反应堆核测试仪表系统、堆输出分布监视系统和监视方法

摘要

原子反应堆核测试仪表系统、有该系统的堆输出分布监视系统及方法,监视系统具有:堆核测试仪表系统,把固定式堆内核测试仪表集合体布置在堆芯内,用该仪表集合体的实测数据测量堆芯输出区的输出分布;及堆输出分布计算装置,所述分布计算装置计算结点平均输出,进行考虑隔板对结点输出影响的输出分布计算,堆输出分布测量检测器构成堆内核测试仪表集合体,在核测试仪表管内放置固定式中子检测器集合体和γ温度计。

说明书

本发明涉及根据原子反应堆的堆芯现状数据利用物理模型来计算堆芯输出分布的原子反应堆输出分布监视系统，尤其涉及利用沿堆芯轴向布置的多台固定式中子检测装置和固定式γ射线发热检测装置，正确地以高精度求出堆芯输出分布，可靠性高的原子反应堆核测试仪表系统、具有该系统的原子反应堆输出分布监视系统及其输出分布监视方法。

在原子反应堆中，例如沸腾水型原子反应堆中，堆芯的输出分布和热状态等堆芯性能，利用在反应堆输出分布监视系统中备有的过程控制计算机来进行监视。

该堆芯输出分布和热状态监视的方法是：利用堆芯的现状数据测量装置进行测量，根据测出的堆芯现状数据，按照装在过程控制计算机内的物理模型(堆芯3维核热水力计算代码)对堆芯输出分布进行计算，一边检查确认最大线输出密度(MLHGR)或最小极限输出比(MCPR)是否已分别满足了规定的运行极限值，一边进行反应堆运行。

图26和图27表示一般的沸腾水型反应堆的反应堆输出分布监视系统。沸腾水型原子反应堆把反应堆压力容器2放到反应堆存放容器1内，把堆芯3放在该反应堆压力容器2内。该堆芯3是装上多个燃料集合体4和控制棒5等而构成的。堆内核测试仪表集合体6被设置在由堆芯3的燃料集合体4所包围的位置上。

如图27所示，堆内核测试仪表集合体6被布置在由4个燃料集合体4所形成的角间隙G内，中子检测器8在核检测试仪表管7内被分散地布置在堆芯轴向上的多个部位上。该中子检测器8是所谓固定式的，通常有4个在沸腾水型原子反应堆内，按等间隔被分散地布置在燃料轴向的有效部分上。

另外，在核测试仪表管7内布置TIP(Traversing In-CoreProbe：移动式堆内测试仪)导管9，使一个移动式中子检测器(TIP)10能沿轴向移动，如图26所示，也设置了这样一个移动式中子通量测量系统，即利用索引装置11、TIP驱动装置12、以及TIP控制装置和TIP中子通量信号处理装置13等在轴向上连续地测量中子通量。代号14是贯穿部分，15是阀门机构，16是屏蔽容器。包括这些中子检测器8和10、其(后述的)信号处理装置13、17等控制装置在内，统称为反应堆核测试仪表系统24。

另一方面，布置在堆内的固定式中子检测器(LPRM检测器)8，分成几个组，制作各组的平均信号(APRM信号)，监视堆芯3的输出区的输出电平。为了防止中子通量急速上升这样的异常的过渡现象或发生事故时，燃料的破损或堆芯破损，构成一种能使控制棒驱动机构等原子反应堆停止系统(图中未示出)迅速进行关闭动作的原子反应堆安全保护系统。

但是，固定式中子检测器8由于受中子照射等，其灵敏度分别发生变化，所以，为了在运转过程中对各中子检测8的灵敏度每一定时间校正一次，可对TIP(移动式中子检测器)10进行操作，取得堆芯轴向的连续输出分布，同时利用输出区检测器信号处理装置17的增益调整功能来对各中子检测器8的灵敏度变化进行校正。

再者，在TIP10中获得的中子通量信号，在用于构成反应堆核测试仪表系统24的TIP中子通量信号处理装置13中被处理成与堆芯轴向位置相对应的中子通量信号，在反应堆输出分布计算系统18(通常作为程序装在原子能发电站的一台或多台运行监视用过程控制计算机内)中，作为3维核热水力计算时的参考输出分布而被读出。反应堆输出分布计算系统18具有输出分布计算模块19、输出分布学习模块20和输出入装置21。

另一方面，从作为原子反应堆的堆芯现状数据测量装置的现状数据测量仪22中获得的控制棒图形、堆芯流量、原子反应堆园顶汽室压力、以及从其他各种堆芯现状数据中获得的原子反应堆热输出、堆芯入口冷却材料温度等工艺量，均被读入，在现状数据处理装置23中进行数据处理，然后被送入反应堆输出分布计算装置18内。现状数据测量仪22实际上由多台监视设备构成，它是用于收集原子反应堆的各种运行参数的工艺数据的装置的总称。在图26中为了简化起见用一台测量仪表示。并且，现状数据处理装置23由过程控制计算机或其一部分构成，经数据处理后的堆芯现状工艺量被送入到反应堆输出分布计算装置18内，利用装在过程控制计算机内的3维核热水力计算代码按照输出分布计算模块19来对堆芯输出分布进行计算，把该计算结果送入到输出分布学习模块20内，按上述参考输出分布进行学习，进行补偿，在以后的输出分布预测计算中以高精度计算出原子反应堆输出分布。

再者，在过去的堆内核测试仪表集合体6中，也有如图28的局部缺口斜视图所示，利用移动式γ射线发热检测器10A来代替移动式中子检测器10，使其沿堆芯轴向移动，沿堆芯轴向连续地测量γ射线。γ射线的产生与原子反应堆堆芯3中的核分裂数量成正比，所以，通过测量该γ射线，可以测出附近的核分裂量。

利用移动式中子检测器10和γ射线发热检测器10A，能对在堆芯轴向布置的多个中子检测器8各自的检测精度的不一致性进行校正，同时，能在堆芯轴向上连续地测量输出分布。

这样，在过去的反应堆核测试仪表系统中，依靠作为移动式测量装置的移动式中子检测器10和移动式γ射线发热检测器10A，来连续地测量堆芯3的轴向输出分布。

并且，过去的反应堆核测试仪表系统已由特开平6-289182号公报公开。该反应堆核测试仪表系统是把堆内核测试仪表集合体设置在原子反应堆堆芯内。堆内测试仪表集合体是把固定式中子检测器集合体和固定式γ温度计装入到核测试仪表管内而构成的，固定式γ温度计是在堆芯轴向上分散地布置多个γ射线发热检测器。γ射线发热检测器的布置间隔，在堆芯轴向中央部分较大；在堆芯轴向端部较小，位于上端的γ射线发热检测器布置在离开堆芯轴向燃料有效部的上端的距离为15cm以内的位置上，用上述γ射线发热检测器来测量γ射线。

在过去的反应堆核测试仪表系统中，存在的问题是：为了精密地监视堆芯轴向的输出分布，必须有移动式中子检测器10或γ射线发热检测器10A，当仅有固定式中子检测器时，很难精密地监视堆芯轴向输出分布。

另一方面，移动式中子检测器10或γ射线发热检测器10A，是从放置堆芯3的反应堆压力容器2的外部至少使1个中子检测器10或γ射线发热检测器10A在堆芯3的总长(堆芯轴向长度)上在TIP导管9内上下移动，进行测量，所以，为了对中子检测器10和γ射线发热检测器10A进行移动操作所用的机械驱动操作装置，体积大，结构复杂，妨碍移动操作和维修。尤其需要对下列机械驱动操作装置加强维护管理，例如对中子检测器10和γ射线发热检测器10A进行移动操作的检测器驱动装置12、选择TIP导管9的索引装置11、阀门机构15和屏蔽容器16等。并且移动式检测器10、10A是放射性的，所以其维修管理作业时可能受到辐射。

从这一观点出发，提出了这样的解决方法，即在反应堆核测试仪表系统中不使用移动式测量装置，对原子反应堆的堆芯轴向输出分布进行监视。

在过去的反应堆核测试仪表系统中所采用的堆内核测试仪表集合体6，通常具有4个固定式中子检测器8和1个移动式中子检测(TIP)10或移动式γ射线发热检测器10A，现在考虑和固定式中子检测器8一样地布置固定式γ射线发热检测器来代替移动式TIP。

但是，当在堆芯轴向上布置4个固定式γ射线发热检测器时，不能测量堆芯3的上部和下部的输出，并且，当根据4个测量数据来对堆芯3的上部和下部的测量数据进行外插，或者根据4个测量数据对其进行内插时，由于在堆芯轴向的各部位之间互相的输出分布变化情况不同，所以产生大的测量误差，使精度降低。

再者，在沸腾水型原子反应堆中，装入到堆芯3内的燃料集合体4，为了使各燃料棒之间保护所需的间隔，在燃料集合体4的轴向上分散地设有多个燃料隔板。在堆芯3的轴向上分散地设置燃料隔板的结点，由于燃料隔板所产生的慢化材料排除作用，预计将形成中子通量降低，输出局部减小的凹形输出分布。但没有利用过去的过程控制计算机内所装的3维核热水力模式来进行处理，因此，虽然在原子反应堆输出分布计算装置18中，通过学习移动检测器的读取值来对堆芯轴向输出分布计算所产生的误差进行校正，但是，若用固定式检测器来取代移动式检测器，则其缺点是：不能获得该校正信息，对设有燃料隔板的结点部分的输出进行评价时会产生很大误差。

因此，当反应堆核测试仪表系统内仅具有固定式测量装置时，堆芯轴向输出分布的测量误差增大，所以，对原子反应堆运行的限制条件必须预先设定较大的余量，其结果使原子反应堆运行的余量减小，对开动率等产生不良影响。

再者，为了提高堆芯轴向输出分布的测量精度，可以在堆芯轴向上布置多个固定式γ射线发热检测器。这时，由于检测器信号线增加，能通过堆芯核测试仪表集合体6的核测试仪表管9内的检测器连接用电缆条数受到限制，所以也使多个γ射线发热检测器的布置数量受到限制。

另外，如特开平6-289182号公报所述，在反应堆核测试仪表系统内布置了多个γ射线发热检测器。但在该反应堆核测试仪表系统中，对γ射线发热作用范围分析和γ射线发热的知识经验不足，上下端的γ射线发热检测器至少有一边的布置位置离开堆芯轴向燃料有效部分的上下端15cm以内，所以，难于正确而精密地检测燃料有效部分上下端部的γ射线发热量。

本发明是考虑上述情况而提出的，其目的在于提供这样一种原子反应堆输出分布监视系统及其输出分布监视方法，即不需要移动式测量装置，仅使用固定式测量装置，能够正确、精密、高效率地计算和监视堆芯轴向输出分布。

本发明的另一目的在于提供这样一种反应堆核测试仪表系统及其输出分布监视方法，即不需要移动式测量装置，可以省略机械驱动操作装置，能简化结构，同时能避免作业员暴露在辐射条件下作业或者减少这种暴露作业。

本发明的再一个目的是提供这样一种反应堆输出分布监视系统及其输出分布监视方法，即固定式测量装置采用γ射线发热检测装置，其轴向上的布置数量尽量少于堆芯轴向结点数，考虑了燃料隔板的存在，能够正确而且精密地计算出堆芯轴向输出分布，可靠性高。为达到上述目的本发明采取以下技术方案：

一种原子反应堆核测试仪表系统，其具有：多个堆内核测试仪表集合体，所述集合体被布置在原子反应堆堆芯内所安装的多个燃料集合体之间的间隙内，上述堆内核测试仪表集合体包括：固定式中子检测器集合体，其是在堆芯轴向上分散地布置了多个固定式中子检测器；和固定式γ温度计，其至少在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上布置了多个固定式γ射线发热检测器，其特征在于还具有：

输出区检测器信号处理装置，它通过信号电缆与上述固定式中子检测器集合体相连接；以及

γ温度计信号处理装置，它通过信号电缆与上述固定式γ温度计相连接。

所述的反应堆核测试仪表系统，其特征是：堆内核测试仪表集合体的固定式中子检测器集合体，是在堆芯轴向上按规定间隔分散地布置N个(N≥4)固定式中子检测器；而固定式γ温度计，是在堆芯轴向上布置(2N-1)个固定式γ射线发热检测器，上述固定式γ射线发热检测器的(2N-1)个中，N个布置在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上，余下的(N-1)个布置在上述固定式中子检测器之间的堆芯轴向中间位置上。

所述的原子反应堆核测试仪表系统，其特征是：堆内核测试仪表集合体的固定式中子检测器集合体，是在堆芯轴向上按规定间隔分散地布置N个(N≥4)固定式中子检测器；而固定式γ温度计，是在堆芯轴向上布置2N个固定式γ射线发热检测器，上述固定式γ射线发热检测器的2N个中，N个布置在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上，余下的(N-1)个布置在上述固定式中子检测器之间的堆芯轴向中间位置上，另外，其余的1个布置在比上述固定式中子检测器最下段位置更下方的堆芯轴向燃料有效部分内，离开堆芯轴向有效端部15cm以上。

所述的原子反应堆核测试仪表系统，其特征在于：堆内核测试仪表集合体的固定式中子检测器集合体，是在堆芯轴向上按规定间隔分散地布置N个(N≥4)固定式中子检测器；而固定式γ温度计，是在堆芯轴向上布置(2N+1)个固定式γ射线发热检测器，上述固定式γ射线发热检测器的(2N+1)个中，N个布置在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上，余下的(N-1)个布置在上述固定式中子检测器之间的堆芯轴向中间位置上，再有，余下的1个布置在上述固定式中子检测器最下段位置下方的堆芯轴向燃料有效部分内，最后一个布置在比上述固定式中子检测器的最上段位置更靠上方的堆芯轴向燃料有效部分内，离开堆芯轴向燃料有效部分端部15cm以上。

所述的原子反应堆核测试仪表系统，其特征在于：在把固定式中子检测器的轴向布置间隔设定为L时，将固定式γ温度计中的一个，布置到固定式中子检测器的最下段位置上的上方L/4的位置上。

所述的原子反应堆核测试仪表系统，其特征在于：当在堆芯轴向上对原子反应堆的堆芯进行结点分割时，使固定式中子检测器的堆芯轴向位置和固定式γ射线发热检测器的堆芯轴向位置分别与各结点的中央相一致。

所述的原子反应堆核测试仪表系统，其特征在于：构成固定式中子检测器集合体的各固定式中子检测器，被布置成能够利用布置在相同堆芯轴向位置上的固定式γ射线发热检测器来进行校正的，各固定式中子检测器被校正成，能够与换算成从相同堆芯轴向位置的γ射线发热检测器信号而求出的γ射线发热的量相一致的。

一种原子反应堆输出分布监视系统，其特征在于具有：

原子反应堆输出分布计算装置，它根据来自水冷却原子反应堆堆芯现状数据测量装置的堆芯现状数据，利用评价燃料隔板对结点输出的影响的3维核热水力计算代码，通过中子通量分布计算来计算堆芯输出分布；以及

原子反应堆核测试仪表系统，其根据布置在上述原子反应堆堆芯内的固定式原子反应堆核测试仪表系统检测器所提供的实测数据，来测量输出区的反应堆输出分布，

上述反应堆输出分布计算装置设定为，一方面在堆芯轴向上把原子反应堆堆芯分割成多个结点，对结点输出进行计算，另一方面，对具有燃料隔板的结点，把燃料隔板对结点输出的影响考虑在内，进行输出分布计算。

