JP2003066179A - 原子炉の炉心計算方法 - Google Patents

原子炉の炉心計算方法

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Abstract

(57)【要約】 【課題】原子炉の炉心計算にあたり非均質炉心計算と同
等の計算精度を粗メッシュ炉心計算で得て計算時間,記
憶容量の大幅な短縮,削減をはかる。 【解決手段】原子炉の炉心計算において、集合体の均質
断面積、集合体境界の不連続因子等より構成される集合
体核定数テーブルを用いて集合体を均質化して取り扱う
粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心計算と同じ
炉心状態を前提とした非均質炉心計算を行い、これら2
つの炉心計算結果を比較することにより、粗メッシュ炉
心計算に使用される集合体均質断面積、集合体境界の不
連続因子等に対する補正因子を求め、これらの補正因子
を用いて粗メッシュ炉心計算を行うことにより、非均質
炉心計算と同等の精度の計算結果を高速に得ることを特
徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の炉心計算
を高速かつ高精度で行う方法に関するものである。ここ
で原子炉の炉心計算とは、原子炉中の中性子の挙動や熱
水力挙動等の様々な物理現象を、数値計算によりシミュ
レーションすることを指称する。
【0002】
【従来の技術】現在の原子炉の炉心計算方法としては、
原子炉を燃料ペレット、被覆管、冷却材等から構成され
る燃料棒セル単位で取り扱う非均質炉心計算と、集合体
を均質化して取り扱う粗メッシュ炉心計算に大別され
る。
【0003】非均質炉心計算としては、燃料ペレット、
被覆管、冷却材等から構成される燃料棒セル領域を均質
化して取り扱う方法と、燃料ペレット、被覆管、冷却材
等の領域を均質化することなくあらわに取り扱う方法が
ある。
【0004】現在の非均質炉心計算としては、炉心軸方
向依存性を平均的に取り扱い、炉心径方向依存性のみを
計算する径方向2次元計算が一般的である。このような
炉心計算手法を採用する場合、炉心軸方向依存性につい
ては、炉心径方向依存性を平均的に取り扱った炉心軸方
向1次元計算により、炉心軸方向依存性を近似的に取り
扱う必要が生じる。
【0005】現在の粗メッシュ炉心計算としては、集合
体を均質化することにより、集合体単位、あるいは集合
体を炉心径方向に4メッシュ程度に分割し、更に炉心軸
方向についてもメッシュ分割することにより、3次元の
計算を行う方法が一般的である。粗メッシュ炉心計算に
おいては、集合体を均質化することにより生じる集合体
境界の中性子流の誤差を軽減するために、集合体境界の
中性子不連続因子を導入する方法が一般的となってい
る。
【0006】
【発明が解決しようとする課題】近年の計算機の発達に
伴い、炉心軸方向についてもメッシュ分割する3次元の
非均質炉心計算も実用化されつつあるが、現在のところ
未燃焼の初装荷炉心において、燃料温度分布、水密度分
布等の影響を受けない零出力状態に適用は限られてい
る。
【0007】運転状態の炉心を模擬するためには、燃料
温度分布,水密度分布等が燃料断面積に与える影響(フ
ィードバック効果)を考慮し、核計算と熱水力計算の相
互の繰り返し計算を行う必要があり、極めて計算時間が
長く、大きな計算機記憶容量を必要とする問題点があ
る。このような問題点から、高速の計算が要求される原
子力発電所のオンサイトコンピュータにおけるオンライ
ン炉心計算や、時間依存の炉心動特性計算への適用は現
実的ではない。
【0008】粗メッシュ炉心計算において一般的となっ
ている、中性子不連続因子を用いた集合体均質化手法の
理論によると、非均質炉心計算結果を用いて求めた集合
体均質断面積および集合体境界の不連続因子を粗メッシ
ュ炉心計算に適用することにより、非均質炉心計算結果
と同等の計算結果を粗メッシュ炉心計算により得ること
ができる。しかし、粗メッシュ炉心計算を行う度に非均
質炉心計算を行っていたのでは、粗メッシュ炉心計算を
行う意味がないので、集合体均質断面積及び集合体境界
の不連続因子を求める際に、着目集合体が無限に配列さ
れた体系を仮定した集合体体系での非均質計算を行うこ
とにより集合体均質断面積および集合体境界の不連続因
