JPS62229097A - オンライン炉心性能予測装置の較正方法 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ル１Δ１止 ル朋！弓υを 本発明は、原子炉の炉心性能のオンライン予測装置を較
正する方法及び装置に関し、特に、加圧水彩原子炉＜　
１１　Ｗ　Ｒ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ック
リング係数を周期的に更新する方法及び装置に関するも
のである。

九色炎記 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
カブラン！・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、原子カ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１ヤ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、典型的な備え付はプ
ラントディ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
なかった。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、総合中性子バランス方
程式には横バックリング（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２Ｂｅ的な
慣行であった。

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ックリン
グ値の値の選択に在る。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ッ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ｆ’ＷＲ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
なった軸方向高さにおいて核特性が顕著に変動するよう
なＰＨ炉心の場合には、炉心全高に渡り一定である単一
の横バッ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
ｆ！（給された初期条件が、予測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。従って、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。

炉心の性能を分析するために拡散理論方程式が開発され
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次元旧微分方程式である。これ等の方程式は
準備するのに大きな時間１１″ｆ費をｆ゛１′い、然も
解を得るのに非常に大きなコンピュータ能力及び時間を
必要とする。従って、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、一時ノ’ｌｌ
、炉心高さの関数である横バッ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ックリング
係数の分布に対し還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ッ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、従って、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ｆ！−適切に反
映するように予謂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ック・パワー・リサーチ・イン
スティチュート（Ｅｌｅｃｔｒｉｃ　Ｐｏｗｅｒ　Ｒｅ
５ｅａｒｃｌ＋−１ｎｓＬｉＬｕＬｃ、略してＥｒ’Ｒ
Ｉ）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ＫＷ　ｅ開発するための幾つかの掻く最近の
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ュータ及び炉内Ｊｔ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、原子カプラ
ントの保護系又は制御系で用いられる予測装ａには不適
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（
［１ＷＲ）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ックリング係数は、単純化され
た拡散方程式を言換えることにより解析的に求められ、
そしてこれ等のバッ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、バッ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次元モデル分、原子
炉炉心の実際の状態に近付けるなめに運転中の原子カプ
ラントのデータ分用いて較正するという記載は無い。

米国１．＋ｆ許第４，２９９，６５７号明細書には、オ
ンライン炉心予測装置のための簡略ｆヒされた拡散モデ
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１１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さるこ
と及び計算された値を周期的に測定した値とＴ１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
的再防期設定を示唆するに過ぎず、炉心内における変動
する粂件もしくは状邪に対しモデルをユ１整すべくモデ
ルをどのように較正すべきか或は＋９２正すべきことが
望ましいことに関しては全く示唆するところが無い。

本発明の主たる目的は、炉心性能の正確な実時間子ＪＱ
Ｉを行う原子・炉の炉心予測装置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１らる６ 本発明の更に別の目的は、原子炉炉心の実際の状態を−
Ｊζり３ｒｉ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中交正す
るための方法及び装置を提供することによって上述した
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（３顆性よく調整できる高さ依存性の横バックリング
係数の利用によって最後に述べた目的を達成することで
ある。

ルｉへｌ見 上に述べた目的及びその他の目的は、測定可能なパラメ
ータを用いる加圧水を原子炉のための１次元拡散理論炉
心モデルにおける横バックリング係数を、該モデルが正
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って実現され
る。特に、横バックリング係数に対して選択された分布
式は、炉心内の総合中性子バランス及び出力分布と相関
する係数を有する。横バックリング分布式の係数は、選
択された横バックリング分布式を用いて１次元拡散理論
炉心モデルにより発生される総合中性子バランス及び出
力分布が予め設定された公差範囲内で、独立に測定され
た基準出力分布及び総合中性子バランスに影響を与える
制御可能なパラメータの集合の測定値により表される炉
心状憩における総合中性子バランスと一致するまで、逐
次、増分的に調整される。尚、これ等のパラメータには
、制御棒位置、炉心出力レベル、コールドレッグ部の温
度、及び原子炉冷却材ホウ素Ｉｎ度が含まれる。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、炉心のブ１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。

総合中性子バランスと相関する１つの係数及び成る出力
分布特性パラメータと相関する幾つかの係数を有する横
バックリング係数のための分布式を開発した。１系数は
、周期的に、出力分布と相関する係数のうちの１つに対
する値を選択することにより、逐次的に一度に１つＶつ
再計算される。

