JPH04142498A - 燃料集合体の限界出力比計算装置 - Google Patents
燃料集合体の限界出力比計算装置Info
- Publication number
- JPH04142498A JPH04142498A JP2265222A JP26522290A JPH04142498A JP H04142498 A JPH04142498 A JP H04142498A JP 2265222 A JP2265222 A JP 2265222A JP 26522290 A JP26522290 A JP 26522290A JP H04142498 A JPH04142498 A JP H04142498A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- factor
- segment
- power distribution
- local power
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 170
- 238000009826 distribution Methods 0.000 claims abstract description 67
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims abstract description 57
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 claims abstract description 31
- 238000012937 correction Methods 0.000 claims description 7
- 230000004907 flux Effects 0.000 abstract description 24
- 230000008859 change Effects 0.000 abstract description 8
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 6
- 238000000034 method Methods 0.000 description 13
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 9
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 7
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 6
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N gadolinium(iii) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Gd+3].[Gd+3] CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000003595 spectral effect Effects 0.000 description 4
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 3
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 2
- 239000013256 coordination polymer Substances 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 2
- 235000005338 Allium tuberosum Nutrition 0.000 description 1
- 244000003377 Allium tuberosum Species 0.000 description 1
- AYFVYJQAPQTCCC-GBXIJSLDSA-N L-threonine Chemical compound C[C@@H](O)[C@H](N)C(O)=O AYFVYJQAPQTCCC-GBXIJSLDSA-N 0.000 description 1
- 241000860832 Yoda Species 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 239000006227 byproduct Substances 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000000265 homogenisation Methods 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 1
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 1
- 230000004044 response Effects 0.000 description 1
- 230000000699 topical effect Effects 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- 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）
本発明は原子炉における燃料セグメントの限界出力比を
計算する燃料集合体の限界出方比計算装置に関する。
計算する燃料集合体の限界出方比計算装置に関する。
（従来の技術）
原子炉の運転中、燃料の健全性を確保するためには、燃
料集合体を冷却する冷却水が燃料棒がらの発熱によって
核沸騰から遷移沸騰の状態へと移行して、燃料棒のバー
ンアウトが生じることを防ぐことが必要である。遷移沸
騰の発生の指標として、限界出力比ＣＰＲが用いられる
。
料集合体を冷却する冷却水が燃料棒がらの発熱によって
核沸騰から遷移沸騰の状態へと移行して、燃料棒のバー
ンアウトが生じることを防ぐことが必要である。遷移沸
騰の発生の指標として、限界出力比ＣＰＲが用いられる
。
ＣＰＲ＝限界出力／燃料集合体の出方・・・■二二で、
限界出力ＣＰは、遷移沸騰相関式を用いて計算される。
限界出力ＣＰは、遷移沸騰相関式を用いて計算される。
沸騰水型原子炉の場合、一般に例えば文献″’Ｔｈｒｅ
ｅ−ｄｉｍｅｎｓｉｏｎａｌ ＢＷＲｃｏｒｅ ｓｉ＠
ｕｌａｔｏｒ”、 Ｊ、ＡＪｏｏｌｅｙ、 Ｌｉｃｅｎ
ｓｉｎｇ ｔｏｐｉｃａｌ ｒｅｐｏｒｔ。
ｅ−ｄｉｍｅｎｓｉｏｎａｌ ＢＷＲｃｏｒｅ ｓｉ＠
ｕｌａｔｏｒ”、 Ｊ、ＡＪｏｏｌｅｙ、 Ｌｉｃｅｎ
ｓｉｎｇ ｔｏｐｉｃａｌ ｒｅｐｏｒｔ。
ＮＥＤＯ−２０９５３，１９７６、Ｇｅｎｅｒａｌ
Ｅｌｅｃｔｒｉｃ Ｃｏｍｐａｎｙに示されている次
のＧＥＸＬ式が用いられている。
Ｅｌｅｃｔｒｉｃ Ｃｏｍｐａｎｙに示されている次
のＧＥＸＬ式が用いられている。
ＸＣ＝ｆ（ＬＢ、Ｄａ、Ｇ、Ｌ、Ｐｒｙ Ｒ）−・・■
ここで、 Ｘｃ＝＝限界クォリティ ＬＢ＝沸騰長さ Ｄａ＝熱的等価直径 Ｇ＝冷却水質量流束 Ｌ＝加熱長さ Ｐｒ＝圧力 Ｒ＝燃料集合体内の局所出力分布を特徴づける因子 限界出力ＣＰは、限界クォリティ（遷移沸騰）を生じる
