JP2004170427A - 未臨界反応測定方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の炉心がいつ臨界に到達するかを正確に測定する手段を提供する。
【解決手段】中性子源領域検出器の出力から、出力の定常状態部分の間に逆計数率比を周期的に確定する。この逆計数率比データに対して補正係数を適用し、そのデータを時間の関数としてプロットする。補正係数は、逆計数率比データを線形化することにより、曲線を予測可能に外挿することができるようにする。
【選択図】図１

Description

本発明は、核反応の未臨界中性子増倍率、即ちＫ_effを測定する方法に関し、特に、原子炉の炉心が未臨界である間に発生するすべての反応度変化を確定する方法に関する。

加圧水型原子炉発電システムでは、炉心内に支持された複数の燃料棒で発生する核分裂連鎖反応により、圧力容器の炉心内に熱が生成される。燃料棒は、燃料集合体内において間隔を空けて維持されており、燃料棒間の間隔は、ホウ酸塩水が流れる冷却材溝を形成する。冷却水内の水素は、燃料内の濃縮ウランから発せられる中性子を減速させることにより、核反応の数を増大させ、それによりプロセスの効率を向上させる。制御棒案内シンブルは、燃料集合体内で燃料棒の位置に散在され、炉心に挿入されるかまたは炉心から引抜かれるように動作可能な制御棒を案内する役割を果たす。制御棒は、挿入されると中性子を吸収し、それにより核反応の数と炉心内に生成された熱の量とを低減する。熱が蒸気発生器の胴側の水に低圧力で移送される場合、冷却材は、集合体内を原子炉から出て蒸気発生器の管側に向って流れ、その結果、タービンを駆動するために使用される蒸気が発生する。蒸気発生器の管側を出る冷却材が、主冷却材ポンプにより閉ループサイクルで原子炉に戻るように駆動されることにより、プロセスが更新される。

原子炉の出力レベルは、一般的には３つの領域に分割される。すなわち、中性子源または起動領域と、中間領域と、出力領域と、である。原子炉の出力レベルは、安全な運転を保証するために連続的に監視される。かかる監視は、通常は、原子炉の中性子束を測定するために原子炉炉心の外側と内側とに配置された中性子検出器によって行われる。原子炉の中性子束は、常に核分裂率に比例するため、出力レベルにも比例する。

原子炉の中性子源、中間および出力領域における束を測定するために、核分裂およびイオン化室を使用してきた。一般的な核分裂およびイオン化室は、すべての標準出力レベルにおいて機能することができるが、一般的には、中性子源領域において発せられる低レベル中性子束を正確に検出するほど十分な感度を有してはいない。このため、通常は、別個の低レベル中性子源領域検出器を使用して、原子炉の出力レベルが中性子源領域にある場合の中性子束を監視する。

炉心内の核分裂反応は、適当なエネルギーレベルでの自由中性子が燃料棒内に含まれる核分裂可能材料の原子に突当る場合に発生する。この反応により、原子炉冷却材において炉心から抽出される大量の熱エネルギーが放出され、より多くの核分裂反応をもたらすために利用可能なさらなる自由中性子が放出される。これらの放出された中性子の一部は炉心から漏出するか、または中性子吸収材、たとえば制御棒によって吸収され、したがってそれ以上の核分裂反応をもたらさない。炉心に存在する中性子吸収材料の量を制御することにより、核分裂の速度を制御することができる。核分裂可能材料では、常にランダムな核分裂反応が発生しているが、炉心が停止した場合、放出された中性子は、持続した一続きの反応が発生しないように高率で吸収される。所与の世代における中性子の数が先の世代における中性子の数と等しくなるまで中性子吸収材料を低減することにより、プロセスは自己維持連鎖反応となり、原子炉は「臨界」であると言われる。原子炉が臨界である場合、中性子束は、原子炉が停止した場合より６桁ほど大きくなる。原子炉によっては、実際の遷移間隔に達するために停止した炉心における中性子束の増大を促進する目的で、原子炉炉心において、核分裂可能材料を含む燃料棒間に人工中性子源を挿入する。この人工中性子源は、中性子束の局所的な増大をもたらすことにより、原子炉を出力状態にするのを助ける（例えば、特許文献１，２参照。）。

