JP6132521B2 - Subcriticality measuring method and apparatus - Google Patents
Subcriticality measuring method and apparatus Download PDFInfo
- Publication number
- JP6132521B2 JP6132521B2 JP2012258986A JP2012258986A JP6132521B2 JP 6132521 B2 JP6132521 B2 JP 6132521B2 JP 2012258986 A JP2012258986 A JP 2012258986A JP 2012258986 A JP2012258986 A JP 2012258986A JP 6132521 B2 JP6132521 B2 JP 6132521B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- subcriticality
- core
- predicted
- control rod
- count rate
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 62
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 79
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 79
- 230000014509 gene expression Effects 0.000 claims description 65
- 238000012937 correction Methods 0.000 claims description 41
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 35
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 30
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 13
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 13
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 claims description 11
- 238000000691 measurement method Methods 0.000 claims description 8
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 23
- 230000004044 response Effects 0.000 description 22
- 238000010790 dilution Methods 0.000 description 12
- 239000012895 dilution Substances 0.000 description 12
- 230000008859 change Effects 0.000 description 10
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 8
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 8
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 7
- 238000004590 computer program Methods 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 230000006870 function Effects 0.000 description 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 3
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 2
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003321 amplification Effects 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000013213 extrapolation Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000004973 liquid crystal related substance Substances 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000003199 nucleic acid amplification method Methods 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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)
Description
本発明は、原子炉の未臨界度を評価する未臨界度測定方法及び装置に関するものである。 The present invention relates to a subcriticality measuring method and apparatus for evaluating the subcriticality of a nuclear reactor.
原子炉の起動時には、原子炉が未臨界であることを監視しながら臨界操作を行う。未臨界評価手法の従来技術の代表的なものとして、中性子源増倍法が挙げられる。これは、炉心を臨界に近づける過程において、前記炉心の基準状態における中性子検出器の検出器応答と、前記基準状態とは異なるある炉心状態における中性子検出器の検出器応答との逆計数率比を測定することにより、炉心が未臨界であることを監視する手法である。また、特許文献1には、原子炉の未臨界度を精度良く評価する技術が開示されている。
When the reactor starts up, critical operations are performed while monitoring that the reactor is subcritical. A representative example of the conventional subcriticality evaluation technique is the neutron source multiplication method. In the process of bringing the core closer to the criticality, the inverse count rate ratio between the detector response of the neutron detector in the reference state of the core and the detector response of the neutron detector in a certain core state different from the reference state is calculated. This is a technique for monitoring the subcriticality of the core by measuring.
従来の中性子源増倍法は一点炉モデルを前提としているため、実際の炉心においては、未臨界監視には適する一方で、精度の良い未臨界度測定には適さない。特許文献1に開示した技術は、深い未臨界から臨界までの広範囲にわたって未臨界度を評価するための技術であるが、改善の余地が残されている。また、特許文献2に開示した技術は、特許文献1の技術を改良したものであるが、ホウ素濃度差による未臨界度差の適用方法が具体的ではない。
Since the conventional neutron source multiplication method is based on a single point reactor model, it is suitable for subcritical monitoring in an actual core, but is not suitable for accurate subcriticality measurement. The technique disclosed in
本発明は上述した課題を解決するものであり、深い未臨界から臨界までの広範囲にわたって精度良く未臨界度を評価することができる未臨界度測定方法及び装置を提供することを目的とする。 The present invention solves the above-described problems, and an object of the present invention is to provide a subcriticality measurement method and apparatus that can accurately evaluate the subcriticality over a wide range from deep subcriticality to criticality.
上記の目的を達成するための本発明の未臨界度測定方法は、原子炉の炉心を臨界に到達させる過程において、前記炉心の基準状態における中性子検出器の検出器出力φrefと、前記基準状態とは異なる臨界到達前の炉心状態における中性子検出器の検出器出力φとの比である逆計数率比φref/φを補正係数により補正した補正逆計数率比を求めると共に、前記補正逆計数率比を求めるときの炉心状態における予測未臨界度を、炉心解析モデルを用いた炉心解析により算出する手順と、制御棒位置及びホウ素濃度を変更すると共にそのホウ素濃度変更時のホウ素濃度測定値及び制御棒位置変更時の計算誤差を加味することで前記炉心を臨界に到達させる過程において求めた前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度とから、両者の関係式を求める手順と、前記関係式を用いて未臨界度を評価する手順と、を含むことを特徴とするものである。 In order to achieve the above object, the subcriticality measurement method of the present invention includes a detector output φ ref of the neutron detector in the reference state of the core and a reference state in the process of reaching the criticality of the reactor core. A corrected inverse count rate ratio obtained by correcting an inverse count rate ratio φ ref / φ, which is a ratio with the detector output φ of the neutron detector in a core state before reaching the criticality different from the above, is obtained, and the corrected inverse count The procedure for calculating the predicted subcriticality in the core state when determining the rate ratio by core analysis using the core analysis model, the control rod position and the boron concentration are changed, and the boron concentration measurement value at the time of changing the boron concentration and A method of obtaining a relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality obtained in the process of reaching the criticality of the core by taking into account the calculation error when changing the control rod position. When and is characterized in that it comprises, a step of evaluating the subcriticality using the relational expression.
従って、原子炉が臨界に到達する過程において求めた補正逆計数率比と、解析によって求めた予測未臨界度との関係式を用いて、炉心の未臨界度を測定する。この場合、制御棒位置及びホウ素濃度を変更すると共にそのホウ素濃度変更時のホウ素濃度測定値及び制御棒位置変更時の計算誤差を加味することで、補正逆計数率比と予測未臨界度とを高精度に求めることができる。これにより、未臨界が深い状態から臨界近傍まで、幅広い範囲の補正逆計数率比を用いて関係式を算出できる。その結果、深い未臨界状態から臨界までの広範囲にわたって未臨界度を測定できる。 Therefore, the subcriticality of the core is measured using a relational expression between the corrected inverse count rate ratio obtained in the process of reaching the criticality of the nuclear reactor and the predicted subcriticality obtained by the analysis. In this case, the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality are calculated by changing the control rod position and the boron concentration, and taking into account the boron concentration measurement value when the boron concentration is changed and the calculation error when the control rod position is changed. It can be obtained with high accuracy. As a result, the relational expression can be calculated using a wide range of corrected inverse count rate ratios from the deep subcriticality to the criticality. As a result, the subcriticality can be measured over a wide range from the deep subcritical state to the criticality.
また、本発明の未臨界度測定方法は、前記計算誤差は、ホウ素濃度測定値を用いた補正及び制御棒価値の計算誤差を有することを特徴としている。 The subcriticality measuring method of the present invention is characterized in that the calculation error includes a correction using a boron concentration measurement value and a calculation error of a control rod value.
従って、ホウ素濃度測定値を用いた補正と制御棒価値の計算誤差を加味して補正逆計数率比と予測未臨界度との関係式を求めることで、未臨界誤差の影響による誤差を補正することができる。 Therefore, the error due to the effect of the subcritical error is corrected by obtaining the relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality in consideration of the correction using the boron concentration measurement value and the calculation error of the control rod value. be able to.
