JPH11337677A - Performance calculator for reactor core - Google Patents
Performance calculator for reactor coreInfo
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- JPH11337677A JPH11337677A JP10146894A JP14689498A JPH11337677A JP H11337677 A JPH11337677 A JP H11337677A JP 10146894 A JP10146894 A JP 10146894A JP 14689498 A JP14689498 A JP 14689498A JP H11337677 A JPH11337677 A JP H11337677A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉炉心性能計
算装置に係り、特に酸化ウラン及び酸化プルトニウムの
各酸化物を含む混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料と称する）
を充填した燃料棒を備えた燃料集合体（ＭＯＸ燃料集合
体と称する）を装荷した原子炉の炉心性能を計算するの
に好適な原子炉炉心性能計算装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a reactor core performance calculation apparatus, and more particularly to a mixed oxide fuel containing uranium oxide and plutonium oxide (hereinafter referred to as MOX fuel).
TECHNICAL FIELD The present invention relates to a reactor core performance calculation device suitable for calculating a core performance of a reactor loaded with a fuel assembly (referred to as a MOX fuel assembly) provided with fuel rods filled with NO.
【０００２】[0002]
【従来の技術】従来の原子炉炉心性能計算装置について
説明する。この原子炉炉心性能計算装置は、図２に示す
手順で炉心性能計算を行う。まず、炉心流量，炉心熱出
力，制御棒位置等の原子炉の炉心状態データ及び中性子
検出器の測定値等のプラントデータと、あらかじめ燃料
集合体毎に計算された中性子無限増倍率，巨視的断面
積，核種毎の微視的断面積等の核定数と、その他必要な
データを読込む（ステップ１）。ステップ１で入力する
核定数は、燃焼度，減速材密度等のパラメータでテーブ
ル化してある。次に、各燃料集合体への流量配分を計算
し(ステップ５)、この計算結果を用いてボイド分布を計
算する（ステップ６）。更に、Ｘｅ−１３５，Ｓｍ−１
４９の原子数密度を計算する(ステップ７)。次に、ボイ
ド分布から減速材密度分布を計算し、その減速材密度や
燃焼度，Ｘｅ−１３５，Ｓｍ−１４９の原子数密度等か
ら、既に読込んである核定数を用いて、燃料タイプ毎の
核定数を計算する（ステップ８）。さらに、中性子検出
器の測定値を用いて核定数調整パラメータを計算し、そ
のパラメータを用いて核定数を補正する(ステップ９)。
次に、その補正された核定数を用いて、中性子束分布を
計算する(ステップ１０)。その中性子束分布を出力分布
に変換し（ステップ１１）、収束判定を行い（ステップ
１２）、収束していれば熱的評価計算を実施し（ステッ
プ１３）、処理を終了する。収束していない場合には、
流量配分計算に戻る。2. Description of the Related Art A conventional reactor core performance calculation apparatus will be described. This reactor core performance calculation device performs a core performance calculation in the procedure shown in FIG. First, reactor core condition data such as core flow rate, core heat output, control rod position, and plant data such as neutron detector measurement values, neutron infinite multiplication factor calculated in advance for each fuel assembly, macroscopic disconnection Nuclear constants such as area and microscopic cross-sectional area for each nuclide, and other necessary data are read (step 1). The nuclear constant input in step 1 is tabulated with parameters such as burnup and moderator density. Next, the flow distribution to each fuel assembly is calculated (step 5), and the void distribution is calculated using the calculation result (step 6). Further, Xe-135, Sm-1
The number density of 49 is calculated (step 7). Next, the moderator density distribution is calculated from the void distribution, and from the moderator density, the burnup, the atomic number density of Xe-135, Sm-149, and the like, the nuclear constants already read are used for each fuel type. Calculate the nuclear constant (step 8). Further, a nuclear constant adjustment parameter is calculated using the measured value of the neutron detector, and the nuclear constant is corrected using the parameter (step 9).
Next, a neutron flux distribution is calculated using the corrected nuclear constant (step 10). The neutron flux distribution is converted into an output distribution (step 11), convergence determination is performed (step 12), and if converged, a thermal evaluation calculation is performed (step 13), and the process ends. If not converged,
Return to the flow distribution calculation.
【０００３】[0003]
【発明が解決しようとする課題】従来の軽水炉は、燃料
集合体として、燃焼度０の新燃料集合体の状態(製造時)
において核燃料物質として酸化ウランを含み酸化プルト
ニウムを含まない燃料棒を備えた燃料集合体（以下、ウ
ラン燃料集合体と称する）を用いている。上記した従来
の原子炉炉心性能計算装置での炉心性能計算も、ウラン
燃料集合体のみが装荷された軽水炉の炉心を対象として
いる。このため、そのような炉心に対する炉心性能計算
では、炉心内の全ての燃料集合体に対して図２に示した
同じ処理が実施されている。In a conventional light water reactor, a new fuel assembly having a burn-up of 0 is used as a fuel assembly (at the time of manufacture).
Uses a fuel assembly including a fuel rod containing uranium oxide and no plutonium oxide as a nuclear fuel substance (hereinafter referred to as a uranium fuel assembly). The core performance calculation by the above-mentioned conventional reactor performance calculator also targets the core of a light water reactor loaded with only a uranium fuel assembly. Therefore, in the core performance calculation for such a core, the same processing shown in FIG. 2 is performed for all the fuel assemblies in the core.
