(57)【要約】  沸騰水型原子炉におけるステンレス鋼炉心シュラウド（２０）のヘリウム含有量を推定する方法（７０）は、原子炉の所定の領域についての中性子フルエンスを求めるステップ（７２）と、以下の方程式、【数１２】2007511764.tif 000016を用いて、原子炉の所定の領域におけるステンレス鋼シュラウドのヘリウム含有量を推定するステップ（７４）とを含み、ここで、ＣＨｅは、ステンレス鋼シュラウドにおけるホウ素の重量ｐｐｍ当たりの該ステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウムの原子ｐｐｂとしてのヘリウム濃度であり、ｂｊは、約２．５０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１の間の値であり、φｊは、１平方センチメートル当たりの中性子を表すフルエンスであり、また下付きｊは、熱フルエンス又は高速フルエンスを示す。【選択図】      図２
2007511764.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器（１０）と前記原子炉圧力容器内に配置された炉心シュラウドによって囲まれかつ複数の燃料棒を備えた原子炉心（２２）とを含む沸騰水型原子炉におけるステンレス鋼炉心シュラウド（２０）のヘリウム含有量を推定する方法（７０）であって、
前記原子炉の所定の領域についての中性子フルエンスを求めるステップ（７２）と、
以下の方程式、
【数１】
2007511764.tif 000015
を用いて、前記原子炉の所定の領域におけるステンレス鋼シュラウドのヘリウム含有量を推定するステップ（７４）と、を含み、
ここで、
ＣＨｅは、前記ステンレス鋼シュラウドにおけるホウ素の重量ｐｐｍ当たりの該ステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウムの原子ｐｐｂとしてのヘリウム濃度であり、
ｂｊは、約２．５０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１の間の値であり、
φｊは、１平方センチメートル当たりの中性子を表すフルエンスであり、
下付きｊは、熱フルエンス又は高速フルエンスを示す、
方法。
【請求項２】
前記中性子フルエンスを求めるステップ（７２）が、
前記原子炉における熱又は高速中性子束を測定するステップ（７６）と、
前記測定した熱又は高速中性子束に基づいて中性子フルエンスを計算するステップと、
を含む、請求項１記載の方法（７０）。
【請求項３】
前記中性子フルエンスを求めるステップ（７２）が、モンテカルロ放射輸送方法を用いることによって前記中性子フルエンスをシミュレートするステップ（７８）を含む、請求項１記載の方法（７０）。
【請求項４】
前記モンテカルロ放射輸送方法を用いることによって前記熱フルエンスマップをシミュレートするステップ（７８）が、
前記原子炉心及び周囲の構成部品の幾何学的構成を生成するステップ（８０）と、
燃料組成分布を生成するステップ（８２）と、
前記生成した幾何学的構成及び前記生成した燃料組成分布を用いて、前記燃料棒及び該燃料棒を囲む水についての三次元核種濃度を計算するステップ（８４）と、
モンテカルロ放射輸送臨界モード方法を用いて中性子束を計算するステップ（８６）と、
燃料サイクルの所定の露出点における中性子束をある期間にわたって積分して、該所定の露出点における中性子フルエンスを取得するステップ（８６）と、
を含む、請求項３記載の方法（７０）。
【請求項５】
前記中性子束を計算するステップ（８６）が、モンテカルロ放射輸送臨界モード方法並びにモンテカルロ放射輸送連続臨界モード及び固定ソースモード方法の少なくとも１つを用いて中性子束を計算するステップを含む、請求項４記載の方法（７０）。
【請求項６】
前記燃料組成分布を生成するステップが、
前記原子炉心のノード状ボイド及び露出分布を計算するステップ（９０）と、
露出及びボイド依存の棒ごとの核種濃度を計算するステップ（９２）と、
を含む、請求項４記載の方法（７０）。
【請求項７】
前記燃料棒及び該燃料棒を囲む水についての三次元核種濃度を計算するステップ（８４）が、前記原子炉心のノード状ボイド及び露出分布並びに前記露出及びボイド依存の棒ごとの核種濃度を補間して、前記モンテカルロ放射輸送臨界モード方法のための入力を生成するステップを含む、請求項６記載の方法（７０）。
【請求項８】
前記中性子束を計算するステップ（８６）が、前記燃料サイクルの全出力段階の始めにおいて、モンテカルロ放射輸送臨界モード方法並びにモンテカルロ放射輸送連続臨界モード及び固定ソースモード方法の少なくとも１つを用いて中性子束を計算するステップ（９４）を含む、請求項７記載の方法（７０）。
【請求項９】
前記中性子束を計算するステップ（８６）が、前記燃料サイクルの全出力段階の中間において、モンテカルロ放射輸送臨界モード方法並びにモンテカルロ放射輸送連続臨界モード及び固定ソースモード方法の少なくとも１つを用いて中性子束を計算するステップ（９６）をさらに含む、請求項８記載の方法（７０）。
【請求項１０】
