JP6366243B2

JP6366243B2 - Apparatus and method for analyzing axial power distribution of nuclear fuel

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Publication number: JP6366243B2
Application number: JP2013185321A
Authority: JP
Inventors: 啓基小池; 一生桐村; 進矢小坂; 松本　英樹; 英樹松本
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2013-09-06
Filing date: 2013-09-06
Publication date: 2018-08-01
Anticipated expiration: 2033-09-06
Also published as: JP2015052518A

Description

本発明は、炉心内の核特性を評価する炉心解析プログラムにおいて、核燃料の軸方向出力分布を解析する核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法に関するものである。 The present invention relates to a nuclear fuel axial power distribution analysis apparatus and method for analyzing a nuclear fuel axial power distribution in a core analysis program for evaluating nuclear characteristics in a core.

従来、炉心内の核特性を評価する方法として、炉心内の中性子束分布及び集合体内の燃料棒出力分布を計算する原子炉の炉心性能計算方法が知られており、例えば、下記特許文献１に記載されている。また、炉心の運転条件に応じた核定数を簡単に計算することができ、計算した核定数を用いて炉心内の核特性を精度良く評価することができる炉心解析プログラムとして、例えば、下記特許文献２に記載されている。 Conventionally, as a method for evaluating nuclear characteristics in the core, there has been known a core performance calculation method for a nuclear reactor that calculates the neutron flux distribution in the core and the fuel rod power distribution in the assembly. Have been described. Further, as a core analysis program that can easily calculate the nuclear constant according to the operating condition of the core and can accurately evaluate the nuclear characteristics in the core using the calculated nuclear constant, for example, the following patent document 2.

特開平０８−０７５８９１号公報Japanese Patent Laid-Open No. 08-075891 特開２０１１−２３７２２８号公報JP 2011-237228 A

ところで、燃料集合体は、複数の燃料ペレットと、各燃料ペレットを覆う複数の被覆管と、複数の被覆管を束ねるグリッド（支持格子）とで構成されている。従来、核燃料の軸方向出力分布の解析を行う場合、燃料集合体のグリッドを減速材領域に均質化する取り扱いとしている。そのため、炉心内における燃料集合体の３次元出力分布を算出するとき、グリッドによる局所的な出力歪みの効果を考慮することができない。 By the way, the fuel assembly is composed of a plurality of fuel pellets, a plurality of cladding tubes covering each fuel pellet, and a grid (supporting lattice) that bundles the plurality of cladding tubes. Conventionally, when analyzing the axial power distribution of nuclear fuel, the grid of the fuel assembly is handled to be homogenized in the moderator region. Therefore, when calculating the three-dimensional power distribution of the fuel assembly in the core, the effect of local power distortion due to the grid cannot be considered.

本発明は、上述した課題を解決するものであり、グリッドによる局所的な出力歪みの効果を考慮することで高精度に核燃料の軸方向出力分布を求めることができる核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法を提供することを目的とする。 The present invention solves the above-described problems, and analysis of the axial output distribution of nuclear fuel that can determine the axial output distribution of nuclear fuel with high accuracy by considering the effect of local output distortion due to the grid. An object is to provide an apparatus and method.

上記の目的を達成するための本発明の核燃料の軸方向出力分布の解析装置は、複数の燃料棒が複数のグリッドにより格子状に束ねられて構成された核燃料における軸方向出力分布を解析する核燃料の軸方向出力分布の解析装置において、前記核燃料の出力実測値に基づいた前記核燃料の軸方向詳細出力分布と前記グリッドを均質化して作成した前記核燃料の軸方向ホモ出力分布に基づいて前記グリッドに対応した複数の歪みデータを切り出して規格化する歪みデータ規格化部と、前記規格化された複数の歪みデータに基づいて前記複数のグリッドごとのグリッド歪み形状表現の係数データを算出する係数データ算出部と、前記グリッドを均質化して作成した前記核燃料の軸方向ホモ出力分布と前記複数のグリッドごとの係数データに基づいて前記核燃料の軸方向出力分布を算出する軸方向出力分布算出部と、を有することを特徴とするものである。 In order to achieve the above object, a nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus according to the present invention is a nuclear fuel that analyzes axial power distribution in a nuclear fuel in which a plurality of fuel rods are bundled in a grid by a plurality of grids. In the axial power distribution analyzing apparatus, the grid is based on the axial detailed power distribution of the nuclear fuel based on the measured output value of the nuclear fuel and the axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid. A distortion data normalization unit that cuts out and normalizes a plurality of corresponding distortion data, and coefficient data calculation that calculates coefficient data of the grid distortion shape expression for each of the plurality of grids based on the normalized distortion data And a homogenous power distribution in the axial direction of the nuclear fuel created by homogenizing the grid and coefficient data for each of the plurality of grids The axial power distribution calculating section for calculating the axial power distribution of Kikaku fuel, is characterized in that it has a.

従って、核燃料の出力実測値に基づいた軸方向詳細出力分布と軸方向ホモ出力分布に基づいて複数の歪みデータを規格化し、複数の歪みデータに基づいてグリッド歪み形状表現の係数データを算出し、軸方向ホモ出力分布と係数データとから核燃料の軸方向出力分布を算出する。そのため、グリッドの影響を考慮した核燃料の軸方向出力分布を得ることができ、高精度な核燃料の軸方向出力分布を求めることができる。 Therefore, a plurality of strain data is normalized based on the axial detail output distribution and the axial homo output distribution based on the measured output value of nuclear fuel, and the coefficient data of the grid strain shape expression is calculated based on the plurality of strain data, An axial output distribution of nuclear fuel is calculated from the axial homo output distribution and coefficient data. Therefore, it is possible to obtain an axial output distribution of nuclear fuel in consideration of the influence of the grid, and to obtain a highly accurate axial output distribution of nuclear fuel.

本発明の核燃料の軸方向出力分布の解析装置では、前記歪みデータ規格化部は、前記核燃料の出力実測値に基づいた前記核燃料の軸方向詳細出力分布を作成する軸方向詳細出力分布作成部と、前記グリッドを均質化して前記核燃料の軸方向ホモ出力分布を作成する軸方向ホモ出力分布作成部と、前記軸方向詳細出力分布と前記軸方向ホモ出力分布に基づいて規格化された軸方向出力分布から複数の歪みデータを切り出して集約する歪みデータ規格化集約部とを有することを特徴としている。 In the nuclear fuel axial output distribution analyzing apparatus according to the present invention, the strain data normalization unit includes an axial detailed output distribution creation unit that creates an axial detailed output distribution of the nuclear fuel based on an actual measured output value of the nuclear fuel. An axial homo output distribution creating unit for homogenizing the grid to create an axial homo output distribution of the nuclear fuel, and an axial output standardized based on the axial detailed output distribution and the axial homo output distribution And a distortion data normalization aggregation unit that cuts out and aggregates a plurality of distortion data from the distribution.

従って、グリッドの影響を考慮した核燃料の軸方向出力分布を容易に得ることができる。 Therefore, it is possible to easily obtain the nuclear fuel axial output distribution in consideration of the influence of the grid.

本発明の核燃料の軸方向出力分布の解析装置では、前記歪みデータ規格化集約部は、前記軸方向ホモ出力分布を前記軸方向詳細出力分布により補正することで軸方向補正ホモ出力分布を作成し、前記軸方向詳細出力分布と前記軸方向補正ホモ出力分布に基づいて規格化された軸方向出力分布から複数の歪みデータを切り出して集約することを特徴としている。 In the nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus according to the present invention, the strain data normalization and aggregating unit creates an axial corrected homo output distribution by correcting the axial homo power distribution with the axial detailed power distribution. A plurality of distortion data are cut out from the axial output distribution normalized based on the axial detailed output distribution and the axial corrected homo output distribution and aggregated.

