(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心に装荷された複数の燃料集合体と、前記燃料集合体に設けられるとともに炉心の冷却水流量に応じて内部水位が変化するスペクトルシフトロッドと、前記炉心内に軸方向移動可能に設けられた中性子検出器とを有する沸騰水型原子炉について、核熱水力結合計算により炉内出力分布を含む炉心特性を計算する沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、
実際の炉心内の中性子束分布に基づき算出された炉心軸方向出力分布と前記核熱水力結合計算により求められた炉心軸方向出力分布を比較して、前記スペクトルシフトロッド内の実際の水位と炉心性能計算時に設定した水位に差が生じている燃料集合体を特定し、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正することを特徴とする沸騰水型原子炉における炉心性能計算方法。
【請求項２】
請求項１に記載された沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、
前記核熱水力結合計算は、前記燃料集合体の各チャンネルごとに冷却水流量を配分し、燃料集合体内のボイド率分布計算とスペクトルシフトロッド内の水位計算に基づき炉心の核定数および中性子分布を計算し、炉内出力分布を含む炉心特性を計算するステップを有することを特徴とする沸騰水型原子炉における炉心性能計算方法。
【請求項３】
請求項１又は２に記載された沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、
前記冷却水流量の差によって生じる実際のスペクトルシフトロッド内の水位と炉心性能計算時に設定したスペクトルシフトロッド内の水位に差が生じている燃料集合体を特定し、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正することを特徴とする沸騰水型原子炉における炉心性能計算方法。
【請求項４】
請求項１又は２に記載された沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、
燃料集合体の核特性の差に起因するスペクトルシフトロッド内の水位変化に対する反応度の差に基づいて、実際のスペクトルシフトロッド内の水位と炉心性能計算時に設定したスペクトルシフトロッド内の水位に差が生じている燃料集合体を特定し、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正することを特徴とする沸騰水型原子炉における炉心性能計算方法。
【請求項５】
請求項１乃至４のいずれか１項に記載された沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、
前記スペクトルシフトロッド内の水位再計算の際に、あらかじめ算出され保存された燃料集合体の冷却水流量に対応するスペクトルシフトロッド内のボイド率に関するテーブル情報を使用することを特徴とする沸騰水型原子炉における炉心性能計算方法。
【請求項６】
炉心に装荷された複数の燃料集合体と、前記燃料集合体に設けられるとともに炉心の冷却水流量に応じて内部水位が変化するスペクトルシフトロッドと、前記炉心内に軸方向移動可能に設けられた中性子検出器とを有し、核熱水力結合計算により炉内出力分布を含む炉心特性を計算する沸騰水型原子炉の炉心性能計算装置において、
実際の炉心内の中性子束分布に基づき炉心軸方向出力分布を算出する手段と、前記核熱水力結合計算により炉心軸方向出力分布を算出する手段と、前記両炉心軸方向出力分布を比較して、前記スペクトルシフトロッド内の実際の水位と炉心性能計算時に設定した水位に差が生じている燃料集合体を特定する比較手段と、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正する手段を有することを特徴とする沸騰水型原子炉における炉心性能計算装置。
【請求項７】
請求項６に記載された沸騰水型原子炉における炉心性能計算装置において、
再計算により求められたスペクトルシフトロッドの水位を表示する表示装置を有することを特徴とする沸騰水型原子炉における炉心性能計算装置。
【請求項８】
請求項６または７に記載された沸騰水型原子炉における炉心性能計算装置を有する原子炉プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、炉心性能計算装置に係り、特に炉心流量の変化により内部の水位が変化するスペクトルシフトロッドを有する燃料集合体を装荷した沸騰水型原子炉に適用するのに好適な炉心性能計算方法および装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来、沸騰水型原子炉において、炉心内の出力分布や反応度等の炉心特性を監視し、制御棒位置及び炉心流量を変化させたときの炉心特性の変化を予測して原子炉を安全に制御するために炉心性能計算装置が設けられている。炉心性能計算装置は、熱水力計算により原子炉炉心の核定数を算出し、次いで中性子輸送計算または中性子拡散計算等の核計算により炉心内の３次元中性子束分布を求め、炉心特性を算出する。
【０００３】
この計算に当たっては炉心を３次元の複数領域に分割し、各領域における物質組成を反映した核定数を算出する。核定数は中性子による核反応に関係し原子炉の運転に伴って変化する。そこで、同じ燃料集合体が無限に配列される無限格子体系を仮定して詳細な集合体計算を行い、燃料集合体の中性子分布の算出および核燃料物質の組成の追跡を行って、各燃焼時点での燃料集合体の特性を求めている。計算方法は１種類の燃料集合体に対して、減速材密度の異なる数ケースの集合体計算を行い、燃料集合体平均の核反応断面積及び中性子無限増倍率を含む集合体核定数を算出し、燃焼度、減速材密度、燃焼平均減速材密度などの値により整理する。
【０００４】
実際の炉心では、炉心内の位置によって減速材密度及び燃焼度の値が異なる。このため、例えば特許文献１に記載されているように、炉心全体にわたる中性子分布及び炉心全体の反応度を求める炉心計算では、集合体計算の結果を別に得られた燃焼度、減速材密度、燃焼平均減速材密度などの値で内外挿して、炉内各領域での状態に応じた集合体核定数を計算する。
【０００５】
一方、核燃料物質の有効利用を図る観点から、特許文献２に示されているようなスペクトルシフトロッド（以下SSRという）を有する燃料集合体が提案されている。SSRは逆Ｕ字状の管からなり、炉心流量の変化に伴ってSSR内部に形成される水蒸気領域と水領域の境界（以下SSR内の水位という）が変化する水ロッドである。このSSRを備えた燃料集合体は、炉心流量の変更により炉心内の減速材密度を広範囲に制御でき、ウラン２３８からプルトニウム２３９への転換の促進及び燃焼末期での反応度向上等が可能となり、核燃料物質の有効利用を図ることができる。SSR内の水位は炉心流量の変化に伴って変化するので、炉心性能計算を精度良く行うためには、SSR内の水位を考慮して炉心計算を行うことが重要となる。
【０００６】
特許文献３に記載された炉心性能計算装置は、SSRを有する燃料集合体が装荷された原子炉において、炉心流量に応じて変化するSSR内の水位を考慮して炉心内の各領域での核定数を求めることによって、炉心内の出力分布及び反応度等の炉心特性を精度良く算出している。
【０００７】
【特許文献１】特開平４−３２０９９６号公報
【特許文献２】特開昭６３−７３１８７号公報
【特許文献３】特開平７−９２２８９号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