他の出力分布係数の値を固定にし、総合中性子バランス
と相関する係数を零に設定して、横バックリンク分布を
、分布式を用いて計算する０次いで、総合中性子バラン
スと相関する係数の値をＴＡ整して、制御可能なパラメ
ータの集合の測定値で計算したバックリング分布を用い
、１次元拡散理論炉心モデルで炉心の臨界が得られるよ
うに調整する。

選択された係数と相関する出力分布特性パラメータの計
７１値を、１次元拡散理論炉心モデルにより創成される
計算出力分布から抽出する。この計算値を、出力分布特
性パラメータの基準値と比敦する。係数の選択された値
を修正し、当該パラメータの計算値及び基鵡値が予め設
定された公差内で一致するまで上述のステップを繰り返
す。出力分布と関連する池の係数の各々に対しても同じ
手順に従う。この場合光に計算された出力分布係数の値
は調整された値に固定保持する６本発明で開発された分
布式を用いれば、出力分布と相関する１系数は比較的に
独立しているが、しかし、全シーケンスを何回か繰り返
すことにより係数に対する純化された値を得ることがで
きる。

測定出力分布及び１次元拡散理論炉心モデルから創成さ
れる出力分布から導出される出力分布特性パラメータは
、それぞれ、炉心の上半分及び下半分における出力に関
連する周知の軸方向偏差並びに炉心の垂直方向の３分の
１部分、４分の１部分及び５分の１部分における出力に
関連する軸方向ピンチ、軸方向４分の１及び軸方向５分
の１出力を含む。これ等のパラメータ及び総合中性子バ
ランスに関連するパラメータは測定可能であるか又は少
なくとも測定パラメータから直接導出することができる
という事実からして、本発明によれば、１次元拡散理論
炉心モデルを用いるオンライン予測装置を正確に較正す
ることが可能になる。

本発明は、オンライン炉心予測装置の１次元拡散理論炉
心モデルを較正するための方法及び装置の双方を包含し
ている。

’ＩＵＬ皇ス１−■！口ル」一 本発明は、電力を発生するための加圧水膨原子炉（ｒ’
ＷＩｌ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
っ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、ホットレッグ部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Ｉｆ！（
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、コールドレッグ部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Ｐ旧（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２′：Ｉ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なり、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ッグ部
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ッグ部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、従って
出力レベルを監視する。更に、殆どのＰＷＨ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を横切って分布された多
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３３１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ットスポット かを１゛す定するために周期的に、例えば月毎に行われ
る。

１１ＷＨ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ｊ・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３３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１へ情報を集める。また、予測装置３
３は、制・１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
ドレッグ部の温度、圧力ｌ・ランスジューサ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７分析により求めら
れる炉心冷却材内のポウＴｉ　？Ｒ度を利用する．セン
サ４：（によって測定されるポットレッグ部温度とセン
サ３７により表示されるコールドレッグ部の温度との間
の温度差Δｔ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￥ｉ置３３に供給さｈ
る。別法として、炉心出力の尺度は、Ｎ−１６出力計く
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Δｔ
は、原子炉制御系から？１られるものであるが、説明の
簡便上第１図には加算２コ４５により発生されるものと
して示しである。予ｆｌｔ１１装置が自動制御系に組み
込まれている場合には、予より装置３３により発生され
る予測情報は、第１０に破線で示すように原子炉制御系
２３に供給される。

原子炉応答予測装置３３においては、後述するように、
炉心全本における中性ｒの応答を’Ｊ′ｆ徴的に表す下
記の周知の拡散理論方程式の単純ｒヒが用いられる。

・　・　・け（ｌン 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　−核外′Ａ苺に放出される中性子 Σｒ−マクロ核分裂断面積 Σ、＝マクロ吸収断面積 炉心内の（ｆ：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、従って、左辺の項は、右辺の項の大きさに依存ぐ
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。ＰＷＨにおける中性子（ｎｃｕｔｒｏｎｉｃｓ）
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う１ラス演算？
−ｏ２で置換するのが慣行となっている。

この置換分行い、式（２）を式（１）に代入して書き換
えると次式が得られる９ 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１
ｉｆｆであるパラメータ吋。

