JP2000162364A - 原子炉炉心性能計算装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】原子炉炉心性能計算において、従来実測値によ
り補正することのできなかった核定数を、実測値を利用
して補正することを可能にし、原子炉の炉心性能を高精
度で評価する。 【解決手段】過去のプラントデータ及びそれを用いた解
析結果を記憶しておき、それらの関係を回帰分析等を用
いて分析する。その分析結果を用いることにより、従来
実測値により補正することのできなかった核定数を、実
測値を利用して補正することを可能にする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の運転状態
を監視する原子炉炉心性能計算装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉炉心性能計算の目的は、プラント
において測定されるデータを用いて、原子炉炉心内の３
次元出力分布を計算し、各燃料集合体、あるいは各燃料
棒毎の出力を評価し、それらがあらかじめ設定されてい
る熱的制限値以内に収まっている状態で、原子炉が運転
されていることを確認することにある。

【０００３】従来の原子炉炉心性能計算方法について説
明する。図２に、炉心性能計算の流れの概略を示す。こ
れはある時点での計算の流れを示したもので、この図に
示した計算を１時間から６時間くらいの間隔で周期的に
実施する。また、必要な場合には、適宜運転員の要求に
より実施することもできる。まず、炉心流量，炉心熱出
力，制御棒位置等の原子炉の炉心状態データ及び中性子
検出器の測定値等のプラントデータと、あらかじめ燃料
集合体毎に計算された中性子無限増倍率，巨視的断面
積，核種毎の微視的断面積等の核定数と、その他必要な
データを読込む（符号１１）。ここで、入力する核定数
は、燃焼度，減速材密度等のパラメータでテーブル化し
てある。

【０００４】次に、各燃料集合体への流量配分を計算し
（符号１２）、ボイド分布を計算する（符号１３）。さ
らに、Ｘｅ−１３５，Ｓｍ−１４９の原子数密度を計算
する（符号１４）。次に、ボイド分布から減速材密度分
布を計算し、その減速材密度や燃焼度，Ｘｅ−１３５，
Ｓｍ−１４９の原子数密度等から、既に読込んである核
定数を用いて、燃料タイプ毎の核定数を計算する（符号
１５）。

【０００５】さらに、その時点での中性子検出器の測定
値を用いて核定数調整パラメータを計算し、そのパラメ
ータを用いて核定数を補正する（符号１６）。次に、そ
の補正された核定数を用いて、中性子束分布を計算する
（符号１７）。その中性子束分布を出力分布に変換し
（符号１８）、収束判定を行い（符号１９）、収束して
いれば熱的評価計算を実施し（符号２０）、処理を終了
する。収束していない場合には、流量配分計算に戻る。

【０００６】次に、図２の符号１６に示した、中性子検
出器の測定値を用いて核定数を補正する計算ステップに
ついて、さらに詳しく説明する。図２の符号１２から符
号１９の繰返しの１回目では、核定数調整パラメータと
して前回の時点での計算で求めたものを使用する。繰返
しの２回目以降では、次のようにする。繰返しの前回の
符号１８のステップで求めた出力分布から各燃料集合体
の出力を計算する。次に、あらかじめ燃料集合体毎に計
算し与えてある燃料集合体出力と中性子検出器出力との
相関関係を与える核定数（以下、出力−ＴＩＰ応答係数
と記す。）を用いて、走行型炉内中性子検出器（以下、
ＴＩＰと記す。）の指示値を計算する。この計算値であ
るＴＩＰ指示値とＴＩＰ実測値、あるいは固定式の局所
出力領域モニター（以下、ＬＰＲＭと記す。）の実測値
から推定されるＴＩＰ値とを比較し、これらが一致する
ように、原子炉炉心内３次元中性子束分布計算に用いる
核定数を補正する。

【０００７】ＴＩＰ指示値は、次のように計算する。

【０００８】

【数１】

【０００９】ここで、 ＰＴＩＰ_m,k：ストリングｍ，高さ方向位置ｋのＴＩＰ
指示値 Ｐ_n,k ：ＴＩＰを囲む燃料集合体ｎ（ｎ＝１〜
４）の高さ方向位置ｋでの出力 Ｒ_n,k ：燃料集合体ｎの高さ方向位置ｋでの、燃
料集合体出力に対するＴＩＰ指示値の応答係数 であり、Ｒが出力−ＴＩＰ応答係数である。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】上述のように、燃料集
合体出力の評価の際には、中性子検出器の実測値を用い
て、計算に用いる核定数を補正することにより、解析精
度を向上させている。しかし、出力−ＴＩＰ応答係数
は、その核定数補正の際に、実測値と計算値を結び付け
るために用いられるため、中性子検出器の実測値を用い
た補正をせずそのまま用いる。従って、もし、出力−Ｔ
ＩＰ応答係数についても、実測値を用いて補正すること
ができれば、より高精度の炉心性能計算が可能となる。

