JP3268072B2 - Control rod nuclear life evaluation method - Google Patents
Control rod nuclear life evaluation methodInfo
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Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は多量の中性子照射を受け
て中性子吸収材の濃度または組成比が変化した制御棒の
核的寿命を評価する制御棒核的寿命評価方法に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a control rod nuclear life evaluation method for evaluating the nuclear life of a control rod in which the concentration or composition ratio of a neutron absorber has been changed by receiving a large amount of neutron irradiation.
【０００２】[0002]
【従来の技術】商業用原子炉の出力運転中は、一般に一
部の制御棒が炉心に挿入されており、それらの制御棒は
多量の中性子照射を受けるため、制御棒内の中性子吸収
材は濃度が減少したり、あるいは核種組成が変化する。
それに伴って制御棒は反応度、反応度価値などと呼ばれ
る中性子吸収能力が変化する。2. Description of the Related Art During power operation of a commercial nuclear reactor, generally, some control rods are inserted into a reactor core, and these control rods receive a large amount of neutron irradiation. The concentration decreases or the nuclide composition changes.
As a result, the neutron absorption capacity of the control rod, called reactivity, reactivity value, etc., changes.
【０００３】正確には、制御棒の反応度価値（reactivi
ty worth）と呼ぶべきであるが、制御棒の反応度と呼ぶ
ことも多いため、本明細書では特に必要でない限り、便
宜上「価値」という用語を省略することとする。[0003] To be precise, the reactivity value of the control rod (reactivi
Although it should be referred to as “ty worth”, it is often referred to as the reactivity of the control rod. Therefore, in this specification, the term “value” is omitted for convenience unless otherwise required.
【０００４】従来より沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、
Ｂ4 Ｃを中性子吸収材とするＢ4 Ｃ制御棒が用いられて
いるが、原子炉運転の合理化などの理由から特定の一部
の制御棒のみを出力運転中に炉心に挿入して制御するコ
ントロールセルコア（ＣＣＣ）の概念が確立され、実施
されるようになった。ここで使用される制御棒を本明細
書中では便宜上コントロールセル制御棒（以下ＣＣ−Ｃ
Ｒという。）と呼ぶこととする。Conventionally, in a boiling water reactor (BWR),
B 4 C B 4 C control rods to the neutron absorbing material is used. However, controlled and inserted into the reactor core during power operation only specific part of a control rod because of rationalization of reactor operation The concept of a control cell core (CCC) has been established and implemented. The control rod used here is referred to as a control cell control rod (hereinafter referred to as CC-C) for convenience in this specification.
Called R. ).
【０００５】ＣＣ−ＣＲは高出力運転中に炉心内に挿入
されているため、多量の中性子照射を受け、一般に比較
的短期間に中性子吸収能力が低下する。１９８９年頃ま
ではＣＣ−ＣＲとしてＢ4 Ｃ制御棒が用いられてきた。
Ｂ4 Ｃの10Ｂが中性子吸収材であり、10Ｂ（ｎ，α）7
Ｌｉ反応によって10Ｂはその濃度が減耗し、中性子吸収
能力のないＨｅガスと7 Ｌｉが生成する。他にもいくつ
かの反応は存在するが、制御棒の反応度の値に寄与する
ものはない。[0005] Since the CC-CR is inserted into the reactor core during high-power operation, it receives a large amount of neutron irradiation, and its neutron absorption capacity generally decreases in a relatively short time. Until around 1989, B 4 C control rods were used as CC-CR.
10 B of B 4 C is a neutron absorber, and 10 B (n, α) 7
Due to the Li reaction, the concentration of 10 B is depleted, and He gas and 7 Li, which have no neutron absorption capability, are generated. Several other reactions exist, but none contribute to the control rod reactivity value.
【０００６】10Ｂを主な中性子吸収材とするＢ4 Ｃ制御
棒などでは、上記のように中性子吸収能力の減少速度が
比較的早い。このため、次第に長寿命型の制御棒に対す
る要請が高まった。In a B 4 C control rod or the like using 10 B as a main neutron absorbing material, the rate of decrease in the neutron absorbing capacity is relatively fast as described above. For this reason, there has been a growing demand for long-life control rods.
【０００７】その代表例が、ハフニウム（Ｈｆ）を中性
子吸収材とするものである。Ｈｆには 177Ｈｆ， 178Ｈ
ｆ， 179Ｈｆ， 180Ｈｆ，など、多くの同位体が存在
し、それぞれが中性子を吸収する能力が高い。特に、
177Ｈｆのそれが大きく、 177Ｈｆは中性子を吸収して
178Ｈｆとなり、この 178Ｈｆはさらに中性子を吸収し
て179Ｈｆとなり、この 179Ｈｆはさらにまた中性子を
吸収して 180Ｈｆとなり、180Ｈｆも中性子を吸収して
181Ｈｆとなる。 181Ｈｆはベータ崩壊して 181Ｔａと
なる。このＴａも一般に中性子吸収能力は比較的大き
い。[0007] A typical example thereof is to use hafnium (Hf) as a neutron absorber. 177 Hf, 178 H for Hf
There are many isotopes such as f, 179 Hf, and 180 Hf, each of which has a high ability to absorb neutrons. In particular,
177 Hf is bigger, 177 Hf absorbs neutrons
178 Hf, 178 Hf further absorbs neutrons to become 179 Hf, and 179 Hf further absorbs neutrons to become 180 Hf, and 180 Hf also absorbs neutrons.
181 Hf. 181 Hf undergoes beta decay to become 181 Ta. This Ta also generally has a relatively large neutron absorption capacity.
