JPH0473560B2 - - Google Patents
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Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、原子力発電プラントにおけるプロセ
ス計算機に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a process computer in a nuclear power plant.
一般に、原子炉は安全に停止し得る機能を有す
る必要がある。また原子炉の起動時には全制御棒
挿入状態から順次制御棒を引抜いていき、臨界に
到達する時点では臨界制御棒パターンの予測精度
が運転上重要となる。このため、従来の炉心運転
管理方法では炉心を適当な計算メツシユに３次元
領域分割し、各々の領域における燃焼度分布
Eijk、ボイド率履歴分布Vijkから定まる無限増
倍率Ｋ∞（ijk）を使用し、与えられた制御棒パ
ターン等の条件下において中性子実効増倍率を計
算して炉停止余裕および臨界制御棒パターン予測
等を行つている。
Generally, nuclear reactors need to have the ability to be safely shut down. Furthermore, when starting up a nuclear reactor, control rods are sequentially withdrawn from a state where all control rods are inserted, and at the point when criticality is reached, the accuracy of predicting the critical control rod pattern becomes important for operation. For this reason, in the conventional core operation management method, the core is divided into three-dimensional regions into an appropriate calculation mesh, and the burnup distribution in each region is calculated.
Eijk, the infinite multiplication factor K∞ (ijk) determined from the void fraction history distribution Vijk is used to calculate the effective neutron multiplication factor under the conditions of the given control rod pattern, etc., and predict the reactor shutdown margin and critical control rod pattern. is going on.
従来の運転管理方法において使用される無限増
倍率Ｋ∞は、予めオフライン計算機により、燃料
および炉心状態として設計条件または標準条件を
もとに計算される。以下に主要パラメータの標準
的な計算条件を示す。 The infinite multiplication factor K∞ used in the conventional operation management method is calculated in advance by an offline computer based on design conditions or standard conditions as fuel and core conditions. The standard calculation conditions for the main parameters are shown below.
１ キセノン135の濃度……零と仮定する。すな
わち炉停止後長期間を経過し、完全に崩壊した
状態を仮定するのである（キセノンフリーと称
する）。1 The concentration of xenon 135 is assumed to be zero. In other words, it is assumed that a long period of time has passed since the reactor was shut down, and the state has completely collapsed (referred to as xenon-free).
２ サマリウム149の濃度……炉停止直前の出力
分布が定格出力運時の平均出力密度一定と仮定
し、先行核のプロメシウム149が全てサマリウ
ム149に崩壊したと仮定する（平均出力発生後
の平衡サマリウム濃度と称する）。2. Concentration of samarium-149...Assume that the power distribution immediately before reactor shutdown is a constant average power density during rated power operation, and that all of the promethium-149 in the preceding nucleus has decayed to samarium-149 (equilibrium samarium after the average power generation) concentration).
３ 燃料集合体条件……核分性物質の濃縮度、可
燃性毒物の濃度、構成材料の寸法・形状は設計
値通りと仮定する。3 Fuel assembly conditions: It is assumed that the enrichment of nuclear substances, the concentration of burnable poisons, and the dimensions and shapes of constituent materials are as designed.
４ 制御棒条件……中性子吸収物質量、構成材料
の寸法・形状は設計値を使用し、未照射の状態
であると仮定する。4. Control rod conditions: Design values are used for the amount of neutron absorbing material, dimensions and shapes of constituent materials, and it is assumed that the rod is in an unirradiated state.
以上のような従来の炉心運転管理方法では、例
えば冷温状態での運転のように、現実の運転状
態、運転履歴および燃料集合体、制御棒の寸法・
形状、物質の濃度等が標準条件と異なつている場
合には、システム自体の予測精度が低下するとい
う問題があつた。
In the conventional core operation management method as described above, the actual operating conditions, operation history, and dimensions and dimensions of fuel assemblies and control rods, such as operation in cold conditions, are
When the shape, substance concentration, etc. differ from standard conditions, there is a problem in that the prediction accuracy of the system itself decreases.
この発明はこのような問題を解消するためにな
されたもので、その目的は、冷温状態のように、
現実の運転状態、運転履歴および燃料集合体、制
御棒の寸法・形状、物質の濃度等が標準条件と異
なつている場合でも原子炉の実効増倍率計算の予
測精度を向上し得る炉心運転管理方法を提供する
ことにある。
This invention was made to solve such problems, and its purpose is to
A core operation management method that can improve the predictive accuracy of calculating the effective multiplication factor of a nuclear reactor even when the actual operating conditions, operating history, dimensions and shapes of fuel assemblies, control rods, concentration of substances, etc. differ from standard conditions. Our goal is to provide the following.
