JPH0772282A - 原子炉の炉心性能推定方法およびその装置 - Google Patents
原子炉の炉心性能推定方法およびその装置Info
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- JPH0772282A JPH0772282A JP6086370A JP8637094A JPH0772282A JP H0772282 A JPH0772282 A JP H0772282A JP 6086370 A JP6086370 A JP 6086370A JP 8637094 A JP8637094 A JP 8637094A JP H0772282 A JPH0772282 A JP H0772282A
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- core
- reactor
- equation
- isotope
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】計算時間を大幅に節約し、かつ高精度の炉心性
能方法推定方法およびその装置を提供する。 【構成】ノード計算で扱う行列要素に含まれる核定数に
実出力履歴と一定出力履歴の間で生ずるＰｕ同位体およ
びＡｍ同位体の原子数密度の差異を評価し、その核定数
への影響の大きさをノード定数に補正する。また、実出
力履歴と一定出力履歴条件の差異から生ずる反応効果を
核定数に補正する。これによって、格子計算で仮定して
いる出力履歴と大きくなる運転がなされた炉心に対して
も高精度を保持できる炉心性能推定方法およびその装置
を提供できる。
能方法推定方法およびその装置を提供する。 【構成】ノード計算で扱う行列要素に含まれる核定数に
実出力履歴と一定出力履歴の間で生ずるＰｕ同位体およ
びＡｍ同位体の原子数密度の差異を評価し、その核定数
への影響の大きさをノード定数に補正する。また、実出
力履歴と一定出力履歴条件の差異から生ずる反応効果を
核定数に補正する。これによって、格子計算で仮定して
いる出力履歴と大きくなる運転がなされた炉心に対して
も高精度を保持できる炉心性能推定方法およびその装置
を提供できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の炉心設計およ
び炉心運転管理等に利用して有効な原子炉の炉心性能推
定方法およびその装置に関する。
び炉心運転管理等に利用して有効な原子炉の炉心性能推
定方法およびその装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の炉心性能推定方法について図９
を参照しながら説明する。図９において、原子炉内の性
能評価対象炉心21を空間的に小領域に分割22し、この小
領域の外側境界で境界条件を仮定して前記小領域内の中
性子の輸送現象を表わす方程式を解くために、制御棒の
有無、減速材密度、燃料および減速材の温度、境界条件
をセット23する。
を参照しながら説明する。図９において、原子炉内の性
能評価対象炉心21を空間的に小領域に分割22し、この小
領域の外側境界で境界条件を仮定して前記小領域内の中
性子の輸送現象を表わす方程式を解くために、制御棒の
有無、減速材密度、燃料および減速材の温度、境界条件
をセット23する。
【０００３】そして、格子計算24を行い、該小領域の核
定数表25を作成し、この核定数表25を用いて燃焼度、減
速材密度でフィッティングし、炉心性能計算で使用する
核定数ファイル26を作成したのち、炉心性能計算27を行
う。
定数表25を作成し、この核定数表25を用いて燃焼度、減
速材密度でフィッティングし、炉心性能計算で使用する
核定数ファイル26を作成したのち、炉心性能計算27を行
う。
【０００４】なお、図９中符号28は符号26と27とを含ん
だもので、原子炉の炉心性能を求める方法であり、29は
燃焼度、出力密度、減速材密度ファイルを示している。
だもので、原子炉の炉心性能を求める方法であり、29は
燃焼度、出力密度、減速材密度ファイルを示している。
【０００５】ここで、従来例をさらに詳しく説明すると
次のとおりである。原子炉の性能評価対象炉心21の径方
向を燃料集合体単位で小領域化22し、軸方向に燃料集合
体が無限に続いている状態で燃料集合体周囲境界に境界
条件を仮定して、燃料集合体内の中性子輸送を表す輸送
方程式を制御棒の有無、減速材の密度、燃料および減速
材の温度等のパラメータの組み合わせ（符号23）に対し
て解く。
次のとおりである。原子炉の性能評価対象炉心21の径方
向を燃料集合体単位で小領域化22し、軸方向に燃料集合
体が無限に続いている状態で燃料集合体周囲境界に境界
条件を仮定して、燃料集合体内の中性子輸送を表す輸送
方程式を制御棒の有無、減速材の密度、燃料および減速
材の温度等のパラメータの組み合わせ（符号23）に対し
て解く。
【０００６】この際、燃料集合体の出力履歴を仮定して
燃焼方程式を解き、核種の原子数密度の時間的変化、燃
料集合体の核定数表をあらかじめ算出して核定数表25を
作成しておく（以下、この計算を格子計算という）。
燃焼方程式を解き、核種の原子数密度の時間的変化、燃
料集合体の核定数表をあらかじめ算出して核定数表25を
作成しておく（以下、この計算を格子計算という）。
【０００７】その後、前記燃料集合体の核定数表25を用
いて作成した炉心性能計算で使用する核定数ファイル26
に基づいて、原子炉の炉心全体の中性子の輸送現象を表
わす方程式と減速材の熱水力的挙動を表わす方程式また
は実験式とを解く（符号27）ことによって原子炉の炉心
性能を求める方法28が採られている。
いて作成した炉心性能計算で使用する核定数ファイル26
に基づいて、原子炉の炉心全体の中性子の輸送現象を表
わす方程式と減速材の熱水力的挙動を表わす方程式また
は実験式とを解く（符号27）ことによって原子炉の炉心
性能を求める方法28が採られている。
【０００８】ここでは、原子炉全体の中性子の輸送現象
を表わす方程式を解いて炉心性能を評価する際に必要と
なる炉心内での中性子束分布を推定する方法として行わ
れるノード法と呼ばれる計算法について説明する。
を表わす方程式を解いて炉心性能を評価する際に必要と
なる炉心内での中性子束分布を推定する方法として行わ
れるノード法と呼ばれる計算法について説明する。
【０００９】ノード法では、原子炉の炉心を径方向に燃
料集合体単位、軸方向に24分割したノードと呼ばれる格
子点に分割し、さらに中性子のエネルギーを複数個のグ
ループに分割し、各空間格子点において、各エネルギー
グループを代表する中性子束を考える。全格子点、全エ
ネルギーグループの各々を代表する全ての中性子束の値
からなる未知ベクトル とすれば、炉心内での中性子束分布を求める問題は、
(1)式のような連立一次方程式を解く問題となる。
料集合体単位、軸方向に24分割したノードと呼ばれる格
子点に分割し、さらに中性子のエネルギーを複数個のグ
ループに分割し、各空間格子点において、各エネルギー
グループを代表する中性子束を考える。全格子点、全エ
ネルギーグループの各々を代表する全ての中性子束の値
からなる未知ベクトル とすれば、炉心内での中性子束分布を求める問題は、
(1)式のような連立一次方程式を解く問題となる。
【００１０】
【数１】 ここで、ＭおよびＦは全空間格子点数に全エネルギーグ
ループ数を乗じた数に等しい次元の行列であり、ｋは行
列（Ｍ-1・Ｆ）の固有値である。
ループ数を乗じた数に等しい次元の行列であり、ｋは行
列（Ｍ-1・Ｆ）の固有値である。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】以上説明した従来の炉
心性能推定方法で扱う連立一次同次方程式 (1)式に含ま
れる行列ＭとＦは、格子計算で評価した核定数で構成さ
れる。
心性能推定方法で扱う連立一次同次方程式 (1)式に含ま
れる行列ＭとＦは、格子計算で評価した核定数で構成さ
れる。
【００１２】すなわち、行列要素Ｍg i,j,k およびＦg
i,j,k は、次式のように表される。
i,j,k は、次式のように表される。
【００１３】
【数２】
【００１４】通常、格子計算では各燃料タイプについて
定格出力密度・定期期間なしの出力履歴（以下、一定出
力履歴という）を仮定して核定数（Σg m および
Ｋm ∞）を燃焼度と減速材密度の関数として作成する。
