JP2007232547A - 自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法と原子炉炉心性能計算装置 - Google Patents

Abstract

【課題】炉心内の燃料集合体の出力を正確に算出可能な自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法と原子炉炉心性能計算装置を提供する。
【解決手段】原子炉圧力、制御棒挿入位置を含む炉心状態データと、給水流量、給水温度の原子炉出力に係るプラントデータと、燃料集合体２１の種類ごとに用意された核定数および熱水力定数のデータと、格子流路の水力定数データと、を用い、チムニ１１の各格子流路１１ａに対して、対応する複数の燃料集合体の流量配分計算をし、当該格子流路への燃料集合体からの冷却材流量にもとづき当該格子流路内のボイド率を所定の計算式により計算する熱水力計算過程を含み、計算された格子流路内のボイド率にもとづき、炉心７内の３次元出力分布計算と各燃料集合体への冷却材流量配分計算を繰り返し行う。
【選択図】図４

Description

本発明は、自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法と原子炉炉心性能計算装置に関するものである。

これまでに商業運転されている強制循環式の沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲと称する）では、円筒形の炉心シュラウド内に、横断面が正方形の燃料集合体をＸ軸方向、Ｙ軸方向に並べて林立させて炉心を構成している。そして、横断面がほぼ十字形の制御棒が、その周囲を囲む４体の燃料集合体の間に挿入可能に配置され、この制御棒を囲む４体の燃料集合体の単位を制御棒セルと称している。

炉心内には、ＬＰＲＭ（Local Power Range Monitor：局部出力領域モニタ）検出器集合体が、前記制御棒セルの２×２配列を、２×２配列のコーナ位置で囲むように離散的に配置され、炉心内中性子束分布を計測するように構成されている。ＬＰＲＭ検出器集合体で計測された炉心内中性子束分布は、炉心内の出力分布を計算して燃料集合体の熱的制限値［ＭＣＰＲ（Minimum Critical Power Ratio：最小限界出力比）およびＭＬＨＧＲ（Maximum Linear Heat Generation Rate：最大線出力密度）の運転制限値］に対する余裕などを計算する３次元核熱水力計算コードによる炉心性能計算に用いられる。

原子炉炉心性能計算の目的は、原子炉の各サイクルの運転に先立つ設計段階において、炉心内の３次元出力分布を計算し、各燃料集合体の出力を評価し、あらかじめ設定されている前記熱的制限値以内に収まること、または運転中の原子力プラントにおいて、測定されたデータを用いて同様な計算を行い、熱的制限値以内に収まっている原子炉の運転状態であることを確認することにある。
従来の、強制循環式ＢＷＲにおける原子炉炉心性能計算の方法については、非特許文献１に記載されているものが知られている。

近年、自然循環式ＢＷＲが提唱され、その自然循環式ＢＷＲでは自然循環の駆動力確保のため、炉心の上に強制循環式ＢＷＲには無いチムニが設けられる（特許文献１参照）。
特公平７−２７０５１号公報（第１図、第２図） ＨＬＲ−００６訂１「沸騰水形原子力発電所 ３次元核熱水力計算手法について」昭和５９年９月、株式会社 日立製作所（図１、図２）

ところで、前記特許文献１に記載された自然循環式ＢＷＲでは、チムニ内を鉛直方向に仕切り板により分割して複数の格子流路を有している構成となっている。
その場合の冷却材の流れは以下のようになる。まず、冷却材は、下部プレナムから炉心へ流入時に各燃料集合体に分配され、燃料集合体を冷却して冷却材の気液二相流となる。さらに、個々の燃料集合体を出た冷却材は、チムニの格子流路の入口で一つの格子流路に対応している複数の燃料集合体分が合流して格子流路を通過する。その後上部プレナムで各格子流路の気液二相流全体が合流する。したがって、個々の燃料集合体に配分される冷却材流量は、この間の、燃料集合体圧損に格子流路の圧損を加えた圧損と、格子流路内のボイド率により主にきまる冷却材比重差による駆動力で決まる。つまり、各格子流路を流れる冷却材流量は、当該格子流路に対応する燃料集合体において発生する蒸気量に依存する。

燃料集合体の出力が大きいほどその燃料集合体の発生させる蒸気量は多くなるが、燃料集合体の出力は、燃料集合体の濃縮度および可燃性毒物の設計、燃焼度、燃料集合体に隣接して配置されている制御棒の炉心軸方向の挿入位置、燃料集合体軸方向のボイド率分布などにより異なる。したがって、例えば、炉心平面のＸ軸、Ｙ軸に対称な位置に配された燃料集合体同士であり、濃縮度および可燃性毒物の設計、燃焼度、燃料集合体に隣接して配置されている制御棒の炉心軸方向の挿入位置が同じであっても、それぞれの燃料集合体が対応している格子流路間でボイド率が異なっていると、対称位置の燃料集合体間の冷却材流量配分は異なる。ＢＷＲでは、燃料集合体に流れる冷却材流量の差は、燃料集合体軸方向のボイド率分布の差となり、燃料集合体の出力に影響する。

前記の従来の原子炉炉心性能計算方法は、炉心内の全燃料集合体に対して、炉心の上下に設けられている上部プレナムと炉心下部プレナムとの同じ差圧が掛かっているとして、各燃料集合体への冷却材流量配分を計算する方法なので、チムニの格子流路による前記影響は考慮されていなかった。

本発明は、かかる問題を解決することを課題とし、炉心内の燃料集合体の出力を正確に算出可能な自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法と原子炉炉心性能計算装置を提供することを目的とする。

前記課題を解決するため第１の発明は、原子炉圧力と原子炉出力に係るプラントデータにもとづき、炉心流量を算出し、燃料集合体の熱水力定数データと、格子流路の水力定数データとを用いて、各格子流路に対して、当該格子流路に対応する燃料集合体の流量配分計算をし、当該格子流路への燃料集合体からの冷却材流量にもとづき、当該格子流路内のボイド率を所定の計算式により計算する熱水力計算過程を含み、
計算された格子流路内のボイド率にもとづき、燃料集合体の核定数データと熱水力定数データと、格子流路の水力定数データと、制御棒挿入位置を用いて、炉心内の３次元出力分布計算と算出された炉心流量の各燃料集合体への冷却材流量配分計算を繰り返し行うことを特徴とする。

前記課題を解決するため第２の発明は、第１の発明に加えて、チムニの複数の格子流路のうちの少なくとも一つに設けられたボイド率測定手段、具体的には差圧センサ等からの測定値にもとづき所定の計算式を補正することを特徴とする。

前記課題を解決するため第３の発明は、原子炉圧力と前記原子炉出力に係るプラントデータにもとづき、炉心流量を算出し、差圧センサからの測定値にもとづきチムニ内の格子流路に対応する燃料集合体の炉心入口から炉心出口までの圧損を算出し、燃料集合体の核定数データと熱水力定数データと、制御棒挿入位置を用いて、炉心内の３次元出力分布計算と算出された炉心流量の各燃料集合体への冷却材流量配分計算を繰り返し行うことを特徴とする。

本発明によれば、流路隔壁により少なくとも径方向に複数区画された格子流路を有するチムニを炉心の上に備えた自然循環式沸騰水型原子炉における炉心内の燃料集合体の出力を精度よく計算できる。

《第１の実施の形態》
まず、本発明の第１の実施の形態の原子炉炉心性能計算方法および原子炉炉心性能計算装置を適用する自然循環式沸騰水型原子炉について、図１から図３を参照しながら詳細に説明する。

（原子炉の概要）
一般に、沸騰水型原子炉は、冷却材（軽水）の駆動方法により２種類に分類され、一方は再循環ポンプを用いて強制循環させる方法を用いた強制循環式沸騰水型原子炉と呼ばれ、他方は再循環ポンプを用いないで自然循環による方法を用いた自然循環式沸騰水型原子炉と呼ばれる。本実施の形態が適用される沸騰水型原子炉は、後者の方である。
自然循環式沸騰水型原子炉（以下、原子炉と称する）１は、図１に示すように、原子炉圧力容器（以下、圧力容器と称する）６内に収納する炉心７で発生するボイド、すなわち蒸気（気相）と飽和温度の液相の冷却材の混合した密度の低い冷却材と、給水配管１６ｂから供給される給水と混合された液相の冷却材との比重差によって自然循環に必要な駆動力を得るものである。

原子炉１は、円筒状の圧力容器６内に、炉心シュラウド８が、同心の円筒状に設けられている。この炉心シュラウド８は、その外周面と圧力容器６の内周面との間隙に環状空間を形成し、これをダウンカマ９という。また、炉心シュラウド８の内部には、多数の燃料集合体２１が配置された炉心７を収容している。