【０００４】ところが、最近、軽水炉において炉心内に
ＭＯＸ燃料集合体を装荷することが考えられている。Ｍ
ＯＸ燃料集合体は、燃焼度０の新燃料集合体の状態(製
造時)において核燃料物質としてＭＯＸ燃料を含んでい
る。ＭＯＸ燃料集合体は、ウラン燃料集合体と特性が異
なるため、図２に示した炉心性能計算の処理のなかで、
ウラン燃料集合体と異なった処理を行う必要が生じる。However, recently, it has been considered that a MOX fuel assembly is loaded in a light water reactor within a core. M
The OX fuel assembly contains MOX fuel as a nuclear fuel substance in the state of a new fuel assembly having a burnup of 0 (at the time of manufacture). Since the MOX fuel assembly has different characteristics from the uranium fuel assembly, during the processing of the core performance calculation shown in FIG.
It is necessary to perform processing different from uranium fuel assemblies.
【０００５】例えば、ＭＯＸ燃料集合体に含まれている
がウラン燃料集合体には含まれていないＰｕ−２４１
は、重要な核分裂性核種であり、半減期約１３年でβ崩
壊によりＡｍ−２４１に崩壊する。このＡｍ−２４１
は、核分裂断面積がＰｕ−２４１に比べ小さく、主に中
性子吸収反応に寄与する核種である。そのため、ＭＯＸ
燃料集合体は、炉心内に装荷されていなくても、時間の
経過に伴って反応度が変化していく。従って、ＭＯＸ燃
料集合体を装荷した炉心では、このＰｕ−２４１からＡ
ｍ−２４１への崩壊を考慮しないと、ウラン燃料集合体
を装荷した炉心（ウラン燃料装荷炉心という）に比べて
炉心性能計算の演算結果の誤差が拡大する。さらに、Ｍ
ＯＸ燃料集合体は、ウラン燃料集合体に比べ、中性子ス
ペクトルが硬くなる等、核特性が異なる。従って、特に
ＭＯＸ燃料集合体とウラン燃料集合体が混在する炉心で
は、炉心性能計算の精度をウラン燃料装荷炉心と同程度
に保つため、例えば、図２中の核定数調整パラメータに
よる核定数の補正処理等で、ＭＯＸ燃料集合体とウラン
燃料集合体とで異なった処理を行う必要が生じる。For example, Pu-241 contained in the MOX fuel assembly but not contained in the uranium fuel assembly
Is an important fissile nuclide and decay to Am-241 by beta decay with a half-life of about 13 years. This Am-241
Is a nuclide whose fission cross section is smaller than that of Pu-241 and mainly contributes to the neutron absorption reaction. Therefore, MOX
The reactivity of the fuel assembly changes with time even if it is not loaded in the core. Therefore, in the core loaded with the MOX fuel assembly, the Pu-241
If the collapse to m-241 is not considered, the error of the calculation result of the core performance calculation is larger than that of a core loaded with a uranium fuel assembly (referred to as a uranium fuel loaded core). Further, M
The OX fuel assembly has different nuclear properties, such as a harder neutron spectrum, than the uranium fuel assembly. Therefore, especially in a core in which a MOX fuel assembly and a uranium fuel assembly are mixed, in order to maintain the accuracy of the core performance calculation at the same level as that of the uranium fuel-loaded core, for example, correction of the nuclear constant by the nuclear constant adjustment parameter in FIG. In processing and the like, it is necessary to perform different processing for the MOX fuel assembly and the uranium fuel assembly.
【０００６】また、上述のように、ＭＯＸ燃料集合体と
ウラン燃料集合体はその核特性が異なるため、特にＭＯ
Ｘ燃料集合体とウラン燃料集合体が混在する炉心（ウラ
ン・ＭＯＸ混在炉心という）では、炉心管理上、熱的余
裕等を、ＭＯＸ燃料集合体とウラン燃料集合体に分けて
監視する必要性がある。[0006] As described above, the MOX fuel assembly and the uranium fuel assembly have different nuclear properties, so that MO
In a core in which an X fuel assembly and a uranium fuel assembly are mixed (referred to as a uranium / MOX mixed core), it is necessary to separately monitor the thermal margin and the like for the MOX fuel assembly and the uranium fuel assembly for core management. is there.
【０００７】ところが、上記従来技術では、炉心に装荷
されている燃料集合体が、ＭＯＸ燃料集合体であるか、
ウラン燃料集合体であるかを識別する手段がないため、
上述のＭＯＸ燃料集合体とウラン燃料集合体に異なった
処理をすることができないという問題点がある。However, according to the above-mentioned prior art, the fuel assembly loaded in the core is a MOX fuel assembly,
Since there is no way to identify whether it is a uranium fuel assembly,
There is a problem that different processing cannot be performed on the MOX fuel assembly and the uranium fuel assembly described above.
【０００８】本発明の目的は、ＭＯＸ燃料集合体とウラ
ン燃料集合体が混在する炉心に対する炉心性能計算の精
度を向上できる原子炉炉心性能計算装置を提供すること
にある。An object of the present invention is to provide a reactor core performance calculation device capable of improving the accuracy of core performance calculation for a core in which a MOX fuel assembly and a uranium fuel assembly are mixed.
