【課題】安全性を維持しつつ、ＢＷＲの軸方向上部に存在する高ボイド率の状態を臨界実験装置で模擬する。
【解決手段】臨界実験装置は、軽水を貯えた炉心タンクと、複数の燃料棒を支持する上部格子板および下部格子板と、減速材の二相領域を模擬するために炉心タンクの軽水中に配置され燃料棒が貫通する中空構造のボイドボックス１００とを具備する。ボイドボックス１００は、炉心に相当する位置の上部に設置される。また、ボイドボックス１００は、燃料棒が挿入される複数の燃料案内管１０１と、側板１０２と、上端板および下端板と、燃料案内管１０１、側板１０２により一つの密閉空間をなしている。この密閉空間内は、鉛直仕切り板２０１によって内部が仕切られ、さらに複数の分割密閉空間に分割されている。分割密閉空間にはたとえば空胞体を配置してもよい。 （もっと読む）

【課題】パラメータに起因してシミュレーション結果に含まれる誤差を、目的体系を模擬した実験結果を用いて定量的に推定した補正係数を用いて補正する。
【解決手段】シミュレーション結果補正装置は、計算値・測定値相対差記憶部１４４と、入力値の不確かさの影響を演算する共分散誤差行列演算部１１１と、入力値の影響を演算する実機体系感度係数ベクトル演算部１１７および実験体系感度係数ベクトル演算部１１５と、線形結合定数α_ｉを演算し記憶する第１の線形結合定数演算部１１８および線形結合定数記憶部１４８と、模擬性評価因子ＲＦを演算し記憶する模擬性評価因子演算部１１９および模擬性評価因子記憶部１５０と、対象物理量の補正指標値を推定する補正指標値演算部１２０と、信頼性増強因子ＲＣＦを前記模擬性評価因子ＲＦの値から計算する信頼性増強因子演算部１２１と、計算結果補正部１２２とを有する。 （もっと読む）

【課題】制御棒寿命と相関の良い監視指標を精度良く求めることができる炉心性能計算装置を提供する。
【解決手段】原子炉炉心性能計算装置１の監視指標解析装置６では、換算係数記憶装置５に記憶されたデータ、及び三次元炉心核熱水力特性解析装置４から入力した各ノードに対するボイド率及び燃焼度を用いて、ノード毎に燃料出力から制御棒寿命の監視指標への換算係数を算出し、これらの算出された各ノードに対する換算係数及び三次元炉心核熱水力特性解析装置４から入力した各ノードに対する燃料出力に基づいて、ノード毎の制御棒寿命の監視指標を計算する。この制御棒に隣接する４ノードにおける監視指標の平均をとることで、その制御棒の対応する軸方向の領域における監視指標を求める。求めた監視指標が、予め設定された寿命に相当する監視指標の制限値に到達した時点で、その制御棒は寿命となる。制御棒寿命と相関のよい監視指標は、例えば、制御棒の中性子吸収量や制御棒内のＢ１０の中性子吸収量、制御棒平均Ｂ１０消耗率などがある。 （もっと読む）

【課題】等価原理に基づく共鳴計算において、多項双曲線正接関数を用いて、バックグラウンド断面積から実効断面積を精度良く算出することができる共鳴計算プログラム等を提供する。
【解決手段】等価原理に基づく共鳴計算により、共鳴領域における実効断面積を算出する、ハードウェア上において実行可能な共鳴計算プログラムであって、入力された諸元データに基づいて、バックグラウンド断面積を算出するバックグラウンド断面積算出ステップ（ステップＳ４）と、算出されたバックグラウンド断面積を、実効断面積を算出する計算式に代入して、実効断面積を算出する物理量算出ステップ（ステップＳ６）と、を有し、計算式は、バックグラウンド断面積に対応する物理量を表現する多項双曲線正接関数である。 （もっと読む）

