【発明の詳細な説明】 【０００１】 【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の出力分布監視システム等に適用される計算方法に係り、特にガンマ線束またはガンマ線による発熱を検出する検出器の応答信号と検出器周囲の燃料集合体の出力との相関関係を求める炉心核計装応答計算法に関する。 【０００２】 【従来の技術】原子炉、例えば沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）等においては、一般に原子炉運転状態および出力分布を監視する出力分布監視システムを備えている。 図３
は、ＢＷＲの出力分布監視システムを例示した構成図であり、図４は同システムに適用される炉心の出力分布監視装置の検出器配置関係を示す拡大図である。 【０００３】図３に示すように、原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器２が格納されており、この原子炉圧力容器２内に炉心３が収容されている。 この炉心３は図４に示すように、多数の燃料集合体４および制御棒５などを装荷して構成され、炉心３の燃料集合体４で囲まれた位置に炉内核計装集合体６が設けられている。 【０００４】図４に示すように、炉内核計装集合体６
は、４体の燃料集合体４により形成されたコーナ水ギャップＧに配置されており、この核計装集合体６の核計装管７内に固定式中性子検出器（ＬＰＲＭ検出器）８が炉心軸方向の数箇所に離散的に配置されている。 この中性子検出器８は通常、４個が炉心軸方向の燃料有効部に等間隔に分散配置される。 さらに、核計装管７内には移動式炉内計装導管（ＴＩＰ導管）９が配置され、ＴＩＰ導管９内には、１個の移動式中性子検出器（ＴＩＰ：Ｔｒ
ａｖｅｒｓｉｎｇ Ｉｎ−Ｃｏｒｅ Ｐｒｏｂｅ）１０
が軸方向に移動可能に設けられている。 【０００５】移動型中性子検出器（ＴＩＰ）１０は、図３に示すように、索引装置１１およびＴＩＰ駆動装置１
２によって軸方向に連続的に駆動されるようになっており、ＴＩＰ制御装置およびＴＩＰ中性子束信号処理装置１３等によって中性子束を測定する可動型の中性子束測定系が構成されている。 符号１４はペネトレーション部、１５はバルブ機構、１６は遮蔽容器である。 そして、各中性子検出器８，１０とこれらの信号を処理する信号処理装置１３，１７等の制御装置を含めて、原子炉核計装システム１８が構成されている。 【０００６】一方、ＬＰＲＭ検出器８は、いくつかのグループに分けられて、各ＬＰＲＭ検出器８の出力信号Ｓ
_ＬＰＲＭをもとに各グループ毎の平均信号（ＡＰＲＭ信号）を演算により求め、炉心３の出力領域の出力レベルを監視している。 中性子束が急上昇するような異常な過渡事象または事故時に燃料の破損防止または炉心の破損防止のために制御棒駆動機構等の原子炉停止系（図示せず）を急速にスクラム動作させる原子炉の安全保護系を構成する。 【０００７】ところで、ＬＰＲＭ検出器８は、中性子照射等により感度変化が個別に生じるので、運転中に一定期間毎に検出器感度を較正するために移動型中性子検出器１０を操作して、炉心軸方向の連続的な出力分布を得るとともに、各ＬＰＲＭ検出器８の感度変化を、ＬＰＲ
Ｍ信号処理装置１７の利得調整機能によって補正している。 【０００８】また、ＢＷＲには通常、図３に示すように、原子力発電所の運転状態および出力分布監視用としてプロセス制御計算機２０が設置されており、このプロセス制御計算機２０は原子炉核計装システム１８の監視制御を行う核計装制御装置２１、三次元核熱水力計算コードの物理モデルを備えた出力分布算出装置２２および入出力装置２３が備えられる。 原子炉出力分布算出装置２２はプロセス制御計算機２０の内の１台または複数台にプログラムとして内蔵されている。 原子炉出力分布算出装置２２は、後述する出力分布算出モジュール２４と出力分布学習モジュール２５とを備える。 【０００９】しかして、原子炉核計装システム１８の移動型中性子検出器１０で得られた中性子束信号は、原子炉核計装システム１８を構成するＴＩＰ中性子束信号処理装置１３で炉心軸方向位置と対応した核計装信号として処理され、この核計装信号はプロセス制御計算機２０
の出力分布算出装置２２に、３次元核熱水力計算時の参照出力分布として読み込まれる。 【００１０】一方、原子炉の炉心現状データ測定手段としての炉心現状データ測定器２６から得られる制御棒パターン、炉心流量、原子炉圧力容器内圧力、その他各種の炉心現状データＳ _{ＰＲＯＣＥＳＳ}から得られる原子炉熱出力、炉心入口冷却材温度等のプロセス量が、現状データ処理装置２７で読み込まれてデータ処理され、処理されたデータはプロセス制御計算機２０の原子炉出力分布算出装置２２に送られる。 【００１１】炉心現状データ測定器２６は実際には複数の監視機器で構成される。 この炉心現状データ測定器２
６は原子炉の各種運転パラメータのプロセスデータを収集する装置の総称であるが、図３には簡単化のために１
つの測定器として例示している。 【００１２】また、現状データ処理装置２７はプロセス制御計算機２０あるいはその一部とする構成でも可能であり、データ処理された炉心現状プロセス量は、プロセス制御計算機２０の出力分布算出装置２２に送られ、プロセス制御計算機２０に内蔵された３次元核熱水力計算コードにより出力分布算出モジュール２４で炉心出力分布を計算し、その計算結果を出力分布学習モジュール２
５に送って前記炉心核計装データの参照出力分布で学習させて補正し、以後の出力分布予測計算において原子炉出力分布を精度よく算出している。 【００１３】ところで、炉内核計装集合体６においては、移動式中性子検出器である移動型中性子検出器１０
に代えて、図５の一部切欠き斜視図に示すように、ＴＩ
Ｐ導管９内に移動式γ線検出器（ガンマＴＩＰ検出器）
１０Ａを設け、このガンマＴＩＰ検出器１０Ａを炉心軸方向に移動させてγ線束を炉心軸方向に連続的に測定するものがある。 γ線は原子炉炉心３での核分裂量に比例して発生するので、そのγ線束を測定することにより近傍の核分裂量を測定することができる。 そして、移動式中性子検出器である移動型中性子検出器１０やガンマＴ
ＩＰ検出器１０Ａを用いることにより、炉心軸方向に配置される複数のＬＰＲＭ検出器８個々の検出精度のバラツキを較正するとともに、炉心軸方向に出力分布を連続的に測定することができる。 なお、従来の原子炉核計装システム１８においては、炉心３の連続的な軸方向出力分布の測定は、このような可動型炉内核計装である移動型中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａに依存するに留まっている。 【００１４】一方、可動型検出器である移動型中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａは、原子炉圧力容器２の外部から、これらの移動型中性子検出器１０あるいはガンマＴＩＰ検出器１０Ａの少なくとも１個を、炉心３の全長（炉心軸方向長さ）に亘ってＴＩＰ導管９内を上下に移動させて測定を行うことから、これら移動型中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａを移動操作させる機械的駆動操作装置が大型化し、その構造が複雑で移動操作や保全が繁雑となる支障があった。 