定格出力密度・定期期間なしの出力履歴（以下、一定出
力履歴という）を仮定して核定数（Σg m および
Ｋm ∞）を燃焼度と減速材密度の関数として作成する。
【００１５】ところが、実際の原子炉では運転サイクル
毎に運転を停止して定期検査（以下、定検と記す）を行
うだけでなく、運転中も原子炉の出力レベルは変動する
ため、各格子点毎に出力密度は燃焼度とともに大きく変
化する（以下、実出力履歴と記す）。
毎に運転を停止して定期検査（以下、定検と記す）を行
うだけでなく、運転中も原子炉の出力レベルは変動する
ため、各格子点毎に出力密度は燃焼度とともに大きく変
化する（以下、実出力履歴と記す）。
【００１６】従来の炉心計算では、一定出力履歴条件の
格子計算で評価した核定数から各ノードの燃焼度と履歴
減速材密度でフィッティングして求めたノード定数に基
づいて行われている。
格子計算で評価した核定数から各ノードの燃焼度と履歴
減速材密度でフィッティングして求めたノード定数に基
づいて行われている。
【００１７】燃料中には、出力履歴によって原子数密度
が大きく変化する核種があり、一定出力履歴と実出力履
歴の間で生ずる原子数密度の差異が核定数におよぼす影
響の大きさが原子炉の炉心設計および運転管理上無視で
きない核種がある。
が大きく変化する核種があり、一定出力履歴と実出力履
歴の間で生ずる原子数密度の差異が核定数におよぼす影
響の大きさが原子炉の炉心設計および運転管理上無視で
きない核種がある。
【００１８】従来の炉心計算では、Ｘｅ−１３５，Ｓｍ
−１４９の２核種については実出力履歴に対応する原子
数密度を計算し、一定出力履歴条件の格子計算で評価し
た原子数密度との差が核定数におよぼす影響の大きさを
評価し、ノード定数を補正している。
−１４９の２核種については実出力履歴に対応する原子
数密度を計算し、一定出力履歴条件の格子計算で評価し
た原子数密度との差が核定数におよぼす影響の大きさを
評価し、ノード定数を補正している。
【００１９】Ｘｅ−１３５，Ｓｍ−１４９の原子数密度
の計算法については、例えばJamesJ.Duderstat&Louis
J. Hamilton ″Nuclear Reactor Analysis″(1976)John
Wiley & Sons,Inc Chapter 15に記載されている。
の計算法については、例えばJamesJ.Duderstat&Louis
J. Hamilton ″Nuclear Reactor Analysis″(1976)John
Wiley & Sons,Inc Chapter 15に記載されている。
【００２０】しかしながら、燃料中にはＸｅ−１３５，
Ｓｍ−１４９以外にも運転中に出力密度が大きく変化し
たり、運転サイクル間に定検があると、一定出力履歴条
件の場合と原子数密度が大きく異なり、核定数への影響
も大きい核種が存在するが、これらの核種について、ノ
ード定数の補正は行われていない。
Ｓｍ−１４９以外にも運転中に出力密度が大きく変化し
たり、運転サイクル間に定検があると、一定出力履歴条
件の場合と原子数密度が大きく異なり、核定数への影響
も大きい核種が存在するが、これらの核種について、ノ
ード定数の補正は行われていない。
【００２１】特に、初期燃料組成にＰｕ同位体が大量に
含まれているＭＯＸ燃料では、原子炉停止期間中にＰｕ
−２４１がβ崩壊してＡｍ−２４１が生成されることに
よる反応度変化が大きく炉心運転管理上考慮しなければ
ならないことが知られているが、従来の炉心計算ではこ
れらの核種の原子数密度の出力履歴による変化を計算し
ていないため考慮できない課題がある。
含まれているＭＯＸ燃料では、原子炉停止期間中にＰｕ
−２４１がβ崩壊してＡｍ−２４１が生成されることに
よる反応度変化が大きく炉心運転管理上考慮しなければ
ならないことが知られているが、従来の炉心計算ではこ
れらの核種の原子数密度の出力履歴による変化を計算し
ていないため考慮できない課題がある。
【００２２】また、核分裂生成物の中にはＧｄ−１５５
のように熱中性子吸収断面積が大きく、定検中に先行核
の崩壊によって生成される量の反応度効果が炉心管理上
無視できない核種があるが、従来の炉心計算では、定検
中の核分裂生成物の反応度変化を計算していないため、
考慮できない課題がある。
のように熱中性子吸収断面積が大きく、定検中に先行核
の崩壊によって生成される量の反応度効果が炉心管理上
無視できない核種があるが、従来の炉心計算では、定検
中の核分裂生成物の反応度変化を計算していないため、
考慮できない課題がある。
【００２３】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、ノード計算で扱う (1)式の行列要素に含まれ
る核定数に実出力履歴と一定出力履歴の間で生ずるＰｕ
同位体およびＡｍ同位体の原子数密度の差異を評価し、
その核定数への影響の大きさをノード定数に補正するこ
とによって高精度な原子炉の炉心性能推進方法を提供す
ることにある。
たもので、ノード計算で扱う (1)式の行列要素に含まれ
る核定数に実出力履歴と一定出力履歴の間で生ずるＰｕ
同位体およびＡｍ同位体の原子数密度の差異を評価し、
その核定数への影響の大きさをノード定数に補正するこ
とによって高精度な原子炉の炉心性能推進方法を提供す
ることにある。
【００２４】また、実出力履歴と一定出力履歴条件の差
異から生じる反応度効果を核定数に補正することによっ
て格子計算で仮定している出力履歴と大きく異なる運転
がなされた炉心に対しても高精度を保持できる原子炉の
炉心性能推定装置を提供することにある。
異から生じる反応度効果を核定数に補正することによっ
て格子計算で仮定している出力履歴と大きく異なる運転
がなされた炉心に対しても高精度を保持できる原子炉の
炉心性能推定装置を提供することにある。
【００２５】
【課題を解決するための手段】本発明に係る原子炉の炉
心性能推定方法は原子炉の性能評価対象炉心を空間的に
小領域に分割し、この小領域の外側境界で境界条件を仮
定して、前記小領域内の中性子の輸送現象を表わす方程
式を制御棒の有無、減速材の密度、燃料および減速材の
温度等のパラメータの組み合わせに対して解くとともに
前記小領域の核定数をあらかじめ算出して核定数表を作
成し、この核定数表を用いて原子炉の炉心全体の中性子
の輸送現象を表わすノード方程式と燃料および減速材の
熱水力的挙動を表す方程式または実験式とを解く原子炉
の炉心性能推定方法において、前記炉心全体の中性子の
輸送現象を表わすノード方程式を解くことによって得ら
れる前記小領域の出力履歴と前記小領域での核種の燃焼
方程式を解く際に仮定した出力履歴との間の差異から生
じる前記小領域内のＰｕ同位体とＡｍ同位体の原子数密
度の差異に起因する核定数の変化量を求めて前記核定数
表に記載された核定数を補正する第１の手段と、前記核
定数表に記載された核定数表を取り込んで前記第１の手
段によって前記核定数を補正し、この補正を用いて原子
炉の炉心全体の中性子の輸送現象を表わすノード方程式
を解き、原子炉内の出力密度分布を求める第３の手段と
前記出力密度分布を取り込んで少なくとも原子炉内の減
速材の密度および燃料温度を算出する第４の手段とから
なることを特徴とする。
心性能推定方法は原子炉の性能評価対象炉心を空間的に
小領域に分割し、この小領域の外側境界で境界条件を仮
定して、前記小領域内の中性子の輸送現象を表わす方程
式を制御棒の有無、減速材の密度、燃料および減速材の
温度等のパラメータの組み合わせに対して解くとともに
前記小領域の核定数をあらかじめ算出して核定数表を作
成し、この核定数表を用いて原子炉の炉心全体の中性子
の輸送現象を表わすノード方程式と燃料および減速材の
熱水力的挙動を表す方程式または実験式とを解く原子炉
の炉心性能推定方法において、前記炉心全体の中性子の
輸送現象を表わすノード方程式を解くことによって得ら
れる前記小領域の出力履歴と前記小領域での核種の燃焼
方程式を解く際に仮定した出力履歴との間の差異から生
じる前記小領域内のＰｕ同位体とＡｍ同位体の原子数密
度の差異に起因する核定数の変化量を求めて前記核定数
表に記載された核定数を補正する第１の手段と、前記核
定数表に記載された核定数表を取り込んで前記第１の手
段によって前記核定数を補正し、この補正を用いて原子
炉の炉心全体の中性子の輸送現象を表わすノード方程式
を解き、原子炉内の出力密度分布を求める第３の手段と