【課題】監視精度及び信頼性を向上させる原子炉の核熱水力安定性監視技術を提供する。
【解決手段】監視装置５０は、炉心１６内に規則的に配置された複数の核計装検出器３１が出力する核計装信号Ｓから核熱水力現象の安定性指標（例示は減幅比γ）を算出する算出部５２と、原子炉の運転状態に係る情報を入力条件７５として物理モデルに基づいて核熱水力現象をシミュレートするシミュレーション部７０と、このシミュレート結果から核熱水力現象の制限値Ｄを更新する制限値更新部５８と、安定性指標（例示は減幅比γ）及び制限値Ｄに基づいて出力振動抑制手段６０を起動するか否かを判定する判定部５３と、を備える。 （もっと読む）

【課題】減速材の温度係数を好適に測定することができる減速材の温度係数測定装置および減速材の温度係数測定方法を提供する。
【解決手段】原子炉５に格納された燃料集合体１５に制御棒１６を挿入可能な制御棒駆動装置１７と、原子炉５の反応度を測定可能な反応度測定処理部５１と、原子炉５に流入する原子炉冷却材の流入温度を検出可能な流入温度検出センサ１１と、原子炉５から流出する原子炉冷却材の流出温度を検出可能な流出温度検出センサ１２と、検出した流入温度および流出温度から平均温度を測定可能な平均温度測定処理部５２と、原子炉５の熱出力が一定となるように制御する出力制御部１９と、制御棒１６の挿入前後における反応度の変化量と、熱出力が一定となった状態での制御棒１６の挿入前後における平均温度の変化量とに基づいて、原子炉冷却材の温度係数を算出する温度係数算出部５３と、を備えた。 （もっと読む）

【課題】炉心上部の障害物の有無の確認を行えるとともにスクラム時間を測定できる炉心頂部監視装置を提供する。
【解決手段】冷却材として液体金属を用いる原子炉３における炉心９の頂部を監視する炉心頂部監視装置１であって、炉心９の上方を横断するように超音波信号を略水平面状に送信し、反射波を受信する超音波センサ３１と、超音波センサ３１の受信信号を処理し、送信面４１内に障害物が存在することを判定する制御部３７と、が備えられ、制御部３７には、制御棒を切り離すスクラム開始トリガ信号を受信して、制御棒が障害物として送信面４１を通過するまでの時間を演算し、スクラム時間を算出するスクラム時間測定部４７が備えられている。 （もっと読む）

【課題】実効断面積の計算精度を向上させることができる共鳴計算プログラムおよび解析装置を提供する。
【解決手段】実効断面積を算出する共鳴計算を実行可能な共鳴計算プログラムであって、共鳴領域のグレー範囲に計算点を設定するステップＳ４と、計算点において設定されたマクロ断面積に対応する中性子束を特性曲線法に基づいて算出するステップＳ５と、算出したマクロ断面積と中性子束とにフィッティング式をフィッティングさせて、第１および第２の有理式係数を算出するステップＳ６と、第１の有理式係数に基づいてバックグラウンド断面積を算出するステップＳ７と、バックグラウンド断面積を引数として、実効断面積を内挿するステップＳ８と、バックグラウンド断面積に基づいて中性子束を算出するステップＳ９と、実効断面積と中性子束と第２の有理式係数とに基づいて、実効断面積を算出するステップＳ１０と、を備えた。 （もっと読む）

【課題】本発明の目的は、適切な撮像回数で気泡の変化を追跡可能な放射線透過撮像装置及びその撮像方法を提供することにある。
【解決手段】本発明の制御部は、流速計測手段が測定した、二相流の流速値を用いて撮像領域の気泡流速を推定する流速演算部と、推定流速に応じた撮像時間を算出する撮像時間演算部と、撮像時間に基づいて検出器の電荷積分時間を制御する装置制御部を備えることを特徴とする。
【効果】本発明によれば、適切な撮像回数で気泡の変化を追跡可能な放射線透過撮像装置及びその撮像方法を提供できる。 （もっと読む）

