JP2003177196A - 炉心核計装応答計算法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】ガンマ線応答を用いて、隣接ノード出力を算出
する精度が向上し、３次元ＢＷＲシミュレータによる炉
内出力分布評価の精度が向上するようにする。 【解決手段】多数の燃料集合体および制御棒を装荷した
原子炉炉心内の出力を炉内核計装集合体によって測定
し、その測定した出力を前記炉心の出力分布監視、制御
等に使用する場合に適用する計算法である。炉内核計装
集合体としてガンマ線束またはガンマ線による発熱を測
定する検出器を含め、燃料集合体の出力と前記検出器の
応答関係をガンマ線輸送計算によって求める。燃料集合
体を構成する燃料棒からのガンマ線の寄与以外に、炉内
核計装集合体を構成する核計装構造材の捕獲反応および
非弾性散乱反応によるガンマ線をも計算要素として取り
込む。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の出力分布
監視システム等に適用される計算方法に係り、特にガン
マ線束またはガンマ線による発熱を検出する検出器の応
答信号と検出器周囲の燃料集合体の出力との相関関係を
求める炉心核計装応答計算法に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉、例えば沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）等においては、一般に原子炉運転状態および出力分
布を監視する出力分布監視システムを備えている。図３
は、ＢＷＲの出力分布監視システムを例示した構成図で
あり、図４は同システムに適用される炉心の出力分布監
視装置の検出器配置関係を示す拡大図である。

【０００３】図３に示すように、原子炉格納容器１内に
原子炉圧力容器２が格納されており、この原子炉圧力容
器２内に炉心３が収容されている。この炉心３は図４に
示すように、多数の燃料集合体４および制御棒５などを
装荷して構成され、炉心３の燃料集合体４で囲まれた位
置に炉内核計装集合体６が設けられている。

【０００４】図４に示すように、炉内核計装集合体６
は、４体の燃料集合体４により形成されたコーナ水ギャ
ップＧに配置されており、この核計装集合体６の核計装
管７内に固定式中性子検出器（ＬＰＲＭ検出器）８が炉
心軸方向の数箇所に離散的に配置されている。この中性
子検出器８は通常、４個が炉心軸方向の燃料有効部に等
間隔に分散配置される。さらに、核計装管７内には移動
式炉内計装導管（ＴＩＰ導管）９が配置され、ＴＩＰ導
管９内には、１個の移動式中性子検出器（ＴＩＰ：Ｔｒ
ａｖｅｒｓｉｎｇ Ｉｎ−Ｃｏｒｅ Ｐｒｏｂｅ）１０
が軸方向に移動可能に設けられている。

【０００５】移動型中性子検出器（ＴＩＰ）１０は、図
３に示すように、索引装置１１およびＴＩＰ駆動装置１
２によって軸方向に連続的に駆動されるようになってお
り、ＴＩＰ制御装置およびＴＩＰ中性子束信号処理装置
１３等によって中性子束を測定する可動型の中性子束測
定系が構成されている。符号１４はペネトレーション
部、１５はバルブ機構、１６は遮蔽容器である。そし
て、各中性子検出器８，１０とこれらの信号を処理する
信号処理装置１３，１７等の制御装置を含めて、原子炉
核計装システム１８が構成されている。

【０００６】一方、ＬＰＲＭ検出器８は、いくつかのグ
ループに分けられて、各ＬＰＲＭ検出器８の出力信号Ｓ
_ＬＰＲＭをもとに各グループ毎の平均信号（ＡＰＲＭ信
号）を演算により求め、炉心３の出力領域の出力レベル
を監視している。中性子束が急上昇するような異常な過
渡事象または事故時に燃料の破損防止または炉心の破損
防止のために制御棒駆動機構等の原子炉停止系（図示せ
ず）を急速にスクラム動作させる原子炉の安全保護系を
構成する。

【０００７】ところで、ＬＰＲＭ検出器８は、中性子照
射等により感度変化が個別に生じるので、運転中に一定
期間毎に検出器感度を較正するために移動型中性子検出
器１０を操作して、炉心軸方向の連続的な出力分布を得
るとともに、各ＬＰＲＭ検出器８の感度変化を、ＬＰＲ
Ｍ信号処理装置１７の利得調整機能によって補正してい
る。

【０００８】また、ＢＷＲには通常、図３に示すよう
に、原子力発電所の運転状態および出力分布監視用とし
てプロセス制御計算機２０が設置されており、このプロ
セス制御計算機２０は原子炉核計装システム１８の監視
制御を行う核計装制御装置２１、三次元核熱水力計算コ
ードの物理モデルを備えた出力分布算出装置２２および
入出力装置２３が備えられる。原子炉出力分布算出装置
２２はプロセス制御計算機２０の内の１台または複数台
にプログラムとして内蔵されている。原子炉出力分布算
出装置２２は、後述する出力分布算出モジュール２４と
出力分布学習モジュール２５とを備える。

【０００９】しかして、原子炉核計装システム１８の移
動型中性子検出器１０で得られた中性子束信号は、原子
炉核計装システム１８を構成するＴＩＰ中性子束信号処
理装置１３で炉心軸方向位置と対応した核計装信号とし
て処理され、この核計装信号はプロセス制御計算機２０
の出力分布算出装置２２に、３次元核熱水力計算時の参
照出力分布として読み込まれる。

【００１０】一方、原子炉の炉心現状データ測定手段と
しての炉心現状データ測定器２６から得られる制御棒パ
ターン、炉心流量、原子炉圧力容器内圧力、その他各種
の炉心現状データＳ_{ＰＲＯＣＥＳＳ}から得られる原子炉
熱出力、炉心入口冷却材温度等のプロセス量が、現状デ
ータ処理装置２７で読み込まれてデータ処理され、処理
されたデータはプロセス制御計算機２０の原子炉出力分
布算出装置２２に送られる。

【００１１】炉心現状データ測定器２６は実際には複数
の監視機器で構成される。この炉心現状データ測定器２
６は原子炉の各種運転パラメータのプロセスデータを収
集する装置の総称であるが、図３には簡単化のために１
つの測定器として例示している。

【００１２】また、現状データ処理装置２７はプロセス
制御計算機２０あるいはその一部とする構成でも可能で
あり、データ処理された炉心現状プロセス量は、プロセ
ス制御計算機２０の出力分布算出装置２２に送られ、プ
ロセス制御計算機２０に内蔵された３次元核熱水力計算
コードにより出力分布算出モジュール２４で炉心出力分
布を計算し、その計算結果を出力分布学習モジュール２
５に送って前記炉心核計装データの参照出力分布で学習
させて補正し、以後の出力分布予測計算において原子炉
出力分布を精度よく算出している。

【００１３】ところで、炉内核計装集合体６において
は、移動式中性子検出器である移動型中性子検出器１０
に代えて、図５の一部切欠き斜視図に示すように、ＴＩ
Ｐ導管９内に移動式γ線検出器（ガンマＴＩＰ検出器）
１０Ａを設け、このガンマＴＩＰ検出器１０Ａを炉心軸
方向に移動させてγ線束を炉心軸方向に連続的に測定す
るものがある。γ線は原子炉炉心３での核分裂量に比例
して発生するので、そのγ線束を測定することにより近
傍の核分裂量を測定することができる。そして、移動式
中性子検出器である移動型中性子検出器１０やガンマＴ
ＩＰ検出器１０Ａを用いることにより、炉心軸方向に配
置される複数のＬＰＲＭ検出器８個々の検出精度のバラ
ツキを較正するとともに、炉心軸方向に出力分布を連続
的に測定することができる。なお、従来の原子炉核計装
システム１８においては、炉心３の連続的な軸方向出力
分布の測定は、このような可動型炉内核計装である移動
型中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａに依存
するに留まっている。

【００１４】一方、可動型検出器である移動型中性子検
出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａは、原子炉圧力容
器２の外部から、これらの移動型中性子検出器１０ある
いはガンマＴＩＰ検出器１０Ａの少なくとも１個を、炉
心３の全長（炉心軸方向長さ）に亘ってＴＩＰ導管９内
を上下に移動させて測定を行うことから、これら移動型
中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａを移動操
作させる機械的駆動操作装置が大型化し、その構造が複
雑で移動操作や保全が繁雑となる支障があった。特に移
動型中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａを移
動操作させる検出器駆動装置１２、ＴＩＰ導管９を選択
する索引装置１１、バルブ機構１５、遮蔽容器１６など
機械的駆動操作装置の維持管理が必要で、しかも移動型
中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａが放射化
されていることから、その保守管理作業には被曝の可能
性が伴う。

