JPH0481696A - 原子炉炉心監視装置 - Google Patents
原子炉炉心監視装置Info
- Publication number
- JPH0481696A JPH0481696A JP2194923A JP19492390A JPH0481696A JP H0481696 A JPH0481696 A JP H0481696A JP 2194923 A JP2194923 A JP 2194923A JP 19492390 A JP19492390 A JP 19492390A JP H0481696 A JPH0481696 A JP H0481696A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- calculation
- calculated
- output distribution
- coolant
- temperature
- 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.)
- Pending
Links
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims abstract description 49
- 238000009826 distribution Methods 0.000 claims abstract description 38
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 23
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims abstract description 16
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 7
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims abstract 4
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 3
- 238000012937 correction Methods 0.000 abstract description 8
- 238000009529 body temperature measurement Methods 0.000 abstract description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 18
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 10
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 5
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 4
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005094 computer simulation Methods 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000006870 function Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000001308 synthesis method Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- 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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉において、炉心特性を性能計算により
求め、運転員に出力分布等の各種情報を提供する原子炉
炉心監視装置に関する。
求め、運転員に出力分布等の各種情報を提供する原子炉
炉心監視装置に関する。
原子炉を安全、かつ、効率よく運転するには、誠心状態
をオンラインで迅速、かつ、正確に把握する必要がある
。このため、原子炉の出力分布と温度分布とを精度よく
求めることが要求される。
をオンラインで迅速、かつ、正確に把握する必要がある
。このため、原子炉の出力分布と温度分布とを精度よく
求めることが要求される。
出力分布に関しては、炉内に多数の中性子検出器を配置
し、その読みによって分布を求める方法が考えられ、熱
中性子炉では主としてこの方法が採用されている。しか
し、原子炉内が高温、高中性子束であり、炉心内が密な
構造になっている場合などには、中性子検出器を置く二
とが困難であり、炉心入口と燃料集合体出口の部分に冷
却材温度計や流量計を設置している場合が多い。このタ
イプの原子炉の炉心状態の把握は主として計算モデルで
行うことになる。
し、その読みによって分布を求める方法が考えられ、熱
中性子炉では主としてこの方法が採用されている。しか
し、原子炉内が高温、高中性子束であり、炉心内が密な
構造になっている場合などには、中性子検出器を置く二
とが困難であり、炉心入口と燃料集合体出口の部分に冷
却材温度計や流量計を設置している場合が多い。このタ
イプの原子炉の炉心状態の把握は主として計算モデルで
行うことになる。
出力分布を計算で求める方法として、三次元多群中性子
