JPH01169398A - 照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測定法 - Google Patents
照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測定法Info
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- JPH01169398A JPH01169398A JP62327431A JP32743187A JPH01169398A JP H01169398 A JPH01169398 A JP H01169398A JP 62327431 A JP62327431 A JP 62327431A JP 32743187 A JP32743187 A JP 32743187A JP H01169398 A JPH01169398 A JP H01169398A
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
(産業上の利用分野)
本発明は、原子炉で使用された照射燃料を燃料貯蔵ラッ
ク、燃料輸送貯蔵容器等に効率よく収納して行く過程に
おいて臨界安全性を確保する照射燃料装荷未臨界体系の
実効増倍率測定法に関する。
ク、燃料輸送貯蔵容器等に効率よく収納して行く過程に
おいて臨界安全性を確保する照射燃料装荷未臨界体系の
実効増倍率測定法に関する。
(従来の技術)
原子炉で使用された燃料は、燃料交換のため炉心から取
り出され、水プール内に設置された燃料貯蔵ラックに一
時的、または長期的に貯蔵される。
り出され、水プール内に設置された燃料貯蔵ラックに一
時的、または長期的に貯蔵される。
あるいは一定期間燃料貯蔵ラックに貯蔵して半減期の短
い放射能を減衰させた後、使用済燃料輸送容器に収納さ
れ、再処理施設へ送られる。再処理施設へ送られた使用
済燃料は−たん水中の燃料貯蔵ラックに貯蔵される。再
処理が遅れがち、あるいは再処理を行わない方針の国で
は、使用済燃料は輸送容器と貯蔵容器を兼ねた使用済燃
料輸送貯蔵容器に収納されることになる。
い放射能を減衰させた後、使用済燃料輸送容器に収納さ
れ、再処理施設へ送られる。再処理施設へ送られた使用
済燃料は−たん水中の燃料貯蔵ラックに貯蔵される。再
処理が遅れがち、あるいは再処理を行わない方針の国で
は、使用済燃料は輸送容器と貯蔵容器を兼ねた使用済燃
料輸送貯蔵容器に収納されることになる。
上述のような場合、燃料収納体系は絶対に未臨界性を確
保しなければならない。そのため従来は。
保しなければならない。そのため従来は。
各燃料とも、新燃料から使用済燃料になるまでで最も中
性子増倍特性が高くなる場合でも充分な余裕をもって未
臨界性が確保できるように燃料収納体系を設計しなけれ
ばならないとされていた。この事は、実際の状態では過
剰の余裕があり、一定の範囲に収納できる燃料の収納量
は少く非経済的である。
性子増倍特性が高くなる場合でも充分な余裕をもって未
臨界性が確保できるように燃料収納体系を設計しなけれ
ばならないとされていた。この事は、実際の状態では過
剰の余裕があり、一定の範囲に収納できる燃料の収納量
は少く非経済的である。
近年再処理の遅れ、使用済燃料貯蔵量の増大から、一定
の範囲に、より多くの燃料を収納し、収納のむだを削減
しなければならなくなって来た。
の範囲に、より多くの燃料を収納し、収納のむだを削減
しなければならなくなって来た。
この場合、燃料収納時の未臨界度の余裕が低下するので
、実際の未臨界度を確認することによって臨界安全性を
確保したいという要請が生じることになる。
、実際の未臨界度を確認することによって臨界安全性を
確保したいという要請が生じることになる。
(発明が解決しようとする問題点)
本発明は上述した背景のもとに成されたものであり、そ
の目的とするところは、照射燃料の実際の中性子増倍特
性に基づく照射燃料装荷体系の臨界安全性を確認しなが
ら、効率よく照射燃料をラックや容器に収納して行く過
程における実効増倍率を81g定する方法を提供するこ
とである。
の目的とするところは、照射燃料の実際の中性子増倍特
性に基づく照射燃料装荷体系の臨界安全性を確認しなが
ら、効率よく照射燃料をラックや容器に収納して行く過
