JP2013205379A

JP2013205379A - 炉心解析プログラムおよび解析装置

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Publication number: JP2013205379A
Application number: JP2012077622A
Authority: JP
Inventors: Kazuya Yamaji; 和也山路; Yasuhiro Harada; 康弘原田; Toshihiro Natsume; 智弘夏目; Hideki Matsumoto; 英樹松本
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2012-03-29
Filing date: 2012-03-29
Publication date: 2013-10-07
Anticipated expiration: 2032-03-29
Also published as: JP6099876B2

Abstract

【課題】炉心を含む炉心周りの核特性を評価することができ、また、様々な物理状態となる燃料の核特性を評価することができる炉心解析プログラム等を提供する。
【解決手段】燃料の核特性を評価する解析装置上において実行可能な炉心解析プログラムにおいて、炉心５および炉心５外において燃料が存在する領域を解析領域Ｅとし、解析領域Ｅを、要素毎に分割した複数のブロックＢからなる３次元モデルで模擬する解析領域モデル化ステップと、毀損していない燃料である健全燃料および毀損した燃料である毀損燃料の物理状態を含むパラメータを、核定数を算出するための入力パラメータとし、入力パラメータに基づいて、ブロックＢ毎の核定数の計算を行う核定数計算ステップと、核定数計算ステップにおいて計算した核定数を、各ブロックＢにおける燃料の組成条件に対応させてそれぞれ設定し、各ブロックＢに設定された核定数に基づいて、解析領域Ｅにおける炉心計算を行う炉心計算ステップと、を備えた。
【選択図】図２

Description

本発明は、炉心を含む炉心周りの核特性を評価する炉心解析プログラムおよび解析装置に関するものである。

従来、炉心内の核特性を評価する装置として、燃料集合体計算部と、均質セル計算部と、炉心計算部と、を備えた炉心設計支援装置が知られている（例えば、特許文献１参照）。この炉心設計支援装置では、燃料集合体計算部において燃料集合体の核定数を算出し、均質セル計算部において核定数に基づいて均質セル毎の核定数を算出し、炉心計算部において均質セル毎の核定数に基づいて炉心の物理状態を示す物理量を算出する。

特開２００７−１４７３７７号公報

しかしながら、従来の炉心設計支援装置では、核特性を評価する領域が炉心内となっているため、炉心外の核特性を評価することが困難であった。また、従来の炉心設計支援装置では、核特性を評価する燃料が毀損していない燃料、すなわち健全燃料であったため、溶融等により毀損した燃料の核特性を評価することが困難であった。

そこで、本発明は、炉心を含む炉心周りの核特性を評価することができ、また、様々な物理状態となる燃料の核特性を評価することができる炉心解析プログラムおよび解析装置を提供することを課題とする。

本発明の炉心解析プログラムは、燃料の核特性を評価するハードウェア上において実行可能な炉心解析プログラムにおいて、炉心および炉心外において燃料が存在する領域を解析領域とし、解析領域を、要素毎に分割した複数のブロックからなる３次元モデルで模擬する解析領域モデル化ステップと、毀損していない燃料である健全燃料および毀損した燃料である毀損燃料の物理状態を含むパラメータを、核定数を算出するための入力パラメータとし、入力パラメータに基づいて、ブロック毎の核定数の計算を行う核定数計算ステップと、核定数計算ステップにおいて計算した核定数を、各ブロックにおける燃料の組成条件に対応させてそれぞれ設定し、各ブロックに設定された核定数に基づいて、解析領域における炉心計算を行う炉心計算ステップと、を備えたことを特徴とする。

この構成によれば、炉心内部（炉内）および炉心外部（炉外）において燃料が存在する領域を解析領域とすることができる。このため、炉内にある燃料の核特性だけでなく、炉外にある燃料の核特性を評価することができる。また、健全燃料および毀損燃料の物理状態を含む入力パラメータに基づいて核定数を算出できることから、健全燃料の核特性だけでなく、毀損燃料の核特性を評価することができる。これにより、炉内にある健全燃料、炉内にある毀損燃料、炉外にある健全燃料および炉外にある毀損燃料の核特性を評価することが可能となり、広範囲に亘って、様々な物理状態となる燃料の核特性を評価することができる。

この場合、核定数計算ステップでは、算出パラメータに基づいて、各ブロックにおいて均質化された均質核定数を算出し、炉心計算ステップでは、均質核定数を各ブロックに設定することが、好ましい。

この構成によれば、均質核定数を各ブロックに設定して炉心計算を行う計算体系は、核定数を非均質状態となる各ブロックに設定して炉心計算を行う計算体系に比して簡易なものとすることができるため、計算時間を短縮でき、核特性を評価する計算を高速なものとすることができる。