ダウンカマ９の上方には、復水器３から給水ポンプ４を介して、給水加熱器５で加熱の後、給水入口ノズル１７から圧力容器６内に供給される冷却材を圧力容器６内に均等に配分する図示しない給水スパージャが円環状に設けられている。
炉心シュラウド８は、シュラウドレグ８ａによって支持される。ダウンカマ９を下降した冷却材は、シュラウドレグ８ａ間の流路から、炉心７の下方の炉心下部プレナム（以下、下部プレナムと称する）１０に導き入れられる。

炉心７の下部には、炉心支持板２２を、上部には、上部格子板２３を設け、燃料集合体２１と制御棒２４の横方向の配置を決めている。
炉心支持板２２には、所定の間隔で円形の図示しない貫通孔が設けられ、その貫通孔に制御棒案内管２５が挿入され、制御棒案内管２５の下部は、圧力容器６の底部を貫通して制御棒２４を上下方向に動かす制御棒駆動機構（以下、ＣＲＤと称する）２６を収容する制御棒駆動機構ハウジング（以下、ＣＲＤハウジングと称する）２６ａの上部に組合わされている。
燃料集合体２１は、制御棒案内管２５の上端に取り付けられた図示しない燃料支持金具の上に据えられ、その荷重は制御棒案内管２５およびＣＲＤハウジング２６ａを介して、圧力容器６の底部に伝えられる。

前記の図示しない燃料支持金具は、側面に冷却材入口を有し、そこに図示しないオリフィスが設けられて、冷却材流量を規制している。燃料支持金具の冷却材入口に対応する制御棒案内管２５の側面には開口が設けられ、下部プレナム１０に導かれた冷却材が燃料支持金具を経て、燃料集合体２１内に導かれる。
個々の燃料集合体２１は、図示しない四角筒のチャンネルボックスで囲われ、軸方向の個別の流路を形成しており、チャンネルボックスは上部格子板２３の上面まで到る。前記四角筒のチャンネルボックスの外側には、隣接している燃料集合体２１のチャンネルボックスとの間に間隙を有し、所定割合の流量の冷却材が上方に流れる流路を形成している。
前記制御棒２４は図示しない中性子吸収物質を含む有効部を有し、その有効部が前記チャンネルボックスの外面をガイドとして、４体の燃料集合体２１間に挿入される。

さらに、炉心７内には、中性子検出器を複数含み出力領域の中性子束を計測するＬＰＲＭ（Local Power Range Monitor：局部出力領域モニタ）検出器集合体（以下、単にＬＰＲＭと称する）３３が、配置されている。ＬＰＲＭ３３は、炉心７内に、例えば、軸方向に複数個配された公知の固定式の図示しない中性子検出器（以下、ＬＰＲＭ検出器と称する）と、移動式の図示しない中性子検出器（以下、ＴＩＰ検出器と称する）を軸方向に移動可能とする図示しないＴＩＰ導管を有している（例えば、特開平１１−２６４８８７号公報、図２６、図２７参照）。
ＬＰＲＭ３３は、その下部が圧力容器６底部に設けられた貫通孔を通る炉内核計装ハウジング３３ａに収容され、信号ケーブルおよびＴＩＰ導管が炉内核計装ハウジング３３ａの下端から出ている。

炉心７の上には、炉心７から出た気液二相流の冷却材を上方に導き自然循環駆動力を増加させるチムニ１１が設けられている。チムニ１１は、例えば、圧力容器６と同心の円筒状のチムニ胴１１ｄを有し、その内部を仕切り板で格子状に仕切った格子流路１１ａを有している。以下では、格子流路１１ａを構成する前記仕切り板を流路隔壁１１ｂと称する。
なお、個々の格子流路１１ａを上方に流れる冷却材が、チムニ１１内の上部で合流するように、チムニ１１の上部に上部プレナム１１ｃが設けられている。
上部格子板２３とチムニ１１の下端とは、ダウンカマ９を下降する冷却材と、炉心７を出た冷却材とが混じらないような組み合わせ構造となっている。

チムニ１１の上端は、シュラウドヘッド１２ａで閉じられる。シュラウドヘッド１２ａには、所定の数の冷却材通過用の孔が設けられ、その孔はスタンドパイプ１２ｂを介して気液二相流から飽和蒸気と飽和水とを分離する気水分離器１２につながっている。気水分離器１２の上方には、蒸気乾燥器１３が設けられ、気水分離器１２を出た飽和蒸気に含まれる湿分を除去する。を通過した蒸気は、蒸気ドーム１４、蒸気出口ノズル１５、主蒸気配管１６ａを経て、タービン２に送られる。
なお、シュラウドヘッド１２ａとスタンドパイプ１２ｂと気水分離器１２は一体に組み立てられており、燃料交換時には、一体でチムニ１１の上端から取り外し可能な構成となっている。

このように、概略説明した原子炉１においては、給水入口ノズル１７から供給される冷却材は、気水分離器１２で分離された飽和水と混合し、図１中矢印Ａで示される冷却材は、ダウンカマ９を下降し、シュラウドレグ８ａの図示しない間隙によって構成される流路から、炉心シュラウド８内に流入し、炉心７によって加熱される。炉心７からの加熱によって冷却材Ａは、矢印Ｂで示す飽和状態の気液二相流となり、この気液二相流は格子流路１１ａ、上部プレナム１１ｃ、スタンドパイプ１２ｂを経て、気水分離器１２によって、矢印Ｃで示す気相の飽和蒸気と、矢印Ｄで示す液相の飽和水に分離される。飽和蒸気Ｃは、蒸気乾燥器１３を経て、蒸気出口ノズル１５から主蒸気配管１６ａによってタービン２に導かれ発電に供される。
一方、飽和水Ｄは、圧力容器６内の冷却材に混合され、給水入口ノズル１７から供給される冷却材と更に混合されて、再びダウンカマ９を下降して圧力容器６内を循環する。

（炉心の構成−概要）
次に、図２を参照（適宜、図１を参照）しながら、炉心７の横断面（以下、炉心平面と称する）の詳細な構成を説明する。
燃料集合体２１は、図１のＧ−Ｇ矢視平面図である図２の（ａ）に示すように、上部格子板２３にＸ軸５１方向、およびＹ軸５２方向に所定の間隔で設けられた図中中太の実線で示す正方形の格子孔に対応して、細線の実線の正方形で示す燃料集合体２１の４体ずつが組をなして配置され、ほぼ円柱状の炉心７を構成する。４体１組の燃料集合体２１間には、横断面十字形状の制御棒２４が下方の制御棒案内管２５から前記図示しない燃料支持金具を貫通して出し入れ可能に設けられている（図１参照）。前記燃料集合体２１の４体１組の単位を、以下、制御棒セル３１という。図２では、代表的に炉心平面の中央に配される中央制御棒セル３１（Ｃ）と、それ以外の位置の制御棒セル３１のみを示し、制御棒セル３１にのみ代表的に制御棒２４を示してある。（ａ）中のＬ部の制御棒セル３１を拡大して（ｂ）に示す。

（炉心の構成−炉心平面の対称性）
炉心７は、炉心平面の中心を通るＸ軸５１とＹ軸５２のそれぞれの対称軸、および中心を通り、Ｘ軸５１、またはＹ軸５２に対して４５°の角度をなす１／８対称の対称軸（以下、１／８対称軸と称する）５３、５４を有している。
通常、Ｘ軸５１、Ｙ軸５２で分割した炉心平面の領域それぞれを「１／４炉心」と言い、「１／４炉心」をさらに１／８対称軸５３、５４で２分割した領域を「１／８炉心」と言う。
炉心７は、Ｘ軸５１およびＹ軸５２に対して、１／４炉心鏡対称、１／４炉心９０°回転対称、１／２炉心鏡対称、１／２炉心１８０°回転対称の燃料集合体の装荷パターンが構成できる。また、炉心７は、１／８対称軸５３、５４に対して１／８炉心鏡対称、１／２炉心鏡対称、１／２炉心１８０°回転対称の燃料集合体の装荷パターンが構成できる。

