数は基本的には指数関数であり、最初に中性子束がゆっ
くり立上り、後に急速に中性子束が増加して、臨界状態
となる。警報を発するために大きな中性子束変化を選択
することは、予期される継続臨界未満動作状態と予期せ
ぬ臨界状態への接近とを明らかに区別することになるが
、このような中性子束の変化は、この事故が発生しても
仲々生じないので、原子炉が臨界状態になるのを防ぐ動
作を開始させるのに十分な時間が与えられな（なってし
まう。これは。

警報の発生後、／ｊ分までオペレータは対応措置をとる
ことができないものとすることを米国原子力規制委員会
が要求している手動応答の場合に特に当てはまる。この
事故の初期には、やや小さな中性子束変化が検出される
であろうが、このような中性子束変化に必要な延長期間
の間に、原子炉冷却材システム温度のようなパラメータ
は、システム温度上昇又は冷却により変化し、以って計
算を複雑にすることがある。他方、もし警報を発するた
めに使用される中性子束の選択された変化があまりに小
さい場合には、低い信号対雑音比、及び原子炉停止マー
ジンを測定するために使用される中性子束信号の低計数
率におけるバラツキのため、偽警報が発することがある
。

予期せぬ臨界状態への接近に対する警報を発するときに
考慮すべき他の要因は、第−級水ポンプ３／、充満ポン
プ３５の性能、残留熱除去（ＲＨＲ）システムが動作し
ているときの動作可能な充満ポンプの数及び構成、及び
原子炉停止マージンである。これらから、ホウ素制御シ
ステムから炉心にｇｏｏ−ｔｏθｇｌ）ｍのきれいな水
を注入する能力が潜在することがわかった。

第２図に戻ると、点ムは、この事故の成る点における原
子炉の反応度を表わしている。曲線上のこの点の位置は
、原子炉の停止マージン及びこの事故内の時間と関連し
ている。予期せぬ臨界状態への接近を検出するのに適当
な技術は、曲線上で示された点Ｂの領域で生じる中性子
束計数率のための増倍率を選択することであるというこ
とが、前述の考察から要求された。１０分の期間内に２
倍だけ中性子束計数率を増加させると、この応答が与え
られるということが、経験的な分析によって明らかとな
った。このような応答は、はぼ１００秒の長さの原子炉
ペリオド＝周期（反応度を０倍だけ増加させるのに必要
な時間）で事故の検出が可能となる。

予期せぬ臨界状態への接近を検出するための基準として
ｉｏ分で中性子束計数率を一倍に選択した場合が、米国
原子力規制委員会時間基準に照らして調べられた。これ
をなすために、いくつかの現存する発電所に対して％原
子炉冷却材システムのホウ素濃度（ＯＢ）に対する並計
数率比（工ＯＲＲ）のプロット曲線が、一群の希釈率、
最初にｌθ′、！、そしてコ、ｒ　ｐｐｍ／分に対する
時間対重ＯＲＲ曲線に変換された。それから時間対重Ｏ
ＲＲデータが、データが採られた発電所の各々（最初の
炉心及び燃料交換臨界接近の両方に対して典形的データ
を生じる２つの２ループ、λつの３ループ、及び２つの
グループ発電所）に対して希釈率に基いた曲線群として
プロットされた。これらのプロット値を使って、中性子
束を一倍にした場合の警報が、米国原子力規制委員会の
時間基準に合致するということが確かめられた。この点
で使用される臨界パラメータは、ホウ素分量及び停止マ
ージンであった。（原子炉冷却材システム温度に依って
）　ｔ　ｕ　ｐｃｎ１１／ｐｐｍ及び／　２．１　ｐｅ
ｗ／ｐｐｍのホウ素分量が安全な値であと決定された。

これらは、／、／、＆、／。クク、及び１．０％Δに／
にの停止マージン（これらは蒸気中絶過渡状態又は冷状
態に対する典形的停止マージン条件）で曲線上の起動点
を決定するために使用された。

異なる停止マージンを仮定して、中性子束２倍化から臨
界状態までの時間が決定され、かつ３つの希釈率の各々
に対して米国原子力規制委員会基準と比較された。これ
らの比較の結果、次の制限が必要であるとの結論が得ら
れた。