また、本発明の未臨界度測定方法は、前記予測未臨界度及び前記ホウ素濃度の測定値を用いて前記予測未臨界度の計算値を測定値ベースに補正し、前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度との関係式を求め直すことを特徴としている。 Further, the subcriticality measuring method of the present invention corrects the calculated value of the predicted subcriticality based on a measured value using the measured value of the predicted subcriticality and the boron concentration, and the corrected inverse count rate ratio and The relational expression with the predicted subcriticality is obtained again.
従って、予測未臨界度及び前記ホウ素濃度の測定値を用いて前記予測未臨界度の計算値を測定値ベースに補正し、前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度との関係式を求め直すことで、補正逆計数率比と予測未臨界度との関係式を高精度に求めることができる。 Accordingly, the calculated value of the predicted subcriticality is corrected based on the measured value using the measured value of the predicted subcriticality and the boron concentration, and a relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality is obtained. By correcting, the relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality can be obtained with high accuracy.
また、本発明の未臨界度測定方法は、制御棒核定数を調整することで、制御棒位置変更時における直線関係式の傾きと、ホウ素濃度変更時における直線関係式の傾きとが一致するように前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度との関係式を求め直すことを特徴としている。 In addition, the subcriticality measurement method of the present invention adjusts the control rod nuclear constant so that the slope of the linear relational expression when the control rod position is changed and the slope of the linear relational expression when the boron concentration is changed coincide. Further, a relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality is obtained again.
従って、制御棒位置変更時における直線関係式の傾きと、ホウ素濃度変更時における直線関係式の傾きとが一致するような制御棒核定数を求め、補正逆計数率比と予測未臨界度との関係式を求め直すことで、補正逆計数率比と予測未臨界度との関係式を高精度に求めることができる。 Therefore, the control rod nuclear constant is calculated so that the slope of the linear relational expression when the control rod position is changed and the slope of the linear relational expression when the boron concentration is changed, and the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality are By recalculating the relational expression, the relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality can be obtained with high accuracy.
また、本発明の未臨界度測定装置は、原子炉の炉心を臨界に到達させる過程において、前記炉心の基準状態における中性子検出器の検出器出力φrefと、前記基準状態とは異なる臨界到達前の炉心状態における中性子検出器の検出器出力φとの比である逆計数率比φref/φを補正係数により補正した補正逆計数率比を求めると共に、前記補正逆計数率比を求めるときの炉心状態における予測未臨界度を、炉心解析モデルを用いた炉心解析により算出する炉心評価部と、制御棒位置及びホウ素濃度を変更すると共にそのホウ素濃度変更時のホウ素濃度測定値及び制御棒位置変更時の計算誤差を加味することで前記炉心が臨界に到達する過程において求めた前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度とから、両者の関係式を求める計算部と、前記関係式を用いて未臨界度を評価する補正部と、を含むことを特徴とするものである。 Further, the subcriticality measuring apparatus of the present invention provides a detector output φ ref of the neutron detector in the reference state of the core in the process of reaching the criticality of the reactor core, and before the criticality is different from the reference state. When calculating the corrected inverse count rate ratio obtained by correcting the inverse count rate ratio φ ref / φ, which is the ratio with the detector output φ of the neutron detector in the core state of the reactor, by the correction coefficient, The core evaluation unit that calculates the predicted subcriticality in the core state by core analysis using the core analysis model, the control rod position and boron concentration are changed, and the boron concentration measurement value and control rod position change when the boron concentration is changed A calculation unit for obtaining a relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality obtained in the process of reaching the criticality of the core by taking into account the calculation error at the time, and the relationship A correction unit for evaluating the subcriticality with, is characterized in that comprises a.
従って、原子炉が臨界に到達する過程において求めた補正逆計数率比と、解析によって求めた予測未臨界度との関係式を用いて、炉心の未臨界度を評価する。この場合、制御棒位置及びホウ素濃度を変更すると共にそのホウ素濃度変更時のホウ素濃度測定値及び制御棒位置変更時の計算誤差を加味することで、補正逆計数率比と予測未臨界度とを高精度に求めることができる。これにより、未臨界が深い状態から臨界近傍まで、幅広い範囲の補正逆計数率比を用いて前記関係式を算出できる。その結果、未臨界から臨界までの広範囲にわたって未臨界度を評価できる。 Therefore, the subcriticality of the core is evaluated using a relational expression between the corrected inverse count rate ratio obtained in the process of reaching the criticality of the nuclear reactor and the predicted subcriticality obtained by analysis. In this case, the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality are calculated by changing the control rod position and the boron concentration, and taking into account the boron concentration measurement value when the boron concentration is changed and the calculation error when the control rod position is changed. It can be obtained with high accuracy. As a result, the relational expression can be calculated using a wide range of corrected inverse count rate ratios from a deep subcritical state to a critical vicinity. As a result, the subcriticality can be evaluated over a wide range from subcritical to critical.
本発明の未臨界度測定方法及び装置によれば、未臨界から臨界までの広範囲にわたって精度良く未臨界度を評価することができる。 According to the subcriticality measuring method and apparatus of the present invention, the subcriticality can be accurately evaluated over a wide range from subcritical to critical.
以下、この発明につき図面を参照しつつ詳細に説明する。なお、この発明を実施するための最良の形態によってこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が容易に想定できるもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。本発明は、ホウ酸及び制御棒を用いて反応度を調整する種類の原子炉又は核燃料を取り扱う施設等に適用することができる。 Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to the drawings. The present invention is not limited to the best mode for carrying out the invention. In addition, constituent elements in the following embodiments include those that can be easily assumed by those skilled in the art or those that are substantially the same. The present invention can be applied to a facility that handles a nuclear reactor or nuclear fuel of a type that adjusts the reactivity by using boric acid and a control rod.
本実施例の未臨界度測定は、炉心が臨界に到達する過程において求めた補正逆計数率比と予測未臨界度との関係式を用いて、炉心の未臨界度を評価すると共に、臨界近傍で反応度を測定することにより、補正係数及び未臨界度を算出するために用いる炉心解析モデルを修正する点に特徴があるものである。 The subcriticality measurement of this example is performed by evaluating the subcriticality of the core using the relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality obtained in the process of reaching the criticality of the core, and in the vicinity of the criticality. It is characterized in that the core analysis model used for calculating the correction coefficient and the subcriticality is corrected by measuring the reactivity in (1).
加えて、本実施例の未臨界度測定は、補正逆計数率比と予測未臨界度との関係式を用いて炉心の未臨界度を評価するとき、制御棒位置及びホウ素濃度を変更すると共にその変更時に発生する計算誤差を加味することで補正逆計数率比と予測未臨界度とを求める点に特徴があるものである。 In addition, the subcriticality measurement of the present embodiment is performed by changing the control rod position and the boron concentration when evaluating the subcriticality of the core using the relational expression between the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality. It is characterized in that the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality are obtained by taking into account the calculation error that occurs at the time of the change.