程における実効増倍率を81g定する方法を提供するこ
とである。
(問題点を解決するための手段)
上記目的を達成するために、本発明は多数の照射燃料を
順次装荷しながら構成して行く未臨界中性子増倍体系の
実効増倍率測定において、前記増倍体系の内部または外
周部の所定の位置において中性子束計数率を測定し、一
方では各照射燃料ごとに軸方向に分布する群定数と中性
子発生率を与え、さらに照射燃料装荷体系の形状寸法お
よび群定数を与えて中性子輸送・拡散計算を行い、測定
位置に対応する位置の中性子束を求め、計算で求めた該
中性子束と測定で求めた前記中性子束計数率との比が、
照射燃料の各装荷ステップでほゞー定となるように、必
要に応じて前記照射燃料装荷体系の群定数を修正し、前
記計算で求めた中性子束と測定で求めた中性子束計数率
との比が一定となる修正推定数と、前記中性子発生率お
よび照射燃料装荷体系の形状寸法および群定数を与えて
、中性子輸送・拡散計算を行い、実効増倍率を求めるこ
とを特徴とするものである。
順次装荷しながら構成して行く未臨界中性子増倍体系の
実効増倍率測定において、前記増倍体系の内部または外
周部の所定の位置において中性子束計数率を測定し、一
方では各照射燃料ごとに軸方向に分布する群定数と中性
子発生率を与え、さらに照射燃料装荷体系の形状寸法お
よび群定数を与えて中性子輸送・拡散計算を行い、測定
位置に対応する位置の中性子束を求め、計算で求めた該
中性子束と測定で求めた前記中性子束計数率との比が、
照射燃料の各装荷ステップでほゞー定となるように、必
要に応じて前記照射燃料装荷体系の群定数を修正し、前
記計算で求めた中性子束と測定で求めた中性子束計数率
との比が一定となる修正推定数と、前記中性子発生率お
よび照射燃料装荷体系の形状寸法および群定数を与えて
、中性子輸送・拡散計算を行い、実効増倍率を求めるこ
とを特徴とするものである。
(作用)
本発明の照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測定法に
よると、未臨界度が充分深い第1ステツブから第jステ
ップへ進む過程の実効増倍率kJが求められるので、こ
れにより、照射燃料装荷時の臨界安全性を確認すること
ができる。従って不必要な過剰の裕度をとることなくし
かも安全確実に実効増倍率の値を求めながら燃料装荷を
行うことができる。
よると、未臨界度が充分深い第1ステツブから第jステ
ップへ進む過程の実効増倍率kJが求められるので、こ
れにより、照射燃料装荷時の臨界安全性を確認すること
ができる。従って不必要な過剰の裕度をとることなくし
かも安全確実に実効増倍率の値を求めながら燃料装荷を
行うことができる。
次に1本発明の照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測
定法の手法について説明する。
定法の手法について説明する。
原子炉で照射された燃料(典型的には燃料集合体、従っ
て以下では燃料集合体として説明する)は、核分裂によ
り、燃料の組成が変化している。
て以下では燃料集合体として説明する)は、核分裂によ
り、燃料の組成が変化している。
その変化は燃焼管理手法により一応既知である。
しかしながら、現実が正確なものか否かは必ずしも明確
でなく、燃焼管理手法の精度に依存している。
でなく、燃焼管理手法の精度に依存している。
原子炉で照射された燃料集合体、即ち照射燃料集合体(
以下照射燃料体と云う)では、上述のように、燃料組成
が変化しており、その変化は燃料体の軸方向によっても
変化している。即ち核分裂性核種濃度は軸方向に変化し
ている。
以下照射燃料体と云う)では、上述のように、燃料組成
が変化しており、その変化は燃料体の軸方向によっても
変化している。即ち核分裂性核種濃度は軸方向に変化し
ている。
また照射燃料体の中にはCar−244,Cm 24
2゜Pu−238,Pu−240などの超ウラン元素の
原子核が生成しており、これらは中性子を放出する。こ
れら中性子放出核種は実質的には中性子増倍特性には関
係がなく、中性子源を構成していると考えてよい、中性
子放出核種の濃度は照射燃料体の軸方向によって変化し
ている。
2゜Pu−238,Pu−240などの超ウラン元素の
原子核が生成しており、これらは中性子を放出する。こ
れら中性子放出核種は実質的には中性子増倍特性には関
