JPH0210920B2 - - Google Patents
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- JPH0210920B2 JPH0210920B2 JP56206971A JP20697181A JPH0210920B2 JP H0210920 B2 JPH0210920 B2 JP H0210920B2 JP 56206971 A JP56206971 A JP 56206971A JP 20697181 A JP20697181 A JP 20697181A JP H0210920 B2 JPH0210920 B2 JP H0210920B2
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉運転中における局所出力ピー
キング係数を、燃料タイプの組合せに依存するフ
イツテイング式を用いることなく求め監視するよ
うにした局所出力ピーキング係数の監視方法に関
するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a method for monitoring local power peaking coefficients during nuclear reactor operation by determining and monitoring the local power peaking coefficients without using a fitting formula that depends on a combination of fuel types. It is.
一般に原子炉を安全に運転するうえで線出力密
度運転限界値が規定されるようになつている。原
子炉監視装置より得られる線出力密度の最大値は
絶えず限界値と比較監視されることによつて、ど
の程度運転限界に接近しているかが運転員に知れ
るようになつているものである。ところでその限
界値は燃料タイプによつて異なつており、また、
各燃料バンドル（燃料集合体）セグメントに対し
ては最大線出力密度が求められるが、１つのセグ
メントの中での最大線出力密度は各セグメントの
出力に各セグメントの局所出力ピーキング係数を
乗じることによつて得られる。したがつて、局所
出力ピーキング係数は、セグメント平均出力を
1.0とした場合での最大ピン出力を表しているこ
とになる。 Linear power density operating limits are generally prescribed for safe operation of nuclear reactors. The maximum value of the linear power density obtained by the reactor monitoring system is constantly monitored and compared with the limit value, so that operators can know how close the reactor is to the operating limit. By the way, the limit value differs depending on the fuel type, and
The maximum linear power density is determined for each fuel bundle (fuel assembly) segment, but the maximum linear power density within one segment is determined by multiplying the power of each segment by the local power peaking coefficient of each segment. You can get it by twisting it. Therefore, the local power peaking factor is the segment average power
This represents the maximum pin output when set to 1.0.
ところで、局所出力ピーキング係数は燃料タイ
プ、燃焼度、ボイド率、燃料バンドル配列および
制御棒挿入パターンに依存することから、従来に
あつては４バンドル二次元拡散計算を行ない、そ
の結果よりフイツテイング式を作成していたのが
実状である。予め中性子検出器を囲む４つの燃料
バンドルの燃料タイプの組合せ毎に、しかも４バ
ンドルを囲む４制御棒の挿入パターン毎に４バン
ドル二次元拡散計算を数点の燃焼度、ボイド率に
ついて行ない、その結果より局所出力ピーキング
係数を求めるためのフイツテイング式を作成して
いたものである。原子炉運転中においてはそのフ
イツテイング式より局所出力ピーキング係数を求
めるわけである。しかしながら、このようにして
局所出力ピーキング係数を求める場合には燃料交
換により燃料タイプの組合せが多くなる程にフイ
ツテイング式作成のための計算量、作業量が膨大
となり、しかもフイツテイング係数が増大すると
いうものである。 By the way, since the local power peaking coefficient depends on the fuel type, burnup, void ratio, fuel bundle arrangement, and control rod insertion pattern, conventionally, a four-bundle two-dimensional diffusion calculation is performed, and the fitting formula is calculated from the results. The reality is that it was created. We performed four-bundle two-dimensional diffusion calculations on burnup and void fraction at several points in advance for each combination of fuel types of the four fuel bundles surrounding the neutron detector, and for each insertion pattern of the four control rods surrounding the four bundles. A fitting equation was created to determine the local output peaking coefficient from the results. During reactor operation, the local power peaking coefficient is determined from the fitting equation. However, when determining the local output peaking coefficient in this way, the more combinations of fuel types that occur due to fuel exchange, the greater the amount of calculation and work needed to create the fitting equation, and the moreover, the fitting coefficient increases. It is.