特に移動型中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａを移動操作させる検出器駆動装置１２、ＴＩＰ導管９を選択する索引装置１１、バルブ機構１５、遮蔽容器１６など機械的駆動操作装置の維持管理が必要で、しかも移動型中性子検出器１０やガンマＴＩＰ検出器１０Ａが放射化されていることから、その保守管理作業には被曝の可能性が伴う。 【００１５】そこで、この観点から、原子炉核計装システムに移動型の測定装置を用いないで、原子炉の運転状態ならびに炉心軸方向出力分布を監視する方法が模索されている。 例えば、移動型中性子検出器１０およびガンマＴＩＰ検出器１０Ａに代えて、ガンマ線発熱量を測定する固定式のγ線発熱検出器、いわゆるガンマサーモメータ（以下、「ＧＴ」と略称する）の集合体（ＧＴ集合体）をＬＰＲＭ検出器８と同様に配置することが検討されている。 【００１６】図６は、このようなＧＴ集合体３５の構成を一部断面で示す斜視図である。 このＧＴ集合体３５
は、ほぼ炉心燃料有効長をカバーする長さの軸方向に一様な中空金属管（通常ステンレス鋼製）からなる金属ジャケット６５に、複数のＧＴ４４を挿入したものである。 金属ジャケット６５の外側を、冷却材が流れるようになっている。 金属ジャケット６５の内側には金属筒からなるコアチューブ６６が設けられ、さらにその内側に金属被覆管７４が設けられ、この金属被覆管７４の中心側に複数のＧＴ４４が同心円的配置で束状に配置されている。 【００１７】コアチューブ６６には、軸方向の出力分布測定位置に対応する離散的な位置に、肉厚切り欠き部からなる複数の断熱部６７が形成され、この断熱部６７中に熱伝導の低いガス、例えばアルゴンガスが封入されている。 コアチューブ６６の中心部に設けられる複数のＧ
Ｔ４４は、それぞれ差動型熱電対７２として構成されている。 これらの差動型熱電対７２は、それぞれ小径な被覆管８０内に熱電対素線７８および電気絶縁層７９を設けた構成とされており、断熱部６７の軸方向中央位置に高温側接点が位置し、断熱部６７より少し下方に離れた位置に低温側接点が位置するように設定されている。 そして、このように所要検出器部数だけ同心円状に挿入された熱電対７２のさらに内側に、ＧＴ集合体の校正用の１本の内蔵ヒータ７１が配置されている。 この内蔵ヒータ７１は、例えばシーズヒータとして構成され、ヒータ線７５と、それを電気絶縁層７６を介して取り巻く金属被覆管７７とによって構成されている。 【００１８】このようなＧＴ４４により炉内の出力分布を測定する原理を、図７も使用して説明する。 図７
（Ａ）は原子炉圧力容器２の概略断面図であり、図７
（Ｂ）は、同図（Ａ）のイ部分拡大および温度分布を示す説明図である。 図７（Ａ）に示すように、原子炉圧力容器２内で核分裂に比例してγ線が発生し、ＧＴ４４を加熱する。 この加熱量はγ線束に比例し、γ線束は近傍の核分裂量に比例する。 図７（Ｂ）に示すように、ＧＴ
４４のセンサ部である断熱部６７の部分では、径方向の冷却材８２による除熱が悪いので、矢印Ａで示すような軸方向の熱流束が発生し、温度差が生じる。 そこで、差動型熱電対７２の高温側接点８１ａと低温側接点８１ｂ
を配置すると、この温度差を電圧信号で検出することができる。 この温度差はγ線発熱量に比例することから、
差動型熱電対７２の電圧信号から局所的な核分裂量に比例した量を求めることができる。 【００１９】このような原理を使い、ＬＰＲＭ検出器８
に近接してＧＴ集合体３５を配することによって、従来型ＬＰＲＭ検出器８に比べて検出感度変動の少ないＧＴ
の特徴から、ＬＰＲＭ検出器８の感度を校正し、また軸方向出力分布測定手段として、ＧＴ４４を複数個軸方向に配したＧＴ集合体３５によって、中性子検出器としての移動型中性子検出器１０を代替することが提案されている。 【００２０】このようなＧＴ集合体３５を用いた原子炉の運転状態および出力分布を監視する出力分布監視システムの例が、特開２０００−１３７０９３号公報に示されている。 この出力分布監視システムを図８によって簡単に説明すると、以下のとおりである。 すなわち、この出力分布監視システムは、図８に示すように、検出器および信号処理装置を有する固定式炉内核計装システム３
０と、原子炉の運転状態ならびに炉心性能監視を行うプロセス制御計算機２０Ａとを備える。 プロセス制御計算機２０Ａは、炉心の出力分布を算出するための原子炉の出力分布算出装置３１を有する構成とされている。 この炉内出力分布算出装置３１は、炉出力分布を算出し、炉心性能監視を行うようになっている。 【００２１】各ＬＰＲＭ検出器８は信号ケーブル３８によりペネトレーション部３９を貫通してＬＰＲＭ信号処理装置４０に電気的に接続され、出力領域中性子束測定系４１が構成される。 一方、ＧＴ集合体３５の各γ線発熱検出器（ＧＴ）４４は、信号ケーブル４５によりペネトレーション部４９を貫通してガンマサーモメータ信号処理装置４８に電気的に接続されてガンマサーモメータ出力分布測定系５０が構成される。 ガンマサーモメータ信号処理装置４８は、ＧＴ集合体３５の各ＧＴ４４からの出力信号Ｓ１および各ＧＴ４４の感度に基づいて単位重量あたりのγ線発熱量（Ｗ／ｇ）を表すγ線発熱測定信号を求め、求めたＧＴデータをプロセス制御計算機２
０Ａに送信する。 すなわち、固定式炉内核計装システム３０は、出力領域中性子測定系４１とガンマサーモメータ出力分布測定系５０とを備えており、この固定式炉内核計装システム３０の検出器８、４４を含む炉内核計装集合体３２は、炉心３内に予め設定された固定の測定点において、各検出器８、４４の検出信号送信および各信号処理装置４０および４８の信号処理により、炉心３内の中性子束とγ線発熱量を炉心核計装データとして測定するようになっている。 【００２２】さらに、固定式炉内核計装システム３０
は、ＧＴ集合体３５の内蔵ヒータと電気的に接続され、
当該内蔵ヒータに電源を供給し、かつ電源供給量を制御するためのガンマサーモメータヒータ制御装置５３を有している。 このＧＴヒータ制御装置５３は電源ケーブル５４を介して選択された内蔵ヒータに電圧を印可し、ヒータ加熱を行うようになっている。 【００２３】原子炉圧力容器２の内部、または図示しない一次系配管の内部には、原子炉運転用の各種の運転パラメータである例えば炉心冷却材流量（または近似的な再循環流量）、炉心圧力（圧力容器内圧力）、給水流量、給水温度（または炉心入口冷却材温度）、および制御棒駆動装置における制御棒位置（制御棒パターン）等の原子炉炉心現状プロセスデータ（プロセス信号）Ｓ３
を測定する炉心現状データ測定器５５が設置されている。 炉心現状データ測定器５５は、ペネトレーション部５６を貫通する信号ケーブル５７を介して現状データ処理装置５８に接続され、これによりプロセスデータ測定系５９が構成される。 【００２４】現状データ処理装置５８は、炉心現状データ測定器５５により測定された炉心現状プロセスデータＳ３を受け取り、受け取った炉心現状プロセスデータＳ
３に基づいてデータ処理を実行して原子炉熱出力、炉心入口冷却材温度等を計算し、計算された原子炉熱出力を含む炉心現状プロセスデータＳ３を炉心現状データに変換してプロセス制御計算機２０Ａに送信するようになっている。 【００２５】さらに、プロセスデータ測定系５９の現状データ処理装置５８、出力領域中性子束測定系４１のＬ