カテゴリーｌ−自動システム応答の発電所の発電所 ホット待機及−停止マージン≧へ４％Δに／にびホット
停止　希釈率≦Ｊ１２．Ｏｐｐｍ／分の発電所 ホット待機及−停止マージン≧へ６％Δに／Ｋ　ｌルー
プびホット停止　　　　　　　／、７クチΔに／Ｋ　　
ｌループ（残留熱除去　　　　　　　　λ。ＯチΔに／
Ｋ　コループシステムが動作　希釈率≦３゜Ｏｐｐｍ　
７分しｔ）ない場合） コールド停止及−停止マージン≧ｉ、ｂｅｉ６Δに／Ｋ
　４（ループシステムが動作　希釈率≦λ、ｙ　ｐｐｍ
／分していない場合） 上記の希釈率は、示された種々の状態に対して米国原子
力規制委員会時間基準に合致する時間で検出することの
できる最大の予期せぬ希釈率である。カテゴリー／の発
電所に対して示された希釈率は、臨界状態になる前約２
〜３分でシステム応答を開始させることになる。これは
、後述のように自動応答するのに十分な時間である。カ
テゴリーコの発電所に対する希釈率は、臨界状態になる
前約／り〜ｉｔ分で警報を発して、オペレータが修正作
業可能な時間を与えるものである。また、ｉｏ分間で中
性子束計数率を２倍にすることは、予期せぬ臨界状態へ
の接近を検出する好ましい基準であるけれども、約へ５
〜３．０の増倍率及び約５〜２０分の期間が満足できる
結果を生じるということも研究かられかった０ 原子炉の停止マージンの状態を指示する中性子束の測定
値は、核計装システムによって実行される。中性子束は
、コールド停止から全出力まで約１０倍だけ変化するの
で、核計装システムは３組の計器に分割され、各組が原
子炉出力の特定の帯域において中性子束を指示するのに
適している。中性子源領域（ソースレンジ）計装は、約
／θ−９多出力から約／　０−’　％までの目盛の低端
部をカバーし、中間領域計装は、約１０　　％出力から
約１０　　％出力まで指示し、そして出力領域計装は、
約ｉｏ０％出力以上を引き継ぐ（領域間には略／θの重
なりがある）。中性子源領域計装は、原子炉容器に隣接
したコンクリートじゃへい体内に位置したＢＰ、（三フ
ッ化ホウ素）中性子検出器を含んでいる。ＢＦ、検出器
のガス充填管を通過する各中性子はパルスを発生する。

第３図の回路図に示されるように、検出器６３はパルス
をアナログ信号に変換する前置増幅器ｂｓに接続され、
かつこのアナログ信号は、対数出力を発生するように較
正された増幅器６７で増幅される。これだけの中性子束
測定システムが、原子炉の運転状態を監視し且つ制御す
る際に使用されるため、発電所内に既に設けられている
。

前述したように、予期せぬ臨界状態への接近を早目に検
出するためにこの信号を使うに際しては、いくつかの問
題がある。第１に、検出器６３は、パルスを発生し、か
つ発生されたパルス信号の統計値は、原子炉が停止して
いるか又はホット待機中のときに遭遇する低計数率では
非常に不十分である。第２に、前置増幅器６Ｓからの信
号は非常に雑音が多い。最後に、増幅器６７の対数目盛
と組み合わされ事故に対して予期される長い時定数は、
この事故の初期の段階での出力信号値の変化が、長期間
にわたって小さいであろうことを意味している。偽警報
を避けるために、あまりに大きな増倍率は前述のような
事故においてあまりに遅く警報を発生することになるこ
とに留意しながら、これらの問題を克服するのに十分大
きな増倍率を選択する（　２ｔ　） ことが必要である０これらの点は、１．ｊ〜３．０倍の
間、好ましくは約２倍、の増倍率を選択する上での一つ
の要因となった。