以上の目的達成のため、本発明のプロセス計算
機は、炉心の各ノードにおける燃焼度、ボイド率
履歴および制御棒の有無から炉心に装荷された各
燃料集合体の無限増倍率を算出する無限増倍率演
算手段と、前記燃料集合体の設計値または標準条
件からの差異に基づく反応度補正量を算出する第
１の反応度補正量演算手段と、前記制御棒の設計
値または標準条件からの差異に基づく反応度補正
量を算出する第２の反応度補正量演算手段と、原
子炉の定常出力運転時における初期キセノン濃度
分布および先行核のよう素濃度分布から炉停止後
のキセノン濃度分布を求め、この炉停止後のキセ
ノン濃度分布からキセノンによる無限増倍率補正
量を算出する非定常キセノン反応度効果演算手段
と、原子炉の定常出力運転時における初期サマリ
ウム濃度分布および先行核のプロメシウム濃度分
布から炉停止後のサマリウム濃度分布を求め、こ
の炉停止後のサマリウム濃度分布からサマリウム
による無限増倍率補正量を算出する非定常サマリ
ウム反応度効果演算手段と、前記無限増倍率演算
手段、第１の反応度補正量演算手段、第２の反応
度補正量演算手段、非定常キセノン反応度効果演
算手段および非定常サマリウム反応度効果演算手
段の各算出値を合算して各ノードにおける真の無
限増倍率を求め、この各ノードにおける真の無限
増倍率から炉心の中性子実効増倍率を算出する中
性子実効倍率演算手段とを具備したことを特徴と
するものである。
In order to achieve the above objectives, the process calculator of the present invention calculates the infinite multiplication factor of each fuel assembly loaded in the reactor core from the burnup at each node of the reactor core, void fraction history, and the presence or absence of control rods. a calculation means; a first reactivity correction amount calculation means for calculating a reactivity correction amount based on the difference from the design value or standard conditions of the fuel assembly; a second reactivity correction amount calculating means for calculating a reactivity correction amount based on the reactor, and determining a xenon concentration distribution after reactor shutdown from an initial xenon concentration distribution during steady power operation of the reactor and an iodine concentration distribution of the preceding nucleus; The unsteady xenon reactivity effect calculation means calculates the infinite multiplication factor correction amount by xenon from the xenon concentration distribution after reactor shutdown, and the reactor from the initial samarium concentration distribution and promethium concentration distribution of the preceding core during steady power operation of the reactor unsteady samarium reactivity effect calculation means for determining a samarium concentration distribution after reactor shutdown and calculating an infinite multiplication factor correction amount by samarium from this samarium concentration distribution after reactor shutdown; the infinite multiplication factor calculation means; and a first reactivity. The true infinite multiplication factor at each node is determined by adding up the respective calculated values of the correction amount calculation means, the second reactivity correction amount calculation means, the unsteady xenon reactivity effect calculation means, and the unsteady samarium reactivity effect calculation means. , and neutron effective multiplication factor calculation means for calculating the neutron effective multiplication factor of the reactor core from the true infinite multiplication factor at each node.
以下、本発明の一実施例を第１図ないし第２図
にもとづき説明する。
An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 and 2.
第１図は沸騰水型原子力発電プラントの概略構
成を示すもので、原子炉圧力容器１内の炉心２
は、第２図に示す如く十字状の断面形状をなす多
数の制御棒３……をマトリツクス状の配置で装荷
し、各制御棒３……の周囲にそれぞれ４体の燃料
集合体４を装荷して構成されている。各燃料集合
体４……内には多数の燃料棒（図せず）が収容さ
れている。 Figure 1 shows the schematic configuration of a boiling water nuclear power plant.
As shown in Fig. 2, a large number of control rods 3 having a cross-shaped cross section are loaded in a matrix arrangement, and four fuel assemblies 4 are loaded around each control rod 3. It is configured as follows. Each fuel assembly 4... accommodates a large number of fuel rods (not shown).
また制御棒３の対角線上の位置には、16体の燃
料集合体ごとに１個のLPRM（局所出力モニタ
ー）５が配設され、このLPRM５により原子炉
運転中の中性子束を監視している。原子炉を構成
する各機器の、運転中のプロセス量および
LPRM５より出力される中性子束信号はプロセ
ス計算機６に伝送され、このプロセス計算機６で
は原子炉出力、出力分布、ボイド率分布、炉心冷
却材分布、燃焼度分布等が計算される。計算され
た重要な諸数値はタイパー７でプリントアウトさ
れ、またはCRT８に出力される。プロセス計算
機６がオペレータとの対話型である場合は、入出
力器９により入力、出力がなされる。前記プロセ
ス計算機６は冷温時運転管理機能１０およびその
他の機能２１を備えている。冷温時運転機能１０
は、第３図に符号１１〜２０で示す計算・処理ル
ーチン１〜１０より構成されており、これらのル
ーチンについて説明する。 In addition, one LPRM (Local Power Monitor) 5 is installed for each of the 16 fuel assemblies on the diagonal of the control rod 3, and this LPRM 5 monitors the neutron flux during reactor operation. . The amount of process during operation and
The neutron flux signal output from the LPRM 5 is transmitted to the process computer 6, and the process computer 6 calculates the reactor output, power distribution, void fraction distribution, core coolant distribution, burnup distribution, etc. The calculated important values are printed out by the typer 7 or output to the CRT 8. When the process computer 6 is an interactive type with an operator, input and output are performed by an input/output device 9. The process computer 6 is equipped with a cold/temperature operation management function 10 and other functions 21. Cold operation function 10
consists of calculation/processing routines 1 to 10 shown by reference numerals 11 to 20 in FIG. 3, and these routines will be explained.
