【０００１】0001
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所等の原子
力利用施設において原子炉の炉心内で発生する熱出力を
監視する原子炉出力監視装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear reactor power monitoring device for monitoring the heat output generated within the core of a nuclear reactor in a nuclear power facility such as a nuclear power plant.
【０００２】0002
【従来の技術】従来、原子炉出力監視装置の一例として
、図４に示すように複数（１〜ｎ）の中性子検出器１と
演算回路２から構成されたものがある。各中性子検出器
１は原子炉の炉心内に均等に配置されており、個々の検
出器１で測定された出力を演算回路２に入力し、演算回
路２において、個々の検出器１の出力に、それぞれ原子
炉の定格出力運転時の各検出器１の出力に対する百分率
に換算する計数を乗じ、この計数を乗じた値を平均演算
して原子炉の平均出力を計算し、この原子炉の平均出力
を用いて原子炉の炉心内で発生する熱出力を監視するも
のである。2. Description of the Related Art Conventionally, as an example of a nuclear reactor power monitoring device, there is one that is composed of a plurality (1 to n) of neutron detectors 1 and an arithmetic circuit 2, as shown in FIG. Each neutron detector 1 is arranged evenly in the core of the nuclear reactor, and the output measured by each detector 1 is input to an arithmetic circuit 2, and in the arithmetic circuit 2, the output of each detector 1 is , respectively, are multiplied by a factor that is converted into a percentage of the output of each detector 1 during rated power operation of the reactor, and the values multiplied by these factors are averaged to calculate the average output of the reactor. The power is used to monitor the thermal output generated within the core of a nuclear reactor.
【０００３】0003
【発明が解決しようとする課題】演算回路２は、アナロ
グ電子回路技術を用いたものであり、演算計数は回路定
数によって決定されるため、当該演算計数を変更するた
めには、人間系による調整を必要とし、回路動作状態に
おいて、当該演算計数を随時変更することは非常に困難
であった。このようなことから、前述した従来の原子炉
出力監視装置では、単純な平均演算を行っていた。[Problem to be Solved by the Invention] The arithmetic circuit 2 uses analog electronic circuit technology, and since the arithmetic count is determined by circuit constants, human adjustment is required to change the arithmetic count. It is extremely difficult to change the arithmetic coefficients at any time during circuit operation. For this reason, the conventional reactor power monitoring device described above performs a simple average calculation.
【０００４】この平均演算方式を用いた監視装置は、原
子炉内部の出力分布が一様で、かつ安定していることを
前提とした近似的な演算方法である。従って、原子炉の
出力分布が不均一の場合、あるいは、原子炉出力分布が
変動するような過度的な状態が存在するような場合には
、実際の原子炉出力と前述のように平均演算で計算した
値との間に、差が生じる可能性がある。このため、前述
の平均演算では、実際の原子炉出力が警戒すべき値に上
昇する前に、必ず警報信号が発生されるように前述の平
均演算で計算された値に安全計数を乗じ、計算された結
果より高めの値を用いて熱出力の監視を行うことにより
、監視上十分な安全側余裕を確保していた。A monitoring device using this average calculation method is an approximate calculation method that assumes that the power distribution inside the reactor is uniform and stable. Therefore, if the power distribution of the reactor is uneven, or if there are transient conditions that cause the power distribution of the reactor to fluctuate, the actual reactor power and the average calculation as described above can be calculated. There may be a difference between the calculated value and the calculated value. Therefore, in the above-mentioned averaging operation, the value calculated in the above-mentioned averaging operation is multiplied by a safety factor to ensure that an alarm signal is generated before the actual reactor power increases to an alarming value. By monitoring the thermal output using a value higher than the calculated result, a sufficient safety margin was secured for monitoring.
【０００５】一方、近年原子力発電による発電量が増加
して全発電量に対する割合が増すのに従って、原子炉の
運転に対して従来の定常負荷運転だけでなく、負荷追従
運転の要求が出てきた。この負荷追従運転においては、
随時原子炉の制御棒を調整する必要があり、その過程に
おいて原子炉出力が過度的に変動したり、不均一が生じ
る場合が考えられる。このような場合には、より正確な
計算による原子炉の炉心内で発生する熱出力を監視する
必要がある。On the other hand, in recent years, as the amount of power generated by nuclear power generation has increased and its proportion to the total amount of power generation has increased, demands have arisen for nuclear reactor operation to include not only the conventional steady load operation but also load following operation. . In this load following operation,
It is necessary to adjust the reactor control rods from time to time, and in the process, the reactor output may fluctuate excessively or become uneven. In such cases, it is necessary to monitor the thermal power generated within the reactor core by more accurate calculations.
