JPH04110698A - 炉心監視装置 - Google Patents

炉心監視装置

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JPH04110698A
JPH04110698A JP2226622A JP22662290A JPH04110698A JP H04110698 A JPH04110698 A JP H04110698A JP 2226622 A JP2226622 A JP 2226622A JP 22662290 A JP22662290 A JP 22662290A JP H04110698 A JPH04110698 A JP H04110698A
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rod output
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勇 豊吉
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  • 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。

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、沸騰水型原子炉の熱的余裕状態の監視装置に
係り、特に燃料集合体が設計上の正規の位置からずれた
際の影響を考慮して熱的余裕を評価できる炉心監視装置
に関する。
(従来の技術) 一般に、沸騰水型原子炉において、運転中の原子炉の出
力分布と熱的余裕とを正確に評価することは、原子炉を
安全かつ効率的に運転するために重要である。このため
、従来から、炉内に多数の中性子検出器を配置し、この
中性子検出器からの検出信号に基づき、フィッティング
式や三次元核熱水力モデル等の物理モデルを用いて炉内
の三次元出力分布を求め、さらに限界8カ比(CP R
)や線出力密度等の熱的余裕を求める炉心監視装置を設
けるようにしている。
ところで、従来の炉心監視装置においては、出力分布や
熱的余裕を算畠する際のフィッティング式や三次元核熱
水力モデルの定数は、燃料集合体が設計上の正規の位置
にあるものとして定められている。
これを第2図に示す。第2図(A)は、炉心内の燃料集
合体101.制御棒102および炉内中性子計装置03
の配置を模式的に示したものであり、また第2図(B)
は、炉心内の任意の制御棒102周りの4体−組の燃料
集合体101の単位セル系を示したもので、各燃料集合
体101は、複数本束ねられた燃料棒104と、その周
りを囲むチャンネルボックス105とから構成されてい
る。また第2図(C)は、策2図(B)と同一の単位セ
ル系において、1つの燃料集合体101Bが正規の格子
自位置からずれた場合の一例として、対角に位置する2
本の燃料集合体がずれた場合を示し、正常な位置の燃料
集合体を符号101A。
位置ずれが生じた燃料集合体を符号101Bでそれぞれ
示している。
従来は、燃料集合体101の配置が、炉内のすべての位
置で第2図(B)に示すように設計上の正規の位置にあ
るものとして熱的余裕の評価を行なっている。
(発明が解決しようとする課題) 前記従来の炉心監視装置においては、すべての燃料集合
体101か、設計上の正規の位置にあるものとして熱的
余裕を評価しているため、燃料集合体101が、製造上
の位置の公差やチャンネルボックス105の変形等によ
り、設計上の正規の位置からずれた際に、そのずれが熱
的余裕に与える影響を考慮できず、正規位置からのずれ
による効果は、別に見込んで運転する必要がある。
すなわち、第2図(C)に示すように、燃料集合体10
1の格子内での位置か変化すると、チャンネル外側の減
速材領域が変化する。このため、例えば第2図(C)に
示すような場合では、減速材領域が拡がった側に近い燃
料棒104の出力は、第2図(B)のように正規の位置
にある場合に比較して、はぼ位置ずれ量に正比例して増
加し、方、減速材領域が狭まった側に近い燃料棒104
の出力は、同様に減少する。第3図は、その変化の一例
として、制御棒102に最も近いコーナーの燃料棒10
4の8カ変化を示す。
燃料棒104の出力変化による熱的余裕への影響は、従
来はオフラインで評価し、実際の運転では、炉心監視装
置で計算した熱的余裕に対し、前記影響を運転員が判断
して修正を加える必要があり、作業が容易でないととも
に、信頼性が必ずしも高くないという問題がある。
本発明は、かかる現況に鑑みなされたもので、作業が容
易で信頼性が高い炉心監視装置を提供することを目的と
する。
〔発明の構成〕
(課題を解決するための手段) 本発明は、前記目的を達成する手段として、炉心の現状
データに基づき炉心内の出力分布を計算する出力分布算
出手段と、炉心内の制御棒または炉内核計装系を囲む4
体の燃料集合体を一単位セルとし、各単位セル毎に、設
計上の正規位置から燃料集合体のずれ量に基づき、この
ずれによって生じる燃料棒出力の変化を評価する燃料棒
出力評価手段と、前記出力分布算出手段および燃料棒出
力評価手段からの各出力信号に基づき、限界出力比や線
出力密度等の熱的余裕を評価する熱的余裕評価手段とを
それぞれ設けるようにしたことを特徴とする。
(作用) 本発明に係る炉心監視装置においては、燃料棒出力評価
手段により、設計上の正規位置からの燃料集合体のずれ
