JP2012251872A - 制御棒の寿命監視方法 - Google Patents

Abstract

【課題】制御棒の寿命をさらに精度良く評価できる制御棒の寿命監視方法を提供する。
【解決手段】出力分布演算部１１は、入力したこれらの中性子検出信号に基づいて、炉心の平均出力Ｐ_ａｖe、及びセルｉにおいて制御棒に隣接する燃料集合体ｊの相対セグメント出力Ｐ_ｊを求める。熱出力演算部１３は、制御棒の１枚のブレードに対する隣接した２体の燃料集合体当りの熱出力の和Ｗ_ｉを、Ｗ_ｉ＝Ｐ_ａｖe×ΣＰ_ｊで算出する。換算係数演算部１６は、各熱出力の和Ｗ_ｉを用いて制御棒の各ブレードにおける全中性子吸収量を求める際に使用する換算係数γを求める。全中性子吸収量演算部１５は、熱出力の和Ｗ_ｉ、換算係数γ及び時間ｔを用いて、制御棒の各ブレードにおける全中性子吸収量を、Ｗ_ｉ×γ×ｔ＝Ｐ_ａｖe×Σ（Ｐ_ｊ×γ）×ｔにより算出する。算出された全中性子吸収量に基づいて制御棒の核的寿命を評価する。
【選択図】図２

Description

本発明は、制御棒の寿命監視方法に係り、特に、沸騰水型原子炉に用いられる制御棒に適用するのに好適な制御棒の寿命監視方法に関する。

複数の燃料集合体が沸騰水型原子炉の炉心に装荷されている。複数の制御棒が、沸騰水型原子炉に設けられ、燃料集合体の相互間に挿入される。燃料集合体はウラン（またはプルトニウム）を含む核燃料物質を有する。制御棒は、横断面が十字形をしており、軸心に配置されたタイロッドから四方に伸びる４枚のブレードを有している。中性子吸収材である炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）を充填した複数の中性子吸収棒が、それぞれのブレード内に配置される。

沸騰水型原子炉の運転が停止されているとき、全ての制御棒が沸騰水型原子炉の炉心内に挿入されている。沸騰水型原子炉の運転が開始された後、炉心から複数の制御棒がそれぞれ所定の引き抜き量で順番に炉心から引き抜かれる。各制御棒の引き抜きに伴って、沸騰水型原子炉は、臨界状態になり、昇温昇圧過程を経て原子炉出力上昇過程になる。原子炉出力上昇過程では、炉心からの制御棒の引き抜きにより、原子炉出力が約０％から定格出力である１００％出力まで上昇される。

原子炉出力が１００％出力に到達したとき、その運転サイクルにおいて原子炉出力を制御する一部の制御棒を除いた残りの制御棒はすべて炉心から完全に引き抜かれる。原子炉出力が１００％に到達した以降において原子炉出力の制御に用いられる複数の制御棒は、１つの運転サイクルにおいて、最後の制御棒パターン交換が実施されるまでの間、炉心内に挿入されており、中性子の照射を継続して受けている。このため、これらの制御棒は、中性子を吸収する能力が低下し、中性子照射量が規定値になって核的寿命になったとき、新しい制御棒と交換される。

特開２０００−１６２３７４号公報は、制御棒の中性子吸収能力の低下を知る間接的な目安となる制御棒の中性子照射量を演算する方法を記載している。炉心には、１本の制御棒の周囲でこの制御棒に隣接して配置された４体の燃料集合体で構成される複数のセルが存在する。特開２０００−１６２３７４号公報に記載された制御棒の中性子照射量演算方法を以下に説明する。原子炉出力の制御に用いられる制御棒が挿入されているセルの平均出力が、このセル内の４体の燃料集合体の出力に基づいて求められ、セル平均出力、セル内の出力と中性子束の換算係数、及び制御棒部対セル平均の中性子束の比を乗算して、制御棒部の熱中性子束が算出され、中性子照射量積算部で、算出した熱中性子束を積算して制御棒部の中性子照射量積算値が求められる。

特開２０００−１６２３７４号公報

従来は、特開２０００−１６２３７４号公報に記載された制御棒の中性子照射量演算方法で求められた中性子照射量を、制御棒の核的寿命の判断基準にしていた。

ところで、最近、濃縮ウランを有する燃料集合体（ウラン（ＵＯ_２）燃料集合体）だけでなく、ウラン及びプルトニウムを含む混合酸化物燃料を有する燃料集合体（ＭＯＸ燃料集合体）も使用されている。このため、燃料集合体の中性子スペクトルも多様になってきた。特開２０００−１６２３７４号公報に記載されているように、同じ出力当りの熱中性子束の大きさは一定ではなく、ＭＯＸ燃料集合体の熱中性子束はウラン燃料集合体のそれよりも小さくなる。