係がなく、中性子源を構成していると考えてよい、中性
子放出核種の濃度は照射燃料体の軸方向によって変化し
ている。
核分裂核種(フィツサイル)の濃度は直接中性子の実効
増倍率と密接な関係にあり、中性子放出核種は中性子増
倍率には関係ない、いま簡単な1点炉近似が適用できる
未臨界体系においてこれらを示すと、中性子束(φ)は
、中性子発生率(中性子放出強度)(S)と実効増倍率
(k ecf)との間に、比例係数(α)を介して。
増倍率と密接な関係にあり、中性子放出核種は中性子増
倍率には関係ない、いま簡単な1点炉近似が適用できる
未臨界体系においてこれらを示すと、中性子束(φ)は
、中性子発生率(中性子放出強度)(S)と実効増倍率
(k ecf)との間に、比例係数(α)を介して。
φ=αS / (1−k aff)
で与えられることは良く知られている。
求めるべき値はk 8ffであるが、測定可能な値はφ
に比例する中性子計数率である。比例係数の単位を適当
に選べばφは中性子計数率とみなしても差支えない、α
は比例係数であり、中性子検出器の位置、感度などによ
って決定される。
に比例する中性子計数率である。比例係数の単位を適当
に選べばφは中性子計数率とみなしても差支えない、α
は比例係数であり、中性子検出器の位置、感度などによ
って決定される。
φの値はk。f、とSに依存するので、 Sの評価を正
しく行うか、Sの効果を実質的に消去できれば、 φの
測定からk affを評価することができる。
しく行うか、Sの効果を実質的に消去できれば、 φの
測定からk affを評価することができる。
しかし、Sの絶対値とαの絶対値を正しく評価すること
は一般には非常にめんどうであり、実用性もない。
は一般には非常にめんどうであり、実用性もない。
本発明では、与えられた照射燃料体の燃焼度等を基にS
の値を評価して使用する。ところがその値は燃料集合体
ごとに、また集合体の軸方向に変化しているので、前記
の1点炉近似で用いられている式をそのま5適用するこ
とはできない6そのため、本発明では、3次元的な拡が
りを有する体系に対して中性子輸送・拡散計算の手法を
適用する。但し細長い体系では2次元モデルで計算して
よいのは当然である。しかし、ここで得られるφの値は
、Sの絶対値精度が必ずしも充分高精度でない為、“絶
対値”としての精度は高くない。
の値を評価して使用する。ところがその値は燃料集合体
ごとに、また集合体の軸方向に変化しているので、前記
の1点炉近似で用いられている式をそのま5適用するこ
とはできない6そのため、本発明では、3次元的な拡が
りを有する体系に対して中性子輸送・拡散計算の手法を
適用する。但し細長い体系では2次元モデルで計算して
よいのは当然である。しかし、ここで得られるφの値は
、Sの絶対値精度が必ずしも充分高精度でない為、“絶
対値”としての精度は高くない。
いま、本発明の作用を定性的に説明するために、前述の
1点炉近似の式を使用する。ここで、記号を単純化する
為に、k−ettをkと書くことにする。
1点炉近似の式を使用する。ここで、記号を単純化する
為に、k−ettをkと書くことにする。
また、体系に照射燃料体を1体ずつ装荷して行くものと
する。第jステップでは5体の照射燃料体が装荷される
ものとする。その時の中性子束をφj。
する。第jステップでは5体の照射燃料体が装荷される
ものとする。その時の中性子束をφj。
実効増倍率をk j r中性子発生率をSJt比例係数
をαjとする。計算値は“CIIを付し、測定値にはI
I M IIを付す。即ち、 計算値は φJ=(αS)J/(1−k)j、(αS
)J=αJ” SJ測定値は φj=(αS)j/(1
−k)j、(α5)J=αJ” sjと書ける。第Ωス
テップではjの代りに悲を付して示す。
をαjとする。計算値は“CIIを付し、測定値にはI
I M IIを付す。即ち、 計算値は φJ=(αS)J/(1−k)j、(αS
)J=αJ” SJ測定値は φj=(αS)j/(1
−k)j、(α5)J=αJ” sjと書ける。第Ωス
テップではjの代りに悲を付して示す。
計算で求められる中性子束φjと測定で求められる中性
子計数率φj(中性子束に比例する)との比を求めると
、 また、第Ωステップと第jステップとの比を求めると、
C,Mいずれも同形式で書けるので、C9Mを省略して
示すと となる。
子計数率φj(中性子束に比例する)との比を求めると