増幅器６７から出力された中性子束計数率信号の欠点を
克服するため、増分（インクレメンタル）期間にわたっ
て平均中性子束計数率を表わす平均中性子束計数率信号
を、中性子束計数率信号が必要な各時刻に発生すべきで
あることが決定された。平均中性子束計数率信号は、各
増分期間中の多数の瞬間にアナログ中性子束計数率信号
をサンプリングし、各瞬間の間における当該信号値の運
転中の合計を発生し、それからこの合計を、サンプリン
グされた瞬間数で割算することによって発生される。便
宜上、かつ信号雑音の重要性を減少させるために、中性
子束計数率信号をコ倍にするために選択された７０分の
期間と良く適合する７分の増分期間を選択した。

平均中性子束計数率信号、並びに選択された期間内の選
択された増倍率だけ該信号が増加した場合の警報を発生
するには、現在入手できるマイクロコンピュータは理想
的である。マイクロコンピュータの柔軟性により、必要
に応じて最小の努力で１選択されたパラメータの修正も
可能となる。開発された本発明の特別の実施例において
、第・３図に示されたマイクロコンピュータユニット６
デは、増幅器６７からのアナログ中性子束計数率信号を
サンプリングし、そして、１分画たり４１０９ル回、す
なわち／　４’ｊ　ｌマイクロ秒毎に７度、平均値を計
算するためそれをディジタル信号に変換する。平均中性
子束計数率信号の計算における平均サンプル数は固定し
たものではなく、代表的な結果を確保するためには十分
太きくすべきである。

マイクロコンピュータユニット６りは％　１分毎に平均
中性子束計数率信号をくり返しかつ継続して発生し、更
に最後のｉｏ個の値を列をなしてストア（記憶）する０
各分毎の終りには、平均中性子束計数率信号の最後の値
が、７０分前に発生した値と比較され、そして、もし選
択された増倍率以上に増加しているならば、警報が発生
される。本発明の好ましい実施例においては、この最後
の値は、最後の７０分の各記憶値とも比較され、もし最
後の値が、選択された増倍率だけそれら記憶値のうちの
いずれか１つを越えるならば警報が発せられる。これに
より、非常に大きな希釈率の場合に初期に警報を発し、
かつまた原子炉トリップ後の良好な防護作用を果たすこ
とができる。後者の場合は第１図を参照することにより
良く理解することができ、第１図では原子炉トリップ後
の時間関数として代表的な中性子束崩壊状態をプロット
したものである。

図かられかるように、中性子束は指数関数的に降下し、
そして例えばトリップ後１時間でも依然として若干の崩
壊率がある。このように、例えばｉｏ分の期間にわたっ
て、最後の平均中性子束信号は、正常な状況のもとての
初期の信号よりも小さくなる。それ故、予期せぬ臨界状
態への接近となる状態は、この事故が非常に進んだ段階
まで検出されなくなってしまうことがある。他方、最後
のｉｏ分のそれぞれに対応する信号と、最後の平均中性
子束計数率信号とを比較することは、ずっと早く警報を
発することになる。事実、本発明は、少なくとも原子炉
トリップ後の１時間以内であって米国原子力規制委員会
によって規定・された時間基準内に予期せぬホウ素希釈
事故を検出することができるということがわかっている
。

！、７図に戻ると、マイクロコンピュータユニット６デ
から発生された警報信号は、オペレータに警報指示を与
える防膜システムク／に印加され、そして自動応答の場
合は、化学容量制御システム弁３デを閉じ、かつ燃料交
換用貯水タンク弁Ｓ７を開くためにモーター作動機を附
勢する。たいていの場合、これにより原子炉への希釈水
の流れが完全に終了し、そして高濃度ホウ素水が燃料交
換用貯水タンク（ＲＷＳＴ　）から原子炉冷却材システ
ム内に導入されて、原子炉が確実に臨界未満状態ｌくと
どまる。これら全て並びにきれいな水を原子炉冷却材シ
ステムへの導管から一掃することは、マイクロコンピュ
ータユニットによって警報が発生される約２〜３分以内
に生じる０もし希釈水源が、何らかの理由により、その
常閉位置から外れている完全手動操作弁Ａ／を介してい
るならば、自動システムの動作はその流れを終了させな
いが、燃料交換用貯水タンクから来るものに比較して導
管ｓｔの寸法は小さいので、高濃度ホウ素含有撚料交換
水が有効に原子炉を臨界未満状態に保持したままとなる
。第３図に示されたシステムは、λつの同一の冗長シス
テムの一方であり、これは、予期せぬ臨界状態への接近
事故からの防護を確実にする。