（チムニの格子流路の構成）
次に、図３を参照しながら炉心７の上に設置するチムニ１１の横断面の格子流路１１ａの詳細な配置構成について説明する。
本実施の形態が適用される原子炉１では、図１のＨ−Ｈ矢視平面図である図３の（ａ）に示すように、格子流路１１ａには、図中極太の実線で示す流路隔壁１１ｂで囲まれた右斜線部で示す格子流路１１ａと、流路隔壁１１ｂとチムニ胴１１ｄとで囲まれた左斜線部で示す格子流路１１ａとがある。このような格子流路１１ａの横断面の配置は、炉心平面の中央に位置する中央制御棒セル３１（Ｃ）を含む中央炉心流路１１ａ（Ｃ）が、中央制御棒セル３１（Ｃ）を左下隅に位置するように含み、かつ各格子流路１１ａが炉心平面の中央領域では原則的に２×２配列の制御棒セル３１を含む配置となっている。したがって、（ａ）に示すように、格子流路１１ａの配置は、炉心平面の１／８対称軸５３に対して鏡対称の配置である。
なお、格子流路１１ａの流路隔壁１１ｂは、図中、中太の実線の正方形で示す上部格子板２３（図２参照）の前記格子孔を横切らないような形となっている。（ａ）中のＬ１部の制御棒セル３１を拡大して（ｂ）に示す。

（原子炉炉心性能計算装置と原子炉炉心性能計算方法）
次に、図４から図８を参照しながら、第１の実施の形態の原子炉炉心性能計算装置と原子炉炉心性能計算方法を説明する。この計算方法は、前記非特許文献１に記載の公知の計算方法を基本としたものであり、本実施の形態において特徴とする部分以外は、概略のみ説明する。
図４に示す原子炉炉心性能計算装置（以下、計算機と称する）４０Ａは、原子炉１からプラントデータ入力装置４９Ａを介して、炉心状態データ、原子炉出力に係るプラントデータを取得する。炉心状態データとしては、蒸気ドーム１４のドーム圧力（原子炉圧力）と、ＣＲＤ２６からの制御棒挿入位置と、ＬＰＲＭ３３からのＬＰＲＭ検出器出力（中性子束の測定値）、またはＴＩＰ検出器出力（中性子束の測定値）のデータが含まれる。原子炉出力に係るプラントデータとしては、給水配管１６ｂに設けられた図示しない流量センサ、温度センサからの給水流量、給水温度のデータが含まれる。
本実施の形態ではこれらのデータを原子力プラントから直接入力しないで（つまり、プラントデータ入力装置４９Ａがない）、３次元核熱水力計算コードを演算装置４１Ａに搭載した計算機４０Ａをオフラインで使用する場合について説明する。
その場合の計算機４０Ａは、３次元核熱水力計算コードに必要な詳細なデータ（以下、データライブラリと称する）をあらかじめ格納しておく記憶装置４３、計算結果を出力する表示装置、プリンタなどの出力装置４７、キーボード、記録媒体読込装置などの入力装置４５を備えている。なお、記憶装置４３は、計算結果を次回の計算のために記憶する機能も備えている。

（３次元核熱水力計算コードの機能ブロック構成）
まず、図５を参照（適宜、図４参照）しながら前記した自然循環式の原子炉１に対して適用する本実施の形態における３次元核熱水力計算コードの機能を説明する。
図５に示すように３次元核熱水力計算コードは、入力定数読込部６１、核熱水力計算部６３Ａ、熱的制限値計算部６６、出力部６７を備えている。
入力定数読込部６１は、３次元核熱水力計算、熱的制限値計算に必要なデータ読み込みを行うものであり、入力装置４５（図４参照）からの操作者の入力にもとづき、必要に応じて記憶装置４３のデータライブラリから３次元核熱水力計算、熱的制限値計算に必要なデータを読み込み、必要に応じて入力定数を計算し、核熱水力計算部６３Ａ、熱的制限値計算部６６、出力部６７に入力する。

核熱水力計算部６３Ａは、核計算部６４と熱水力計算部６５Ａを有する。核計算部６４は、熱水力計算部６５Ａから入力される各燃料集合体２１の軸方向の後記する冷却材密度分布を用いて炉心内中性子束分布計算を行って炉心内の出力分布を得る計算（本発明における炉心内の３次元出力分布計算に対応）を行い、炉心内の出力分布を熱水力計算部６５Ａに入力する。

熱水力計算部６５Ａは、核計算部６４から入力された炉心内の出力分布を用いて、各燃料集合体２１への冷却材流量配分計算を行う。この冷却材流量配分計算の際に各燃料集合体２１の軸方向のボイド率分布、つまり冷却材密度分布が算出され、これを核計算部６４に入力する。
以上のように、核熱水力計算部６３Ａは、核計算部６４と熱水力計算部６５Ａとが、交互に計算結果をやり取りして計算結果が収束するまで繰り返す方法で計算を行う。

熱的制限値計算部６６は、核熱水力計算部６３Ａにおける繰り返し計算が収束した結果の炉心内の出力分布を用いて燃料集合体２１の熱的制限値（ＭＣＰＲ、ＭＬＨＧＲ）を計算する。
出力部６７は、核熱水力計算部６３Ａ、熱的制限値計算部６６の結果を出力する。この際、必要に応じて計算に用いられた入力定数も出力する。

（入力定数読込部の詳細な機能とデータライブラリの説明）
次に、入力定数読込部６１の詳細な機能と、記憶装置４３（図４参照）に格納されているデータライブラリについて説明する。前記の様に３次元核熱水力計算コードに必要な詳細なデータはデータライブラリとして記憶装置４３にあらかじめ格納されている。
入力定数読込部６１は、前記ドーム圧力（原子炉圧力）、制御棒挿入位置などの炉心状態データ、原子炉出力と給水温度（原子炉出力に係るプラントデータ）の限定されたパラメータのデータを入力装置４５から読み込み、詳細なデータは記憶装置４３のデータライブラリから読み込み、必要に応じて読み込んだデータから入力定数を計算する。
新規に原子炉１に対する計算を行う場合は、さらに燃料集合体配置、オリフィス配置、炉内核計装配置などのデータを読み込む。
なお、１度三次元核熱水力計算を行えば、前記燃料集合体配置、オリフィス配置、炉内核計装配置などのデータは、記憶装置４３に記憶され、次回からはそのデータが記憶装置４３から読み出されて使用される。

なお、燃料集合体配置とは、濃縮度分布および可燃性毒物分布設計の異なる燃料集合体、燃料集合体の幾何学的構造そのものが異なる燃料集合体をタイプ別に区別して、炉心平面内に配置されている状況を示すデータであり、これに対応して前記燃料集合体２１の各タイプの核定数データ、熱水力定数データなどがデータライブラリに含まれている。
そのほか、燃料集合体２１のＭＣＰＲ、ＭＬＨＧＲの計算に必要なデータも燃料集合体２１のタイプごとにデータライブラリに格納されている。

核定数データは、公知の方法（例えば、非特許文献；ＨＬＲ−００５、「沸騰水形原子力発電所 ２次元単位セル計算手法について」株式会社 日立製作所 昭和５２年４月、参照）であらかじめ燃料集合体２１の横断面の濃縮度分布および可燃性毒物分布設計が異なるごとに計算され、中性子無限増倍率、巨視的断面積、核種ごとの微視的断面積など、中性子束分布計算、中性子束分布から炉心内出力分布への変換計算、ＴＩＰ検出器またはＬＰＲＭ検出器の出力模擬計算などに必要なデータを含んでいる。

熱水力定数データは、燃料集合体２１のチャンボックス内側（インチャンネル領域）の流路面積、水力直径、チャンボックス外側（バイパス領域）の流路面積、燃料集合体２１の構成部品である図示しない上部タイプレート、下部タイプレート、スペーサにおける局所圧損に対する圧損係数など、燃料集合体２１の冷却材流路内での圧損計算、ボイド率計算など燃料集合体２１への流量配分計算の中で行われる各種の計算に必要なデータを含んでいる。
なお、流量配分計算の中で行われる燃料集合体２１から冷却材への熱伝達計算の冷却材のクオリティ、ボイド率、エンタルピなどを算出時に用いられる蒸気表のデータもデータライブラリの一部として含まれている。

また、前記燃料支持金具に取り付けられたオリフィスの口径は、炉心平面の、たとえば、最外周部に配置された燃料集合体２１と、それより内側に配置された燃料集合体２１とでは異ならせることが普通である。オリフィス配置とは、オリフィスの口径ごとにタイプ分けして、炉心平面の燃料集合体位置に対応してオリフィスのタイプの配置されている状況を示すデータであり、これに対応してデータライブラリに格納されているオリフィスの圧損係数などの水力定数データが３次元核熱水力計算の中で使用される。

