JPS5931489A - 原子炉の炉心性能計算装置 - Google Patents

原子炉の炉心性能計算装置

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JPS5931489A
JPS5931489A JP57141902A JP14190282A JPS5931489A JP S5931489 A JPS5931489 A JP S5931489A JP 57141902 A JP57141902 A JP 57141902A JP 14190282 A JP14190282 A JP 14190282A JP S5931489 A JPS5931489 A JP S5931489A
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安藤 良平
植松 均
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Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
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Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • 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。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野」 本発明は原子炉の炉心性能計算装置に関する。
[発明の技術的背景] 一般に、原子炉の炉心性能計算には、現在炉心がその健
全性を保ちながら必要とされる性能を発揮しているか否
かを監視するための現状監視計算と、制御棒操作を含む
炉心の長期的計画を作成するための予測計算とがあるが
、いずれの場合においても精度の高い炉心の出力分布を
得ることが要求される。そして、このような精度の高い
出力分布の算出には、現状監視計算では現時点での、ま
た予測唱詩では予測時点での正4Mな燃焼度分布が必要
とされる。
一般に、炉心を空間的に多数の節点(ノード)の集合で
表わした時には、時刻t2での燃焼度分布は時刻t1で
の燃焼度分布を用いて次式で表わすことができる。
ここで、 EXPn(t)…時刻tにおけるノードnの燃焼度 Pn(t)…時刻tにおけるノードnの出力PTn…ノ
ートnの炉心初装架時のウラン重量 そして、従来の原子力発電所に設置されているプロセス
制御計算機およびオフラインの3次元核熱水力計算では
、(I)式で表わされる燃焼度分布を次式を用いて計算
している。
EXPn(t2)=EXPn(t1)+(Pn(t1)
/PTn)・(t2−t1)・・・・・・(II) この(II)式は、時刻t1からt2まで炉心の出力分
布が一定であることを前提としているが、実際の原子炉
では横軸に時間を、縦軸に用カをとって示される第1図
に示すように、制御棒パターンの交換時、負荷追従運転
等において炉心の出力分布は、第1図の曲線dで示され
るように、時間とともに線型に変化することが多い。
そして、このような場合には、前述した式(II)によ
り計算される燃焼度分布は、第1第2図に示すように、
時刻t1における炉心の出力分布をそのまま時刻t2ま
で用いているため、得られる燃焼度分布の精度は十分な
ものとはいえない。
従って、従来、式(II)を用いて精度の高い燃焼度分
布を計算するため、第3図に示すように時刻t1から時
刻t2の間を幾つかの細かい時間間隔に分けて計算する
方法が行われているが、このような方法による時には、
計算に多大な時間がかかるため即応性がないばかりか計
算に費される費用が嵩み、原子力発電所において炉心監
視あるいは炉心予測計算装置として用いるのは不適当で
ある。
[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しので、
原子力発電所において出力が時間とともに線型に変化す
る場合に、炉心性能の監視および予測に対して即応性の
ある、かつ精度の高い原子炉の炉心性能計算装置を提供
しようとするものである。
[発明の概要} すなわち本発明は、炉心内出力分布を計算する出力分布
計算装置と、この出力分布計算装置で計算された出力分
布を記憶する出力分布記憶装置と、燃焼度分布を計算す
る燃焼度分布計算装置と、この燃焼度分布計算装置で計
算された燃焼度分布を記憶する燃焼度分布記憶装置と、
前記出力分布計算装置および前記燃焼度分布計算装置を
制御するコントローラーと、このコントローラを介して
前記出力分布計算装置および前記燃焼度分布計締装置に
対する必要なデータの入力と算出結果の表示を行なう入