【００１１】本発明の目的は、出力−ＴＩＰ応答係数を
中性子検出器の実測値を利用して補正することにより、
中性子検出器指示値への各燃料集合体の寄与分の計算精
度を向上し、より高精度の出力分布評価が可能な、原子
炉炉心性能計算装置を提供することにある。

【００１２】

【課題を解決するための手段】上記目的は、炉心性能計
算を行っている時点での中性子検出器実測値のみでな
く、それまでの複数の過去の時点での中性子検出器実測
値とその過去の時点での解析結果を用いて、中性子検出
器実測値と解析結果との関係を分析し、その分析結果と
現時点での中性子検出器実測値を用いて、出力−ＴＩＰ
応答係数の補正を実施することで達成できる。

【００１３】

【発明の実施の形態】以下、本発明の原子炉炉心性能計
算装置を実施例を用いて説明する。

【００１４】図１は、本発明になる原子炉炉心性能計算
装置の第１の実施例を示したものである。本実施例は、
原子炉１や炉心２から炉心状態データ及び中性子検出器
の測定値を入力するプラントデータ入力装置３と、あら
かじめ燃料集合体毎に計算された核定数を記憶しておく
核定数記憶装置４と、入力したプラントデータと後述す
る３次元炉心核熱水力特性解析装置での解析結果を記憶
しておくプラントデータ及び解析結果記憶装置５と、記
憶しておいた現時点までのいくつかのプラントデータと
そのプラントデータを用いて解析した解析結果との関係
を分析する分析装置６と、その分析結果を基に核定数記
憶装置４に記憶されている核定数の一部あるいは全部を
補正する核定数補正装置７と、プラントデータ入力装置
３と核定数記憶装置４と核定数補正装置７からデータを
読込み、出力分布等の解析を実施する３次元炉心核熱水
力特性解析装置８と、原子炉の運転員からの要求等を入
力する入力装置９と、３次元炉心核熱水力特性解析装置
８での解析結果を表示する出力装置１０とからなる。こ
のうち、プラントデータ及び解析結果記憶装置５，分析
装置６，核定数補正装置７が、本発明で新たに追加した
装置である。

【００１５】本実施例では、プラントデータを入力し３
次元出力分布等の炉心性能を計算する毎に、そのプラン
トデータと解析結果をプラントデータ及び解析結果記憶
装置５に記憶しておく。その後、新たに炉心性能を計算
する際には、プラントデータ及び解析結果記憶装置５に
記憶してある過去のいくつかの複数の時点でのプラント
データと解析結果との関係を分析装置６で分析する。核
定数補正装置７では、その分析結果を基に、補正する核
定数を核定数記憶装置４から読込み、その核定数を補正
する。

【００１６】以下、プラントデータ及び解析結果記憶装
置５，分析装置６，核定数補正装置７を用いた核定数補
正について、具体例を用いて説明する。ここでは、補正
する核定数として、出力−ＴＩＰ応答係数を例として説
明する。図２に示したように、炉心性能計算では、計算
結果を実測値と合わせるために、核定数を補正（符号１
６）しながら繰り返し計算を実施する。繰り返しの最後
に実測値と合う計算値が得られた時点では、誤差は全て
核定数に押し込められている。つまり、出力−ＴＩＰ応
答係数については、計算値そのものを用いるという前提
の下で、実測値と合う計算結果が得られている。

【００１７】そこで、本発明で新たに追加したプラント
データ及び解析結果記憶装置５には、例えば、図２に示
した繰り返しの最初の計算結果を記憶させておく。この
時点では、核定数の補正が十分でないため、計算値は実
測値と一致していない。このような計算結果を炉心性能
を実施する毎に記憶させておく。次に、分析装置６で
は、プラントデータ及び解析結果記憶装置５から、複数
の過去の時点でのプラントデータと解析結果を読込み、
出力−ＴＩＰ応答係数をどのように補正すれば、解析値
と実測値を合わせることができるかを分析する。