＊ルーチン１ 「炉心配置変え計算ルーチン１
１」……前サイクル末期までの運転履歴を定検期
間中に行われる新燃料装荷、シヤツフリング終了
後の次サイクル用炉心まで保存するためのもの
で、起動実行する時刻t1における炉心燃料および
制御棒の配置が、炉停止時t0のものと異なつてい
る場合のみ作動する。すなわち時刻t1において炉
心座標（ｉ，ｊ）に存在する燃料が新燃料の場合
はそこに位置する燃料の燃料特性Cijkが新燃料の
ものと置換され、新燃料でなく時刻t0における炉
心座標（i′，j′）にあつた燃料がシヤツフリング
されてきた場合には、燃料特性CijkはCi′j′kと置
換される。ここでいう燃料特性とは、次段の燃焼
度・ボイド率履歴読込みルーチン１２以降で使用
する全てのパラメータを意味する。なお、上記炉
心座標（ｉ，ｊ）に燃料が存在しない場合は水の
核特性Cwijkに置換する。ここで、ｉ，ｊは半径
方向位置、ｋは軸方向位置を示す記号である。*Routine 1 “Core layout change calculation routine 1
1"...This is to save the operation history up to the end of the previous cycle until the next cycle core after loading new fuel and shuffling during the regular inspection period, and records the core fuel and control at time t 1 when startup is executed. It is activated only if the arrangement of the rods differs from that at t 0 when the reactor is shut down. In other words, if the fuel existing at core coordinates (i, j) at time t 1 is new fuel, the fuel characteristics Cijk of the fuel located there are replaced with those of the new fuel, and the core coordinates at time t 0 instead of new fuel are replaced. When the fuel corresponding to (i', j') is shuffled, the fuel characteristic Cijk is replaced with Ci'j'k. The fuel characteristics here mean all parameters used in the next stage burnup/void ratio history reading routine 12 and thereafter. Note that if there is no fuel at the core coordinates (i, j), the nuclear characteristic of water Cwijk is substituted. Here, i and j are symbols indicating radial position, and k is a symbol indicating axial position.
＊ルーチン２ 「燃焼度・ボイド率履歴読込みル
ーチン１２」……各ノードijkにおける燃焼度分
布Eijkおよびボイド率履歴分布Vijkを読込み記
憶する。*Routine 2 "Burnup/void rate history reading routine 12"...Reads and stores the burnup distribution Eijk and void rate history distribution Vijk at each node ijk.
＊ルーチン３ 「制御棒パターン読込みルーチン
１３」……制御棒パターンから各ノードijkに制
御棒が挿入されているかどうか判断し、制御棒挿
入ノードのδ値を１、非挿入ノードのδ値を０と
するδijk分布を作成し、記憶する。*Routine 3 "Control rod pattern reading routine 13"...Determines whether a control rod is inserted into each node ijk from the control rod pattern, and sets the δ value of the control rod insertion node to 1 and the δ value of the non-inserted node to 0. Create and store the δijk distribution.
＊ルーチン４ 「無限増倍率計算ルーチン１４」
……計算機６のメモリから燃焼度Ｅ、ボイド率履
歴Ｖおよび制御棒の有無の関数である無限増倍率
を読込み、各ノードijkごとにEijk，Vijk，δijk
に対応する無限増倍率K0 ∞（ｉ，ｊ，ｋ）を次の式
より計算し記憶する。*Routine 4 “Infinite multiplication factor calculation routine 14”
... Read the burnup E, void rate history V, and infinite multiplication factor that is a function of the presence or absence of control rods from the memory of the computer 6, and calculate Eijk, Vijk, δijk for each node ijk.
The infinite multiplication factor K 0 ∞ (i, j, k) corresponding to is calculated from the following formula and stored.
K0 ∞（ｉ，ｊ，ｋ）
＝（１−δ）・K〓∞ 0（Eijk，Vijk）
＋δ・K〓∞ 0（Eijk，Vijk）
の式より計算し記憶する。ただしK〓∞ 0，K〓∞ 1はそれ
ぞれ制御棒非挿入部、挿入部の無限増倍率算値で
あり、予めオフライン計算機より求めておき、そ
のオフライン計算機に入力しておくものとする。It is calculated and stored using the formula K 0 ∞ (i, j, k) = (1-δ)・K〓 ∞ 0 (Eijk, Vijk) + δ・K〓 ∞ 0 (Eijk, Vijk). However, K〓 ∞ 0 and K〓 ∞ 1 are the calculated values of the infinite multiplication factors for the control rod non-insertion part and the control rod insertion part, respectively, and should be calculated in advance from an offline computer and input into the offline computer.