【０００６】本発明は、前記問題点を考慮して原子炉の
出力分布に不均一がある場合、あるいは原子炉の出力分
布が変動するような過度的な状態が存在するような場合
であっても正確な原子炉出力の監視が可能な原子炉出力
監視装置を提供することを目的とする。[0006] In view of the above-mentioned problems, the present invention provides a solution for cases where there is non-uniformity in the power distribution of a nuclear reactor, or where there is an excessive state in which the power distribution of a nuclear reactor fluctuates. Another object of the present invention is to provide a reactor power monitoring device that can accurately monitor reactor power.
【０００７】[0007]
【課題を解決するための手段】本発明は前記目的を達成
するため、予め評価され得る全ての原子炉の動作状態に
おける炉心内の中性子束の空間分布を計算し、この中性
子束空間分布をその出現する確率と、安全上の重要度を
用いて総合的に評価した結果に基づき、中性子束の大き
い領域では配置密度が高くなるように原子炉の炉心内に
最適に配置された複数の中性子検出器、あるいは原子炉
炉心内に均等に配置された複数の中性子検出器と、この
各中性子検出器の出力信号を数値演算処理可能な信号に
変換する信号変換装置と、前記各中性子検出器の出力信
号に各中性子検出器が設置されている原子炉炉心内のそ
れぞれの場所の近傍における中性子による発熱量を与え
る関数を用い、前記各中性子検出器の設置場所近傍にお
ける熱出力を演算し、またこの演算された熱出力から原
子炉炉心内部の熱出力分布を演算し、さらにこの演算さ
れた熱出力分布を原子炉炉心全体に渡って積分すること
により原子炉炉心全体の熱出力を演算し、これらの各演
算結果を監視出力する演算装置とを具備したものである
。[Means for Solving the Problems] In order to achieve the above object, the present invention calculates the spatial distribution of neutron flux in the reactor core under all operating states of the nuclear reactor that can be evaluated in advance, and calculates the spatial distribution of neutron flux in the reactor core. Based on the results of a comprehensive evaluation using the probability of occurrence and safety importance, multiple neutron detections are optimally placed within the reactor core so that the placement density is high in areas with high neutron flux. a plurality of neutron detectors evenly arranged within a nuclear reactor core, a signal conversion device that converts the output signal of each of the neutron detectors into a signal that can be processed by numerical calculations, and an output of each of the neutron detectors. Using a function that gives the signal the amount of heat generated by neutrons in the vicinity of each location in the reactor core where each neutron detector is installed, the thermal output in the vicinity of the installation location of each neutron detector is calculated, and this The thermal output distribution inside the reactor core is calculated from the calculated thermal output, and the thermal output of the entire reactor core is calculated by integrating this calculated thermal output distribution over the entire reactor core. The system is equipped with an arithmetic device that monitors and outputs the results of each arithmetic operation.
【０００８】[0008]
【作用】本発明によれば、各中性子検出器の設置場所近
傍における局部的な熱出力と、原子炉炉心内部の熱出力
分布の状態と、原子炉全体の熱出力を、各中性子検出器
の出力信号により実際に演算し、この結果を監視するこ
とにより、原子炉の出力分布が不均一となった場合、あ
るいは、原子炉の出力分布が変動するような過度的な状
態が存在するような場合においても、正確な原子炉の出
力監視を行うことが可能となる。また、原子炉の出力分
布を監視することにより、原子炉出力の空間的揺動の前
兆となる原子炉出力の局部的な突出を早期に発見して原
子炉出力の空間的な揺動が大きくなる前に、これを防ぐ
ことが可能になる。[Operation] According to the present invention, the local thermal output near the installation location of each neutron detector, the state of thermal output distribution inside the reactor core, and the thermal output of the entire reactor can be determined by each neutron detector. By actually performing calculations based on the output signal and monitoring the results, it is possible to determine if the reactor's power distribution is uneven or if there is an excessive state that causes the reactor's power distribution to fluctuate. Even in such cases, it becomes possible to accurately monitor the output of the nuclear reactor. In addition, by monitoring the power distribution of the reactor, we can detect early localized spikes in the reactor power, which are signs of spatial fluctuations in the reactor power, and detect large spatial fluctuations in the reactor power. It is possible to prevent this before it happens.
