(57)【要約】沸騰水型原子炉の出力増加を認可するためのコンピュータ化方法（６０）は、総称評価のデータベースから総称安全評価を選択すること（６２）と、増加された出力における原子炉動作条件を選択された総称評価の原子炉動作条件と比較すること（６４）と、総称分析の適用可能性を妥当性検査すること（６６）と、選択された総称評価の条件以外の原子炉動作条件における特定評価及び総称評価データベースに含まれない安全評価を実行すること（６８）と、増加された出力に関する発電装置特定認可レポートを出力することとを含む。
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉発電装置の出力増加を認可するためのコンピュータ化方法（６０）において、
総称評価のデータベースから総称安全評価を選択すること（６２）と、
増加された出力における原子炉動作条件を選択された総称評価の原子炉動作条件と比較すること（６４）と、
総称評価の適用可能性を妥当性検査すること（６６）と、
選択された総称評価の条件以外の動作条件における発電装置特定安全評価及び総称評価データベースに含まれない安全評価を実行すること（６８）とから成る方法。
【請求項２】
選択された総称安全評価及び特定安全評価からデータをレポートデータベースに格納される認可レポートテンプレートに入力すること（７０）と、
原子力規制機関に提出するために発電装置特定認可レポートを出力することとを更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項３】
増加された出力における炉心及び燃料性能を評価すること（７２）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項４】
増加された出力における炉心及び燃料性能を評価することは、
増加された炉心熱出力に対するスクラム事象を伴わない限定予想過渡を判定すること（７４）と、
増加された出力におけるスクラム事象を伴わない限定予想過渡をスクラム事象を伴わない総称評価予想過渡と比較することとを含む請求項３記載の方法（６０）。
【請求項５】
原子炉圧力容器の内外にあるシステム、構造及び構成要素の機械的及び構造的な保全性を評価すること（７６）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項６】
原子炉を連続被制御状態に維持するために原子炉安全機器の能力を評価すること（７８）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項７】
原子炉を連続被制御状態に維持するために原子炉安全機器の能力を評価すること（７８）は、
給水欠損事象中に原子炉炉心隔離時冷却システムが炉心除覆を防止する炉心出力の範囲を計算すること（８０）と、
計算された炉心出力を総称評価炉心出力範囲と比較することとを含む請求項６記載の方法（６０）。
【請求項８】
動作条件を比較すること（６４）は、
増加炉心出力動作中の安定性修正アクションを判定すること（８２）と、
増加炉心出力動作中の判定された安定性修正アクションを総称評価安定性暫定修正アクションと比較することとを含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項９】
増加された出力における原子炉制御及び計装システムを評価すること（８４）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１０】
増加された出力における原子炉制御及び計装システムを評価すること（８４）は、増加出力動作条件における原子炉セットポイントを計算することを含む請求項９記載の方法（６０）。
【請求項１１】
増加出力動作のために発電装置ドキュメンテーション更新を容易にするためにデータを出力すること（８８）をさらに含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１２】
動作条件を比較すること（６４）は、増加出力動作時に操作担当者のアクションが要求される時点を定義する変数および限界曲線を計算すること（９０）を含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１３】
動作条件を比較すること（６４）は、
増加された炉心熱出力における確率的リスクアセスメントを計算すること（９２）と、
増加された炉心熱出力における確率的リスクアセスメントの結果を総称評価確率的リスクアセスメントと比較することとを含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１４】
