(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の炉心に配置された複数の中性子検出器で測定された中性子計測値に基づいて、中性子吸収材を有する寿命評価対象の制御棒に隣接して配置される燃料集合体の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力であって、前記炉心の横断面の座標（ｉ，ｊ）に位置する前記燃料集合体の、前記炉心の熱出力に対する相対出力Ｐｉｊｋを求め、
前記寿命評価対象の制御棒が前記中性子吸収材であるボロンカーバイトを充填した複数の中性子吸収棒を有する制御棒であり、前記炉心の熱出力（ＭＷ）をＰｔ、燃焼期間ΔＴにおいて前記燃料集合体の周囲で発生する全核分裂数をＸ、前記燃料集合体の周囲で生じる核分裂数当りの、前記制御棒内の前記ボロンカーバイトに含まれる１０Ｂに吸収される割合をＹ１、前記制御棒の評価領域における、未燃焼制御棒での前記１０Ｂの個数をＮＢ、前記制御棒の評価領域の前記全炉心に対する体積割合をＶｒ１、エネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をＣ１、前記制御棒の中性子吸収量のうち前記１０Ｂの中性子吸収量の割合をＦ１および前記制御棒に隣接する前記燃料集合体の核分裂数当りの、前記制御棒の中性子吸収量の比μ１としたとき、前記制御棒内の前記ボロンカーバイトに含まれる前記１０Ｂの減損量ＲＢ１０を、下記の（２）式で表される全核分裂数Ｘおよび下記の（３）式で表される前記割合Ｙ１を含む下記の（１）式により算出し、
前記減損量ＲＢ１０に基づいて前記制御棒の核的寿命を評価し、
前記制御棒の機械的寿命の評価が、前記減損量ＲB10を用いて算出された前記中性子吸収棒の内圧、及び前記燃料集合体の出力に基づいて算出された前記中性子吸収棒の中性子照射量のいずれかに基づいて行われることを特徴とする制御棒寿命評価方法。
ＲＢ１０＝（Ｘ×Ｙ１）÷ＮＢ×１００ …（１）
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ１ …（２）
Ｙ１＝Ｆ１×μ１ …（３）
【請求項２】
前記制御棒は、横断面が十字形をして前記制御棒の軸心から四方に伸びる４枚のブレードを有して各前記ブレード内に前記複数の中性子吸収棒を配置しており、前記中性子吸収棒の内圧の算出が、前記ブレードの先端部に配置された前記中性子吸収棒を対象に行われ、前記制御棒の機械的寿命の評価が前記先端部に配置された前記中性子吸収棒の内圧に基づいて行われる請求項１に記載の制御棒寿命評価方法。
【請求項３】
前記制御棒の機械的寿命の評価が、前記中性子吸収棒の内圧が内圧設定値を超えているかの判定によって行われる請求項１または２に記載の制御棒寿命評価方法。
【請求項４】
前記制御棒の機械的寿命の評価が、前記中性子吸収棒の中性子照射量が中性子照射量設定値を超えているかの判定によって行われる請求項１に記載の制御棒寿命評価方法。
【請求項５】
前記制御棒の核的寿命を評価が、前記減損量ＲＢ１０が減損量設定値を超えているかの判定によって行われる請求項１ないし４のいずれか１項に記載の制御棒寿命評価方法。
【請求項６】
原子炉の炉心に配置された複数の中性子検出器で測定された中性子計測値に基づいて、中性子吸収材を有する寿命評価対象の制御棒に隣接して配置される燃料集合体の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力であって、前記炉心の横断面の座標（ｉ，ｊ）に位置する前記燃料集合体の、前記炉心の熱出力に対する相対出力Ｐｉｊｋを求め、
前記寿命評価対象の制御棒が前記中性子吸収材であるハフニウムを有する制御棒であり、前記炉心の熱出力（ＭＷ）をＰｔ、燃焼期間ΔＴにおいて前記燃料集合体の周囲で発生する全核分裂数をＸ、前記燃料集合体の周囲で生じる核分裂数当りの、前記制御棒内の前記１７７Ｈｆに吸収される割合をＹ２、前記制御棒の評価領域における、未燃焼制御棒での前記１７７Ｈｆの個数をＮＨｆ、前記制御棒の評価領域の前記全炉心に対する体積割合をＶｒ２、エネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をＣ１、前記制御棒の中性子吸収量のうち前記１７７Ｈｆの中性子吸収量の割合をＦ２および前記制御棒に隣接する前記燃料集合体の核分裂数当りの、前記制御棒の中性子吸収量の比μ２としたとき、前記制御棒内の前記ハフニウムに含まれる１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆを、下記の（２）式で表される全核分裂数Ｘおよび下記の（３）式で表される前記割合Ｙ２を含む下記の（１）式により算出し、
前記減損量ＲＨｆに基づいて前記制御棒の核的寿命を評価することを特徴とする制御棒寿命評価方法。
ＲＨｆ＝（Ｘ×Ｙ２）÷ＮＨｆ×１００                      …（１）
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ２                   …（２）
Ｙ２＝Ｆ２×μ２                                     …（３）
【請求項７】
前記第２制御棒の核的寿命を評価が、前記減損量ＲＨｆが減損量設定値を超えているかの判定によって行われる請求項６に記載の制御棒寿命評価方法。
【請求項８】
原子炉の炉心に配置された複数の中性子検出器で測定された中性子計測値に基づいて、中性子吸収材を有する寿命評価対象の制御棒に隣接して配置される燃料集合体の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力であって、前記炉心の横断面の座標（ｉ，ｊ）に位置する前記燃料集合体の、前記炉心の熱出力に対する相対出力Ｐｉｊｋを求める出力算出手段と、
前記炉心の熱出力（ＭＷ）をＰｔ、燃焼期間ΔＴにおいて前記燃料集合体の周囲で発生する全核分裂数をＸ、前記燃料集合体の周囲で生じる核分裂数当りの、前記制御棒内の前記ボロンカーバイトに含まれる１０Ｂに吸収される割合をＹ１、前記制御棒の評価領域における、未燃焼制御棒での前記１０Ｂの個数をＮＢ、前記制御棒の評価領域の前記全炉心に対する体積割合をＶｒ１、エネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をＣ１、前記制御棒の中性子吸収量のうち前記１０Ｂの中性子吸収量の割合をＦ１および前記制御棒に隣接する前記燃料集合体の核分裂数当りの、前記制御棒の中性子吸収量の比μ１としたとき、前記寿命評価対象の制御棒である、前記中性子吸収材であるボロンカーバイトを充填した複数の中性子吸収棒を有する制御棒の、前記ボロンカーバイトに含まれる前記１０Ｂの減損量ＲＢ１０を、下記の（２）式で表される全核分裂数Ｘおよび下記の（３）式で表される前記割合Ｙ１を含む下記の（１）式により算出する減損量算出手段と、
前記減損量ＲＢ１０を用いて前記中性子吸収棒の内圧を算出する内圧算出手段と、
前記制御棒の核的寿命を前記減損量ＲＢ１０に基づいて評価し、前記中性子吸収棒の内圧に基づいて前記制御棒の機械的寿命を評価する評価手段とを備えたことを特徴とする制御棒寿命評価装置。
ＲＢ１０＝（Ｘ×Ｙ１）÷ＮＢ×１００ …（１）
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ１ …（２）
Ｙ１＝Ｆ１×μ１ …（３）
【請求項９】
前記制御棒の機械的寿命の評価を、前記中性子吸収棒の内圧が内圧設定値を超えているかを判定することによって行う前記評価手段を有する請求項８に記載の制御棒寿命評価装置。
【請求項１０】
原子炉の炉心に配置された複数の中性子検出器で測定された中性子計測値に基づいて、中性子吸収材を有する寿命評価対象の制御棒に隣接して配置される燃料集合体の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力であって、前記炉心の横断面の座標（ｉ，ｊ）に位置する前記燃料集合体の、前記炉心の熱出力に対する相対出力Ｐｉｊｋを求める出力算出手段と、
