TWI384490B - 沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法 - Google Patents

沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法 Download PDF

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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Description

沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法
本發明係有關於一種沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，尤指一種以計算冷爐停機餘裕(Cold Shut Down Margin,SDM)而找出可暫時放置有裂痕控制棒(Control Rod)位置之搜尋方法。
由於控制棒在核電廠反應爐爐心運轉中可能會因為本身裂痕導致控制棒內吸收中子毒物之碳化硼(Boron Carbide,B4 C)流失，使該控制棒強度減弱，因而可能影響到冷爐停機餘裕不足，而有臨界安全之顧慮，進而在需要緊急停機時無法順利停機。故，一般習用者係無法符合使用者於實際使用時之所需。
本發明之主要目的係在於，可執行當爐心內有一根控制棒發生破管事件時，計算該事件發生後所剩餘之最小冷爐停機餘裕係否符合法規要求，並將符合要求之位置找出來，將該些位置暫時放置有破管之虞但還需繼續在反應爐爐心運轉之控制棒，藉此於確認計算冷爐停機餘裕後得知其臨界安全，以避免因冷爐停機餘裕不足而發生需緊急停機時無法順利停機之顧慮。
為達以上之目的，本發明係一種沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，首先準備一計算冷爐停機餘裕SIMULATE－3標準輸入檔，並執行其SIMULATE－3程式計算，從計算結果摘要檔中紀錄所有 控制棒在每個燃耗點所對應之原始冷爐停機餘裕，並以該計算冷爐停機餘裕SIMULATE－3標準輸入檔為參考檔案，依不同之燃耗點來擷取該燃耗點下之卡片內容，並指定一全出控制棒與一破管控制棒之位置；選擇該全出控制棒位置，及其周圍複數根控制棒成為該破管控制棒之候選者，並記錄各種控制棒位置組合下由SIMULATE－3程式計算之爐心增殖因子，接著先判斷係否完成所有燃耗點下各種控制棒組合之計算，再計算冷爐停機餘裕之變動量，然後於整理之結果搜尋出當爐心存在一根破管控制棒下，係判斷全爐心最強棒之冷爐停機餘裕係否符合法規要求，並於判斷全出控制棒之冷爐停機餘裕與原始最強棒之冷爐停機餘裕之大小後，輸出結果並結束搜尋。