前記中性子束を計算するステップ（８６）が、前記燃料サイクルの全出力段階の終わりにおいて、モンテカルロ放射輸送臨界モード方法並びにモンテカルロ放射輸送連続臨界モード及び固定ソースモード方法の少なくとも１つを用いて中性子束を計算するステップ（９８）をさらに含む、請求項９記載の方法（７０）。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、総括的には原子炉に関し、より具体的には、沸騰水型原子炉のステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウム生成量を推定するためのシステム及び方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）は一般的に、ほぼ円筒形状を有し、その両端で、例えば底部ヘッド及び取外し可能な上部ヘッドによって閉じられる。炉心組立体はＲＰＶ内に収容され、炉心支持プレート、燃料集合体、制御棒ブレード及び上部ガイドを含む。炉心シュラウドは一般的に、炉心組立体を囲み、シュラウド支持構造体によって支持される。具体的には、シュラウドは、ほぼ円筒形状を有し、炉心プレート及び上部ガイドの両方を囲む。円筒形原子炉圧力容器と円筒形状のシュラウドとの間には空間すなわちアニュラスが設置される。
【０００３】
原子炉の炉心は、方形断面を有する燃料集合体の配列を含む。燃料集合体は、燃料支持体によって下方から支持される。各燃料支持体は、単一の燃料集合体を支持する周辺燃料支持体を除いて、４つの燃料集合体からなる一群を支持する。炉心で生成される熱出力は、制御棒を炉心内に挿入することによって減少させることができ、この生成される熱出力は、制御棒を炉心から引き出すことによって増加させることができる。幾つかのＢＷＲにおいて、制御棒は、一群の４つの燃料集合体間に挿入することができるブレードをもつ十字断面を有する。
【０００４】
作動中のＢＷＲの内部構造は、様々な腐食性及び割れ発生プロセスを受けがちである。応力腐食割れ（ＳＣＣ）は、高温水に曝される構造部材、配管、制御棒案内菅、締結具及び溶接部のような原子炉構成部品内に発生する１つの公知の現象である。原子炉構成部品は、例えば熱膨張における差、原子炉冷却水を閉じ込めるために必要な作動圧力、並びに溶接、冷間加工及びその他の不均一な金属処理による残留応力のような他の原因に関連する様々な応力に曝される。さらに、水化学、溶接、熱処理及び放射線は、構成部品における金属のＳＣＣに対する感受性を増大させる可能性がある。
【０００５】
放射線が放射線分解により酸素及び過酸化水素を生成すること、しかもこれらの化学種が一次回路全体にわたって電気化学的腐食電位（ＥＣＰ）を著しく増大させることが分かってきた。このことは次に、ＲＰＶの内部構成部品の応力腐食割れ（ＳＣＣ）及び放射線助長応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）を促すことになる。中性子線は、特に炉心内の原子炉水に酸素及び過酸化水素を生成する作用があるが、ガンマ線は降水管内の水素によってこれらの種の減少を促進する傾向がある。
【０００６】
また、シュラウド及び他のステンレス鋼構成部品におけるヘリウムの析出が、ステンレス鋼材料におけるホウ素不純物と一般的には中性子、具体的には熱中性子との相互作用によって引き起こされる可能性がある。中性子場は、ＲＰＶの側壁に近づくにつれて半径方向に落ち込む。中性子場に曝されたステンレス鋼材料におけるヘリウム生成量を知ることは、照射された構成部品を再溶接することができるかどうかを判断する際に重要である。シュラウドにおけるヘリウム析出は、保守及び補修作業の間にシュラウドに溶接を行う必要性があるので、重要である。例えばシュラウドなどのステンレス鋼構成部品のヘリウム含有量が増大するのにつれて、そのステンレス鋼構成部品の溶接性が低下する。
【特許文献１】特開２０００−１６２３６９号公報
【特許文献２】特開平０７−２４４１９０号公報
【発明の開示】
【課題を解決するための手段】
【０００７】
１つの態様では、沸騰水型原子炉におけるステンレス鋼炉心シュラウドのヘリウム含有量を推定する方法を提供する。原子炉は、原子炉圧力容器と該原子炉圧力容器内に配置された炉心シュラウドによって囲まれた原子炉心とを含む。本方法は、原子炉の所定の領域についての中性子フルエンスを求めるステップと、以下の方程式、
【数２】
2007511764.tif 000003
【０００８】
を用いて、原子炉の所定の領域におけるステンレス鋼シュラウドのヘリウム含有量を推定するステップとを含み、ここで、ＣＨｅは、ステンレス鋼シュラウドにおけるホウ素の重量ｐｐｍ当たりの該ステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウムの原子ｐｐｂとしてのヘリウム濃度であり、ｂｊは、約２．５０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１の間の値であり、φｊは、１平方センチメートル当たりの中性子を表すフルエンスであり、また下付きｊは、熱フルエンス又は高速フルエンスを意味する。
【０００９】
別の態様では、沸騰水型原子炉におけるステンレス鋼炉心シュラウドのヘリウム含有量を推定する方法を提供する。原子炉は、原子炉圧力容器と該原子炉圧力容器内に配置された炉心シュラウドによって囲まれた原子炉心とを含む。本方法は、原子炉心及び周囲の構成部品の幾何学的構成を生成するステップと、燃料組成分布を生成するステップと、生成した幾何学的構成及び生成した燃料組成分布を用いて、燃料棒及び該燃料棒を囲む水についての三次元核種濃度を計算するステップとを含む。本方法はまた、モンテカルロ放射輸送臨界モード方法を用いて中性子束を計算するステップと、原子炉の所定の領域についての中性子フルエンスを生成するステップとを含む。本方法はさらに、以下の方程式、
【数３】
2007511764.tif 000004
【００１０】
