JPH04265899A - 原子炉シミュレータ - Google Patents
原子炉シミュレータInfo
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- JPH04265899A JPH04265899A JP3025971A JP2597191A JPH04265899A JP H04265899 A JPH04265899 A JP H04265899A JP 3025971 A JP3025971 A JP 3025971A JP 2597191 A JP2597191 A JP 2597191A JP H04265899 A JPH04265899 A JP H04265899A
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- Japan
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- time
- nuclear reactor
- reactor
- neutron flux
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Management, Administration, Business Operations System, And Electronic Commerce (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の運転管理を行
うための原子炉シミュレータに係り、特に、原子炉の日
負荷運転や緊急停止後の再起動運転の制御棒計画作成の
改善に好適な原子炉シミュレータに関する。
うための原子炉シミュレータに係り、特に、原子炉の日
負荷運転や緊急停止後の再起動運転の制御棒計画作成の
改善に好適な原子炉シミュレータに関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、ＢＷＲやＰＷＲの起動運転は、
炉心管理技術者が事前に作成した出力変更計画（原子炉
出力，制御棒パターンの時間変化に関する計画）に基づ
いて行われる。一方、電力の需要状況に応じて、その都
度、原子炉の出力運転計画を変更したい場合、プラント
サイトの技術者は、負荷追従の計画を作成する出力変更
計画支援システムを用いて、出力変更計画を作成する。 しかし、制御棒操作を伴う出力変更計画では、原子炉シ
ミュレータ等を用い、出力変更中の熱的制限値等の炉心
運転特性を評価しておく必要がある。原子炉緊急停止後
の再起動計画を作成する場合、キセノン，サマリウム等
の核分裂生成物が再起動時に炉心内でどのように蓄積し
ているかを迅速に評価し、適切な制御棒パターンを選択
しなければならない。また、原子炉燃料の高燃焼度化が
進み、原子炉内に中性子スペクトルの異なる燃料が混在
することも考慮すると、原子炉緊急停止後の再起動計画
を作成できる原子炉シミュレータの必要性は高い。従っ
て、原子炉シミュレータの計算精度と計算時間の両面を
向上させることが重要な課題である。
炉心管理技術者が事前に作成した出力変更計画（原子炉
出力，制御棒パターンの時間変化に関する計画）に基づ
いて行われる。一方、電力の需要状況に応じて、その都
度、原子炉の出力運転計画を変更したい場合、プラント
サイトの技術者は、負荷追従の計画を作成する出力変更
計画支援システムを用いて、出力変更計画を作成する。 しかし、制御棒操作を伴う出力変更計画では、原子炉シ
ミュレータ等を用い、出力変更中の熱的制限値等の炉心
運転特性を評価しておく必要がある。原子炉緊急停止後
の再起動計画を作成する場合、キセノン，サマリウム等
の核分裂生成物が再起動時に炉心内でどのように蓄積し