前記特許文献３に記載された炉心性能計算方法は、炉心に供給される冷却水が下部タイプレートを通過する際の圧力損失ΔＰＬＴＰがSSR内の全圧力損失と等しく、SSR入口および出口での圧損が小さいと仮定して、水の密度ρｆ、重力加速度ｇを用いてSSR内の水位Ｚを（１）式から算出し、SSR内の水の有無に基づいて核定数を算出している。
Ｚ＝ΔＰＬＴＰ/ρｆｇ                                ……（１）
この水位算出方法は、簡便で炉心性能計算に重要な高速演算の観点で優れている。しかし、各燃料集合体に供給される冷却水流量や、下部タイプレートでの圧力損失などが、実際の冷却水流量や下部タイプレート圧力損失などと異なる場合、算出したSSR内の水位と実際のSSR内の水位には差が生じ、炉心性能計算に誤差が生じる可能性がある。
【０００９】
本発明の目的は、SSRを有する燃料集合体が装荷された沸騰水型原子炉において、炉心特性の計算精度をさらに向上する炉心性能計算方法及び装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明は、炉心に装荷された複数の燃料集合体と、前記燃料集合体に設けられるとともに炉心の冷却水流量に応じて内部水位が変化するスペクトルシフトロッドと、前記炉心内に軸方向移動可能に設けられた中性子検出器とを有する沸騰水型原子炉について、核熱水力結合計算により炉内出力分布を含む炉心特性を計算する沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、実際の炉心内の中性子束分布に基づき算出された炉心軸方向出力分布と前記核熱水力結合計算により求められた軸方向出力分布を比較して、前記スペクトルシフトロッド内の実際の水位と炉心性能計算時に設定した水位の差の生じている燃料集合体を特定し、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正することを特徴とする。
【００１１】
また、沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、前記核熱水力結合計算は、前記燃料集合体の各チャンネルごとに冷却水流量を配分し、燃料集合体内のボイド率分布計算とスペクトルシフトロッド内の水位計算に基づき炉心の核定数および中性子分布を計算し、炉内出力分布を含む炉心特性を計算するステップを有することを特徴とする。
【００１２】
また、沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、前記冷却水流量の差によって生じる実際のスペクトルシフトロッド内の水位と炉心性能計算時に設定したスペクトルシフトロッド内の水位の差が生じている燃料集合体を特定し、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正することを特徴とする。
【００１３】
また、沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、燃料集合体の核特性の差に起因するスペクトルシフトロッド内の水位変化に対する反応度の差に基づいて、実際のスペクトルシフトロッド内の水位と炉心性能計算時に設定したスペクトルシフトロッド内の水位の差が生じている燃料集合体を特定し、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正することを特徴とする。
【００１４】
また、沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法において、前記スペクトルシフトロッド内の水位再計算の際に、あらかじめ算出され保存された燃料集合体の冷却水流量に対応するスペクトルシフトロッド内のボイド率に関するテーブル情報を使用することを特徴とする。
【００１５】
さらに、炉心に装荷された複数の燃料集合体と、前記燃料集合体に設けられるとともに炉心の冷却水流量に応じて内部水位が変化するスペクトルシフトロッドと、前記炉心内に軸方向移動可能に設けられた中性子検出器とを有し、核熱水力結合計算により炉内出力分布を含む炉心特性を計算する沸騰水型原子炉の炉心性能計算装置において、実際の炉心内の中性子束分布に基づき炉心軸方向出力分布を算出する手段と、前記核熱水力結合計算により炉心軸方向出力分布を算出する手段と、前記両炉心軸方向出力分布を比較して、前記スペクトルシフトロッド内の実際の水位と炉心性能計算時に設定した水位の差の生じている燃料集合体を特定する比較手段と、前記実際のスペクトルシフトロッド内の水位に合わせる様に、すでに設定したスペクトルシフトロッド内の水位を再計算し補正する手段を有することを特徴とする。さらに、沸騰水型原子炉における炉心性能計算装置において、再計算により求められたスペクトルシフトロッドの水位を表示する表示装置を有することを特徴とする。
【００１６】
加えて、沸騰水型原子炉における上記炉心性能計算装置を有する原子炉プラントであることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、SSRを有する燃料集合体が装荷された沸騰水型原子炉において、炉心特性の計算精度をさらに向上することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１８】
本発明の実施例を以下に図面に基づいて説明する。
【実施例１】
【００１９】
（ＢＷＲプラントの概略）
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）プラントに適用される本発明の好適な一実施例である実施例１の炉心性能計算装置を、図１〜図８を用いて以下に説明する。
【００２０】
図２に示すように、ＢＷＲプラント制御系において、炉心性能計算装置３０はデータ処理計算機３１及び記憶装置３３などと信号伝送線３６を介してネットワークを構成しており、それらとの間で情報の交換を行っている。データの入出力及び制御プログラムの入力等を実施するプロセス入出力装置３２がデータ処理計算機３１に接続される。信号伝送線３６は、ＢＷＲプラントの中央運転制御室内の中央制御盤３７に設けられた表示装置（ＣＲＴ）３８及び表示計器３９に接続され、さらに、プリンタ３５及びオペレータコンソール３４に接続される。図２において、データ処理計算機３１は圧力計測値に基づいて炉心流量を算出し、中性子束計測値に基づいて原子炉出力を算出する。算出された炉心流量及び原子炉出力は記憶装置３３に記憶される。炉心性能計算装置３０は、記憶装置３３に記憶された炉心流量等の運転状態データを用いて核定数を算出し、炉心性能計算を実行する。炉心性能計算装置３０で得られた計算結果、及びデータ処理計算機３１で算出された情報は、表示装置３８、表示計器３９及びプリンタ３５に出力されて表示され及びプリントされる。
【００２１】
次にＢＷＲプラントの概略構成を説明する。図３に示すように、ＢＷＲプラントの原子炉１は内部に燃料集合体を装荷した炉心３を有する原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）２を備えている。インターナルポンプ２２がＲＰＶ２の底部に設置される。インターナルポンプ２２のインペラ２３は、ＲＰＶ２と炉心３の間に形成される環状流路であるダウンカマー２５内に配置される。インペラ２３の上流側と下流側の差圧を計測する差圧計２４がＲＰＶ２に設置される。炉心３内に挿入される複数の制御棒２０が、ＲＰＶ２内に配置される。制御棒２０は、ＲＰＶ２の底部に設置された制御棒駆動機構２１に連結される。制御棒駆動機構２１は、制御棒２０を炉心３から引き抜く操作、及び制御棒２０を炉心３に挿入する操作を実行する。さらに、固定式の複数の中性子検出器（局所出力レンジモニタ）２９が炉心３内に配置されている。
【００２２】