を用いて、原子炉の所定の領域におけるステンレス鋼シュラウドのヘリウム含有量を推定するステップを含み、ここで、ＣＨｅは、ステンレス鋼シュラウドにおけるホウ素の重量ｐｐｍ当たりの該ステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウムの原子ｐｐｂとしてのヘリウム濃度であり、ｂｊは、約２．５０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１の間の値であり、φｊは、１平方センチメートル当たりの中性子を表すフルエンスであり、また下付きｊは、熱フルエンス又は高速フルエンスを示す。
【００１１】
別の態様では、原子炉におけるステンレス鋼炉心シュラウドのヘリウム含有量をシミュレートするためのシステムを提供する。原子炉は、原子炉圧力容器と該原子炉圧力容器内に配置された炉心シュラウドによって囲まれた原子炉心とを含む。本システムは、原子炉心及び周囲の構成部品の幾何学的構成を生成し、燃料組成分布を生成し、また生成した幾何学的構成及び生成した燃料組成分布を用いて燃料棒及び該燃料棒を囲む水についての三次元核種濃度を計算するように構成されたコンピュータを含む。コンピュータはさらに、モンテカルロ放射輸送臨界モード方法を用いて中性子束を計算し、また原子炉の所定の領域についての中性子フルエンスを生成するように構成される。コンピュータはさらに、以下の方程式、
【数４】
2007511764.tif 000005
【００１２】
を用いて、原子炉の所定の領域におけるステンレス鋼シュラウドのヘリウム含有量を推定するように構成され、ここで、ＣＨｅは、ステンレス鋼シュラウドにおけるホウ素の重量ｐｐｍ当たりの該ステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウムの原子ｐｐｂとしてのヘリウム濃度であり、ｂｊは、約２．５０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１の間の値であり、φｊは、１平方センチメートル当たりの中性子を表すフルエンスであり、また下付きｊは、熱フルエンス又は高速フルエンスを示す。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１３】
沸騰水型原子炉におけるステンレス鋼シュラウドのヘリウム含有量を推定する方法を、以下に詳しく説明する。この方法は、例えばシュラウドにおけるような原子炉内の所定の位置における中性子フルエンスを求めるステップを含む。中性子フルエンスは、原子炉における中性子束を測定することによって、又はコンピュータ・シミュレータシステムを用いることよって求められる。
【００１４】
１つの実施形態では、中性子フルエンス計算システムは、モンテカルロ・コンピュータ・プログラム、燃料シミュレータ、炉心シミュレータ、並びに該モンテカルロ・コンピュータ・プログラム、燃料シミュレータ及び炉心シミュレータ内の前プロセッサ、中間プロセッサ及び後プロセッサを含み、この中性子フルエンス計算システムについては以下に詳しく説明する。炉心及び燃料シミュレータによって追跡した様々な燃料露出及びボイド依存核種データを補間することにより、モンテカルロ・プログラムのための材料組成入力が生成される。モンテカルロ・コンピュータ・プログラムは、１つの例示的な実施形態では臨界モードで実行され、或いは別の実施形態では臨界モードと固定ソースモードとの組合せで実行されて、詳細な炉心及び燃料構成を有する原子炉の運転サイクルの様々な露出点において関心のある炉外構成部品での中性子束を計算する。次に、当該サイクルの様々な露出点における中性子束は、ある期間にわたって積分されて、関心のある位置での中性子フルエンスを取得する。次に、この中性子フルエンスを用いて、原子炉の炉心シュラウドにおけるヘリウム濃度を計算する。
【００１５】
１つの実施形態では、モンテカルロ・ソフトウェア、燃料及び炉心シミュレータソフトウェア、並びに前プロセッサ、中間プロセッサ及び後プロセッサソフトウェアは、例えば磁気フロッピディスク、磁気ハードドライブ、ＣＤドライブ、或いはＤＶＤドライブのようなコンピュータ可読媒体上のコンピュータプログラム製品内に存在する。この例示的な実施形態では、コンピュータは、ネットワーク化したＶＡＸ−ＶＭＳ／ＰＣベースのシステムである。別の実施形態では、大型コンピュータ又は他のワークステーションが用いられる。
【００１６】
原子炉圧力容器の内部構造及び構成部品をコンピュータモデリングすること並びに原子炉圧力容器内部の熱中性子フルエンスの挙動の計算とヘリウム生成量の計算とを実行することにより、設計上及び作動上の利点が得られる。中性子場に曝されたステンレス鋼材料における核反応によるヘリウム生成量を知ることは、照射されたステンレス鋼原子炉構成部品を再溶接することができるかどうかを判断する際に、重要である。
【００１７】
図面を参照すると、図１は、沸騰水型原子炉の圧力容器（ＲＰＶ）１０の一部を切り欠いた断面図である。ＲＰＶ１０は、ほぼ円筒形状を有し、その一端は底部ヘッド１２によって閉じられ、またその他端は取外し可能な上部ヘッド１４によって閉じられる。側壁１６が、底部ヘッド１２から上部ヘッド１４まで延びる。側壁１６は、上部フランジ１８を含む。上部ヘッド１４は、上部フランジ１８に取付けられる。円筒形状の炉心シュラウド２０が、原子炉心２２を囲む。シュラウド２０は、一端がシュラウド支持体２４によって支持され、他端に取外し可能なシュラウドヘッド２６を含む。アニュラス２８が、シュラウド２０と側壁１６との間に形成される。リング形状を有するポンプデッキ３０が、シュラウド支持体２４とＲＰＶ側壁１６との間で延びる。ポンプデッキ３０は複数の円形の開口部３２を含み、各開口部は噴射ポンプ３４を収容する。噴射ポンプ３４は、炉心シュラウド２０の周りで周方向に分散配置される。入口昇水管３６が、移行部組立体３８によって、２つの噴射ポンプ３４に連結される。各噴射ポンプ３４は、入口ミキサ４０、ディフューザ４２及びテールパイプ組立体４３を含む。入口昇水管３６及び２つの連結した噴射ポンプ３４は、噴射ポンプ組立体４４を形成する。