【課題】
本発明の目的は、ＢＷＲ型原子炉内部の二相流状態を模擬した約３００℃の蒸気-水環境において、ＢＷＲ型原子炉内部の燃料棒を模擬した円管周りの液膜厚さを計測できる液膜計測装置を提供することである。
【解決手段】
本発明の液膜計測装置は、燃料棒を模擬した第１の円管に回転可能に配置された第1の磁石を、前記第１の円管の周囲に配置され燃料棒を模擬した第２の円管の内部に配置された第２の磁石で回転させ、前記第１の円管に配置された圧電素子からの超音波を前記第１の円管に径方向に放射し、前記第１の円管の外表面の液膜厚さを計測することを第1の特徴とする。また、前記圧電素子は回転可能な容器に内蔵されており、前記容器を設置した前記第１の円管の箇所に、内部と外部とで液体が出入り可能な連通口が設けられていることを第２の特徴とする。 （もっと読む）

【課題】核熱水力安定性の監視精度及び信頼性を向上させる原子炉の出力監視技術を提供する。
【解決手段】原子炉の出力監視装置３０において、炉心で中性子を検出する複数の核計装検出器３１から出力される核計装信号Ｓの出力振動を示す時系列データから第１安定性指標を算出する第１算出部４２と、前記第１安定性指標と第１基準値を対比して前記炉心の核熱水力安定性が安定しているか悪化しているかを判定する第１判定部４４と、前記第１判定部４４において前記悪化と判定された場合に前記時系列データに基づき前記炉心の第２安定性指標を算出する第２算出部４７と、前記第２安定性指標と第２基準値を対比して前記出力振動の抑制操作を実行するか否かを判定する第２判定部４７と、を備える。 （もっと読む）

【課題】炉心の運転条件に応じた核定数を簡単に計算することができ、計算した核定数を用いて炉心内の核特性を精度良く評価することができる炉心解析プログラムを提供する。
【解決手段】炉心内の核特性を評価する、ハードウェア上において実行可能な炉心解析プログラムにおいて、燃料集合体での核反応に依存する複数のパラメータのそれぞれに計算点を設定し、パラメータ毎に設定された計算点において、核定数を算出する核定数計算ステップＳ１０１と、算出した計算点における核定数から、各パラメータの変位に対応する核定数のフィッティング式を、ロバスト性を有するように導出するフィッティング式導出ステップＳ１０２と、炉心の運転条件に応じて変化する複数のパラメータに対応する核定数を、フィッティング式から導出し、導出した核定数に基づいて炉心計算を行う炉心計算ステップＳ１０３と、を備えた。 （もっと読む）

【課題】炉心熱的制限値監視装置の計算周期を短縮する。
【解決手段】複数の監視領域１０に分割された炉心３の熱的状態値を監視して制御装置１に信号を出力する炉心熱的制限値監視装置２に、複数の計算処理部１２と、これらに対応した信号入力処理部１１と同期処理部１３と出力処理部１４とを備える。計算処理部１２は、信号入力処理部１２が受信した炉心３の状態を示す信号に基づいて監視領域１０の熱的状態値を算出して制御装置１への信号出力の要否を判定する。同期処理部１３は、計算処理部１２が制御装置１への信号出力が必要と判定した場合には他の同期処理部１３に対して信号出力停止信号を伝達し、不要と判定したときには他の同期処理部１３に対して信号出力停止解除信号を伝達する。出力処理部１４は、同期処理部１３が信号停止信号を受信していないときに信号処理部１２の計算結果の信号を制御装置１へ出力する。 （もっと読む）

