(57)【要約】【課題】燃料棒の曲りによる曲りペナルティを考慮する際に、曲りペナルティについて保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価を可能とする原子炉評価装置、原子炉評価方法及び原子炉評価プログラムを提供すること。【解決手段】評価部は、原子炉の炉心の中において熱流動解析を行うことにより、炉心の中において複数に分割された分割領域ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティ６７を算出し、この局所クォリティ６７に基づいて局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定し、この局所空間における局所クォリティ６７及び原子炉の中の燃料棒の曲り量５８に基づいて、燃料棒の曲りが限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティ６８を算出し、この曲りペナルティ６８を熱流動解析で算出した原子炉の限界熱流束比に結合する。【選択図】図６
2020046343.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の限界熱流束比を評価する評価部を備え、
前記評価部は、
前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行うことにより、前記炉心の中において複数に分割された分割領域ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティを算出し、
前記局所クォリティに基づいて、局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定し、
前記局所空間における前記局所クォリティ及び前記原子炉の中の燃料棒の曲り量に基づいて、前記燃料棒の曲りが前記限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティを算出し、
算出した前記曲りペナルティを前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することを特徴とする原子炉評価装置。
【請求項２】
前記評価部は、
前記局所クォリティ及び前記燃料棒の前記曲り量を入力パラメータとする曲りペナルティ相関式を用いて、前記曲りペナルティを算出しており、
前記曲りペナルティ相関式は、
前記局所クォリティとして、冷却材の潜熱に対する前記冷却材のエンタルピーから前記冷却材の液相の飽和エンタルピーを差し引いた値を用い、
前記局所クォリティが第１閾値以下の場合には、曲りペナルティを所定の正の数で算出し、前記局所クォリティが前記第１閾値より大きく第２閾値以下の場合には、前記所定の正の数から前記局所クォリティに応じて単調減少する関数を用いて算出し、前記局所クォリティが第２閾値より大きい場合には、０で算出することを特徴とする請求項１に記載の原子炉評価装置。
【請求項３】
前記燃料棒の曲り量は、曲りを有する前記燃料棒を含む場合の隣接する前記燃料棒同士の間の距離をＤ´とし、曲りを有する前記燃料棒を含まない場合の隣接する前記燃料棒同士の間の距離をＤとすると、１−（Ｄ´／Ｄ）となっており、
前記評価部は、前記曲り量に応じて、前記局所クォリティの前記第１閾値を決定することを特徴とする請求項２に記載の原子炉評価装置。
【請求項４】
前記評価部は、
前記燃料棒の前記曲り量を確率変数として統計的に取り扱い、曲りペナルティ相関式を用いて前記曲りペナルティを算出することを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の原子炉評価装置。
【請求項５】
原子炉の限界熱流束比を評価する評価部を備え、
前記評価部は、
前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行い、
所定のペナルティに関するペナルティ要因パラメータを、前記熱流動解析で取り扱う入力パラメータとともに確率変数として統計的に取り扱うことにより、前記所定のペナルティを算出し、
算出した前記所定のペナルティを前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することを特徴とする原子炉評価装置。
【請求項６】
前記評価部は、算出した前記所定のペナルティとともに、不確定性パラメータを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することを特徴とする請求項５に記載の原子炉評価装置。
【請求項７】
原子炉の炉心の中において熱流動解析を行うことにより、前記炉心の中において複数に分割された分割領域ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティを算出する局所クォリティ算出ステップと、
前記局所クォリティに基づいて、局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定する局所空間決定ステップと、
前記局所空間における前記局所クォリティ及び前記原子炉の中の燃料棒の曲り量に基づいて、前記燃料棒の曲りが前記限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティを算出する曲りペナルティ算出ステップと、
前記曲りペナルティ算出ステップで算出した前記曲りペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、
を含むことを特徴とする原子炉評価方法。
【請求項８】
前記燃料棒の前記曲り量を確率変数として統計的に取り扱い、曲りペナルティ相関式を用いて前記曲りペナルティを算出することを特徴とする請求項７に記載の原子炉評価方法。
【請求項９】
原子炉の限界熱流束比を評価する原子炉評価方法であって、
前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行い、
所定のペナルティに関するペナルティ要因パラメータを、前記熱流動解析で取り扱う入力パラメータとともに確率変数として統計的に取り扱うことにより、前記所定のペナルティを算出するペナルティ算出ステップと、
前記ペナルティ算出ステップで算出した前記所定のペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、
を含むことを特徴とする原子炉評価方法。
【請求項１０】
前記限界熱流束比評価ステップでは、算出した前記所定のペナルティとともに、不確定性パラメータを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することを特徴とする請求項９に記載の原子炉評価方法。
【請求項１１】
原子炉の限界熱流束比を評価する評価部に、
原子炉の炉心の中において熱流動解析を行うことにより、前記炉心の中において複数に分割された分割領域ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティを算出する局所クォリティ算出ステップと、
前記局所クォリティに基づいて、局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定する局所空間決定ステップと、
前記局所空間における前記局所クォリティ及び前記原子炉の中の燃料棒の曲り量に基づいて、前記燃料棒の曲りが前記限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティを算出する曲りペナルティ算出ステップと、
前記曲りペナルティ算出ステップで算出した前記曲りペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、
を実行させることを特徴とする原子炉評価プログラム。
【請求項１２】
前記評価部に、
前記燃料棒の前記曲り量を確率変数として統計的に取り扱わせて、曲りペナルティ相関式を用いて前記曲りペナルティを算出させることを特徴とする請求項１１に記載の原子炉評価プログラム。
【請求項１３】
原子炉の限界熱流束比を評価する評価部に、
前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行い、