【０００８】以上の説明から判るように、Ｈｆは10Ｂに
比較して格段と長寿命型の中性子吸収材であることが判
る。この他に、Ｈｆ相当またはやや短いながら長寿命型
の中性子吸収材としてユーロピウム（Ｅｕ），サマリウ
ム（Ｓｍ），ディスプロシウム（Ｄｙ）などの希土類元
素や、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）で用いられている銀−
インジウム−カドミウム（Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ）合金など
があることが知られている。As can be seen from the above description, Hf is a neutron absorbing material having a much longer life than 10 B. Other than these, rare earth elements such as europium (Eu), samarium (Sm), and dysprosium (Dy) are used as neutron absorbers of Hf equivalent or slightly shorter but of a long life, and in pressurized water reactors (PWR). Silver-
It is known that there is an indium-cadmium (Ag-In-Cd) alloy or the like.
【０００９】これらは一般に長寿命型中性子吸収材と呼
ばれており、これらは殆どの元素が共鳴中性子に対する
吸収能力が高く、共鳴吸収物質と呼ばれることもある。
一方、10Ｂは共鳴レベルがなく、典型的な１／ｖ型の吸
収特性を有している。[0009] These are generally called long-life neutron absorbers, and most of them have high absorption capacity for resonance neutrons, and are sometimes called resonance absorption materials.
On the other hand, 10 B has no resonance level and has typical 1 / v-type absorption characteristics.
【００１０】ところで、従来のＢ4 Ｃ制御棒に対して本
発明者らの一人は、核的寿命測定方法や装置を提案して
きた。上記方法の原理は例えばJournal of Nuclear Sci
enceand Technology vol.１９ Ｎｏ１０ Ｐ．８５５
１９８２年発行において開示した。上記装置について
は例えば特開昭５６−４３５４１号公報で開示されてい
る。Meanwhile, one of the present inventors has proposed a nuclear life measuring method and apparatus for the conventional B 4 C control rod. The principle of the above method is, for example, Journal of Nuclear Sci
enceand Technology vol.19 No10 P.E. 855
It was disclosed in 1982 issue. The above device is disclosed in, for example, Japanese Patent Application Laid-Open No. Sho 56-43541.
【００１１】Ｂ4 Ｃ制御棒では中性子吸収材が10Ｂのみ
であり、10Ｂがもとの濃度から約４２％減少したとき、
制御棒の反応度は１０％減少し、これが核的寿命１００
％と定義されていた。このため10Ｂ濃度を変えた複数種
の組成既知の標準制御棒を準備しておき、照射制御棒の
中性子透過率を標準制御棒のそれと比較することによっ
て、10Ｂの濃度を決定することができた。その際に１〜
２ｅＶの中性子が10Ｂの濃度に対しても最も感度が高か
った。In the B 4 C control rod, the neutron absorber is only 10 B, and when 10 B is reduced by about 42% from the original concentration,
Control rod reactivity is reduced by 10%, which results in a nuclear life of 100
% Was defined. Therefore advance to prepare a plurality of types of compositions known standard control rods with varied 10 B concentration by comparing the neutron transmission of radiation control rods and that of the standard control rod, to determine the concentration of 10 B did it. At that time 1 ~
2 eV neutrons were also the most sensitive to concentrations of 10 B.
【００１２】[0012]
【発明が解決しようとする課題】ところで、10Ｂを中性
子吸収材とした制御棒に代えてＨｆを代表例とする長寿
命型の中性子吸収材を用いる新型制御棒では、一般に多
種の同位体あるいは多種の元素が中性子吸収材を構成し
ており、中性子吸収によりそれら核種や元素の濃度ある
いは組成比は複雑に変化し、またこれらは複雑な共鳴型
の吸収核種であり、もはや従来の10Ｂが実質唯一の中性
子吸収材であった制御棒に対して開発した方法は新型制
御棒では適用不能であった。Meanwhile [0008] In the new control rods using a long life neutron absorbent material typified example Hf instead of 10 B to the control rod and a neutron absorbing material, typically a variety of isotopic or various elements constitutes a neutron absorbing material, the concentration or composition ratio thereof nuclides or elements by neutron absorption changes complicatedly, and these are complex resonance type absorption nuclides, is no longer a conventional 10 B The method developed for the control rod, which was practically the only neutron absorber, was not applicable to the new control rod.
【００１３】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、ハフニウム（Ｈｆ）を代表例とする新型制御棒
に対してその核的寿命を評価する制御棒核的寿命評価方
法を提供することを目的とする。The present invention has been made in view of the above circumstances, and provides a control rod nuclear life evaluation method for evaluating the nuclear life of a new control rod represented by hafnium (Hf). The purpose is to:
【００１４】[0014]
【課題を解決するための手段】上述した課題を解決する
ために、本発明の請求項１は、実機制御棒の燃焼計算を
行い、この燃焼計算で得られた燃焼依存の中性子吸収材
組成を用いて燃焼依存の制御棒反応度を計算する一方、
実機測定条件と前記燃焼依存中性子吸収材組成を用い
て、制御棒側面に中性子源を配置して行う中性子透過法
における中性子の燃焼依存透過率を計算し、この燃焼依
存透過率と未照射制御棒の中性子透過率測定値と前記燃
焼依存反応度とから中性子透過率と反応度との相関関係
として校正曲線を求め、照射制御棒の中性子透過率測定
値と前記校正曲線とから照射制御棒の反応度を評価し、
この反応度評価値が未照射時の反応度からどの程度減損
しているかを求めて照射制御棒が核的寿命の限定設定値
に対してどの程度近接しているかを評価することを特徴
とする。In order to solve the above-mentioned problems, a first aspect of the present invention is to perform a combustion calculation of a control rod of an actual machine and calculate a composition of a neutron absorbing material depending on the combustion obtained by the combustion calculation. To calculate the combustion-dependent control rod reactivity using
Using the actual measurement conditions and the combustion-dependent neutron absorber composition, calculate the neutron combustion-dependent transmittance in the neutron transmission method performed by arranging a neutron source on the side of the control rod, and calculate the combustion-dependent transmittance and the unirradiated control rod. A calibration curve is obtained as a correlation between the neutron transmittance and the reactivity from the measured neutron transmittance and the combustion-dependent reactivity, and the reaction of the irradiation control rod is determined from the measured neutron transmittance and the calibration curve. Evaluate the degree,
It is characterized by determining how much the reactivity evaluation value is degraded from the reactivity when not irradiated and evaluating how close the irradiation control rod is to the limited set value of the nuclear life. .
