JPH0554917B2 - - Google Patents
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Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は、沸騰水型原子力発電所の炉心内の中
性子束強度を測定する、中性子束測定装置に関す
る。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a neutron flux measuring device that measures the neutron flux intensity within the core of a boiling water nuclear power plant.
［発明の技術的背景とその問題点］
沸騰水型原子力発電所においては、原子炉の健
全性を維持し、必要な性能を発揮させるために、
炉心内に設置された固定形中性子束測定装置（以
下LPRMという）により測定された中性子束、
および、炉心内の水の流量、圧力、温度などの炉
心現状データをもとに、炉心性能を、プロセス計
算機によつて計算している。したがつて、中性子
束の正確な測定が、炉心出力の正確な計算に結び
付き、ひいては、燃料の健全性監視のポイントと
なる。[Technical background of the invention and its problems] In a boiling water nuclear power plant, in order to maintain the reactor's integrity and demonstrate the necessary performance,
Neutron flux measured by a fixed neutron flux measurement device (hereinafter referred to as LPRM) installed in the reactor core,
The core performance is calculated by a process computer based on the current state data of the core, such as the flow rate, pressure, and temperature of water in the core. Therefore, accurate measurement of neutron flux leads to accurate calculation of core power, which in turn becomes a key point in fuel health monitoring.
LPRMは、常に炉心内で放射線の照射を受け
ているために、その感度が劣化していく。この劣
化を補償するために、運転の要所において炉心内
を可動形中性子束測定装置（以下TIPという）に
よつて、走査しながら中性子束を測定することに
より、LPRMの測定値を校正している。したが
つて、炉心性能計算の精度は、TIPの測定値の正
確さに依存している。 Because LPRMs are constantly exposed to radiation within the reactor core, their sensitivity deteriorates. In order to compensate for this deterioration, the LPRM measurements are calibrated by measuring the neutron flux while scanning the inside of the reactor core with a movable neutron flux measurement device (hereinafter referred to as TIP) at key points during operation. There is. Therefore, the accuracy of core performance calculations depends on the accuracy of TIP measurements.
ところが、TIPは炉心内の細い案内管の中に挿
入されて移動されているので、これを駆動する駆
動ケーブルのまがり等が原因して、TIPの炉心の
軸方向の位置決め誤差を生じることがあり、それ
によつて、LPRMの測定値の校正に誤差を生じ
るおそれがある。 However, since the TIP is inserted into a narrow guide tube inside the reactor core and moved, errors in the axial positioning of the TIP in the core may occur due to bending of the drive cable that drives the TIP. , which may cause an error in the calibration of the measured value of the LPRM.
［発明の目的］
本発明は、可動形中性子束測定装置の位置ずれ
によつて生じる誤差を補正できる中性子束測定装
置を提供することを目的とする。[Object of the Invention] An object of the present invention is to provide a neutron flux measuring device that can correct errors caused by positional displacement of a movable neutron flux measuring device.
［発明の概要］
本発明では、炉心現状データ測定装置により得
られた測定値を用い、あらかじめ内蔵された物理
モデルに基づいて炉心内の中性子束分布を計算す
る。そして、このようにして求めた中性子束の計
算値と、可動形中性子束測定装置により検出され
た中性子束の測定値との相関関数を求め、この相
関関数が最大になる点を基準として測定値の炉心
軸方向にずれを補正するようにしたものである。[Summary of the Invention] In the present invention, the neutron flux distribution in the reactor core is calculated based on a pre-built-in physical model using the measured values obtained by the reactor core current data measuring device. Then, the correlation function between the calculated value of the neutron flux obtained in this way and the measured value of the neutron flux detected by the movable neutron flux measurement device is determined, and the measured value is set based on the point where this correlation function is maximum. The system is designed to compensate for deviations in the axial direction of the reactor core.
［発明の実施例］
以下、添付図面を参照しながら本発明の一実施
例を詳細に説明する。[Embodiment of the Invention] Hereinafter, an embodiment of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.
第１図は、本発明の一実施例の概略構成を示し
たものである。図において、炉心１内に設置され
た中性子束測定装置案内管２の中を、TIP３が、
中性子束測定装置駆動装置４により一定速度で炉
心上部から下部へ移動されながら、中性子束を測
定する。その測定信号は、プロセス入出力装置６
を介してプロセス計算機７内に入力される。 FIG. 1 shows a schematic configuration of an embodiment of the present invention. In the figure, TIP 3 moves inside the neutron flux measuring device guide tube 2 installed in the reactor core 1.