請參閱『第1圖』所示，係本發明之搜尋流程示意圖。如圖所示：本發明係一種沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，當本發明於運用時，係假設一控制棒(Control Rod)破管造成其控制棒頂端四分之一長度(即12個節距)四個葉片之碳化硼(Boron Carbide,B4C)全部流失，且全爐心破管之控制棒僅有一根，而週期中每一根控制棒皆可能係發生破管之控制棒，則其執行搜尋有破管之虞控制棒位置之流程係至少包括下列步驟：(A)準備計算冷爐停機餘裕(Cold Shut Down Margin,SDM)SIMULATE－3標準輸入檔11：準備一 計算冷爐停機餘裕SIMULATE－3標準輸入檔；(B)執行SIMULATE－3程式計算並紀錄原始冷爐停機餘裕12：執行SIMULATE－3程式計算，以其QPANDA模式計算爐心內所有無破裂之控制棒在全週期所有燃耗點之原始冷爐停機餘裕，並從計算結果摘要檔中紀錄所有控制棒在每個燃耗點所對應之原始冷爐停機餘裕，其中，該原始冷爐停機餘裕為最小值者係表示此根控制棒在此燃耗點下為最強棒，反之值越大者則代表其控制棒強度越弱；(C)指定全出控制棒與破管控制棒位置13：以該計算冷爐停機餘裕SIMULATE－3標準輸入檔為參考檔案，依不同之燃耗點來擷取該燃耗點下之卡片內容，並將計算冷爐停機餘裕之CRD.SDM卡片及ITE.SDM卡片去掉，且加入一CRD.POS卡片，由該CRD.POS卡片指定一全出控制棒與一破管控制棒之位置，其中，該全出控制棒之位置係以抽出48個節距表示，而該破管控制棒之位置則係以抽出12個節距(即四分之一長度)表示；(D)選擇全出控制棒位置及破管控制棒之候選者14：選擇該全出控制棒位置，此全出控制棒周圍至多8根控制棒成為該破管控制棒之候選者，其中，於步驟(C)中每根控制棒均可被選為全出控制棒，且選擇之順序係依其控制棒原始冷爐停機餘裕由小至大排列；(E)記錄爐心增殖因子Keff 15：記錄各種控制棒位置組合下由SIMULATE－3程式計算之爐心增殖因 子Keff；(F)判斷係否完成所有燃耗點下各種控制棒組合之計算16：判斷係否完成所有燃耗點下由步驟(D)所決定各種控制棒組合之計算，未完成係回至步驟(C)；(G)計算冷爐停機餘裕變動量17：計算控制棒破管效應所造成之冷爐停機餘裕變動量，其計算方式係將一單一控制棒完全抽出及另一根控制棒抽出12個節距時之爐心增殖因子Keff，減去僅單一控制棒完全抽出時之爐心增殖因子Keff後，再除以冷爐臨界目標值；(H)記綠各種組合中之變動量18：將結果整理後，記綠各種組合中控制棒破裂對於個別控制棒冷爐停機餘裕之變動量，其中，該變動量將降低步驟(B)個別控制棒所計算之原始冷爐停機餘裕；(I)判斷全爐心最強棒之冷爐停機餘裕係否符合法規要求19：依步驟(H)整理之結果搜尋出當爐心存在一根破管控制棒下，判斷全爐心最強棒之冷爐停機餘裕係否符合法規要求，否則至步驟(O)結束搜尋；(J)判斷全出控制棒之冷爐停機餘裕與原始最強棒之冷爐停機餘裕之大小20：判斷由步驟(I)所選出之破管控制棒位置，其對應之全出控制棒所計算之冷爐停機餘裕若小於原始最強棒之冷爐停機餘裕，係至步驟(N)輸出控制棒搜尋位置之結果，並至步驟(O)結束搜尋；反之若大於原始最強棒之冷爐停機餘裕則代表此全出控制棒並非最強棒，須進行重新搜尋最強棒位 