【００１８】
熱出力が、核分裂物質の燃料集合体４６を含む炉心２２内で生成される。炉心２２を通って上方に循環している水は、少なくとも部分的に蒸気に変換される。気水分離器４８が、水から蒸気を分離し、水は再循環する。蒸気乾燥器５０が、蒸気から残留水を取り除く。蒸気は、容器の上部ヘッド１４の近くにある蒸気出口５２を通ってＲＰＶ１０を出る。
【００１９】
炉心２２内で生成される熱出力の量は、例えば炭化ホウ素のような中性子吸収材料の制御棒５４を挿入及び引き出すことによって調整される。燃料集合体４６の間で制御棒５４を炉心２２に挿入する程度に応じて、制御棒は、そうでなければ炉心２２内で熱出力を生成する連鎖反応を促進するために利用可能であった筈の中性子を吸収する。制御棒案内管５６は、挿入及び引き出しの間に、制御棒５４の垂直方向の動きを維持する。制御棒駆動装置５８が、制御棒５４の挿入及び引き出しを行う。制御棒駆動装置５８は、底部ヘッド１２を貫通して延びる。
【００２０】
炉心２２の基部に設置された炉心プレート６０が、燃料集合体４６を整列させる。上部ガイド６２は、燃料集合体４６を炉心２２内に下ろすときに、該燃料集合体を整列させる。炉心プレート６０及び上部ガイド６２は、炉心シュラウド２０によって支持される。
【００２１】
図２は、本発明の例示的な実施形態による、沸騰水型原子炉１０におけるシュラウド２０のヘリウム含有量を計算する方法７０のフローチャートである。例示的な実施形態では、方法７０は、例えばシュラウド２０におけるような原子炉１０の所定の領域についてのフルエンスを求めるステップ７２と、次に、以下の方程式、
【数５】
2007511764.tif 000006
【００２２】
を用いて、シュラウド２０のヘリウム含有量を推定するステップ７４とを含み、ここで、ＣＨｅは、ステンレス鋼シュラウドにおけるホウ素の重量ｐｐｍ当たりの該ステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウムの原子ｐｐｂとしてのヘリウム濃度であり、ｂｊは、約２．５０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１ｃｍ２の間の値であり、φｊは、１平方センチメートル当たりの中性子を表すフルエンスであり、また下付きｊは、熱フルエンス又は高速フルエンスを示す。上記の方程式において、熱フルエンス又は高速フルエンスのいずれかを用いることができる。この相関式により、熱フルエンスの場合には最大１．０ｅ２１ｎ／ｃｍ２まで、また高速フルエンスの場合には最大５．０ｅ２０ｎ／ｃｍ２までである１０パーセントの範囲内までのシュラウド２０におけるヘリウム含有量が推定される。このフルエンス限界値を超えると、２段階ニッケル反応が、１０パーセントを越えたステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウム生成量の一因となる。
【００２３】
さらに図３を参照すると、１つの実施形態では、原子炉１０の所定の領域についての中性子フルエンスを求めるステップ７２は、原子炉１０の所定の領域における中性子束を測定するステップ７６と、その測定した熱中性子束を用いて中性子フルエンスを計算するステップとにより達成することができる。
【００２４】
別の実施形態では、原子炉１０の所定の領域についての中性子フルエンスを求めるステップ７２は、モンテカルロ放射輸送方法（Monte Carlo radiation transport methodology）を用いて、原子炉１０の所定の領域における熱中性子束を求めるステップ７８によって達成することができる。他の別の実施形態では、原子炉１０の所定の領域についての中性子フルエンスを求めるステップ７２は、あらゆる好適な原子炉シミュレータ・プログラムを用いることにより達成することができる。
【００２５】
シュラウド２０におけるホウ素不純物との中性子の相互作用によるヘリウムの生成量は、この構成部品の溶接性に影響を与える要因となる可能性がある。中性子場が既知であるときに、シュラウド２０におけるヘリウム生成量を計算するための相関式が開発された。
【００２６】
シュラウドに近接する位置、及び沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）内のシュラウドと圧力容器との間の中間の位置から採取したステンレス鋼のサンプルに関して、一連の試験を実行した。これらのサンプルは、運転中のＢＷＲにおいて一回の燃料サイクルの期間にわたって照射された。ヘリウムの総量は、質量分光法を用いて測定され、ステンレス鋼における原子ｐｐｂで表された。さらに、既知の中性子場におけるその後の照射を用いて、サンプルにおける最初のホウ素含有量が求められた。
【００２７】
中性子フルエンスは、連続的臨界モード及び固定ソースモード解法を使用する三次元モンテカルロ放射輸送計算を用いて３つの位置において計算された。これらの中性子場は、熱及び高速放射化データに照らして確認された。
【００２８】
