JPS5951391A - Reactor core state monitoring device - Google Patents

Reactor core state monitoring device

Info

Publication number
JPS5951391A
JPS5951391A JP57161841A JP16184182A JPS5951391A JP S5951391 A JPS5951391 A JP S5951391A JP 57161841 A JP57161841 A JP 57161841A JP 16184182 A JP16184182 A JP 16184182A JP S5951391 A JPS5951391 A JP S5951391A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
monitoring device
reactor core
output
distribution
control rod
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
Application number
JP57161841A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
浩一 関水
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nippon Genshiryoku Jigyo KK, Tokyo Shibaura Electric Co Ltd, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Priority to JP57161841A priority Critical patent/JPS5951391A/en
Publication of JPS5951391A publication Critical patent/JPS5951391A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野] 本発明は原子炉炉心状態監視装置に関する。[Detailed description of the invention] [Technical field of invention] The present invention relates to a nuclear reactor core condition monitoring device.

[発明の技術的背景] 一般に沸騰水形原子炉等の原子炉では出力レベルの制御
に制御棒が使用されている。この制御棒は一般に中性子
吸収断面積の大きいボロンを含んでおり、これを挿入す
ることにより大量の中性子がこの制御棒に吸収され、こ
の制御棒近傍の出力分布は大幅に減少する。
[Technical Background of the Invention] Control rods are generally used in nuclear reactors such as boiling water reactors to control the output level. This control rod generally contains boron, which has a large neutron absorption cross section, and by inserting boron, a large amount of neutrons will be absorbed into this control rod, and the power distribution in the vicinity of this control rod will be significantly reduced.

逆に挿入されていた制御棒を引き抜くと、この制御棒の
挿入されていた部分の出力は大幅に増加する。
Conversely, when a control rod is pulled out, the output of the part where the control rod was inserted increases significantly.

従って、一般に制御棒の操作にあたっては、制御棒操作
による局所的な出力分布変化が予定した値を越えないよ
うに監視しながら制御棒の操作を実施する必要がある。
Therefore, in general, when operating the control rods, it is necessary to operate the control rods while monitoring so that the local change in power distribution due to the control rod operations does not exceed a predetermined value.

このために、一般に沸騰水形原子炉では炉心内に局所出
力領域モニタを配置し、この局所出力領域モニタからの
読みを監視しながら制御棒の操作が実施されている。
To this end, in a boiling water reactor, a local power range monitor is generally placed in the reactor core, and control rods are operated while monitoring readings from this local power range monitor.

この局所出力領域モニタは、例えば110MWe級の沸
騰水形原子炉では4X43=172個炉心内に配置され
ているが、この局所出力領域モニタの読みだけで原子炉
内の燃料ビンの出力を詳細に監視することは困難である
For example, in a 110 MWe class boiling water reactor, 172 local power range monitors are placed in the reactor core. It is difficult to monitor.

そこで、従来局所出力領域モニタの計数値に基づいてプ
ロセス計算機により炉心内の詳細な出力分布計算を行な
い、これにより炉心の詳細な監視を行なうことが行われ
ている。
Therefore, in the past, detailed power distribution calculations within the reactor core have been performed using a process computer based on the counts of the local power range monitors, thereby performing detailed monitoring of the reactor core.

しかしながら、このようにプロセス計算機を使用する場
合には、例えば、プロセス計算機での出力分布Wl算に
は3分程度の時間がかかるため制御棒操作を実施する度
に、このプロセス計算機により出力分布を計算すること
は非常に困難である。
However, when using a process computer in this way, for example, it takes about 3 minutes to calculate the output distribution Wl on the process computer, so the process computer needs to calculate the output distribution every time a control rod is operated. It is very difficult to calculate.

すなわちプロセス計算機での出力分布計算に基づいて炉
心状態を監視する場合には、制御棒操作に非常に長い時
間が必要とされる。
That is, when monitoring the core state based on power distribution calculations by a process computer, a very long time is required for control rod operations.