従って、軸方向ホモ出力分布を実測値に基づいて補正することで、高精度な軸方向補正ホモ出力分布を作成することができる。 Therefore, it is possible to create a highly accurate axial correction homo output distribution by correcting the axial homo output distribution based on the actually measured value.

本発明の核燃料の軸方向出力分布の解析装置では、前記係数データ算出部は、所定のフォームファンクション基本式を用いて前記規格化された全ての歪みデータを一括でフィッティングしてグリッド歪み基本形状を表現するための第１係数データを算出する第１係数データ算出部と、所定のフォームファンクション基本式を用いて前記規格化された歪みデータを前記グリッドの位置ごとのグリッド歪み深さ形状を表現するための第２係数データを算出する第２係数データ算出部と、を有することを特徴としている。 In the nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus according to the present invention, the coefficient data calculation unit collectively fits all the standardized strain data using a predetermined form function basic formula to obtain a grid strain basic shape. A first coefficient data calculation unit that calculates first coefficient data to be expressed, and a grid distortion depth shape for each grid position representing the normalized distortion data using a predetermined form function basic formula. And a second coefficient data calculation unit for calculating second coefficient data for the purpose.

従って、グリッド歪み基本形状を表現するための第１係数データと、グリッド歪み深さ形状を表現するための第２係数データを算出することで、グリッドの影響を考慮した核燃料の軸方向出力分布を容易に得ることができる。 Accordingly, by calculating the first coefficient data for expressing the grid distortion basic shape and the second coefficient data for expressing the grid distortion depth shape, the axial output distribution of the nuclear fuel in consideration of the influence of the grid can be obtained. Can be easily obtained.

本発明の核燃料の軸方向出力分布の解析装置では、前記第２係数データ算出部は、前記第１係数データを固定した状態で前記規格化された歪みデータにおける前記グリッドの位置の歪みの深さを用いて前記第２係数データを算出することを特徴としている。 In the nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus according to the present invention, the second coefficient data calculation unit includes a distortion depth at the grid position in the normalized distortion data in a state where the first coefficient data is fixed. The second coefficient data is calculated using.

従って、高精度な第２係数データを算出することができる。 Therefore, highly accurate second coefficient data can be calculated.

また、本発明の核燃料の軸方向出力分布の解析方法は、複数の燃料棒が複数のグリッドにより格子状に束ねられて構成された核燃料における軸方向出力分布を解析する核燃料の軸方向出力分布の解析方法において、前記核燃料の出力実測値に基づいた前記核燃料の軸方向詳細出力分布と前記グリッドを均質化して作成した前記核燃料の軸方向ホモ出力分布に基づいて前記グリッドに対応した複数の歪みデータを切り出して規格化するステップと、前記規格化された複数の歪みデータに基づいて前記複数のグリッドごとのグリッド歪み形状表現の係数データを算出するステップと、前記グリッドを均質化して作成した前記核燃料の軸方向ホモ出力分布と前記複数のグリッドごとの係数データに基づいて前記核燃料の軸方向出力分布を算出するステップと、を有することを特徴とするものである。 Further, the nuclear fuel axial power distribution analysis method according to the present invention is a method for analyzing the axial power distribution of a nuclear fuel for analyzing the axial power distribution in a nuclear fuel composed of a plurality of fuel rods bundled in a grid by a plurality of grids. In the analysis method, a plurality of strain data corresponding to the grid based on the axial detailed output distribution of the nuclear fuel based on the measured output value of the nuclear fuel and the axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid Cutting out and normalizing, calculating the coefficient data of the grid distortion shape expression for each of the plurality of grids based on the normalized plurality of distortion data, and the nuclear fuel created by homogenizing the grid The axial power distribution of the nuclear fuel is calculated based on the axial homo power distribution and the coefficient data for each of the plurality of grids. Tsu and up, and is characterized in that it has a.

従って、グリッドの影響を考慮した核燃料の軸方向出力分布を得ることができ、高精度な核燃料の軸方向出力分布を求めることができる。 Therefore, it is possible to obtain an axial output distribution of nuclear fuel in consideration of the influence of the grid, and to obtain a highly accurate axial output distribution of nuclear fuel.

本発明の核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法によれば、核燃料の出力実測値に基づいた軸方向詳細出力分布と軸方向ホモ出力分布に基づいて複数の歪みデータを規格化し、複数の歪みデータに基づいてグリッド歪み形状表現の係数データを算出し、軸方向ホモ出力分布と係数データとから核燃料の軸方向出力分布を算出するので、グリッドによる局所的な出力歪みの効果を考慮することで高精度に核燃料の軸方向出力分布を求めることができる。 According to the nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus and method of the present invention, a plurality of strain data is normalized based on the axial detailed output distribution based on the nuclear fuel output actual measurement value and the axial homo power distribution. The coefficient data of the grid distortion shape expression is calculated based on the distortion data, and the axial output distribution of nuclear fuel is calculated from the axial homo output distribution and the coefficient data, so the effect of local output distortion due to the grid should be considered The axial power distribution of nuclear fuel can be obtained with high accuracy.

図１は、本実施形態の核燃料の軸方向出力分布の解析装置を表す概略構成図である。FIG. 1 is a schematic configuration diagram showing an analysis apparatus for an axial power distribution of nuclear fuel according to this embodiment. 図２は、グリッド歪みデータの作成処理を表すフローチャートである。FIG. 2 is a flowchart showing a grid distortion data creation process. 図３は、係数データの算出処理を表すフローチャートである。FIG. 3 is a flowchart showing a coefficient data calculation process. 図４は、核燃料の軸方向出力分布の算出処理を表すフローチャートである。FIG. 4 is a flowchart showing the calculation process of the nuclear fuel axial output distribution. 図５は、炉心高さに対する相対出力を表すグラフである。FIG. 5 is a graph showing the relative output with respect to the core height. 図６は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。FIG. 6 is a longitudinal sectional view showing a pressurized water reactor. 図７は、燃料集合体を表す概略図である。FIG. 7 is a schematic view showing a fuel assembly.

以下に添付図面を参照して、本発明に係る核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。 Exemplary embodiments of a nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus and method according to the present invention will be described below in detail with reference to the accompanying drawings. In addition, this invention is not limited by this embodiment, and when there are two or more embodiments, what comprises combining each embodiment is also included.

図６は、加圧水型原子炉を表す縦断面図、図７は、燃料集合体を表す概略図である。 FIG. 6 is a longitudinal sectional view showing a pressurized water reactor, and FIG. 7 is a schematic view showing a fuel assembly.

本実施形態の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させる加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。そして、この加圧水型原子炉を有する原子力プラントは、原子炉で生成した蒸気をタービン発電機へ送って発電することができる。 The nuclear reactor of the present embodiment uses light water as a reactor coolant and a neutron moderator, and generates high-temperature and high-pressure water that does not boil over the entire core, and generates steam by heat exchange by sending this high-temperature and high-pressure water to a steam generator. It is a pressurized water reactor (PWR: Pressurized Water Reactor). And the nuclear power plant which has this pressurized water nuclear reactor can send the steam produced | generated by the nuclear reactor to a turbine generator, and can generate electric power.