なお、上記ルーチン１〜４従来システムと同様
であつてもよい。 Note that the routines 1 to 4 may be the same as those in the conventional system.
＊ルーチン５ 「燃料集合体条件補圧ルーチン１
５」……製作された燃料集合体の設計条件または
標準条件との差異にもとづく反応度補正量ΔK∞ B
（ijk）を求める。*Routine 5 “Fuel assembly condition compensation routine 1
5”... Reactivity correction amount ΔK ∞ B based on the difference from the design conditions or standard conditions of the manufactured fuel assembly
Find (ijk).
ただし
ΔK∞ B（ijk）＝ΔKe＋ΔKG＋ΔK0
ΔKe：核分裂性物質（ウラン、プルトニウム）
の濃縮度密度の設計値に対する補正量
ΔKG：可燃性毒物（ガドリニウム等）の濃度の
設計値に対する補正量
ΔK0：その他、燃料集合体を構成する材料の設
計条件または標準条件との差異にもとづく反応度
補正量（水あか付着量、スペーサ、炉内計装管等
の反応度寄与が考えられる。）
＊ルーチン６ 「制御棒条件補正ルーチン１６」
……製作された制御棒の設計条件または標準条件
との差異にもとづく反応度補正量ΔK∞ 0（ijk）を求
める。 However, ΔK ∞ B (ijk) = ΔKe + ΔK G + ΔK 0 ΔKe: Fissile material (uranium, plutonium)
ΔK G : Correction amount for the design value of the concentration of burnable poisons (gadolinium, etc.) ΔK 0 : Other differences from the design conditions or standard conditions of the materials constituting the fuel assembly Based on reactivity correction amount (contribution of reactivity of water scale adhesion, spacer, in-core instrumentation tube, etc. is considered.) *Routine 6 "Control rod condition correction routine 16"
... Find the reactivity correction amount ΔK ∞ 0 (ijk) based on the difference from the design conditions or standard conditions of the manufactured control rod.
ただし
ΔK∞ C（ijk）＝ΔKA＋ΔKI＋ΔKM
ΔKA：制御棒に封入される中性子吸収物質
（B4C、ハフニウム等）の初期濃度、密度の設
計値に対する補正量
ΔKI：中性子照射による中性子吸収物質の減損
に対する補正量（なお、通常のプロセス計算機で
は制御棒の中性子照射量を計算している。）
ΔKM：その他、制御棒を構成する材料の設計
条件または標準条件との差異にもとづく反応度補
正量
＊ルーチン７ 「非定常キセノン反応度効異計算
ルーチン１７」
（ステツプ１）……定常出力運転時の出力分布
P゜ijkから初期キセノン135濃度分布および先行核
のよう素135濃度分布を計算し、炉停止時刻t0か
らの炉停止時間Δt後の時刻t1（t1＝t0＋Δt）にお
けるキセノン135分布Xe ijk（t1）を求める。な
お、キセノン135の毒作用については後述する。 However, ∆K ∞ C (ijk) = ∆K A + ∆K I + ∆K M ∆K A : Correction amount for the initial concentration and density design value of the neutron absorbing material (B4C, hafnium, etc.) sealed in the control rod ∆K I : Neutrons due to neutron irradiation Amount of correction for loss of absorbing material (normal process calculators calculate the neutron irradiation dose of control rods) ΔK M : Based on other differences from the design conditions or standard conditions of the materials that make up the control rods Reactivity correction amount *Routine 7 “Unsteady xenon reactivity difference calculation routine 17” (Step 1)……Output distribution during steady output operation
Calculate the initial xenon 135 concentration distribution and the iodine 135 concentration distribution of the preceding nucleus from P゜ijk, and calculate the xenon 135 distribution at time t 1 (t 1 = t 0 + Δt) after reactor shutdown time Δt from reactor shutdown time t 0 Find Xe ijk(t 1 ). The toxic effects of xenon 135 will be discussed later.
（ステツプ２）……標準条件であるキセノンフ
リー（キセノン135）の状態での無限増倍率K〓∞ 0，
K〓∞ 1に対する（ステツプ１）で求めたキセノン135
による無限増倍率補正量ΔK∞ Xeijkを計算し、記憶
する。 (Step 2)...Infinite multiplication factor K〓 ∞ 0 under xenon-free (xenon 135) condition, which is the standard condition.
Xenon 135 obtained in (step 1) for K = ∞ 1
The infinite multiplication factor correction amount ΔK ∞ Xe ijk is calculated and stored.
ただし
ΔK∞ Xe（ijk）＝fXe（Xe ijk）
ここで、キセノン濃度Xeに対する無限増倍率
補正量fXe（Xe）は予めオフライン計算により求
めておく。 However, ΔK ∞ Xe (ijk)=f Xe (Xe ijk) Here, the infinite multiplication factor correction amount f Xe (Xe) for the xenon concentration Xe is determined in advance by off-line calculation.