子を求め、これを粗メッシュ炉心計算に適用するという
近似的方法が一般的である。この方法では、無限配列の
対称性を活用して、対称軸上で中性子に対する完全反射
条件を設定することにより、単一の集合体体系での非均
質計算を行うことができる。
【0009】あるいは、上述の方法における近似の程度
を低減するため、着目集合体とそれに隣接する集合体の
みに着目した小規模体系が無限に配列された体系を仮定
した集合体体系での非均質計算を行うことにより集合体
均質断面積および集合体境界の不連続因子を求める方法
がある。この方法では、無限配列の対称性を活用して、
対称軸上で中性子に対する完全反射条件を設定すること
により、隣接する4つの集合体体系での非均質計算を行
うことができる。しかし、この方法では炉内に存在する
隣接する集合体の組み合わせ毎に隣接集合体計算を行う
必要があり、計算手順が煩雑となる。
【0010】近似の程度を更に低減させると共に、隣接
集合体計算の煩雑さを避ける方法としては、実際の炉心
体系に基づき2次元非均質炉心計算によって集合体均質
断面積および集合体境界の不連続因子を求める方法が考
えられる。しかし、この方法では炉心軸方向の燃焼度分
布、燃料温度分布、水密度分布等の効果を正確に取り扱
うためには、軸方向に炉心を多数に分割し、分割平面毎
に2次元非均質炉心計算を行う必要が生じる。しかも分
割平面毎の2次元炉心計算においても、燃料温度分布、
水密度分布が断面積に与える影響(フィードバック効
果)を正確に考慮するためには、核計算と熱水力計算の
相互の繰り返し計算を行う必要があり、長い計算時間と
大きな計算機記憶容量を必要とするという問題点があ
る。
【0011】本発明は上述の如き実状に対処し、特に非
均質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算の組み合わせを見
出すことにより、非均質炉心計算と同等の計算精度を粗
メッシュ炉心計算で得て、計算時間,記憶容量の大幅な
短縮、削減をはかることを目的とするものである。
【0012】
【課題を解決するための手段】即ち、本発明は上記非均
質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算を組み合わせた原子
炉の炉心計算方法であって、先ず基本的には集合体の均
質断面積、集合体境界の不連続因子等より構成される集
合体核定数テーブルを用いて集合体を均質化して取り扱
う粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心計算と同
じ炉心状態を前提とした非均質炉心計算を行い、これら
2つの炉心計算結果を比較することにより、粗メッシュ
炉心計算に使用される集合体均質断面積、集合体境界の
不連続因子等に対する補正因子を求め、これらの補正因
子を用いて粗メッシュ炉心計算を行うことにより、非均
質炉心計算と同等の精度の計算結果を高速に得ることを
特徴とする。
【0013】請求項2〜5は上記請求項1に係る発明の
より具体的な方法であり、請求項2,3は上記における
粗メッシュ炉心計算と非均質炉心計算を夫々2次元粗メ
ッシュ炉心計算,2次元非均質炉心計算とし、かつ用い
る補正因子として集合体均質断面積、集合体境界の不連
続因子の少なくとも2種類の定数に対する補正因子、ま
た、更に集合体内出力分布および炉内中性子検出器の反
応率に対する補正因子を求めて、これらの補正因子を用
いて非均質炉心計算と同様または類似の体系において3
次元非均質炉心計算と同等の精度の計算結果を高速に得
ることを特徴とする。
【0014】請求項4,5は上記請求項1における粗メ
ッシュ炉心計算と非均質炉心計算を夫々3次元粗メッシ
ュ炉心計算、3次元非均質炉心計算とし、かつ用いる補
正因子として集合体均質断面積、集合体境界の不連続因
子の少なくとも2種類の定数に対する補正因子、また更
に集合体内出力分布および炉内中性子検出器の反応率に
対する補正因子を求めて、これらの補正因子を用いて非
均質炉心計算と同様または類似の体系において3次元粗
メッシュ炉心計算を行うことにより、3次元非均質炉心
計算と同等の精度の計算結果を高速に得ることを特徴と
する。
【0015】
【作用】原子炉の炉心計算にあたり、燃料ペレット,被
覆管,冷却材から構成される燃料セル単位で取り扱う非
均質炉心計算と、集合体を均質化して取り扱う粗メッシ