この加圧水型原子炉１０において、図６に示すように、原子炉容器１１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体１２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）１３により構成されており、この原子炉容器本体１２に対して原子炉容器蓋１３が複数のスタッドボルト１４及びナット１５により開閉可能に固定されている。 In this pressurized water reactor 10, as shown in FIG. 6, the reactor vessel 11 has a reactor vessel main body 12 and a reactor vessel lid attached to the upper part thereof so that the reactor internal structure can be inserted therein. (Upper mirror) 13, and a reactor vessel lid 13 is fixed to the reactor vessel body 12 by a plurality of stud bolts 14 and nuts 15 so as to be opened and closed.

この原子炉容器本体１２は、原子炉容器蓋１３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が半球形状をなす下鏡１６により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体１２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）１７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）１８が形成されている。また、原子炉容器本体１２は、２ループのプラントの場合、入口ノズル１７及び出口ノズル１８とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。 The reactor vessel main body 12 has a cylindrical shape in which the upper portion can be opened by removing the reactor vessel lid 13 and the lower portion is closed by a lower mirror 16 having a hemispherical shape. The reactor vessel body 12 is formed with an inlet nozzle (inlet nozzle) 17 for supplying light water (coolant) as primary cooling water and an outlet nozzle (exit nozzle) 18 for discharging light water on the upper part. Yes. Further, in the case of a two-loop plant, the reactor vessel body 12 is formed with a water injection nozzle (water injection pipe stand) (not shown) separately from the inlet nozzle 17 and the outlet nozzle 18.

原子炉容器本体１２は、内部にて、入口ノズル１７及び出口ノズル１８より上方に上部炉心支持板１９が固定される一方、下方の下鏡１６の近傍に位置して下部炉心支持板２０が固定されている。この上部炉心支持板１９及び下部炉心支持板２０は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板１９は、複数の炉心支持ロッド２１を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板２２が連結されている。 In the reactor vessel main body 12, an upper core support plate 19 is fixed above the inlet nozzle 17 and the outlet nozzle 18, and a lower core support plate 20 is fixed in the vicinity of the lower mirror 16 below. Has been. The upper core support plate 19 and the lower core support plate 20 have a disk shape and are formed with a number of communication holes (not shown). The upper core support plate 19 is connected to an upper core plate 22 formed with a plurality of communication holes (not shown) below via a plurality of core support rods 21.

原子炉容器本体１２は、内部に円筒形状をなす炉心槽２３が内壁面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽２３は、上部が上部炉心板２２に連結され、下部に円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心板２４が連結されている。そして、この下部炉心板２４は、下部炉心支持板２０に支持されている。即ち、炉心槽２３は、原子炉容器本体１２の下部炉心支持板２０に吊り下げ支持されることとなる。 In the reactor vessel main body 12, a cylindrical reactor core 23 having a cylindrical shape is disposed with a predetermined gap from an inner wall surface. The reactor tank 23 is connected to an upper core plate 22 at an upper portion and a disk shape at a lower portion. The lower core plate 24 in which a large number of communication holes (not shown) are formed is connected. The lower core plate 24 is supported by the lower core support plate 20. That is, the core tank 23 is suspended and supported by the lower core support plate 20 of the reactor vessel main body 12.

炉心２５は、上部炉心板２２と炉心槽２３と下部炉心板２４により形成されており、この炉心２５は、内部に多数の燃料集合体２６が配置されている。この燃料集合体２６は、後述する多数の燃料棒が束ねられて構成されている。また、炉心２５は、内部に多数の制御棒２７が配置されている。この多数の制御棒２７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ２８となり、燃料集合体２６内に挿入可能となっている。上部炉心支持板１９は、この上部炉心支持板１９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管２９が固定されており、各制御棒クラスタ案内管２９は、下端部が燃料集合体２６内の制御棒クラスタ２８まで延出されている。 The core 25 is formed by an upper core plate 22, a core tube 23, and a lower core plate 24, and a large number of fuel assemblies 26 are disposed inside the core 25. The fuel assembly 26 is configured by bundling a number of fuel rods to be described later. The core 25 has a large number of control rods 27 arranged therein. The large number of control rods 27 are combined at the upper end portion into a control rod cluster 28 that can be inserted into the fuel assembly 26. A number of control rod cluster guide tubes 29 are fixed to the upper core support plate 19 so as to pass through the upper core support plate 19, and each control rod cluster guide tube 29 has a lower end portion of the control within the fuel assembly 26. It extends to the bar cluster 28.

原子炉容器１１を構成する原子炉容器蓋１３は、上部が半球形状をなして磁気式ジャッキの制御棒駆動装置３０が設けられており、原子炉容器蓋１３と一体をなすハウジング３１内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管２９は、上端部が制御棒駆動装置３０まで延出され、この制御棒駆動装置３０から延出されて制御棒クラスタ駆動軸３２が、制御棒クラスタ案内管２９内を通って燃料集合体２６まで延出され、制御棒クラスタ２８を把持可能となっている。 The reactor vessel lid 13 constituting the reactor vessel 11 has a hemispherical upper portion and is provided with a control rod drive device 30 of a magnetic jack, and is accommodated in a housing 31 that is integral with the reactor vessel lid 13. Has been. A large number of control rod cluster guide tubes 29 have their upper ends extended to the control rod drive device 30, and the control rod cluster drive shaft 32 extends from the control rod drive device 30 to pass through the control rod cluster guide tube 29. It extends to the fuel assembly 26 and can grip the control rod cluster 28.

この制御棒駆動装置３０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ２８に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸３２を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。 The control rod drive device 30 extends in the vertical direction and is connected to the control rod cluster 28, and a control rod cluster drive shaft 32 having a plurality of circumferential grooves arranged on the surface thereof at equal pitches in the longitudinal direction. The power of the reactor is controlled by moving up and down with a magnetic jack.

また、原子炉容器本体１２は、下鏡１６を貫通する多数の計装管台３３が設けられ、この各計装管台３３は、炉内側の上端部に炉内計装案内管３４が連結される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ３５が連結されている。各炉内計装案内管３４は、上端部が下部炉心支持板２０に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板３６，３７が取付けられている。シンブルチューブ３８は、中性子束を計測可能な中性子束検出器（図示略）が装着されており、コンジットチューブ３５から計装管台３３及び炉内計装案内管３４を通り、下部炉心板２４を貫通して燃料集合体２６まで挿入可能となっている。 Further, the reactor vessel body 12 is provided with a number of instrumentation nozzles 33 that penetrate the lower mirror 16, and each instrumentation nozzle 33 is connected to an inner instrumentation guide tube 34 at the upper end portion inside the reactor. On the other hand, a conduit tube 35 is connected to a lower end portion outside the furnace. Each in-core instrumentation guide pipe 34 has an upper end connected to the lower core support plate 20 and upper and lower connecting plates 36 and 37 for suppressing vibrations are attached. The thimble tube 38 is equipped with a neutron flux detector (not shown) capable of measuring a neutron flux, passes from the conduit tube 35 through the instrumentation nozzle 33 and the in-core instrumentation guide tube 34, and passes through the lower core plate 24. The fuel assembly 26 can be inserted through.