置，依據爐心入口限流器流量無四分之一對稱，至步驟(K)繼續執行，反之具有四分之一對稱則至步驟(L)繼續執行；(K)重新計算選出最強棒21：選擇步驟(B)所計算出具有最小原始冷爐停機餘裕之燃耗點，依此燃耗點計算全爐心控制棒之原始冷爐停機餘裕，從中選取8根具有較小冷爐停機餘裕控制棒為全出控制棒之候選者(此8根全出控制棒候選者乃是在步驟(B)所計算出之第一強棒至第八強棒，分佈範圍為全爐心)，而破管控制棒之候選者則由步驟(I)決定，於重新計算後選出最強棒，若此最強棒冷爐停機餘裕低於法規要求，則此破管控制棒選定位置被移除，如果符合法規要求則保留此破管控制棒位置，並至步驟(M)；(L)重新計算選出最強棒22：選擇步驟(B)所計算出具有最小原始冷爐停機餘裕之燃耗點，依此燃耗點計算之原始冷爐停機餘裕，從中選取2根具有較小冷爐停機餘裕控制棒為全出控制棒之候選者(此2根全出控制棒候選者乃是在步驟(B)所計算出之第一強棒與第二強棒，分佈範圍為四分之一爐心，其位置需與破管控制棒在同一象限內)，而破管控制棒之候選者則由步驟(I)決定，於重新計算後選出最強棒，若此最強棒冷爐停機餘裕低於法規要求，則此破管控制棒選定位置被移除，如果符合法規要求則保留此破管控制棒位置，並至步驟(M)；(M)判斷最強棒之冷爐停機餘裕係否均小於原始 最強棒之冷爐停機餘裕23：判斷所有選出有破管控制棒爐心下最強棒之冷爐停機餘裕，係否均小於原始最強棒之冷爐停機餘裕，否則回至步驟(J)；(N)輸出結果24：輸出控制棒搜尋位置之結果；以及(O)結束搜尋25：結束搜尋。
上述步驟(A)所提之SIMULATE-3係為一種處理核能電廠反應器穩態分析程式，其功能為使用三維(全爐心)、二能群中子(將爐心內中子能量範圍區分快速與慢速兩群)擴散之空間中子計算模式求解爐心內中子通率分佈，利用此通率分佈計算所需之各項爐心參數。
上述步驟(B)所提之QPANDA模式，其爐心內之中子通率分布係透過中子擴散方程式來計算，其中D為中子擴散係數，Φ為中子通率，Σ t 為中子總巨觀截面，F為中子分裂截面。透過有限差分法可展開為以計算中子通率之空間變化(k代表網格索引)，但若使用於粗網格則會產生誤差，因此QPANDA透過粗網格內之中子通率4次展開式來降低此誤差。
上述步驟(C)所提之CRD.SDM、ITE.SDM及CRD.POS皆為SIMULATE-3內所定義之卡片，其中該CRD.SDM卡片可用來指定爐心內某些(或全部)控制 棒，並利用該ITE.SDM卡片自動計算爐心內控制棒之冷爐停機餘裕，而該CRD.POS卡片係用以指定爐心內所有控制棒個別插入爐心內深度。
綜上所述，本發明係一種沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，可有效改善習用之種種缺點，當爐心內有一根控制棒發生破管事件時，係執行計算該事件發生後所剩餘之最小冷爐停機餘裕係否符合法規要求，並將符合要求之位置找出來，將該些位置暫時放置有破管之虞但還需繼續在反應爐爐心運轉之控制棒，藉此於確認計算冷爐停機餘裕後得知其臨界安全，以避免因冷爐停機餘裕不足而發生需緊急停機時無法順利停機之顧慮，進而使本發明之產生能更進步、更實用、更符合使用者之所須，確已符合發明專利申請之要件，爰依法提出專利申請。
惟以上所述者，僅為本發明之較佳實施例而已，當不能以此限定本發明實施之範圍；故，凡依本發明申請專利範圍及發明說明書內容所作之簡單的等效變化與修飾，皆應仍屬本發明專利涵蓋之範圍內。
11~25‧‧‧步驟(A)~(O)
第1圖，係本發明之搜尋流程示意圖。
步驟‧‧‧11~25