【０００９】[0009]
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する本発
明の特徴は、原子炉の炉心状態データ及び中性子検出器
の測定値を入力するプラントデータ入力装置と、燃料集
合体毎に計算された核定数である中性子無限増倍率，巨
視的断面積及び核種毎の微視的断面積を記憶する記憶手
段と、前記プラント入力装置から入力したプラントデー
タと、前記記憶手段から読み出した核定数である中性子
無限増倍率，巨視的断面積及び核種毎の微視的断面積を
用いて原子炉炉心内の３次元出力分布を計算する３次元
炉心核熱水力特性解析装置と、前記３次元炉心核熱水力
特性解析装置で得られた結果を表示する表示装置を備え
た原子炉炉心性能計算装置において、前記記憶手段が、
原子炉の炉心内に装荷された、製造時において核燃料物
質としてウランを含みプルトニウムを含まない第１燃料
棒を備えた第１燃料集合体、及びウラン及びプルトニウ
ムを含む第２燃料棒を備えた第２燃料集合体を識別する
識別データを格納しており、前記３次元炉心核熱水力特
性解析装置は、前記識別データを用いて炉心性能計算の
対象となる燃料集合体が前記第１燃料集合体及び前記第
２燃料集合体のいずれであるかを判定し、前記対象とな
る燃料集合体が前記第２燃料集合体である場合には、前
記第１燃料集合体の場合と異なり、Ｐｕ同位体及びＡｍ
同位体の原子数密度を反映した核定数に基づいて前記炉
心の３次元出力分布を計算することにある。A feature of the present invention to achieve the above object is that a plant data input device for inputting core state data of a reactor and a measured value of a neutron detector, and a fuel cell calculated for each fuel assembly. A storage unit for storing a neutron infinite multiplication factor, a macroscopic cross section, and a microscopic cross section for each nuclide, which are nuclear constants; plant data input from the plant input device; and a nuclear constant read from the storage unit. A three-dimensional core thermal-hydraulic characteristic analyzer for calculating a three-dimensional power distribution in a reactor core using a neutron infinite multiplication factor, a macroscopic cross section, and a microscopic cross section for each nuclide; In a reactor core performance calculation device provided with a display device for displaying the result obtained by the thermal hydraulic characteristic analysis device, the storage means,
A first fuel assembly having a first fuel rod loaded in the core of a nuclear reactor and containing uranium as a nuclear fuel material and containing no plutonium during manufacturing, and a second fuel rod having a second fuel rod containing uranium and plutonium. The three-dimensional core nuclear thermal-hydraulic characteristic analysis apparatus stores the identification data identifying the fuel assembly, and the three-dimensional core nuclear thermal-hydraulic characteristic analysis apparatus uses the identification data to determine the fuel assembly to be subjected to core performance calculation by the first fuel assembly. It is determined whether the target fuel assembly is the second fuel assembly, and if the target fuel assembly is the second fuel assembly, unlike the case of the first fuel assembly, the Pu isotope is determined. Body and Am
It is to calculate a three-dimensional power distribution of the core based on a nuclear constant reflecting the atomic number density of the isotope.
【００１０】[0010]
【発明の実施の形態】以下、本発明の原子炉炉心性能計
算装置を実施例を用いて説明する。BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION Hereinafter, a reactor core performance calculation apparatus according to the present invention will be described with reference to embodiments.
【００１１】本発明の第１実施例である原子炉炉心性能
計算装置を図１及び図３により説明する。本実施例の原
子炉炉心性能計算装置は、原子炉１４及び炉心１５から
炉心状態データ（炉心流量，炉心熱出力及び制御棒位置
等）及びプラントデータ（中性子検出器の測定値等）を
入力するプラントデータ入力装置１６，予め燃料集合体
毎に計算された核定数を記憶しておく記憶装置１７，３
次元炉心核熱水力特性解析装置１８，入力装置１９及び
表示装置２０を備える。３次元炉心核熱水力特性解析装
置１８は、プラントデータ入力装置１６及び記憶装置１
７からデータを読込み、出力分布等の解析を実施する。
入力装置１９は、原子炉の運転員がデータ及び指示情報
等を入力するものである。表示装置２０は、３次元炉心
核熱水力特性解析装置１８での解析結果を表示する。A reactor core performance calculation apparatus according to a first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. The reactor performance calculator of this embodiment inputs core state data (core flow rate, core heat output, control rod position, etc.) and plant data (measured values of neutron detectors, etc.) from the reactors 14 and 15. Plant data input device 16, storage devices 17 and 3 for storing nuclear constants calculated in advance for each fuel assembly
A three-dimensional core thermal-hydraulic characteristic analyzer 18, an input device 19, and a display device 20 are provided. The three-dimensional core thermal-hydraulic characteristics analyzer 18 includes a plant data input device 16 and a storage device 1.
The data is read from 7, and the output distribution and the like are analyzed.
The input device 19 is used by a reactor operator to input data, instruction information, and the like. The display device 20 displays an analysis result obtained by the three-dimensional core thermal-hydraulic characteristics analyzer 18.
【００１２】次に、本実施例の原子炉炉心性能計算装置
における３次元炉心核熱水力特性解析装置１８での、炉
心性能計算の手順を図１に示す。まず、図２に示す手順
と同様に、炉心流量，炉心熱出力，制御棒位置等の原子
炉の炉心状態データ、及び中性子検出器の測定値等のプ
ラントデータを、プラントデータ入力装置１６から、予
め燃料集合体毎に計算された核定数である中性子無限増
倍率，巨視的断面積及び核種毎の微視的断面積を記憶装
置１７から、取り込む（ステップ１）。更に、記憶装置
１７は、炉心の水平断面における各位置（（Ｘi，Ｙj）
の座標で表示）に装荷された各燃料集合体の種類（ＭＯ
Ｘ燃料集合体またはウラン燃料集合体）を記憶すると共
に、燃料集合体の種類に対応した識別データ（ＭＯＸ燃
料集合体の識別データＡまたはウラン燃料集合体の識別
データＢ）を記憶している。結果的に、記憶装置１７
は、炉心内の各装荷位置（Ｘi，Ｙj）における各燃料集
合体と識別データとを対応付けたテーブル情報を記憶し
ている。Next, FIG. 1 shows a procedure for calculating core performance in the three-dimensional core thermal-hydraulic characteristics analyzer 18 in the reactor performance calculator of the present embodiment. First, similarly to the procedure shown in FIG. 2, plant state data such as core flow rate, core heat output, control rod position, etc., and plant data such as a measured value of a neutron detector are transmitted from the plant data input device 16. A neutron infinite multiplication factor, a macroscopic cross-sectional area, and a microscopic cross-sectional area for each nuclide, which are nuclear constants previously calculated for each fuel assembly, are fetched from the storage device 17 (step 1). Further, the storage device 17 stores each position ((X i , Y j )) in the horizontal section of the core.