、 また、第Ωステップと第jステップとの比を求めると、
C,Mいずれも同形式で書けるので、C9Mを省略して
示すと となる。
また、
とも書ける。
ここで、j=1の場合を考えると、 k□の値は1に比
べて充分小さい、沸騰水型(BWR型)燃料集合体の場
合、水中に置かれた燃料集合体のまわりに中性子吸収材
がない場合で0.4〜0.5程度、加圧木型(PWR型
)燃料の場合では0.6〜0.8であり。
べて充分小さい、沸騰水型(BWR型)燃料集合体の場
合、水中に置かれた燃料集合体のまわりに中性子吸収材
がない場合で0.4〜0.5程度、加圧木型(PWR型
)燃料の場合では0.6〜0.8であり。
充分未臨界である。 klの値がこの程度の場合、k工
とに工との差異は小さく、(kニーに、)/(1−に1
)は1.0に比べてはゾ無視できると考えられる。 こ
の場合、 φ7 (αS)′: となる。
とに工との差異は小さく、(kニーに、)/(1−に1
)は1.0に比べてはゾ無視できると考えられる。 こ
の場合、 φ7 (αS)′: となる。
第1ステップでは
と書ける。上式の〔〕で示した因子は、と書けるが、こ
れは、ステップによる(αS)の相対変化の計算と実際
との比である。相対変化である為、計算により精度よく
求めることができる。
れは、ステップによる(αS)の相対変化の計算と実際
との比である。相対変化である為、計算により精度よく
求めることができる。
即ち、〔〕=1としても誤差は殆んど発生しない。
どなる。
この式は第1ステップで求めた近似式を用いると。
と書き変えることもできる。jの値が大きくなるにつれ
てkjの値は段々増大して行くので(1−kj)/(1
−kj)が1.0に等しくなるとは限らない。
てkjの値は段々増大して行くので(1−kj)/(1
−kj)が1.0に等しくなるとは限らない。
(φj/φj)あるいは(φj/φ、)、(φj/φ、
)は測定と計算で求められる量である。
)は測定と計算で求められる量である。
わかり易くするために近似式で表現するとと書ける。(
A1)式を変形して(A2)式のように書くこともでき
る。即ち (AI)、 (A2)両近似式の代りに近似なしの式を
用いると(AI)、 (A2)両式はそれぞれ(Bl)
、 (B2)両式となる。即ち。
A1)式を変形して(A2)式のように書くこともでき
る。即ち (AI)、 (A2)両近似式の代りに近似なしの式を
用いると(AI)、 (A2)両式はそれぞれ(Bl)
、 (B2)両式となる。即ち。
(A1)式と(B1)式は同じ内容であり、(A2)式
と(B2)式も同じ内容である。
と(B2)式も同じ内容である。
(B1)式と(B2)式は数式的には同じ内容である。
従って、φj/φjを一定にすることと(φj/φ1)
/(φj/φ、)を1.0にすることとは実質上は同一
の要件と云える。すなわち、本発明では、φj/φjが
jによらず一定となるように計算値のkjを修正する。
/(φj/φ、)を1.0にすることとは実質上は同一
の要件と云える。すなわち、本発明では、φj/φjが
jによらず一定となるように計算値のkjを修正する。
この事は(φj/φ、)・(φj/φ、)Mとなるよう
にkJ を修正することと実質的に同じである。
にkJ を修正することと実質的に同じである。
即ち、本発明では燃料装荷ステップによらず(φj/φ
j)が一定となるように計算で求められたC kjを修正することにより、実際のステップjにおける
実効増倍率(kj)、。dtftedを求める。 この
値がkJに等しくなる。
j)が一定となるように計算で求められたC kjを修正することにより、実際のステップjにおける
実効増倍率(kj)、。dtftedを求める。 この
値がkJに等しくなる。
従って、本発明により、未臨界度が充分深い第1ステッ
プから、第1ステップへ進む過程の実効増倍率kjが求
められる。 これにより、照射燃料装荷時の臨界安全性
を確認することができる。従って不必要な過剰の裕度を
とることなく、それでいて安全確実にしかも実効増倍率
の値を求めながら燃料装荷を行うことができる。
プから、第1ステップへ進む過程の実効増倍率kjが求
められる。 これにより、照射燃料装荷時の臨界安全性
を確認することができる。従って不必要な過剰の裕度を
とることなく、それでいて安全確実にしかも実効増倍率