よつて本発明の目的は、燃料タイプの組合せに
依存しないフイツテイング式にもとづき局所出力
ピーキング係数を求め監視する方法を供するにあ
る。 It is therefore an object of the present invention to provide a method for determining and monitoring local power peaking coefficients based on a fitting equation that is independent of fuel type combinations.
この目的のため本発明は、１バンドル核定数計
算より求められた局所出力ピーキング係数を燃料
タイプ毎に燃焼度、ボイド率についてフイツテイ
ング式で表わしておき、このフイツテイング式よ
り得られる局所出力ピーキング係数に隣接バンド
ルの影響を考慮した補正係数と制御棒の影響を考
慮した補正係数を乗じることによつて、原子炉運
転中での局所出力ピーキング係数を求めるように
したものである。制御棒の影響を考慮した補正係
数は燃料タイプ毎、制御棒パターン毎の４バンド
ル二次元拡散計算で求めた局所出力ピーキング係
数と１バンドル核定数計算で求めた局所出力ピー
キング係数との比率として予め求められ、また、
制御棒の影響を考慮した補正係数は各燃料バンド
ルセグメントの中性子移動面積によつて求められ
ることから、これら補正係数によつて上記フイツ
テイング式より得られる局所出力ピーキング係数
を補正することにより原子炉運転中における局所
出力ピーキング係数を求めるわけである。 For this purpose, the present invention expresses the local power peaking coefficient obtained by one-bundle nuclear constant calculation using a Fitting formula for burnup and void ratio for each fuel type, and calculates the local power peaking coefficient obtained from this Fitting formula. The local power peaking coefficient during reactor operation is determined by multiplying a correction coefficient that takes into account the influence of adjacent bundles and a correction coefficient that takes into account the influence of control rods. The correction coefficient that takes into account the influence of control rods is calculated in advance as the ratio of the local power peaking coefficient calculated by 4-bundle two-dimensional diffusion calculation for each fuel type and control rod pattern to the local power peaking coefficient calculated by 1-bundle nuclear constant calculation. sought after, and
Since the correction coefficients that take into account the influence of control rods are determined by the neutron transfer area of each fuel bundle segment, the local power peaking coefficient obtained from the above fitting equation can be corrected using these correction coefficients, and the reactor operation This means finding the local output peaking coefficient within the range.
以下、本発明を第１図から第３図により説明す
る。 The present invention will be explained below with reference to FIGS. 1 to 3.
既述したように局所出力ピーキング係数は燃料
タイプ、燃焼度、ボイド率、燃料バンドル配列お
よび制御棒挿入パターンに依存するが、一般に炉
心設計時に１バンドル核定数計算が燃料タイプ毎
に行なわれるようになつている。核定数計算によ
つて局所出力ピーキング係数が求められるわけで
ある。しかし、核定数計算は境界条件が鏡面の１
バンドル二次元拡散計算であることから、同一タ
イプの燃料バンドルが無限に並ぶ体系での計算と
なり、燃料バンドル配列および制御棒挿入パター
ンは考慮されていない局所出力ピーキング係数が
得られることになる。よつて本発明は１バンドル
核定数計算より得られる局所出力ピーキング係数
を隣接する燃料バンドルからの影響および制御棒
の影響を考慮し補正することによつて目的とする
局所出力ピーキング係数を得んとするものであ
る。 As mentioned above, the local power peaking coefficient depends on the fuel type, burnup, void ratio, fuel bundle arrangement, and control rod insertion pattern, but in general, one-bundle nuclear constant calculation is performed for each fuel type during core design. It's summery. The local power peaking coefficient is determined by nuclear constant calculation. However, in nuclear constant calculation, the boundary condition is 1 with a mirror surface.
Since this is a two-dimensional bundle diffusion calculation, the calculation is based on a system in which fuel bundles of the same type are lined up infinitely, and the local power peaking coefficient is obtained without considering the fuel bundle arrangement and control rod insertion pattern. Therefore, the present invention aims to obtain the target local power peaking coefficient by correcting the local power peaking coefficient obtained from one-bundle nuclear constant calculation by taking into account the influence from adjacent fuel bundles and the influence of control rods. It is something to do.