燃料集合体出力として定義される。上記の限界クォリテ
ィの相関式には局所出力分布ｐの関数として定義される
Ｒ因子が含まれる。ここで、局所出力分布とは燃料集合
体内の全燃料棒の平均出力を１．０に規格化した場合の
各燃料棒の出力分布である。燃料集合体のＲ因子は熱的
に最も厳しい燃料棒とその回りの燃料棒出力の関数とし
て与えられる。
ここで、 Ｘｃ＝＝限界クォリティ ＬＢ＝沸騰長さ Ｄａ＝熱的等価直径 Ｇ＝冷却水質量流束 Ｌ＝加熱長さ Ｐｒ＝圧力 Ｒ＝燃料集合体内の局所出力分布を特徴づける因子 限界出力ＣＰは、限界クォリティ（遷移沸騰）を生じる
燃料集合体出力として定義される。上記の限界クォリテ
ィの相関式には局所出力分布ｐの関数として定義される
Ｒ因子が含まれる。ここで、局所出力分布とは燃料集合
体内の全燃料棒の平均出力を１．０に規格化した場合の
各燃料棒の出力分布である。燃料集合体のＲ因子は熱的
に最も厳しい燃料棒とその回りの燃料棒出力の関数とし
て与えられる。
Ｒ＝Ｒ（ｐ） ・・・・・・・・・ （
３）ところで、炉心の出力分布監視あるいは出力分布予
測においては、一般に以下のような方法で集合体の出力
を算出する。すなわち一般に炉心を構成する燃料集合体
を軸方向に多数の燃料セグメントに分割し、その燃料セ
グメント内では燃料の組成が均質であると近似すること
により少数群、または修正１群の中性子拡散方程式を解
き、燃料セグメント平均の中性子束および熱出力密度を
計算する。このように燃料の組成が均質であると近似す
ることにより計算費用と計算時間を大幅に節約できるけ
れども、得られる燃料セグメント平均の中性子束および
熱出力密度の分布は、実際の燃料セグメント内の組成の
非均質性を反映しておらず、炉心全体の大局的な分布を
表現しているため、これらを大局的分布と呼ぶ。
３）ところで、炉心の出力分布監視あるいは出力分布予
測においては、一般に以下のような方法で集合体の出力
を算出する。すなわち一般に炉心を構成する燃料集合体
を軸方向に多数の燃料セグメントに分割し、その燃料セ
グメント内では燃料の組成が均質であると近似すること
により少数群、または修正１群の中性子拡散方程式を解
き、燃料セグメント平均の中性子束および熱出力密度を
計算する。このように燃料の組成が均質であると近似す
ることにより計算費用と計算時間を大幅に節約できるけ
れども、得られる燃料セグメント平均の中性子束および
熱出力密度の分布は、実際の燃料セグメント内の組成の
非均質性を反映しておらず、炉心全体の大局的な分布を
表現しているため、これらを大局的分布と呼ぶ。
一方、燃料集合体内の局所出力分布、したがって、限界
クォリティの計算式に含まれるＲ因子も燃料セグメント
内の組成に依存するため大局的分布のみからは定められ
ない。燃料セグメント内の局所出力分布は、一般に燃料
セグメント自身の幾何学的形状、装荷核燃料の濃縮度や
富化度、ガドリニアなどの可燃性毒物の分布等で区別さ
れる燃料セグメント固有のインデックス「燃料タイプ」
や、その燃料セグメント自身のボイド率、燃焼度に依存
するのみならず、着目する燃料セグメントの近傍の燃料
セグメントの燃料タイプ、ボイド率、燃焼度や、近傍の
制御棒の挿入パターンにも依存する。これは運転中の炉
心内において中性子が燃料セグメント間を移動するため
である。
クォリティの計算式に含まれるＲ因子も燃料セグメント
内の組成に依存するため大局的分布のみからは定められ
ない。燃料セグメント内の局所出力分布は、一般に燃料
セグメント自身の幾何学的形状、装荷核燃料の濃縮度や
富化度、ガドリニアなどの可燃性毒物の分布等で区別さ
れる燃料セグメント固有のインデックス「燃料タイプ」
や、その燃料セグメント自身のボイド率、燃焼度に依存
するのみならず、着目する燃料セグメントの近傍の燃料
セグメントの燃料タイプ、ボイド率、燃焼度や、近傍の
制御棒の挿入パターンにも依存する。これは運転中の炉
心内において中性子が燃料セグメント間を移動するため
である。
しかしながら、このように炉心内の燃料セグメント間の
中性子移動を考慮して非均質中性子拡散計算により燃料
セグメント内の局所出力分布を計算することは多大の計
算費用及び時間を要するために、従来の炉心内の出力分
布監視計算においては、あらかじめ、着目する燃料セグ
メントのみからなる無限格子体系における非均質中性子
拡散計算により得られる燃料セグメント内の局所出力分
布からＲ因子を求めていた。無限格子体系とは着目する
燃料セグメントの全方向境界にて鏡像対称境界条件を適
用した単一燃料セグメント体系であって、この体系にお
ける非均質中性子拡散計算は通常燃料集合体の設計にお
いて実行されるため、その副産物として局所出力分布が
得られる。
中性子移動を考慮して非均質中性子拡散計算により燃料
セグメント内の局所出力分布を計算することは多大の計
算費用及び時間を要するために、従来の炉心内の出力分
布監視計算においては、あらかじめ、着目する燃料セグ
メントのみからなる無限格子体系における非均質中性子
拡散計算により得られる燃料セグメント内の局所出力分
布からＲ因子を求めていた。無限格子体系とは着目する
燃料セグメントの全方向境界にて鏡像対称境界条件を適
用した単一燃料セグメント体系であって、この体系にお
ける非均質中性子拡散計算は通常燃料集合体の設計にお
いて実行されるため、その副産物として局所出力分布が
得られる。
（発明が解決しようとする課題）
ところが、近年の炉心性能の向上を目的とした燃料の改
良により、異なる燃料タイプの燃料が炉心内で隣接する
ことによる局所出力分布への影響が増大してきた。これ
に伴い、従来の無限格子でのＲ因子を用いる方法では、
上述の局所出力分布に対する近傍の燃料セグメントの燃
料タイプ。
良により、異なる燃料タイプの燃料が炉心内で隣接する
ことによる局所出力分布への影響が増大してきた。これ
に伴い、従来の無限格子でのＲ因子を用いる方法では、
上述の局所出力分布に対する近傍の燃料セグメントの燃
料タイプ。
ボイド率、燃焼度や、近傍の制御棒の影響が無視されて
しまうため１局所出力分布すなわちＲ因子の計算精度の
悪化が避けられないという問題がある。
しまうため１局所出力分布すなわちＲ因子の計算精度の
悪化が避けられないという問題がある。
本発明は、かかる問題に対処してなされたもので、その
目的は隣接燃料セグメントの影響を考慮し、精度良くか
つ適切な計算時間で燃料セグメント内の局所出力分布を
算出し、これから限界出力の計算に用いる集合体内の局
所出力分布のパターンを表すＲ因子を算出することによ
り集合体の限界出力比を計算できるような限界出力比計
算装置を提供するものである。
目的は隣接燃料セグメントの影響を考慮し、精度良くか
つ適切な計算時間で燃料セグメント内の局所出力分布を
算出し、これから限界出力の計算に用いる集合体内の局
所出力分布のパターンを表すＲ因子を算出することによ
り集合体の限界出力比を計算できるような限界出力比計
算装置を提供するものである。
（課題を解決するための手段）
本発明は、上記目的を達成するために原子炉の炉心内に
配置された燃料セグメント内の限界出力比を計算する燃
料集合体の限界出力比計算装置において、着目する燃料
セグメントのみから成る無限格子体系における非均質な
中性子拡散方程式を解いて局所出力分布を求める局所出
力分布計算装置と、限界クォリティの計算に用いる局所