【０００９】[0009]
【実施例】以下、本発明の実施例について図面を参照し
て説明する。図１は本発明の原子炉出力監視装置の概略
構成を示すブロック図である。原子炉の炉心内の後述す
る所望位置に配置された複数の中性子検出器１と、この
各中性子検出器１の出力信号を変換する信号変換装置３
と、この信号変換装置３で変換された各中性子検出器１
の検出値を演算処理してこの演算結果に基づいて原子炉
制御系５に出力する演算装置４とからなっている。Embodiments Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings. FIG. 1 is a block diagram showing a schematic configuration of a nuclear reactor power monitoring device according to the present invention. A plurality of neutron detectors 1 arranged at desired positions described later in the core of a nuclear reactor, and a signal conversion device 3 that converts the output signal of each of the neutron detectors 1.
and each neutron detector 1 converted by this signal conversion device 3
The reactor control system 4 includes a calculation device 4 which processes the detected values and outputs the results to the reactor control system 5 based on the calculation results.
【００１０】各中性子検出器１（１）〜１（ｎ）は、予
め評価され得る全ての原子炉の動作状態における炉心内
の中性子束の空間分布を計算して、例えば図３に示すよ
うな全ての中性子束空間分布を求める。この場合、中性
子束の空間分布の出現する確率と安全上の重要度を用い
て総合的に評価した結果において、中性子束の空間変化
が大きい領域ｂでは、中性子検出器１の配置密度が高く
なるように、あるいは、原子炉炉心内に均等に配置され
、各中性子検出器１に入射している中性子束に比例した
電流信号を出力する。[0010] Each of the neutron detectors 1(1) to 1(n) calculates the spatial distribution of neutron flux within the reactor core under all operating states of the reactor that can be evaluated in advance, and calculates the spatial distribution of neutron flux within the reactor core, for example as shown in FIG. Find the spatial distribution of all neutron fluxes. In this case, as a result of comprehensive evaluation using the probability of appearance of the spatial distribution of neutron flux and the degree of safety importance, the arrangement density of neutron detectors 1 will be high in region b where the spatial variation of neutron flux is large. Alternatively, the neutron detectors 1 are arranged evenly in the reactor core and output a current signal proportional to the neutron flux incident on each neutron detector 1.
【００１１】信号変換装置３は、各中性子検出器１から
の電流出力信号を入力し、これを数値演算処理可能な信
号例えばディジタル信号に変換する。The signal conversion device 3 receives the current output signal from each neutron detector 1 and converts it into a signal that can be subjected to numerical calculations, such as a digital signal.
【００１２】演算装置４は、信号変換装置３がディジタ
ル信号に変換した各中性子検出器１の出力信号ｉ（ｋ）
を入力し、中性子検出器１の設置場所近傍における熱
出力Ｐ（ｋ） と、原子炉炉心内部の熱出力分布Ｐ（ｘ
）と、原子炉炉心全体の熱出力Ｐｔ を演算し、これを
後述する条件のとき出力する。The arithmetic unit 4 receives the output signal i(k) of each neutron detector 1 converted into a digital signal by the signal converter 3.
Input the thermal output P(k) near the installation location of the neutron detector 1 and the thermal output distribution P(x
) and the thermal output Pt of the entire reactor core, which is output under the conditions described below.
【００１３】熱出力Ｐ（ｋ） は、各中性子検出器１の
出力信号ｉ（ｋ）を入力し、各中性子検出器１が設置さ
れている原子炉炉心内のそれぞれの場所の近傍における
中性子による発熱量を与える関数 ｆｋ（ｉ） によ
り、ｆｋ［ ｉ（ｋ）］を計算する。Thermal output P(k) is determined by inputting the output signal i(k) of each neutron detector 1, and calculating the output signal i(k) due to neutrons in the vicinity of each location in the reactor core where each neutron detector 1 is installed. Calculate fk[i(k)] using the function fk(i) that gives the amount of heat generated.
【００１４】熱出力分布Ｐ（ｘ） は、各中性子検出器
１の設置場所近傍における熱出力Ｐ（ｋ）から計算する
。The thermal output distribution P(x) is calculated from the thermal output P(k) near the installation location of each neutron detector 1.