【００１５】そこで、この観点から、原子炉核計装シス
テムに移動型の測定装置を用いないで、原子炉の運転状
態ならびに炉心軸方向出力分布を監視する方法が模索さ
れている。例えば、移動型中性子検出器１０およびガン
マＴＩＰ検出器１０Ａに代えて、ガンマ線発熱量を測定
する固定式のγ線発熱検出器、いわゆるガンマサーモメ
ータ（以下、「ＧＴ」と略称する）の集合体（ＧＴ集合
体）をＬＰＲＭ検出器８と同様に配置することが検討さ
れている。

【００１６】図６は、このようなＧＴ集合体３５の構成
を一部断面で示す斜視図である。このＧＴ集合体３５
は、ほぼ炉心燃料有効長をカバーする長さの軸方向に一
様な中空金属管（通常ステンレス鋼製）からなる金属ジ
ャケット６５に、複数のＧＴ４４を挿入したものであ
る。金属ジャケット６５の外側を、冷却材が流れるよう
になっている。金属ジャケット６５の内側には金属筒か
らなるコアチューブ６６が設けられ、さらにその内側に
金属被覆管７４が設けられ、この金属被覆管７４の中心
側に複数のＧＴ４４が同心円的配置で束状に配置されて
いる。

【００１７】コアチューブ６６には、軸方向の出力分布
測定位置に対応する離散的な位置に、肉厚切り欠き部か
らなる複数の断熱部６７が形成され、この断熱部６７中
に熱伝導の低いガス、例えばアルゴンガスが封入されて
いる。コアチューブ６６の中心部に設けられる複数のＧ
Ｔ４４は、それぞれ差動型熱電対７２として構成されて
いる。これらの差動型熱電対７２は、それぞれ小径な被
覆管８０内に熱電対素線７８および電気絶縁層７９を設
けた構成とされており、断熱部６７の軸方向中央位置に
高温側接点が位置し、断熱部６７より少し下方に離れた
位置に低温側接点が位置するように設定されている。そ
して、このように所要検出器部数だけ同心円状に挿入さ
れた熱電対７２のさらに内側に、ＧＴ集合体の校正用の
１本の内蔵ヒータ７１が配置されている。この内蔵ヒー
タ７１は、例えばシーズヒータとして構成され、ヒータ
線７５と、それを電気絶縁層７６を介して取り巻く金属
被覆管７７とによって構成されている。

【００１８】このようなＧＴ４４により炉内の出力分布
を測定する原理を、図７も使用して説明する。図７
（Ａ）は原子炉圧力容器２の概略断面図であり、図７
（Ｂ）は、同図（Ａ）のイ部分拡大および温度分布を示
す説明図である。図７（Ａ）に示すように、原子炉圧力
容器２内で核分裂に比例してγ線が発生し、ＧＴ４４を
加熱する。この加熱量はγ線束に比例し、γ線束は近傍
の核分裂量に比例する。図７（Ｂ）に示すように、ＧＴ
４４のセンサ部である断熱部６７の部分では、径方向の
冷却材８２による除熱が悪いので、矢印Ａで示すような
軸方向の熱流束が発生し、温度差が生じる。そこで、差
動型熱電対７２の高温側接点８１ａと低温側接点８１ｂ
を配置すると、この温度差を電圧信号で検出することが
できる。この温度差はγ線発熱量に比例することから、
差動型熱電対７２の電圧信号から局所的な核分裂量に比
例した量を求めることができる。

【００１９】このような原理を使い、ＬＰＲＭ検出器８
に近接してＧＴ集合体３５を配することによって、従来
型ＬＰＲＭ検出器８に比べて検出感度変動の少ないＧＴ
の特徴から、ＬＰＲＭ検出器８の感度を校正し、また軸
方向出力分布測定手段として、ＧＴ４４を複数個軸方向
に配したＧＴ集合体３５によって、中性子検出器として
の移動型中性子検出器１０を代替することが提案されて
いる。

【００２０】このようなＧＴ集合体３５を用いた原子炉
の運転状態および出力分布を監視する出力分布監視シス
テムの例が、特開２０００−１３７０９３号公報に示さ
れている。この出力分布監視システムを図８によって簡
単に説明すると、以下のとおりである。すなわち、この
出力分布監視システムは、図８に示すように、検出器お
よび信号処理装置を有する固定式炉内核計装システム３
０と、原子炉の運転状態ならびに炉心性能監視を行うプ
ロセス制御計算機２０Ａとを備える。プロセス制御計算
機２０Ａは、炉心の出力分布を算出するための原子炉の
出力分布算出装置３１を有する構成とされている。この
炉内出力分布算出装置３１は、炉出力分布を算出し、炉
心性能監視を行うようになっている。

【００２１】各ＬＰＲＭ検出器８は信号ケーブル３８に
よりペネトレーション部３９を貫通してＬＰＲＭ信号処
理装置４０に電気的に接続され、出力領域中性子束測定
系４１が構成される。一方、ＧＴ集合体３５の各γ線発
熱検出器（ＧＴ）４４は、信号ケーブル４５によりペネ
トレーション部４９を貫通してガンマサーモメータ信号
処理装置４８に電気的に接続されてガンマサーモメータ
出力分布測定系５０が構成される。ガンマサーモメータ
信号処理装置４８は、ＧＴ集合体３５の各ＧＴ４４から
の出力信号Ｓ１および各ＧＴ４４の感度に基づいて単位
重量あたりのγ線発熱量（Ｗ／ｇ）を表すγ線発熱測定
信号を求め、求めたＧＴデータをプロセス制御計算機２
０Ａに送信する。すなわち、固定式炉内核計装システム
３０は、出力領域中性子測定系４１とガンマサーモメー
タ出力分布測定系５０とを備えており、この固定式炉内
核計装システム３０の検出器８、４４を含む炉内核計装
集合体３２は、炉心３内に予め設定された固定の測定点
において、各検出器８、４４の検出信号送信および各信
号処理装置４０および４８の信号処理により、炉心３内
の中性子束とγ線発熱量を炉心核計装データとして測定
するようになっている。

【００２２】さらに、固定式炉内核計装システム３０
は、ＧＴ集合体３５の内蔵ヒータと電気的に接続され、
当該内蔵ヒータに電源を供給し、かつ電源供給量を制御
するためのガンマサーモメータヒータ制御装置５３を有
している。このＧＴヒータ制御装置５３は電源ケーブル
５４を介して選択された内蔵ヒータに電圧を印可し、ヒ
ータ加熱を行うようになっている。

【００２３】原子炉圧力容器２の内部、または図示しな
い一次系配管の内部には、原子炉運転用の各種の運転パ
ラメータである例えば炉心冷却材流量（または近似的な
再循環流量）、炉心圧力（圧力容器内圧力）、給水流
量、給水温度（または炉心入口冷却材温度）、および制
御棒駆動装置における制御棒位置（制御棒パターン）等
の原子炉炉心現状プロセスデータ（プロセス信号）Ｓ３
を測定する炉心現状データ測定器５５が設置されてい
る。炉心現状データ測定器５５は、ペネトレーション部
５６を貫通する信号ケーブル５７を介して現状データ処
理装置５８に接続され、これによりプロセスデータ測定
系５９が構成される。

【００２４】現状データ処理装置５８は、炉心現状デー
タ測定器５５により測定された炉心現状プロセスデータ
Ｓ３を受け取り、受け取った炉心現状プロセスデータＳ
３に基づいてデータ処理を実行して原子炉熱出力、炉心
入口冷却材温度等を計算し、計算された原子炉熱出力を
含む炉心現状プロセスデータＳ３を炉心現状データに変
換してプロセス制御計算機２０Ａに送信するようになっ
ている。