前記炉心の熱出力（ＭＷ）をＰｔ、燃焼期間ΔＴにおいて前記燃料集合体の周囲で発生する全核分裂数をＸ、前記燃料集合体の周囲で生じる核分裂数当りの、前記制御棒内の前記ボロンカーバイトに含まれる１０Ｂに吸収される割合をＹ１、前記制御棒の評価領域における、未燃焼制御棒での前記１０Ｂの個数をＮＢ、前記制御棒の評価領域の前記全炉心に対する体積割合をＶｒ１、エネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をＣ１、前記制御棒の中性子吸収量のうち前記１０Ｂの中性子吸収量の割合をＦ１および前記制御棒に隣接する前記燃料集合体の核分裂数当りの、前記制御棒の中性子吸収量の比μ１としたとき、前記寿命評価対象の制御棒である、前記中性子吸収材であるボロンカーバイトを充填した複数の中性子吸収棒を有する制御棒の、前記ボロンカーバイトに含まれる前記１０Ｂの減損量ＲＢ１０を、下記の（２）式で表される全核分裂数Ｘおよび下記の（３）式で表される前記割合Ｙ１を含む下記の（１）式により算出する減損量算出手段と、
前記燃料集合体の出力に基づいて前記制御棒内の前記中性子吸収棒の中性子照射量を算出する中性子照射量算出手段と、
前記制御棒の核的寿命を前記減損量ＲＢ１０に基づいて評価し、前記中性子吸収棒の中性子照射量に基づいて前記制御棒の機械的寿命を評価する評価手段とを備えたことを特徴とする制御棒寿命評価装置。
ＲＢ１０＝（Ｘ×Ｙ１）÷ＮＢ×１００ …（１）
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ１   …（２）
Ｙ１＝Ｆ１×μ１ …（３）
【請求項１１】
前記制御棒の機械的寿命の評価を、前記中性子吸収棒の中性子照射量が中性子照射量設定値を超えているかを判定することによって行う前記評価手段を有する請求項１０に記載の制御棒寿命評価装置。
【請求項１２】
前記第１制御棒の核的寿命の評価を、前記減損量ＲＢ１０が減損量設定値を超えているかを判定することによって行う前記評価手段を有する請求項１０または１１に記載の制御棒寿命評価装置。
【請求項１３】
原子炉の炉心に配置された複数の中性子検出器で測定された中性子計測値に基づいて、中性子吸収材を有する寿命評価対象の制御棒に隣接して配置される燃料集合体の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力であって、前記炉心の横断面の座標（ｉ，ｊ）に位置する前記燃料集合体の、前記炉心の熱出力に対する相対出力Ｐｉｊｋを求める出力算出手段と、
前記炉心の熱出力（ＭＷ）をＰｔ、燃焼期間ΔＴにおいて前記燃料集合体の周囲で発生する全核分裂数をＸ、前記燃料集合体の周囲で生じる核分裂数当りの、前記制御棒内の前記１７７Ｈｆに吸収される割合をＹ２、前記制御棒の評価領域における、未燃焼制御棒での前記１７７Ｈｆの個数をＮＨｆ、前記制御棒の評価領域の前記全炉心に対する体積割合をＶｒ２、エネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をＣ１としたとき、前記寿命評価対象の制御棒である、前記中性子吸収材であるハフニウムを有する制御棒の、前記ハフニウムに含まれる１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆを、下記の（２）式で表される全核分裂数Ｘおよび下記の（３）式で表される前記割合Ｙ２を含む下記の（１）式により算出する減損量算出手段と、
前記制御棒の核的寿命を、前記減損量ＲＨｆに基づいて評価する評価手段とを備えたことを特徴とする制御棒寿命評価装置。
ＲＨｆ＝（Ｘ×Ｙ２）÷ＮＨｆ×１００                      …（１）
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ２                   …（２）
Ｙ２＝Ｆ２×μ２                                     …（３）
【請求項１４】
前記制御棒の核的寿命の評価を、前記減損量ＲＨｆが減損量設定値を超えているかを判定することによって行う前記評価手段を有する請求項１３に記載の制御棒寿命評価装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、制御棒寿命評価方法および制御棒寿命評価装置に係り、特に、沸騰水型原子炉に用いられる制御棒の寿命を評価するのに好適な制御棒寿命評価方法および制御棒寿命評価装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）等の原子炉は、核燃料物質であるウランおよびプルトニウムを含んでいる複数の燃料集合体が装荷された炉心を有する。さらに、原子炉は、中性子吸収材を有して炉心の核反応を制御する機能を有する複数の制御棒を備えている。これらの制御棒は、炉心内に出し入れされる。制御棒に用いられる中性子吸収材の代表例としては、ボロンカーバイド（Ｂ４Ｃ）がある。このボロンカーバイドに含まれるホウ素は、中性子吸収断面積が大きいことが特徴である。原子炉が定格出力で運転されているとき、大部分の制御棒は炉心から引き抜かれている。しかしながら、一部の制御棒は、出力調節用制御棒として、炉心反応度および出力分布を制御するために炉心に挿入されている。これらの出力調節用制御棒は、炉心内で中性子の照射を浴び続けるため、次第に中性子を吸収する能力が低下して、ある規定の中性子照射量に達したとき、原子炉の定期検査時に新しい制御棒と交換される。
【０００３】
商業用原子炉の一種である沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、横断面が十字形である複数の制御棒を用いている。ＢＷＲの炉心は、１本の制御棒、およびこの制御棒の周囲に配置された４体の燃料集合体を有するセルを基本単位とし、複数のセルを配置することによって構成される。
【０００４】
ＢＷＲで用いられる制御棒は、軸心に位置するタイロッドから四方に伸びる４枚のブレード内に、中性子吸収材であるボロンカーバイド粉末を充填した複数の中性子吸収棒を配置している。ボロンカーバイドに含まれる１０Ｂは中性子吸収能力が大きい。この１０Ｂは、中性子を吸収することにより１０Ｂ（ｎ，α）７Ｌｉの反応を生じ、中性子吸収能力の小さいＨｅガスおよび７Ｌｉに変換される。制御棒内のボロンカーバイドの中性子吸収能力が、１０Ｂ（ｎ，α）７Ｌｉ反応により低下して規定以下になったとき、新しい制御棒と交換される。
【０００５】
制御棒内のボロンが中性子を浴びてどの程度減少したかは、制御棒に含まれるボロンの減損量を計算する必要がある。ボロンの減損量は制御棒の中性子照射量（中性子束の時間積算量）に比例するので、制御棒の中性子照射量を求めることによって制御棒の中性子吸収能力の低下を監視している。特開平７−５５９９０号公報に記載されているように、従来より、未燃焼の制御棒の反応度を基準に制御棒反応度が１０％減少した時点を、Ｂ４Ｃを有する制御棒（便宜的に、Ｂ４Ｃ型制御棒という）の核的寿命であると定義している。
【０００６】
また、前述したセルの一部を、１本の出力調節用制御棒の周囲に４体の燃料集合体を配置しているコントロールセルにした炉心を有する近年の原子炉では、中性子吸収材としてハフニウムを用いた長寿命型の制御棒（便宜的に、Ｈｆ型制御棒という）が使用されている（特開平９−６１５７６号公報参照）。Ｈｆは、特開平７−５５９９０号公報に記載されているように、１７７Ｈｆ、１７８Ｈｆ、１７９Ｈｆおよび１８０Ｈｆ等の多くの同位体が存在し、それぞれが、中性子吸収能力が高い。１７７Ｈｆが中性子を吸収して１７８Ｈｆになり、１７８Ｈｆが中性子を吸収して１７９Ｈｆになるように、Ｈｆは、中性子を吸収することにより、中性子を吸収する新たなＨｆ同位体を生成する連鎖型の核種である。このため、Ｈｆ型制御棒はＢ４Ｃ型制御棒に比較して核的寿命が長くなる。Ｈｆ型制御棒でも、Ｂ４Ｃ型制御棒と同様に、未燃焼の制御棒の反応度を基準に制御棒反応度が１０％減少した時点を核的寿命とみなす運用がなされている。