本発明の解析装置は、上記の炉心解析プログラムを実行可能であることを特徴とする。

この構成によれば、様々な物理状態となる燃料の核特性を、炉内および炉外に亘って広範囲に評価することができる。

本発明の炉心解析プログラムおよび解析装置によれば、様々な物理状態となる燃料の核特性を、炉内および炉外に亘って広範囲に評価することができる。

図１は、異常時を想定したときの原子炉を模式的に表した構造図である。図２は、解析領域を模擬した原子炉を模式的に表した説明図である。図３は、解析装置を模式的に表した概略構成図である。図４は、炉心解析プログラムを実行したときの制御動作に関するフローチャートである。図５は、再臨界挙動解析プログラムを実行したときの制御動作に関するフローチャートである。

以下、添付した図面を参照して、本発明に係る炉心解析プログラムおよび解析装置について説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、或いは実質的に同一のものが含まれる。

本実施例に係る炉心解析プログラムは、解析装置上において実行可能となっており、炉心内部および炉心外部において燃料が存在する領域を解析領域とし、解析領域の中性子束を計算することで、解析領域の中性子の分布や挙動を予測、評価する。そして、この炉心解析プログラムによって得られた解析結果に基づいて、異常時の原子炉における再臨界挙動を評価する。なお、再臨界挙動の評価とは、燃料の引き抜き等による燃料体系の変化、減速材の流入、中性子吸収材の喪失等の過渡的な事象における中性子の挙動を評価することである。

図１は、異常時を想定したときの原子炉を模式的に表した構造図である。図１に示すように、原子炉１は、沸騰水型原子炉であり、内部が炉心５となる圧力容器２と、圧力容器２を格納する格納容器３とを有している。圧力容器２の内部には、複数の燃料集合体６が収容され、複数の燃料集合体６により炉心５が構成されている。各燃料集合体６は、複数の燃料棒を有し、燃料棒は、被覆管の内部に燃料ペレットを装填して構成されている。

この炉心解析プログラムでは、原子炉１の異常時を想定し、原子炉１の異常時における炉心５内部および炉心５外部の核特性を評価している。ここで、図１に示すように、想定される原子炉１の異常状態としては、毀損していない燃料棒（燃料集合体６）である健全燃料と毀損した燃料棒（燃料集合体６）である毀損燃料とが、炉心５内部と炉心５外部とにおいて混在する状態である。なお、毀損燃料は、例えば、燃料が溶融した燃料（溶融燃料）、および被覆管が破損した燃料（破損燃料）等の燃料である。具体的に、原子炉１の異常状態は、圧力容器２の複数の燃料集合体６の燃料棒のうち、その一部が、圧力容器２の内部に健全燃料として格納される一方で、その他の一部が、圧力容器２の内部に毀損燃料として格納される状態である。また、圧力容器２の複数の燃料集合体６の燃料棒のうち、その一部が、圧力容器２の外部に健全燃料として出る一方で、その他の一部が、圧力容器２の外部に毀損燃料として出る状態である。

次に、図３および図４を参照して、炉心解析プログラムＰ１について説明する。図３は、解析装置を模式的に表した概略構成図であり、図４は、炉心解析プログラムを実行したときの制御動作に関するフローチャートである。この炉心解析プログラムＰ１は、解析装置４０により実行される。解析装置４０は、各種プログラムを実行して演算可能な制御部４１と、各種プログラムおよびデータを記憶する記憶部４２と、キーボード等の入力デバイスで構成された入力部４３と、モニタ等の出力デバイスで構成された出力部４４とを有している。解析装置４０は、制御部４１が、入力部４３から入力された入力パラメータに基づいて、記憶部４２に記憶された炉心解析プログラムＰ１を実行することで炉心解析を行い、解析結果を出力部４４に出力する。

図４に示すように、制御部４１は、炉心解析プログラムＰ１を実行することで、入力ステップＳ１００と、解析領域モデル化ステップＳ１０１と、核定数計算ステップＳ１０２と、炉心計算ステップＳ１０３と、を含むステップを実行可能となっている。