第３図のマイクロコンピュータユニット６デは、第Ｓ図
に詳細に示されている。このユニットの心臓部は、ワン
チップマイクロコンピュータ７３であり、かつこれは、
中央処理装置（ＯＰＵ）　、プログラム命令用のプログ
ラマブル読み出し専用メモリ（ＦＲＯＭ）、データメモ
リ用のランダムアクセスメモリ（ＲＡＭ）　、並列入出
力装装置、及びハードウェアタイマーを包含している。

全ての周辺装置の制御及び全ての計算を含むマイクロプ
ロセッサユニット６９の全ての動作ハ、マイクロコンピ
ユータフ３によって制御される。その動作は、不揮発性
ＦＲＯＭ内に記憶されている後詠の固定金◆組を実行し
た結果である。本発明と共に使用するための適当なマイ
クロコンピュータの例は、ＲＯＭ及びＲＡＭ容量及び必
要な命命組の長さに依って、インテル（Ｉｎｔｅｌ）　
１１７１７１．ｔｔｅり、又はｇ？５／が挙げられる。

水晶７ｓは、マイクロコンピュータ用のタイミングパル
スを供給する０ マイクロプロセッサユニット６デは、入力マルチプレク
サ（ＭＵＸ）　７７を含み、これは、マイクロコンピュ
ータの制御のもとで、マイクロコンピュータに入力登れ
るべき外部信号を選択する。入力信号は、増幅器６りか
らの差動アナログ中性子束計数率信号と、中性子源領域
計装が使用中であるかどうかを示す中性子源領域オフ／
オン信号と、中性子束計数率信号の引き続く値を比較す
るときに使用する増倍率を表わす可変電圧信号と、後述
のように校正のために使用される一定電圧信号と、であ
る。Ｏからｉｏｖの間で変化するアナログ中性子束計数
率信号と、Ｏ又はｉｏｖのいずれかであるオフ／オン信
号との両方が、入力増幅器り９を介してマルチプレクサ
７７に印加される。この可変電圧は、約へ５〜．ｙ、ｏ
　ｖの範囲にわたって増倍率を変化するように調整する
ことができる。アナログ中性子束計数率信号は対数信号
であるので、増倍率は、記憶値を最後の値と比較すると
き、増倍率を記憶値に加えることによって初期の平均中
性子束計数率信号に適用することができる。

選択された入力信号は、サンプル・ホールド（Ｓ／Ｈ）
回路ｇｉ、及び比較器（ｃ）　ｔ　、ｙを介してマイク
ロコンピュータ７３に印加される。これらの素子並びに
ディジタル−アナログ（Ｄ／Ａ）変換器ｔ５は、マイク
ロコンピユータフ３によって使用されるために入力信号
をアナログ−ディジタル変換するものとして使用される
。マイ（ｊり クロコンピユータ７３は、アナログ入力信号にディジタ
ル値を与え、この与えられたディジタル値をアナログ信
号に変換器Ｉｒｓ内で変換し、そしてこれをサンプル・
ホールド回路ｔｉに記憶されたアナログ信号と比較器ｔ
Ｊ内で比較することにより連□続近似を通じてこの変換
を達成する。この与えられたディジタル値は、アナログ
信号が既に与えられた値よりも大きいか又は小さいかに
よって上方又は下方に調整され、そしてこのサイクルは
、与えられた値がアナログ入力信号値に集中する才で、
繰り返される。

マイクロコンピユー多ユニツト６ツは、更に、出力上昇
回路ｔりを含み、これは、マイクロコンピユータフ３及
びデツトマンタイマーｔデに初期設定信号を供給する。

デツトマンタイマー１９は、警報発生プログラムがマイ
クロコンピュータ７３によって実行される毎にリセット
される。もしマイクロコンピユータフ３が電力線上の雑
音又は何らかの他の不測の状態により未知の状態に偶発
的に入り込み、そのため警報発（３６） 生プログラムが実行されるよう設計されているときにそ
れが繰り返し実行されないならば、デツトマンタイマー
ｔ９は限時動作を終了し、そしてマイクロコンピユータ
フ３を再び初期設定するために出力上昇回路ｔ７に信号
を送る。