【００２５】さらに、プロセスデータ測定系５９の現状
データ処理装置５８、出力領域中性子束測定系４１のＬ
ＰＲＭ信号処理装置４０、ガンマサーモメータヒータ制
御系のガンマサーモメータヒータ制御装置５３およびガ
ンマサーモメータ出力分布測定系５０のＧＴ信号処理装
置４８は、それぞれプロセス制御計算機２０Ａに電気的
に接続されている。各処理装置４０，４８，５８で処理
されたデータ群は、核計装制御装置（核計装制御モジュ
ール）６０を介して炉内出力分布算出装置３１に入力さ
れるようになっている。

【００２６】また、プロセス制御計算機２０Ａの炉内出
力分布算出装置３１は、内蔵された物理モデル（３次元
核熱水力計算コード）により、炉心内の中性子束分布、
出力分布、熱的運転制限値に対する余裕等を算出する処
理機能（出力分布算出モジュール）６１と、出力分布算
出モジュール６１からの計算結果を入力して補正し、実
測した炉心核計装データを反映した炉心出力分布を得る
処理機能（出力分布学習モジュール）６２とから構成さ
れている。また、プロセス制御計算機２０Ａは、運転員
を介して出力分布計算指示コマンド、ＧＴ較正指示コマ
ンド等の各種コマンドを入力可能であり、かつ運転員に
対して炉心性能計算結果（例えば出力分布、運転制限値
に対する余裕）等の他、警報表示等の表示情報を出力可
能な表示機能を含む入出力装置６３を備えている。

【００２７】プロセス制御計算機２０Ａの炉内出力分布
算出装置３１は、予めプロセス制御計算機２０Ａに記憶
された出力分布算出モジュール６１の物理モデル（ＢＷ
Ｒ３次元シミュレータモデル；３次元核熱水力計算コー
ド）、および入力されたＧＴデータ、ＬＰＲＭデータ、
炉心現状データに基づいて炉心出力分布等を算出するよ
うになっている。炉内出力分布算出装置３１の出力分布
算出モジュール６１は、入力された炉心現状データおよ
び物理モデル（３次元核熱水力計算コード）に基づいて
演算処理を実行し、炉心内の中性子束分布、炉心出力分
布、熱的運転制限値に対する余裕等を算出する。

【００２８】炉内出力分布算出装置３１の出力分布学習
モジュール６２は、出力分布算出モジュール（３次元核
熱水力計算モジュール）６１により算出された結果（炉
心内中性子束分布、出力分布）を、入力されたＧＴデー
タおよびＬＰＲＭデータＳ２を参照しながら補正し、出
力分布算出モジュール６１に返し、モジュール６１で実
測炉心核計装データを反映した信頼性の高い炉心出力分
布、熱的運転制限値に対する余裕等を求めるようになっ
ている。

【００２９】

【発明が解決しようとする課題】このように、従来、ガ
ンマ線束またはガンマ線発熱を検出する炉内核計装集合
体の検出器の応答と核計装検出器周囲の燃料集合体の出
力との相関関係を求めるに当たっては、単位燃料集合体
核特性計算コードによる多群もしくは少数群の中性子輸
送計算により中性子束分布を得て、それを用いて各燃料
棒に含まれる個々の核種の核反応（核分裂＋捕獲＋非弾
性散乱）に伴うガンマフォトン発生量をエネルギ多群形
式（＝ガンマライブラリの群構造）で計算し、全構成核
種について総和することによって、各燃料棒ごとの全ガ
ンマ線源を得ている。それを固定ガンマ線源とし、多群
ガンマ輸送計算を燃料集合体構造および核計装検出器構
造を模擬した体系で行って、多群ガンマ線束分布を求
め、それを使って最終的に所望の検出器応答値（検出器
のガンマ線との反応率）が得られることになる。

【００３０】ここで、前記単位燃料集合体核特性計算コ
ードとは、燃料集合体1体の構成要素（燃料棒、ウォー
タロッド、チャンネルボックス）、冷却材、制御棒など
を模擬し、その構成要素等の組成、寸法諸元、密度、原
子数密度を入力し、各組成に対する多群の詳細な中性子
エネルギ群に対応した各種中性子反応断面積ライブラリ
のデータを使用して、炉心を水平断面においてノード分
割する最小単位である単位燃料集合体セル（ＢＷＲの場
合、図２の例に示すような十字形制御棒の１／４部分と
１燃料集合体を含むセル）に対して、セル平均の少数群
に縮約した各種中性子反応断面積、セル平均の少数群縮
約した中性子束等、各種の核特性を求める計算コードで
ある。

【００３１】ところで、ＢＷＲ炉心の場合、炉内核計装
集合体を配置するための核計装管は１６体の燃料集合体
あたり１本の割合（すなわち、１６体のうち４体が隣接
する割合）で装備されており、隣接する比率は４分の１
に過ぎないため、炉心全体の核特性への影響は小さいこ
と、さらに個々の燃料集合体に着目した場合、運転サイ
クルが変わる毎にシャッフルされるので、全炉内滞在期
間の中で核計装管に隣接している期間は平均的には４分
の１に過ぎないことから、炉心シミュレータ向けの核定
数を評価・準備する燃料集合体核特性計算の中では、核
計装管の存在を無視する（計算に含めない）ことが通常
である。これはまた、二者択一する場合、より現実に近
い選択でもある。

【００３２】また、前述の議論から推測できるように、
各燃料集合体が、いつの時点に核計装管に隣接した位置
に装荷されるかは、予め決まっていることではなく、取
替え炉心装荷計画の段階で決まるものである。すなわ
ち、同じ設計の燃料集合体であっても、装荷される位置
によって、核計装管に隣接した位置である場合、隣接し
ない場合ともに考えられ、または核計装管に隣接配置さ
れるタイミングも燃料装荷計画に依存して変化する。こ
のような事情から、前述のガンマ線検出器の応答計算
は、ガンマ検出器を採用する場合には、いつ隣接した場
合でも検出器応答が得られるように全炉内滞在期間に亘
って抜け目なく、予め付加的に行っておく必要がある計
算である。

【００３３】現状では、この多群ガンマ線輸送計算は、
燃料集合体タイプごとに、燃焼度、履歴水密度（または
履歴中性子スペクトルインデックス、または履歴相対水
密度）、瞬時水密度（または瞬時中性子スペクトルイン
デックスまたは瞬時相対水密度）、制御棒挿入の有無を
パラメータとして多数ケース計算し、結果として検出器
応答値をこれらのパラメータを含んだフィッティング
式、またはテーブルルックアップデータの形で与えて、
３次元炉心シミュレータの中で使用するようになってい
る。

【００３４】ところで、ガンマ線源の評価においては、
従来は燃料棒内の核燃料物質、核分裂生成物、可燃性毒
物（Ｇｄ，Ｂ等）の核分裂ガンマ線、崩壊ガンマ線、捕
獲および非弾性散乱反応のガンマ線のみを考慮してい
た。したがって、燃料集合体の構造材（被覆管およびチ
ャンネルボックス）、または制御棒の捕獲反応によるガ
ンマ線寄与分は、比例配分で各燃料棒のガンマ線源に分
配するか、または全く無視されていた。

【００３５】しかし、ガンマＴＩＰ導管またはＧＴ集合
体を内蔵する通常ステンレス鋼からなる核計装管および
ＧＴ集合体の構造材の捕獲および非弾性散乱反応による
ガンマ線については、最近の詳細な解析から有意な寄与
があることが分かり、ＧＴ検出器の熱電対出力（ｍＶ）
をＧＴ信号処理装置で検出器加熱量（Ｗ／ｇ）に変換し
た実測値と計算による予測値は、この寄与を算入しない
と、良い一致は得られないことが分った。

【００３６】本発明は、このような事情に鑑みてなされ
たものであり、ガンマ線応答を用いて隣接ノード出力を
算出する精度を向上させ、３次元シミュレータによる炉
内出力分布評価の精度の向上を図ることができる炉心核
計装応答計算法を提供することを目的とする。すなわ
ち、ＧＴ検出器の精度の良い絶対読値計算値を提供し、
絶対読値計算値と実測値を比較することによって出力分
布補正学習する方法を提供するものである。

【００３７】

【課題を解決するための手段】発明者の検討によると、
従来の技術では、軸方向の燃料集合体の出力分布をＧＴ
実測値と計算予測値とで比較する場合、軸方向の出力を
一定値に規格化してから、つまりＧＴ検出器の存在する
位置でのＧＴ読値実測値の軸方向総和とＧＴ読値計算値
の軸方向総和が一致するようにＧＴ実測読値に規格化定
数を乗じた上で、同一位置の実測値と計算値を比較する
か、ＧＴ読値の計算値に一定の補正定数を乗じて、その
上で同一位置の実測値と計算値を比較する必要があっ
た。