以上のことを考慮すると、制御棒が受ける熱中性子照射量は、中性子スペクトルが大きくなる炉心内、もしくは、燃料集合体間では、制御棒の吸収材の減損を測る目安としては最適な指標ではない。

本発明の目的は、制御棒の核的寿命をさらに精度良く評価することができる制御棒の寿命監視方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、制御棒に隣接する燃料集合体の熱出力、及びその燃料集合体の熱出力をその制御棒の全中性子吸収量に換える換算係数を用いて、その制御棒の全中性子吸収量を求め、求められた全中性子吸収量に基づいてその制御棒の核的寿命を評価することにある。

熱外中性子の吸収量を含めた、制御棒の全中性子吸収量を算出し、算出された全中性子吸収量に基づいて制御棒の核的寿命を評価しているので、制御棒の核的寿命の評価精度がさらに向上する。

本発明によれば、制御棒の核的寿命をさらに精度良く評価することができる。

沸騰水型原子炉の炉心を構成するセルの横断面図である。 本発明の好適な一実施例である実施例１の制御棒の寿命監視方法に用いられる制御棒寿命監視装置の構成図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の制御棒の寿命監視方法を、図２を用いて説明する。

本実施例の制御棒の寿命監視方法を適用する沸騰水型原子炉の炉心構造の概要を、図１を用いて説明する。沸騰水型原子炉の炉心は、図１に示す複数のセルを有している。１つのセル２２は、１本の制御棒２１、及びこの制御棒２１の周囲でこの制御棒２１に隣接して配置された４体の燃料集合体２０で構成される。制御棒２１は、横断面が十字形をしており、中心軸に存在するタイロッド２６から四方に伸びる４枚のブレード２７を有する。中性子吸収材（例えば、炭化ホウ素）を内部に充填した複数の中性子吸収棒２４がそれぞれのブレード２７内に配置される。２５はブレード２７の側端部である。セル２２には、４体の燃料集合体ＩＴ１〜ＩＴ４が存在する。沸騰水型原子炉の炉心には、複数の局所出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）２３が図１に示す位置にそれぞれ配置され、各局所出力領域モニタ２３は炉心の軸方向で異なる位置に配置された４つの中性子検出器（図示せず）を有している。図１には、複数の局所出力領域モニタ２３のうちの１つの局所出力領域モニタ２３を図示している。

本実施例の制御棒の寿命監視方法は、図２に示す制御棒寿命監視装置を用いる。この制御棒寿命監視装置は、出力分布演算部１１、全中性子吸収量表示部１２、熱出力演算部１３、全中性子吸収量演算部１５及び換算係数演算部１６を備えている。炉心性能計算装置１０が出力分布演算部１１、全中性子吸収量表示部１２、熱出力演算部１３及び寿命評価部１７を有し、全中性子吸収量演算装置１４が全中性子吸収量演算部１５及び換算係数演算部１６を有する。

熱出力演算部１３が出力分布演算部１１及び全中性子吸収量演算部１５にそれぞれ接続され、全中性子吸収量演算部１５が換算係数演算部１６及び全中性子吸収量表示部１２にそれぞれ接続される。寿命評価部１７は全中性子吸収量表示部１２に接続される。

本実施例の制御棒の寿命監視方法では、制御棒２１の４枚のブレード２７をそれぞれ独立させ、ぞれぞれのブレード２７に対して全中性子吸収量を演算する。１枚のブレード２７に対して隣接している燃料集合体２０は２体だけであるため、各ブレード２７のそれぞれに入射される中性子束は、隣接する２体の燃料集合体２０から到達する中性子束のみであると考える。

出力分布演算部１１は、各局所出力領域モニタ２３のそれぞれの中性子検出器から出力された中性子検出信号を入力する。出力分布演算部１１は、入力したこれらの中性子検出信号に基づいて、炉心の平均出力Ｐ_ａｖe、及びセルｉにおいて制御棒２１に隣接するそれぞれの燃料集合体ｊ（すなわち、燃料集合体２０）の相対セグメント出力Ｐ_ｊを求める。出力分布演算部１１で求められた炉心平均出力Ｐ_ａｖe、及び相対セグメント出力Ｐ_ｊが、熱出力演算部１３に入力される。熱出力演算部１３は、１枚のブレード２７に対する隣接した２体の燃料集合体当りの熱出力の和Ｗ_ｉを（１）式にて求める。