原子炉の運転中、炉心３に供給された冷却水は燃料集合体内に流入し、燃料棒相互間に形成された冷却水流路を上昇する。冷却水は冷却水流路を上昇する間に、燃料棒内の核燃料物質の核分裂によって生じる熱によって加熱され一部が蒸気になる。この蒸気は、ＲＰＶ２内で炉心３の上方に配置された気水分離器（図示せず）及び蒸気乾燥器（図示せず）によって水分が除去され、主蒸気配管２６によってＲＰＶ２からタービン（図示せず）に供給される。タービンから排出された蒸気は復水器（図示せず）で水に凝縮され、給水として給水配管２７を通ってＲＰＶ２に供給される。気水分離器で分離された冷却水は、ＲＰＶ２内に供給される給水と混合され、ダウンカマー２５内を下降し、インターナルポンプ２２により昇圧されて再び炉心３に供給される。
【００２３】
差圧計２４で計測されたインペラ２３の上流側と下流側の圧力計測値、及び移動式の中性子検出器（TIP）で計測された中性子束計測値及び制御棒駆動機構２１から出力された制御棒位置情報は、プロセス入出力装置３２を介してデータ処理計算機３１に入力される。
【００２４】
図４において、燃料集合体４は複数の燃料棒５、上部タイプレート６、下部タイプレート７、複数の燃料スペーサ８、複数のSSR９及びチャンネルボックス１９を有する。
【００２５】
核燃料物質を内部に充填した各燃料棒５は、下端部が下部タイプレート７に保持され、上端部が上部タイプレート６に保持される。２本のSSR９も、同じく下端部が下部タイプレート７に保持され、上端部が上部タイプレート６に保持される。複数の燃料スペーサ８は、燃料集合体４の軸方向に所定の間隔を置いて配置され、燃料棒５の相互間及び燃料棒５とSSR９の間に冷却水流路を形成するように、燃料棒５及びSSR９を保持している。燃料スペーサ８によって束ねられた燃料棒５の束は、上部タイプレート６に取り付けられたチャンネルボックス１９によって取り囲まれている。
【００２６】
図５に示す燃料集合体４の横断面図において、複数の燃料棒５は正方格子状に９行９列に配置される。１０はSSR９の上昇管であり１４は冷却材上昇通路である。１１は下降管であり１５は冷却材下降通路である。
（SSRの動作）
図６の模式図において、SSR９は逆Ｕ字状をした管であり上昇管１０及び下降管１１を有する。上昇管１０内には冷却材上昇通路１４が形成され、下降管１１内には冷却材下降通路１５が形成される。冷却材上昇通路１４と冷却材下降通路１５は、SSR９の上端部で連絡されている。上昇管１０の下端に形成される入口開口１２は、下部タイプレート７内の、燃料保持部２８より下方の領域に連絡される。下降管１１の下端は、燃料保持部２８より上方でSSR９の上端よりも下方に位置しており、好ましくは、燃料保持部２８の上面付近に位置させるとよい。出口開口１３が下降管１１の下端に形成される。２本のSSR９は図４に示すように燃料集合体４の中央部に隣接して配置される。各SSR９の上昇管１０の横断面積は、４本の燃料棒５が配置可能な領域を占有している。下降管１１の横断面積は上昇管１０の横断面積よりも小さくなっている。燃料棒５下部は燃料保持部２８上に保持されている。
【００２７】
次にSSR９内の冷却水について詳細に説明する。燃料集合体の下部タイプレート７内に流入した一部の冷却水は、入口開口１２を通って冷却材上昇通路１４内に流入する。冷却材上昇通路１４内の冷却水は、SSR９の周囲に保持された各燃料棒からの中性子及びγ線の照射によって加熱され、一部が蒸発する。この蒸気は、冷却材上昇通路１４内を上昇し、冷却材下降通路１５を通って出口開口１３から放出されて燃料棒相互間の冷却水流路を上昇する。
【００２８】
炉心流量が最大炉心流量よりも少なく、かつ原子炉出力が定格出力付近の状態では、冷却材上昇通路１４内への冷却水の供給流量と冷却材上昇通路１４内での蒸気の発生量がバランスし、冷却材上昇通路１４内に液面１６が形成される。Zは冷却材上昇通路下部から液面１６までの冷却材の水位を示すSSR内水位である。液面１６より下方は水領域１７であり液面１６より上方は蒸気領域１８である。次にインターナルポンプ２２により炉心流量を増加させると、冷却材上昇通路１４内の液面１６は上昇し、炉心流量が最大炉心流量に達したとき、冷却材上昇通路１４及び冷却材下降通路１５内は全て水領域１７になる。
【００２９】
SSR９内の冷却材上昇通路１４内に液面１６が形成されたとき、SSR９内の圧力損失ΔＰSSRは（１）式で算出できる。
【００３０】
ΔＰSSR＝ΔＰＩＮ+ΔＰＺ+ΔＰＯＵＴ                  ……（１）
ここで、ΔＰＩＮはSSR９の入口開口１２での局所圧力損失、ΔＰＺはSSR９内の冷却水の静水頭、ΔＰＯＵＴはSSR９の出口開口１３での局所圧力損失である。
【００３１】
SSR９内に液面１６が形成されたとき、SSR９に流入する冷却水とSSR９から流出する蒸気（または蒸気及び冷却水）の流速は小さく、ΔＰＩＮ及びΔＰＯＵＴはΔＰＺと比較して無視できるほど小さくなる。
【００３２】
一方、下部タイプレート７の燃料保持部２８には下方領域から上方領域に冷却水を供給する多数の開口７ａが形成され、冷却水の流れに対して抵抗体となっている。原子炉１を運転すると、下部タイプレート７内に流入した冷却水の大部分は開口７ａを通って燃料棒５相互間に形成された冷却水通路内に導入される。開口７ａにおける下部タイプレート圧力損失をΔＰＬＴＰとしたとき、過渡変化時を除いた原子炉１の通常運転時においては、SSR９の圧力損失ΔＰSSRとΔＰＬＴＰは釣り合っている。また、上述したようにΔＰＩＮとΔＰＯＵＴはΔＰＺと比較して小さいので省略でき、近似的に（２）式が成立する。
【００３３】
ΔＰＬＴＰ＝ΔＰＺ                                  ……（２）
ここで、下部タイプレート７に供給する冷却水の流量、すなわち、炉心流量を変化させると、前述した燃料保持部２８より上流と下流領域との間の差圧であるΔＰＬＴＰが変化する。ΔＰＬＴＰは炉心流量のほぼ２乗に比例するので、例えば、炉心流量を定格流量の８０％から１２０％に変化させると、下部タイプレート圧力損失ΔＰＬＴＰは８０％流量時の約２．３倍になる。SSR９内の静水頭ΔＰＺも同様に約２．３倍になり、SSR９内の液面１６が大きく上昇する。
【００３４】
SSR９内の液面１６が上昇した場合には、冷却材上昇通路１４内の蒸気領域１８の一部が水領域１７になる。新たに水領域１７になった領域では、中性子減速機能を有する冷却水の減速材密度が増加するので熱中性子が多くなり炉心反応度が増加する。逆に、SSR９内の液面１６が下降した場合には、冷却材上昇通路１４内の水領域１７の一部が蒸気領域１８になる。新たに蒸気領域１８になった領域では、減速材密度の減少によって熱中性子が少なくなり炉心反応度が減少する。
【００３５】
以上に述べたように、制御棒反応度制御に比べ、SSRによる反応度制御は無駄に吸収させる中性子が少ないため、燃料経済性の観点で利点がある。その一方で、SSRを用いて原子炉の運転管理を行うためには、SSR内の減速材密度を考慮して炉心管理を実施する必要がある。あるいは、流路断面積に対する気相の体積割合で、蒸気単相のとき１、水単相のとき０となる指標であるボイド率を用いて、SSR内のボイド率を考慮して炉心管理を実施する必要がある。
（炉心性能計算方法）
図１のフローチャートを用いて、炉心性能計算装置３０で実行される炉心性能計算方法の詳細を以下に説明する。図１に示すステップ５１〜６３の処理が炉心性能計算装置３０において行われる。
【００３６】
実施例１では、まず、核定数計算を行う対象の炉心全体を、燃料集合体の境界に沿って燃料有効長を対象に軸方向において例えば約１５cm立方の複数のノードに分割する。各ノード内は均質とみなし、核定数を計算する。次に中性子拡散計算によって炉心３内の中性子分布及び中性子実効増倍率を求める。これに基づき、さらに炉心３内の熱出力分布及び反応度等の炉心特性を算出する。