【００３８】特に、計算値に一定の補正定数を乗じる方
法は、この寄与比が炉心内で全て一様である場合は問題
ないが、詳細評価の結果、核計装構造材の捕獲反応によ
るガンマ線源によるＧＴの加熱は、核計装構造材の捕獲
反応が主として熱中性子によるものであることから、核
計装管近傍の熱中性子束分布が支配因子となっている。
この点から、類似の特性を示す核計装管を囲む４つの燃
料集合体の核計装管側コーナ燃料棒の出力と強い相関が
あることが確認されている。

【００３９】この知見に基づき、原子炉内にＧＴ集合体
３５を図２に示すように燃料集合体４に対して制御棒５
と対角位置に配した位置関係で装荷された体系につい
て、（１）中性子−フォトン結合のモンテカルロ計算に
よるＧＴ検出器部のガンマ線による加熱量計算を複数ケ
ース（例えば、燃料集合体４の横断面内の燃料濃縮度分
布設計および可燃性毒物（Ｇｄ）含有燃料棒１０４の配
置、濃度設計の異なった、集合体断面設計の複数ケー
ス。制御棒５の挿入のありなしの複数ケース）行った結
果と、（２）既存の燃料集合体設計用の核特性計算コー
ドで得られた各燃料棒１０３内の核分裂と燃料棒１０３
および燃料棒内物質による捕獲反応だけをガンマ線源と
したモンテカルロ計算によるＧＴ検出器部のガンマ線に
よる加熱量計算を複数ケース（例えば、燃料集合体４の
横断面内の燃料濃縮度分布設計および可燃性毒物（Ｇ
ｄ）含有燃料棒１０４の配置、濃度設計の異なった、集
合体断面設計の複数ケース。制御棒５の挿入のありなし
の複数ケース）行った結果、の２とおりの計算値を比較
したところ、同じ燃料集合体出力密度にもかかわらず、
ＧＴ検出器部分でのガンマ線加熱量が有意に異なり、前
者のＧＴ検出器部のガンマ線加熱量の方が大きい結果と
なった。

【００４０】その成因を検討した結果、差異の大半はＧ
Ｔ集合体３５自体およびＧＴ集合体３５が一体に組み込
まれている核計装管の中性子捕獲による捕獲反応をガン
マ線源とするガンマ線による加熱であることが判明し
た。

【００４１】ＧＴ集合体３５、核計装管３３ともにステ
ンレス鋼（以後ＳＵＳと記す）を含んでおり、そのガン
マ線源強度は、その部分での熱中性子捕獲反応でほぼ決
まる。図２に示したＢＷＲの燃料集合体４と核計装管３
３との配置では、核計装管３３の周囲の熱中性子束レベ
ルは、熱中性子の振舞いの局所性（熱外エネルギ領域か
ら減速され生まれた地点の近傍で吸収され、遠くまで拡
散しない）故に、隣接している燃料集合体４の核計装管
３３側のコーナ燃料棒１０３ａの出力ピーキング（燃料
集合体４内の全燃料棒の平均出力に対するコーナ燃料棒
１０３ａの出力の比）と強く相関することは、これまで
に既知のことである。

【００４２】これに対し、ＧＴ検出器部への核燃料棒を
ガンマ線源とするガンマ線加熱は、特に高エネルギガン
マ線の飛程が長い特性から、核計装管３３側のコーナ燃
料棒１０３ａの出力ピーキングにも依存するが、さらに
核計装管３３を直視できる位置にある他の外周側の燃料
棒１０３や核計装管３３側のコーナ燃料棒１０３ａの内
側２層目、３層目など（核計装管３３側のコーナ燃料棒
１０３ａから遠ざかるにつれてだんだん寄与は小さくな
る）、複数の燃料棒１０３の出力ピーキングが寄与して
いる。したがって、核計装管３３およびＧＴ集合体３５
の捕獲反応による寄与分は、核燃料棒をガンマ線源とす
るガンマ加熱とは比例しない成分を含んでいる。つま
り、ＧＴ検出器集合体３５に隣接する４つの燃料集合体
４の断面設計に依存しており、前述した核計装管構造物
のガンマ線源の寄与比が炉心内で一様であるとして計算
値に一定の補正定数を乗じて補正する従来技術の方式で
は、最大５％程度の誤差が有り得ることが分かった。

【００４３】本発明は以上の知見に基づいてなされたも
のであり、請求項１に係る発明では、多数の燃料集合体
および制御棒を装荷した原子炉炉心内の出力を炉内核計
装集合体によって測定し、その測定した出力を前記炉心
の出力分布監視、制御等に使用する場合に適用する計算
法であって、前記炉内核計装集合体としてガンマ線束ま
たはガンマ線による発熱を測定する検出器を含め、前記
燃料集合体の出力と前記検出器の応答関係をガンマ線輸
送計算によって求める炉心核計装応答計算法において、
前記燃料集合体を構成する燃料棒からのガンマ線の寄与
以外に、前記炉内核計装集合体を構成する核計装構造材
の捕獲反応および非弾性散乱反応によるガンマ線をも計
算要素として取り込むことを特徴とする炉心核計装応答
計算法を提供する。

【００４４】請求項２に係る発明では、前記炉内核計装
集合体を構成する核計装構造材の捕獲反応および非弾性
散乱反応によるガンマ線に加え、前記燃料集合体を構成
する燃料集合体構造材および前記制御棒を構成する制御
棒構造材のいずれか、もしくはその両者の捕獲反応、な
らびに非弾性散乱反応によるガンマ線をも計算要素とし
て取り込むことを特徴とする請求項１記載の炉心核計装
応答計算法を提供する。

【００４５】請求項３に係る発明では、前記検出器の燃
料集合体出力とその検出器の応答関係をガンマ線輸送計
算によって求めるに当たり、１）単位燃料集合体核特性
計算コードにて前記核計装構造物を排除した体系で中性
子スペクトルおよび中性子束分布計算を行い、少なくと
も前記燃料棒内のガンマ線源分布を得、２）その後、派
生計算として前記核計装構造物とその周辺の中性子スペ
クトル計算を行い当該各領域の平均核定数を得て、前記
核計装構造物を配して単位燃料集合体全体もしくは少な
くとも前記核計装構造物を含む部分領域の中性子束分布
を計算し、前記核計装構造物の捕獲および非弾性散乱反
応によるガンマ線源を得て、３）少なくとも前記燃料棒
内のガンマ線源と前記核計装構造物内のガンマ線源とを
用いてガンマ線輸送計算を行う、という３段階の手順を
用いて前記燃料集合体出力と前記検出器の応答関係を求
めることを特徴とする請求項１または２記載の炉心核計
装応答計算法を提供する。

【００４６】請求項４に係る発明では、前記検出器の燃
料集合体出力とその検出器の応答関係をガンマ線輸送計
算によって求めるに当たり、１）単位燃料集合体核特性
計算コードにて前記核計装構造物を排除した体系で中性
子スペクトルおよび中性子束分布計算を行い、少なくと
も前記燃料棒内のガンマ線源分布を得、２）その後、派
生計算として前記核計装構造物とその周辺を含む部分体
系の中性子スペクトル計算を行い、当該計算における核
計装構造物領域外の予め選定した場所の中性子束を、前
記１）の計算における前記場所の中性子束値に規格化し
て核計装構造物領域の中性子束を得、それを用いて前記
核計装構造物の捕獲および非弾性散乱反応によるガンマ
線源を得て、３）少なくとも前記燃料棒内のガンマ線源
と前記核計装構造物内のガンマ線源とを用いてガンマ線
輸送計算を行う、という３段階の手順を用いて前記燃料
集合体出力と前記検出器の応答関係を求めることを特徴
とする請求項１または２記載の炉心核計装応答計算法を
提供する。