炉内核計装配置とは、前記ＬＰＲＭ３３が配置されている位置を示すものであり、３次元核熱水力計算コードで計算した炉心内出力分布または炉心内中性子束分布からＬＰＲＭ３３のＬＰＲＭ検出器およびＴＩＰ検出器の出力を推定計算するときに使用される。ＬＰＲＭ検出器およびＴＩＰ検出器の出力推定値は、原子力プラントからの炉心状態データとして、ＬＰＲＭ検出器およびＴＩＰ検出器の出力（炉心内の中性子束の測定値）を用いて炉心内出力分布を補正するときにも使用される。
なお、前記核定数データの中には、炉心内出力分布または炉心内中性子束分布とＬＰＲＭ検出器／ＴＩＰ検出器の出力との相関式の定数が含まれている。

さらに、データライブラリには、あらかじめチムニ１１の各格子流路１１ａの軸方向高さ、流路断面積などの水力データ、図３に示すような炉心平面における燃料集合体位置（Ｘ座標、Ｙ座標）と各格子流路１１ａとの対応関係を特定するデータが含まれている。

また、データライブラリの中には、原子炉１のヒートバランスデータも含まれている。ヒートバランスデータは、原子炉圧力、たとえば、ドーム圧力をパラメータとして、あらかじめ計算されて格納されたものであり、給水温度（または給水エンタルピ）と給水流量を入力すると炉心流量（Ｗ_core）、原子炉出力、炉心入口冷却材エンタルピ、上部プレナム１１ｃと下部プレナム１０間の圧損（以下、上下プレナム間圧損と称する）（ΔＰ_LP-UP）が算出され、給水温度（または給水エンタルピ）と原子炉出力を入力すると炉心流量、炉心入口冷却材エンタルピ、給水流量、上下プレナム間圧損（ΔＰ_LP-UP）が算出される相関データである。

（全体フローチャート）
次に、図６を参照（適宜、図４、図５を参照）しながら、３次元核熱水力計算コードにおける計算の全体の流れを示す全体フローチャートを説明する。
ステップＳ１０１では、入力定数読込部６１が、記憶装置４３のデータライブラリから３次元核熱水力計算に必要なデータの読み込みを行う。入力定数読込部６１は、この際、必要に応じてデータライブラリから読み込んだデータを用いて、核熱水力計算部６３Ａで用いられるデータを計算する。
たとえば、入力されたドーム圧力、給水温度（または給水エンタルピ）、給水流量にもとづき炉心流量（Ｗ_core）、原子炉出力、上下プレナム間圧損（ΔＰ_LP-UP）を算出する。

ステップＳ１０２では、核熱水力計算部６３Ａが、繰り返し計算の最初においては、３次元の炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）を仮定する。たとえば、平坦な３次元出力分布を仮定する。次回の繰り返し時には、前回計算した炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）を今回の繰り返し計算の炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）として仮定する。
ちなみに、ｉ，ｊ，ｋは、炉心７を直角座標系（ｘ，ｙ，ｚ）で表し、炉心７を単位直方体に分割してノードとしたときに、その各ノードの３次元座標をｉ，ｊ，ｋのノード番号で示すものである。通常水平方向のノードｉ，ｊは燃料集合体２１のＸ軸方向、Ｙ軸方向の炉心配置ピッチ単位で、軸方向のｋは適切な長さ単位で決められている。

ステップＳ１０３では、核熱水力計算部６３Ａの熱水力計算部６５Ａにおいて、燃料集合体２１の熱水力定数データ、格子流路１１ａの水力定数データなどを用いて、各燃料集合体２１への冷却材流量配分計算を行う。いわゆる熱水力計算部分であり、計算結果が入力された収束条件に合致するまで繰り返し計算を行う。この計算の詳細は、図７および図８に示すフローチャートを参照して後記する。この計算は、次のステップＳ１０４で説明する実効増倍率ｋｅｆｆ、３次元の炉心内中性子束分布φ（ｉ，ｊ，ｋ）に必要な炉心７内の核燃料集合体２１のインチャンネル領域の軸方向ボイド率分布と、バイパス領域のボイド率軸方向分布、つまり、インチャンネル領域、バイパス領域それぞれの軸方向の冷却材密度分布を得ることを目的とする。

ステップＳ１０４では、核熱水力計算部６３Ａの核計算部６４において、燃料集合体２１の核定数データを用いて、炉心７の実効増倍率ｋｅｆｆと３次元の炉心内中性子束分布φ（ｉ，ｊ，ｋ）の計算を行う。本発明の炉心内の３次元出力分布計算を行う部分、いわゆる核計算部分であり、計算結果が入力された収束条件に合致するまで繰り返し計算を行う。本願発明の特徴ではないので詳細な説明は省略する。
ステップＳ１０５では、核熱水力計算部６３Ａの核計算部６４において、ステップＳ１０４で得られた炉心内中性子束分布φ（ｉ，ｊ，ｋ）の収束結果を用いて、炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）に変換する計算を行う。

ステップＳ１０６では、核熱水力計算部６３Ａが、ステップＳ１０２で仮定した炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）と今回ステップＳ１０５で得られた炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）を比較して収束していた場合（Ｙｅｓ）は、ステップＳ１０７へ進み、収束していない場合（Ｎｏ）は、ステップＳ１０２に戻る。
ステップＳ１０２に戻った場合、核熱水力計算部６３Ａは、今回の計算結果の炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）を次の繰り返し計算の炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）と仮定して用い、ステップＳ１０２からステップＳ１０６を繰り返す。

ステップＳ１０７では、熱的制限値計算部６６が、熱的制限値に対する評価を行う。つまり、ＭＬＨＧＲ、ＭＣＰＲを算出する。ステップＳ１０８では、出力部６７が、計算結果を表示装置、または必要に応じてプリンタに出力する。ステップＳ１０８で、３次元核熱水力計算コードの計算の全体の流れは終了する。

（熱水力部分のフローチャート）
次に、図６に示す全体フローチャートのステップＳ１０３の各燃料集合体２１への冷却材流量配分計算の繰り返し計算を、図７、図８に示す熱水力計算のフローチャートを参照（適宜、図６参照）して以下に詳細に説明する。この計算は、すべて熱水力計算部６５Ａで行われる。
ステップＳ２０１では、上下プレナム間圧損（ΔＰ_LP-UP）を繰り返し計算の初期値として仮定する。全体フローチャートのステップＳ１０２〜Ｓ１０６（図６参照）の繰り返し計算の最初の場合だけ、ステップＳ１０１で算出された上下プレナム間圧損（ΔＰ_LP-UP）を初期値として仮定し、以後の全体フローチャートのステップＳ１０２〜Ｓ１０６の繰り返し計算のときには、前回の繰り返し計算の結果を初期値として仮定する。
ステップＳ２０２では、各格子流路１１ａに対応する引数ｍを、初期値をｍ＝１とし、１から全格子流路１１ａの数（ＮＴＹＰＣ）まで熱水力計算を行うようにする。

ステップＳ２０３では、チムニ１１の格子流路（ｍ）内のボイド率（α_m）を仮定する。なお、このボイド率（α_m）の初期値は、全体フローチャートのステップＳ１０２〜Ｓ１０６（図６参照）の繰り返し計算の最初の場合だけ、全体フローチャートのステップＳ１０１において炉心平面の出力が均一と仮定して算出するように、ヒートバランスデータに含めておいてそれを用い、以後の全体フローチャートのステップＳ１０２〜Ｓ１０６の繰り返し計算およびステップＳ２０３〜Ｓ２２２の繰り返し計算のときには、前回の繰り返し計算の結果を初期値として仮定する。
ステップＳ２０４では、格子流路（ｍ）の圧損（ΔＰＣ_m）を算出する。格子流路１１ａにおける摩擦圧損は小さいため無視でき、位置圧損だけを考えればよいので、ΔＰＣ_mは、式（１）により以下のように算出できる。
ΔＰＣ_m＝｛α_mρ_G＋（１−α_m）ρ_L｝ｇ・ｈ ・・・（１）
ここで、ρ_G：飽和蒸気密度
ρ_L：飽和水密度
ｇ ：重力定数
ｈ ：格子流路の軸方向長さ
である。

ステップＳ２０５では、格子流路（ｍ）に係る炉心支持板２２−上部格子板２３間圧損（ΔＰ_m）を計算する。ΔＰ_mは式（２）により求まる。
ΔＰ_m＝ΔＰ_LP-UP−ΔＰＣ_m ・・・（２）
なお、格子流路（ｍ）に係る炉心支持板２２−上部格子板２３間圧損（ΔＰ_m）が、本発明における燃料集合体２１の炉心入口から炉心出口までの圧損に対応する。