によって生ずる燃料棒出力の変化が評価され、その上で
、熱的余裕評価手段により、限界出力比や線出力密度等
の熱的余裕が評価される。このため、運転員による修正
作業か不要となり、しかも高い信頼性が得られる。
また、燃料棒6力評価手段では、単位セル毎に燃料棒出
力の変化が評価されるので、炉心内の他の燃料集合体に
関係なく燃料棒出力の変化を取扱うことができ、評価が
非常に簡単である。
(実施例) 以下、本発明に係る炉心監視装置の一実施例を第1図を
参照して説明する。
第1図は、本発明の炉心監視装置の一例を示すもので、
図中、符号1は原子炉容器であり、この原子炉圧力容器
1内には、冷却水(減速材)2および炉心3が収容され
、炉心3は、図示しない複数の燃料集合体および制御棒
等から構成されている。
この炉心3には、第1図に示すように、複数の中性子検
出器4がそれぞれ設置されており、これら各中性子検出
器4は、炉心3内の予め設定された各測定点における中
性子束を測定できるようになっている。また、各中性子
検出器4は、通常は移動式のものが用いられ、図示しな
い導管にそって鉛直方向に移動し、鉛直方向の必要な点
で中性子束を測定できるようになっている。なお、各中
性子検出器4は、移動式のものに代えて固定式のものを
用いるようにしてもよい。
原子炉圧力容器1内には、第1図に示すように、炉心現
状データ測定器5が設置されており、この炉心現状デー
タ測定器5により、炉心現状データ(以下C8Dデータ
と称す)、例えば冷却材全流量、炉内圧力、出入口温度
、制御棒位置等のデータが測定されるようになっている
。そして、この炉心現状データ測定器5からの信号S5
は、前記各中性子検圧器4からの信号S4とともに、デ
ータサンプラ(DSと称す)6に入力され、炉心現状デ
ータ測定器S5はさらに、DS6から出力分布算出手段
(以下C8と称す)7に入力されるようになっている。
二〇C87は、前記C8Dデータおよび内蔵する物理モ
デルを使用して三次元核熱水力結合計算を行なうか、あ
るいはフィッティング式を用いる方法、さらには三次元
モデルを中性子検出器4の読みで補正する方法等により
、三次元出力分布を求め、さらに燃料集合体の燃焼度分
布等を算出するようになっている。そして、このC87
からの信号は、第1図に示すように、燃料棒出力評価装
置8および熱的余裕評価装置9にそれぞれ与えられるよ
うになっている。
前記燃料棒出力評価装置8は、制御棒周りの4体−組の
燃料集合体、あるいは中性子検圧器4を囲む4体−組の
燃料集合体を1つの単位セルとして着目し、この単位セ
ル毎に、チャンネルボックスの炉心内の装荷位置や燃焼
度の履歴等を基に、燃料集合体の格子内での正規位置か
らのずれ量を評価し、このずれによる燃料棒のaカ変化
を考慮して燃料棒出力を求めるようになっている。なお
、中性子検出器4は、炉心内のすべての燃料集合体4体
に1つの割合で存在するとは限らないが、本実施例では
、炉心の対称性を利用した対称位置を含めて中性予検6
器位置と称している。
このようにして、燃料棒出力評価装置8で求められた燃
料棒出力は、第1図に示すように、前記C87からの三
次元出力分布とともに熱的余裕評価装置9に入力される
ようになっており、この熱的余裕評価装置9は、これら
の入力に基づき、燃料棒の線出力密度や限界出力比等の
熱的余裕を評価するようになっている。そして、算8さ
れた出力分布や熱的余裕は、入出力装置10の表示部に
表示されるようになっている。
次に、本実施例の作用について説明する。
炉心現状データ測定器5により測定されたC8Dデータ
の信号S5は、各中性子検圧器4からの信号S4ととも
にDS6に入力され、さらに信号S5は、C87に入力
される。
このC87では、前記C8Dデータに基づき、フィッテ
ィング式や物理モデルを使用して炉心内の三次元出力分
布が求められ、さらに燃料集合体の燃焼度分布等も算出
される。そして、このC87からの出力信号は、燃料棒
出力評価装置8および熱的余裕評価装置9にそれぞれ与
えられる。
燃料棒出力評価装置8では、制御棒あるいは中性子検出
器4を囲む4体−組の燃料集合体を1つの単位セルとし
て着用し、この単位セル毎に、燃料集合体の格子内での
正規位置からずれ量が評価され、このずれによる燃料棒
出力の変化を考慮して燃料棒出力が求められる。そして
、求められた燃料棒出力は、C87からの三次元出力分
布とともに熱的余裕評価装置9に与えられ、ここで燃料
棒の線出力密度や限界出力比等の熱的余裕が評価される
。そして、算8された出力分布や熱的余裕は、入出力装
置10の表示部に表示される。
ところで、燃料棒出力評価装置8では、4体−組の燃料
集合体の単位セルに着用して燃料棒出力の変化を評価し
ているが、本発明者等の検討によれば、燃料集合体の位
置ずれによる燃料棒出力の変化は、単位セルの4体−組
の燃料集合体の周囲位置の燃料集合体の位置ずれの状態
によっても影響を受けることが判った。ところが、この
影響度は極めて小さいことが判ったので、4体−組の燃
料集合体の単位セルに着目すれば、炉心内の他の燃料集
合体に関係なく燃料棒出力の変化を取扱うことができ、
評価方法が非常に簡単になる。
また、燃料集合体の位置ずれ量と燃料棒出力の変化との
関係は、二次元中性子拡散計算を行なうことにより評価
できるが、この方法は、オンライン炉心監視装置として
は、計算時間が長く最適とはいえない。一方、先に第3