前記出力密度分布を取り込んで少なくとも原子炉内の減
速材の密度および燃料温度を算出する第４の手段とから
なることを特徴とする。
【００２６】また、本発明に係る原子炉の炉心性能推定
装置は原子炉内に設置された状態量測定系および中性子
束測定系と、これら測定系の測定値を入力するデータサ
ンプリング装置と、このデータサンプリング装置に接続
したプロセス計算機と、このプロセス計算機に接続した
外部記憶装置および入出力装置とを具備したことを特徴
とする。
装置は原子炉内に設置された状態量測定系および中性子
束測定系と、これら測定系の測定値を入力するデータサ
ンプリング装置と、このデータサンプリング装置に接続
したプロセス計算機と、このプロセス計算機に接続した
外部記憶装置および入出力装置とを具備したことを特徴
とする。
【００２７】さらに、本発明に係る原子炉の炉心性能推
定装置は原子炉の運転計画を入力として取り込む計算機
と、この計算機に接続したあらかじめ炉心の形状を記述
するデータ、炉心を構成する物質の核特性を表わす核定
数および炉心の熱水力定数、その他必要な物性値などを
記述する外部記憶装置と前記計算機に接続した将来の原
子炉の運転計画を入力する入出力装置とを具備したこと
を特徴とする。
定装置は原子炉の運転計画を入力として取り込む計算機
と、この計算機に接続したあらかじめ炉心の形状を記述
するデータ、炉心を構成する物質の核特性を表わす核定
数および炉心の熱水力定数、その他必要な物性値などを
記述する外部記憶装置と前記計算機に接続した将来の原
子炉の運転計画を入力する入出力装置とを具備したこと
を特徴とする。
【００２８】
【作用】燃料集合体内に存在する核種に対するエネルギ
ー１群燃焼方程式は、次式で表される。
ー１群燃焼方程式は、次式で表される。
【００２９】
【数３】
【００３０】但し、 (3)式で燃焼度Ｅから時間ｔへの換
算は、次式で行う。
算は、次式で行う。
【数４】
【００３１】(3)式を実出力履歴と格子計算で仮定して
いる一定出力履歴について解いて得られた核種ｉの原子
数密度をそれぞれＮa i (t) ，Ｎo i (t) とすれば、出
力履歴の差異によって生ずるｇ群の巨視的断面積Σg お
よび無限増倍率Ｋ∞への補正量ΔΣg は、次式で近似で
きる。
いる一定出力履歴について解いて得られた核種ｉの原子
数密度をそれぞれＮa i (t) ，Ｎo i (t) とすれば、出
力履歴の差異によって生ずるｇ群の巨視的断面積Σg お
よび無限増倍率Ｋ∞への補正量ΔΣg は、次式で近似で
きる。
【００３２】
【数５】
【００３３】
【数６】
【００３４】すなわち、本発明による炉心性能推定方法
では、連立一次同次方程式 (1)における行列要素Ｍg
i,j,k およびＦg i,j,k は、次式で表される。
では、連立一次同次方程式 (1)における行列要素Ｍg
i,j,k およびＦg i,j,k は、次式で表される。
【００３５】
【数７】
【００３６】炉心性能計算で各ノード毎に原子数密度を
評価する方法については、例えばLindermeiter et al,A
dvanced Methodology for LWR Core Design,Vol1P101
-107,Proceedings of the National Reactor Physics A
NS,Jackson Hole,Wyoming,September 18-22,1988に記載
されているが、この論文における方法では燃焼方程式を
エネルギー２群で扱い、核定数の核種成分を次式で求め
ている。
評価する方法については、例えばLindermeiter et al,A
dvanced Methodology for LWR Core Design,Vol1P101
-107,Proceedings of the National Reactor Physics A
NS,Jackson Hole,Wyoming,September 18-22,1988に記載
されているが、この論文における方法では燃焼方程式を
エネルギー２群で扱い、核定数の核種成分を次式で求め
ている。
【００３７】
【数８】
【００３８】しかしながら、この論文に記載されている
方法では、主要核種の微視的断面積ライブラリーと原子
数数密度ファイルを使用するため、計算機のメモリーは
膨大になるという問題点がある。
方法では、主要核種の微視的断面積ライブラリーと原子
数数密度ファイルを使用するため、計算機のメモリーは
膨大になるという問題点がある。
【００３９】これに対して、本発明では、出力履歴の差
異によって生ずる特定核種の原子数密度差を使って補正
する。補正の対象となる核定数は、燃料タイプ毎にファ
イル化されているので、上記論文に記載されている方法
に比べてメモリーの要求量は少なく、また燃焼方程式で
は、 (3)式のようにエネルギーを１群化して扱うので計
算時間も少なくて済むという特徴がある。
異によって生ずる特定核種の原子数密度差を使って補正
する。補正の対象となる核定数は、燃料タイプ毎にファ
イル化されているので、上記論文に記載されている方法
に比べてメモリーの要求量は少なく、また燃焼方程式で
は、 (3)式のようにエネルギーを１群化して扱うので計
算時間も少なくて済むという特徴がある。
【００４０】従来技術では、炉心計算で用いる核定数を
あらかじめ格子計算で評価した核定数を燃焼度と減速材
密度でフィッティング（Fitting)することにより用いて
いる。これに対して、本発明では、各ノード毎の核定数
を作成する際に、Ｐｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数
密度を実出力履歴に対応させることができるので、従来
技術に比べて高精度で炉心性能が推定できるようにな
る。
あらかじめ格子計算で評価した核定数を燃焼度と減速材
密度でフィッティング（Fitting)することにより用いて
いる。これに対して、本発明では、各ノード毎の核定数
を作成する際に、Ｐｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数
密度を実出力履歴に対応させることができるので、従来
技術に比べて高精度で炉心性能が推定できるようにな
る。
【００４１】但し、核定数を補正する際に用いるデータ
は、格子計算に基づいて作成するため、本発明を実施す
るにあたり、従来技術で行っていた格子計算の他に新た
に格子計算を追加する必要はない。
は、格子計算に基づいて作成するため、本発明を実施す
るにあたり、従来技術で行っていた格子計算の他に新た
に格子計算を追加する必要はない。
【００４２】なお、核定数ファイルを準備する際に使用
する炉心内３次元出力および減速材密度分布は、炉心計
算で評価したものでなく、プロセス計算機等を介して得
たプラントデータに基づいて作成したものでもよい。
する炉心内３次元出力および減速材密度分布は、炉心計
算で評価したものでなく、プロセス計算機等を介して得
たプラントデータに基づいて作成したものでもよい。
【００４３】
【実施例】本発明に係る原子炉の炉心性能推定方法の第
１の実施例を説明する。この第１の実施例は請求項１に
該当するもので、要旨を図１により従来例と対比して説
明する。なお、図１における流れ図のブロック中、右上
部に＊印を付した部分が本発明で新たに追加された部分
で、無印は従来例の部分である。
１の実施例を説明する。この第１の実施例は請求項１に
該当するもので、要旨を図１により従来例と対比して説
明する。なお、図１における流れ図のブロック中、右上
部に＊印を付した部分が本発明で新たに追加された部分
で、無印は従来例の部分である。
【００４４】図１中、性能評価対象炉心１から該小領域
の核定数表５までは従来例と同様であり、また炉心性能
計算で使用する核定数ファイル７と炉心性能計算12も従
来例と同様である。本発明が従来例と異なる部分はＰｕ
同位体およびＡｍ同位体に対する燃焼係数Ｐi ，Ｄi 、
反応度係数∂Ｋ∞／∂Ｎi 、微視的断面積σのテーブル
化６と符号８から11までに示す部分および原子数密度フ
ァイル14の部分を追加したことになる。
の核定数表５までは従来例と同様であり、また炉心性能
計算で使用する核定数ファイル７と炉心性能計算12も従
来例と同様である。本発明が従来例と異なる部分はＰｕ
同位体およびＡｍ同位体に対する燃焼係数Ｐi ，Ｄi 、
反応度係数∂Ｋ∞／∂Ｎi 、微視的断面積σのテーブル
化６と符号８から11までに示す部分および原子数密度フ