の値を求めながら燃料装荷を行うことができる。
(実施例)
以下本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第1図は本発明の一実施例の流れ図を示すものである。
第1図において、破線の部分は、 k 0ff(測定評
価)精度向上の為の補足的ブロックである。
価)精度向上の為の補足的ブロックである。
先ず、照射燃料体の燃焼特性では、通常、集合体軸方向
平均の燃焼度(BU)、初期濃縮度ε。
平均の燃焼度(BU)、初期濃縮度ε。
冷却時間t0が与えられる(電力会社によって)。
本発明では照射燃料体装荷体系を3次元的に解析を進め
ながら、装荷ステップ毎に実効増倍率kを求める。従っ
て、集合体にあっては軸方向の分布が必要である。そこ
で、軸方向分布が与えられる場合にはそれを使用すれば
よいが、第1図では与えられない場合にも実施できるよ
うに工夫されている。
ながら、装荷ステップ毎に実効増倍率kを求める。従っ
て、集合体にあっては軸方向の分布が必要である。そこ
で、軸方向分布が与えられる場合にはそれを使用すれば
よいが、第1図では与えられない場合にも実施できるよ
うに工夫されている。
軸方向相対分布は原子炉の炉型にいくらか依存するが、
理想的な分布形があるので、原子炉はその実現を月相し
た設計と運転がなされている。従って、軸方向分布形(
相対値)としては典型的な分布形を利用しても通常殆ん
ど問題ない。
理想的な分布形があるので、原子炉はその実現を月相し
た設計と運転がなされている。従って、軸方向分布形(
相対値)としては典型的な分布形を利用しても通常殆ん
ど問題ない。
従って1本実施例では第1図に示すように、各燃料集合
体毎に集合体平均燃焼度(BU)Jを求め。
体毎に集合体平均燃焼度(BU)Jを求め。
この(BU)Jと相対分布形とから軸方向燃焼度絶対値
分布(B U)ljを求める。ここで、iは軸方向位置
指標、jは装荷ステップ指標である。
分布(B U)ljを求める。ここで、iは軸方向位置
指標、jは装荷ステップ指標である。
次の軸方向中性子発生率分布(集合体毎)SLJは。
(BU)LJの他に初期濃縮度εJと冷却時間tcjか
ら計算等で求めた相関関係を用いて求める*StJの精
度を向上させる為に、破線で示したように中性子束φi
Jを測定してSLJを(部分的でもよいから)測定し、
計算等の相関関係を用いて求めたStJを修正するこ
ともできる。
ら計算等で求めた相関関係を用いて求める*StJの精
度を向上させる為に、破線で示したように中性子束φi
Jを測定してSLJを(部分的でもよいから)測定し、
計算等の相関関係を用いて求めたStJを修正するこ
ともできる。
3次元中性子束モード計算を行うにあたっては、燃料集
合体毎の軸方向中性子発生率分布SLJの他に、体系の
ジオメトリ−と群定数が必要である。
合体毎の軸方向中性子発生率分布SLJの他に、体系の
ジオメトリ−と群定数が必要である。
群定数は集合体毎に軸方向分布が必要である。群定数は
、予め燃料諸元を与え標準的な核設計手法により、燃料
集合体格子燃焼計算を行って燃焼度。
、予め燃料諸元を与え標準的な核設計手法により、燃料
集合体格子燃焼計算を行って燃焼度。
核分裂性核種濃度などの関数として求めておく。
これらの群定数を装荷体系内の3次元的な位置へ配分す
るには、集合体毎に軸方向分布として求めた燃焼度(B
U)LJとijを用いて上記格子燃焼計算で求めた(B
U)とEに対応する群定数を求めればよい。
るには、集合体毎に軸方向分布として求めた燃焼度(B
U)LJとijを用いて上記格子燃焼計算で求めた(B
U)とEに対応する群定数を求めればよい。
従って、本実施例では、第1図の流れ図に示すように(
BU)tj、 εJ+ tcJをベースとして求めた核
分裂性核種濃度(Fis)ijを用いて上記格子燃焼計
算で求めた核分裂性核種濃度に対応する群定数を用いる
方式を示している。すなわち中性子発生率分布5ij9
群定数Σijおよび体系ジオメトリ−が与えられれば、
3次元中性子束モードの計算を行うことが出来る。 こ
の計算では、k ettを求めるのでなく、中性子源強
度分布(S IJ)を与え、その値に対応する未臨界中
性子源増倍体系における中性子束の絶対値が求められる
4 klllffの値が臨界に近づくと、わずかなk
elfの変化でも中性子束(測定可能)に大きな変化