Of each fuel assembly (MO
X fuel assemblies or uranium fuel assemblies) as well as identification data (identification data A of MOX fuel assemblies or identification data B of uranium fuel assemblies) corresponding to the types of fuel assemblies. As a result, the storage device 17
Stores table information in which each fuel assembly at each loading position (X i , Y j ) in the core is associated with identification data.
【００１３】記憶装置１７に記憶されている上記テーブ
ル情報より装荷位置（Ｘ1，Ｙ1）における燃料集合体に
対する識別データを読み取り、その燃料集合体がＭＯＸ
燃料集合体かウラン燃料集合体かを識別する（ステップ
２）。読み取った識別データがＡであれば、その燃料集
合体は、ＭＯＸ燃料集合体である。読み取った識別デー
タがＢであれば、その燃料集合体は、ウラン燃料集合体
である。装荷位置(Ｘ1，Ｙ1)に位置する燃料集合体がＭ
ＯＸ燃料集合体である場合には、上記テーブル情報より
識別データＡが読み取られる。ステップ２の判定は、Ｍ
ＯＸ燃料集合体となり、ステップ３の処理が実行され
る。The identification data for the fuel assembly at the loading position (X 1 , Y 1 ) is read from the table information stored in the storage device 17 and the fuel assembly is read as MOX.
A fuel assembly or a uranium fuel assembly is identified (step 2). If the read identification data is A, the fuel assembly is a MOX fuel assembly. If the read identification data is B, the fuel assembly is a uranium fuel assembly. The fuel assembly located at the loading position (X 1 , Y 1 ) is M
In the case of the OX fuel assembly, the identification data A is read from the table information. The determination in step 2 is M
It becomes an OX fuel assembly, and the process of step 3 is executed.
【００１４】ステップ３では、燃料集合体の高さ方向を
複数に分割して得られる各ノード毎に、Ｐｕ−２４１，
Ａｍ−２４１の各原子数密度が計算される。Ｐｕ−２４
１の原子数密度は、Ｐｕ−２４０の原子数密度，微視的
中性子捕獲断面積及び中性子束，Ｐｕ−２４１の原子数
密度，微視的中性子吸収断面積及び崩壊定数を用い、核
種の生成崩壊の方程式を解くことによって求められる。
Ａｍ−２４１の原子数密度は、Ｐｕ−２４１の原子数密
度及び崩壊定数，Ａｍ−２４１の原子数密度，微視的中
性子吸収断面積及び崩壊定数を用い、核種の生成崩壊の
方程式を解くことによって求められる。In step 3, Pu-241, Pu-241, is obtained for each node obtained by dividing the height direction of the fuel assembly into a plurality.
The respective atom number densities of Am-241 are calculated. Pu-24
The atomic number density of 1 is calculated by using the atomic number density of Pu-240, the microscopic neutron capture cross section and neutron flux, the atomic number density of Pu-241, the microscopic neutron absorption cross section, and the decay constant. It is obtained by solving the equation of collapse.
The atomic number density of Am-241 is determined by solving the equation for the production and decay of nuclides using the atomic number density and decay constant of Pu-241, the atomic number density of Am-241, the microscopic neutron absorption cross section, and the decay constant. Required by
【００１５】得られた原子数密度を用いて、ステップ１
で読込んだ核定数を、上記各ノード毎に補正する（ステ
ップ４）。この核定数の補正は、Ｐｕ−２４１及びＡｍ
−２４１の原子数密度に予め用意してあるＰｕ−２４１
及びＡｍ−２４１のそれぞれの微視的断面積をかけて、
Ｐｕ−２４１及びＡｍ−２４１毎に巨視的断面積を算出
し、これらの巨視的断面積をＰｕ−２４１及びＡｍ−２
４１以外の核種について積算してある巨視的断面積に加
算することにより行われる。Using the obtained atomic number density, step 1
The nuclear constant read in is corrected for each of the above nodes (step 4). Correction of this nuclear constant is performed by Pu-241 and Am
Pu-241 prepared in advance for the atomic number density of -241
And Am-241 over the respective microscopic cross-sectional areas,
A macroscopic cross-sectional area is calculated for each of Pu-241 and Am-241, and these macroscopic cross-sectional areas are calculated using Pu-241 and Am-2.
This is performed by adding to the macroscopic cross-sectional area accumulated for nuclides other than 41.
【００１６】ステップ４の処理終了後、ステップ２７の
判定が実行される。ステップ２７は、ステップ２の判定
が炉心内に装荷された全燃料集合体に対して実行された
かを判定する。ステップ２７の判定が「ＮＯ」であると
きは、炉心内の他の装荷位置（Ｘ2，Ｙ2）における燃料
集合体に対する識別データを用いてステップ２の判定が
実行される。ステップ２の判定がウラン燃料集合体とな
ったときは、ステップ３及び４の処理が実行されず、ス
テップ２７の処理が実行される。全燃料集合体に対する
ステップ２の判定が実行されたとき、ステップ２７の判
定が「ＹＥＳ」となる。After the completion of the processing in step 4, the determination in step 27 is executed. Step 27 determines whether the determination of step 2 has been performed for all the fuel assemblies loaded in the core. When the determination in step 27 is "NO", using the identification data for the fuel assemblies in the other loading position in the core (X 2, Y 2) the determination of Step 2 is executed. When the uranium fuel assembly is determined in step 2, the processes in steps 3 and 4 are not performed, and the process in step 27 is performed. When the determination in step 2 has been performed for all the fuel assemblies, the determination in step 27 is “YES”.