ァイル14の部分を追加したことになる。
【００４５】ここで、第１の手段としては炉心全体の中
性子の輸送現象を表すノード方程式を解くことによって
得られる出力履歴、つまり炉心内各ノード領域の出力履
歴データと、前記小領域での核種の燃焼方程式を解く際
に仮定した出力履歴、即ち格子計算４で仮定する出力履
歴データとの間の差異から生じる小領域内のＰｕ同位体
およびＡｍ同位体の原子数密度の差異９に起因する核定
数の変化量を求めて前記核定数表５に記載された核定数
を炉心性能計算で使用する核定数ファイルの補正10で補
正する。
性子の輸送現象を表すノード方程式を解くことによって
得られる出力履歴、つまり炉心内各ノード領域の出力履
歴データと、前記小領域での核種の燃焼方程式を解く際
に仮定した出力履歴、即ち格子計算４で仮定する出力履
歴データとの間の差異から生じる小領域内のＰｕ同位体
およびＡｍ同位体の原子数密度の差異９に起因する核定
数の変化量を求めて前記核定数表５に記載された核定数
を炉心性能計算で使用する核定数ファイルの補正10で補
正する。
【００４６】第２の手段としては前記核定数表５に記載
された核定数を取り込んで（符号７参照）、炉心性能計
算で使用する核定数ファイルの補正10を行い、それを用
いて原子炉炉心全体の炉心性能計算で扱う中性子輸送現
象を表わすノード方程式の係数表を作成する（符号11参
照）。
された核定数を取り込んで（符号７参照）、炉心性能計
算で使用する核定数ファイルの補正10を行い、それを用
いて原子炉炉心全体の炉心性能計算で扱う中性子輸送現
象を表わすノード方程式の係数表を作成する（符号11参
照）。
【００４７】第３の手段としては符号11に示す係数表か
ら係数を取り込んで炉心性能計算12で扱う中性子の輸送
現象を表す方程式を解き、原子炉内の出力密度分布を求
める（符号11，12参照）。
ら係数を取り込んで炉心性能計算12で扱う中性子の輸送
現象を表す方程式を解き、原子炉内の出力密度分布を求
める（符号11，12参照）。
【００４８】第４の手段としては前記出力密度分布を取
り込んで原子炉内の減速材密度および燃料温度を算出す
る（符号11参照）。なお、本実施例の作用は前述した
［作用］の項で説明した通りなので、その説明は省略す
る。
り込んで原子炉内の減速材密度および燃料温度を算出す
る（符号11参照）。なお、本実施例の作用は前述した
［作用］の項で説明した通りなので、その説明は省略す
る。
【００４９】本実施例によれば、格子計算４で求めた核
定数を用いて行うノード計算において、格子計算４で仮
定した出力履歴と実機の出力履歴の相違による反応度効
果を新たに行うことなく、格子計算４で評価した核定数
表５から符号６で示すＰｕ同位体およびＡｍ同位体に対
する燃焼係数Ｐi ，Ｄi 、反応度係数∂Ｋ∞／∂Ｎi、
微視的断面積σi をテーブル化データとする。
定数を用いて行うノード計算において、格子計算４で仮
定した出力履歴と実機の出力履歴の相違による反応度効
果を新たに行うことなく、格子計算４で評価した核定数
表５から符号６で示すＰｕ同位体およびＡｍ同位体に対
する燃焼係数Ｐi ，Ｄi 、反応度係数∂Ｋ∞／∂Ｎi、
微視的断面積σi をテーブル化データとする。
【００５０】そして、炉心性能計算で出力履歴の差異に
よるＰｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数密度変化を評
価し、反応度係数および微視的断面積を組み合わせるこ
とによって出力履歴の差異による反応度効果の補正がで
きる。よって、高精度の炉心性能推定方法が得られる。
よるＰｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数密度変化を評
価し、反応度係数および微視的断面積を組み合わせるこ
とによって出力履歴の差異による反応度効果の補正がで
きる。よって、高精度の炉心性能推定方法が得られる。
【００５１】上記実施例では、前記小領域でのＰｕ同位
体およびＡｍ同位体核種の燃焼方程式における生成率と
崩壊率を組み立てるのに必要な燃焼係数とＰｕ同位体お
よびＡｍ同位体核種の原子数密度の差異から核定数の変
化率を求めるのに必要な反応度係数と微視的断面積をテ
ーブル化データに基づいて作成する手段が加わる。
体およびＡｍ同位体核種の燃焼方程式における生成率と
崩壊率を組み立てるのに必要な燃焼係数とＰｕ同位体お
よびＡｍ同位体核種の原子数密度の差異から核定数の変
化率を求めるのに必要な反応度係数と微視的断面積をテ
ーブル化データに基づいて作成する手段が加わる。
【００５２】また、前記小領域の核定数を算出する際に
仮定した出力履歴と炉心全体の中性子の輸送現象を表す
ノード方程式を解いて得られた出力履歴を用いて、前記
小領域でのＰｕ同位体およびＡｍ同位体核種の燃焼方程
式を解き、得られた２つの原子数密度を登録した原子数
密度ファイル14を作成し、それに基づき出力履歴差によ
る原子数密度差ΔＮi の評価９を行う。
仮定した出力履歴と炉心全体の中性子の輸送現象を表す
ノード方程式を解いて得られた出力履歴を用いて、前記
小領域でのＰｕ同位体およびＡｍ同位体核種の燃焼方程
式を解き、得られた２つの原子数密度を登録した原子数
密度ファイル14を作成し、それに基づき出力履歴差によ
る原子数密度差ΔＮi の評価９を行う。
【００５３】次に、図２から図４を参照しながら本発明
の原子炉の炉心性能推定方法に係る第２の実施例を説明
する。なお、図２の中で図１と同一部分に同一符号を付
して重複する部分の説明は省略する。
の原子炉の炉心性能推定方法に係る第２の実施例を説明
する。なお、図２の中で図１と同一部分に同一符号を付
して重複する部分の説明は省略する。
【００５４】この第２の実施例が第１の実施例と異なる
部分は図２中で、符号31で示す原子数密度ファイルと符
号32で示すテーブル化データの内容が異なっている。そ
して小領域の核定数の変化量を求める際に、出力履歴の
差異によるＰｕ−２４１のβ崩壊によるＡｍ−２４１へ
の壊変量の差異によって生ずる核定数の変化量を求め
て、核定数表に記載された核定数を補正する第５の手段
を付加したことにある。
部分は図２中で、符号31で示す原子数密度ファイルと符
号32で示すテーブル化データの内容が異なっている。そ
して小領域の核定数の変化量を求める際に、出力履歴の
差異によるＰｕ−２４１のβ崩壊によるＡｍ−２４１へ
の壊変量の差異によって生ずる核定数の変化量を求め
て、核定数表に記載された核定数を補正する第５の手段
を付加したことにある。
【００５５】この実施例では、１群ノード方程式に適用
する場合について記述する。すなわち、原子数密度ファ
イル31はＮa Pu-241（実出力履歴に対応するＰｕ−２４
１の原子数密度）、Ｎo Pu-241（格子計算で仮定した出
力履歴に対応するＰｕ−２４１の原子数密度）である。
する場合について記述する。すなわち、原子数密度ファ
イル31はＮa Pu-241（実出力履歴に対応するＰｕ−２４
１の原子数密度）、Ｎo Pu-241（格子計算で仮定した出
力履歴に対応するＰｕ−２４１の原子数密度）である。
【００５６】また、テーブル化データ32は、 の３個のデータから成り、燃焼度（Ｅ）と減速材密度を
燃焼度で平均した履歴減速材密度（ＵＨ）の関数として
登録される。
燃焼度で平均した履歴減速材密度（ＵＨ）の関数として
登録される。
【００５７】上記テーブル化データの32のうち、σc
Pu-240およびσa Pu-241は、格子計算で行う燃焼計算で
使われたＰｕ−２４０，Ｐｕ−２４１に対する多群微視
的断面積σc,g Pu-240およびσa,g Pu-241をエネルギー
縮約して１群化した量、Φ0 は燃料集合体平均の全中性
子束である。
Pu-240およびσa Pu-241は、格子計算で行う燃焼計算で
使われたＰｕ−２４０，Ｐｕ−２４１に対する多群微視
的断面積σc,g Pu-240およびσa,g Pu-241をエネルギー
縮約して１群化した量、Φ0 は燃料集合体平均の全中性
子束である。
【００５８】∂Ｋ∞／∂ＮPu-241および∂Ｋ∞／∂Ｎ
Am-241は、Ｐｕ−２４１、Ａｍ−２４１の原子数密度が
単位量変化した際の燃料集合体の無限増倍率の変化量を
表す量で、格子計算において摂動計算で評価している核
種毎の反応度価値を使って、次式で求める。
Am-241は、Ｐｕ−２４１、Ａｍ−２４１の原子数密度が
単位量変化した際の燃料集合体の無限増倍率の変化量を