計算により確認した中性子フルエンス及び対応する測定ヘリウム量を用いて、構成部品におけるヘリウムの量を計算するための相関式が導き出された。ホウ素−１０からのヘリウム生成量を求める基本方程式は、次のように表すことができる。
Ｂ−１０原子当たりのＨｅの原子数＝１−ｅ−平均ヘリウム生成断面積＊フルエンス
中性子フルエンスの計算値及びステンレス鋼試験サンプルの測定ホウ素含有量と既知のステンレス鋼及びホウ素の密度とを用いて、次の相関式が開発された。
【数６】
2007511764.tif 000007
【００２９】
ここで、ＣＨｅは、ステンレス鋼シュラウドにおけるホウ素の重量ｐｐｍ当たりの該ステンレス鋼シュラウドにおけるヘリウムの原子ｐｐｂとしてのヘリウム濃度であり、φｊは、１平方センチメートル当たりの中性子を表すフルエンスであり、また下付きｊは、熱フルエンス、高速フルエンス又は総フルエンスを示す。ｂｊの値は、原子炉における位置及び中性子フルエンスの型に応じて、約２．５０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１の間で変化し、有効なヘリウム生成断面積を表す。具体的には、０．４ｅＶ（電子ボルト）以下の中性子エネルギーをもつ熱中性子フルエンスの場合には、ｂｊの値は、推定値の上限及び下限値に対応する約２．２０ｅ−２１〜約２．５０ｅ−２１の範囲にある。０．１ＭｅＶ以上の中性子エネルギーをもつ高速中性子フルエンスの場合には、ｂｊの値は、推定値の上限及び下限値に対応する約３．８０ｅ−２１〜約５．００ｅ−２１の範囲にある。
【００３０】
モンテカルロ放射輸送方法を用いて中性子束を求めるステップ７８は、原子炉心２２及び周囲の構成部品の詳細な幾何学的構成を生成するステップ８０と、詳細な燃料組成及び濃度分布を生成するステップ８２と、燃料集合体５４の燃料棒及び該燃料棒を囲む水についての三次元核種濃度を計算するステップ８４とを含む。モンテカルロ放射輸送方法を用いて中性子束を求めるステップ７８はまた、炉心２２の詳細な幾何学的構成、詳細な燃料組成及び濃度分布、並びに燃料棒及び該燃料棒を囲む水についての計算した三次元核種濃度を入力として用いて、モンテカルロ放射輸送臨界モード方法を用いて中性子束を計算するステップ８６を含む。計算した熱中性子束は、原子炉１０の所定の領域についての中性子フルエンスマップを生成するステップ８８に用いられる。
【００３１】
詳細な燃料組成及び濃度分布を生成するステップ８２は、原子炉心２２のノード状ボイド及び露出分布を計算するステップ９０と、露出及びボイド依存の棒ごとの核種濃度を計算するステップ９２とを含む。原子炉心２２のノード状ボイド及び露出分布を計算するステップ９０は、この例示的な実施形態では、例えばＰＡＮＡＣＥＡのような３-Ｄ中性子拡散ＢＷＲシミュレータによって達成される。別の実施形態では、他の炉心追跡シミュレータを用いることができる。露出及びボイド依存の棒ごとの核種濃度を計算するステップ９２は、この例示的な実施形態では、例えばＴＧＢＬＡのような中性子輸送及び拡散結合格子設計コンピュータプログラムによって達成される。別の実施形態では、他の格子設計シミュレータを用いることができる。
【００３２】
ＴＧＢＬＡは、ＥＮＤＦ／Ｂ−Ｖ断面積ライブラリ、熱、共鳴及び高速エネルギー範囲におけるセル中性子スペクトルを解くための積分輸送理論法、及び格子ｋ∞及び出力分布を解くための漏れ依存拡散理論法を用いる。ＰＡＮＡＣＥＡは、格子平均断面積をＴＧＢＬＡから受け、ＢＷＲ炉心のｋｅｆｆ及び出力分布についての修正した一群拡散方程式を解く。ＰＡＮＡＣＥＡのｋｅｆｆは、三群炉心中性子拡散方程式の基本モードｅｆｆを保存する。
【００３３】
ＥＮＤＦ（評価核データファイル）フォーマットライブラリは、元はアメリカ合衆国で開発されたものであり、米国エネルギー省の断面評価ワーキンググループ（ＣＳＥＷＧ）によって管理され、ブルックヘブン国立研究所にある全米国立核データセンタ（ＮＮＤＣ）で維持されている。一般に、ＥＮＤＦフォーマットライブラリは、核データについてのコンピュータ可読ファイルであり、これらのファイルには、核反応断面積、反応生成物のエネルギー及び角度の分布、核反応の間に生成された様々な原子核、放射性原子核の崩壊の結果生じる崩壊モード及び生成物スペクトル、並びにこれらの数量における推測誤差が説明されている。
【００３４】
モンテカルロ放射輸送方法は、この例示的な実施形態では、例えばＭＣＮＰ、すなわち中性子、光子及び電子輸送のためのモンテカルロ・コードによって達成される。別の実施形態では、他のモンテカルロ・プログラムを用いることができる。ＭＣＮＰ燃料組成入力は、ＰＡＮＡＣＥＡ及びＴＧＢＬＡにより追跡された燃料露出及びボイド依存核種データを補間することによって生成される。炉心２２における全ての燃料棒セグメントについての三次元核種濃度及びそれらの周囲の水の濃度が、ＭＣＮＰ入力設定値のために計算される。ＭＣＮＰ入力は、ＭＩＧ（ＭＣＮＰ入力生成モジュール）と呼ばれる自動化パッケージを用いて設定される。ＭＣＮＰ計算は、そのサイクルの全出力段階の始め（ＢＯＣ）９４、中間（ＭＯＣ）９６及び終わり（ＥＯＣ）９８において実行される。各ＭＣＮＰ計算の後に、炉内高速中性子束は、ＰＯＳＴＭＣと呼ばれるＭＣＮＰ出力処理コンピュータプログラムを用いて、プラントデータに対してベンチマークされる。
【００３５】