【００４７】以上の本発明によれば、ガンマ線を直接電
離箱検出器で検出する場合、またはガンマ線による加熱
を検出する場合に、ガンマ線源が各燃料棒からの核分
裂、捕獲、非弾性散乱ガンマ線、およびその後の遅発ガ
ンマ線以外に、核計装管および検出器の構造材等もガン
マ線源となる場合でも、これら核計装管および検出器の
構造材等からのガンマ線の寄与を計算することにより、
検出器に隣接する燃料集合体ノードの出力と検出器との
応答のより正確な関係を得られる。

【００４８】特に、核計装管、ＴＩＰ導管、ＧＴ集合体
などはＳＵＳ製であり、核計装管が配置されているコー
ナ水ギャップ部は、燃料集合体セルの横断面を見渡した
場合、水が比較的多く局所的に集中した箇所であり、熱
中性子束レベルの大きいところであり、ここに鉄、クロ
ム、ニッケルなどを含有するＳＵＳが存在すると、相当
の捕獲反応を生じる。ところが、この水ギャップ部での
熱中性子束レベルは、最も近接している核計装管側のコ
ーナ燃料棒に強く影響されて、他の燃料棒からの影響は
相対的に小さい。これに対し、各燃料棒のガンマ線源強
度（Ｇｄなどの捕獲反応を生じる可燃性毒物を含有する
燃料棒は除いて）は局所出力ピーキング値にほぼ比例し
ているが、そのガンマＴＩＰ検出器またはＧＴ検出器へ
のガンマ線の寄与は、ガンマ線の飛程が長いことから、
核計装管側のコーナロッドに隣接する最外周および、内
側の燃料棒も強く寄与している。したがって、単純化し
た説明をすると、ガンマＴＩＰ検出器またはＧＴ検出器
の場合は、より広範囲な核計装管側の複数の燃料棒の出
力にそれぞれ異なる重みを付けて加算される成分と、核
計装管側コーナロッドのみの寄与成分の足し合せとな
る。

【００４９】従来の検出器応答を計算で求める方法の、
燃料棒のみのガンマ線源によるガンマＴＩＰ検出器また
はＧＴ検出器への寄与だけを扱った核計装応答計算法で
は、後者寄与が欠落しており、かつ後者が前者の一定割
合に固定された寄与ではないため、この従来の方法で
は、ガンマＴＩＰ検出器またはＧＴ検出器の応答から計
装管に隣接する燃料集合体セル平均の出力（ノード出
力）へ応答相関式を用いて換算した場合に誤差を生じる
ことになる。

【００５０】本発明によれば、この問題が解消され、実
測値と同一の検出器応答への寄与分を考慮した誤差の少
ない精度の良い計算によるＧＴ検出器読値またはガンマ
ＴＩＰ検出器読値が得られる。その結果、実測ＧＴ読値
またはγ−ＴＩＰ読値を用いた出力分布学習によって、
より精度の良い出力分布計算値を得ることができる。

【００５１】なお、出力分布学習の詳細な例としては、
例えば特開平１１−２６４８８７号公報などに示された
方法が有り、本発明の応答相関式を使うことで、実行で
きる。すなわち、出力分布学習では、予め仮定した炉心
内出力分布Ｐ^＊ _ｉｊｋと、計算した出力分布Ｐ_ｉｊｋと
を炉心内全ノードについて比較する。この比較によりＰ
^＊ _ｉｊｋとＰ_ｉｊｋとが一致していればＶｏｉｄ Ｉｔ
ｅｒａｔｉｏｎが収束したことになる。一致していなけ
れば、出力分布Ｐ^＊ _ｉｊｋの仮定をしなおし、一致する
まで、繰り返し計算をする。収束判定は出力分布の比較
と同時に、全炉心の実効倍増率の比較も行っている。

【００５２】出力分布学習に際しては、このＶｏｉｄ
Ｉｔｅｒａｔｉｏｎの中で、更にガンマサーモメータ
（ＧＴ）４４の実測値からのγ線発熱量（実測発熱量）
と計算した出力分布Ｐ_ｉｊｋからのγ線発熱量（計算発
熱量）とを比較し、その発熱量差分を比の形で求める。
この差分の比をＧＴ検出器３５が存在しない軸方向ノー
ドに対しても内外挿して、各ＧＴ４４が存在する炉心座
標位置およびＧＴ４４が存在しないが炉心の対称性から
その実測値が適用できる核計装管座標のＧＴ４４のγ線
発熱計算量の軸方向２４ノードの（実測値）／（計算
値）差分データとして求める。

【００５３】このＢＣＦ_ｉｊｋに適合するようにＧＴ４
４周囲のノード出力分布の計算値を補正し、再度ＧＴ４
４のγ発熱計算量が実測値に一致するように、Ｖｏｉｄ
Ｉｔｅｒａｔｉｏｎを繰り返す。Ｖｏｉｄ Ｉｔｅｒ
ａｔｉｏｎが収束し、ＧＴ４４のγ線発熱計算量も実測
値と一致し、計算した出力分布Ｐ_ｉｊｋが前回繰り返し
と一致したら、炉心３内の熱的余裕値の計算に進む。一
致していなければ、出力分布Ｐ^＊ _ｉｊｋの仮定をしなお
し、一致するまで、繰り返し計算するものである。

【００５４】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る核計装応答計
算法の実施形態について、ＢＷＲの炉心出力分布監視方
法を行う場合を例として図面を参照して説明する。

【００５５】第１実施形態（図１、図２） 図１は、本発明の第１実施形態による核計装応答計算法
を実行するためのフローチャートであり、図２は、本実
施形態による計算対象となる典型的なＢＷＲ単位燃料集
合体断面図を示す説明図である。

【００５６】図２において、燃料集合体４は正方形断面
のチャンネルボックス内１０２に、燃料棒１０３、可燃
性毒物（Ｇｄ）含有燃料棒１０４およびウォータロッド
１０５を配置して構成されている。この燃料集合体４の
対角位置に、冷却材（減速材）流路１０１を介して、制
御棒５と核計装管３３とが配置されている。制御棒５内
にはＢ_４Ｃポイズン棒１０６が充填されている。また、
核計装管３３内にはＧＴ集合体３５が配置されている。

【００５７】ところで、一般に中性子やガンマフォトン
など中性微子の空間的・エネルギ的挙動は、ボルツマン
の輸送方程式によって厳密に記述されることは教科書の
教えるところである。以下に現れる中性子束の空間分布
やエネルギ分布を求める計算法、計算式等は、ボルツマ
ン輸送方程式を個々の限定した問題の条件下で成立する
適当な近似の下に、電子計算機を用いて実用的計算時間
内で計算できるような形に簡略化した具体例のひとつに
過ぎない。したがって、下記の具体的な計算式等は、本
発明を構成する不可欠・無二の要素として提示するもの
ではなく、同じ計算目的・対象のために異なる定式、近
似法による計算も可能である。図１に示した手順の各ス
テップにおいて処理される具体的な計算法は、既に公知
の核特性計算コードに改良を加えた物である。この公知
の計算法の例としては、東芝レビュー１９８３年３８巻
１１月号１００９ページ〜１０１２ページに示されてい
る。以下、これを本発明を実施する際の母体とした場合
について説明する。

【００５８】図１において、ステップＳ１は計算の開始
を示し、ステップＳ２では計算を行う為の入力処理、計
算条件のセットアップをする。ここでは、単位燃料集合
体の各構造の材料、寸法、材料密度、例えば燃料棒被覆
管（ジルコニウム合金である事、その外径、肉厚、金属
密度）、燃料ペレット（例えばウラン同位体の数密度、
外径）、チャンネルボックス１０２（ジルコニウム合
金、その横幅、肉厚、金属密度）、冷却材（軽水、水密
度）等、計算すべき問題の諸条件が入力される。

【００５９】ステップＳ３は、断面積ライブラリから多
数群の形式で与えられる熱エネルギ領域の断面積を、少
数群（１群を含む）の形式に縮約する。これは後で行う
集合体全体の２次元輸送計算または拡散計算（ステップ
Ｓ６）のエネルギ群数を減らして、計算負荷（時間）を
軽減するためである。この断面積の縮約計算に常套的に
用いられるのは、次式に示す中性子束を重み関数に用い
るものである。