【００３７】
沸騰水型原子炉では、炉心３の出力分布によって減速材密度の分布（ボイド率分布）が変化するので、炉心性能計算装置３０は、中性子拡散計算処理と熱水力計算処理を反復して行う核熱水力結合計算によって、互いに整合性が取れた出力分布及びボイド率分布を求める。
（初期設定：ステップ５１、５２）
ステップ５１で炉心性能計算装置３０に運転状態データが入力される。次いでステップ５２で運転状態データを基に炉心３の軸方向出力分布等の初期設定を行う。運転状態データは、燃焼度、SSR９の外側で燃料集合体４内の減速材密度、SSR９内の減速材密度、制御棒挿入状態の情報及び炉心流量、炉心入口温度などを含んでいる。制御棒挿入状態の情報（制御棒位置情報）及び炉心流量はデータ処理計算機３１で求められた情報である。
【００３８】
燃焼度は、単位ウラン重量あたりの累積出力を示す指標で、炉心性能計算装置３０で計算したノードの出力を時間積分することで得られる。燃焼度は、前の運転サイクル終了時点で炉心性能計算装置３０が計算して記憶装置３３に記憶した値を引き継ぎ、現在の運転サイクル中に更新していく。
【００３９】
SSR９の外側で燃料集合体４内の減速材密度は、熱水力計算においてSSR９の外側の燃料集合体４内ノードのボイド率を求めた後、運転圧力における水と蒸気の密度を使って計算する。ノードの燃焼平均減速材密度は、炉心にはじめて装荷されてから現在に至るまでに、燃料集合体４内ノードに生じた減速材密度（SSR９の外側とSSR９内の減速材密度を各流路面積で重み付けして平均化したもの）の時間平均値である。燃焼平均減速材密度も炉心性能計算装置３０で計算し、記憶装置３３に記憶した値を引き継ぎ、現在の運転サイクル中に更新していく。
（熱水力計算処理：ステップ５３〜５５）
次にステップ５３で、燃料集合体４チャンネル毎の冷却水流量配分計算が行われ、ステップ５４で燃料集合体４内のボイド率分布計算を行い、ステップ５５でSSR内の水位計算を含む熱水力計算処理が実行される。
【００４０】
ステップ５３の流量配分計算では、データ処理計算機３１で求められた全炉心流量、及び炉心３内の燃料集合体４の出力分布情報を用いて、各燃料集合体４の圧力損失が等しくなるように燃料集合体４毎に、供給される冷却水流量を求める。燃料集合体４の圧力損失の計算は以下のように行う。各燃料集合体の冷却水流量配分を仮定し、ステップ５２で設定した出力分布や炉心入口温度を用いてノード毎の発生蒸気量を計算し、蒸気流量率（水と蒸気をあわせた全質量流量に対する蒸気質量流量の割合）の軸方向分布を計算する。ノードの圧力損失は、冷却水流量と蒸気流量率から算出でき、各ノードの圧力損失を軸方向に積分することで燃料集合体毎の全圧力損失が計算できる。最初に仮定した冷却水流量配分では各燃料集合体の全圧力損失は集合体毎に異なる値をとるが、これが一致するように各燃料集合体の冷却水流量配分を再調整し、圧力損失計算を繰り返す。最終的に全各燃料集合体の全圧力損失が一致したときに、流量配分計算５３が終了する。
【００４１】
ステップ５４のボイド率分布計算では、SSR９の外側で燃料集合体４内のボイド率分布計算を行う。ステップ５２で設定された出力分布や冷却水の炉心入口での温度（炉心入口温度）とステップ５３で計算した各燃料集合体の冷却水流量を用いてノードの蒸気流量率を計算する。蒸気重量率と蒸気体積率であるボイド率の関係を予め実験等で求めておき、蒸気重量率の軸方向分布からボイド率αｃ（減速材密度ρｃ）の軸方向分布を計算する。
【００４２】
ステップ５５のSSR９内の水位計算では、式（１）を用いてSSR内の水位Ｚを計算する。まず、ステップ５３で得られた下部タイプレート７に供給される冷却水の流量Ｗから、下部タイプレート圧力損失ΔＰＬＴＰを算出する。
【００４３】
ΔＰＬＴＰ＝ＫＬＴＰ・Ｗ２／（ρｆＡ２）                      ……（６）
ここで、ＫＬＴＰ・は下部タイプレート圧力損失係数、Ａは下部タイプレート部の流路面積である。式（６）を式（１）に代入することにより、SSR内の水位Ｚを下部タイプレート７に供給される冷却水の流量Ｗから求める以下の式（７）が得られる。下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰおよび下部タイプレート部の流路面積Ａは予め実験などにより求め記憶装置３３に記憶しておく。
Ｚ＝（ＫＬＴＰ・Ｗ２）/（（ρｆ）２ｇＡ）                  ……（７）
水密度ρｆが一定の条件では、SSR内の水位Ｚが下部タイプレート７に供給される冷却水の流量Ｗの二乗に比例することから、式（７）を修正して以下の式（８）を用いることもできる。
Ｚ＝β（ρｆ）・Ｗ２                                    ……（８）
ここで、β（ρｆ）は水密度ρｆのときのSSR内の水位Ｚと下部タイプレート７に供給される冷却水の流量Ｗの間の相関係数である。β（ρｆ）は予め実験等で求め、水密度ρｆに対するテーブルとして記憶装置３３に記憶しておく。
【００４４】
式（７）あるいは式（８）によりSSR内の水位Ｚを求めた後、SSR内の水位と、軸方向各ノードの位置関係を求め、各ノードのSSR内のボイド率αｓを求める。まず、ノードの上端がSSR内の水位Ｚよりも上部にあり、かつ、ノードの下端がSSR内の水位Ｚよりも下部にあるノード（以下、水位のあるノードと呼ぶ）を決定する。各ノードの上端および下端位置は、ノード分割時に求めて記憶装置３３に記憶しておく。水位のあるノードよりも下部にあるノードでは、SSR内は全て水になっているためボイド率αｓは０％とする。また、水位のあるノードよりも上部にあるノードでは、SSR内は全て水蒸気になっているためボイド率αｓは１００％とする。SSR水位のあるノードのボイド率αｓについては、水位とノードの上端位置Ｕおよび下端位置Ｌを用いて、以下の式（９）により平均して求める。
【００４５】
αｓ＝（Ｕ−Ｚ）／（Ｕ−Ｌ）×１００                  ……（９）
ステップ５４および５５において、各ノードのSSR９の外側で燃料集合体４内のボイド率αｃおよびSSR９内のボイド率αｓをそれぞれ求めた後、以下の式（１０）および式（１１）を用いて、SSR９の外側で燃料集合体４内の減速材密度ρｃおよびSSR９内の減速材密度ρｓを算出する。
【００４６】
ρｃ＝αｃρｇ+（1-αｃ）ρｆ                            ……（１０）
ρｓ＝αｓρｇ+（1-αｓ）ρｆ                            ……（１１）
ここでρｇは蒸気密度、ρｆは水密度である。
（核定数計算：ステップ５６）
次に、中性子拡散計算処理における核計算と上記の熱水力計算を結合するため、各ノードにおける核定数が求められる。すなわち、ステップ５６の核定数算出処理において、各ノードのSSR９の外側で燃料集合体４内の減速材密度ρｃおよびSSR９内の減速材密度
ρｓ、および制御棒挿入状態などに基づいて、ノード平均の核定数を求める。
【００４７】
本実施例で用いるノード平均の核定数としては、拡散係数、マクロ吸収断面積、マクロ散乱断面積及びマクロ核分裂断面積などがある。これらの核定数は、燃焼度、減速材密度ρｃ及びρｓ、制御棒挿入状態情報及び炉心流量などを用いて、燃料集合体単体に対する集合体計算により、幾つかの代表的な状態での値を予め算出しておく。減速材密度ρｃ及びρｓとしては（４）式及び（５）式によって算出された各値が用いられる。
【００４８】
算出された各核定数は、算出に用いられた燃焼度、減速材密度ρｃ及びρｓ、制御棒挿入状態及び炉心流量など（以下第２状態量という）と関連付けられて、それぞれ核定数テーブル情報として記憶装置３３に記憶されている。
【００４９】