そこで実際には制御棒操作時には出力レベルを十分下げ
、制御棒引抜きにより局所的な出力上昇があっても所定
の値を越えることがないJ:うにして制御棒操作が実施
されている。
Therefore, in practice, control rod operations are performed in such a way that the output level is sufficiently lowered during control rod operation, and even if there is a local increase in output due to control rod withdrawal, the output does not exceed a predetermined value.

[背廚技術の問題点] しかしながら、例えば、ある定められた負荷要求に従う
負荷追従運転を実施したり、制御棒パターン変換運転を
稼働率を極端に下げないで実施しようとする場合には、
前述のように制御棒操作時の出力レベルを十分下げるこ
とは不可能である。
[Problems with back-up technology] However, when trying to perform load following operation according to a certain predetermined load request or control rod pattern conversion operation without drastically lowering the operating rate,
As mentioned above, it is impossible to sufficiently reduce the output level during control rod operation.

従って、このような原子炉の運転時に短時間で精度よく
炉心状態を監視することのできる原子炉炉心状態監視装
置が要望されている。
Therefore, there is a need for a nuclear reactor core condition monitoring device that can accurately monitor the core condition in a short period of time during operation of such a nuclear reactor.

[発明の目的] 本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
例えば制御棒操作時に出力レベルを十分下げることので
きない負荷追従運転時等に炉心状態を短時間に精度よく
監視することのできる原子炉炉心状態監視装置を提供し
ようとするものである。
[Object of the invention] The present invention has been made in response to such conventional circumstances,
For example, it is an object of the present invention to provide a nuclear reactor core state monitoring device that can accurately monitor the reactor core state in a short period of time, such as during load following operation where the output level cannot be lowered sufficiently during control rod operation.

[発明の概要] すなわち本発明は、原子炉の運転計画の是非を物理モデ
ルによる計算により予測する予測装置と、この予測装置
により計算された計算結果を記憶するデータファイルと
、このデータファイルに記憶された計算結果と現在の原
子炉の状態を示すプラントデータとから現状の炉心内出
力分布を推定する監視装置どからなることを特徴とする
原子炉炉心状態監視装置である。
[Summary of the Invention] In other words, the present invention provides a prediction device that predicts the pros and cons of a nuclear reactor operation plan by calculation using a physical model, a data file that stores the calculation results calculated by this prediction device, and a system that stores the calculation results in this data file. This is a nuclear reactor core condition monitoring device characterized by comprising a monitoring device that estimates the current power distribution within the core from the calculated results and plant data indicating the current state of the reactor.

[発明の実施例] 以下本発明の詳細を図面に示す一実施例につい3− て説明覆る。[Embodiments of the invention] The following is an example in which the details of the present invention are shown in the drawings. It covers the explanation.

図は本発明の一実施例の原子炉炉心状態監視装置を示す
もので、この原子炉炉心状態監視装置は入力装置1、予
測装置2、物理モデル露1算装置3、データファイル4
および監視装置5とから主体部分が構成されている。
The figure shows a nuclear reactor core state monitoring device according to an embodiment of the present invention. This reactor core state monitoring device includes an input device 1, a prediction device 2, a physical model calculation device 3, and a data file 4.
and the monitoring device 5 constitute the main part.

すなわち入力装置1は、オペレータからの運転計画を入
力する。
That is, the input device 1 inputs an operation plan from an operator.

予測装置2は入力装置1から運転41画を入力し、この
運転計画と現状の炉心状態に基づいて運転中に実現すべ
き制御棒パターンと出力分布を物理モデル計算装置3を
用いて計算する。
The prediction device 2 receives 41 operation pictures from the input device 1, and uses the physical model calculation device 3 to calculate the control rod pattern and power distribution to be realized during the operation based on this operation plan and the current core state.

そして、この予測装置2は物理モデル計算装置3での計
算結果に基づいて運転計画が制限を越えることなく実行
できるか否かを判断し、これを出力装置6に出力する。
Then, the prediction device 2 determines whether the driving plan can be executed without exceeding the limit based on the calculation result by the physical model calculation device 3, and outputs this to the output device 6.