入力ステップＳ１００は、解析装置４０の入力部４３を介して、炉心解析に関する入力パラメータが入力されるステップである。ここで、炉心解析を行うための入力パラメータは、燃料が健全燃料である場合、健全燃料の物理状態を表すパラメータを含んでおり、例えば、燃料の位置、燃料の組成、燃料の温度、燃料ペレットの半径、被覆管の外径、被覆管の厚さ、燃料棒のピッチ、減速材の温度等のパラメータである。また、入力パラメータは、燃料が毀損燃料である場合、毀損燃料の物理状態を表すパラメータを含んでおり、例えば、燃料の位置、燃料の組成、燃料の形状等のパラメータである。ここで、毀損燃料の形状としては、例えば、内部にボイド（気泡）が形成された塊状の溶融燃料、または、粒状となった溶融燃料が想定される。さらに、入力パラメータは、上記に例示したパラメータの他、中性子吸収材の物理状態を表すパラメータを含んでおり、例えば、中性子吸収材の組成、中性子吸収材の形状等のパラメータである。なお、入力パラメータは、炉心解析の入力条件となるパラメータであれば、上記の例示に限らない。

図２は、解析領域を模擬した原子炉を模式的に表した説明図である。解析領域モデル化ステップＳ１０１は、原子炉１を複数のブロックＢにより模擬する（モデリングする）ステップである。模擬される領域は、核特性の評価対象となる解析領域Ｅであり、解析領域Ｅは、図１および図２に示す範囲となっている。つまり、解析領域Ｅは、炉心５内部および炉心５外部において燃料（健全燃料および毀損燃料）が存在する領域となっている。図２に示すように、解析領域モデル化ステップＳ１０１では、この解析領域Ｅを要素毎に分割し、分割した要素毎にブロック化することで、解析領域Ｅのモデル化を図る。このため、解析領域モデル化ステップＳ１０１において、モデリングされる解析領域Ｅは、要素毎に分割された複数のブロックＢで構成される。

なお、要素としては、燃料の物理状態、中性子を吸収する中性子吸収材の有無、および原子炉１の構造材の有無等であり、解析領域モデル化ステップＳ１０１では、これらの要素を考慮して、複数のブロックＢに分割している。

また、解析領域モデル化ステップＳ１０１では、要素毎に分割した各ブロックＢの形状および組成をそれぞれ模擬している。例えば、解析領域モデル化ステップＳ１０１では、複数のブロックＢのうち、燃料の要素を含むブロックＢを、燃料の物理状態に応じてモデル化している。つまり、燃料の物理状態としては、燃料の毀損状態、燃料の幾何形状、燃料の組成、燃料に混入する構造材の有無等である。

核定数計算ステップＳ１０２は、入力された入力パラメータに基づき、核定数計算コードを用いて、各ブロックＢの均質核定数を計算するステップである。具体的に、核定数計算ステップＳ１０２では、各ブロックＢにおいて入力パラメータに基づき非均質体系となる中性子輸送計算を実行することで、中性子輸送計算の計算結果となる多群の中性子束等の物理量を算出する。そして、算出された多群の中性子束を重みにして、各ブロックＢにおける均質化された核定数、すなわち均質核定数を算出する。

ここで、均質核定数は、炉心計算ステップＳ１０３に入力される入力データとなっており、核定数としては、拡散係数、吸収断面積、除去断面積および生成断面積などがある。つまり、核定数計算コードを用いて核定数計算を行うことにより、炉心計算用の入力データである核定数を生成している。

なお、中性子輸送計算の実行にあたり、各ブロックＢに対し２次元の領域を設定して２次元計算を実行してもよし、３次元の領域を設定して３次元計算を実行してもよい。また、中性子輸送計算の計算コードとしては、例えば、連続エネルギーモンテカルロコードを適用することが好ましい。また、非均質体系において算出された多群中性子束から、均質化された核定数を算出するに当たっては、等価原理に基づく計算手法によって算出することが好ましい。

炉心計算ステップＳ１０３は、炉心計算コードを用いて、各ブロックＢの物理量を計算するステップである。炉心計算コードとしては、例えば、静特性炉心計算コードまたは動特性炉心計算コードが適用される。なお、静特性炉心計算コードは、静特性、すなわち時間変化しない炉心５の核特性を評価する場合に用いられ、例えば炉心５の安全評価を行う場合に用いられる。また、動特性炉心計算コードは、動特性、すなわち時間変化する炉心５の核特性を評価する場合に用いられ、例えば炉心５の監視を行う場合または後述する再臨界の挙動を評価する場合に用いられる。

具体的に、炉心計算ステップＳ１０３では、核定数計算ステップＳ１０２において算出した均質核定数を各ブロックＢに対応させて設定し、設定した均質核定数に基づいて各ブロックＢにおける物理量（炉心核特性値）を算出する。なお、物理量としては、臨界ホウ素濃度、出力分布、反応度係数の他、遅発中性子割合、遅発中性子先行核崩壊定数、中性子寿命等がある。