【００１７】その後は、ステップ５以降の処理が実行さ
れる。ステップ５では、炉心内の全燃料集合体に対する
冷却水流量の配分を計算する。次に、炉心内の全ての燃
料集合体に対して、軸方向におけるボイド分布を計算す
る（ステップ６）。更に、全ての燃料集合体に対して、
各燃料集合体毎に高さ方向を複数に分割して得られる各
ノードにおけるＸｅ−１３５及びＳｍ−１４９の原子数
密度を計算する（ステップ７）。ステップ８では、まず
ステップ６で求めた各燃料集合体のボイド分布を用いて
それぞれの燃料集合体に対する減速材密度分布を計算す
る。そして、ＭＯＸ燃料集合体については、該当するＭ
ＯＸ燃料集合体に対する、減速材密度，燃焼度，Ｘｅ−
１３５及びＳｍ−１４９の原子数密度及びステップ４で
算出した補正核定数を用いて、また、ウラン燃料集合体
については、該当するウラン燃料集合体に対する、減速
材密度，燃焼度，Ｘｅ−１３５及びＳｍ−１４９の原子
数密度及びステップ１で読み込んだ核定数を用いて、各
燃料集合体毎に高さ方向を複数に分割して得られる各ノ
ードにおける核定数を計算する（ステップ８）。更に、
中性子検出器の測定値を用いて、上記各ノード毎に核定
数調整パラメータを計算し、そのパラメータを用いてス
テップ８で求めた各核定数を補正する（ステップ９）。
ステップ９の処理は、炉心内の全燃料集合体に対して行
われる。After that, the processing after step 5 is executed. In step 5, the distribution of the cooling water flow rate to all the fuel assemblies in the core is calculated. Next, the void distribution in the axial direction is calculated for all the fuel assemblies in the core (step 6). Furthermore, for all fuel assemblies,
The atomic number density of Xe-135 and Sm-149 at each node obtained by dividing the height direction into a plurality for each fuel assembly is calculated (step 7). In step 8, first, the moderator density distribution for each fuel assembly is calculated using the void distribution of each fuel assembly obtained in step 6. Then, for the MOX fuel assembly, the corresponding M
Moderator density, burnup, Xe-
Using the atomic number densities of 135 and Sm-149 and the corrected nuclear constants calculated in Step 4, and for the uranium fuel assembly, the moderator density, burnup, Xe-135 and Using the atomic number density of Sm-149 and the nuclear constant read in step 1, the nuclear constant at each node obtained by dividing the height direction into a plurality of parts for each fuel assembly is calculated (step 8). Furthermore,
Nuclear constant adjustment parameters are calculated for each node using the measured values of the neutron detector, and the respective nuclear constants obtained in step 8 are corrected using the parameters (step 9).
The processing in step 9 is performed on all the fuel assemblies in the core.
【００１８】その補正された各核定数を用いて、炉心の
３次元中性子束分布を計算する（ステップ１０）。その
中性子束分布を３次元出力分布に変換し（ステップ１
１）、３次元出力分布の収束判定を行い（ステップ１
２）、３次元出力分布が収束していれば熱的評価計算を
実施し（ステップ１３）、処理を終了する。ステップ１
２の判定が「３次元出力分布が収束していない」となっ
た場合には、ステップ５の冷却水流量の配分計算に戻
り、ステップ５以降の処理がステップ１２で「３次元出
力分布が収束した」との判定が得られるまで繰返され
る。Using the corrected nuclear constants, a three-dimensional neutron flux distribution in the core is calculated (step 10). The neutron flux distribution is converted into a three-dimensional output distribution (step 1).
1) The convergence of the three-dimensional output distribution is determined (step 1)
2) If the three-dimensional output distribution has converged, a thermal evaluation calculation is performed (step 13), and the process ends. Step 1
If the determination in 2 is “the three-dimensional output distribution has not converged”, the flow returns to the calculation of the distribution of the cooling water flow rate in step 5, and the processing after step 5 proceeds to step 12 in which the “three-dimensional output distribution converges”. Is repeated until a determination of "has been made" is obtained.
【００１９】本実施例は、記憶装置１７に記憶されてい
る燃料集合体の識別データを用いて性能計算の対象とな
る燃料集合体が、ＭＯＸ燃料集合体かウラン燃料集合体
かを識別し、ＭＯＸ燃料集合体の場合には、ステップ３
及び４の処理を行ってＰｕ同位体であるＰｕ−２４１か
らＡｍ同位体であるＡｍ−２４１へβ崩壊することによ
るＰｕ−２４１とＡｍ−２４１の原子数密度の変化の影
響を、核定数へ反映させることにより、ＭＯＸ燃料集合
体及びウラン燃料集合体が装荷されたウラン・ＭＯＸ混
在炉心での炉心性能計算精度を向上させることができ
る。ウラン・MOX混在炉心に装荷されたウラン燃料集合
体に対しては、ステップ３及び４の処理が実行されない
が、精度の良い炉心性能計算結果を得ることができる。In this embodiment, the fuel assembly to be subjected to performance calculation is identified as a MOX fuel assembly or a uranium fuel assembly by using the fuel assembly identification data stored in the storage device 17. Step 3 for MOX fuel assemblies
The effect of the change in the atomic number density of Pu-241 and Am-241 due to β-decay from Pu isotope Pu-241 to Am-241 Am isotope by performing the processes of 4 and 4 on the nuclear constant By reflecting this, it is possible to improve the core performance calculation accuracy in the uranium / MOX mixed core loaded with the MOX fuel assembly and the uranium fuel assembly. Steps 3 and 4 are not performed on the uranium fuel assemblies loaded in the uranium / MOX mixed core, but accurate core performance calculation results can be obtained.