表す量で、格子計算において摂動計算で評価している核
種毎の反応度価値を使って、次式で求める。
【００５９】摂動論による反応度価値の評価方法につい
ては、例えばJames J.Duderstat&Louis J.Hamilton“Nu
clear Reactor Analysis(1976)John Wiley&Sons,Inc.Ch
apter 7 に記載されている。
ては、例えばJames J.Duderstat&Louis J.Hamilton“Nu
clear Reactor Analysis(1976)John Wiley&Sons,Inc.Ch
apter 7 に記載されている。
【００６０】
【数９】
【００６１】Ｐｕ−２４１は、原子炉運転中で生成され
る量が大きく、かつβ崩壊の半減期が14.4年と比較的短
いので、出力レベルが変わると同一燃焼度でも原子数密
度は大きく変化する。一方、Ａｍ−２４１はＰｕ−２４
１のβ崩壊によって生成される核種で半減期 432.7年で
α崩壊する。また、２つの核種とも反応度価値の大きい
核種である。
る量が大きく、かつβ崩壊の半減期が14.4年と比較的短
いので、出力レベルが変わると同一燃焼度でも原子数密
度は大きく変化する。一方、Ａｍ−２４１はＰｕ−２４
１のβ崩壊によって生成される核種で半減期 432.7年で
α崩壊する。また、２つの核種とも反応度価値の大きい
核種である。
【００６２】この実施例では、格子計算の核定数を基に
評価したノードｍの無限増倍率Ｋｍ ∞に補正量ΔＫｍ ∞
を加える。以下、ΔＫｍ ∞の評価方法について記述す
る。出力履歴の差異から生ずるＰｕ−２４１とＡｍ−２
４１の原子数密度差をΔＮPu -241，ΔＮAm-241とする
と、
評価したノードｍの無限増倍率Ｋｍ ∞に補正量ΔＫｍ ∞
を加える。以下、ΔＫｍ ∞の評価方法について記述す
る。出力履歴の差異から生ずるＰｕ−２４１とＡｍ−２
４１の原子数密度差をΔＮPu -241，ΔＮAm-241とする
と、
【数１０】
【００６３】以下、ΔＮPu-241およびΔＮAm-241の計算
方法について述べる。Ｐｕ−２４１の燃焼方程式は、次
式で表される。
方法について述べる。Ｐｕ−２４１の燃焼方程式は、次
式で表される。
【００６４】
【数１１】
【００６５】一方、Ａｍ−２４１の燃焼方程式は、次式
で表される。
で表される。
【数１２】 (16)式の記号の意味は、(15)式で出てくる記号と同様の
意味である。
意味である。
【００６６】(15)式と(16)式を加算すると、
【数１３】
【００６７】Ａｍ−２４１の半減期は 432.7年と長いの
で、(17)式の最終項λAm-241ＮAm-2 41は無視できる。
で、(17)式の最終項λAm-241ＮAm-2 41は無視できる。
【００６８】(17)式で中性子束Φo の左側にかかる係数
は、出力密度依存性が小さいので、 は原子炉の出力レベルによらず、ＥとＵＨで決まる。
は、出力密度依存性が小さいので、 は原子炉の出力レベルによらず、ＥとＵＨで決まる。
【００６９】従って、ΔＮPu-241〜ΔＮAm-241と近似で
きるので、(14)式は次式のように表わすことができる。
きるので、(14)式は次式のように表わすことができる。
【００７０】
【数１４】
【００７１】Ｐｕ−２４１の燃焼方程式(15)式は、Ｎ
Pu-241の初期値を入力データとすれば、テーブル化デー
タ32のうち、（Ｎ0 Pu-241 σc Pu-240 Φ0 ）と（σ
a Pu-2 41 Φ0 ）の２個を使えば、解くことができる。
Pu-241の初期値を入力データとすれば、テーブル化デー
タ32のうち、（Ｎ0 Pu-241 σc Pu-240 Φ0 ）と（σ
a Pu-2 41 Φ0 ）の２個を使えば、解くことができる。
【００７２】従って、(15)式を実出力履歴と格子計算で
仮定した一定出力履歴の場合について解き、求めたＰｕ
−２４１の原子数密度Ｎa Pu-241およびＮ0 Pu-241とテ
ーブル化データ32の（∂Ｋ∞／∂ＮPu-241- ∂Ｋ∞／∂
ＮAm-241）を使えば、原子炉の出力が変化した場合にも
Ｐｕ−２４１とＡｍ−２４１の原子数密度の燃焼変化を
正確に評価できるので、出力変動によるＰｕ−２４１と
Ａｍ−２４１の炉心反応度へおよぼす効果を補正するこ
とができる。
仮定した一定出力履歴の場合について解き、求めたＰｕ
−２４１の原子数密度Ｎa Pu-241およびＮ0 Pu-241とテ
ーブル化データ32の（∂Ｋ∞／∂ＮPu-241- ∂Ｋ∞／∂
ＮAm-241）を使えば、原子炉の出力が変化した場合にも
Ｐｕ−２４１とＡｍ−２４１の原子数密度の燃焼変化を
正確に評価できるので、出力変動によるＰｕ−２４１と
Ａｍ−２４１の炉心反応度へおよぼす効果を補正するこ
とができる。
【００７３】つぎに、本実施例の効果を図３および図４
を参照して説明する。図３は、初期平均濃縮度3.6 重量
パーセントの８×８配列燃料が装荷されたＵＯ2 炉心
と、初期平均Ｐｕ富化度＝3.9 重量パーセント（Ｕ-235
濃縮度＝1.2 重量パーセント）の８×８配列燃料が装荷
されたＭＯＸ炉心とを、出力密度が格子計算で仮定して
いる定格出力運転時の出力密度を２倍にして運転した場
合の臨界固有値の評価誤差をサイクル燃焼度との関係
で、従来例（図中、従来法と記す）を本実施例（図中、
本発明と記す）で比較して示したものである。
を参照して説明する。図３は、初期平均濃縮度3.6 重量
パーセントの８×８配列燃料が装荷されたＵＯ2 炉心
と、初期平均Ｐｕ富化度＝3.9 重量パーセント（Ｕ-235
濃縮度＝1.2 重量パーセント）の８×８配列燃料が装荷
されたＭＯＸ炉心とを、出力密度が格子計算で仮定して
いる定格出力運転時の出力密度を２倍にして運転した場
合の臨界固有値の評価誤差をサイクル燃焼度との関係
で、従来例（図中、従来法と記す）を本実施例（図中、
本発明と記す）で比較して示したものである。
【００７４】図４は、図３と同様の同じＵＯ2 炉心とＭ
ＯＸ炉心で、定格出力運転中、４サイクル運転した場
合、つまり各運転サイクル間に半年の定検期間が設定さ
れた場合の臨界固有値の評価誤差をサイクル燃焼度との
関係で、従来例（図中、従来法と記す）と本実施例（図
中、本発明と記す）を比較して示したものである。
ＯＸ炉心で、定格出力運転中、４サイクル運転した場
合、つまり各運転サイクル間に半年の定検期間が設定さ
れた場合の臨界固有値の評価誤差をサイクル燃焼度との
関係で、従来例（図中、従来法と記す）と本実施例（図
中、本発明と記す）を比較して示したものである。
【００７５】図３および図４からわかるように、ＵＯ2
炉心の場合には定格出力連続運転から大きく外れた運転
がなされた場合でも臨界固有値の評価誤差は小さいが、
ＭＯＸ炉心の場合には大きな評価誤差が生じる。
炉心の場合には定格出力連続運転から大きく外れた運転
がなされた場合でも臨界固有値の評価誤差は小さいが、
ＭＯＸ炉心の場合には大きな評価誤差が生じる。
【００７６】これに対して、本発明の実施例によれば、
ＭＯＸ炉心の場合にも評価誤差はＵＯ2 炉心の場合と同
じ程度の評価誤差に低減でき、改善効果が認められる。
ＭＯＸ炉心の場合にも評価誤差はＵＯ2 炉心の場合と同
じ程度の評価誤差に低減でき、改善効果が認められる。
【００７７】次に、図５により本発明の原子炉の炉心性
能推定方法に係わる第３の実施例を説明する。本発明が
第２の実施例と異なる部分はテーブル化データ33内をＮ
0 Eu-155と∂Ｋ∞／∂ＮGd-155に変えたことと、原子数
密度ファイル31を削除したことにある。 ここでは、各
運転サイクルを立ち上げる際の冷温臨界固有値の予測精
度を高めるための実施例を述べる。原子炉を運転する
と、核分裂生成物としてＥｕ−１５５が燃料中に生成さ
れるが、Ｅｕ−１５５は半減期4.9 年でβ崩壊し、強い
熱中性子吸収体であるＧｄ−１５５となる。
能推定方法に係わる第３の実施例を説明する。本発明が
第２の実施例と異なる部分はテーブル化データ33内をＮ
0 Eu-155と∂Ｋ∞／∂ＮGd-155に変えたことと、原子数
密度ファイル31を削除したことにある。 ここでは、各
運転サイクルを立ち上げる際の冷温臨界固有値の予測精
度を高めるための実施例を述べる。原子炉を運転する
と、核分裂生成物としてＥｕ−１５５が燃料中に生成さ
れるが、Ｅｕ−１５５は半減期4.9 年でβ崩壊し、強い
熱中性子吸収体であるＧｄ−１５５となる。