【００６０】

【数１】

【００６１】ここで当然ながら、重み関数である中性子
束は組成条件はもとより、場所や周辺環境条件によって
変化する。少数群化した際に計算精度を保つためには、
この中性子束の変化を考慮して縮約することが必須であ
る。すなわち、たとえ同じ物質であっても少数群化した
場合には、異なる平均断面積値となる。熱エネルギ領域
については、熱中性子の振舞いが局所的条件によってほ
ぼ決まる特性から、燃料集合体内を多くの小領域（セ
ル）に分割し、個々に分割されたセルごとに内部の非均
質構造を考慮した多群熱中性子スペクトル計算を行い、
結果の多群中性子束を重み関数として、熱エネルギ領域
全体を１群化する方式を採る。このような非均質セル
（燃料棒セルや水ギャップセルなど）に対する多群熱中
性子スペクトル計算の方法としては、衝突確率法に基づ
く、いわゆるＴＨＥＲＭＯＳの手法が標準的であるが、
図２に示すＢＷＲ燃料集合体４の場合には、濃縮度など
核的条件が異なる燃料セルが混在していたり、外側に水
ギャップが存在するため、各セル間に熱中性子の流入出
が発生し、隣接するセル相互が干渉しあうことになる。
ここでは、この効果を取り込むために、各セルの境界条
件（セルへの中性子流出入量）を一般化したＴＨＥＲＭ
ＯＳ輸送方程式を数値的に解いて、個々の境界条件に対
応して平均核定数を求めている。この方式をＬ法と命名
している。

【００６２】

【数２】

【００６３】

【数３】 という有理式によってうまくフィッティングできること
が経験的に分かっているので、右辺の３つのフィッティ
ング係数は３つの異なるＬ値について、上述のスペクト
ル計算を行えば確定でき、任意のＬ値に対するΣ（Ｌ）
を（４）式によって得られることになる。尚、各セル領
域のＬ値は、周辺環境によって変化する性質のものであ
るので、後出の集合体全体の２次元計算の段階で反復計
算によって最終的に収束させることになる。

【００６４】ステップＳ４およびステップＳ５は、高速
と熱外（共鳴）エネルギ領域を対象として、ステップＳ
３と同様に多群の中性子スペクトルを計算し、それを用
いてそれぞれの平均化断面積を計算することが目的であ
る。

【００６５】ステップＳ４では、共鳴断面積の実効的多
群断面積は、一般に共鳴核種の密度や形状、温度条件な
どによって大きく変化する性質があることから、まず多
群レベルの実効断面積を評価する計算が必要となる。最
も多く用いられる方法は、Ｆ−ｔａｂｌｅ方式と呼ばれ
るものである。この方式では、各共鳴核種の多群の実効
断面積が、背景断面積と温度をパラメータとして幅広い
レンジで予め計算・処理され、結果が両パラメータの２
次元テーブルの形でライブラリとしてまとめられたもの
を用いる。それを着目ケースの条件に対応した背景断面
積値と温度値に対して内挿して実効断面積を得る方法で
ある。背景断面積（σ_ｂ）は、次式で定義される各共鳴
核種の希釈度合いを表すパラメータである。

【００６６】

【数４】

【００６７】この（５）式は、非均質系における共鳴理
論から導出される共鳴の等価定理と呼ばれる関係式であ
る。右辺第１項は混在する他核種による希釈度、第２項
は非均質効果を表しており、これによって系の均質、非
均質を問わず希釈度合いを包括的に記述している。この
背景断面積は、前出のダンコフ係数を計算して与えれ
ば、既知の形状と数密度条件を用いて各燃料棒ごとに決
定でき、前述した内挿計算によって多群実効共鳴断面積
が得られる。実効共鳴断面積の計算法としては、これ以
外の方法もあるが、手段が異なるのみであり、計算の結
果として得るべき物理量は同一のものである。

【００６８】ステップＳ４により、多群計算に用いるべ
き実効的断面積が決定され、次のステップＳ５におい
て、少数群への縮約に用いる多群中性子束を得る計算に
進む。高速および熱外エネルギ領域の中性子スペクトル
（エネルギ依存性）特性は、Ｈ／ＨＭ比（系全体の水素
原子数対重核原子数の比）が支配因子であり、場所依存
性はあまり大きくない。但し、共鳴反応が重要になるエ
ネルギ群では、含まれる共鳴物質組成に対する依存性が
重要になる。この二つの特性に配慮して、ステップＳ５
では、次の２段階のステップで多群中性子スペクトルを
計算する。まず第一段階では、初期燃料組成によって、
例えばウラン燃料タイプ、ＭＯＸ燃料タイプ等に分類
し、個々の燃料タイプごとに、その平均組成を有する単
位燃料棒セル（燃料、被覆管および減速材領域からなる
３領域）を定義し、その多群中性子スペクトル計算を行
う。基礎方程式は、燃料領域（下式ではｋ＝１）に単位
核分裂中性子源を置いた固定源問題であり、空間輸送は
衝突確率法で扱っている。

【００６９】

【数５】

【００７０】この計算により、セル内部の多群中性子束
分布が得られ、それを重み関数にして、次式のように各
反応タイプ（ｘ）のセル平均断面積を計算する。

【００７１】

【数６】

【００７２】第二段階では、こうして得られた各燃料タ
イプのセル平均断面積を用いて、集合体全体を、体積比
やＨ／ＨＭ比を保った１次元体系（円柱系あるいは平板
系）に近似・模擬して、集合体内全体の場所依存・多群
中性子スペクトルを得る。基礎方程式は、（６）式でク
ロネッカーのδ関数を燃料領域（核分裂がある領域）に
対しては１、その他はゼロと読替えたものである。かく
して、所望の集合体内各部の多群中性子スペクトルが得
られ、それを用いて、高速・熱外エネルギ領域を（１）
式で述べたと同じ考え方によって少数群に縮約する。

【００７３】ステップＳ６は、燃料集合体の２次元Ｘ−
Ｙ体系について、上記ステップＳ５で求めた群断面積を
用いた少数組の拡散方程式または輸送方程式の固有値問
題を反射境界条件の下に解いて、無限増倍率、中性子束
分布、出力分布、核計装管位置でのＴＩＰ検出器（また
はＬＰＲＭ検出器）の応答読値（核分裂率）等を計算す
る。ここでは、エネルギ群３群の拡散方程式の場合を例
示する。拡散方程式の固有値問題方程式は、次式で表さ
れる。

【００７４】

【数７】 であり、λ以外の量はいずれも場所（Ｘ−Ｙ）依存の量
である。上記方程式は、空間を燃料ロッドセルの単位に
分割し、微分項は、階差式で近似することによって数値
計算形式に変換できる。これは通常、繰り返し法による
収束計算によって解かれる。ステップＳ３に示したＬ法
の場合には、さらに各領域での熱群断面積（Ｄ，Σ_ａ）
が、その小領域への中性子の流れ込み量、Ｌの関数とし
て与えられているので、通常のφの反復計算の他に、Ｌ
値に関する収束反復計算が必要になる。すなわち、２次
元拡散計算の後で、各小領域での中性子バランスより新
しいＬ値を計算し、そのＬ値を使って熱群断面積を更新
するという繰り返し計算が行われる。このようにして、
得られたφ（Ｘ−Ｙ）を用いて、各種の集合体平均パラ
メータおよび集合体内の２次元の出力分布が得られる。

【００７５】従来の計算コードでは、この後ステップ１
１のサマリー出力の編集に移り、燃料集合体平均の核定
数、動特性パラメータ等の計算・編集を行う。

【００７６】次いで、ステップ１２では、燃焼による核
特性変化を得るために、燃焼に伴う核種組成変化の追跡
計算、いわゆる燃焼計算を行う。すなわち、各燃料棒毎
に燃料ペレット内の燃料組成が核分裂によって変化する
効果、核分裂生成物の生成および壊変効果、可燃性中性
子毒物が中性子を吸収して壊変する効果を考慮して、各
領域の原子数密度変化を計算し、次の燃焼ステップに進
む。

【００７７】簡単にこの説明を行う。これまでに得られ
た集合体内の中性子束および各核種の微視的断面積、崩
壊定数などを使用して、予め設定した取扱い核種の生成
・崩壊チェインダイアグラムに従い、燃料棒１０３内の
核種組成の燃焼による変化を計算する。