なお、t0が150時間以上であればキセノン135の
存在量は無視しうるのでルーチン１５の補正は不
要となる。 Note that if t 0 is 150 hours or more, the amount of xenon 135 present can be ignored, so the correction in routine 15 is not necessary.
＊ルーチン８ 「非定常サマリウム反応度効果計
算ルーチン１８」
（ステツプ１）……定常出力運転時の出力分布
P゜ijkから初期サマリウム149分布濃度および先行
核のプロメシウム149濃度分布を計算し、炉停止
時刻t0からの炉停止時間Δt後の時刻t0（t1＝t0＋
Δt）におけるサマリウム149分布Sm ijk（t1）を
求める。なお、サマリウム149の毒作用について
は後述する。*Routine 8 "Unsteady samarium reactivity effect calculation routine 18" (Step 1)... Output distribution during steady output operation
The initial samarium-149 distribution concentration and the promethium-149 concentration distribution of the preceding core are calculated from P゜ijk, and the time t 0 ( t 1 = t 0 +
Find the samarium-149 distribution Sm ijk (t 1 ) at Δt). The toxic effects of samarium 149 will be discussed later.
（ステツプ２）……標準計算条件である平均出
力発生後の平衡サマリウム濃度での無限増倍率
K〓∞ 0，K〓∞ 1に対する（ステツプ１）で求めたサマリ
ウム149による無限増倍率補正量ΔK∞ snijkを計算
し、記憶する。 (Step 2)...Infinite multiplication factor at equilibrium samarium concentration after generation of average output, which is the standard calculation condition.
The infinite multiplication factor correction amount ΔK ∞ sn ijk by samarium 149 obtained in (step 1) for K〓 ∞ 0 and K〓 ∞ 1 is calculated and stored.
ただし
ΔK∞ sn（ijk）＝fsn（Sm ijk）
ここで、サマリウム149濃度Smに対する無限増
倍率補正量fsm（Sm）は予めオフライン計算によ
り求めておく。 However, ΔK ∞ sn (ijk)=f sn (Sm ijk) Here, the infinite multiplication factor correction amount fsm (Sm) for the samarium-149 concentration Sm is determined in advance by off-line calculation.
なお、ルーチン５〜８は燃料集合体の取出し、
取替、シヤフリング再装荷、並びに制御棒の取出
し、取替、位置変換等に従つて炉心の領域ijkに
適切に対応させることが必要である。 Note that routines 5 to 8 are for taking out the fuel assembly,
It is necessary to properly correspond to the core area ijk according to replacement, shuffling reloading, and control rod removal, replacement, repositioning, etc.
＊ルーチン９ 「各ノードijkにおける無限増倍
率の計算ルーチン１９」……ルーチン４〜８によ
り求めた各ノードijkにおける無限増倍率および
補正量を合算し、真の無限増倍率KR ∞（ijk）を求
め、記憶する。*Routine 9 "Calculation routine 19 of infinite multiplication factor at each node ijk"...Sum up the infinite multiplication factor and correction amount at each node ijk obtained by routines 4 to 8, and calculate the true infinite multiplication factor K R ∞ (ijk) Find and remember.
KR ∞（ｉ，ｊ，ｋ）＝K0 ∞（ｉ，ｊ，ｋ）＋K∞ Xe（ｉ
，
ｊ，ｋ）
＋ΔK∞ sn（ｉ，ｊ，ｋ）＋ΔK∞ B（ｉ，ｊ，ｋ）
＋ΔK∞ 0（ｉ，ｊ，ｋ）
＊ルーチン10 「中性子実増倍率計算ルーチン２
０」……各ノードにおける真の無限増倍率KR ∞
（ijk）を使用し、原子炉体系での中性子実効増倍
率Keffを求める。すなわち
〓2Φ ijk＋B2 ijk・Φ ijk＝０
を解く。K R ∞ (i, j, k) = K 0 ∞ (i, j, k) + K ∞ Xe (i
，
j, k) +ΔK ∞ sn (i, j, k) +ΔK ∞ B (i, j, k) +ΔK ∞ 0 (i, j, k) *Routine 10 “Neutron real multiplication factor calculation routine 2
0”...The true infinite multiplication factor at each node K R ∞
(ijk) to find the effective neutron multiplication factor Keff in the reactor system. That is, solve 〓 2 Φ ijk＋B 2 ijk・Φ ijk=0.
ただし
B2ijk＝Ｆ｛KR ∞（ｉ，ｊ，ｋ）、Keff｝
〓2：ラプラシアン
Φijk：ノードｉ，ｊ，ｋにおける中性子束
なお、本ルーチンは従来システムと同一であつ
てもよい。 However, B 2 ijk=F{K R ∞ (i, j, k), Keff} 〓 2 : Laplacian Φijk : Neutron flux at nodes i, j, k Note that this routine may be the same as the conventional system.