The neutron flux measurement device is moved from the upper part of the reactor core to the lower part at a constant speed by the neutron flux measurement device driving device 4, and the neutron flux is measured. The measurement signal is transmitted to the process input/output device 6
is input into the process computer 7 via.
一方、炉心１内に設定された炉心現状データ測
定器５によつて水の流量、炉内圧力、温度および
制御棒位置等のデータが測定され、その測定信号
は、プロセス入出力装置６を介して、プロセス計
算機７に入力される。 On the other hand, data such as water flow rate, reactor pressure, temperature, and control rod position are measured by a core current data measuring device 5 set in the reactor core 1, and the measurement signals are transmitted via a process input/output device 6. and input into the process computer 7.
プロセス計算機７において、中性子束分布計算
装置７１は、炉心現状データ測定器５の測定信号
と、所定の物理モデルを使用して炉心内中性子束
分布を計算する。測定値補正装置７２は、中性子
束分布計算装置７１で計算された計算値と、TIP
３の測定値に基づき、後述する方法に従つて位置
ずれによつて測定値に生ずる誤差を補正する。 In the process computer 7, a neutron flux distribution calculation device 71 calculates the in-core neutron flux distribution using the measurement signal from the core current data measuring device 5 and a predetermined physical model. The measured value correction device 72 uses the calculated value calculated by the neutron flux distribution calculation device 71 and the TIP
Based on the measured values of No. 3, errors caused in the measured values due to positional deviation are corrected according to the method described later.
この測定値補正装置７２によつて補正された測
定値は、炉心性能計算装置７３へ転送され、この
炉心性能計算装置７３により、あらかじめ定めら
れた方法に従つて出力分布あるいは流量分布等の
データが演算され、その結果は、出力装置７４を
介してプリンタやCRT等の出力装置８に出力さ
れ、これによつて、運転員に必要なデータが表示
される。 The measured values corrected by the measured value correction device 72 are transferred to the core performance calculation device 73, and the core performance calculation device 73 calculates data such as power distribution or flow rate distribution according to a predetermined method. The result is outputted to the output device 8 such as a printer or CRT via the output device 74, thereby displaying necessary data to the operator.
次に、測定値補正装置７２における補正処理
を、第２図のフローチヤートに従つて説明する。 Next, the correction process in the measured value correction device 72 will be explained according to the flowchart of FIG.
原子炉内の中性子束の値は、制御棒の位置、燃
料棒のタイプなど、さまざまな条件によつて各所
で異なるため、炉心性能計算上、各所での中性子
束の値を求める必要がある。そのために、原子炉
内には、通常上述のように数十の中性子束案内管
２が設けられている。 The value of neutron flux in a nuclear reactor varies depending on various conditions such as the position of control rods and the type of fuel rods, so it is necessary to calculate the value of neutron flux at each location when calculating core performance. For this purpose, several tens of neutron flux guide tubes 2 are usually provided in the nuclear reactor as described above.
また、軸方向の測定は、TIP３を中性子束案内
管２内で軸方向に１インチ（１インチ＝25.4mm；
以下同じ）毎あるいは２インチ毎に移動しなが
ら、各箇所でサンプリングすることで行なつてい
る。 In addition, the measurement in the axial direction is to measure the TIP 3 within the neutron flux guide tube 2 by 1 inch in the axial direction (1 inch = 25.4 mm;
This is done by sampling at each location while moving every 2 inches or every 2 inches.
ここでは、軸方向の寸法が144インチの炉内で、
１インチ毎に測定を行なうものとする。 Here, in a furnace with an axial dimension of 144 inches,
Measurements shall be taken every inch.
まず、中性子束の値を測定すると（処理101）、
１つの中性子束案内管において144個の測定値が
得られる。次に、これらの測定値をプロセス入出
力装置６を介して、プロセス計算機７内に、第３
図に示した形式すなわち、中性子束案内管２の座
標と当該中性子束案内管２における測定値とを関
連づけた状態で格納する（処理102）。また、これ
をグラフにすると第４図のｇ（ｘ）のような形に
なる。 First, when measuring the value of neutron flux (process 101),
144 measurements are obtained in one neutron flux guide tube. Next, these measured values are transferred to the third process computer 7 via the process input/output device 6.
The coordinates of the neutron flux guide tube 2 and the measured values in the neutron flux guide tube 2 are stored in the format shown in the figure in association with each other (processing 102). Also, if this is graphed, it will look like g(x) in Figure 4.