【０００７】
このため、制御棒の中性子吸収能力の監視においては、原子炉炉心の運転状態を様々な計測プロセス量を用いて制御棒反応度が１０％減少した時点に相当する中性子照射量を監視することで、制御棒の中性子吸収材の材質によらず、制御棒の中性子吸収能力を監視することができる。Ｈｆ型制御棒においても構造部材であるステンレス鋼に対する耐食性、中性子照射脆化特性、粒界型応力腐食割れ感受性、照射誘起型応力腐食割れ感受性などの観点から、機械的な使用制限が考えられる。特に照射誘起型応力腐食割れは、酸化環境条件、過重負荷条件および照射条件などが複合されて生じるとされており、高速中性子照射量があるレベルを超えると、感受性が発現することが知られているため、構造部材にステンレス鋼を用いた制御棒に対しては、高速中性子照射量を機械的寿命の指標として運用している場合がある。
【０００８】
特開平７−５５９９０号公報は、Ｂ４Ｃ型制御棒およびＨｆ型制御棒に適用できる制御棒核的寿命評価方法を記載している。この制御棒核的寿命評価方法では、未照射制御棒あるいはその主要部を模擬した模擬制御棒を組成既知の標準制御棒とし、この制御棒に対する中性子透過率，燃焼依存透過率および燃焼依存反応度から校正曲線を作成し、この校正曲線と照射制御棒に対する中性子透過率を基に照射制御棒の反応度を評価し、中性子照射に伴う制御棒の反応度の減少率を別に定められた減少率と寿命との関係から照射制御棒の核的寿命を評価している。
【０００９】
また、特開２０００−１６２３７４号公報は、制御棒の寿命評価に用いられる中性子照射量を求める中性子照射量演算方法を記載している。この中性子照射量演算方法では、原子炉内で異種類の燃料集合体から構成されるセル内の制御棒の中性子照射量を精度良く評価するために、４体の燃料集合体の中性子スペクトル特性を反映し、制御棒ごとに求めた出力−熱中性子換算値を用いて制御棒部の熱中性子束を算出し、中性子照射量積算値を計算する。得られた中性子照射量積算値を用いて制御棒の寿命を評価する。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特開平７−５５９９０号公報
【特許文献２】特開２０００−１６２３７４号公報
【特許文献３】特開平９−６１５７６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
上述したように、従来の制御棒の寿命評価では、演算により求められた熱中性子照射量を制御棒の核的寿命の判断基準としていた。しかし、制御棒の寿命には核的寿命と機械的寿命があり、両者の短い方が制御棒の寿命となる。
【００１２】
核的寿命は、特開２０００−１６２３７４号公報に記載されているように、中性子照射による制御棒の中性子吸収能力の低下に起因した制御棒反応度の低下量で決まる。ところで、最近は、ウラン燃料（ＵＯ２燃料）だけでなく、原子炉へのプルサーマル適用の試みがなされ、混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）も使用されるようになっている。このため、炉心に装荷された燃料集合体が有する中性子スペクトルも、多様化されている。特開２０００−１６２３７４号公報で指摘されているように、同じ出力当りの熱中性子束の大きさは、一定でなく、ＭＯＸ燃料を有するＭＯＸ燃料集合体がＵＯ２燃料を有するＵＯ２燃料集合体よりも小さくなる。しかし、１０Ｂのような中性子吸収核種は典型的な１／Ｖ吸収体であり、熱中性子だけでなく熱外中性子も多く吸収するため、隣接している燃料集合体の出力当りの１０Ｂによる中性子吸収量は、ＵＯ２燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体で大きな差はない。また、Ｈｆは共鳴吸収でも中性子を吸収するため、同様に、熱外中性子を吸収する。これらのことを考慮すると、熱中性子照射量は、中性子スペクトルが大きく異なる原子炉、若しくは、燃料集合体間では中性子吸収材の減損を測る目安としては最適なものではないことを示している。一方、機械的寿命は、Ｂ４Ｃ型制御棒では、中性子吸収棒の破損に到る期間に余裕を持たせて決められている。例えば、Ｂ４Ｃ型制御棒では、制御棒のブレード先端部に配置された中性子吸収棒の内圧および高速中性子の照射に起因する照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）などが機械的寿命に影響を与える要因になる。したがって、ブレード先端部に配置された中性子吸収棒の１０Ｂの減損により生じるＨｅガス量などを評価することによって機械的寿命の精度のよい監視が可能となる。
【００１３】
本発明の目的は、ウラン燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体の少なくとも一種の燃料集合体を装荷した原子炉に用いられたいずれの制御棒の寿命も精度良く評価することができる制御棒寿命評価方法および制御棒寿命評価装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉の炉心に配置された複数の中性子検出器で測定された中性子計測値に基づいて、中性子吸収材を有する寿命評価対象の制御棒に隣接して配置される燃料集合体の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力であって、前記炉心の横断面の座標（ｉ，ｊ）に位置する前記燃料集合体の、前記炉心の熱出力に対する相対出力Ｐｉｊｋを求め、
寿命評価対象の制御棒が中性子吸収材であるボロンカーバイトを充填した複数の中性子吸収棒を有する制御棒であり、炉心の熱出力（ＭＷ）をＰｔ、燃焼期間ΔＴにおいて燃料集合体の周囲で発生する全核分裂数をＸ、燃料集合体の周囲で生じる核分裂数当りの、制御棒内のボロンカーバイトに含まれる１０Ｂに吸収される割合をＹ１、制御棒の評価領域における、未燃焼制御棒での１０Ｂの個数をＮＢ、制御棒の評価領域の全炉心に対する体積割合をＶｒ１、エネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をＣ１、制御棒の中性子吸収量のうち１０Ｂの中性子吸収量の割合をＦ１および制御棒に隣接する燃料集合体の核分裂数当りの、制御棒の中性子吸収量の比μ１としたとき、制御棒内のボロンカーバイトに含まれる１０Ｂの減損量ＲＢ１０を、下記の（２）式で表される全核分裂数Ｘおよび下記の（３）式で表される割合Ｙ１を含む下記の（１）式により算出し、
減損量ＲＢ１０に基づいて制御棒の核的寿命を評価し、
制御棒の機械的寿命の評価が、減損量ＲＢ１０を用いて算出された中性子吸収棒の内圧、及び燃料集合体の出力に基づいて算出された中性子吸収棒の中性子照射量のいずれかに基づいて行われることにある。
ＲＢ１０＝（Ｘ×Ｙ１）÷ＮＢ×１００ …（１）
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ１   …（２）
Ｙ１＝Ｆ１×μ１ …（３）
【００１７】
算出された上記の１０Ｂの減損量ＲＢ１０に基づいてボロンカーバイトを有する制御棒の核的寿命を評価しているので、ウラン燃料集合体が炉心に装荷された原子炉、ＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷された原子炉、およびウラン燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷された原子炉に用いられた、燃料集合体に隣接したいずれのボロンカーバイトを有する制御棒の核的寿命も精度良く評価することができる。さらに、１０Ｂの減損量ＲＢ１０を用いて中性子吸収棒の内圧を算出しているので、中性子吸収棒の内圧に基づいてその制御棒の機械的寿命を精度良く評価することができる。