ステップ５６においては、中性子拡散計算の対象である１つの燃料集合体４に対して算出された燃焼度、減速材密度ρｃ及びρｓ、制御棒挿入状態及び炉心流量など（以下第１状態量という）を用いて、記憶装置３３から各ノードでの平均核定数を検索する。もし、第１状態量の各値とマッチングする第２状態量が記憶装置３３に存在しない場合には、第１状態量の各値に最も近い第２状態量及び対応する各核定数を記憶装置３３から検索し、第１状態量の各値を用いて、検索された第２状態量及び各核定数を内挿（または外挿）することによって、ノードに対する各平均核定数を求める。他の燃料集合体に対しても、同様にして各平均核定数がそれぞれ求められる。
（中性子拡散計算：ステップ５７、５８）
次にステップ５６で求めた核定数を用いて、ステップ５７で中性子拡散計算が行われ、炉心の軸方向出力分布及び反応度等の炉心特性（炉心特性に関する情報）が算出される。そして、ステップ５８で、前ステップで求められた軸方向出力分布をステップ５２で初期設定した軸方向出力分布と比較し、その差が許容範囲内にあるか否かの収束判定を行う。
【００５０】
収束判定の差が許容範囲よりも大きい場合には、ステップ５８の判定は「Ｎｏ」となり、出力分布を調整してステップ５３〜５８の各処理が再度実行される。すなわち、熱水力計算処理（ステップ５３，５４及び５５）、核定数算出処理（ステップ５６）及び中性子拡散計算処理（ステップ５７）が、ステップ５８の判定が「Ｙｅｓ」になるまで繰り返し実行される。この繰り返し計算におけるボイド率分布計算（ステップ５４）では、ステップ５７で得られた軸方向出力分布を用いてボイド率分布を計算する。また、繰り返し計算を行った場合におけるステップ５８の収束判定では、前回のステップ５７の計算で得られた軸方向出力分布と今回のステップ５７の計算で得られた軸方向出力分布との差を比較する。なお、ステップ５７で求める軸方向出力分布等は、中性子拡散計算の替りに中性子輸送計算を用いて算出してもよい。
（軸方向出力分布：ステップ５９、６０）
ステップ５８の判定が「Ｙｅｓ」、すなわち前述の差が許容範囲内であるとき、ステップ５９の比較処理が実行される。
【００５１】
図７に示すようにステップ５９の処理は、炉心３内に挿入される移動式の中性子束検出器（TIP）４０で計測された炉心３の軸方向中性子束分布により得られた炉心３の軸方向出力分布を用いる。ＢＷＲでは、TIP４０は常時炉心３内の中性子束分布を計測している訳ではなく、運転員がオペレータコンソール３４から入力した挿入指令に基づいて炉心３に挿入され、炉心３の軸方向の中性子束分布を計測する。TIP４０は、炉心３の中性子束分布を計測する以外の期間では、原子炉１の外に引き抜かれている。TIP４０から出力された炉心３の軸方向における多数の位置での各中性子束計測値は、プロセス入出力装置３２を介してデータ処理計算機３１に入力される。データ処理計算機３１は、それらの中性子束計測値に基づいて、炉心３の軸方向の出力分布を求める。データ処理計算機３１で求められた炉心３の軸方向の出力分布（以下、TIP計測値と呼ぶ）が、性能計算装置３０に入力される。この入力されたTIP計測値と、核熱水力結合計算により求められた軸方向の出力分布を比較し、差分を算出する。
【００５２】
ステップ６０では、ステップ５９で算出した、TIP計測値と核熱水力結合計算により求められた軸方向の出力分布との差分が許容範囲内であるかを判定する。前記差分が許容範囲外である場合、SSR内の水位補正（ステップ６１）を実施する。
【００５３】
炉心性能計算においては、TIP計測値と核熱水力結合計算により評価した出力分布に違いがあるときに、TIP計測値に核熱水力結合計算を合わせるような補正を実施して評価精度を向上する。ここで、TIP４０は図７（ａ）で示すように、４体の燃料集合体に囲まれるように配置されるため、TIP計測値は、TIP４０を取り囲む４体の燃料集合体の平均の出力分布となる。もし、TIP４０を取り囲む４体の燃料集合体のうち、いずれか一体でも、ステップ５５において算出したSSR内の水位と実際のSSR内水位に差があった場合には、この水位の差を原因として、TIP計測値と核熱水力結合計算により評価した出力分布に差が生じる。従って、精度良く出力分布の補正を実施するためには、SSR内の水位の差が生じた燃料集合体を特定して、SSR内水位を補正する必要がある。
（SSR内水位補正：ステップ６１）
本発明では、SSR内の水位が燃料集合体に供給される冷却水流量によって異なり、燃料集合体に供給される冷却水流量は燃料集合体の出力によって異なる点に着目した。すなわち、冷却水の各燃料集合体への流量配分において、燃料集合体の出力が高く、その燃料集合体内での蒸気流量率が高くなると、圧力損失が増加するため、その燃料集合体への冷却水流量が相対的に減少する。従って、出力の高い燃料集合体のSSR内水位は相対的に低くなる。通常、一部の燃料集合体の出力のみが極端に高くなったりしないように、出力が相対的に高い燃料同士、あるいは出力が相対的に低い燃料同士が縦横に隣接しないように炉心の燃料装荷パターンを設定する。従って、通常の炉心では、互いに出力の異なる燃料が隣接することが多い。
【００５４】
図７（ｂ）は、図７（ａ）に示すTIP２９を取り囲む４体の燃料集合体Ａ，Ｂ，Ｃ，ＤのSSR内水位を模式的に示したものである。それぞれの燃料集合体の出力は、B＞D＞A＞Cであり、SSR内水位はＣ＞A＞D＞Bとなっている。図７（ｃ）は、燃料集合体ＡおよびＣにおいて、図７（ｂ）の実線で示す実際のSSR水位と、点線で示す核熱水力結合計算でのSSR内水位のように差があった場合の、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力分布の差を示している。
【００５５】
実際のSSR内水位よりも上部にあり、核熱水力結合計算においては算出したSSR内水位よりも下部になっているノード、すなわち、図７（ｂ）の燃料集合体ＡおよびＣにおいて実線と点線で囲まれた領域を含むノードでは、TIP計測値よりも核熱水力結合計算による出力が局所的に高くなることが分かった。また、燃料集合体ＡおよびＣのSSR内水位の違いにより、それぞれの実際のSSR内水位との差に起因する、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が、軸方向位置の違いとして識別できることが分かった。従って、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が生じる軸方向位置から、実際のSSR内水位と核熱水力結合計算でのSSR内水位に差が生じているのが、燃料集合体ＡおよびＣであることが特定できる。
【００５６】
なお、図７（ｂ）および図７（ｃ）では、燃料集合体ＡおよびＣにおいて、実際のSSR内水位よりも核熱水力結合計算におけるSSR内水位が高い場合の例を示したが、実際のSSR内水位よりも核熱水力結合計算におけるSSR内水位が低い場合は、TIP計測値よりも核熱水力結合計算による出力が局所的に低くなるので、同様に実際のSSR水位と核熱水力結合計算でのSSR内水位に差が生じている燃料集合体を特定できる。
【００５７】
ステップ６１において、以上の原理を用いてSSR内の水位を補正する手順を図８のフローチャートを用いて詳細に説明する。まず、ステップ６１aでTIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が局所的に大きいノードＹを同定する。ここで、出力の差が局所的に大きいノードとは、例えば、核熱水力結合計算における１ノードの軸方向高さを基準として、出力が1%以上異なる軸方向領域において１〜２のノードで、そのノードの上、および下のノードでは出力の差が1%未満であるようなノードである。
【００５８】
