(57)【要約】【課題】高精度の動特性解析に基づいて負荷追従運転を実現する技術の確立。【解決手段】炉心９を含む熱系全体の動特性を解析する動特性解析計算器２と、炉心９の静特性を解析する核特性解析計算器３とから構成されている。核特性解析計算器３は、動特性解析計算器２の中性子束出力Ｑｎと制御棒位置ＺＤ等に基づいて静特性を解析する。炉出力、制御棒位置は、制御により短期的に（例示：概日周期）変動する。その変動は、ダイナミックである。動特性解析から独立した静的核特性解析は、ダイナミックに変動する炉心出力分布を静的核特性解として高精度に算出することができ、短期的不定周期の炉心の安定性と炉心出力制御を実現することができる。【選択図】          図１
2004317229.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を含む熱系全体の動特性を解析する動特性解析計算器と、
前記炉心の静特性を解析する核特性解析計算器とを構成し、
前記核特性解析計算器は、前記動特性解析計算器の動的解析結果に基づいて前記静特性を解析し、前記動的解析結果は制御棒位置を含む
原子炉の負荷追従運転解析システム。
【請求項２】
前記動特性解析計算器は第１解析周期を有し、前記核特性解析計算器は第２解析周期を有し、前記第１解析周期は前記第２解析周期より短い
請求項１の原子炉の負荷追従運転解析システム。
【請求項３】
前記核特性解析計算器は炉心の軸方向出力分布を計算する
請求項２の原子炉の負荷追従運転解析システム。
【請求項４】
前記軸方向出力分布は前記動特性解析の中でホウ素濃度制御系に対する入力として用いられる
請求項３の原子炉の負荷追従運転解析システム。
【請求項５】
前記動特性解析計算器が計算する炉心出力は、前記核特性解析計算器の中で初期条件として用いられる
請求項４の原子炉の負荷追従運転解析システム。
【請求項６】
１日周期の出力増減が制御される
請求項５の原子炉の負荷追従運転解析システム。
【請求項７】
核特性解析により得られる炉心の軸方向の出力分布を計算するステップと、
前記出力分布に基づいて、且つ、負荷変動に対応して、前記制御棒位置を制御するステップ
とを構成する原子炉の負荷追従運転解析方法。
【請求項８】
前記出力分布に基づいて動特性解析を開始するステップと、
前記動特性解析の開始から設定時間が経過するまでに行った解析結果の炉心出力を前記核特性解析の初期条件として前記静特性解析を開始するステップ
を更に構成する請求項７の原子炉の負荷追従運転解析方法。
【請求項９】
核特性解析の静的解を求める時系列静的ステップと、
前記静的解に基づいて炉心の動的解を求める時系列動的ステップとを構成し、
前記動的時系列ステップの１つのステップの時間帯で、前記静的解を初期条件として前記動的解が時系列的に時分割的に求められる
原子炉の負荷追従運転解析方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉の負荷追従運転解析システム、及び、それの負荷追従運転解析方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
発電システムとして、原子力プラントが知られている。そのプラントの運転状態はリアルタイムに知られることが重要である。夏場の運転状態は、その定格出力の維持の制御が行われている。電力需要は、年間的に変動する。その年間変動に対応して、適正な出力制御が行われている。
【０００３】
電力需給の態様が変化していて、年間周期の出力制御の他に１日周期の出力制御が求められる。１日周期の出力変動を制御するための検討には、高精度の動特性解析が要求される。このような解析は知られていない。
【０００４】