所述的反应堆输出分布监视系统，其特征在于：反应堆输出分布计算装置包括：

输出分布计算模块，用于输入来自现状数据测量装置的堆芯现状数据，利用旨在评价燃料隔板对结点输出的影响的3维核热水力计算代码，计算出对堆芯内的中子通量分布、输出分布、热运行极限值的余量；

输出分布学习模块，其输入来自该计算模块的堆芯输出分布计算结果，同时参照该计算结果和来自上述反应堆核测试仪表系统的实测数据，获得反映实测数据的堆芯输出分布校正量；以及

具有显示器的输出入装置。

所述的原子反应堆输出分布监视系统，其特征是：当欲求固定式γ温度计的γ射线发热检测器的γ射线发热量的堆芯轴向结点被设定为K时，利用加权相关函数，对从堆芯轴向结点K上下相邻的结点K-1和K+1来的γ射线发热量的作用，进行加法运算，计算出各γ射线发热检测器的堆芯轴向位置上的γ射线发热量。

一种反应堆输出分布监视方法，把来自堆芯现状数据测量装置的堆芯现状数据输入到反应堆输出分布计算装置内，由该反应堆输出分布计算装置，利用旨在评价燃料隔板对结点输出的影响的3维核热水力计算代码，通过中子通量分布计算，来计算出堆芯输出分布，根据算出的堆芯输出分布结果，来获得γ射线发热量的模拟计算值，利用输出分布学习模块，对每个所需测量位置分别求出该计算值和来自反应堆核测试仪表系统的γ射线发热量的测量值的差分作为差分校正量，再在轴向上对差分校正量进行内外插，以获得各轴向结点的差分校正量，为了适合于该差分校正量，在核测试仪表管周围的各结点按比例分配；对上述计算出的堆芯输出分布或中子通量分布进行校正，以对堆芯输出分布进行校正计算和监视。

所述的反应堆输出分布监视方法，其特征是：当利用3维核热水力计算代码来计算堆芯输出分布时，根据考虑了设置在已知的堆芯轴向结点位置上的燃料隔板的中子通量局部失真的结点输出，来求出堆芯输出分布。

所述的原子反应堆输出分布监视方法，其特征是：固定式γ温度计的各γ射线发热检测器布置在至少与分散地布置在堆芯轴向上的固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上，利用γ射线发热检测器的读出值，来对固定式中子检测器的输出电平进行调整。

一种原子反应堆输出分布监视方法，其特征是：当欲求固定式γ温度计的γ射线发热检测器的γ射线发热量的堆芯轴向结点被设定为K时，利用加权相关函数对来自堆芯轴向结点K的上下相邻的结点K-1和K+1的γ射线发热量的作用(贡献)进行加法运算，计算出各γ射线发热检测器的堆芯轴向位置上的γ射线发热量。

涉及本发明的反应堆核测试仪表系统，为了解决上述问题，如所述的原子反应堆核测试仪表系统，其具有多个堆内核测试仪表集合体，并将其布置在原子反应堆堆芯内的多个燃料集合体之间的间隙内，上述堆内核测试仪表集合体具有：固定式中子检测器集合体，其结构是把多个固定式中子检测器分散地布置在堆芯上；其特征在于：还具有：输出区检测器信号处理装置，这是由固定式γ温度计构成的，该温度计是把多个固定式γ射线发热检测器至少是布置在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上，并且通过信号电缆上与上述固定式中子检测器集合体相连接；以及γ温度计信号处理装置；它通过信号电缆与上述固定式γ温度计相连接。

再者，为了解决上述问题，本发明的反应堆核测试仪表系统，堆内核测试仪表集合体中的固定式中子检测器集合体是在堆芯轴向上按照规定的间隔分散地布置N个(N≥4)固定式中子检测器，另一方面，固定式γ温度计是在堆芯轴向上布置(2N-1)个固定式γ射线发热检测器，在上述固定式γ射线发热检测器的(2N-1)个中，N个被布置在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上；剩余的(N-1)个被布置在上述固定式中子检测器之间的堆芯轴向中间位置上。

另外，为了解决上述问题，涉及本发明的反应堆核测试仪表系统，堆内核测试仪表集合体的固定式中子检测器集合体是在堆芯轴向上按规定间隔分散地布置N个(N≥4)固定式中子检测器，另一方面，固定式γ温度计是在堆芯轴向上布置N个固定式γ射线发热检测器，在上述固定式γ射线发热检测器的2N个中，N个被布置在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上，其余的(N-1)个被布置在上述固定式中子检测器之间的堆芯轴向中间位置上，另外，其余的1个被布置在上述固定式中子检测器最下段位置的下方的堆芯轴向燃料有效部内，离开堆芯轴向有效部端15cm以上。

再有，为了解决上述问题，涉及本发明的反应堆核测试仪表系统，堆内核测试仪表集合体的固定式中子检测器集合体在堆芯轴向上按规定间隔分散地布置N个(N≥4)固定式中子检测器，另一方面，固定式γ温度计是在堆芯轴向上布置(2N+1)个固定式γ射线发热检测器，在上述固定式γ射线发热检测器的(2N+1)个中，N个被布置在与上述固定式中子检测器相同的堆芯轴向中间位置上；其余的(N-1)个被布置在与上述固定式中子检测器之间的堆芯轴向中间位置上；另外，其余的1个被布置在上述固定式中子检测器的最下段位置的下方的堆芯轴向燃料有效部内；最后的一个被布置在上述固定式中子检测器最上段位置的上方的堆芯轴向燃料有效部内，离开堆芯轴向燃料有效部端15cm以上。

再有，为了解决上述问题，涉及本发明的反应堆核测试仪表系统，固定式γ温度计中的一个在固定式中子检测器的轴向布置间隔为L时，被布置在固定式中子检测器的最下段位置的上方，L/4的位置上。

并且，为了解决上述问题，涉及本发明的反应堆核测试仪表系统，当在堆芯轴向上对原子反应堆的堆芯进行结点分割时，使固定式中子检测器的堆芯轴向位置和固定式γ射线发热检测器的堆芯轴向位置分别与各结点中央相一致。

再者，为了解决上述问题，涉及本发明的反应堆核测试仪表系统，构成固定式中子检测器集合体的各固定式中子检测器，其布置的位置能保证利用布置在相同堆芯轴向位置上的固定式γ射线发热检测器来进行校正，使各固定式中子检测器被校正后能达到与下列换算数量值相一致，即换算成根据相同堆芯轴向位置的γ射线发热检测器信号而求出的γ射线发热量。

涉及本发明的反应堆核测试仪表系统，具有：反应堆输出分布计算装置，它根据来自水冷却原子反应堆堆芯的现状数据测量装置的堆芯现状数据，利用对燃料隔板对结点输出的影响进行评价的3维核热水力计算代码通过中子通量分布计算来计算出堆芯输出分布；反应堆核测试仪表系统，用于根据从布置在上述原子反应堆堆芯内的固定式反应堆核测试仪表系统检测器中来的实测数据，来对输出区的堆输出分布进行测量，

上述反应堆输出分布计算装置是这样设定的：一方面在堆芯轴向上把原子反应堆堆芯分割成多个结点，计算出结点输出；另一方面，对具有燃料隔板的结点把燃料隔板对结点输出的影响考虑在内，进行输出分布计算。

并且，为了解决上述问题，涉及本发明的原子反应堆输出分布监视系统，反应堆输出分布计算装置的构成部分包括：

输出分布计算模块，它输入来自现状数据测量装置的堆芯现状数据，利用评价燃料隔板对结点输出的影响的3维核热水力计算代码，来计算堆芯内的中子通量分布、输出分布、以及对热运行限制值的余量等；

输出分布学习模块，它在把来自上述计算模块的堆芯输出分布计算结果输入进去的同时，根据该计算结果，参照来自上述反应堆核测试仪表系统的实测数据，获得反映实测数据的堆芯输出分布校正量；以及  

输出入装置，它具有显示装置。

再有，为了解决上述问题，涉及本发明的反应堆输出分布监视系统，当把预求固定式γ温度计的γ射线发热检测器的γ射线发热量的堆芯轴向结点定为K时，利用权相关函数来对从结点K以外上下相邻的结点K1-1和K+1来的γ射线发热量的贡献(作用)进行加法计算，计算出各γ射线发热检测器的堆芯轴向位置上的γ射线发热量。

再者，涉及本发明的反应堆输出分布监视方法是：把来自堆芯现状数据测量装置的堆芯现状数据输入到反应堆输出分布计算装置中，在该反应堆输出分布计算装置中，利用评价燃料隔板对结点输出的影响的3维核热水力计算代码，通过中子通量分布计算，来求出堆芯输出分布，根据计算出的堆芯输出分布结果，得到γ射线发热量的模拟计算，利用输出分布学习模块对所需的每个测量位置求出上述计算值和从反应堆核测试仪表系统来的γ射线发热量的测定值的差分作为差分校正量，进而在轴向上对差分校正量进行内外插，得到各轴向结点的差分校正量，为了适合于该差分校正量，按照对核测试仪表管周围各结点的比例分配方法对上述计算的堆芯输出分布或中子通量分布进行校正，对堆芯输出分布进行校正计算和监视。

再有，为了解决上述问题，涉及本发明的原子反应堆输出分布监视方法，当利用3维核热水力计算代码来计算堆芯输出分布时，对设置在已知的堆芯轴向结点位置上的燃料隔板所形成的中子通量局部失真加以考虑，根据该结点输出来求出堆芯输出分布。

再有，为了解决上述问题，涉及本发明的原子反应堆输出分布监视方法，把固定式γ温度计的各γ射线发热检测器布置在至少与分散地布置在堆芯轴向上的固定式中子检测器相同的堆芯轴向位置上，利用γ射线发热检测器的读取值来对固定式中子检测器的输出电平进行调整。

再者，涉及本发明的原子反应堆输出分布监视方法，为了解决上述问题，当把预求固定式γ温度计的γ射线发热检测器的γ射线发热量的堆芯轴向结点定为K时，利用权相关函数来对从上下相邻的结点K-1和K+1来的γ射线发热量的作用(贡献)进行加法运算，计算出各γ射线发热检测器的堆芯轴向位置上的γ射线发热量。

发明的效果：

如上所述，在涉及本发明的反应堆核测试仪表系统、具有该系统的反应堆输出分布监视系统、以及原子反应堆输出分布监视方法中，不需要移动式中子检测器或γ射线发热检测器等移动式测量装置，仅使用固定式原子反应堆核测试仪表检测器即可高精度、高效率地计算出堆芯的轴向输出分布，能够获得反映实测值的、可靠性高的堆芯输出分布计算结果。

再者，在涉及本发明的反应堆核测试仪表系统、具有该系统的反应堆输出分布监视系统、以及原子反应堆输出分布监视方法中，不需要移动式测量装置，能够省略移动式测量装置的牵引装置、驱动装置等大型机械驱动装置，在实现简化结构的同时，还缓解了或彻底解决了维修作业时受辐射的问题。

在本发明中，因为堆内核测试仪表集合体(原子反应堆输出分布测量装置)由安装在核测试仪表管内的固定式中子检测器集合体和固定式γ温度计构成，所以，不需要移动式中子检测器或移动式γ射线发热检测器，不需要移动式测量装置的牵引装置、驱动装置等大型机械驱动操作装置，能简化结构和减小维修作业。

再者，在原子反应堆输出分布测量装置中不需要移动式测量装置及其牵引装置、驱动装置等机械驱动装置，能简化结构，不需要反应堆输出分布监视装置和移动部分，所以，能减少维修作业，另一方面，由于采用了固定式γ温度计，所以不需要维修。

在本发明中，按照与固定式中子检测器N个相同的数量并且在相同的堆芯轴向位置上布置固定式γ射线发热检测器，在上述N个的中间位置上布置(N-1)个固定式γ射线发热检测器(GT)，因此，在堆芯轴向上能获得更多的GT检测器信号，与权利要求4和5所述的发明相比，能提高堆芯轴向输出分布测量精度。

在本发明中，能以几乎均等地覆盖燃料有效长度的方式来布置γ射线发热检测器，减少了实测值和计算值的差分的外插量，所以，与燃料有效部分上端附近相比，输出较大的下端附近的结点输出能以更高的精度从堆芯输出分布的测量结果中计算出来。

在本发明中，由于以几乎均等地覆盖燃料有效长度的方式来布置γ射线发热检测器，外插量减少，所以上下端的结点输出能以更高的精度从堆芯输出分布测量结果中计算出来。

在本发明中，在离开最下端的固定式中子检测器0.25L距离的上方位置上也补充布置了γ射线发热检测器。着眼于该补充布置在最近的高燃烧度8×8燃料或燃烧度9×9燃料的堆芯中是在堆芯轴向上容易产生最大输出峰值的位置，若在该位置上布置固定式γ射线发热检测器，则在容易产生最大射线输出密度的堆芯位置上能精密地对输出分布进行监视，能提高输出分布测量精度。尤其若与权利要求7的发明相结合，则在堆芯轴向上能够布置的γ射线发热检测器的数量在机械设计上受到限制时，优点是在被限制的数量中，能为提高堆芯输出分布精度而进行优化。

本发明是，固定式中子检测器和γ射线发热检测器一起布置在反应堆输出分布计算装置中所用的3维核热水力计算代码中的燃料轴向结点分割的结点中心上，由于对所有的γ射线发热检测器位置都能使相邻结点的加权相同，所以，堆芯输出分布计算简化，测量精度提高。

在结点中心处没有固定式中子检测器时，根据轴向的相邻结点的读出值中子通量分布在实际的轴向位置上进行内插校正。并且，γ射线发热检测器在检测器的位置发挥作用的γ射线源、即输出分布，在15cm以内作用比较大，所以，即使γ射线发热检测器被布置在轴向结点约15cm高的中央，也受上下的相邻结点的输出分布的影响。该影响按照与离开检测器的距离z的指数相接近的函数来进行衰减。所以，在堆芯轴向结点的中心处没有γ射线发热检测器时，必须按照具有γ射线发热检测器的结点和相邻结点内的轴向输出分布的轴向非对称加权分布来计算读出值，相反，在根据γ射线发热检测器的读出值而换算成周围的输出分布时，为便于计算，必须在轴向上进行内插或外插，计算出结点中心的读出值。  

在本发明中，利用根据堆芯轴向的同一级内存在的γ射线发热检测器信号而计算出的γ射线发热量，来直接对固定式中子检测器的信号输出进行校正。这样，不通过装有3维核热水力模拟计算代码的输出分布计算装置，就能够精密地对固定式中子检测器的信号输出进行校正，并且速度快，可靠性高。

在本发明中，利用3维核热水力计算代码(用于评价由燃料隔板造成对结点输出的影响)来进行堆芯输出分布计算，最初在堆芯轴向的已计算出的堆芯输出分布中具有凹凸，所以，能消除输出峰值的过大评价校正和具有燃料隔板的结点输出的过大评价校正的误差，能精密地正确地对堆芯输出分布进行学习校正，能获得可靠性高的堆芯输出分布。