【００１８】その分析方法としては、例えば回帰分析を
用いる。回帰分析とは、ある対象とする物理量の実績値
を最もよく推定できる回帰式を最小２乗法により求める
方法である。例えば、補正する核定数を出力−ＴＩＰ応
答係数とすると、推定する実績値は中性子検出器の実測
値であり、出力−ＴＩＰ応答係数をどのように補正すれ
ば中性子検出器の実測値を最もよく推定できるかを回帰
分析で求める。

【００１９】一般に、出力−ＴＩＰ応答係数は、燃料タ
イプ，燃焼度，ボイド率等をパラメータとして与えられ
ている。従って、上述の回帰分析は、これらをパラメー
タとする重回帰分析となる。ここでは、簡単のために、
例として、ボイド率のみをパラメータとした場合を図３
に示す。図３の横軸はボイド率で、縦軸は中性子検出器
の実測値を実現できる出力−ＴＩＰ応答係数の補正量で
ある。また、点で示したものは、様々な燃料集合体と中
性子検出器の組合せに対応する値であり、実線がそれら
の値を回帰分析を用いて求めた、ボイド率に対する出力
−ＴＩＰ応答係数の補正量の変化を表す。

【００２０】核定数補正装置７では、分析装置６で求め
た、燃料タイプ，燃焼度，ボイド率等をパラメータとし
て与えられる出力−ＴＩＰ応答係数の補正量を用いて、
出力−ＴＩＰ応答係数を補正する。

【００２１】次に、本実施例の３次元炉心核熱水力特性
解析装置８での、核定数補正装置７で補正する核定数が
出力−ＴＩＰ応答係数の場合の、炉心性能評価方法を図
４に示す。まず、炉心流量，炉心熱出力，制御棒位置等
の原子炉の炉心状態データ及び中性子検出器の測定値等
のプラントデータと、あらかじめ燃料集合体毎に計算さ
れた中性子無限増倍率，巨視的断面積，核種毎の微視的
断面積等の核定数と、その他必要なデータを読込む（符
号１１）。

【００２２】次に、各燃料集合体への流量配分を計算し
（符号１２）、ボイド分布を計算する（符号１３）。さ
らに、Ｘｅ−１３５，Ｓｍ−１４９の原子数密度を計算
する（符号１４）。次に、ボイド分布から減速材密度分
布を計算し、その減速材密度や燃焼度，Ｘｅ−１３５，
Ｓｍ−１４９の原子数密度等から、既に読込んである核
定数を用いて、燃料タイプ毎の核定数を計算する（符号
１５）。ここまでは、図２に示した従来技術と同様であ
る。

【００２３】次に、本発明で新たに追加した核定数補正
装置７から、分析装置６で分析した結果を基に補正した
出力−ＴＩＰ応答係数を入力する（符号２１）。さら
に、中性子検出器の測定値と核定数補正装置から入力し
た出力−ＴＩＰ応答係数を用いて核定数調整パラメータ
を計算し、そのパラメータを用いて核定数を補正する
（符号１６）。次に、その補正された核定数を用いて、
中性子束分布を計算する（符号１７）。その中性子束分
布を出力分布に変換し（符号１８）、収束判定を行い
（符号１９）、収束していれば熱的評価計算を実施し
（符号２０）、処理を終了する。収束していない場合に
は、流量配分計算に戻る。

【００２４】本実施例では、プラントデータ及び解析結
果記憶装置５，分析装置６，核定数補正装置７を新たに
追加することにより、従来実測値により補正することの
できなかった出力−ＴＩＰ応答係数を、中性子検出器の
実測値を利用して補正することを可能にし、炉心性能計
算精度を高める効果がある。

【００２５】図５は、本発明になる原子炉炉心性能計算
装置の第２の実施例の、３次元炉心核熱水力特性解析装
置での炉心性能評価方法を示す図である。なお、本実施
例の３次元炉心核熱水力特性解析装置以外の装置は、図
１に示した第１の実施例と同じである。本実施例での炉
心性能評価方法と、図４に示した第１の実施例での炉心
性能評価方法との違いは、図４の符号２１で示した処理
の後に、図５の符号２２で示した処理を追加したことで
ある。本実施例では、第１の実施例での出力−ＴＩＰ応
答係数に加えて、核定数調整パラメータについても、プ
ラントデータ及び解析結果記憶装置５，分析装置６，核
定数補正装置７を用いて補正を実施する。