ュ炉心計算を行い、両者の計算結果を比較して粗メッシ
ュ炉心計算に使用される集合体均質断面積、集合体境界
の不連続因子、更に集合体内出力分布および炉内中性子
検出器の反応率に対する補正因子を求める。
【0016】この際粗メッシュ炉心計算で求めたボロン
濃度、燃料温度分布等を非均質炉心計算に使用すること
により、非均質炉心計算において核計算と熱水力計算の
相互の繰り返し計算を避けることができ、計算時間、記
憶容量の大幅な短縮、削減が可能となる。そして、上記
補正因子を用いて、非均質炉心計算と同様又は類似の体
系において粗メッシュ炉心計算を行う。非均質炉心計算
結果を考慮した補正係数を粗メッシュ炉心計算に反映す
ることにより、粗メッシュ炉心計算で非均質炉心計算と
同等の計算精度を得ることができる。
【0017】
【発明の実施の形態】以下、更に本発明の具体的態様を
実施例と共に説明する。
【0018】本発明を適用したPWR計算方法の1例と
して、2次元非均質炉心計算コードと、粗メッシュ炉心
計算コードを組み合わせたハイブリッド炉心計算システ
ムの流れ図を図1及び図2に示し、その具体的な計算手
順を以下に示す。
【0019】2次元粗メッシュ炉心計算(ステップ
1) 粗メッシュ炉心計算コードによるステップ1の2次元炉
心燃焼(あるいは制御棒挿入および引抜)計算を実施
し、炉心サイクル燃焼度、燃焼ステップ毎のボロン濃
度、集合体単位燃料温度分布および減速材温度分布計算
結果を、ファイルに出力する。なお、軸方向ブランケッ
ト燃料や濃縮度分布を有するPWRや、ボイドの発生に
より軸方向の水密度分布の変化が大きいBWRへの適用
を考え、このステップ1の粗メッシュ炉心計算を3次元
炉心計算とし、軸方向に分割した平面毎に2次元非均質
炉心計算を実施して補正を行うことも考えられる。
【0020】2次元非均質炉心計算 2次元粗メッシュ炉心計算(ステップ1)の結果(燃焼
ステップ毎のボロン濃度、集合体単位燃料温度分布及び
冷却材(減速材)温度分布等)をもとに、2次元非均質
炉心計算コードの入力データを作成し、炉心計算を実行
する。2次元非均質炉心計算コードからは、図2に示す
ように集合体平均断面積(XS)、集合体境界の不連
続因子(DF)、燃料棒出力分布(PIN)および
炉内中性子検出器の反応率(RR)をファイルに出力
する。
【0021】2次元粗メッシュ炉心計算(ステップ
2) 次に2次元非均質炉心計算と同じ計算条件(燃焼ステッ
プ毎のボロン濃度、集合体単位燃料温度分布および減速
材温度分布)のもとで、粗メッシュ炉心計算コードによ
る2次元炉心計算(ステップ2)を実施する。ステップ
2の計算では、粗メッシュ炉心計算コードにおける集合
体平均断面積(XS)および集合体境界の不連続因子
(DF)を2次元非均質炉心計算結果(XS、DF
)で置き換える。
【0022】断面積および不連続因子の補正係数算出 2次元粗メッシュ炉心計算(ステップ2)において、集
合体平均断面積(XS )および集合体境界の不連続因
子(DF)を2次元非均質炉心計算(XS、D
)に置き換える際に、この両者の比を集合体平均断
面積および集合体境界の不連続因子の補正係数(CX
S、CDF)として以下の式によって求める。 集合体平均断面積および集合体境界の不連続因子の補正
係数=(2次元非均質炉心計算結果)/(2次元粗メッ
シュ炉心計算結果)
【0023】燃料棒単位出力分布および炉内中性子検
出器の反応率の補正係数算出 ステップ2の2次元粗メッシュ炉心計算結果の集合体内
燃料棒単位出力分布(PIN)と2次元非均質炉心計
算結果の集合体内燃料棒単位出力分布(PIN )の比
より集合体内燃料棒単位出力分布の補正係数(CPI
N)を以下の式により求める。同様にステップ2の2次
元粗メッシュ炉心計算結果の炉内中性子検出器の反応率
(RR)と2次元非均質炉心計算結果の炉内中性子検
出器の反応率(RR)の比より炉内中性子検出器の反
応率の補正係数(CRR)も求める。 集合体内燃料棒単位出力分布および炉内中性子検出器の
反応率の補正係数=(2次元非均質炉心計算結果)/
(2次元粗メッシュ炉心計算結果)
【0024】3次元粗メッシュ炉心計算(ステップ
3) 補正係数による補正後の集合体平均断面積および集合体
境界の不連続因子を用いてステップ3の3次元粗メッシ
ュ炉心計算を実施する。これより得られた集合体内燃料
棒単位出力分布および炉内中性子検出器の反応率に対し