【００１５】原子炉炉心全体の熱出力Ｐｔ は、原子炉
炉心内部の熱出力分布Ｐ（ｘ） を原子炉炉心全体に渡
って積分してThermal power Pt of the entire reactor core is calculated by integrating the thermal power distribution P(x) inside the reactor core over the entire reactor core.
【００１６】[0016]
【数１】[Math 1]
【００１７】を計算する。Calculate .
【００１８】このようにして計算した熱出力Ｐ（ｋ）
と、熱出力分布Ｐ（ｘ） および原子炉全体の熱出力Ｐ
ｔ をそれぞれ予め設定された条件と比較してその結果
が”真”であるならば、原子炉制御系５に信号を出力す
る。Thermal output P(k) calculated in this way
, the thermal power distribution P(x) and the thermal power P of the entire reactor
t is compared with each preset condition, and if the result is "true", a signal is output to the reactor control system 5.
【００１９】次に、以上述べた原子炉出力監視装置の、
より具体的な実施例について図２および図３を参照して
説明する。図２は、この構成を示すブロック図であり、
信号変換装置３は、複数の中性子検出器１からの検出信
号を演算処理可能な信号に変換するため、電流電圧変換
回路３１、アナログ（Ａ）ーディジタル（Ｄ）変換回路
３２、ディジタル信号出力回路３３からなっている。Next, the reactor power monitoring device described above,
A more specific example will be described with reference to FIGS. 2 and 3. FIG. 2 is a block diagram showing this configuration,
The signal conversion device 3 includes a current-voltage conversion circuit 31, an analog (A)-digital (D) conversion circuit 32, and a digital signal output circuit 33 in order to convert detection signals from the plurality of neutron detectors 1 into signals that can be processed by calculation. It consists of
【００２０】演算装置４は、ディジタル信号入力回路４
１、演算処理回路４２、信号出力回路４３、記憶回路４
４からなっている。The arithmetic device 4 includes a digital signal input circuit 4
1. Arithmetic processing circuit 42, signal output circuit 43, memory circuit 4
It consists of 4.
【００２１】原子炉制御系５は、制御棒駆動装置５１、
全制御棒挿入装置５２、警報指示装置５３からなってい
る。これ以外に、ディジタル信号入力回路４１に原子炉
炉心流量を検出信号を出力する原子炉炉心流量検出器６
を備えている。The reactor control system 5 includes a control rod drive device 51,
It consists of a control rod insertion device 52 and an alarm indicating device 53. In addition to this, a reactor core flow rate detector 6 outputs a detection signal of the reactor core flow rate to the digital signal input circuit 41.
It is equipped with
【００２２】このように構成されたものにおいて、各中
性子検出器１から通常運転時に予想される原子炉の炉心
内の中性子束の分布が、例えば図３において、変化が小
さい領域ａでは、中性子検出器１の配置間隔を広くし、
また、変化が大きい領域ｂでは中性子検出器１の配置間
隔を狭くして設置してある。In a device configured as described above, the distribution of neutron flux in the core of the nuclear reactor predicted during normal operation from each neutron detector 1, for example in FIG. Increase the spacing between containers 1,
Further, in the region b where the change is large, the neutron detectors 1 are arranged at narrower intervals.
【００２３】ここで、動作について説明する。各中性子
検出器１は、それぞれに入射する中性子束に比例した電
流信号を、信号変換装置３の電流電圧変換回路３１に出
力する。すると、電流電圧変換回路３１では、該電流信
号を電圧信号に変換し、この変換されたた電圧信号をＡ
／Ｄ変換回路３２に出力し、ここでディジタル信号に変
換する。この変換されたディジタル信号は、ディジタル
信号出力回路３３を介して演算装置４のディジタル信号
入力回路４１に出力し、またディジタル信号入力回路４
１から演算処理回路４２に出力する。The operation will now be explained. Each neutron detector 1 outputs a current signal proportional to the neutron flux incident thereon to the current-voltage conversion circuit 31 of the signal conversion device 3. Then, the current-voltage conversion circuit 31 converts the current signal into a voltage signal, and converts this converted voltage signal into A.