拡散方程式を細かいメツシュを用いた差分法で解くこと
が考えられるが、計算時間および必要記憶容量の面から
、この方法はオンライン計算機を用いた炉心監視用とし
ては不適当である。
拡散方程式を細かいメツシュを用いた差分法で解くこと
が考えられるが、計算時間および必要記憶容量の面から
、この方法はオンライン計算機を用いた炉心監視用とし
ては不適当である。
このため、三次元−群粗メッシュ法、エネルギ・モード
法、シンセシス法、インフルエンス関数法などの近似計
算法が提案されている。しかし、これらの方法はいずれ
も、計算時間および必要記憶容量の点では満足できるが
、計算精度の面で不十分である。
法、シンセシス法、インフルエンス関数法などの近似計
算法が提案されている。しかし、これらの方法はいずれ
も、計算時間および必要記憶容量の点では満足できるが
、計算精度の面で不十分である。
このような問題を克服して、粗いメツシュを用いた三次
元−群拡散計算により、細かいメツシュを用いた三次元
−群拡散計算と同等の精度で炉内出力分布および実効増
倍率を得る方法として修正粗メツシユ法が提案されてい
る。これはアスキュ−(Askew)が提案したように
、第2図に示すように粗メツシユ点間に仮想メツシュ点
を追加し、そこでの中性子束をカレント方向に沿った一
次元バランスから求め、それらの仮想メツシュ点間の中
性子束勾配を用いてメツシュ領域間の中性子カレントを
より厳密に計算する方法である。
元−群拡散計算により、細かいメツシュを用いた三次元
−群拡散計算と同等の精度で炉内出力分布および実効増
倍率を得る方法として修正粗メツシユ法が提案されてい
る。これはアスキュ−(Askew)が提案したように
、第2図に示すように粗メツシユ点間に仮想メツシュ点
を追加し、そこでの中性子束をカレント方向に沿った一
次元バランスから求め、それらの仮想メツシュ点間の中
性子束勾配を用いてメツシュ領域間の中性子カレントを
より厳密に計算する方法である。
燃料集合体当り径方向に一個の六角メツシュを用いた通
常の粗メツシユ計算では次のような差分方程式を解く。
常の粗メツシユ計算では次のような差分方程式を解く。
ヤΣ!0
ezz
ここで、
φ、 :メッシュ領域1での平均中性子束(i=oは
着目メツシュ領域) D I、Σa++vΣfl:メッシュ領域iにおける拡
領域数、吸収断面 積、生成断面積 Kezf:実効増倍率 す、h2 :径方向および軸方向メツシュ幅SI :
メッシュ領域iに接する境界の面積■I :メッシュ
領域iの体積 これに対して修正粗メツシユ法では、群定数D I。
着目メツシュ領域) D I、Σa++vΣfl:メッシュ領域iにおける拡
領域数、吸収断面 積、生成断面積 Kezf:実効増倍率 す、h2 :径方向および軸方向メツシュ幅SI :
メッシュ領域iに接する境界の面積■I :メッシュ
領域iの体積 これに対して修正粗メツシユ法では、群定数D I。
Σ&1.シΣ□、をそれぞれ、(2)〜(5)式のよう
に置き換えて(1)式を解く。その時の解φ−からφム
は(6)式により、 この方法では記憶容量および計算時間は通常の粗メツシ
ユ計算と殆んど変わらずに精度だけを改善できる。この
方法は集合体間隔の小さな(約10■)原子炉に対して
は、集合体当り径方向に六個の三角メツシュを用いた計
算と同程度の精度を与える有効な方法であることが確認
されている。
に置き換えて(1)式を解く。その時の解φ−からφム
は(6)式により、 この方法では記憶容量および計算時間は通常の粗メツシ
ユ計算と殆んど変わらずに精度だけを改善できる。この
方法は集合体間隔の小さな(約10■)原子炉に対して
は、集合体当り径方向に六個の三角メツシュを用いた計
算と同程度の精度を与える有効な方法であることが確認
されている。
ところ、が、上記従来手法では、第2図のメツシュ点間
を結ぶ線分に沿った方向の一次元バランス式しか解いて
おらず、それと垂直な方向への中性子のもれは一切考え
ていない。そのため、モデルの適用性が狭く、たとえば
、燃料集合体ピッチが15an以上の炉心では、中性子
束分布、及び、出力分布の計算精度が著しく悪化するた
めに使用できない。
を結ぶ線分に沿った方向の一次元バランス式しか解いて
おらず、それと垂直な方向への中性子のもれは一切考え
ていない。そのため、モデルの適用性が狭く、たとえば
、燃料集合体ピッチが15an以上の炉心では、中性子
束分布、及び、出力分布の計算精度が著しく悪化するた
めに使用できない。
本発明の目的は、炉心の性能計算精度を改善した適用性
の広い原子炉炉心監視装置を提供することにある。
の広い原子炉炉心監視装置を提供することにある。
上記目的を達成するために、本発明では、燃料集合体内
の二次元中性子バランスを取り入れたより高精度の計算
手段を採用する。
の二次元中性子バランスを取り入れたより高精度の計算
手段を採用する。
上記のように、オンライン計算機内に、より正確な三次
元中性子拡散計算モデルを導入すると、中性子束分布や
出力分布、温度分布などの計算精度が増し、原子炉炉心
監視装置の適用性が広がることになる。
元中性子拡散計算モデルを導入すると、中性子束分布や
出力分布、温度分布などの計算精度が増し、原子炉炉心
監視装置の適用性が広がることになる。
以下、本発明の一実施例を第1図を用いて説明する。本
実施例は原子炉1.冷却材流量・温度測定装置2.出力
分布計算装置3.集合体呂口冷却材温度計算装置4.冷
却材温度の比較装置5.出力分布の修正係数計算装置6
.出力分布修正計算装置7.各種表示値計算装W89表
示装W9から成る。