米国特許第４，５８８，５４７号公報 米国特許第６，１８１，７５９号公報

中性子源が存在しない場合、ある世代における自由中性子の数の先の世代における自由中性子の数に対する割合を、「中性子増倍率（Neutron Multiplication Factor）」（Ｋ_eff）と呼び、それを原子炉の反応度の測度として使用する。言換えれば、原子炉炉心の臨界の測度はＫ_eff、すなわち、破壊および損失の両方に起因する総中性子損失に対する中性子生産の割合である。Ｋ_effが１より大きい場合、破壊されている中性子より生成されている中性子の方が多い。同様に、Ｋ_effが１より小さい場合、生成されている中性子より破壊されている中性子の方が多い。Ｋ_effが１より小さい場合、原子炉を、「未臨界」であると言う。目下、中性子源領域炉心外検出器からいつ臨界が発生するかを測定する直接の方法はない。現在、プラントの運転者は、臨界がいつ発生するかを複数の方法により推定する。臨界がいつ発生するかを推定する１つの方法は、中性子源領域検出器から取得される計数率の逆比を、プラントを臨界にするために使用されている状態の変化、たとえば制御棒の引抜きの関数としてプロットすることによって行う。プラントが臨界となると、中性子源計数率が無限に近づき、そのため、逆計数率比（Inverse Count Rate Ratio（ＩＣＲＲ））がゼロに向う。原子炉の炉心内で発生する反応の物理的特性により、ＩＣＲＲ曲線は略常に凸状であり、時に凹状である。したがって、プラントが臨界になる場合の状態をＩＣＲＲ曲線から推定することは、非常に不正確であるだけでなく、原子力規制委員会（Nuclear Regulatory Commission）および国際原子力協会（International Nuclear Power Organization）により相当な監視を受けることにもなる。

特許文献１は、原子核の炉心の臨界への到達を確定する方法および装置を開示する。本発明は、原子炉が未臨界である場合に、人工中性子源および核分裂による直接の子孫によって生成される中性子束が、原子炉燃料における自然中性子源からの中性子とそれら中性子の子孫とによって生成されるものより大きい(higher)、という事実を利用する。しかしながら、この方法は、人工中性子源を使用しない原子炉には適用可能でないようであり、原子炉が制御棒の引抜きにより臨界に到達する場合の臨界への到達を扱っていない。

特許文献２は、中性子源領域出力の遷移部分の間の不連続に間の空いた複数の時間間隔で、制御棒引抜きと中性子源領域検出器の測定とを含む、中性子増倍率Ｋ_effを推定する別の方法を開示する。この方法は、より広い範囲の起動状態に適用可能であるように見えるが、直接測定値ではなく推定値を提供するのみであり、規制問題を満足させるために推定値に保守的な余裕を入れるように設計する必要がある。

したがって、本発明の目的は、原子炉の炉心がいつ臨界に到達するかをより正確に測定する手段を提供することである。

本発明のさらなる目的は、原子炉が未臨界である時の反応変化を直接測定する方法を提供することである。

さらに、本発明の目的は、中性子源領域検出器出力から時間の経過による反応度変化の線形測定を提供することである。

本発明は、ＩＣＲＲ曲線データに対し補正データのＫ_effが線形になるようにする補正係数を適用することにより、未臨界中性子増倍率Ｋ_effの直接測定を提供する。補正係数を、原子炉炉心の次元的（dimensional）性質の炉心外検出器の反応に対する影響を分析的に確定することによって導出する。補正係数の適用から、原子炉に対して行われる変化、たとえば制御棒引抜きからもたらされる、反応度として知られるＫ_effの変化を、Ｋ_effの絶対値とともに確定することができる。このため、補正係数を適用することにより、原子炉炉心の未臨界が深い、すなわちＫ_effが０．９２に等しい場合でさえも、Ｋ_effを確定することができる。