隣接する燃料バンドルからの影響を補正する方
法、即ち、隣接バンドルの影響を考慮した補正係
数は以下のようにして求められる。 A method of correcting the influence from adjacent fuel bundles, that is, a correction coefficient that takes the influence of adjacent bundles into consideration is determined as follows.
隣接する燃料バンドルからの影響による局所出
力ピーキング係数の変化は、中性子の流入、流出
に依存するから、そのことを考慮し各燃料バンド
ルセグメントの中性子移動面積に着目し、あるセ
グメントとそれに隣接するセグメントの中性子移
動面積を用いることによつて補正係数FACT1は
次式(1)より求められる。 Changes in the local power peaking coefficient due to the influence from adjacent fuel bundles depend on the inflow and outflow of neutrons. Taking this into account, we focused on the neutron transfer area of each fuel bundle segment, By using the neutron transfer area of , the correction coefficient FACT 1 can be obtained from the following equation (1).
FACT1＝MAX×（M2／N1／M2／N1、M2／N3 2／N4／M2／O、
M2／O／M2／O、M2／O／M2／O）
…(1)
但し、M2 Oは着目燃料バンドルの中性子移動面
積を、また、M2 Niは隣接燃料バンドルの中性子移
動面積を示す。FACT 1 = MAX × ( M2 / N1 / M2 / N1 , M2 / N32 / N4 / M2 / O ,
M2 / O / M2 / O , M2 / O / M2 / O )...(1) However, M2O is the neutron transfer area of the focused fuel bundle, and M2Ni is the neutron transfer area of the adjacent fuel bundle. Indicates the moving area.
上記式(1)よりも判るようにM2 Ni／M2 Oのうち最も
値が大きいものが補正係数FACT1として求めら
れるものである。したがつて、核定数計算によつ
て求められる局所出力ピーキング係数LPF0は以
下の式(2)に示すように補正係数FACT1によつて
補正され、隣接する燃料バンドルからの影響が考
慮された局所出力ピーキング係数LPF′が得られ
る。 As can be seen from the above equation (1), the largest value among M 2 Ni /M 2 O is determined as the correction coefficient FACT 1 . Therefore, the local power peaking coefficient LPF 0 obtained by nuclear constant calculation was corrected by the correction coefficient FACT 1 as shown in equation (2) below, and the influence from adjacent fuel bundles was taken into account. The local power peaking factor LPF′ is obtained.
LPF′＝LPF0・FACT1 …(2)
なお、中性子移動面積は原子炉の出力分布監視
装置に内蔵されている三次元核熱水力モデルによ
り求められる。 LPF′=LPF 0・FACT 1 …(2) The neutron transfer area is determined by a three-dimensional nuclear thermal-hydraulic model built into the reactor power distribution monitoring device.
隣接バンドルの影響を考慮した補正係数は以上
のようにして求められるが、次に制御棒の影響を
考慮した補正係数の求め方について説明すれば以
下のようである。 The correction coefficient that takes into account the influence of the adjacent bundles is determined as described above, but the method of determining the correction coefficient that takes the influence of the control rods into consideration will be explained below.
即ち、既述したように１バンドル核定数計算は
鏡面境界条件であるから、制御棒挿入状態での計
算は第１図ａ〜ｅに示す制御棒挿入パターンのう
ち第１図ｅに示すものの体系での計算と同等とな
り、他の体系での計算は不可能である。本発明で
は各制御棒挿入パターン毎に局所出力ピーキング
係数の制御棒の影響による変化率を予め計算によ
つて求めておき、この比率を補正係数FACT2と
して核定数計算より得られる局所出力ピーキング
係数LPF0を補正することによつて、次式(3)に示
す如く制御棒の影響が補正された局所出力ピーキ
ング係数LPF″を得るものである。 That is, as mentioned above, since the one-bundle nuclear constant calculation is based on the mirror boundary condition, the calculation in the control rod insertion state is based on the system shown in Figure 1 e among the control rod insertion patterns shown in Figures 1 a to e. The calculation is equivalent to the calculation using other systems, and calculation using other systems is impossible. In the present invention, the rate of change of the local power peaking coefficient due to the influence of the control rods is calculated in advance for each control rod insertion pattern, and this ratio is used as the correction coefficient FACT 2 to calculate the local power peaking coefficient obtained from the nuclear constant calculation. By correcting LPF 0 , a local power peaking coefficient LPF'' with the influence of the control rods corrected is obtained as shown in the following equation (3).
LPF″＝LPF0・FACT2 …(3)
ここで補正係数FACT2の求め方について具体
的に説明すれば、制御棒の影響による局所出力ピ
ーキング係数の変化率は燃料タイプによつて異な
るから、燃料タイプ毎、制御棒挿入パターン毎に
４バンドル二次元拡散計算を行ない、局所出力ピ
ーキング係数が求められる。第１図ａ〜ｅに各々
示す燃料バンドル１に付された数字はそれが同一
である場合には制御棒２の影響は同じであること
を示している。１〜11の数字が付された燃料バン
ドル毎に、４バンドル二次元拡散計算で求めた局
所出力ピーキング係数と１バンドル核定数計算で
求めたそれとの比率を計算し、これを補正係数
FACT2として求めるものである。この補正係数
FACT2は燃焼度には殆んど依存しないが、ボイ
ド率には依存するから数点のボイド率について予
め補正係数を求めておく必要がある。 LPF″=LPF 0・FACT 2 …(3) To explain specifically how to calculate the correction coefficient FACT 2 , the rate of change in the local power peaking coefficient due to the influence of control rods differs depending on the fuel type, so A four-bundle two-dimensional diffusion calculation is performed for each fuel type and each control rod insertion pattern to determine the local power peaking coefficient.The numbers attached to fuel bundles 1 shown in Figures 1a to 1e are the same. It shows that the influence of control rod 2 is the same in both cases.For each fuel bundle numbered from 1 to 11, the local power peaking coefficient and the 1-bundle nuclear constant determined by the 4-bundle two-dimensional diffusion calculation are shown. Calculate the ratio with that calculated and use this as the correction factor.
This is required as FACT 2 . This correction factor
FACT 2 hardly depends on burnup, but it depends on void ratio, so it is necessary to calculate correction coefficients for several void ratios in advance.
以上のように核定数計算より得られる局所出力
ピーキング係数LPF0は補正係数FACT1、
FACT2によつて補正されるから、結局目的とす
る局所出力ピーキング係数LPFは以下の式(4)よ
り求められることになる。 As mentioned above, the local power peaking coefficient LPF 0 obtained from nuclear constant calculation is the correction coefficient FACT 1 ,
Since it is corrected by FACT 2 , the target local output peaking coefficient LPF can be obtained from the following equation (4).
LPF＝LPF0・FACT1・FACT2 …(4) さて本発明を第２図により具体的に説明する。LPF=LPF 0・FACT 1・FACT 2 (4) Now, the present invention will be explained in detail with reference to FIG.
この第２図によると原子炉運転中において目的
とする局所出力ピーキング係数を求め監視するに
際しては、それに先立つて前処理としてフイツテ
イング係数x1が記憶装置３に格納されるようにな
つている。１バンドル核定数計算で求めた局所出
力ピーキング係数を燃料タイプ毎に燃焼度、ボイ
ド率についてフイツテイング式で表わし、そのフ
イツテイング係数x1はフイツテイング係数記憶装
置３に格納されるようになつているものである。
この他前処理として補正係数FACT2が求められ
るようになつている。補正係数FACT2は燃料タ
イプ毎、制御棒挿入パターン毎の４バンドル二次
元拡散計算で求めた局所出力ピーキング係数と１
バンドル核定数計算で求めた局所出力ピーキング
係数とから求められるが、これが制御棒効果補正
係数x2として補正係数記憶装置４に格納されるも
のである。原子炉運転中にあつてはそれら記憶装
置３，４からのフイツテイング係数x1、制御棒効
果補正係数x2などにより目的とする局所出力ピー
キング係数x7が求められるわけである。 According to FIG. 2, the fitting coefficient x1 is stored in the storage device 3 as a pre-processing prior to determining and monitoring the target local power peaking coefficient during operation of the nuclear reactor. 1 The local power peaking coefficient obtained by calculating the bundle nuclear constant is expressed by a fitting formula for burnup and void ratio for each fuel type, and the fitting coefficient x 1 is stored in the fitting coefficient storage device 3. be.
In addition to this, a correction coefficient FACT 2 is now calculated as preprocessing. The correction coefficient FACT 2 is the local power peaking coefficient calculated by 4-bundle two-dimensional diffusion calculation for each fuel type and each control rod insertion pattern and 1
This is determined from the local power peaking coefficient determined by the bundle nuclear constant calculation, and is stored in the correction coefficient storage device 4 as the control rod effect correction coefficient x2 . During reactor operation, the target local power peaking coefficient x 7 is determined from the fitting coefficient x 1 , control rod effect correction coefficient x 2 , etc. from the storage devices 3 and 4.
即ち、出力分布監視装置５は原子炉９内に設置
された局所出力領域モニタ（LPRM）（図示せ
ず）からの出力x8にもとづき出力分布を監視して
いるが、各燃料集合体セグメントについての燃焼
度およびボイド率に関する情報x3はこの局所出力
分布監視装置５によつて計算されるようになつて
いる。したがつて、計算装置６ではフイツテイン
グ係数x1、ボイド率等に関する情報x3をフイツテ
イング式に従つて演算することによつて局所出力
ピーキング係数（既述のLPF0に相当）x4が求め
られる。この局所出力ピーキング係数x4に計算装
置８で制御棒効果補正係数x2を乗じれば局所出力
ピーキング係数LPF″が得られるわけであるが、
局所出力ピーキング係数x4には更に計算装置７か
らのFACT1に相当する係数X6が乗じられること
によつて目的とする局所出力ピーキング係数（前
述のLPFに相当）x7が得られるものである。計
算装置７は出力分布監視装置５に内蔵されている
三次元核熱水力モデルで計算された中性子移動面
積x5より係数x6を求めるべく機能するものであ
る。 That is, the power distribution monitoring device 5 monitors the power distribution based on the output x 8 from the local power range monitor (LPRM) (not shown) installed in the reactor 9, but for each fuel assembly segment. The information x 3 regarding the burnup and void fraction of is calculated by this local power distribution monitoring device 5. Therefore, the calculation device 6 calculates the local output peaking coefficient (corresponding to LPF 0 described above) x 4 by calculating the fitting coefficient x 1 and information x 3 regarding the void rate, etc. according to the fitting formula. . If this local power peaking coefficient x 4 is multiplied by the control rod effect correction coefficient x 2 in the calculation device 8, the local power peaking coefficient LPF'' can be obtained.
By further multiplying the local output peaking coefficient x 4 by the coefficient X 6 corresponding to FACT 1 from the calculation device 7, the target local output peaking coefficient (corresponding to the above-mentioned LPF) x 7 can be obtained. be. The calculation device 7 functions to obtain the coefficient x 6 from the neutron transfer area x 5 calculated using the three-dimensional nuclear thermal hydraulic model built into the power distribution monitoring device 5 .
最後に第３図ａ，ｂにより本発明によつて得ら
れる局所出力ピーキング係数の計算誤差の程につ
いて考察することにする。第３図ａは制御棒２と
燃料バンドル１（Ａ〜Ｄ）が図示の如くの関係に
あつて、燃料バンドルＢを着目バンドルとして局
所出力ピーキング係数をボイド率が40％として求
めんとするものである。図中における（ ）内の
数字は燃焼度（GWD／ST）を示しているが、第
３図ｂは燃料バンドルＣの燃焼度をそれぞれ0.2、
10.0、19.0とした場合での局所出力ピーキング係
数を斜線表示丸印としてプロツト表示したもので
ある。この図には併せて４バンドル二次元拡散計
算によつて得られる局所出力ピーキング係数を正
しい値として黒丸表示し、また、１バンドル核定
数計算より得られるものを白丸表示しているが、
結論として本発明によつて得られる局所出力ピー
キング係数は４バンドル二次元拡散計算によるも
のを正しい値として計算誤差の自乗平均が１％と
なつており、これは従来の場合のものに同等にな
つている。 Finally, the degree of calculation error of the local output peaking coefficient obtained by the present invention will be discussed with reference to FIGS. 3a and 3b. In Figure 3a, the control rod 2 and the fuel bundles 1 (A to D) are in the relationship as shown, and the local power peaking coefficient is determined with the fuel bundle B as the focus bundle and the void ratio as 40%. It is. The numbers in parentheses in the figure indicate the burnup (GWD/ST), and in Figure 3b, the burnup of fuel bundle C is 0.2,
The local output peaking coefficients for the cases of 10.0 and 19.0 are plotted as diagonally shaded circles. In this figure, the local power peaking coefficient obtained by the four-bundle two-dimensional diffusion calculation is also shown as a correct value with a black circle, and the one obtained from the one-bundle nuclear constant calculation is shown with a white circle.
In conclusion, the local output peaking coefficient obtained by the present invention has a root mean square calculation error of 1%, assuming that the value obtained by the four-bundle two-dimensional diffusion calculation is the correct value, which is equivalent to that in the conventional case. ing.
以上説明したように本発明は、燃料タイプの組
合せによらないフイツテイング式より得られる局
所出力ピーキング係数を、隣接バンドルの影響を
考慮した補正係数と制御棒の影響を考慮した補正
係数とによつて補正し目的とする局所出力ピーキ
ング係数を得、監視するようにしたものである。
本発明による場合、隣接燃料バンドルからの影響
は中性子移動面積を用いオンラインで補正される
から、燃料バンドル配列を予め考慮しておく必要
はない。よつて、従来の如く４バンドルについて
の燃料タイプの組合せ毎に行なわれていた二次元
拡散計算は不要となるものである。４バンドル二
次元拡散計算は制御棒の影響を考慮した補正係数
を計算する際燃料タイプ毎に予め行なつておくだ
けで十分であり、このようにして目的とする局所
出力ピーキング係数を求める場合には、フイツテ
イング式作成に要される計算量、作業量が大幅に
低減され得るわけである。また、燃料交換により
燃料タイプの組合せがたとえ増加したとしても新
たにフイツテイング式を作成する必要はなく、メ
インテナンスもまた容易となる。また、フイツテ
イング式によらず、テーブル・ルツクアツプ方式
を利用しても、本発明の趣旨を変更することな
く、同様な性能を実現可能である。 As explained above, the present invention corrects the local power peaking coefficient obtained from the fitting equation regardless of the combination of fuel types by using a correction coefficient that takes into account the influence of adjacent bundles and a correction coefficient that takes into account the influence of control rods. The system corrects the target local output peaking coefficient and monitors it.
According to the present invention, the influence from adjacent fuel bundles is corrected online using the neutron transfer area, so there is no need to consider the fuel bundle arrangement in advance. Therefore, the two-dimensional diffusion calculation that was conventionally performed for each combination of fuel types for four bundles is no longer necessary. It is sufficient to perform 4-bundle two-dimensional diffusion calculations for each fuel type in advance when calculating correction coefficients that take into account the influence of control rods. This means that the amount of calculation and work required to create the fitting formula can be significantly reduced. Furthermore, even if the number of fuel type combinations increases due to fuel exchange, there is no need to create a new fitting formula, and maintenance is also facilitated. Further, the same performance can be achieved by using the table lookup method instead of the fitting method without changing the spirit of the present invention.
第１図ａ〜ｅは、それぞれ中性子検出器を囲む
ようにされた４燃料バンドルに隣接する制御棒の
挿入パターンを示す図、第２図は、本発明に係る
局所出力ピーキング係数監視装置の一例での構成
を示す図、第３図ａ，ｂは、本発明によつて得ら
れる局所出力ピーキング係数の計算誤差の程につ
いて考察するための図である。
３……フイツテイング係数記憶装置、４……制
御棒効果補正係数記憶装置、５……出力分布監視
装置、６〜８……計算装置、９……原子炉。
1A to 1E are diagrams showing insertion patterns of control rods adjacent to four fuel bundles surrounding a neutron detector, and FIG. 2 is an example of a local power peaking coefficient monitoring device according to the present invention. 3A and 3B are diagrams for considering the degree of calculation error of the local output peaking coefficient obtained by the present invention. 3... Fitting coefficient storage device, 4... Control rod effect correction coefficient storage device, 5... Output distribution monitoring device, 6 to 8... Calculation device, 9... Nuclear reactor.
Claims (1)
所出力ピーキング係数を燃料タイプ毎に燃焼度、
ボイド率についてフイツテイング式で表しておく
とともに、燃料タイプによつて異なる制御棒の影
響を補正する目的で、隣接する４本の制御棒の挿
入本数および場所に応じた５種類の制御棒挿入パ
ターン毎に同一燃料タイプのバンドルを２×２の
格子に配列した４バンドル二次元拡散計算より求
めた局所出力ピーキング係数と１バンドル核定数
計算より求めた局所出力ピーキング係数との、複
数のボイド率について計算された比率結果を制御
棒の影響を補正する第１の補正係数として求めて
おく一方、原子炉運転中での局所出力ピーキング
係数の監視は、出力分布監視装置からの核燃料バ
ンドルセグメントの中性子移動面積より、水平方
向に隣接する４個の燃料バンドルセグメントと着
目燃料バンドルセグメントの移動面積の比の最大
値を計算し、該最大値を隣接燃料バンドルの影響
を補正する第２の補正係数として求めつつ、該第
２の補正係数および上記制御棒に係る第１の補正
係数の積を、出力分布監視装置より得られる燃焼
度、ボイド率と上記フイツテイング式とから得ら
れる局所出力ピーキング係数に乗じることによつ
て、該ピーキング係数を補正することを特徴とす
る局所出力ピーキング係数の監視方法。1 In advance, the local power peaking coefficient obtained from the 1-bundle nuclear constant calculation is calculated for each fuel type by burnup,
In addition to expressing the void ratio using a fitting formula, in order to correct the influence of control rods that differ depending on the fuel type, five types of control rod insertion patterns were created according to the number and location of four adjacent control rods. Calculate multiple void ratios between the local power peaking coefficient obtained from 4-bundle two-dimensional diffusion calculation and the local power peaking coefficient obtained from 1-bundle nuclear constant calculation with bundles of the same fuel type arranged in a 2 × 2 grid. The calculated ratio result is obtained as the first correction coefficient for correcting the influence of the control rods, while the local power peaking coefficient is monitored during reactor operation by measuring the neutron movement area of the nuclear fuel bundle segment from the power distribution monitoring device. Accordingly, the maximum value of the ratio of the moving area of the four horizontally adjacent fuel bundle segments and the focused fuel bundle segment is calculated, and the maximum value is obtained as a second correction coefficient for correcting the influence of the adjacent fuel bundle. , the product of the second correction coefficient and the first correction coefficient related to the control rod is multiplied by the local power peaking coefficient obtained from the burnup and void ratio obtained from the power distribution monitoring device and the above Fitting equation. Therefore, a method for monitoring a local output peaking coefficient is characterized in that the peaking coefficient is corrected.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56206971A JPS58108490A (en) | 1981-12-23 | 1981-12-23 | Method of monitoring local power peaking coefficient |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56206971A JPS58108490A (en) | 1981-12-23 | 1981-12-23 | Method of monitoring local power peaking coefficient |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58108490A JPS58108490A (en) | 1983-06-28 |
| JPH0210920B2 true JPH0210920B2 (en) | 1990-03-12 |
Family
ID=16532031
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56206971A Granted JPS58108490A (en) | 1981-12-23 | 1981-12-23 | Method of monitoring local power peaking coefficient |
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|---|---|
| JP (1) | JPS58108490A (en) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP4526781B2 (en) * | 2003-05-12 | 2010-08-18 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | Method and apparatus for evaluating fuel assembly thermal characteristics |
-
1981
- 1981-12-23 JP JP56206971A patent/JPS58108490A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
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| JPS58108490A (en) | 1983-06-28 |
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