出力分布のパターンを表すＲ因子を数表、またはフィッ
ティング式の係数として記憶するＲ因子記憶装置と、前
記着目する燃料セグメントとそれを取り巻く近傍の燃料
セグメントから構成される炉心内の限定された領域にお
いて燃料セグメントの各々を均質化して中性子拡散方程
式を解き、その解を用いて前記記憶されている着目する
燃料セグメントのみから成る無限格子体系における非均
質な中性子拡散方程式を解いて得られる局所出力分布を
修正して局所出力分布を求め、これを用いて前記着目す
る燃料セグメントに対するＲ因子を修正するＲ因子修正
装置と、前記Ｒ因子修正装置によりＲ因子を修正するこ
とにより燃料集合体の限界出力比を算出する限界出力比
計算装置とから構成されたことを特徴とする。
配置された燃料セグメント内の限界出力比を計算する燃
料集合体の限界出力比計算装置において、着目する燃料
セグメントのみから成る無限格子体系における非均質な
中性子拡散方程式を解いて局所出力分布を求める局所出
力分布計算装置と、限界クォリティの計算に用いる局所
出力分布のパターンを表すＲ因子を数表、またはフィッ
ティング式の係数として記憶するＲ因子記憶装置と、前
記着目する燃料セグメントとそれを取り巻く近傍の燃料
セグメントから構成される炉心内の限定された領域にお
いて燃料セグメントの各々を均質化して中性子拡散方程
式を解き、その解を用いて前記記憶されている着目する
燃料セグメントのみから成る無限格子体系における非均
質な中性子拡散方程式を解いて得られる局所出力分布を
修正して局所出力分布を求め、これを用いて前記着目す
る燃料セグメントに対するＲ因子を修正するＲ因子修正
装置と、前記Ｒ因子修正装置によりＲ因子を修正するこ
とにより燃料集合体の限界出力比を算出する限界出力比
計算装置とから構成されたことを特徴とする。
（作用）
本発明によれば、炉心内におけるどのような燃料セグメ
ントの組合せの場合にも、無限格子体系での計算結果の
みを用いて精度良くかつ適切な計算費用、計算時間でＲ
因子を求めることが可能である。
ントの組合せの場合にも、無限格子体系での計算結果の
みを用いて精度良くかつ適切な計算費用、計算時間でＲ
因子を求めることが可能である。
先ず、本発明の基本的考え方について説明する。
燃料セグメントの無限格子体系における非均質な中性子
拡散方程式を解いて得られる局所出力分布及びこれから
算出される限界クォリティに対するＲ因子は、ボイド率
及び燃焼度の関数としてテーブル化ないしフィッティン
グすることにより記憶することが出来る。局所出力分布
の記憶対象は燃料セグメント中の全燃料棒としてもよい
が、これは必要条件ではなく、燃料集合体設計計算によ
り求められた無限格子体系における局所出力の大きい数
個の代表燃料棒を、その位置とともに燃焼度・ボイド点
毎に記憶しておき、それらに対して本発明の方法により
局所出力を求め、その中の最大値を燃料セグメントの熱
的に最も厳しい燃料棒の局所出力とすることができる０
着目する燃料セグメントとそれを取り巻く近傍の燃料セ
グメントから構成される炉心内の限定された２次元領域
において燃料セグメントの各々を均質化した系の熱中性
子束に対する拡散方程式は、２群の中性子拡散モデルに
より、次の式に）で表される。ここで、第１群を高速群
、第２群を熱群とする。
拡散方程式を解いて得られる局所出力分布及びこれから
算出される限界クォリティに対するＲ因子は、ボイド率
及び燃焼度の関数としてテーブル化ないしフィッティン
グすることにより記憶することが出来る。局所出力分布
の記憶対象は燃料セグメント中の全燃料棒としてもよい
が、これは必要条件ではなく、燃料集合体設計計算によ
り求められた無限格子体系における局所出力の大きい数
個の代表燃料棒を、その位置とともに燃焼度・ボイド点
毎に記憶しておき、それらに対して本発明の方法により
局所出力を求め、その中の最大値を燃料セグメントの熱
的に最も厳しい燃料棒の局所出力とすることができる０
着目する燃料セグメントとそれを取り巻く近傍の燃料セ
グメントから構成される炉心内の限定された２次元領域
において燃料セグメントの各々を均質化した系の熱中性
子束に対する拡散方程式は、２群の中性子拡散モデルに
より、次の式に）で表される。ここで、第１群を高速群
、第２群を熱群とする。
−”！’＋Ｋ”マ＝Ｋ”ｆΦ ・・・・・・ （
イ）二二で、ｖ：熱中性子束 ２ニラプラス演算子 Ｋ Ｚ ＝＝Σ／Ｄ ・・
・・・・ ■二こで。
イ）二二で、ｖ：熱中性子束 ２ニラプラス演算子 Ｋ Ｚ ＝＝Σ／Ｄ ・・
・・・・ ■二こで。
ｆ：燃料セグメントの無限格子体系での平均スペクトル
インデクス Φ：燃料セグメントの平均高速中性子束Σ：熱中性子の
燃料セグメント平均巨視的除去断面図 Ｄ：熱中性子の燃料セグメント平均拡散係数スペクトル
インデクスは熱中性子束の高速中性子束に対する比とし
て定義される。式に）、■において燃料セグメント内の
組成は均質と仮定し、核定数については無限体系におけ
る燃料集合体設計計算により得られる燃料セグメント平
均値を用いる。
インデクス Φ：燃料セグメントの平均高速中性子束Σ：熱中性子の
燃料セグメント平均巨視的除去断面図 Ｄ：熱中性子の燃料セグメント平均拡散係数スペクトル
インデクスは熱中性子束の高速中性子束に対する比とし
て定義される。式に）、■において燃料セグメント内の
組成は均質と仮定し、核定数については無限体系におけ
る燃料集合体設計計算により得られる燃料セグメント平
均値を用いる。
さらに、計算精度をほとんど損うこと無く計算費用を大
幅に節減するために高速中性子束Φが燃料セグメント中
で空間的に一定と仮定した。弐〇の右辺におけるｆ、Φ
は、熱中性子の勾配のない場合、すなわち均質化された
無限格子体系での熱中性子束を表し、漸近的な熱中性子
束と呼ぶ。
幅に節減するために高速中性子束Φが燃料セグメント中
で空間的に一定と仮定した。弐〇の右辺におけるｆ、Φ
は、熱中性子の勾配のない場合、すなわち均質化された
無限格子体系での熱中性子束を表し、漸近的な熱中性子
束と呼ぶ。
拡散方程式に）は偏微分方程式であり、通常の有限階差
法によって数値的に解くことができる。その方法の一例
は、Ｌ、Ａ、Ｈａｇｅｍａｎ；“〜ｕｍａｒｉｃａｌ
Ｍｅｔｈａｄｓ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｉｑｕｅｓ Ｕｓ
ｅｄ ｉｎ ｔｈｅ Ｔｗｏ−Ｄｉｍｅｎｓｉｏｎａｌ
Ｎｅｕｔｒｏｎ−Ｄｉｆｆｕｓｉｏｎ Ｐｒｏｇｒａ
ｍ ＰＤＱ−５”、ＷＡＰＤ−ＴＭ−３６４（１９６３
）に記載されている。この際、境界条件は、炉心内の限
定された領域の外側境界で鏡像対称境界条件、または４
方向周期的境界条件などを適用すればよい、このような
境界条件は厳密には成立たないが、問題としているよう
な程度の狭い領域においては、この目的には高速中性子
束はほとんど一様とみなして差支えないこと、および熱
中性子束は燃料セグメントの一辺の１７２程度の距離で
もって漸近的な値になることなどから、これらの境界条
件によってこの目的には十分な精度の中性子束分布が得
られる。
法によって数値的に解くことができる。その方法の一例
は、Ｌ、Ａ、Ｈａｇｅｍａｎ；“〜ｕｍａｒｉｃａｌ
Ｍｅｔｈａｄｓ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｉｑｕｅｓ Ｕｓ