【００２６】本実施例では、第１の実施例に加えて、核
定数調整パラメータについても複数の過去の実績を反映
できるので、炉心性能計算精度をより高める効果があ
る。

【００２７】図６は、本発明になる原子炉炉心性能計算
装置の第３の実施例を示す図である。本実施例では、図
１に示した第１の実施例の出力装置１０に代えて、分析
装置６においてプラントデータとそのプラントデータを
用いて計算した解析結果との関係を分析した結果、及び
その分析結果を基に補正した核定数及びその補正係数を
表示する機能を有する出力装置２３を追加した。これに
より、炉心性能計算に使用する核定数の補正状況を確認
しながら、炉心状態を監視することが可能となる。

【００２８】図７及び図８は、本発明になる原子炉炉心
性能計算装置の第４の実施例の、３次元炉心核熱水力特
性解析装置での炉心性能評価方法を示す図である。な
お、本実施例の３次元炉心核熱水力特性解析装置以外の
装置は、図１に示した第１の実施例と同じである。本実
施例では、製造時に酸化ウランと酸化プルトニウムを混
合させた混合酸化物燃料を装荷した燃料集合体（以下、
ＭＯＸ燃料と記す。）を、一部または全部に装荷した炉
心に適用することを考慮した。

【００２９】一般に、ＭＯＸ燃料は、従来用いられてい
る、製造時にプルトニウムを含まない酸化ウランのみか
らなる燃料を装荷した燃料集合体（以下、ウラン燃料と
記す。）と特性が異なる。そのため、ＭＯＸ燃料に対し
ては、図２あるいは図４に示した炉心性能計算の処理の
なかで、ウラン燃料と異なった処理を行う必要が生じ
る。

【００３０】例えば、ＭＯＸ燃料に含まれ、製造時のウ
ラン燃料には含まれていないＰｕ−２４１は、重要な核
分裂性核種であるが、半減期約１４年でβ崩壊によりＡ
ｍ−２４１に崩壊する。このＡｍ−２４１は、核分裂断
面積がＰｕ−２４１に比べ小さく、主に中性子吸収反応
に寄与する核種である。そのため、ＭＯＸ燃料は、原子
炉炉心に装荷されていなくても、時間の経過に伴い、そ
の反応度が変化していく。従って、ＭＯＸ燃料装荷炉心
においては、このＰｕ−２４１からＡｍ−241への崩壊
を考慮して、炉心性能計算を実施する必要がある。

【００３１】そこで、本実施例では、炉心に装荷されて
いる燃料集合体が、ＭＯＸ燃料であるか、ウラン燃料で
あるかを識別する識別データを付加し、必要に応じてＭ
ＯＸ燃料とウラン燃料を識別し、それぞれに異なった処
理を実施できるようにした。本実施例における３次元炉
心核熱水力特性解析装置での炉心性能評価方法を図７及
び図８に示す。図４に示した第１の実施例での炉心性能
評価方法との違いは、図４の符号１１で示した処理の後
に、図７の符号２４〜２７で示した処理を追加したこと
である。まず、第１の実施例と同様、炉心流量，炉心熱
出力，制御棒位置等の原子炉の炉心状態データ及び中性
子検出器の測定値等のプラントデータと、あらかじめ燃
料集合体毎に計算された中性子無限増倍率，巨視的断面
積，核種毎の微視的断面積等の核定数と、その他必要な
データを読込む（符号１１）。

【００３２】次に、本実施例で新たに付加した、ＭＯＸ
燃料かウラン燃料かを識別する識別データを用い、解析
対象燃料がＭＯＸ燃料かウラン燃料かを識別する(符号
２４)。ＭＯＸ燃料の場合には、Ｐｕ−２４１，Ａｍ−
２４１の原子数密度を計算する（符号２５）。その原子
数密度を用いて、符号１１で示した処理で読込んだ核定
数を補正する（符号２６）。

【００３３】符号２４で示した処理で、ウラン燃料と認
識された場合には、符号２５と符号２６で示した処理は
実施せず、次に示す符号２７で示した処理に移る。符号
２７で示した処理では、炉心内に装荷されている全燃料
集合体の処理が終了したかどうかを判定する。終了して
いない場合は、符号２４で示した処理に戻る。終了した
場合には、次の符号１２で示した処理に移る。それ以後
は、第１の実施例と同様である。