【００１５】請求項２は、実機制御棒の燃焼計算を行
い、この燃焼計算で得られた燃焼依存の中性子吸収材組
成と実機測定条件を用いて中性子透過法における中性子
の燃焼依存透過率を計算し、別途求められた標準制御棒
の構成に関する所定条件と反応度との相関関係およびこ
の標準制御棒の中性子透過率を前記所定条件の関数とし
て求め、前記燃焼依存透過率と、前記標準制御棒の所定
条件と反応度との相関関係および前記所定条件と中性子
透過率との関係とから中性子透過率と反応度との相関関
係として校正曲線を求め、照射制御棒の中性子透過率測
定値と前記校正曲線とから照射制御棒の反応度を評価
し、この反応度評価法が未照射時の反応度価値からどの
程度減損しているかを求めて照射制御棒が核的寿命の限
定設定値に対してどの程度近接しているかを評価するこ
とを特徴とする。A second aspect of the present invention calculates the combustion of the control rods of the actual machine, and calculates the combustion-dependent transmittance of neutrons in the neutron transmission method using the composition of the neutron absorbing material and the measurement conditions of the actual machine. Then, the correlation between the predetermined condition and the reactivity of the configuration of the standard control rod separately obtained and the neutron transmittance of this standard control rod are obtained as a function of the predetermined condition, and the combustion-dependent transmittance and the standard control rod are determined. Determine the calibration curve as a correlation between the neutron transmittance and the reactivity from the correlation between the predetermined conditions and the reactivity and the relationship between the predetermined conditions and the neutron transmittance, the neutron transmittance measurement value of the irradiation control rod and the The reactivity of the irradiation control rod is evaluated from the calibration curve, and the degree of impairment of the reactivity evaluation method is calculated from the reactivity value when the irradiation control rod is not irradiated. Ted And evaluating whether your degree close.
【００１６】請求項３は、請求項１または請求項２記載
の実機制御棒の燃焼計算を行う核特性計算手法が、その
未燃焼状態に対する計算値の信頼度が試験用原子炉など
の原子炉炉心におけるモックアップなどの測定と解析に
より検証されていることを特徴とする。According to a third aspect of the present invention, there is provided a nuclear characteristic calculation method for calculating the combustion of a control rod of an actual machine according to the first or second aspect, wherein the reliability of the calculated value with respect to an unburned state is determined by a reactor such as a test reactor. It is characterized by being verified by measurement and analysis such as mock-up in the core.
【００１７】請求項４は、請求項１または請求項２記載
の実機測定条件における燃焼依存中性子透過率の計算手
法が、その未燃焼状態に対する計算値の信頼度が中性子
透過検証試験による測定と解析により検証されているこ
とを特徴とする。According to a fourth aspect of the present invention, there is provided a method for calculating a combustion-dependent neutron transmittance under actual machine measurement conditions according to the first or second aspect, wherein the reliability of the calculated value for the unburned state is measured and analyzed by a neutron transmission verification test. Characterized by the following.
【００１８】請求項５は、請求項２記載の中性子吸収材
が、少なくとも１枚の平板状ハフニウム金属やハフニウ
ム合金で構成され、前記所定条件は１枚の場合にはその
厚さ、複数枚の場合にはそれらの厚さや厚さと相互間の
距離がパラメータであることを特徴とする。According to a fifth aspect of the present invention, the neutron absorbing material according to the second aspect is made of at least one plate-shaped hafnium metal or hafnium alloy. In this case, the thickness and the distance between the thickness and the thickness are parameters.
【００１９】請求項６は、請求項２記載の中性子吸収材
が、２枚のハフニウム金属板から構成され、この金属板
間の間隙に水が層状に介在する制御棒では、前記所定条
件は２枚の金属板の厚みと間隙を加えた厚さが一定であ
り、金属板の板厚の変化に応じて間隙が変化するように
パラメータが設定されることを特徴とする。According to a sixth aspect of the present invention, the neutron absorbing material according to the second aspect is composed of two hafnium metal plates, and in a control rod in which water is interposed between the metal plates in a layered manner, the predetermined condition is 2 It is characterized in that the thickness of the metal plate and the thickness including the gap are constant, and parameters are set so that the gap changes according to the change in the thickness of the metal plate.
【００２０】請求項７は、請求項２記載の中性子吸収材
が、棒状のハフニウム金属および銀−インジウム−カド
ミウム合金のいずれかにより構成され、制御棒がそれら
棒状吸収材を板状に配列されて構成されている場合に
は、前記所定条件は棒状吸収材の外径がパラメータであ
ることを特徴とする。According to a seventh aspect of the present invention, the neutron absorbing material according to the second aspect is made of any one of a bar-shaped hafnium metal and a silver-indium-cadmium alloy, and the control rod is formed by arranging the rod-shaped absorbing materials in a plate shape. When configured, the predetermined condition is that the outer diameter of the rod-shaped absorber is a parameter.