【００１８】
上記した目的を達成する本発明の他の特徴は、原子炉の炉心に配置された複数の中性子検出器で測定された中性子計測値に基づいて、中性子吸収材を有する寿命評価対象の制御棒に隣接して配置される燃料集合体の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力であって、炉心の横断面の座標（ｉ，ｊ）に位置する燃料集合体の、炉心の熱出力に対する相対出力Ｐｉｊｋを求め、
寿命評価対象の制御棒が中性子吸収材であるハフニウムを有する制御棒であり、炉心の熱出力（ＭＷ）をＰｔ、燃焼期間ΔＴにおいて燃料集合体の周囲で発生する全核分裂数をＸ、燃料集合体の周囲で生じる核分裂数当りの、制御棒内の１７７Ｈｆに吸収される割合をＹ２、制御棒の評価領域における、未燃焼制御棒での１７７Ｈｆの個数をＮＨｆ、制御棒の評価領域の全炉心に対する体積割合をＶｒ２、エネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をＣ１としたとき、制御棒内のハフニウムに含まれる１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆを、下記の（５）式で表される全核分裂数Ｘおよび下記の（６）式で表される前記割合Ｙ２を含む下記の（４）式により算出し、
減損量ＲＨｆに基づいて制御棒の核的寿命を評価することにある。
ＲＨｆ＝（Ｘ×Ｙ２）÷ＮＨｆ×１００                      …（４）
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ２                    …（５）
Ｙ２＝Ｆ２×μ２                                     …（６）
【００１９】
算出された上記の１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆに基づいてハフニウムを有する制御棒の核的寿命を評価しているので、ウラン燃料集合体が炉心に装荷された原子炉、ＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷された原子炉、およびウラン燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷された原子炉に用いられた、燃料集合体に隣接したいずれの制御棒の核的寿命も精度良く評価することができる。
【発明の効果】
【００２０】
本発明によれば、ウラン燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体の少なくとも一種の燃料集合体を装荷した原子炉に用いられたいずれの制御棒の寿命も精度良く評価することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の制御棒寿命評価方法に用いられる炉心性能計算装置の構成図である。
【図２】炉心を構成するセルの平面図である。
【図３】図２に示す制御棒の斜視図である。
【図４】制御棒の評価領域を示す説明図である。
【図５】ＵＯ２燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体のそれぞれに隣接するＢ４Ｃ型制御棒における、制御棒平均の熱中性子照射量に対する制御棒の反応度価値の変化を示す説明図である。
【図６】ＵＯ２燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体のそれぞれに隣接するＢ４Ｃ型制御棒における、制御棒平均の１０Ｂの減損量に対する制御棒の反応度価値の変化を示す説明図である。
【図７】Ｈｆ同位体を示す説明図である。
【図８】ＵＯ２燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体のそれぞれに隣接するＢ４Ｃ型制御棒における、制御棒平均の１７７Ｈｆの減損量に対する制御棒の反応度価値の変化を示す説明図である。
【図９】本発明の他の実施例である実施例２の制御棒寿命評価方法に用いられる炉心性能計算装置の構成図である。
【図１０】本発明の他の実施例である実施例３の制御棒寿命評価方法に用いられる炉心性能計算装置の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
発明者らは、熱中性子照射量に代わる、制御棒の寿命評価の指標を見出すために種々の検討を行った。これにより、発明者らは、中性子吸収材の数密度、若しくは、減損量を用いて制御棒の寿命を評価すれば良いとの結論に至った。この検討結果を以下に詳細に説明する。
【００２３】
まず、発明者らは、従来において制御棒の核的寿命の評価に用いられている熱中性子照射量について検討を行った。Ｂ４Ｃ型制御棒に核燃料物質としてＵＯ２燃料を用いたＵＯ２燃料集合体（燃焼度０ＧＷｄ／ｔでＭＯＸ燃料を含んでいない）を隣接させた場合、およびＢ４Ｃ型制御棒に核燃料物質として混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を用いたＭＯＸ燃料集合体を隣接させた場合の２ケースにおいて、熱中性子照射量に対するＢ４Ｃ型制御棒の相対反応度価値の変化をそれぞれ求めた。この結果を図５に示す。図５において、実線が、Ｂ４Ｃ型制御棒に隣接する燃料集合体がＵＯ２燃料集合体である場合において熱中性子照射量に対する相対反応度価値の変化を示す特性であり、破線が、Ｂ４Ｃ型制御棒に隣接する燃料集合体がＭＯＸ燃料集合体である場合において熱中性子照射量に対する相対反応度価値の変化を示す特性である。Ｂ４Ｃ型制御棒が核的寿命に到達したとみなされる、制御棒反応度価値が未燃焼のＢ４Ｃ型制御棒の反応度価値の９０％に達した時点では、ＭＯＸ燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒の熱中性子照射量が、ＵＯ２燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒の熱中性子照射量よりも大幅に少なくなっている。これは、熱中性子照射量に基づいて制御棒の核的寿命を評価した場合には、同じＢ４Ｃ型制御棒であっても、ＭＯＸ燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒が、ＵＯ２燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒よりも核的寿命が短くなるという不合理な結果をもたらす。
【００２４】
Ｂ４Ｃ型制御棒にＵＯ２燃料集合体を隣接させた場合、およびＢ４Ｃ型制御棒にＭＯＸ燃料集合体を隣接させた場合の２ケースにおいて、１０Ｂの減損割合（１０Ｂの減損量）に対するＢ４Ｃ型制御棒の相対反応度価値の変化をそれぞれ求めた。この結果を図６に示す。図６において、実線が、Ｂ４Ｃ型制御棒に隣接する燃料集合体がＵＯ２燃料集合体である場合において１０Ｂの減損割合に対する相対反応度価値の変化を示す特性であり、破線が、Ｂ４Ｃ型制御棒に隣接する燃料集合体がＭＯＸ燃料集合体である場合において１０Ｂの減損割合に対する相対反応度価値の変化を示す特性である。
【００２５】
制御棒が核的寿命に到達したことを示す、制御棒反応度価値が未燃焼のＢ４Ｃ型制御棒の反応度価値の９０％に達した時点では、ＵＯ２燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒の１０Ｂの減損割合とＭＯＸ燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒の１０Ｂの減損割合の差が小さく、それぞれのＢ４Ｃ型制御棒の１０Ｂの減損割合は実質的に同じである。この結果、ＵＯ２燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒およびＭＯＸ燃料集合体に隣接しているＢ４Ｃ型制御棒のそれぞれの核的寿命は、熱中性子照射量よりも１０Ｂの減損割合（１０Ｂの減損量）を用いることによって、精度良く評価できることが分かった。