データは、ＣＥＤＡＲ（Comprehensive Engineering Data Archival and Retrieval）コンピュータプログラムにおけるサブルーチンを用いて、ＰＡＮＡＣＥＡ及びＴＧＢＬＡからＣＥＤＡＲファイル内に移送される。ＰＡＮＡＣＥＡの炉心ＣＥＤＡＲファイルは、炉心ノード状露出並びに瞬時及び履歴ボイド分布を含み、またＴＧＢＬＡの格子ＣＥＤＡＲファイルは、0、0.2、1、2、3、4、5、6、7、8、9、10、12.5、15、17.5、20、25、30、・・・、60ＧＷｄ／ＳＴである標準露出点並びに0、0.4及び0.7ボイド率である３つの標準ボイド点において、燃料格子露出及びボイド依存の棒ごとの核種濃度を含む。さらに、炉心バンドルロード情報及びバンドル格子組成情報も入力される。炉心の各燃料棒におけるノード状核種濃度は、履歴ボイド二次適合及び露出一次適合により求められ、また周囲の水の濃度は、瞬時ボイドデータを用いて求められる。
【００３６】
詳細なＭＣＮＰ計算を実行する場合の大きな問題点の１つは、燃料組成入力データが大量になることである。精度の犠牲を最小にしながら燃料組成入力規模を小さくするために、物理学モデルにおいて次のような近似を行う。
【００３７】
１．各格子の内部標準燃料棒における核種濃度は、吸収率を保存することによってひとまとめにする。
【００３８】
２．各格子のガドリニア入り燃料棒における核種濃度は、吸収率を保存することによって、異なるガドリニア重量パーセント及び／又は異なる濃縮度によって区別される識別可能な当初Ｇｄ棒型に基づいてひとまとめにする。
【００３９】
３．下記において表１に示すように、主要な核分裂性核種及び核分裂生成物を含む３７系列の核種を用いるようにし、他の重要度が低い核種は、吸収率を保存することによって、有効濃度に関して系列核種に組み込まれかつ系列核種によって間接的に示される。例えば、吸収率を保存することによって、１０３Ｒｈについての乗数を用いて、擬似核分裂生成物１４３Ｐｒ、１０１Ｒｕ及び１０３Ｒｕにも適応する。
【００４０】
４．八分又は四分対称燃料ロードを用いる。
【００４１】
５．識別可能な軸方向ノードを用いる。
【００４２】
【表１】
2007511764.tif 000008
実験から、ＭＣＮＰ炉内中性子計算の結果は、炉心における水及び所定の燃料組成設定についての１３５Ｘｅの分布に敏感であることが見出された。その結果、軸方向インチャネル及びアウトチャネル水密度並びに１３５Ｘｅ濃度が調査される。ノーダル水密度及びノーダルインチャネルボイド率は、ＰＡＮＡＣＥＡ出力において利用可能であり、この出力から、軸方向インチャネル及びアウトチャネル水密度が各ノーダル格子について導き出される。周辺バンドル及び中心バンドルにおける一連の典型的な軸方向インチャネル及びアウトチャネル水密度分布は、下記において表ＩＩに示す。
【００４３】
【表２】
2007511764.tif 000009
１３５Ｘｅ濃度は、ＴＧＢＬＡ減損において一定の出力密度（標準的には、５０Ｗ／ｃｍ３）を仮定することによって生成され、またこの１３５Ｘｅ濃度は、局所出力履歴に敏感であるので、出力一定の１３５Ｘｅ濃度は、ＰＡＮＡＣＥＡ局所出力の重み付けによって、また該１３５Ｘｅ濃度が平衡に達すると仮定することによって求められる。平衡１３５Ｘｅ濃度（１３５Ｘｅｅｑ）は、次の式により与えられる。
【数７】
2007511764.tif 000010
【００４４】
ここで、γΙ及びγＸｅは、１３５Ι及び１３５Ｘｅの核分裂収率、λＸｅは、１３５Ｘｅの崩壊定数、σa,Ｘｅは、１３５Ｘｅのミクロ吸収断面積、またφＴは、中性子束である。したがって、平衡１３５Ｘｅ濃度は、局所出力におおよそ比例する。
【００４５】
上で述べた全ての近似をＭＣＮＰ入力処理コンピュータプログラムであるＰＲＥＭＣに組み入れるステップとＰＲＥＭＣ計算を実行するステップとにより、ＭＣＮＰ入力のためのノード状燃料棒核種濃度が得られる。
【００４６】
モンテカルロをベースにした計算部分は、３つの段階を含む。第１の段階は、原子炉システムモデルの開発を含む。次の段階では、燃料サイクルにおける様々な離散点に基づく炉心モデルを作成する。各状態点における炉心モデルを原子炉システムモジデルと合体し、臨界計算を実行して原子炉のアニュラ領域における中性子場を得る。これは、ロス・アラモス国立研究所から入手可能なＭＣＮＰモンテカルロ放射輸送コンピュータコードを用いて行われる。最終段階では、所定の領域、例えばシュラウド溶接位置における中性子フルエンスマップを生成する。
【００４７】
ＭＣＮＰモデルは、２つの部分で構築される。第１の部分は、燃料集合体、ＲＰＶ及び該ＲＰＶとシュラウドとの間のアニュラ領域を除外するが適切な数の噴射ポンプを含む原子炉のシュラウド内領域をモデリングするステップからなる。このモデルは、全サイクルにわたって固定したままである。次の部分は、ＰＡＮＡＣＥＡ／ＴＧＢＬＡの実行により取得しかつＰＲＥＭＣプロセッサで処理した処理燃料及び炉心内水データを用いて炉心のＭＣＮＰモデルを取得するステップからなる。炉心内データは、所定の離散時間ステップでは固定のままであるが、全サイクルをシミュレートするために複数の離散時間ステップを取る場合にはいつでも変更される。このモデルは、噴射ポンプ３４を収容するように象限対称（quadrant symmetry）に設定される。図４は、このモデルの単純なｒ−θ図を示す。ｘ軸及びｙ軸は、反射境界条件（すなわち、いずれかの表面に到達するあらゆる粒子が正反射を受ける）を有する。ＲＰＶ壁の外側の領域には何もない。
【００４８】
図５は、システムのｒ−ｚ図についての概略図である。シュラウド２０の内側は、該内側の適切なシステムが明確にモデル化された状態でモデル化されている。モデルの底部は、ＲＰＶ底部ヘッド１２から１８０ｃｍの高さにある。制御棒案内管５６は、制御棒５４が存在する状態でモデル化される。これらは、高さ１８０から炉心プレート６０を貫通して延びている。炉心プレート６０及び支持梁もまた、明確にモデル化される。制御棒５４は、中心支持体、ブレードウィングシース及びポイゾンチューブ（図示せず）と共に詳細にモデル化される。