従って、制御棒駆動装置３０により制御棒クラスタ駆動軸３２を移動して燃料集合体２６から制御棒２７を所定量引き抜くことで、炉心２５内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器１１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル１８から排出され、蒸気発生器に送られる。即ち、燃料集合体２６を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。一方、制御棒２７を燃料集合体２６に挿入することで、炉心２５内で生成される中性子数を調整し、また、制御棒２７を燃料集合体２６に全て挿入することで、原子炉を緊急に停止することができる。 Accordingly, the control rod drive device 30 moves the control rod cluster drive shaft 32 to extract a predetermined amount of the control rod 27 from the fuel assembly 26, thereby controlling the nuclear fission in the core 25 and generating the nuclear reactor by the generated thermal energy. Light water filled in the container 11 is heated, and high-temperature light water is discharged from the outlet nozzle 18 and sent to the steam generator. That is, the nuclear fuel that constitutes the fuel assembly 26 emits neutrons by fission, and the light water as the moderator and the primary cooling water reduces the kinetic energy of the released fast neutrons to become thermal neutrons. It is easy to cause nuclear fission and takes away the generated heat to cool. On the other hand, by inserting the control rod 27 into the fuel assembly 26, the number of neutrons generated in the core 25 is adjusted, and by inserting all the control rod 27 into the fuel assembly 26, the nuclear reactor is urgently Can be stopped.

また、原子炉容器１１は、炉心２５に対して、その上方に出口ノズル１８に連通する上部プレナム３９が形成されると共に、下方に下部プレナム４０が形成されている。そして、原子炉容器１１と炉心槽２３との間に入口ノズル１７及び下部プレナム４０に連通するダウンカマー部４１が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル１７から原子炉容器本体１２内に流入し、ダウンカマー部４１を下向きに流れ落ちて下部プレナム４０に至り、この下部プレナム４０の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板２０及び下部炉心板２４を通過した後、炉心２５に流入する。この炉心２５に流入した軽水は、炉心２５を構成する燃料集合体２６から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体２６を冷却する一方、高温となって上部炉心板２２を通過して上部プレナム３９まで上昇し、出口ノズル１８を通って排出される。 In the reactor vessel 11, an upper plenum 39 communicating with the outlet nozzle 18 is formed above the core 25, and a lower plenum 40 is formed below. A downcomer portion 41 that communicates with the inlet nozzle 17 and the lower plenum 40 is formed between the reactor vessel 11 and the reactor core 23. Accordingly, the light water flows into the reactor vessel body 12 from the inlet nozzle 17, flows down the downcomer portion 41, reaches the lower plenum 40, and is guided upward by the spherical inner surface of the lower plenum 40. Then, after passing through the lower core support plate 20 and the lower core plate 24, it flows into the core 25. The light water that has flowed into the core 25 absorbs heat energy generated from the fuel assemblies 26 constituting the core 25 to cool the fuel assemblies 26, while passing through the upper core plate 22 at a high temperature. Ascending to the upper plenum 39 and discharged through the outlet nozzle 18.

そして、燃料集合体２６は、図７に示すように、複数の燃料棒５１が複数のグリッド（支持格子）５２により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズル５３が固定される一方、下端部に下部ノズル５４が固定されている。また、燃料集合体２６は、図示しないが、複数の燃料棒５１に対して、制御棒２７が挿入される複数の制御棒案内シンブルと、炉内計装用検出器が挿入される炉内計装用案内シンブルとが設けられている。そして、複数の制御棒２７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ２８となる。 As shown in FIG. 7, the fuel assembly 26 is configured by a plurality of fuel rods 51 bundled in a lattice shape by a plurality of grids (support lattices) 52, and an upper nozzle 53 is fixed to the upper end portion. The lower nozzle 54 is fixed to the lower end portion. Although not shown, the fuel assembly 26 is for in-core instrumentation in which a plurality of control rod guide thimbles into which the control rods 27 are inserted and a detector for in-core instrumentation are inserted into the plurality of fuel rods 51. A guide thimble is provided. The upper ends of the plurality of control rods 27 are combined into a control rod cluster 28.

本実施形態の核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法は、炉心内の中性子束分布を解析するための炉心解析プログラムで使用されるものであり、炉心内の核反応を媒介する中性子の分布や挙動を予測、評価するときに用いられる。そして、この炉心解析プログラムによって得られた解析結果に基づいて炉心設計が行われる。 The nuclear fuel axial power distribution analysis apparatus and method of this embodiment is used in a core analysis program for analyzing the neutron flux distribution in the core, and the distribution of neutrons that mediate the nuclear reaction in the core. Used when predicting and evaluating behavior. Then, the core design is performed based on the analysis result obtained by the core analysis program.

この炉心解析プログラムは、ハードウェア上において実行可能なプログラムであり、炉心に装荷される燃料集合体（核燃料）２６の核定数を算出する核定数計算コードと、算出された核定数に基づいて炉心２５内の核特性を算出する炉心計算コードとを有している。 This core analysis program is a program that can be executed on hardware, and a nuclear constant calculation code for calculating the nuclear constant of the fuel assembly (nuclear fuel) 26 loaded in the core and the core based on the calculated nuclear constant. And a core calculation code for calculating nuclear characteristics within 25.

核定数計算コードは、燃料集合体２６を長手方向に直交する面で切った断面となる四角形の幾何形状を２次元の解析対象領域としており、この解析対象領域における核定数を算出可能なコードとなっている。なお、核定数は、炉心計算に用いられる入力データとなっており、核定数としては、拡散係数、吸収断面積、除去断面積および生成断面積などがある。つまり、核定数計算コードを用いて核定数計算を行うことにより、炉心計算用の入力データである核定数を生成している。 The nuclear constant calculation code has a quadrangular geometric shape that is a cross section of the fuel assembly 26 cut by a plane orthogonal to the longitudinal direction as a two-dimensional analysis target region, and a code that can calculate a nuclear constant in the analysis target region. It has become. The nuclear constant is input data used for the core calculation, and examples of the nuclear constant include a diffusion coefficient, an absorption cross section, a removal cross section, and a generation cross section. That is, nuclear constants that are input data for core calculation are generated by performing nuclear constant calculations using the nuclear constant calculation code.

炉心計算コードは、複数の燃料ノードに、算出された核定数をそれぞれ設定して炉心計算を行うことにより、臨界ホウ素濃度、出力分布、反応度係数等の炉心内の核特性を評価可能なコードとなっている。燃料ノードは、炉心２５を複数に分割した直方体形状の小体積である。 The core calculation code is a code that can evaluate nuclear characteristics in the core such as critical boron concentration, power distribution, reactivity coefficient, etc. by setting the calculated nuclear constants for each fuel node and performing core calculation. It has become. The fuel node has a small rectangular parallelepiped volume obtained by dividing the core 25 into a plurality of parts.

炉心解析プログラムをハードウェア上において実行させると、ハードウェアは、核定数計算コードを用いて、燃料集合体２６の解析対象領域における核定数を算出し、炉心計算コードを用いて、算出された核定数を各燃料ノードに設定して炉心計算を行うことにより、炉心２５の核特性を評価する。 When the core analysis program is executed on the hardware, the hardware calculates the nuclear constant in the analysis target region of the fuel assembly 26 using the nuclear constant calculation code, and calculates the nuclear constant calculated using the core calculation code. The nuclear characteristics of the core 25 are evaluated by setting the number to each fuel node and performing the core calculation.