【００２６】
前述したように、Ｂ４Ｃ型制御棒のブレードの先端部に配置された中性子吸収棒は、最も１０Ｂの減損が速い。Ｂ４Ｃ型制御棒では、１０Ｂは、中性子を吸収して主に１０Ｂ（ｎ，α）７Ｌｉ反応を生じ、Ｈｅガスを生成する。このため、ブレードの先端部に配置された中性子吸収棒は、他の中性子吸収棒よりも内圧が高くなり、Ｂ４Ｃ型制御棒の機械的寿命を決めてしまう。Ｈｅガスの生成量は、１０Ｂの減損量に等しいので、ブレードの先端部に配置された中性子吸収棒の１０Ｂの減損量を計算することによって、この中性子吸収棒内でのＨｅ生成量、更には、内圧を評価することが可能になる。
【００２７】
Ｈｆは、図７に示すように、同位体が１７４Ｈｆから１８２Ｈｆまで数多く存在し、中性子を吸収して生成される新たなＨｆ同位体も中性子吸収能力を有する連鎖型の核種である。さらに、ことから、Ｂ４Ｃ型制御棒に比較して核的寿命は長くなることがわかっている。１８１Ｈｆがβ−崩壊反応により１８１Ｔａを生成し、１８２Ｔａが１８１Ｔａの中性子捕獲反応および１８２Ｈｆのβ−崩壊反応により生成される。１８２Ｔａのβ−崩壊反応により１８２Ｗが生成される。図７に示す各Ｈｆの同位体、１８１Ｔａ，１８２Ｔａおよび１８２Ｗは、それぞれ、中性子吸収物質である。ここで、発明者らは、Ｈｆ同位体の中でも中性子吸収能力が高い１７７Ｈｆに着目して、１７７Ｈｆの減損割合に対するＨｆ型制御棒の相対反応度価値の変化をそれぞれ求めた。この結果を図８に示す。図８において、実線が、Ｈｆ型制御棒に隣接する燃料集合体がＵＯ２燃料集合体である場合において１７７Ｈｆの減損割合に対する相対反応度価値の変化を示す特性であり、破線が、Ｈｆ型制御棒に隣接する燃料集合体がＭＯＸ燃料集合体である場合において１７７Ｈｆの減損割合に対する相対反応度価値の変化を示す特性である。Ｈｆ型制御棒に隣接する燃料集合体がＵＯ２燃料集合体である場合、およびＨｆ型制御棒に隣接する燃料集合体がＭＯＸ燃料集合体である場合において、相対反応度価値の、１７７Ｈｆの減損割合の増加に伴う減少度合いは、全く同じである。
【００２８】
このため、制御棒が核的寿命に到達したことを示す、制御棒反応度価値が未燃焼のＨｆ型制御棒の反応度価値の９０％に達した時点では、ＵＯ２燃料集合体に隣接しているＨｆ型制御棒の１７７Ｈｆの減損割合、およびＭＯＸ燃料集合体に隣接しているＨｆ型制御棒の１７７Ｈｆの減損割合が全く同じである。この結果、ＵＯ２燃料集合体に隣接しているＨｆ型制御棒およびＭＯＸ燃料集合体に隣接しているＨｆ型制御棒のそれぞれの核的寿命は、熱中性子照射量よりも１７７Ｈｆの減損割合（１７７Ｈｆの減損量）を用いることによって、精度良く評価できることが分かった。
【００２９】
制御棒内の中性子吸収核種の減損量を算出する方法は、色々あるが、原子力発電所サイトにおける制御棒寿命評価装置でそれを計算するには、以下のように計算するのが簡便である。
（Ａ）燃料集合体格子計算コードを用いて出力当りの中性子吸収核種の中性子吸収率を算出し、制御棒に隣接する燃料集合体の燃焼度およびボイド率をパラメータにして算出されたその中性子吸収率を保存する。
（Ｂ）原子力発電所サイトでは、性能計算により算出された、制御棒に隣接する燃料集合体の出力に、（Ａ）で保存した出力当りの中性子吸収核種の中性子吸収率を掛けて、中性子吸収核種の中性子吸収量を算出する。
（Ｃ）上記した中性子吸収核種の中性子吸収量は、単位時間当りの中性子吸収核種の減損量であるので、この減損量を積算することにより積算減損量を算出する。
【００３０】
なお、ブレードの先端部に配置された中性子吸収棒内の中性子吸収核種の減損量の算出は、上記の（Ｂ）において、制御棒ブレードの平均中性子吸収率に、ブレードの先端部に配置された中性子吸収棒の中性子吸収率のピーキングを掛けて行えばよい。
【００３１】
このような中性子吸収核種の減損量の算出が可能になったのは、電子計算機の進歩に伴い、設計に使用する燃料集合体格子計算コードの高度化が図られたことによる。最近の燃料集合体格子計算コードでは、制御棒の形状を忠実に計算することが可能になっており、制御棒内の中性子吸収棒一本一本について中性子吸収核種の吸収率が、燃焼度およびボイド率について評価できるようになった。
【００３２】
ところで、中性子吸収棒の被覆管はステンレス鋼（ＳＵＳ）で作られている。ＳＵＳ材の破損要因の一つはＩＡＳＣＣと考えられている。エネルギーの高い中性子（例えば、Ｅ＞１ＭｅＶ）のＳＵＳ材への照射量がある閾値を越えると、ＳＵＳ材のＩＡＳＣＣ感受性が高まると言われている。中性子吸収棒の被覆管に発生する応力は、この被覆管内のヘリウム圧力および中性子吸収材の変形に起因しており、被覆管の耐性は高速中性子照射量に影響される。このため、機械的寿命を監視するには中性子吸収材の減損量および高速中性子照射量を合わせて監視することによって精度が向上する。
【００３３】
以上の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００３４】
本発明の好適な一実施例である実施例１の制御棒寿命評価方法を、以下に説明する。本実施例の制御棒寿命評価方法は、図１に示す炉心性能計算装置１を用いて行われる。この炉心性能計算装置１は、制御棒寿命評価装置である。炉心性能計算装置１は、出力分布演算部２、寿命演算部３、比較演算部４および表示部５を有する。出力分布演算部２で求められた燃料集合体の出力が、寿命演算部３に入力される。寿命演算部３で求められた１０Ｂの減損量が、比較演算部４および表示部５に出力される。比較演算部４で得られた判定結果を示す情報（例えば、アラーム信号）が表示部５に出力される。
【００３５】
ＢＷＲでは、原子炉圧力容器内に存在する炉心に複数の燃料集合体が装荷されている。この炉心は、図２に示すように、１本の制御棒（Ｂ４Ｃ型制御棒）１１、およびこの制御棒１１の周囲に制御棒１１に隣接して配置された４体の燃料集合体１０を有するセル１８を基本単位とし、複数のセル１８を配置することによって構成されている。制御棒１１はＢ４Ｃ型制御棒である。制御棒１１は、図３に示すように、制御棒１１の軸心に配置されたタイロッド１４から四方に伸びる４枚のブレード１２を有している。この制御棒１１の構造の概要を説明する。ハンドル１５がタイロッド１４の上端に溶接にて接合され、下部支持部材１６がタイロッド１４の下端に溶接にて接合される。横断面がＵ字状になっているシース１３の両側端部がタイロッド１４に溶接にて接合される。シース１３の上端がハンドル１５に、シース１３の下端が下部支持部材１６にそれぞれ溶接にて接合される。４枚のシース１３がタイロッド１４から四方に伸びている。中性子吸収材であるＢ４Ｃを充填した複数の中性子吸収棒１７が各シース１３内に配置される。各ブレード１２はシース１３内に複数の中性子吸収棒１７を配置して構成される。ＢＷＲに設けられた複数の制御棒１１の一部は、ＢＷＲの定格出力運転中においても、炉心内に挿入され、原子炉出力の制御に用いられる。
【００３６】
炉心性能計算装置１を用いて行われる本実施例の制御棒寿命評価方法を具体的に説明する。原子炉圧力および炉心流量等の原子炉のプロセス計測値、および炉心内で半径方向および軸方向に配置された複数の局所出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）で計測された各中性子計測値（出力分布計測値）が、周期的および要求に応じて出力分布演算部２に入力される。出力分布演算部２は、入力した原子炉圧力および炉心流量等の原子炉のプロセス計測値および出力分布計測値を用いて炉心内の３次元出力分布計算を行い、炉心内の或る制御棒１１に隣接している燃料集合体１０の出力を算出する。制御棒１１に隣接した、炉心内の横断面における或る座標（ｉ，ｊ）に位置する燃料集合体１０の軸方向の各セグメント（座標ｋ）における出力Ｐｉｊｋが求められる（図４参照）。