ｅｄ ｉｎ ｔｈｅ Ｔｗｏ−Ｄｉｍｅｎｓｉｏｎａｌ
Ｎｅｕｔｒｏｎ−Ｄｉｆｆｕｓｉｏｎ Ｐｒｏｇｒａ
ｍ ＰＤＱ−５”、ＷＡＰＤ−ＴＭ−３６４（１９６３
）に記載されている。この際、境界条件は、炉心内の限
定された領域の外側境界で鏡像対称境界条件、または４
方向周期的境界条件などを適用すればよい、このような
境界条件は厳密には成立たないが、問題としているよう
な程度の狭い領域においては、この目的には高速中性子
束はほとんど一様とみなして差支えないこと、および熱
中性子束は燃料セグメントの一辺の１７２程度の距離で
もって漸近的な値になることなどから、これらの境界条
件によってこの目的には十分な精度の中性子束分布が得
られる。
さらに計算時間を短縮するために、拡散方程式に）を一
定の境界条件の近似のもとに解析的に解くことができる
。この方法の一例としては特開昭６２−１０６３９６号
「局所出力ビーキング係数監視装置」がある。この方法
では、通常の軽水炉燃料において熱中性子束の値に対す
る隣接燃料セグメントの影響がほぼ８ＸＰ（−に、 ｒ
）の形で隣接燃料セグメントとの境界からの距離ｒと共
に減少し、燃料セグメント幅の１７２程度でほとんど無
視しつる大きさになることを利用して近似的な境界条件
を与えることにより、燃料集合体内の燃料棒位置（ｘ
＋ｙ）に於ける熱中性子束と漸近的な熱中性子束ｆ。
定の境界条件の近似のもとに解析的に解くことができる
。この方法の一例としては特開昭６２−１０６３９６号
「局所出力ビーキング係数監視装置」がある。この方法
では、通常の軽水炉燃料において熱中性子束の値に対す
る隣接燃料セグメントの影響がほぼ８ＸＰ（−に、 ｒ
）の形で隣接燃料セグメントとの境界からの距離ｒと共
に減少し、燃料セグメント幅の１７２程度でほとんど無
視しつる大きさになることを利用して近似的な境界条件
を与えることにより、燃料集合体内の燃料棒位置（ｘ
＋ｙ）に於ける熱中性子束と漸近的な熱中性子束ｆ。
Φとの差を弐〇で与える。
δ’Ｆ （ｘ、ｙ） ＝Σ１＋ａｌｔ４Φ（ｆｎ−ｆｏ
）ｅｘｐ（−Ｋ ｒｎ） −（ｅここで、第１図に示
すように、添字Ｏは着目する燃料セグメントを表し、ま
た添字ｎ＝１．４は着目する燃料セグメントに径方向に
面隣接する４燃料セグメントを表し、Σ。、１２．は４
燃料セグメントに関する和を表す。また、ｒｎは燃料棒
（Ｘ？ｙ）から隣接燃料セグメントｎとの境界線に下ろ
した垂線の長さである。
）ｅｘｐ（−Ｋ ｒｎ） −（ｅここで、第１図に示
すように、添字Ｏは着目する燃料セグメントを表し、ま
た添字ｎ＝１．４は着目する燃料セグメントに径方向に
面隣接する４燃料セグメントを表し、Σ。、１２．は４
燃料セグメントに関する和を表す。また、ｒｎは燃料棒
（Ｘ？ｙ）から隣接燃料セグメントｎとの境界線に下ろ
した垂線の長さである。
この方法では、着目燃料セグメントに対角位置から隣接
する燃料セグメントの影響が無視されているが、さらに
精度を改良する場合、これらの燃料セグメントを考慮し
た境界条件のもとに次式の解析解を得ることができる。
する燃料セグメントの影響が無視されているが、さらに
精度を改良する場合、これらの燃料セグメントを考慮し
た境界条件のもとに次式の解析解を得ることができる。
δ“ψ′（ｘｙｙ）＝Σｎ７，４Φδｆｎ ｅｘｐ（
−Ｋ ｒｎ）＋Σｎｎ９＠Φ（δｆｎ−δｆｌ−δｆｍ
）ａｘｐ（−Ｋｒｌ／ｖ’２）ｅｘｐ（−Ｋｒａ／ｖ’
２） −・・（７゜δｆｎ＝（Ｋｎｆｎ＋Ｋｏｆｏ）
／（Ｋｎ＋Ｋｏ）−ｆｏ （ｎ＝１．４） □−・
（Ｂδｆｎ＝（Ｋｎｆｎ＋に１ｆｌ＋Ｋｗｆｍ＋Ｋｏｆ
ｏ）／（Ｋｎ＋に１＋Ｋｍ＋Ｋｏ）−ｆ。
−Ｋ ｒｎ）＋Σｎｎ９＠Φ（δｆｎ−δｆｌ−δｆｍ
）ａｘｐ（−Ｋｒｌ／ｖ’２）ｅｘｐ（−Ｋｒａ／ｖ’
２） −・・（７゜δｆｎ＝（Ｋｎｆｎ＋Ｋｏｆｏ）
／（Ｋｎ＋Ｋｏ）−ｆｏ （ｎ＝１．４） □−・
（Ｂδｆｎ＝（Ｋｎｆｎ＋に１ｆｌ＋Ｋｗｆｍ＋Ｋｏｆ
ｏ）／（Ｋｎ＋に１＋Ｋｍ＋Ｋｏ）−ｆ。
（ｎ＝５，８）・・・０）
ただし、添字ｎ＝１．４は、第２図に示すように着目す
る燃料セグメント０に径方向に面隣接する４セグメント
を表し、添字ｎ＝５．８は対角位置から隣接する４燃料
セグメントを表す、また、添字１及びｍは対角隣接燃料
セグメントｎと着目セグメント０双方に面隣接する２つ
の面隣接セグメントを表す。δｆｎは第１図の燃料セグ
メント０の境界上の点（・印で示す）ｎにおけるスペク
トルの漸近的なスペクトルからの変化の値を示す。
る燃料セグメント０に径方向に面隣接する４セグメント
を表し、添字ｎ＝５．８は対角位置から隣接する４燃料
セグメントを表す、また、添字１及びｍは対角隣接燃料
セグメントｎと着目セグメント０双方に面隣接する２つ
の面隣接セグメントを表す。δｆｎは第１図の燃料セグ
メント０の境界上の点（・印で示す）ｎにおけるスペク
トルの漸近的なスペクトルからの変化の値を示す。
弐〇は方程式に）の解析的近似解の一種であり、次のよ
うな好ましい性質を持っている。
うな好ましい性質を持っている。
ω 燃料セグメントの中心では熱中性子束は漸近値に近
付く。すなわちδψはＯに近付く。
付く。すなわちδψはＯに近付く。
■ 燃料セグメントの辺の中点及び頂点において（ハ）
、０式で与えられる漸近的な境界値をみたす。
、０式で与えられる漸近的な境界値をみたす。
■ 面接触する２つの燃料セグメントの中心を結ぶ線上
（第２図の破線で示される）では熱中性子束はこの線上
での１次元拡散方程式の解に近付く。
（第２図の破線で示される）では熱中性子束はこの線上
での１次元拡散方程式の解に近付く。
このようにして得られた均質化計算によるセグメント内
の熱中性子束分布の漸近的な熱中性子束ｆ、Φとの差の
分布は、非均質計算により求められた無限体系からの熱
中性子束分布の変化と良く一致することが数値実験的に
確かめられている。
の熱中性子束分布の漸近的な熱中性子束ｆ、Φとの差の
分布は、非均質計算により求められた無限体系からの熱
中性子束分布の変化と良く一致することが数値実験的に
確かめられている。
無限格子における局所出力分布ｐｏは、ｐ ｏ（ｘｙｙ
） ＝Σｆ１Φ０＋Σｆ２ｔＦｏ −−（１０）た
だし、ｐは平均が１．０となるよう規格化されているも
のとする。ここで、添字。は無限格子での値を記す、ま
た、 Σｆｇ＝第ｇ群核分裂断面積 隣接燃料セグメントの影響を受けた系での局所８力分布
は。
） ＝Σｆ１Φ０＋Σｆ２ｔＦｏ −−（１０）た
だし、ｐは平均が１．０となるよう規格化されているも
のとする。ここで、添字。は無限格子での値を記す、ま
た、 Σｆｇ＝第ｇ群核分裂断面積 隣接燃料セグメントの影響を受けた系での局所８力分布
は。
ｐ （ｘｔｙ）” ［ｐ ｏ（ｘ、ｙ）＋δ ｐ （ｘ
、ｙ）コ／（１＋δ ｐ ａｖ） ・・・（１１）た
だし。
、ｙ）コ／（１＋δ ｐ ａｖ） ・・・（１１）た
だし。
δＰ （ｘｔｙ） ＝局所出力分布変化δｐａｖ ＝
平均の局所出力分布変化出力分布への寄与はほとんど熱
群で生じるから、（１０）式より、 δｐ （ｘ、ｙ）”ＦΣｆ２δマ（ｘ、ｙ）４［ｐｏ（
ｘ、ｙ）／’Ｐａｌδ’Ｐ（ｘ、ｙ） ・＝ （１２）
これを、 （１１）式に代入し、δｐの２次の項を無視
すると、 ｐ（ｘｔｙ）＝ｐｏ（ｘ、ｙ）（１−δｐａｖ）＋［ｐ
ｏ（ｘ、ｙ）／ψ０］δψ（ｘｔｙ）＝ｐｏ（ｘｔｙ）