次にステップ６１ｂで、TIP２９を取り囲む４体の燃料集合体のうち、ステップ５５で求めたSSR内水位Ｚが、ステップ６１ａで同定したノードＹに近い燃料集合体を選択する。具体的には、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が大きい場合は、例えば、SSR内水位Ｚが、ノードＹの上端よりも上にあり、かつノードＹの上端に最も近い燃料集合体を選択する。逆に、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が小さい場合は、例えばSSR内水位Ｚが、ノードＹの下端よりも下にあり、かつノードＹの下端に最も近い燃料集合体を選択する。
【００５９】
次にステップ６１ｃで、選択した燃料集合体のSSR内水位Ｚを補正する。具体的には、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が大きい場合は、選択した燃料集合体のSSR内水位Ｚが低くなるように、式（７）の下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは、式（８）の相関係数β（ρｆ）をΔＫあるいはΔβだけ小さくする。逆に、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が小さい場合は、選択した燃料集合体のSSR内水位Ｚが高くなるように、式（７）の下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは、式（８）の相関係数β（ρｆ）をΔＫあるいはΔβだけ大きくする。なお、ΔＫあるいはΔβは、例えば同じ冷却水流量に対するSSR内水位がノードの高さの１／２だけ変化するような値を予め求めておき、記憶装置３３に記憶しておく。補正した下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰ’あるいは相関係数β（ρｆ）’は記憶装置３３に記憶しておく。
【００６０】
ステップ６１ｄでは、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が局所的に大きくなるノード、すなわち、実際のSSRの水位と核熱水力結合計算におけるSSR内水位との差に起因してTIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が生じていると見なせるノードを、TIP計測値が得られている全燃料集合体について同定し、その出力差の原因となっている燃料集合体のSSR内水位を補正したか判定する。
【００６１】
ステップ６１ｄにおいて「Ｙｅｓ」となった時点で、ステップ５５に戻る。ステップ５５では、ステップ６１で補正した下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰ’あるいは相関係数β（ρｆ）’を用いてSSR内水位を求める。そして、補正前と同様に、出力分布が収束するまで、核熱水力結合計算を繰り返す。ステップ５８の収束判定で「Ｙｅｓ」となると、再び、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力分布を比較して差分を求め（ステップ５９）、その差分が許容範囲内であるかを判定する（ステップ６０）。
【００６２】
前記差分が許容範囲外である場合、再び、SSR内の水位補正（ステップ６１）を実施する。ただし、下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは相関係数β（ρｆ）の補正量ΔＫ’あるいはΔβ’は、前回の補正量ΔＫあるいはΔβよりも小さくし、例えばそれぞれ前回の補正量ΔＫあるいはΔβに0.8をかけた値とする。SSR内の水位補正を行った後、再び核熱水力結合計算を行う。この繰り返し計算を、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力分布の差が許容範囲内となり、ステップ６０において「Ｙｅｓ」となるまで繰り返し実行する。
（炉心の安全性評価：ステップ６２，６３）
ステップ６０において「Ｙｅｓ」となると、ステップ６２で炉心の安全性評価を実施する。ステップ６２では、算出された上記の炉心特性を対象に、炉心３の安全性を示す指標（例えば、最小限界出力比及び最大線出力密度等）を算出する。ステップ６２における最小限界出力比等の計算は、運転員がオペレータコンソール３４から炉心性能計算装置１に計算指令を入力することによっても行われる。ステップ６２の処理が終了した後、ステップ６３で炉心の出力分布及び反応度等の炉心特性の情報、及び算出された炉心の安全性を示す各指標が炉心性能計算装置３０から表示装置３８及び表示計器３９に出力される。各炉心特性の情報は表示装置３８等に表示される。SSR９内の水位も、同様に、表示装置３８等に出力される。また、各炉心特性の情報、SSR９内の水位、および炉心の安全性を示す各指標は記憶装置３３に記憶される。運転員は、表示された出力分布及び反応度等の炉心特性を考慮して、炉心３内への制御棒２０の挿入・引抜位置の設定等の、原子炉の運転計画を立案する。
【００６３】
ところで、前述したステップ６１のステップ６１aにおいて、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力分布の差の大きいノードの同定を行う際、局所的に差が大きいことを実際のSSR内水位と核熱水力結合計算におけるSSR内水位との間に差が生じていると判断する条件とした。しかしながら、例えば、予期せぬ要因により万が一SSRの上昇管と下降管の連絡部から水蒸気が流れ出た場合には、SSR内は全て水となり、核熱水力結合計算におけるSSR内水位よりも上にあるノード全てについて、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力との間に差が生じることになる。
【００６４】
従って、ステップ６１aにおいて、例えば、核熱水力結合計算におけるSSR内水位よりも上にあるノード全てについて、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力との間に1%以上の差がある場合には、その燃料集合体のSSR内に水位が形成されなくなったと判断し、その情報を表示装置３８あるいは表示計器３９に表示させることもできる。これによって、運転員は、その燃料集合体のSSR内に水位が形成されなくなったことを考慮しながら、炉心３内への制御棒２０の挿入・引抜位置の設定等の、原子炉の運転計画を立案することができ、運転管理の利便性が向上する。
【実施例２】
【００６５】
実施例１では、燃料集合体の出力変化に応じ燃料集合体へ供給される冷却水流量が変化しSSR内水位が変わるため、TIP計測値と核熱水力結合計算の出力分布が局所的に異なる軸方向位置から、実際のSSR内水位と熱水力結合計算でのSSR内水位との間に差が生じている燃料集合体を特定する方法を示した。
【００６６】
実施例２では、燃料集合体間でSSR内水位がほぼ同じ場合でも、実際のSSR内水位と熱水力結合計算でのSSR内水位との間に差が生じている燃料集合体を特定する方法を示す。
【００６７】
図９（a）は、SSR内が水蒸気から水に変わった場合の反応度変化の燃焼度依存性を示したものである。図９（a）で示す、燃料集合体Aと燃料集合体Bは、炉内滞在運転サイクル数が異なるため燃焼度が異なり、このため、SSR内が水蒸気から水に変わった場合の反応度変化も異なる。燃焼度はA＜Bであり、反応度変化もA＜Bである。図９（b）は、図９（a）で示す燃料集合体AおよびBのそれぞれで、実際の水位よりも核熱水力結合計算におけるSSR内水位の方が高かった場合の、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の違いを示している。図９（b）に示すように、SSR内が水蒸気から水に変わった場合の反応度変化が小さい燃料集合体Aの方が、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の違いも小さいことが分かった。