在本发明中，反应堆输出分布计算装置利用内部装有3维核热水力计算代码作为物理模型的过程控制计算机，来计算堆芯输出分布，该3维核热水力计算代码用于按输出分布计算模块9来评价采用燃料隔板对结点输出的影响，利用输出分布学习模块来使该计算出的堆芯输出分布结果与来自反应堆核测试仪表系统的实测数据相比较，这样，能精密地高效率地获得反映实测数据的堆芯输出分布。

在本发明中，在利用输出分布计算装置来计算γ射线发热检测器的应答时，考虑到了γ射线的射程比热中子的长，不仅考虑到了具有检测器的轴向结点的作用，而且也考虑到了相邻的上下结点的作用，因此，能以最小限度的计算来提高输出分布计算精度。

在本发明中，利用3维核热水力计算代码(它对采用燃料隔板对结点输出的影响进行评价)，根据来自堆芯现状数据测量装置的堆芯现状数据来计算堆芯输出分布，利用计算代码从堆芯输出分布结果中求得γ射线发热量的模拟计算值，使该计算值与来自反应堆核测试仪表系统的各测量位置的γ射线发热量的测量值进行比较，按照与各结点成比例的分配来对计算出的堆芯输出分布或中子通量分布进行校正，所以，能精密地正确地计算出与测量值相对应的可靠性高的堆芯输出分布。

在本发明中，3维核热水力计算代码能评价燃料隔板对该结点输出的影响效果，所以，一开始就出现燃料隔板所带来的轴向输出分布的凹凸，能消除结点输出的过小评价校正和过大评价校正的误差。

在本发明中，能根据γ射线发热检测器的读出值来对固定式中子检测器的输出电平进行调整，对固定式中子检测器造成的中子通量测量灵敏度下降进行校正，比较简单、容易、时间短。

在本发明中，当用输出分布计算装置来计算γ射线发热检测器的应答时，考虑γ射线的射程比热中子长，不仅考虑具有γ射线发热检测器的堆芯轴向结点对γ射线发热量的作用，而且也考虑相邻的上下结点对γ射线发热量的作用，因此用最小限度的计算就能提高输出分布计算精度。

以下参照附图，说明说明本发明的实施例：

图1表示涉及本发明的反应堆输出分布监视系统实施例概要的方框结构图。

图2表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统的第1实施例，是表示反应堆核测试仪表系统的反应堆输出分布计算装置的检测器布置例的部分切口斜视图。

图3是表示图2所示的反应堆输出分布测量装置的检测器布置例的部分切口正面图。

图4是图2所示的原子反应堆输出分布测量装置内所具有的γ温度计剖断面斜视图。

图5是表示图4所示的固定式γ温度计结构例的部分纵断面图。

图6(A)是表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统内所具有的原子反应堆输出分布测量检测器布置例的图；(B)是表示上述原子反应堆输出分布测量检测器中所具有的固定式γ温度计的γ射线发热测量原理的说明书和γ射线发热温度分布图。

图7是原子反应堆的堆芯轴向输出分布的比较特性曲线图，是表示以下两种3维核热水力计算代码的采用γ温度计的学习校正结果的燃料集合体轴向输出分布比较图：一种是3维核热水力计算代码具有涉及本发明的反应堆核测试仪表系统的一实施例内所采用的隔板模型；另一种是过去的3维核热水力计算代码，其中未装上述隔板模型。

图8是表示图7的A部放大图，是表示没有隔板模型时的学习校正的过大校正效果的说明图。

图9是表示图7的A部放大图，是表示有隔板模型时的学习校正的效果的说明图。

图10表示涉及本发明的反应堆输出分布监视系统的原子反应堆输出分布计算装置所具有的输出分布计算模块和输出分布校正模块的堆芯输出分布计算和学习流程。

图11表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统用于沸腾水型原子反应堆的3维核热水力计算代码(修正一群代码的例)的流程图。

图12表示涉及本发明的原子反应堆核测试仪表系统第2实施例，它表示原子反应堆输出分布测量检测器(堆内核测试仪表集合体)的检测器布置例的部分切口斜视图。

图13是表示图12所示的原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口正面图。

图14表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统的第3实施例，它是表示原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口斜视图。

图15表示图14所示的原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口正面图。

图16表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统的第4实施例，它是表示原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口斜视图。

图17是表示图16所示的原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口正视图。

图18表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统的第5实施例，它是表示原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口斜视图。

图19是表示图18所示的原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口正面图。

图20表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统的第6实施例，它是表示原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口斜视图。

图21是表示图20所示的原子反应堆输出分布测量检测器的检测器布置例的部分切口正面图。

图22是涉及本发明的反应堆核测试仪表系统所具有的γ温度计(GT)接受γ射线发热量与离开γ射线面源的距离的关系说明图。

图23是把γ温度计的γ射线发热检测器(GT检测器)设置在结点中心上时来自相邻结点的γ射线发热量(结点输出)的作用比例说明图。

图24是不把γ温度计的γ射线发热检测器设置在结点中心上时来自相邻结点的γ射线发热量(结点输出)的作用比例说明图。

图25是表示当γ温度计(GT)不是位于燃料轴向结点的中心上时的GT应答的求法的说明图。

图26是表示过去的反应堆输出分布监视系统概要的方框结构图。

图27表示把固定式中子检测器集合体(LPRM)和移动式中子检测器组合起来作为过去的反应堆核测试仪表系统所具有的原子反应堆输出分布测量检测器的例子。

图28表示把固定式中子检测器集合体和移动式γ射线发热检测器组合起来作为过去的反应堆核测试仪表系统所具有的原子反应堆输出分布测量检测器的例子。

以下根据附图，详细说明涉及本发明的反应堆核测试仪表系统和具有该系统的原子反应堆输出分布监视系统的实施例。

图1是涉及本发明的原子反应堆输出分布监视系统的一个实施例的系统图，该反应堆输出分布监视系统具有：适用于沸腾水型原子反应堆，由检测器和信号处理装置构成的反应堆核测试仪表系统30、以及用于计算堆芯输出分布的反应堆输出分布计算装置31。反应堆输出分布计算装置31是过程控制计算机的一部分，对堆芯性能进行监视。

另一方面，沸腾水型原子反应堆，其反应堆压力容器2装在反应堆存放容器1内，堆芯3装在该反应堆压力容器2内。堆芯3由兼作为慢化材料的冷却材料进行冷却。在堆芯3内如图2图3所示装有多个燃料集合体4。多个燃料集合体4个为一组，在4个为一组的燃料集合体4之间安装横断面为十字形的控制棒5，能从下方插入和拉出。

在安装了多组的4个为1组的燃料集合体4而构成的堆芯3内设置了多个堆内核测试仪表集合体32，由其构成反应堆核测试仪表系统的检测器。堆内核测试仪表集合体32被布置在与控制棒5的布置位置不同的位置上，如图2和图3所示，被布置在4个燃料集合体4之间所形成的角水间隙G内。堆内核测试仪表集合体32具有细长的管状核测试仪表管33，在该核测试仪表管33内沿轴向分散地分别装入作为固定式中子检测装置的中子检测器34和作为固定式γ检测装置的γ射线发热检测器35各多个。

固定式中子检测器34在核测试仪表管33内作为LPRM检测器按等间隔离散地或分散地布置在堆芯轴向的数个部位上，构成了中子检测器集合体(LPRM)37。固定式中子检测器34在沸腾水型原子反应堆中，通常在堆芯轴向上按等间隔在堆芯3的燃料有效部分内分散地布置4个，各中子检测器34利用信号电缆38穿过贯通部分39与信号处理装置40进行电气连接，构成输出区中子通量测量系统41。

再者，在核测试仪表管33内在堆芯轴向上离散地布置多个固定式γ射线发热检测器35作为γ温度计，对γ射线发热量进行测量。该γ射线发热检测器35在堆芯轴向上具有的个数超过固定式中子检测器34的堆芯轴向个数，例如在堆芯轴向上有8个，γ射线发热检测器集合体44构成γ温度计44。γ温度计44的各γ射线发热检测器35利用信号电缆45穿过贯通部分46，与γ温度计信号处理装置48进行电气连接，构成γ温度计输出分布测量系统50。

由上述输出区中子测量系统41和γ温度计输出分布测量系统50来构成反应堆核测试仪表系统30。该反应堆核测试仪表系统30的检测器群被放入到堆内核测试仪表集合体32内，堆内核测试仪表集合体32在堆芯3内预先设定的固定测量点上测量中子通量和γ射线发热量。

反应堆核测试仪表系统30不需要移动式中子检测器和移动式γ射线发热检测器，所以能省略过去的反应堆核测试仪表系统内的机械式驱动操作装置。因此，一方面能简化反应堆核测试仪表系统30的结构，另一方面，该反应堆核测试仪表系统30不需要活动部分，所以不需要维修，不需要或者大幅度减少作业员受辐射的作业。

再者，在反应堆压力容器2内或图中未示出的一次布管内设置堆芯现状数据测量仪52，用于测量例如冷却材料堆芯流量(或近似的再循环流量)、堆芯压力和冷却材料入口温度、以及控制棒驱动装置中的控制棒位置等堆芯工艺数据。堆芯现状数据测量仪52，在图1中被简化成像一台测量仪一样，但实际上是由对多个堆芯工艺数据进行测量或监视的多个测量仪器构成的堆芯现状数据测量装置。

堆芯现状数据测量仪52利用穿过贯通部分53的信号电缆54来与现状数据处理装置55进行连接，构成工艺数据测量系统56。工艺数据测量系统56的现状数据处理装置55在结构上也可以不是专用的独立装置，而是过程控制计算机或其一部分。从这一意义上讲，工艺数据测量系统56是构成反应堆堆芯输出分布计算装置31的过程控制计算机中的一部分。该工艺数据测量系统56也可以是根据检测器和信号处理装置的概念来构成反应堆核测试仪表系统30的一部分。

再有，工艺数据测量系统56、输出区中子通量测量系统41和γ温度计输出分布测量系统50，与反应堆输出分布计算装置31进行电气连接，由各信号处理装置40、48、55处理后的信号被输入到反应堆输出分布计算装置31的输出分布计算模块58内。反应堆输出分布计算装置31的构成部分包括：

输出分布计算模块58，用于计算堆芯内的中子通量公布、输出分布、对热运行根限值的余量等；

输出分布学习模块59，用于输入和校正来自输出分布计算模块58的计算结果，取得反映实测工艺数据的堆芯输出分布；以及

输出入装置60，其中具有显示装置。

在反应堆输出分布计算装置31中，从作为γ温度计的γ射线发热检测器35中来的检测信号(γ射线发热测量信号)S1、从中子检测器34中来的中子通量检测信号S2、以及从堆芯现状数据测量仪52中来的堆芯现状数据检测信号S3，被输入到输出分布计算装置31内。

输出分布计算装置31的输出分布计算模块58输入堆芯现状数据信号S3，利用过程控制计算机内所装的物理模型，借助3维核热水力计算代码进行运算处理，计算出堆芯3内的中子通量分布、输出分布、热运行极限的余量等。该物理模型是考虑了燃料隔板对结点输出产生影响的隔板模型，使用该物理模型而计算出的结果被输入到作为输出分布校正模块的输出分布学习模块59内，在该学习模块59内参照γ射线发热测量信号S1对以物理模型为基础的输出分布计算结果进行校正，返回到输出分布计算模块58内，在该模块58内，对反映实测数据的可靠性高的堆芯输出分布和热极限值进行评价。

但是，堆内核测试仪表集合体32如图1至图3所示构成反应堆核测试仪表系统30，作为固定式核裂变电离室(中子检测装置)的中子检测器集合体，即局部输出区监视系统(LPRM)37，以及作为固定式γ射线检测装置的γ射线发热检测器集合体，即γ温度计44，互相组合，布置在核测试仪表管33内，形成一个整体，在原子反应堆堆芯部分3内沿上下方向以延设状态进行布置。

LPRM37在轴向上以等间隔离散地设有N个(N≥4)，例如4个固定式中子检测器34，γ温度计44在轴向上离散地设有例如8个或9个γ射线发热检测器35。LPRM37的各中子检测器34和γ温度计44的各γ射线发热检测器35被装在核测试仪表管33内，另一方面，引导冷却材料在该核测试仪表管33内向上方流动。

在图3和图4中表示出在堆芯轴向的燃料有效部分H内布置了8个γ射线发热检测器35的γ温度计44的例子。各γ射线发热检测器35在堆芯轴向上的布置间隔是考虑了LPRM37的各中子检测器34的堆芯轴向布置间隔后而决定的。

具体来说，设L表示LPRM37的各中子检测器34之间的轴向距离间隔，则γ温度计44，各γ射线发热检测器35中有4个被布置在和固定式中子检测器34相同的轴向位置上，3个以L/2的间隔被布置在各中子检测器34的中间位置上，最下段的γ射线发热检测器35的布置位置是：离开最下段的中子检测器34向下方的距离为L/4至L/2，使各轴向中心进入离开燃料有效部分下端15cm以上的燃料有效部分内。在离开最上段的中子检测器34的上方布置γ射线发热检测器35时，该γ射线发热检测器35的布置位置是：在上方离开最上段的中子检测器34的距离为L/4至L/2，进入到离燃料有效部分上端15cm以上的下方的燃料有效部分内。

最下段的γ射线发热检测器35在燃料有效长内尽量靠近下端进行布置，所以，当燃料有效长(现在约371cm)例如在堆芯轴向上被划分成24个结点时，最好是这样布置，即γ射线发热检测器34的中心位置基本上在从下数第2堆芯轴向结点的轴向中心上。这样布置能用γ温度计44的γ射线发热检测器35来检测出堆芯下端的γ射线发热，而且能在堆芯轴向上尽量宽地向下端测量燃料有效长。这是为了避免以下情况：最下端的结点由于中子漏泄本来输出就小，γ射线发热检测器35的灵敏度低。加之，γ射线对γ射线发热检测器35的作用范围如下所述为15cm以上，所以，若离开燃料有效长下端的距离达不到15cm以上，则其他堆芯轴向位置的γ射线发热检测器35对来自轴向上下的γ射线的加热效果进行测量，而最下端的γ射线发热检测器35只能检测来自上方的γ射线发热作用，输出测量的相关式不同。

再者，由于最近的燃料集合体4的轴向设计，最下端的结点大都使用天然铀外层，所以，即使测量该输出较低的天然铀外层，也是γ温度计44的输出信号极度低，与最下段的中子检测器34相比在下方对输出分布进行内外插没有意义。

但是，γ温度计(GT)44具有图4和图5所示的长棒状结构。

γ温度计44是直径例如为8mmΦ左右的细长棒状传感器集合体，其长度基本上可以覆盖堆芯轴向的燃料有效长。

γ温度计44，其金属外套例如是用不锈钢制成的套管62，其内部装有金属制长棒状心管63，把套管62铆接在心管63上，用热铆或冷铆等方法进行固定。在套管62和芯管63之间形成作为隔热部分的套管状或环状的空隙部分64，在该状空隙部分64在轴向上留出间隔离散地布置多个，例如8个或9个。环状空隙部分64是通过沿园周方向对心管63的外表面进行切缺口而形成的，在该环状空隙部分64内封入热传导率低的气体，例如Ar气。在该环状空隙部分64也可以形成在作为外套管的套管62一侧。

再者，在环状空隙部分64的形成位置上设置γ射线发热检测器35，构成γ温度计44的传感部分。心管63具有在轴向上穿过中心部分的内部孔65，在内部孔65内用焊接或铆接等方法来固定MI电缆化的电缆传咸器装配体66。