一方、TIP３の測定値以外の炉心現状データ、
例えば、炉心流量、発電機出力および制御棒パタ
ーン等を測定し（処理103）、これをプロセス入出
力装置６を介してプロセス計算機７内に収集格納
する（処理104）。 On the other hand, core current data other than the measured values of TIP3,
For example, the core flow rate, generator output, control rod pattern, etc. are measured (process 103), and these are collected and stored in the process computer 7 via the process input/output device 6 (process 104).
このようにして格納した炉心現状データと、あ
らかじめ設定されている物理モデルを使用して、
上記した中性子束の測定値と同じ位置での中性子
束の値を計算する（処理105）。したがつて、この
中性子束の計算値も144個得られ、これをグラフ
にすると、例えば、第４図のｆ（ｘ）のようにな
る。 Using the core current data stored in this way and the preset physical model,
A value of neutron flux at the same position as the above-mentioned measured value of neutron flux is calculated (process 105). Therefore, 144 calculated values of this neutron flux are also obtained, and when these are graphed, it becomes, for example, f(x) in FIG. 4.
ところで、測定値ｇ（ｘ）には、上述したよう
な駆動系の問題等によつて、測定位置にずれを生
じている場合が多いが、そのカーブ（すなわち各
測定値を結ぶ軌跡）自体は信頼できるという経験
則がある。また、計算値ｆ（ｘ）には、当然のこ
とながら計算誤差が発生していると考えられる
が、各測定位置の誤差はほとんどないという経験
則がある。 By the way, the measured value g(x) often has a deviation in the measurement position due to the drive system problems mentioned above, but the curve itself (i.e. the trajectory connecting each measured value) There is a rule of thumb that you can trust. Further, although it is considered that a calculation error naturally occurs in the calculated value f(x), there is an empirical rule that there is almost no error at each measurement position.
これらの経験則を利用して、測定値ｇ（ｘ）が、
実際の位置からどの程度ずれているのかを求めれ
ば、正確なTIP３の測定値を得ることができる。
すなわち、計算値ｆ（ｘ）および測定値ｇ（ｘ）
は、主に軸方向へ一定の値だけずれていると考え
られるので、測定値ｇ（ｘ）をどの程度ずらせば
計算値ｆ（ｘ）に最も近い値になるかを求め、補
正すればよい。 Using these empirical rules, the measured value g(x) is
By determining how far the position deviates from the actual position, an accurate TIP3 measurement value can be obtained.
That is, the calculated value f(x) and the measured value g(x)
is considered to be shifted by a certain value mainly in the axial direction, so it is best to find out how much the measured value g(x) should be shifted to get the closest value to the calculated value f(x) and correct it. .
一般に、２つの関数がどの程度の関係があるか
を表すものに相関関数というものがある。 Generally, there is a correlation function that expresses the degree of relationship between two functions.
相関関数とは２つの関数の重なり具合（相関強
度）を表すもので、例えば２つの関数f1（ｘ）と
f2（ｘ）の相関関数は次の式で表される。 A correlation function represents the degree to which two functions overlap (correlation strength). For example, if two functions f 1 (x) and
The correlation function of f 2 (x) is expressed by the following formula.
Ｃ＝∫+∞-∞f1（ｘ）f2（ｘ）dx ……（）
f1をｘ軸に沿つてｔだけずらすことを考える
と、相関関数はパラメータｔの関数となる。すな
わち、
Ｃ（ｔ）＝∫+∞-∞f1（ｘ−ｔ）f2（ｘ）dx……（）
そして、パラメータｔの大きさを変え、f1をず
らす幅をいろいろ変えると、相関関数Ｃ（ｔ）は
f1とf2の重なり具合に応じて種々の値をとること
になる。C=∫ +∞-∞ f 1 (x) f 2 (x) dx ... () Considering shifting f 1 by t along the x-axis, the correlation function becomes a function of the parameter t. That is, C(t)=∫ +∞-∞ f 1 (x-t) f 2 (x) dx...() Then, by changing the size of the parameter t and varying the width of shifting f 1 , the correlation The function C(t) is
Various values will be taken depending on the degree of overlap between f 1 and f 2 .
f1とf2が最もよく重なるのはＣ（ｔ）が最大に
なるようにf1をずらした場合であつて、すなわち
Ｃ（ｔ）が最大になるようにｔを調節した場合で
ある。 f 1 and f 2 overlap best when f 1 is shifted so that C(t) is maximized, that is, when t is adjusted so that C(t) is maximized.