マイクロコンピュータ７３の第７の出力は、予期せぬ臨
界状態への接近事故が進行中であるという信号を防瞳シ
ステム７／（第３図）に送るために、ｌＦ報倍信号マイ
クロコンピュータ７３によって発生されたとき消勢され
る一対のリレードライバー？／に対するものである。第
一の出力は、　Ｄ／ム変換器ｔＳ、サンプル・ホールド
回路９３、及び出力増幅器９Ｓを通って発生される。こ
の出力でのアナログ信号は、最後の平均中性子束計数率
信号の値とｉｏ分前から記憶された値との差を表わして
いる。マイクロコンピュータユニット６デは、局所ディ
ジタルディスプレイ９７も含んでいるの１６位置ロータ
リースイッチタデは、ディスプレイすべき情報を決定す
る。ディスプレイを選択するには、アナログ入力、（ｉ
ｏ個までの）記憶された平均サンプル数、７分平均化ペ
リオド内の位置、いくつかの７分平均値、及びディスプ
レイをオフにするブランクが考慮される。ロータリース
イッチ９９の位置は、どの診断テストがマイクロコンピ
ュータク３によって実行されるべきであるかも決定する
。

マイクロコンピュータ７３に割り当てられた上述のｉ能
は、第６図及び第７図の流れ図に示されたアルゴリズム
によって実行される。このアルゴリズムは２つの主要な
部分に分割される◇すなわち、計器を初期設定し、それ
から無限ループに入る主ルーチンと、時間軌跡をたどり
且つ平均入力電圧をつくる際のサンプルを集めるために
ｉ　＜ｔ、６ａ　ミリ秒毎（／分画つり０６９回）に主
ルーチンに割り込む時間割り込みルーチンと、である。

第６図の流れ図に示された主プログラムは、ブロック／
θｌに示されるようにパラメータを初期設定することに
より、第５図の出力上昇回路「りからの信号に応答して
始まる。こ（３タ　） の初期設定は、中性子束計数率信号入力サンプルの実行
中の合計値をクリアし、７分カウンター位置を７分にセ
ットし、１分終了を示すフラグをゼロにセットし、記憶
された１分平均値のリストの下からポインターをクリア
し、そして、真の状態を決定するために十分なデータが
分析されるまで無警報を指示するよう出力をセットする
こと、から成っている。次に、主プログラムは、必要に
応じて、ブロック１０３で示されるように、いくつかの
診断ルーチンを開始する。

本システムがオンラインであるときになされる唯一の診
断チェックは、ディジタル−アナログ変換の較正のチェ
ックである。このチェックは、マルチプレクサク７の最
後のアナログ入力に印加される定電圧の変換された値と
、その電圧のために記憶された値とを比較することによ
ってなされる。この差は、オフセットとして全てのアナ
ログ入力信号に印加される。オフラインで実行される他
の診断テストは、サンプル・ホールド回路のための衰下
テスト、及びツアームラ（グＯ） エア・ディジタル−アナログ変換をチェックする階段診
断ルーチンを含んでいる。初期設定は、割り込みプログ
ラム用のタイマーを起動させ。