电缆传感器装配体66在中心部位具有作为γ温度计44校正用棒状发热体的内装式加热器67和作为多个温度传感器的差动式热电偶68。内装式加热器67和各热电偶68，用电绝缘层或金属/金属合金填料69加固，装在金属覆盖管70内形成一个整体，金属覆盖管70，内面、外面均密封粘合。并且，内装式加热器67例如用铠装加热器制成，热丝72通过电绝缘层73，再用金属覆盖管74来覆盖，形成一体化。

各热电偶68也是如此，热电偶热丝75通过电绝缘层76再用金属覆盖管77进行覆盖，开成一体化。

布置在心管63的内部孔65内的差动式热电偶68分别与环状空隙部分64相对应地进行布置，构成了γ射线发热检测器35。各热电偶68如图5所示，在环状空隙部分64内所形成的传感器部分，即隔热部分的轴向中央处，设置高温侧接点78a，并使低温侧接点78b在稍稍离开隔热部分的下方位置上(低温侧接点78b也可以在稍稍离开隔热部分的上方位置上)。热电偶68按照同心园形状被插入在内装式加热器67的周围，其数量等于γ射线发热检测器35的数量。

γ温度计44是堆内输出分布检测器(γ射线发热检测器)组件，其堆内输出分布测量原理示于图6(A)和(B)。

在沸腾水型反应堆等反应堆中，γ射线的产生量与反应堆压力容器2内的堆心3内所装的核燃料的核分裂量成正比，由产生的γ射线束来对γ温度计44的结构体，例如心管63进行加热。该加热量与γ射线束成正比，γ射线束与附近的核分裂量成正比。作为γ温度计44的传感器部分的各γ射线发热检测器35的环状空隙部分64的一部分，由于其隔热性的关系，造成径向的冷却材料79所产生的除热作用不大，所以，在箭头A所示的轴向上产生迂回的热流来，产生温度差。因此，若按如图5所示来布置差动式热电偶68的高温侧接点78a和低温侧接点78b，则能根据电压信号来检测出该温差。该温差与γ射线发热量成正比，所以，根据差动式热电偶68的电压信号可以求出与局部核分裂量成正比的γ射线发热量。这就是γ温度计44的测量原理。

另一方面，燃料集合体4如图2所示，在方筒状的通道箱80内放入把多个燃料棒捆绑成一束的所谓燃料(集合体)束(图中均未示出)。燃料束是用燃料隔板81(参见图7的SP位置)来把多个燃料棒捆绑成正方格子阵列，用燃料隔板81来保持各燃料棒之间的间隙。燃料隔板81在通道80内沿燃料束的轴向离散地进行布置，数量为多个，例如7个。

燃料集合体4，上下端由上部垫板和下部垫板捆束，被装入原子反应堆的堆芯部3内。被装入燃料集合体4内的各燃料棒，是把燃料绕结小片装填到例如锆合金制的燃料覆盖管内，上下端用端栓焊接加以固定的。燃料绕结小片采用例如氧化铀燃料或者铀钚混合氧化物(MOX)燃料。

沸腾水型原子反应堆，其堆芯部分3内装入多个燃料集合体4，各燃料集合体4在通道箱80内外形成冷却材料通路。堆芯部3内以林立状态装入多个燃料集合体4后，其堆内输出分布的计算，采用过程控制计算机内所装的3维核热水力模拟计算方式(3维核热水力计算代码)，由反应堆输出分布计算装置31来进行。该3维核热水力计算代码具有隔板模型。

反应堆输出分布计算装置31被称为堆芯输出分布计算装置或堆芯性能监视装置，是原子反应堆过程控制计算机内所装的功能之一。在该反应堆输出分布计算装置31内，从堆芯现状数据测量仪52中获得的控制棒图形、堆芯流量、原子反应堆园形室压力(反应堆压力容器内压力)、从各种运行参数的堆芯现状数据中获得的原子反应堆热输出，堆芯入口冷却材料温度的检测信号，均被输入到输出分布计算模块58内。具体来说，堆芯现状数据信号S3从现状数据处理装置55中输入，中子通量信号S2从信号处理装置40中输入，γ射线热量信号S1从γ温度计信号处理装置48中并进行输入，并分别作为测量数据。

另一方面，在反应堆输出分布计算系统31的输出分布计算模块58中，装有作为物理模型的3维核热水力计算代码，用该3维核热水力计算代码来对输入信号进行运算处理，堆芯内输出分布通过计算而求出。在该3堆核热水力计算代码中，预先评价燃料隔板81对结点输出的影响，作为隔板模型装入到过程控制计算机内。

在燃料集合体中，对燃料棒进行捆绑，为了保持所需的燃料棒间隔，在轴向上离散地布置7到8个燃料隔板81。各燃料板81的布置效果在过去的3维核热水力计算代码中未予考虑。燃料隔板81主要是由中子引收较少的锆合金构成的，已知由于燃料隔板81的存在，使作为慢化材料的冷却水的量局部减少，使热中子通量减少。并且燃料隔板81虽然这些作用很小，但其吸收中子的效应也不能忽视。

但是，在计算燃料集合体4的输出分布时，过去大都是在轴向上把燃料集合体分割成24个结点进行计算。分割出的结点数一般是24个，但也可以根据堆芯的大小而分割成12到26个结点中的任一种。这些燃料隔板81的存在造成结点输出减小，也与堆芯3内的轴向位置或径向位置有关。已知，在按照堆芯3的各堆芯轴向结点的平均输出达到1.0进行规格化的状态下有可能达到最大0.05左右(即结点平均输出的5％)的误差。

然而，在过去的移动式中子通量测量装置(TIP)中，把堆芯轴向24结点的输出分布全部读入，把全部结点输出作为参考测量信号，用堆芯输出分布计算装置31内的3维核热水力计算代码来进行计算，对该计算结果进行校正。在这样的输出分布学习模块中，由于存在燃料隔板的结点输出也进行校正，所以，从结果看，能正确地获得轴向燃料隔板效应。

但是，不是全部堆芯轴向结点，而是少于全部结点，例如少于24个结点的轴向测量数据为基础，用3维核热水力计算代码来计算原子反应堆堆芯3的轴向输出分布，对该计算结果进行学习校正。这时若根据用没有隔板模型的3维核热水力计算代码而计算出的输出分布的结果，来求出与核测试仪表管33内各位置相对应的γ射线发热检测器部分的γ射线发热量，则在有隔板的结点上产生学习误差，其影响波及其他结点。

其次，以沸腾水型原子反应堆中所采用的3维核热水力模拟计算代码的物理模型为例，利用图11的流程图来说明原子反应堆输出计算例。在此，以所谓校正一群的3维核热水力计算代码为例，进行说明。

[A]  输入数据的读入

把计算所需的全堆芯冷却材料流量、控制棒插入图形、全堆芯发生输出电平、上次计算时的输出分布(第一次近似)、燃烧度分布、LPRM/GT实测值等数据输入到3维核热水力计算代码内。作为冷却材料流量等堆芯现状数据的某些工艺数据可以从现状数据测量仪52中获得，可以用工艺数据测量系统56来计算。LRPM和GT实测值从LPRM37的各中子检测器34和γ温度计(GT)44的γ射线发热检测器35中输入。上次计算时的原子反应堆输出分布(第一次近似)和燃烧度分布是在原子反应堆输出分布计算装置中进行保持之前的数据。

[B]  堆芯内输出分布P*_ijk的起始值的假定

通常对作为起始值(该值是所谓空隙重复Void Iteration重复计算所必须的)的堆芯内输出分布等进行假定，把该假定值作为以下计算所用的假定的堆芯内输出分布P*_ijk用于以下计算。其中，下标字i、j表示堆芯3内的燃料集合体4位置，k表示堆芯轴向位置。

[C]  堆芯内空隙分布计算

为了对下一项[D]内所述的有效增殖系数、堆芯内输出分布计算所需的堆芯3内各燃料集合体4的通道内空隙率轴向分布VF_ijk、以及旁通区的堆芯平均空隙率轴向分布VFB_k进行计算，各燃料集合体4内的通道内空隙率分布VF_ijk和旁通区的堆芯平均空隙率分布VFB_k按照以下步骤进行计算。

①各燃料集合体通道内流量W_ij的计算

流入到堆芯3内的冷却材料被分为在堆芯底部流过各燃料集合体4内的通道内流和各燃料集合体4内的旁通区流，在堆芯顶部出口处再次合流。所以，各燃料集合体4的通道内流量W_ij和旁通流量BPF必须进行分配计算，以便通过堆芯3内各流路时的压力损失全部相等。

并且，对通道内流量分配有重大影响的是燃料集合体4的种类(例如8×8燃料或9×9燃料)以及流孔的种类(例如周围流孔和中央流孔)，所以，对堆芯3内的每种燃料集合体4和每种流孔，分别输入：热水力特性代表燃料集合体通道、燃料集合体4的轴向各部分的压力损失系数。压力损失系数采用预先用堆芯热水力分析代码对每种燃料集合体4和每种流孔分别求出的结果。通道内流量分配的计算，由于各燃料集合体4的压力损失取决于输出分布和空隙分布，所以，采用反复计算法进行。而且，在压力损失计算中，其燃料通道(通道箱)内的空隙分布有很大影响。

燃料集合体4的压力损失分为磨擦压损、局部压损、位置压损和加速压损4种。但通常采用众所周知的二相流压力损失式，这是通常的单相流所用的式子乘上二相流磨擦阻力倍率而获得的。

②各燃料集合体通道内热函轴向分布H_ijk和旁通区堆芯平均热函轴向分布HB_k的计算

在该热函轴向分布计算中，分别使用被假定为起始值的堆芯内输出分布P*_ijk和[D]项的①中所计算的各燃料集合体4的通道内流量W_ij、输入的旁通区流量BPF，对各燃料集合体通道内热函轴向分布H_ijk和旁通区堆芯平均热函轴向分布HB_k进行计算。

各燃料集合体通道内各结点热函上升的主要原因是：由于燃料棒中的核分裂已产生了热，另外也考虑了燃料棒内的γ射线发热所产生的作用、冷却材料中的中子慢化和γ射线发热所产生的作用，通过燃料通道向旁通区传热的效应，这样对各燃料集合体通道内各结点的热函进行计算。

热函计算，使用输入的堆芯入口冷却材料热函、堆芯内输出P*_ijk、通道内流量W_ij，对每个燃料集合体通道，分别从堆芯底部依次进行到项部。

旁通区的热函轴向分布，假定旁通流在堆芯底部被充分均匀混合，旁通区的热函轴向分布仅使用堆芯平均(分布)。旁通区各结点的热函上升的主要原因是：除了由于燃料棒中的核分裂而产的热以外，也还考虑了旁通区内的冷却材料、控制棒中的中子慢化、吸收和γ射线发热所产生的作用、从燃料通道内向旁通区的传热、从旁通区向堆芯外的传热效应，这样对旁通区的堆芯平均热函轴向分布HB_k进行计算。

计算时，对输入的堆芯入口冷却材料热函、旁通流量BPF和堆芯轴向输出分布P_k*，使用[式1] $>>(>>\Sigma >ij>>\Sigma >>>P>*>>ijk>>)>>>$

从堆芯底部依次进行到顶部。

③各燃料集合体通道内空隙率轴向分布VF_ijk和旁通区的堆芯平均空隙率轴向分布VFB_k的计算。

在此，根据[C]项②所计算的各燃料集合体通道内热函轴向分布H_ijk、和旁通区堆芯平均热函轴向分布HB_k，来对各燃料集合体通道内空隙率轴向分布VF_ijk、和旁通区平均空隙率轴向分布VFB_k进行计算。

为了根据冷却材料热函来计算空隙量，作为深冷区的空隙量计算方法，为取代

[式2]

质量：X_ijk＝(H_ijk-h_sat)/(h_g-h_sat)       ……(1)

以液体热函HL_ijk为基准，按下式计算

[式3]

流质：XF_ijk＝(H_ijk-HL_ijk)/(h_g-HL_ijk)    ……(2)

流质XF_ijk和空隙量的关系式，使用可适用漂移流量模型的式子，来计算空隙量VF_ijk。式中：h_sat表示饱和水的热函；h_g表示饱和蒸汽的热函。

旁路区的空隙率轴向分布VFB_k、出口的空隙量VFB_ex也根据旁通区的热函轴向分布HB_k进行计算、计算方法和通道内时相同。

[D]有效增殖系数、堆芯内输出分布计算

[D]  项是在所谓核计算部分，使用[C]项中计算的堆芯内的通道内空隙率轴向分布VF_ijk、旁通区空隙率轴向分布VFB_k，对堆芯3内各结点的核常数进行计算，对有效增殖系数K_eff和堆芯内输出分布P_ijk进行计算。各结点的输出P_ijk根据该结点上的中子产生的核分裂进行计算。所以，为了计算堆芯内输出分布P_ijk，应当计算堆芯3内的中子通量分布Φ_ijk。若根据中子通量Φ所具有的能量，来把中子通量Φ分割成高速中子通量Φ₁、中速中子通量Φ₂、热中子通量Φ₃这3群，则这3群中子通量Φ₁、Φ₂、Φ₃可通过对下列扩散方程式求解而获得。

[式4] $>>->>D>1>>>▿>2>>>\Phi >1>>+>>\Sigma >1>>>\Phi >1>>=>>1>>k>eff>>>>(>>\upsilon >1>>>\Sigma >>f>1>>>>\Phi >1>>+>>\upsilon >2>>>\Sigma >>f>2>>>>\Phi >2>>+>>\upsilon >3>>>\Sigma >>f>3>>>>\Phi >3>>)>>->->->->->>(>3>)>>>>$

-D₂²Φ₂+∑₂Φ₂＝∑_sl₁Φ₁    ……(4)

-D₃²Φ₃+∑₃Φ₃＝∑_sl₂Φ₂    ……(5)

D_g  ：能量g群的扩散系数

∑_g  ：去除断面积

∑_sl_g：慢化断面积

∑_fg  ：核分裂断面积

υ_g  ：每次核分裂发生中性数

其中，g是1、2、3的下标。

为了对上述扩散方程式进行求解，假定各能量群的中子通量的纵弯曲

[式5] $>>>>B>2>>g>>>(>=>>>>>▿>2>>g>>>\Phi >g>>>>\Phi >g>>>)>>>>$

相等，把高速、中速、低速中子通量的能量3群的上式汇总到高速中子群的扩散方程中，仅对高速中子通量分布Φ_1ijk进行计算。

堆芯内输出分布P_ijk是在这样获得的高速中子通量分布Φ_1jik所产生的核分裂中加上中速中子通量Φ₂、热中子通量Φ₃所产生的效应，进行计算。

①有效增殖系数K_eff和堆芯内高速中子通量分布Φ_1ijk的计算

若假定各能量群的中子通量的纵弯曲B²_g相等，则高速中子通量Φ₁按照下列扩散方程式的变形式在堆芯内进行分布。

[式6]

²Φ₁+B²Φ₁＝0    ……(6)