次に、ステップＳ２０６〜Ｓ２１３までの繰り返し計算では、格子流路（ｍ）に対応する燃料集合体［ｎ＝１〜ＮＴＹＰＥＢ（ｍ）］に対する熱水力計算を行う。
ステップＳ２０６では、格子流路（ｍ）に対応する燃料集合体２１に対応する引数ｎを、初期値ｎ＝１とする。

ステップＳ２０７では、熱流束の計算をする。具体的には、全体フローチャートのステップＳ１０２にもとづいて炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）から燃料集合体（ｎ）に対応する軸方向の出力分布を取得し、図示しない燃料棒表面からインチャンネル領域の冷却材に伝達される熱（この中には、中性子、γ線などにより冷却材を直接加熱する分も考慮されている）、バイパス領域の冷却材への熱（前記の直接加熱とチャンネルボックスからの伝熱）のそれぞれの熱流束を計算する。

ステップＳ２０８では、格子流路（ｍ）に対応する燃料集合体２１の内の燃料集合体（ｎ）のチャンネル流量（Ｗ_mn）を仮定する。これは、繰り返し計算のためのものであり、全体フローチャートのステップＳ１０２〜Ｓ１０６（図６参照）の繰り返し計算の最初の場合だけ、たとえば、全燃料集合体２１が同一流量であると仮定して算出するが、全体フローチャートのステップＳ１０２〜Ｓ１０６までの繰り返し計算の途中の場合、およびステップＳ２０２〜Ｓ２２２の繰り返し計算のときは、前回の繰り返し計算の結果のチャンネル流量（Ｗ_mn）を仮定する。
なお、チャンネル流量（Ｗ_mn）とは、燃料集合体２１の前記インチャンネル領域を流れる冷却材流量のことである。バイパス領域を流れる冷却材流量（バイパス流量）は、たとえば、炉心平面内で均一と仮定して各燃料集合体２１当たりに同一流量（Ｗ_BYPASS）として算出する。

ステップＳ２０９では、格子流路（ｍ）の燃料集合体（ｎ）のインチャンネル領域、バイパス領域の軸方向ノードｋに対して冷却材の熱水力特性値［冷却材エンタルピ、クオリティ（蒸気重量率）、ボイド率など］を、軸方向ノードｋの下方側から計算する。この方法の詳細は、たとえば、特開平１１−２６４８８７号公報などに記載されている公知のものである。

ついで、ステップＳ２１０では、格子流路（ｍ）に含まれる燃料集合体（ｎ）において炉心支持板２２下側から上部格子板２３上側までの間のインチャンネル領域を流れる冷却材の圧損であるチャンネル圧損（ΔＰＢ_mn）を計算する。具体的には、ステップＳ２０８で仮定したチャンネル流量（Ｗ_mn）とステップＳ２０９で算出したインチャンネル領域の軸方向ノードｋごとの熱水力特性値、当該燃料集合体（ｎ）の熱水力定数データを用いて、位置圧損、摩擦圧損、局所圧損、加速圧損を計算し、それらを合計して算出する。気液二相流のこれらの圧損計算の詳細は、非特許文献１の式（２２）〜（２９）に詳しい記載があるので説明を省略する。

ステップＳ２１１では、ステップＳ２０５で計算した格子流路（ｍ）に係る炉心支持板−上部格子板間圧損（ΔＰ_m）とステップＳ２１０で計算したチャンネル圧損（ΔＰＢ_mn）の差分の絶対値をチェックして、所定の収束判定基準（ΔＰ_error）よりも小さいという条件を満たしているかどうかチェックする。満たしている場合（Ｙｅｓ）は、ステップＳ２１３へ進み、満たしていない場合（Ｎｏ）は、ステップＳ２１２へ進む。
ステップＳ２１２では、チャンネル流量（Ｗ_mn）を、差分（ΔＰ_m−ΔＰＢ_mn）のプラス、マイナスに応じて増減修正してステップＳ２０９へ戻り、ステップＳ２０９〜Ｓ２１２を収束するまで繰り返す。

ステップＳ２１３では、ｎ＝ＮＴＹＰＥＢ（ｍ）かどうかをチェックする。つまり、格子流路（ｍ）に対応するすべての燃料集合体２１に対して、チャンネル流量（Ｗ_mn）の配分計算が完了したかどうかをチェックする。完了した場合（Ｙｅｓ）は、ステップＳ２１５へ進み、完了していない場合（Ｎｏ）は、ステップＳ２１４へ進み、ｎ＝ｎ＋１とし、ステップＳ２０７へ戻り、次の燃料集合体（ｎ）に対する流量配分の計算を行う。

ステップＳ２１５では、格子流路（ｍ）内のボイド率（α_m’）を計算する。
ここではステップＳ２０３で仮定した格子流路（ｍ）内のボイド率と今回の繰り返し計算で算出した格子流路（ｍ）内のボイド率を、それぞれα_m，α_m’と区別して表す。
格子流路（ｍ）内のボイド率（α_m’）は、例えばドリフトフラックスモデルを用いた公知の式（３）から求めることができる（「気液二相流技術ハンドブック」日本機会学会編、１９８９年５月２０日、株式会社 コロナ社、ｐ．７８〜８０参照）。式（３）では、添え字ｍを省略して記載する。

式（３）における質量流束は、ステップＳ２０７〜Ｓ２１３の格子流路（ｍ）に対応する燃料集合体［ｎ＝１〜ＮＴＹＰＥＢ（ｍ）］に対する繰り返し計算で最終的に得られたチャンネル流量（Ｗ_mn）とバイパス流量（Ｗ_BYPASS）を合算して得られる。式（３）のクオリティは、同様に燃料集合体［ｎ＝１〜ＮＴＹＰＥＢ（ｍ）］のインチャンネル領域およびバイパス領域の出口クオリティをチャンネル流量（Ｗ_mn）とバイパス流量（Ｗ_BYPASS）を重みとして平均して得られる。飽和蒸気密度および飽和水密度は、原子炉圧力から記憶装置４３に格納されたデータライブラリ中の蒸気表より求められる。分布パラメータおよび平均ドリフト速度は実験的に求められる経験式であり、式（４）、式（５）により求められる。

ステップＳ２１６では、α_m−α_m’の差分の絶対値をチェックして所定の判定条件α_errorよりも小さいというという条件を満たしているかどうかをチェックする。満たしている場合（Ｙｅｓ）は、ステップＳ２１８へ進み、満たしていない場合（Ｎｏ）は、ステップＳ２１７へ進む。
ステップＳ２１７では、ボイド率（α_m）を修正する。つまり、前回仮定した格子流路（ｍ）内のボイド率（α_m）に替えてステップＳ２１５で算出したボイド率（α_m’）を次の繰り返し計算のボイド率（α_m）として用いる。ステップＳ２１７の後、ステップＳ２０４に戻り、ステップＳ２０４〜Ｓ２１７を収束するまで繰り返す。

ステップＳ２１８では、ｍ＝ＮＴＹＰＥＣかどうかをチェックする。つまりチムニ１１の全格子流路１１ａについて、対応する燃料集合体２１の流量配分計算が終わったかどうかをチェックする。ｍ＝ＮＴＹＰＥＣの場合（Ｙｅｓ）は、ステップＳ２２０へ進み、ｍ≠ＮＴＹＰＥＣの場合（Ｎｏ）は、ステップＳ２１９へ進む。
ステップＳ２１９では、ｍ＝ｍ＋１として、ステップＳ２０３へ戻り、次の格子流路（ｍ＋１）に対応する燃料集合体２１への流量配分計算を繰り返す。
ステップＳ２２０では、繰り返し計算で得られた各燃料集合体２１のインチャンネル領域、バイパス領域のそれぞれの流量を合算して式（６）により全炉心流量Ｗ_Tを算出する。

ステップＳ２２１では、全体フローチャートで計算した炉心流量Ｗ_coreにＷ_Tが所定の判定基準Ｗ_error内に収束したかどうか、すなわち、Ｗ_coreとＷ_Tとの差分の絶対値がＷ_erroよりも小さいか否かをチェックする。収束した場合（Ｙｅｓ）は、核燃料集合体２１への冷却材流量配分計算は終了し、全体フローチャートに戻る。収束していない場合（Ｎｏ）は、ステップＳ２２２に進み、ステップＳ２２１で算出した差分（Ｗ_core−Ｗ_T）のプラス、マイナスに応じて上下プレナム間圧損（ΔＰ_LP-UP）を増減修正してステップＳ２０２へ戻り、次の一連の流量配分の繰り返し計算を収束するまで行う。

