多普勒反应性系数测量方法

专利名称:多普勒反应性系数测量方法
技术领域：
本发明涉及一种多普勒反应性系数的测量方法，尤其涉及一种利用核反应堆特性研究工程直接测量多普勒反应性系数的多普勒反应性系数的测量方法。
背景技术：
对于核电用核反应堆，例如压水反应堆(下面统一记为“PWR”)，为了确保安全且节约成本的运行，在各周期的运行之前，对反应堆芯进行设计，以探讨燃烧性不同进而反应性等不同的各燃料集合体在反应堆芯是如何配置，以及反应堆芯自控性是否充分等各种事项。
进一步，对于各运行周期之间进行的定期检查，为了测量、评价运行下一个周期所运行的反应堆芯的反应堆的物理特性，实施了核反应堆特性研究工程(起动时反应堆物理试验)。通过该工程，例如确定所设计的反应堆芯是否按照规定操作达到临界，并测量控制棒相对于反应堆芯工作时的反应性变化、及慢化剂温度发生了变化时的反应性变化等，以确认反应堆芯设计的合理性。
其中，自控性指的是以下特性:若由某原因导致反应堆芯反应性发生变化甚至温度发生变化，则反应堆内自然地产生向相反方向作用的现象、即所谓的反应性反馈，其是确保核反应堆安全运行时非常重要的要素。PWR中的自控性通过如下方式展现，S卩，由于燃料温度变化而导致的反应堆反应性变化即燃料温度反应性系数、和由于慢化剂温度变化导致的核反应堆反应性变化即慢化剂温度反应性系数均是负的(如果温度上升则反应性降低)。对于沸水反应堆(以下统一称为“BWR”)，除此之外，如果温度高则冷却水中的气泡增力口，所以，BWR中的自控性还会通过如下方式展现:由冷却水减速后的中子减少的现象(效果)。
上述燃料温度反应性系数基于所谓的多普勒效应现象。多普勒效应是指由于温度上升导致燃料中存在的核素的中子的共振吸收增加，所以贡献于核裂变的中子减少，从而导致反应堆芯反应性降低的现象，将每单位温度对反应性的贡献称为多普勒反应性系数。尤其，针对占据现行轻水反应堆的铀燃料中的大部分的U238，中子共振吸收大，因此效果好。该效应，在核反应堆温度上升时，不仅反而起到降低温度的作用，而且，由于与慢化剂不同且基于燃料的温度变化，所以时间响应变快，在与BWR不同且没有基于冷却水气泡的增加的效应的PWR中，其对于安全运行充当了极其重要的作用。
针对核电用核反应堆中的燃料温度的变化与反应性的关系，使用通过测量核燃料温度变化与中子吸收的关系而得到核燃料的多普勒反应性系数数据等进行设计。不过，在核反应堆特性研究工程中，由于直接测量燃料温度是很难的，且如果使燃料的温度发生变化，则慢化剂的温度等其他的参数也随之改变，因此未直接测量燃料温度的反应性系数，而是进行了基于等温温度系数测量实验与设计时核特性分析值的组合的分析性确认(专利文献I的第0003段到0004段)。
然而，为了实现进一步确保核反应堆的安全运行，作为验证反应堆芯设计的正确性的一环，优选直接测量多普勒反应性系数。尤其对于PWR而言，由于正规划在这几年内真正燃烧MOX燃料或高燃烧性燃料，因此这一点尤其重要。
在日本国外，于1950年代进行了数次在研究反应堆中对燃料温度变化与反应性变化的关系即燃料温度的反应性系数的直接测量。这些测量是在高速中子少的软中子谱条件下使金属铀或氧化铀小型球温度上升，以测量反应性的变化(非专利文献1、非专利文献2)。
另外，在日本国内，在2005年日本核能研究开发机构的FCA (高速反应堆临界试验装置。非常小的核反应堆)中，在软中子谱场中仅仅装载氧化铀燃料或MOX燃料，使温度上升，以测量反应性的变化(非专利文献3)。