在此，

[式7] $>>>B>2>>=>>>>(>>k>\infty >>/>>k>eff>>)>>->1>>>>M>2>>->>A>\infty >>/>>K>eff>>>>->->->>(>7>)>>>>k\infty ：堆芯内各点的无限增殖系数M2：中子移动面积A\infty ：中速中子和热中子扩散用的校正项[式8]$ >>>1>>\Delta >>X>2>>>>\{>>\Phi >>i>+>1>,>j>,>k>>>+>>\Phi >>i>->1>,>j>,>k>>>+>>\Phi >>i>,>j>+>1>,>k>>>+>>\Phi >>i>,>j>->1>,>k>>>->4>>\Phi >>i>,>j>,>k>>>\}>>>$ >>+>>1>>\Delta >>Z>2>>>>\{>>\Phi >>i>,>j>,>K>+>1>>>+>>\Phi >>i>,>j>,>k>->1>>>->2>>\Phi >>i>,>j>,>k>>>\}>+>>>B>2>>>i>,>j>,>k>>>>\Phi >>i>,>j>,>k>>>=>0>->->->>(>8>)>>>>\Delta X：各结点的X方向和Y方向的长度(约15cm)\Delta Z：各结点的Z方向即轴向的长度(约15cm)[式9]$ >>>>B>2>>ijk>>=>>>>(>>>k>\infty >>ijk>>/>>k>eff>>)>>->1>>>>>M>2>>ijk>>->>>A>\infty >>ijlk>>/>>K>eff>>>>->->->>(>9>)>>>>$$$$

而且，上式为简化起见，把结点(i、j、k)的高速中子通量Φ_1，ijk作为Φ_ijk。对堆芯3内各结点建立上述的差分方程式，使其联立，对堆芯内各结点的高速中子通量分布Φ_ijk进行求解。该高速中子通量分布Φ_ijk也是通过反复计算来算出数值解而求出的。该反复计算是同时进行高速中子通量和有效增值系数K_eff的反复计算，它称为源重复(SourceIteration)。

以上叙述了差分式解法。在差分方程式中所包含的各结点的核常数K^∞_ijk、M^∞_ijk、A^∞_ijk、和与堆芯外面相连接的边界条件，必须在得到差分方程式的解之前计算出来。尤其，因为随结点和边界处的空隙量不同而产生很大变化，所以对每次空隙重复(Void Iteration)重新计算一次。

各燃料集合体4的通道的空隙量利用在[C]③项所计算的通道内空隙量(通道内空隙率轴向分布)VFij_k、旁通区的空隙量(空隙率轴向分布)VFB_k进行计算。对下式所定义的慢化材料相对履历(滞后)密度U_ijk进行计算，利用以这些值为参数的配合式子来计算各结点的核常数K^∞_ijk、M²_ijk、A^∞_ijk。

[式10] $>>>U>ijk>>=>1>->[>FwV>>F>ijk>>+>>(>1>->Fw>)>>VF>>B>k>>]>·>>(>1>->>>\rho >g>>>\rho >sat>>>)>>->->->>(>10>)>>>>$

Fw：通道内有效冷却材料流路面积与整个冷却材料流路面积之比。

当计算各结点的核常数K^∞_ijk、M²_ijk、A^∞_ijk时，除上述慢化材料相对密度U_ijk外，慢化材料相对履历密度UH_ijk、燃烧度E_ijk、控制棒的有无C_ijk等也作为参数，其效果也根据需要加以考虑。其中，慢化材料相对履历密度UH_ijk，按什么样的空隙量履历燃烧到了燃烧度E_ijk，对核常数有很大影响。所以，利用为此而引入的参数按下式定义。

[式11] $>>>UH>ijk>>=over>>\int >0>Eijkover>>>U>ijk>>>(>E>)>>dE>/over>>\int >0>Eijkover>>dE>->->->->>(>11>)>>>>$

再者，核常数K^∞_ijk的计算，利用[B]项中假定的输出P^*_ijk来进行多普勒校正，而且，对其结点的平衡氙量进行计算，也可进行氙校正，

上述配合式的计算所必须的系数，利用按燃料集合体核特性计算代码对每种燃料集合体，每个参数分别计算的结果来进行计算，作为数据库数据进行输入。

②堆芯输出分布P_ijk的计算

在此，利用在[D]项①中计算的堆芯内高速中子通量分布Φ_ijk来计算输出分布P_ijk。若利用在[D]项①中假定的条件，则结点(I、j、k)的输出P_ijk用下式表示。

[式12] $>>>P>ijk>>=>>>>>K>\infty >>ijk>>>\Sigma >>1>ijk>>>>\Phi >ijk>>>ver>>\nu >->>ijk>>>->->->->->>(>12>)>>>>$

∑_1ijk：高速中子通量群的去除断面积

υ_ijk：全部中子群每次核分裂的平均发生中子数

[外1]

∑_1ijk按照以慢化材料相对密度U_ijk为参数的配合式进行计算；υ_ijk按照以燃料度E_ijk为参数的配合式进行计算。这些配合式中所使用的系数和[D]①的核常数一样进行计算。所以，堆芯内输出分布P_ijk的计算，开始时所需的∑_1ijk、υ_ijk按配合式计算，也利用由[D]项①所计算的K^∞_ijk、Φ_ijk按上式计算。

[E]空隙重复计算结束判断和输出分布学习

[E]项是所谓空隙重复(Void Iteration)收敛(结束)判断的部分。即对在[B]项内假定的堆芯内输出分布P^*_ijk和在[D]项②内计算的输出分布P_ijk进行比较。对堆芯内全部结点(ノ一ド)进行这种比较，如果比较的结果是一致的，则说明空隙重复Void Iteration结束(收敛)。如果不一致，则返回到[B]项，重新进行输出分布P^*_ijk的假定，对[B]项到[E]项重复进行计算，直到比较结果一致时为止。结束判断，在进行输出分布比较的同时，也在进行全堆芯有效增殖系数的比较。

但是，在进行输出分布学习时，在该空隙重复中，还对从γ温度计(GT)44的实测值来的γ射线发热量(实测发热量)和从计算出的输出分布P_ijk来的γ射线发热量(计算发热量)进行比较，以比值的形式求出该发热量差分。对于没有GT检测器35的轴向结点也要对该差分之比进行内外差，作为γ射线发热计算量的轴向24结点的(实测值)/(计算值)差分数据而求出，该γ射线发热计算量是有GT44的堆芯坐标位置和没有GT44，但根据堆芯的对称性可以使用其实测值的核测试仪表管坐标的GT44的γ射线发热计算量。

图10中的BCF_ijk就是该数值。对GT44周围的结点输出分布计算值进行校正，使其适合于该BCF_ijk，对空隙重复(VoidIteration)计算反复进行，再次使GT44的γ发热计算量与实测值一致。

空隙重复(Void Iteration)结束，GT44的γ射线发热计算量也与实测值一致，计算的输出分布P_ijk若与上次重复达到一致，则进入[F]项的堆芯3内的热余量值计算。若尚未达到一致，则返回到[B]项，重新进行输出分布P^*_ijk的假定，重复进行[B]项至[E]项的计算，直至达到一致为止。

[F]热余量值的计算

[F]项利用在空隙重复(Void Iteration)中结束的数值解，来对堆芯3内各结点的热余量值进行计算。但是，由空隙重复(Void Iteration)得到的解是各结点的平均值，在计算热余量值时必须对各结点的最高输出发生燃料棒进行计算。因此，[D]项②内所计算的各结点的输出P_ijk，除以其结点的燃料棒根数，乘上局部输出峰值系数，首先初次计算出各结点的最高输出发生燃料棒的发生输出。下述的热余量计算对上述各结点的最高输出发生燃料棒进行。

对热余量的上述计算所必须的局部输出峰值系数有巨大影响的因素是其结点的空隙量、燃烧度，此外是有无插入与其结点相邻或靠近的控制棒。因此，本计算代码把这3个变量作为参数，用配合式按每个结点分别对局部输出峰值系数进行计算。配合式所必须的系数，利用预先以燃料集合体核特性计算代码按每种燃料集合体4，按每个参数分别计算的结果来进行计算，在本计算代码中作为库数据被输入。

①最大线输出密度LHGR_ijk的计算

结点(i、j、k)的最大线输出密度LHGR_ijk，由于已计算出各结点的最高输出发生燃料棒的发生输出，所以，将其除以轴向单元结点长ΔZ，即可求出。

把堆芯内全部结点的最高线输出密度作为全堆芯最大线输出密度MLHGR。

②最小极限输出比MCPR的计算

极限输出比CPR由下式进行定义。

[式13]

CPR＝CP/ABP    ……(13)

CP  ：极限输出

ABP  ：实际的燃料集合体输出

极限输出CP是能预测出作为计算对象的燃料集合体4将产生沸腾迁移的输出，利用基于实际燃料棒形状模拟实验的GEXL相关式能够求出。

极限输出比CPR是表示对象燃料集合体4达到沸腾迁移前的热余量。本计算代码对每个燃料集合体4分别计算极限输出比CPR，把其中最小的作为最小极限输出比MCPR。

[G]计算结果的输出

[G]项根据需要来输出计算结果。

通过上述重复计算，求出各燃料集合体4的轴向输出分布，它表示典型的方法，实际上在此方法中一般还要采取措施，采用次要的校正模型，提高输出分布和有效增殖系数的精度。但由于它未列入本发明的主要内容，故予以省略。

原子反应堆的输出分布计算方法对这些也能适用，其特征如下所述。即关于具有燃料隔板85的堆芯轴向结点的核常数K^∞_ijk、M²_ijk、A^∞_ijk的参数，应考虑燃料隔板效果。

例如，若以未插入控制棒的状态为例，则例如K^∞_ijk为

[式14]

K^∞_ijk，UN＝[1+f(IFT，Exp.，UH)+Δf1(IFT，Exp.，U，UH)]

            *[1+Δf2(IFT，Exp.，UH，P)]

            *(1+Δf3(IFT，Exp.，U，UH，P)]    ……(14)

式中：IFT：燃料断面设计的形式

      Exp：结点燃烧度

      UH：结点履历(滞后)相对水密度

      U：结点瞬时相对水密度

      P：结点输出

      f(IFT，Exp.，U，UH)：

               (无Xe对基输出的无限增殖系数)-1.0

Δf1(IFT，Exp.，U，UH)：

          履历相对水密度UH和瞬时相对水密度U之差的效果

Δf2(IFT，Exp.，UH，P)：

           利用与基输出时温度之差的多普勒效应

Δf3(IFT，Exp.，U，UH，P)：Xe、Sm的效应能求出无限增殖系数，在此，对履历相对水密度UH和瞬时相对水密度U的值，过去未考虑燃料隔板81的效应。

另一方面，慢化(减速)材料相对密度U_ijk由式(10)进行定义。曾定义为

[式15] $>>>U>ijk>>=>1>->[>FwV>>F>ijk>>+>>(>1>->Fw>)>>VF>>B>k>>]>·>>(>1>->>>\rho >g>>>\rho >sat>>>)>>->->->>(>10>)>>>>$

关于各燃料隔板81根据忽略燃料隔板时的通道内流路中的空隙率VF_ijk对隔板部进一步补充计算，对新的慢化材料相对密度U_ijk.sp计算如下：

[式16] $>>>U>>ijk>,>sp>>>=>1>->Fw>*>>S>sp>>+>Fw>*>>S>sp>>>>\rho >sp>>>\rho >sat>>>>>$ >>->[>Fw>>(>1>->>S>sp>>)>>V>>F>ijk>>+>>(>1>->Fw>)>>VF>>B>k>>]>·>>(>1>->>>\rho >g>>>\rho >sat>>>)>>->->->>(>10>)>>>>$$

式中S_sp：通道内(有效冷却材料)流路中的隔板占有面积比

ρ_sp：燃料隔板的等效水密度

由式(10A)定义的慢化材料(水)相对密度U_ijk，sp按各燃料集合体4的每个隔板位置分别作为履历水相对密度UH进行数据保存，具有燃料隔板81的结点的无限增殖系数按以下方法求出。

例如，若以原子反应堆的堆芯部分3内未插入控制棒5的状态为例，则式(14)所示的有燃料隔板的结点上的平均无限增殖系数K^∞，根据忽略隔板的值K^∞_ijk，UN、以及考虑了同样定义的燃料隔板、(式中，U和UH置换成被考虑了燃料隔板的值U_sp、UH_sp的)无限增殖系数K^∞_{ijk，UN，sp}的平均载荷和调节因子(C₀+C₁U+C₂U²)不同而表示如下。该C₀、 C₁、C₂是随燃料类型不同而异的常数。即式(14)可改写为式(14A)。

[式17]

[(1-V_s)*K^∞_ijk，CN+V_s*K^∞_{ijk，UN，sp}]*[C₀+C₁U+C₂U²]    ……(14A)

式中，V_s是已考虑了有燃料隔板81的结点上的轴向体积比例等的权系数。

同样，M²_ijk、A^∞_ijk等的有燃料隔板的结点的值，也是根据忽略不计燃料隔板的慢化材料相对密度U_ijk、以及考虑了燃料隔板的慢化材料相对密度U_ijk，sp的值而求出的各个值，和无限增值系数一样由平均载荷

[式18]

(1-V_s)*M²_ijk，CN+V_s*M²_{ijk，UN，sp}       ……(15)

(1-V_s)*A^∞_ijk，CN+V_s*A^∞_{ijk，UN，sp}     ……(16)

来进行定义。

控制棒5插入到堆芯3内时状态，也同样是作为过去的数据库制作方法的、按照控制棒5的插入状态与非插入状态之比的形式很容易进行。

通过这样进行定义，有燃料隔板81的结点的无限增殖系数、移动面积等库存数据(ラィブラリ-デ-タ)能够校正，中子通量按照有燃料隔板81的结点能更正确地求出。

定义中的结点输出计算，对于有燃料隔板81的结点，可以用和式(12)相同的形式求得。

[式19] $>>>P>>ijk>,>*>>>=>>>>K>*>>\infty >ijk>>>>\Sigma >*>>>1>ijk>>>>\Phi >ijk>>>ver>>>\nu >*>>->>ijk>>>>->->>(>12>A>)>>>>式中，添标字上带有*号的表示由于考虑隔板效果，在计算结点平均参数时对具有隔板时的参数进行载荷平均化处理而求出。该方法与式(14A)、式(15)、式(16)所示方法相同。$

到此为止的说明中，修正一群的扩散方程式是假定各能量群的中子通量Φ₁、Φ₂、Φ₃的纵弯曲相等而求出的，考虑到堆芯轴向结点内的热中子通量分布由于和相邻结点之间的向量误匹配效应而偏离基本模式所产生的影响时，也能直接采用这种观点。进一步，不使用修正一群扩散方程式，而使用原子3群扩散方程式时，对于D_g、∑_g、υ_g∑_fg、∑_s1g各常数，根据不考虑燃料隔板的值和考虑燃料隔板的值的平均载荷和调节因素不同，一般可用式(14B)、式(14C)来表示。式中以不插入控制棒时的核常数为例。

[式20]

X*_gijk，UN＝[(1-V_sxg)*X_gijk，UN+V_sxgX_gijk，UN]

*[C_0xg+C_1xgU+C_2xgU²]    ……(14B)

[式21]

X_gijk，UN＝f_xg(IFT，EXP.，UH)+Δf_1xg(IFT，EXP.，U，UH)

         +Δf_2xg(IFT，EXP.，UH，P)+Δf_3xg(IFT，EXP.，U，UH，P)  ……(14c)