沸騰水型原子炉発電装置（８）の出力増加を認可するシステムにおいて、
増加された出力における原子炉（１０）の動作をシミュレートし、
総称評価のデータベースから総称安全評価を選択し（６２）、
増加された出力における原子炉動作条件を選択された総称評価の原子炉動作条件と比較し（６４）、
総称評価の適用可能性を妥当性検査し（６６）、
選択された総称評価の条件以外の動作条件における発電装置特定安全評価及び総称評価データベースに含まれない安全評価を実行する（６８）ように構成されたコンピュータを具備するシステム。
【請求項１５】
前記コンピュータは、更に、
選択された総称安全評価及び特定安全評価からデータをレポートデータベースに格納される認可レポートテンプレートに入力し（７０）、
原子力規制機関に提出するために発電装置特定認可レポートを出力するように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項１６】
前記コンピュータは、更に、増加された出力における炉心及び燃料性能を評価する（７２）ように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項１７】
前記コンピュータは、更に、
増加された炉心熱出力におけるスクラム事象を伴わない限定予想過渡を判定し（７４）、
出力増加時のスクラム事象を伴わない限定予想過渡をスクラム事象を伴わない総称評価予想過渡と比較するように構成されている請求項１６記載のシステム。
【請求項１８】
前記コンピュータは、更に、原子炉圧力容器の内外のシステム、構造及び構成要素の機械的及び構造的保全性を評価する（７６）ように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項１９】
前記コンピュータは、更に、前記原子炉を連続被制御状態に維持するために原子炉安全機器の能力を評価する（７８）ように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項２０】
前記コンピュータは、更に、
給水欠損事象中に原子炉炉心隔離時冷却システムが炉心の除覆を阻止する炉心出力の範囲を計算し（８０）、
計算された炉心出力を総称評価炉心出力範囲と比較するように構成されている請求項１９記載のシステム。
【請求項２１】
前記コンピュータは、更に、
増加炉心出力動作中の安定性修正アクションを判定し（８２）、
判定された増加炉心出力動作中の安定性修正アクションを総称評価安定性暫定修正アクションと比較するように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項２２】
前記コンピュータは、更に、増加された出力における原子炉制御及び計装システムを評価する（８４）ように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項２３】
前記コンピュータは、更に、増加出力動作条件における原子炉セットポイントを計算する（８６）ように構成されている請求項２２記載のシステム。
【請求項２４】
前記コンピュータは、更に、増加出力動作のために発電装置ドキュメンテーション更新を容易にするためにデータを出力する（８８）ように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項２５】
前記コンピュータは、更に、増加された出力に対して操作担当者のアクションが要求される時点を定義する変数及び限界曲線を計算する（９０）ように構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項２６】
前記コンピュータは、更に、
増加された炉心熱出力における確率的リスクアセスメントを計算し（９２）、
増加された炉心熱出力における確率的リスクアセスメントの結果を総称評価確率的リスクアセスメントと比較するように構成されている請求項１４記載のシステム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は一般に原子炉に関し、特に、沸騰水型原子炉の熱出力を増加させる方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
典型的な沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、核燃料から熱を除去する循環冷却水の中に浸漬された核燃料炉心を内蔵する圧力容器を含む。水は沸騰されて、電力を発生する蒸気タービン−発電機を駆動するための蒸気を発生する。その後、蒸気は凝縮され、その水は閉ループシステムを経て圧力容器に戻される。配管回路は蒸気をタービンへ搬送すると共に、再循環水又は供給水を核燃料が入った圧力容器に戻す。