かつブロックｉｏｓで示されるような割り込みをイネー
ブル（θｎａｂｌｅ）にすることによって完了する。

初期設定に続いて、第５図の主プログラムは、ブロック
１０７においてデツトマンタイマーをリセットすること
によって無限ループに入る。

前述したように、デツトマンタイマーで設定すれた時間
は、通常、デツトマンタイマーが決つして限時動作を終
了しないように無限ループの各繰り返しに必要な時間を
かなりの時間分だけ越えている。しかしながら、もし何
らかの理由により、プログラムが停止（ハングアップ）
になるならば、デツトマンタイマーｉｔは限時動作を終
了し、かつ前述したように主プログラムを再び初期設定
する。デツトマンタイマーｔＶを設定した後、ロータリ
ースイッチ９？（第５図参照）によって選択される値が
、ブロックｉｏデに示されるように、局所ディジタルデ
ィスプレイ９７に表示される。次に、１分が既に経過し
たかどう力）が、ブロック／／ノでチェックされる。こ
の１分は、割り込みプログラムが平均中性子束計数率信
号を発生するためのデータを集める期間である。もし７
分が終っていないならば、主プログラムはブロックｌＯ
りに戻り、デツトマンタイマー１９をリセットしてルー
プを再び起動する。もし１分が経過したならば、最後の
平均中性子束計数率信号が、記憶された初期の平均値信
号の各々と比較される。最初の７分の動作後には唯一の
平均信号しか利用できず、比較を行なうことができない
。追加された各１分の動作で、初期のｉｏ個の値が保持
されるまで、別の平均値信号が比較のために利用可能に
なる。もし最後の平均中性子束計数率信号が１選択され
た増倍率だけ、あるいはそれ以上、オリ用可能な古い平
均値のいずれかを越えたことがブロックｌ／Ｓで決定さ
れるならば、マイクロコンピュータ７３のリレードライ
バ出力デｌを消勢することによって、ブロックｌｌり内
で警報がつくられる。もし最後の平均値信号が増倍率を
掛けた古い値の全てよりも小さいならば、リレードライ
バタｌに電圧を印加することによって、ブロックｉｉｔ
内で警報は消勢される。いずれの場合にも、主プログラ
ムはブロック１０７に戻って、無限ループの別の繰り返
し動作を開始する。平均中性子束計数率信号をツくトキ
にマイクロコンピュータ７３によって使用されるアナロ
グ中性子束計数率信号は、対数であるので、その増倍動
作は、増倍率の’ｌｏｇ（対数）を各古い値に加えるこ
とによって容易に実行することができる０ ／４’ｊ４’ミリ秒毎に、マイクロコンピユータフ３の
内部タイマーが限時動作終了になるとき、第７図の時間
割り込みプログラムに入り、そこでタイマーは再び初期
設定され、かつ分カウンターは、ブロック／２／に示さ
れるように全てインクリメント（増分化）される。最後
の平均値と最も古い記憶された平均値との差が、ブロッ
クｌλ３で示されるように、３．７ｊ秒毎にＤ／Ａ変換
器ｔＳを通ってサンプル・ホールド回路９３に出力され
る。ブロック／２りにおいて１分が経過したと判定され
た場合には、７分の終りを示すフラグがブロック／２り
でセットされ、かつ最後の１分を介して蓄積された実行
中の合計値は、中性子束計数信号の最後の平均値に達す
るために、合計されたサンプル数、４４０９＆で割られ
る。そして、この最後の平均値は、リストのトップに挿
入され、他の各エントリは下方に一つづつ移動され、最
も古い値が捨てられる。

これらのステップを完了したとき、実行中の合計値は、
次の７分の平均値を計算する準備のためにブロックｌλ
９でクリアされる。

ブロック／、２Ｓにおいて、７分が経過しようと、そう
でなかろうと、アナログ中性子束計数率信号の新たな瞬
時値が、ブロック／、？／においてマイクロコンピユー
タフ３に入力され、かつ実行中の合計値に加えられる。

これはアナログ−ディジタル・ファームウェア変換を使
用す（４Ａ３　） る必要があるので、上述のような変換と関連したマイク
ロコンピュータ内のレジスタ及びポートの使用が必要で
ある。主プログラムは更に、ロータリスイッチ９ｔによ
って選択された種々の入力信号の指示値を局所ディジタ
ルディスプレイタ７上に発□生させるときにディジタル
−アナログ変換ファームウェアを使用するので、時間割
り込みルーチンによって割り込まれるとき主プログラム
によって使用されるレジスタの内容及び出力を記憶する
ことが必要である。従って、時間割り込みルーチンは、
主プログラムに戻る前に、ブロック／３３において全て
のポート及びレジスタを主プログラム値に戻す。