【００２０】本発明の第２実施例である原子炉炉心性能
計算装置における炉心性能計算の処理手順を、図４及び
図５に基づいて説明する。本実施例の原子炉炉心性能計
算装置は、図１と同じ構成を有しているが、図１の処理
手順に変えて図４及び図５の処理手順を実行する。図４
及び図５の処理手順は、図１の処理手順のうちステップ
９をステップ２１〜２３及び２８に替えたものである。
ステップ２１は、ステップ２と同様な処理を実行する。
核定数補正の対象となる燃料集合体がＭＯＸ燃料集合体
である場合は識別データを用いたステップ２１の判定が
「ＭＯＸ燃料集合体」となり、ステップ２３の処理が実
行される。すなわち、中性子検出器の測定値を用いてＭ
ＯＸ燃料集合体の特性に対応した核定数調整パラメータ
を計算し、そのパラメータを用いてステップ８で求めた
そのＭＯＸ燃料集合体に対する各核定数を補正する。ス
テップ２１の判定が「ウラン燃料集合体」である場合、
ステップ２２では中性子検出器の測定値を用いてウラン
燃料集合体の特性に対応した核定数調整パラメータを計
算し、そのパラメータを用いてステップ８で求めたその
ウラン燃料集合体に対する各核定数を補正する。ステッ
プ２８は、全燃料集合体についてステップ２１の判定が
終了したかを判定する。ステップ２８の判定が「ＮＯ」
の場合、ステップ２１の判定が別の燃料集合体に対して
行われる。ステップ２８の判定が「ＹＥＳ」になったと
き、ステップ１０以降の処理が実行される。A procedure for calculating the core performance in the reactor performance calculating apparatus according to the second embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. The reactor core performance calculation apparatus of the present embodiment has the same configuration as that of FIG. 1, but executes the processing procedures of FIGS. 4 and 5 instead of the processing procedure of FIG. FIG.
5 is the same as the processing procedure of FIG. 1 except that step 9 is replaced with steps 21 to 23 and 28.
Step 21 performs the same process as step 2.
If the fuel assembly to be subjected to the nuclear constant correction is a MOX fuel assembly, the determination in step 21 using the identification data is “MOX fuel assembly”, and the process in step 23 is executed. That is, M is calculated using the measured value of the neutron detector.
Nuclear constant adjustment parameters corresponding to the characteristics of the OX fuel assembly are calculated, and the respective nuclear constants for the MOX fuel assembly determined in step 8 are corrected using the parameters. If the determination in step 21 is “uranium fuel assembly”,
In step 22, a nuclear constant adjustment parameter corresponding to the characteristic of the uranium fuel assembly is calculated using the measured value of the neutron detector, and each nuclear constant for the uranium fuel assembly obtained in step 8 is corrected using the parameter. I do. In step 28, it is determined whether the determination in step 21 has been completed for all the fuel assemblies. The determination in step 28 is “NO”
In the case of, the determination in step 21 is made for another fuel assembly. When the determination in step 28 is "YES", the processing in step 10 and thereafter is executed.
【００２１】本実施例では、第１の実施例に加えて、中
性子検出器の測定値から算出した核定数調整パラメータ
による核定数補正の処理においても、ＭＯＸ燃料とウラ
ン燃料の核特性の違いを考慮できるので、ウラン・ＭＯ
Ｘ混在炉心での炉心性能計算精度をより高める効果があ
る。In the present embodiment, in addition to the first embodiment, the difference in the nuclear characteristics between MOX fuel and uranium fuel is also determined in the process of correcting the nuclear constant using the nuclear constant adjustment parameter calculated from the measured value of the neutron detector. Uranium MO
This has the effect of further improving the core performance calculation accuracy in the X-mixed core.
【００２２】本発明の第３実施例である原子炉炉心性能
計算装置を図６に基づいて説明する。本実施例は、図３
に示した第１実施例の構成に識別データ入力装置２４を
追加したものである。ＭＯＸ燃料集合体かウラン燃料集
合体かを識別する識別データが、識別データ入力装置２
４から入力される。この入力は、オペレータによって行
われる。この識別データは、記憶装置１７に格納され
る。A reactor core performance calculating device according to a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the present embodiment, FIG.
In this embodiment, an identification data input device 24 is added to the configuration of the first embodiment shown in FIG. The identification data for identifying the MOX fuel assembly or the uranium fuel assembly is input to the identification data input device 2.
4 is input. This input is performed by an operator. This identification data is stored in the storage device 17.