Ｗ_ｉ＝Ｐ_ａｖe×ΣＰ_ｊ ……（１）
すなわち、１枚のブレード２７に隣接した２体の燃料集合体２０に対する熱出力の和Ｗ_ｉは、これらの燃料集合体の相対セグメント出力Ｐ_ｊの和に、炉心平均出力Ｐ_ａｖeを乗じることによって求めることができる。相対セグメント出力Ｐ_ｊとは、炉心平均出力Ｐ_ａｖeに対する各燃料集合体２０の熱出力の比である。インデックスｉは、１体の制御棒２１を取り囲む４体の燃料集合体２０を含む注目するセルを示し、インデックスｊ（＝１〜４）は、セルｉ内の４体の燃料集合体２０のうちのいずれかを示す。

換算係数演算部１６は、各熱出力の和Ｗ_ｉを用いて制御棒２１の各ブレード２７における全中性子吸収量を求める際に使用する換算係数γを、（２）式により求める。

γ＝β（ＩＦ，Ｅ，Ｖ）×μ（ＩＦ，Ｅ，Ｖ） ……（２）
ここで、βは熱出力の和Ｗから核分裂への換算係数、μは制御棒２１の中性子吸収量を制御棒２１に隣接している燃料集合体２０の核分裂数で割った係数、ＩＦは燃料タイプ、及びＥは燃焼度及びＶは履歴ボイド率である。履歴ボイド率とは、炉心内で冷却水の沸騰により発生する気泡の割合である。燃料タイプＩＦは、燃料集合体２０の各横断面、位置での燃料を変数ＩＦで表している。（ＩＦ，Ｅ，Ｖ）は、変数ＩＦを表す位置での燃焼度Ｅ及び履歴ボイド率Ｖを示している。

全中性子吸収量演算部１５は、熱出力演算部１３で算出された熱出力の和Ｗ_ｉ、及び換算係数演算部１６で算出された換算係数γを入力し、制御棒２１の各ブレード２７における全中性子吸収量Ａは、（３）式により求められる。

Ａ＝Ｗ_ｉ×γ×ｔ＝Ｐ_ａｖe×Σ（Ｐ_ｊ×γ）×ｔ ……（３）
ただし、ｔは制御棒が中性子の照射を受けている時間である。制御棒２１の各ブレード２７における算出された全中性子吸収量は、制御棒２１の熱中性子吸収量だけでなく、制御棒２１の熱外中性子吸収量も含んでいる。

全中性子吸収量演算部１５で算出された制御棒２１の各ブレード２７における全中性子吸収量は、全中性子吸収量表示部１２に入力される。全中性子吸収量表示部１２は、入力したそれぞれの全中性子吸収量に基づいて表示情報を作成し、表示装置（図示せず）に出力される。各全中性子吸収量が表示装置に表示される。

また、寿命評価部１７は、全中性子吸収量表示部１２に入力された、１体の制御棒２１における４枚のブレード２７に対して別々に算出されたそれぞれの全中性子吸収量計算値のうちで最大の全中性子吸収量計算値を選択し、選択された全中性子吸収量計算値と、制御棒２１の核的寿命の制限値となる、予め設定した全中性子吸収量の制限値とを比較する。寿命評価部１７は、選択された全中性子吸収量計算値が全中性子吸収量の制限値より小さいかを判定する。選択された全中性子吸収量計算値が全中性子吸収量の制限値よりも小さいときは、制御棒１がまだ核的寿命に到達していないことを意味している。逆に、選択された全中性子吸収量計算値が全中性子吸収量の制限値以上になっているときは、制御棒１が核的寿命に到達している。寿命評価部１７で得られた、全中性子吸収量計算値を用いた制御棒２１の核的寿命の、上記したような評価結果が、表示装置に表示される。

本実施例によれば、熱中性子の吸収量だけでなく、熱外中性子の吸収量を含めた、制御棒２１の全中性子吸収量を算出し、算出された全中性子吸収量に基づいて制御棒２１の核的寿命を評価しているので、制御棒２１の核的寿命の評価精度がさらに向上する。特に、１つのセル内で制御棒２１に隣接している燃料集合体２０が、ウラン燃料集合体である、またはＭＯＸ燃料集合体であるにかかわらず、制御棒２１の核的寿命の評価精度を向上させることができる。