高精度の動特性解析を実現する技術の確立が求められる。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
本発明の課題は、高精度の動特性解析を実現する技術を確立する原子炉の負荷追従運転解析システム、及び、それの負荷追従運転解析方法を提供することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
その課題を解決するための手段が、下記のように表現される。その表現中に現れる技術的事項には、括弧（）つきで、番号、記号等が添記されている。その番号、記号等は、本発明の実施の複数の形態又は複数の実施例のうちの少なくとも１つの実施の形態又は複数の実施例を構成する技術的事項、特に、その実施の形態又は実施例に対応する図面に表現されている技術的事項に付せられている参照番号、参照記号等に一致している。このような参照番号、参照記号は、請求項記載の技術的事項と実施の形態又は実施例の技術的事項との対応・橋渡しを明確にしている。このような対応・橋渡しは、請求項記載の技術的事項が実施の形態又は実施例の技術的事項に限定されて解釈されることを意味しない。
【０００７】
本発明による原子炉の負荷追従運転解析システムは、炉心（９）を含む熱系全体の動特性を解析する動特性解析計算器（２）と、炉心（９）の静特性を解析する核特性解析計算器（３）とから構成されている。核特性解析計算器（３）は、動特性解析計算器（２）の中性子束出力（Ｑｎ）と他のパラメータとに基づいて静特性を解析する。他のパラメータとして、制御棒位置（ＺＤ）を含むことが重要である。炉出力、制御棒位置は、制御により短期的に（例示：概日周期）変動する。その変動は、ダイナミックである。動特性解析から独立した静的核特性解析は、ダイナミックに変動する炉心出力分布を静的核特性解として高精度に算出することができ、短期的不定周期の炉心の安定性と炉心出力制御を実現することができる。
【０００８】
非常に時間が長くかかる核特性解析の１周期の間で動的解析が行われることは特に重要である。その動的解析結果が用いられて、静的に核特性解析が行われる。核特性解析（時間に関する微分方程式を含む。）は、本来的に動的であるが、プラントの動的解析から見れば静的に扱うことができる。このようなフィードバック計算は、原子炉のダイナミックな運転制御を可能にする。公知の運転制御は、定格運転の制御である。動的解析の周期と静的解析の周期を異ならせることにより、実質的に短い方の周期の計算による制御が可能である。この結果、１日周期の負荷変動に追従する運転を実現することができる。
【０００９】
動特性解析計算器（２）は、第１解析周期（ＴＳ）を有し、核特性解析計算器（３）は第２解析周期（ＴＷ）を有し、第１解析周期（ＴＳ）は第２解析周期（ＴＷ）より（圧倒的に）短い。
【００１０】
核特性解析計算器（３）は炉心の軸方向出力分布を計算する。軸方向出力分布は動特性解析の中でホウ素濃度制御系に対する入力として用いられる。動特性解析計算器（２）が計算する炉心出力は、核特性解析計算器（３）の中で初期条件として用いられる。
【００１１】
本発明による原子炉の負荷追従運転解析方法は、核特性解析により得られる炉心の軸方向の出力分布を計算するステップと、その出力分布に基づいて、且つ、負荷変動に対応して、制御棒の位置を制御するステップとから構成されている。出力分布に基づいて動特性解析を開始するステップと、動特性解析の開始から設定時間が経過するまでに行った解析結果の動的出力を核特性解析の初期条件として核特性解析を開始するステップとが更に追加される。
【００１２】
本発明による原子炉の負荷追従運転解析方法は、核特性解析の静的解を求める時系列静的ステップと、静的解に基づいて炉心の動的解を求める時系列動的ステップとから構成され、時系列的動的時系列ステップの１つのステップの時間帯で、静的解を初期条件として動的解が時系列的に時分割的に求められる。