したがつて、この相関関数を用いれば、中性子
束の測定値ｇ（ｘ）をどのくらいずらせば中性子
束計算値ｆ（ｘ）と最もよく重なるかを求めるこ
とができる。 Therefore, by using this correlation function, it is possible to determine how much the measured neutron flux value g(x) should be shifted to best overlap with the calculated neutron flux value f(x).
そこで、計算値ｆ（ｘ）と測定値ｇ（ｘ）の相関
関数をＣ（ｔ）とすると、相関関数Ｃ（ｔ）は次式
によつて表される。 Therefore, assuming that the correlation function between the calculated value f(x) and the measured value g(x) is C(t), the correlation function C(t) is expressed by the following equation.
Ｃ（ｔ）＝∫+∞-∞ｆ（ｘ）ｇ（ｘ−ｔ）dx……（）
また、この場合には離散的な関数であるので、
式（）は次の式のように書き換えられる。C(t)=∫ +∞-∞ f(x)g(x-t)dx...() Also, since it is a discrete function in this case,
The expression () can be rewritten as the following expression.
Ｃ（ｋ）＝N
〓n=1
ｆ（ｎ）ｇ（ｎ−ｋ） ……（）
ただし、１≦ｋ≦Ｎ、Ｎはサンプル数。また、
関数ｆ（ｎ）はｎ＜０とｎ＞Ｎなるｎの範囲では、
その値が０である。C(k)= N 〓 n=1 f(n) g(n-k) ...() However, 1≦k≦N, N is the number of samples. Also,
The function f(n) is in the range of n<0 and n>N,
Its value is 0.
また、測定値ｇ（ｘ）の中には、異常な値が
（例えば突発的な値）が含まれている可能性があ
るので、このような異常スパイクを除去するため
に、測定値ｇ（ｘ）の２次微分係数が一定値以下
であることをチエツクする。すなわち、
｜ｇ（ｎ＋１）−2g（ｎ）＋ｇ（ｎ−１）｜＜Ａ
……（）
なる条件を満たしていることをチエツクする。も
しも、この式（）が満足されない場合には、そ
の値は不良値なので、その値の発生した座標を除
去した残りの測定点について処理を行なう。 Also, since the measured value g(x) may include abnormal values (for example, sudden values), in order to remove such abnormal spikes, the measured value g(x) Check that the second-order differential coefficient of x) is below a certain value. That is, |g(n+1)-2g(n)+g(n-1)|<A
...() Check that the following conditions are met. If this formula () is not satisfied, the value is a defective value, and the remaining measurement points after removing the coordinates where the value occurs are processed.
このような相関関数の算出および各測定値のチ
エツクは、処理106で行なう。 Calculation of such a correlation function and checking of each measured value are performed in process 106.
式（）のＣ（ｋ）が最大になる位置、すなわ
ち相関関数の一番強い位置が中性子束の測定値ｇ
（ｎ）と計算値ｆ（ｎ）の最もよく一致する位置で
あるので、相関関数Ｃ（ｋ）の最大値を算出する
（処理107）。 The position where C(k) in equation () is maximum, that is, the position where the correlation function is strongest, is the measured value g of the neutron flux.
Since this is the position where (n) and the calculated value f(n) most closely match, the maximum value of the correlation function C(k) is calculated (process 107).
そして、このようにして求めた相関関数Ｃ（ｋ）
の最大値に対応したｋをk0とすると、測定値ｇ
（ｎ）をk0だけ軸方向にずらせば測定値ｇ（ｎ）を
補正できる。したがつて、測定値ｇ（ｎ）の補正
値g0（ｎ）は、次の式のように算出される（処理
108）。 Then, the correlation function C(k) obtained in this way
If k corresponding to the maximum value of is k 0 , then the measured value g
The measured value g(n) can be corrected by shifting (n) by k 0 in the axial direction. Therefore, the correction value g 0 (n) of the measured value g (n) is calculated as follows (processing
108).
g0（ｎ）＝ｇ（ｎ−k0） ……（）
ただし、軸方向へ移動したことによつてオーバ
ーフローした部分の測定値は、計算値ｆ（ｎ）を
外挿することで設定できる。 g 0 (n) = g (n-k 0 ) ...() However, the measured value of the overflow part due to movement in the axial direction can be set by extrapolating the calculated value f(n) .
このようにして、測定値の軸方向の位置ずれを
補正できるので、より正確な中性子束の測定が可
能になる。 In this way, the axial positional deviation of the measured value can be corrected, making it possible to measure the neutron flux more accurately.