図1は、本発明の一実施例に係る未臨界度測定装置が適用される原子炉の構成を表す概略図である。図1に示すように、原子炉1は、炉心2の周囲で、且つ、外部に配置した中性子検出器30により炉心2から放射される中性子を検出し、この中性子に基づいて運転制御されている。この原子炉1の運転においては、線源領域(SR:Source Range)、中間領域(IR:Intermediate Range)及び出力領域(PR:Power Range)、それぞれの領域で中性子検出が可能な中性子検出器30を用意すると共に、それぞれの中性子検出器30の測定レンジをオーパラップさせる。これにより、原子炉1の運転に必要な幅広い測定レンジを十分にカバーすることができる。
FIG. 1 is a schematic diagram showing a configuration of a nuclear reactor to which a subcriticality measuring apparatus according to an embodiment of the present invention is applied. As shown in FIG. 1, the
中性子検出器30は、本実施例の未臨界度測定装置10に接続され、検出器出力、即ち検出器応答φが取得される。未臨界度測定装置10は、取得した検出器応答φから、実効増倍率kを算出する。また、未臨界度測定装置10には、減速材温度、ホウ素濃度及び制御棒状態その他の炉心パラメータが送信される。これらの情報により、未臨界度測定装置10は炉心2の未臨界度を評価する。
The
炉心2は、燃料5が配置される。燃料5は、ウランやプルトニウム等の核分裂物質である。燃料5の周囲には減速材3が配置される。炉心2の熱を外部に運び出すため、冷却材入口9iから冷却材が供給され、冷却材出口9oから取り出される。なお、軽水炉では、水が冷却材と減速材3とを兼ねる。原子炉1は、炉心2に挿入、引き抜き可能な複数の制御棒4を備える。炉心2の状態は、制御棒4を炉心2へ出し入れし、また、炉心冷却水のホウ素濃度を調整することにより制御することができる。
A fuel 5 is disposed in the
未臨界の炉心2においては、式(1)に示す関係が成り立つ。
1−k∝SCF'×(∫SdV/φ)・・・(1)
ここで、φは検出器応答(検出器出力)、SCFは補正係数、Sは中性子源強度である。kは求めるべき実効増倍率であり、式(1)左辺の(1−k)によって未臨界を評価することができる。以下の例では、未臨界を評価する尺度として(1−k)を用い、未臨界度と(1−k)とは同義のものとして扱う。式(1)において、炉心2のある基準状態refと、炉心2のある状態(例えば、臨界到達前の炉心状態)との比をとると、中性子源強度Sの項は消去でき、式(2)が得られる。
(1−k)/(1−kref)=(SCF'/ SCF'ref)×(φref/φ)・・・(2)
式(2)において、φref/φは、逆計数率比という。また、式(2)において、補正係数SCF=(SCF'/SCF'ref)とすると、式(2)は、式(3)のようになる。
(1−k)=(1−kref)×SCF×(φref/φ)・・・(3)
さらに、(1−kref)をa、SCF×(φref/φ)をICRRとすると、式(3)は式(4)のようになる。
1−k=a×ICRR・・・(4)
ここで、aは比例定数であり、補正逆計数率比ICRRは、基準状態refにおける検出器応答基準値に対する検出器応答の比を、補正係数SCFで補正したものである。式(4)において、補正逆計数率比ICRRは、実測した検出器応答φから求めることができるので、比例定数aを決定できれば、各炉心状態における検出器応答、即ち、検出器の出力信号値から未臨界度(1−k)を決定することができる。
In the
1-k∝SCF ′ × (∫SdV / φ) (1)
Where φ is the detector response (detector output), SCF is the correction factor, and S is the neutron source intensity. k is an effective multiplication factor to be obtained, and subcriticality can be evaluated by (1-k) on the left side of Expression (1). In the following example, (1-k) is used as a scale for evaluating subcriticality, and the subcriticality and (1-k) are treated as synonymous. In the equation (1), when the ratio between the reference state ref with the
(1-k) / (1-k ref ) = (SCF ′ / SCF ′ ref ) × (φ ref / φ) (2)
In equation (2), φ ref / φ is referred to as an inverse count rate ratio. Further, in equation (2), if correction coefficient SCF = (SCF ′ / SCF ′ ref ), equation (2) becomes equation (3).
(1-k) = (1-k ref ) × SCF × (φ ref / φ) (3)
Further, when (1-k ref ) is a and SCF × (φ ref / φ) is ICRR, Equation (3) becomes Equation (4).
1-k = a × ICRR (4)
Here, a is a proportionality constant, and the corrected inverse count rate ratio ICRR is obtained by correcting the ratio of the detector response to the detector response reference value in the reference state ref by the correction coefficient SCF. In equation (4), the corrected inverse count rate ratio ICRR can be obtained from the actually measured detector response φ. Therefore, if the proportionality constant a can be determined, the detector response in each core state, that is, the output signal value of the detector. From this, the subcriticality (1-k) can be determined.
次に、比例定数aを決定する方法について説明する。図2は、比例定数aの決定方法に関する説明図である。比例定数aを決定するため、各未臨界状態における補正逆計数率比ICRRを、解析により求めた予測未臨界度(1−k)Pに対してプロットし、例えば、最小二乗法等の近似手法により、補正逆計数率比ICRRと予測未臨界度(1−k)Pとの関係式を算出する。これによって、式(5)が得られる。
1−k=afit×ICRR+bfit・・・(5)
式(5)から分かるように、本実施例において、この関係式は直線式(以下、直線関係式と称する。)である。ここで、afit及びbfitは、最小二乗法による1次式への近似計算において得られた定数である。式(5)を用いて未臨界度を評価することができる。
Next, a method for determining the proportionality constant a will be described. FIG. 2 is an explanatory diagram regarding a method for determining the proportionality constant a. In order to determine the proportionality constant a, the corrected inverse count rate ratio ICRR in each subcritical state is plotted against the predicted subcriticality (1-k) P obtained by analysis, and for example, an approximation method such as a least square method Thus, a relational expression between the corrected inverse count rate ratio ICRR and the predicted subcriticality (1-k) P is calculated. Thereby, Formula (5) is obtained.
1-k = a fit × ICRR + b fit (5)
As can be seen from the equation (5), in this embodiment, this relational expression is a linear expression (hereinafter referred to as a linear relational expression). Here, a fit and b fit are constants obtained in the approximation calculation to the linear expression by the least square method. Subcriticality can be evaluated using equation (5).