【００４９】
原子炉心２２は、炉心プレート６０上方にモデル化され、上部ガイド６２は、該上部ガイド内に存在する燃料集合体４６の上部がない状態でモデル化される。構造構成部品は、上部ガイド６２上方ではモデル化されない。シュラウド壁及びシュラウドヘッド２６並びにＲＰＶ壁１６は、全てその公称寸法でモデル化される。
【００５０】
単純な噴射ポンプモデルが、ラムのヘッド３８、ミキサ４０、ディフューザ４２及びテールパイプ組立体４３（図１に図示）と共に開発される。現在までは噴射ポンプ３４と関連するブラケット及び他の支持金具は省略されていた。このモデルは、１２個のポンプ３４及び６個の昇水管３６を考慮するために、図４に示すように昇水管３６及びハーフセットを備えた１つの完全な噴射ポンプ３４の対を必要とする。噴射ポンプモデルは単独で作成され、適切な座標変換を用いて原子炉システムモデル内に組み入れる。
【００５１】
炉心内モデルは別個に開発され、原子炉システムモデルと合体されて、ＭＣＮＰ臨界計算のための完全な計算モデルを生成する。この例示的な実施形態では、その各々が１５．２４ｃｍ（６インチ）の高さである２５個の識別可能な軸方向ノードを有する活性炉心領域がモデル化される。この枠組みは、シミュレータ・コードＰＡＮＡＣＥＡと一致している。各ノードは、異なる平均露出及びインチャネルボイド率を有し、４分の１の炉心において１５００個の異なる格子（２５ノード×６０バンドル）をモデル化することを必要とする。サイクルの初期部分において、八分対称ブレードパターンは、八分対称燃料及びボイド分布を有し、従って固有の格子の数を８２５（２５ノード×３３バンドル）に減少させることを可能にする。チャネル及び燃料棒クラッディングは、天然ジルコニウムのようなモデルに近似した標準ジルカロイである。
【００５２】
燃料格子の各チャネルの内側において、燃料組成及び適当な水密度を有する燃料棒がモデル化される。ＭＣＮＰにおける炉心モデルのための入力を生成するプロセスは、象限対称又は八分対称のいずれかの燃料仕様に適応するように完全に自動化された。このモデルはまた、ＭＮＣＰの反復構造性能を用いて入力の規模を最小にする。このシミュレーションは、例えばオープンＶＭＳバージョン７．１オペレーティングシステムを備えたＤＥＣ  Ａｌｐｈａ−５００ワークステーションのようなあらゆる適当なコンピュータシステム上で実行することができる。
【００５３】
この例示的な実施形態では、原子炉１０の燃料サイクルにおける４つの露出点が調査のために選択される。これらは、ＢＯＣ、ＭＯＣ、ＥＯＣ及び燃料サイクルのコーストダウン段階の間のほぼ中間にある状態を示す点のサイクル露出位置にある。これらのケースが実行され、各ケースについてのソースが、１５１ｃｍの半径で炉心領域を包囲する表面について保存される。中間の実行は、象限対称モデル及び各露出点についての面ソースを用いてなされる。角度、エネルギー及び空間分布が、面ソースの０．０２５ｃｍの範囲内にあった表面について保存される。２４個の方位角及び２５個の軸方向領域が、空間分布を取得するために用いられる。角度及びエネルギー分布は、３つの軸方向領域、すなわち低部領域、中間領域及び上部領域において取得される。高速及び熱の場合について、別々の実行が行われる。次に、固定ソース及び最終実行を説明するために、中間実行から取得した分布を用いて、所定の位置における特有の放射能の量（activity）を取得する。
【００５４】
２４個の方位角領域が、９０個の方位角領域とｙ軸を超えたボリュームにおける１８個の領域とを付加した領域に拡張され、合計１０８個の方位角領域になる。典型的には、セクタは、その各々が元の確率の３分の１又は４分の１のソース確率を有する３つ又は４つの等しいセクタに分割される。これらのサブセクタの各々において、元のセクタのエネルギー及び角度分布を用いる。軸方向に全部で２５個のノードが存在した。中間実行からの情報が処理されて、２７００（１０８×２５）領域になり、正確な空間、エネルギー及び角度分布が、ＭＣＮＰ内の汎用ソース設定を用いて特定される。この領域全てが、０．００１ｃｍの厚さを有し、縮退した円筒形ボリュームソースを示した。ソース粒子の角度を求めるための基準方向は、円筒形表面上の開始点において外向きに垂直なユニットではなく、各セクタを二等分する角度として固定される。角度及びエネルギー分布は、ソース粒子が始動するセルに応じて決まる。各ソース粒子の始動重量は１に設定される。最終の正確な重量は、各露出点において絶対ソース項を計算するときに、計算に加えられる。この重量は、中性子ソースごとに表面を横切る、臨界計算からの元の重量を考慮に入れている。従って、特定の放射能の量の絶対値は、各状態点における出力及び他の数値を用いて計算することができる。
【００５５】
ＭＣＮＰの実行により取得した中性子ソースごとの反応速度は、サイクルにおける特定の点での適切な出力を用いて実際の反応速度に変換される。これらは次に、正確な崩壊項を有する単純な時間コンボリューションを用いて、サイクルの最後における適切な放射能の量に変換される。これらの計算は、選択した４つの状態点についてなされる。
【００５６】
ＴＮが総サイクル時間である場合、時間ステップ（Ｔｉ−Ｔｉ−1）についてのＥＯＣにおけるグラム当たりの放射能の量は、次の方程式により与えられる。
【数８】
2007511764.tif 000011