オペレータはこの出力装置6に表示される情報に基づき
入力装置1から入力した運転i1暉が実施可能であれば
、プラント操作盤7を用いて原子力発電、プラント8の
操作を行なう。・ =4− すなわちこの予測装置2は、予定された運転計画より、
制御棒パターンと、出力レベルを設定し、これを実現す
る炉心流量レベルと、炉心内出力分布を物理モデル計算
装N3により求め、制限条件が満足されるか否かをチェ
ックする。
Based on the information displayed on the output device 6, the operator operates the nuclear power generation plant 8 using the plant operation panel 7 if the operation inputted from the input device 1 is possible.・=4− In other words, this prediction device 2, based on the scheduled operation plan,
A control rod pattern and a power level are set, and the core flow rate level and in-core power distribution to achieve this are determined by the physical model calculation system N3, and it is checked whether the limiting conditions are satisfied.

物理モデル計算装置3は、中性子束拡散方程式の係数計
算に必要な定数やボイド分布計算に必要な定数を変数フ
ァイル9から読み込み、また燃料の燃焼度分布等を定数
ファイル10から読み込み、中性子束拡散方程式の係数
計算を行ない、これを利用して炉心内の出力分布を計算
する。
The physical model calculation device 3 reads the constants necessary for calculating the coefficients of the neutron flux diffusion equation and the constants necessary for calculating the void distribution from the variable file 9, and reads the fuel burnup distribution etc. from the constant file 10, and calculates the neutron flux diffusion. Calculate the coefficients of the equation and use this to calculate the power distribution within the core.

データファイル4は、予測装置2で計算された運転計画
中の制御棒パターンと各制御棒パターンにおける出力レ
ベル、流量レベル、″出力分布等を記憶する。
The data file 4 stores the control rod patterns in the operation plan calculated by the prediction device 2 and the output level, flow rate level, output distribution, etc. for each control rod pattern.

監視装置5は、原子力発電プラント8から制御棒パター
ン、局所出力領域モニタの読み、炉心流量、炉出力レベ
ル等のプラントデータを入力するとともに、データファ
イル4から現状の原子力発電プラント8と同一の制御棒
パターン−に対応す□るデータを選択し、プラントデー
タを用いてこれ補正し、出力分布を推定する。
The monitoring device 5 inputs plant data such as control rod patterns, local power range monitor readings, reactor core flow rate, reactor power level, etc. from the nuclear power plant 8, and also performs the same control as the current nuclear power plant 8 from the data file 4. Select the data corresponding to the bar pattern, correct it using the plant data, and estimate the output distribution.

すなわち、この監視装置5は、データファイル4から現
在の原子力発電プラント8と同一の制御棒パターンにお
()る出力レベルおよび炉心流mを入力し、この出力レ
ベルおよび炉心流量が出力分布を推定すべき現時点での
出力レベルおよび炉心流量の値に近い場合には、データ
ファイル4がら取り出した出力分布より計算される局所
出力領域モニタの推定値と原子力発電プラント8で実測
された局所出力領域モニタの読みが一致するようにデー
タファイル4から取り出した出力分布を補正する。従っ
て、この監視装置5により、現時点での出力分布を短時
間に精度よく推定することができる。
That is, this monitoring device 5 inputs the output level and core flow m () in the same control rod pattern as the current nuclear power plant 8 from the data file 4, and estimates the power distribution using the output level and core flow rate. If the values are close to the current output level and core flow rate values, the estimated value of the local output area monitor calculated from the output distribution extracted from the data file 4 and the local output area monitor actually measured at the nuclear power plant 8. The output distribution extracted from the data file 4 is corrected so that the readings match. Therefore, with this monitoring device 5, the current output distribution can be accurately estimated in a short time.