この発明の最良の形態の以下の説明を添付図面とともに読むことにより、本発明をさらに理解することができる。

この発明の最良の形態の詳細な説明
図１は、原子力蒸気供給系１２がタービン発電機（図示せず）を駆動して電力を生成するために蒸気を供給する、原子力発電プラント１０の一次側を示す。原子力蒸気供給系１２は、圧力容器１８内に収容された原子炉炉心１６を含む加圧水型原子炉１４を有する。原子炉炉心１６内の核分裂反応は、原子炉冷却材によって吸収される熱と、炉心内を通過する軽水と、を生成する。加熱された冷却材は、ホットレグ２０の配管(hot leg piping 20)を通って蒸気発生器２２まで循環する。原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ２４によりコールドレグ２６の配管(cold leg piping 26)を通って蒸気発生器２２から原子炉１４まで戻る。通常、加圧水型原子炉は、各々にホットレグ２０を通して加熱された冷却材が提供される、少なくとも２つでしばしば３つまたは４つの蒸気発生器２２を有し、コールドレグ２６および原子炉冷却材ポンプ２４とともに一次ループを形成する。各一次ループは、タービン発電機に蒸気を供給する。２つのかかるループを図１に示す。

原子炉１４に戻る冷却材は、環状の降水管を通って下方に流れ、その後炉心１６内を上方に流れる。炉心の反応度、したがって原子炉１４の出力を、炉心内に選択的に挿入することができる制御棒により短期間単位で制御する。長期の反応度は、冷却材に溶解されたホウ素等の中性子減速材の濃度を制御することにより調整される。ホウ素濃度の調整は、冷却材が炉心全体を循環する際に炉心中の反応度一様性に影響を与える。一方、制御棒は局所反応度に影響を与え、したがって炉心１６内の軸状および放射状の出力分布が非対称になる。

炉心１６内の状態を、いくつかの異なるセンサシステムによって監視する。これらのセンサシステムは、原子炉１４の槽(reactor vessel 14)から漏出する中性子束を測定する、炉心外検出器システム２８を含む。炉心外検出器システム２８は、原子炉が停止した場合に使用される中性子源領域検出器と、起動および停止中に使用される中間領域検出器と、原子炉がおよそ５％出力を超えた場合に使用される出力領域検出器と、を含む。また、通常は、出力動作中に炉心内検出器も用いられる。

原子力プラントおよび使用済核燃料ピット等の他の原子力施設では、プラントまたは施設が未臨界である場合には、反応度すなわちＫ_effを直接測定する方法はない。原子力プラントは、目下、プラントが臨界になる状態を推定する。この推定は、通常、制御棒引抜き量および／または可溶性ホウ素濃度に基づいて行うが、冷却材温度変化等の他の変化を使用してプラントを臨界にすることも可能である。中性子生産量が中性子の吸収または炉心からの損失に等しい自己維持連鎖反応がある時、原子力プラントは臨界である。原子炉炉心の臨界の測度はＫ_eff、すなわち、中性子生産量の中性子損失、すなわち吸収または炉心からの漏出に対する割合である。Ｋ_effが１より大きい場合、消滅する中性子より生成される中性子の方が多い。同様に、Ｋ_effが１より小さい場合、生成される中性子より消滅する中性子の方が多い。Ｋ_effが１より小さい場合、原子炉を未臨界であると言う。臨界がいつ発生するかの推定を、中性子源領域検出器から取得されている計数率の逆比を、プラントを臨界にするために使用されている状態の変化、たとえば制御棒の引抜きの関数としてプロットすることにより行う。プラントが臨界となる時、中性子源領域計数率は無限に接近し、逆計数率比（ＩＣＲＲ）はゼロに近づく。炉心の物理的特性により、ＩＣＲＲ曲線の形状は略常に凸状であり、時に凹状である。したがって、プラントが臨界になる状態をＩＣＲＲ曲線から推定することは、非常に不正確になる可能性が高い。