ても、補正係数を用いて補正を行う。 集合体平均断面積および集合体境界の不連続因子(補正
後)=集合体平均断面積および集合体境界の不連続因子
(補正前)×補正係数 集合体内燃料棒単位出力分布および炉内中性子検出器の
反応率(補正後)=集合体内燃料棒単位出力分布および
炉内中性子検出器の反応率(補正前)×補正係数
【0025】以上のような手順で2次元非均質炉心計算
と2次元粗メッシュ炉心計算より求めた補正係数を使用
することにより、膨大な計算時間と記憶容量を必要とす
る3次元炉心計算を実施することなく、3次元非均質炉
心計算と同等の計算精度を3次元粗メッシュ炉心計算よ
り得ることができる。このような利点は多くの計算ステ
ップを必要とする動特性計算を行う際に特に有効であ
る。
【0026】更に、2次元粗メッシュ炉心計算(ステッ
プ1)により計算された炉内温度分布等を用いて2次元
非均質炉心計算を実施することにより、2次元非均質炉
心計算の際の核計算と熱水力計算の相互の繰り返し計算
を避けることができ、この点でも計算時間短縮が可能と
なっている。
【0027】また、上述の例では、2次元粗メッシュ
炉心計算(ステップ1)、2次元非均質炉心計算、
2次元粗メッシュ炉心計算(ステップ2)の計算はすべ
て2次元炉心計算であるが、これらの計算を3次元炉心
計算で行うことも可能である。この場合の流れ図を図3
および図4に示す。この場合も補正係数を求めるための
3次元非均質炉心計算を一度行うだけで、3次元非均質
炉心計算と同等の計算精度を3次元粗メッシュ炉心計算
より得ることができるため、多くの計算ステップを必要
とする動特性計算を行う際には有効である。また、3次
元粗メッシュ炉心計算(ステップ1)により計算された
炉内温度分布等を用いて3次元非均質炉心計算を実施す
ることにより、3次元非均質炉心計算の際の核計算と熱
水力計算の相互の繰り返し計算を避けることができ、計
算時間短縮が可能となる。
【0028】かくして、以上のような手順で非均質炉心
計算と粗メッシュ炉心計算を組み合わせることにより非
均質炉心計算と同等の計算精度を粗メッシュ炉心計算で
得ることができ、計算時間,記憶容量の大幅な短縮,削
減が可能となる。
【0029】
【発明の効果】本発明は以上のように集合体を均質化し
て取り扱う粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心
計算と同じ炉心状態を前提とした非均質炉心計算を行
い、これら2つの炉心計算結果を比較して粗メッシュ炉
心計算に使用される集合体均質断面積、集合体境界の不
連続因子等に対する補正因子を求め、これらの補正因子
を用いて粗メッシュ炉心計算を行うことにより、均質炉
心計算と同等の精度の計算結果を得る炉心計算方法であ
り、粗メッシュ炉心計算により計算された炉内温度分布
等を用いて非均質炉心計算を実施することにより、核計
算と、熱水力計算の相互の繰り返し計算を避けることが
出来、計算時間,記憶容量の大幅な短縮,削減が可能と
なると共に、非均質炉心計算結果を考慮した補正係数を
粗メッシュ炉心計算に反映することにより、比較的簡単
な粗メッシュ炉心計算で非均質炉心計算と同程度の精度
を得ることができる顕著な効果を有する。
【図面の簡単な説明】
【図1】2次元非均質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算
を組み合わせた炉心計算システムのフローチャート(前
半)である。
【図2】2次元非均質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算
を組み合わせた炉心計算システムのフローチャート(後
半)である。
【図3】3次元非均質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算
を組み合わせた炉心計算システムのフローチャート(前
半)である。
【図4】3次元非均質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算
を組み合わせた炉心計算システムのフローチャート(後
半)である。
─────────────────────────────────────────────────────
【手続補正書】
【提出日】平成14年10月10日(2002.10.