このとき、制御棒4が炉心2内に挿入されている状態の未臨界度を測定し、且つ、制御棒4が引き抜かれたところで未臨界度を測定すれば、その差が制御棒価値となる。また、冷却材中のホウ素の濃度が所定値である状態の未臨界度を測定し、且つ、冷却材中のホウ素濃度を希釈したところで未臨界度を測定すれば、その差がホウ素濃度変化による反応度変化となる。本実施例では、制御棒4の位置及びホウ素の濃度を変更したときの検出器応答変化を併せて用いて、制御棒価値を評価している。
At this time, if the subcriticality of the state where the control rod 4 is inserted into the
炉心2において、中性子束分布は、未臨界度に応じて変化することから、補正逆計数率比ICRRの補正係数SCFは、制御棒4の位置やホウ素濃度などの炉心条件のみではなく、未臨界度の関数でもあり、未臨界度誤差による影響が少なからず存在する。即ち、理論的に、予測未臨界度(1−k)Pを正確に予測することができれば、予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係は、制御棒4の引き抜き時及びホウ素希釈時とで、同様の傾きを持って一つの直線関係式で表すことができる。しかし、この予測未臨界度(1−k)Pの計算誤差が線形である場合、制御棒4の引き抜き時における直線関係式とホウ素希釈時における直線関係式とは、直線性は維持されるものの、傾きに影響を与える。制御棒4の引き抜き時の直線関係式とホウ素希釈時の直線関係式は、制御棒価値の計算誤差によりそれぞれ異なる傾きとなる場合がある。従って、本実施例では、制御棒4の引き抜き時の直線関係式とホウ素希釈時の直線関係式をそれぞれ別々に求め、例えば、最小二乗法等の近似手法により、一つの直線関係式に補正する。
In the
以下、補正逆計数率比ICRRと予測未臨界度(1−k)Pとの関係式(5)を補正する方法について、図3及び図4に基づいて説明する。図3は、制御棒価値を評価する手順を示すフローチャート、図4は、検出器応答に基づいて予測未臨界度に対する補正逆計数率比を補正する方法に関する説明図である。 Hereinafter, a method of correcting the relational expression (5) between the corrected inverse count rate ratio ICRR and the predicted subcriticality (1-k) P will be described with reference to FIGS. FIG. 3 is a flowchart showing a procedure for evaluating the control rod value, and FIG. 4 is an explanatory diagram regarding a method of correcting the corrected inverse count rate ratio with respect to the predicted subcriticality based on the detector response.
まず、制御棒4の引き抜き時の検出器応答φとホウ素濃度希釈時の検出器応答φを取得する(ステップS01)。そして、制御棒4の引き抜き時の検出器応答φとホウ素濃度希釈時の検出器応答φに基づいて、図4に示すように、予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係を表すグラフを作成する(ステップS02)。ここで、制御棒4の引き抜き時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係は、図4のグラフに「○」で表され、ホウ素濃度希釈時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係は、図4のグラフに「×」で表される。 First, the detector response φ when the control rod 4 is pulled out and the detector response φ when the boron concentration is diluted are acquired (step S01). Then, based on the detector response φ when the control rod 4 is pulled out and the detector response φ when the boron concentration is diluted, as shown in FIG. 4, the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio A graph representing the relationship with ICRR is created (step S02). Here, the relationship between the predicted subcriticality (1-k) P when the control rod 4 is pulled out and the corrected inverse count rate ratio ICRR is represented by “◯” in the graph of FIG. 4, and is predicted when the boron concentration is diluted. The relationship between the subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR is represented by “x” in the graph of FIG.
ホウ素希釈時の反応度変化は、ホウ素濃度変化によるものであり、異なるホウ素濃度時点の予測未臨界度(1−k)Pの差の誤差は、ホウ素濃度の誤差によるものである。そのため、予測未臨界度(1−k)Pの計算値をホウ素濃度測定値を用いて測定値ベースに補正する。この場合、中性子束分布は、実効増倍率により影響を受けるので、対応する補正逆計数率比ICRRの補正係数SCFも予測未臨界度(1−k)Pに応じて変化する。そこで、この予測未臨界度(1−k)P及び補正係数SCFについて、予め複数のホウ素濃度に対する予測未臨界度(1−k)P及び補正係数SCFを評価してテーブルとして与えておき、ホウ素濃度の測定値がサンプリングにより求められた時点で、この予測未臨界度(1−k)P及び補正係数SCFのテーブルをホウ素濃度に対して内挿する。これにより、ホウ素濃度に関して測定値をベースに補正された予測未臨界度(1−k)P及び補正係数SCF(SCF01)を求め直す(ステップS03)。そして、この測定値を使用して求めなおした補正係数SCF01により、ホウ素濃度の誤差を加味した補正逆計数率比ICRR(ICRR01)を再計算する(ステップS04)。 The reactivity change at the time of boron dilution is due to the boron concentration change, and the difference in the predicted subcriticality (1-k) P at different boron concentration time points is due to the boron concentration error. Therefore, the calculated value of the predicted subcriticality (1-k) P is corrected to the measurement value base using the boron concentration measurement value. In this case, since the neutron flux distribution is affected by the effective multiplication factor, the correction coefficient SCF of the corresponding corrected inverse count rate ratio ICRR also changes according to the predicted subcriticality (1-k) P. Therefore, this prediction subcriticality (1-k) P and the correction factor SCF, previously given as a table evaluates prediction subcriticality (1-k) P and the correction coefficient SCF for pre plurality of boron concentration, the boron When the measurement value of the concentration is obtained by sampling, the table of the predicted subcriticality (1-k) P and the correction coefficient SCF is interpolated with respect to the boron concentration. As a result, the predicted subcriticality (1-k) P and the correction coefficient SCF (SCF 01 ) corrected based on the measurement value with respect to the boron concentration are obtained again (step S03). Then, the corrected inverse count rate ratio ICRR (ICRR 01 ) taking into account the boron concentration error is recalculated by using the correction coefficient SCF 01 recalculated using this measured value (step S04).
ここで、図4に示すように、制御棒4の引き抜き時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係「○」が「□」に補正され、ホウ素濃度希釈時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係「×」が「△」に補正される。そして、これらの予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係を表す複数プロット点に基づいて、例えば、最小二乗法等の近似手法により、補正逆計数率比ICRRと予測未臨界度(1−k)Pとの直線関係式(フィッティング直線)を求める。この場合、ホウ素濃度測定値を用いて補正した制御棒4の引き抜き時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの直線関係式は、図4における複数の「□」からフィッティングされる一点鎖線Aとなり、ホウ素濃度測定値を用いて補正したホウ素濃度希釈時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの直線関係式は、図4における複数の「□」からフィッティングされる二点鎖線Bとなる。 Here, as shown in FIG. 4, the relationship “O” between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR when the control rod 4 is pulled out is corrected to “□”, and the boron concentration The relationship “x” between the predicted subcriticality (1-k) P at the time of dilution and the corrected inverse count rate ratio ICRR is corrected to “Δ”. Then, based on a plurality of plot points representing the relationship between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR, for example, an approximate method such as a least square method is used to correct the corrected inverse count rate ratio ICRR. And a predicted subcriticality (1-k) P is obtained as a linear relational expression (fitting line). In this case, the linear relational expression between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR at the time of pulling out the control rod 4 corrected using the measured boron concentration is a plurality of “□” in FIG. 4 is a one-dot chain line A fitted, and the linear relational expression between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR at the time of boron concentration dilution corrected using the boron concentration measurement value is shown in FIG. The two-dot chain line B fitted from a plurality of “□” in FIG.