【００２３】本発明の第４実施例である原子炉炉心性能
計算装置を、図７を用いて説明する。本実施例は、第１
実施例の構成に識別データ作成装置２５を追加したもの
である。識別データ作成装置２５は、記憶装置１７から
核定数を読み取り、この情報を用いて上記の識別データ
を作成する。具体的には、記憶装置１７から読込んだ核
定数の中の、燃焼度０でのＰｕ同位体の重量割合を読込
み、もしその重量割合が０の場合にはウラン燃料集合体
と判断し、ウラン燃料集合体であるという識別データＢ
を作成する。もし燃焼度０でのＰｕ同位体の重量割合が
０より大きい場合には、ＭＯＸ燃料集合体と判断し、Ｍ
ＯＸ燃料集合体であるという識別データＡを作成する。
本実施例は、オペレータの手を煩わせずに識別データを
自動的に作成することができる。A reactor core performance calculating apparatus according to a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In this embodiment, the first
An identification data creating device 25 is added to the configuration of the embodiment. The identification data creation device 25 reads the nuclear constant from the storage device 17 and creates the above identification data using this information. Specifically, the weight ratio of the Pu isotope at the burnup of 0 in the nuclear constant read from the storage device 17 is read, and if the weight ratio is 0, it is determined that the uranium fuel assembly is used. Identification data B for uranium fuel assemblies
Create If the weight ratio of Pu isotope at burnup of 0 is greater than 0, it is determined that the fuel is a MOX fuel assembly and M
The identification data A indicating that the fuel cell is an OX fuel assembly is created.
In the present embodiment, the identification data can be automatically created without bothering the operator.
【００２４】本発明の第５実施例である原子炉炉心性能
計算装置を、図８を用いて説明する。本実施例は、第１
実施例の表示装置２０に代えて、３次元炉心核熱水力特
性解析装置１８での出力分布，熱的余裕等の解析結果
を、上記識別データを用いてウラン燃料集合体に対する
解析結果とＭＯＸ燃料集合体に対する解析結果とに識別
し、それぞれ区別して表示する表示装置２６を設けたも
のである。これにより、特性の異なるウラン燃料集合体
とＭＯＸ燃料集合体の熱的余裕等を、容易に分けて監視
することが可能となる。A reactor core performance calculation apparatus according to a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In this embodiment, the first
Instead of the display device 20 of the embodiment, the analysis result of the power distribution, thermal margin, and the like in the three-dimensional core nuclear thermal-hydraulic characteristic analysis device 18 is analyzed by using the above identification data and the analysis result for the uranium fuel assembly and MOX. A display device 26 is provided for identifying and displaying the result of the analysis for the fuel assembly and distinguishing each of them. This makes it possible to easily monitor the thermal margins and the like of the uranium fuel assembly and the MOX fuel assembly having different characteristics separately.
【００２５】[0025]
【発明の効果】本発明によれば、炉心に装荷された燃料
集合体がウラン燃料集合体であるか、ＭＯＸ燃料集合体
であるかを識別して、炉心性能計算においてそれぞれの
燃料集合体に対応した処理を実行するので、ウラン燃料
集合体及びＭＯＸ燃料集合体が装荷された炉心に対する
炉心性能計算の精度を向上できる。According to the present invention, it is determined whether a fuel assembly loaded in a core is a uranium fuel assembly or a MOX fuel assembly, and each fuel assembly is assigned to each fuel assembly in a core performance calculation. Since the corresponding processing is executed, the accuracy of the core performance calculation for the core loaded with the uranium fuel assembly and the MOX fuel assembly can be improved.
【図１】図３の３次元炉心核熱水力特性解析装置で実行
される炉心性能計算の処理手順を示す説明図である。FIG. 1 is an explanatory diagram showing a processing procedure of a core performance calculation executed by the three-dimensional core nuclear thermal-hydraulic characteristic analyzer of FIG. 3;
【図２】従来の原子炉炉心性能計算装置の３次元炉心核
熱水力特性解析装置での炉心性能計算の処理手順を示す
説明図である。FIG. 2 is an explanatory diagram showing a processing procedure of core performance calculation in a three-dimensional core nuclear thermal-hydraulic characteristic analysis device of a conventional reactor core performance calculation device.
【図３】本発明の好適な一実施例である原子炉炉心性能
計算装置の構成図である。FIG. 3 is a configuration diagram of a reactor core performance calculation device according to a preferred embodiment of the present invention.
【図４】本発明の他の実施例である原子炉炉心性能計算
装置の３次元炉心核熱水力特性解析装置で実行される炉
心性能計算の処理手順の一部を示す説明図である。FIG. 4 is an explanatory view showing a part of a processing procedure of core performance calculation executed by a three-dimensional core nuclear thermal-hydraulic characteristic analyzer of a reactor core performance calculator according to another embodiment of the present invention.
【図５】図４の炉心性能計算の処理手順の（ａ）以降の
処理手順を示す説明図である。FIG. 5 is an explanatory diagram showing a processing procedure after (a) of a processing procedure of a core performance calculation of FIG. 4;
【図６】本発明の他の実施例である原子炉炉心性能計算
装置の構成図である。FIG. 6 is a configuration diagram of a reactor core performance calculation device according to another embodiment of the present invention.
【図７】本発明の他の実施例である原子炉炉心性能計算
装置の構成図である。FIG. 7 is a configuration diagram of a reactor core performance calculation device according to another embodiment of the present invention.
【図８】本発明の他の実施例である原子炉炉心性能計算
装置の構成図である。FIG. 8 is a configuration diagram of a reactor core performance calculation device according to another embodiment of the present invention.
１４…原子炉、１５…炉心、１６…プラントデータ入力
装置、１７…記憶装置、１８…３次元炉心核熱水力特性
解析装置、１９…入力装置、２０，２６…表示装置、２
４…識別データ入力装置、２５…識別データ作成装置。14 ... Reactor, 15 ... Core, 16 ... Plant data input device, 17 ... Storage device, 18 ... Three-dimensional core thermal-hydraulic characteristic analysis device, 19 ... Input device, 20, 26 ... Display device, 2
4 ... Identification data input device, 25 ... Identification data creation device.