/D conversion circuit 32, where it is converted into a digital signal. This converted digital signal is output to the digital signal input circuit 41 of the arithmetic unit 4 via the digital signal output circuit 33, and is also output to the digital signal input circuit 41 of the arithmetic unit 4.
1 to the arithmetic processing circuit 42.
【００２４】そして、演算処理回路４２において、信号
変換装置３でディジタル信号に変換された各中性子検出
器１の出力信号をディジタル信号出力回路から入力し、
記憶回路４４に予め記憶されている各中性子検出器１の
補正計数および信号変換装置３の補正計数を各中性子検
出器の出力信号に乗じて、各中性子検出器１の位置にお
ける中性子束φ（１） 〜φ（ｎ） を計算する。また
、演算処理回路４２は、各中性子検出器１の近傍におけ
る燃料、冷却材、制御棒、および、その他の原子炉構造
材の構成原子と、その核密度から求まる中性子による発
熱と、冷却材効果と熱拡散による熱移動とを予め評価し
て中性子束φと原子炉炉心流量νの関数ｆ１ （ φ，
ν） 〜ｆｎ （ φ，ν）として、記憶回路４４に記
憶されている発熱関数に、各中性子検出器１の位置にお
ける中性子束φ（１） 〜φ（ｎ） と別途原子炉炉心
流量検出器６から入力される原子炉炉心流量νとを代入
して、各中性子検出器１の近傍における熱出力Ｐ（ｋ）
＝ｆ Ｋ ［ φ （ｋ）、ν］ （ｋ＝１〜ｎ）を
求める。Then, in the arithmetic processing circuit 42, the output signal of each neutron detector 1 converted into a digital signal by the signal conversion device 3 is inputted from the digital signal output circuit, and
The neutron flux φ(1 ) ~φ(n). The arithmetic processing circuit 42 also calculates the heat generation by neutrons determined from the constituent atoms of fuel, coolant, control rods, and other reactor structural materials in the vicinity of each neutron detector 1 and their nuclear density, and the coolant effect. The function f1 (φ,
ν) ~fn (φ, ν), the neutron flux φ(1) ~φ(n) at the position of each neutron detector 1 and a separate reactor core flow rate detector are added to the heat generation function stored in the memory circuit 44. By substituting the reactor core flow rate ν input from 6, the thermal output P(k) in the vicinity of each neutron detector 1 is calculated.
=f K [φ (k), ν] (k=1 to n) is determined.
【００２５】さらに、演算処理回路４２は、各中性子検
出器１の近傍における熱出力Ｐ（ｋ）を内・外挿して、
あるいは、予め記憶回路４２に記憶されている関数を、
各中性子検出器１の近傍における熱出力Ｐ（ｋ） に合
わせ込むことにより、原子炉炉心内部の熱出力分布Ｐ（
ｘ） （ｘ：原子炉内部の任意の座標）を求め、この熱
出力分布Ｐ（ｘ） を原子炉炉心全体で積分して原子炉
炉心全体の熱出力Furthermore, the arithmetic processing circuit 42 interpolates and extrapolates the thermal output P(k) in the vicinity of each neutron detector 1,
Alternatively, a function stored in advance in the storage circuit 42,
By adjusting the thermal output P(k) in the vicinity of each neutron detector 1, the thermal output distribution P(k) inside the reactor core is
x) (x: any coordinate inside the reactor), and integrate this thermal power distribution P(x) over the entire reactor core to calculate the thermal output of the entire reactor core.
【００２６】[0026]
【数２】[Math 2]
【００２７】を計算する。Calculate .
【００２８】また、演算処理回路４２は、各中性子検出
器の近傍における熱出力Ｐ（ｋ） 、原子炉炉心内部の
熱出力分布Ｐ（ｘ） および原子炉炉心全体の熱出力Ｐ
ｔ を、予め記憶回路４４に記憶されているそれぞれの
値に対応する設定値と比較してそれぞれの値が設定値を
越えた場合には、予め決められた信号を、信号出力回路
４３から原子炉制御系５に出力する。例えば、各中性子
検出器１の近傍における熱出力Ｐ（ｋ） の個々の値が
それぞれに与えられた上限値、あるいは、下限値を越え
た場合には、警報指示装置５３から警報信号を出力し、
原子炉炉心全体の熱出力Ｐｔ が原子炉炉心全体の熱出
力Ｐｔ が原子炉炉心流量νの関数として与えられる限
界値を越えた場合には、制御棒の引き抜きを阻止する信
号を制御棒駆動装置５１に出力し、原子炉炉心全体の熱
出力Ｐｔ が、さらに高い値に設定されている上限値を
越えた場合には、原子炉を停止させるための全制御棒挿
入信号を全制御棒挿入装置５２に出力する。The arithmetic processing circuit 42 also calculates the thermal output P(k) in the vicinity of each neutron detector, the thermal output distribution P(x) inside the reactor core, and the thermal output P of the entire nuclear reactor core.