【００７８】ある任意領域の核種ｉの燃焼方程式は、次
のように表される。

【００７９】

【数８】 ここに、α_ｉは核種ｉの実効崩壊係数、β_ｉは核種ｉの
生成率であり、それぞれ次のように表すことができる。

【００８０】

【数９】

【００８１】これは、燃焼領域数×取扱い核種数を元と
する連立微分方程式であり、今の時点の数密度を初期値
として与えて解く。数値的には、例えばルンゲ・クッタ
・ギルの方法など数値解法によって解くことができる。

【００８２】ステップＳ１３では、この燃焼度における
結果を、後刻再利用する等のため必要に応じて、ラップ
アップファイルとして保存する。

【００８３】燃焼計算が目標の燃焼度に到達した場合に
は、ステップＳ１４にジャンプして計算を終え、目標燃
焼度に到達していない場合には、ステップＳ２に戻り、
前述の全ステップを繰り返す。

【００８４】本実施形態の特徴的な処理は、上記従来の
流れに付加された派生計算の部分であるステップＳ７か
らステップＳ１０までの部分である。

【００８５】ステップＳ７では、ステップＳ３の計算処
理の追加計算として、図２における核計装管３３および
その近傍の局所熱中性子スペクトル計算を行い、核計装
管３３およびその近傍の各領域の熱群の平均断面積を求
める。通常の単位燃料集合体計算では、核計装管３３の
存在を無視して、Ｎ−Ｎコーナ１０７（十字形制御棒５
が挿入される側のコーナ１０８をＷ−Ｗコーナと呼ぶの
に対して、その対角側のコーナを言う）には、バイパス
水が存在するとして扱っている。本実施形態では、通常
計算とは別に追加計算として並行して図２に示すような
Ｎ−Ｎコーナ１０７に核計装管３３が存在するケースも
扱うために、核計装管３３を中心に置いた局部領域のス
ペクトル計算を追加し、核計装管３３および周辺の減速
材の熱群の平均断面積を求める。

【００８６】ステップＳ８では、ステップＳ３、ステッ
プＳ４の熱群および高速群、熱外群の実効的断面積と、
ステップＳ７で計算した核計装管３３の存在により影響
を受けた核計装管３３側コーナ近傍の各セルの熱群の実
効的断面積とを用いて、ステップＳ６と同様に、燃料集
合体４の２次元Ｘ−Ｙ体系について、少数組の拡散方程
式を解き、無限増倍率、中性子束分布、出力分布、核計
装管位置でのＴＩＰ検出器（またはＬＰＲＭ検出器）の
応答読値（核分裂率）、各領域の捕獲反応量、核分裂量
等を計算する。この計算により、核計装管３３を考慮し
た場合の反応率分布等が得られる。

【００８７】ステップＳ９では、ステップＳ８で求めた
各セル毎の、非弾性散乱反応量、捕獲反応量および核分
裂量から、エネルギ多群のガンマ線源分布をガンマライ
ブラリを使って算出する。特に、核計装管３３、この核
計装管３３に内蔵されたＧＴ集合体３５またはＴＩＰ導
管はＳＵＳ製であり、熱中性子の吸収が大きく、これら
も燃料棒１０３に次いで大きなガンマ線源となるので、
このステップでガンマ線源として計算される。

【００８８】

【数１０】 である。

【００８９】ステップＳ１０では、ステップＳ９で作成
したガンマ線源分布を固定ガンマ線源として、核計装管
３３の中にＧＴ集合体３５またはＴＩＰ導管が存在する
燃料集合体体系に対してガンマ線多群２次元輸送計算を
行う。輸送計算手法としては、計算時間と精度のバラン
スから、例えばカレント結合衝突確率法モデルが適して
いる。この手法は、集合体体系を多くの矩形セル領域領
域に分割し、個々のセル領域内部（サブ領域と呼ぶ。セ
ル内部は円柱など任意形状分割でよい）に対しては、衝
突確率法に基づく衝突バランス式、またセル外部境界面
では、部分カレント間の関係式を立て、それらを連立さ
せて解くものである。あるＮサブ領域からなる任意セル
に対する具体的方程式は次のように表される。

【００９０】

【数１１】 である。

【００９１】これを、第１群から順に、群ごと繰返し法
にて反復・収束計算することによって、全体系、全群の
ガンマ線束分布が得られる。このガンマ線束とＳＵＳの
各種ガンマ線断面積を用いて、次式の計算式によって、
ＧＴ集合体３５のＳＵＳの１ｇ当りのガンマ線加熱量
（Ｗ_ＧＴ）を求める（ガンマＴＩＰ検出器の場合は、電
離ガスの各種ガンマ線断面積を用いてＴＩＰ検出器の応
答を求める）。

【００９２】

【数１２】 である。

【００９３】さらにＧＴ集合体３５の場合は、ＳＵＳ領
域の中性子非弾性散乱、中性子衝突による直接加熱分を
加算してＳＵＳの１ｇ当りの加熱量と定義してもよい。
普通、非弾性散乱、中性子衝突による直接加熱分は総加
熱量の２％程度である。

【００９４】ステップＳ１１では、従来と同じステップ
Ｓ１からステップＳ６までの結果のサマリに加えて、ス
テップＳ７からステップＳ１０までの結果のサマリも追
加してサマリ出力を作成する。

【００９５】ステップＳ１２では、従来同様ステップＳ
１からステップＳ６までの計算で得られた、各燃料棒セ
ルの中性子束レベルとスペクトルを用いて、所定の燃焼
度増加幅だけ燃料組成密度の変化計算を行う。

【００９６】ステップＳ１３では、次の燃焼度ステップ
において計算流れ図のステップＳ１に戻った時に必要な
計算データ（計算体系の幾何形状データ、各領域の組成
密度、各領域の断面積定数など）を電子ファイルのラッ
プアップファイルに出力する。燃焼ステップが目標に達
していない時にはステップＳ１に戻り計算を続行し、燃
焼ステップが目標に達した場合には、ステップＳ１４で
計算を終了する。

【００９７】このような一連の燃焼計算を、燃料集合体
の各断面設計（濃縮度分布設計および可燃性毒物分布設
計）毎に、チャンネルボックス１０２内の減速材ボイド
率（履歴ボイド率）を、例えば０％、４０％、７０％と
燃焼期間中固定して、制御棒非挿入状態の体系で計算す
る（通常、これを燃焼計算と言う）。

【００９８】このような、燃焼計算で作成したラップア
ップファイル上のデータを起点として、各燃焼度点にお
いて、インチャンネルボイド率が履歴ボイド率から変化
した場合の計算、制御棒が挿入された場合の計算、イン
チャンネルボイド率が履歴ボイド率から変化し同時に制
御棒が挿入された場合の計算を行う。

【００９９】このような一連の燃焼計算と、リスタート
計算の結果、それぞれの場合のＧＴセンサ応答またはガ
ンマＴＩＰ応答が得られる。

【０１００】このような結果から、以下のようなパラメ
ータ依存のノード出力からセンサ応答を得るフィッティ
ング相関式、またはテーブルが得られる。

【０１０１】

【数１３】

【０１０２】相関式の形は一般にＥ，ＵＨ，ＵＩそれぞ
れの２次式の積であることが多いが、パラメータの特性
に応じて決めれば良い。このようにすると、前述したよ
うに、核計装管３３側のコーナ制御棒１０３ａの局所出
力ピーキングが高い場合でも、例えば核計装管３３側の
水ギャップに対して対角反対側の水ギャップに制御棒５
が挿入され、核計装管３３側のコーナ制御棒１０３ａの
出力ピーキングが高い場合でも、相関関数が良く、ＧＴ
センサのガンマ加熱（直接中性子加熱を含む）の絶対値
（Ｗ／ｇ）またはガンマ線電離箱検出器の応答を精度良
く表わし、補正のために一定値を乗ずる必要もなく、ま
た補正の一定値を乗ずることによる誤差の発生をも防止
できる。

【０１０３】第２実施形態 第２実施形態は、前述した第１実施形態におけるステッ
プＳ８の少数群２次元拡散計算を省略するものである。
すなわち、ステップＳ６で得られた少数群中性子束分布
と、ステップＳ７で得られた多群スペクトル計算の結果
の多群中性子束分布とを、少数群構造に縮約した中性子
束分布を適当な条件のもとに重畳し、核計装管３３およ
び周辺の中性子束分布を合成するものである。