ＰＲＭ信号処理装置４０、ガンマサーモメータヒータ制御系のガンマサーモメータヒータ制御装置５３およびガンマサーモメータ出力分布測定系５０のＧＴ信号処理装置４８は、それぞれプロセス制御計算機２０Ａに電気的に接続されている。 各処理装置４０，４８，５８で処理されたデータ群は、核計装制御装置（核計装制御モジュール）６０を介して炉内出力分布算出装置３１に入力されるようになっている。 【００２６】また、プロセス制御計算機２０Ａの炉内出力分布算出装置３１は、内蔵された物理モデル（３次元核熱水力計算コード）により、炉心内の中性子束分布、
出力分布、熱的運転制限値に対する余裕等を算出する処理機能（出力分布算出モジュール）６１と、出力分布算出モジュール６１からの計算結果を入力して補正し、実測した炉心核計装データを反映した炉心出力分布を得る処理機能（出力分布学習モジュール）６２とから構成されている。 また、プロセス制御計算機２０Ａは、運転員を介して出力分布計算指示コマンド、ＧＴ較正指示コマンド等の各種コマンドを入力可能であり、かつ運転員に対して炉心性能計算結果（例えば出力分布、運転制限値に対する余裕）等の他、警報表示等の表示情報を出力可能な表示機能を含む入出力装置６３を備えている。 【００２７】プロセス制御計算機２０Ａの炉内出力分布算出装置３１は、予めプロセス制御計算機２０Ａに記憶された出力分布算出モジュール６１の物理モデル（ＢＷ
Ｒ３次元シミュレータモデル；３次元核熱水力計算コード）、および入力されたＧＴデータ、ＬＰＲＭデータ、
炉心現状データに基づいて炉心出力分布等を算出するようになっている。 炉内出力分布算出装置３１の出力分布算出モジュール６１は、入力された炉心現状データおよび物理モデル（３次元核熱水力計算コード）に基づいて演算処理を実行し、炉心内の中性子束分布、炉心出力分布、熱的運転制限値に対する余裕等を算出する。 【００２８】炉内出力分布算出装置３１の出力分布学習モジュール６２は、出力分布算出モジュール（３次元核熱水力計算モジュール）６１により算出された結果（炉心内中性子束分布、出力分布）を、入力されたＧＴデータおよびＬＰＲＭデータＳ２を参照しながら補正し、出力分布算出モジュール６１に返し、モジュール６１で実測炉心核計装データを反映した信頼性の高い炉心出力分布、熱的運転制限値に対する余裕等を求めるようになっている。 【００２９】 【発明が解決しようとする課題】このように、従来、ガンマ線束またはガンマ線発熱を検出する炉内核計装集合体の検出器の応答と核計装検出器周囲の燃料集合体の出力との相関関係を求めるに当たっては、単位燃料集合体核特性計算コードによる多群もしくは少数群の中性子輸送計算により中性子束分布を得て、それを用いて各燃料棒に含まれる個々の核種の核反応（核分裂＋捕獲＋非弾性散乱）に伴うガンマフォトン発生量をエネルギ多群形式（＝ガンマライブラリの群構造）で計算し、全構成核種について総和することによって、各燃料棒ごとの全ガンマ線源を得ている。 それを固定ガンマ線源とし、多群ガンマ輸送計算を燃料集合体構造および核計装検出器構造を模擬した体系で行って、多群ガンマ線束分布を求め、それを使って最終的に所望の検出器応答値（検出器のガンマ線との反応率）が得られることになる。 【００３０】ここで、前記単位燃料集合体核特性計算コードとは、燃料集合体1体の構成要素（燃料棒、ウォータロッド、チャンネルボックス）、冷却材、制御棒などを模擬し、その構成要素等の組成、寸法諸元、密度、原子数密度を入力し、各組成に対する多群の詳細な中性子エネルギ群に対応した各種中性子反応断面積ライブラリのデータを使用して、炉心を水平断面においてノード分割する最小単位である単位燃料集合体セル（ＢＷＲの場合、図２の例に示すような十字形制御棒の１／４部分と１燃料集合体を含むセル）に対して、セル平均の少数群に縮約した各種中性子反応断面積、セル平均の少数群縮約した中性子束等、各種の核特性を求める計算コードである。 【００３１】ところで、ＢＷＲ炉心の場合、炉内核計装集合体を配置するための核計装管は１６体の燃料集合体あたり１本の割合（すなわち、１６体のうち４体が隣接する割合）で装備されており、隣接する比率は４分の１
に過ぎないため、炉心全体の核特性への影響は小さいこと、さらに個々の燃料集合体に着目した場合、運転サイクルが変わる毎にシャッフルされるので、全炉内滞在期間の中で核計装管に隣接している期間は平均的には４分の１に過ぎないことから、炉心シミュレータ向けの核定数を評価・準備する燃料集合体核特性計算の中では、核計装管の存在を無視する（計算に含めない）ことが通常である。 これはまた、二者択一する場合、より現実に近い選択でもある。 【００３２】また、前述の議論から推測できるように、
各燃料集合体が、いつの時点に核計装管に隣接した位置に装荷されるかは、予め決まっていることではなく、取替え炉心装荷計画の段階で決まるものである。 すなわち、同じ設計の燃料集合体であっても、装荷される位置によって、核計装管に隣接した位置である場合、隣接しない場合ともに考えられ、または核計装管に隣接配置されるタイミングも燃料装荷計画に依存して変化する。 このような事情から、前述のガンマ線検出器の応答計算は、ガンマ検出器を採用する場合には、いつ隣接した場合でも検出器応答が得られるように全炉内滞在期間に亘って抜け目なく、予め付加的に行っておく必要がある計算である。 【００３３】現状では、この多群ガンマ線輸送計算は、
燃料集合体タイプごとに、燃焼度、履歴水密度（または履歴中性子スペクトルインデックス、または履歴相対水密度）、瞬時水密度（または瞬時中性子スペクトルインデックスまたは瞬時相対水密度）、制御棒挿入の有無をパラメータとして多数ケース計算し、結果として検出器応答値をこれらのパラメータを含んだフィッティング式、またはテーブルルックアップデータの形で与えて、
３次元炉心シミュレータの中で使用するようになっている。 【００３４】ところで、ガンマ線源の評価においては、
従来は燃料棒内の核燃料物質、核分裂生成物、可燃性毒物（Ｇｄ，Ｂ等）の核分裂ガンマ線、崩壊ガンマ線、捕獲および非弾性散乱反応のガンマ線のみを考慮していた。 したがって、燃料集合体の構造材（被覆管およびチャンネルボックス）、または制御棒の捕獲反応によるガンマ線寄与分は、比例配分で各燃料棒のガンマ線源に分配するか、または全く無視されていた。 【００３５】しかし、ガンマＴＩＰ導管またはＧＴ集合体を内蔵する通常ステンレス鋼からなる核計装管およびＧＴ集合体の構造材の捕獲および非弾性散乱反応によるガンマ線については、最近の詳細な解析から有意な寄与があることが分かり、ＧＴ検出器の熱電対出力（ｍＶ）
をＧＴ信号処理装置で検出器加熱量（Ｗ／ｇ）に変換した実測値と計算による予測値は、この寄与を算入しないと、良い一致は得られないことが分った。 【００３６】本発明は、このような事情に鑑みてなされたものであり、ガンマ線応答を用いて隣接ノード出力を算出する精度を向上させ、３次元シミュレータによる炉内出力分布評価の精度の向上を図ることができる炉心核計装応答計算法を提供することを目的とする。 すなわち、ＧＴ検出器の精度の良い絶対読値計算値を提供し、