【００３７】
寿命演算部３は、出力分布演算部２で算出された燃料集合体１０の各出力Ｐｉｊｋを入力し、これらの出力Ｐｉｊｋに基づいて制御棒１１内の１０Ｂの燃焼に伴う１０Ｂの減損量ＲＢ１０を算出する。１０Ｂの減損量ＲＢ１０は、或る燃焼期間ΔＴにおいて燃料集合体１０の周囲で発生する全核分裂数Ｘ、燃料集合体１０の周囲で生じる核分裂数当りの、制御棒１１内の１０Ｂに吸収される割合Ｙ１および制御棒１１の評価領域における、未燃焼制御棒での１０Ｂの個数ＮＢを用いて、（１）式のように表される。
【００３８】
ＲＢ１０＝（Ｘ×Ｙ１）÷ＮＢ×１００                      …（１）
或る燃焼期間ΔＴにおいて発生した全核分裂数Ｘは、燃焼期間ΔＴと燃料集合体１０の出力Ｐｉｊｋに比例するため、（２）式のように表すことができる。
【００３９】
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ１                …（２）
ここで、ΔＴは燃焼期間、Ｐｔは炉心熱出力（ＭＷ）、Ｐｉｊｋは制御棒１１の評価領域に隣接する燃料集合体１０の全炉心熱出力に対する相対出力を示している。また、Ｖｒ１は制御棒１１の評価領域の全炉心に対する体積割合、およびＣ１はエネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をそれぞれ示している。
【００４０】
燃焼期間ΔＴ、炉心熱出力（ＭＷ）Ｐｔおよび燃料集合体１０の出力Ｐｉｊｋの各値は、出力分布演算部２において周期的および要求に応じて算出されて、寿命演算部３に入力される。体積割合Ｖｒ１および換算係数Ｃ１はそれぞれ予め設定された値が、寿命演算部３で用いられる。
【００４１】
寿命演算部３では、制御棒１１の中性子吸収材充填領域を軸方向に複数のセグメントに分割し、それぞれのセグメントに隣接する燃料集合体１０の出力Ｐｉｊｋを用いて、（１）式および（２）式により、各領域の中性子吸収材（１０Ｂ）の減損量を算出する。前述の制御棒１１の評価領域は、出力分布演算部２で燃料集合体１０の出力Ｐｉｊｋを求める際に、燃料集合体１０において軸方向に分割されたセグメントに対応する。例えば、図４に示すように、中性子吸収材の減損量を評価する制御棒１１に隣接する燃料集合体１０の炉心横断面における位置を座標位置（ｉ、ｊ）で表し、その評価領域の位置は座標位置（ｉ，ｊ，ｋ）にて定義することができる。
【００４２】
燃料集合体１０の周囲で生じる核分裂数当りの制御棒の１０Ｂに吸収される割合Ｙ１は、予め燃料集合体格子計算コードで計算された、制御棒１１に隣接する燃料集合体１０の燃焼度およびボイド率をパラメータとした燃料集合体１０の出力当りの中性子吸収核種の中性子吸収率である。割合Ｙ１は、制御棒１１の中性子吸収量のうち１０Ｂの中性子吸収量の割合Ｆ１と、制御棒１１に隣接する燃料集合体１０の核分裂数当りの、制御棒１１の中性子吸収量の比μ１の積（Ｙ１＝Ｆ１×μ１）として表される。
【００４３】
寿命演算部３は、周期的および要求に応じて、（１）式および（２）式を用いて制御棒１１の各評価領域における、制御棒１１内の１０Ｂの燃焼に伴う１０Ｂの減損量ＲＢ１０を算出するとともに、炉心内の制御棒１１ごとに最大となる１０Ｂの減損量ＲＢ１０を求める。寿命演算部３にて周期的および要求に応じて算出された１０Ｂの減損量ＲＢ１０は、算出されるごとに表示部５に送られる。表示部５は、寿命演算部３から出力された各評価領域における１０Ｂの減損量ＲＢ１０の瞬時値および時間変化、さらには制御棒１１ごとの減損量ＲＢ１０の最大値を表示する。表示部５に表示されたこれらの情報は、プリンタによって印字される。
【００４４】
比較演算部４は、記憶装置（図示せず）に記憶されている、制御棒（Ｂ４Ｃ型制御棒）１１に対する中性子吸収材の減損量の監視制限値を入力する。比較演算部４は、寿命演算部３から入力した各評価領域における１０Ｂの減損量ＲＢ１０が上記の中性子吸収材の減損量の監視制限値を超えているか否かを判定する。この判定において、算出された１０Ｂの減損量ＲＢ１０が減損量の監視制限値を超えていると判定されたとき、比較演算部４は該当する制御棒１１が核的寿命に達したことを示すアラーム信号（警報情報）を表示部５に出力する。算出された１０Ｂの減損量ＲＢ１０が減損量の監視制限値以下であると判定されたとき、比較演算部４は、該当する制御棒１１が核的寿命に達していない旨を示す寿命情報を表示部５に出力する。表示部５はこの寿命情報を表示する。
【００４５】
以上に述べた制御棒１１の寿命評価を炉心性能計算装置１で行うことができるので、リアルタイムでの制御棒１１の核的寿命の監視が可能になる。予め設定する中性子吸収材の減損量の監視制限値を、制御棒１１の核的寿命に相当する制御棒１１の中性子吸収材の減損量に余裕を持って設定することにより、制御棒１１の核的寿命の監視に役立てることができる。
【００４６】
本実施例は、制御棒１１内の１０Ｂの減損量ＲＢ１０が、図６に示すように、未燃焼の制御棒１１の相対反応度価値の９０％の相対反応度価値に対応する、制御棒１１内の１０Ｂの減損量（減損割合）ＲＢ１０（１０Ｂの減損量（減損割合）ＲＢ１０の監視制限値）を超えたとき、制御棒１１が核的寿命になったと判定する。このため、本実施例は、ＵＯ２燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、ＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、およびＵＯ２燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲにおいて、ＵＯ２燃料集合体に隣接した制御棒１１、およびＭＯＸ燃料集合体に隣接した制御棒１１のそれぞれの核的寿命を精度良く評価することができる。
【実施例２】
【００４７】
本発明の他の実施例である実施例２の制御棒寿命評価方法を、以下に説明する。本実施例の制御棒寿命評価方法は、図９に示す炉心性能計算装置１Ａを用いて行われる。この炉心性能計算装置１Ａも、制御棒寿命評価装置である。炉心性能計算装置１Ａは、炉心性能計算装置１において比較演算部４を比較演算部４Ａに替え、圧力演算部６を追加した構成を有する。炉心性能計算装置１Ａの他の構成は炉心性能計算装置１と同じである。
【００４８】
制御棒の炉心への挿入時には、この制御棒およびこれに隣接する４体の燃料集合体を含むセル周辺の出力分布が、炉心の半径方向に歪み、制御棒周辺の熱中性子束が大きくなることが知られている。従来より、制御棒の中性子照射量の評価では、熱中性子束が大きくなる制御棒のブレード１２の先端部および制御棒の挿入端部での中性子照射量の値を用いている。
【００４９】
本実施例では、実施例１と同様に、出力分布演算部２が燃料集合体１０の軸方向の各セグメントにおける出力Ｐｉｊｋを算出し、寿命演算部３が制御棒（Ｂ４Ｃ型制御棒）１１内の１０Ｂの減損量ＲＢ１０を算出して制御棒１１ごとに最大となる１０Ｂの減損量ＲＢ１０を求める。さらに、寿命演算部３は、出力分布演算部２で算出された出力Ｐｉｊｋを用いて制御棒１１のブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７での１０Ｂの燃焼に伴う１０Ｂの減損量ＲＢ１０を算出する。表示部５は、寿命演算部３から出力された１０Ｂの減損量ＲＢ１０および制御棒１１ごとに最大となる１０Ｂの減損量ＲＢ１０を表示する。
【００５０】
圧力演算部６は、記憶装置（図示せず）に記憶された、中性子吸収材の燃焼に伴う減損量ＲＢと中性子吸収材の燃焼に伴うブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７の内圧の変化との関係を表す相関関数ｆを入力する。さらに、圧力演算部６は、寿命演算部３で算出された、制御棒１１のブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７での１０Ｂの減損量ＲＢ１０を入力する。ブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７の内圧Ｓは、下記に示す（３）式にて表される。