t is compared with the set value corresponding to each value stored in advance in the storage circuit 44, and if each value exceeds the set value, a predetermined signal is sent to the atom from the signal output circuit 43. Output to the furnace control system 5. For example, if the individual values of thermal output P(k) in the vicinity of each neutron detector 1 exceed the upper limit or lower limit given to each, an alarm signal is output from the alarm indicating device 53. ,
If the thermal output Pt of the entire reactor core exceeds a limit value given as a function of the reactor core flow rate ν, the control rod drive device sends a signal to prevent withdrawal of the control rods. 51, and if the thermal output Pt of the entire reactor core exceeds the upper limit set to a higher value, the all control rod insertion signal to stop the reactor is sent to the all control rod insertion device. 52.
【００２９】さらに、演算処理回路４２は、原子炉炉心
内部の熱出力Ｐ（ｘ）の予め与えられた分布関数からず
れ（偏差）が上限値を越えた場合には、予め決められた
制御棒を挿入するための信号を、制御棒駆動装置５１に
出力する。Furthermore, the arithmetic processing circuit 42 determines that when the deviation (deviation) from the predetermined distribution function of the thermal power P(x) inside the reactor core exceeds an upper limit value, a predetermined control rod A signal for inserting the control rod is output to the control rod drive device 51.
【００３０】以上述べた実施例によれば、各中性子検出
器１の近傍における熱出力Ｐ（ｋ） 、原子炉炉心内部
の熱出力分布Ｐ（ｘ） および原子炉炉心全体の熱出力
Ｐｔ を実際に演算装置４により演算することにより、
監視基準を原子炉の熱設計から決定される値とすること
ができることから、詳細で正確な原子炉の出力監視が可
能である。According to the embodiment described above, the thermal output P(k) in the vicinity of each neutron detector 1, the thermal output distribution P(x) inside the reactor core, and the thermal output Pt of the entire nuclear reactor core are actually calculated. By calculating with the calculation device 4,
Since the monitoring standard can be a value determined from the thermal design of the reactor, detailed and accurate monitoring of the reactor output is possible.
【００３１】また、原子炉炉心全体の熱出力Ｐｔ は、
各中性子検出器１の近傍における熱出力Ｐ（ｋ） から
原子炉炉心内部の熱出力Ｐ（ｘ） を求めてこれを原子
炉炉心全体で積分して計算しているため、原子炉の出力
分布に不均一が生じた場合、あるいは、原子炉の出力分
布が変動するような過度的な状態が存在するような場合
においても、正確な原子炉出力の監視を行うことができ
る。[0031] Furthermore, the thermal output Pt of the entire nuclear reactor core is:
Since the thermal output P(x) inside the reactor core is calculated from the thermal output P(k) near each neutron detector 1 and integrated over the entire reactor core, the power distribution of the reactor is calculated. Even if non-uniformity occurs in the reactor, or if there is a transient state in which the reactor's power distribution fluctuates, accurate monitoring of the reactor power can be performed.
【００３２】さらに、原子炉の出力分布を監視すること
により、原子炉出力の空間的な揺動の前兆となる原子炉
出力の局部的な突出を早期に発見して原子炉出力の空間
的な揺動が大きくなる前に、これを防ぐことができる。Furthermore, by monitoring the power distribution of the reactor, local protrusions in the reactor power, which are signs of spatial fluctuations in the reactor power, can be detected early, and spatial fluctuations in the reactor power can be detected. This can be prevented before the vibration becomes large.