【００２１】請求項８は、請求項２記載の中性子吸収材
が、ユーロピウム，サマリウム，ディスプロシウム，ガ
ドリニウムなどの希土類元素から選択される少なくとも
１種から棒状に形成され、制御棒がそれら棒状の吸収材
を板状に配列して構成されている場合、前記所定条件は
前記希土類元素の濃度がパラメータであることを特徴と
する。According to an eighth aspect of the present invention, the neutron absorbing material according to the second aspect is formed in a rod shape from at least one selected from rare earth elements such as europium, samarium, dysprosium, and gadolinium, and the control rod is formed of a rod. In the case where the absorbing material is arranged in a plate shape, the predetermined condition is that the concentration of the rare earth element is a parameter.
【００２２】[0022]
【作用】上記の構成を有する請求項１においては、使用
前の未照射制御棒あるいはそれの主要部を模擬した模擬
制御棒を組成既知の標準制御棒とし、この標準制御棒に
対する中性子透過率、燃焼依存透過率および燃焼依存反
応度から校正曲線を作成し、この校正曲線と照射制御棒
のに対する中性子透過率とから照射制御棒の反応度を評
価し、照射に伴う反応度の減少率を別に定められた減少
率と寿命との関係から照射制御棒の核的寿命を評価する
ことができる。According to the first aspect of the present invention, the non-irradiated control rod before use or a simulated control rod simulating the main part thereof is a standard control rod having a known composition, and the neutron transmittance for this standard control rod is A calibration curve is created from the combustion-dependent transmittance and the combustion-dependent reactivity, and the reactivity of the irradiation control rod is evaluated based on the calibration curve and the neutron transmittance of the irradiation control rod. The nuclear life of the irradiation control rod can be evaluated from the relationship between the determined reduction rate and the life.
【００２３】請求項２において、長寿命化を目指した新
型制御棒では、中性子吸収材が一般に高価であったり、
重量が従来のＢ4 Ｃに比べて著しく大きいなどの不具合
があり、これらの不具合を解消すべく制御棒の長手方向
に必要性に対応した合理化ないし最適化設計がなされて
いる。すなわち、請求項２が請求項１と異なる点は、請
求項４〜８の所定条件を活用することにあり、これによ
り請求項１と同様の作用をなす。According to the second aspect of the present invention, in the new control rod aiming at a longer life, the neutron absorbing material is generally expensive,
There are disadvantages such as the weight being significantly larger than the conventional B 4 C, and rationalization or optimization design corresponding to the necessity in the longitudinal direction of the control rod has been made to solve these disadvantages. That is, Claim 2 differs from Claim 1 in that the predetermined conditions of Claims 4 to 8 are utilized, whereby the same operation as in Claim 1 is achieved.
【００２４】[0024]
【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
【００２５】図１は本発明に係る制御棒核的寿命評価方
法の一実施例を示すフローチャート図である。FIG. 1 is a flow chart showing an embodiment of the control rod core life evaluation method according to the present invention.
【００２６】燃料集合体核設計コードでは、制御棒の中
性子照射に伴う中性子吸収材の燃焼特性の評価を行うも
のは見当たらないが、本出願人は新型制御棒の実用炉採
用に際して燃焼計算が可能なコードを開発した。このコ
ードを用いて実機制御棒の燃焼計算を行う（ステップＳ
１）。No fuel assembly nucleus design code evaluates the combustion characteristics of the neutron absorber due to the neutron irradiation of the control rod, but the applicant has calculated the combustion when the new control rod is used in a practical reactor. Code was developed. Using this code, the combustion calculation of the actual control rod is performed (step S
1).
【００２７】次に、この燃焼計算によって燃焼依存の中
性子吸収材組成を空間依存量として求める（ステップＳ
２）。この計算により燃焼依存の制御棒反応度（価値）
を求める（ステップＳ３）。Next, the combustion-dependent neutron absorber composition is determined as a space-dependent amount by this combustion calculation (step S).
2). From this calculation, the combustion-dependent control rod reactivity (value)
Is obtained (step S3).
【００２８】一方、測定では制御棒側面に中性子源を配
置して行う中性子透過法を採用する。制御棒における１
つまたは２つの翼を挟んで一側に中性子源を配置し、こ
の中性子源から放出された高速中性子を所望のエネルギ
ーまで減速した後、制御棒の１つまたは２つの翼へ導
き、透過した中性子を検出する。On the other hand, in the measurement, a neutron transmission method in which a neutron source is arranged on the side surface of the control rod is adopted. 1 in the control rod
A neutron source is placed on one side with one or two wings in between, and the fast neutrons emitted from this neutron source are decelerated to the desired energy, and then guided to one or two wings of the control rod, and the transmitted neutrons Is detected.
【００２９】この中性子の検出では、計数管を用いるこ
ともできるが、インジウム（Ｉｎ）やディスプロシウム
（Ｄｙ）などの放射化箔を用いた方が位置分解能の良好
なデータが得られる。ディスプロシウム（Ｄｙ）は熱中
性子の検出に好適であり、インジウム（Ｉｎ）は熱中性
子のみでなく、熱外中性子の検出にも利用できる。In the detection of neutrons, a counter tube can be used, but data with better positional resolution can be obtained by using an activation foil such as indium (In) or dysprosium (Dy). Dysprosium (Dy) is suitable for detecting thermal neutrons, and indium (In) can be used for detecting not only thermal neutrons but also epithermal neutrons.
【００３０】その他にも熱中性子検出器は種々考えられ
るが、ＤｙやＩｎが能率を要求されるサイズで使用する
のに好適である。熱中性子を検出する方法は熱中性子透
過法、熱外中性子を検出する方法は熱外（または共鳴）
中性子透過法と呼ぶことができる。There are various other possible thermal neutron detectors, and Dy and In are suitable for use in a size requiring efficiency. Thermal neutron detection method is thermal neutron transmission method, epithermal neutron detection method is epithermal (or resonance)
It can be called a neutron transmission method.