其中，虽然以上述实际核反应堆等作为对象进行测量而得到的数据，作为数据库的充实和通用核设计代码的验证很重要，但进行了实测的核反应堆非常小型，形状或构造与核电用核反应堆存在显著差别。因此，只是间接地而非直接地得到了对将追求更高精度的大型核电用核反应堆作为对象的反应堆芯设计或反应堆芯设计代码等的验证效果。
因此，以核电用核反应堆作为对象，尤其是以PWR作为对象，直接测量多普勒反应性系数的技术的开发被寄予厚望，近年来本申请的发明人之一通过独自刻苦钻研终于开发出了该方法(专利文献I)。
该方法基本上是对等温温度反应性系数测量法和动态特性测量法进行组合，从而对燃料温度反应性系数进行测量(是反应堆输出低的状态，且成为多普勒反应性系数的测量)，通常按照如下的顺序(步骤、工序)。
此外，其中所谓“等温温度反应性系数”是指仅燃料温度的(用燃料温度偏微分的)反应性系数与仅慢化剂温度的(用慢化剂温度偏微分的)反应性系数之和。
首先，求得等温温度反应性系数，该等温温度反应性系数是在核反应堆临界且大致为零输出状态时的基于温度变化的核反应堆的反应性系数的变化。
然后，通过拔出控制棒添加外部反应性，使反应堆输出增加规定量，例如1%左右。
此时，测量外部添加反应性、中子反应堆外检测器响应、冷却剂(慢化剂)入口温度、冷却剂(慢化剂)平均温度随着时间的推移而产生的变化，并且采样它们的时间序列数据。
另外，对数字反应性计输入中子反应堆外检测器的响应，以求得核反应堆的反应性的时间响应。
从所得到的时间序列数据中，采用动态特性鉴定法求得燃料温度的反应性系数。
具体的，通过数值傅立叶变换，代入频率响应传递系数，采用最小二乘拟合法(基本上是最小二乘法)求得满足该响应关系的多普勒反应性系数。
另外，慢化剂温度反应性系数从等温温度反应性系数中减去多普勒反应性系数而求得。
其中，所谓动态特性鉴定法，采用如下的方法:在将已知函数u(t)输入到全部或者部分未知的函数即函数g(t)中时的输出的函数x(t)为已知的情况下，由u(t)和x(t)，例如由它们的动作、频率响应，推定建立输入输出关系的传递函数G(S)，从而求得g(t)(求解函数方程式)。
专利文献I JP特开JP2006-84181号公报[0023]非专利文献1:Ε.Creutz, et.al.“Effect of Temperature on TotalResonanceAbsorption of Neutrons by Spheres of Uranium Oxide，，、J.Apple.Phys.26>276(1955)
非专利文献2:R.M.Pearce et.al.“A Direct Measurement UraniumMetalTemperature Coeeficient ofReactivity，，、Nucl.Sc1.Eng.,2,24(1957)
非专利文献3:JAER1-Research、2005_026、日本核能研究开发机构发行
然而，对于上述多普勒反应性系数进行直接测量的方法，需要进行数值傅立叶变换即需要转换成频率数据，所以难以适用非连续数据。其结果，若频繁进行测量值本身中混入大偏差或噪声的控制棒组的移动、NIS (反应堆外中子检测器)的范围切换等，则非常困难应用。
另外，尽管需要测量冷却剂(慢化剂)入口温度，但是由于在当前反应堆物理试验时的测量项目中不存在，所以并不适合。
因此，期待开发一种能够适用非连续数据，而且能够易于测量的核反应堆的多普勒反应性系数的测量方法。