ているかを迅速に評価し、適切な制御棒パターンを選択
しなければならない。また、原子炉燃料の高燃焼度化が
進み、原子炉内に中性子スペクトルの異なる燃料が混在
することも考慮すると、原子炉緊急停止後の再起動計画
を作成できる原子炉シミュレータの必要性は高い。従っ
て、原子炉シミュレータの計算精度と計算時間の両面を
向上させることが重要な課題である。
【０００３】ところで、原子炉内に配置された核燃料中
に生成される、熱中性子吸収断面積の大きい核分裂生成
物（例えば、キセノン）の原子数密度の時間変化を求め
、その変化に応じて、出力制御手段を用いて出力を上昇
させる原子炉の運転方法の例として、特開昭５２−１１
２０９７号公報がある。この従来例では、ｔ＋Δｔ時間
後の原子炉内のキセノンの原子数密度Ｎｘｅ（ｔ＋Δｔ
）は、ｔ時間後の原子炉出力から求めた中性子束φ（ｔ
）とｔ時間後のキセノンの原子数密度Ｎｘｅ（ｔ）を用
いていた。 Ｎｘｅ（ｔ＋Δｔ）＝ｆ（φ（ｔ），Ｎｘ
ｅ（ｔ））
…（１）
に生成される、熱中性子吸収断面積の大きい核分裂生成
物（例えば、キセノン）の原子数密度の時間変化を求め
、その変化に応じて、出力制御手段を用いて出力を上昇
させる原子炉の運転方法の例として、特開昭５２−１１
２０９７号公報がある。この従来例では、ｔ＋Δｔ時間
後の原子炉内のキセノンの原子数密度Ｎｘｅ（ｔ＋Δｔ
）は、ｔ時間後の原子炉出力から求めた中性子束φ（ｔ
）とｔ時間後のキセノンの原子数密度Ｎｘｅ（ｔ）を用
いていた。 Ｎｘｅ（ｔ＋Δｔ）＝ｆ（φ（ｔ），Ｎｘ
ｅ（ｔ））
…（１）
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】従来例では、キセノン
の原子数密度の炉心内三次元分布の過渡変化を考慮して
いないため、出力ピーキング等の熱的に重要な値が設計
制約値を満足していることを正確に把握できず、精度の
高い制御棒計画を作成できないという問題があった。
の原子数密度の炉心内三次元分布の過渡変化を考慮して
いないため、出力ピーキング等の熱的に重要な値が設計
制約値を満足していることを正確に把握できず、精度の
高い制御棒計画を作成できないという問題があった。
【０００５】一方、従来、オフラインで計算する三次元
モデルに基づく原子炉シミュレータでは、ｔ〜ｔ＋Δｔ
間に蓄積される、熱中性子を吸収する核分裂生成物によ
る反応度効果を反映して、ｔ＋Δｔ時間後の中性子束分
布を、逐次、更新して熱水力条件を含めて収斂させてい
く方法がとられている。従って、オフラインで詳細な予
測計算を行わなければならないため、再起動運転計画を
作成するには、多くの日時を要し、その割に精度が良く
ないという問題があった。
モデルに基づく原子炉シミュレータでは、ｔ〜ｔ＋Δｔ
間に蓄積される、熱中性子を吸収する核分裂生成物によ
る反応度効果を反映して、ｔ＋Δｔ時間後の中性子束分
布を、逐次、更新して熱水力条件を含めて収斂させてい
く方法がとられている。従って、オフラインで詳細な予
測計算を行わなければならないため、再起動運転計画を
作成するには、多くの日時を要し、その割に精度が良く
ないという問題があった。
【０００６】前述したように、今後主流となる高燃焼度
用燃料を装荷した炉心の三次元多群モデルに基づく原子
炉シミュレータに対し、計算精度と計算時間の両面を向
上させることは、将来、頻度が高くなると見込まれる、
日負荷運転や再起動運転の計画を作成することに対応で
きる炉心管理プログラム、及び、炉心シミュレータを提
供するために重要な課題である。
用燃料を装荷した炉心の三次元多群モデルに基づく原子
炉シミュレータに対し、計算精度と計算時間の両面を向
上させることは、将来、頻度が高くなると見込まれる、
日負荷運転や再起動運転の計画を作成することに対応で
きる炉心管理プログラム、及び、炉心シミュレータを提