絶対読値計算値と実測値を比較することによって出力分布補正学習する方法を提供するものである。 【００３７】 【課題を解決するための手段】発明者の検討によると、
従来の技術では、軸方向の燃料集合体の出力分布をＧＴ
実測値と計算予測値とで比較する場合、軸方向の出力を一定値に規格化してから、つまりＧＴ検出器の存在する位置でのＧＴ読値実測値の軸方向総和とＧＴ読値計算値の軸方向総和が一致するようにＧＴ実測読値に規格化定数を乗じた上で、同一位置の実測値と計算値を比較するか、ＧＴ読値の計算値に一定の補正定数を乗じて、その上で同一位置の実測値と計算値を比較する必要があった。 【００３８】特に、計算値に一定の補正定数を乗じる方法は、この寄与比が炉心内で全て一様である場合は問題ないが、詳細評価の結果、核計装構造材の捕獲反応によるガンマ線源によるＧＴの加熱は、核計装構造材の捕獲反応が主として熱中性子によるものであることから、核計装管近傍の熱中性子束分布が支配因子となっている。
この点から、類似の特性を示す核計装管を囲む４つの燃料集合体の核計装管側コーナ燃料棒の出力と強い相関があることが確認されている。 【００３９】この知見に基づき、原子炉内にＧＴ集合体３５を図２に示すように燃料集合体４に対して制御棒５
と対角位置に配した位置関係で装荷された体系について、（１）中性子−フォトン結合のモンテカルロ計算によるＧＴ検出器部のガンマ線による加熱量計算を複数ケース（例えば、燃料集合体４の横断面内の燃料濃縮度分布設計および可燃性毒物（Ｇｄ）含有燃料棒１０４の配置、濃度設計の異なった、集合体断面設計の複数ケース。制御棒５の挿入のありなしの複数ケース）行った結果と、（２）既存の燃料集合体設計用の核特性計算コードで得られた各燃料棒１０３内の核分裂と燃料棒１０３
および燃料棒内物質による捕獲反応だけをガンマ線源としたモンテカルロ計算によるＧＴ検出器部のガンマ線による加熱量計算を複数ケース（例えば、燃料集合体４の横断面内の燃料濃縮度分布設計および可燃性毒物（Ｇ
ｄ）含有燃料棒１０４の配置、濃度設計の異なった、集合体断面設計の複数ケース。 制御棒５の挿入のありなしの複数ケース）行った結果、の２とおりの計算値を比較したところ、同じ燃料集合体出力密度にもかかわらず、
ＧＴ検出器部分でのガンマ線加熱量が有意に異なり、前者のＧＴ検出器部のガンマ線加熱量の方が大きい結果となった。 【００４０】その成因を検討した結果、差異の大半はＧ
Ｔ集合体３５自体およびＧＴ集合体３５が一体に組み込まれている核計装管の中性子捕獲による捕獲反応をガンマ線源とするガンマ線による加熱であることが判明した。 【００４１】ＧＴ集合体３５、核計装管３３ともにステンレス鋼（以後ＳＵＳと記す）を含んでおり、そのガンマ線源強度は、その部分での熱中性子捕獲反応でほぼ決まる。 図２に示したＢＷＲの燃料集合体４と核計装管３
３との配置では、核計装管３３の周囲の熱中性子束レベルは、熱中性子の振舞いの局所性（熱外エネルギ領域から減速され生まれた地点の近傍で吸収され、遠くまで拡散しない）故に、隣接している燃料集合体４の核計装管３３側のコーナ燃料棒１０３ａの出力ピーキング（燃料集合体４内の全燃料棒の平均出力に対するコーナ燃料棒１０３ａの出力の比）と強く相関することは、これまでに既知のことである。 【００４２】これに対し、ＧＴ検出器部への核燃料棒をガンマ線源とするガンマ線加熱は、特に高エネルギガンマ線の飛程が長い特性から、核計装管３３側のコーナ燃料棒１０３ａの出力ピーキングにも依存するが、さらに核計装管３３を直視できる位置にある他の外周側の燃料棒１０３や核計装管３３側のコーナ燃料棒１０３ａの内側２層目、３層目など（核計装管３３側のコーナ燃料棒１０３ａから遠ざかるにつれてだんだん寄与は小さくなる）、複数の燃料棒１０３の出力ピーキングが寄与している。 したがって、核計装管３３およびＧＴ集合体３５
の捕獲反応による寄与分は、核燃料棒をガンマ線源とするガンマ加熱とは比例しない成分を含んでいる。 つまり、ＧＴ検出器集合体３５に隣接する４つの燃料集合体４の断面設計に依存しており、前述した核計装管構造物のガンマ線源の寄与比が炉心内で一様であるとして計算値に一定の補正定数を乗じて補正する従来技術の方式では、最大５％程度の誤差が有り得ることが分かった。 【００４３】本発明は以上の知見に基づいてなされたものであり、請求項１に係る発明では、多数の燃料集合体および制御棒を装荷した原子炉炉心内の出力を炉内核計装集合体によって測定し、その測定した出力を前記炉心の出力分布監視、制御等に使用する場合に適用する計算法であって、前記炉内核計装集合体としてガンマ線束またはガンマ線による発熱を測定する検出器を含め、前記燃料集合体の出力と前記検出器の応答関係をガンマ線輸送計算によって求める炉心核計装応答計算法において、
前記燃料集合体を構成する燃料棒からのガンマ線の寄与以外に、前記炉内核計装集合体を構成する核計装構造材の捕獲反応および非弾性散乱反応によるガンマ線をも計算要素として取り込むことを特徴とする炉心核計装応答計算法を提供する。 【００４４】請求項２に係る発明では、前記炉内核計装集合体を構成する核計装構造材の捕獲反応および非弾性散乱反応によるガンマ線に加え、前記燃料集合体を構成する燃料集合体構造材および前記制御棒を構成する制御棒構造材のいずれか、もしくはその両者の捕獲反応、ならびに非弾性散乱反応によるガンマ線をも計算要素として取り込むことを特徴とする請求項１記載の炉心核計装応答計算法を提供する。 【００４５】請求項３に係る発明では、前記検出器の燃料集合体出力とその検出器の応答関係をガンマ線輸送計算によって求めるに当たり、１）単位燃料集合体核特性計算コードにて前記核計装構造物を排除した体系で中性子スペクトルおよび中性子束分布計算を行い、少なくとも前記燃料棒内のガンマ線源分布を得、２）その後、派生計算として前記核計装構造物とその周辺の中性子スペクトル計算を行い当該各領域の平均核定数を得て、前記核計装構造物を配して単位燃料集合体全体もしくは少なくとも前記核計装構造物を含む部分領域の中性子束分布を計算し、前記核計装構造物の捕獲および非弾性散乱反応によるガンマ線源を得て、３）少なくとも前記燃料棒内のガンマ線源と前記核計装構造物内のガンマ線源とを用いてガンマ線輸送計算を行う、という３段階の手順を用いて前記燃料集合体出力と前記検出器の応答関係を求めることを特徴とする請求項１または２記載の炉心核計装応答計算法を提供する。 【００４６】請求項４に係る発明では、前記検出器の燃料集合体出力とその検出器の応答関係をガンマ線輸送計算によって求めるに当たり、１）単位燃料集合体核特性計算コードにて前記核計装構造物を排除した体系で中性子スペクトルおよび中性子束分布計算を行い、少なくとも前記燃料棒内のガンマ線源分布を得、２）その後、派生計算として前記核計装構造物とその周辺を含む部分体系の中性子スペクトル計算を行い、当該計算における核計装構造物領域外の予め選定した場所の中性子束を、前記１）の計算における前記場所の中性子束値に規格化して核計装構造物領域の中性子束を得、それを用いて前記核計装構造物の捕獲および非弾性散乱反応によるガンマ線源を得て、３）少なくとも前記燃料棒内のガンマ線源と前記核計装構造物内のガンマ線源とを用いてガンマ線輸送計算を行う、という３段階の手順を用いて前記燃料集合体出力と前記検出器の応答関係を求めることを特徴とする請求項１または２記載の炉心核計装応答計算法を提供する。 【００４７】以上の本発明によれば、ガンマ線を直接電離箱検出器で検出する場合、またはガンマ線による加熱を検出する場合に、ガンマ線源が各燃料棒からの核分裂、捕獲、非弾性散乱ガンマ線、およびその後の遅発ガンマ線以外に、核計装管および検出器の構造材等もガンマ線源となる場合でも、これら核計装管および検出器の構造材等からのガンマ線の寄与を計算することにより、