【００３３】本発明は以上述べた実施例に限定されず、
例えば以下のように変形して実施できる。前述の実施例
では、各中性子検出器１は、原子炉炉心内に不均等に設
置されている場合をあげたが、臨界質量の計算、あるい
は原子炉の動特性の計算の都合上、中性子検出器を原子
炉炉心内部に均等に配置する場合であっても中性子検出
器の出力信号の処理において前述の実施例と同様な処理
を行えばよい。[0033] The present invention is not limited to the embodiments described above,
For example, the following modifications can be made. In the above embodiment, the neutron detectors 1 are installed unevenly in the reactor core, but due to the calculation of critical mass or the dynamic characteristics of the reactor, neutron detection Even when the detectors are arranged evenly within the reactor core, the same processing as in the above-described embodiments may be performed in processing the output signal of the neutron detector.
【００３４】[0034]
【発明の効果】以上述べた本発明によれば、原子炉の出
力分布に不均一がある場合、あるいは原子炉の出力分布
が変動するような過度的な状態が存在するような場合で
あっても正確な原子炉出力の監視が可能な原子炉出力監
視装置を提供することができる。[Effects of the Invention] According to the present invention described above, even when there is non-uniformity in the power distribution of a nuclear reactor, or when there is an excessive state in which the power distribution of a nuclear reactor fluctuates, It is also possible to provide a reactor power monitoring device that can accurately monitor reactor power.
【図１】本発明による原子炉出力監視装置の一実施例の
概略構成を示すブロック図。FIG. 1 is a block diagram showing a schematic configuration of an embodiment of a nuclear reactor power monitoring device according to the present invention.
【図２】図１のより具体的な構成を示すブロック図。FIG. 2 is a block diagram showing a more specific configuration of FIG. 1.
【図３】図２の構成を説明するための原子炉の炉心内中
性子束の分布図。FIG. 3 is a distribution diagram of neutron flux in the reactor core for explaining the configuration of FIG. 2;
【図４】従来の原子炉出力監視装置の一例の概略構成を
示すブロック図。FIG. 4 is a block diagram showing a schematic configuration of an example of a conventional reactor power monitoring device.
１…中性子検出器、３…信号変換装置、４…演算装置、
５…原子炉制御系、６…原子炉炉心流量検出器。1... Neutron detector, 3... Signal conversion device, 4... Arithmetic device,
5...Reactor control system, 6...Reactor core flow rate detector.
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3084102AJPH04315995A (en) | 1991-04-16 | 1991-04-16 | Nuclear reactor output monitoring device |
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3084102AJPH04315995A (en) | 1991-04-16 | 1991-04-16 | Nuclear reactor output monitoring device |
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04315995Atrue JPH04315995A (en) | 1992-11-06 |
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3084102APendingJPH04315995A (en) | 1991-04-16 | 1991-04-16 | Nuclear reactor output monitoring device |
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04315995A (en) |
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0477877B2 (en) | ||
| EP0100640B1 (en) | Systems for monitoring operating conditions within nuclear reactors | |
| US6122339A (en) | Method and device for operating a reactor in an unstable state | |
| KR940003801B1 (en) | Apparatus and method for controlling a reactor with dropped control rods | |
| JPH04315995A (en) | Nuclear reactor output monitoring device | |
| KR20120045319A (en) | Boron dilution accident alarm system using cusum(cumulative sum) control chart and method thereof | |
| JP5431143B2 (en) | Radiation measurement equipment | |
| JPS60120289A (en) | Neutron detector | |
| JP2801814B2 (en) | Reactor power monitoring device | |
| JPH01301196A (en) | Reactor safety protection device | |
| JPH05256978A (en) | Nuclear reactor protection device | |
| JPH0882691A (en) | Reactor power range monitor | |
| JPH0198995A (en) | Method and device for monitoring drawing-out of control rod | |
| JPS59164987A (en) | Fast reactor reactivity monitoring device | |
| Bevilacqua et al. | Application of Digital Computer Systems in Nuclear Power Plants | |
| JPS5924399B2 (en) | Reactor power distribution prediction device | |
| JPH112690A (en) | In-core neutron flux measurement system | |
| JPH06258486A (en) | Monitoring equipment of neutron flux in reactor | |
| JPH0262839B2 (en) | ||
| JPS5810718B2 (en) | How to control the operation of a nuclear reactor | |
| JPS5832678B2 (en) | Abnormality detection device for neutron flux measuring instruments for nuclear reactors | |
| JPS59195192A (en) | Nuclear reactor core condition monitoring device | |
| JPH08146187A (en) | Reactor power range measuring device | |
| JPH042919B2 (en) | ||
| JPH0498190A (en) | Neutron measuring device |