［発明の効果］
以上説明したように、本発明によれば、炉心現
状データ測定装置により得られた測定値を用い、
あらかじめ内蔵された物理モデルに基づいて炉心
内の中性子束分布を計算し、このようにして求め
た中性子束の計算値と、可動形中性子束測定装置
により検出された中性子束の測定値との相関関数
を求め、この相関関数が最大になる点を基準とし
て測定値の炉心軸方向のずれを補正するようにし
たので、可動形中性子束測定装置の位置ずれによ
つて生じる誤差が補正できることから、炉心出力
分布が高精度に求まり、炉心監視を精度良く行な
つて沸騰水型原子炉を安全かつ効率良く運転でき
るようになる。[Effects of the Invention] As explained above, according to the present invention, using the measured values obtained by the core current data measuring device,
The neutron flux distribution within the reactor core is calculated based on a built-in physical model, and the correlation between the calculated value of neutron flux obtained in this way and the measured value of neutron flux detected by a mobile neutron flux measurement device. The function is calculated, and the deviation of the measured value in the core axis direction is corrected using the point where this correlation function is maximum as a reference, so the error caused by the positional deviation of the movable neutron flux measuring device can be corrected. The core power distribution can be determined with high precision, core monitoring can be performed with high precision, and boiling water reactors can be operated safely and efficiently.
第１図は本発明の一実施例による中性子束測定
装置のブロツク図、第２図は第１図の処理のフロ
ーチヤート、第３図は第１図における測定値の格
納形式を示した説明図、第４図は第１図における
測定値と計算値との関係を例示したグラフ図であ
る。
３……可動形中性子束測定装置、５……炉心現
状データ測定器、６……プロセス入出力装置、７
……プロセス計算機、７１……中性子束分布計算
装置、７２……測定値補正装置。
FIG. 1 is a block diagram of a neutron flux measuring device according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a flowchart of the process shown in FIG. 1, and FIG. 3 is an explanatory diagram showing the storage format of the measured values in FIG. 1. , FIG. 4 is a graph diagram illustrating the relationship between the measured values and calculated values in FIG. 1. 3...Movable neutron flux measuring device, 5...Core current data measuring device, 6...Process input/output device, 7
... Process computer, 71 ... Neutron flux distribution calculation device, 72 ... Measured value correction device.
Claims (1)
度を測定する可動形中性子束測定手段と、炉内の
各種データを測定する炉心現状データ測定手段
と、前記炉心現状データ測定手段の出力信号に基
づき、所定の物理モデルを形成して中性子束分布
を算出する中性子束分布演算手段と、前記可動形
中性子束測定手段の測定値と前記中性子束分布演
算手段の演算値に基づいて、前記可動形中性子束
測定手段の測定値を補正する補正手段を備え、前
記補正手段は、前記測定値と前記演算値との相関
関数を計算し、前記相関関数が最大になるように
前記測定値を軸方向にずらして補正することを特
徴とする中性子束測定装置。1. A movable neutron flux measuring means for measuring the neutron flux intensity in the core of a boiling water nuclear power plant, a core current data measuring means for measuring various data inside the reactor, and an output signal of the core current data measuring means. neutron flux distribution calculation means for calculating a neutron flux distribution by forming a predetermined physical model based on the measurement value of the movable neutron flux measurement means and the calculation value of the neutron flux distribution calculation means; A correction means is provided for correcting the measured value of the neutron flux measuring means, and the correction means calculates a correlation function between the measured value and the calculated value, and adjusts the measured value in the axial direction so that the correlation function is maximized. A neutron flux measuring device characterized by making correction by shifting the neutron flux.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60217958A JPS6279393A (en) | 1985-10-02 | 1985-10-02 | Measuring device for neutron flux |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60217958A JPS6279393A (en) | 1985-10-02 | 1985-10-02 | Measuring device for neutron flux |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6279393A JPS6279393A (en) | 1987-04-11 |
| JPH0554917B2 true JPH0554917B2 (en) | 1993-08-13 |
Family
ID=16712385
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60217958A Granted JPS6279393A (en) | 1985-10-02 | 1985-10-02 | Measuring device for neutron flux |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6279393A (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2531197Y2 (en) * | 1990-09-04 | 1997-04-02 | 川澄化学工業株式会社 | Medical device plug and medical device |
-
1985
- 1985-10-02 JP JP60217958A patent/JPS6279393A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6279393A (en) | 1987-04-11 |
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Legal Events
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| EXPY | Cancellation because of completion of term |