【００７８】なお、Ｇｄ−１５５が核分裂生成物として
生成される量は、Tasaka K.et al.:JNDC Nuclear Data
Library of Fission Products- Second Version-,JAERI
- 1320(1990) によれば、Ｇｄ−１５５が直接生成され
る量よりＥｕ−１５５のβ崩壊により生成される量の方
が圧倒的に多い。
生成される量は、Tasaka K.et al.:JNDC Nuclear Data
Library of Fission Products- Second Version-,JAERI
- 1320(1990) によれば、Ｇｄ−１５５が直接生成され
る量よりＥｕ−１５５のβ崩壊により生成される量の方
が圧倒的に多い。
【００７９】格子計算４では連続燃焼計算を行い、各定
数を評価するので、核分裂生成物として生成されたＥｕ
−１５５が定検期間中にβ崩壊し、Ｇｄ−１５５が生成
される効果は従来の炉心性能推定方法では考慮できな
い。
数を評価するので、核分裂生成物として生成されたＥｕ
−１５５が定検期間中にβ崩壊し、Ｇｄ−１５５が生成
される効果は従来の炉心性能推定方法では考慮できな
い。
【００８０】定検期間中にＥｕ−１５５がβ崩壊によっ
てＧｄ−１５５に壊変する量は、次式で表わされる。
てＧｄ−１５５に壊変する量は、次式で表わされる。
【００８１】
【数１５】
【００８２】定検期間中にＥｕ−１５５がＧｄ−１５５
に壊変することによる反応度補正量は、次式で表わされ
る。
に壊変することによる反応度補正量は、次式で表わされ
る。
【００８３】
【数１６】
【００８４】本実施例では、テーブル化データ33のう
ち、Ｎ0 Eu-155を(19)式の右辺のＮEu -155として用いる
ことによって評価したΔＮGd-155と、テーブル化データ
33中の∂Ｋ∞／∂ＮGd-155を(20)式に代入して各ノード
での無限増倍率の補正量が求められる。
ち、Ｎ0 Eu-155を(19)式の右辺のＮEu -155として用いる
ことによって評価したΔＮGd-155と、テーブル化データ
33中の∂Ｋ∞／∂ＮGd-155を(20)式に代入して各ノード
での無限増倍率の補正量が求められる。
【００８５】前述したＵＯ2 炉心とＭＯＸ炉心で各運転
サイクル間に半年の定検期間が設定された後の第２〜４
サイクル初期における冷態時炉心に対する(20)式による
補正量は、ＵＯ2 炉心の場合、各々−0.03％ΔＫ，−0.
07％ΔＫ，−0.14％ΔＫ、ＭＯＸ炉心の場合、各々−0.
04％ΔＫ，−0.08％ΔＫ，−0.14％ΔＫと推定された。
本実施例の効果は、核分裂生成物の多い高燃焼度炉心で
顕著となることがわかる。
サイクル間に半年の定検期間が設定された後の第２〜４
サイクル初期における冷態時炉心に対する(20)式による
補正量は、ＵＯ2 炉心の場合、各々−0.03％ΔＫ，−0.
07％ΔＫ，−0.14％ΔＫ、ＭＯＸ炉心の場合、各々−0.
04％ΔＫ，−0.08％ΔＫ，−0.14％ΔＫと推定された。
本実施例の効果は、核分裂生成物の多い高燃焼度炉心で
顕著となることがわかる。
【００８６】次に、図６により本発明の原子炉の炉心性
能推定方法に係る第４の実施例を説明する。なお、図６
の中で図１と同一部分に同一符号を付して重複する部分
の説明は省略する。
能推定方法に係る第４の実施例を説明する。なお、図６
の中で図１と同一部分に同一符号を付して重複する部分
の説明は省略する。
【００８７】この実施例では、１群ノード方程式に適用
する場合について記述する。この第４の実施例が第１の
実施例と異なる部分は、テーブル化データ34には第１の
実施例におけるテーブル化データ６の他に、Ｐｕ同位体
およびＡｍ同位体に対する反応度寄与を差し引いた無限
増倍率Ｋ∞および巨視的断面積Σをテーブル化しておく
ことである。これらの量は、次式で求める。
する場合について記述する。この第４の実施例が第１の
実施例と異なる部分は、テーブル化データ34には第１の
実施例におけるテーブル化データ６の他に、Ｐｕ同位体
およびＡｍ同位体に対する反応度寄与を差し引いた無限
増倍率Ｋ∞および巨視的断面積Σをテーブル化しておく
ことである。これらの量は、次式で求める。
【００８８】
【数１７】 また、原子数密度ファイル35には、実出力履歴に対応す
る核種ｉの原子数密度Ｎａ Pu-241だけが登録されてい
る。従って、図１の出力履歴差による原子数密度ΔＮi
の評価９は不要となる。
る核種ｉの原子数密度Ｎａ Pu-241だけが登録されてい
る。従って、図１の出力履歴差による原子数密度ΔＮi
の評価９は不要となる。
【００８９】炉心性能計算で用いる各定数ファイルの補
正10は、次式で行う。
正10は、次式で行う。
【数１８】
【００９０】この実施例では、Ｐｕ同位体およびＡｍ同
位体に対する反応度寄与を差し引いた無限増倍率Ｋ∞お
よび巨視的断面積Σをベースに実出力履歴に対応する核
種ｉの原子数密度Ｎａ Pu-241を使って補正するので、炉
心性能計算では実出力履歴でＰｕ同位体およびＡｍ同位
体の原子数密度が燃焼した場合の核定数を常に用いるこ
とができる。
位体に対する反応度寄与を差し引いた無限増倍率Ｋ∞お
よび巨視的断面積Σをベースに実出力履歴に対応する核
種ｉの原子数密度Ｎａ Pu-241を使って補正するので、炉
心性能計算では実出力履歴でＰｕ同位体およびＡｍ同位
体の原子数密度が燃焼した場合の核定数を常に用いるこ
とができる。
【００９１】この実施例の効果は、第１の実施例でテー
ブル化するデータに比べて、テーブル化するデータ量は
若干増えるものの、原子数密度ファイルに実出力履歴に
対応する核種ｉの原子数密度だけを保存しておけば良い
ので、計算機のメモリーを大幅に節約できることにあ
る。
ブル化するデータに比べて、テーブル化するデータ量は
若干増えるものの、原子数密度ファイルに実出力履歴に
対応する核種ｉの原子数密度だけを保存しておけば良い
ので、計算機のメモリーを大幅に節約できることにあ
る。
【００９２】次に、図７を参照しながら本発明の原子炉
に係る炉心性能推定装置の第１の実施例を説明する。図
７は、前述した各原子炉の炉心性能推定方法を実施する
ための装置をブロック図で示している。
に係る炉心性能推定装置の第１の実施例を説明する。図
７は、前述した各原子炉の炉心性能推定方法を実施する
ための装置をブロック図で示している。
【００９３】図７において、原子炉46内の炉心47には中
性子束測定系41と、炉心47の上方に状態量測定系48が設
置されており、中性子束測定系41と状態量測定系48はデ
ータサンプリング装置42の入力側に接続されている。こ
のデータサンプリング装置42はプロセス計算機43に接続
している。このプロセス計算機43には外部記憶装置44お
よび入出力装置45が接続されている。
性子束測定系41と、炉心47の上方に状態量測定系48が設
置されており、中性子束測定系41と状態量測定系48はデ
ータサンプリング装置42の入力側に接続されている。こ
のデータサンプリング装置42はプロセス計算機43に接続
している。このプロセス計算機43には外部記憶装置44お
よび入出力装置45が接続されている。
【００９４】この実施例では原子炉46内の測定系41，48
からの計数値を入力としてデータサンプリング装置42に
取り込み、前記第１から第４の実施例で説明した各々の
原子炉の炉心性能推定方法を使用することによって炉心
47内の出力密度分布を算出し、この出力密度分布から炉
心燃料の熱的制限値を表示することができる。
からの計数値を入力としてデータサンプリング装置42に
取り込み、前記第１から第４の実施例で説明した各々の
原子炉の炉心性能推定方法を使用することによって炉心
47内の出力密度分布を算出し、この出力密度分布から炉
心燃料の熱的制限値を表示することができる。
【００９５】すなわち、原子炉46には図７において状態
量測定系48として一括代表して表わした原子炉46内の圧
力、炉心の冷却流量などをはじめとする炉心性能評価を
行う際に必要不可欠な諸量を測定する測定器が設置され
ており、それらの測定値はデータサンプリング装置42に
よって定期的にプロセス計算機43に伝送されるか、ある
いはプロセス計算機43側の要求により随時伝送される。
量測定系48として一括代表して表わした原子炉46内の圧
力、炉心の冷却流量などをはじめとする炉心性能評価を
行う際に必要不可欠な諸量を測定する測定器が設置され