【００１３】
【発明の実施の形態】
図に対応して、本発明による原子炉の負荷追従運転解析システムは、動特性解析計算器が核特性解析計算器とともに設けられている。その負荷追従運転解析システムは、図１に示されるように、解析対象モデル１を含んでいる。負荷追従運転解析システムは、解析対象モデル１の全体の動的熱力学特性を解析する動特性解析計算器２と、解析対象モデル１の部分の静的核特性を解析する核特性解析計算器３とから構成されている。
【００１４】
解析対象モデル１は、１次冷却系解析対象部分４と２次冷却系解析対象部分５とその他の系とから形成されている。１次冷却系解析対象部分４は、原子炉解析部分６と蒸気発生器解析部分７とから形成されている。２次冷却系解析対象部分５は、蒸気発生器解析部分７と蒸気タービン境界条件部分８とその他の部分とから形成されている。原子炉解析部分６は、炉心解析部分９を含んでいる。
【００１５】
動特性解析計算器２は、炉心解析部分９の炉心出力（中性子束Ｑｎ）と、１次冷却系解析対象部分４の変数である１次系冷却材温度差と、２次冷却系解析対象部分５の境界条件変数である蒸気流量と、その他の多様な変数で記述される動特性解析微分方程式を含んでいる。負荷追従運転解析システムは、核特性解析計算器３からフィードバック変数量を受け取る動特性解析計算器２により、解析対象モデル１の全体の熱力学動特性を解析的に計算する。負荷追従運転解析システムは、更に詳しくは、制御棒の制御位置に基づいて核特性解析計算器３により計算される炉心解析部分９の炉心軸方向出力偏差又はキセノン反応度変化に基づいて、動特性解析計算器２により負荷追従運転時のプラント動特性を計算する。
【００１６】
図２は、本発明による原子炉の負荷追従運転解析方法の実施の形態を示し、動特性解析計算器２と核特性解析計算器３の両特性相互計算方法を示している。オペレータのスタートボタン押しにより、動特性解析計算器２による動特性解析計算が開始される。核特性解析計算器３に１次冷却系解析対象部分４と２次冷却系解析対象部分５の動特性に関する物理的パラメータは、手動的に又は自動的に入力される（ステップＳ１）。動特性解析時系列時刻ＴＳが、初期設定される（ＴＳ＝０）。その初期設定と同時に、核特性解析計算器３が始動する（ステップＳ２）。原子炉解析部分６又は炉心解析部分９の核エネルギー出力特性に関する物理的パラメータは、手動的に又は自動的に入力される。静的核特性解析時系列時刻ＴＷが、初期設定される（ＴＷ＝０）。動特性解析計算器２の動特性解析周期は、ＤＴＳで表される。核特性解析計算器３の静的核特性解析周期は、ＤＴＷで表される。それぞれの解析の１周期に対応して、次式の計算がステップＳ３とステップＳ４で実行される。
ＴＳ＝ＴＳ＋ＤＴＳ，ＴＷ＝ＴＷ＋ＤＴＷ
【００１７】
動特性解析側時系列時刻ＴＳが静的核特性解析側時系列時刻ＴＷに一致すれば（ステップＳ５）、次周期の静的核特性解析の計算が核特性解析計算器３により開始される。核特性解析計算器３は、出力分布定常計算器１２を含んでいる。出力分布定常計算器１２は、静的核特性解析周期ＤＴＷで、瞬間的出力分布を計算する。出力分布定常計算器１２は、過渡解析により更にＸｅ濃度の瞬間値を計算する。
【００１８】
原子炉解析部分６又は炉心解析部分９の中で、中性子密度は、Ｚ軸方向に分布している。従って、座標系として円筒座標が選択されることが好ましいが、本明細書では３次元直交座標系により記述されている。速中性子束φ１と熱中性子束φ２と遅発中性子先行核濃度Ｃｉは、下記式で表される。
【００１９】
【数１】
2004317229.tif 000003
【００２０】
【数２】
2004317229.tif 000004