実施例は原子炉1.冷却材流量・温度測定装置2.出力
分布計算装置3.集合体呂口冷却材温度計算装置4.冷
却材温度の比較装置5.出力分布の修正係数計算装置6
.出力分布修正計算装置7.各種表示値計算装W89表
示装W9から成る。
原子炉炉心1の原子炉出入口冷却材温度、冷却材流量、
集合体冷却材流量および集合体出口冷却材温度が冷却材
流量・温度測定装置2により測定され、そのデータから
炉心高力が計算されて出力分布計算装置3に伝えられる
。この装置では三次元拡散計算により三次元出力分布が
求められる。
集合体冷却材流量および集合体出口冷却材温度が冷却材
流量・温度測定装置2により測定され、そのデータから
炉心高力が計算されて出力分布計算装置3に伝えられる
。この装置では三次元拡散計算により三次元出力分布が
求められる。
この出力分布の計算値を用いて集合体出口冷却材温度計
算装置4で集合体出口冷却材温度が計算され、その結果
が測定値と比較装置5で比較される。
算装置4で集合体出口冷却材温度が計算され、その結果
が測定値と比較装置5で比較される。
その結果に基づき、修正係数計算装置6で出力分布に対
する修正係数が計算され、出力分布修正計算装置7で出
力分布の計算値に修正因子が乗しられる。この結果に基
づき、各種表示値計算装置8で必要な炉心内データが計
算され、表示装置9により表示される。
する修正係数が計算され、出力分布修正計算装置7で出
力分布の計算値に修正因子が乗しられる。この結果に基
づき、各種表示値計算装置8で必要な炉心内データが計
算され、表示装置9により表示される。
次に、出力分布計算装置3で計算する内容を、六角格子
燃料配列を持つ原子炉の場合について説明する。
燃料配列を持つ原子炉の場合について説明する。
ここでは、まず式(1)に従って、粗メツシユを用いた
三次元−群中性子拡散計算を行ない、各メツシュの平均
中性子束の近似値φi を得る。ついでTan5. A
m、 Nucl、 Soc、、 VoQ、59 +
152(1989)に記載されている理論に従い、次の
中性子バランス式を、φ11”及びφJlりこついて解
く。
三次元−群中性子拡散計算を行ない、各メツシュの平均
中性子束の近似値φi を得る。ついでTan5. A
m、 Nucl、 Soc、、 VoQ、59 +
152(1989)に記載されている理論に従い、次の
中性子バランス式を、φ11”及びφJlりこついて解
く。
ここでφ11牟およびφ、1傘は、隣接した六角メツシ
ュの境界に接する、三角メツシュの平均中性子束である
(第3図)。
ュの境界に接する、三角メツシュの平均中性子束である
(第3図)。
さて、φ、1傘およびφ、1本が計算できると、メツシ
ュiからメツシュJへの中性子カレントJiJは次のよ
うに計算できる。
ュiからメツシュJへの中性子カレントJiJは次のよ
うに計算できる。
これは、通常の粗メツシユ計算で得られる中性子カレン
トに比べて、その近傍の中性子束分布をより詳細に取り
入れているため、より正解である。
トに比べて、その近傍の中性子束分布をより詳細に取り
入れているため、より正解である。
つぎに、このカレントから、メツシュ1およびメツシュ
jの間の実効拡散係数D I Jを、φま一φJ と定義する。
jの間の実効拡散係数D I Jを、φま一φJ と定義する。
このD I Jは、炉心径方向に隣接したメツシュ間の
カレントを計算するためのものである。軸方向に隣接し
たメツシュ間の実効拡散係数の場合は、式(2)式の代
りに次の中性子バランス式を、φ目串およびφjXIに
ついて解けばよい。
カレントを計算するためのものである。軸方向に隣接し
たメツシュ間の実効拡散係数の場合は、式(2)式の代
りに次の中性子バランス式を、φ目串およびφjXIに
ついて解けばよい。
メツシュ間の実効拡散係数は、径方向の場合と同様、式
(3)9式(4)により求める。
(3)9式(4)により求める。
以上のようにして求めた実効拡散係数を用い。
次の差分方程式を解くことにより、より正確なメツシュ
平均中性子束を得る。
平均中性子束を得る。
以上、式(2)から式(5)までを、収束するまでくり
返すことにより、詳細メツシュ(三角メツシュ)分割を
用いたのと同等の精度が、1/10以下の計算回数で得
られる。
返すことにより、詳細メツシュ(三角メツシュ)分割を
用いたのと同等の精度が、1/10以下の計算回数で得
られる。
この計算法の精度は、アスキューの方法よりも精度がよ
く、集合体間隔の大きい(15〜18■)原子炉にも適
用できる。第4図には、集合体間隔16aoの高速炉に
適用した時の計算精度を示す。
く、集合体間隔の大きい(15〜18■)原子炉にも適
用できる。第4図には、集合体間隔16aoの高速炉に
適用した時の計算精度を示す。
本発明によれば、炉心内中性子束分布および出力分布の
精度が向上する。
精度が向上する。
第1図は本発明の一実施例のブロック図、第2図は修正
粗メツシユ法の説明図、第3図は本発明で用いている中
性子束分布計算法の説明図、第4図は大型高速炉へ適用
した時の計算誤差の説明図である。 1・・原子炉、2・・冷却材流量・温度測定装置、3・
・出力分布計算装置、4・・集合体出口Na温度計算装
置、5・・・比較装置、6・・修正係数計算装置、7・
・・出力分布修正計算装置、8・・各種表示値計算装置
、9・・・表示装置。
粗メツシユ法の説明図、第3図は本発明で用いている中
性子束分布計算法の説明図、第4図は大型高速炉へ適用
した時の計算誤差の説明図である。 1・・原子炉、2・・冷却材流量・温度測定装置、3・
・出力分布計算装置、4・・集合体出口Na温度計算装
置、5・・・比較装置、6・・修正係数計算装置、7・
・・出力分布修正計算装置、8・・各種表示値計算装置
、9・・・表示装置。
Claims (1)
- 1、原子炉の中性子束分布および前記中性子束分布より
冷却材温度を求める計算手段と、炉心入口冷却材温度お
よび燃料集合体出口温度を計測する計測手段と、前記計
測手段による冷却材温度の測定値と前記計算によつて得
られた計算値とを比較し、その比較結果に基づき前記計
算手段によつて得られた中性子束分布の計算値を修正す
る比較修正手段とを含むことを特徴とする原子炉炉心監
視装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2194923A JPH0481696A (ja) | 1990-07-25 | 1990-07-25 | 原子炉炉心監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2194923A JPH0481696A (ja) | 1990-07-25 | 1990-07-25 | 原子炉炉心監視装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0481696A true JPH0481696A (ja) | 1992-03-16 |
Family
ID=16332595
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2194923A Pending JPH0481696A (ja) | 1990-07-25 | 1990-07-25 | 原子炉炉心監視装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0481696A (ja) |
-
1990
- 1990-07-25 JP JP2194923A patent/JPH0481696A/ja active Pending
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPH11264887A (ja) | 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法 | |
JP2001042079A (ja) | 原子炉の炉心の少なくとも1つの動作パラメタを監視する方法及びシステム | |
JP3253450B2 (ja) | 炉心性能推定装置および炉心性能推定方法 | |
Moraes et al. | On the calculation of neutron sources generating steady prescribed power distributions in subcritical systems using multigroup X, Y-geometry discrete ordinates models | |
JPH0481696A (ja) | 原子炉炉心監視装置 | |
JPH1010275A (ja) | 炉心性能計算装置 | |
Nguyen | The uncertainty in accident consequences calculated by large codes due to uncertainties in input | |
JP2975654B2 (ja) | 炉心監視装置 | |
CN114169164B (zh) | 确定临界装置的堆芯功率的方法及装置 | |
CN109215823A (zh) | 一种核反应堆三维多群能谱的测量方法及系统 | |
JPH01126595A (ja) | 炉心性能監視装置 | |
JPH0338559B2 (ja) | ||
JPS59193398A (ja) | 原子炉出力分布監視装置 | |
JPS61147192A (ja) | 高速炉炉心監視装置 | |
JP2895101B2 (ja) | 原子炉の減速材温度係数測定方法及びその装置 | |
Loving | Neutron, temperature and gamma sensors for pressurized water reactors | |
JPS61213690A (ja) | 原子炉出力分布監視装置 | |
JPH0345359B2 (ja) | ||
Demazière | Theoretical and Numerical Evaluation of the MTC Noise Estimate in 2-D 2-group Heterogeneous Systems | |
JPH0285796A (ja) | 加圧水型原子炉の出力分布監視装置 | |
Tylee | Estimation of failed sensor outputs | |
Hart et al. | A Comparison of Methods of Determining Burnup on Uranium Dioxide Fuel Test Specimens | |
JPS61178695A (ja) | 原子炉出力分布監視装置を備えた原子炉 | |
JPS6232392A (ja) | 原子炉のオンライン出力分布監視装置 | |
Sankoorikal | Vibration identification of nuclear reactor components by statistical analysis of neutron noise |