を与えるので、中性子束の測定から精度よいk。ffの
評価が可能である。
BU)tj、 εJ+ tcJをベースとして求めた核
分裂性核種濃度(Fis)ijを用いて上記格子燃焼計
算で求めた核分裂性核種濃度に対応する群定数を用いる
方式を示している。すなわち中性子発生率分布5ij9
群定数Σijおよび体系ジオメトリ−が与えられれば、
3次元中性子束モードの計算を行うことが出来る。 こ
の計算では、k ettを求めるのでなく、中性子源強
度分布(S IJ)を与え、その値に対応する未臨界中
性子源増倍体系における中性子束の絶対値が求められる
4 klllffの値が臨界に近づくと、わずかなk
elfの変化でも中性子束(測定可能)に大きな変化
を与えるので、中性子束の測定から精度よいk。ffの
評価が可能である。
3次元中性子束モード計算では、所望位置の中性子束が
得られるので、それと対応する位置で中性子計数率を測
定すれば、計算値φjと測定値φjとを比較することが
できる。
得られるので、それと対応する位置で中性子計数率を測
定すれば、計算値φjと測定値φjとを比較することが
できる。
なお、細長い体系ではその軸と直角方向の2次元計算で
も良好な結果が得られるのは当然である。
も良好な結果が得られるのは当然である。
本発明では、両者が比例関係となるように、即ち、φj
/φj比がjによって変化しないように群定数Σ(jを
修正し、修正した群定数を用いて前記3次元中性子束モ
ード計算と実質的に同一でありながら、中性子束ではな
く実効増倍率を求める3次元固有値モードの計算を行っ
てk。ttjc=k 3)が求められる0群定数の修正
では、最も単純で問題を生じない手法は、1核分裂あた
り放出される中性子の数を人為的に修正することであり
、計算で求められるk Off値を直接修正することと
同一である。
/φj比がjによって変化しないように群定数Σ(jを
修正し、修正した群定数を用いて前記3次元中性子束モ
ード計算と実質的に同一でありながら、中性子束ではな
く実効増倍率を求める3次元固有値モードの計算を行っ
てk。ttjc=k 3)が求められる0群定数の修正
では、最も単純で問題を生じない手法は、1核分裂あた
り放出される中性子の数を人為的に修正することであり
、計算で求められるk Off値を直接修正することと
同一である。
本実施例の流れ図において、φjとφjが比例性がよい
か否かを比較することは、(φj/φ1)と(φj/φ
1)との−敵性がよいか否かを比較することと実質的に
同じであることは前述の通りであるので、後者について
は図示を省略した。
か否かを比較することは、(φj/φ1)と(φj/φ
1)との−敵性がよいか否かを比較することと実質的に
同じであることは前述の通りであるので、後者について
は図示を省略した。
このようにして、本発明が実行されると、照射燃料体各
装荷ステップに対応したkJが求められる。
装荷ステップに対応したkJが求められる。
第2図はφJ/φjとステップjの比が一定となるよう
にkjを求めるべくΣtJを修正することを示したもの
である。
にkjを求めるべくΣtJを修正することを示したもの
である。
第3図はφ、/φJとφ1/φjの両比が一致する(4
56 になる)ようにkj を求めるべくΣ、jを修正
することを示したものである。
56 になる)ようにkj を求めるべくΣ、jを修正
することを示したものである。
第4図はφ、/φjとステップjとの関係の測定例と計
算例を示したものである。すなわち、φL/φjの外挿
から「臨界が予想されるステップ」を外挿で求める。計
算値を測定値に規格化するようにΣzJを修正するので
、「臨界が予想されるステップ幅」は狭くなる。従って
、途中まで測定値との一致がよいことが判れば、測定な
しで計算のみで、どのステップ臨界になりそうかも予測
できる(精度よく)ようになる。
算例を示したものである。すなわち、φL/φjの外挿
から「臨界が予想されるステップ」を外挿で求める。計
算値を測定値に規格化するようにΣzJを修正するので
、「臨界が予想されるステップ幅」は狭くなる。従って
、途中まで測定値との一致がよいことが判れば、測定な
しで計算のみで、どのステップ臨界になりそうかも予測
できる(精度よく)ようになる。
この手法が燃料集合体でなく、燃料体に対しても適用で
きるのは当然であるが、現在のところ。
きるのは当然であるが、現在のところ。