供するために重要な課題である。
【０００７】本発明の目的は、日負荷追従運転や緊急停
止後の再起動運転の計画を作成するうえで必要な三次元
多群炉心管理プログラムおよび炉心シミュレータの計算
時間の短縮及び精度の向上を図ることにある。。
止後の再起動運転の計画を作成するうえで必要な三次元
多群炉心管理プログラムおよび炉心シミュレータの計算
時間の短縮及び精度の向上を図ることにある。。
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明は、燃料中の核分
裂生成物の原子数密度および炉心内出力分布を以下に示
す方法に従って計算することを特徴とする。すなわち、
（ｉ）ある時刻ｔから、時間ステップΔｔ後に到達させ
る目標原子炉出力を既知量として、時刻ｔの原子炉出力
Ｐ（ｔ）および時刻ｔ＋Δｔの目標原子炉出力Ｐ（ｔ＋
Δｔ）を入力値とする。
裂生成物の原子数密度および炉心内出力分布を以下に示
す方法に従って計算することを特徴とする。すなわち、
（ｉ）ある時刻ｔから、時間ステップΔｔ後に到達させ
る目標原子炉出力を既知量として、時刻ｔの原子炉出力
Ｐ（ｔ）および時刻ｔ＋Δｔの目標原子炉出力Ｐ（ｔ＋
Δｔ）を入力値とする。
【０００９】（ｉｉ）時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の中性子束分
布の変化は、原子炉出力Ｐの変化率ｍ、 ｍ＝〔（Ｐ（ｔ＋Δｔ）−Ｐ（ｔ））
／Ｐ（ｔ）〕／Δｔ …（２）
に関する関数として表わす。
布の変化は、原子炉出力Ｐの変化率ｍ、 ｍ＝〔（Ｐ（ｔ＋Δｔ）−Ｐ（ｔ））
／Ｐ（ｔ）〕／Δｔ …（２）
に関する関数として表わす。
【００１０】
φ（ｒ，ｔ＋Δｔ）＝ｇ（φ（ｒ，ｔ
），Δｔ，ｍ） …（
３） ランプ状に原子炉出力を変化させる時
、中性子束も原子炉出力と同じ変化率で変化していくと
考えると、（３）式は、 φ（ｒ，ｔ＋Δｔ）＝φ（ｒ，ｔ）×
（１＋ｍ×Δｔ） …（４）
と書き表わされる。
），Δｔ，ｍ） …（
３） ランプ状に原子炉出力を変化させる時
、中性子束も原子炉出力と同じ変化率で変化していくと
考えると、（３）式は、 φ（ｒ，ｔ＋Δｔ）＝φ（ｒ，ｔ）×
（１＋ｍ×Δｔ） …（４）
と書き表わされる。
【００１１】（ｉｉｉ）時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の核分裂生
成物の原子数密度の変化は、その原子数密度の微分方程
式、 ｄＮ（ｒ，ｔ）／ｄｔ＝ｈ（
Ｎ（ｒ，ｔ），φ（ｒ，ｔ）） …（
５） の中の中性子束を上記（ｉｉ）で
与えた関数とした場合に得られる解析解を用いて計算す
る。
成物の原子数密度の変化は、その原子数密度の微分方程
式、 ｄＮ（ｒ，ｔ）／ｄｔ＝ｈ（
Ｎ（ｒ，ｔ），φ（ｒ，ｔ）） …（
５） の中の中性子束を上記（ｉｉ）で
与えた関数とした場合に得られる解析解を用いて計算す
る。
【００１２】（ｉｖ）時刻ｔ＋Δｔの核分裂生成物の原
子数密度分布を考慮して、時刻ｔ＋Δｔの中性子束およ
び出力分布を計算する。
子数密度分布を考慮して、時刻ｔ＋Δｔの中性子束およ
び出力分布を計算する。
【００１３】
【作用】ある時刻ｔからｔ＋Δｔの間に、例えば、原子
炉出力を上昇させる場合、原子炉出力の上昇割合に比例
して、中性子束の大きさも変化する。中性子束の大きさ
が、１０１３，１０１４（ｎ／ｃｍ２・ｓｅｃ ）のオ
ーダになってくると、熱中性子吸収断面積の大きな核分
裂生成物、例えば、Ｘｅ−１３５が炉心内に蓄積し、炉
心の反応度に影響を及ぼすようになる。この時、Ｘｅ−
１３５の原子数密度の時間変化は、熱中性子束の時間積
分値にほぼ比例し、短時間の熱中性子束の過渡変化の影
響は小さい。 従って、時刻ｔの中性子束分布を基準にした、中性子束