所定のペナルティに関するペナルティ要因パラメータを、前記熱流動解析で取り扱う入力パラメータとともに確率変数として統計的に取り扱うことにより、前記所定のペナルティを算出するペナルティ算出ステップと、
前記ペナルティ算出ステップで算出した前記所定のペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、
を実行させることを特徴とする原子炉評価プログラム。
【請求項１４】
前記評価部に、
前記限界熱流束比評価ステップでは、算出した前記所定のペナルティとともに、不確定性パラメータを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合させることを特徴とする請求項１３に記載の原子炉評価プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉評価装置、原子炉評価方法及び原子炉評価プログラムに関する。
【背景技術】
【０００２】
軽水炉に例示される原子炉を安全に設計するために、改良統計的熱設計手法を用いて、核沸騰からの離脱に至る局所的な熱出力である限界熱流束を予測して評価する方法が知られている（例えば、非特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００３】
【非特許文献１】「三菱公開文献  MHI-NES-1009  改2『改良統計的熱設計手法について』」、２００９年１２月
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
非特許文献１の方法では、原子炉の炉心の中の燃料棒の曲りが限界熱流束及びその比の値である限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティを決定論的に考慮している。具体的には、非特許文献１の方法では、限界熱流束の試験解析結果に基づいて、原子炉における所定の内部圧力ごとに、曲りペナルティと、高温発熱棒平均熱流束、すなわち、原子炉の内部で高温に発熱している燃料棒の熱流束の平均値との相関関係について最小二乗法近似をすることで、曲りペナルティを高温発熱棒平均熱流束の１次式として算出している。
【０００５】
ここで、非特許文献１の方法では、上記した曲りペナルティの高温発熱棒平均熱流束の１次式を用い、保守的に最も厳しい結果を与える原子炉の炉心の冷却条件を組み合わせることにより、曲りペナルティを実態よりも保守的な枠取り評価をして算出しているため、合理化の余地があった。
【０００６】
本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、燃料棒の曲りによる曲りペナルティを考慮する際に、曲りペナルティについて保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価を可能とする原子炉評価装置、原子炉評価方法及び原子炉評価プログラムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
上述した課題を解決し、目的を達成するために、原子炉評価装置は、原子炉の限界熱流束比を評価する評価部を備え、前記評価部は、前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行うことにより、前記炉心の中において複数に分割された分割領域ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティを算出し、前記局所クォリティに基づいて、局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定し、前記局所空間における前記局所クォリティ及び前記原子炉の中の燃料棒の曲り量に基づいて、前記燃料棒の曲りが前記限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティを算出し、算出した前記曲りペナルティを前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することを特徴とする。
【０００８】
この構成によれば、曲りペナルティを局所空間における熱平衡のクォリティである局所クォリティ及び燃料棒の曲り量に基づいて算出することとしたので、曲りペナルティについて保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉の評価をすることができる。
【０００９】
この構成において、前記評価部は、前記局所クォリティ及び前記燃料棒の前記曲り量を入力パラメータとする曲りペナルティ相関式を用いて、前記曲りペナルティを算出しており、前記曲りペナルティ相関式は、前記局所クォリティとして、冷却材の潜熱に対する前記冷却材のエンタルピーから前記冷却材の液相の飽和エンタルピーを差し引いた値を用い、前記局所クォリティが第１閾値以下の場合には、曲りペナルティを所定の正の数で算出し、前記局所クォリティが前記第１閾値より大きく第２閾値以下の場合には、前記所定の正の数から前記局所クォリティに応じて単調減少する関数を用いて算出し、前記局所クォリティが第２閾値より大きい場合には、０で算出することが好ましい。この構成によれば、曲りペナルティを、より実態に応じた合理的な評価をすることができる。
【００１０】
上記した、局所クォリティとして、冷却材の潜熱に対する冷却材のエンタルピーから冷却材の液相の飽和エンタルピーを差し引いた値を用いる構成において、さらに、前記燃料棒の曲り量は、曲りを有する前記燃料棒を含む場合の隣接する前記燃料棒同士の間の距離をＤ´とし、曲りを有する前記燃料棒を含まない場合の隣接する前記燃料棒同士の間の距離をＤとすると、１−（Ｄ´／Ｄ）となっており、前記評価部は、前記曲り量に応じて、前記局所クォリティの前記第１閾値を決定することが好ましい。この構成によれば、曲りペナルティを示す式の燃料棒の曲り量に対する依存性がわかりやすくなるため、種々の曲り具合を有する燃料棒について、曲りペナルティを容易な式で扱うことができる。ここで、隣接する燃料棒の間の距離とは、隣り合う燃料棒の隙間、つまり、隣接する燃料棒の外周同士の間の距離である。なお、隣接する燃料棒の間の距離は、前述に限定されず、例えば、隣接する燃料棒の中心軸同士の間の距離であってもよい。また、曲り量は、燃料棒の軸方向において最大となる値を統計的に扱っている。
【００１１】
これらの構成において、前記評価部は、前記燃料棒の前記曲り量を確率変数として統計的に取り扱い、曲りペナルティ相関式を用いて前記曲りペナルティを算出することが好ましい。この構成によれば、実態に応じた合理的な評価をした曲りペナルティを、その合理性及びペナルティとしての性質を保持したまま、評価に取り込んで処理することができる。
【００１２】
また、上述した課題を解決し、目的を達成するために、原子炉評価装置は、原子炉の限界熱流束比を評価する評価部を備え、前記評価部は、前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行い、所定のペナルティに関するペナルティ要因パラメータを、前記熱流動解析で取り扱う入力パラメータとともに確率変数として統計的に取り扱うことにより、前記所定のペナルティを算出し、算出した前記所定のペナルティを前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することを特徴とする。
【００１３】
この構成によれば、所定のペナルティの要因パラメータであるペナルティ要因パラメータがわかっており、ペナルティ要因パラメータに基づいて所定のペナルティを算出することができる場合、曲りペナルティ以外のペナルティについても、保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉の評価をすることができる。
【００１４】
この所定のペナルティを結合する構成において、前記評価部は、算出した前記所定のペナルティとともに、不確定性パラメータを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することが好ましい。この構成によれば、所定のペナルティを、不確定性パラメータと均等な扱いで、原子炉の限界熱流束比に結合することができる。
【００１５】