動力炉用の燃料では集合体単位の取扱いが中心であるた
め、実際上は照射燃料集合体のラックや輸送・貯蔵容器
(キャスク)への装荷に際して適用されて効果を奏する
。
め、実際上は照射燃料集合体のラックや輸送・貯蔵容器
(キャスク)への装荷に際して適用されて効果を奏する
。
以上説明したように、本発明によれば、未臨界度が充分
深い第1ステップから、第1ステップへ進む過程の実効
増倍率kJが求められるので、これにより、照射燃料装
荷時の臨界安全性を確認することができる。従って、不
必要な過剰の裕度をとることなくしかも安全確実に実効
増倍率の値を求めながら燃料装荷を行うことができると
いう効果を奏する。
深い第1ステップから、第1ステップへ進む過程の実効
増倍率kJが求められるので、これにより、照射燃料装
荷時の臨界安全性を確認することができる。従って、不
必要な過剰の裕度をとることなくしかも安全確実に実効
増倍率の値を求めながら燃料装荷を行うことができると
いう効果を奏する。
第1図は本発明の一実施例の流れ図、第2図はφj/φ
jとステップjの関係を示す図、第3図はφ1/φjと
φ!/φjの関係を示す図、第4図はφ□/φjとステ
ップjの関係を示す図である。 代理人 弁理士 猪股祥晃(ほか1名)第 1 @
jとステップjの関係を示す図、第3図はφ1/φjと
φ!/φjの関係を示す図、第4図はφ□/φjとステ
ップjの関係を示す図である。 代理人 弁理士 猪股祥晃(ほか1名)第 1 @
Claims (5)
- (1)多数の照射燃料を順次装荷しながら構成して行く
未臨界中性子増倍体系の実効増倍率測定において、前記
増倍体系の内部または外周部の所定位置の中性子束計数
率を測定し、一方では各照射燃料ごとに軸方向に分布す
る群定数と中性子発生率を与え、さらに照射燃料装荷体
系の形状寸法および群定数を与えて中性子輸送・拡散計
算を行い、測定位置に対応する位置の中性子束を求め、
計算で求めた該中性子束と測定で求めた前記中性子束計
数率との比が、照射燃料の各装荷ステップでほゞ一定と
なるように、必要に応じて前記照射燃料装荷体系の群定
数を修正し、前記計算で求めた中性子束と測定で求めた
中性子束計数率との比が一定となる修正群定数と、前記
中性子発生率および照射燃料装荷体系の形状寸法および
群定数を与えて、中性子輸送・拡散計算を行い、実効増
倍率を求めることを特徴とする照射燃料装荷未臨界体系
の実効増倍率測定法。 - (2)各照射燃料軸方向平均の燃焼度と照射燃料の軸方
向の典型的な燃焼度相対分布とから、前記照射燃料の軸
方向燃焼度分布を求め、該燃焼度分布および別に与えら
れた初期濃縮度および冷却時間とを用いて、照射燃料の
軸方向中性子発生率分布および核分裂性核種濃度分布を
計算などで求めた相関関係により求め、一方前記照射燃
料に対応する燃料諸元を用いて燃料格子の燃焼計算を行
い、核分裂性核種濃度または燃焼度と群定数との相関関
係を求めておき、前記軸方向燃焼度分布もしくは相関関
係により求めた核分裂性核種濃度に対応する群定数を中
性子輸送・拡散計算に用いることを特徴とする特許請求
の範囲第1項記載の照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍
率測定法。 - (3)照射燃料の側面において中性子束を測定し、該中
性子束から中性子発生率を導出し、前記計算で求めた相
関関係を介して燃焼度から求めた中性子発生率分布に修
正を加えることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載
の照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍測定法。 - (4)照射燃料は、集合体もしくは棒状体であることを
特徴とする特許請求の範囲第1項記載の照射燃料装荷未
臨界体系の実効増倍率測定法。 - (5)第1装荷ステップの中性子束測定値と順次装荷す
る各ステップの測定位置に対応する位置の中性子束との
比の値を求め、第1装荷ステップの中性子束の計算値と
順次装荷する各ステップの計算位置に対応する位置の中
性子束の計算値との比を求め、前記両方の値の比が照射
燃料の各装荷ステップでほゞ一致するように必要に応じ
て照射燃料装荷体系の群定数を修正することを特徴とす
る特許請求の範囲第1項記載の照射燃料装荷未臨界体系