【００６８】
以上の原理に基づいて、SSR内の水位を補正する手順を説明する。まず、一回目の核熱水力結合計算は、第一の実施例と同様に図１に示す手順５１〜５８で実施する。そして、ステップ５９でTIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差を求め、ステップ６０でその差が許容範囲か調べる。もしステップ６０で「No」となった場合、本実施例では、図１のステップ６１の代わりに、図１０に示すステップ１６１を実施する。
（ボイド率補正：ステップ１６１）
図１０において、ステップ１６１aでは、ステップ６１aと同様に、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が局所的に大きいノードＹを同定する。
【００６９】
次に、ステップ１６１bでは、ステップ６１bと同様に、SSR内水位がステップ１６１ａで同定したノードＹに近い燃料集合体を選択する。ステップ６１bと異なるのは、SSR内水位ZがノードＹに近い燃料集合体を複数選択する点である。具体的には、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が大きい場合は、例えば、SSR内水位Ｚが、ノードＹの上端よりも上にあり、かつノードＹの上端に最も近いものから二つ燃料集合体を選択する。逆に、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が小さい場合は、例えばSSR内水位Ｚが、ノードＹの下端よりも下にあり、かつノードＹの下端に最も近いものから二つ燃料集合体を選択する。
【００７０】
ステップ１６１ｃでは、ステップ１６１ｂで選択した二つの燃料集合体（燃料集合体Aおよび燃料集合体Bとする）それぞれについて、ステップ６１ｃと同様に、式（７）の下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは、式（８）の相関係数β（ρｆ）をΔＫあるいはΔβだけ大きく、あるいは小さくする。
【００７１】
燃料集合体Aの下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは相関係数β（ρｆ）を補正したものを補正パターンAとする。また燃料集合体Bの下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは相関係数β（ρｆ）を補正したものを補正パターンBとする。
【００７２】
補正パターンAおよびBそれぞれについて、補正した下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰ’あるいは相関係数β（ρｆ）’を記憶装置３３に記憶しておく。
（核熱水力計算：ステップ１６２）
ステップ１６１ｃの後、補正パターンAおよびBについて、それぞれ核熱水力結合計算５３〜５８を実施する（ステップ１６２）。それぞれの補正パターンでの核熱水力結合計算が収束した後、すなわち、ステップ５８で「Yes」となったら、TIP計測値とそれぞれの補正パターンでの核熱水力結合計算による出力分布を比較する。
（補正パターン選択：ステップ１６３）
このとき、図９（a）に示すように、燃料集合体AおよびBの燃焼度が異なることで、SSR内が水蒸気から水に変わった場合の反応度変化が異なり、このため核熱水力結合計算による出力分布の形状も異なる場合は、実際のSSR内水位に近づくように補正したパターンの方が、TIP計測値との差が小さくなる。従って、TIP計測値との差が小さい方の補正パターンを選択する（ステップ１６３）。
【００７３】
ステップ１６３で選択した補正パターンでの核熱水力結合計算による出力分布とTIP計測値を比較し（ステップ５９）、その差が許容範囲内かチェックする（ステップ６０）。ステップ６０において「No」となった場合は、再びステップ１６１に戻ってSSR内水位の補正を実施し、パターン毎に核熱水力結合計算を繰り返す。このとき、第一の実施例と同様に、下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは相関係数β（ρｆ）の補正量ΔＫ’あるいはΔβ’は、前回の補正量ΔＫあるいはΔβよりも小さくし、例えばそれぞれ前回の補正量ΔＫあるいはΔβに0.8をかけた値とする。ステップ６０において「Yes」となった場合は、炉心の安全性評価（ステップ６２）を実施し、以下第一の実施例と同様に表示装置３８及び表示計器３９へ炉心特性の情報などを出力する。
【００７４】
実施例２では、補正パターン毎に核熱水力結合計算を実施するため、実施例１よりも計算時間が長くなるが、TIP２９を取り囲む４体の燃料集合体でSSR内水位が同程度のものがあっても、実際のSSR内水位と核熱水力結合計算におけるSSR内水位に差がある燃料集合体を特定できるため、炉心特性の計算精度をより向上できる利点がある。
【００７５】
なお、実施例２では、補正パターンとして2体の燃料集合体を選択した例を示したが、2体より多くすることも可能である。
（実施例１と２の組み合わせ）
また、実施例２と実施例１を組み合わせることも可能である。具体的には、ステップ１６１aで、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が局所的に大きくなっているノードを複数同定し（例えばノードY１、Y２とする）、ステップ１６１ｂで同定されたそれぞれのノードにSSR内水位が近い燃料集合体を複数選択する。例えば、ノードY1にSSR内水位が近い燃料集合体がA、C、ノードY2にSSR内水位が近い燃料集合体がB、Dとする。このとき、ステップ１６１ｃにおける補正パターンは、
補正パターン（１）：
ノードY１では燃料集合体Aを補正しノードY２では燃料集合体Bを補正
補正パターン（２）：
ノードY１では燃料集合体Aを補正しノードY２では燃料集合体Dを補正
補正パターン（３）：
ノードY１では燃料集合体Bを補正しノードY２では燃料集合体Cを補正
補正パターン（４）：
ノードY１では燃料集合体Bを補正しノードY２では燃料集合体Dを補正
のように、４パターンとなる。ステップ１６２では、これら4パターンについてそれぞれ核熱水力結合計算を実施し、ステップ１６３で、それぞれの出力分布の中でもっともTIP計測値との差が小さい補正パターンを選択することで、本発明の目的を達成できる。
【００７６】
また、上記の補正パターンの作成において、例えばノードY１では燃料集合体A、B、Cを選択し、ノードY２は燃料集合体Dのみにするなども可能である。
【実施例３】
【００７７】
実施例１，２では、SSR内での水蒸気の発生量を少ないとして、SSR内水位の下はボイド率０％、水位の上はボイド率１００％として計算した。しかし、実際には、水蒸気の発生により、SSR内では軸方向にボイド率分布が形成されるため、炉心特性の計算精度をさらに向上させるためには、SSR内のボイド率分布を考慮するのが望ましい。
（ボイド率テーブル情報）
以上を考慮して、本実施例では、ステップ５５において、式（７）あるいは式（８）を用いてSSR内水位を算出し、SSR内水位から各ノードにおけるSSR内ボイド率を算出する代わりに、図１１に示すような燃料集合体の冷却水流量に対応したSSR内ボイド率αｓのテーブル情報を用いる。
【００７８】