上述した課題を解決し、目的を達成するために、原子炉評価方法は、原子炉の炉心の中において熱流動解析を行うことにより、前記炉心の中において複数に分割された分割領域ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティを算出する局所クォリティ算出ステップと、前記局所クォリティに基づいて、局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定する局所空間決定ステップと、前記局所空間における前記局所クォリティ及び前記原子炉の中の燃料棒の曲り量に基づいて、前記燃料棒の曲りが前記限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティを算出する曲りペナルティ算出ステップと、前記曲りペナルティ算出ステップで算出した前記曲りペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、を含むことを特徴とする。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置と同様に、曲りペナルティを局所空間における熱平衡のクォリティである局所クォリティ及び燃料棒の曲り量に基づいて算出することとしたので、曲りペナルティについて保守的な枠取り評価をするのではなく、原子炉の実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉の評価をすることができる。
【００１６】
この構成において、前記燃料棒の前記曲り量を確率変数として統計的に取り扱い、曲りペナルティ相関式を用いて前記曲りペナルティを算出することが好ましい。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置と同様に、実態に応じた合理的な評価をした曲りペナルティを、その合理性及びペナルティとしての性質を保持したまま、評価に取り込んで処理することができる。
【００１７】
また、上述した課題を解決し、目的を達成するために、原子炉評価方法は、原子炉の限界熱流束比を評価する原子炉評価方法であって、前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行い、所定のペナルティに関するペナルティ要因パラメータを、前記熱流動解析で取り扱う入力パラメータとともに確率変数として統計的に取り扱うことにより、前記所定のペナルティを算出するペナルティ算出ステップと、前記ペナルティ算出ステップで算出した前記所定のペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、を含むことを特徴とする。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置と同様に、所定のペナルティの要因パラメータであるペナルティ要因パラメータがわかっており、ペナルティ要因パラメータに基づいて所定のペナルティを算出することができる場合、曲りペナルティ以外のペナルティについても、保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉の評価をすることができる。
【００１８】
この所定のペナルティを結合する構成において、前記限界熱流束比評価ステップでは、算出した前記所定のペナルティとともに、不確定性パラメータを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合することが好ましい。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置と同様に、所定のペナルティを、不確定性パラメータと均等な扱いで、原子炉の限界熱流束比に結合することができる。
【００１９】
上述した課題を解決し、目的を達成するために、原子炉評価プログラムは、原子炉の限界熱流束比を評価する評価部に、原子炉の炉心の中において熱流動解析を行うことにより、前記炉心の中において複数に分割された分割領域ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティを算出する局所クォリティ算出ステップと、前記局所クォリティに基づいて、局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定する局所空間決定ステップと、前記局所空間における前記局所クォリティ及び前記原子炉の中の燃料棒の曲り量に基づいて、前記燃料棒の曲りが前記限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティを算出する曲りペナルティ算出ステップと、前記曲りペナルティ算出ステップで算出した前記曲りペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、を実行させることを特徴とする。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置及び原子炉評価方法と同様に、曲りペナルティを局所空間における熱平衡のクォリティである局所クォリティ及び燃料棒の曲り量に基づいて算出することとしたので、曲りペナルティについて保守的な枠取り評価をするのではなく、原子炉の実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉の評価をすることができる。
【００２０】
この構成において、前記評価部に、前記燃料棒の前記曲り量を確率変数として統計的に取り扱わせて、曲りペナルティ相関式を用いて前記曲りペナルティを算出させることが好ましい。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置及び原子炉評価方法と同様に、実態に応じた合理的な評価をした曲りペナルティを、その合理性及びペナルティとしての性質を保持したまま、熱流動解析に取り込んで処理することができる。
【００２１】
また、上述した課題を解決し、目的を達成するために、原子炉評価プログラムは、原子炉の限界熱流束比を評価する評価部に、前記原子炉の炉心の中において熱流動解析を行い、所定のペナルティに関するペナルティ要因パラメータを、前記熱流動解析で取り扱う入力パラメータとともに確率変数として統計的に取り扱うことにより、前記所定のペナルティを算出するペナルティ算出ステップと、前記ペナルティ算出ステップで算出した前記所定のペナルティを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合する限界熱流束比評価ステップと、を実行させることを特徴とする。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置及び原子炉評価方法と同様に、所定のペナルティの要因パラメータであるペナルティ要因パラメータがわかっており、ペナルティ要因パラメータに基づいて所定のペナルティを算出することができる場合、曲りペナルティ以外のペナルティについても、保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉の評価をすることができる。
【００２２】
この所定のペナルティを結合する構成において、前記評価部に、前記限界熱流束比評価ステップでは、算出した前記所定のペナルティとともに、不確定性パラメータを、前記熱流動解析で算出した前記原子炉の前記限界熱流束比に結合させることが好ましい。この構成によれば、上記した対応する原子炉評価装置及び原子炉評価方法と同様に、所定のペナルティを、不確定性パラメータと均等な扱いで、原子炉の限界熱流束比に結合することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２３】
【図１】図１は、本発明の実施形態に係る原子炉評価装置及び原子炉評価装置が用いられる原子炉の一例を示す概略図である。
【図２】図２は、図１の炉心の詳細な構成の一例を示す構成図である。
【図３】図３は、図２の燃料集合体の詳細な流路構成の一例を示す構成図である。
【図４】図４は、本発明の実施形態に係る原子炉評価方法のフローチャートである。
【図５】図５は、図４の原子炉評価方法における限界熱流束比のデータの取り扱いを示す図である。
【図６】図６は、図４のフローチャートの各ステップを図５のデータの取り扱いにおいて説明する説明図である。