本実施形態の核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法は、炉心計算コードが燃料集合体２６の軸方向出力分布を評価するためのものである。即ち、燃料集合体２６は、複数の燃料棒５１が複数のグリッド５２により格子状に束ねられて構成されている。このグリッド５２は、インコネルやジルカロイなどの材料により製造されることから、燃料集合体２６は、熱中性子吸収効果によりグリッド５２の部分での出力が歪んでしまう。従来、燃料集合体２６の軸方向出力分布を求めるとき、グリッド５２による出力低下の影響が軸方向全体にわたって均質に考慮している。 The nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus and method of this embodiment is for the core calculation code to evaluate the axial power distribution of the fuel assembly 26. That is, the fuel assembly 26 is configured by a plurality of fuel rods 51 bundled in a lattice form by a plurality of grids 52. Since the grid 52 is made of a material such as Inconel or Zircaloy, the output of the fuel assembly 26 at the grid 52 is distorted due to the thermal neutron absorption effect. Conventionally, when obtaining the axial output distribution of the fuel assembly 26, the influence of the output reduction due to the grid 52 is considered uniformly throughout the entire axial direction.

例えば、図５に示すように、燃料集合体２６の軸方向出力分布は、実測値Ａと推定値（計算値）Ｂとで相違する。そのため、燃料集合体２６の軸方向出力分布は、グリッド５２の部分で過大に評価され、グリッド５２がない部分で過小に評価されてしまい、計算値と実測値が相違してしまう。そこで、本実施形態の核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法は、グリッド５２による局所的な出力歪みの効果を考慮することで、高精度に燃料集合体２６の軸方向出力分布を求めるものである。 For example, as shown in FIG. 5, the axial output distribution of the fuel assembly 26 is different between the actually measured value A and the estimated value (calculated value) B. Therefore, the axial output distribution of the fuel assembly 26 is overestimated at the grid 52 portion, and is underestimated at the portion without the grid 52, and the calculated value and the actually measured value are different. Therefore, the nuclear fuel axial power distribution analysis apparatus and method of this embodiment obtains the axial power distribution of the fuel assembly 26 with high accuracy by taking into account the effect of local power distortion caused by the grid 52. It is.

本実施形態の核燃料の軸方向出力分布の解析装置は、図１に示すように、複数の燃料棒５１が複数のグリッド５２により格子状に束ねられて構成された燃料集合体２６における軸方向出力分布を解析するものであって、歪みデータ規格化部１０１と、係数データ算出部１０２と、軸方向出力分布算出部１０３とを有している。 As shown in FIG. 1, the nuclear fuel axial output distribution analyzing apparatus of the present embodiment has an axial output in a fuel assembly 26 in which a plurality of fuel rods 51 are bundled in a lattice form by a plurality of grids 52. It analyzes the distribution, and has a distortion data normalization unit 101, a coefficient data calculation unit 102, and an axial output distribution calculation unit 103.

歪みデータ規格化部１０１は、燃料集合体２６の出力実測値に基づいた燃料集合体２６の軸方向出力分布とグリッド５２を均質化して作成した燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布に基づいてグリッド５２に対応した複数の歪みデータを切り出して規格化するものである。係数データ算出部１０２は、規格化された複数の歪みデータに基づいて複数のグリッド５２ごとのグリッド歪み形状表現の係数データを算出するものである。軸方向出力分布算出部１０３は、グリッド５２を均質化して作成した燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布と複数のグリッド５２ごとの係数データに基づいて燃料集合体２６の軸方向出力分布を算出するものである。 The strain data normalization unit 101 is based on the axial output distribution of the fuel assembly 26 based on the actual output value of the fuel assembly 26 and the axial homo output distribution of the fuel assembly 26 created by homogenizing the grid 52. A plurality of distortion data corresponding to the grid 52 are cut out and normalized. The coefficient data calculation unit 102 calculates coefficient data of grid distortion shape expression for each of the plurality of grids 52 based on a plurality of standardized distortion data. The axial output distribution calculation unit 103 calculates the axial output distribution of the fuel assembly 26 based on the axial homo output distribution of the fuel assembly 26 created by homogenizing the grid 52 and coefficient data for each of the plurality of grids 52. To do.

そして、歪みデータ規格化部１０１は、燃料集合体２６の出力実測値に基づいた燃料集合体２６の軸方向詳細出力分布を作成する軸方向詳細出力分布作成部１１１と、グリッド５２を均質化して作成した燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布を作成する軸方向ホモ出力分布作成部１１２と、軸方向詳細出力分布と軸方向ホモ出力分布に基づいて規格化された軸方向出力分布から複数の歪みデータを切り出して集約する歪みデータ規格化集約部１１３と、複数の歪みデータを燃料集合体の２６のタイプごとに格納する歪みデータ格納部１１４とを有している。 Then, the strain data normalization unit 101 homogenizes the grid 52 with the axial detailed output distribution creating unit 111 that creates the axial detailed output distribution of the fuel assembly 26 based on the actual output value of the fuel assembly 26. An axial homo output distribution creating unit 112 that creates an axial homo output distribution of the created fuel assembly 26, and a plurality of axial output distributions normalized from the axial detailed output distribution and the axial homo output distribution. A strain data normalization and aggregation unit 113 that extracts and aggregates strain data and a strain data storage unit 114 that stores a plurality of strain data for each of the 26 types of fuel assemblies are provided.

そして、この歪みデータ規格化集約部１１３は、軸方向ホモ出力分布を軸方向詳細出力分布により補正することで軸方向補正ホモ出力分布を作成し、軸方向詳細出力分布と軸方向補正ホモ出力分布に基づいて規格化された軸方向出力分布から複数の歪みデータを切り出して集約する。 Then, the strain data standardization aggregating unit 113 corrects the axial homo output distribution with the axial detailed output distribution to create an axial corrected homo output distribution, and the axial detailed output distribution and the axial corrected homo output distribution. A plurality of distortion data are cut out from the axial output distribution normalized based on the above and aggregated.

係数データ算出部１０２は、所定のフォームファンクション基本式を用いて規格化された全ての歪みデータを一括でフィッティングしてグリッド歪み基本形状を表現するための第１係数データを算出する第１係数データ算出部１２１と、所定のフォームファンクション基本式を用いて規格化された歪みデータをグリッド５２の位置ごとのグリッド歪み深さ形状を表現するための第２係数データを算出する第２係数データ算出部１２２と、第１係数データと第２係数データを格納する係数データ格納部１２３とを有している。そして、この第２係数データ算出部１２２は、第１係数データを固定した状態で規格化された歪みデータにおけるグリッド５２の位置の歪みの深さを用いて第２係数データを算出するものである。 The coefficient data calculation unit 102 first fits all the distortion data standardized using a predetermined form function basic formula and calculates first coefficient data for expressing the grid distortion basic shape in a lump. A calculation unit 121 and a second coefficient data calculation unit for calculating second coefficient data for expressing the distortion data standardized using a predetermined form function basic formula for the grid distortion depth shape for each position of the grid 52 122, and a coefficient data storage unit 123 that stores the first coefficient data and the second coefficient data. The second coefficient data calculation unit 122 calculates the second coefficient data by using the distortion depth at the position of the grid 52 in the distortion data normalized with the first coefficient data fixed. .

また、核燃料の軸方向出力分布の解析方法は、燃料集合体２６の出力実測値に基づいた燃料集合体２６の軸方向出力分布とグリッド５２を均質化して作成した燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布に基づいてグリッド５２に対応した複数の歪みデータを切り出して規格化するステップと、規格化された複数の歪みデータに基づいて複数のグリッド５２ごとのグリッド歪み形状表現の係数データを算出するステップと、グリッド５２を均質化して作成した核燃料の軸方向ホモ出力分布と複数のグリッド５２ごとの係数データに基づいて燃料集合体２６の軸方向出力分布を算出するステップとを有している。 Further, the analysis method of the axial output distribution of nuclear fuel is obtained by homogenizing the axial output distribution of the fuel assembly 26 based on the actual output value of the fuel assembly 26 and the grid 52 and homogenizing the fuel assembly 26 in the axial direction. A step of cutting out and standardizing a plurality of distortion data corresponding to the grid 52 based on the output distribution, and calculating coefficient data of a grid distortion shape expression for each of the plurality of grids 52 based on the plurality of normalized distortion data. And calculating the axial output distribution of the fuel assembly 26 based on the axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid 52 and the coefficient data for each of the plurality of grids 52.