出力装置とから成り、前記出力分布計算装置は、炉心状
態データ測定器および炉内中性子束測定器の計数値また
は前記入出力装置から炉心状態データを入力するととも
に前記燃焼度分布計算装置から燃焼度分布と入力しあら
かじめこの出力分布計算装置内に内蔵されている物理モ
デルに基づき炉心内出力分布を計算し、前記燃焼度分布
計算装置は、前記出力分布記憶装置および前記出力分布
計算装置から出力分布を人力するとともに前記燃焼度分
布記憶装置から燃焼度分布を入力し燃焼度分布を計算す
ることを特徴とする原子炉の炉心性能計算装置である。
「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て説明す
る。
第4図は本発明の一実施例の原子炉の炉心性能計算装置
を示すもので、この原子炉の炉心性能計算装置はデータ
・サンプラー1、出力分布計紳装置2、燃焼度分布計算
装置3、出力分布記憶装置4、燃焼度分布記憶装置5、
コントローラ6および入出力装置7とから構成されてい
る。
すなわち、データ・サンプラー1は、原子炉8内に収容
される炉心9に設置される中性子東測定器10の計数値
および冷却材流量、炉内圧力、出入口温度、制御棒位置
等の炉心現状データを測定する炉心現状データ測定機1
1の計数値を入力する。
出力分布計算装置2は炉心監視計算の場合は、データ・
サンプラー1から中性子束測定記10の計数値および炉
心現状データ測定記11から炉心現状データを、または
炉心予測計算の場合は、入出力装置7からコンとローラ
6を経由し炉心現状データを入力するとともに、燃焼度
分布記憶装置3で計算された燃焼度分布または燃焼度分
布記憶装置5に記憶されている燃焼度分布を入力し、こ
の出カ分布計算装置2内に予め内蔵されている物理モデ
ルに基づいて炉心の出力分布を計算する。
出力分布記憶装置4は出力分布計算装置2で計算された
計算結果を記憶する。
燃焼度分布計算装置3は、出力分布記憶装置4に記憶さ
れている時刻t1における出力分布と、出力分布記憶装
置2で計算された時刻t2における出力分布と燃焼度分
布記憶装置に記憶されている時刻t1に於ける燃焼度分
布とを入力し時刻t2に於ける燃焼度分布を計算する。
燃焼度分布記憶装置5は燃焼度分布記憶装置3で計算さ
れた燃焼度分布を記憶する。
コントローラ6は、前述した出力分布計算装置2、出力
分布記憶装置4、燃焼度分布計算装置3および燃焼度分
布記憶装置5の各種制御を行う。
入出力装置7はコントローラ6を介して出力分布計算装
置2および燃焼度分布計算装置3に対する必要なデータ
の入力および計算結果の表示を行なう。
すなわち、この原子炉の炉心性能計算装置は、すでに述
べた第1図に示すように、炉心出力が時間に対して一次
間数的に変化する場合に、時刻t1における炉心現状デ
ータ出力分布及び燃焼炭分布から△t時間後の時刻t2
における炉心性能を計算することを目的としている。
そして、この原子炉の炉内性能計算装置では、時刻t2
における炉心現状監視においては、自動またはオペレー
タの操作によりコントローラ6が作動され、このコント
ローラ6により出力分布計算装置2が作動される。
このようにして起動された出力分布計算装置2は、デー
タ・サンプラー1から時刻t2における炉心現状データ
および燃焼度分布記憶装置5から時刻t1における燃焼
度分布を時刻t2における燃焼度分布の推定値として入
力し、この出力分布計算装置2内に予め内蔵された物理
モデルに基づいて三次元核熱水力結合計算を行ない炉心
出力分布を計算する。
この計算については、例えばTsuiki et al
.“Convergence and Acceler
ation of Void Iteration i
n Boiling Water Reactor C
orc Calculations”Nucl、Sci
,Eng,64,724−732(1977)に詳細に
記憶されている。
なお、ここで燃焼度分布記憶装置5および出力分布記憶
装置4の記憶情報は、原子炉起動時においてクリアされ
ている。またデータ・サンプラー1に入力される中性子
束測定器10の計数値は、物理モデルが完全であれば用
いる必要はないが、通常は即応性を高めるために物理モ
デルをある程度簡易化しているので、このような場合に
は出力分布計算結果を補正する目的で用いることができ
る。なおこれについての詳細は特開昭54−40996
に述べられている。
また以上のように構成された原子炉の炉心性能計算装置
では、時刻t1における時刻t2の炉心性能予測計算に
おいては、オペレータによりコントローラ6が手動起動
され、このコントローラ6に入出力装置7から時刻t2
における炉心現状データと、予測時間幅Δtとが人力さ
れ、これらの値はコントローラ6により起動された出力
分布計算装置2に人力される。
出力分布計算装置2はこれらの偵とともに、燃料度分布
記憶装置5から時刻t1における燃焼度分布を時刻t2
での燃焼度分布の推定値として入力し、前述した炉心現
状監視と同様な方法により、この出力分布計算装置2内
に予め内蔵された物理モデルに塁づいて三次元核熱水力
結合計算を行ない炉心出力分布を計算する。
しかしながら、このようにして計算された炉心出力分布
は、その計算に用いた燃焼度分布の推定値が時刻t1に
おけるものであり、また時刻t1とt2との間の時間幅
△tが、第3図に示す従来の計算法で用いられる時間幅
より相当大きくなっているため一般には真の出力分布と
はかなり異なっている。
そこで、この原子炉の炉心性能計算装置は、第5図のフ
ローチャートに示すように、出力分布計算装置2におけ
る出力分布の計算が終了した時点でコントローラ6によ
り燃焼度分布計算装置3を起動する。この燃焼度分布計
算装置3は、出力分布計鋒装置2より時刻t2に於ける
出力分布を出力分布記憶装置4から時刻t1に於ける出
力分布を、また燃焼度分布記憶装置5から時刻t1に於
ける燃焼度分布をそれぞれ入力するとともに、炉心監視
時はコントローラ6に内蔵された時計から△tを、予測
時は、オペレータにより入出力装置7から入力されたΔ
tを入力し、時刻t2における燃焼良分布を以下に示す
方法により計算する。
すなわち、一般に、すでに述べた第1図に示すように、
ノードnの時刻t1における出力をPn(t1)、時刻
t2における出力をPn(t2)とし、炉心出力が時間
とともに線型に変化する場合には、時刻t(t1<t<
t2)におけるノードnの出力は次式で与えることがで
きる。
Pn(t)=Pn(t1)+ {(Pn(t2)−Pn(t1))/ (t2−t1)}・(t−t1)・・・・・・(III
)この(III)式を前述した(I)式に代入し、積分
を実行すると次式が得られる。
E×Pn(t2)=EXPn(t1)+(1/2PTn
)・(Pn(t1)+Pn(t2))・(t2−t1)
・・・・・・(IV) 従って、燃焼度分布計算装置3は、このようにしてえら
れた(IV)式を用い(時刻t2における燃焼度分布を
計算する。
しかしながら、このようにして求められた燃料度分布は
、(IV)式で用いられるl時間t2における出力pn
(t2)か真の出力とは異なるため員の燃焼度分布とは
異なっている。
そこでコントローラ6は、真の出力分布および燃焼度分
布を求めるために出力分布計算装置2および燃焼度分布
計算装置3に対して、第5図のフローチャートに示すよ
うな反復を行なわせる。
即ち、コントローラ6は出力分布計算装置2を起動させ
、この出力分布計算装置2に時刻t2における燃焼度分
布を燃焼度分布記憶装置5から人力させ、この値を燃焼
痘分布推定値として出力分布計算装置2に時刻t2の出
力分布を計算させる。
そしてこのようにして計算された時刻t2での出力分布
は燃焼度分布計算装置3に出力され、燃焼度分布計算装
置3は、これをもとに時刻t2での燃焼度分布を計算す
る。
コントローラ6はこのようにして出力分布計算装置2に
よる出力分布計算を反復させ、この出力分布計算装置2
により新たに求められた出力分布と、その前に求められ
た出力分布とを比較してその差が、例えば前述したTs
uiki et alの文献に述べられている収束判定
条件を満足する時に真の出力分布および燃焼度分布が得
られたものと見なし計算を終了させる。
なお、通常、この反復計算は数回〜10回稈痘で収束す
るので、この方法により燃焼度分布を計算するのに要す
る時間は、従来の方法に比べて数10分の1とへる。
このようにして得られた出力分布および燃焼度分布は、
コントローラ6を介して入出力装置7に出力される。な
お炉心監視の場合は出力分布計算装置2による出力分布
の計算結果と、燃焼度分布計算装置3による燃焼度分布
の計算結果は、それぞれ出力分布記憶装置4および燃焼
度分布記憶装置5に記憶され、すでに記憶されていた内
容は新たな内容に更新される。
第6図は以上のように構成された原子炉の炉心性能計算
装置を、原子力発電所に設置されているプロセス制御計
算機を結合させて予測機能を持たせた時の予測計算結果
を示すもので、図において曲線aは、以上述べた原子炉
の炉心性能計算装置により得られた出力分布を、曲線b
は、時間幅を本装置と同じにしてオフラインの三次元核
熱水力計算で得られた出力分布を、曲線Cは、時間幅を
細かく切って計算した場合の出力分布を示している。
この図から明らかなように予測計算された出力分布の軸
は、実際の炉心状態に近いと考えられる曲線Cで示され
る出力分布とほぼ一致している。
発明の効果 以上述べたように本発明の原子炉の炉心性能計算装置に
よれば、燃焼度分布を求めるのに第1図に示したように
、時刻t1からt2までをリンステップで求めることが
できるため、三次元核熱水力結合計算および燃焼度分布
計算の回数を少なくすることができ、計算時間を従来の
方法に比較して数10分の1にすることができる。
すなわち、従来の方法では燃焼度分布を求めるのに第3
図に示すように時刻t1〜t2までの出力の時間的変化
を細かい時間軸で分け、各時間軸で出力分布を一定とし
、三次元核熱水力結合計算を行ない、燃焼度分布を前の
時間幅における燃焼度分布および出力分布より逐次計算
していくため、高い精度を得るためには時間幅を細かく
し、計算ステップを多くする必要があり、この結果計算
時間がかかり即応性がなく、また、費用が非常によれば
、燃焼度分布の変化とこれに伴う炉心性能の変化を素早
く計算することができ、炉心の現状監視あるいは予測に
おいて即応性のある精度の高い炉心性能を評価でき、原
子炉の安全で効率の高い運転に大きく寄与することがで
きる。
なお、本発明の原子炉の炉心性能計算装置によれば、三
次元核熱水力結合計算において炉心の実行増倍率を得る
ことができるので、燃焼度分布変化に伴う炉心の臨海性
の予測も容易に行なうことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明による燃焼度分布の計算方法を説明する
ためのグラフ、第2図は本発明と同じ計算ステップで従
来法を実行した場合のグラフ、第3図は従来法により燃
焼度分布の計算方法を示すグラフ、第4図は本発明の一
実施例の原子炉の炉心性能計算装置を示すブロック図、
第5図は第4図に示す原子炉の炉心性能計算装置の燃焼
度分布計算の方法を示すフローチャート、第6図は第4
図に示す原子炉の炉心性能計算装置をプロセス制御計算
機と結合させて予測機能を持たせた時に得られた炉心平
均の軸方法出力分布を示すグラフである。。 1…………データ・サンプラー 2…………出力分布計算装置 3…………燃焼度分布計算装置 4…………出力分布計算装置 5…………燃焼度分布記憶装置 6…………コントローラ 7…………入出力装置 8…………原子炉 9…………炉心 10…………中性子束測定器 11…………炉心現状データ測定器

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 炉心内出力分布を計算する出力分布計算装置と、この出
    力分布計算装置で計算された出力分布を記憶する出力分
    布計算装置と、燃焼度分布を計算する燃焼度分布計算装
    置と、この燃焼度分布計算装置で計算された燃焼度分布
    を記憶する燃焼度分布記憶装置と、前記出力分布計算装
    置および前記燃焼度分布計算装置を制御するコントロー
    ラーと、このコントローラーを介して前記出力分布計算
    装置および前記燃焼度分布計算装置に対する必要なデー
    タの入力と陣出結果の表示を行なう入出力装置とから成
    り、前記出力分布計算装置は、炉心状態データ測定器お
    よび炉内中性子束測定器の計数値または前記入出力装置
    から炉心状態データを入力するとともに前記燃焼度分布
    計算装置から燃焼劇分布を入力しあらかじめこの出力分
    布計幹装膚内に内蔵されている物即モデルに粗づき炉心
    内出力分布を計算し、前記燃焼度分布計算装置は、前記
    出力分布記憶装詔および前記出力分布計算装置から出力
    分布を入力するととbに前記燃焼度分布計算装置から燃
    焼痘分布を人力し燃焼度分布を翳1紳することを特徴と
    する原子炉の炉心性能計算装置。
JP57141902A 1982-08-16 1982-08-16 原子炉の炉心性能計算装置 Granted JPS5931489A (ja)

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Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5439795A (en) * 1977-09-06 1979-03-27 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Core output predictiting device for atomic power plant

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JPS5439795A (en) * 1977-09-06 1979-03-27 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Core output predictiting device for atomic power plant

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