【図７】図７は、図３の燃料集合体の隣接する燃料棒同士の間の距離の一例を示す構成図である。
【図８】図８は、図１の原子炉評価装置によって計算される、曲りペナルティと局所クォリティとの相関関係を示すグラフである。
【図９】図９は、従来の方法によって計算される、曲りペナルティと高温発熱棒平均熱流束との相関関係を示すグラフである。
【図１０】図１０は、図１の原子炉評価装置１０による限界熱流束比のデータの取り扱いと、従来の方法による限界熱流束比のデータの取り扱いとの比較を示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００２４】
以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能である。
【００２５】
［実施形態］
図１は、本発明の実施形態に係る原子炉評価装置１０及び原子炉評価装置１０が用いられる原子炉の一例である原子炉２０を示す概略図である。原子炉評価装置１０は、図１に示すように、評価部１２を備える。評価部１２は、原子炉２０の各部と情報通信可能に電気的に接続されており、原子炉２０の各部から、各部に関する設計値等の各種パラメータを取得する。評価部１２は、本実施形態では、原子炉２０の各部から直接的に各部に関する測定値等の各種パラメータを取得する形態であるが、本発明ではこれに限定されず、着脱可能なＲＡＭ、ＲＯＭ及びフラッシュメモリー等に例示される記憶媒体または記憶装置を介してこれらの各種パラメータを取得する形態であってもよい。
【００２６】
評価部１２は、入力部と、記憶部と、処理部と、を備える。評価部１２は、コンピュータが例示される。入力部は、例えば、外部接続される機器である原子炉２０からの環境データの入力を受け付けるインターフェース、及びユーザからの入力を受け付けるインターフェースであるマウス、キーボード、表示装置等と一体化されたタッチパネルであり、入力を受け付けた情報等を記憶部または処理部に伝達する。記憶部は、例えばＲＡＭ、ＲＯＭ及びフラッシュメモリー等の記憶媒体または記憶装置を有し、処理部により処理されるソフトウェア・プログラムである原子炉評価プログラム及びこのソフトウェア・プログラムにより参照されるデータ等を記憶する。また、記憶部は、処理部が処理結果等を一時的に記憶する記憶領域としても機能する。処理部は、記憶部からソフトウェア・プログラム等を読み出して処理することで、ソフトウェア・プログラムの内容に応じた機能、具体的には、本発明の実施形態に係る原子炉評価装置１０により本発明の実施形態に係る原子炉評価方法を実施する機能を発揮する。処理部は、記憶部から読み出した情報、及び処理した情報等を、評価部１２に接続された表示装置等に表示させることができる。
【００２７】
原子炉２０は、図１に示すように、内部に炉心３０を備える。炉心３０は、図１に示すように、流動する冷却材２５が満たされている。冷却材２５は、原子炉２０内では、炉心３０に含まれる核燃料の核分裂で得た熱エネルギーを原子炉２０の外に取り出すための媒体であるとともに、核分裂によって生じる中性子の速度を弱めるための減速材としても機能する。
【００２８】
図２は、図１の炉心３０の詳細な構成の一例を示す構成図である。図３は、図２の燃料集合体３２の詳細な構成の一例を示す構成図である。図２は、図１の炉心３０について、図２における右下側にあたる４分の１部分のみを図示したものである。図３は、図２の燃料集合体３２について、図３における右下側にあたる４分の１部分のみを図示したものである。
【００２９】
炉心３０は、図２に示すように、複数配列された燃料集合体３２と、燃料集合体３２に挿抜可能な図示しない制御棒と、を備えている。燃料集合体３２は、図３に示すように、核燃料を含んで棒状の複合体に加工した燃料棒３４を複数配列して集合体としたものである。燃料集合体３２は、さらに、燃料集合体３２に含まれる核燃料の核分裂を制御する制御棒が挿抜可能な制御棒案内シンブル３６と、炉心３０の各部に関する測定等の各種パラメータを取得するための各種計測器を挿入するための計装用案内シンブル３８と、を有する。燃料集合体３２は、図３に示すように、燃料棒３４に囲まれた領域４０を複数配列して有する。なお、領域４０は、図３において４本の燃料棒３４に囲まれた領域だけでなく、制御棒案内シンブル３６または計装用案内シンブル３８と隣接する領域も含む。
【００３０】
原子炉２０は、本実施形態では、加圧水型原子炉（Pressurized  Water  Reactor、ＰＷＲ）が例示されるが、本発明ではこれに限定されることなく、その他の種の原子炉であってもよい。原子炉２０は、加圧水型原子炉である場合、１つまたは複数の蒸気発生器（Steam  Generator、ＳＧ）を備える。原子炉２０は、この場合、これらの蒸気発生器とともに、１次冷却材としての冷却材２５が流動する閉鎖系である１次冷却系（Reactor  Coolant  System、ＲＣＳ）を構成する。冷却材２５によって原子炉２０の外に取り出された熱エネルギーは、蒸気発生器において２次冷却系へ伝達され、原子力発電に寄与する。
【００３１】
評価部１２は、このような原子炉２０を安全に設計するために、改良統計的熱設計手法（Generalized  Statistical  Thermal-design  Method、ＧＳＴＭ）を用いて、核沸騰からの離脱に至る局所的な熱出力である限界熱流束（Departure  from  Nucleate  Boiling、ＤＮＢ）及びその比の値である限界熱流束比（Departure  from  Nucleate  Boiling  Ratio、ＤＮＢＲ）を予測して、特にそれらのうち最小の値をとる最小限界熱流束比（最小ＤＮＢＲ）を抽出して評価する。
【００３２】
以上のような構成を有する実施形態に係る原子炉評価装置１０の作用について以下に説明する。図４は、本発明の実施形態に係る原子炉評価方法のフローチャートである。本発明の実施形態に係る原子炉評価方法は、原子炉評価装置１０の動作の一例である。本発明の実施形態に係る原子炉評価方法では、評価部１２が、例えば、以下に図４を用いて説明するように、モンテカルロ法を用いた計算、すなわちモンテカルロ計算により、限界熱流束及び限界熱流束比を予測して評価し、限界熱流束比の設計限界値を評価する。実施形態に係る原子炉評価方法は、図４に示すように、炉心冷却材条件設定ステップＳ１と、入力パラメータ設定ステップＳ２と、最小限界熱流束比算出ステップＳ３と、曲りペナルティ算出ステップＳ４と、限界熱流束比評価ステップＳ５と、計算回数判定ステップＳ６と、確率分布条件判定ステップＳ７と、炉心冷却材条件変更ステップＳ８と、を含む。
【００３３】
図５は、図４の原子炉評価方法における限界熱流束比のデータの取り扱いを示す図である。図４の原子炉評価方法では、図５に示すように、炉心３０及び冷却材２５の条件下において、熱流動解析で取り扱う所定の入力パラメータである１次冷却材流量５１、炉心バイパス流量５２、原子炉圧力５３、１次冷却材平均温度５４、原子炉出力５５、エンタルピー上昇に関する工学的熱水路係数５６、及び、核的エンタルピー上昇熱水路係数５７を、これらの入力パラメータの不確定性を合わせて一括して考慮し、さらに、実態に応じた合理的な評価をした曲りペナルティ６８（図６参照）にとって重要なパラメータである燃料棒３４の曲り量５８、及び、限界熱流束の試験データに基づいて作成された限界熱流束相関式（ＤＮＢ相関式）による、限界熱流束の実測値（Ｍ）に対する予測値（Ｐ）の比５９の不確定性を用いて、所定の限界熱流束比に関する確率変数（結合確率Ｚ）の確率分布６０を得ることで限界熱流束比を評価し、限界熱流束比の設計限界値を評価するものである。
【００３４】
ここで、１次冷却材流量５１、炉心バイパス流量５２、原子炉圧力５３、１次冷却材平均温度５４、原子炉出力５５、エンタルピー上昇に関する工学的熱水路係数５６、エンタルピー上昇に関する工学的熱水路係数５６、曲り量５８、及び、限界熱流束の実測値（Ｍ）に対する限界熱流束相関式による予測値（Ｐ）の比５９は、いずれも、乱数に応じて１つの値を出力する確率変数として統計的に取り扱われる。
【００３５】