发明内容
本发明是为了解决上述课题而提出的，从次临界的状态施加了初始反应性P in之后，以恒定反应堆周期使反应堆输出上升，从与该恒定反应堆周期对应的反应性Pp(恒定反应堆周期反应性，即反应堆芯从次临界到临界时，以恒定速度输出发生了上升时施加的反应性)的变化，读出反应性反馈的贡献。
其中，反应堆周期是指核反应堆的输出为e(约2.718)倍的时间。
此时,关注如下内容。
次临界，由此在反应堆输出非常低的状态下，核反应堆没有自控作用。
恒定反应堆周期反应性与次临界状态中的反应性没有关系，基本上为恒定。对此，通过对使实测和模拟分析最一致的组合进行分析而得到确认。
另外，作为读取反应性反馈的贡献的机构，对Pin和Pp在反馈难以奏效的低输出区域进行模拟分析，探索并确定使实测的NIS信号再现的值。
作为测量时实施的具体的步骤，按照如下6个阶段的步骤进行:数据的采集、从采集到的中子通量数据中的去除掉Y射线的影响、反应性反馈贡献分量的提取、到达上限反应堆输出的确定、燃料棒平均温度的计算、以及多普勒反应性系数的推定。下面按照顺序采用数学式对各步骤内容进行详细说明。
(前提)
作为测量前提，成为其测量对象的核反应堆设为:可测量输出区域的反应堆外中子通量检测器、冷却水平均温度等，以作为时间序列数据，且进行反应堆芯特性分析所需要的数据齐全。因此，例如对于单点反应堆动态特性参数β 1、λ i (其中，i为6组延迟中子，
i = 1.....6)、燃料棒温度的价值输出加权平均修正系数{根据由单点反应堆动态特性模
型计算出的燃料棒的体积加权平均值，对以中子通量分布和伴随中子通量(中子价值)分布加权后的平均温度进行换算的系数}、控制棒组操作历史等，能够由其他的逻辑分析等判明出相当正确的值或大概的值、或者由运行记录而得到。而且，根据正式测量之前所实施的等温温度系数测量实验，也已知等温温度反应性系数(=多普勒反应性系数+慢化剂温度反应性系数)。
除此之外，测量对象即燃料的含多普勒反应性系数的各种系数、初始次临界度等也同样，其大概值通过设计时的逻辑分析和现有经验等得以判明。为此，在采用试行错误法大致评价误差函数时，输入这些大概值作为初始值、或者输入其近似值的情况也很多。
(数据的采集步骤)
从次临界状态的核反应堆(PWR)中将控制棒拔出规定量，设为临界且略微输出状态，将此时的中子通量和慢化剂平均温度的一系列变化作为时间序列数据进行连续采集。并且，此时的次临界度Psub可根据通过将控制棒拔出规定量而施加的反应性Pin和恒定反应堆周期反应性Pp逆算出来。
另外，商用反应堆中，次临界时也存在少许的输出。
而且，所谓临界状态是指，由核裂变导致的反应堆内产生的中子数量与由反应堆内吸收和反应堆向外泄漏导致的消逝中子数量相等(有效增倍率为I)的平衡状态，反应堆内的(热)输出取决于以何种中子数量级别来实现该平衡状态。
(从中子通量数据中去除Y射线)
如上所述，反应堆输出比额定时小得非常多，因此，当将在中子通量小的状态下的核反应堆中的中子通量变化作为时间序列数据进行采集时，照原样则受到中子测量器的约束。即，尽管反应堆内存在使用过的核燃料，但是，通常使用的NIS(中子检测器)对由该使用过的核燃料产生的Y射线也会起反应。并且，由该使用过的燃料产生的Y射线的射线量在零输出试验时也以大致恒定的级别存在。另一方面，零输出试验时反应堆内产生的中子通量由于反应堆输出小而处于低级别。这是由于，在零输出试验时，所采集的数据的背景或者由Y射线导致的噪声不能忽视。并且，如果反应堆输出稍微大些，则由于反应堆内产生的中子增加，所以Y射线的影响将减少，反而可以忽视。
