核計装による炉内異常検知技術の開発

Development of early core anomaly detection using nuclear instrumentation

小舞 正文; 大山 幸男*

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核計装(線形出力系)は、応答性が早く、反応度変化をもたらすような炉内異常事象に対する早期検知法として有望視されている。一方、核出力を直接的に表す核計装信号は、定格運転時であっても一定の値を示さず常にゆらいでいる。そのため、核計装による炉内異常検知を行う上で、定格運転時(=正常時)の核計装ゆらぎ範囲を明確化することが重要である。これまでの炉雑音解析により、核計装ゆらぎの低周波成分は原子炉入口温度のゆらぎによるものであり、高周波成分は主に制御棒振動によるものであることが分かっているが、核計装の低周波成分と高周波成分の周波数スペクトルの分離が十分ではなく、核計装ゆらぎ範囲を精度よく把握する必要があった。そこで、核計装ゆらぎの範囲の明確化のために、まず低周波成分に着目し、原子炉入口温度と核出力との関係を原子炉支持板熱膨張時定数、温度計時定数等を用いて伝達関数によりモデル化を行い、定格運転時における核計装ゆらぎの実測値との比較を行った。その結果、核計装ゆらぎの低周波成分がよく一致し、原子炉入口温度変化と核出力変化の関係を明確化できた。このことにより、核計装ゆらぎから本手法を用いて低周波成分を除去することにより定常的に存在する高周波成分は分離でき、核計装のゆらぎ範囲を精度よく定量化可能であり、核計装を用いた反応度変化を伴う炉内異常事象に対する早期検知法の成立性の見通しが得られた。

Neutron flux monitoring can be an effective method for the early detection of reactivity anomalies in a FBR core. This development required that the normal range of reactivity fluctuations at power should be well characterized. An analysis of Reactor noise showed that the low frequency power fluctuation was influenced by the coolant temperature fluctuation, and that the high frequency power fluctuation was caused by control rod vibration. But spectral resolution was not adequate to determine the normal range of power fluctuation quantitatively. Also, a transfer function for the coolant temperature to reactor power ratio was modeled with the time constants of the thermal expansion of the core support plate, coolant temperature measurements, and so on. This was necessary to clearly understand the cause of the normal power fluctuations. The calculated values of simulated reactor power were compared with typical power ratio data from JOYO and the comparison was good in the low frequency range. Hence, it is clear that the dynamic characteristics of reactor power are caused by coolant temperature fluctuations. The high frequency power fluctuation, which is caused by control rod vibration, can be separated from the normal reactor power fluctuation. This analysis has shown that the normal range of reactor power fluctuations can be quantitatively determined accurately, and that neutron flux monitoring can be applied to detect reactivity anomalies early in a FBR core.