検出器に隣接する燃料集合体ノードの出力と検出器との応答のより正確な関係を得られる。 【００４８】特に、核計装管、ＴＩＰ導管、ＧＴ集合体などはＳＵＳ製であり、核計装管が配置されているコーナ水ギャップ部は、燃料集合体セルの横断面を見渡した場合、水が比較的多く局所的に集中した箇所であり、熱中性子束レベルの大きいところであり、ここに鉄、クロム、ニッケルなどを含有するＳＵＳが存在すると、相当の捕獲反応を生じる。 ところが、この水ギャップ部での熱中性子束レベルは、最も近接している核計装管側のコーナ燃料棒に強く影響されて、他の燃料棒からの影響は相対的に小さい。 これに対し、各燃料棒のガンマ線源強度（Ｇｄなどの捕獲反応を生じる可燃性毒物を含有する燃料棒は除いて）は局所出力ピーキング値にほぼ比例しているが、そのガンマＴＩＰ検出器またはＧＴ検出器へのガンマ線の寄与は、ガンマ線の飛程が長いことから、
核計装管側のコーナロッドに隣接する最外周および、内側の燃料棒も強く寄与している。 したがって、単純化した説明をすると、ガンマＴＩＰ検出器またはＧＴ検出器の場合は、より広範囲な核計装管側の複数の燃料棒の出力にそれぞれ異なる重みを付けて加算される成分と、核計装管側コーナロッドのみの寄与成分の足し合せとなる。 【００４９】従来の検出器応答を計算で求める方法の、
燃料棒のみのガンマ線源によるガンマＴＩＰ検出器またはＧＴ検出器への寄与だけを扱った核計装応答計算法では、後者寄与が欠落しており、かつ後者が前者の一定割合に固定された寄与ではないため、この従来の方法では、ガンマＴＩＰ検出器またはＧＴ検出器の応答から計装管に隣接する燃料集合体セル平均の出力（ノード出力）へ応答相関式を用いて換算した場合に誤差を生じることになる。 【００５０】本発明によれば、この問題が解消され、実測値と同一の検出器応答への寄与分を考慮した誤差の少ない精度の良い計算によるＧＴ検出器読値またはガンマＴＩＰ検出器読値が得られる。 その結果、実測ＧＴ読値またはγ−ＴＩＰ読値を用いた出力分布学習によって、
より精度の良い出力分布計算値を得ることができる。 【００５１】なお、出力分布学習の詳細な例としては、
例えば特開平１１−２６４８８７号公報などに示された方法が有り、本発明の応答相関式を使うことで、実行できる。 すなわち、出力分布学習では、予め仮定した炉心内出力分布Ｐ ^＊ _ｉｊｋと、計算した出力分布Ｐ _ｉｊｋとを炉心内全ノードについて比較する。 この比較によりＰ
^＊ _ｉｊｋとＰ _ｉｊｋとが一致していればＶｏｉｄ Ｉｔ
ｅｒａｔｉｏｎが収束したことになる。 一致していなければ、出力分布Ｐ ^＊ _ｉｊｋの仮定をしなおし、一致するまで、繰り返し計算をする。 収束判定は出力分布の比較と同時に、全炉心の実効倍増率の比較も行っている。 【００５２】出力分布学習に際しては、このＶｏｉｄ
Ｉｔｅｒａｔｉｏｎの中で、更にガンマサーモメータ（ＧＴ）４４の実測値からのγ線発熱量（実測発熱量）
と計算した出力分布Ｐ _ｉｊｋからのγ線発熱量（計算発熱量）とを比較し、その発熱量差分を比の形で求める。
この差分の比をＧＴ検出器３５が存在しない軸方向ノードに対しても内外挿して、各ＧＴ４４が存在する炉心座標位置およびＧＴ４４が存在しないが炉心の対称性からその実測値が適用できる核計装管座標のＧＴ４４のγ線発熱計算量の軸方向２４ノードの（実測値）／（計算値）差分データとして求める。 【００５３】このＢＣＦ _ｉｊｋに適合するようにＧＴ４
４周囲のノード出力分布の計算値を補正し、再度ＧＴ４
４のγ発熱計算量が実測値に一致するように、Ｖｏｉｄ
Ｉｔｅｒａｔｉｏｎを繰り返す。 Ｖｏｉｄ Ｉｔｅｒ
ａｔｉｏｎが収束し、ＧＴ４４のγ線発熱計算量も実測値と一致し、計算した出力分布Ｐ _ｉｊｋが前回繰り返しと一致したら、炉心３内の熱的余裕値の計算に進む。 一致していなければ、出力分布Ｐ ^＊ _ｉｊｋの仮定をしなおし、一致するまで、繰り返し計算するものである。 【００５４】 【発明の実施の形態】以下、本発明に係る核計装応答計算法の実施形態について、ＢＷＲの炉心出力分布監視方法を行う場合を例として図面を参照して説明する。 【００５５】 第１実施形態（図１、図２）図１は、本発明の第１実施形態による核計装応答計算法を実行するためのフローチャートであり、図２は、本実施形態による計算対象となる典型的なＢＷＲ単位燃料集合体断面図を示す説明図である。 【００５６】図２において、燃料集合体４は正方形断面のチャンネルボックス内１０２に、燃料棒１０３、可燃性毒物（Ｇｄ）含有燃料棒１０４およびウォータロッド１０５を配置して構成されている。 この燃料集合体４の対角位置に、冷却材（減速材）流路１０１を介して、制御棒５と核計装管３３とが配置されている。 制御棒５内にはＢ _４ Ｃポイズン棒１０６が充填されている。 また、
核計装管３３内にはＧＴ集合体３５が配置されている。 【００５７】ところで、一般に中性子やガンマフォトンなど中性微子の空間的・エネルギ的挙動は、ボルツマンの輸送方程式によって厳密に記述されることは教科書の教えるところである。 以下に現れる中性子束の空間分布やエネルギ分布を求める計算法、計算式等は、ボルツマン輸送方程式を個々の限定した問題の条件下で成立する適当な近似の下に、電子計算機を用いて実用的計算時間内で計算できるような形に簡略化した具体例のひとつに過ぎない。 したがって、下記の具体的な計算式等は、本発明を構成する不可欠・無二の要素として提示するものではなく、同じ計算目的・対象のために異なる定式、近似法による計算も可能である。 図１に示した手順の各ステップにおいて処理される具体的な計算法は、既に公知の核特性計算コードに改良を加えた物である。 この公知の計算法の例としては、東芝レビュー１９８３年３８巻１１月号１００９ページ〜１０１２ページに示されている。 以下、これを本発明を実施する際の母体とした場合について説明する。 【００５８】図１において、ステップＳ１は計算の開始を示し、ステップＳ２では計算を行う為の入力処理、計算条件のセットアップをする。 ここでは、単位燃料集合体の各構造の材料、寸法、材料密度、例えば燃料棒被覆管（ジルコニウム合金である事、その外径、肉厚、金属密度）、燃料ペレット（例えばウラン同位体の数密度、
外径）、チャンネルボックス１０２（ジルコニウム合金、その横幅、肉厚、金属密度）、冷却材（軽水、水密度）等、計算すべき問題の諸条件が入力される。 【００５９】ステップＳ３は、断面積ライブラリから多数群の形式で与えられる熱エネルギ領域の断面積を、少数群（１群を含む）の形式に縮約する。 これは後で行う集合体全体の２次元輸送計算または拡散計算（ステップＳ６）のエネルギ群数を減らして、計算負荷（時間）を軽減するためである。 この断面積の縮約計算に常套的に用いられるのは、次式に示す中性子束を重み関数に用いるものである。 【００６０】 【数１】