本実施の形態における入力装置４５とプラントデータ入力装置４９Ａは、本発明の入力手段を構成する。また、本実施の形態におけるフローチャートのステップＳ２０２〜Ｓ２１９は、本発明の熱水力計算過程に対応する。また、ドリフトフラックスモデルを用いた式（３）は、本発明の、所定の計算式に対応する。

以上のように本実施の形態によれば、チムニ１１の格子流路１１ａに含まれる燃料集合体２１のチャンネル流量、バイパス流量とその出口クオリティにもとづいて格子流路１１ａ内のボイド率（α_m）まで計算しているので、１つの格子流路１１ａに対応する燃料集合体２１の全圧損（位置圧損、摩擦圧損、局所圧損、加速圧損の合計）と格子流路１１ａの位置圧損の合計がダウンカマ９の下降流路側の水頭とバランスするように計算していることになる。つまり、格子流路１１ａごとに異なる自然循環駆動力を反映して、燃料集合体２１への流量配分計算を行っているので、燃料集合体２１の熱的制限値（ＭＣＰＲ、ＭＬＨＧＲ）の計算を精度よく行うことができる。

なお、第１の実施の形態の計算機４０Ａを、原子力プラントの運転監視用にも使用できる。その場合、図４に示すようにプラントデータ入力装置４９Ａが設けられ、原子力プラントからプラントデータ入力装置４９Ａを介して、演算装置４１Ａに炉心状態データであるドーム圧力（原子炉圧力）、制御棒挿入位置、ＬＰＲＭ検出器出力（炉心内の中性子束の測定値）、ＴＩＰ検出器出力（炉心内の中性子束の測定値）のデータと、原子炉出力に係るプラントデータである給水流量、給水温度のデータを取り込む。ＬＰＲＭ検出器出力、ＴＩＰ検出器出力のデータは、公知の方法で炉心内中性子束分布φ（ｉ，ｊ，ｋ）または炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）を補正するのに使用される。
炉心状態データ、原子炉出力に係るプラントデータの入力が操作者により入力装置４５から行われる替わりに、プラントデータ入力装置４９Ａを介して実機データがオンラインで入力されるだけであり、本質的に前記の３次元核熱水力計算と同じである。

《第２の実施の形態》
次に、本発明の第２の実施の形態における原子炉炉心性能計算装置と原子炉炉心計算方法を図９および図１０と、第１の実施の形態の図６〜図８を参照しながら説明する。
本実施の形態では、図９に示すようにプラントデータ入力装置４９Ｂが設けられ、原子プラントからプラントデータ入力装置４９Ｂを介して、炉心状態データであるドーム圧力（原子炉圧力）、制御棒挿入位置、ＬＰＲＭ検出器出力（炉心内の中性子束の測定値）、ＴＩＰ検出器出力（炉心内の中性子束の測定値）のデータと、原子炉出力に係るプラントデータである給水流量、給水温度のデータを取り込む構成としている。第１の実施の形態の構成と同じ構成については同一符号を付し、説明を省略する。

本実施の形態では、さらに差圧センサ５５によりチムニ１１の特定の格子流路１１ａの上下端の差圧を測定してプラントデータ入力装置４９Ｂに入力する点が異なる。差圧センサ５５が差圧を計測する格子流路１１ａの位置は、代表的な格子流路１１ａとする。たとえば、炉心平面の中央および炉心平面の周辺部で２×２配列の制御棒セル３１を含む格子流路１１ａをまず代表的な格子流路１１ａとして少なくとも一つずつ選ぶ。ついで、炉心平面周辺部で格子流路１１ａが流路隔壁１１ｂとチムニ胴１１ｄで囲まれて構成される格子流路１１ａの断面形状が矩形でないものを、その形状から、たとえば、２または３のグループに分けて、その各グループ内の一つの格子流路１１ａを代表として選ぶ。

（３次元核熱水力計算コードの機能ブロック構成）
図１０を参照（適宜、図９参照）しながら本実施の形態における３次元核熱水力計算コードの機能を説明する。図１０に示すように３次元核熱水力計算コードは、入力定数読込部６１、核熱水力計算部６３Ｂ、熱的制限値計算部６６、出力部６７、格子流路差圧データ記憶部６８、分析部６９を備えている。核熱水力計算部６３Ｂは、核計算部６４と熱水力計算部６５Ｂを有する。第１の実施の形態の構成と同じ構成については同一符号を付し、説明を省略する。
３次元核熱水力計算コードの全体の流れおよび、熱水力計算部分は基本的に第１の実施形態と同じである。熱水力計算部分の第１の実施の形態と異なる部分、および格子流路差圧データ記憶部６８、分析部６９の機能を以下に説明する。

なお、本実施の形態においては、第１の実施の形態のフローチャートにおける、計算機４０Ａは計算機４０Ｂに、演算装置４１Ａは演算装置４１Ｂに、プラントデータ入力装置４９Ａはプラントデータ入力装置４９Ｂに、核熱水力計算部６３Ａは核熱水力計算部６３Ｂに、熱水力計算部６５Ａは熱水力計算部６５Ｂに、読み替える。

以下に、詳しく説明するように格子流路１１ａ内のボイド率（α）は、格子流路上下端での差圧を測定することで計測できる。
格子流路１１ａのように口径が約３０ｃｍ以上となるような流路では摩擦圧損は無視でき、格子流路１１ａ内の圧損は冷却材の水頭と等しくなる。そこで、格子流路１１ａ内のボイド率（α）を、格子流路１１ａ上下端の計測差圧ΔＰＣ^* _mを用いて式（１）を変形し、式（７）のように表すことができる。

したがって、ドーム圧力から飽和蒸気密度、飽和水密度はデータライブラリの蒸気表から求められ、格子流路の軸方向長さは既知なので、ボイド率を計測差圧ΔＰＣ^* _mから求めることができる。以下、計測差圧ΔＰＣ^* _mから換算したボイド率を計測ボイド率（α^* _m）と称する。

本実施の形態の熱水力計算部６５Ｂでは、図８のフローチャートのステップＳ２１５で用いる式（１）における分布パラメータＣ₀として、式（４）に示す既知の経験式を用いる替わりに、前記のように複数の代表的格子流路１１ａにグループ分けし、グループごとに実際の原子炉１の運転状態における格子流路１１ａ内の計測ボイド率（α^* _m）から算出した分布パラメータＣ₀を用いるところが特徴である。

このために本実施の形態では、原子炉炉心性能計算装置４０Ｂで３次元核熱水力計算計を行うごとに、格子流路差圧データ記憶部６８が、計測差圧ΔＰＣ^* _mから換算した計測ボイド率（α^* _m）と、その格子流路（ｍ）に対応する各燃料集合体（ｎ）の３次元各熱水力計算コードで算出したチャンネル流量（Ｗ_mn）、バイパス流量（Ｗ_BYPASS）、インチャンネル領域、バイパス領域それぞれの出口クオリティ、質量流束、および飽和蒸気密度、飽和水密度、ボイド率（α_m）などを一組のデータセットとして記憶装置４３に蓄積しておく。この蓄積したデータセットが所定以上の組蓄積されたところで、分析部６９は、蓄積されたデータを用いて、たとえば分布パラメータＣ₀をパラメータとして、回帰分析を行い、計測ボイド率（α^* _m）とボイド率（α_m）の差が最小になるように分布パラメータＣ₀の定数を格子流路１１ａの前記各代表的グループごとに設定し、記憶装置４３に格納しておく。

こうして設定した分布パラメータＣ₀の式は格子流路（ｍ）の形状や冷却材温度、冷却材圧力などの違いに起因する誤差が排除されたものとなる。
熱水力計算部６５Ｂは、分析部６９が分布パラメータＣ₀の定数を回帰分析で得ている場合は、記憶装置４３に格納されている当該の分布パラメータＣ₀の定数用いて、ステップＳ２１５における、格子流路（ｍ）内のボイド率（α_m’）を計算する。
この際、分布パラメータＣ₀の定数は、同じ前記代表グループに属する格子流路１１ａに対して適用する。