【０００３】
ＢＷＲは、要求に応答してＢＷＲの様々な個別の動作を制御するいくつかの従来の閉ループ制御システムを含む。例えば、制御棒駆動制御システム（ＣＲＤＣＳ）は炉心内部における制御棒の位置を制御し、それにより、炉心内部における反応度を判定し、その結果として炉心の出力を判定する炉心内の制御棒密度を制御する。再循環流量制御システム（ＲＦＣＳ）は炉心流量を制御する。炉心流量は炉心における蒸気と水の関係を変化させ、炉心の出力を変化させるために使用できる。これら２つの制御システムは互いに関連して動作し、任意の時点において炉心の出力を制御する。タービン制御システム（ＴＣＳ）は圧力調整又は負荷需要に基づいてＢＷＲからタービンへの蒸気流れを制御する。
【０００４】
これらのシステム、並びにその他のＢＷＲ制御システムの動作はＢＷＲの様々な監視パラメータを利用して制御される。監視パラメータのいくつかを挙げると、ＲＦＣＳにより影響を受ける炉心流れ及び炉心流量、原子炉ドーム又はタービンへの入口で測定することができる、圧力容器からタービンへ吐出される蒸気の圧力である原子炉システム圧力、中性子束又は炉心出力、供給水の温度及び流量、タービンに供給される蒸気の流量、並びにＢＷＲシステムの様々な状態標識などがある。多くの監視パラメータは直接測定されるが、炉心熱出力などの他のパラメータは測定されたパラメータを使用して計算される。必要に応じて原子炉を外部環境から隔離し、炉心が緊急事態の間に過熱するのを防止するように、発電装置の安全な稼動停止を保証するために、センサからの出力と計算されたパラメータは緊急保護システムに入力される。
【０００５】
従来、原子炉は、認可された定格熱出力レベルより高い熱出力レベルで動作するように設計されていた。規制機関の認可ガイドラインに適合するために、原子炉は原子炉が実現可能である最大熱出力より低い最大熱出力で動作される。それらの元来の設計基準は設計時に考慮に入れられる大きく、控えめなマージンを含んでいる。何年にもわたる動作の後、原子炉を元々認可されていた熱出力レベルより高い熱出力レベルで安全に動作させることが可能であるとわかった。また、動作パラメータの変更及び／又は機器の変形により、著しく高い最大熱出力（本来の認可出力の１２０％を超えるまで）で原子炉は安全に動作できることも判定されている。
【０００６】
原子力規制機関により認可された定格熱出力を超える熱出力で動作するためには、原子炉規制機関により承認された認可改正が必要とされる。通常、原子力規制機関からの承認を獲得することが可能になる前に、提案された新たな動作パラメータにおける原子炉の安全分析が要求される。
【発明の開示】
【０００７】
一実施例では、沸騰水型原子炉の出力増加を認可するためのコンピュータ化方法が提供される。方法は、総称評価のデータベースから総称安全評価を選択することと、増加された出力における原子炉動作条件を選択された総称評価の原子炉動作条件と比較することと、総称評価の適用可能性を妥当性検査することと、選択された総称評価の条件以外の原子炉動作条件における発電装置特定評価及び総称評価データベースに含まれない安全評価を実行することとを含む。
【０００８】
別の実施例においては、沸騰水型原子炉の出力増加を認可するシステムが提供される。システムは、増加された出力における原子炉の動作及び応答をシミュレートし、総称評価のデータベースから総称安全評価を選択し、増加された出力における原子炉動作条件を選択された総称評価の原子炉動作条件と比較し、総称評価の適用可能性を妥当性検査し、且つ選択された総称評価の条件以外の動作条件における発電装置特定安全評価及び総称評価データベースに含まれない安全評価を実行するように構成されたコンピュータを含む。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００９】
図１は、発電システム８の基本構成要素の概略図である。システムは、炉心１２を内蔵する沸騰水型原子炉１０を含む。炉心１２の熱出力を使用して沸騰した水１４は水／蒸気相１６を通過して、蒸気１８になる。蒸気１８は蒸気流路２０の配管を通って流れ、蒸気タービン２４に流入する蒸気１８の量を制御するタービン流量制御弁２２に到達する。蒸気１８はタービン２４を駆動するために使用され、タービン２４は電力を発生する発電機２６を駆動する。蒸気１８は凝縮器２８まで流れ、そこで水１４に再変換される。水１４は給水ポンプ３０により給水流路３２の配管を介して原子炉１０に戻される。