図５に示すように、確率分布６０における所定の確率、例えば９５％の確率となる限界熱流束比の下限値６１は、１．０に一致している。また、限界熱流束比の許容限界値６２は、確率分布６０に基づいて算出することができる。なお、限界熱流束比の許容限界値６２は、プラントごとに適宜設定される。また、限界熱流束比の通常値６３は、原子炉２０を通常運転している際の限界熱流束比の値である。
【００３６】
図５に示すように、確率分布６０における限界熱流束比の設計限界値と限界熱流束比の許容限界値６２との差６４は、保守的な枠取り評価をするペナルティ等に充てられる限界熱流束比の余裕を表している。また、確率分布６０における限界熱流束比の許容限界値６２と限界熱流束比の通常値６３との差６５は、通常条件下で原子炉２０を運転する場合の許容限界に対する限界熱流束比の設計上の余裕を示している。原子炉評価装置１０の評価部１２は、差６５の大きさに応じて、原子炉２０を通常運転している際には、極めて安全であると評価することができる。
【００３７】
図６は、図４のフローチャートの各ステップを図５のデータの取り扱いにおいて説明する説明図である。炉心冷却材条件設定ステップＳ１は、データの取り扱いにおいて図６に示す処理７１に相当し、評価部１２が、限界熱流束比の設計限界値を取り得ると考えられる炉心３０及び冷却材２５の条件を設定するステップである。
【００３８】
入力パラメータ設定ステップＳ２は、データの取り扱いにおいて図６に示す処理７２に相当し、評価部１２が、原子炉評価方法において、炉心冷却材条件設定ステップＳ１で設定した炉心３０及び冷却材２５の条件下で、乱数を発生させることにより統計的に取り扱う各入力パラメータを設定するステップである。入力パラメータ設定ステップＳ２では、具体的には、各入力パラメータについて乱数を発生させて、発生させた乱数に基づいて、各入力パラメータを設定する。
【００３９】
入力パラメータ設定ステップＳ２では、本実施形態では、例えば、図６に示すように、１次冷却材流量５１、炉心バイパス流量５２、原子炉圧力５３、１次冷却材平均温度５４、原子炉出力５５、エンタルピー上昇に関する工学的熱水路係数５６及び核的エンタルピー上昇熱水路係数５７を、乱数を発生させることにより統計的に取り扱う各入力パラメータに設定しているが、本発明はこれに限定されず、適宜各入力パラメータを設定することができる。
【００４０】
入力パラメータ設定ステップＳ２では、本実施形態では、さらに、評価部１２が、燃料棒３４の曲り量５８についても、各入力パラメータに対して実行したことと同様に、燃料棒３４の曲り量５８について乱数を発生させて、発生させた乱数に基づいて、燃料棒３４の曲り量５８を設定する。
【００４１】
図７を用いて、本発明の実施形態に係る原子炉評価方法で用いる燃料棒３４の曲り量５８について説明する。図７は、図３の燃料集合体３２の隣接する燃料棒３４同士の間の距離の一例を示す構成図である。本発明の実施形態に係る原子炉評価方法では、図７に示すように、曲りを有する燃料棒３４を含む場合の隣接する燃料棒３４同士の間の距離をＤ´とし、曲りを有する燃料棒３４を含まない場合の隣接する燃料棒３４同士の間の距離をＤとすると、燃料棒３４の曲り量５８は、１−（Ｄ´／Ｄ）となる値を用いることが好ましい。ここで、隣接する燃料棒３４の間の距離とは、隣り合う燃料棒３４の隙間、つまり、図７に示すように、隣接する燃料棒３４の外周同士の間の距離である。燃料棒３４の曲り量５８としてこのような値を用いると、例えば、曲りを有する燃料棒３４が隣接する燃料棒３４と接触しているいわゆる接触曲りの場合には、曲りを有する燃料棒３４の間の距離Ｄ´が０であるため、曲り量５８は１、百分率［単位；％］で表すと１００％となる。このような曲り量５８は、燃料棒３４の間の冷却材２５の流量に対して与える影響をわかりやすく表現するものとなっている。なお、燃料棒３４の曲り量５８に用いるための隣接する燃料棒３４の間の距離は、前述に限定されず、例えば、隣接する燃料棒３４の中心軸同士の間の距離であってもよい。また、燃料棒３４の曲り量５８は、燃料棒３４の軸方向において最大となる値を統計的に扱っている。
【００４２】
入力パラメータ設定ステップＳ２では、本実施形態では、さらに、評価部１２が、限界熱流束相関式によって設定できる限界熱流束の実測値（Ｍ）に対する予測値（Ｐ）の比５９の不確定性パラメータについても、各入力パラメータ及び燃料棒３４の曲り量５８に対して実行したことと同様に、不確定性パラメータについて乱数を発生させて、発生させた乱数に基づいて、この不確定性パラメータを設定する。ここで、本発明の実施形態に係る原子炉評価方法では、限界熱流束の実測値（Ｍ）に対する予測値（Ｐ）の不確定性パラメータとして、限界熱流束の実測値を予測値で割って得られる商の値（Ｍ／Ｐ）を用いることが好ましい。
【００４３】
最小限界熱流束比算出ステップＳ３は、データの取り扱いにおいて図６に示す処理７３に相当し、評価部１２が、入力パラメータ設定ステップＳ２で設定した、燃料棒３４の曲り量５８と不確定性パラメータとを除く各入力パラメータに基づいて、限界熱流束比のうち最小の値である最小限界熱流束比６６を算出するステップである。最小限界熱流束比算出ステップＳ３で算出される最小限界熱流束比６６は、各入力パラメータの不確定性を考慮し、なおかつ、燃料棒３４の曲り量５８に基づいて算出される曲りペナルティ６８を含むあらゆるペナルティ、及び、不確定性パラメータを含まないで算出されたものである。
【００４４】
最小限界熱流束比算出ステップＳ３では、本実施形態では、評価部１２が、最小限界熱流束比６６を算出する際に、原子炉２０の炉心３０の中において熱流動解析を行う。最小限界熱流束比算出ステップＳ３では、これを生かして、最小限界熱流束比６６の算出と併せて、さらに、炉心３０の中において複数に分割された小領域（分割領域）ごとに熱平衡のクォリティを表すパラメータである局所クォリティ６７を算出する局所クォリティ算出ステップを実行する。最小限界熱流束比算出ステップＳ３における局所クォリティ算出ステップでは、詳細には、評価部１２が、熱流動解析を行うことにより熱流動の３次元の流れを解き、炉心３０の中の全体の三次元図を切ったメッシュ状の小領域ごとに、冷却材２５の圧力、流量、温度等の値とともに局所クォリティ６７を算出する。
【００４５】
最小限界熱流束比算出ステップＳ３における局所クォリティ算出ステップでは、具体的には、評価部１２が、上記した小領域ごとに、下記（式１）に示す熱平衡クォリティｘを算出することが好ましい。
【００４６】
【数１】
2020046343.tif 000003
【００４７】
ここで、上記（式１）の左辺の熱平衡クォリティｘは、無次元のパラメータである。上記（式１）の右辺の分数式の分母は、冷却材２５の蒸気の飽和エンタルピーｈｇ［単位；Ｊ／ｋｇ］と液相の飽和エンタルピーｈｆ［単位；Ｊ／ｋｇ］との差分である潜熱ｈｆｇ［単位；Ｊ／ｋｇ］を表している。上記（式１）の右辺の分数式の分子は、冷却材２５のエンタルピーｈｍ［単位；Ｊ／ｋｇ］から冷却材２５の液相の飽和エンタルピーｈｆ［単位；Ｊ／ｋｇ］を差し引いた値である。
【００４８】
最小限界熱流束比算出ステップＳ３では、さらに、評価部１２が、局所クォリティ算出ステップで算出した局所クォリティ６７に基づいて、局所的な限界熱流束比である局所限界熱流束比が最小となる局所空間を決定する局所空間決定ステップを実行する。最小限界熱流束比算出ステップＳ３における局所空間決定ステップでは、詳細には、評価部１２が、局所限界熱流束比が最小となる小領域を、局所空間に決定する。
【００４９】
最小限界熱流束比算出ステップＳ３では、上記した最小限界熱流束比６６の算出、局所クォリティ６７の算出、及び、局所空間の決定が、一連の原子炉２０の炉心３０の中において実行する熱流動解析の中で、連動して実行される。
【００５０】
曲りペナルティ算出ステップＳ４は、データの取り扱いにおいて図６に示す処理７４に相当し、評価部１２が、入力パラメータ設定ステップＳ２で設定した燃料棒３４の曲り量５８と、最小限界熱流束比算出ステップＳ３において局所空間決定ステップで決定した局所空間における局所クォリティ算出ステップで算出した局所クォリティ６７と、に基づいて、燃料棒３４の曲り量５８及び局所クォリティ６７を入力パラメータとする曲りペナルティ相関式を用いて、燃料棒３４の曲りが限界熱流束比に及ぼす影響を表すパラメータである曲りペナルティ６８を算出するステップである。
【００５１】