また、本実施の形態の変形として、前記分布パラメータＣ₀において式（８）のように新たな補正パラメータＣ₁を導入してもよい。

これは、分布パラメータＣ₀は、正確には局所的なボイド率、および容積流束の分布に依存し、格子流路（ｍ）内の局所的なボイド率および容積流束の分布は、格子流路（ｍ）に対応する各燃料集合体（ｎ）の出力によって異なるため、分布パラメータＣ₀は、対応する燃料集合体（ｎ）の状態を反映し、格子流路（ｍ）ごとに設定するほうがボイド率をより精度良く計算する観点からは望ましいからである。
式（８）の添字ｎは格子流路（ｍ）に対応する各燃料集合体（ｎ）を表し、第２項目は各燃料集合体（ｎ）のボイド率と容積流束の積の分散による分布パラメータの補正項である。各燃料集合体（ｎ）のインチャンネル領域、バイパス領域の出口ボイド率および出口容積流速は３次元核熱水力計算（ステップＳ２０９）の結果として得られる。

したがって前記のように原子炉炉心性能計算装置４０Ｂで３次元核熱水力計算計を行うごとに、格子流路差圧データ記憶部６８が、式（４）で算出した分布パラメータＣ₀の値と、計測差圧ΔＰＣ^* _mから換算した計測ボイド率（α^* _m）と、その格子流路（ｍ）に対応する各燃料集合体（ｎ）の３次元各熱水力計算コードで算出したチャンネル流量（Ｗ_mn）、バイパス流量（Ｗ_BYPASS）、インチャンネル領域、バイパス領域それぞれの出口クオリティ、質量流束、および飽和蒸気密度、飽和水密度、ボイド率（α_m）、燃料集合体平均の出口ボイド率（〈α_n〉）、燃料集合体平均の出口容積流速（〈ｊ_n〉）、燃料集合体（ｎ）の出口ボイド率（α_n）、燃料集合体（ｎ）の出口容積流速（ｊ_n）などを一組のデータセットとして記憶装置４３に蓄積しておく。この蓄積したデータセットが所定以上の組蓄積されたところで、分析部６９は、蓄積されたデータを用いて、補正パラメータＣ₁をパラメータとして回帰分析を行い、計測ボイド率（α^* _m）とボイド率（α_m）の差が最小になるように補正パラメータＣ₁を設定し、記憶装置４３に格納する。

熱水力計算部６５Ｂは、分析部６９が補正パラメータＣ₁の定数を回帰分析で得ている場合は、記憶装置４３に格納されている当該の補正パラメータＣ₁の定数を用いて、ステップＳ２１５における、格子流路（ｍ）内のボイド率（α_m’）を計算する。
この際、補正パラメータＣ₁の定数は、同じ前記代表グループに属する格子流路１１ａに対して適用する。
こうして設定した分布パラメータＣ₀’の式は格子流路（ｍ）の形状や冷却材温度、冷却材圧力などの違いに起因する誤差が排除されたものとなるので、以後の熱水力計算部６５ＢでのフローチャートのステップＳ２１５で用いる式（３）の分布パラメータＣ₀をＣ₀’に置き換えて、同じ前記グループに属する格子流路１１ａに対して適用する。
なお、一つの格子流路１１ａに対応する燃料集合体２１の出口ボイド率は、サイクルごとに、またサイクル運転中にも変化するので、補正パラメータＣ₁の定数は、定期的に再計算することが望ましい。

なお、本実施の形態における入力装置４５とプラントデータ入力装置４９Ｂは、本発明の入力手段を構成する。

以上のように、第２の実施の形態およびその変形例では、チムニ１１の代表的な格子流路１１ａの上下端差圧を差圧センサ５５で測定して、測定した差圧から当該代表格子流路１１ａ内の計測ボイド率（α^* _m）を算出し、ドリフトフラックスモデルの分布パラメータの式を補正して用いるので、炉心７内の燃料集合体２１への流量配分計算の精度が向上し、結果として熱的制限値の計算精度が向上する。熱的制限値の計算精度が向上すれば、原子炉１の運転中の熱的制限値に対する余裕を小さくすることができ、原子炉の燃料経済性が向上する。
また、第１の実施の形態と同じく、格子流路１１ａごとに異なる自然循環駆動力を反映して、燃料集合体２１への流量配分計算を行っているので、熱的制限値（ＭＣＰＲ、ＭＬＨＧＲ）に対する計算を適切に行うことができる。

なお、第２の実施の形態およびその変形においては、実際に差圧センサ５５から差圧データが得られ、計測ボイド率（α^* _m）を算出することができる格子流路（ｍ）についても、ステップＳ２０３、ステップＳ２１５で計測ボイド率（α^* _m）を使用せず、３次元核熱水力計算コードで算出したボイド率（α_m）を用いるものとしたが、計測ボイド率（α^* _m）を算出することができる格子流路（ｍ）に対しては、ステップＳ２０３で計測ボイド率（α^* _m）をそのまま使用し、ステップＳ２１３においてＹｅｓの場合、ステップＳ２１５、Ｓ２１６をジャンプしてステップＳ２１８へ進むようにしてもよい。

また、分布パラメータＣ₀の式を補正することとしたが、同様に平均ドリフト速度（Ｖ_Gj）の式（５）の定数についても分析部６９において計測ボイド率（α^* _m）とボイド率（α_m）の差が最小になるように回帰分析をして求めるようにしてもよい。
なお、ボイド率を測定する手段として本実施形態では差圧センサ５５を例示したが、例えば、特開２００１−２７２４９４号公報で示されているように、格子流路１１ａ内に電極を配置し、電極間の電気抵抗値を測定することによってもボイド率を測定できる。

《第３の実施の形態》
次に、本発明の第３の実施の形態における原子炉炉心性能計算装置と原子炉炉心計算方法を図９および図１１と、第１の実施の形態の図６と、図１２、図１３を参照しながら説明する。
第２の実施の形態の構成と同じ構成については同一符号を付し、説明を省略する。
本実施の形態の計算機４０Ｂにおいて、第２の実施の形態と異なるところは、差圧センサ５５をチムニ１１のすべての格子流路１１ａに対して設けるところである。

（３次元核熱水力計算コードの機能ブロック構成）
図１１を参照（適宜、図９参照）しながら本実施の形態における３次元核熱水力計算コードの機能を説明する。図１１に示すように３次元核熱水力計算コードは、入力定数読込部６１、核熱水力計算部６３Ｃ、熱的制限値計算部６６、出力部６７を備えている。核熱水力計算部６３Ｃは、核計算部６４と熱水力計算部６５Ｃを有する。第２の実施の形態の構成と同じ構成については同一符号を付し、説明を省略する。
３次元核熱水力計算コードの全体の流れは基本的に第２の実施形態と同じである。熱水力計算部分の第２の実施の形態と異なる部分の機能を以下に説明する。
差圧センサ５５をチムニ１１のすべての格子流路１１ａに対して設けることにより、３次元核熱水力計算コードでは、格子流路１１ａ内のボイド率を計算する必要がなく、熱水力計算部６５Ｃにおける炉心７内の各燃料集合体２１への冷却材流量配分計算のフローチャートが図１２、図１３に示すようなより簡単な流れになる。

ここで、図１２、図１３フローチャートは図７、図８のフローチャートからステップＳ２０３、Ｓ２０４、Ｓ２１５、Ｓ２１６、Ｓ２１７を削除したものであり、ステップＳ３０１がステップＳ２０１に、ステップＳ３０２がステップＳ２０２に、ステップＳ３０３がステップＳ２０５に、ステップＳ３０４がステップＳ２０６に、ステップＳ３０５がステップＳ２０７に、ステップＳ３０６がステップＳ２０８に、ステップＳ３０７がステップＳ２０９に、ステップＳ３０８がステップＳ２１０に、ステップＳ３０９がステップＳ２１１に、ステップＳ３１０がステップＳ２１２に、ステップＳ３１１がステップＳ２１３に、ステップＳ３１２がステップＳ２１４に、ステップＳ３１３がステップＳ２１８に、ステップＳ３１４がステップＳ２１９に、ステップＳ３１５がステップＳ２２０に、ステップＳ３１６がステップＳ２２１に、ステップＳ３１７がステップＳ２２２に対応する。

なお、ステップＳ３０３における格子流路（ｍ）に係る炉心支持板−上部格子板間差圧（ΔＰ_m）の計算においては、式（２）においてΔＰＣ_mの替わりに差圧センサ５５の計測差圧（ΔＰＣ^* _m）を用いる。
なお、格子流路（ｍ）に係る炉心支持板２２−上部格子板２３間圧損（ΔＰ_m）が、本発明における燃料集合体２１の炉心入口から炉心出口までの圧損に対応する。