このようにしてホウ素濃度測定値を用いて補正された制御棒4の引き抜き時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの直線関係式(図4の一点鎖線A)と、ホウ素濃度測定値を用いて補正したホウ素濃度希釈時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの直線関係式(図4の二点鎖線B)とが求められると、理論的に、この2つの直線関係式は同一直線上に位置することとなる。ところが、制御棒価値の計算誤差により傾きが若干ずれたものとなり、これを補正して傾きを合致させることにより、制御棒価値の計算誤差を補正する。 Thus, the linear relationship between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR at the time of pulling out the control rod 4 corrected using the measured boron concentration (the dashed line A in FIG. 4). ), And a linear relational expression (two-dot chain line B in FIG. 4) between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR at the time of dilution of boron concentration corrected using the measured boron concentration value. When obtained, theoretically, these two linear relational expressions are located on the same straight line. However, the inclination of the control rod value is slightly shifted due to the calculation error of the control rod value, and the calculation error of the control rod value is corrected by correcting this and matching the inclination.
制御棒4の引き抜き時における反応度変化は、制御棒4の移動に基づくものであり、制御棒4の異なる時点(位置)での予測未臨界度(1−k)Pの誤差は、制御棒価値の計算誤差に基づくものであるとみなすことができる。そのため、予め複数の制御棒核定数に関して補正係数SCFを評価してテーブルとして与えておき、制御棒核定数を調整することで、制御棒4の引き抜き時における直線関係式(図4の一点鎖線A)の傾きと、ホウ素濃度希釈時における直線関係式(図4の二点鎖線)の傾きとが一致するよう補正係数SCF(SCF02)と予測未臨界度(1−k)Pを求め直す。即ち、まず、制御棒4の引き抜き時における直線関係式(図4の一点鎖線A)の傾きと、ホウ素濃度希釈時における直線関係式(図4の二点鎖線)の傾きとを求める(ステップS05)。次に、制御棒核定数を調整すると、制御棒4の引き抜き時における直線関係式(図4の一点鎖線A)の傾きや、ホウ素濃度希釈時における直線関係式(図4の二点鎖線)の傾きが変化することから、両者の傾きが一致する補正係数SCF02を求める(ステップS06)。なお、ここでの予測未臨界度(1−k)Pは、制御棒位置、ホウ素濃度、制御棒核定数に応じてテーブル化されたものである。 The reactivity change at the time of pulling out the control rod 4 is based on the movement of the control rod 4, and the error of the predicted subcriticality (1-k) P at different time points (positions) of the control rod 4 is It can be considered to be based on a calculation error of value. Therefore, the correction coefficient SCF is evaluated in advance for a plurality of control rod nucleus constants and given as a table, and the control rod nucleus constants are adjusted to obtain a linear relational expression at the time of pulling out the control rod 4 (the one-dot chain line A in FIG. 4). ) And the correction coefficient SCF (SCF 02 ) and the predicted subcriticality (1-k) P are obtained again so that the slope of the linear relational expression (two-dot chain line in FIG. 4) at the time of boron concentration dilution matches. That is, first, the inclination of the linear relational expression (one-dot chain line A in FIG. 4) when the control rod 4 is pulled out and the inclination of the linear relational expression (two-dot chain line in FIG. 4) at the time of boron concentration dilution are obtained (step S05). ). Next, when the control rod nuclear constant is adjusted, the slope of the linear relational expression (the one-dot chain line A in FIG. 4) when the control rod 4 is pulled out, and the linear relational expression (the two-dot chain line in FIG. 4) when the boron concentration is diluted. Since the inclination changes, a correction coefficient SCF 02 in which both inclinations coincide is obtained (step S06). The predicted subcriticality (1-k) P here is tabulated according to the control rod position, boron concentration, and control rod nuclear constant.
そして、求め直した補正係数SCF02により、制御棒価値の計算誤差を加味した補正逆計数率比ICRR(ICRR02)を再計算する(ステップS07)。
ICRR02=SCF02×ICRR
この補正により、ホウ素濃度に関して、測定値ベースに補正した上で、制御棒価値の計算誤差も考慮した補正逆計数率比ICRRを得ることができる。ここで、図4に示すように、制御棒4の引き抜き時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係「○」が「■」に補正され、ホウ素濃度希釈時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係「×」が「▲」に補正される。そして、制御棒引き抜き時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係を表す複数プロット点に基づいて、例えば、最小二乗法等の近似手法により、補正逆計数率比ICRRと予測未臨界度(1−k)Pとの直線関係式(フィッティング直線)を求める(ステップS08)。この場合、制御棒価値の計算誤差を加味した予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの直線関係式は、図4における複数の「■」からフィッティングされる実線Cとなる。
Then, the corrected inverse count rate ratio ICRR (ICRR 02 ) taking into account the calculation error of the control rod value is recalculated using the recalculated correction coefficient SCF 02 (step S07).
ICRR 02 = SCF 02 × ICRR
With this correction, it is possible to obtain a corrected inverse count rate ratio ICRR taking into account the calculation error of the control rod value after correcting the boron concentration on the basis of the measurement value. Here, as shown in FIG. 4, the relationship “◯” between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR when the control rod 4 is pulled out is corrected to “■”, and the boron concentration The relationship “×” between the predicted subcriticality (1-k) P at the time of dilution and the corrected inverse count rate ratio ICRR is corrected to “▲”. Based on a plurality of plot points representing the relationship between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR at the time of pulling out the control rod, for example, the corrected inverse count is performed by an approximation method such as the least square method. A linear relational expression (fitting line) between the rate ratio ICRR and the predicted subcriticality (1-k) P is obtained (step S08). In this case, the linear relationship between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR taking into account the control rod value calculation error is a solid line C fitted from a plurality of “■” in FIG. It becomes.
このようにしてホウ素濃度測定値を用いた測定値ベースの補正及び制御棒価値の計算誤差を加味した予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの直線関係式(図4の実線C)が求められると、予測未臨界度(1−k)Pは、炉心状態(制御棒位置、ホウ素濃度)及び補正逆計数率比ICRRの測定値と整合の取れた値に補正されたこととなる。従って、全制御棒挿入時1−kARIと全制御棒引抜時1−kAROの予測未臨界度(1−k)Pから、後述するように制御棒価値を求め、これを全制御棒価値測定とすることができる(ステップS09)。 In this way, a linear relationship between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR taking into account the measurement value-based correction using the boron concentration measurement value and the calculation error of the control rod value (FIG. 4 is obtained, the predicted subcriticality (1-k) P is corrected to a value that is consistent with the measured values of the core state (control rod position, boron concentration) and the corrected inverse count rate ratio ICRR. It will be done. Therefore, the control rod value is obtained from the predicted subcriticality (1-k) P of 1-k ARI at the time of all control rod insertion and 1-k ARO at the time of all control rod withdrawal, and this is calculated as the value of all control rods. Measurement can be performed (step S09).