【００１０】
原子炉１０の動作領域４０は、図２に示すような原子炉熱出力及び炉心流れのマップにより特徴づけられる。通常、原子炉は、原定格熱出力の１００パーセント及び定格炉心流れの１００パーセントにより規定される動作ポイント４４によって特徴づけられる流量制御／ロッドライン４２以下で動作することを認可されている。状況によっては、原子炉はより広い領域で動作することを認可されるが、原定格熱出力の１００パーセント及び定格炉心流れの７５パーセントにより規定される動作ポイント４８によって特徴づけられる流量制御／ロッドライン４６以下の動作に限定される。
【００１１】
場合によっては出力アップレートと呼ばれる、原定格認可熱出力の１００パーセントを超える熱出力で動作することが望ましい。ライン５０は動作領域４０の可能上限境界を表す。動作領域４０のアップレート領域で動作するためには、動作条件及び／又は機器の修正が必要である。最適出力アップレートレベルは発電装置の物理的能力と、発電装置の所有者／操作担当者の財政上の目標とに基づいて規定される。
【００１２】
図３は、本発明の一実施例に従って沸騰水型原子炉１０の出力を増加させるのを容易にするためのコンピュータ制御安全分析方法６０のフローチャートである。出力アップレートの認可改正を獲得するために、ＢＷＲ事業体所有者は適切な原子力規制機関に、より高い出力レベルにおける発電装置の安全動作を実証する際に実行される様々な技術分析を詳細に記述した発電装置特定出力アップレート安全評価報告書を提出する必要がある。安全報告書の検討期間中、原子力規制機関からは、ＢＷＲ事業体所有者及びその契約者が時間と労力をかけて解決しなければならない追加情報を求める要求が出される可能性がある。安全報告書が申し分なく検討されたならば、アップレート後の炉心熱出力条件を反映するように発電装置動作認可に対する改正が原子力規制機関により許可される。認可改正要求は現在の認可を規定している考慮事項と矛盾していてはならない。特に、発電装置に関わる認可授与の基礎に変化がなく、出力アップレートによって、施設から放出される廃液又は放射線の量の著しい増加は予想されない。起こりうる重大な障害を考慮することで、提案されている改正に従った施設の動作が以前に評価された事故の確率又は結果を著しく大きくしないか、新たな事故又は以前に評価された事故とは異なる種類の事故の可能性を発生させないか、あるいは安全のマージンを著しく縮小させないことが確定される。
【００１３】
方法６０は、出力アップレート条件で既に実行された総称安全評価のデータベースから総称コンピュータベース安全評価を選択すること６２と、発電装置設計構成を総称評価で想定された発電装置特性の範囲と比較すること６４と、特定のプラントに適用することに対する総称安全評価の適用可能性を妥当性検査すること６６とを含む。方法６０は、更に、選択された総称評価の適用範囲外の原子炉動作条件、又は総称評価データベースに含まれない原子炉動作条件における特定の評価を実行すること６８を含む。それらの発電装置特定評価の一部は、総称評価から得られる結果に基づいて簡略化方式で実行される。方法６０は、更に、選択された総称安全評価及び特定安全評価からのデータをレポートデータベースに格納される認可レポートテンプレートに入力すること７０と、原子力規制機関に提出するために認可レポートを出力することとを含む。認可レポート電子テンプレートは、同様の出力アップレート提出物からの原子力規制機関からの質問に対する返答と共に埋め込まれる。
【００１４】
通常、総称安全評価は適切な原子力規制機関により検討され、承認されている。原子炉１０の動作条件が事前に承認された総称評価の制約の範囲内に入っていることを示すことで、総称評価により対応できる条件に対して増加後の炉心熱出力において原子炉１０を再評価することは不要になる。詳細な特定評価は、総称評価の境界条件の外にある条件についてのみ実行され、これにより、発電装置特定評価ならびに総体的認可手続きは簡略化される。
【００１５】
方法６０は、増加された出力における炉心及び燃料性能を評価すること７２を含む。この評価は、正常な定常状態動作、予測される動作発生又は事故事象の間の燃料の熱保全性及び機械的保全性の予測を提供する。また、評価は、発電装置動作戦略、動作サイクルの長さ及び特定の機器がサービス不能と宣言されるか又は機器の性能出力が劣化したなどの偶発事故動作モードも考慮に入れる。
【００１６】