一方、この監視装置5は、出力分布を推定すべき時点で
の出力レベルおよび炉心流量が、データファイル4に記
憶されている利用しようとする予測計算により求められ
た出力レベルおよび炉心流量と大幅に異なる場合、すな
わち予測装置2で予測された局所出力領域モニタの値と
原子力発電プラント8で実測された局所出力領域モニタ
の値との差が大きい場合には、物理モデル計算装置3で
計算された予測出力分布を次に述べる(1)式を用いて
補正し、この補正された補正出力分布により決まる局所
出力領域モニタの推定値と原子力発電プラント8により
実測された局所出力領域モニタの読みが一致するように
、予測装置2で計算された予測計算結果を補正する。
On the other hand, this monitoring device 5 detects that the power level and core flow rate at the time when the power distribution should be estimated are significantly different from the power level and core flow rate obtained by the predictive calculation stored in the data file 4 to be used. If they are different, that is, if there is a large difference between the value of the local power range monitor predicted by the prediction device 2 and the value of the local power range monitor actually measured at the nuclear power plant 8, the value calculated by the physical model calculation device 3 The predicted output distribution is corrected using equation (1) described below, and the estimated value of the local output area monitor determined by this corrected output distribution matches the reading of the local output area monitor actually measured by the nuclear power plant 8. The prediction calculation results calculated by the prediction device 2 are corrected so as to be corrected.

P(x、y、z)=Pe  (x、y、z)・p’;’
 D (z ) /p、  D (z )・・・・・・
・・・(1)ここで、 P(X、V、Zl補正出力分布 Pe(x、y、z):予測出力分布 P、D(z):予測出力分布に対応する一次元出力分布 詐( P、D(Z):推定すべき時点での推定−次元出力分布 監視装置5は、このようにして計算された出力分布をも
とに制限条件を計算し、その結果を出カフ− 装置11に出力する。なお、Pエ D(7)は、堤状の
炉心状態にd5いて軸方向1次元分布計算を実施するこ
とで求められる。
P (x, y, z) = Pe (x, y, z)・p';'
D (z) /p, D (z)...
...(1) Here, P(X, V, Zl corrected output distribution Pe(x, y, z): Predicted output distribution P, D(z): One-dimensional output distribution corresponding to the predicted output distribution P, D(Z): Estimation at the point of time when estimation is to be made. The output distribution monitoring device 5 calculates a limiting condition based on the output distribution calculated in this way, and outputs the result. Note that Pd(7) is obtained by performing axial one-dimensional distribution calculation in the bank-like core state d5.

し発明の効果] 以上述べたj;うに本発明の原子炉炉心状態監視装置に
よれば、“予測装置での予測計算の出力分布から求まる
局所出力領域モニタの11f定値と、原子力発電プラン
トにより実測された局所出力領域モニタの読みが一致す
るように予測目算結束を補正することにより短時間に精
度の高い出力分布を推定することができ、原子炉の炉心
状態を現実に即して十分高い精度で監視することができ
る。
According to the reactor core condition monitoring device of the present invention described above, “the 11f constant value of the local power range monitor determined from the output distribution of the prediction calculation by the prediction device and the actual measurement by the nuclear power plant By correcting the predicted bundle so that the readings of the local power range monitors match, it is possible to estimate a highly accurate power distribution in a short time, and it is possible to estimate the power distribution with high accuracy in a short period of time. can be monitored.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

図は本発明の一実施例の原子炉炉心状態監視装置を示す
ブロック図である。 1・・・・・・・・・・・・入力装置 2・・・・・・・・・・・・予測装置 3・・・・・・・・・・・・物理モデル計算装置4・・
・・・・・・・・・・データファイル5・・・・・・・
・・・・・監視装置 ’         −45 8− 6,11・・・出力装置 7・・・・・・・・・・・・プラント操作盤8・・・・
・・・・・・・・原子力発電プラント9・・・・・・・
・・・・・変数ファイル10・・・・・・・・・・・・
定数ファイル代理人弁理士   須 山 佐 − 9−10−
The figure is a block diagram showing a nuclear reactor core state monitoring device according to an embodiment of the present invention. 1......Input device 2...Prediction device 3...Physical model calculation device 4...
・・・・・・・・・Data file 5・・・・・・・・・
...Monitoring device' -45 8- 6,11...Output device 7...Plant operation panel 8...
・・・・・・・・・Nuclear power plant 9・・・・・・・・・
・・・・・・Variable file 10・・・・・・・・・・・・
Constant File Representative Patent Attorney Sasa Suyama - 9-10-