因此，在零输出试验时，从使用电离箱得到的中子数据中，利用由Y射线产生的分量相对于反应堆输出恒定的性质，去除Y射线的影响，即去除由被错误采集为中子的Y射线产生的分量(噪声)。然而，若是将来建设的PWR等，即若实施可直接测量中子而不受Y射线的影响的措施，则该操作就没有必要进行。
该具体方法，首先，将对应于反应堆输出的中子通量转换成电流数据后获取。然后，基于该获取到的数据，定义表示采用如下(I)式表达的分析值与实测值的误差的误差函数E(g。，Pp)。而后，将Y射线的混入率(混入噪声分量对初始反应堆输出信号之比)g。作为X轴，将恒定反应堆周期反应性P P作为Y轴，将误差函数E (g。，Pp)作为Z轴方向。而且，将g。和Pp作为参数使用，求得E (g。，Pp)的值为最小的点g。和Pp的组合(这样基本上遵照最小二乘法，以试行错误的方式求得误差函数最小的参数值的操作称为“拟合”)。这样求得的g。值为实际Y射线的混入比例。
其中，取误差函数为对数(In)是考虑到反应堆输出相对于时间成指数增加。
另外，(I)式中的参数和误差函数的表述则并非局限于此。
数学式I
^)4 Η9^ -1η_
ArM [ |_ P0 +gcP0 」_ P。_
其中，P为反应堆输出，上标s为分析值，m为测量值，t为时间，N为数据数量，t,为对应于数据i的时间，O为初始值(t = O)，反应堆芯为次临界。作为反应堆输出的测量值，使用设NIS信号与反应堆输出成比例关系的NIS信号。
因为上述分析中需要的反应堆输出响应为反应性反馈贡献小的低输出区域，并且仅需要反应堆输出响应相对于初始输出的相对变化，所以，只要分析中满足该条件，则初始反应堆输出Ps(!可以任意设定。反应堆输出的绝对值响应由后述的处理法确定。
如果由实测的NIS信号重构去除了 Y射线的输出数据，可以用下式(2)求得。
数学式2
P； (O = Po +Pm{t)~ gcPo
0 -
另外，由该式，反应堆输出变化幅度Rzm根据初始输出Pgm(0)和到达上限输出Pmg,max[max{pgm(t)}],由下(3)式求得。
并且，在如上所述的商用反应堆中，由于即使在次临界状态下也存在少许反应堆输出，所以⑶式的分母不为O。
数学式3
pm1[0059]R Z= _
zm Pmg(O)
由于由⑴式求得恒定反应堆周期反应性P p，所以在以初始次临界度P °sub为基础的反应性测量中，可以由(4)式精确求得初始次临界度P°sub。
数学式4
_2] P0sub= Pin-Pp
此时，初始施加反应性P in，能够根据控制棒的动作前后的位置以分析或试验的方式进行推定。
(反应性反馈贡献分量的提取)
从去除了 Y射线的反应堆输出的时间序列数据中，由相对于单点反应堆动态特性方程式的逆向动态特性法，求得反应性P的时间序列数据。反应性反馈贡献分量△ Pfd由如(5)式那样从反应性变化P⑴中减去P ^而得到。
数学式5
Δ pfd(t) = P (t)-p in
另一方面，反应性反馈贡献分量Λ Pfd为共同为负的多普勒反应性系数af和慢化剂温度反应性系数a。的贡献的合计，由下面的(6)式表示。
数学式6
Δ pfd(t) = af(ATf(t)-ATc,av(t)) + aitcATc,av(t)[0071]其中，a itc为等温温度反应性系数，ATf,av为燃料棒平均温度的变化量，ATc,av为慢化剂的平均温度的变化量。