ＩＣＲＲ曲線の予測を支援するために、標準中性子束ソリューションコード、たとえばペンシルヴェニア州、MonroevilleのWestinghouse Electric Company LLCからライセンス可能なAdvanced Nodal Codeに対し、固定中性子源を表すことができるようにした。標準束ソリューションコードを使用して、次の動作サイクルにわたり炉心挙動、たとえば出力分布を予測する。原子炉理論から、原子炉を臨界にするために使用されている変化に対する炉心外検出器の反応は、原子炉炉心が単に点である場合は線形である、ということが分かる。ＩＣＲＲ曲線を非線形、すなわち形状を凹状かまたは凸状にするのは、原子炉炉心の次元的性質である。本発明によれば、炉心外検出器の反応に対する原子炉炉心の次元的性質の影響を分析的に確定する方法が見つかった。この分析的に確定された情報を測定された炉心外検出器反応に適用することにより、Ｋ_effが線形である関数が取得される。このように、原子炉に対して与えられている変化からもたらされる、反応度として知られるＫ_effの変化を、Ｋ_effの絶対値とともに確定することができる。これは、施設に対して非常に有用である。それは、施設が、この情報により、原子炉がどれくらいの反応度により停止するかまたは未臨界であるかを知るためである。このため、施設は、炉心がどれくらい安全であるかと、炉心がいつ臨界になる（Ｋ_eff＝１．０）かと、炉心を臨界にするためにいかなる変化を与えなければならないかと、適切な技術仕様要件のすべてが満足されているか否かと、を知る。さらに、施設は、炉心が未臨界である間に反応度変化を測定することができる。これにより、プラントが未臨界である間に、通常低出力物理試験（Low Power Physics Testing（ＬＰＰＴ））中に実行される制御および停止バンク（Control and Shutdown Bank）測定を実行することが可能である。これにより、プラントを燃料交換のために停止させる時間が低減する。それは、ＬＰＰＴの実行が、プラントを出力状態にして電気を生成する前に発生する最後のイベントであるためである。ＬＰＰＴは、ホウ素濃度、個々の制御バンクの量および減速材温度係数等の臨界炉心パラメータを測定することにより、設計余裕が適当であることを立証するものであり、原子炉が出力状態に戻ることができる前に必要なステップである。このため、プラントが未臨界である間にＬＰＰＴの大部分を実行することができれば、施設に著しい経済的価値が与えられる。

ＩＣＲＲデータに対し曲線を線形にするための補正係数を、以下の分析的検討から確定した。
１）炉心外信号＝∫ωφｄＶ＝ＳＳＦ×∫φｄＶ
ここで、
ω＝炉心外検出器に達する燃料集合体（ｉ，ｊ）で発生する中性子の一部。ωは、カリフォルニア州、Palo AltoのElectric Power Research Instituteから入手可能な、ＤＯＴ、すなわち離散座標輸送（Discrete Ordinate Transport）コード等の中性子輸送コードから分析的に確定される。このコードは、どれくらいの中性子が所与の集合体から中性子検出器に達するかを計算する分析ツールである。ＤＯＴは２次元コードである。同様にElectric Power Research Instituteから入手可能なＤＯＲＴは、この目的のために同様に用いることができる３次元コードである。
また、φ＝集合体（ｉ，ｊ）における中性子束、Ｖ＝炉心の容積、である。

２）ＳＳＦ＝静的空間係数
＝∫ωφｄＶ／∫φｄＶ

３）φを、中性子誘導核分裂源から発生する中性子と、炉心に配置される固定源（複数可）から発生する中性子と、に分割することができる。
このため、φ＝φ_f＋Ｓ
ここで、
φ_f＝核分裂により発生する中性子
Ｓ＝炉心内に配置された固定中性子源から発生する中性子