図８は、図１の原子炉評価装置１０によって計算される、曲りペナルティ６８と局所クォリティ６７との相関関係を示すグラフ８０である。グラフ８０は、所定の燃料棒３４の曲り量５８における曲りペナルティ相関式をグラフ状に表しており、図８に示すように、横軸が局所クォリティ６７［単位；％］、縦軸が曲りペナルティ６８［単位；無次元］であり、第１関係曲線８１と、第２関係曲線８７と、を有する。
【００５２】
第１関係曲線８１は、曲りペナルティ算出ステップＳ４において、評価部１２が、燃料棒３４の曲り量５８が１００％である場合の曲りペナルティ６８を算出する際に用いる関数をグラフ８０に示したものである。第１関係曲線８１は、局所クォリティ６７の第１閾値８２及び第２閾値８３を境にして、直線８４と、直線８５と、直線８６と、を有する。
【００５３】
直線８４は、局所クォリティ６７が第１閾値８２以下の場合に、曲りペナルティ６８を所定の正の数で算出する関数に基づくものであり、横軸に平行な直線としてグラフ８０に示されている。直線８５は、局所クォリティ６７が第１閾値８２より大きく第２閾値８３以下の場合に、曲りペナルティ６８を算出する関数であり、所定の正の数から局所クォリティ６７に応じて単調減少する関数に基づくものであり、局所クォリティ６７が第１閾値８２である箇所で直線８４と接続されており、局所クォリティ６７が第２閾値８３である箇所で直線８６と接続されている右肩下がりの直線としてグラフ８０に示されている。直線８６は、局所クォリティ６７が第２閾値８３より大きい場合に、曲りペナルティ６８を０で算出する関数であり、横軸に重なった直線としてグラフ８０に示されている。
【００５４】
第２関係曲線８７は、曲りペナルティ算出ステップＳ４において、評価部１２が、燃料棒３４の曲り量５８が１００％未満である場合の曲りペナルティ６８を算出する際に用いる関数をグラフ８０に示したものである。ここで、燃料棒３４の曲り量５８が１００％未満である場合として、本実施形態では燃料棒３４の曲り量５８が８５％である場合が例示されるが、本発明はこれに限定されず、１００％未満のいかなる燃料棒３４の曲り量５８であってもよい。第２関係曲線８７は、局所クォリティ６７の第１閾値８８及び第２閾値８３を境にして、直線８４の一部と、直線８９と、直線８６と、を有する。
【００５５】
第１関係曲線８１と第２関係曲線８７とで、第１閾値８８以下の領域において直線８４は共通である。すなわち、評価部１２は、局所クォリティ６７が極端に低い状態下では、燃料棒３４の曲り量５８に依存せずに同じ曲りペナルティ６８として算出する。
【００５６】
直線８９は、局所クォリティ６７が第１閾値８８より大きく第２閾値８３以下の場合に、曲りペナルティ６８を算出する関数であり、所定の正の数から局所クォリティ６７に応じて単調減少する関数に基づくものであり、局所クォリティ６７が第１閾値８８である箇所で直線８４と接続されており、局所クォリティ６７が第２閾値８３である箇所で直線８６と接続されている右肩下がりの直線としてグラフ８０に示されている。
【００５７】
また、第１関係曲線８１と第２関係曲線８７とで、第２閾値８３及び直線８６は共通である。すなわち、評価部１２は、局所クォリティ６７が一定値以上の状態下で、燃料棒３４の曲り量５８に依存せずに、曲りペナルティ６８を０で算出する。
【００５８】
ここで、第２関係曲線８７の境界の１つである第１閾値８８は、第１関係曲線８１の境界の１つである第１閾値８２よりも小さい値であり、第１閾値８２よりも小さい程度は、燃料棒３４の曲り量５８の値に応じて適宜決定することができる。すなわち、第１閾値は、曲り量５８の値に応じて単調増加し、曲り量５８が１００％に到達した際に第１閾値８２に到達する関数で表される。このため、評価部１２は、燃料棒３４の曲り量５８が大きければ大きいほど、より局所クォリティ６７が大きい範囲まで、曲りペナルティ６８を最大値である所定の正の数として算出する。
【００５９】
また、上記の第１閾値８２と第１閾値８８との関係、及び、上記の第２閾値８３の関係から、第１関係曲線８１における直線８５の傾きの大きさは、第２関係曲線８７における直線８９の傾きの大きさよりも大きくなっている。さらに、燃料棒３４の曲り量５８に応じて、閾値より大きい領域を表す直線の傾きの大きさが単調増加している。このため、評価部１２が、燃料棒３４の曲り量５８が大きければ大きいほど、第２閾値８３からの減少に応じて、より敏感に曲りペナルティ６８が増大する傾向を有するように、曲りペナルティ６８を算出する。
【００６０】
以上のように、曲りペナルティ６８と局所クォリティ６７との関係は、燃料棒３４の曲り量５８に応じて種々の傾向を有する。このため、評価部１２は、この関係を活用することで、曲りペナルティ６８と局所クォリティ６７との関係が準備されていない燃料棒３４の曲り量５８について曲りペナルティ６８を算出する場合であっても、燃料棒３４の曲り量５８に応じて、局所クォリティ６７の閾値を決定し、曲りペナルティ６８と局所クォリティ６７との関係を決定して、曲りペナルティ６８を適宜算出することができる。
【００６１】
なお、本実施形態では、局所クォリティ６７が閾値より大きい領域について、曲りペナルティ６８と局所クォリティ６７との関係が、局所クォリティ６７に応じて曲りペナルティ６８が単調減少となる直線で示された形態を示したが、本発明はこれに限定されず、局所クォリティ６７に応じて曲りペナルティ６８が単調減少の関係であれば、曲線で示されていてもよい。
【００６２】
図９は、従来の方法によって計算される、曲りペナルティと高温発熱棒平均熱流束との相関関係を示すグラフ１１０，１２０である。図９に示すグラフ１１０，１２０は、図８に示すグラフ８０の比較例となるものである。ここで、高温発熱棒平均熱流束は、原子炉の内部で高温に発熱している燃料棒の熱流束の平均値のことを指す。図９の（Ａ）に示すグラフ１１０は、原子炉の内部の圧力が１４．５ＭＰａである場合のものであり、図９の（Ｂ）に示すグラフ１２０は、原子炉の内部の圧力が１６．６ＭＰａである場合のものである。
【００６３】
比較例に係る曲りペナルティと高温発熱棒平均熱流束との相関関係のグラフは、原子炉の内部の圧力が１４．５ＭＰａである場合の図９の（Ａ）に示すグラフ１１０と、原子炉の内部の圧力が１６．６ＭＰａである場合の図９の（Ｂ）に示すグラフ１２０とが異なっているように、原子炉の内部の圧力に応じて異なるものであり、所定の原子炉の内部の圧力ごとに複数作成されるものである。
【００６４】
グラフ１１０は、図９の（Ａ）に示すように、横軸が高温発熱棒平均熱流束［単位；ＭＷ／ｍ２］、縦軸が曲りペナルティ［単位；無次元］であり、第１プロット群１１２と、第２プロット群１１４と、第１関係曲線１１６と、第２関係曲線１１８と、を有する。
【００６５】
第１プロット群１１２及び第２プロット群１１４は、いずれも、高温発熱棒及び制御棒案内シンブルと隣接した領域であるシンブルセルにおいて、燃料棒が接触曲りを有する場合、すなわち、曲り量が１００％である場合における曲りペナルティと高温発熱棒平均熱流束との値の組み合わせをグラフ１１０にプロットした点の群である。第１プロット群１１２及び第２プロット群１１４は、接触棒が曲っている方向が異なる試験に基づくものである点で、異なっている。
【００６６】
実線で表された第１関係曲線１１６は、第１プロット群１１２に基づいて最小二乗法近似をすることで、曲りペナルティを高温発熱棒平均熱流束の１次式でフィッティングしたものである。第１関係曲線１１６は、第１関係曲線１１６と同様の方法で第２プロット群１１４に基づいてフィッティングしたものと有意な差が得られなかった。
【００６７】
破線で表された第２関係曲線１１８は、高温発熱棒とは隣接しており、制御棒案内シンブルとは隣接していない領域であるティピカルセルにおいて、第１関係曲線１１６と同様の方法でフィッティングして得たものである。シンブルセルにおける第１関係曲線１１６は、ティピカルセルにおける第２関係曲線１１８よりも曲りペナルティが高いという結果が得られた。
【００６８】
グラフ１２０は、図９の（Ｂ）に示すように、図９の（Ａ）に示すグラフ１１０と同様に、横軸が高温発熱棒平均熱流束［単位；ＭＷ／ｍ２］、縦軸が曲りペナルティ［単位；無次元］であり、第１プロット群１２２と、第２プロット群１２４と、第１関係曲線１２６と、第２関係曲線１２８と、を有する。グラフ１２０における第１プロット群１２２、第２プロット群１２４、第１関係曲線１２６及び第２関係曲線１２８は、いずれも、グラフ１１０における第１プロット群１１２、第２プロット群１１４、第１関係曲線１１６及び第２関係曲線１１８において、原子炉の内部の圧力を１４．５ＭＰａから１６．６ＭＰａに変更することで得られるものであるので、それぞれ、グラフ１１０における第１プロット群１１２、第２プロット群１１４、第１関係曲線１１６及び第２関係曲線１１８と同様の性質を有するものであるため、その詳細な説明を省略する。