図１１（ａ）は燃料集合体の冷却水流量がＷ１のとき、図１１（ｂ）は燃料集合体の冷却水流量がＷ１よりも多いＷ２のときのテーブル情報である。この場合、例えば図１１（ａ）の４１ａで示されたノード番号以下の各ノードにおいては、SSR内は全て水になっており、図１１（ａ）の４２ａで示されたノード番号以上の各ノードにおいては、SSR内は全て水蒸気になっていることを示す。また、ノード番号４１ａと４２ａの間の各ノードにおいては、SSR内は水と水蒸気が混ざった状態となっている。図１１（ｂ）についても同様である。また、燃料集合体の冷却水流量がＷ１よりも多いＷ２のとき、SSR内水位が高くなるため、４１ａ＜４１ｂおよび４２ａ＜４２ｂとなっている。
【００７９】
このようなテーブル情報は、幾つかの代表的な燃料集合体の冷却水流量（以下、便宜的に、第２冷却水流量という）に対して、３次元詳細熱水力計算または実験で得られた情報を基に予め作成され、記憶装置３３に記憶されている。本実施例におけるステップ５５においては、ステップ５３で計算された燃料集合体の冷却水流量を用いて（以下、便宜的に、第１冷却水流量という）を用いて、記憶装置３３から、SSR内ボイド率αｓテーブル情報を検索する。もし、第１冷却水流量とマッチングする第２冷却水流量が記憶装置３３に存在しない場合には、第１冷却水流量に近い第２冷却水流量及び対応するSSR内ボイド率αｓテーブル情報を記憶装置３３から検索し、第１冷却水流量を用いて、検索された第２冷却水流量及びSSR内ボイド率αｓテーブル情報を内挿（または外挿）することによって、ノード毎のSSR内ボイド率αｓを求める。
【００８０】
これらのテーブル情報を利用することにより、任意の軸方向位置でのSSR９内のボイド率αｓを燃料集合体の冷却水流量を基に求めることができる。
【００８１】
ところで、例えば図１１（ａ）に示すボイド率αｓテーブル情報では、ノード番号４１ａから４２ａまでボイド率αｓは線形に変化するように近似されている。しかしながら、その変化を、例えば２次関数状に変化するように近似してもよいし、ノード番号４１ａと４２ａの間で勾配が変化するように近似してもよい。また、必ずしも、燃料集合体入口の冷却水流量が小さいときにボイド率αｓが１．０に、その冷却水流量が非常に大きいときにボイド率αｓが０にならなくてもよい。
【００８２】
なお、テーブル情報としては、SSR９内のボイド率αｓの替りに、（５）式で算出されたSSR９内の減速材密度ρｓを直接用いてもよい。具体的には、図１１に示すテーブル情報を、ノード番号とSSR９内の減速材密度ρｓの関係に置き換える。SSR９内に存在する冷却水量情報の与え方として、SSR９内のボイド率αｓを用いるよりも、SSR９内の減速材密度ρｓを用いたほうが、原子炉圧力が変化した場合における誤差が小さくなる。
（ボイド率テーブル情報の補正）
実施例３における、SSR内水位の補正方法を以下に説明する。TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が局所的に大きいノードYを同定する手順、および、SSR内水位が同定したノードYに近い燃料集合体を選択する手順は実施例１および実施例２と同じである。実施例１および実施例２では、下部タイプレート圧力損失係数ＫＬＴＰあるいは相関係数β（ρｆ）を補正することによりSSR内水位を補正したが、実施例３ではSSR９内のボイド率αｓのテーブル情報を補正する点が異なっている。
【００８３】
具体的には、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が大きい場合は、例えば、SSR９内のボイド率αｓのテーブル情報を、図１１（a）における41aおよび図１１（b）における41bをノード番号の小さい方にΔZLだけずらすように補正する。逆に、TIP計測値におけるノードＹの出力よりも、核熱水力結合計算によるノードＹの出力が小さい場合は、例えば、SSR９内のボイド率αｓのテーブル情報を、図１１（a）における41aおよび図１１（b）における41bをノード番号の大きい方にΔZLだけずらすように補正する。
【００８４】
テーブル情報の補正量ΔZLは、ある冷却水流量において例えばノードの軸方向高さの１／２とした場合は、他の冷却水流量において、SSR内の静水頭が冷却水流量の二乗に比例して変化する関係を保持するように、冷却水流量毎に予め計算などにより求めておき、記憶装置３３に記憶させておく。また、図１１（a）における41aおよび図１１（b）における41bをΔZLだけ補正した場合の、図１１（a）における42aおよび図１１（b）における42bの補正量ΔZUも、予め計算などにより求めておき、冷却水流量毎に補正量ΔZLと1対１に対応させて記憶装置３３に記憶させておく。
【００８５】
SSR内水位を補正した後は、実施例１と同様に核熱水力結合計算を実施するか、実施例２と同様に補正パターン毎に核熱水力結合計算を実施し、TIP計測値との出力差が最も小さくなる補正パターンを選択する。そして、TIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が許容範囲か判定し、許容範囲外であれば再びSSR内水位を補正する。このとき、補正量ΔZLは前回よりも絶対値を小さくする。
【００８６】
以上をTIP計測値と核熱水力結合計算による出力の差が許容範囲となるまで繰り返し、許容範囲となった場合は、ステップ６２の炉心の安全性評価を実施し、以下実施例１および実施例２と同様に表示装置３８及び表示計器３９へ炉心特性の情報などを出力する。
【００８７】
以上のように、SSR内のボイド率分布を考慮してSSR内ボイド率の算出にテーブル情報を用いた場合でも、実際のSSR内水位と核熱水力結合計算におけるSSR内水位に差がある燃料集合体を特定し、SSR内水位を補正することができる。
【図面の簡単な説明】
【００８８】
【図１】本発明の好適な一実施例であるＢＷＲプラントに適用される実施例１の炉心性能計算装置で実行される炉心性能計算の処理手順を示すフローチャートである。
【図２】図１の処理手順が実行される実施例１の炉心性能計算装置が組み込まれた運転制御システムの構成図である。
【図３】実施例１の炉心性能計算装置が適用されるＢＷＲプラントの構成図である。
【図４】図３に示す炉心に装荷される、SSRを有する燃料集合体の縦断面図である。
【図５】図４に示す燃料集合体の横断面図である。
【図６】図４に示す燃料集合体に用いられるSSRの模式図である。
【図７】燃料集合体のＳＲ内水位と軸方向出力分布の関係を示す説明図である。
【図８】本発明の実施例であるＢＷＲプラントに適用される実施例１の炉心性能計算装置で実行される炉心性能計算の処理手順を示すフローチャートである。
【図９】燃料集合体の燃焼度とSSR内が水蒸気から水に変化した場合の燃焼度変化、および軸方向出力分布の関係を示す説明図である。
【図１０】本発明の他の実施例であるＢＷＲプラントに適用される実施例２の炉心性能計算装置で実行される炉心性能計算の処理手順を示すフローチャートである。
【図１１】軸方向ノードに対するSSR内のボイド率のテーブル情報の一例を示す説明図である。
【符号の説明】
【００８９】
１…原子炉、３…炉心、４…燃料集合体、９…スペクトルシフトロッド（SSR）、３０…炉心性能計算装置、３１…データ処理計算機、３２…プロセス入出力装置、３３…大容量記憶装置、３８…表示装置、４０…中性子検出器(TIP)、Ｚ…SSR水位
【図１】
0004966900.tif 000002
【図２】
0004966900.tif 000003
【図３】
0004966900.tif 000004
【図４】
0004966900.tif 000005
【図５】
0004966900.tif 000006
【図６】
0004966900.tif 000007
【図７】
0004966900.tif 000008
【図８】
0004966900.tif 000009
【図９】
0004966900.tif 000010
【図１０】
0004966900.tif 000011
【図１１】
0004966900.tif 000012