以下に、各ルーチンについてさらに詳細に説明
する。 Each routine will be explained in more detail below.
キセノン反応度効果計算ルーチン
17……135Xeは最も重要な毒物であり、熱中性
子吸収断面積2.7×106bをもつ非１／Ｖ吸収体で
ある。135Xeは次の過程で生成する。 Xenon Reactivity Effect Calculation Routine 17... 135 Xe is the most important poison and is a non-1/V absorber with a thermal neutron absorption cross section of 2.7×10 6 b. 135 Xe is generated in the following process.
135Teおよび135Ｘの半減期は短いので135Ｉが核
分裂により直接生成され、135Xeに壊変すると近似
できる。 Since 135 Te and 135 X have short half-lives, it can be approximated that 135 I is directly produced by nuclear fission and decays to 135 Xe.
135Ｉの生成、消減を表わす微分方程式は
dI(t)／dt＝γ(I)ΣtΦ(t)−λ(I)Ｉ(t)
γ(I)は135Ｉの核分裂収率である。135Ｉが中性子
を吸収して消滅する割合は小さいので無視してあ
る。一方、135Xeの生成、消滅を表わす微分方程式
は
dX(t)／dt＝λ(I)Ｉ(t)＋γ(X)ΣtΦ(t)−λ(X)Ｘ(t)−
σa(X)Φ(t)
Ｘ(t)
ここでγ(X)は135Xeの核分裂収率、σa(X)は135Xe
の中性子吸収断面積である。The differential equation expressing the production and extinction of 135 I is dI(t)/dt=γ (I) ΣtΦ(t)−λ (I) I(t) γ (I) is the fission yield of 135 I. The rate at which 135 I absorbs neutrons and disappears is so small that it is ignored. On the other hand, the differential equation expressing the creation and disappearance of 135 Xe is dX(t)/dt=λ (I) I(t)+γ (X) ΣtΦ(t)−λ (X) X(t)−
σa (X) Φ(t) X(t) where γ (X) is the fission yield of 135 Xe, σa (X) is 135 Xe
is the neutron absorption cross section of
上記微分方程式を解くことによりＸ(t)，Ｉ(t)を
求める。この計算は座標（ｉ，ｊ，ｋ）ごとに行
い無限増倍率補正量ΔK∞ Xe ijkを計算する。 X(t) and I(t) are determined by solving the above differential equation. This calculation is performed for each coordinate (i, j, k) to calculate the infinite multiplication factor correction amount ΔK ∞ Xe ijk.
ΔK∞ Xe（ijk）＝fxe（Xe ijk）
第４図は運転中および炉停止後の135Xeの吸収
反応度の変化を示すもので、，，は運転中
の中性子束レベルがそれぞれ2.7×1013，5.4×
1013，2.7×1014（ｎ／cm2・sec）であつた場合の炉
停止後のキセノン135反応度の変化を表わしてい
る。約70時間でキセノン135反応度はピークとな
り、約150時間後にはキセノンフリーとなる。 ΔK ∞ Xe (ijk) = fxe (Xe ijk) Figure 4 shows the change in absorption reactivity of 135 13 , 5.4×
10 13 , 2.7×10 14 (n/cm 2 ·sec). The xenon 135 reactivity reaches a peak in about 70 hours, and becomes xenon-free after about 150 hours.
従来の法ではキセノンフリーを標準条件として
おり、炉停止後150時間以前での中性子実効増倍
率計算には大幅な計算誤差が生じていたが、以上
の方法により計算精度を向上することができる。 In the conventional method, xenon-free conditions were used as the standard condition, and a large calculation error occurred when calculating the effective neutron multiplication factor before 150 hours after reactor shutdown, but the above method can improve calculation accuracy.
サマリウム反応度効果計算ルーチン１８……
１４９Smは、熱中性子吸収断面積4.8×104bをもつ非
１／Ｖ吸収体である。149Smの毒作用は135Xeより
弱いが、安定同位体であるため自然壊変がなく、1
３５Xeとは変化の様相が異なる。149Smは次の過程
で生成する。 Samarium reactivity effect calculation routine 18...
149 Sm is a non-1/V absorber with a thermal neutron absorption cross section of 4.8×10 4 b. The toxic effect of 149 Sm is weaker than that of 135
The aspect of change is different from that of 35 Xe. 149 Sm is generated in the following process.
149Nbの半減期が短いので、149Pmは核分裂によ
つて直接生成すると近似できる。149Pmの生成、
消滅を表わす微分方程式は次の通りである。 Since the half-life of 149 Nb is short, it can be approximated that 149 Pm is produced directly by nuclear fission. Generation of 149 Pm,
The differential equation expressing extinction is as follows.
dP(t)／dt＝γ(p)ΣtΦ(t)−λ(p)Ｐ(t)
γ(p)は149Pmの核分裂収率である。149Pmが中性
子を吸収して消滅する割合は小さいので無視して
ある。 dP(t)/dt=γ (p) ΣtΦ(t)−λ (p) P(t) γ (p) is the fission yield of 149 Pm. The rate at which 149 Pm absorbs neutrons and disappears is so small that it is ignored.