10)
【手続補正1】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】特許請求の範囲
【補正方法】変更
【補正内容】
【特許請求の範囲】
【手続補正2】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0008
【補正方法】変更
【補正内容】
【0008】粗メッシュ炉心計算において一般的となっ
ている、中性子不連続因子を用いた集合体均質化手法の
理論によると、非均質炉心計算結果を用いて求めた集合
体均質断面積および集合体境界の不連続因子を粗メッシ
ュ炉心計算に適用することにより、非均質炉心計算結果
と同等の計算結果を粗メッシュ炉心計算により得ること
ができる。しかし、粗メッシュ炉心計算を行う度に非均
質炉心計算を行っていたのでは、粗メッシュ炉心計算を
行う意味がないので、集合体均質断面積及び集合体境界
の不連続因子を求める際に、着目集合体が無限に配列さ
れた体系を仮定した集合体体系での非均質計算を行うこ
とにより集合体均質断面積および集合体境界の不連続因
子を求め、集合体均質断面積および集合体境界の不連続
因子を含む核定数テーブルを作成し、この核定数テーブ
ルを用いて粗メッシュ炉心計算を行うという近似的方法
が一般的である。この方法では、無限配列の対称性を活
用して、対称軸上で中性子に対する完全反射条件を設定
することにより、単一の集合体体系での非均質計算を行
うことができる。
【手続補正3】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0009
【補正方法】変更
【補正内容】
【0009】しかし、上述の計算手法では、集合体均質
断面積及び集合体境界の不連続因子を求めるための非均
質計算を無限配列を仮定した単一集合体体系で行ってお
り、核定数に対する隣接集合体の影響を近似的に扱って
いる。この近似の程度を低減する手法として、着目集合
体とそれに隣接する集合体のみに着目した小規模体系が
無限に配列された体系を仮定した集合体体系での非均質
計算を行うことにより集合体均質断面積および集合体境
界の不連続因子を求める方法がある。この方法では、無
限配列の対称性を活用して、対称軸上で中性子に対する
完全反射条件を設定することにより、隣接する4つの集
合体体系での非均質計算を行うことができる。しかし、
この方法では炉内に存在する隣接する集合体の組み合わ
せ毎に隣接集合体計算を行う必要があり、計算手順が煩
雑となる。
【手続補正4】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0011
【補正方法】変更
【補正内容】
【0011】本発明は上述の如き実状に対処し、特に非
均質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算を並行に行い、そ
れら2つの計算の集合体均質断面積等の比を補正因子と
して用いることにより、非均質炉心計算と同等の計算精
度を粗メッシュ炉心計算で得て、計算時間,記憶容量の
大幅な短縮,削減をはかることを目的とするものであ
る。
【手続補正5】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0012
【補正方法】変更
【補正内容】
【0012】
【課題を解決するための手段】即ち、本発明は上記非均
質炉心計算と、粗メッシュ炉心計算を組み合わせた原子
炉の炉心計算方法であって、先ず基本的には同じ燃焼ス
テップの炉心状態を前提として集合体の均質断面積、集
合体境界の不連続因子等を含む集合体核定数テーブルを
用いて集合体を均質化して取り扱う粗メッシュ炉心計算
と、非均質炉心計算とを並行に行い、これら2つの炉心
計算の集合体均質断面積、集合体境界の不連続因子、集
合体内出力分布および炉内中性子検出器の反応率の比を
求め、これらの比を新たな粗メッシュ炉心計算に使用さ
れる集合体均質断面積、集合体境界の不連続因子、集合
体内出力分布および炉内中性子検出器の反応率に対する
補正因子として用いて炉心計算を行うことにより、非均
質炉心計算と同等の精度の計算結果を高速に得ることを
特徴とする。
【手続補正6】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0029
【補正方法】変更
【補正内容】
【0029】
【発明の効果】本発明は以上のように集合体を均質化し
て取り扱う粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心
計算とを同じ燃焼ステップの炉心状態を前提として並行
に行い、これら2つの炉心計算結果を前記の如く比較し
て粗メッシュ炉心計算に使用される集合体均質断面積、
集合体境界の不連続因子等に対する補正因子を求め、こ
れらの補正因子を用いて新たな粗メッシュ炉心計算を行
うことにより、均質炉心計算と同等の精度の計算結果を
得る炉心計算方法であり、粗メッシュ炉心計算により計
算された炉内温度分布等を用いて非均質炉心計算を実施
することにより、核計算と、熱水力計算の相互の繰り返
し計算を避けることが出来、計算時間,記憶容量の大幅
な短縮,削減が可能となると共に、非均質炉心計算結果
を考慮した補正係数を粗メッシュ炉心計算に反映するこ
とにより、比較的簡単な粗メッシュ炉心計算で非均質炉
心計算と同程度の精度を得ることができる顕著な効果を
有する。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 杉村 直紀 大阪市西区土佐堀1丁目3−7 株式会社 原子力エンジニアリング内 Fターム(参考) 2G075 CA08 FB07 FB08 FB09 FB10 FB18 FC11 GA09 GA18

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】原子炉の炉心計算方法であって、集合体の
    均質断面積、集合体境界の不連続因子等より構成される
    集合体核定数テーブルを用いて集合体を均質化して取り
    扱う粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心計算と