以下、本実施形態の核燃料の軸方向出力分布の解析装置による解析方法について、図２から図４のフローチャートに基づいて詳細に説明する。 Hereinafter, the analysis method by the analysis apparatus for the axial output distribution of nuclear fuel according to the present embodiment will be described in detail based on the flowcharts of FIGS.

まず、歪みデータ規格化部１０１による処理において、図１及び図２に示すように、ステップＳ１１にて、軸方向詳細出力分布作成部１１１は、検出器（中性子束検出器）が検出した燃料集合体２６の出力実測値から燃料集合体２６の軸方向詳細出力分布を作成する。この場合、複数の原子力発電プラントにおける加圧水型原子炉の燃料集合体２６の出力実測値を用いる。そのため、作成される軸方向詳細出力分布は、多数のデータとなる。 First, in the processing by the strain data normalization unit 101, as shown in FIGS. 1 and 2, in step S11, the axial detailed output distribution creation unit 111 detects the fuel set detected by the detector (neutron flux detector). A detailed output distribution in the axial direction of the fuel assembly 26 is created from the actual output value of the body 26. In this case, the measured output value of the fuel assembly 26 of the pressurized water reactor in a plurality of nuclear power plants is used. Therefore, the generated axial detail output distribution is a large amount of data.

ステップＳ１２にて、軸方向ホモ出力分布作成部１１２は、炉心計算コードによりグリッド５２を均質化して燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布を作成する。この軸方向ホモ出力分布は、グリッド５２による出力低下の影響を軸方向全体にわたって均質に考慮したものである。ステップＳ１３にて、歪みデータ規格化集約部１１３は、軸方向ホモ出力分布を軸方向詳細出力分布により補正することで軸方向補正ホモ出力分布を作成する。 In step S <b> 12, the axial homo power distribution creating unit 112 homogenizes the grid 52 with the core calculation code to create the axial homo power distribution of the fuel assembly 26. This axial direction homo output distribution uniformly considers the influence of the output decrease due to the grid 52 throughout the entire axial direction. In step S <b> 13, the strain data normalization aggregation unit 113 corrects the axial homo output distribution with the axial detailed output distribution to create an axial corrected homo output distribution.

即ち、下記数式１により軸方向アダプション手法を用いて軸方向補正ホモ出力分布ＡＰ（ｚ）を算出する。

That is, the axial correction homo output distribution AP (z) is calculated by the following numerical formula 1 using the axial adaptation method.

ステップＳ１４にて、歪みデータ規格化集約部１１３は、軸方向詳細出力分布と軸方向補正ホモ出力分布に基づいて軸方向出力分布を規格化し、この規格化された軸方向出力分布から複数の歪みデータを切り出して集約する。即ち、軸方向詳細出力分布ＭＰ、軸方向ホモ出力分布ＡＰとするとき、軸方向詳細出力分布ＭＰ／軸方向ホモ出力分布ＡＰにより軸方向ホモ出力分布ＡＰで規格化された軸方向出力分布を求めることができる。そして、この軸方向出力分布（ＭＰ／ＡＰ）から各グリッドに対応した位置での軸方向出力分布における歪みデータＧＤ（ｚ_１）を下記数式２により算出する。 In step S14, the strain data normalization aggregating unit 113 normalizes the axial output distribution based on the axial detailed output distribution and the axial corrected homo output distribution, and generates a plurality of distortions from the normalized axial output distribution. Cut out and aggregate the data. That is, when the axial direction detailed output distribution MP and the axial direction homo output distribution AP are used, the axial direction output distribution normalized by the axial direction homo output distribution AP is obtained from the axial direction detailed output distribution MP / axial direction homo output distribution AP. be able to. Then, distortion data GD (z ₁ ) in the axial output distribution at the position corresponding to each grid is calculated from the axial output distribution (MP / AP) by the following formula 2.

そして、ステップＳ１５にて、歪みデータ格納部１１４は、算出した複数の歪みデータを燃料集合体２６のタイプ別に格納する。燃料集合体２６のタイプとして、ウラン燃料、ガドリニア入りウラン燃料、ＭＯＸ燃料などがあり、歪みデータ格納部１１４は、核燃料別に複数の歪みデータをデータベースに格納する。この場合、例えば、複数の歪みデータを平均値が一致するように規格化し、歪みが最も深い点を原点として集約することが望ましい。 In step S <b> 15, the strain data storage unit 114 stores the calculated plurality of strain data for each type of fuel assembly 26. Examples of the type of fuel assembly 26 include uranium fuel, uranium fuel with gadolinia, and MOX fuel. The strain data storage unit 114 stores a plurality of strain data for each nuclear fuel in a database. In this case, for example, it is desirable to standardize a plurality of distortion data so that the average values coincide with each other, and to collect the points having the deepest distortion as the origin.

次に、係数データ算出部１０２による処理において、図１及び図３に示すように、ステップＳ２１にて、第１係数データ算出部１２１は、歪みデータ規格化部１０１で規格化された全ての歪みデータを読み込む。ステップＳ２２にて、第１係数データ算出部１２１は、所定のフォームファンクション基本式を用いて全ての歪みデータを一括でフィッティングすることで、グリッド歪み基本形状を表現するための第１係数Σ、ｗを算出する。 Next, in the processing by the coefficient data calculation unit 102, as shown in FIGS. 1 and 3, in step S21, the first coefficient data calculation unit 121 sets all the distortions normalized by the distortion data normalization unit 101. Read data. In step S22, the first coefficient data calculation unit 121 first fits all the distortion data using a predetermined form function basic formula to thereby express the first coefficients Σ, w for expressing the grid distortion basic shape. Is calculated.

グリッド５２による出力降下は指数関数的な傾向を示すため、歪みデータをトレースする関数表現式を下記数式３で表す指数関数（グリッドフォームファンクション）で表現する。

Since the output drop due to the grid 52 shows an exponential trend, a function expression for tracing the strain data is expressed by an exponential function (grid form function) expressed by the following Equation 3.

ここで、軸方向座標（傾き）ｚ＝０とするため、下記数式４の条件を付与する。

また、指数関数の重ね合わせを２項（ｎ＝１，２）まで考慮し、このとき、数式４は、下記数式５に書き換えられる。

Here, in order to set axial coordinate (tilt) z = 0, the condition of the following mathematical formula 4 is given.

In addition, considering superposition of exponential functions up to two terms (n = 1, 2), Equation 4 can be rewritten as Equation 5 below.

複数の歪みデータを定量化するため、燃料タイプ別に対して全ての歪みデータを数式３でフィッティングすることで、第１係数ＦＦ_∞、Σ_ｎ、ｗ_ｎを算出する。 To quantify a plurality of strain data, all distortion data by fitting in Equation 3 with respect to specific fuel types, the first coefficient FF _∞, calculates the sigma _n, w _n.