【００２１】
【数３】
2004317229.tif 000005
【００２２】
式（１）で、∇・Ｊ１＝−Ｄ∇２φ１であり、式（２）で、∇・Ｊ２＝−Ｄ∇２φ２であり、そのＤは拡散係数である。
式（１）で、
Ｖ１：速中性子速度
Ｋ：固有値
β：遅発中性子割合
ν１：速中性子に関する２核分裂当たりの中性子発生個数
ν２：熱中性子に関する２核分裂当たりの中性子発生個数
Σｆ１：速中性子に関する断面積
Σｆ２：熱中性子に関する断面積
λｉ：遅発中性子先行核崩壊定数
Σａ１：速中性子に関する吸収断面積
Σｒ１：速中性子に関する散乱断面積
ｉ：１〜６（群）
式（２）で、
Ｖ２：熱中性子速度
Σａ２：熱中性子に関する吸収断面積
【００２３】
濃度Ｉ（ｔ，Ｚ）は、下記式で表される。
【数４】
2004317229.tif 000006
ここで、Ｚは炉心の中心鉛直線方向座標を示す。式（４）で、
Ｉ：ヨウ素濃度
λＩ：ヨウ素に関する崩壊定数
λＸ：キセノンに関する崩壊定数
ＹＩ：ヨウ素に関する生成割合
ＹＸ：キセノンに関する生成割合
σ：ミクロ断面積
【００２４】
制御棒の制御位置座標がパラメータとして繰り込まれている連立微分方程式（１，２，３）から、Σｆ１φ１とΣｆ２φ２とが求められる。Σｆ１φ１とΣｆ２φ２とから求められる有効中性子線量Σｆφ（Ｚ）が定数として現れる微分方程式（４）により、キセノン濃度Ｘ（ｔ，Ｚ）が計算される。キセノン濃度Ｘ（ｔ，Ｚ）は、炉心９の出力分布を代表的に表現している。図２に示されるように、連立微分方程式（１，２，３）のパラメータには、下記パラメータ：
Ｑｎ：中性子束出力（１点炉心動特性方程式ではｎ）
ΔＴ：１次ループ冷却材温度差
ＣＢ：ホウ素濃度
Ｔｉｎ：炉心入口温度
ＺＤ：制御棒位置
が組み込まれている。
【００２５】
出力分布定常計算器１２で計算されたキセノン濃度ＣＸＥは、図２に示されるように、実行増倍係数Ｋｅｆｆとともに、動特性解析計算器２のプラント動特性解析計算器１３にフィードバック入力される（ステップＳ７）。プラント動特性解析計算器１３は、燃料熱系モデルと、１次冷却系モデルと、原子炉容器内冷却系モデルと、蒸気発生器モデルと、加圧器モデルとから形成される熱伝達計算器を含んでいる。プラント動特性解析計算器１３は、１点炉心動特性解析計算器１４を更に含んでいる。
【００２６】
１点炉心動特性解析計算器１４は、下記式により時系列系上でリアルタイムの炉心発生熱ｑｔを計算する。
【数５】
2004317229.tif 000007
ここで、
γＤｉ：核分裂生成物エネルギー割合
ΓＤｉ：初期崩壊熱割合
ＸＤｉ：核分裂生成物密度
【００２７】
中性子束出力ｎの動特性は、次式により計算により計算される。
【数６】
2004317229.tif 000008
ここで、λｉとＣｉとβｉは、式（１）と式（３）で用いられている１〜６群の定数である。ｌ＊は、即発中性子寿命である。式（６）に現れるδｋは、反応度を示し、次式で規定される。
【数７】
2004317229.tif 000009
δｋｒｏｄ：制御棒反応度
δｋｍ：減速材反応度
δｋＢ：ホウ素反応度
δｋＤ：ドップラ反応度
δｋＸｅ：Ｘｅ反応度
【００２８】
式（６）の遅発中性子先行核濃度Ｃｉの動特性は、次式で表される。
【数８】
2004317229.tif 000010
【００２９】
式（５）の中性子束出力ｎの動特性は、式（６）と式（８）とから構成される微分方程  式により求められる。式（５）の核分裂生成密度ＸＤｉの動特性は、次式で表される。
【数９】
2004317229.tif 000011
【００３０】