149Smの生成、消滅を表わす微分方程式は次の
通りである。 149 The differential equation expressing the creation and disappearance of Sm is as follows.
dS(t)／dt＝λ(p)Ｐ(t)−σa(s)Φ(t)Ｓ(t)
上記微分方程式を解くことによりＳ(t)，Ｐ(t)を
求める。この計算は座標（ｉ，ｊ，ｋ）ごとに行
い無限増倍率補正量ΔK∞ sn ijkを計する。 dS(t)/dt=λ (p) P(t)−σa (s) Φ(t)S(t) S(t) and P(t) are obtained by solving the above differential equation. This calculation is performed for each coordinate (i, j, k), and the infinite multiplication factor correction amount ΔK ∞ sn ijk is calculated.
ΔK∞ sn （ljk）＝fsm（Sijk）
第５図は原子炉運転中、原子炉停止後および再
起動後の149Smの変化を示すものである。149Sm濃
度の炉停止後の増大および再起動直後の急減は13
５Xeの場合と同様の理由によるものであるが、149
Smは自然壊変がないために、炉停止後は再起動
まで単調増大をつづける。図中，，は運転
中の中性子束レベルがそれぞれ2.7×1013，5.4×
1013，2.7×1014（ｎ／cm2・sec）であつた場合のサ
マリウム149の反応度変化を表わしている。キセ
ノン135と異なり前サイクル末期での出力分布の
履歴が次サイクルの炉心にまで影響を及ぼすこと
がわかる。 ΔK ∞ sn (ljk) = fsm (Sijk) Figure 5 shows the changes in 149 Sm during reactor operation, after reactor shutdown, and after reactor restart. 149 The increase in Sm concentration after reactor shutdown and the sudden decrease immediately after restart are 13
5 This is due to the same reason as in the case of Xe, but 149
Since there is no natural decay, Sm continues to increase monotonically after the reactor is shut down until it is restarted. In the figure, , indicates the neutron flux level during operation of 2.7×10 13 and 5.4×, respectively.
10 13 and 2.7×10 14 (n/cm 2 ·sec). Unlike xenon 135, it can be seen that the history of power distribution at the end of the previous cycle affects the core of the next cycle.
従来の方法では、平均出力密度（約４×
1013n／cm2・sec）で運転された後、平衡サマリウ
ム濃度となつている状態を標準条件としている。
従つて、炉停止直前での出力分布のピーキング
（中性子レベルが異なる原因）により反応度計算
誤差を生じていたが、本方法ではそのようなこと
がなく、計算精度を向上することができる。 In the conventional method, the average power density (approximately 4×
The standard condition is that the samarium concentration is at equilibrium after operation at 10 13 n/cm 2 sec).
Therefore, although reactivity calculation errors were caused by the peaking of the power distribution immediately before reactor shutdown (the cause of the difference in neutron levels), this method does not cause such errors and can improve calculation accuracy.
以上のように、本発明では原子炉停止中のあら
ゆる状態での中性子実効増倍率を高精度に計算す
ることが可能となり、原子炉停止余裕の確保、臨
界制御棒パターンの予測等における精度を向上さ
せることができる。
As described above, the present invention makes it possible to calculate the effective neutron multiplication factor with high precision under all conditions during reactor shutdown, which improves accuracy in ensuring reactor shutdown margin and predicting critical control rod patterns. can be done.
すなわち、本発明により精度の向上を期待でき
る計算可能炉心状態および項目は次の通りであ
る。 That is, the computable core states and items whose accuracy can be expected to be improved by the present invention are as follows.
＊計算可能炉心状態
炉停止直後におけるキセノン反応度の大幅変
化時
燃料移動中（炉心に燃料が一部挿入されてい
ない場合でも可能）
燃料移動完了後
すなわち炉停止後、定検中および定検後のいか
なる炉心状態においても、運転履歴を考慮するこ
とが可能となつた。*Calculable core states When the xenon reactivity changes significantly immediately after reactor shutdown During fuel transfer (possible even if some fuel is not inserted into the core) After completion of fuel transfer In other words, after reactor shutdown, during periodic inspection, and after periodic inspection It is now possible to consider the operating history in any core state.
＊改良項目
キセノン反応度効果
サマリウム反応度効果
燃料製造実績値（核分裂物質の存在量、反応
度寄与物質等）
制御棒製造実績、照射実績
以上の項目に関し、オフライン計算により無限
増倍率K∞（Ｅ，Ｖ）を計算した時のノミナル条件
（寸法・形状、構成材料の濃度、運転条件）と現
実の炉心状態が異なつていることの反応度補正が
可能となつた。*Improved items Xenon reactivity effect Samarium reactivity effect Actual fuel production values (abundance of fissile material, reactivity contributing substances, etc.) Actual results of control rod manufacturing, irradiation results Regarding the above items, offline calculation has been performed to determine the infinite multiplication factor K ∞ (E .