X_g  ：g群的核常数X(D_g、∑_g、υ_g∑_fg、∑_s1g之一)

X^*_g：g群的考虑了隔板效应的结点平均核常数X

f_xg(IFT，EXP.，UH)         ：相对于基输出的平衡Xe时，核常数Xg的值

Δf_1xg(IFT，EXP.，U，UH)   ：履历(滞后)相对水密度和瞬时相对水密度之差的效应

Δf_2xg(IFT，EXP.，UH，P)   ：与基(ベ-ス)输出时的温度差所产生的多普勒效应

Δf_3xg(IFT，EXP.，U，UH，P)：Xe、Sm的效应

V_sxg：考虑了g群核常数X的有隔板的结点处的轴向体积比例等的权系数

C_0xg，C_1xg，C_2xg：对每类燃料规定的g群核常数X的调节因素

所以，不仅限于示例中的修正一群代码，一般可以使用该隔板模型。

以下说明上述中子通量分布监视系统和堆芯输出分布计算方法的结构的作用。

在第1实施例中，反应堆输出分布计算装置31，从堆芯3中的现状数据测量仪52中获得的控制棒图形、堆芯流量、原子反应堆拱(ド-ム)压力、堆芯入口冷却材料温度、以及其他各种堆芯现状数据，被收集到现状数据处理装置(包括过程控制计算机在内)55内，对原子反应堆热输出等进行计算。

堆芯现状数据测量仪52实际上是由多台监视设备构成的，它表示对原子反应堆的各种运行参数的工艺数据进行收集的装置的总称，为了简化起见，用一台测量仪来表示。现状数据处理装置55所处理的工艺数据，进一步把各种必要的数据传送到反应堆输出分布计算装置31(可以是过程控制计算机的一部分或另外设置的专用计算机)内的3维核热水力计算代码中。3维核热水力计算代码利用这些工艺数据和堆芯核测试仪表数据S1、S2，来计算堆芯内输出分布。

在该堆芯输出分布计算中，除了像过去那样不考虑燃料隔板81的核常数参数外，对于具有燃料隔板81的结点，要保持校正用的隔板核常数参数。并且，对于燃料隔板部位的履历相对水密度，也如式(11)所示对式(10A)进行积分处理，对慢化材料相对履历密度UH_ijk，sp进行保持。例如，如式(14A)、式(15)、式(16)所示，关于具有燃料隔板81的结点，根据需要把燃料隔板81的效应作为燃烧度、履历水相对水密度、瞬时水相对密度的函数进行反映，对这样的参数进行载荷平均处理，求出结点平均值。这样一来，对修一正群的差分方程式求解，一群结点平均中子通量在计算过程中出现由于燃料隔板的作用而使一群中子通量降低的效果。

在进一步根据一群中子通量Φ₁来求结点平均输出时，也需要反映2群、3群中子通量Φ₂、Φ₃的作用。这时也是对具有燃料隔板81的结点，采用式(12A)来代替式(12)，所以，燃料隔板81对1群中子通量Φ₁的效果，在1群时扩散系数大，对隔板效果的作用考虑得不多；而能量群的第3群中子通量Φ₃降低所产生的效果在其中考虑得很多。再者，在式(12A)中，∑^*1ijk也按平均载荷来采用燃料隔板81所产生的隔板效果，但为了简化起见，也可以设定为不考虑隔板效果的∑1ijk。

其结果，对具有燃料隔板81的结点，在过去的输出分布计算方法中未能考虑的隔板部结点的输出降低，能正确地得到反映。

而且，如本实施例所示，利用这样一种3维核热水力计算代码来对轴向输出分布进行学习校正，即该代码利用少于24个，与LPRM检测器34相同的4个或多于4个的测量数据，来对燃料隔板对结点输出的影响进行评价。

实际的γ温度计44的热电偶输出信号S1在γ温度计信号处理装置48中从电压变换成γ射线发热量，被输入到反应堆输出分布计算装置31内。在该反应堆输出分布计算装置31中，从利用3维核热水力计算模块58计算的堆芯输出分布中取得的γ射线发热量的模拟计算值和测量值的γ射线发热量差分校正量，在此以比值的形式用输出分布校正(学习)模块59来求出。并且，输出分布学习模块59，把在该轴向上限定的数的差分之比、即计算γ射线发热量和测量γ射线发热量之比的数据，以直线或2次曲线向轴各结点进行内外插，作为全堆芯轴向结点的γ射线发热量差分校正量。

另外，参照图10的流程图，来说明反应堆输出分布计算装置31中的输出分布学习模块59的学习校正。

反应堆输出分布计算装置31的输出分布计算模块58装在过程控制计算机内，利用考虑了燃料隔板对结点输出的影响的3维核热水力计算代码，利用上述方法对堆内输出分布进行计算。

再有，γ射线发热检测器35位置上的γ射线发热量计算值WC_km，按下式进行计算，其根据是在由计算求得的结点输出内，相当于γ射线发热检测器35的周围的4个燃料集合体4的γ射线发热检测器高度位置的结点及该结点的上下相邻结点的输出。

[式22]

W_ck，m＝ $>>>1>4>>\times over>>\Sigma >>n>=>1>>4over>>\{>>C>>k>->1>->k>,>m>,>n>>>\Delta >>P>>k>->1>,>m>,>n>>>+>>C>>k>,>m>,>n>>>>P>>k>,>m>,>n>>>+>>C>>k>+>1>->k>,>m>,>n>>>\Delta >>P>>k>+>1>,>m>,>n>>>\}>->->->>(>17>)>>>>$

W_ck，m ：核测试仪表管位置m的k结点的轴向中央的GT传感器的γ射线

发热量(读出值)的计算值

P_k，m，n ：核测量仪表管位置m的周围4个燃料集合体中的燃料集合体n的轴向k

结点的平均输出

ΔP_k-1  ：  P_k-1-P_k

ΔP_k+1  ：  P_k+1-P_k

c：从结点输出向γ射线发热量的相关函数

m：核测试仪表管位置

n：核测试仪表管周围4个燃料集合体的区别

另一方面，γ射线发热量测量点k、m中的γ射线发热量Wm_k，m实测值被输入到输出分布学习模块59内，使上述γ射线发热量计算值Wc_k，m与γ射线发热量测量值Wm_k，m进行比较，利用下式来求出校正系数BCF_k，m。

[式23]

BCF_k，m＝Wm_k，m/Wc_k，m    ……(18)

该γ射线发热量校正系数BCF_k，m,是表示实测的γ射线发热量测量值和利用物理模型的γ射线发热量计算值的误差的指标。并且，由于γ射线发热量与γ射线发热检测器35周围的燃料输出成比例，所以，利用校正系数BCF_k，m按下式对输出分布计算值P_k，m，n进行修正，这样能获得除掉了物理模型误差、可靠性高的输出分布。但是，Pa_k，m，n表示已校正的γ射线发热量测量点k、m中的结点输出。

[式24]

Pa_k，m，n＝BCF_k，m×P_k，m，n    ……(19)

但是，γ温度计44的γ射线发热检测器35仅仅是在堆芯轴向上断续地存在，在不存在该γ射线发热检测器35的结点位置上不能求出校正系数BCF_k，m。因此，对于其他堆芯轴向结点，通过用直线或2次曲线来进行内外插而求出在测量点k、m上所获得的校正系数BCF_k，m，利用校正系数BCF_k，m来获得轴向全结点输出Pa_k，m，n。并且，在堆芯径向位置上没有γ温度计44燃料集合体，根据堆芯的对称性，使用同一位置的γ温度计44的信号来同样地进行学习校正。在此，下标字k表示堆芯轴向结点。下标字m、n仅仅是按照与核测试仪表管位置的关系来表示燃料集合体4的堆芯坐标可以改读为式(1)至式(16)中所使用的燃料集合体4的堆芯坐标i、j。

而且，参照γ射线发热量实测值的物理模型，进行计算的输出分布的校正方法，此外也还有下列方法。

经过式(8)的空隙重复计算而求得的中子通量Φ_k，m，n用校正系数BCF_k，m来进行校正，用下式求得校正中子通量Φa_k，m，n。

[式25]

Φa_k，m，n＝BCF_k，m×GF_k，m·Φ_k，m，n    ……(20)

式中，GF_k，m是从γ射线发热量向中子通量的变换式中预先通过格计算而求出的。

当把该校正中子通量Φa_k，m，n代入到式(8)内时，当然，不能满足式(8)。因此，在下式和式(8)中得到(B²_i，j，k+ΔB²_i，j，k)，用于满足对各能量群的中子通量的纵弯曲B²_i，j，k进行修正后的式(8)。式中，ΔB²_i，j，k表示为了使校正中子通量Φa_i，j，k满足式(8)所用的中子通量纵弯曲B²_i，j，k的校正量。

[式26] $>>>1>>\Delta >>X>2>>>>\{>>\Phi >>i>+>1>,>j>,>k>>>+>>\Phi >>i>->1>,>j>,>k>>>+>>\Phi >>i>,>j>+>1>,>k>>>+>>\Phi >>i>,>j>->1>,>k>>>->4>>\Phi >>i>,>j>,>k>>>\}>+>>>$ >>>1>>\Delta >>Z>2>>>>\{>>\Phi >>i>,>j>,>K>+>1>>>+>>\Phi >>i>,>j>,>k>->1>>>->2>>\Phi >>i>,>j>,>k>>>\}>+>>(>>>B>2>>>i>,>j>,>k>>>+>\Delta >>>B>2>>>i>,>j>,>k>>>)>>>\Phi >>i>,>j>,>k>>>=>0>>>$$

……(8A)

对于没有γ射线发热检测器35的轴向位置，也能够利用在轴向上以直线或2次曲线进行内外插而求出的校正系数BCF_k，m进行计算，求出全堆芯轴向结点的校正中子通量Φa_k，m，n、即堆芯内中子通量分布Φ_i，j，k。所以，对于堆芯径向通过利用对称性，能够对全部堆芯轴向结点计算出该纵弯曲校正量ΔB²_i，j，k。

按以上方法计算出的输出分布显示在图1所示的输出入装置60的显示装置上。

这样，作为物理模型把3维核热水力计算代码装入内部的输出分布计算模块58，为了适合于预先把核测量仪表管33周围的4个燃烧组件4的堆芯轴向各结点的输出求出来的结点输出校正量，按照与计算结果成比例的分配方法向周围结点分配校正量，对与其相适应的各结点的输出调整因素或一群中子通量调整因素进行预测，使其返回到3维核热水力计算代码装入内部的输出分布计算模块58内。进行该3维核热水力重复计算和学习校正的重复计算，如果最终各堆芯轴向结点的上次(n-1)的结点输出P_n-1和这次(n)计算的结点输出P_n之差小于一定值，那么，重复计算就收敛，进行运行极限值计算，然后结束计算。其流程示于图10。

在图7中，曲线a(▲标记的曲线)是在3维核热水力(模拟)计算代码中考虑了由燃料隔板部分所产生的中子通量局部失真时的燃料集合体4的输出分布计算结果。曲线b(■标记的曲线)是没有考虑燃料隔板81所造成的中子通量失真时的堆芯输出分布计算结果。在图7中曲线a、b表示被校正到GT信号获得的位置与GT信号一致。

图7的A部被放大后的图以点划线b示于图8。另一方面，在图8中，基于γ温度计(GT)的测量点数据的真值利用以实线表示的曲线c来表示。

图8的点划线d表示校正前的结点输出曲线，校正前结点输出曲线d是利用未考虑燃料隔板存在的3维核热水力计算代码来计算的。若根据GT测量点数据来校正该校正前的结点输出曲线d，则在燃料隔板SP存在的结点上也有γ温度计(GT)44的输出信号时，校正前结点输出曲线d的GT位置上的中子通量失真按照大于未考虑的量来向负的一侧进行输出校正，与该结点相邻的上下结点也按相同的比例分配来向负的一侧进行输出校正。

结点输出校正，在核测试仪表管周围结点之间按比例分配进行校正，所以学习校正量ΔSa大，在GT位置之间若有输出峰值，则不存在燃料隔板SP的结点，尽管结点输出更大，但在峰值位置上不存在结点的GT测量数据，所以峰值位置变成过大校正量ΔMa，校正后的结点输出由曲线b表示，出现对结点输出峰值评价过小的缺陷。

另一方面，如图7的B部所示，在不存在燃料隔板SP的堆芯轴向结点上存在γ温度计(GT)44的测量数据，在存在燃料隔板SP的结点上不存在GT44的测量数据的情况下，学习校正量小，具有燃料隔板SP的结点的输出被评价过大，过大的量相当于未考虑中子通量的局部失真的量。

对此，3维核热水力计算代码如本发明所述，在能够评价由燃料隔板SP对结点输出造成的影响效果时，如图7的曲线a所示，最初采用燃料隔板SP的轴向输出分布具有凹凸，所以即使在轴向上对校正量进行内外插，也能消除校正过大的缺陷。

也就是说，如图7所示，根据核测试仪表管位置的GT检测器35的γ射线发热量，利用γ射线发热量和结点输出的相关式(其详细情况在此省略)来换算出的GT检测器35周围的结点输出，为了与该结点输出相一致，利用3维核热水力计算代码来学习计算堆芯输出分布，根据这样计算出的输出分布结果，考虑到燃料隔板81的这种输出分布计算方法，从图7至图9的效果说明中也可以看出：根据较少的轴向GT44的各GT检测器35的测量数据，可以进行高精度的学习校正，能够高精度、高效率地获得原子反应堆输出分布。

以下说明涉及本发明的反应堆核测试仪表系统的第2实施例。

该实施例所示的反应堆核测试仪表系统在原子反应堆的堆芯3内沿堆芯径向设置多个用于构成原子反应堆输出检测装置的、堆内核测试仪表集合体32。堆内核测试仪表集合体32如图12和图13所示具有装在4个燃料集合体4之间的核测试仪表管33，在该核测试仪表管33内安装作为固定式LPRM的中子检测器集合体37和固定式γ温度计44，并构成一个整体。

中子检测器集合体(LPRM)37在堆芯轴向上按规定间隔分散地布置N个固定式中子检测器34。固定式的中子检测器34，例如布置4个。另一方面，γ温度计44布置多个固定式γ射线发热检测器35，在各γ射线发热检测器34中有N个，例如4个被布置在与固定式中子检测器35相同的轴向位置上。

图12和图13表示γ温度计44的各γ射线发热检测器35分散地布置在与N个固定式LPRM37的固定式中子检测器34相同的轴向位置上。与反应堆核测试仪表系统30相对应，在该反应堆内核测试仪表集合体32中，利用布置在相同堆芯轴向位置上的固定式γ温度计44的γ射线发热检测器35的测量值，来对固定式LPRM37的各中子检测器34的增益调整直接进行校正。

反应堆核测试仪表系统30和反应堆输出分布计算装置31的整体构成与图1所示的原子反应堆输出分布监视系统相同，所以其重复部分说明从略。

作为图12和图13所示的反应堆核测试仪表系统的监测器的堆内核测试仪表集合体，γ温度计44的γ射线发热检测器35的堆芯轴向个数N与固定式中子检测器34的堆芯轴向设置数N相同，而且被布置在相同堆芯轴向位置上。