【００３１】さらに、実機制御棒に対して中性子透過法
を適用する実機測定条件と、ステップＳ２の制御棒の燃
焼依存中性子吸収材組成とを用いて燃焼依存の中性子透
過率計算を行う（ステップＳ４）。Further, the combustion-dependent neutron transmittance is calculated by using the actual measurement conditions for applying the neutron transmission method to the actual control rods and the composition of the combustion-dependent neutron absorber of the control rods in step S2 (step S4). ).
【００３２】一方、実機未照射制御棒あるいはその要部
を模擬した模擬制御棒を標準制御棒とし、与えられた幾
何学的条件や中性子源強度などの条件で標準制御棒に対
する中性子透過率を測定し（ステップＳ５）、ステップ
Ｓ３の燃焼依存制御棒反応度計算値と、ステップＳ４の
燃焼依存中性子透過率計算値と、ステップＳ５の標準制
御棒中性子透過率の測定値とから中性子透過率と制御棒
反応度との相関を表す校正曲線を作成する（ステップＳ
６）。On the other hand, a non-irradiated control rod of the actual machine or a simulated control rod simulating the main part thereof is used as a standard control rod, and the neutron transmittance for the standard control rod is measured under given geometrical conditions and neutron source intensity. Then, the neutron transmittance and the control are determined from the calculated combustion dependent control rod reactivity in step S3, the calculated combustion dependent neutron transmittance in step S4, and the measured value of the standard control rod neutron transmittance in step S5 (step S5). Create a calibration curve representing the correlation with the rod reactivity (step S
6).
【００３３】そして、ステップＳ７にて求めた照射制御
棒に対する中性子透過率測定値と、ステップＳ６にて求
めた校正曲線とから照射制御棒の反応度価値が求められ
る。この値が未照射時の値に対してどの程度減損してい
るかを別途決められた反応度減少割合と核的寿命との相
関から被測定照射制御棒の核的寿命が評価される（ステ
ップＳ８）。Then, the reactivity value of the irradiation control rod is obtained from the neutron transmittance measured value for the irradiation control rod obtained in step S7 and the calibration curve obtained in step S6. The nuclear life of the irradiation control rod to be measured is evaluated from the correlation between the reactivity decrease rate and the nuclear life, which is determined separately to what extent this value is degraded with respect to the value before irradiation (step S8). ).
【００３４】すなわち、ステップＳ８では、ステップＳ
７にて求めた照射制御棒の中性子透過率測定値と、ステ
ップＳ６にて求めた校正曲線とから照射制御棒の反応度
を評価し、この反応度評価値が未照射時の反応度からど
の程度減損しているかを求めて照射制御棒が核的寿命の
限定設定値に対してどの程度近接しているかを評価す
る。That is, in step S8, step S
The reactivity of the irradiation control rod is evaluated based on the neutron transmittance measurement value obtained in step 7 and the calibration curve obtained in step S6. The degree of impairment is determined to evaluate how close the irradiation control rod is to the limited set value of the nuclear life.
【００３５】なお、本実施例では新規に開発された制御
棒の燃焼計算を行うことのできるコードを使用するた
め、コードの検証試験を行うことが望ましい。その方法
として模擬制御棒を装荷したモックアップ炉心に対して
実験と解析を行う。つまり、実機制御棒の燃焼計算を行
う核特性計算手法は、その未燃焼状態に対する計算値の
信頼度が試験用原子炉などの原子炉炉心におけるモック
アップなどの測定と解析により検証されている。In this embodiment, since a code that can calculate the combustion of a newly developed control rod is used, it is desirable to perform a code verification test. As a method, experiments and analyzes are performed on a mock-up core loaded with simulated control rods. In other words, in the nuclear property calculation method for calculating the combustion of the actual control rod, the reliability of the calculated value for the unburned state has been verified by measurement and analysis of mock-ups in a reactor core such as a test reactor.
【００３６】測定データとしては、模擬制御棒の反応度
価値のみでなく、制御棒内外の各種中性子反応率分布、
燃料領域の出力分布などがある。また、本実施例では測
定条件に対応して中性子透過法の解析を行うため、その
解析コードの実験による検証を行うことが望ましい。こ
のように、実機測定条件における燃焼依存中性子透過率
の計算手法は、その未燃焼状態に対する計算値の信頼度
が中性子透過検証試験による測定と解析により検証され
ている。The measurement data includes not only the reactivity value of the simulated control rod but also various neutron reaction rate distributions inside and outside the control rod.
For example, there is a power distribution in a fuel region. Further, in the present embodiment, in order to analyze the neutron transmission method according to the measurement conditions, it is desirable to verify the analysis code by experiment. As described above, in the calculation method of the combustion-dependent neutron transmittance under the actual measurement conditions, the reliability of the calculated value for the unburned state has been verified by measurement and analysis by a neutron transmission verification test.
【００３７】図２は本発明に係る制御棒核的寿命評価方
法の他の実施例を示すフローチャート図である。なお、
前記実施例におけるステップと同様のステップには図１
と同一の符号を用いて説明する。FIG. 2 is a flow chart showing another embodiment of the method for evaluating the control rod core life according to the present invention. In addition,
Steps similar to those in the above embodiment are shown in FIG.
Description will be made using the same reference numerals.
【００３８】ステップＳ１において実機制御棒の燃焼計
算を行い、この燃焼計算により燃焼依存の中性子吸収材
組成を求める（ステップＳ２）。次いで、ステップＳ４
にて実機測定条件を用いて中性子透過法における中性子
の燃焼依存透過率を計算する。In step S1, a combustion calculation of the control rods of the actual machine is performed, and a combustion-dependent neutron absorber composition is obtained from the combustion calculation (step S2). Next, step S4
Calculates the neutron combustion-dependent transmittance in the neutron transmission method using the actual measurement conditions.