【００３４】本実施例では、ＭＯＸ燃料かウラン燃料か
を識別する識別データを用い、解析対象燃料がＭＯＸ燃
料かウラン燃料かを識別し、ＭＯＸ燃料の場合には、Ｐ
ｕ−２４１からＡｍ−２４１へβ崩壊することによるＰ
ｕ−２４１とＡｍ−２４１の原子数密度の変化の影響
を、核定数へ反映させることにより、ＭＯＸ燃料装荷炉
心に対しても適切な炉心性能計算を実施することが可能
となる。

【００３５】

【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
過去のプラントデータ及びそれを用いた解析結果を記憶
しておき、それらの関係を分析することにより、従来実
測値により補正することのできなかった核定数を、中性
子検出器の実測値を利用して補正することが可能とな
り、原子炉の炉心性能計算の高精度化を図ることができ
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の原子炉炉心性能計算装置の第１の実施
例を示す図。

【図２】従来の原子炉炉心性能計算装置の３次元炉心核
熱水力特性解析装置での炉心性能評価方法を示すフロー
チャート。

【図３】出力−ＴＩＰ応答係数の補正量を求める例を示
す図。

【図４】本発明の原子炉炉心性能計算装置の第１の実施
例の３次元炉心核熱水力特性解析装置での炉心性能評価
方法を示すフローチャート。

【図５】本発明の原子炉炉心性能計算装置の第２の実施
例の３次元炉心核熱水力特性解析装置での炉心性能評価
方法を示すフローチャート。

【図６】本発明の原子炉炉心性能計算装置の第３の実施
例を示す図。

【図７】本発明の原子炉炉心性能計算装置の第４の実施
例の３次元炉心核熱水力特性解析装置での炉心性能評価
方法を示すフローチャート。

【図８】本発明の原子炉炉心性能計算装置の第４の実施
例の３次元炉心核熱水力特性解析装置での炉心性能評価
方法を示すフローチャート。

【符号の説明】

１…原子炉、２…炉心、３…プラントデータ入力装置、
４…核定数記憶装置、５…プラントデータ及び解析結果
記憶装置、６…プラントデータと解析結果との関係を分
析する分析装置、７…分析装置での分析結果を基に核定
数を補正する核定数補正装置、８…３次元炉心核熱水力
特性解析装置、９…原子炉の運転員からの要求等を入力
する入力装置、１０…解析結果を表示する出力装置、２
３…分析装置における分析結果及び核定数補正装置にお
ける核定数補正結果を表示する機能を有する出力装置。

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉心流量，炉心熱出力，制御棒位置等の原
   子炉の炉心状態データ及び中性子検出器の測定値を入力
   するプラントデータ入力装置と、その入力装置から入力
   したプラントデータと、あらかじめ燃料集合体毎に計算
   された中性子無限増倍率，巨視的断面積，核種毎の微視
   的断面積等の核定数とを用いて原子炉炉心内３次元出力
   分布，熱的余裕等を解析する３次元炉心核熱水力特性解
   析装置と、プラントデータや解析結果を表示する出力装
   置とから構成される原子炉炉心性能計算装置において、
   現時点までの複数の過去の時点のプラントデータとその
   プラントデータを用いて計算した過去の時点での解析結
   果を記憶しておくプラントデータ及び解析結果記憶装置
   と、その記憶装置に記憶しておいた現時点までのいくつ
   かのプラントデータとそのプラントデータを用いて計算
   した解析結果との関係を分析する分析装置と、その分析
   結果を基にあらかじめ燃料集合体毎に計算された核定数
   の一部または全部を補正する核定数補正装置とを有する
   ことを特徴とする原子炉炉心性能計算装置。
2. 【請求項２】上記請求項１記載の原子炉炉心性能計算装
   置において、補正する核定数が燃料集合体出力と中性子
   検出器出力の相関関係を与える核定数であることを特徴
   とする原子炉炉心性能計算装置。
3. 【請求項３】上記請求項１記載の原子炉炉心性能計算装
   置において、プラントデータとそのプラントデータを用
   いて計算した解析結果との関係を分析する方法が回帰分
   析であることを特徴とする原子炉炉心性能計算装置。
4. 【請求項４】上記請求項１記載の原子炉炉心性能計算装
   置において、プラントデータとそのプラントデータを用
   いて計算した解析結果との関係を分析した結果、あるい
   はその分析結果を基に補正した核定数及びその補正係数
   を表示する機能を有することを特徴とする原子炉炉心性
   能計算装置。