によりｉ〃喚する。尚、このパラメータは、横バックリ
ング項と称されるものであって、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らある。そ
の結果得られる横バックリングの軸方向変動を考Ｌ７１
　した式は次の形態を取る。

上式（４）は高さに依存する１次元拡散理論方程式であ
り、（Ｍバフ２９２フ項は、横方向における中性子バラ
ンス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、適切な補償を午え然も
炉心の経年中、連続して、最適な補償を与えるバックリ
ング係数に対する式をｊｘ択することにある。

目標は、下記の一般式、 の形態にある横バックリング分布式における膨張品数の
集合を固定し、予測装置３３によっ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２７（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ａｊｌｌ装：ξコ（３によ
っ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ｒヒ学分析により求めらｈる
実際の臨界ポ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。

横バックリング値Ｂ　シ（Ｚ　）の軸方向分布を近似す
るのによく適している関数Ｆ、（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。

Ｆｌ（ｚ）＝１ 下記の一般帰納関係を１ｎいてｒ＝を前項を加えること
ができよう。

ｉ二式中２は、上部及び下部における補性距離を含む炉
心の全高を表し、２は、横バックリング係数が決定され
る下部補性距離を含む炉心の高さを表す６ 従って、 また、係数Ａ１は、中性子バランスと相関を有し、従っ
て炉心の広範囲出力に関係し、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は軸方向ピンチ八Ｐと相関する Ａ４は軸方向の４分の１八〇と相関するＡ５は軸方向の
５分の１＾Ｒと相関するここで、 中性子束マツプデータを用いての実際のバックリング探
索は次のステップからなる９ 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八〇、八Ｐ、八〇及び八Ｒ
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１
ｊヒである場合には、これ笠の値は現在の較正に対し適
当な切期値である。Ａ３、Ａ４及びＡ５の最近の値が利
ｍ’ｑ能でない場合には、Ｏ２０の初ｍ値を用いること
が許される。

３）順次、次のサブステップを実行する。

ａ）　　Ａ２の値の初期推定を行う。

ｂ）　　Ａ、　＝Ｏ，Ｏに設定する。

ｃ）　　Ａ２の推定値及びＡ３、Ａ４及びＡ５の初期値
を用いて横バックリング軸方向分布ＢＡｙ（ｚ）の値を
計算する。

ｄ）　実際に軸方向に平均化された横バックリング値で
ある係数へ、の値を調整し、１次元拡散理論方程式（式
４）に横バックリング分布を挿入して計算軸方向出力分
布を発生し、次いでこの計算軸方向出力分布及び出力レ
ベル、制御棒位置、コールドレッ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発生及び吸収バランスを
表わすＡ１の値を求めることにより臨界を決定する。

Ｃ）計算された出力分布から軸方向偏差＾Ｏｃ’１Ｊｑ
ｔ許算軸方向オフセッＩ−ＡＯ，を基準「測定」出力分
布＾０１゜と比１校する。

ｇ）Ａ２の推定値を修正し、比軸される＾０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
ップｂ）〜ｆ）を繰り返す。

４）　然る後に、Ａ２を’　Ａ’ｌ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５１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、へ〇パラメー
タ値の比較を基にＡ４を二ｒ価し、Ｍｆ＆に八Ｉｔ［ｅ
用いてＡ５を評価する。

経験の示すところによれば、ステップ３）及び４）を幾
度か反復して集合の、′：′５位の係数の値を先行の繰
り返して見出した値にＩ’ｊ！：持し、各係数の値を更
に純（ヒするのが一般に望ましい。

第２図には、炉心予測′Ａ置４７、初期条件更新装置ｎ
４９及び鮫正装置５１を具備する炉心パラメータ予測装
置３３の機能形層がブロック図で示しである。

慣用の信澱処ｒ！Ｊ！装置５３は、コールドレ・ング部
温度、原子炉冷却材圧力、ホ／トレッグ部とコールドレ
ッグ部との間の温度差Δｔ、制御棒位置、炉外中性子検
出？３応′？：ｒ或は適当であれば炉中竹子検出器応答
及び時間を含む入力信じを調整する。軸方向出力分布合
成＋Ａｉ　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ずる。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（１（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）、Ｘｃ（ｚ）の高頻度で更新される
表示を発生する。本出願人の米国特許願力６３５３７３
づ明細書は、口約は異なるがこｉｔ′！′？：の分布を
発生する技術を開示している。