このように、式（６）〜式（８）で構成される連立微分方程式により、中性子束出力ｎが計算により求められる。ステップＳ７で式（６）により求められたリアルタイムの中性子束出力ｎは、図２と図３に示されるように、中性子出力信号Ｑｎとして制御系１５に入力される。１次冷却系解析対象部分４に通される１次冷却材の平均温度（炉心出口側の高温側ループと炉心入口側の低温側ループの平均温度）が位相補償器１６に入力される。位相補償器１６で位相補償された位相補償後平均温度Ｔａｖｇ１７は、加減算器１８に入力する。
【００３１】
既述の中性子出力信号Ｑｎ１９は、出力偏差微分回路２１を介して制御棒制御系１５に入力する。出力偏差微分回路２１には、更に、タービン初段圧力信号Ｑｔｒ２２が入力する。出力偏差微分回路２１は、中性子出力信号Ｑｎ１９とタービン初段圧力信号Ｑｔｒ２２の出力偏差の微分値である出力偏差微分値２３を出力する。出力偏差微分値２３は、非線形利得２４により出力偏差微分値２３に対応する出力偏差微分値対応信号２５に変換される。出力偏差微分値対応信号２５は、可変利得付与器２６に入力する。可変利得付与器２６には、更に、タービン初段圧力信号Ｑｔｒ２２が入力する。出力偏差微分値対応信号２５は、可変利得付与器２６でタービン初段圧力信号Ｑｔｒ２２に対応して変化する利得が乗じられて出力偏差微分値対応信号２７に変換される。出力偏差微分値対応信号２７は、加減算器１８に入力する。
【００３２】
タービン初段圧力信号Ｑｔｒ２２は、設定値プログラム２８に入力する。設定値プログラム２８は、タービン初段圧力信号Ｑｔｒ２２に対応する１次冷却材平均基準温度Ｔｒｅｆを生成して出力する。１次冷却材平均基準温度Ｔｒｅｆは、遅相補償器２９で位相補償される。遅相補償器２９から出力される位相補償後１次冷却材平均基準温度Ｔｒｅｆ３１は、加減算器１８に入力する。
【００３３】
加減算器１８で、位相補償後１次冷却材平均基準温度Ｔｒｅｆ３１が位相補償後１次冷却材平均温度Ｔａｖｇ１７から減算され、さらに出力偏差微分値対応信号２７が加算される。加減算器１８から出力される出力制御信号ＴＥ３２は、速度プログラム３３に入力する。速度プログラム３３は、出力制御信号ＴＥ３２に対応して、制御棒の挿入速度と引抜速度とを規定するテーブルを有している。速度プログラム３３は、引抜挿入信号３４を出力する。引抜挿入信号３４は、インタロック回路３５を介して、制御棒駆動器３６に入力する。制御棒駆動器３６は、引抜挿入信号３４に基づいて制御棒を駆動する。
【００３４】
図３に示される制御棒制御系１５は、公知の出力制御器を構成し出力を制御することができるが、負荷追従運転時に炉出力が変化する際に発生する出力分布の歪みは制御できない。
【００３５】
概日周期で積極的に出力変動を制御する制御棒制御系１５の動特性解析周期の複数周期時間が、静的核特性解析周期の１周期時間に一致すれば（ステップＳ５）、１点炉心動特性解析計算器１４により求められているその時のリアルタイムの動的解析結果データ３８がプラント動特性解析計算器１３から出力される。動的解析結果データ３８は、出力分布定常計算器１２に入力される。動的解析結果データ３８の主要なデータ要素は、図２のステップＳ８で示されるように、式（６）により計算された中性子束出力ｎで表される中性子束出力信号Ｑｎである。中性子束出力信号Ｑｎ３８は、検出されている１次冷却材温度差ΔＴと、ホウ素濃度ＣＢと、炉心入口温度とＴｉｎと、制御棒位置ＺＤとともに出力分布定常計算器１２に入力される。
【００３６】
出力分布定常計算器１２の式（１）と式（２）との連立により瞬間値として厳密に計算される固有値Ｋ（＝実行増倍係数Ｋｅｆｆ）の１からの偏差は１点炉心動特性解析と静的核特性解析の反応度不一致量であり、静的核特性解析周期の時間間隔で、式（６）のδｋにフィードバック入力されて、計算ループが完成する。その計算ループの１周期は、静的核特性解析周期に一致している。このように静的解析により瞬間的に厳密に得られるデータに基づいて、動的解析が実行される。動的解析は、静的核特性解析周期で厳密に正しいデータのフィードバック修正により実行され、全体の解析は計算制御により長周期的には十分によい近似解を出力することができる。