【００５１】
Ｓ＝ｆ（ＲＢ）                                …（３）
圧力演算部６は、寿命演算部３から出力された、制御棒１１のブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７での１０Ｂの減損量ＲＢ１０を、（３）式のＲＢに代入してブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７の内圧Ｓを算出する。圧力演算装置６で算出されたその内圧Ｓが比較演算部４Ａに入力される。比較演算部４Ａは、実施例１において比較演算部４と同様に、寿命演算部３で算出された各評価領域における１０Ｂの減損量ＲＢ１０が上記の中性子吸収材の減損量の監視制限値を超えているか否かを判定する。算出された１０Ｂの減損量ＲＢ１０が減損量の監視制限値を超えていると判定されたとき、比較演算部４Ａは該当する制御棒１１が核的寿命に達したことを示す第１アラーム信号（第１警報情報）を表示部５に出力する。算出された１０Ｂの減損量ＲＢ１０が減損量の監視制限値以下であると判定されたとき、比較演算部４Ａは、該当する制御棒１１が核的寿命に達していない旨を示す第１寿命情報を表示部５に出力する。表示部５は第１アラーム信号または第１寿命情報を表示する。
【００５２】
比較演算部４Ａは、さらに、記憶装置に記憶している中性子吸収棒の内圧監視制限値を入力し、圧力演算部６から入力した、制御棒１１のブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７の内圧Ｓが内圧監視制限値を超えたか否かを判定する。その内圧Ｓが内圧監視制限値を超えていると判定されたとき、比較演算部４Ａは、制御棒１１が機械的寿命に達したことを示す第２アラーム信号（第２警報情報）を表示部５に出力する。その内圧Ｓが内圧監視制限値以下であると判定されたとき、比較演算部４Ａは、該当する制御棒１１が機械的寿命に達していない旨を示す第２寿命情報を表示部５に出力する。表示部５は第２アラーム信号または第２寿命情報を表示する。
【００５３】
本実施例も、制御棒１１内の１０Ｂの減損量ＲＢ１０を用いて制御棒１１が核的寿命になったかを判定しているので、実施例１と同様に、ＵＯ２燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、ＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、およびＵＯ２燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲにおいて、ＵＯ２燃料集合体に隣接した制御棒１１、およびＭＯＸ燃料集合体に隣接した制御棒１１のそれぞれの核的寿命を精度良く評価することができる。さらに、本実施例は、制御棒１１のブレード１２の先端部に配置された中性子吸収棒１７の１０Ｂの減損量ＲＢ１０に基づいてその中性子吸収棒１７の内圧Ｓを求めているので、その中性子吸収棒１７の内圧Ｓが内圧監視制限値を超えているかを判定することができ、制御棒１１が機械的寿命になったことを精度良く評価することができる。
【実施例３】
【００５４】
本発明の他の実施例である実施例３の制御棒寿命評価方法を、以下に説明する。本実施例の制御棒寿命評価方法は、図１０に示す炉心性能計算装置１Ｂを用いて行われる。この炉心性能計算装置１Ｂも、制御棒寿命評価装置である。炉心性能計算装置１Ｂは、炉心性能計算装置１において比較演算部４を比較演算部４Ｂに替え、中性子照射演算部７を追加した構成を有する。炉心性能計算装置１Ｂの他の構成は炉心性能計算装置１と同じである。
【００５５】
中性子照射演算部７は、周期的および要求に応じて予め設定されたエネルギー領域の中性子による、制御棒（Ｂ４Ｃ型制御棒）１１の各ブレード１２内に配置される各中性子吸収棒１７に対する積算中性子照射量を算出する機能を備えている。本実施例では、中性子照射量としてカウントする中性子エネルギーの範囲をエネルギーの高い中性子（例えば、Ｅ＞１ＭｅＶ）（以下、高速中性子という）に設定した場合について説明する。
【００５６】
本実施例では、出力分布演算部２は、燃料集合体１０の軸方向の各セグメントにおける出力Ｐｉｊｋを算出すると共に、各評価領域における高速中性子束Φおよびと燃焼期間ΔＴを算出する。中性子照射演算部７は、出力分布演算部２にて算出された各評価領域における高速中性子束Φおよび燃焼期間ΔＴを入力し、高速中性子束Φおよび燃焼期間ΔＴに基づいて、制御棒１１のブレード１２内に配置された各中性子吸収棒１７に対する各評価領域の中性子照射量を算出し、さらに、中性子吸収棒１７ごとに最大となる中性子照射量を求める。中性子照射演算部７は、比較演算部４Ｂおよび表示部５に算出した中性子照射量を出力する。表示部５は、中性子照射演算部７から出力された各評価領域における中性子照射量の瞬時値および時間変化を表示する。表示部５に表示された中性子照射量はプリンタにより印字される。
【００５７】
寿命演算部３は、実施例１と同様に、１０Ｂの減損量ＲＢ１０を算出すると共に、制御棒ごとに最大となる１０Ｂの減損量ＲＢ１０を求める。得られたこれらの情報は表示部５に表示される。
【００５８】
比較演算部４Ｂは、記憶装置から、制御棒１１ごとに内部の中性子吸収棒１７の中性子照射量監視制限値および制御棒１１に対する中性子吸収材の減損量の監視制限値をそれぞれ入力する。比較演算部４Ｂは、実施例１と同様に、寿命演算部３から入力した各評価領域における１０Ｂの減損量ＲＢ１０が上記の減損量の監視制限値を超えているか否かを判定する。この判定において、算出された１０Ｂの減損量ＲＢ１０が減損量の監視制限値を超えていると判定されたとき、比較演算部４Ｂは該当する制御棒１１が核的寿命に達したことを示す第１アラーム信号（第１警報情報）を表示部５に出力する。算出された１０Ｂの減損量ＲＢ１０が減損量の監視制限値以下であると判定されたとき、比較演算部４Ｂは、該当する制御棒１１が核的寿命に達していない旨を示す第１寿命情報を表示部５に出力する。表示部５は第１アラーム信号または第１寿命情報を表示する。
【００５９】
比較演算部４Ｂは、中性子照射演算部７から入力した各評価領域における中性子照射量が中性子吸収棒１７の中性子照射量の監視制限値を超えているか否かを判定する。この判定において、算出された各評価領域における中性子照射量が中性子吸収棒１７の中性子照射量の監視制限値を超えていると判定されたとき、比較演算部４Ｂは該当する制御棒１１が機械的寿命に達したことを示す第２アラーム信号（第２警報情報）を表示部５に出力する。算出された各評価領域における中性子照射量が中性子照射量の監視制限値以下であると判定されたとき、比較演算部４Ｂは、該当する制御棒１１が機械的寿命に達していない旨を示す第２寿命情報を表示部５に出力する。表示部５は第２アラーム信号または第２寿命情報を表示する。
【００６０】
本実施例も、制御棒１１内の１０Ｂの減損量ＲＢ１０を用いて制御棒１１が核的寿命になったかを判定しているので、実施例１と同様に、ＵＯ２燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、ＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、およびＵＯ２燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲにおいて、ＵＯ２燃料集合体に隣接した制御棒１１、およびＭＯＸ燃料集合体に隣接した制御棒１１のそれぞれの核的寿命を精度良く評価することができる。さらに、本実施例は、算出された各評価領域における中性子照射量を用いて制御棒１１が機械的寿命になったかを判定しているので、制御棒１１が機械的寿命になったことを精度良く評価することができる。記憶装置に予め記憶する中性子吸収棒１７の中性子照射量の監視制限値は、制御棒１１の機械的寿命に相当する制御棒１１の中性子吸収棒１７の中性子照射量に余裕を持たせて設定することにより、制御棒１１の機械的寿命の監視に役立つ。