【００５７】
ここで、
Σｐ,ｉ＝時間ステップｉにおける生成断面積ｃｍ−１（核分裂、ｎ−γ、等）
φｉ＝時間ステップｉにおける中性子／ｃｍ２秒の束（必要に応じて、高速又は熱）
γ＝非核分裂生成物アイソトープの場合には１
＝核分裂生成物アイソトープの場合には収率
Λ＝標準崩壊定数λを含む有効崩壊定数（秒−１）、及び放射能生成物σｒφにおける吸収のための除去項、或いは
【数９】
2007511764.tif 000012
【００５８】
及び、
【数１０】
2007511764.tif 000013
【００５９】
ρ＝ｇ／ｃｃで表したワイヤー密度。
ここで、ΔＴｉは、時間ステップｉについての時間間隔であり、ＴＮ−Ｔｉは、時間ステップｉの終わりからＥＯＣまでの時間を示す。従って、カッコ内の第１の崩壊項は、生成及び崩壊の両方が起こるときの期間を示し、第２の崩壊項ｅ−Λi(ＴＮ−Ｔｉ)は、ＥＯＣまでの残り時間についての崩壊だけを示す。通常は、アニュラス領域において、吸収による放射能生成物の除去はごくわずか（λ＞＞σｒφ）であり、崩壊定数は真崩壊定数λに戻る。ＥＯＣにおけるグラム当たりの全放射能の量は、個別の時間ステップ値を合計することによって与えられる。
【数１１】
2007511764.tif 000014
【００６０】
この数値は、テストにより取得した測定ｄｐｓ／ｇデータと比較される。計算値対測定値比（Ｃ／Ｍ比）を計算の妥当性の尺度として用いて、熱及び高速中性子場を確認した。
【００６１】
炉外水密度分布の適切な表示は、信頼性のあるフルエンス及び線量率計算のために重要である。外側バイパス領域（炉心とシュラウドとの間の領域）においては、存在する温度勾配に起因する水密度分布における軸方向及び半径方向の変動がある。しかしながら、この変動は小さく、０．７６２ｇ／ｃｃの平均密度が用いられる。他方、温度勾配の変動は、次の事実のために、シュラウドとＲＰＶの間のアニュラ領域においてはより大きい。
【００６２】
１．ＲＰＶ外壁（約５０℃）とシュラウド外壁（約２７０℃）との間に大きな温度差が存在する。
【００６３】
２．噴霧器ノズルからの給水は、均一に配分されない。
【００６４】
３．気水分離器の吐出水とアニュラ領域を通る給水との混合は、例えば噴射ポンプがあるアニュラ領域にわたる温度勾配は、噴射ポンプがないアニュラ領域にわたる温度勾配とはまったく異なるように、流路の幾何学的な違いによって影響を受ける。
【００６５】
その結果、様々な方位角方向に沿って異なる半径方向温度勾配プロフィールが存在する。従って、異なる半径方向水密度分布が、異なる組の方位角についてのフルエンス計算に用いられる。
【００６６】
実際の水密度分布プロフィールを取得するための如何なる詳細な熱水力データも存在しない場合には、有効な物理モデルを用いて水密度プロフィールを明らかにして、アニュラス領域を横切る水の総量を保存するようにする。このことは、総水量を保存しながら密度を半径方向外向きに徐々に増加させることによって達成される。水とＲＰＶとの間に大きな温度勾配があるという事実のために、勾配はＲＰＶ壁から約１２ｃｍ増加した。さらに、半径方向水密度プロフィールはまた、下向き流れの間における水の混合の度合いが異なるために軸方向依存性を有する。本モデルにおいて、半径方向の水密度プロフィールの軸方向変動は無視し、サイクルを通して単一のプロフィールだけを用いる。
【００６７】
用いる核データは、ＥＮＤＦ／Ｂ−Ｖ及びＥＮＤＦ／Ｂ−ＶＩデータの組合せから導き出される。このデータは、燃料の作動温度における中性子についての連続的なエネルギー形態に処理される。さらに、水における水素についての熱散乱データも、この現象を取り扱うために用いられる。ＭＣＮＰ及びＥＮＤＦ／Ｂ−Ｖの組合せが最良の結果を生み出すことが、軽水炉臨界実験の慎重なベンチマーキングによって示されているので、炉心計算にはＥＮＤＦ／Ｂ−Ｖデータが用いられる。ＥＮＤＦ／Ｂ−ＶＩデータは、鉄及び酸素反応並びに全ての放射化反応に対して用いられる。例えば、鉄の断面は多くの修正を受けており、ＥＮＤＦ／Ｂ−ＶＩは利用可能なデータの最新セットを示すので、このセットはこれらのシミュレーションには最良の選択を示す。全ての場合において、連続的なエネルギーデータが用いられる。
【００６８】
様々な特定の実施形態に関して本発明を説明してきたが、本発明が特許請求の範囲の技術思想及び技術的範囲内の変更で実施することができることは、当業者には明らかであろう。
【図面の簡単な説明】
【００６９】
【図１】沸騰水型原子炉圧力容器の一部を切り欠いた断面図。
【図２】本発明の実施形態による、原子炉におけるステンレス鋼構成部品のヘリウム含有量を計算する方法のフローチャート。
【図３】図２に示す方法において用いる中性子束決定のフローチャート。
【図４】ＭＮＣＰモデルの単純なｒ−θ図。
【図５】図１に示す沸騰水型原子炉圧力容器の単純な概略ｒ−ｚ図。
【符号の説明】
【００７０】
１０  沸騰水型原子炉圧力容器
２０  炉心シュラウド
２２  炉心
２４  シュラウド支持体
２８  アニュラス
４４  噴射ポンプ組立体
４６  燃料集合体
４８  気水分離器
５４  制御棒
６０  炉心プレート
【図１】
2007511764.tif 000017
【図２】
2007511764.tif 000018
【図３】
2007511764.tif 000019
【図４】
2007511764.tif 000020
【図５】
2007511764.tif 000021
【国際調査報告】
2007511764.tif 000022
2007511764.tif 000023