【００３７】
図４は、式（６）に現れるδｋを構成するホウ素反応度δｋＢの計算のためのホウ素濃度を制御するホウ素濃度制御系を示している。ホウ素濃度制御系のΔＩ基準値設定器３９に、中性子束出力信号Ｑｎが入力される。関数を設定しているΔＩ基準値設定器３９は、出力％に対応する軸方向出力偏差基準値ΔＩＲＥＦを設定する。軸方向出力偏差基準値ΔＩＲＥＦは出力依存で設定されるが、出力に対して一定値を設定することが一般的である。ΔＩ基準値設定器３９から出力される軸方向出力偏差基準値ΔＩＲＥＦは、減算器４１で軸方向出力偏差ΔＩから減算される。（ΔＩ−ΔＩＲＥＦ）は、軸方向出力２次偏差ΔＩＤＥＶとして、濃縮希釈流量設定器４２に入力される。希釈流量（希釈度）と濃縮流量（濃縮度）は、軸方向出力２次偏差ΔＩＤＥＶに対して制御的に設定される。
【００３８】
プラント動特性解析計算器１３を構成する既述の燃料熱系モデルと１次冷却系モデルと原子炉容器内冷却系モデルと蒸気発生器モデルと加圧器モデルは、それぞれに下記の公知計算式から形成されている。
（１）燃料熱系モデル
燃料と冷却材（熱伝達媒体）との間の熱交換は、下記連立方程式により記述される。
（１−１）燃料中部領域
【数１０】
2004317229.tif 000012
（１−２）燃料外部領域
【数１１】
2004317229.tif 000013
（１−３）燃料被覆材
【数１２】
2004317229.tif 000014
【００３９】
式（１０），（１１），（１２）で、
ＭＣ：熱容量
Ｔ：温度
添字のｆ１：燃料区分（内部）
添字のｆ２：燃料区分（外部）
Ｋｆ：燃料内熱発生割合
ｑｔ：炉心発生熱量
ＵＡ：熱伝達係数×伝熱面積
ｑ：熱量
添字のｃ：被覆管
添字のｃｏｗ：被覆管表面→冷却材
添字のｗ：冷却材
ｑＴ：炉心冷却材伝達熱量
【００４０】
（２）１次冷却系モデル
１次冷却系のエンタルピーは、次式で記述される。
（２−１）炉心流路部
【数１３】
2004317229.tif 000015
ここで、
ｈ：エンタルピー
Ｍ：冷却媒体質量
Ｐ：圧力
ρ：密度
Ｊ：熱の仕事当量
Ｗ：冷却媒体質量流量
添字のｉｎ：流入
添字のｏｕｔ：流出
ｑＴ：既述
【００４１】
（２−２）混合部
【数１４】
2004317229.tif 000016
【００４２】
（２−３）配管部
【数１５】
2004317229.tif 000017
【００４３】
（２−４）蒸気発生器流路部
【数１６】
2004317229.tif 000018
ここで、
添字のＳＧ，ｓｇ：蒸気発生器
添字のｓ：蒸気
添字のｉｎ：入口
添字のｏｕｔ：出口
添字のａｖｇ：平均
【００４４】
（３）原子炉容器内冷却系モデル
【数１７】
2004317229.tif 000019
ＦＣＷ：炉心冷却材加重因子
添字のＣＷ：炉心冷却材
添字のＣＡＶ：炉心平均
ａｉ：重み係数
添字のｉ：ループ区分
【００４５】
（４）蒸気発生器モデル
（４−１）熱系モデル
【数１８】
2004317229.tif 000020
添字のｇ：飽和蒸気
添字のｆｗ：給水
添字のｆ：飽和水
（４−２）水位モデル
【数１９】
2004317229.tif 000021
ＷＬ：蒸気発生器水位
ＷＬＺ：零出力でのＶｓｇｗの関数としての蒸気発生器水位
ＷＬＦ：定格出力のＶｓｇｗの関数としての蒸気発生器水位
ＶＳＧＷ：２次側全保有水体積
ＴＷＬ：時定数
Ｗ＆−＆ｂ：規格化された蒸気発生器内蒸気発生量（上横添字は通常表記では真上添字）
ＷＳ：蒸気流量
ＭＳＧＳ：蒸気発生器気相質量
【００４６】
（５）加圧器モデル
（５−１）液相