図で説明したように、燃料棒aカの変化は、燃料集合体
の位置ずれ量と比例関係にあることから、予め各燃料棒
について、位置ずれ量と変化量との関係式を持たせてお
くことにより、より簡単に評価することができ、本実施
例では、この方法を採用している。
しかして、燃料集合体が、炉心格子内で正規の位置から
すれた場合においても、それが燃料棒出力に与える影響
を考慮して燃料集合体の熱的余裕を評価しているので、
熱的余裕監視の信頼性を大幅に向上させることができ、
燃料の有効利用およびプラントの信頼性向上を図ること
ができる。
なお、前記実施例では、4体−組の燃料集合体の単位セ
ル毎に、そのセルに属する燃料集合体の各燃料棒出力の
変化を評価し、結果として、炉心内のすべての燃料集合
体毎に燃料棒出力の変化を評価する場合について説明し
たか、燃料棒出力か変化した場合に問題となるのは、燃
料棒出力が均加する方向の変化であり、しかも最も厳し
い燃料棒に着目すればよいと考えられる。したがって、
最も出力ビーキングの大きい燃料棒の変化についてのみ
評価するようにしてもよい。これにより、データ量や計
算量を少なくすることができる。
また、全炉心の平均的な燃料集合体の位置ずれ量をまず
評価し、この平均的な位置ずれによる平均的な燃料棒出
力の変化を算8し、全燃料集合体について、この平均的
な変化で代表させることにより、熱的余裕を評価するよ
うにしてもよい。これにより、より簡単に評価すること
ができる。
また、前記実施例では特に説明しなかったが、燃料集合
体の位置ずれ量は、燃料集合体の装荷位置や燃焼度、照
射量の履歴等、位置ずれに関係するパラメータを、オン
ラインで追跡管理することにより評価するようにしても
よく、またオンラインで評価した値を、データとして燃
料棒出力評価装置8に与えておき、燃料棒出力変化の評
価に用いるようにしてもよい。
〔発明の効果〕
以上説明したように本発明によれば、燃料集合体の炉心
格子内での位置ずれを考慮して燃料棒出力を求め、これ
に基づき燃料集合体の熱的余裕を評価するようにしてい
るので、熱的余裕監視の信頼性を大幅に向上させること
ができ、運転員の負担も軽減できる。
第1図は本発明の一実施例に係る炉心監視装置を示す構
成図、第2図(A、 )は原子炉炉心の燃料集合体等の
配置を示す平面図、第2図(B)は制御棒を囲む4体−
組の燃料集合体の単位セル系を示す説明図、第2図(C
)は同様の単位セル系において燃料集合体の位置ずれの
一例を示す説明図、第3図は燃料集合体の位置ずれ量と
燃料棒出力との関係の一例を示すグラフである。
3・・・炉心、4・・・中性予検a器、5・・・炉心現
状データ測定器、7・・・C3(出力分布算8手段)、
8・・・燃料棒出力評価装置、9・・・熱的余裕評価装
置。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1.  炉心の現状データに基づき炉心内の出力分布を計算す
    る出力分布算出手段と、炉心内の制御棒または炉内核計
    装系を囲む4体の燃料集合体を一単位セルとし、各単位
    セル毎に、設計上の正規位置から燃料集合体のずれ量に
    基づき、このずれによって生じる燃料棒出力の変化を評
    価する燃料棒出力評価手段と、前記出力分布算出手段お
    よび燃料棒出力評価手段からの各出力信号に基づき、限
    界出力比や線出力密度等の熱的余裕を評価する熱的余裕
    評価手段と、を有することを特徴とする炉心監視装置。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2004333433A (ja) * 2003-05-12 2004-11-25 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 燃料集合体熱的特性評価方法及び装置
JP2007183268A (ja) * 2005-12-30 2007-07-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法
JP2017129486A (ja) * 2016-01-21 2017-07-27 三菱重工業株式会社 中性子束分布の算出方法、炉心の反応度評価方法、プログラム及び装置

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2004333433A (ja) * 2003-05-12 2004-11-25 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 燃料集合体熱的特性評価方法及び装置
JP4526781B2 (ja) * 2003-05-12 2010-08-18 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン 燃料集合体熱的特性評価方法及び装置
JP2007183268A (ja) * 2005-12-30 2007-07-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法
JP2017129486A (ja) * 2016-01-21 2017-07-27 三菱重工業株式会社 中性子束分布の算出方法、炉心の反応度評価方法、プログラム及び装置

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