【００３９】さらに、別途求められた標準制御棒の構成
に関する所定条件と反応度との相関関係（ステップＳ５
ａ）、および標準制御棒の中性子透過率を前記所定条件
の関数として求め（ステップＳ５ｂ）、上記ステップＳ
４にて求められた燃焼依存透過率と、標準制御棒の所定
条件と反応度との相関関係および前記所定条件と中性子
透過率との関係とから中性子透過率と反応度との相関関
係として校正曲線を求める（ステップＳ６）。Further, the correlation between the predetermined condition regarding the configuration of the standard control rod and the reactivity, which is separately obtained (step S5)
a) and the neutron transmittance of the standard control rod is obtained as a function of the predetermined condition (step S5b).
Calibration as a correlation between the neutron transmittance and the reactivity from the correlation between the combustion-dependent transmittance obtained in 4 and the predetermined condition and the reactivity of the standard control rod and the relationship between the predetermined condition and the neutron transmittance. A curve is obtained (step S6).
【００４０】そして、ステップＳ７で得られた照射制御
棒の中性子透過率測定値と、上記校正曲線とから照射制
御棒の反応度を評価し、この反応度評価法が未照射時の
反応度価値からどの程度減損しているかを求めて照射制
御棒が核的寿命の限定設定値に対してどの程度近接して
いるかを評価する（ステップＳ８）。Then, the reactivity of the irradiation control rod is evaluated from the neutron transmittance measured value of the irradiation control rod obtained in step S7 and the above calibration curve. Then, the degree to which the irradiation control rod is degraded is determined to evaluate how close the irradiation control rod is to the limited set value of the nuclear life (step S8).
【００４１】このように本実施例が前記実施例と異なる
点は、未照射制御棒では反応度価値が正しく求められて
いる点にある。このため、本実施例では組成既知の模擬
（標準）制御棒を用いた核計算法検証試験を行うことが
望ましい。As described above, this embodiment is different from the above-described embodiment in that the reactivity value is correctly obtained for the non-irradiated control rod. For this reason, in the present embodiment, it is desirable to perform a nuclear calculation method verification test using a simulated (standard) control rod having a known composition.
【００４２】ところで、長寿命型の制御棒としては、現
在種々のものが実用化されており、上記実施例における
「所定条件」とはそれらに対応して変化する。By the way, various types of long-life control rods are currently in practical use, and the "predetermined conditions" in the above-described embodiment change correspondingly.
【００４３】すなわち、制御棒の一翼が翼厚さ方向に一
枚のハフニウム（Ｈｆ）金属板（長さ方向には何分割で
もよい。）の場合には、Ｈｆ板厚が重要な所定条件とな
る。複数枚のときはＨｆ板厚のみでなく、Ｈｆ板間の間
隙も重要な所定条件となる場合がある。That is, in the case where one wing of the control rod is a single hafnium (Hf) metal plate in the wing thickness direction (however, it may be divided in the length direction), the Hf plate thickness is an important predetermined condition. Become. When there are a plurality of sheets, not only the thickness of the Hf plate but also the gap between the Hf plates may be an important predetermined condition.
【００４４】新型制御棒は、一般に共鳴特性を有する中
性子吸収材が用いられており、間隙に水が存在すると中
性子が減速され、間隙に面したＨｆ表面からの中性子吸
収率の増大があるためであるが、熱中性子透過法の場合
には間隙が重要な所定条件となるとは限らない。The new control rod generally uses a neutron absorbing material having resonance characteristics. If water exists in the gap, the neutrons are decelerated, and the neutron absorption from the Hf surface facing the gap increases. However, in the case of the thermal neutron transmission method, the gap is not always an important predetermined condition.
【００４５】したがって、中性子吸収材が少なくとも１
枚の平板状ハフニウム金属やハフニウム合金で構成さ
れ、前記所定条件は１枚の場合にはその厚さ、複数枚の
場合にはそれらの厚さや厚さと相互間の距離がパラメー
タである。Therefore, at least one neutron absorbing material is required.
The sheet is made of a plate-like hafnium metal or a hafnium alloy, and the predetermined condition is a thickness of a single sheet, and a thickness and a distance between the thickness and a distance of a plurality of sheets.
【００４６】また、中性子吸収材が２枚のハフニウム
（Ｈｆ）金属板から構成され、この金属板間の間隙に水
が層状に介在する制御棒では、前記所定条件は２枚の金
属板の厚みと間隙を加えた厚さが一定であり、金属板の
板厚の変化に応じて間隙が変化するようにパラメータが
設定される。Further, in the case of a control rod in which the neutron absorbing material is composed of two hafnium (Hf) metal plates and water is interposed between the metal plates in a layered manner, the predetermined condition is that the thickness of the two metal plates is The parameters are set so that the thickness obtained by adding the gap and the gap is constant, and the gap changes according to the change in the thickness of the metal plate.
【００４７】これは実機ＢＷＲのＨｆトラップ型制御棒
が軸方向にＨｆ板厚を変え、それに対応して間隙が変化
する設計となっており、それを所定条件とするものであ
る。この場合には未照射の実機制御棒を標準制御棒とし
て利用できる場合に特に有効である。This is designed so that the Hf trap type control rod of the actual machine BWR changes the Hf plate thickness in the axial direction, and the gap changes accordingly. This case is particularly effective when an unirradiated actual control rod can be used as a standard control rod.