【実施例４】
【００６１】
実施例４では、制御棒に内蔵される中性子吸収材が１７７Ｈｆである場合の制御棒寿命評価方法および監視方法を説明する。そのため制御棒寿命評価方法のフロー図は実施例１と同じ図１となる。
【００６２】
本発明の他の実施例である実施例４の制御棒寿命評価方法を、以下に説明する。本実施例の制御棒寿命評価方法は、図１に示す炉心性能計算装置１を用いて行われる。前述した実施例１，２および３はＢ４Ｃ型制御棒の制御棒寿命評価を行っているのに対し、本実施例はＨｆ型制御棒の制御棒寿命評価を行う。Ｈｆ型制御棒の一例が特開平９−６１５７６号公報に記載されている。Ｈｆ型制御棒を用いたＢＷＲの炉心も、制御棒１１をＨｆ型制御棒に替えた複数のセル１８を有する。
【００６３】
出力分布演算部２は、実施例１と同様に、燃料集合体１０の軸方向の各セグメントにおける出力Ｐｉｊｋを算出する。寿命演算部３は、出力分布演算部２で算出された燃料集合体１０の各出力Ｐｉｊｋに基づいて、周期的および要求に応じて、Ｈｆ型制御棒に含まれる中性子吸収材であるＨｆのうち１７７Ｈｆの燃焼に伴う１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆを算出する。１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆは、或る燃焼期間ΔＴにおいて燃料集合体１０の周囲で発生する全核分裂数Ｘ、燃料集合体１０の周囲で生じる核分裂数当りの、Ｈｆ型制御棒１１内の１７７Ｈｆに吸収される割合Ｙ２およびＨｆ型制御棒の評価領域における、未燃焼のＨｆ型制御棒での１７７Ｈｆの個数ＮＨｆを用いて、（４）式のように表される。
【００６４】
ＲＨｆ＝（Ｘ×Ｙ２）÷ＮＨｆ×１００                      …（４）
或る燃焼期間ΔＴにおいて発生した全核分裂数Ｘは、燃焼期間ΔＴと燃料集合体１０の出力Ｐｉｊｋに比例するため、（５）式のように表すことができる。
【００６５】
Ｘ＝ΔＴ×Ｐｔ×Ｐｉｊｋ×Ｃ１×Ｖｒ２                  …（５）
ここで、ΔＴは燃焼期間、Ｐｔは炉心熱出力（ＭＷ）、ＰｉｊｋはＨｆ型制御棒の評価領域に隣接する燃料集合体１０の全炉心熱出力に対する相対出力を示している。また、Ｖｒ２はＨｆ型制御棒の評価領域の全炉心に対する体積割合、およびＣ１はエネルギー（ＭＷ）から核分裂数への換算係数をそれぞれ示している。
【００６６】
燃焼期間ΔＴ、炉心熱出力（ＭＷ）Ｐｔおよび燃料集合体１０の出力Ｐｉｊｋの各値は、出力分布演算部２において周期的および要求に応じて算出され、寿命演算部３に入力される。体積割合Ｖｒ２および換算係数Ｃ１はそれぞれ予め設定された値が、寿命演算部３で用いられる。
【００６７】
燃料集合体１０の周囲で生じる核分裂数当りのＨｆ型制御棒の１７７Ｈｆに吸収される割合Ｙ２は、予め燃料集合体格子計算コードで計算された、Ｈｆ制御棒に隣接する燃料集合体１０の燃焼度およびボイド率をパラメータとした燃料集合体１０の出力当りの中性子吸収核種の中性子吸収率である。割合Ｙ２は、Ｈｆ型制御棒の中性子吸収量のうち１７７Ｈｆの中性子吸収量の割合Ｆ２と、Ｈｆ型制御棒に隣接する燃料集合体１０の核分裂数当りの、Ｈｆ型制御棒の中性子吸収量の比μ２の積（Ｙ２＝Ｆ２×μ２）として表される。
【００６８】
寿命演算部３は、周期的および要求に応じて、（４）式および（５）式を用いてＨｆ型制御棒の各評価領域における、Ｈｆ型制御棒内の１７７Ｈｆの燃焼に伴う１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆを算出するとともに、炉心内のＨｆ型制御棒ごとに最大となる１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆを求める。寿命演算部３にて周期的および要求に応じて算出された１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆは、算出されるごとに表示部５に送られる。表示部５は、寿命演算部３から出力された各評価領域における１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆの瞬時値および時間変化、さらにはＨｆ型制御棒ごとの減損量ＲＨｆの最大値を表示する。表示部５に表示されたこれらの情報は、プリンタによって印字される。
【００６９】
比較演算部４は、記憶装置（図示せず）に記憶されている、Ｈｆ型制御棒に対する中性子吸収材の減損量の監視制限値を入力する。比較演算部４は、寿命演算部３から入力した各評価領域における１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆが上記の中性子吸収材の減損量の監視制限値を超えているか否かを判定する。この判定において、算出された１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆが減損量の監視制限値を超えていると判定されたとき、比較演算部４は該当するＨｆ型制御棒が核的寿命に達したことを示すアラーム信号（警報情報）を表示部５に出力する。算出された１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆが減損量の監視制限値以下であると判定されたとき、比較演算部４は、該当するＨｆ型制御棒が核的寿命に達していない旨を示す寿命情報を表示部５に出力する。表示部５はこの寿命情報を表示する。
【００７０】
以上に述べたＨｆ型制御棒の寿命評価を炉心性能計算装置１で行うことができるので、リアルタイムでのＨｆ型制御棒の核的寿命の監視が可能になる。予め設定する中性子吸収材の減損量の監視制限値を、Ｈｆ型制御棒の核的寿命に相当するＨｆ型制御棒の中性子吸収材の減損量に余裕を持って設定することにより、Ｈｆ型制御棒の核的寿命の監視に役立てることができる。
【００７１】
本実施例は、Ｈｆ型制御棒内の１７７Ｈｆの減損量ＲＨｆが、図８に示すように、未燃焼のＨｆ型制御棒の相対反応度価値の９０％の相対反応度価値に対応する、Ｈｆ型制御棒内の１７７Ｈｆの減損量（減損割合）ＲＨｆ（１７７Ｈｆの減損量（減損割合）ＲＨｆの監視制限値）を超えたとき、Ｈｆ型制御棒が核的寿命になったと判定する。このため、本実施例は、ＵＯ２燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、ＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲ、およびＵＯ２燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体が炉心に装荷されたＢＷＲにおいて、ＵＯ２燃料集合体に隣接したＨｆ型制御棒、およびＭＯＸ燃料集合体に隣接したＨｆ型制御棒のそれぞれの核的寿命を精度良く評価することができる。
【００７２】
実施例１，２，３および４は、加圧水型原子炉に用いられる制御棒の寿命評価に適用することができる。加圧水型原子炉でも、Ｂ４Ｃ型制御棒およびＨｆ型制御棒が用いられ、プルサーマルにおいて炉心にＭＯＸ燃料集合体を装荷している。
【符号の説明】
【００７３】
１，１Ａ，１Ｂ…炉心性能計算装置、２…出力分布演算部、３…寿命演算部、４，４Ａ，４Ｂ…比較演算部、６…圧力演算部、７…中性子照射演算部、１０…燃料集合体、１１…制御棒、１２…ブレード、１７…中性子吸収棒、１８…セル。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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