与多普勒反应性系数α {相关的反应性贡献分量Λ P fd{(6)式的右边第一项的分量}能够用如下⑵式表示。该分量由(5)式求得的Λ Pfd、所测量的慢化剂平均温度的变化量Λ Τ_ν、和等温温度反应性系数Ciit。求得。
数学式7
Δ pfc(t) = Δ pfd (t) -aitcA Tc, av (t)
另一方面，因为Λ P f。与燃料棒平均温度具有(8)式那样的关系，所以，如果能够评价燃料棒平均温度，则能够推定多普勒系数af0
数学式8
Δ pfc(t) = a f ( Λ Tf, av (t)如果反应堆输出变化已知，则慢化剂平均温度Τ_να)为实测值，因此燃料棒平均温度变化ATf,av(t)能够由燃料棒热传导方程式进行评价。即，对于常规PWR，在反应堆芯入口附近和出口附近安装了用于测量各个冷却剂(慢化剂)温度的传感器。这些传感器测量值经过平均化电路被输出作为冷却剂(慢化剂)温度。
然而，虽然根据对NIS信号去除Y射线后的信号，能够确定初始输出与最大到达输出之比Rzm，但不能确定该输出的绝对值。此时，慢化剂反应堆芯入口温度如果恒定、或者被测量出来，则通过根据实测的慢化剂平均温度Τ_ν来评价反应堆芯入口温度与出口温度之差，能够求得反应堆输出。但是，在反应堆输出变更时，由于形成来自反应堆芯的热供给与来自冷却环路蒸汽发生器次侧的除热的暂时的非平衡状态，所以呈现反应堆芯入口温度的变化，不能符合反应堆芯入口温度恒定的假设。
另外，为了在已建造的具有运行历史的核反应堆的反应堆芯入口安装新的温度传感器，且精确测量慢化剂的反应堆芯入口的温度以作为时间序列数据，需要导入新的测量
>J-U ρ α装直。
由于采用现有测量体系测量多普勒反应性系数，所以，通过将如
图1所示的PWR —次冷却封闭循路中的除热模型组装入核反应堆动态特性模拟模型中，以求得反应堆输出变化的绝对值。
(一次冷却环路除热模型)
在图1中，10为反应堆芯，20为蒸汽发生器，30为冷却水循环泵，41为核反应堆出口侧配管，42为核反应堆入口侧配管，箭头示出慢化剂(冷却水)的流向，空心箭头表示热的流向。
模拟一次冷却环路的除热动作的模拟模型由与核反应堆出口侧配管部和核反应堆入口侧配管部各自的冷却水平均温度、蒸汽发生器主侧冷却水平均温度、冷却泵腔室内冷却水平均温度相关的热传输方程式或能量守恒方程式构成。
(到达上限反应堆输出的确定)
对一次冷却封闭环路中的冷却特性进行确定的最重要的参数是与从蒸汽发生器的主侧到次侧的传热相关的时间常数τ sg,12，必须对其进行确定。
与材料试验反应堆、临界试验装置等小型核反应堆不同，由于核电用大型核反应堆、例如PWR具有蒸汽发生 器这样的热交换器，所以中子通量数据的峰值的到达时间与冷却水等慢化剂的温度的峰值的到达时间之间，一般会存在时间差。着眼于该时间差与时间常数τ sg,12存在的直接关系、以及到达上限输出与慢化剂平均温度T。, av的最大到达温度具有很密切的关系，来确定到达上限输出和Tsg,12。
为了用最小二乘法评价输出与温度的测量值的峰值时刻之差，以初始输出PcJ =P(O)I和与传热相关的时间常数/,12作为参数，导入了(9)式示出的误差函数。在(9)式中，上标s表示分析值,m表示测量值。
数学式9
^sa,2，P。) = [1.0 -货 + [1.0 -1 PAi c,av
其中，tp为慢化剂平均温度Lav的最大温度到达时间，Λ T。
为最大温度到达时的温度变化幅度(从次临界状态起的温度上升值)。