例示的な実施形態は、核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム、進行波核分裂反応炉の操作方法、進行波核分裂反応炉の制御方法、進行波核分裂反応炉の制御システム、進行波核分裂反応炉を制御するためのコンピュータソフトウェアプログラムプロダクト、及び核燃料アセンブリを移動するシステムを有する進行波核分裂反応炉を提供する。
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例示的な実施形態は、核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム、進行波核分裂反応炉の操作方法、進行波核分裂反応炉の制御方法、進行波核分裂反応炉の制御システム、進行波核分裂反応炉を制御するためのコンピュータソフトウェアプログラムプロダクト、及び核燃料アセンブリを移動するシステムを有する進行波核分裂反応炉を提供する。
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【課題】炉心流量を正確に計測することができる原子炉および炉心流量評価装置を提供する。
【解決手段】炉心冷却材流量計測装置３０において、炉心冷却材が通流するように炉心支持板１７に設けられている貫通孔における流路中間と下流側との差圧を検出する第１検出器３３と、この第１検出器３３からの差圧信号に基づき前記貫通孔における前記炉心冷却材の通過流量を求める第１演算器４２と、前記貫通孔における流路中間と上流側との差圧を検出する第２検出器４３と、この第２検出器４３からの差圧信号に基づきクラッド影響係数を求める第２演算器５１と、前記通過流量及び前記クラッド影響係数に基づき炉心流量を求める第３演算器５５と、を備えることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉において、プルトニウムを効率良く燃焼させるために、安全性を維持しながら炉心におけるボイド率を高くする。
【解決手段】ボイド率を高くするとドライアウトが生じやすくなる。そこでドライアウトが生じても、核燃料棒が健全性を保てるように、核燃料棒温度を解析し、表示するとともに監視する。ドライアウト状態での被覆管表面温度を計算するため、新たな熱伝達係数の導出式とともに被覆管計算式を提示する。 （もっと読む）

【課題】シミュレーション結果に含まれるパラメータに起因する誤差を定量的に推定する。
【解決手段】誤差推定装置１０は、線形結合定数演算部１５と誤差演算部１６とを備える。線形結合定数演算部１５は、シミュレーションの入力値の不確かさの割合の関係を示す共分散行列をＷとし、目的体系および実験体系のシミュレーションへの入力値の感度係数ベクトルをそれぞれＳ_ＲおよびＳ_ｉとしたときにＳ_ｉを線形結合したＳ_ｋの線形結合定数α_ｉを、Ｓ_ｋ^ＴＷＳ_ｋ＝Ｓ_Ｒ^ＴＷＳ_Ｒを満足しかつＳ_ＲとＳ_ｋとのなす角が最小になるように求める。誤差演算部１６は、実験で測定された物理量Ｒの測定値に対するシミュレーションで得られた物理量Ｒの計算値のシミュレーションのモデルへの入力値に関する相対誤差をＥ_Ｐｉとしたときに、α_ｉを重みとしてＥ_Ｐｉの値を合成してシミュレーションの結果得られる物理量に含まれる相対誤差を推定する。 （もっと読む）

例示的な実施形態は、核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム、進行波核分裂反応炉の操作方法、進行波核分裂反応炉の制御方法、進行波核分裂反応炉の制御システム、進行波核分裂反応炉を制御するためのコンピュータソフトウェアプログラムプロダクト、及び核燃料アセンブリを移動するシステムを有する進行波核分裂反応炉を提供する。
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本発明は、専用の運転支援コンピュータ（３２）と相互作用するマン・マシンインターフェース（３１）により要求を設定し、運転支援コードと呼ばれる拡散方程式を解く三次元の中性子計算コード（３２ａ）を使用する工程と、原子炉炉心の運転をモニタリングするシステム（１０）から前記運転支援コンピュータ（３２）へ、炉心の運転条件だけでなく炉心のハードウェア、幾何学的および中性子特徴を表す一組のデータ（１３）を一方向に送信する工程であって、前記データ（１３）は、燃料減損中に炉心の同位元素収支を更新し、モニタリングコードと呼ばれる拡散方程式をオンラインで定期的に解く三次元の中性子コード（１２）により決定され、モニタリングコード（１２）は、前記モニタリングシステム（１０）に専用のモニタリングコンピュータと呼ばれる第２の別個のコンピュータ上に設置される、工程と、前記運転支援コード（３２ａ）を使用して原子炉炉心の挙動の変化を判断する工程であって、前記代表的データ（１３）は運転支援コード（３２ａ）の入力データとして使用される、工程と、を含む原子炉の運転支援方法に関する。 （もっと読む）