４）∫φｄＶ＝［∫φｄＶ／∫ＳｄＶ］×∫ＳｄＶ
式３により、上式はさらに下式のように変形される。
∫φｄＶ＝［∫φｄＶ／（∫φｄＶ−∫φ_fｄＶ）］×∫ＳｄＶ
＝［１／（１−λ_fx）］×∫ＳｄＶ

ここで
５）λ_fx＝∫φ_fｄＶ／∫φｄＶ
＝未臨界の静的な固定源計算から取得された等価固有値

したがって、式１および４から、下記の６）式が得られる。
６）炉心外信号＝ＳＳＦ×［１／（１−λ_fx）］×∫ＳｄＶ または
＝ＳＳＦ×［（１−λ₀）／（１−λ_fx）］×[∫ＳｄＶ／（１−λ₀）]
ここで、
λ₀＝従来原子力システムの反応度に関連するために使用される基本モード固有値
である。

このため、
７）ＩＣＲＲ＝１／炉心外信号
となり、

式６を以下のように再展開することができる。
８）（１−λ₀）＝（１／炉心外信号）×ＳＳＦ×［（１−λ₀）／（１−λ_fx）］×∫ＳｄＶ
または
（１−λ₀）＝ＩＣＲＲ×ＳＳＦ×［（１−λ₀）／（１−λ_fx）］×∫ＳｄＶ
すなわち
（１−λ₀ ^m）＝ＩＣＲＲ×ＳＳＦ×［（１−λ₀ ^p）／（１−λ_fx）］×∫ＳｄＶ
ここで、
λ₀ ^p＝システムの測定されたＫ_eff
λ_fx＝未臨界の静的な固定源計算から取得された等価固有値および
λ₀ ^p＝固定中性子源なしの未臨界の静的な計算から取得された予測固有値

∫ＳｄＶは定数であるため、ＳＳＦ×［（１−λ₀ ^p）／（１−λ_fx）］は、補正データの（１−λ₀ ^m）またはＫ_effが線形となり、したがって反応度が線形となるようにするＩＣＲＲ曲線データに適用される補正係数である。

そして、ＳＳＦ×［（１−λ₀ ^p）／（１−λ_fx）］によって補正されたＩＣＲＲデータに対し、最小二乗フィットを実行する。一般的な数学的技法であるこの最小二乗フィットは、反応度監視アルゴリズムの一部であり、これもまた、反応度状態による炉心外中性子源領域検出器レベルにおける変化に基づいて反応度の変化を計算する。Ｋ_effが１．０に等しい場合、ゼロの値に対する補正されたＩＣＲＲデータの線形外挿により、測定された状態下のシステムのＫ_effが確定される。測定された状態の２つのセット間の補正データの差により、測定された状態の２つのセット（たとえば、棒引抜きから棒挿入）で発生した反応度変化が画定される。

このように、本発明によって提供される補正係数を採用することにより、（ｉ）炉心が臨界になるにしたがい、炉心外中性子源領域検出器の原子炉炉心に対する反応を、単純な分析式によって正確に表すことができ、（ｉｉ）測定された逆計数率比（ＩＣＲＲ）データを、測定された情報がＫ_eff（λ₀）および反応度において線形となるように分析関数によって調整することができ、また（ｉｉｉ）検出器反応の公式と、本発明によって画定される補正係数と、測定された検出器反応と、に基づき、炉心の未臨界が深い間にもたらされる反応度変化を正確に確定することが可能になる。現行のデータは、これを、１．０に近いＫ_eff値に対してだけでなく０．９２の範囲のＫ_eff値に対しても行うことができる、ということを示す。このため、検出器反応の公式と、本発明によって画定される補正係数と、測定された検出器反応と、に基づいて、Ｋ_effが０．９２の範囲にある場合でさえＫ_effを正確に測定することができるようになる。