与上述⑴式的情况同样地求得该误差函数Ε( τ sg,12，P0)为最小的条件，即慢化剂的最大温度到达时刻和慢化剂的平均温度的最大上升幅度均与实测值相等的时间常数Tsg,12和初始输出P。的值。到达上限反应堆输出Pmax为从误差函数E为最小的(Tsg,12，P。)时的模拟分析中求得的最大到达反应堆输出。Ptl由(3)式进行再评价。
另外，(9)式的参数和误差函数的表述并非局限于此。
(燃料棒平均温度变化的确定)
采用上述方法确定的最大到达反应堆输出Pmax和输出变更幅度Rzm，根据进行去除Y射线噪声处理后的NIS信号，确定从初始输出到最大到达反应堆输出为止的反应堆输出响应。在与燃料棒平均温度相关的热传导方程式中，通过代入反应堆输出响应和实测的慢化剂平均温度T。, av，从而确定燃料棒平均温度变化Λ Tf, av (t)。
(有效燃料平均温度·的计算)
燃料的平均温度根据反应堆输出而升降，并且，其温度变化与慢化剂相比很大且很快。当导入了对相对于燃料的温度变化的反应性的响应进行分析的一阶微扰理论时，给予平均燃料温度变化ATf,av(t)以作为如下(10)式那样的价值输出加权平均
在此使用一阶微扰理论是基于以下判断:由于微扰理论属于给予微小变化且考虑该变化带来的影响的理论，所以作为在没有微扰的基本式中适用修正量的方法是很出色的，而且，对于补正，通常采用近似一阶项作为修正项的一阶微扰理论，在反应堆物理试验时，因为燃料温度变化很小，所以微扰理论还是很合适的。
数学式10

^+(r)LTf{r,^{r)dV
Cr


V
另一方面，由单点反应堆动态特性模型计算的平均燃烧温度变化ATf,av(t)为
(11)式所示的体积加权平均值。
数学式11
权利要求
1.一种多普勒反应性系数的测量方法，其特征在于，包括: 中子通量时间序列数据测量步骤，测量对成为次临界状态或临界状态的反应堆芯施加反应性而使反应堆输出以恒定反应堆周期上升时的中子通量，以作为时间序列数据； 反应堆内慢化剂平均温度时间序列数据取得步骤，以时间序列数据的形式取得对接近于临界状态的反应堆芯施加反应性而使反应堆输出以恒定反应堆周期上升时的慢化剂平均温度； 反应性时间序列数据取得步骤，根据测量后的中子通量时间序列数据，采用相对于单点反应堆动态特性方程式的逆向动态特性法，获取反应性时间序列数据； 反应堆输出时间序列数据取得步骤，基于上述取得的反应堆内慢化剂平均温度时间序列数据和中子通量的时间序列数据，将与从蒸汽发生器的主侧到次侧的传热相关的时间常数和初始反应堆输出作为参数，求得反应堆输出时间序列数据误差函数的值最小的上述时间常数和初始反应堆输出的组合，从而获取整合成上述反应堆内慢化剂平均温度时间序列数据和上述中子通量的时间序列数据的反应堆输出时间序列数据，上述反应堆输出时间序列数据误差函数的值用{1-(至慢化剂平均温度的最大温度的到达时间的分析值/至慢化剂平均温度的最大温度的到达时间的测量值)}2+{1-(慢化剂平均温度的最大到达温度分析值/慢化剂平均温度的最大到达温度的测量值)}2表示； 燃料温度时间序列数据取得步骤，对采用与反应堆输出时间序列数据和燃料棒平均温度相关的热传导方程式计算出的体积加权平均的燃料温度，采用修正系数进行修正，获取与一阶微扰理论相符合的价值输出加权平均的燃料温度的时间序列数据，上述修正系数是对零输出状态的慢化剂流路方向的中子通量和伴随中子通量即中子价值的分布的影响进行表示、且使用一维动态特性模型码导出的系数； 