【００６９】
グラフ１１０とグラフ１２０とを比較すると、第１関係曲線１１６の方が第１関係曲線１２６よりも高温発熱棒平均熱流束に対する曲りペナルティの傾きが大きく、第２関係曲線１１８の方が第２関係曲線１２８よりも高温発熱棒平均熱流束に対する曲りペナルティの傾きが大きい。すなわち、比較例においては、原子炉の内部の圧力を小さくすることにより、高温発熱棒平均熱流束が増大することに応じて、より敏感に曲りペナルティが増大するという傾向を有している。また、高温発熱棒平均熱流束が１．０ＭＷ／ｍ２以上１．８ＭＷ／ｍ２以下の範囲においては、第１関係曲線１２６の方が第１関係曲線１１６よりも曲りペナルティが大きく、第２関係曲線１２８の方が第２関係曲線１１８よりも曲りペナルティが大きい。すなわち、比較例においては、原子炉の内部の圧力を大きくすることにより、曲りペナルティが大きくなる傾向を有している。
【００７０】
図９を用いて説明したように、比較例に係るグラフ１１０及びグラフ１２０では、曲りペナルティは、高温発熱棒平均熱流束との相関関係で表されており、局所クォリティ６７のような局所の冷却材条件との相関関係で表されていない。一方、本実施形態では、曲りペナルティ６８との相関関係を取る相手として局所クォリティ６７を採用することとしたので、評価部１２が、曲りペナルティ６８を実態に応じた合理的な評価をすることが可能になった。
【００７１】
限界熱流束比評価ステップＳ５は、データの取り扱いにおいて図６に示す処理７５に相当し、評価部１２が、最小限界熱流束比算出ステップＳ３で算出した最小限界熱流束比６６に、入力パラメータ設定ステップＳ２で設定した不確定性パラメータと、曲りペナルティ算出ステップＳ４で算出した曲りペナルティ６８とを結合するステップである。
【００７２】
限界熱流束比評価ステップＳ５では、具体的には、評価部１２が、最小限界熱流束比６６に対し、不確定性パラメータと、１から曲りペナルティ６８を減じた値とを掛け合わせることにより、不確定性パラメータ及び曲りペナルティ６８を結合した結合後の最小限界熱流束比Ｚを１回分取得する。
【００７３】
計算回数判定ステップＳ６は、データの取り扱いにおいて図６に示す処理７６に相当し、評価部１２が、入力パラメータ設定ステップＳ２から限界熱流束比評価ステップＳ５までの各ステップを統計上有意な所定の回数、本実施形態では例えば１００００回、繰り返して実行したか否かを判定するステップである。計算回数判定ステップＳ６において統計上有意な所定の回数を実行していないと判定した場合、すなわち、計算回数判定ステップＳ６においてＮｏと判定した場合、計算回数判定ステップＳ６において統計上有意な所定の回数実行するに至るまで、入力パラメータ設定ステップＳ２に戻って、入力パラメータ設定ステップＳ２から限界熱流束比評価ステップＳ５までの各ステップを繰り返し実行する。
【００７４】
計算回数判定ステップＳ６において統計上有意な所定の回数を実行していると判定した場合、すなわち、計算回数判定ステップＳ６においてＹｅｓと判定した場合、評価部１２は、図６に示すように、取得した統計上有意な所定の回数分の結合後の最小限界熱流束比に基づいて、限界熱流束比に関する結合確率Ｚ（１００００回分の確率変数）の確率分布６９を作成する。なお、この場合において、評価部１２は、設計パラメータ、入力パラメータ設定ステップＳ２で設定した各入力パラメータ、及び、燃料棒３４の曲り量５８のいずれにも当てはまらず、統計的に取り扱わないパラメータについて、限界熱流束比に対する評価結果が厳しくなるように保守的な枠取り評価をして、例えば選定した固定値を用いてペナルティとして取り込んで処理してもよい。例えば、評価部１２は、異なる種類の燃料の混在による混在ペナルティを、保守的な枠取り評価をして、選定した固定値を用いて、取り込んで処理することができる。
【００７５】
確率分布条件判定ステップＳ７及び炉心冷却材条件変更ステップＳ８は、データの取り扱いにおいて図６に示す処理７７に相当する。確率分布条件判定ステップＳ７は、評価部１２が、計算回数判定ステップＳ６で作成した確率分布６９が所定の条件を満たすか否かを判定するステップである。確率分布条件判定ステップＳ７では、本実施形態では、評価部１２が、確率分布６９における所定の確率、例えば９５％の確率となる限界熱流束比の下限値が１．０に一致しているか否かを判定する。確率分布条件判定ステップＳ７において、所定の条件を満たしていない、すなわち、確率分布６９における限界熱流束比の下限値が１．０に一致していないと判定した場合、確率分布条件判定ステップＳ７においてＮｏと判定し、原子炉評価方法は、炉心冷却材条件変更ステップＳ８に移行する。
【００７６】
炉心冷却材条件変更ステップＳ８は、確率分布６９における限界熱流束比の下限値を１．０に近づける方向に、例えば、図６に示す確率分布６９については、図６に示す処理７７の矢印に示すように、限界熱流束比の下限値を下げる厳しい方向に、炉心冷却材条件設定ステップＳ１で設定した炉心３０及び冷却材２５の条件を変更するステップである。原子炉評価方法は、炉心冷却材条件変更ステップＳ８の後、再び入力パラメータ設定ステップＳ２に移行し、評価部１２が、再び計算回数判定ステップＳ６においてＹｅｓと判定するまで、入力パラメータ設定ステップＳ２から限界熱流束比評価ステップＳ５までの各ステップを繰り返して、新たな確率分布６９を作成する。
【００７７】
確率分布条件判定ステップＳ７において、所定の条件を満たしている、すなわち、確率分布６９における限界熱流束比の下限値が１．０に一致しており、確率分布６９が確率分布６０のような状態になっていると判定した場合、確率分布条件判定ステップＳ７においてＹｅｓと判定し、確率分布６０を決定し、これに基づいて限界熱流束及び限界熱流束比を評価し、限界熱流束比の設計限界値を評価して、本実施形態に係る原子炉評価方法を終了させる。
【００７８】
本発明の実施形態に係る原子炉評価方法では、発明者らの鋭意検討の結果、評価部１２が、燃料棒３４の曲り量５８及び曲りペナルティ６８を、従来技術のような決定論的ではない合理的な方法で扱うことが可能になった。このため、本発明の実施形態に係る原子炉評価方法は、燃料棒３４の曲り量５８について入力パラメータ設定ステップＳ２で各入力パラメータと同様に発生させた乱数に基づいて設定する処理をし、曲りペナルティ算出ステップＳ４で燃料棒３４の曲り量５８に基づいて曲りペナルティ６８を算出し、限界熱流束比評価ステップＳ５で曲りペナルティ６８を不確定性パラメータとともに最小限界熱流束比６６に結合することができるものとなった。
【００７９】
なお、本発明に係る原子炉評価方法では、評価部１２は、曲りペナルティ６８以外のペナルティについて、上記した曲りペナルティ６８の要因パラメータである燃料棒３４の曲り量５８に対して実行した処理と同様の処理を実行して最小限界熱流束比６６に結合してもよい。すなわち、本発明に係る原子炉評価方法では、所定のペナルティの要因パラメータであるペナルティ要因パラメータがわかっており、ペナルティ要因パラメータに基づいて所定のペナルティを算出することができる場合、評価部１２は、所定のペナルティの要因パラメータであるペナルティ要因パラメータについて発生させた乱数に基づいて設定する処理をし、曲りペナルティ算出ステップＳ４と同様のペナルティ算出ステップで所定のペナルティを算出し、限界熱流束比評価ステップＳ５で所定のペナルティを不確定性パラメータとともに最小限界熱流束比６６に結合してもよい。本発明に係る原子炉評価方法では、評価部１２は、このようなペナルティ要因パラメータがわかっている所定のペナルティについても、燃料棒３４の曲り量５８及び曲りペナルティ６８と同様に、従来では限界熱流束比に対する評価結果が厳しくなるように保守的な枠取り評価をして取り扱われていたものについて、実態に応じた合理的な評価をすることができる。
【００８０】