上記した炉心解析プログラムＰ１を解析装置４０上において実行させると、解析装置４０は、核定数計算コードを用いて、入力パラメータに基づいて、各ブロックＢにおける均質核定数を算出し、炉心計算コードを用いて、算出された均質核定数を各ブロックＢに設定して炉心計算を行うことにより、解析領域Ｅの核特性を評価する。

上記のように構成された炉心解析プログラムＰ１は、例えば、燃料の再臨界に関する挙動を評価するための再臨界挙動解析プログラムＰ２に組み込まれている。図５を参照し、再臨界挙動解析プログラムＰ２を用いて、再臨界挙動解析を実行する制御動作について簡単に説明する。図５は、再臨界挙動解析プログラムを実行したときの制御動作に関するフローチャートである。再臨界挙動解析は、時間変化の開始となる開始時間から時間変化の終了となる終了時間までの中性子の経時的な変化を追跡することにより、健全燃料または毀損燃料の再臨界に関する挙動を評価する解析である。

図５に示すように、再臨界挙動解析プログラムＰ２は、上記の炉心解析プログラムＰ１と一点炉モデルとを組み合わせた改良準正近似モデルを用いている。再臨界挙動解析プログラムＰ２は、入力ステップＳ１１１と、核定数計算ステップＳ１１２と、均質核定数取得ステップＳ１１３と、解析領域モデル化ステップＳ１１４と、炉心計算ステップＳ１１５と、物理量取得ステップＳ１１６と、形状関数取得ステップＳ１１７と、一点炉計算ステップＳ１１８と、振幅関数取得ステップＳ１１９と、中性子束算出ステップＳ１２０と、熱・核特性評価ステップＳ１２１と、更新ステップＳ１２２とを備えている。

入力ステップＳ１１１は、上記のステップＳ１００と同様に、解析装置４０の入力部４３を介して、再臨界挙動に関する入力パラメータが入力されるステップである。ここで、再臨界の挙動を解析するための入力パラメータは、再臨界発生の可能性があるシナリオに沿って変化する、燃料および中性子吸収材等の物理状態の変位に関するパラメータである。具体的には、ステップＳ１００の入力パラメータを時間変化させた場合のパラメータであり、健全燃料および毀損燃料の形状の変化、健全燃料および毀損燃料の組成の変化、中性子吸収材の有無等のパラメータである。なお、再臨界が発生する可能性があるシナリオとは、例えば、燃料の取り出し等の燃料体系の変化、減速材の流入、中性子吸収材の喪失等のシナリオである。

解析領域モデル化ステップＳ１１４では、上記のステップＳ１０１と同様に、解析領域Ｅを要素毎に分割し、複数の要素毎にブロック化することで、解析領域Ｅを模擬する。

核定数計算ステップＳ１１２では、上記のステップＳ１０２と同様に、核定数計算コードを用いて、入力ステップＳ１１１で入力された入力パラメータと、解析領域モデル化ステップＳ１１４でモデル化された解析領域Ｅとに基づいて、均質核定数を算出する。このとき、核定数計算ステップＳ１１２では、所定時間毎に変化する種々の入力パラメータに基づいて、時間の経過に伴って変化する種々の均質核定数を算出する。

均質核定数取得ステップＳ１１３では、核定数計算ステップＳ１１２において算出された種々の均質核定数を取得して、解析装置４０の記憶部４２に保存する。なお、解析装置４０の記憶部４２に保存された種々の均質核定数は、炉心計算ステップＳ１１５において取得される。

炉心計算ステップＳ１１５では、上記のステップＳ１０３と同様に、動特性炉心計算コードを用いて、記憶部４２に保存された均質核定数と、解析領域モデル化ステップＳ１１４でモデル化された解析領域Ｅとに基づいて、各ブロックＢにおける所定の物理量を計算する。

物理量取得ステップＳ１１６では、炉心計算ステップＳ１１５において算出された所定の物理量を取得する。ここで、所定の物理量は、一点炉計算ステップＳ１１８の入力パラメータとなる物理量であり、物理量取得ステップＳ１１６では、例えば、反応度、遅発中性子割合、遅発中性子先行核崩壊定数、中性子寿命が取得される。

形状関数取得ステップＳ１１７では、炉心計算ステップＳ１１５において算出された所定の物理量としての形状関数を取得する。

一点炉計算ステップＳ１１８では、一点炉動特性モデルを適用した計算コードを用いて、物理量取得ステップＳ１１６において取得された物理量に基づいて、所定の物理量を計算する。なお、一点炉動特性モデルは、任意の一点において一次元となる原子炉１をモデル化したものである。