ており、それらの測定値はデータサンプリング装置42に
よって定期的にプロセス計算機43に伝送されるか、ある
いはプロセス計算機43側の要求により随時伝送される。
【００９６】プロセス計算機43の外部記憶装置44にはあ
らかじめ炉心47の形状を記述するデータ、炉心47を構成
する物質の核特性を表す核定数および炉心の熱水力的定
数、その他物性値などを記憶させておく。
らかじめ炉心47の形状を記述するデータ、炉心47を構成
する物質の核特性を表す核定数および炉心の熱水力的定
数、その他物性値などを記憶させておく。
【００９７】上記データサンプリング装置42によってプ
ロセス計算機43に伝送される炉心性能評価に不可欠な諸
量の測定値と外部記憶装置44にあらかじめ記憶された諸
量とから連立一次同次方程式 (1)式の係数行列Ｍ，Ｆを
求められる。また、プロセス計算機43で評価された結果
は出力装置45に伝送すれば良い。
ロセス計算機43に伝送される炉心性能評価に不可欠な諸
量の測定値と外部記憶装置44にあらかじめ記憶された諸
量とから連立一次同次方程式 (1)式の係数行列Ｍ，Ｆを
求められる。また、プロセス計算機43で評価された結果
は出力装置45に伝送すれば良い。
【００９８】従って、プロセス計算機43内部に本発明実
施例を適用することにより、高精度の原子炉のオンライ
ン炉心性能推定装置が得られる。
施例を適用することにより、高精度の原子炉のオンライ
ン炉心性能推定装置が得られる。
【００９９】次に、図８により本発明の原子炉の炉心性
能推定装置の第２の実施例を説明する。図８中、符号51
は計算機で、この計算機51には外部記憶装置52および入
出力装置53が接続されている。この実施例では将来の原
子炉の運転計画を入力として計算機51に取り込み、前述
した原子炉の炉心性能推定方法を使用する。
能推定装置の第２の実施例を説明する。図８中、符号51
は計算機で、この計算機51には外部記憶装置52および入
出力装置53が接続されている。この実施例では将来の原
子炉の運転計画を入力として計算機51に取り込み、前述
した原子炉の炉心性能推定方法を使用する。
【０１００】これによって原子炉の炉心内部の出力密度
分布を算出し、その出力密度分布から炉心燃料の熱的制
限値を算出して表示すると同時に、前記連立一次同次方
程式(1)式の固有値に対する近似値を算出して臨界調整
パラメータとともに表示する機能を有している。
分布を算出し、その出力密度分布から炉心燃料の熱的制
限値を算出して表示すると同時に、前記連立一次同次方
程式(1)式の固有値に対する近似値を算出して臨界調整
パラメータとともに表示する機能を有している。
【０１０１】すなわち、計算機51の外部記憶装置52には
あらかじめ炉心の形状を記述するデータ、炉心を構成す
る物質の核特性を表わす核定数および炉心の熱水力的定
数、その他物性値などを記憶させておく。
あらかじめ炉心の形状を記述するデータ、炉心を構成す
る物質の核特性を表わす核定数および炉心の熱水力的定
数、その他物性値などを記憶させておく。
【０１０２】次に、計算機51の入出力装置53から将来の
原子炉の運転計画を入力する。ここで、将来の原子炉の
運転計画とは、例えば将来の一定期間の原子炉出力の推
移、制御棒の挿入位置、炉心流量などの数値データで表
される。本実施例によれば、高精度を保持した炉心性能
推定装置が得られる。
原子炉の運転計画を入力する。ここで、将来の原子炉の
運転計画とは、例えば将来の一定期間の原子炉出力の推
移、制御棒の挿入位置、炉心流量などの数値データで表
される。本実施例によれば、高精度を保持した炉心性能
推定装置が得られる。
【０１０３】
【発明の効果】本発明によれば、格子計算で求めた核定
数を使って原子炉の性能を評価するノード計算におい
て、格子計算で仮定した出力履歴と実際の出力履歴の相
違によるＰｕ同位体およびＡｍ同位体の反応度効果を新
たに格子計算を行うことなく、実際の出力履歴条件で計
算したＰｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数密度と格子
計算に基づいてテーブル化してある反応度係数および微
視的断面積を組み合わせることによって評価できる。
数を使って原子炉の性能を評価するノード計算におい
て、格子計算で仮定した出力履歴と実際の出力履歴の相
違によるＰｕ同位体およびＡｍ同位体の反応度効果を新
たに格子計算を行うことなく、実際の出力履歴条件で計
算したＰｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数密度と格子
計算に基づいてテーブル化してある反応度係数および微
視的断面積を組み合わせることによって評価できる。
【０１０４】従来技術でこの効果を考慮しようとする
と、ノード毎に実出力履歴に対応する格子計算を行わな
ければならないので膨大な計算時間がかかるが、本発明
によれば、新たに格子計算をせずに同じ効果を炉心計算
で考慮できる。
と、ノード毎に実出力履歴に対応する格子計算を行わな
ければならないので膨大な計算時間がかかるが、本発明
によれば、新たに格子計算をせずに同じ効果を炉心計算
で考慮できる。
【０１０５】よって、本発明によれば、計算時間が大幅
に節約できるとともに、高精度の炉心性能推定方法およ
びそれを用いた炉心性能推定装置を提供できる。
に節約できるとともに、高精度の炉心性能推定方法およ
びそれを用いた炉心性能推定装置を提供できる。
【図１】本発明に係る原子炉の炉心性能推定方法の第１
の実施例を示す流れ図。
の実施例を示す流れ図。
【図２】本発明に係る原子炉の炉心性能推定方法の第２
の実施例を示す流れ図。
の実施例を示す流れ図。
【図３】原子炉の出力レベルを格子計算で仮定した出力
レベルの２倍で運転した場合の臨界固有値の評価誤差を
従来例と本発明例で比較し、本発明を適用した場合の評
価誤差の改善効果を示した特性図。
レベルの２倍で運転した場合の臨界固有値の評価誤差を
従来例と本発明例で比較し、本発明を適用した場合の評
価誤差の改善効果を示した特性図。
【図４】原子炉を格子計算で仮定した定格出力レベルで
運転し、、各運転サイクル間で半年の定検期間を設けた
場合の臨界固有値の評価誤差を従来例と本発明例で比較
し、本発明を適用した場合の評価誤差の改善効果を示し
た特性図。
運転し、、各運転サイクル間で半年の定検期間を設けた
場合の臨界固有値の評価誤差を従来例と本発明例で比較
し、本発明を適用した場合の評価誤差の改善効果を示し
た特性図。
【図５】本発明に係る原子炉の炉心性能推定方法の第３
の実施例を示す流れ図。
の実施例を示す流れ図。
【図６】本発明に係る原子炉の炉心性能推定方法の第４
の実施例を示す流れ図。
の実施例を示す流れ図。
【図７】本発明に係る原子炉の炉心性能推定装置の第１
の実施例を示すブロック図。
の実施例を示すブロック図。
【図８】本発明に係る原子炉の炉心性能推定装置の第２
の実施例を示すブロック図。
の実施例を示すブロック図。
【図９】従来の原子炉の炉心性能推定方法を示す流れ
図。
図。
41…中性子束測定系、42…データサンプリング装置、43
…プロセス計算機、44，52…外部記憶装置、45，53…入
出力装置、46…原子炉、47…炉心、48…状態量測定系、
51…計算機。
…プロセス計算機、44，52…外部記憶装置、45，53…入
出力装置、46…原子炉、47…炉心、48…状態量測定系、
51…計算機。
Claims (8)
- 【請求項１】 原子炉の炉心を空間的に小領域に分割
し、この小領域の外側境界で境界条件を仮定して、前記
小領域内の中性子の輸送現象を表わす方程式を、制御棒
の有無、減速材の密度、燃料および減速材の温度等のパ
ラメータの組み合わせに対して解くとともに、前記小領
域の出力履歴を仮定して核種の燃焼方程式を解き、前記
小領域の核定数をあらかじめ算出して無限増倍率と巨視
的断面積の核定数表を作成し、この核定数表を用いて原
子炉の炉心全体の中性子の輸送現象を表わすノード方程
式と燃料および減速材の熱水力的挙動を表わす方程式ま
たは実験式とを解いて原子炉の炉心性能を推定する方法
において、前記炉心全体の中性子の輸送現象を表わすノ
ード方程式を時間ステップ毎に解いて得られる前記小領
域の出力履歴と、前記小領域での核種の燃焼方程式を解
く際に仮定した出力履歴との間に運転停止期間も含めた
差異がある場合、実際の出力履歴との差異から生じる前