増加された出力における炉心及び燃料性能を評価すること７２は、増加された熱出力に対するスクラム事象を伴わない限定予測過渡（ＡＴＷＳ）を判定すること７４を含む。いくつかの（ＡＴＷＳ）事象には、主流れ隔離弁閉鎖（ＭＳＩＶＣ）、圧力調整装置故障開成（ＰＲＦＯ）、オフサイトパワー損失（ＬＯＯＰ）、及び逃がし弁の偶発的開放（ＩＯＲＶ）が含まれる。分析は、再循環ポンプトリップ（ＲＰＴ）、交番棒挿入（ＡＲＩ）及び待機液体制御システム（ＳＬＣＳ）性能などのＡＴＷＳ緩和特徴を考慮に入れる。重要なパラメータのプロットが作成され、これら４つの事象の各々について中性子束、平均燃料熱束及び容器圧力のピーク値が計算される。増加された炉心熱出力に対して判定されたＡＴＷＳ事象は総称評価ＡＴＷＳ事象と比較される。
【００１７】
方法６０は、更に、温度、流量、圧力及び放射の増加による影響を含めて、出力アップレート条件における原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の内外のシステム、構造及び構成要素（ＳＳＣ）の機械的及び構造的保全性を評価すること７６を含む。それらのＳＳＣは動的荷重及び振動の影響の下でその構造的保全性を維持しなければならず、圧力境界コンポーネント又は炉心冷却幾何学的配列コンポーネントなど、元来の初期の機能を実行しなければならない。
【００１８】
ＲＰＶ内部のＳＳＣは、例えば、炉心シュラウド、炉心支持板、原子炉炉心トップガイド及び蒸気乾燥装置を含む。ＲＰＶの外部にあるＳＳＣは、例えば、生体遮蔽壁、配管／弁／ポンプシステム及び原子炉格納建造物を含む。構造的保全性を判定するために、ＲＰＶ及び内部構成要素の発電装置特定コンピュータベースモデルが開発されている。また、定常状態並びに過渡状態及び事故状態に関して、コンピュータシミュレーションを介して発電装置の熱−水圧初期条件も開発されている。その結果としてのＳＳＣに対する負荷が計算され、定常状態又は事故シナリオの下でのＳＳＣの機械的保全性を判定するために特定設計基準と比較される。
【００１９】
方法６０は、更に、発電装置を連続被制御状態に維持し且つ予測される動作の発生又は事故事象の間の一般人の健康および安全に対する悪影響を最小限に抑えるために安全機器性能の能力を評価すること７８を含む。評価は元来のシステム設計仕様、現在システム動作データ及び選択された機器がサービス不能状態と宣言されるか又は性能の劣化を伴うような偶発事故動作モードに基づいている。
【００２０】
安全機器性能を評価すること７８は、給水欠損事象の間に原子炉炉心隔離時冷却システム（ＲＣＩＣ）が炉心の除覆を阻止する炉心出力の範囲を計算すること８０を含む。ＲＣＩＣシステムの第１の目的は、原子炉給水システムからの冷却水流れの欠損を伴う原子炉隔離の事象に際して炉心が除覆状態にならないように、原子炉容器内に十分な冷却水を維持することである。この事象は、炉心冷却を促すであろうと考えられる限定過渡である。
【００２１】
出力アップレートと関連するより高い炉心出力レベルの結果、原子炉容器においてはボイルオフが多くなり、水位は下がるため、炉心除覆の可能性は高まる。ＲＣＩＣシステムは、安定状態が実現されるまで原子炉の炉心が水で覆われたままであるように、十分な補給を実行すべきである。
【００２２】
加えて、ＲＣＩＣシステムは、原子炉降水管内の水位が活性燃料の上面より上の位置にとどまっているように十分な冷却水補給を実行すべきである。降水管の水位が活性燃料の上面より下がった場合には、炉心冷却を回復するために操作担当者が容器を減圧し、低圧緊急時炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）を使用するように緊急時手順ガイドラインは指示している。このアクション手順は推奨容器減圧率を超える結果を招くため、望ましくない。
【００２３】
アップレート後の出力動作の間の安定性修正アクションの継続適用に従い且つ特定の長期間解決に対するアップレート動作の影響を記述するために、方法６０は、増加炉心出力動作中の安定性暫定修正アクションを判定すること８２を含む。
【００２４】
方法６０は、更に、増加出力動作時の原子炉制御及び計装システムを評価すること８４を含む。熱出力、蒸気流量、動作圧力及び放射の増加により影響を受ける計器セットポイントは、当初、分析限界（ＡＬ）として再計算される。正確さ、ドリフト及び遅延などの機器特有の特性はＡＬの中に要因として織り込まれており、その後、実際の計装セットポイントに変換される。
【００２５】
原子炉１０の動作が事前承認済み総称評価の許容範囲内にあることを示すために、方法６０は、出力アップレート状態における安全な発電装置動作を確保するように増加出力動作条件における原子炉セットポイントを計算すること８６を含む。安全分析報告書（ＳