JPH0515240B2 - - Google Patents

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JPH0515240B2
JPH0515240B2 JP62062801A JP6280187A JPH0515240B2 JP H0515240 B2 JPH0515240 B2 JP H0515240B2 JP 62062801 A JP62062801 A JP 62062801A JP 6280187 A JP6280187 A JP 6280187A JP H0515240 B2 JPH0515240 B2 JP H0515240B2
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distribution
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Josefu Inpinku Junia Arubaato
Morita Toshio
Ueido Miraa Reno
Richaado Gurobumaiyaa Ruisu
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Westinghouse Electric Corp
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • 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
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Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 発明の分野 本発明は、原子炉の炉心性能のオンライン予測
装置を較正する方法に関し、特に、加圧水形原子
炉（PWRとも略称する）の炉心の１次元中性子
拡散理論モデルにおいて用いられる軸方向依存性
の横バツクリング係数を周期的に更新する方法に
関するものである。
先行技術 原子炉炉心の状態変化を含む種々の操作を行う
際に原子力プラントのオペレータを支援する原子
炉の炉心応答予測装置を開発すべく、過去20年或
は30年に渡り種々のグループにより数多の試みが
なされている。このような予測装置の典型的な用
途には、原子炉が臨界未満の時における炉心運転
停止余裕の評価、運転開始時の操作において臨界
が生起する時点の推定、出力増加又は他の操作に
おいて追従すべき最も迅速な経路又は水の最小消
費経路の同定、原子力プラントが減少出力レベル
にある時に得られる最大出力レベル（即ち、得る
ことができる最大運転予備電力）の決定、操作中
における運転限界に対する接近度の評価等々が含
まれる。
実用的な炉心応答予測装置を使用できるように
したい場合に行わなければならない計算を単純化
するために、典型的なPWR炉心の多群エネルギ
ー３次元拡散理論モデルを１次元（軸方向）の２
群エネルギー拡散理論式に変更し、それにより計
算資源要件が、典型的な備え付けプラントデイジ
タル計算機の能力範囲内になるようにしている。
３次元炉心モデルを１次元モデル化する過程にお
いては、潜在的に高い増倍率の領域から潜在的に
低い増倍率の領域への中性子のX-Y方向、即ち横
方向における流れ、そして究極的には炉心からそ
れを取り巻く媒質への中性子の横方向における流
れを考慮しなければならなかつた。中性子拡散理
論の基本的教示に従えば、この中性子の横方向の
流れが原因で、炉心全体における中性子の収支に
関する方程式には横バツクリング（buckling）項
が含まれる。これが、炉心応答を予測する上で
PWR炉心設計の専門家により何年もの間採用さ
れてきた標準的な慣行であつた。
近似的に一層有効な３次元モデルの代わりに単
純化された１次元拡散理論モデルを用いた場合に
存在する顕著な誤差源は、１次元モデルに取り入
れるべき横バツクリング項の値の選択に在る。１
次元の軸方向モデルにおいては全ての炉心高さで
横バツクリングに対し単一の値を用いるのが一般
的慣行である。軸方向における核特性の均等性が
高いことに特徴のあるPWR炉心の場合、この試
みは受容できる。しかし、出力状態での長期化さ
れた運転に起因する炉心減損、或は炉心装荷の経
済的側面を改善しようとする最適化燃料装荷設計
の結果として、異なつた軸方向高さにおいて核特
性が顕著に変動するようなPWR炉心の場合には、
炉心全高に渡り一定である単一の横バツクリング
値を使用すると、炉心反応度及び炉心軸方向出力
分布の計算値に受容し得ない誤差が生ずる。
更に、特にヨウ素−135、キセノン−135の炉心
平均軸方向分布及び局部的燃料燃焼度のような予
測装置に供給された初期条件が、予備装置の初期
設定時に実際の炉心状態を忠実に再現しない場合
に別の問題が生ずる。キセノン−135の軸方向分
布の正確な再現は特に重要である。なぜならば、
キセノン−135の原子核は非常に大きい中性子吸
収断面積を有し、炉心反応度及び炉心出力分布の
双方に対して強い影響を与えるからである。キセ
ノン−135は数時間の半減期を有し、そしてキセ
ノン−135の殆どのものはウラン燃料の核分裂か
ら直接生成されるのではなく、中間核分裂生成物
であるヨウ素−135の崩壊により生成されるもの
である。炉心全体の出力分布はキセノン分布に依
存し、一方、該キセノン分布は最近の出力分布に
依存する。従つて、運転状態における企図せる変
化に対する炉心の応答は、該炉心の現在の状態ば
かりではなく、炉心の最近の過去の状態の関数で
ある。
炉心の性能を分布するために拡散論理方程式が
開発されて多年に渡り使用されて来ている。該拡
散理論方程式は炉心全体における中性子の運動を
特徴的に表わす多群エネルギー３次元偏微分方程
式である。これ等の方程式は準備するのに大きな
時間消費を伴い、然も解を得るのに非常に大きな
コンピユータ能力及び時間を必要とする。従つ
て、この試みは、限られた程度において、主に、
３次元方程式を確立し解を得るのに充分な先行時
間が利用可能な場合に設計段階で分析に用いられ
ているに過ぎない。
因みに本特許願の発明者のうちの２人は、一時
期、炉心高さの関数である横バツクリング係数を
有する原子炉の１次元拡散理論モデルを用いてい
たことがある。このモデルにおいては、用いられ
る特定のバツクリング係数の分布に対し選択され
る関数の係数を決定する上に、測定することが可
能である周知の出力特性パラメータである軸方向
オフセツトが用いられているが、このモデルで
は、炉心の上部及び下部ノード（node）におけ
る中性子束分布の２次導関数の使用が要求され
る。しかし、このようなデータは、実用的な手段
により所要の精度で測定することはできない。従
つて、このモデルは、設計段階で行われるような
解析的予測を行う上には有用であるが、有意味な
予測を生成するために運転中のプラントのデータ
を用いて周期的に較正する必要のあるオンライン
予測装置には適していない。
実際、現在利用可能である炉心予測装置は満足
すべきものでないことが判明している。その主た
る理由は、炉心の減損が進むに伴い、実際の炉心
の特性を適切に反映するように予測装置により用
いられる炉心モデルを調整するための簡便な方法
が得られないことに起因する。現在進行中のエレ
クトリツク・パワー・リサーチ・インステイチユ
ート（Electric Power Research Institute，略
してEPRI）が後援しているプログラムのような、
利用可能で有効な予測装置を開発するための幾つ
かの極く最近の試みにおいては、炉心内に永久的
に設置された固定の炉内中性子検出器又はガンマ
線検出器の配列からの信号と関連して３次元の多
群ノード計算方式を用いた場合に、合理的で明ら
かに受容できる程度の成功が報告されていること
は認識している。しかし残念なことに、この試み
を支持するのに要求されるコンピユータ及び炉内
計装双方に要する費用は望ましくない程に高くな
る傾向がある。更に加えて、上述のような３次元
モデルは、予測を発生するのに要求される時間が
長いために、原子力プラントの保護系又は制御系
で用いられる予測装置に不適当である。
特公昭54−39795号公報には、炉内中性子検出
器を利用する１次元拡散モデルに基づく沸騰水形
原子炉（BWR）のためのオンライン予測装置が
示唆されている。実際的な初期条件は、キセノン
分布を周期的に計算することにより創成されるも
のと思われる。また、高さに依存する半径方向の
バツクリング係数は、単純化された拡散方程式を
書換えることにより解析的に求められ、そしてこ
れ等のバツクリング係数は初期状態からの減速材
密度の変化に対し解析的に調整されるものと考え
られる。しかし、バツクリング係数を実際の条件
もしくは状態と一致するように調整することに関
する示唆は存在しない。言い換えるならば、用い
られる１次元モデルを、原子炉炉心の実際の状態
に近付けるために運転中の原子力プラントのデー
タを用いて較正するという記載は無い。
米国特許第4299657号明細書には、オンライン
炉心予測装置のための簡略化された拡散モデルが
示唆されているが、このモデルが何であるかに関
する記述は全く無い。また、この米国特許では、
予測装置により計算された幾つかのパラメータを
測定できること及び計算された値を周期的に測定
した値と置換すべきことが示唆されている。しか
し、これは、計算の周期的再初期設定を示唆する
に過ぎず、炉心内における変動する条件もしくは
状態に対しモデルを調整すべくモデルをどのよう
に較正すべきか或いは較正すべきことが望ましい
ことに関しては全く示唆することが無い。
本発明の主たる目的は、炉心性能の正確な実時
間予測を行う原子炉の炉心性能予測装置の較正方
法を提供することにある。
本発明の別の目的は、１次元の少数群拡散理論
モデルを用いて上述の主たる目的を達成すること
である。
本発明の更に別の目的は、原子炉炉心の実際の
状態を一層近似的に表すよう１次元拡散理論モデ
ルを調整するよう該１次元拡散理論モデルを周期
的に較正するための方法を提供することによつて
上述した２つの目的を達成することである。
また、本発明の別の目的は、測定パラメータの
使用により信頼性よく調整できる高さ依存性の横
バツクリング係数の利用によつて最後に述べた目
的を達成することである。
発明の概要 上に述べた目的及びその他の目的は、測定可能
なパラメータを用いる１次元拡散理論炉心モデル
における横バツクリング係数を、該１次元拡散理
論炉心モデルが正確に炉心の実際の状態を反映す
るよう更新されるように調整するための技術を提
供する本発明によつて実現される。
即ち、マクロ断面積、拡散係数及び横バツクリ
ング係数を含む炉心高さに依存する中性子パラメ
ータを有する１次元拡散理論炉心モデルを用いる
オンライン炉心性能予測装置を中性子の収支及び
出力分布に関して較正する方法は、本発明による
と、前記横バツクリング係数の周期的な調整を、
(a) 出力が平衝状態にある炉心で出力分布を測定
し、(b) 同時に、炉心全体における中性子の収支
に影響を与える制御可能なパラメータの値を測定
し、(c) 前記中性子の収支に相関する係数と前記
出力分布に相関する他の係数とを含む膨張係数を
有する横バツクリング分布式を、前記横バツクリ
ング係数について決定し、(d) 前記決定された横
バツクリング分布式を用いて前記１次元拡散理論
炉心モデルにより発生される中性子の収支及び前
記出力分布が、前記制御可能なパラメータの測定
値によつて表される実際の炉心状態についての炉
心全体における中性子の収支と、測定された出力
分布とに、予め設定された公差内で一致するよう
に、前記膨張係数を調整する、諸ステツプにより
行う。
尚、制御可能なパラメータには、制御棒位置、
炉心出力、原子炉冷却材の低温側温度、及び原子
炉冷却材のホウ素濃度等が含まれる。これ等のパ
ラメータ及び出力分布は測定することができ、後
者は可動又は固定の炉内検出器系により測定する
ことができるので、モデルは、炉心の寿命期間中
に生起する変動を補償するように正確に較正する
ことができる。
好適な実施例の説明 本発明は、電力を発生するための加圧水形原子
炉（PWRと略称する）に適用されるものとして
説明する。第１図に示すように、PWR１は、原
子炉容器７内に格納された炉心５を含む原子炉３
を備えている。炉心５内部での核分裂反応で熱が
発生され、この熱は、炉心を通つて流れる原子炉
冷却材、即ち軽水により吸収される。加熱された
冷却材は、ホツトレツグ部９を介して蒸気発生器
１１に循環され、この蒸気発生器で、熱は蒸気を
発生するのに利用され、この蒸気でタービン発電
機（図示せず）が駆動されて電力が発生される。
冷却された原子炉冷却材は、コールドレツク部
（原子炉冷却材の低温側）１５を介して原子炉冷
却材ポンプ１３により原子炉３に戻される。第１
図には図示を明瞭にするために１つの蒸気発生器
しか示していないが、典型的なPWRは２〜４基
の蒸気発生器を有しており、これ等の全ての蒸気
発生器が蒸気を単一のタービン発電機に供給す
る。
炉心５の反応度は、原子炉冷却材中にホウ素の
ような中性子吸収材を溶解したり、炉心内に制御
棒１７を挿入することにより制御される。原子炉
冷却材のホウ素濃度は、原子炉冷却材ポンプ１３
の上流側でコールドレツグ部１５から冷却材を取
り出し、必要に応じホウ素を添加したり除去して
適切なホウ素濃度を有する冷却材をポンプ１３の
下流側でコールドレツグ部１５に戻す原子炉補給
水系１９により調整される。中性子吸収材料から
なる制御棒１７は、制御棒制御系２１により炉心
５内に挿入されたり該炉心５から引き抜かれる。
制御棒制御系２１は、原子炉制御系２３からの指
令を受ける。
炉外中性子検出器２５は、原子炉３の中性子
束、従つて出力レベルを監視する。更に、殆どの
PWRには、可動の炉内中性子検出器系２７が設
けられており、この炉内中性子検出器系２７は、
炉心５を横切つて分布された多数のシンプル２９
を備え、該シンプル２９を通して可動の検出器３
１を挿入し、炉心内の出力分布の詳細なマツプを
発生することができる。このようなマツピング
は、炉心内に潜在的又は実際の限界的ホツトスポ
ツトが存在するか否かを判定するために周期的
に、例えば月毎に行われる。
PWRのなかには、シンプル２９に類似のシン
プル内に永久的に配置された一連の検出器を含む
固定の炉内検出器系が設けられているものがあ
る。この種の装備は、可動の炉内検出器系を必要
としないが、非常に高価であり、その理由から普
遍的には使用されていない。
本発明は、プラントのオペレータの要求に応じ
或は自動制御系又は保護系の一部として炉心の性
能に関する種々の予測を行う炉心応答予測装置３
３に向けられたものである。この予測装置３３
は、炉外検出器２５により行われる中性子束読取
り及び可動の炉内検出器系２７により発生される
中性子束マツプ或は設けられている場合に固定の
炉内検出器により発生される中性子束マツプのよ
うな種々のプラント情報を集める。また、予測装
置３３は、制御棒位置指示装置３５のような炉心
内の制御棒１７の位置、温度センサ３７により表
示されるコールドレツグ部の温度、圧力トランス
ジユーサ３９により検出される炉心冷却材系統の
圧力及び計器４１により測定されるか又はサンプ
リング及び化学分析により求められる炉心冷却材
内のホウ素濃度を利用する。センサ４３によつて
測定されるホツトレツグ部温度とセンサ３７によ
り表示されるコールドレツグ部の温度との間の温
度差△ｔは原子炉により発生される出力の１つの
尺度であり、この温度差信号も予測装置３３に供
給される。別法として、炉心出力の尺度は、Ｎ−
16出力計（広く用いられてはいない）を用いての
窒素−16（Ｎ−16）出力測定により求めることが
できる。温度差△ｔは、原子炉制御系から得られ
るものであるが、説明の簡便上第１図には加算器
４５により発生されるものとして示してある。予
測装置が自動制御系に組み込まれている場合に
は、予測装置３３により発生される予測情報は、
第１図に破線で示すように原子炉制御系２３に供
給される。
炉心応答予測装置３３においては、後述するよ
うに、炉心全体における中性子の応答を特徴的に
表す下記の周知の拡散理論方程式の単純化が用い
られる。
１／φ（ｘ，ｙ，ｚ）▽・Ｄ（ｘ，ｙ，ｚ）＝▽φ（ｘ
， ｙ，ｚ）＝〓Σf（ｘ，ｙ，ｚ）−Σa（ｘ，ｙ，ｚ）…
（式１） 上式中 φ＝中性子束 Ｄ＝拡散係数 ▽・Ｄ△＝位置（ｘ，ｙ，ｚ）における中性子
流の発散を表す算術演算子 τ＝核分裂毎に放出される中性子 Σf＝マクロ核分裂断面積 Σa＝マクロ吸収断面積 炉心内の任意の位置において、式(1)の右辺の第
１項は、中性子の発生を表し、第２項は中性子の
吸収を表し、従つて、左辺の項は、右辺の項の大
きさに依存する当該位置に入る或は当該位置から
出る中性子の拡散を表す。PWRにおける中性子
（neutronica）計算においては、式(1)における算
術演算子▽・Ｄ△を、次のように表わすことがで
きる単純なラプラス演算子Ｄ▽2で置換するのが
慣行となつている。
Ｄ▽2＝Ｄδ2／δx2＋δ2／δy2＋δ2／δz2…（式２） この置換を行い、式(2)を式(1)に代入して書き換
えると次式が得られる。
１／φ（ｘ，ｙ，ｚ）Ｄ（ｘ，ｙ，ｚ）δ2φ／δz2＝
τΣf（ｘ， ｙ，ｚ）−Σa（ｘ，ｙ，ｚ） −１／φ（ｘ，ｙ，ｚ）Ｄ（ｘ，ｙ，ｚ）〔δ2／δx2
＋δ2／δy2〕 φ（ｘ，ｙ，ｚ）…（式３） 式(3)を簡略化し、オンラインで炉心性能を予測
するのに必要な計算を軽減するために、横方向
（ｘ，ｙ）における位置に対する各種パラメータ
の依存性を無視し、パラメータの横方向に平均化
されたこの値をこの式に代入する。更に、ラプラ
ス演算子の横方向成分を単純な数値であるパラメ
ータＢ２ xyにより置換する。尚、このパラメータ
は、横バツクリング項と称されるものであつて、
用いられるモデルの複雑性及び正確性のレベルに
依存し軸方向位置の関数となる場合もあるし、ま
た、関数とならない場合もある。その結果得られ
る横バツクリングの軸方向変動を考慮した式は次
の形態を取る。
１／φ(z) δ2／δz2φ(z)＝f(z)−a(z)−２ xy(z)…（式４） 上式(4)は高さに依存する１次元拡散理論方程式
であり、横バツクリング項は、横方向における中
性子の収支の点毎の決定の代わりにX-Y平面にお
ける全中性子漏れを考慮する係数である。
従来の１次元モデルでの難点は、適切な補償を
与え然も炉心の経年中、連続して、最適な補償を
与えるバツクリング係数に対する式を選択するこ
とにある。
目標は、下記の一般式、 ２ xy(z)＝I 〓z-1 AiFi(z)…（式５） の形態にある横バツクリング分布式における膨張
係数を固定し、予測装置３３によつて計算される
炉心平均軸方向出力分布と可動の炉内検出器系２
７（又は適当であれば固定の炉内検出器）により
合成される炉心平均軸方向出力分布との間及び予
測装置３３によつて計算される臨界ホウ素濃度と
計器４１により測定されるか又はサンプリングし
化学分析により求められる実際の臨界ホウ素濃度
との間に最良の達成可能な一致を得ることであ
る。
横バツクリング値Ｂ２ xy(z)の軸方向分布を近似
するのによく適している関数Fo(z)の集合のうち
の第１の数項は次の形態を有することが判明し
た。
F1(z)＝１ F2(z)＝cos〓ｚ／Ｚ F3(z)＝cos２〓ｚ／Ｚ＋１／２ F4(z)＝cos３〓ｚ／Ｚ＋cos〓ｚ／Ｚ F5(z)＝cos４〓ｚ／Ｚ＋cos２〓ｚ／Ｚ＋１／２ 下記の一般帰納関係を用いて付加項を加えるこ
とができよう。
Fo(z)＝cos（ｎ−１）〓ｚ／Ｚ＋Fo-2(z) 上式中Ｚは、上部及び下部における補外距離を
含む炉心の全高を表し、ｚは、横バツクリング係
数が決定される下部補外距離を含む炉心の高さを
表す。
従つて、 Ｂ２ Ｂ２ xy(z)＝A1(i)＋A2cos〓ｚ／Ｚ＋A3〔cos２〓ｚ／Ｚ＋１
／２〕＋A4〔cos３〓ｚ／Ｚ＋cos〓ｚ／Ｚ〕＋A5〔cos
４〓ｚ／Ｚ
＋cos２〓ｚ／Ｚ＋１／２〕＋…AoFo(z)… また、係数A1は、中性子の収支と相関を有し、
従つて炉心の全体の出力に関係し、そして残余の
係数は軸方向出力分布もしくは点毎の出力と相関
していることが判明した。更に具体的に述べる
と、係数A2〜A5の各々は、下記のように出力分
布特性パラメータと相関する。
A2は軸方向偏差AOと相関する。
A3は軸方向ピンチAPと相関する。
A4は軸方向の４分の1AQと相関する。
A5は軸方向の５分の1ARと相関する ここで、 AO＝上部１／２出力−下部１／２出力／全炉心出力 Ａ Ｐ＝中間部１／３出力−上部１／３出力−下部１／３出
力／全炉心出力 Ａ Ｑ＝上部１／４出力−第21／４出力＋第31／４出力−第
41／４出力／全炉心出力 Ａ Ｒ＝上部１／５出力−第21／５出力／全炉心出力＋第31
／５出力−第41／５出力＋下部１／５出力／全炉心出力
中性子束マツプデータを用いての実際のバツク
リング探索は次のステツプからなる。
１） 可動の炉外検出器系２７（又は固定炉内検
出器）により発生された測定炉心軸方向出力分布
を、典型的に４つの出力分布特性パラメータ
AO，AP，AQ及びARに分解する。
２） 係数A3，A4及びA5の初期値を求める。炉
心燃焼の初期段階における先行の較正結果が利用
可能である場合には、これ等の値は現在の較正に
対し適当な初期値である。A3，A4及びA2の最近
の値が利用可能でない場合には、0.0の初期値を
用いることが許される。
３） 順次、次のサブステツプを実行する。
ａ） A2の値の初期推定を行う。
ｂ） A1＝0.0に設定する。
ｃ）A2の推定値及びA3，A4及びA5の初期値を
用いて横バツクリング軸方向分布Ｂ２ xy(z)の値
を計算する。
ｄ）実際に軸方向に平均化された横バツクリン
グ値である係数A1の値を調整し、１次元拡散
理論方程式（式４）に横バツクリング分布を挿
入して計算軸方向出力分布及び出力レベル、制
御棒位置、コールドレツグ部温度及び基準中性
子マツプと同時に記録されたホウ素濃度の測定
値を用いて、炉心体積全体に渡る中性子の収
支、即ち中性子発生及び吸収バランスを表す
A1の値を求めることにより臨界を決定する。
ｅ）計算された出力分布から軸方向偏差AOcを
抽出する。
ｆ）計算軸方向オフセツトAOcを基準「測定」
出力分布AOnと比較する。
ｇ）A2の推定値を修正し、比較されるAO値間
の差が予め設定された最大許容値より小さくな
るまでサブステツプｂ）〜ｆ）を繰り返す。
４） 然る後に、A2を「最良」値に固定して同
じプロセスもしくは過程を繰り返し、APパラ
メータの測定値と計算値との間の差を最小にす
るA4の値を探索する。このプロセスを再度繰
り返してAQパラメータ値の比較を基にA4を評
価し、最後にAR値を用いてA5を評価する。
経験の示すところによれば、ステツプ３）及
び４）を幾度か反復して集合の高位の係数の値
を先行の繰り返しで見出した値に保持し、各係
数の値を更に純化するのが一般に望ましい。
第２図には、炉心予測装置４７、初期条件更新
装置４９及び較正装置５１を具備する炉心パラメ
ータ予測装置３３の機能形態がブロツク図で示し
てある。慣用の信号処理装置５３は、コールドレ
ツグ部温度、原子炉冷却材圧力、ホツトレツグ部
とコールドレツグ部との間の温度差△ｔ、制御棒
位置、炉外中性子検出器応答或は適当であれば炉
中性子検出器応答及び時間を含む入力信号を調整
する。軸方向出力分布合成装置５５は、周知の方
法を用いて、中性子束検出器応答信号から現在の
炉心平均軸方向出力分布ｑ（ｚ）の高頻度で更新
される信頼性の高い表示を発生する。ヨウ素／キ
セノン濃度計算装置５７は、炉心平均軸方向出力
分布ｑ（ｚ）の表示を利用して、それぞれ、現在
の炉心平均軸方向ヨウ素−135及びキセノン−135
の濃度分布Ｉ（ｚ）、Xe（ｚ）の高頻度で更新され
る表示を発生する。本出願人の特開昭61−38595
号公報は、目的は異なるがこれ等の分布を発生す
る技術を開示している。軸方向燃焼アキユムレー
タ５９は、合成装置５５からの炉心平均軸方向出
力分布ｑ（ｚ）の表示及び任意適当な時間信号源
からの時間信号を受けて、炉心平均軸方向燃焼分
布BU（ｚ）の高頻度で更新される表示を発生す
る。
炉予測装置４７の一部分を形成するインターフ
エース装置６１は、主として信号処理装置５３か
らの処理されたプラントデータ及び軸方向出力分
布合成装置５５、ヨウ素及びキセノン濃度計算装
置５７及び軸方向燃焼アキユムレータ５９からの
炉心平均軸方向分布データを受け、適当であれ
ば、これ等のデータを炉心計算に適している単位
の値に変換する。例えば、計算装置５７で用いら
れる好適なアルゴリズムにより、基準化された単
位でヨウ素及びキセノン濃度が発生される。イン
ターフエース装置６１は、後述する炉心パラメー
タ予測装置用較正器即ちCPP較正器５１により
発生され周期的に更新される乗算値を用いて、基
準化されたヨウ素及びキセノン濃度値を、一般に
用いられている立方センチメートル当りの原子数
の形態にある最良の推定値に変換する。
ホウ素濃度情報は、原子炉評価においてインタ
ーフエース装置６１により直接受信される。ま
た、インターフエース装置６１は炉心パラメータ
予測データベース、即ちCPPデータベース６３
にアクセスし、コンピユータのメモリに種々の変
換された値を格納する。
CPPデータベース６３は下記のものを含む。
１） インターフエース装置６１を通されて高頻
度で更新される初期条件データ ２） 炉心設計者により最初から供給されるサイ
クル依存核断面積、炉心記述子
（descriptions）及び物理定数、並びに ３） CPP較正器５１により発生され、コンピ
ユータのメモリに格納されて、炉心パラメータ
予測装置もしくはCPP４７により実行される
実際の予測計算で用いられる周期的に更新され
る横バツクリングパラメータ、CPPデータベ
ースは較正器データベース７１とデータ交換を
行う。
炉心パラメータ予測装置４７の核心部は、コン
ピユータソフトウエアとして具備された計算アル
ゴリズム及び計算制御論理の集合６５と、人間で
ある使用者又は原子炉制御系２３内に具備するこ
とができるような他のコンピユータソフトウエア
パツケージとの交信を容易にするための対話型命
令（マン−マシンインターフエース）MMI６７
である。炉心パラメータ予測装置４７の機能は、
MMI６７を介して、どのような予測を行うべき
かに関する使用者からの命令を受け付け、その計
算アルゴリズム６５及びデータベース６３を利用
して必要な計算を行い、その結果を、MMI６７
を介して使用者に報知することである。アルゴリ
ズム６５に具現されている基本的な方法論は周知
である。全ての必要な機能を具現するコンピユー
タコード（符号）は利用可能である。例えば、１
次元拡散理論炉心モデルを利用する適当なコード
は、米国イリノイ州のアルゴンヌ（Algonne 所
在のアルゴンヌ・ナシヨナル・ラボラトリ
（Algonne National Laboratory）で運営されて
いるナシヨナル・エネルギ・ソフトウエア・セン
タ（National Energy Software Center）から
入手可能であり、その「プログラム・アブストラ
クトの作成（ANL−7411改訂）」（Compilation
of Program Abstracts，ANL−7411 Revised，
1979年５月）にHFNと表示されて「NESC
Abstract 241」に記述されている。係数A1〜A5
を用いる既述の分布式は、このモデルにおいてバ
ツクリングパラメータとして利用することができ
る。CPP論理及びアルゴリズムパツケージ６５
は、較正器５１内の横バツクリング係数探索コン
トローラ７９と交信する。
また、CPP４７は、合成装置５５からの炉心
平均軸方向出力分布データ及び充分に信頼性の高
い形態で得られる場合には信号処理装置５３から
の現在の炉心冷却材系ホウ素濃度情報を受け取つ
て、これ等のデータを、アルゴリズム６５を用い
て予測装置により発生される等価情報と比較する
チエツク回路６９を備えている。この比較は、
CPP４７の作動直後、入力初期条件データの有
効性及びアルゴリズム６５によつて行われる初期
計算の正確性に関するチエツクとして行われる。
チエツク回路６９により受容し得る一致が見つけ
られなかつた場合には、アルゴリズム６５によつ
て発生された結果に信頼性が無いことを表わすメ
ツセージが使用者に伝達され、アルゴリズム６５
によるCPPの動作は禁止される。
初期条件更新回路４９及びその支援要素は、定
常状態下及び通常の過渡運転状態下双方で機能す
るものと期待される。更新頻度は、通常の過渡状
態下では近似値に５分毎に一度の更新であり、そ
して基底の負荷の定常状態条件下では近似的に15
分毎に一度の交信である。
炉心パラメータ予測装置（CPP）較正器５１
の機能的較正形態が第３図にブロツク図で示して
ある。可動検出器信号プロセツサ（処理回路）７
３は、周期的中性子束マツピング動作中、可動検
出器系２７からデータを受け取つて、詳細な炉心
平均軸方向出力分布を発生する。この機能を実行
するための適当なコンピユータコードは、PWR
設備で一般に使用されているものである。別法と
して、固定の炉内信号プロセツサ７５は、設けら
れている場合に一連の固定の炉内中性子又はガン
マ線検出器により発生する信号を受けて、詳細な
炉心平均軸方向出力分布を発生する。この代替手
段は、完全な装備の固定炉内検出器が設けられて
いるPWR設備においてのみ適用可能である。
CPP較正器５１内のインターフエース回路７
７は、適当であるプロセツサ７３又は７５により
発生される炉心平均軸方向出力分布及び初期条件
更新回路４９から受ける或る種のデータを受け
て、これ等のデータをCPP較正器データベース
７１内に挿入する。初期条件更新回路４９から受
けるデータは信号プロセツサ５３から供給される
制御棒位置、コールドレツグ温度及び出力レベ
ル、中性子束マツプデータがプロセツサ７３又は
７５により処理された時にアキユムレータ５９に
より発生される軸方向燃焼度分布及び計器４１又
は化学分析により発生されるホウ素濃度の正確な
同時点値を含む。較正器データベース７１は、計
算における共通性を確保するために、CPPデー
タベース６３の核定数部分を共用する。
横バツクリング係数探索コントローラ７９は、
バツクリング係数値が考慮される順序を設定する
と共に適切な横バツクリング係数の遂次値を選択
するために予め確定された論理シーケンスを用い
る。選択プロセスにおいては、適切な係数の初期
値が選択され、選択された初期値がそのデータベ
ース７１に、そしてそこからCPPデータベース
６３に通され、更に、CPP論理及びアルゴリズ
ム６５において臨界探索が開始され、横バツクリ
ング式における炉心平均横バツクリングA1の値
を調節して、予め選択された公差内で総合中性子
バランスが求められる。その結果得られる炉心平
均軸方向出力分布は、CPP論理及びアルゴリズ
ム６５から探索コントローラ７９に戻され、該コ
ントローラにおいて、計算された炉心平均軸方向
分布は特性パラメータAO，AP，AQ等々の集合
に分解され、考察中のバツクリング係数に対応す
る適切なパラメータの値を、測定出力分布から導
出されてデータベース７１に格納されている基準
値と比較する。関連の出力分布特性パラメータの
計算値及び基準値が予め設定された公差範囲内で
一致した場合には、バツクリング係数の選択され
た値は、予測装置４７で爾後的に使用するために
２つのデータベース７１及び６３に格納され、そ
して探索コントローラは次のバツクリング係数に
移る。上述の値が予め設定された公差範囲内で一
致しない場合には、探索コントローラの論理を起
動して、問題となつているバツクリング係数の比
較的な意味において良好な値を選択し、この新し
い値を記憶し、臨界探索を開始し、臨界探索の結
果をテストする過程が繰返される。この予測装置
の周期的較正は初期条件のリセツトと相俟つて、
予測が炉心の寿命に渡り有効に留まることを保証
する。
炉心パラメータ予測装置の較正器５１及びその
支援要素は、平衡衝な定常状態条件下で得られた
データを供給された場合にのみ機能する。通常の
較正頻度数は、プラント運転の各等価全出力月毎
に一度を越えることはないと期待される。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明を具現する加圧水型原子炉の模
式的説明図、第２図は第１図に示した原子炉の一
部を形成し本発明に適応される炉心パラメータ予
測装置の機能的ブロツク図、第３図は第２図の炉
心パラメータ予測装置で用いられ本発明の教示に
従つて構成された較正器の機能的ブロツク図であ
る。 ３…原子炉、５…炉心、２５…炉外中性子検出
器、２７…炉内中性子検出器、３３…炉心応答予
測装置、４７…炉心パラメータ予測装置。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ マクロ断面積、拡散係数及び横バツクリング
    係数を含む炉心高さに依存する中性子パラメータ
    を有する１次元拡散理論炉心モデルを用いるオン
    ライン炉心性能予測装置を中性子の収支及び出力
    分布に関して較正する方法であつて、 前記横バツクリング係数の周期的な調整を、 (a) 出力が平衡衝状態にある炉心で出力分布を測
    定し、 (b) 同時に、炉心全体における中性子の収支に影
    響を与える制御可能なパラメータの値を測定
    し、 (C) 前記中性子の収支に相関する係数と前記出力
    分布に相関する他の係数とを含む膨張係数を有
    する横バツクリング分布式を、前記横バツクリ
    ング係数について決定し、 (d) 前記決定された横バツクリング分布式を用い
    て前記１次元拡散理論炉心モデルにより発生さ
    れる中性子の収支及び前記出力分布が、前記制
    御可能なパラメータの測定値によつて表される
    実際の炉心状態についての炉心全体における中
    性子の収支と、測定された出力分布とに、予め
    設定された公差内で一致するように、前記膨張
    係数を調整する、 諸ステツプにより行う、オンライン炉心性能予
    測装置の較正方法。 ２ 前記測定された出力分布を複数の測定出力分
    布特性パラメータに分解するステツプを含むと共
    に、前記横バツクリング分布式を決定するステツ
    プは、前記中性子の収支と相関する前記係数に加
    えて、前記測定出力分布特性パラメータの各々と
    相関する複数の出力分布関連係数を有する分布式
    を決めることを含んでおり、前記膨張係数を調整
    するステツプは、前記係数を用いて前記１次元拡
    散理論炉心モデルにより計算された出力分布から
    解析的に求められた計算出力分布特性パラメータ
    の各々が、前記相関した測定出力分布特性パラメ
    ータの予め設定された公差内になるまで、前記出
    力分布関連係数を逐次反復的に且つ増分的に調整
    することを含んでいる、特許請求の範囲第１項記
    載のオンライン炉心性能予測装置の較正方法。 ３ 前記制御可能なパラメータの測定値で前記１
    次元拡散理論炉心モデルを用いて臨界を求めるた
    めに、炉心全体における中性子の収支と相関する
    前記膨張係数を調整することを含む特許請求の範
    囲第２項記載のオンライン炉心性能予測装置の較
    正方法。 ４ 出力分布を測定する前記ステツプは、可動炉
    内検出器系を用いて３次元出力分布を測定し、該
    ３次元出力分布から炉心平均軸方向出力分布を解
    析的に求めることからなる特許請求の範囲第２項
    記載のオンライン炉心性能予測装置の較正方法。 ５ 出力分布を測定する前記ステツプは、固定の
    炉内検出器を用いて３次元出力分布を測定し、該
    ３次元出力分布から炉心平均軸方向出力分布を解
    析的に求めることからなる特許請求の範囲第２項
    記載のオンライン炉心予測装置の較正方法。
JP62062801A 1986-03-19 1987-03-19 オンライン炉心性能予測装置の較正方法 Granted JPS62229097A (ja)

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