【００４８】さらに、中性子吸収材が棒状のハフニウム
金属や銀−インジウム−カドミウム合金のいずれかによ
り構成され、制御棒がそれら棒状吸収材を板状に配列さ
れて構成されている場合には、前記所定条件は棒状吸収
材の外径がパラメータである。この場合、中性子吸収材
は棒状に形成された制御棒が用いられるので、前記所定
条件として棒状の中性子吸収材の直径が所定条件とな
る。Further, when the neutron absorber is made of a rod-shaped hafnium metal or a silver-indium-cadmium alloy, and the control rod is formed by arranging the rod-shaped absorbers in a plate shape, As the predetermined condition, the outer diameter of the rod-shaped absorbent is a parameter. In this case, since the control rod formed in a rod shape is used as the neutron absorber, the predetermined condition is the diameter of the rod-shaped neutron absorber as the predetermined condition.
【００４９】そして、中性子吸収材が、ユーロピウム，
サマリウム，ディスプロシウム，ガドリニウムなどの希
土類元素から選択される少なくとも１種から棒状に形成
され、制御棒がそれら棒状の吸収材を板状に配列して構
成されている場合、前記所定条件は前記希土類元素の濃
度がパラメータである。この場合には、標準制御棒とし
て中性子吸収材の濃度を変えることが可能であるため、
濃度を所定条件とするものである。And, the neutron absorbing material is europium,
When the control rod is formed in a rod shape from at least one selected from rare earth elements such as samarium, dysprosium, and gadolinium, and the control rod is configured by arranging the rod-shaped absorbers in a plate shape, the predetermined condition is as follows. The concentration of the rare earth element is a parameter. In this case, since it is possible to change the concentration of the neutron absorber as a standard control rod,
The density is a predetermined condition.
【００５０】[0050]
【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る制御
棒核的寿命評価方法によれば、使用前の未照射制御棒あ
るいはそれの主要部を模擬した模擬制御棒を組成既知の
標準制御棒とし、この標準制御棒に対する中性子透過
率、燃焼依存透過率および燃焼依存反応度から校正曲線
を作成し、この校正曲線と照射制御棒に対する中性子透
過率とから照射制御棒の反応度を評価し、照射に伴う反
応度の減少率を別に定められた減少率と寿命との関係か
ら照射制御棒の核的寿命を評価することにより、中性子
吸収材が１０ＢのみのＢ４Ｃ制御棒と異なった核的に複
雑な中性子吸収材を用いた場合でもその核的寿命を測定
および解析により評価することができ、汎用性の高い評
価方法を提供することができる。As described above, according to the control rod nuclear life evaluation method according to the present invention, an unirradiated control rod before use or a simulated control rod simulating the main part thereof is subjected to standard control with a known composition. A calibration curve was created from the neutron transmittance, combustion-dependent transmittance, and combustion-dependent reactivity for the standard control rod, and the reactivity of the irradiation control rod was evaluated from the calibration curve and the neutron transmittance for the irradiation control rod. By estimating the nuclear life of the irradiation control rod from the relationship between the reduction rate of the reactivity accompanying irradiation and the service life separately determined, the neutron absorbing material is different from the B 4 C control rod having only 10 B of neutron absorber. Even when a nuclear complex neutron absorber is used, its nuclear life can be evaluated by measurement and analysis, and a highly versatile evaluation method can be provided.
【図１】本発明に係る制御棒核的寿命評価方法の一実施
例を示すフローチャート図。FIG. 1 is a flowchart showing one embodiment of a control rod nuclear life evaluation method according to the present invention.
【図２】他の実施例の制御棒核的寿命評価方法を示すフ
ローチャート図。FIG. 2 is a flowchart showing a control rod core life evaluation method according to another embodiment.
フロントページの続き (72)発明者 宮下 茂 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 研究開発センター内 (72)発明者 佐々木 智治 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 研究開発センター内 (72)発明者 菊池 司 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 研究開発センター内 (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 17/10 Continuing from the front page (72) Inventor Shigeru Miyashita 1 Toshiba-cho, Komukai-shi, Kawasaki-shi, Kanagawa Prefecture Inside the Toshiba R & D Center (72) Inventor Tomoji Sasaki 1-Toshiba-cho, Komukai-shi, Saiwai-ku, Kawasaki-shi, Kanagawa Stock (72) Inventor: Tsukasa Kikuchi 1 Kodamu Toshiba-cho, Saiwai-ku, Kawasaki-shi, Kanagawa Prefecture Toshiba Corporation R & D Center (58) Fields investigated (Int. Cl. 7 , DB name) G21C 17 /Ten
Claims (8)
計算で得られた燃焼依存の中性子吸収材組成を用いて燃
焼依存の制御棒反応度を計算する一方、実機測定条件と
前記燃焼依存中性子吸収材組成を用いて、制御棒側面に
中性子源を配置して行う中性子透過法における中性子の
燃焼依存透過率を計算し、この燃焼依存透過率と未照射
制御棒の中性子透過率測定値と前記燃焼依存反応度とか
ら中性子透過率と反応度との相関関係として校正曲線を
求め、照射制御棒の中性子透過率測定値と前記校正曲線
とから照射制御棒の反応度を評価し、この反応度評価値
が未照射時の反応度からどの程度減損しているかを求め
て照射制御棒が核的寿命の限定設定値に対してどの程度
近接しているかを評価することを特徴とする制御棒核的
寿命評価方法。1. A combustion rod of an actual control rod is calculated, and a combustion-dependent control rod reactivity is calculated using a combustion-dependent neutron absorbing material composition obtained by the combustion calculation. Using the neutron absorber composition, calculate the neutron combustion-dependent transmittance in the neutron transmission method performed by placing a neutron source on the side of the control rod, and calculate the combustion-dependent transmittance and the neutron transmittance measurement values of the unirradiated control rod. A calibration curve is obtained as a correlation between the neutron transmittance and the reactivity from the combustion-dependent reactivity, and the reactivity of the irradiation control rod is evaluated from the neutron transmittance measured value of the irradiation control rod and the calibration curve, and the reaction is performed. Control rod characterized by determining how much the power evaluation value is degraded from the reactivity when not irradiated, and evaluating how close the irradiation control rod is to the limited set value of nuclear life Nuclear life assessment method.