このように、本発明は、中性子束計数率信号を監視し、
７分間の平均中性子束計数率信号を発生し、最後の平均
値を記憶値のそれぞれと比較し、そして、もし最後の平
均値が、予めセットされた増倍率以上に、記憶値のいず
れかを越えるならば警報を発生する。マイクロコンピュ
ータを駆使するために前述した技術は、中性子源領域中
性子束検出器によって発生した統計的に不十分で本質的
に雑音を含む信号の欠点を克服スる。このマイクロコン
ピュータは更に、入力基準電圧の値を単に調整するだけ
で、増倍率の調整が可能となり、そして他のパラメータ
はプログラム内での簡単な調整によって修正する′こと
ができる。

以上、本発明の特定の実施例について詳細に説明したが
、開示された事項は例示にすぎず、従って種々の変化及
び変形が開示の技術全体に照らして発展させることがで
きるということは尚業者に明らかであろう。

発明の効果 本発明によれば中性子束計数率におけるいかなる急激な
増加も初期に検出され、臨界状態への接近事故を早急に
検出して防葭機能を果たすことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施に用いられる加圧水型原子炉−核
燃料電力発生装置の原子力蒸気供給システム及びホウ素
制御システムの概略図、第２図は予期せぬホウ素希釈事
故の結果生じるであろう一定の正反応度挿入を仮定した
場合の第１図に示された原子炉の典形的な臨界状態への
接近中の時間の関数として中性子束を表わした特性グラ
フ図、 第３図は第１図に示された原子炉における予期せぬ臨界
状態への接近を検出するための本発明方法を実行するシ
ステムのブロック回路図、第参図は原子炉トリップ後の
時間の関数として中性子束を表わした特性グラフ図、 第Ｓ図は第３図のシステムに使用するのに適当なマイク
ロコンピュータシステムの回路図、そして、 第６図及び第７図は本発明の思想に従って第Ｓ図のマイ
クロコンピュータシステムを動作させるための適当な実
行工程を表わす流れ図、である。 図において、ｌは原子炉容器、３は炉心、５は冷却水ポ
ンプ、りは蒸気発生器、／？はホウ酸貯蔵タンク、２／
は第−級水タンク、ｓ９は燃料交換用水貯蔵タンク、６
３は中性子源領域検出器、６ｓは前置増幅器、６りは増
幅器、ルデはマイクロコンピュータシステム、り／は防
護システムである。 なお、各図中、同一符号は同−又は相当部分を示す。 屏、子かトリツア巷の時間を国→ 第１頁の続き ０発　明　者　レズリー・グリーンバーブアメリカ合衆
国ペンシルベニア 州モンロービル・ヘムロック・ レイン１０４ ０発　明　者　ジエイムズ・アルバート・ニューナー アメリカ合衆国ペンシルベニア 州ギブソニア・ハート・ドライ ブ３９１４

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. （１）核燃料電力゛発生装置において予期せぬ臨界状態
   への接近を検出する方法であって、原子炉向の瞬間中性
   子束を表わす瞬間中性子束計数率信号を発生する工程、 予め設定された期間だけ時間間隔を置いた第１及び第２
   の増分期間の平均中性子束計数率信号を表わす第１及び
   第一の平均中性子束計数率信号を前記瞬間中性子束計数
   率信号から発生する工程、及び 前記第１と第一の平均中性子束計数率信号を比較し、前
   記第２の平均中性子束計数率信号が少くとも予め選択さ
   れた増倍率だけ前記第１の平均中性子束計数率信号を越
   えたとき警報を発する工程。 を備えたことを特徴とする方法。
2. （２）前記予め選択された期間は、前記増分期間の倍数
   であり、そして更に、前記平均中性子束計数率信号をく
   り返しかつ継続して発生する工程と、前記倍数と同数の
   最後の平均中性子束計数率信号を記憶する工程と、発生
   した最後の平均中性子束計数率信号を前記第一の平均中
   性子束計数率信号として選択する工程と、を含む特許請
   求の範囲第１項に記載の方法。
3. （３）前記最後の平均中性子束計数率信号が前記記憶さ
   れた平均中性子束計数率信号のそれぞれと比較され、そ
   してそれが少くとも前記増倍率だけ前記記憶された平均
   中性子束計数率信号のいずれか７つを越えたとき前記警
   報信号が発生される特許請求の範囲第コ項に記載の方法
   。