【００６１】ここで当然ながら、重み関数である中性子束は組成条件はもとより、場所や周辺環境条件によって変化する。 少数群化した際に計算精度を保つためには、

この中性子束の変化を考慮して縮約することが必須である。 すなわち、たとえ同じ物質であっても少数群化した場合には、異なる平均断面積値となる。 熱エネルギ領域については、熱中性子の振舞いが局所的条件によってほぼ決まる特性から、燃料集合体内を多くの小領域（セル）に分割し、個々に分割されたセルごとに内部の非均質構造を考慮した多群熱中性子スペクトル計算を行い、

結果の多群中性子束を重み関数として、熱エネルギ領域全体を１群化する方式を採る。 このような非均質セル（燃料棒セルや水ギャップセルなど）に対する多群熱中性子スペクトル計算の方法としては、衝突確率法に基づく、いわゆるＴＨＥＲＭＯＳの手法が標準的であるが、

図２に示すＢＷＲ燃料集合体４の場合には、濃縮度など核的条件が異なる燃料セルが混在していたり、外側に水ギャップが存在するため、各セル間に熱中性子の流入出が発生し、隣接するセル相互が干渉しあうことになる。

ここでは、この効果を取り込むために、各セルの境界条件（セルへの中性子流出入量）を一般化したＴＨＥＲＭ

ＯＳ輸送方程式を数値的に解いて、個々の境界条件に対応して平均核定数を求めている。 この方式をＬ法と命名している。 【００６２】 【数２】 【００６３】 【数３】 という有理式によってうまくフィッティングできることが経験的に分かっているので、右辺の３つのフィッティング係数は３つの異なるＬ値について、上述のスペクトル計算を行えば確定でき、任意のＬ値に対するΣ（Ｌ）

を（４）式によって得られることになる。 尚、各セル領域のＬ値は、周辺環境によって変化する性質のものであるので、後出の集合体全体の２次元計算の段階で反復計算によって最終的に収束させることになる。 【００６４】ステップＳ４およびステップＳ５は、高速と熱外（共鳴）エネルギ領域を対象として、ステップＳ

３と同様に多群の中性子スペクトルを計算し、それを用いてそれぞれの平均化断面積を計算することが目的である。 【００６５】ステップＳ４では、共鳴断面積の実効的多群断面積は、一般に共鳴核種の密度や形状、温度条件などによって大きく変化する性質があることから、まず多群レベルの実効断面積を評価する計算が必要となる。 最も多く用いられる方法は、Ｆ−ｔａｂｌｅ方式と呼ばれるものである。 この方式では、各共鳴核種の多群の実効断面積が、背景断面積と温度をパラメータとして幅広いレンジで予め計算・処理され、結果が両パラメータの２

次元テーブルの形でライブラリとしてまとめられたものを用いる。 それを着目ケースの条件に対応した背景断面積値と温度値に対して内挿して実効断面積を得る方法である。 背景断面積（σ

_ｂ ）は、次式で定義される各共鳴核種の希釈度合いを表すパラメータである。 【００６６】 【数４】 【００６７】この（５）式は、非均質系における共鳴理論から導出される共鳴の等価定理と呼ばれる関係式である。 右辺第１項は混在する他核種による希釈度、第２項は非均質効果を表しており、これによって系の均質、非均質を問わず希釈度合いを包括的に記述している。 この背景断面積は、前出のダンコフ係数を計算して与えれば、既知の形状と数密度条件を用いて各燃料棒ごとに決定でき、前述した内挿計算によって多群実効共鳴断面積が得られる。 実効共鳴断面積の計算法としては、これ以外の方法もあるが、手段が異なるのみであり、計算の結果として得るべき物理量は同一のものである。 【００６８】ステップＳ４により、多群計算に用いるべき実効的断面積が決定され、次のステップＳ５において、少数群への縮約に用いる多群中性子束を得る計算に進む。 高速および熱外エネルギ領域の中性子スペクトル（エネルギ依存性）特性は、Ｈ／ＨＭ比（系全体の水素原子数対重核原子数の比）が支配因子であり、場所依存性はあまり大きくない。 但し、共鳴反応が重要になるエネルギ群では、含まれる共鳴物質組成に対する依存性が重要になる。 この二つの特性に配慮して、ステップＳ５

では、次の２段階のステップで多群中性子スペクトルを計算する。 まず第一段階では、初期燃料組成によって、

例えばウラン燃料タイプ、ＭＯＸ燃料タイプ等に分類し、個々の燃料タイプごとに、その平均組成を有する単位燃料棒セル（燃料、被覆管および減速材領域からなる３領域）を定義し、その多群中性子スペクトル計算を行う。 基礎方程式は、燃料領域（下式ではｋ＝１）に単位核分裂中性子源を置いた固定源問題であり、空間輸送は衝突確率法で扱っている。 【００６９】 【数５】 【００７０】この計算により、セル内部の多群中性子束分布が得られ、それを重み関数にして、次式のように各反応タイプ（ｘ）のセル平均断面積を計算する。 【００７１】 【数６】 【００７２】第二段階では、こうして得られた各燃料タイプのセル平均断面積を用いて、集合体全体を、体積比やＨ／ＨＭ比を保った１次元体系（円柱系あるいは平板系）に近似・模擬して、集合体内全体の場所依存・多群中性子スペクトルを得る。 基礎方程式は、（６）式でクロネッカーのδ関数を燃料領域（核分裂がある領域）に対しては１、その他はゼロと読替えたものである。 かくして、所望の集合体内各部の多群中性子スペクトルが得られ、それを用いて、高速・熱外エネルギ領域を（１）