Claims (4)
の測定値を入力するプラントデータ入力装置と、燃料集
合体毎に計算された核定数である中性子無限増倍率，巨
視的断面積及び核種毎の微視的断面積を記憶する記憶手
段と、前記プラント入力装置から入力したプラントデー
タと、前記記憶手段から読み出した核定数である中性子
無限増倍率，巨視的断面積及び核種毎の微視的断面積を
用いて原子炉炉心内の３次元出力分布を計算する３次元
炉心核熱水力特性解析装置と、前記３次元炉心核熱水力
特性解析装置で得られた結果を表示する表示装置を備え
た原子炉炉心性能計算装置において、 前記記憶手段が、原子炉の炉心内に装荷された、製造時
において核燃料物質としてウランを含みプルトニウムを
含まない第１燃料棒を備えた第１燃料集合体、及びウラ
ン及びプルトニウムを含む第２燃料棒を備えた第２燃料
集合体を識別する識別データを格納しており、前記３次
元炉心核熱水力特性解析装置は、前記識別データを用い
て炉心性能計算の対象となる燃料集合体が前記第１燃料
集合体及び前記第２燃料集合体のいずれであるかを判定
し、前記対象となる燃料集合体が前記第２燃料集合体で
ある場合には、前記第１燃料集合体の場合と異なり、Ｐ
ｕ同位体及びＡｍ同位体の原子数密度を反映した核定数
に基づいて前記炉心の３次元出力分布を計算することを
特徴とする原子炉炉心性能計算装置。A plant data input device for inputting core state data of a nuclear reactor and a measurement value of a neutron detector, a neutron infinite multiplication factor, a macroscopic cross section, and a nuclide which are nuclear constants calculated for each fuel assembly. Storage means for storing a microscopic cross-sectional area for each, a plant data input from the plant input device, a neutron infinite multiplication factor, a macroscopic cross-sectional area, and a microscopic for each nuclide which are nuclear constants read out from the storage means. Three-dimensional core thermal-hydraulic characteristic analyzer for calculating three-dimensional power distribution in a reactor core using a typical cross-sectional area, and a display for displaying the results obtained by the three-dimensional core thermal-hydraulic characteristic analyzer A nuclear reactor core performance calculating apparatus comprising: a first fuel rod having a first fuel rod, which is loaded in a reactor core and contains uranium as a nuclear fuel material and does not contain plutonium at the time of manufacturing, The fuel assembly, and identification data for identifying a second fuel assembly including a second fuel rod including uranium and plutonium, wherein the three-dimensional core nuclear thermal-hydraulic characteristics analysis apparatus stores the identification data. It is determined whether the fuel assembly to be subjected to the core performance calculation is the first fuel assembly or the second fuel assembly, and the target fuel assembly is the second fuel assembly. In some cases, unlike the case of the first fuel assembly, P
A reactor performance calculator for calculating a three-dimensional power distribution of the core based on nuclear constants reflecting the atomic number densities of u isotopes and Am isotopes.
求項１の原子炉炉心性能計算装置。2. The reactor core performance calculation device according to claim 1, further comprising a device for inputting said identification data.
た燃料集合体毎に計算された核定数から求める手段を有
する請求項１の原子炉炉心性能計算装置。3. The reactor core performance calculation apparatus according to claim 1, further comprising means for obtaining the identification data from a nuclear constant calculated for each fuel assembly loaded in the core.
第１燃料集合体及び前記第２燃料集合体を識別する前記
識別データを用いて、前記第１燃料集合体に対する解析
結果と前記第２燃料集合体に対する解析結果とに区別し
て表示する機能を有する請求項１の原子炉炉心性能計算
装置。4. An analysis result of the first fuel assembly using the identification data for identifying the first fuel assembly and the second fuel assembly based on an analysis result such as a power distribution and a thermal margin. The reactor core performance calculation device according to claim 1, further comprising a function of displaying the analysis result separately from the analysis result for the second fuel assembly.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10146894A JPH11337677A (en) | 1998-05-28 | 1998-05-28 | Performance calculator for reactor core |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10146894A JPH11337677A (en) | 1998-05-28 | 1998-05-28 | Performance calculator for reactor core |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH11337677A true JPH11337677A (en) | 1999-12-10 |
Family
ID=15417989
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| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10146894A Pending JPH11337677A (en) | 1998-05-28 | 1998-05-28 | Performance calculator for reactor core |
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| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH11337677A (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008298734A (en) * | 2007-06-04 | 2008-12-11 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Nuclear constant creating method, nuclear constant creating program, and nuclear constant creating device |
| CN106448760A (en) * | 2016-11-17 | 2017-02-22 | 中国核动力研究设计院 | Containment pit strainer overall performance experimental system and method |
| CN106448761A (en) * | 2016-11-17 | 2017-02-22 | 中国核动力研究设计院 | Comprehensive performance verification experiment device of containment sump filter screen of nuclear power plant |
| JP2017151112A (en) * | 2009-09-23 | 2017-08-31 | テラパワー， エルエルシー | Operation and simulation of atomic nucleus reactor |
| CN115544804A (en) * | 2022-10-31 | 2022-12-30 | 西安交通大学 | Nuclear reactor neutron physics-thermal engineering waterpower-fuel performance coupling analysis method |
-
1998
- 1998-05-28 JP JP10146894A patent/JPH11337677A/en active Pending
Cited By (6)
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| CN115544804A (en) * | 2022-10-31 | 2022-12-30 | 西安交通大学 | Nuclear reactor neutron physics-thermal engineering waterpower-fuel performance coupling analysis method |
| CN115544804B (en) * | 2022-10-31 | 2023-04-28 | 西安交通大学 | Nuclear reactor neutron physical-thermal hydraulic-fuel performance coupling analysis method |
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