軸方向燃焼アキュムレータ５９は、合成装置５５がらの
炉心平均軸方向出力分布ｑ（ｚ）の表示及び江意適当な
時間信号源からの時間信号を受けて、炉心乎均軸方向燃
））°Ｌ分布（１０（ｚ）の高頻度で更新される表示を
発生する。

炉心予ａ（１１装置４７の一部分を形成するインターフ
ェース装置６１は、主として信号処理装置５３がらの処
理されたプラントデータ及び軸方向出力分布合成装置５
５、ヨウ素及びキセノン濃度計算装置５７及び軸方向燃
焼アキュムレータ５９が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。ρ１えば、１７１・算装
置５７で用いられる々Ｔ逍なアルゴリズムにより、基準
］ヒされた単位でヨウ素及びキセノン濃度が発生される
。インターフェース装置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東数値を用いて、基準１ヒされた
ヨウ素及びキセノン濃度値を、一般に用いられている立
方センチノー１〜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）農度情報は、原子炉評価においてインターフェ
ース装ｖｖ１．６１により直接受信される。また、イン
ターフェース装置Ｇ１は炉心パラメータ予測データベー
ス、即ちＣ１ｌ＋’データベース６３にアクセスし、コ
ンピュ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）　インターフェース装置６１分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ｉυＪから供給されるサイクル依
存核断面情、炉心記述子（ｄｅｓｃｒｉｐｔｉｏｎｓ）
及び物理定数、並びに ３）・Ｃｒ’ｐＨＩ２正２り５１により発生され、コン
ピュータのメモリに格納されて、炉心パラメータ予測装
置らしくはＣ１１ｌ’　４７により実行される実際の予
測計算で用いられるｒｙ：１１ｔＡ的に更新される構バ
ックリングパラメータ。Ｃ１１１１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、コンピュータ
ソフトウェ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
ュータソフトウェアパッケージとの交信を容易にするた
めの対話型合ｆｒ（マン−マシンインターフェース）Ｍ
旧６７である。炉心パラメータ予ｉ１［１１装置４７の
機能は、■旧６７を介して、どのような予測を行うべき
かに関する使用乙゛からの命令を受は付け、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、８Ｍ＋　６７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１５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Ｉ
ＮＦｓを具現するコンピュータコード（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（ＡＩ
Ｈｏｎｎｅ）所在のアルゴンヌ・ナショナル・ラボラ１
−リ　（ＡＩＨｏｎｎｅ　Ｎａｔｉｏｎａｌ　Ｌａｂｏ
ｒａＬｏｒｙ）で運営されているナショナル・エネルギ
・ソフトウェア・センタ　（Ｎａｔｉｏｎａｌ　Ｅｎｅ
ｒｇｙ　５ｏｆＬｕ＋ａｒｅ　ＣＣｎｔｅｒ）から入手
可能であり、その［プログラム・アブストラクト Ｐｒｏｇｒａｍ　ＡｂｓｔｒａｃＬｓ，＾ＭＬー７４１
１　１１ｅｖｉｓｅｄ，　１９７９年５月）にＩＩＦＮ
と表示されてｌ’ＮＥｓｃ　Ａｂｓｔｒａｃｔ　２４１
Ｊに記述されている。係Ｔ１に．Ａｌ〜Ａ５を用いる既
述の分布式は、このモデルにおいてバックリングパラメ
ータとして利用することができる，　ＣＰＰ論理及びア
ルゴリズムパッケージ６５は、較正器５１内の横バック
リング係数探索コントローラ７９と交信する。

また、ＣＰＰ　４７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１３′Ｍ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は取って、これ等のデータを
、アルゴリズム６５を用いて予測装置に、上り発生され
る等価情報と比較するチェック回路６９を（６ｉｉえて
いる。この比較は、ＣＦ’ｌ’　４７の作動直後、入力
初期袋ｆｌデータの有効性及びアルゴリズム６５によっ
て行われる初期計算の正確性に関するチェックとして行
われる。チェック回路６９により受容しＩＨ＞る一致が
見つけられなかった場合には、アルゴリズム６５によっ
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ＣＰＩ
’の動作は禁止される。