制御棒２１の核的寿命の評価精度がさらに向上されることは、核的寿命に到達して交換時期になる制御棒２１の体数をより正確に把握することができ、制御棒２１の交換頻度が低減される。

特開２０００−１６２３７４号公報のように制御棒への中性子照射量ではなく、制御棒の中性子吸収量で核的寿命を評価している本実施例によれば、直接、中性子吸収量を計算することにより、より精度良く核的寿命を評価することができる。

本発明の他の実施例である実施例２の制御棒の寿命監視方法を以下に説明する。

本実施例の制御棒の寿命監視方法に用いられる制御棒寿命監視装置は、図２に示す構成を有する。本実施例の制御棒の寿命監視方法は、換算係数演算部１６での換算係数の算出の仕方が、実施例１の制御棒の寿命監視方法と異なっているだけである。本実施例の制御棒の寿命監視方法の、換算係数の算出以外部分は、実施例１の制御棒の寿命監視方法と同じである。

本実施例の制御棒の寿命監視方法における換算係数の算出について、具体的に説明する。本実施例において、制御棒寿命監視装置の換算係数演算部１６は、各熱出力の和Ｗ_ｉを用いて制御棒２１の各ブレード２７における全中性子吸収量を求める際に使用する換算係数γを、（４）式により求める。

γ＝β（ＩＦ，Ｅ，Ｖ）×μ’（ＩＦ，Ｅ，Ｖ） ……（４）
ここで、μ’は、制御棒２１内の中性子吸収材の燃え細りを考慮した、制御棒２１の中性子吸収量を、制御棒２１に隣接している燃料集合体２０の核分裂数で割った係数である。すなわち、μ’は、制御棒２１内の中性子吸収材の燃え細りを見込んだ、制御棒２１の中性子吸収量を、制御棒２１に隣接している燃料集合体２０の核分裂数で割った係数である。

（４）式で算出された換算係数γが全中性子吸収量演算部１５に入力される。全中性子吸収量演算部１５では、実施例１と同様に、熱出力演算部１３で算出された熱出力の和Ｗ_ｉ、及び換算係数演算部１６で算出された換算係数γを（３）式に代入することにより、制御棒２１の各ブレード２７における全中性子吸収量が算出される。本実施例においても、実施例１と同様に、制御棒２１の核的寿命の評価が行われる。

制御棒２１の中性子吸収棒２４内に充填されている中性子吸収材、例えば、炭化ホウ素は、中性子を吸収するにつれて表面積が減少する。このため、中性子吸収棒２４の中性子吸収量が減少する。このような中性子吸収量が減少する制御棒の中性子吸収材の燃え細り効果は、燃焼度Ｅを変数とする中性子吸収量への換算係数μ’に反映されている。

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、制御棒２１内の中性子吸収材の燃え細りを考慮した、制御棒２１の中性子吸収量を、制御棒２１に隣接している燃料集合体２０の核分裂数で割った係数であるμ’を、換算係数γの算出に用いているので、制御棒２１の核的寿命の評価に中性子吸収材の燃え細り効果を反映することができる。このため、制御棒２１の核的寿命の評価精度がさらに向上する。

１０…炉心性能計算装置、１１…出力分布演算部、１２…全中性子吸収量表示部、１３…熱出力演算部、１４…全中性子吸収量演算装置、１５…全中性子吸収量演算部、１６…換算係数演算部、２０…燃料集合体、２１…制御棒、２２…セル、２３…局所出力領域モニタ、２４…中性子吸収棒、２７…ブレード。

Claims (2)

1. 制御棒に隣接する燃料集合体の熱出力、及び前記燃料集合体の熱出力を前記制御棒の全中性子吸収量に換える換算係数を用いて、前記制御棒の全中性子吸収量を求め、前記求められた全中性子吸収量に基づいて前記制御棒の核的寿命を評価することを特徴とする制御棒の寿命監視方法。
2. 前記燃料集合体の熱出力は前記制御棒の１つのブレードに隣接する２体の燃料集合体の熱出力の合計熱出力であり、前記求められた全中性吸収量は、前記合計熱出力及び前記換算係数を用いて求められた前記ブレードにおける全中性子吸収量である請求項１に記載の制御棒の寿命監視方法。

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