式で述べたと同じ考え方によって少数群に縮約する。 【００７３】ステップＳ６は、燃料集合体の２次元Ｘ−

Ｙ体系について、上記ステップＳ５で求めた群断面積を用いた少数組の拡散方程式または輸送方程式の固有値問題を反射境界条件の下に解いて、無限増倍率、中性子束分布、出力分布、核計装管位置でのＴＩＰ検出器（またはＬＰＲＭ検出器）の応答読値（核分裂率）等を計算する。 ここでは、エネルギ群３群の拡散方程式の場合を例示する。 拡散方程式の固有値問題方程式は、次式で表される。 【００７４】 【数７】 であり、λ以外の量はいずれも場所（Ｘ−Ｙ）依存の量である。 上記方程式は、空間を燃料ロッドセルの単位に分割し、微分項は、階差式で近似することによって数値計算形式に変換できる。 これは通常、繰り返し法による収束計算によって解かれる。 ステップＳ３に示したＬ法の場合には、さらに各領域での熱群断面積（Ｄ，Σ

_ａ ）

が、その小領域への中性子の流れ込み量、Ｌの関数として与えられているので、通常のφの反復計算の他に、Ｌ

値に関する収束反復計算が必要になる。 すなわち、２次元拡散計算の後で、各小領域での中性子バランスより新しいＬ値を計算し、そのＬ値を使って熱群断面積を更新するという繰り返し計算が行われる。 このようにして、

得られたφ（Ｘ−Ｙ）を用いて、各種の集合体平均パラメータおよび集合体内の２次元の出力分布が得られる。 【００７５】従来の計算コードでは、この後ステップ１

１のサマリー出力の編集に移り、燃料集合体平均の核定数、動特性パラメータ等の計算・編集を行う。 【００７６】次いで、ステップ１２では、燃焼による核特性変化を得るために、燃焼に伴う核種組成変化の追跡計算、いわゆる燃焼計算を行う。 すなわち、各燃料棒毎に燃料ペレット内の燃料組成が核分裂によって変化する効果、核分裂生成物の生成および壊変効果、可燃性中性子毒物が中性子を吸収して壊変する効果を考慮して、各領域の原子数密度変化を計算し、次の燃焼ステップに進む。 【００７７】簡単にこの説明を行う。 これまでに得られた集合体内の中性子束および各核種の微視的断面積、崩壊定数などを使用して、予め設定した取扱い核種の生成・崩壊チェインダイアグラムに従い、燃料棒１０３内の核種組成の燃焼による変化を計算する。 【００７８】ある任意領域の核種ｉの燃焼方程式は、次のように表される。 【００７９】 【数８】 ここに、α

_ｉは核種ｉの実効崩壊係数、β

_ｉは核種ｉの生成率であり、それぞれ次のように表すことができる。 【００８０】 【数９】 【００８１】これは、燃焼領域数×取扱い核種数を元とする連立微分方程式であり、今の時点の数密度を初期値として与えて解く。 数値的には、例えばルンゲ・クッタ・ギルの方法など数値解法によって解くことができる。 【００８２】ステップＳ１３では、この燃焼度における結果を、後刻再利用する等のため必要に応じて、ラップアップファイルとして保存する。 【００８３】燃焼計算が目標の燃焼度に到達した場合には、ステップＳ１４にジャンプして計算を終え、目標燃焼度に到達していない場合には、ステップＳ２に戻り、

前述の全ステップを繰り返す。 【００８４】本実施形態の特徴的な処理は、上記従来の流れに付加された派生計算の部分であるステップＳ７からステップＳ１０までの部分である。 【００８５】ステップＳ７では、ステップＳ３の計算処理の追加計算として、図２における核計装管３３およびその近傍の局所熱中性子スペクトル計算を行い、核計装管３３およびその近傍の各領域の熱群の平均断面積を求める。 通常の単位燃料集合体計算では、核計装管３３の存在を無視して、Ｎ−Ｎコーナ１０７（十字形制御棒５

が挿入される側のコーナ１０８をＷ−Ｗコーナと呼ぶのに対して、その対角側のコーナを言う）には、バイパス水が存在するとして扱っている。 本実施形態では、通常計算とは別に追加計算として並行して図２に示すようなＮ−Ｎコーナ１０７に核計装管３３が存在するケースも扱うために、核計装管３３を中心に置いた局部領域のスペクトル計算を追加し、核計装管３３および周辺の減速材の熱群の平均断面積を求める。 【００８６】ステップＳ８では、ステップＳ３、ステップＳ４の熱群および高速群、熱外群の実効的断面積と、

ステップＳ７で計算した核計装管３３の存在により影響を受けた核計装管３３側コーナ近傍の各セルの熱群の実効的断面積とを用いて、ステップＳ６と同様に、燃料集合体４の２次元Ｘ−Ｙ体系について、少数組の拡散方程式を解き、無限増倍率、中性子束分布、出力分布、核計装管位置でのＴＩＰ検出器（またはＬＰＲＭ検出器）の応答読値（核分裂率）、各領域の捕獲反応量、核分裂量等を計算する。 この計算により、核計装管３３を考慮した場合の反応率分布等が得られる。 【００８７】ステップＳ９では、ステップＳ８で求めた各セル毎の、非弾性散乱反応量、捕獲反応量および核分裂量から、エネルギ多群のガンマ線源分布をガンマライブラリを使って算出する。 特に、核計装管３３、この核計装管３３に内蔵されたＧＴ集合体３５またはＴＩＰ導管はＳＵＳ製であり、熱中性子の吸収が大きく、これらも燃料棒１０３に次いで大きなガンマ線源となるので、

このステップでガンマ線源として計算される。 【００８８】 【数１０】 である。 【００８９】ステップＳ１０では、ステップＳ９で作成したガンマ線源分布を固定ガンマ線源として、核計装管３３の中にＧＴ集合体３５またはＴＩＰ導管が存在する燃料集合体体系に対してガンマ線多群２次元輸送計算を行う。 輸送計算手法としては、計算時間と精度のバランスから、例えばカレント結合衝突確率法モデルが適している。 この手法は、集合体体系を多くの矩形セル領域領域に分割し、個々のセル領域内部（サブ領域と呼ぶ。セル内部は円柱など任意形状分割でよい）に対しては、衝突確率法に基づく衝突バランス式、またセル外部境界面では、部分カレント間の関係式を立て、それらを連立させて解くものである。 あるＮサブ領域からなる任意セルに対する具体的方程式は次のように表される。 【００９０】 【数１１】 である。 【００９１】これを、第１群から順に、群ごと繰返し法にて反復・収束計算することによって、全体系、全群のガンマ線束分布が得られる。 このガンマ線束とＳＵＳの各種ガンマ線断面積を用いて、次式の計算式によって、

ＧＴ集合体３５のＳＵＳの１ｇ当りのガンマ線加熱量（Ｗ

_ＧＴ ）を求める（ガンマＴＩＰ検出器の場合は、電離ガスの各種ガンマ線断面積を用いてＴＩＰ検出器の応答を求める）。 【００９２】 【数１２】 である。 【００９３】さらにＧＴ集合体３５の場合は、ＳＵＳ領域の中性子非弾性散乱、中性子衝突による直接加熱分を加算してＳＵＳの１ｇ当りの加熱量と定義してもよい。

普通、非弾性散乱、中性子衝突による直接加熱分は総加熱量の２％程度である。 【００９４】ステップＳ１１では、従来と同じステップＳ１からステップＳ６までの結果のサマリに加えて、ステップＳ７からステップＳ１０までの結果のサマリも追加してサマリ出力を作成する。 【００９５】ステップＳ１２では、従来同様ステップＳ