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] (1)原子炉の運転計画の是非を物即モデルによる計算
により予測する予測装置と、この予測装置により計算さ
れた計算結果を記憶するデータファイルと、このデータ
ファイルに記憶された計算結果と現在の原子炉の状態を
示すプラントデータとから現状の炉心内出力分布を推定
する監視装置とからなることを特徴とする原子炉炉心状
態監視装置。
(1) A prediction device that predicts the pros and cons of a nuclear reactor operation plan by calculation using a real-time model, a data file that stores the calculation results calculated by this prediction device, and the calculation results stored in this data file and the current What is claimed is: 1. A nuclear reactor core condition monitoring device comprising: plant data indicating the condition of a nuclear reactor; and a monitoring device that estimates the current power distribution within the reactor core.
JP57161841A 1982-09-17 1982-09-17 Reactor core state monitoring device Pending JPS5951391A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57161841A JPS5951391A (en) 1982-09-17 1982-09-17 Reactor core state monitoring device

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57161841A JPS5951391A (en) 1982-09-17 1982-09-17 Reactor core state monitoring device

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS5951391A true JPS5951391A (en) 1984-03-24

Family

ID=15742949

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57161841A Pending JPS5951391A (en) 1982-09-17 1982-09-17 Reactor core state monitoring device

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5951391A (en)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS4946097A (en) * 1972-09-11 1974-05-02
JPS526896A (en) * 1975-07-07 1977-01-19 Hitachi Ltd Device to predict the output distribution of atomic reactor
JPS5594185A (en) * 1979-01-10 1980-07-17 Hitachi Ltd Method of predetermining operation quantity of nuclear reactor

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS4946097A (en) * 1972-09-11 1974-05-02
JPS526896A (en) * 1975-07-07 1977-01-19 Hitachi Ltd Device to predict the output distribution of atomic reactor
JPS5594185A (en) * 1979-01-10 1980-07-17 Hitachi Ltd Method of predetermining operation quantity of nuclear reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6181759B1 (en) Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
Chao et al. Dynamic rod worth measurement
JPH06347586A (en) Monitoring method for drying of core in boiling water reactor
Barhen et al. Uncertainty analysis of time-dependent nonlinear systems: Theory and application to transient thermal hydraulics
JPS59799B2 (en) Nuclear power plant reactor output prediction device
JPS5951391A (en) Reactor core state monitoring device
JPS63290994A (en) Device for calculating performance of reactor core
JP2696049B2 (en) Reactor core characteristics simulation device
JPH06186380A (en) Performance calculator for reactor core
JPH11337677A (en) Performance calculator for reactor core
JP3064554B2 (en) Reactor core characteristics monitoring device
JPS63758B2 (en)
JP3137569B2 (en) Method for evaluating neutron source intensity and gamma ray intensity of reactor
JPH04265899A (en) Nuclear furnace simulator
KR850001144B1 (en) Process for running a nuclear reactor cooled with light water
JPH0473560B2 (en)
JPS6132639B2 (en)
JPH02110399A (en) Automatic atomic reactor starting apparatus
Knutson et al. Reactivity Anomalies in the Fast Flux Test Facility—An Evaluation of Data from Cycles 1 Through 8
JPS5924399B2 (en) Reactor power distribution prediction device
JPH11258382A (en) Method for calculating reactor core performance of reactor
JPS61117486A (en) Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controller
Christman Summary of calculational and experimental physics results for Shippingport PWR-1 Seed 1
JPS58124987A (en) Control rod operation guide device for atomic power plant
Hyndman et al. EBR-II: DIGITAL DATA ACQUISITION SYSTEM STUDY.