計算で得られた燃焼依存の中性子吸収材組成と実機測定
条件を用いて中性子透過法における中性子の燃焼依存透
過率を計算し、別途求められた標準制御棒の構成に関す
る所定条件と反応度との相関関係およびこの標準制御棒
の中性子透過率を前記所定条件の関数として求め、前記
燃焼依存透過率と、前記標準制御棒の所定条件と反応度
との相関関係および前記所定条件と中性子透過率との関
係とから中性子透過率と反応度との相関関係として校正
曲線を求め、照射制御棒の中性子透過率測定値と前記校
正曲線とから照射制御棒の反応度を評価し、この反応度
評価法が未照射時の反応度価値からどの程度減損してい
るかを求めて照射制御棒が核的寿命の限定設定値に対し
てどの程度近接しているかを評価することを特徴とする
制御棒核的寿命評価方法。2. A combustion calculation of a control rod of an actual machine is performed, and a combustion-dependent transmittance of a neutron in a neutron transmission method is calculated by using a combustion-dependent neutron absorbing material composition obtained by the combustion calculation and measurement conditions of the actual machine. The correlation between the determined predetermined condition and the reactivity of the configuration of the standard control rod and the neutron transmittance of the standard control rod are obtained as a function of the predetermined condition, and the combustion-dependent transmittance and the predetermined condition of the standard control rod are determined. Determine the calibration curve as a correlation between neutron transmittance and reactivity from the correlation between the reactivity and the predetermined conditions and the neutron transmittance, the neutron transmittance measurement value of the irradiation control rod and the calibration curve The reactivity of the irradiation control rod is evaluated from the value of the reactivity control method. In close proximity A method for evaluating a nuclear life of a control rod, comprising:
手法は、その未燃焼状態に対する計算値の信頼度が試験
用原子炉などの原子炉炉心におけるモックアップなどの
測定と解析により検証されていることを特徴とする請求
項１または請求項２記載の制御棒核的寿命評価方法。3. A nuclear property calculation method for calculating the combustion of a control rod of an actual machine, the reliability of the calculated value for the unburned state is verified by measurement and analysis of a mock-up in a reactor core such as a test reactor. 3. The method according to claim 1, wherein the control rod core life is evaluated.
過率の計算手法は、その未燃焼状態に対する計算値の信
頼度が中性子透過検証試験による測定と解析により検証
されていることを特徴とする請求項１または請求項２記
載の制御棒核的寿命評価方法。4. A method for calculating a combustion-dependent neutron transmittance under actual machine measurement conditions, wherein the reliability of the calculated value for the unburned state is verified by measurement and analysis by a neutron transmission verification test. 3. The method for evaluating a nuclear life of a control rod according to claim 1.
状ハフニウム金属やハフニウム合金で構成され、前記所
定条件は１枚の場合にはその厚さ、複数枚の場合にはそ
れらの厚さや厚さと相互間の距離がパラメータであるこ
とを特徴とする請求項２記載の制御棒核的寿命評価方
法。5. The neutron absorbing material is composed of at least one plate-like hafnium metal or hafnium alloy, and the predetermined condition is that the thickness is one when the number is one, and the thickness or the thickness when the number is plural. 3. The method according to claim 2, wherein a distance between the control rod and the control rod is a parameter.
板から構成され、この金属板間の間隙に水が層状に介在
する制御棒では、前記所定条件は２枚の金属板の厚みと
間隙を加えた厚さが一定であり、金属板の板厚の変化に
応じて間隙が変化するようにパラメータが設定されるこ
とを特徴とする請求項２記載の制御棒核的寿命評価方
法。6. The neutron absorbing material is composed of two hafnium metal plates, and in a control rod in which water is interposed in a gap between the metal plates, the predetermined condition is that the thickness and the gap of the two metal plates are equal. 3. The method according to claim 2, wherein the parameter is set so that the thickness of the metal plate is constant and the gap changes according to the change of the thickness of the metal plate.
および銀−インジウム−カドミウム合金のいずれかによ
り構成され、制御棒がそれら棒状吸収材を板状に配列さ
れて構成されている場合には、前記所定条件は棒状吸収
材の外径がパラメータであることを特徴とする請求項２
記載の制御棒核的寿命評価方法。7. The neutron absorber is made of any one of a bar-shaped hafnium metal and a silver-indium-cadmium alloy, and when the control rod is configured by arranging the rod-shaped absorbers in a plate shape, The said predetermined condition is an outer diameter of a rod-shaped absorber as a parameter.
The described control rod nuclear life evaluation method.
ウム，ディスプロシウム，ガドリニウムなどの希土類元
素から選択される少なくとも１種から棒状に形成され、
制御棒がそれら棒状の吸収材を板状に配列して構成され
ている場合、前記所定条件は前記希土類元素の濃度がパ
ラメータであることを特徴とする請求項２記載の制御棒
核的寿命評価方法。8. The neutron absorber is formed in a rod shape from at least one selected from rare earth elements such as europium, samarium, dysprosium, and gadolinium,
3. The control rod core life evaluation according to claim 2, wherein when the control rods are configured by arranging the rod-shaped absorbers in a plate shape, the predetermined condition is a parameter of the concentration of the rare earth element. Method.
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|---|---|---|---|
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