分布を利用して、最終の時刻ｔ＋Δｔに形成されるキセ
ノンの原子数密度の空間分布を求める。本発明では、時
刻ｔ〜ｔ＋Δｔの間の原子炉出力の変化率ｍを中性子束
の時間変化を示す指標とする。即ち、ある時刻ｔから、
時間ステップΔｔ後に到達させる目標原子炉出力を既知
量として、時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の中性子束分布の変化を
、原子炉出力の変化率ｍに関する関数と考えることによ
り、時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の核分裂生成物の原子数密度の
時間変化は、その微分方程式を解析的に解いて求めるこ
とができる。微分方程式の解析解を基にして算出できる
ので、核分裂生成物の原子数密度を計算する過程での計
算誤差は小さくできる。また、直接に一回の計算で求め
た時刻ｔ＋Δｔでの核分裂生成物の原子数密度分布に基
づき、目標原子炉出力の中性子束分布を一回の直接計算
で求められる。従って、原子炉シュミレータの計算時間
の短縮を図ることができる。
炉出力を上昇させる場合、原子炉出力の上昇割合に比例
して、中性子束の大きさも変化する。中性子束の大きさ
が、１０１３，１０１４（ｎ／ｃｍ２・ｓｅｃ ）のオ
ーダになってくると、熱中性子吸収断面積の大きな核分
裂生成物、例えば、Ｘｅ−１３５が炉心内に蓄積し、炉
心の反応度に影響を及ぼすようになる。この時、Ｘｅ−
１３５の原子数密度の時間変化は、熱中性子束の時間積
分値にほぼ比例し、短時間の熱中性子束の過渡変化の影
響は小さい。 従って、時刻ｔの中性子束分布を基準にした、中性子束
分布を利用して、最終の時刻ｔ＋Δｔに形成されるキセ
ノンの原子数密度の空間分布を求める。本発明では、時
刻ｔ〜ｔ＋Δｔの間の原子炉出力の変化率ｍを中性子束
の時間変化を示す指標とする。即ち、ある時刻ｔから、
時間ステップΔｔ後に到達させる目標原子炉出力を既知
量として、時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の中性子束分布の変化を
、原子炉出力の変化率ｍに関する関数と考えることによ
り、時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の核分裂生成物の原子数密度の
時間変化は、その微分方程式を解析的に解いて求めるこ
とができる。微分方程式の解析解を基にして算出できる
ので、核分裂生成物の原子数密度を計算する過程での計
算誤差は小さくできる。また、直接に一回の計算で求め
た時刻ｔ＋Δｔでの核分裂生成物の原子数密度分布に基
づき、目標原子炉出力の中性子束分布を一回の直接計算
で求められる。従って、原子炉シュミレータの計算時間
の短縮を図ることができる。
【００１４】
【実施例】以下、実施例を説明する。
【００１５】図１は、ある時刻ｔからΔｔだけ経た、時
刻ｔ＋Δｔの核分裂生成物の原子数密度分布および出力
分布を求めるときの計算アルゴリズムを示したものであ
る。まず、時刻ｔ＋Δｔにおける目標原子炉出力を入力
する。その後、時刻ｔ＋Δｔにおいて、熱中性子吸収断
面積の大きい核分裂生成物および、崩壊により核分裂生
成物を生成する核種の原子数密度を計算する。本実施例
では、反射体部を含む全炉心体系を中性子エネルギ三群
，三次元拡散計算で扱い、熱中性子吸収断面積の大きい
核分裂生成物として、Ｘｅ−１３５，Ｓｍ−１４９、お
よびそれらの生成に係る核分裂生成物として、Ｉ−１３
５，Ｐｍ−１４９の過渡変化を取扱う。また、時刻ｔ＋
Δｔ後の中性子束φｉ（ｒ，ｔ＋Δｔ）は、指標ｍを考
え、 φｉ（ｒ，ｔ＋Δｔ）＝φｉ（ｒ，ｔ）×（１
＋ｍ×Δｔ） …（６）
（ｉ＝１，２，３） ここで、ｉ＝１（高速群），ｉ＝２（中速群），ｉ＝３
（熱群）を表す。
刻ｔ＋Δｔの核分裂生成物の原子数密度分布および出力
分布を求めるときの計算アルゴリズムを示したものであ
る。まず、時刻ｔ＋Δｔにおける目標原子炉出力を入力
する。その後、時刻ｔ＋Δｔにおいて、熱中性子吸収断
面積の大きい核分裂生成物および、崩壊により核分裂生
成物を生成する核種の原子数密度を計算する。本実施例
では、反射体部を含む全炉心体系を中性子エネルギ三群
，三次元拡散計算で扱い、熱中性子吸収断面積の大きい
核分裂生成物として、Ｘｅ−１３５，Ｓｍ−１４９、お
よびそれらの生成に係る核分裂生成物として、Ｉ−１３
５，Ｐｍ−１４９の過渡変化を取扱う。また、時刻ｔ＋
Δｔ後の中性子束φｉ（ｒ，ｔ＋Δｔ）は、指標ｍを考
え、 φｉ（ｒ，ｔ＋Δｔ）＝φｉ（ｒ，ｔ）×（１
＋ｍ×Δｔ） …（６）
（ｉ＝１，２，３） ここで、ｉ＝１（高速群），ｉ＝２（中速群），ｉ＝３
（熱群）を表す。
【００１６】Ｉ−１３５，Ｘｅ−１３５，Ｐｍ−１４９
，Ｓｍ−１４９の原子数密度は、それらの微分方程式、
，Ｓｍ−１４９の原子数密度は、それらの微分方程式、
【００１７】
【数１】
【００１８】から求める解析解から直接の一回の計算で
求められる。そして、時刻ｔ＋Δｔでの、熱中性子吸収
断面積の大きい核種であるＸｅ−１３５，Ｓｍ−１４９
の巨視的吸収断面積を反映して、中性子拡散方程式を数
値的に解く。
求められる。そして、時刻ｔ＋Δｔでの、熱中性子吸収
断面積の大きい核種であるＸｅ−１３５，Ｓｍ−１４９
の巨視的吸収断面積を反映して、中性子拡散方程式を数
値的に解く。
【００１９】図２は本発明方法を適用した三次元三群拡
散モデルに基づく炉心燃焼計算プログラムを用いて、中
性子束密度が１０１４（ｎ／ｃｍ２・ｓｅｃ ）クラス
の非沸騰軽水冷却型研究用原子炉の百時間定格出力運転
の実績解析を行った例であり、クリーン炉心を基準とし
た反応度の時間変化を示している。測定値は、実験で得
られた制御棒校正曲線を用いて求めたものであり、本実
施例で求めた計算値と非常に良い一致を示している。即
ち、本発明に基づく炉心燃焼計算プログラムを用いて、
原子炉の臨界制御棒パターンを精度良く予測することが
できる。また、図２に示したように、本発明方法に基づ
く炉心燃焼計算プログラムによって、計画した、制御棒
計画により、原子炉を起動する運転方法がある。図２は
、予測解析に基づいて運転した実測との反応度の時間変
化を示す実施例である。本発明では、核分裂生成物の原
子数密度分布の反復計算に要する時間が短縮でき、同じ
三次元三群拡散計算モデルに基づく計算に比べおよそ１
０％を短縮できる。前述の実施例で、原子炉出力の変化
率ｍを、原子炉出力に比例する炉心平均中性子束を用い
て求めても良い。
散モデルに基づく炉心燃焼計算プログラムを用いて、中
性子束密度が１０１４（ｎ／ｃｍ２・ｓｅｃ ）クラス
の非沸騰軽水冷却型研究用原子炉の百時間定格出力運転
の実績解析を行った例であり、クリーン炉心を基準とし
た反応度の時間変化を示している。測定値は、実験で得
られた制御棒校正曲線を用いて求めたものであり、本実
施例で求めた計算値と非常に良い一致を示している。即
ち、本発明に基づく炉心燃焼計算プログラムを用いて、
原子炉の臨界制御棒パターンを精度良く予測することが
できる。また、図２に示したように、本発明方法に基づ
く炉心燃焼計算プログラムによって、計画した、制御棒
計画により、原子炉を起動する運転方法がある。図２は
、予測解析に基づいて運転した実測との反応度の時間変
化を示す実施例である。本発明では、核分裂生成物の原
子数密度分布の反復計算に要する時間が短縮でき、同じ
三次元三群拡散計算モデルに基づく計算に比べおよそ１
０％を短縮できる。前述の実施例で、原子炉出力の変化
率ｍを、原子炉出力に比例する炉心平均中性子束を用い
て求めても良い。
【００２０】前述の実施例で述べた本発明方法は、オン
ライン計算にも適用することができる。実施例として、
本発明方法を適用したオンラインによる原子炉模擬装置
の基本構成を図３に示す。図３において、原子炉１は、
原子炉制御盤２によって設定された運転条件で運転され
ている。図示しない中性子検出器によって検出され、運
転データ入力装置３によって、運転データ処理装置４へ
入力される。運転データ処理装置４は最新の中性子束デ
ータをデータ記憶装置６に記憶させ、この中性子束デー
タを基に、このデータを採り入れた時刻ｔから、時刻ｔ
＋Δｔの間の中性子束レベルは一定として、Ｘｅ−１３
５，Ｓｍ−１４９等の原子数密度の計算を、運転状態推
定装置５で推定すると同時に、求めた原子数密度を用い
て、時刻ｔ＋Δｔの中性子束分布及び出力分布を推定す
る。推定結果は、データ記憶装置６へ記憶させられ、求
めた原子炉運転状態は、制限条件判定装置７において、
運転状態から定まる制限条件と比較され、その結果が表
示装置８に表示される。
ライン計算にも適用することができる。実施例として、
本発明方法を適用したオンラインによる原子炉模擬装置
の基本構成を図３に示す。図３において、原子炉１は、
原子炉制御盤２によって設定された運転条件で運転され
ている。図示しない中性子検出器によって検出され、運
転データ入力装置３によって、運転データ処理装置４へ
入力される。運転データ処理装置４は最新の中性子束デ
ータをデータ記憶装置６に記憶させ、この中性子束デー
タを基に、このデータを採り入れた時刻ｔから、時刻ｔ
＋Δｔの間の中性子束レベルは一定として、Ｘｅ−１３
５，Ｓｍ−１４９等の原子数密度の計算を、運転状態推
定装置５で推定すると同時に、求めた原子数密度を用い
て、時刻ｔ＋Δｔの中性子束分布及び出力分布を推定す
る。推定結果は、データ記憶装置６へ記憶させられ、求
めた原子炉運転状態は、制限条件判定装置７において、
運転状態から定まる制限条件と比較され、その結果が表
示装置８に表示される。
【００２１】
【発明の効果】本発明を適用した炉心燃焼管理プログラ
ムまたは炉心シミュレータを用いて、計算時間の短縮化
を図り、原子炉の再起動運転等の出力変更を伴う運転の
制御棒計画を精度良く作成することができる。
ムまたは炉心シミュレータを用いて、計算時間の短縮化
を図り、原子炉の再起動運転等の出力変更を伴う運転の
制御棒計画を精度良く作成することができる。
【図１】本発明の計算アルゴリズムの説明図。
【図２】本発明の計算アルゴリズムを適用した炉心燃焼
管理プログラムによる解析例の説明図。
管理プログラムによる解析例の説明図。
【図３】本発明の計算方法を適用した原子炉模擬装置の
ブロック図。
ブロック図。
１…原子炉、２…原子炉制御盤、３…運転データ入力装
置、４…運転データ処理装置、５…運転状態推定装置、
６…データ記憶装置、７…制限条件判定装置、８…表示
装置。
置、４…運転データ処理装置、５…運転状態推定装置、
６…データ記憶装置、７…制限条件判定装置、８…表示
装置。
Claims (9)
- 【請求項１】原子炉の再起動運転等原子炉出力の変更を
伴う運転の制御棒計画を作成するために、原子炉の炉心
運転特性を予測する原子炉シミュレータにおいて、炉心
燃焼計算の時刻ｔの中性子束φ（ｒ，ｔ）、核定数およ
び時刻ｔ＋Δｔにおける目標原子炉出力Ｐを既知量とし
、時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の燃焼タイムステップ中の原子炉
出力の相対変化率ｍを用いて、前記燃焼タイムステップ
中の中性子束分布φ（ｒ，ｔ）の過渡変化を、φ（ｒ，
ｔ＋Δｔ）＝φ（ｒ，ｔ）×（１＋ｍ×Δｔ）、と表わ
し、前記燃焼タイムステップ中における熱中性）吸収断
面積の非常に大きい核種の原子数密度の微分方程式にあ
らわれる中性子束φ（ｒ，ｔ）を前記関数形とした場合
に得られる解析解から、前記核種の原子数密度を算出し
、算出した原子数密度分布を考慮して時刻ｔ＋Δｔの中
性子束分布及び出力分布を求めるという計算手順を特徴
とする原子炉シミュレータ。 - 【請求項２】請求項１において、時刻ｔ〜ｔ＋Δｔ間の
前記燃焼タイムステップ中の原子炉出力の相対変化率ｍ
を、原子炉出力に比例した炉心平均中性子束から求める
原子炉シミュレータ。 - 【請求項３】請求項１において、炉心燃焼計算の時刻ｔ
〜ｔ＋Δｔ間の中性子束分布φ（ｒ，ｔ）の過渡変化を
中性子束分布一定と表わして得られる原子数密度の微分
方程式の解析解から、前記核種の原子数密度を求める原
子炉シミュレータ。 - 【請求項４】原子炉内の熱中性子吸収断面積の非常に大
きい核種の原子数密度分布の過渡変化を、中性子束分布
反復計算過程の外側で算出する原子炉シミュレータ。 - 【請求項５】請求項１，２または３において、原子数密
度の微分方程式中の中性子束の代わりに出力を用いて、
前記核種の原子数密度を求める原子炉シミュレータ。 - 【請求項６】原子炉に設置した中性子検出器から得られ
た中性子密度信号に基づいて、請求項３に記載の中性子
束分布一定の条件で得られる解析解から前記核種の原子
数密度を計算し、炉心運転特性の変化を予測するオンラ
イン原子炉模擬装置。 - 【請求項７】請求項１，２，３，４，５または６に記載
の原子炉シミュレータで、熱中性子吸収断面積の非常に
大きい核種の原子数密度を求めるための解析解の適用に
おいて、前記記載の原子炉出力の相対変化率ｍに関して
、ｍ≠０およびｍ＝０なる判定条件を設けて、解析解を
選択することができる原子炉シミュレータ。 - 【請求項８】請求項１，２，３，４，５，６または７に
おいて、原子数密度を計算するのに、解析解の代わりに
数値解析を適用した原子炉シミュレータ。 - 【請求項９】請求項１，２，３，４，５，６，７または
８において、作成した日負荷運転計画または再起動運転
計画に基づき、原子炉を運転する原子炉運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3025971A JPH04265899A (ja) | 1991-02-20 | 1991-02-20 | 原子炉シミュレータ |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3025971A JPH04265899A (ja) | 1991-02-20 | 1991-02-20 | 原子炉シミュレータ |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04265899A true JPH04265899A (ja) | 1992-09-22 |
Family
ID=12180618
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3025971A Pending JPH04265899A (ja) | 1991-02-20 | 1991-02-20 | 原子炉シミュレータ |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04265899A (ja) |
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- 1991-02-20 JP JP3025971A patent/JPH04265899A/ja active Pending
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