    同じ炉心状態を前提とした非均質炉心計算を行い、これ
    ら2つの炉心計算結果を比較することにより、粗メッシ
    ュ炉心計算に使用される集合体均質断面積、集合体境界
    の不連続因子等に対する補正因子を求め、これらの補正
    因子を用いて粗メッシュ炉心計算を行うことにより、非
    均質炉心計算と同等の精度の計算結果を高速に得ること
    を特徴とする原子炉の炉心計算方法。
  2. 【請求項2】原子炉の炉心計算方法であって、集合体の
    均質断面積、集合体境界の不連続因子等より構成される
    集合体核定数テーブルを用いて集合体を均質化して取り
    扱う2次元粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心
    計算と同じ炉心状態を前提とした2次元非均質炉心計算
    を行い、これら2つの炉心計算結果を比較することによ
    り、粗メッシュ炉心計算に使用される集合体均質断面
    積、集合体境界の不連続因子の少なくとも2種類の定数
    に対する補正因子を求め、これらの補正因子を用いて、
    非均質炉心計算と同様または類似の体系において3次元
    粗メッシュ炉心計算を行うことにより、3次元非均質炉
    心計算と同等の精度の計算結果を高速に得ることを特徴
    とする原子炉の炉心計算方法。
  3. 【請求項3】原子炉の炉心計算方法であって、集合体の
    均質断面積、集合体境界の不連続因子等より構成される
    集合体核定数テーブルを用いて集合体を均質化して取り
    扱う2次元粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心
    計算と同じ炉心状態を前提とした2次元非均質炉心計算
    を行い、これら2つの炉心計算結果を比較することによ
    り、粗メッシュ炉心計算に使用される集合体均質断面
    積、集合体境界の不連続因子、集合体内出力分布および
    炉内中性子検出器の反応率に対する補正因子を求め、こ
    れらの補正因子を用いて、非均質炉心計算と同様または
    類似の体系において3次元粗メッシュ炉心計算を行うこ
    とにより、3次元非均質炉心計算と同等の精度の計算結
    果を高速に得ることを特徴とする原子炉の炉心計算方
    法。
  4. 【請求項4】原子炉の炉心計算方法であって、集合体の
    均質断面積、集合体境界の不連続因子等より構成される
    集合体核定数テーブルを用いて集合体を均質化して取り
    扱う3次元粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心
    計算と同じ炉心状態を前提とした3次元非均質炉心計算
    を行い、これら2つの炉心計算結果を比較することによ
    り、粗メッシュ炉心計算に使用される集合体均質断面
    積、集合体境界の不連続因子の少なくとも2種類の定数
    に対する補正因子を求め、これらの補正因子を用いて、
    非均質炉心計算と同様または類似の体系において3次元
    粗メッシュ炉心計算を行うことにより、3次元非均質炉
    心計算と同等の精度の計算結果を高速に得ることを特徴
    とする原子炉の炉心計算方法。
  5. 【請求項5】原子炉の炉心計算方法であって、集合体の
    均質断面積、集合体境界の不連続因子等より構成される
    集合体核定数テーブルを用いて集合体を均質化して取り
    扱う3次元粗メッシュ炉心計算と、その粗メッシュ炉心
    計算と同じ炉心状態を前提とした3次元非均質炉心計算
    を行い、これら2つの炉心計算結果を比較することによ
    り、粗メッシュ炉心計算に使用される集合体均質断面
    積、集合体境界の不連続因子、集合体内出力分布および
    炉内中性子検出器の反応率に対する補正因子を求め、こ
    れらの補正因子を用いて、非均質炉心計算と同様または
    類似の体系において3次元粗メッシュ炉心計算を行うこ
    とにより、3次元非均質炉心計算と同等の精度の計算結
    果を高速に得ることを特徴とする原子炉の炉心計算方
    法。
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007147377A (ja) * 2005-11-25 2007-06-14 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 炉心設計支援装置及びプログラム
JP2010133740A (ja) * 2008-12-02 2010-06-17 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 炉心解析プログラム
JP2011040076A (ja) * 2009-08-18 2011-02-24 Areva Np 原子炉炉心をモデル化する方法及び対応するコンピュータプログラム製品
JP2011514587A (ja) * 2008-02-18 2011-05-06 アレヴァ エヌペ 原子炉炉心をモデル化するためのコンピュータで実行する方法及び対応するコンピュータプログラム製品
JP2011528101A (ja) * 2008-02-11 2011-11-10 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉内の燃料棒出力分布のモデリング法
JP2013186016A (ja) * 2012-03-09 2013-09-19 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 放射線データの三次元空間分布算出方法

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US8873698B2 (en) * 2002-12-18 2014-10-28 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria
US7231333B2 (en) * 2003-03-31 2007-06-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors
US9047995B2 (en) * 2002-12-18 2015-06-02 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
US7424412B2 (en) * 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
DE10328920A1 (de) 2003-06-26 2005-01-20 Framatome Anp Gmbh Verfahren zum rechnerischen Modellieren des Kerns eines Kernreaktors
US8548789B2 (en) * 2008-02-11 2013-10-01 Westinghouse Electric Company Llc Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core
CN114282460B (zh) * 2021-12-31 2023-05-16 西安交通大学 一种铅铋快堆堆芯热工水力特性分析方法
CN114528719B (zh) * 2022-04-22 2022-07-08 西安交通大学 一种基于二维堆芯的用于压水堆的在线能群压缩方法

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3919720A (en) * 1973-02-23 1975-11-11 Westinghouse Electric Corp Nuclear power plant training simulator modeling organization and method
US4774049A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Two and three dimensional core power distribution monitor and display
JPH01142498A (ja) * 1987-11-30 1989-06-05 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 原子炉シミュレーション方法
JP3224810B2 (ja) * 1990-10-04 2001-11-05 株式会社東芝 燃料集合体の限界出力比計算装置
US5225147A (en) * 1991-09-17 1993-07-06 General Physics International Engineering & Simulation, Inc. Real time analysis of light water core neutronics
AU2683192A (en) * 1991-09-17 1993-04-27 General Physics International Engineering & Simulation, Inc. Real time analysis of power plant thermohydraulic phenomenon
JPH07134196A (ja) * 1993-11-09 1995-05-23 Toshiba Corp 原子炉監視装置
JP3253450B2 (ja) * 1994-06-21 2002-02-04 株式会社東芝 炉心性能推定装置および炉心性能推定方法
JPH10239480A (ja) * 1997-02-24 1998-09-11 Toshiba Corp 炉心性能計算方法および装置
JP2000162364A (ja) * 1998-11-26 2000-06-16 Hitachi Ltd 原子炉炉心性能計算装置
US6795801B1 (en) * 1999-08-13 2004-09-21 Electric Power Research Institute, Inc. Apparatus and method for analyzing anisotropic particle scattering in three-dimensional geometries
JP2001133581A (ja) * 1999-11-02 2001-05-18 Hitachi Ltd 炉心性能計算方法及び装置

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007147377A (ja) * 2005-11-25 2007-06-14 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 炉心設計支援装置及びプログラム
JP2011528101A (ja) * 2008-02-11 2011-11-10 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉内の燃料棒出力分布のモデリング法
JP2011514587A (ja) * 2008-02-18 2011-05-06 アレヴァ エヌペ 原子炉炉心をモデル化するためのコンピュータで実行する方法及び対応するコンピュータプログラム製品
JP2010133740A (ja) * 2008-12-02 2010-06-17 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 炉心解析プログラム
JP2011040076A (ja) * 2009-08-18 2011-02-24 Areva Np 原子炉炉心をモデル化する方法及び対応するコンピュータプログラム製品
JP2013186016A (ja) * 2012-03-09 2013-09-19 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 放射線データの三次元空間分布算出方法

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