振幅関数取得ステップＳ１１９では、一点炉計算ステップＳ１１８において算出された所定の物理量としての振幅関数を取得する。

中性子束算出ステップＳ１２０では、形状関数取得ステップＳ１１７で取得した形状関数と振幅関数取得ステップＳ１１９で取得した振幅関数との積を算出することで、中性子束を算出する。

熱・核特性評価ステップＳ１２１では、中性子束算出ステップＳ１２０で算出した中性子束に基づいて、解析領域Ｅの核特性を評価する。つまり、熱・核特性評価ステップＳ１２１では、算出した中性子束に基づき、熱水力特性として、例えば、核分裂による発熱、崩壊熱、放射線分解等によるボイド（燃料棒周りに発生する気泡）分布、温度分布、出力等を計算し、計算結果を出力部４４に出力する。また、核特性として、例えば、解析領域Ｅ内の中性子束分布、出力、核分裂数等を計算し、計算結果を出力部４４に出力する。

更新ステップＳ１２２では、開始時間から終了時間までの間における、所定時間経過毎の解析領域Ｅの核特性を評価するために、所定時間分だけ時間を更新する。そして、更新ステップＳ１２２の実行後、再びステップＳ１１５に進んで、更新後の時間、および、熱・核特性評価ステップＳ１２１で計算された熱・核特性に基づく炉心計算を実行する。つまり、炉心計算ステップＳ１１５では、炉心計算コードを用いて、更新後の時間に対応する均質核定数を記憶部４２から取得し、取得した均質核定数を解析領域Ｅの各ブロックＢに設定して、所定の物理量を計算する。なお、更新ステップＳ１２２では、開始時間から終了時間まで繰り返し実行される。

このようにして、再臨界挙動解析プログラムＰ２では、開始時間から終了時間までの間において、所定時間の経過毎に均質核定数を変化させながら炉心計算を行うことで、所定時間毎に変化する解析領域Ｅの再臨界挙動を解析することができる。

以上のように、本実施例の構成によれば、炉心５内部および炉心５外部において燃料が存在する領域を解析領域Ｅとすることができる。このため、炉心５内部にある燃料の核特性だけでなく、炉心５外部にある燃料の核特性を評価することができる。また、健全燃料および毀損燃料の物理状態を含む入力パラメータに基づいて核定数を算出できることから、健全燃料の核特性だけでなく、毀損燃料の核特性をも評価することができる。これにより、炉内にある健全燃料、炉内にある毀損燃料、炉外にある健全燃料および炉外にある毀損燃料の核特性を評価することが可能となり、広範囲に亘って、様々な物理状態となる燃料の核特性を評価することができる。

また、本実施例の構成によれば、均質核定数を各ブロックＢに設定して炉心計算を行うことができるため、非均質となる核定数を用いた炉心計算に比して簡易なものとすることができる。これにより、解析装置４０は、解析に要する計算時間を短縮でき、核特性を評価する計算を高速なものとすることができる。

なお、本実施例では、沸騰水型原子炉に適用して説明したが、加圧水型原子炉に適用してもよく、特に限定されない。

１原子炉
２圧力容器
３格納容器
５炉心
６燃料集合体
４０解析装置
４１制御部
４２記憶部
４３入力部
４４出力部
Ｅ解析領域
Ｂブロック
Ｐ１炉心解析プログラム
Ｐ２再臨界挙動解析プログラム

Claims

燃料の核特性を評価するハードウェア上において実行可能な炉心解析プログラムにおいて、
炉心内部および炉心外部において燃料が存在する領域を解析領域とし、前記解析領域を、要素毎に分割した複数のブロックからなる３次元モデルで模擬する解析領域モデル化ステップと、
毀損していない燃料である健全燃料および毀損した燃料である毀損燃料の物理状態を含むパラメータを、核定数を算出するための入力パラメータとし、前記入力パラメータに基づいて、前記ブロック毎の核定数の計算を行う核定数計算ステップと、
前記核定数計算ステップにおいて計算した前記核定数を、前記各ブロックにおける燃料の組成条件に対応させてそれぞれ設定し、前記各ブロックに設定された前記核定数に基づいて、前記解析領域における炉心計算を行う炉心計算ステップと、を備えたことを特徴とする炉心解析プログラム。
前記核定数計算ステップでは、前記算出パラメータに基づいて、前記各ブロックにおいて均質化された均質核定数を算出し、
前記炉心計算ステップでは、前記均質核定数を前記各ブロックに設定することを特徴とする請求項１に記載の炉心解析プログラム。
請求項１または２に記載の炉心解析プログラムを実行可能であることを特徴とする解析装置。