次に、この実施例の未臨界度測定装置の構成について説明する。図5は、本実施例の未臨界度測定装置の構成を表す概略図である。本実施例の未臨界度測定方法は、この実施例の未臨界度測定装置10によって実現できる。図5に示すように、未臨界度測定装置10は、入力処理回路11と、入力ポート12と、処理部20と、記憶部25と、出力ポート13と、出力処理回路14と、表示手段16とを含んで構成される。処理部20は、例えば、CPU(Central Processing Unit:中央演算装置)とメモリとを組み合わせて構成することができる。処理部20は、炉心評価部21と、計算部22と、補正部23とを含んで構成され、これらが、本実施例の未臨界度測定方法を実行する部分となる。
Next, the configuration of the subcriticality measuring apparatus of this embodiment will be described. FIG. 5 is a schematic diagram showing the configuration of the subcriticality measuring apparatus according to the present embodiment. The subcriticality measuring method of this embodiment can be realized by the
処理部20と、記憶部25とは、バス151〜153と入力ポート12及び出力ポート13とを介して接続される。これにより、未臨界度測定装置10の処理部20を構成する炉心評価部21と計算部22と補正部23とは、相互に制御データをやり取りしたり、一方に命令を出したりできるように構成される。
The
入力ポート12には、入力処理回路11が接続されている。中性子検出器30や反応度計31から出力される信号は、入力処理回路11に備えられるノイズフィルタやA/Dコンバータ等により、処理部20が利用できる信号に変換されてから、入力ポート12を介して処理部20へ送られる。これにより、処理部20は、未臨界度を求めるために必要な情報を取得することができる。
An
出力ポート13には、出力処理回路14が接続されている。出力処理回路14には、表示手段16や、外部出力用の端子が接続されている。出力処理回路14は、表示手段制御回路や、信号増幅回路等を備えており、処理部20で算出された制御棒価値や未臨界度を、表示手段16に表示させたり、外部機器へ出力したりする。表示手段16は、例えば液晶表示パネルやCRT(Cathode Ray Tube)等を用いることができる。
An
記憶部25には、この実施例の未臨界度測定方法の処理手順を含むコンピュータプログラムや実効増倍率の初期値を推定するためのコンピュータプログラム等が格納されている。ここで、記憶部25は、RAM(Random Access Memory)のような揮発性のメモリ、フラッシュメモリ等の不揮発性のメモリ、あるいはこれらの組み合わせにより構成することができる。
The
このコンピュータプログラムは、処理部20へすでに記録されているコンピュータプログラムとの組み合わせによって、本実施例の未臨界度測定方法の処理手順を実現できるものであってもよい。また、この未臨界度測定装置10は、前記コンピュータプログラムの代わりに専用のハードウェアを用いて、炉心評価部21、計算部22、及び補正部23の機能を実現するものであってもよい。
This computer program may be capable of realizing the processing procedure of the subcriticality measurement method of the present embodiment in combination with a computer program already recorded in the
また、本実施例の未臨界度測定方法は、予め用意された未臨界度測定用プログラムをパーソナル・コンピュータやワークステーション、あるいはプラント制御用コンピュータ等のコンピュータシステムで実行することによって実現することもできる。上記プログラムは、この実施例の未臨界度測定の機能を、コンピュータシステムにすでに記録されているプログラムとの組み合わせで実現できるものであってもよい。 The subcriticality measurement method of the present embodiment can also be realized by executing a prepared subcriticality measurement program on a computer system such as a personal computer, a workstation, or a plant control computer. . The program may be capable of realizing the subcriticality measurement function of this embodiment in combination with a program already recorded in the computer system.
次に、本実施例の未臨界度測定装置による未臨界度測定方法の手順について具体的に説明する。 Next, the procedure of the subcriticality measuring method by the subcriticality measuring apparatus of the present embodiment will be specifically described.
図3及び図5に示すように、本実施例の未臨界度測定方法を実行するにあたり、未臨界度測定装置10は、中性子検出器30により検出器応答φを測定する。この他、未臨界度測定装置10は、減速材温度、ホウ素濃度、制御棒状態等の炉心パラメータを取得する。これらの測定中、測定された炉心パラメータは、未臨界度測定装置10が備える入力処理回路11で適切にノイズ除去処理されると共に、計算部22で測定信号のばらつき、すなわち標準偏差が評価され、表示手段16に測定結果が表示される。
As shown in FIGS. 3 and 5, the
未臨界度測定装置10が備える炉心評価部21は、測定後に適切にノイズ除去処理された検出器出力、即ち、検出器応答φを取得するとともに、制御棒状態R、ホウ素濃度B、減速材温度T等の炉心パラメータを取得する(ステップS01)。次に、炉心評価部21は、取得した炉心パラメータから式(3)の補正係数SCFを求める。例えば、原子炉1の運転状況に応じて変化する炉心パラメータに対する補正係数SCFの関係を記述したテーブルを予め作成して記憶部25へ格納しておき、取得した前記炉心パラメータをテーブルから内挿又は外挿することによって、補正係数SCFを求めることができる。
The
また、記憶部25に、炉心解析用プログラムを格納しておき、この炉心解析用プログラムを用いて、取得した炉心パラメータから決定される炉心状態に応じた補正係数SCFを随時算出してもよい。このようにして、臨界到達前におけるある炉心状態の補正係数SCFをリアルタイムで求めることができる。
Alternatively, a core analysis program may be stored in the
また、炉心評価部21は、取得した炉心パラメータから予測未臨界度(1−k)Pを求める。例えば、炉心パラメータに対する予測未臨界度(1−k)Pの関係を記述したテーブルを予め作成して記憶部25へ格納しておき、取得した炉心パラメータをテーブルから内挿または外挿することによって、予測未臨界度(1−k)Pを求めることができる。
Moreover, the
炉心評価部21は、解析に基づいて求めた補正係数SCFと実測した検出器応答φとを用いて、上記ICRRを求める。次に、未臨界度測定装置10が備える計算部22は、求めたICRR及び予測未臨界度(1−k)Pを用いて、近似計算によりICRRと予測未臨界度(1−k)Pとの関係を表す直線関係式(式(5))を求める(ステップS02)。この直線関係式は、例えば、最小二乗法により求めることができる。
The
この場合、制御棒4の位置を変更したときの検出器応答変化と、ホウ素濃度を変更したときの検出器応答変化とを用いて未臨界度及び制御棒価値を評価している。そして、予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係は、制御棒4の引き抜き時とホウ素希釈時とで一つの直線関係式で表すことができる。しかし、このとき、ホウ素価値の計算誤差や制御棒価値の計算誤差が存在することから、両者の直線関係式は、直線性は維持されるものの傾きが相違する。 In this case, the subcriticality and the value of the control rod are evaluated using the change in the detector response when the position of the control rod 4 is changed and the change in the detector response when the boron concentration is changed. The relationship between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR can be expressed by one linear relational expression when the control rod 4 is pulled out and when boron is diluted. However, at this time, since there is a calculation error of the boron value and a calculation error of the control rod value, the linear relationship between the two is different in slope although the linearity is maintained.
そのため、予測未臨界度(1−k)Pをホウ素濃度の測定値ベースに補正する。即ち、予め複数のホウ素濃度に対する補正係数SCFを評価してテーブルとして与えておき、ホウ素濃度の測定値がサンプリングにより求められた時点で、この補正係数SCFのテーブルをホウ素濃度に対して内挿し、測定値をベースに補正された予測未臨界度(1−k)Pに対する補正係数SCF01を求め直し、補正逆計数率比ICRR01を再計算する(ステップS03,S04S,S05,S06)。 Therefore, the predicted subcriticality (1-k) P is corrected based on the measured value of the boron concentration. That is, the correction coefficient SCF for a plurality of boron concentrations is evaluated and given as a table in advance, and when the measurement value of the boron concentration is obtained by sampling, the correction coefficient SCF table is interpolated with respect to the boron concentration, The correction coefficient SCF 01 for the predicted subcriticality (1-k) P corrected based on the measured value is obtained again, and the corrected inverse count rate ratio ICRR 01 is recalculated (steps S03, S04S, S05, S06).
次に、予め複数の制御棒核定数に関して補正係数SCFを評価してテーブルとして与えておき、制御棒核定数を調整することで、制御棒4の引き抜き時における直線関係式の傾きと、ホウ素濃度希釈時における直線関係式の傾きとが一致するよう補正係数SCF02と予測未臨界度(1−k)Pを求め直し、補正逆計数率比ICRR02を再計算する(ステップS07)。この補正により、制御棒価値の計算誤差を加味した予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの直線関係式を求めることができる。 Next, the correction coefficient SCF is evaluated in advance for a plurality of control rod nuclei constants and given as a table, and the control rod nuclei constant is adjusted so that the slope of the linear relational expression when the control rod 4 is pulled out and the boron concentration The correction coefficient SCF 02 and the predicted subcriticality (1-k) P are obtained again so that the slope of the linear relational expression at the time of dilution matches, and the corrected inverse count rate ratio ICRR 02 is recalculated (step S07). By this correction, it is possible to obtain a linear relational expression between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR in consideration of the calculation error of the control rod value.
未臨界度測定装置10は、原子炉1の炉心状態の変化に応じて検出器応答φ及び炉心パラメータを取得して、上記手順により予測未臨界度(1−k)PとICRRとを求める。
The
制御棒引き抜き時における予測未臨界度(1−k)Pと補正逆計数率比ICRRとの関係を表す複数プロット点に基づいて、例えば、最小二乗法等の近似手法により、補正逆計数率比ICRRと予測未臨界度(1−k)Pとの直線関係式(フィッティング直線)を求める(ステップS08)。そして、全制御棒挿入時1−kARIと全制御棒引抜時1−kAROの予測未臨界度(1−k)Pから、制御棒価値を求め、これを全制御棒価値測定とすることができる(ステップS09)。 Based on a plurality of plot points representing the relationship between the predicted subcriticality (1-k) P and the corrected inverse count rate ratio ICRR at the time of pulling out the control rod, for example, the corrected inverse count rate ratio by an approximation method such as the least square method A linear relational expression (fitting line) between ICRR and predicted subcriticality (1-k) P is obtained (step S08). Then, the control rod value is obtained from the predicted subcriticality (1-k) P of 1-k ARI at the time of all control rod insertion and 1-k ARO at the time of all control rod withdrawal, and this is used as the measurement of all control rod values. (Step S09).
1 原子炉
2 炉心
3 減速材
4 制御棒
5 燃料
9i 冷却材入口
9o 冷却材出口
10 未臨界度測定装置
11 入力処理回路
12 入力ポート
13 出力ポート
14 出力処理回路
15 バス
16 表示手段
20 処理部
21 炉心評価部
22 計算部
23 補正部
30 中性子検出器
31 反応度計
32 炉心パラメータ
DESCRIPTION OF
Claims (4)
制御棒位置及びホウ素濃度を変更すると共にそのホウ素濃度変更時のホウ素濃度測定値及び制御棒位置変更時の計算誤差を加味することで前記炉心を臨界に到達させる過程において求めた前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度とから、両者の関係式を求める手順と、
前記関係式を用いて未臨界度を評価する手順と、
を含み、
制御棒核定数を調整することで、制御棒位置変更時における直線関係式の傾きと、ホウ素濃度変更時における直線関係式の傾きとが一致するように前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度との関係式を求め直す、
ことを特徴とする未臨界度測定方法。 In the process of reaching the criticality of the core of the reactor, the detector output φ ref of the neutron detector in the reference state of the core and the detector output φ ref of the neutron detector in the core state before reaching the criticality different from the reference state A corrected inverse count rate ratio obtained by correcting the inverse count rate ratio φ ref / φ, which is a ratio with the correction coefficient, and a predicted subcriticality in the core state when the corrected inverse count rate ratio is obtained is determined as a core analysis model. The procedure to calculate by core analysis using
The corrected inverse count rate obtained in the process of reaching the criticality by changing the control rod position and the boron concentration and taking into account the boron concentration measurement value at the time of changing the boron concentration and the calculation error at the time of changing the control rod position From the ratio and the predicted subcriticality, a procedure for obtaining a relational expression between them,
A procedure for evaluating subcriticality using the relational expression;
Only including,
By adjusting the control rod nuclear constant, the corrected inverse count rate ratio and the predicted subcriticality are adjusted so that the slope of the linear relational expression when the control rod position is changed matches the slope of the linear relational expression when the boron concentration is changed. Recalculate the relationship with degrees,
A subcriticality measuring method characterized by the above.
制御棒位置及びホウ素濃度を変更すると共にそのホウ素濃度変更時のホウ素濃度測定値及び制御棒位置変更時の計算誤差を加味することで前記炉心が臨界に到達する過程において求めた前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度とから、両者の関係式を求める計算部と、
前記関係式を用いて未臨界度を評価する補正部と、
を含み、
前記計算部は、制御棒核定数を調整することで、制御棒位置変更時における直線関係式の傾きと、ホウ素濃度変更時における直線関係式の傾きとが一致するように前記補正逆計数率比と前記予測未臨界度との関係式を求め直す、
ことを特徴とする未臨界度測定装置。
In the process of reaching the criticality of the core of the reactor, the detector output φ ref of the neutron detector in the reference state of the core and the detector output φ ref of the neutron detector in the core state before reaching the criticality different from the reference state A corrected inverse count rate ratio obtained by correcting the inverse count rate ratio φ ref / φ, which is a ratio with the correction coefficient, and a predicted subcriticality in the core state when the corrected inverse count rate ratio is obtained is determined as a core analysis model. A core evaluation unit that is calculated by core analysis using
The corrected inverse count rate obtained in the process in which the core reaches the criticality by changing the control rod position and boron concentration and taking into account the measured boron concentration at the time of changing the boron concentration and the calculation error at the time of changing the control rod position From the ratio and the predicted subcriticality, a calculation unit for obtaining a relational expression between them,
A correction unit for evaluating subcriticality using the relational expression;
Including
The calculation unit adjusts the control rod nuclear constant so that the inclination of the linear relational expression when the control rod position is changed and the inclination of the linear relational expression when the boron concentration is changed coincide with each other. And recalculate the relational expression between the predicted subcriticality and
A subcriticality measuring apparatus characterized by the above.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2012258986A JP6132521B2 (en) | 2012-11-27 | 2012-11-27 | Subcriticality measuring method and apparatus |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2012258986A JP6132521B2 (en) | 2012-11-27 | 2012-11-27 | Subcriticality measuring method and apparatus |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2014106104A JP2014106104A (en) | 2014-06-09 |
| JP6132521B2 true JP6132521B2 (en) | 2017-05-24 |
Family
ID=51027720
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2012258986A Active JP6132521B2 (en) | 2012-11-27 | 2012-11-27 | Subcriticality measuring method and apparatus |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP6132521B2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9741809B2 (en) | 2004-10-25 | 2017-08-22 | Intel Corporation | Nonplanar device with thinned lower body portion and method of fabrication |
| US9806193B2 (en) | 2008-06-23 | 2017-10-31 | Intel Corporation | Stress in trigate devices using complimentary gate fill materials |
| EP3848942A4 (en) * | 2018-09-06 | 2022-05-04 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd | LOAD FOLLOWING OPERATING SYSTEM WITH BORON CONCENTRATION ADJUSTMENT AND ASSOCIATED OPERATING METHOD |
Families Citing this family (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104036834B (en) * | 2014-06-20 | 2017-01-25 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | Method for measuring subcriticality of subcritical system |
| US11393599B2 (en) * | 2017-12-12 | 2022-07-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Subcritical core reactivity bias projection technique |
| JP6983100B2 (en) * | 2018-03-30 | 2021-12-17 | 三菱重工業株式会社 | Subcriticality evaluation method and subcriticality evaluation device |
| CN110033871B (en) * | 2019-03-14 | 2020-11-24 | 广东核电合营有限公司 | A control method for the first criticality of a pressurized water reactor of a million kilowatt nuclear power plant |
| JP7291545B2 (en) * | 2019-06-03 | 2023-06-15 | 三菱重工業株式会社 | Furnace Physical Inspection Device, Furnace Physical Inspection System, and Furnace Physical Inspection Method |
| JP7344745B2 (en) * | 2019-10-11 | 2023-09-14 | 三菱重工業株式会社 | Subcriticality measurement device and subcriticality measurement method |
| CN111403058B (en) * | 2020-03-26 | 2022-05-03 | 广西防城港核电有限公司 | Method for measuring control rod value of nuclear reactor |
| CN113345605B (en) * | 2021-04-29 | 2022-12-23 | 广西防城港核电有限公司 | Control method for quickly reaching critical state during refueling and starting of nuclear reactor |
| JP7530866B2 (en) * | 2021-06-07 | 2024-08-08 | 三菱重工業株式会社 | Subcriticality measurement method and device |
| CN114420328B (en) * | 2022-01-10 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | Method and device for monitoring subcritical degree of reactor |
| CN115376711B (en) * | 2022-08-15 | 2024-01-23 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | Method and system for detecting boron 10 coating distribution of fuel rod of pressurized water reactor nuclear power plant |
| CN115359928A (en) * | 2022-08-29 | 2022-11-18 | 华能核能技术研究院有限公司 | High-temperature gas-cooled reactor shutdown depth determination method and device, electronic equipment and medium |
| CN116631661B (en) * | 2023-02-01 | 2026-01-23 | 国核示范电站有限责任公司 | Control rod value measurement background noise determination method, device, equipment and medium |
| CN116469589B (en) * | 2023-05-12 | 2023-12-19 | 西安交通大学 | Subcritical state rod carving method based on critical rod reaching process |
| CN118468537A (en) * | 2024-04-30 | 2024-08-09 | 福建福清核电有限公司 | Critical boron concentration correction method under full power state |
| CN118507090B (en) * | 2024-05-29 | 2025-09-19 | 中核核电运行管理有限公司 | Method for measuring value of regulating rod under subcritical heavy water reactor |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6243596A (en) * | 1985-08-21 | 1987-02-25 | 三菱原子力工業株式会社 | Method of monitoring critical access of nuclear reactor |
| US5024801A (en) * | 1989-05-01 | 1991-06-18 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor core model update system |
| JP4918345B2 (en) * | 2006-12-21 | 2012-04-18 | 三菱重工業株式会社 | Subcriticality measuring method, subcriticality measuring program, and subcriticality measuring apparatus |
-
2012
- 2012-11-27 JP JP2012258986A patent/JP6132521B2/en active Active
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9741809B2 (en) | 2004-10-25 | 2017-08-22 | Intel Corporation | Nonplanar device with thinned lower body portion and method of fabrication |
| US10236356B2 (en) | 2004-10-25 | 2019-03-19 | Intel Corporation | Nonplanar device with thinned lower body portion and method of fabrication |
| US9806193B2 (en) | 2008-06-23 | 2017-10-31 | Intel Corporation | Stress in trigate devices using complimentary gate fill materials |
| EP3848942A4 (en) * | 2018-09-06 | 2022-05-04 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd | LOAD FOLLOWING OPERATING SYSTEM WITH BORON CONCENTRATION ADJUSTMENT AND ASSOCIATED OPERATING METHOD |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2014106104A (en) | 2014-06-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6132521B2 (en) | Subcriticality measuring method and apparatus | |
| JPH0515240B2 (en) | ||
| CN110111917B (en) | Method and device for monitoring neutron flux of out-of-reactor nuclear reactor after accident and readable storage medium | |
| Aucar et al. | Recent developments in absolute shielding scales for NMR spectroscopy | |
| WO2025066415A1 (en) | Out-of-core detector calibration method and apparatus, and device, storage medium and program product | |
| Sertoli et al. | Determination of 2D poloidal maps of the intrinsic W density for transport studies in JET-ILW | |
| JP4918345B2 (en) | Subcriticality measuring method, subcriticality measuring program, and subcriticality measuring apparatus | |
| CN104036834B (en) | Method for measuring subcriticality of subcritical system | |
| JP2013003104A (en) | Subcriticality measuring apparatus and subcriticality measuring method | |
| TWI320189B (en) | Axial void fraction distribution measurement method and neutron multiplication factor evaluating method | |
| JP2021101875A (en) | Calibration device, treatment planning device and calibration method | |
| JP4388446B2 (en) | Subcriticality evaluation apparatus, subcriticality evaluation method, and subcriticality evaluation program | |
| JP2022187331A (en) | Subcriticality measuring method and apparatus | |
| CN112269205B (en) | Method for determining parameters of a radiation detector | |
| CN114420328A (en) | Method and device for monitoring reactor subcritical degree | |
| CN107561479A (en) | A method for checking the measurement standard period of electric energy meters | |
| JP2006029986A (en) | Radiation measurement equipment | |
| CN111505703A (en) | Method, apparatus, device and medium for measuring plutonium quality of plutonium substance | |
| JP2004309401A (en) | Reactor core monitoring system | |
| JP7685963B2 (en) | Criticality approach monitoring device, criticality approach monitoring method and program | |
| JP2845471B2 (en) | Measurement method of relative burnup distribution of irradiated fuel | |
| JPH0338559B2 (en) | ||
| JP3579024B2 (en) | Reactor power monitoring device | |
| CN118655610A (en) | A testing method and device for CT detector packaging performance | |
| CN113871040A (en) | Reactivity instrument and system with background current correction |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20151118 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20160714 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20160830 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20161024 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20170321 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20170418 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6132521 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |