JPS6132639B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6132639B2 JPS6132639B2 JP50100201A JP10020175A JPS6132639B2 JP S6132639 B2 JPS6132639 B2 JP S6132639B2 JP 50100201 A JP50100201 A JP 50100201A JP 10020175 A JP10020175 A JP 10020175A JP S6132639 B2 JPS6132639 B2 JP S6132639B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- power distribution
- nuclear reactor
- electrical signal
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明はオンライン計算機を用いた原子炉模擬
装置に関するものである。
装置に関するものである。
原子炉の熱出力と冷却材流量の間には一定の制
限条件が設けられている。これは炉内の発生熱
を、十分な量の冷却材によつて除去し、燃料体の
過熱を防止するためである。すなわち、原子炉を
ある熱出力で運転する場合には、ある量以上の冷
却材を炉心内に流す必要がある。
限条件が設けられている。これは炉内の発生熱
を、十分な量の冷却材によつて除去し、燃料体の
過熱を防止するためである。すなわち、原子炉を
ある熱出力で運転する場合には、ある量以上の冷
却材を炉心内に流す必要がある。
したがつて、原子炉の起動、計画停止後の再起
動、制御棒のパターン変更に際しては、運転操作
の全過程でこの制限条件が満たされるように、制
御棒引抜き、炉心流量変更等の操作順序が定めら
れる。この運転計画はあらかじめオフライン計算
で作成される。しかしこの運転計画はつぎのよう
な場合には、一部を変更して適用される。
動、制御棒のパターン変更に際しては、運転操作
の全過程でこの制限条件が満たされるように、制
御棒引抜き、炉心流量変更等の操作順序が定めら
れる。この運転計画はあらかじめオフライン計算
で作成される。しかしこの運転計画はつぎのよう
な場合には、一部を変更して適用される。
(1) 計画が予定した時間通りに進行しなかつた場
合 (2) 不測のスクラム（緊急自動停止）が発生した
場合 運転計画が変更される場合には、新たな運転計
画が上記した制限条件の範囲内で実行可能である
ことを確認する必要がある。
合 (2) 不測のスクラム（緊急自動停止）が発生した
場合 運転計画が変更される場合には、新たな運転計
画が上記した制限条件の範囲内で実行可能である
ことを確認する必要がある。
従来は、現場技術者が過去の運転実績、あるい
は類似の場合について解析したオフラインの計算
結果を参考にして炉心状態の変化を推定してい
る。しかし、この方法では運転操作後の炉心状
態、すなわちゼノン濃度の時間変化による炉心熱
出力の変化、燃焼の進行による核特性の変化等を
正確に推定することは困難である。そのため、炉
を安全に運転するには過大な熱的余裕を見込む必
要があり、運転効率は悪い。
は類似の場合について解析したオフラインの計算
結果を参考にして炉心状態の変化を推定してい
る。しかし、この方法では運転操作後の炉心状
態、すなわちゼノン濃度の時間変化による炉心熱
出力の変化、燃焼の進行による核特性の変化等を
正確に推定することは困難である。そのため、炉
を安全に運転するには過大な熱的余裕を見込む必
要があり、運転効率は悪い。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をな
くし、短時間にしかも精度よく運転操作後の炉心
状態を予測できるオンライン原子炉模擬装置を提
供することにある。
くし、短時間にしかも精度よく運転操作後の炉心
状態を予測できるオンライン原子炉模擬装置を提
供することにある。
以下、本発明を沸騰水型原子炉に適用した場合
を例にとつて説明する。
を例にとつて説明する。
炉内出力分布を記述する基礎方程式として、式
(1)のような近似的中性子拡散モデルを使用するこ
とができる。式(1)は沸騰水型原子炉の三次元核熱
水力特性解析プログラム「フレアー」
（FLARE）の計算モデルを一次元化（炉心軸方
向に関する一次元）したものである。
(1)のような近似的中性子拡散モデルを使用するこ
とができる。式(1)は沸騰水型原子炉の三次元核熱
水力特性解析プログラム「フレアー」
（FLARE）の計算モデルを一次元化（炉心軸方
向に関する一次元）したものである。
Ｓ(K)＝ｋ∞(K)〔Ｓ（Ｋ−１）・ＷV（Ｋ−１）＋Ｓ（Ｋ＋１）・ＷV（Ｋ＋１）
＋Ｓ(K)・ＷV(K)・αV(K)＋｛１−2WV(K)−4WH(K)＋ＷH(K)αH(K)｝Ｓ(K)〕 (1)
ここに、
Ｋ：軸方向位置を示すノード番号
Ｓ(K)：ノードＫでの出力密度
ｋ∞(K)：ノードＫでの中性子無限増倍率
ＷV(K)：鉛直方向（軸方向）中性子輪送核（ノー
ドＫで発生した中性子が、上下方向に隣接する
１個のノードで吸収される確率） ＷH(K)：水平方向中性子輪送核（ノードＫで発生
した中性子が、水平方向に拡散してノード外へ
移動する確率） αV(K)：軸方向アルベド（炉心上下端のノードで
のみ０でない値を持つ） αH(K)：水平方向アルベド 中性子輪送核ＷH(K)、ＷV(K)はボイド率の関数で
ある。また、アルベドαV(K)、αH(K)はあらかじめ
オフライン計算で定められる定数である。
ドＫで発生した中性子が、上下方向に隣接する
１個のノードで吸収される確率） ＷH(K)：水平方向中性子輪送核（ノードＫで発生
した中性子が、水平方向に拡散してノード外へ
移動する確率） αV(K)：軸方向アルベド（炉心上下端のノードで
のみ０でない値を持つ） αH(K)：水平方向アルベド 中性子輪送核ＷH(K)、ＷV(K)はボイド率の関数で
ある。また、アルベドαV(K)、αH(K)はあらかじめ
オフライン計算で定められる定数である。
炉内出力分布Ｓ(K)が実測データから与えられた
場合には、対応するボイド分布を計算することが
できる。このボイド分布から中性子輪送核ＷH
(K)、ＷV(K)を算出し、Ｓ(K)とともに式(1)に代入す
れば、測定された現在の出力分布に適合する中性
子無限増倍率分布Ｋ∞(K)を決定することができ
る。これはｋＥ ∞(K)で表わす。
場合には、対応するボイド分布を計算することが
できる。このボイド分布から中性子輪送核ＷH
(K)、ＷV(K)を算出し、Ｓ(K)とともに式(1)に代入す
れば、測定された現在の出力分布に適合する中性
子無限増倍率分布Ｋ∞(K)を決定することができ
る。これはｋＥ ∞(K)で表わす。
一方、中性子無限増倍率は、燃料の特性データ
として、燃料の濃縮度、燃焼度、ボイド率等より
理論的に計算できる。これをｋＣ ∞(K)と表わせば、
ｋＣ ∞(K)は、式(2)のような計算式で求めることがで
きる。
として、燃料の濃縮度、燃焼度、ボイド率等より
理論的に計算できる。これをｋＣ ∞(K)と表わせば、
ｋＣ ∞(K)は、式(2)のような計算式で求めることがで
きる。
ｋＣ ∞(K)＝｛c0＋c1U(K)＋c2U(K)２｝・｛１＋δｋXe＋δｋdpp｝｛１＋δｋexp｝ (2)
ここに、
c0、c1、c2：制御棒挿入状態により定まる係数
Ｕ(K)：ノードＫでの減速材密度
δｋXe：ゼノン濃度依存項
δｋdpp：ドツプラー効果依存項
δｋexp：燃焼度依存項
係数c0、c1、c2は制御棒挿入割合ｒに関する一
次式、二次式等の関係で表わすことができる。式
(3)はその一例である。
次式、二次式等の関係で表わすことができる。式
(3)はその一例である。
c0＝a1＋a2r (3)
ここに
a1、a2：定数
ｒ：制御棒挿入割合
式(2)を用いて計算されたｋｃ ∞(K)は、先に述べた
実測出力分布より定めたｋＥ ∞(K)と異る値を持つ。
そこで、計算モデルによるｋＣ ∞(K)と、実測値にも
とづくｋＥ ∞(K)の不一致を解消するため、式(2)を式
(4)のように修正する。
実測出力分布より定めたｋＥ ∞(K)と異る値を持つ。
そこで、計算モデルによるｋＣ ∞(K)と、実測値にも
とづくｋＥ ∞(K)の不一致を解消するため、式(2)を式
(4)のように修正する。
ｋ∞(K)＝｛c0＋δc0(K)＋c1U(K)＋c2U(K)２｝｛１＋δｋxe＋δｋdpp｝｛１＋δｋexp｝ (4)
ここに、δc0(K)は計算モデルを実測の出力分布
に適合させるための補正項で、式(5)により値を決
定する。
に適合させるための補正項で、式(5)により値を決
定する。
このようにして定めた中性子無限増倍率の計算
式(4)は、実測の出力分布に固定された計算モデル
である。すなわち、式(4)と式(1)の連立方程式は、
現在の炉心状態を記述する、修正された計算モデ
ルを表わす。このモデルを用いて、運転操作後の
炉心を模擬することができる。
式(4)は、実測の出力分布に固定された計算モデル
である。すなわち、式(4)と式(1)の連立方程式は、
現在の炉心状態を記述する、修正された計算モデ
ルを表わす。このモデルを用いて、運転操作後の
炉心を模擬することができる。
以下、実施例により本発明を具体的に説明す
る。
る。
第１図に本発明による原子炉模擬装置の機器構
成を示す。原子炉１内の計測入力検出点２におい
て測定された計測信号はプロセス入力処理装置３
を介して、プロセス計算機５内のプロセス入力記
憶部４に記憶される。計算モデル修正操作部６
は、このプロセス入力と、磁気ドラム７より転送
される定数入力、核熱水力特性計算モデルから、
現在の炉心状態に適合する新たな計算モデルを作
成する。なお、磁気ドラム７は定数入力記憶部
８、核熱水力特性計算モデル記憶部９、および運
転計画記憶部１０からなつている。計算モデルの
修正は既に述べた方法による。炉心状態予測部１
１は、この修正された計算モデルを用いて、磁気
ドラム７上に記憶された運転計画を実行した後の
炉心状態を模擬し、結果をブラウン管１５に表示
する。
成を示す。原子炉１内の計測入力検出点２におい
て測定された計測信号はプロセス入力処理装置３
を介して、プロセス計算機５内のプロセス入力記
憶部４に記憶される。計算モデル修正操作部６
は、このプロセス入力と、磁気ドラム７より転送
される定数入力、核熱水力特性計算モデルから、
現在の炉心状態に適合する新たな計算モデルを作
成する。なお、磁気ドラム７は定数入力記憶部
８、核熱水力特性計算モデル記憶部９、および運
転計画記憶部１０からなつている。計算モデルの
修正は既に述べた方法による。炉心状態予測部１
１は、この修正された計算モデルを用いて、磁気
ドラム７上に記憶された運転計画を実行した後の
炉心状態を模擬し、結果をブラウン管１５に表示
する。
本装置の起動信号はオペレーターコンソール１
２、または周期パルス発生器１４より選択スイツ
チ１３を介して入力される。オペレーターコンソ
ール１２からは、起動信号の他、運転計画変更指
示データが入力される。これは磁気ドラム７上に
記憶された既存の運転計画とは異る方法で原子炉
を運転した場合の炉心状態を模擬するためであ
る。運転計画に変更がなく、かつ定期的に本装置
を起動させたい場合には周期パルス発生器１４よ
り起動信号を入力する。
２、または周期パルス発生器１４より選択スイツ
チ１３を介して入力される。オペレーターコンソ
ール１２からは、起動信号の他、運転計画変更指
示データが入力される。これは磁気ドラム７上に
記憶された既存の運転計画とは異る方法で原子炉
を運転した場合の炉心状態を模擬するためであ
る。運転計画に変更がなく、かつ定期的に本装置
を起動させたい場合には周期パルス発生器１４よ
り起動信号を入力する。
つぎに、本実施例による装置を用いて原子炉の
運転を模擬した実例を示す。対象とした炉は第２
図に示す沸騰水型原子炉である。第２図は炉心の
横断面図で、１６は燃料集合体を、１７は制御棒
を表わす。炉内には監視ストリング１８が設けら
れている。この監視ストリング１８の位置には局
所出力領域モニター（Local Power Range
Monitor、以下LPRMと略す）、走行型中性子東検
出器（Traversing Incore Probe、以下TIPと略
す）が配備され、炉内出力分布を測定している。
LPRMは軸方向４箇所に設置され、それぞれの位
置での局所的出力を常時監視している。TIPは炉
心外から挿入される検出器で、必要な場合のみ、
監視ストリング１８の位置での連続的な軸方向出
力分布を測定する。また１９は仮想的な監視スト
リングで、検出器は設置されていないが、炉心が
軸２０，２０′に関して対称形の場合には、実在
の監視ストリング１８と同等である。
運転を模擬した実例を示す。対象とした炉は第２
図に示す沸騰水型原子炉である。第２図は炉心の
横断面図で、１６は燃料集合体を、１７は制御棒
を表わす。炉内には監視ストリング１８が設けら
れている。この監視ストリング１８の位置には局
所出力領域モニター（Local Power Range
Monitor、以下LPRMと略す）、走行型中性子東検
出器（Traversing Incore Probe、以下TIPと略
す）が配備され、炉内出力分布を測定している。
LPRMは軸方向４箇所に設置され、それぞれの位
置での局所的出力を常時監視している。TIPは炉
心外から挿入される検出器で、必要な場合のみ、
監視ストリング１８の位置での連続的な軸方向出
力分布を測定する。また１９は仮想的な監視スト
リングで、検出器は設置されていないが、炉心が
軸２０，２０′に関して対称形の場合には、実在
の監視ストリング１８と同等である。
第３図は上記沸騰水型原子炉の出力上昇経路を
模擬した結果を示す。図の破線で画いた曲線２１
は20％ポンプ速度曲線であり、点２２は流量制御
による出力上昇開始点を示す。また、実線で画い
た曲線２３は、点２２で示す原子炉出力が定格出
力の約46％、炉心流量が定格流量の約39％の状態
から、約70時間にわたる流量制御で原子炉出力を
増加させた時の実測の出力上昇経路を示す。炉心
流量が定格流量の100％に到達した時点２５での
原子炉出力は約76％である。破線で画いた曲線２
４は、この出力上昇経路を、本実施例の手段によ
り、点２２の状態において予測計算により求めた
場合の予測結果である。第３図から明らかである
ように、本実施例によつて予測した出力上昇経路
は、実測にて求めた出力上昇経路と精度良く一致
している。
模擬した結果を示す。図の破線で画いた曲線２１
は20％ポンプ速度曲線であり、点２２は流量制御
による出力上昇開始点を示す。また、実線で画い
た曲線２３は、点２２で示す原子炉出力が定格出
力の約46％、炉心流量が定格流量の約39％の状態
から、約70時間にわたる流量制御で原子炉出力を
増加させた時の実測の出力上昇経路を示す。炉心
流量が定格流量の100％に到達した時点２５での
原子炉出力は約76％である。破線で画いた曲線２
４は、この出力上昇経路を、本実施例の手段によ
り、点２２の状態において予測計算により求めた
場合の予測結果である。第３図から明らかである
ように、本実施例によつて予測した出力上昇経路
は、実測にて求めた出力上昇経路と精度良く一致
している。
第４図は上記した流量制御期間中の制御棒パタ
ーンを示す。図中の数字は個々の制御棒の炉心内
からの引抜き状態を示し、全挿入状態が０、全引
抜き状態が48に相当する。この間の数値は引抜き
距離を比例的に示している。数値が記入されてい
ない制御棒は全引抜き状態にある。
ーンを示す。図中の数字は個々の制御棒の炉心内
からの引抜き状態を示し、全挿入状態が０、全引
抜き状態が48に相当する。この間の数値は引抜き
距離を比例的に示している。数値が記入されてい
ない制御棒は全引抜き状態にある。
以上述べたごとく、本発明によれば、オンライ
ン計算機を用いて、原子炉の現在の状態から、運
転操作後の炉心状態を短時間でしかも精度良く求
めることができる。
ン計算機を用いて、原子炉の現在の状態から、運
転操作後の炉心状態を短時間でしかも精度良く求
めることができる。
第１図は本発明による原子炉模擬装置の機器構
成図、第２図は沸騰水型原子炉の炉心横断面図、
第３図は本発明の装置により、原子炉の出力上昇
経路を模擬した結果を示す出力−流量曲線図、第
４図は、第３図に示した出力上昇期間中の制御棒
パターン図である。
成図、第２図は沸騰水型原子炉の炉心横断面図、
第３図は本発明の装置により、原子炉の出力上昇
経路を模擬した結果を示す出力−流量曲線図、第
４図は、第３図に示した出力上昇期間中の制御棒
パターン図である。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉の現在の状態を表わす電気信号を発生
する第１の手段、少なくとも上記電気信号に応答
し、原子炉の出力分布を表わす一次元核熱水力特
性計算モデルの少なくとも１個のパラメータを調
整するための第２の手段、第２の手段の起動を制
御する第３の手段、及び第２の手段によつて現在
の炉状態に整合せしめられたパラメータを含む計
算モデルを基に、出力分布に変化を与える運転条
件の変更後における出力分布を表わす電気信号を
実時間で発生する第４の手段から成るオンライン
原子炉模擬装置。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の装置において、
上記第３の手段は、オペレータコンソールと、周
期パルス発生器と、上記オペレータコンソール及
び上記周期パルス発生器の出力信号を上記第２の
手段に選択的に与えるための切替スイツチとから
成ることを特徴とするオンライン原子炉模擬装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP50100201A JPS5224694A (en) | 1975-08-20 | 1975-08-20 | On line nulcear reactor imitation device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP50100201A JPS5224694A (en) | 1975-08-20 | 1975-08-20 | On line nulcear reactor imitation device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5224694A JPS5224694A (en) | 1977-02-24 |
| JPS6132639B2 true JPS6132639B2 (ja) | 1986-07-28 |
Family
ID=14267677
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP50100201A Granted JPS5224694A (en) | 1975-08-20 | 1975-08-20 | On line nulcear reactor imitation device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5224694A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4671919A (en) * | 1985-08-23 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor power level monitoring system using an alpha-beta tracker |
| US4711753A (en) * | 1986-03-19 | 1987-12-08 | Westinghouse Electric Corp. | Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS49113997A (ja) * | 1973-03-07 | 1974-10-30 | ||
| JPS5321078B2 (ja) * | 1973-08-24 | 1978-06-30 |
-
1975
- 1975-08-20 JP JP50100201A patent/JPS5224694A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5224694A (en) | 1977-02-24 |
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