本発明は、すべてのタイプの原子炉システム、使用済核燃料プール、核物質貯蔵施設、核製造施設および核廃棄物施設を含む複数の原子力適用に採用することができるが、これらに限定されるものではない。商用加圧水型原子炉の場合、本発明を、限定されないがＩＣＲＲ曲線を確定し投影すること、あり得るホウ素希釈事象の結果を低減すること、プラントが未臨界である間にもたらされるすべての反応度変化を確定すること、およびプラントが未臨界である間のＫ_effを測定すること、を含む複数の目的のために使用することができる。測定されたＫ_effを使用して、プラントの停止余裕を確定することができ、またプラントの予測臨界位置（Expected Critical Position）、すなわち、プラントが臨界になると推定される制御棒引抜きの位置を確定することができる。このため、本発明は、原子力プラントに対し、コストを低減すること、収益を増大させること、およびプラントが技術仕様を満たし安全で信頼性の高い方法で動作することを保証すること、において、著しい商品価値がある。

本発明の特定の実施形態を詳細に説明したが、当業者には、本開示の教示全体を鑑みてそれら詳細に対するあらゆる変更形態および代替形態を開発することができる、ということが理解されよう。したがって、特定の実施形態は、単に例示的なものであり、併記の特許請求の範囲ならびにその任意の、およびすべての等価物の完全な範囲が与えられる本発明の範囲に関して限定するものであるようには意味していない。

原子力発電システムの一次側の概略図である。

符号の説明

１０ 原子力発電プラント、１２ 原子力蒸気供給系、１４ 加圧水型原子炉、１６ 原子炉炉心、１８ 圧力容器、２０ ホットレグ、２２ 蒸気発生器、２４ 原子炉冷却材ポンプ、２６ コールドレグ、２８ 炉心外検出器システム。

Claims (12)

1. 核反応が未臨界である場合に該核反応における反応度変化を監視する方法であって、
   前記核反応の反応度に影響を与える前記核反応のパラメータを制御するステップであって、それにより前記反応を変化させる制御するステップと、
   中性子源領域検出器の出力を監視するステップと、
   前記中性子源領域検出器の出力の定常状態部分の間に該中性子源領域検出器の出力から逆計数率比を周期的に確定するステップと、
   前記逆計数率比に対し補正係数を適用するステップと、
   前記周期的に確定された逆計数率比を前記パラメータの関数としてプロットするステップであって、前記補正係数は、前記周期的に確定された逆計数率比のプロットを実質的に線形にするものであるプロットするステップと
   を含む方法。
2. 前記逆計数率比のプロットに対し最小二乗フィットを適用するステップであって、それにより線形プロットを形成する適用するステップをさらに含む請求項１に記載の方法。
3. 前記補正係数が適用される前記逆計数率比のプロットをゼロまで線形外挿するステップであって、それにより、前記パラメータの臨界へのさらなる変化を確定する線形外挿するステップをさらに含む請求項１に記載の方法。
4. 前記補正係数は、ＳＳＦ×［（１−λ₀ ^p）／（１−λ_fx）］である請求項１に記載の方法。
5. 前記パラメータは、前記核反応を包囲する冷却材のホウ素濃度である請求項１に記載の方法。
6. 前記パラメータは、前記核反応の近傍からの制御棒引抜きである請求項１に記載の方法。
7. 前記パラメータは、前記核反応を包囲する冷却材における温度変化である請求項１に記載の方法。
8. 前記核反応は原子炉の炉心内で発生する請求項１に記載の方法。
9. 前記核反応は使用済核燃料ピット内で発生する請求項１に記載の方法。
10. 前記核反応は核物質貯蔵施設内で発生する請求項１に記載の方法。
11. 前記核反応は核製造施設内で発生する請求項１に記載の方法。
12. 前記核反応は核廃棄物施設内で発生する請求項１に記載の方法。

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