１からステップＳ６までの計算で得られた、各燃料棒セルの中性子束レベルとスペクトルを用いて、所定の燃焼度増加幅だけ燃料組成密度の変化計算を行う。 【００９６】ステップＳ１３では、次の燃焼度ステップにおいて計算流れ図のステップＳ１に戻った時に必要な計算データ（計算体系の幾何形状データ、各領域の組成密度、各領域の断面積定数など）を電子ファイルのラップアップファイルに出力する。 燃焼ステップが目標に達していない時にはステップＳ１に戻り計算を続行し、燃焼ステップが目標に達した場合には、ステップＳ１４で計算を終了する。 【００９７】このような一連の燃焼計算を、燃料集合体の各断面設計（濃縮度分布設計および可燃性毒物分布設計）毎に、チャンネルボックス１０２内の減速材ボイド率（履歴ボイド率）を、例えば０％、４０％、７０％と燃焼期間中固定して、制御棒非挿入状態の体系で計算する（通常、これを燃焼計算と言う）。 【００９８】このような、燃焼計算で作成したラップアップファイル上のデータを起点として、各燃焼度点において、インチャンネルボイド率が履歴ボイド率から変化した場合の計算、制御棒が挿入された場合の計算、インチャンネルボイド率が履歴ボイド率から変化し同時に制御棒が挿入された場合の計算を行う。 【００９９】このような一連の燃焼計算と、リスタート計算の結果、それぞれの場合のＧＴセンサ応答またはガンマＴＩＰ応答が得られる。 【０１００】このような結果から、以下のようなパラメータ依存のノード出力からセンサ応答を得るフィッティング相関式、またはテーブルが得られる。 【０１０１】 【数１３】 【０１０２】相関式の形は一般にＥ，ＵＨ，ＵＩそれぞれの２次式の積であることが多いが、パラメータの特性に応じて決めれば良い。 このようにすると、前述したように、核計装管３３側のコーナ制御棒１０３ａの局所出力ピーキングが高い場合でも、例えば核計装管３３側の水ギャップに対して対角反対側の水ギャップに制御棒５

が挿入され、核計装管３３側のコーナ制御棒１０３ａの出力ピーキングが高い場合でも、相関関数が良く、ＧＴ

センサのガンマ加熱（直接中性子加熱を含む）の絶対値（Ｗ／ｇ）またはガンマ線電離箱検出器の応答を精度良く表わし、補正のために一定値を乗ずる必要もなく、また補正の一定値を乗ずることによる誤差の発生をも防止できる。 【０１０３】

第２実施形態 第２実施形態は、前述した第１実施形態におけるステップＳ８の少数群２次元拡散計算を省略するものである。

すなわち、ステップＳ６で得られた少数群中性子束分布と、ステップＳ７で得られた多群スペクトル計算の結果の多群中性子束分布とを、少数群構造に縮約した中性子束分布を適当な条件のもとに重畳し、核計装管３３および周辺の中性子束分布を合成するものである。 【０１０４】 【数１４】 【０１０５】ここに、ε

_ｇは例えば実形状条件を忠実に模擬したモンテカルロ計算などの詳細計算によって、実際のＧＴ領域中性子束が上式で得られるように決める群依存の調整因子である。 この（２０）式によって得られる中性子束をステップＳ９におけるガンマ線源分布の計算に用いて、以下第１実施形態で述べたと同様のステップを踏んで、ＧＴ検出器の発熱計算を行うものである。 【０１０６】なお、以上の実施形態ではＢＷＲを例に説明したが、ガンマ線応答と隣接ノード出力の相関の取り方のパラメータを変えるだけで、加圧水型原子炉（ＰＷ

Ｒ）において、炉内出力分布をガンマＴＩＰまたはＧＴ

センサで測定する場合にも利用できるものである。 【０１０７】この場合には、インチャンネルボイド率の代わりに、スペクトルインデックスやボロン濃度をパラメータに導入すれば、同様に扱うことができる。 【０１０８】 【発明の効果】以上で詳述したように、本発明によれば、ガンマ線応答を用いて、隣接ノード出力を算出する精度が向上し、３次元シミュレータによる炉内出力分布評価の精度を向上させることができる。

【図面の簡単な説明】 【図１】本発明の第１実施形態による検出器のガンマ線応答相関を求めるための計算の流れを示すフローチャート。 【図２】図１に示した実施形態による検出器のガンマ線応答相関を求める単位燃料集合体計算体系を例示する説明図。 【図３】従来の原子炉出力分布監視装置および出力分布算出装置のブロック構成図。 【図４】従来の出力分布測定装置の検出器配置関係を示すもので、移動型中性子検出器と固定式中性子検出器を示す図。 【図５】従来の出力分布測定装置の検出器配置関係を示すもので、移動型γ線検出器と固定式中性子検出器の組み合わせを示す図。 【図６】ガンマサーモメータの構造例を部分的に切り欠いて示す斜視図。 【図７】（Ａ），（Ｂ）は、ガンマサーモメータのガンマ線発熱量を測定する原理を示す図。 【図８】本発明が適用される原子炉の炉内核計装システムおよび出力分布算出装置の例を示す図。 【符号の説明】 １ 原子炉格納容器２ 原子炉圧力容器３ 炉心４ 燃料集合体５ 制御棒６ 炉内核計装集合体７ 核計装管８ 固定式中性子検出器（ＬＰＲＭ検出器） ９ 移動式炉内計装導管（ＴＩＰ導管） １０ 移動式中性子検出器（ＴＩＰ） １１ 索引装置１２ ＴＩＰ駆動装置１３，１７ 信号処理装置１４ ペネトレーション部１５ バルブ機構１６ 遮蔽容器１８ 原子炉核計装システム２０，２０Ａ プロセス制御計算機２１，６０ 核計装制御装置２２，３１ 出力分布算出装置２３，６３ 入出力装置２４，６１ 出力分布算出モジュール２５，６２ 出力分布学習モジュール２６ 炉心現状データ測定器２７ 現状データ処理装置３０ 固定式炉内核計装システム３２ 炉内核計装集合体３３ 核計装管３５ γ線発熱検出器集合体（ＧＴ集合体） ３８ 信号ケーブル３９ ペネトレーション部４０ ＬＰＲＭ信号処理装置４１ 出力領域中性子束測定系（出力領域中性子束測定装置） ４４ 固定式γ線発熱検出器（ＧＴ検出器） ４５ 信号ケーブル４８ ガンマサーモメータ信号処理装置４９ ペネトレーション部５０ ガンマサーモメータ出力分布測定系（ガンマサーモメータ出力分布測定装置） ５３ ガンマサーモメータヒータ制御装置５４ 電源ケーブル５５ 炉心現状データ測定器５６ ペネトレーション部５７ 信号ケーブル５８ 現状データ処理装置５９ プロセスデータ測定系６５ カバーチューブ６６ コアチューブ６７ 空隙部６８ 内孔７４ 金属被覆管７５ ヒータ線７６ 電気絶縁層７７ 金属被覆管７８ 熱電対素線７９ 電気絶縁層８０ 金属被覆管１００ 燃料集合体１０１ 冷却水（減速材）流路１０２ チャンネルボックス１０３ 燃料棒１０４ 可燃性毒物（Ｇｄ）含有燃料棒１０５ ウォータロッド１０６ Ｂ _４ Ｃポイズン棒１０７ Ｎ−Ｎコーナ１０８ Ｗ−Ｗコーナ

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 山本 宗也 神奈川県横須賀市内川二丁目３番１号 株 式会社グローバル・ニュークリア・フュエ ル・ジャパン内Ｆターム(参考） 2G075 AA03 DA01 FA18 FA19 FC11 GA21