＋ｐｏ（ｘ、ｙ）［δ’Ｆ （ｘｔｙ）／ｖｏ−δｐａ
ｖ］・・・（１３）このようにして、着目する燃料セグ
メントとそれを取り巻く近傍の燃料セグメントから構成
される炉心内の限定された２次元領域において燃料セグ
メントの各々を均質化した系での中性子拡散計算により
求められた熱中性子束変化δψ（ｘ、ｙ）と、無限格子
での局所出力分布ｐｏ（ｘ、ｙ）を用いて、隣接燃料セ
グメントの影響を考慮した局所出力分布を得ることがで
きる。
平均の局所出力分布変化出力分布への寄与はほとんど熱
群で生じるから、（１０）式より、 δｐ （ｘ、ｙ）”ＦΣｆ２δマ（ｘ、ｙ）４［ｐｏ（
ｘ、ｙ）／’Ｐａｌδ’Ｐ（ｘ、ｙ） ・＝ （１２）
これを、 （１１）式に代入し、δｐの２次の項を無視
すると、 ｐ（ｘｔｙ）＝ｐｏ（ｘ、ｙ）（１−δｐａｖ）＋［ｐ
ｏ（ｘ、ｙ）／ψ０］δψ（ｘｔｙ）＝ｐｏ（ｘｔｙ）
＋ｐｏ（ｘ、ｙ）［δ’Ｆ （ｘｔｙ）／ｖｏ−δｐａ
ｖ］・・・（１３）このようにして、着目する燃料セグ
メントとそれを取り巻く近傍の燃料セグメントから構成
される炉心内の限定された２次元領域において燃料セグ
メントの各々を均質化した系での中性子拡散計算により
求められた熱中性子束変化δψ（ｘ、ｙ）と、無限格子
での局所出力分布ｐｏ（ｘ、ｙ）を用いて、隣接燃料セ
グメントの影響を考慮した局所出力分布を得ることがで
きる。
限界出力の計算に用いるＲ因子は、集合体内の全ての燃
料棒の無限体系での局所出力を記憶している場合は、上
記のようにして得られた局所出力分布から直接、定義式
〇を用いて計算することができる。これに対して集合体
内の熱的に厳しい一部の燃料棒の無限体系での局所出力
のみを記憶している場合は、記憶していた無限格子での
Ｒ因子の値Ｒｏと、熱的に最も厳しい燃料棒の局所出力
変化を用いて５次式を用いて近似的に求めることもでき
る。
料棒の無限体系での局所出力を記憶している場合は、上
記のようにして得られた局所出力分布から直接、定義式
〇を用いて計算することができる。これに対して集合体
内の熱的に厳しい一部の燃料棒の無限体系での局所出力
のみを記憶している場合は、記憶していた無限格子での
Ｒ因子の値Ｒｏと、熱的に最も厳しい燃料棒の局所出力
変化を用いて５次式を用いて近似的に求めることもでき
る。
Ｒ＝ Ｒｏ ＋ Ａ （ａ Ｒ／ δ ｐ ｗａｘ）
δ ｐ ｗａｘ ・・・（１４）ただし−ｐｍａｘは
熱的に最も厳しい燃料棒の局所出力である＠ｌ１ｌｌｌ
ａＸとしては、集合体の最大局所出力ビーキングを代用
することができる。最大局所出力ビーキングは記憶して
いた熱的に厳しい数個の燃料棒の無限格子の局所出力を
上記の局所出力の計算方法により補正して得られるもの
の中の最大値として与えられる。また、（１４）式中の
係数Ａは、集合体内でのｐ ｗａｘの発生位置に依存す
る補正係数である。
δ ｐ ｗａｘ ・・・（１４）ただし−ｐｍａｘは
熱的に最も厳しい燃料棒の局所出力である＠ｌ１ｌｌｌ
ａＸとしては、集合体の最大局所出力ビーキングを代用
することができる。最大局所出力ビーキングは記憶して
いた熱的に厳しい数個の燃料棒の無限格子の局所出力を
上記の局所出力の計算方法により補正して得られるもの
の中の最大値として与えられる。また、（１４）式中の
係数Ａは、集合体内でのｐ ｗａｘの発生位置に依存す
る補正係数である。
（実施例）
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明に係る燃料集合体の限界出力比計算装置
の一実施例のブロック構成図である。
の一実施例のブロック構成図である。
図に示すように、本発明の燃料集合体の限界出力比計算
装置は、炉心内限定領域中性子拡散計算装！！３１と１
着目セグメント内局所出力分布計算装置３２と、無限体
系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３３と、Ｒ因子修正
装置３４及び限界出力比比表示装置３５とから構成され
ている。
装置は、炉心内限定領域中性子拡散計算装！！３１と１
着目セグメント内局所出力分布計算装置３２と、無限体
系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３３と、Ｒ因子修正
装置３４及び限界出力比比表示装置３５とから構成され
ている。
しかして、原子炉炉心３０からの炉心状態パラメータは
炉心内限定領域中性子拡散計算装置３１に入力される。
炉心内限定領域中性子拡散計算装置３１に入力される。
この中性子拡散装置３１から得られた中性子束分布と無
限体系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３３からの無限
体系局所出力分布を着目セグメント内局所出力分布計算
装置３２に取り込み局所出力分布を算出する。さらに無
限体系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３３からの無限
体系Ｒ因子と前記局所出力分布をＲ因子修正装置３４に
取り込み修正したＲ因子を限界出力比計算装置３５に入
力し。
限体系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３３からの無限
体系局所出力分布を着目セグメント内局所出力分布計算
装置３２に取り込み局所出力分布を算出する。さらに無
限体系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３３からの無限
体系Ｒ因子と前記局所出力分布をＲ因子修正装置３４に
取り込み修正したＲ因子を限界出力比計算装置３５に入
力し。
ここで限界出力が求められる。
次に、本発明によるＲ因子の計算例を、４燃料セグメン
ト２次元詳細拡散計算、および無限格子体系による計算
例と比較して示す。
ト２次元詳細拡散計算、および無限格子体系による計算
例と比較して示す。
対象とした燃料セグメント２１は第３図に示す沸騰水型
原子炉用の燃料で、チャンネルボックス２２内に燃料棒
２３が８行８列配置されてあり、中央に２本のウォータ
ロッド２４を有する。２５は制御棒である。
原子炉用の燃料で、チャンネルボックス２２内に燃料棒
２３が８行８列配置されてあり、中央に２本のウォータ
ロッド２４を有する。２５は制御棒である。
第４図は４燃料セグメント２次元詳細拡散計算に用いた
燃料セグメント配置を示す。燃料番号は西南側より１，
２．・・・、１６と付けられている。ここで、中央の４
燃料セグメント６、７．１０．１１が着目する４燃料セ
グメントであり、他は境界層である。
燃料セグメント配置を示す。燃料番号は西南側より１，
２．・・・、１６と付けられている。ここで、中央の４
燃料セグメント６、７．１０．１１が着目する４燃料セ
グメントであり、他は境界層である。
第５図は燃料タイプの配置を示す図である。ここで、燃
料タイプ１は平均濃縮度１．３ｗ１０の低濃縮燃料、燃
料タイプ２は平均濃縮度２．４ｗ１０の中濃縮燃料であ
り、燃料タイプ３は平均濃縮度３．３ｗ１０の高濃縮燃
料である。各燃料タイプとも燃料棒の濃縮度分布を有し
ている。また燃料タイプ２と３はガドリニア入り燃料棒
を含む。制御棒は挿入されていない。
料タイプ１は平均濃縮度１．３ｗ１０の低濃縮燃料、燃
料タイプ２は平均濃縮度２．４ｗ１０の中濃縮燃料であ
り、燃料タイプ３は平均濃縮度３．３ｗ１０の高濃縮燃
料である。各燃料タイプとも燃料棒の濃縮度分布を有し
ている。また燃料タイプ２と３はガドリニア入り燃料棒
を含む。制御棒は挿入されていない。
第６図は、低濃縮燃料、中濃縮燃料、高濃縮燃料に対し
て、本発明によるＲ因子の計算例を、４燃料セグメント
２次元詳細拡散計算、および無限格子体系による計算例
と比較した図である。ガイド率は燃料タイプ１，２．３
とも４０％である。
て、本発明によるＲ因子の計算例を、４燃料セグメント
２次元詳細拡散計算、および無限格子体系による計算例
と比較した図である。ガイド率は燃料タイプ１，２．３
とも４０％である。
第７図は、ボイド率が燃料タイプ１が４０％であり、燃
料タイプ２と３は７０％の場合である。
料タイプ２と３は７０％の場合である。
第６図及び第７図において無限格子体系による計算をΔ
で、４燃料セグメント２次元詳細拡散計算を・で１本発
明による全燃料棒の局所出力を記憶する方式のＲ因子を
Ｏで、また、熱的に厳しい一部の燃料棒の無限体系での
局所出力のみを記憶しく１４）式を用いる場合をＸで、
それぞれ示す、ただし、本発明の局所出力分布の計算で
は、着目燃料セグメントに隣接する８燃料セグメントに
対して解析的に出力分布を求める０式の方法を用いた。
で、４燃料セグメント２次元詳細拡散計算を・で１本発
明による全燃料棒の局所出力を記憶する方式のＲ因子を
Ｏで、また、熱的に厳しい一部の燃料棒の無限体系での
局所出力のみを記憶しく１４）式を用いる場合をＸで、
それぞれ示す、ただし、本発明の局所出力分布の計算で
は、着目燃料セグメントに隣接する８燃料セグメントに
対して解析的に出力分布を求める０式の方法を用いた。
通常、Ｒ因子が０．１増加すると、限界出力比ＣＰＲは
０．２５程度低下し、熱的な余裕が減少するが。
０．２５程度低下し、熱的な余裕が減少するが。
第６図および第７図より、燃料セグメント間の濃縮度ミ
スマツチ、すなわちスペクトルミスマツチにより、中濃
縮燃料、高濃縮燃料においてＲ因子が無限格子体系の値
から０．０２ないし０．０５程度増加していることがわ
かる。これに対して１本発明による全燃料棒の局所出力
を記憶する方式では、燃料タイプによらず１％以内の誤
差でＲ因子を計算できることがわかる。また、熱的に厳
しい一部の燃料棒の無限体系での局所出力のみを記憶す
る方式の場合でも、中濃縮燃料に対して誤差が多少大き
いものの平均１％以内の誤差でＲ因子を計算できること
がわかる。
スマツチ、すなわちスペクトルミスマツチにより、中濃
縮燃料、高濃縮燃料においてＲ因子が無限格子体系の値
から０．０２ないし０．０５程度増加していることがわ
かる。これに対して１本発明による全燃料棒の局所出力
を記憶する方式では、燃料タイプによらず１％以内の誤
差でＲ因子を計算できることがわかる。また、熱的に厳
しい一部の燃料棒の無限体系での局所出力のみを記憶す
る方式の場合でも、中濃縮燃料に対して誤差が多少大き
いものの平均１％以内の誤差でＲ因子を計算できること
がわかる。
以上述べたように、本発明の限界出力比計算装置によれ
ば、単一燃料セグメント核計算の結果のみから、燃料セ
グメント間のスペクトルミスマツチが大きい場合にも、
良い精度で限界出力を算出できるという効果を奏する。
ば、単一燃料セグメント核計算の結果のみから、燃料セ
グメント間のスペクトルミスマツチが大きい場合にも、
良い精度で限界出力を算出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ブロック構成図、第２図は
本発明の計算体系を示す図、第３図は本発明の効果を示
すために使用した沸騰水型原子炉用燃料セグメントの横
断面図、第４図および第５図は本発明の効果を示すため
の４燃料セグメント２次元詳細拡散計算に用いた燃料セ
グメント体系を示す燃料配置図、第６図および第７図は
無限格子計算および４燃料セグメント２次元詳細拡散計
算と本発明によるＲ因子の比較図である。 ３０・・・原子炉炉心 ３１・・・炉心内限定領域中性子拡散計算装置３２・・
・局所出力分布計算装置 ３３・・・無限体系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３
４・・・Ｒ因子修正装置 ３５・・・限界出力比計算装置 （８７３３）代理人弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名
）第 図 弗 前 半 図 第 図 享 蘭 羊 田
本発明の計算体系を示す図、第３図は本発明の効果を示
すために使用した沸騰水型原子炉用燃料セグメントの横
断面図、第４図および第５図は本発明の効果を示すため
の４燃料セグメント２次元詳細拡散計算に用いた燃料セ
グメント体系を示す燃料配置図、第６図および第７図は
無限格子計算および４燃料セグメント２次元詳細拡散計
算と本発明によるＲ因子の比較図である。 ３０・・・原子炉炉心 ３１・・・炉心内限定領域中性子拡散計算装置３２・・
・局所出力分布計算装置 ３３・・・無限体系局所出力分布及びＲ因子記憶装置３
４・・・Ｒ因子修正装置 ３５・・・限界出力比計算装置 （８７３３）代理人弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名
）第 図 弗 前 半 図 第 図 享 蘭 羊 田
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 原子炉の炉心内に配置された燃料セグメント内の限界出
力比を計算する燃料集合体の限界出力比計算装置におい
て、着目する燃料セグメントのみから成る無限格子体系
における非均質な中性子拡散方程式を解いて局所出力分
布を求める局所出力分布計算装置と、限界クォリティの
計算に用いる局所出力分布のパターンを表すＲ因子を数
表、またはフィッティング式の係数として記憶するＲ因
子記憶装置と、前記着目する燃料セグメントとそれを取
り巻く近傍の燃料セグメントから構成される炉心内の限
定された領域において燃料セグメントの各々を均質化し
て中性子拡散方程式を解き。 その解を用いて前記記憶されている着目する燃料セグメ
ントのみから成る無限格子体系における非均質な中性子
拡散方程式を解いて得られる局所出力分布を修正して局
所出力分布を求め、これを用いて前記着目する燃料セグ
メントに対するＲ因子を修正するＲ因子修正装置と、前
記Ｒ因子修正装置によりＲ因子を修正することにより燃
料集合体の限界出力比を算出する限界出力比計算装置と
から構成されたことを特徴とする燃料集合体の限界出力
比計算装置。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP26522290A JP3224810B2 (ja) | 1990-10-04 | 1990-10-04 | 燃料集合体の限界出力比計算装置 |
| US07/770,921 US5171516A (en) | 1990-10-04 | 1991-10-04 | Reactor core monitoring system and method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP26522290A JP3224810B2 (ja) | 1990-10-04 | 1990-10-04 | 燃料集合体の限界出力比計算装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04142498A true JPH04142498A (ja) | 1992-05-15 |
| JP3224810B2 JP3224810B2 (ja) | 2001-11-05 |
Family
ID=17414221
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP26522290A Expired - Lifetime JP3224810B2 (ja) | 1990-10-04 | 1990-10-04 | 燃料集合体の限界出力比計算装置 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5171516A (ja) |
| JP (1) | JP3224810B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007064976A (ja) * | 2005-08-31 | 2007-03-15 | Westinghouse Electric Sweden Ab | 核軽水炉においてドライアウト特性を推測する方法 |
| JP2009092661A (ja) * | 2007-10-10 | 2009-04-30 | Westinghouse Electric Sweden Ab | 沸騰水型原子炉系の軽水炉に関する方法および装置 |
| CN112133460A (zh) * | 2020-08-26 | 2020-12-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种快堆堆芯在线监督方法及系统 |
Families Citing this family (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5524128A (en) * | 1993-11-17 | 1996-06-04 | Entergy Operations, Inc. | Boiling water reactor stability control |
| FR2769402B1 (fr) * | 1997-10-07 | 1999-12-17 | Framatome Sa | Technique de pilotage de reacteur nucleaire |
| US5912933A (en) * | 1997-12-04 | 1999-06-15 | General Electric Company | Method and system for direct evaluation of operating limit minimum critical power ratios for boiling water reactors |
| US6748348B1 (en) | 1999-12-30 | 2004-06-08 | General Electric Company | Design method for nuclear reactor fuel management |
| US6611572B2 (en) * | 2000-12-29 | 2003-08-26 | Global Nuclear Fuel - Americas, L.L.C. | Determination of operating limit minimum critical power ratio |
| JP3508021B2 (ja) * | 2001-08-29 | 2004-03-22 | 株式会社原子力エンジニアリング | 原子炉の炉心計算方法 |
| US20030086520A1 (en) * | 2001-11-07 | 2003-05-08 | Russell William Earl | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| US7487133B2 (en) * | 2002-09-19 | 2009-02-03 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method and apparatus for adaptively determining weight factors within the context of an objective function |
| DE10328920A1 (de) | 2003-06-26 | 2005-01-20 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zum rechnerischen Modellieren des Kerns eines Kernreaktors |
| US8041548B2 (en) | 2004-12-30 | 2011-10-18 | Global Nuclear Fuels-Americas, LLC | Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem for a nuclear reactor involving channel deformation |
| US7676015B2 (en) | 2006-04-06 | 2010-03-09 | Georgia Tech Research Corporation | Boundary condition adjustment methods and systems |
| US8842802B2 (en) * | 2006-10-16 | 2014-09-23 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc. | Fuel rods for nuclear reactor fuel assemblies and methods of manufacturing thereof |
| EP2077561A1 (en) * | 2008-01-01 | 2009-07-08 | Institute of Nuclear Energy Research Atomic Energy Council, Executive Yuan | Thermal limit analysis with hot-channel model for boiling water reactors |
| US10446282B2 (en) | 2011-12-23 | 2019-10-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Methods, systems, and computer program products for generating fast neutron spectra |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4367196A (en) * | 1957-05-01 | 1983-01-04 | U.S. Energy Research & Development Administration | Neutronic reactor |
| JPS62106396A (ja) * | 1985-11-05 | 1987-05-16 | 株式会社東芝 | 局所出力ピ−キング係数監視装置 |
| US5091139A (en) * | 1989-06-26 | 1992-02-25 | General Electric Company | Automated thermal limit monitor |
-
1990
- 1990-10-04 JP JP26522290A patent/JP3224810B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-10-04 US US07/770,921 patent/US5171516A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007064976A (ja) * | 2005-08-31 | 2007-03-15 | Westinghouse Electric Sweden Ab | 核軽水炉においてドライアウト特性を推測する方法 |
| JP2009092661A (ja) * | 2007-10-10 | 2009-04-30 | Westinghouse Electric Sweden Ab | 沸騰水型原子炉系の軽水炉に関する方法および装置 |
| CN112133460A (zh) * | 2020-08-26 | 2020-12-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种快堆堆芯在线监督方法及系统 |
| CN112133460B (zh) * | 2020-08-26 | 2022-07-01 | 中国原子能科学研究院 | 一种快堆堆芯在线监督方法及系统 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3224810B2 (ja) | 2001-11-05 |
| US5171516A (en) | 1992-12-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH04142498A (ja) | 燃料集合体の限界出力比計算装置 | |
| Liem et al. | Design of transition cores of RSG GAS (MPR-30) with higher loading silicide fuel | |
| US20100104059A1 (en) | Renormalization method of excore detector | |
| Kosaka et al. | Verification of 3D heterogeneous core transport calculation utilizing non-linear iteration technique | |
| EP3748651B1 (en) | Reactor three-dimensional assembly information tracking method and system | |
| JPH1184060A (ja) | 高速炉の出力分布計算方法及び計算装置 | |
| JP4008926B2 (ja) | 炉心性能計算装置 | |
| JP3441178B2 (ja) | 原子炉の炉心性能計算方法および装置 | |
| JP2001133581A (ja) | 炉心性能計算方法及び装置 | |
| Mazrou et al. | Assessment of the safety impact caused by the variations of the critical position of control rods and by the presence of an in-core flux trap on the power peaking factors in an MTR-type research reactor | |
| Ivanov | Methodology for embedded transport core calculation | |
| JP2004333433A (ja) | 燃料集合体熱的特性評価方法及び装置 | |
| JP2975654B2 (ja) | 炉心監視装置 | |
| JP3023185B2 (ja) | 原子炉の炉心性能計算装置 | |
| Ward et al. | Establishing a neutronics design and equilibrium cycle analysis for the I2S-LWR reactor with UO2 and U3Si2 Fuel | |
| JPH1123787A (ja) | 原子力発電所と原子炉の運転計画方法及びその計画装置 | |
| JP3135244B2 (ja) | 燃料セグメント内局所出力分布計算方法 | |
| JPH11337677A (ja) | 原子炉炉心性能計算装置 | |
| JPH06186380A (ja) | 原子炉炉心性能計算装置 | |
| JPH0426718B2 (ja) | ||
| JPS60219589A (ja) | 局所出力ピ−キング係数監視方法およびその装置 | |
| JPS62106396A (ja) | 局所出力ピ−キング係数監視装置 | |
| Zúñiga et al. | Application of reactivity method to MTR fuel burn-up measurement | |
| JPH05142370A (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
| JP2022188649A (ja) | 炉心設計方法、原子炉運転方法、炉心設計装置、およびプログラム |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20070824 Year of fee payment: 6 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080824 Year of fee payment: 7 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090824 Year of fee payment: 8 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090824 Year of fee payment: 8 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100824 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100824 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110824 Year of fee payment: 10 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110824 Year of fee payment: 10 |