図１０は、図１の原子炉評価装置１０による限界熱流束比のデータの取り扱いと、従来の方法による限界熱流束比のデータの取り扱いとの比較を示す図である。図１０の（Ａ）に示す確率分布６０は、原子炉評価装置１０による限界熱流束比のデータの取り扱いを表しており、図５で示したものと同じである。図１０の（Ｂ）に示す確率分布１６０は、従来の方法による限界熱流束比のデータの取り扱いを表している。
【００８１】
確率分布１６０における下限値１６１は、確率分布６０における下限値６１に対応している。また、限界熱流束比の許容限界値１６２は、限界熱流束比の許容限界値６２に対応しており、確率分布１６０に基づいて算出することができ、プラントごとに適宜設定される。また、限界熱流束比の通常値１６３は、限界熱流束比の通常値６３に対応しており、原子炉２０を通常運転している際の限界熱流束比の値である。
【００８２】
確率分布１６０における限界熱流束比の設計限界値と限界熱流束比の許容限界値１６２との差１６４ａ及び差１６４ｂは、確率分布６０における差６４に対応しており、確率分布６０における差６４と同様に、保守的な枠取り評価をするペナルティに充てられる限界熱流束比の余裕を表している。差１６４ａは、差６４と同じであり、差１６４ｂは、曲りペナルティについて保守的な枠取り評価をした場合に充てられる限界熱流束比の余裕である。
【００８３】
また、確率分布１６０における限界熱流束比の許容限界値１６２と限界熱流束比の通常値１６３との差１６５は、確率分布６０における差６５と対応しており、通常条件下で原子炉２０を運転する場合の許容限界に対する限界熱流束比の設計上の余裕を示している。
【００８４】
図１の原子炉評価装置１０による原子炉評価方法では、曲りペナルティ６８について実態に応じた合理的な評価をして熱流動解析に結合している一方で、従来の方法では、曲りペナルティについて保守的な枠取り評価をしているため、確率分布６０は、確率分布１６０と比較して、曲りペナルティ６８を合理的に結合している分だけ大きな広がりを有しているとともに、差１６５よりも大きな差６５を有している。したがって、図１の原子炉評価装置１０による原子炉評価方法は、従来の方法と比較して、限界熱流束比の余裕をより大きくとることができる。
【００８５】
実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、以上のような構成を有するので、曲りペナルティ６８を局所空間における熱平衡のクォリティである局所クォリティ６７及び燃料棒３４の曲り量５８に基づいて算出することとしたので、曲りペナルティ６８について保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉２０の評価をすることができる。すなわち、実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、曲りペナルティ６８について実態に応じた合理的な評価をして、熱流動解析で算出した限界熱流束比に結合することで、図５及び図１０に示す確率分布６０の広がりとして取り込み、従来の方法における差１６４ｂをなくすことができるので、より余裕のある原子炉２０の設計を可能にしている。
【００８６】
実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、さらに、評価部１２が、局所クォリティ６７及び燃料棒３４の曲り量５８を入力パラメータとする曲りペナルティ相関式を用いて、曲りペナルティ６８を算出しており、この曲りペナルティ相関式は、局所クォリティ６７として、冷却材２５の潜熱に対する冷却材２５のエンタルピーから冷却材２５の液相の飽和エンタルピーを差し引いた値を用い、局所クォリティ６７が第１閾値８２，８８以下の場合には、曲りペナルティ６８を所定の正の数で算出し、局所クォリティ６７が第１閾値８２，８８より大きく第２閾値８３以下の場合には、所定の正の数から局所クォリティ６７に応じて単調減少する関数を用いて算出し、局所クォリティ６７が第２閾値８３より大きい場合には、０で算出している。このため、実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、曲りペナルティ６８を、より実態に応じた合理的な評価をすることができる。
【００８７】
実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、さらに、燃料棒３４の曲り量５８が、曲りを有する燃料棒３４を含む場合の隣接する燃料棒３４同士の間の距離をＤ´とし、曲りを有する燃料棒３４を含まない場合の隣接する燃料棒３４同士の間の距離をＤとすると、１−（Ｄ´／Ｄ）となっており、評価部１２が、曲り量５８に応じて、局所クォリティ６７の第１閾値８２，８８を決定している。このため、実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、曲りペナルティ６８を示す式の燃料棒３４の曲り量５８に対する依存性がわかりやすくなるため、種々の曲り具合を有する燃料棒３４について、曲りペナルティ６８を容易な式で扱うことができる。
【００８８】
実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、また、評価部１２が、燃料棒３４の曲り量５８を確率変数として統計的に取り扱い、曲りペナルティ相関式を用いて曲りペナルティ６８を算出している。このため、実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、実態に応じた合理的な評価をした曲りペナルティ６８を、その合理性及びペナルティとしての性質を保持したまま、評価に取り込んで処理することができる。
【００８９】
実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、評価部１２が、原子炉２０の炉心３０の中において熱流動解析を行い、所定のペナルティに関するペナルティ要因パラメータを、熱流動解析で取り扱う入力パラメータとともに確率変数として統計的に取り扱うことにより、この所定のペナルティを算出し、算出した所定のペナルティを熱流動解析で算出した原子炉２０の限界熱流束比に結合することを特徴とする。このため、実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、所定のペナルティの要因パラメータであるペナルティ要因パラメータがわかっており、ペナルティ要因パラメータに基づいて所定のペナルティを算出することができる場合、曲りペナルティ６８以外のペナルティについても、保守的な枠取り評価をするのではなく、実態に応じた合理的な評価をした上で、原子炉２０の評価をすることができる。
【００９０】
実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、また、評価部１２が、算出した所定のペナルティとともに、不確定性パラメータを、熱流動解析で算出した原子炉２０の限界熱流束比に結合している。このため、実施形態に係る原子炉評価装置１０、実施形態に係る原子炉評価方法及び実施形態に係る原子炉評価プログラムは、所定のペナルティを、不確定性パラメータと均等な扱いで、原子炉２０の限界熱流束比に結合することができる。
【符号の説明】
【００９１】
１０  原子炉評価装置
１２  評価部
２０  原子炉
２５  冷却材
３０  炉心
３２  燃料集合体
３４  燃料棒
３６  制御棒案内シンブル
３８  計装用案内シンブル
４０  領域
５１  １次冷却材流量
５２  炉心バイパス流量
５３  原子炉圧力
５４  １次冷却材平均温度
５５  原子炉出力
５６  工学的熱水路係数
５７  核的エンタルピー上昇熱水路係数
５８  曲り量
５９  比
６０，６９  確率分布
６１  下限値
６２  許容限界値
６３  通常値
６４，６５  差
６６  最小限界熱流束比
６７  局所クォリティ
６８  曲りペナルティ
７１，７２，７３，７４，７５，７６，７７  処理
８０  グラフ
８１  第１関係曲線
８２，８８  第１閾値
８３  第２閾値
８４，８５，８６，８９  直線
８７  第２関係曲線
【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】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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