固定式中子检测器(LPRM检测器)34的LPRM检测信号S2如图1所示，由输出区检测器信号处理装置40进行信号处理。该信号处理装置40中包括前置放大、高压电源、波峰鉴别电路和增益调整电路等。其详细情况从略。在输出区检测器信号处理装置40中，对多个LPRM检测信号S2进行平均，制作出输出区平均输出信号(APRM信号)，当该APRM信号电平超过规定值时，就向安全保护系统的逻辑电路内输送用于关闭反应堆的跳闸信号。安全保护系统的逻辑电路按照规定的逻辑判断，判断出多个APRM发出跳闸信号的状态是要求停堆的运行状态，于是进行停堆动作。

原子反应堆堆芯3的输出区的中子检测器(LPRM检测器)34是电离箱式检测器，在该中子检测器34的外壁内面上涂敷核分裂物质(铀)，在外壁和中心电极之间加高电压。在中子检测器34内封入惰性气体Ar作为电离气体。在电离箱式中子检测器34内，后述的放大器、波峰鉴别滤波器等电子线路的特性随时间增加而变化，产生所谓漂移现象。另外，中子检测器34的外壁内面涂敷的铀U235量的变化也会使检测灵敏度发生变化。由于有这些变化因素，所以，作为APRM信号使用的各个LPRM信号必须在适当校正后再用于APRM信号。

另一方面，构成γ温度计44的γ射线发热检测器35的差动热电偶68(参见图4和图5)的测量信号(mV信号)S1，借助于图中未示出的A/D变换处理器从模拟信号变换成数字信号，然后以数字方式进行放大。因此，差动式热电偶68的输出信号S1即使在放射线场中变化也很小，所以，具有漂移小的特性。

在该反应堆核测试仪表系统中，在与固定式LPRM37的各中子检测器34相同的位置上，布置γ温度计44的γ射线发热检测器35、即γ温度计(GT)检测部分，因此，不需要像移动式中子检测器(TIP)那样进行移动来寻找LPRM检测器位置信号。

本实施例的反应堆核测试仪表系统，利用根据位于轴向同一水平上的γ射线发热检测器35的检测信号而计算出的γ射线发热量，来对固定式中子检测器34的信号输出直接进行校正，因此，不通过装有3维核热水力模拟计算代码的输出分布计算装置，即可高速地、高可靠性地进行校正。

在该堆内核测试仪表集合体32中，直接用电子方式来检索与LPRM检测器34相同位置的GT检测器部信号S1，仅读取电子数据和换算成γ射线发热量，即可测量出γ射线发热量。只需要很短的进行时间(例如5分至10分)，还可以按照1次/日或1次/小时这样的高频度对LPRM校正器34进行校正。

在此情况下，若把LPRM检测器的信号电平S2校正成γ温度计(GT)44的γ射线发热量，则可以校正成这样良好的局部平均输出，该良好APRM的LPRM输入信号与局部输出成正比，而且不依存于装在过程控制计算机内的3维核热水力模拟计算代码的物理模型所产生的计算结果。GT的γ射线发热量几乎与GT周围的结点平均输出成正比，对于核测试仪表管33一侧的燃料集合体角形燃料棒的局部输出分布，与LPRM检测器34时相比依存度不大。

这样，在按照短时间的间隔对LPRM检测信号进行校正时，LPRM检测器34的铀同位素元素成分的变化、燃料集合体4的断面内的局部输出分布的变化可以假定为零。而且，LPRM检测信号电平被校正成与LPRM检测器34周围结点的平均输出相接近的值，所以，例如，LPRM检测器34的原始信号电平即使包含燃料集合体断面的局部输出的加权，也将是：如果结点输出发生变化，那么LPRM信号也成比例地进行变化。所以，与过去的反应堆核测试仪表系统那样通过预想的LPRM信号(根据3维核热水力模拟模型的计算结果而定)，来对LPRM信号进行校正这种情况相比较，可靠性提高，反应堆输出分布计算装置31即使临时发生故障或者正在维修时，也能很容易地对LPRM检测器信号S2进行校正。

尤其，输出区检测器信号处理装置40是构成安全保护系统的装置，γ温度计信号处理装置48也是包括比过程计算机可靠性高的、微处理器在内的数字电路，很容易用简单的软件来构成，所以，如果和依靠具有物理模型，使用多个内装数据进行反复收敛计算的反应堆输出分布计算装置31的计算结果的方法相比较，本发明的可靠性高。

在该反应堆核测试仪表系统中，GT44固定地布置在原子反应堆的堆芯3内，其GT检测器部分的一部分，至少堆芯轴向设置数量与LPRM检测器34的轴向设置数量相同，而且位于同一堆芯轴向位置上，所以，是从LPRM检测器34的校正目的出发以最小数量来构成的GT测量系统。3维核热水力模拟计算代码，精度很高，GT检测器部分在堆芯轴向上少，即使学习数据点少，如果在3维核热水力模拟中对隔板模型充分加以考虑，那么，也可以像该反应堆核测试仪表系统那样，在堆芯轴向上GT检测器部分、即γ射线发热检测器35的设置数量、部位减少。

利用该反应堆核测试仪表系统，堆芯3内的全部GT检测器35的扫描，都不像TIP那样伴随有机械移动，所以，在极短的时间(约5分至10分)内即可计算出与LPRM检测器位置附近的结点输出相接近的γ射线发热量。当利用漂移小的γ射线发热检测器35的读取值来对固定式中子检测器34的输出电平进行调整(增益调整)时，也可以不使用借助于过程控制计算机的计算的堆芯轴向输出分布计算结果，所以，用于构成安全保护系统的一部分的输出区局部输出检测器(LPRM检测器)的各种漂移等所造成的灵敏度变化，能够很可靠地得到校正。

所以，过去为了校正LPRM检测器而必须用的移动式中子通量测量装置或γ射线测量装置，现在可以不要了。γ温度计44可以选用固定式的，而且，γ射线发热检测器35的设置数量可以和LPRM检测器34的数量相同，能够构成最小的GT测量系统。

本实施例所示的反应堆核测试仪表系统，γ射线发热检测器35轴向个数与固定式中子检测器34的轴向设置个数相同，而且布置在相同的轴向位置上。因此，当利用漂移小的γ射线发热检测器35的读取值来对固定式的中子检测器34的输出电平进行调整(增益调整)时，在LPRM检测器34和结点中心轴方向位置有偏差的情况下，即使不采用过去的方法、即通过过程控制计算机进行计算的、轴向输出分布计算结果的直线或2次曲线的轴向内外插，也能对中子检测器34的输出电平进行调整。所以构成原子反应堆的安全保护系统的一部分的输出区局部输出检测器(LPRM检测器)34的各种漂移等所造成的灵敏度变化，能够很可靠地得到校正。

通常，作为输出区的中子检测器(LPRM检测器)34使用的是电离箱式检测器，在中子检测器34的外壁内面上涂敷核分裂物质(铀)，在外壁和中心电极之间加高电压。在中子检测器34内封入电离气体，例如Ar。在这样的电离箱式中子检测器34中，后面连接的放大器、波峰鉴别滤波器等电子线路的特性随时间增长而变化，产生所谓漂移现象。并且，中子检测器34的外壁内面涂敷的铀U235量的变化也会使中子检测灵敏度发生变化。为了对该中子检测灵敏度的变化进行校正，所以过去用TIP进行校正。但是，TIP装置，为了使移动式中子检测器在堆芯轴向上移动，需要大型机械驱动操作装置。对此，本实施例不需要TIP装置，把固定的GT检测器33布置在与LPRM检测器34相同的位置上，所以，不需要像TIP那样进行移动，通过内外插来寻找LPRM检测器34的轴向位置信号，可以直接获得该信号。

再有，LPRM检测器34的输出信号，因为主要是在燃料集合体4的角间隙中发生与热中子通量相对应的检测信号，所以其信号电平不仅是周围4个燃料集合体4的平均结点输出，而且，对角间隙的热中子通量电平有很大作用的核测试仪表管33的角间隙一侧的燃料集合体4的角燃料棒的局部输出峰值也有关系。该局部输出峰值随核燃料的燃烧而变化。过去，用TIP装置来对LPRM检测器34进行校正时，进行的频度约为1个月1次，所以把在此期间的中子检测器34的劣化(变化)也考虑在内进行校正。

但是，固定式γ温度计(GT)44，固定地布置在堆内，堆芯3内的全部GT检测器35的扫描，不像TIP那样伴随有机械移动(约需要1小时至2小时)，所以只要读取电子数据和用电子线路将其变换成γ射线发热量即可，所需的时间很短(例如5分至10分)，而且能够按照1次/日或1次/小时这样的高频度来对LPRM检测器34进行校正。

在校正LPRM检测器34时，若把LPRM检测器34的信号电平校正为GT44的γ射线发热量换算量，则原子反应堆的安全保护系统的输入信号与局部输出成比例，而且能够校正成这样良好的局部平均输出，即不依存于装在过程控制计算机内的3维核热水力模拟模型所产生的计算结果。其中，固定式γ温度计44的γ射线发热量几乎与GT44周围的结点平均输出成比例，不大依存于核测试仪表管30一侧的角燃料棒的局部输出分布，所以，能够精密地进行校正，使信号电平与GT44周围的燃料集合体4的局部输出成比例。

图14和图15表示涉及本发明的反应堆核测试仪表系统和包括它在内的输出分布监视系统的第3实施例。

该实施例所示的原子反应堆输出分布监视系统，在整体结构上与图1所示的原子反应堆输出分布监视系统相同，其中具有反应堆核测试仪表系统30和反应堆输出分布计算装置31。该原子反应堆输出分布监视系统是对用于构成反应堆核测试仪表系统30的反应堆输出检测装置的堆内核测试仪表集合体32进行了改进而制成的。堆内核测试仪表集合体32有以下两种构成部分：在原子反应堆的堆芯3内安装多个、被放入到核测试仪表管33内的固定式中子检测器集合体(LPRM)37和固定式γ温度计44。

固定式LPRM37，在堆芯轴向上N个(N≥4)固定式中子检测  34按一定的间隔L分散地布置，γ温度计44有(2N-1)个固定式γ射线发热检测器35在堆芯轴向上布置。各γ射线发热检测器35中N个被布置在与固定式中子检测器34相同的堆芯轴向位置上，其余的(N-1)个按照L/2的间隔被布置在固定式中子检测器34的堆芯轴向中间位置上。

图14和图25所示的反应堆核测试仪表系统，表示构成固定式LPRM37的固定式中子检测器35的设置数N为4个的情况。

例如，在沸腾水式原子反应堆中，当前主流的堆芯轴向有效长度约为146英寸(3708mm)，若把该堆芯3分成8等分来布置LPRM检测器34和γ射线发热检测器35，则堆芯轴向的L/2间隔约为18英寸(457mm)。

这样，按等间隔L/2来布置作为GT检测器部分的γ射线发热检测器35，通过用γ射线发热检测器35从堆芯轴向有效长度的下端来覆盖上端，能够在整个堆芯轴向上通过学习校正来保证3维核热水力模拟计算代码的计算精度，能够比第2实施例更细微地在堆芯轴向上学习校正，所以，其效果是容易保证3维核热水力计算代码的精度。

本实施例所示的反应堆核测试仪表系统，按照与固定式中子检测器34的设置数量N个相同的数量，在相同的轴向位置上布置固定式γ射线发热检测器35，进一步把(N-1)个固定式γ射线发热检测器35布置到上述N个固定式中子检测器34的中间位置上。这样能按堆芯轴向布置多个γ射线发热检测器35，获得GT检测器信号，能提高轴向输出分布测量精度，使其高于第2实施例所示的反应堆核测试仪表系统的精度。

图16和图17表示涉及本发明的反应堆输出分布监视系统的第4实施例。

该实施例所示的反应堆输出分布监视系统，在整体结构上与图1所示的反应堆输出分布监视系统相同，具有反应堆核测试仪表系统30和反应堆输出分布计算装置31。

该反应堆输出分布计算系统是对构成反应堆核测试仪表系统30的堆内核测试仪表集合体32进行了改进。堆内核测试仪表集合体32，在核测试仪表管33内安装固定式中子检测器集合体(LPRM)37和固定式γ温度计44并使其成为一个整体，形成棒状结构。

中子检测器集合体32，在轴向上按N个(N≥4)一定的同一间隔(距离)L分散地布置固定式中子检测器(LPRM检测器)34，另一方面，γ温度计44，在轴向上按规定间隔布置2N个固定式γ射线发热检测器35。2N个γ射线发热检测器35中N个被布置在与固定式中子检测器34相同的轴向位置上，其余的(N-1)个被布置在固定式中子检测器34的轴向中间位置上，最后的1个被布置在固定式中子检测器34的最下段位置的更下面的位置上(离开最下段位置的距离为L/2至L/4)

图16和图17所示的反应堆核测试仪表系统表示固定式中子检测器35的布置数量N为4个时的情况。若把目前主流的沸腾水型原子反应堆(BWR)的堆芯3分成8等分，来布置固定式中子检测器34和γ射线发热检测器35，则堆芯轴向的L/2间隔约为18英寸(457mm)。

采用扩散方程式的过程控制计算机中的修正1群的3维核热水力模拟计算代码，堆芯轴向上下端的结点是因受中子漏泄的影响而计算精度容易变坏的部位。但是，作为BWR的特性，堆芯下端一侧间隙的发生较少，堆芯输出也容易提高，因此，堆芯下端一侧间隙的发生较少，堆芯输出也容易提高，所以，堆芯下部即使有可能发生计算误差也必须以更高的精度进行计算。因此，在堆芯下部，与采用与GT测量信号的差分的外插的学习相比较，实际内插固定式γ射线发热检测器35的学习，精度更好。所以，如本实施例所示，在堆芯下端一侧，最好是比最下段的中子检测器34更靠下方在L/4-L/2的范围内设置固定式γ射线发热检测器35。

在最下端设置固定式γ射线发热检测器35的位置，即离开最下端的固定式中子检测器34向下的距离，根据最近的BWR燃料集合体的轴向设计，上下端各1个结点(有时上端为2个结点)作为天然铀外层区，所以上下端部的堆输出极低，没有必要强调对该上下端位置的测量精度。所以，最好把固定式γ射线发热检测器(GT检测器)35的轴向中心设定在离开燃料有效长度下端1个结点以上(约15cm)的上方。

并且，由于已知GT检测器35在堆芯轴向上对上下15cm范围的平均输出予以响应，所以，在固定式中子检测器34的设置数量N为N＝4时，最下端的GT检测器35的适当位置，最好设定在最下端的中子检测器34和燃料有效长度下端的中间点约L/4(约9英寸)处。

如果，设定在离开燃料有效长度下端15cm以内的轴向上下距离上时，应当另外准备该GT检测器用的GT读取值与周围结点输出的相关式，或者在GT读取值的计算结果中允许从最下端的GT检测器35中来的GT测量信号内包含若干测量误差。

本实施例所表示的反应堆核测试仪表系统，除了第3实施例所示的反应堆核测试仪表系统的γ射线发热检测器35的轴向布置外，还在最下段的固定式中子检测器34的下方布置γ射线发热检测  35，所以，几乎均等地覆盖燃料有效长度，布置γ射线发热检测器35，外插量减小，因此，输出比燃料有效部分上端附近高的下端附近的结点输出，能够以更高的精度从堆芯输出分布的测量结果中计算出来。

图18和图19表示涉及本发明的反应堆输出分布监视系统的第5实施例。

该实施例中所示的反应堆输出分布监视系统，其整体结构与图1所示的反应堆输出分布监视系统相同，其中具有反应堆核测试仪表系统30和反应堆输出分布计算装置31。

该反应堆输出分布监视系统是对构成反应堆核测试仪表系统30的堆内核测试仪表集合体32进行了改进。该堆内核测试仪表集合体32形成纵长的棒状结构，在核测试仪表管33内安装固定式中子检测器集合体(LPRM)37和固定式γ温度计44并使其构成一个整体。

固定式中子检测器集合体(LPRM)37，在核测试仪表管33内的轴向上按一定的相同间隔(距离)L分散地布置N个(N≥4)固定式中子检测器(LPRM检测器)。另一方面，固定式γ温度计44，在轴向上按规定间隔布置(2N+1)个固定式γ射线发热检测器(GT检测器)35。在(2N+1)个γ射线发热检测器35中，N个被布置在与固定式中子检测器34相同的轴向位置上，其余的(N-1)个被布置在固定式中子检测器34之间的轴向中间位置上，另外剩余的2个被布置在离开最下段和最上段的固定式中子检测器34的下方和上方位置上。最下段的γ射线发热检测器35被布置在离开最下段中子检测器34的距离约为L/4-L/2的下方位置上，位于堆芯内轴向的燃料有效部分内；而且，最上段的γ射线发热检测器35被布置在离开最上段的中子检测器34的所需距离例如为L/4的上方位置上，位于燃料有效部分内。

图18和图19所示的反应堆核测试仪表系统表示固定式中子检测器34的布置数量N为4个的情况。在此，也是原子反应堆堆芯轴向的L/2间隔例如约为18英寸(457mm)。该反应堆核测试仪表系统是在第4实施例所示的反应堆核测试仪表系统中的固定式γ射线发热检测器35的设置数量为2N个的例子中又补充设置了一个。补充设置的固定式γ射线发热检测器35被布置在比最上段的固定式中子检测器34更靠轴向上方的位置上，位于燃料有效部分内。

在比最上段的固定式中子检测器34更靠轴向上方的位置上在燃料有效部分内布置固定式γ射线发热检测器35，这样一来，燃料有效长度上端附近的堆芯轴向输出分布的测量值和采用模拟器(过程控制计算机)的计算值误差的插入量减少，堆芯上端部分的轴向输出分布精度提高。过去的测量热中子通量的中子检测器，核测试仪表管33的上端附近是插入到上部格子板下面所形成的孔部内的插棒结构，该插棒结构不同于堆芯部分的核测量仪表管33的大半部分的结构，因此，具有热中子通量的失真。γ射线发热检测器35，γ射线透过力大，不易受到核测试仪表管结构的影响。所以，在比上述固定式中子检测器34的最上段更靠上方的燃料有效部分内布置γ射线发热检测器35，对于更仔细地测量堆芯轴向输出分布和提高过程控制计算机中的3维核热水力模拟器的学习精度来说，也是很有利的。

再者，由于和上述相同的原因，最上段的γ射线发热检测器35的位置被设定在离开燃料有效长度上端15cm以上的下方是比较理想的。

本实施例所示的反应堆核测试仪表系统，除了第3实施例所示的反应堆核测试仪表系统的γ射线发热检测器35的轴向布置外，还在最上段的固定式中子检测器34的上方和最下段的固定式中子检测器34的下方分别布置γ射线发热检测器35，所以，对堆芯轴向的燃料有效长度几乎均等地进行覆盖，布置γ射线发热检测器35，外插量减少，因此，上下端的结点输出能够更精密地从输出分布测量结果中计算出来。

图20和图21表示涉及本发明的反应堆输出分布监视系统的第6实施例。

该实施例所示的反应堆输出分布监视系统，其整体结构与图1所示的反应堆输出分布监视系统相同，其中具有反应堆核测试仪表系统30和反应堆输出分布计算装置31。

该反应堆输出分布监视系统也是对构成反应堆核测试仪表系统30的堆内核测试仪表集合体32进行了改进。堆内核测试仪表集合体32是形成了棒状结构的原子反应堆输出分布测量装置，在核测试仪表管33内安装固定式中子检测器集合体(LPRM)37和固定式γ温度计44并使其形成一个整体。

构成反应堆核测试仪表系统30的堆内核测试仪表集合体32，在第3实施例至第5实施例中所示的反应堆核测试仪表系统的堆内核测试仪表集合体内，把固定式γ射线发热检测器(GT检测器)35补充设置到离开最下段的固定式中子检测器34向上方、距离为L/4的位置上。在此，距离L是固定式中子检测器34的轴向布置间隔。图20和图21表示固定式中子检测器34的设置数量N为4个的情况。

沸腾水型原子反应堆(BWR)一般采用堆芯轴向有效长度为144或146英寸的堆芯3，当把堆芯轴向等分为24个结点时，在燃烧组件4的轴向输出分布中，容易产生射线输出密度的运行中的最大值的堆芯轴向结点是从下面数4结点至6结点。尤其，在原子反应堆运行周期前半部分，在最大射线输出密度的运行极限值范围内尽量允许下方输出峰值的运行，在运行周期未期设定为堆芯轴向中央或上方峰值输出分布的这种堆芯反应度有效利用的运行方法(BSO运行)，从运行周期初期到中期，从堆芯下方算起4个结点至6个结点处容易产生最大射线输出密度。根据精密地评价对最大射线输出密度的余量的观点，若在该结点附近布置γ射线发热检测器35，则在堆芯轴向输出分布的最大峰值部分附近，能根据测量值进行学习校正，提高测量精度，所以效果很好。

本实施例的反应堆核测试仪表系统是，堆内核测试仪表集合体32中的多个固定式γ射线发热检测器35，除了第3实施例至第5实施例所示的反应堆核测试仪表系统所具有的固定式γ射线发热检测器的设置位置外，还在离开最下段固定式中子检测器34向上方距离为L/4的位置上补充布置γ射线发热检测器35。补充设置的γ射线发热检测器35的位置是最近的高燃烧度8×8燃料或高燃烧度9×9燃料堆芯中在堆芯轴向容易产生最大峰值的位置。所以，若在该位置上布置γ射线发热检测器35，则在容易产生最大射线输出密度的堆芯位置上能精密地监视输出分布，提高测量精度。尤其在固定式γ温度计44中，当在堆芯轴向上能布置的γ射线发热检测器35的设置数量在机械设计上受到限制时，优点是在被限制的数量中能为提高精度进行优化。

以下说明涉及本发明的反应堆输出分布监视系统的第7实施例。

本实施例的反应堆输出分布监视系统是改进了构成反应堆核测试仪表系统的堆内核测试仪表集合体32，尤其是固定式中子检测器和固定式γ射线发热检测器的布置位置。反应堆输出分布监视系统的整体结构与图1所示的反应堆输出分布监视系统相同，故其说明从略。

该反应堆输出分布监视系统在构成反应堆核测试仪表系统的堆内核测试仪表集合体32内具有一体化的固定式中子检测器集合体(LPRM)37和固定式γ温度计44，这种构成与上述各实施例相同。但中子检测器集合体(LPRM)37的各固定式中子检测器34的堆芯轴向位置，与反应堆输出分布计算装置31进行处理的燃料轴向结点分割的结点中央相一致，而且，γ射线发热检测器35的堆芯轴向位置也与上述结点的中央相一致。

本实例的反应堆核测试仪表系统，在由输出分布计算装置31来计算γ射线发热检测器35的应答时，考虑了γ射线射程比热中子长，不仅考虑了具有γ射线发热检测器35的轴向结点的γ射线发热量的作用，而且也考虑了从相邻的上下结点来的γ射线发热量的作用，所以，能以最小限度的计算来提高输出分布计算精度。

由于核燃料的核分裂反应而发生的γ射线，其射程比热中子长，所以，γ射线发热检测器35必须布置在堆芯轴向的燃料有效部分内沿堆芯轴向离开燃料有效端15cm以上的位置上。

现参见图22，图22在原点上有分布在燃料横断面上的面状γ射线源(γ面射线源)，它表示在核测试仪表管33的轴向(X轴方向)上设置了γ射线发热检测器时的检测灵敏度分布。从该检测灵敏度分布结果中可以看出：γ射线发热量随着离开γ面射线源的轴向距离的增加而按级数减少，但在6英寸(15cm)以上的轴向距离时，γ射线发热仍对固定式γ温度计(GT)44有作用，为了提高GT44读取值的计算精度，必须考虑约23cm轴向距离以内的输出分布。所以，已知当具有γ射线发热检测器35的结点和相邻轴向结点的输出有差别时，影响γ射线发热检测器35的读取值。因此考虑到堆芯轴向输出分布的变化，必须按下式在堆芯轴向上进行积分求解。

[式27] $>>W>>(>z>)>>=over>>\int >0>>Z>max>over>>dz>\text{'}>R>>(>z>\text{'}>)>>>>e>>->|>z>->z>\text{'}>|>/>\lambda >>>>2>\lambda >>>->->->->->>(>21>)>>>>式中W(z)：轴向z位置上的\gamma 射线发热量$

P(z)：结点堆输出密度

R(z)：从输出密度向γ射线发热量的相关式

λ：堆芯轴向的γ射线传输的平均自由行程(按照图22那样的γ射线蒙特一卡罗计算而求出)

在此，利用燃料集合体核特性计算代码和γ射线传输计算来计算对固定式γ温度计(GT)44的实际γ射线发热量，这是假定在堆芯轴向上相同的γ射线源分布、即相同的轴向输出分布，而进行计算的，若根据这一点来对式(21)重新定义，则为

[式28] $>>W>>(>z>)>>=>>R>*>>>(>z>)>>P>>(>z>)>>+over>>\int >0>>Z>max>over>>dz>\text{'}>R>>(>z>\text{'}>)>>[>P>>(>z>\text{'}>)>>->P>>(>z>)>>]>>>e>>->|>z>->z>\text{'}>|>/>\text{'}>\lambda >>>>2>\lambda >>>->->->->>(>22>)>>>>$ >>>R>*>>>(>z>)>>=over>>\int >0>>Z>max>over>>dz>\text{'}>R>>(>z>\text{'}>)>>>>>e>>->|>z>->z>\text{'}>|>/>>>\lambda >>>2>\lambda >>>>>$$

另一方面，从图22中可以看出：约23cm以上远的堆芯轴向距离时γ射线发热量的作用可忽略不计。在一般的BWR中，堆芯3例如被分割成24个结点，1个结点几乎是6英寸(15cm)。所以，在检测γ射线发热量时，如果考虑紧相邻的结点和中间隔一个结点的相邻结点就足够了。

现假定固定式γ射线发热检测器35位于堆芯3的轴向结点的中央，那么，如图23所示，只要考虑具有作为GT传感器部分的γ射线发热检测器35的轴向结点和上下两侧相邻的结点即可，而且，积分范围也可以上下长度相同，所以，关系式被简化。上述式(17)就是这时的例子。

相反，当堆芯3的轴向结点的轴向中央没有固定式γ温度计(GT)44的GT传感器部分即固定式γ射线发热检测器(GT检测器)35时，如图24所示，也受相邻结点以外的γ射线发热量W的影响。所以，如图25所示，必须先计算出假定的轴向结点中央的中心读出值，再插入到实际的传感器位置的读出值进行求解，与此相比，若把γ射线发热检测器35布置到轴向结点中心，则γ射线发热量的计算更加简单。

如本实施例所示，使固定式γ温度计44的γ射线发热检测器(GT传感器部分)35的堆芯轴向位置与结点的轴向中央相一致，能简化成具有γ射线发热检测器35的结点和上下相邻的结点的结点平均输出的多项式。

[式29]

Wc_k，m $>>=>>1>4>>\times over>>\Sigma >>n>=>1>>4over>>\{>>R>>k>,>m>,>n>>>>P>>k>,>m>,>n>>>+over>>\Sigma >>k>\text{'}>=>k>->1>>>k>+>1>over>>>R>>k>\text{'}>,>m>,>n>>>(>>>P>\text{'}>>>k>,>m>,>n>>>->>P>>k>,>m>,>n>>>)over>>>\int >dz>\text{'}>>>zk>\text{'}>->1>>>zk>\text{'}>over>>>>e>>->|>z>->z>\text{'}>|>/>\lambda >>>>2>\lambda >>>\}>>>$ >>=>>1>4>>\times over>>\Sigma >>n>=>1>>4over>>\{>>C>>k>->1>->k>,>m>,>n>>>\Delta >>P>>k>->1>,>m>,>n>>>+>>C>>k>,>m>,>n>>>>P>>k>,>m>,>n>>>+>>C>>k>+>1>->k>,>m>,>n>>>\Delta >>P>>k>+>1>,>m>,>n>>>\}>>>$$

……(17)

Wc_k，m：位于核测试仪表管位置m的k结点的轴向中央的GT传感器的γ射线发热读出值的计算值

P_k，m，n ：核测试仪表管位置m的周围的4燃料集合体n的轴向k结点的平均输出

Δ P_k-1：P_k-1-P_k

Δ P_k+1：P_k+1-P_k

C：从结点输出向γ射线发热量的相关函数

m：测试仪表管位置

n：测试仪表管周围4燃料集合体的区别

而且，若使燃料隔板的堆芯轴向位置与结点的轴向中央位置相一致，则采用燃料隔板的堆芯轴向中子通量的凹部的影响仅作用于结点平均中子通量、结点平均输出分布的计算结果，即使在3维BWR模拟器计算代码中不准备对相邻结点的影响分配作为相关式也可以，情况良好。

在本实施例的反应堆输出分布监视系统中，构成反应堆核测试仪表系统30的堆内核测试仪表集合体32的固定式中子检测器34和γ射线发热检测器35均布置在燃料轴向结点分割的结点中心上。当固定式中子检测器34不在结点中心上时，必须根据堆芯轴向的相邻结点的固定式中子检测器的读取值计算值的轴向分布进行内插校正，很麻烦。

并且，γ射线发热检测器35作用于检测器位置上的γ射线源、即输出分布，在15cm以内作用较大，所以，γ射线发热检测器35即使被布置在轴向结点约15cm高度的中央处，也能受到上下相邻结点的输出分布的影响。来自相邻结点的输出分布的影响，按照与离开γ射线发热检测器35的设置距离z的指数相接近的函数以级数式进行衰减。所以，当在轴向结点的中心没有γ射线发热检测器35时，必须按照具有γ射线发热检测器35的结点和相邻结点内的轴向输出分布的轴向非对称加权分布来计算读出值。相反，在根据γ射线发热检测器35的读出值来换算成周围的输出分布时，为便于计算，必须在轴向上进行内插或外插算出结点中心的读出值。

本实施例的反应堆核测试仪表系统，由于把γ射线发热检测器35布置在轴向结点的中心，于是所有的γ射线发热检测器35的设置位置均可使该相关式内的相邻结点的加权相同，所以，计算简单，精度提高。

再有，若使燃料隔板的轴向布置也与轴向结点的中心相一致，则3维核热水力模拟计算模型中的中子通量的轴几失真，在结点中心最大，几乎是只要置换该结点的平均化数据，即可考虑燃料隔板的轴向效果，所以，3维核热水力模拟计算模型中的中子通量的轴向失真的计算精度提高。