本実施の形態においては、全格子流路（ｍ）の上下端差圧を差圧センサ５５で測定するものとしたがそれに限定されない、たとえば、図３に示すようにチムニ１１の格子流路１１ａが炉心平面に対し１／８対称軸５３に対して鏡対称なことから、炉心７に装荷する燃料集合体２１の装荷パターンをも１／８対称軸５３に対して鏡対称として、炉心内出力分布Ｐ（ｉ，ｊ，ｋ）を１／８対称軸５３に対して鏡対称とするように原子炉１のサイクルごとの炉心設計をすることにより、差圧センサ５５を１／８対称軸５３に対し一方の側の格子流路１１ａにだけ設け、差圧センサ５５が設けられていない格子流路１１ａの差圧は対称位置の計測値と同じとしてもよい。

本実施の形態またはその変形例のようにすることによって、３次元核熱水力計算コードにおいて、熱水力計算の繰り返し計算のフローを簡単化できる。また、第１、第２の実施の形態と同様に格子流路１１ａごとに異なる自然循環駆動力を反映して、燃料集合体２１への冷却材の流量配分計算を行っているので、熱的制限値（ＭＣＰＲ、ＭＬＨＧＲ）に対する計算を適切に行うことができる。

なお、第１の実施の形態から第３の実施の形態およびその変形例において、炉心７の中性子束分布を計測するＬＰＲＭ検出器集合体３３を例示したがこれに限定されるものではない。ＬＰＲＭ検出器集合体３３の中のＴＩＰ導管にＴＩＰ検出器の替わりにγＴＩＰ検出器を用いてもよいし、また移動式のＴＩＰ検出器の替わりに固定式のγサーモメータを用いてもよい。本発明の炉心内の中性子束の測定値は、炉心内中性子束分布を測定するものであれば検出器が核分裂電離箱型式以外のγ線を検出する電離箱型式によるものなど他の型式の検出器による測定値も含んでいる。

本発明の実施の形態の原子炉炉心性能計算装置および原子炉炉心性能計算方法が適用対象とする自然循環式沸騰水型原子炉の縦断面の模式図である。 図１のＧ−Ｇ矢視の炉心平面図である。 図１のＨ−Ｈ矢視のチムニの格子流路の横断面配置図である。 本発明の第１の実施の形態の原子炉炉心性能計算装置の構成を示すブロック図である。 本発明の第１の実施の形態の３次元核熱水力計算コードの機能ブロック構成図である。 本発明の実施の形態の原子炉炉心性能計算方法を示す全体フローチャートである。 本発明の第１の実施の形態の原子炉炉心性能計算方法を示す熱水力計算部分のフローチャートである。 本発明の第１の実施の形態の原子炉炉心性能計算方法を示す熱水力計算部分のフローチャートである。 本発明の第２の実施の形態の原子炉炉心性能計算装置の構成を示すブロック図である。 本発明の第２の実施の形態の３次元核熱水力計算コードの機能ブロック構成図である。 本発明の第３の実施の形態の３次元核熱水力計算コードの機能ブロック構成図である。 本発明の第３の実施の形態の原子炉炉心性能計算方法を示す熱水力計算部分のフローチャートである。 本発明の第３の実施の形態の原子炉炉心性能計算方法を示す熱水力計算部分のフローチャートである。

符号の説明

１ 自然循環式沸騰水型原子炉
７ 炉心
１０ 炉心下部プレナム
１１ チムニ
１１ａ 格子流路
１１ｂ 流路隔壁
１１ｃ 上部プレナム
１４ 蒸気ドーム
２１ 燃料集合体
２２ 炉心支持板
２３ 上部格子板
２４ 制御棒
２６ 制御棒駆動機構
３１ 制御棒セル
３３ ＬＰＲＭ検出器集合体
４０Ａ、４０Ｂ 原子炉炉心性能計算装置
４１Ａ、４１Ｂ 演算装置
４３ 記憶装置
４５ 入力装置
４９Ａ、４９Ｂ プラントデータ入力装置
５５ 差圧センサ
６１ 入力定数読込部
６３Ａ、６３Ｂ、６３Ｃ 核熱水力計算部
６４ 核計算部
６５Ａ、６５Ｂ、６５Ｃ 熱水力計算部
６６ 熱的制限値計算部
６７ 出力部
６８ 格子流路差圧データ記憶部
６９ 分析部

Claims (8)

1. 複数の燃料集合体を装荷した炉心と、流路隔壁により少なくとも径方向に複数区画された格子流路を有するチムニを前記炉心の上に備えた自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能を計算機で演算する原子炉炉心性能計算方法であって、
   前記計算機の原子炉炉心性能を演算する演算装置に３次元核熱水力計算コードを搭載し、
   前記３次元核熱水力計算コードは、
   前記計算機の入力手段から原子炉圧力と、制御棒挿入位置と、原子炉出力に係るプラントデータと、を読み込み、
   さらに、前記計算機の記憶装置に格納された前記燃料集合体の種類ごとに用意された核定数データおよび熱水力定数データと、前記格子流路の水力定数データと、を読み込み、
   前記原子炉圧力と前記原子炉出力に係るプラントデータにもとづき、炉心流量を算出し、
   前記燃料集合体の熱水力定数データと、前記格子流路の水力定数データとを用いて、前記各格子流路に対して、当該格子流路に対応する前記燃料集合体の流量配分計算をし、当該格子流路への燃料集合体からの冷却材流量にもとづき、当該格子流路内のボイド率を所定の計算式により計算する熱水力計算過程を含み、
   前記計算された格子流路内のボイド率にもとづき、前記燃料集合体の核定数データと熱水力定数データと、前記格子流路の水力定数データと、前記制御棒挿入位置を用いて、前記炉心内の３次元出力分布計算と前記算出された炉心流量の各燃料集合体への冷却材流量配分計算を繰り返し行うことを特徴とする自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法。
2. 前記３次元核熱水力計算コードは、
   前記入力手段からさらに前記チムニの複数の格子流路のうちの少なくとも一つに設けられたボイド率測定手段の測定値を読み込み、
   前記ボイド率測定手段の測定値にもとづき、前記所定の計算式を補正することを特徴とする請求項１に記載の自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法。
3. 前記３次元核熱水力計算コードは、
   前記入力手段からさらに前記炉心内の中性子束の測定値を読み込み、
   前記中性子束の測定値にもとづき、前記３次元出力分布を補正することを特徴とする請求項１に記載の自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法。
4. 前記３次元核熱水力計算コードは、
   前記入力手段からさらに前記チムニの複数の格子流路のうちの少なくとも一つに設けられたボイド率測定手段の測定値と、前記炉心内の中性子束の測定値と、を読み込み、
   前記ボイド率測定手段の測定値にもとづき前記所定の計算式を補正し、
   かつ、前記中性子束の測定値にもとづいて、前記３次元出力分布を補正することを特徴とする請求項１に記載の自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法。
5. 前記ボイド率測定手段は、差圧センサであることを特徴とする請求項２または請求項４に記載の自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法。
6. 複数の燃料集合体を装荷した炉心と、流路隔壁により少なくとも径方向に複数区画された格子流路を有するチムニを前記炉心の上に備えた自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能を計算機で演算する原子炉炉心性能計算方法であって、
   前記計算機の原子炉炉心性能を演算する演算装置に３次元核熱水力計算コードを搭載し、
   前記３次元核熱水力計算コードは、
   前記計算機の入力手段から原子炉圧力と、制御棒挿入位置と、原子炉出力に係るプラントデータと、前記チムニの各格子流路に設けられた差圧センサの測定値を読み込み、
   さらに、前記計算機の記憶装置に格納された前記燃料集合体の種類ごとに用意された核定数データおよび熱水力定数データと、前記格子流路の水力定数データと、を読み込み、
   前記原子炉圧力と前記原子炉出力に係るプラントデータにもとづき、炉心流量を算出し、
   前記差圧センサからの測定値にもとづき前記チムニ内の格子流路に対応する前記燃料集合体の炉心入口から炉心出口までの圧損を算出し、
   前記燃料集合体の核定数データと熱水力定数データと、前記制御棒挿入位置を用いて、前記炉心内の３次元出力分布計算と前記算出された炉心流量の各燃料集合体への冷却材流量配分計算を繰り返し行うことを特徴とする自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法。
7. 前記３次元核熱水力計算コードは、
   前記入力手段からさらに前記炉心内の中性子束の測定値を読み込み、
   前記中性子束の測定値にもとづいて、前記３次元出力分布を補正することを特徴とする請求項６に記載の自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法。
8. 演算装置と記憶装置と入力手段とを備え、
   請求項１から請求項７のいずれか１項に記載の原子炉炉心性能計算方法を実行することを特徴とする原子炉炉心性能計算装置。

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