Claims (6)

  1. 一種沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，係至少包含：(A)準備一計算冷爐停機餘裕(Cold Shut Down Margin,SDM)SIMULATE-3標準輸入檔，其中，該SIMULATE-3係為一種處理核能電廠反應器穩態分析程式，其功能為使用三維(全爐心)、二能群中子(將爐心內中子能量範圍區分快速與慢速兩群)擴散之空間中子計算模式求解爐心內中子通率分佈，利用此通率分佈計算所需之各項爐心參數；(B)執行SIMULATE-3程式計算，並從計算結果摘要檔中紀錄所有控制棒(Control Rod)在每個燃耗點所對應之原始冷爐停機餘裕；(C)以該計算冷爐停機餘裕SIMULATE-3標準輸入檔為參考檔案，依不同之燃耗點來擷取該燃耗點下之卡片內容，並將計算冷爐停機餘裕之第一、二卡片去掉，並加入一第三卡片，由該第三卡片指定一全出控制棒與一破管控制棒位置；(D)選擇該全出控制棒位置，此全出控制棒周圍至多8根控制棒成為該破管控制棒之候選者；(E)記錄各種控制棒位置組合下由SIMULATE-3程式計算之爐心增殖因子； (F)判斷係否完成所有燃耗點下由步驟(D)所決定各種控制棒組合之計算，未完成係回至步驟(C)；(G)計算控制棒破管效應所造成之冷爐停機餘裕變動量；(H)記綠各種組合中控制棒破裂對於個別控制棒冷爐停機餘裕之變動量；(I)當搜尋出爐心存在一根破管控制棒下，判斷全爐心最強棒之冷爐停機餘裕係否符合法規要求，否則至步驟(O)結束搜尋；(J)判斷由步驟(I)所選出之破管控制棒位置，其對應之全出控制棒所計算之冷爐停機餘裕若小於原始最強棒之冷爐停機餘裕，係至步驟(N)輸出控制棒搜尋位置之結果，並至步驟(O)結束搜尋；反之若大於原始最強棒之冷爐停機餘裕則進行重新搜尋，依據爐心入口限流器流量無四分之一對稱，至步驟(K)繼續執行，反之具有四分之一對稱則至步驟(L)繼續執行；(K)選擇步驟(B)所計算出具有最小原始冷爐停機餘裕之燃耗點，依此燃耗點計算全爐心控制棒之原始冷爐停機餘裕，從中選取8根具有較小冷爐停機餘裕控制棒為全出控制棒之候選者(此8根全出控制棒候選者乃是在步驟(B)所計算出之第一強棒至第八強棒，分佈範圍為全爐心)，而破管控制棒之候選者則由步驟(I)決定，於重新計算後選 出最強棒，若此最強棒冷爐停機餘裕低於法規要求，則此破管控制棒選定位置被移除，如果符合法規要求則保留此破管控制棒位置位置，並至步驟(M)；(L)選擇步驟(B)所計算出具有最小原始冷爐停機餘裕之燃耗點，依此燃耗點計算之原始冷爐停機餘裕，從中選取2根具有較小冷爐停機餘裕控制棒為全出控制棒之候選者(此2根全出控制棒候選者乃是在步驟(B)所計算出之第一強棒與第二強棒，分佈範圍為四分之一爐心，其位置需與破管控制棒在同一象限內)，而破管控制棒之候選者則由步驟(I)決定，於重新計算後選出最強棒，若此最強棒冷爐停機餘裕低於法規要求，則此破管控制棒選定位置被移除，如果符合法規要求則保留此破管控制棒位置位置，並至步驟(M)；(M)判斷所有選出有破管控制棒爐心下最強棒係否均小於原始最強棒之冷爐停機餘裕，否則回至步驟(J)(N)輸出結果；以及(O)結束搜尋。
  2. 依據申請專利範圍第1項所述之沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，其中，該步驟(B)係以其QPANDA模式計算爐心內所有無破裂之控制棒在全週期所有燃耗點之原始冷爐停 機餘裕，將爐心內之中子通率分布透過中子擴散方程式來計算，並透過有限差分法可展開為計算中子通率之空間變化，其中D為中子擴散係數，Φ為中子通率，Σ t 為中子總巨觀截面，F為中子分裂截面，以及k代表網格索引；當使用於粗網格所產生之誤差係由QPANDA透過粗網格內之中子通率4次展開式來降低此誤差。
  3. 依據申請專利範圍第1項所述之沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，其中，該步驟(C)係以抽出12個節距(即控制棒四分之一長度)表示該破管控制棒之位置。
  4. 依據申請專利範圍第1項所述之沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，其中，該步驟(C)中每根控制棒均可被選為全出控制棒，且選擇之順序係依其控制棒原始冷爐停機餘裕排列。
  5. 依據申請專利範圍第1項所述之沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，其中，該步驟(G)之計算方式係將一單一控制棒完全抽出及另一根控制棒抽出12個節距時之爐心增殖因子，減去僅單一控制棒完全抽出時之爐心增殖因子後，再除以冷爐臨界目標值。
  6. 依據申請專利範圍第1項所述之沸水式核電廠反應爐爐心放置有裂痕控制棒位置之搜尋方法，其中，該步驟(H)之變動量係將降低步驟(B)個別控制棒所計算之原始冷爐停機餘裕。
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Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TW544692B (en) * 2001-02-23 2003-08-01 Hitachi Ltd Boiling water type nuclear reactor use control rod
TW200643981A (en) * 2005-04-27 2006-12-16 Toshiba Kk Apparatus for detecting the position of a control rod
JP2007315944A (ja) * 2006-05-26 2007-12-06 Toshiba Corp 原子炉用制御棒

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TW544692B (en) * 2001-02-23 2003-08-01 Hitachi Ltd Boiling water type nuclear reactor use control rod
TW200643981A (en) * 2005-04-27 2006-12-16 Toshiba Kk Apparatus for detecting the position of a control rod
JP2007315944A (ja) * 2006-05-26 2007-12-06 Toshiba Corp 原子炉用制御棒

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