第１図は沸騰水型原子力発電プラントの概略構
成図、第２図は炉心の構成を示す平面図、第３図
は計算仮定を示す流れ図、第４はキセノンの吸収
反応度の変化を示す線図、第５図はサマリウム吸
収反応度の変化を示す線図である。
１……原子炉圧力容器、２……炉心、３……制
御棒、４……燃料集合体、５……LPRM、６…
…プロセス計算機、１１〜２０……計算・処理ル
ーチン。
Figure 1 is a schematic configuration diagram of a boiling water nuclear power plant, Figure 2 is a plan view showing the core configuration, Figure 3 is a flow chart showing calculation assumptions, and Figure 4 is a line showing changes in xenon absorption reactivity. FIG. 5 is a diagram showing changes in samarium absorption reactivity. 1...Reactor pressure vessel, 2...Reactor core, 3...Control rod, 4...Fuel assembly, 5...LPRM, 6...
...Process computer, 11-20...Calculation/processing routine.
Claims (1)
歴および制御棒の有無から炉心に装荷された各燃
料集合体の無限増倍率を算出する無限増倍率演算
手段１４と、 前記燃料集合体の設計値または標準条件からの
差異に基づく反応度補正量を算出する第１の反応
度補正量演算手段１５と、 前記制御棒の設計値または標準条件からの差異
に基づく反応度補正量を算出する第２の反応度補
正量演算手段と１６、 原子炉の定常出力運転時における初期キセノン
濃度分布および先行核のよう素濃度分布から炉停
止後のキセノン濃度分布を求め、この炉停止後の
キセノン濃度分布からキセノンによる無限増倍率
補正量を算出する非定常キセノン反応度効果演算
手段１７と、 原子炉の定常出力運転時における初期サマリウ
ム濃度分布および先行核のプロメシウム濃度分布
から炉停止後のサマリウム濃度分布を求め、この
炉停止後のサマリウム濃度分布からサマリウムに
よる無限増倍率補正量を算出する非定常サマリウ
ム反応度効果演算手段１８と、 前記無限増倍率演算手段、第１の反応度補正量
演算手段、第２の反応度補正量演算手段、非定常
キセノン反応度効果演算手段および非定常サマリ
ウム反応度効果演算手段の各算出値を合算して各
ノードにおける真の無限増倍率を求め、この各ノ
ードにおける真の無限増倍率から炉心の中性子実
効増倍率を算出する中性子実効倍率演算手段１
９，２０と を具備したことを特徴とするプロセス計算機。[Scope of Claims] 1. infinite multiplication factor calculating means 14 for calculating the infinite multiplication factor of each fuel assembly loaded in the core from the burnup at each node of the reactor core, void rate history, and the presence or absence of control rods, and the fuel a first reactivity correction amount calculating means 15 for calculating a reactivity correction amount based on the difference from the design value or standard conditions of the assembly; and a reactivity correction amount based on the difference from the design value or standard conditions of the control rod. 16, a second reactivity correction amount calculation means for calculating the unsteady xenon reactivity effect calculation means 17 for calculating the infinite multiplication factor correction amount by xenon from the xenon concentration distribution of the reactor; unsteady samarium reactivity effect calculation means 18 for determining a samarium concentration distribution and calculating an infinite multiplication factor correction amount by samarium from this samarium concentration distribution after reactor shutdown; the infinite multiplication factor calculation means; a first reactivity correction amount; The calculation means, the second reactivity correction amount calculation means, the unsteady xenon reactivity effect calculation means, and the unsteady samarium reactivity effect calculation means are added together to obtain the true infinite multiplication factor at each node. Neutron effective multiplication factor calculation means 1 for calculating the neutron effective multiplication factor of the reactor core from the true infinite multiplication factor at each node
9. A process computer comprising: 9 and 20.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59267161A JPS61144595A (en) | 1984-12-18 | 1984-12-18 | Method of controlling operation of core |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59267161A JPS61144595A (en) | 1984-12-18 | 1984-12-18 | Method of controlling operation of core |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61144595A JPS61144595A (en) | 1986-07-02 |
| JPH0473560B2 true JPH0473560B2 (en) | 1992-11-24 |
Family
ID=17440939
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59267161A Granted JPS61144595A (en) | 1984-12-18 | 1984-12-18 | Method of controlling operation of core |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61144595A (en) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2809739B2 (en) * | 1989-09-07 | 1998-10-15 | 株式会社東芝 | Criticality prevention device |
| US7532698B2 (en) * | 2006-11-29 | 2009-05-12 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Systems and methods of predicting a critical effective k for a nuclear reactor |
| JP6427015B2 (en) * | 2015-01-26 | 2018-11-21 | 原子燃料工業株式会社 | Evaluation of core characteristics during long-term reactor shutdown and its system |
-
1984
- 1984-12-18 JP JP59267161A patent/JPS61144595A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61144595A (en) | 1986-07-02 |
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