の実効増倍率測定法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62327431A JP2542883B2 (ja) | 1987-12-25 | 1987-12-25 | 照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測定法 |
Applications Claiming Priority (1)
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Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01169398A true JPH01169398A (ja) | 1989-07-04 |
JP2542883B2 JP2542883B2 (ja) | 1996-10-09 |
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---|---|---|---|
JP62327431A Expired - Fee Related JP2542883B2 (ja) | 1987-12-25 | 1987-12-25 | 照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測定法 |
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Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2542883B2 (ja) |
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2006098329A (ja) * | 2004-09-30 | 2006-04-13 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 燃料装荷時臨界管理装置及び燃料装荷システム |
JP2006184156A (ja) * | 2004-12-28 | 2006-07-13 | Toshiba Corp | 燃料集合体収納体系の中性子増倍率評価方法および臨界近接方法 |
JP2007285987A (ja) * | 2006-04-20 | 2007-11-01 | Toshiba Corp | 燃料集合体収納装置及び未臨界度測定体系の位置決め方法 |
JP2009150838A (ja) * | 2007-12-21 | 2009-07-09 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 炉心監視装置 |
JP2011247854A (ja) * | 2010-05-31 | 2011-12-08 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法、測定装置および測定用プログラム、並びに照射燃料集合体の核種組成の予測精度の確証方法 |
JP2015184107A (ja) * | 2014-03-24 | 2015-10-22 | 株式会社東芝 | 未臨界中性子増倍体系の実効増倍率算出方法および未臨界中性子増倍体系内収納方法 |
CN116206789A (zh) * | 2022-12-06 | 2023-06-02 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆在线次临界度监测方法和系统 |
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---|---|---|---|---|
JP4864588B2 (ja) * | 2006-08-03 | 2012-02-01 | 株式会社東芝 | 照射燃料の未臨界中性子増倍体系への装荷方法及び照射燃料の実効増倍率算出方法 |
-
1987
- 1987-12-25 JP JP62327431A patent/JP2542883B2/ja not_active Expired - Fee Related
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