初期条件更°新回路４９及びその支ｔＸ要素は、定常状
態下及び通常の過渡運転状態上双方で機能する乙のと期
待される。更新頻度は、通常の過渡状態下では近似的に
５分毎に一度の更新であり、そして基底負荷の定常状態
束ｆ↑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（ＣＩ’ｒ’）較正器５１の機
能的穀圧形態か第３図にブロック図で示しである。

可動検出器信号プロセッサ（処理回路）７３は、周期的
中性子束マツピング動作中、可動検出器系２フからデー
タを受は取って、詳細な炉心平均軸方向出力分布を発生
する。このｖ１能を実行するための適当なコンピュータ
コードは□、ＰＷＲ設備．て′−最に使用されているも
のである。別法として、固定の炉内ｆＧ号プロセッサ７
５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される信号を受けて、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Ｉ’Ｗ
Ｒ設備においてのみ適用可能である。

ＣＩｌｌ”Ｐ’ｌ正器５１内のインターフェース回路７
７は、適ソ１であるプロセッサ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から受ける成る種のデータを受けて、これ等のデ
ータをＣＩ’Ｉ’ｌｌ１９正器データベース７１内に挿
入する。

ｍ期条件更新回路４９から受けるデータは信号プロセッ
サ５３から供給される制御棒位置、コールドレッグ温度
及び出力レベル、中性子束マツプデータがプロセッサ７
３又は７５により処理された時にアキュノ、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
倉む．較正器データベース７１は、計算におりる共通性
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。

横バックリング係数探索コン）・ローラ７９は、バック
リング係数値が考慮される順序を設定すると共に適ＵＪ
な横バック１）ング係数の逐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、ａ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、
ＣＩ’Ｐ論理及びアルゴリズム６５において臨界探索が
開始され、横バックリング式における炉心平均槽バック
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。その結果骨られる炉心
平均軸方向出力分布は、ＣＰＰ　３Ｑ理及びアルゴリズ
ムＧ５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＾０、＾Ｐ、ΔＱ笠ｌ？の集合に分解され、考
察中のバッ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
パラメータの計算性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、バックリング係数の遇択され
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
トローラは次のバックリンク係数に移る。上述の６６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、問題となっているバッ
クリング係数の比較的な怠味において良好な値を通釈し
、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。この子ａＱｌ装
置の周＋１ＪＩ的１較正は初期条件のリセットと相（父
って、予測が炉心のノア命に渡り有効に留まることを顛
証する。

炉心パラメータ予測装置の較正器５１及びその支援型；
（；は、′Ｐ衡な定常状前条１′Ｌ下で得られたデータ
を供給された陽音にのみ＃ｌｌ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列７４に一度ｆ：越
えることはないと期待される。

【図面の簡単な説明】

第１回は本発明を具現する加圧水型原子炉の模式的晟明
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ッ
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って構成された較ＪＥ　２５の機
能的ブロック図である。 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Ｔ−測装置 ４７・・・炉心パラメータ予ａ（１１装置出願人　　ウ
ェスチングハウス・エレクトリック　コーポレーション

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）マクロ断面積、拡散係数及び横バックリング係数を
   含む高さ依存性の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
   中性子バランス及び出力分布に関して較正する方法にお
   いて、 出力が平衡状態にある炉心で出力分布を測定し、同時に
   、炉心内の総合中性子バランスに影響を与える制御可能
   なパラメータの集合を測定し、該総合中性子バランスに
   相関する係数と出力分布に相関する他の係数とを含む膨
   張係数を有する高さ依存性の横バックリング係数に対し
   分布式を選択し、 前記選択された横バッ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総合中性子バラ
   ンス及び出力分布が予め設定された公差内で測定された
   出力分布及び前記制御可能なパラメータの集合の測定値
   により表わされる実際の炉心状態に対する総合中性子バ
   ランスと一致するように前記膨張係数を調整する、 ことにより、前記横バックリング係数を周期的に調整す
   るステップからなる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測定出力分布特性パラ
   メータの集合に分解するステップを含むと共に、前記高
   さ依存性の横バックリング係数のための分布式を選択す
   るステップは、総合中性子バランスと相関する係数に加
   えて、前記測定出力分布特性パラメータの各々と相関す
   る出力分布関連係数を有する分布式を選択することを含
   んでおり、前記膨張係数を調整するステップは、前記係
   数を用いて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
   メータがそれぞれ、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集合の測定値で前記
   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
   総合中性子バランス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ップは、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ップは、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。