【０１０４】

【数１４】

【０１０５】ここに、ε_ｇは例えば実形状条件を忠実に
模擬したモンテカルロ計算などの詳細計算によって、実
際のＧＴ領域中性子束が上式で得られるように決める群
依存の調整因子である。この（２０）式によって得られ
る中性子束をステップＳ９におけるガンマ線源分布の計
算に用いて、以下第１実施形態で述べたと同様のステッ
プを踏んで、ＧＴ検出器の発熱計算を行うものである。

【０１０６】なお、以上の実施形態ではＢＷＲを例に説
明したが、ガンマ線応答と隣接ノード出力の相関の取り
方のパラメータを変えるだけで、加圧水型原子炉（ＰＷ
Ｒ）において、炉内出力分布をガンマＴＩＰまたはＧＴ
センサで測定する場合にも利用できるものである。

【０１０７】この場合には、インチャンネルボイド率の
代わりに、スペクトルインデックスやボロン濃度をパラ
メータに導入すれば、同様に扱うことができる。

【０１０８】

【発明の効果】以上で詳述したように、本発明によれ
ば、ガンマ線応答を用いて、隣接ノード出力を算出する
精度が向上し、３次元シミュレータによる炉内出力分布
評価の精度を向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施形態による検出器のガンマ線
応答相関を求めるための計算の流れを示すフローチャー
ト。

【図２】図１に示した実施形態による検出器のガンマ線
応答相関を求める単位燃料集合体計算体系を例示する説
明図。

【図３】従来の原子炉出力分布監視装置および出力分布
算出装置のブロック構成図。

【図４】従来の出力分布測定装置の検出器配置関係を示
すもので、移動型中性子検出器と固定式中性子検出器を
示す図。

【図５】従来の出力分布測定装置の検出器配置関係を示
すもので、移動型γ線検出器と固定式中性子検出器の組
み合わせを示す図。

【図６】ガンマサーモメータの構造例を部分的に切り欠
いて示す斜視図。

【図７】（Ａ），（Ｂ）は、ガンマサーモメータのガン
マ線発熱量を測定する原理を示す図。

【図８】本発明が適用される原子炉の炉内核計装システ
ムおよび出力分布算出装置の例を示す図。

【符号の説明】

１ 原子炉格納容器 ２ 原子炉圧力容器 ３ 炉心 ４ 燃料集合体 ５ 制御棒 ６ 炉内核計装集合体 ７ 核計装管 ８ 固定式中性子検出器（ＬＰＲＭ検出器） ９ 移動式炉内計装導管（ＴＩＰ導管） １０ 移動式中性子検出器（ＴＩＰ） １１ 索引装置 １２ ＴＩＰ駆動装置 １３，１７ 信号処理装置 １４ ペネトレーション部 １５ バルブ機構 １６ 遮蔽容器 １８ 原子炉核計装システム ２０，２０Ａ プロセス制御計算機 ２１，６０ 核計装制御装置 ２２，３１ 出力分布算出装置 ２３，６３ 入出力装置 ２４，６１ 出力分布算出モジュール ２５，６２ 出力分布学習モジュール ２６ 炉心現状データ測定器 ２７ 現状データ処理装置 ３０ 固定式炉内核計装システム ３２ 炉内核計装集合体 ３３ 核計装管 ３５ γ線発熱検出器集合体（ＧＴ集合体） ３８ 信号ケーブル ３９ ペネトレーション部 ４０ ＬＰＲＭ信号処理装置 ４１ 出力領域中性子束測定系（出力領域中性子束測定
装置） ４４ 固定式γ線発熱検出器（ＧＴ検出器） ４５ 信号ケーブル ４８ ガンマサーモメータ信号処理装置 ４９ ペネトレーション部 ５０ ガンマサーモメータ出力分布測定系（ガンマサー
モメータ出力分布測定装置） ５３ ガンマサーモメータヒータ制御装置 ５４ 電源ケーブル ５５ 炉心現状データ測定器 ５６ ペネトレーション部 ５７ 信号ケーブル ５８ 現状データ処理装置 ５９ プロセスデータ測定系 ６５ カバーチューブ ６６ コアチューブ ６７ 空隙部 ６８ 内孔 ７４ 金属被覆管 ７５ ヒータ線 ７６ 電気絶縁層 ７７ 金属被覆管 ７８ 熱電対素線 ７９ 電気絶縁層 ８０ 金属被覆管 １００ 燃料集合体 １０１ 冷却水（減速材）流路 １０２ チャンネルボックス １０３ 燃料棒 １０４ 可燃性毒物（Ｇｄ）含有燃料棒 １０５ ウォータロッド １０６ Ｂ_４Ｃポイズン棒 １０７ Ｎ−Ｎコーナ １０８ Ｗ−Ｗコーナ

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 山本 宗也 神奈川県横須賀市内川二丁目３番１号 株 式会社グローバル・ニュークリア・フュエ ル・ジャパン内 Ｆターム(参考） 2G075 AA03 DA01 FA18 FA19 FC11 GA21

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 多数の燃料集合体および制御棒を装荷し
   た原子炉炉心内の出力を炉内核計装集合体によって測定
   し、その測定した出力を前記炉心の出力分布監視、制御
   等に使用する場合に適用する計算法であって、前記炉内
   核計装集合体としてガンマ線束またはガンマ線による発
   熱を測定する検出器を含め、前記燃料集合体の出力と前
   記検出器の応答関係をガンマ線輸送計算によって求める
   炉心核計装応答計算法において、前記燃料集合体を構成
   する燃料棒からのガンマ線の寄与以外に、前記炉内核計
   装集合体を構成する核計装構造材の捕獲反応および非弾
   性散乱反応によるガンマ線をも計算要素として取り込む
   ことを特徴とする炉心核計装応答計算法。
2. 【請求項２】 前記炉内核計装集合体を構成する核計装
   構造材の捕獲反応および非弾性散乱反応によるガンマ線
   に加え、前記燃料集合体を構成する燃料集合体構造材お
   よび前記制御棒を構成する制御棒構造材のいずれか、も
   しくはその両者の捕獲反応、ならびに非弾性散乱反応に
   よるガンマ線をも計算要素として取り込むことを特徴と
   する請求項１記載の炉心核計装応答計算法。
3. 【請求項３】 前記検出器の燃料集合体出力とその検出
   器の応答関係をガンマ線輸送計算によって求めるに当た
   り、１）単位燃料集合体核特性計算コードにて前記核計
   装構造物を排除した体系で中性子スペクトルおよび中性
   子束分布計算を行い、少なくとも前記燃料棒内のガンマ
   線源分布を得、２）その後、派生計算として前記核計装
   構造物とその周辺の中性子スペクトル計算を行い当該各
   領域の平均核定数を得て、前記核計装構造物を配して単
   位燃料集合体全体もしくは少なくとも前記核計装構造物
   を含む部分領域の中性子束分布を計算し、前記核計装構
   造物の捕獲および非弾性散乱反応によるガンマ線源を得
   て、３）少なくとも前記燃料棒内のガンマ線源と前記核
   計装構造物内のガンマ線源とを用いてガンマ線輸送計算
   を行う、という３段階の手順を用いて前記燃料集合体出
   力と前記検出器の応答関係を求めることを特徴とする請
   求項１または２記載の炉心核計装応答計算法。
4. 【請求項４】 前記検出器の燃料集合体出力とその検出
   器の応答関係をガンマ線輸送計算によって求めるに当た
   り、１）単位燃料集合体核特性計算コードにて前記核計
   装構造物を排除した体系で中性子スペクトルおよび中性
   子束分布計算を行い、少なくとも前記燃料棒内のガンマ
   線源分布を得、２）その後、派生計算として前記核計装
   構造物とその周辺を含む部分体系の中性子スペクトル計
   算を行い、当該計算における核計装構造物領域外の予め
   選定した場所の中性子束を、前記１）の計算における前
   記場所の中性子束値に規格化して核計装構造物領域の中
   性子束を得、それを用いて前記核計装構造物の捕獲およ
   び非弾性散乱反応によるガンマ線源を得て、３）少なく
   とも前記燃料棒内のガンマ線源と前記核計装構造物内の
   ガンマ線源とを用いてガンマ線輸送計算を行う、という
   ３段階の手順を用いて前記燃料集合体出力と前記検出器
   の応答関係を求めることを特徴とする請求項１または２
   記載の炉心核計装応答計算法。