記小領域内のＰｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数密度
の差異に起因する核定数の変化量を求めて前記核定数表
に記載された核定数を補正する第１の手段と、前記核定
数表に記載された核定数表を取り込んで、前記第１の手
段によって前記核定数を補正し、この補正された核定数
を用いて原子炉の炉心全体の中性子の輸送現象を表すノ
ード方程式の係数を算出する第２の手段と、補正した係
数を取り込んで中性子の輸送現象を表わすノード方程式
を解き、原子炉内の出力密度分布を求める第３の手段
と、前記出力密度分布を取り込んで、少なくとも原子炉
内の減速材の密度および燃料温度を算出する第４の手段
とからなることを特徴とする原子炉の炉心性能推定方
法。 - 【請求項２】 前記小領域の核定数の変化量を求めるに
あたり、前記出力履歴の差異によるＰｕ−２４１のβ崩
壊によるＡｍ−２４１への壊変量の差異によって生ずる
核定数の変化量を求めて、前記核定数表に記載された核
定数を補正する第５の手段を付加することを特徴とする
請求項１記載の原子炉の炉心性能推定方法。 - 【請求項３】 前記小領域の核定数の変化量を求めるに
あたり、前記出力履歴の差異によるＥｕ−１５５のβ崩
壊によるＧｄ−１５５への壊変量の差異によって生ずる
核定数の変化量を求めて、前記核定数表に記載された核
定数を補正する第６の手段を付加することを特徴とする
請求項１記載の原子炉の炉心性能推定方法。 - 【請求項４】 前記小領域でのＰｕ同位体およびＡｍ同
位体に対する燃焼方程式における生成率と崩壊率を組み
立てるのに必要な燃料係数と該核種の原子数の差異から
核定数の変化量を求めるのに必要な反応度係数を微視的
断面積をテーブル化データとして作成する第７の手段を
付加することを特徴とする請求項１記載の原子炉の炉心
性能推定方法。 - 【請求項５】 前記核定数表からＰｕ同位体およびＡｍ
同位体の反応度寄与を除いた無限増倍率と巨視的断面積
を求め、これらの量を前記第７の手段で作成したデータ
と共にテーブル化しておき、実際の出力履歴条件で計算
したＰｕ同位体およびＡｍ同位体の原子数密度と前記反
応度係数および微視的断面積の積をとって各ノード毎の
Ｐｕ同位体およびＡｍ同位体の反応度価値および巨視的
断面積を計算し、これらをＰｕ同位体およびＡｍ同位体
の反応度寄与を除いた無限増倍率と巨視的断面積に加え
たものを各ノード毎の無限増倍率と巨視的断面積として
用いることを特徴とする請求項１記載の原子炉の炉心性
能推定方法。 - 【請求項６】 前記小領域の核定数を算出する際に仮定
した出力履歴と炉心全体の中性子の輸送現象を表わすノ
ード方程式を解いて得られた出力履歴のぞれぞれについ
て前記小領域での核種の燃焼方程式を解き、得られた２
つの原子数密度を登録したファイルを有することを特徴
とする請求項１記載の原子炉の炉心性能推定方法。 - 【請求項７】 原子炉内に設置された状態量測定系およ
び中性子束測定系と、これら測定系の測定値を入力する
データサンプリング装置と、このデータサンプリング装
置に接続したプロセス計算機と、このプロセス計算機に
接続した外部記憶装置および入出力装置とを具備したこ
とを特徴とする原子炉の炉心性能推定装置。 - 【請求項８】 原子炉の運転計画を入力として取り込む
計算機と、この計算機に接続したあらかじめ炉心の形状
を記述するデータ、炉心を構成する物質の核特性を表す
核定数および炉心の熱水力定数、その他必要な物性値な
どを記述する外部記憶装置と、前記計算機に接続した将
来の原子炉の運転計画を入力する入出力装置とを具備し
たことを特徴とする原子炉の炉心性能推定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6086370A JPH0772282A (ja) | 1993-07-07 | 1994-04-25 | 原子炉の炉心性能推定方法およびその装置 |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16782693 | 1993-07-07 | ||
| JP5-167826 | 1993-07-07 | ||
| JP6086370A JPH0772282A (ja) | 1993-07-07 | 1994-04-25 | 原子炉の炉心性能推定方法およびその装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0772282A true JPH0772282A (ja) | 1995-03-17 |
Family
ID=26427504
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6086370A Pending JPH0772282A (ja) | 1993-07-07 | 1994-04-25 | 原子炉の炉心性能推定方法およびその装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0772282A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005338042A (ja) * | 2004-05-31 | 2005-12-08 | Toshiba Corp | 使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計プログラム |
| JP2008298734A (ja) * | 2007-06-04 | 2008-12-11 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料の核定数作成方法と核定数作成プログラムと核定数作成装置 |
| JP2009150704A (ja) * | 2007-12-19 | 2009-07-09 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 冷温臨界試験方法および試験装置 |
| JP2010522319A (ja) * | 2007-03-19 | 2010-07-01 | アレバ エヌペ | 原子炉炉心の三次元出力分布を決定する方法 |
| JP2016138768A (ja) * | 2015-01-26 | 2016-08-04 | 原子燃料工業株式会社 | 原子炉長期停止時の炉心特性評価及びそのシステム |
| JP2022098770A (ja) * | 2020-12-22 | 2022-07-04 | 三菱重工業株式会社 | 取替炉心設計方法及び取替炉心設計システム |
-
1994
- 1994-04-25 JP JP6086370A patent/JPH0772282A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005338042A (ja) * | 2004-05-31 | 2005-12-08 | Toshiba Corp | 使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計プログラム |
| JP2010522319A (ja) * | 2007-03-19 | 2010-07-01 | アレバ エヌペ | 原子炉炉心の三次元出力分布を決定する方法 |
| JP2008298734A (ja) * | 2007-06-04 | 2008-12-11 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料の核定数作成方法と核定数作成プログラムと核定数作成装置 |
| JP2009150704A (ja) * | 2007-12-19 | 2009-07-09 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 冷温臨界試験方法および試験装置 |
| JP2016138768A (ja) * | 2015-01-26 | 2016-08-04 | 原子燃料工業株式会社 | 原子炉長期停止時の炉心特性評価及びそのシステム |
| JP2022098770A (ja) * | 2020-12-22 | 2022-07-04 | 三菱重工業株式会社 | 取替炉心設計方法及び取替炉心設計システム |
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