反应性反馈贡献分量的时间序列数据取得步骤，采用所取得的反应性时间序列数据和所施加的反应性，且从反应性变化中减去初始施加反应性，从而求得反应性反馈贡献分量的时间序列数据；以及 多普勒反应性系数取得步骤，采用上述反应堆内慢化剂平均温度时间序列数据、上述价值输出加权平均的燃料温度的时间序列数据、等温温度反应性系数、和上述反应性反馈贡献分量的时间序列数据，采用数学式:“反应性贡献分量=多普勒反应性系数X (采用价值输出加权平均的燃料温度的时间序列数据得到的燃料温度的变化量-反应堆内慢化剂平均温度变化量)+等温温度反应性系数X慢化剂温度变化”来求得多普勒反应性系数。
2.根据权利要求
1所述的多普勒反应性系数的测量方法，其特征在于， 上述中子通量时间序列数据测量步骤中的中子通量的时间序列数据的测量是指与中子通量一起测量Y射线， 上述反应性时间序列数据取得步骤，包括从测量后的中子通量时间序列数据中去除Y射线的影响的去除步骤，并且是根据去除Y射线的影响后的中子通量的时间序列数据，采用相对于单点反应堆动态特性方程式的逆向动态特性法，求得反应性时间序列数据的步骤。
3.根据权利要求
2所述的多普勒反应性系数的测量方法，其特征在于， 上述去除步骤，针对反应性反馈贡献小的低输出区域中的反应堆输出响应，采用时间变化分析值、和时间变化实测值来进行定义，并采用最小二乘法来评价用对数值表示的该两者之差的Y射线混入比例误差函数，求得Y射线混入比例误差函数值最小的恒定反应堆周期反应性和Y射线的混入比例之组合，将构成该组合的Y射线的混入比例作为真正的Y射线的混入比例，上述时间变化分析值是将恒定反应堆周期反应性和Y射线的混入比例作为参数而用核反应堆动态特性方程式求得的值，上述时间变化实测值是实测到的中子通量的时间序列数据中的与该反应堆输出响应相当的值。
4.根据权利要求
1所述的多普勒反应性系数的测量方法，其特征在于， 上述多普勒反应性系数取得步骤中，还将多普勒反应性系数作为参数，针对采集到的数据，将多普勒反应性系数误差函数的值最小的多普勒反应性系数推定为实际的多普勒反应性系数，其中，上述多普勒反应性系数误差函数的值是用U.0-多普勒反应性系数X (采用价值输出加权平均的燃料温度的时间序列数据得到的燃料温度的变化量-反应堆内慢化剂平均温度变化量)/与·多普勒反应性系数相关的反应性贡献分量}2来定义的。
专利摘要
本发明提供一种多普勒反应性系数测量方法。该方法为使反应堆输出以恒定反应堆周期上升预定量，测量此时的中子通量以作为时间序列数据，同样获取反应堆内慢化剂的温度以作为时间序列数据，并采用相对于单点反应堆动态特性方程式的逆向动态特性法，由中子通量的时间序列数据得到反应性的时间序列数据，获得采用反应堆输出的时间序列数据和规定的动态特性模型获取的规定平均燃料温度的时间序列数据，并采用反应性的时间序列数据和所施加的反应性，求得反应性反馈贡献分量，采用反应堆内慢化剂平均温度的时间序列数据、规定平均燃料温度的时间序列数据、等温温度反应性系数、反应性反馈贡献分量，求得多普勒反应性系数。
文档编号G21C17/06GKCN101809674SQ200880100832
公开日2013年9月25日 申请日期2008年7月29日
发明者山崎正俊, 花山育志, 大冈靖典, 辻雅司, 岛津洋一郎 申请人:原子燃料工业株式会社导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan非专利引用 (4),