【数２０】
2004317229.tif 000022
【００４７】
（５−２）気相
【数２１】
2004317229.tif 000023
【００４８】
式（２０）式（２１）で、
ｍ：質量流量
μ：蒸気凝縮率
添字のｓｐ：スプレイ
添字のｆｌ：フラッシング（沸騰）
添字のｃ：凝縮
添字のｓｕ：サージ
添字のｈ：ヒータ
ｖ：比容積
Ｖ：体積
Ｋ：定数
添字のｒｖ：逃がし弁
添字のｓ：加圧器気相
添字のｗ：加圧器液相
【００４９】
図５〜図７は、負荷追従運転時の炉心軸方向出力差ΔＩと、制御棒位置と、ホウ素濃度との変動関係の１日周期変動を示している。図６に示される制御棒位置の変動に対して、図５に示されるように、図４に示されるΔＩ基準値（ΔＩＲＥＦ）に対する変動ΔＩは制御的に高精度に追従して安定的に推移し、ホウ素濃度は、図７に示されるように、ΔＩ制御の結果として変化している。
【００５０】
図８は、本発明による原子炉の負荷追従運転解析方法の実施の他の形態を示している。出力分布定常計算器１２による式（１）〜式（３）の計算は、炉心の実効空間の全体に関する計算であり、その式中にラプラシアンの計算が含まれていて、式（５）〜式（９）の計算に比べて、その計算量が圧倒的に膨大である。図８の形態では、中性子束出力信号Ｑｎが出力分布過度計算器１２’で行われ、出力分布過度計算器１２’とプラント動特性解析計算器１３’は同期的に全時系列点の計算を実行し、両計算系のループの１周期は出力分布過度計算器１２’の動的核特性解析の周期に拘束される。図２の形態では、計算ループは数分で安定運転に定常化することができるが、図８の形態では安定運転化にその１０倍の時間が必要である。図８の形態は、数日の周期の出力変動制御が高精度に可能である。夏季又は冬季の数日間の温度の急変が天気予報により予想される場合には、数日前から出力変動制御運転を開始することができる点で有効である。実施面の有利に関しては、図２の形態は図８の形態を含む。発明の構成に関しては、図２の形態は図８の形態に含まれる。実施の両形態で、設備コストは実質的に同じであるから、現実の実施は解析コストの小さな図２の形態で行われる。
【００５１】
【発明の効果】
本発明による原子炉の負荷追従運転解析システム、及び、それの負荷追従運転解析方法は、高精度の動特性解析に基づいて負荷追従運転を実現する技術を確立することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】図１は、本発明による原子炉の負荷追従運転解析システムの実施の形態を示すシステムブロック図である。
【図２】図２は、本発明による原子炉の負荷追従運転解析方法の実施の形態を示す解析フロー図である。
【図３】図３は、制御系を示す回路ブロック図である。
【図４】図４は、ホウ素濃度制御系を示す回路ブロック図である。
【図５】図５は、出力偏差を示すグラフである。
【図６】図６は、制御棒位置を示すグラフである。
【図７】図７は、ホウ素濃度を示すグラフである。
【図８】図８は、本発明による原子炉の負荷追従運転解析方法の実施の他の形態を示す解析フロー図である。
【符号の説明】
２…動特性解析計算器
３…核特性解析計算器
９…炉心
Ｑｎ…中性子束出力
ＺＤ…制御位置
ＴＳ…第１解析周期
ＴＷ…第２解析周期
【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】
2004317229.tif 000028
【図６】
2004317229.tif 000029
【図７】
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【図８】
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