ステップＳ２３にて、第２係数データ算出部１２２は、歪みデータ規格化部１０１で規格化された全ての歪みデータから、燃料集合体２６の燃焼度レベル別の歪みデータ、グリッド別の歪みデータを読み込む。ステップＳ２４にて、所定のフォームファンクション基本式を用いて、燃焼度レベル別及びグリッド別の歪みデータの深さを算出する。 In step S23, the second coefficient data calculation unit 122 obtains strain data for each burnup level of the fuel assembly 26 and strain data for each grid from all the strain data normalized by the strain data normalization unit 101. Read. In step S24, the depth of strain data for each burnup level and each grid is calculated using a predetermined basic formula for the form function.

燃料集合体２６の燃焼の進行に伴う歪みの深さは、各グリッド５２に対して燃料集合体燃焼度依存で与えられる係数ｖを用いて下記数式６で考慮することができる。

The depth of distortion associated with the progress of the combustion of the fuel assembly 26 can be considered by the following Equation 6 using a coefficient v given to each grid 52 depending on the fuel assembly burnup degree.

ここで、ｖは、グリッドによる出力歪みの深さを表す係数であり、第１係数Σ_ｎ、ｗ_ｎを固定した状態で、各燃焼範囲に属する歪みデータを数式６でフィッティングした結果、燃焼に伴って係数ｖが指数関数的に増加することがわかり、各数式７で表現される。

Here, v is a coefficient representing the depth of the output distortion due to the grid, while fixing the first coefficient sigma _n, w _n, the result of the distortion data belonging to each of the combustion range were fitted with equation 6, the combustion Along with this, it can be seen that the coefficient v increases exponentially, and is expressed by Equation 7 below.

ステップＳ２５にて、第２係数データ算出部１２２は、グリッド歪み降下をホモグリッド計算による軸方向出力分布に対して考慮する際は、規格化係数を排除し、各数式８で表現することができる。

In step S <b> 25, the second coefficient data calculation unit 122 can exclude the normalization coefficient when expressing the grid distortion drop with respect to the axial direction output distribution by the homogrid calculation, and can express each expression by Equation 8. .

このように第２係数データ算出部１２２は、第１係数Σ_ｎ、ｗ_ｎを固定した状態で、歪みデータにおけるグリッド５２の位置の出力歪みの深さｖを用いて第２係数ω、ＢＵ_０を算出することができる。そして、ステップＳ２６にて、第１係数Σ_ｎ、ｗ_ｎ及び第２係数ω、ＢＵ_０を係数データ格納部１２３に格納する。 Second coefficient data calculation unit 122 in this manner, while fixing the first coefficient sigma _n, w _n, the second coefficient using the depth v of the output distortion of the position of the grid 52 in the strain data omega, BU ₀ Can be calculated. Then, at step S26, storing the first coefficient sigma _n, _{w n} and the second coefficient omega, the BU ₀ the coefficient data storage section 123.

そして、軸方向出力分布算出部１０３による処理において、図１及び図４に示すように、ステップＳ３１にて、軸方向出力分布算出部１０３は、グリッド５２を均質化して燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布を算出する。即ち、軸方向出力分布算出部１０３は、ホモグリッド計算による軸方向ホモ出力分布を算出する。 In the processing by the axial output distribution calculation unit 103, as shown in FIGS. 1 and 4, in step S 31, the axial output distribution calculation unit 103 homogenizes the grid 52 and the axial direction of the fuel assembly 26. Calculate the homo output distribution. That is, the axial output distribution calculation unit 103 calculates an axial homo output distribution by homo grid calculation.

軸方向ノードｋ内の燃料集合体２６の軸方向出力分布は、軸方向ホモ出力分布作成部１１２が、ステップＳ１２にて、炉心計算コードによりグリッド５２を均質化して求めた燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布であり、下記数式９で表すことができる。

The axial power distribution of the fuel assembly 26 in the axial node k is determined by the axial homo power distribution creating unit 112 obtained by homogenizing the grid 52 using the core calculation code in step S12. It is a directional homo output distribution and can be represented by the following formula 9.

ここで、数式９を絶対座標に変換すると、ｒとｚ（燃料有効長の下端からの距離Ｚ_ｋ≦ｚ＜ｚ_ｋ＋１）の線形性を考慮すると、下記数式１０を得ることができる。

Here, when Equation 9 is converted into absolute coordinates, Equation 10 below can be obtained in consideration of the linearity of r and z (distance Z _k ≦ z <z _{k + 1} from the lower end of the effective fuel length).

ステップＳ３２にて、軸方向出力分布算出部１０３は、ノード内出力モーメント（軸方向ホモ出力分布）と、グリッド歪み形状を表現するための係数データとを用いて、グリッド歪みを考慮した燃料集合体２６の軸方向出力分布（軸方向ヘテロ出力分布）を算出する。 In step S32, the axial output distribution calculation unit 103 uses the intra-node output moment (axial homo output distribution) and the coefficient data for expressing the grid distortion shape, and the fuel assembly considering the grid distortion. 26 axial output distributions (axial hetero output distributions) are calculated.

軸方向ノードｋの燃料集合体２６の軸方向平均出力は、ノード内出力分布Ｐ_ｋ ^ｈｏｍ（ｚ）とグリッドフォームファンクションΦ（第１係数Σ_ｎ、ｗ_ｎ及び第２係数ω、ＢＵ_０）を用いて下記数式１１により算出する。

Average axial output of the axial node k of the fuel assembly 26, the node in the power distribution _P ^{k hom} (z) and grid form function [Phi (first factor sigma _n, _{w n} and the second coefficient omega, BU ₀₎ a And calculated by the following formula 11.

最終的に算出する軸方向ノードｋの軸方向出力分布（軸方向ヘテロ出力分布）Ｐ_ｋ ^ｈｅｔは、ホモグリッド計算による軸方向平均出力を保存するように下記数式１２により規格化され、ノード内出力モーメントＰ_ｋ ^ｈｏｍとグリッドフォームファンクションΦは、下記数式１３で表される。

The axial output distribution (axial hetero output distribution) P _k ^het of the axial node k to be finally calculated is normalized by the following formula 12 so as to preserve the axial average output by the homogrid calculation, and the output within the node The moment P _k ^hom and the grid form function Φ are expressed by Equation 13 below.

そして、数式１１は、数式１３を代入して整理することで、下記数式１４となり、グリッドによる出力歪みの効果を考慮した軸方向ノードｋの平均出力Ｐ_ｋ ^ｈｅｔを求めることができる。

Then, Expression 11 is substituted by Expression 13 and rearranged to become Expression 14 below, and the average output P _k ^het of the axial node k considering the effect of the output distortion due to the grid can be obtained.

そして、数式１４におけるＩ_ｋ ^ｍｎは、下記数式１５で表される。

Then, I _k ^mn in Expression 14 is expressed by Expression 15 below.

このように本実施形態の核燃料の軸方向出力分布の解析装置及び方法にあっては、燃料集合体２６の出力実測値に基づいた軸方向詳細出力分布とグリッド５２を均質化して作成した燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布に基づいてグリッド５２に対応した複数の歪みデータを切り出して規格化する歪みデータ規格化部１０１と、規格化された複数の歪みデータに基づいて複数のグリッド５２ごとのグリッド歪み形状表現の係数データを算出する係数データ算出部１０２と、グリッド５２を均質化して作成した燃料集合体２６の軸方向ホモ出力分布と複数のグリッド５２ごとの係数データに基づいて燃料集合体２６の軸方向出力分布を算出する軸方向出力分布算出部１０３とを設けている。 As described above, in the nuclear fuel axial power distribution analyzing apparatus and method according to the present embodiment, the fuel assembly produced by homogenizing the axial detailed power distribution based on the actual output value of the fuel assembly 26 and the grid 52. A strain data normalization unit 101 that cuts out and normalizes a plurality of strain data corresponding to the grid 52 based on the axial homo-distribution distribution of the body 26, and a plurality of grids 52 based on the plurality of normalized strain data A coefficient data calculation unit 102 for calculating coefficient data of the grid distortion shape expression of the fuel, an axial homo output distribution of the fuel assembly 26 created by homogenizing the grid 52, and coefficient data for each of the plurality of grids 52. An axial output distribution calculation unit 103 that calculates the axial output distribution of the body 26 is provided.

従って、燃料集合体２６の出力実測値に基づいた軸方向詳細出力分布と軸方向ホモ出力分布に基づいて複数の歪みデータを規格化し、複数の歪みデータに基づいてグリッド歪み形状表現の係数データを算出し、軸方向ホモ出力分布と係数データとから燃料集合体２６の軸方向出力分布を算出する。そのため、グリッド５２の影響を考慮した燃料集合体２６の軸方向出力分布を得ることができ、高精度な燃料集合体２６の軸方向出力分布を求めることができる。 Therefore, a plurality of strain data are normalized based on the axial detail output distribution and the axial homo output distribution based on the actual output value of the fuel assembly 26, and the coefficient data of the grid strain shape expression is obtained based on the plurality of strain data. The axial output distribution of the fuel assembly 26 is calculated from the axial homo output distribution and the coefficient data. Therefore, an axial output distribution of the fuel assembly 26 in consideration of the influence of the grid 52 can be obtained, and a highly accurate axial output distribution of the fuel assembly 26 can be obtained.

１０加圧水型原子炉
２５炉心
２６燃料集合体（核燃料）
５１燃料棒
５２グリッド
１０１歪みデータ規格化部
１０２係数データ算出部
１０３軸方向出力分布算出部
１１１軸方向詳細出力分布作成部
１１２軸方向ホモ出力分布作成部
１１３歪みデータ規格化集約部
１１４歪みデータ格納部
１２１第１係数データ算出部
１２２第２係数データ算出部
１２３係数データ格納部 10 Pressurized water reactor 25 Core 26 Fuel assembly (nuclear fuel)
51 Fuel rod 52 Grid 101 Strain data normalization unit 102 Coefficient data calculation unit 103 Axial output distribution calculation unit 111 Axial detailed output distribution creation unit 112 Axial homo output distribution creation unit 113 Strain data normalization aggregation unit 114 Strain data storage Unit 121 First coefficient data calculation unit 122 Second coefficient data calculation unit 123 Coefficient data storage unit

Claims

In the nuclear fuel axial power distribution analyzer for analyzing the axial power distribution in a nuclear fuel composed of a plurality of fuel rods bundled in a grid by a plurality of grids,
A plurality of distortion data corresponding to the grid are cut out based on the axial detailed output distribution of the nuclear fuel based on the measured output value of the nuclear fuel and the axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid. The distortion data normalization department,
A coefficient data calculation unit that calculates coefficient data of a grid distortion shape representation for each of the plurality of grids based on the plurality of normalized distortion data;
An axial output distribution calculation unit that calculates an axial output distribution of the nuclear fuel based on axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid and coefficient data for each of the plurality of grids;
I have a,
The strain data normalization unit includes an axial detail output distribution creating unit that creates an axial detail output distribution of the nuclear fuel based on the measured output value of the nuclear fuel, and an axial homo output of the nuclear fuel by homogenizing the grid. An axial homo output distribution creation unit that creates a distribution, and a strain data standard that extracts and aggregates a plurality of strain data from the axial output distribution normalized based on the axial detailed output distribution and the axial homo output distribution And a consolidation department
The strain data normalization aggregation unit corrects the axial homo output distribution by the axial detailed output distribution to create an axial corrected homo output distribution, and the axial detailed output distribution and the axial corrected homo output Extract and aggregate multiple strain data from the axial output distribution normalized based on the distribution,
An apparatus for analyzing the axial power distribution of nuclear fuel.

In the nuclear fuel axial power distribution analyzer for analyzing the axial power distribution in a nuclear fuel composed of a plurality of fuel rods bundled in a grid by a plurality of grids,
A plurality of distortion data corresponding to the grid are cut out based on the axial detailed output distribution of the nuclear fuel based on the measured output value of the nuclear fuel and the axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid. The distortion data normalization department,
A coefficient data calculation unit that calculates coefficient data of a grid distortion shape representation for each of the plurality of grids based on the plurality of normalized distortion data;
An axial output distribution calculation unit that calculates an axial output distribution of the nuclear fuel based on axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid and coefficient data for each of the plurality of grids;
I have a,
The coefficient data calculation unit calculates first coefficient data for representing the grid distortion basic shape by fitting all the normalized distortion data for each fuel type using a predetermined form function basic equation at once. A first coefficient data calculating unit that calculates a second coefficient data for expressing a grid distortion depth shape for each grid position from the normalized distortion data using a predetermined form function basic equation. A two-coefficient data calculation unit,
An apparatus for analyzing the axial power distribution of nuclear fuel.

The second coefficient data calculation unit calculates the second coefficient data using a distortion depth at the grid position in the normalized distortion data in a state where the first coefficient data is fixed. The nuclear fuel axial power distribution analyzer according to claim 2 .

In the method of analyzing the axial power distribution of nuclear fuel, the axial power distribution analysis of the nuclear fuel configured by a plurality of fuel rods bundled in a grid by a plurality of grids,
A plurality of distortion data corresponding to the grid are cut out based on the axial detailed output distribution of the nuclear fuel based on the measured output value of the nuclear fuel and the axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid. Steps to
Calculating coefficient data of a grid distortion shape representation for each of the plurality of grids based on the plurality of normalized distortion data;
Calculating the axial power distribution of the nuclear fuel based on the axial homo power distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid and coefficient data for each of the plurality of grids;
I have a,
An axial detailed output distribution of the nuclear fuel is created based on the measured output value of the nuclear fuel, the grid is homogenized to create an axial homo output distribution of the nuclear fuel, and the axial detailed output distribution and the axial homo output are Extract and aggregate multiple strain data from the axial output distribution normalized based on the output distribution,
An axial direction corrected homo output distribution is created by correcting the axial direction homo output distribution with the axial direction detailed output distribution, and the axis is normalized based on the axial direction detailed output distribution and the axial direction corrected homo output distribution. Extract and aggregate multiple distortion data from the directional output distribution,
A method for analyzing the axial power distribution of nuclear fuel.

In the method of analyzing the axial power distribution of nuclear fuel, the axial power distribution analysis of the nuclear fuel configured by a plurality of fuel rods bundled in a grid by a plurality of grids,
A plurality of distortion data corresponding to the grid are cut out based on the axial detailed output distribution of the nuclear fuel based on the measured output value of the nuclear fuel and the axial homo output distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid. Steps to
Calculating coefficient data of a grid distortion shape representation for each of the plurality of grids based on the plurality of normalized distortion data;
Calculating the axial power distribution of the nuclear fuel based on the axial homo power distribution of the nuclear fuel created by homogenizing the grid and coefficient data for each of the plurality of grids;
I have a,
The first coefficient data for expressing the grid distortion basic shape is calculated by fitting all the standardized strain data for each fuel type using a predetermined form function basic formula in a lump, and the predetermined form function basic Calculating second coefficient data for expressing a grid distortion depth shape for each position of the grid from the normalized distortion data using an equation;
A method for analyzing the axial power distribution of nuclear fuel.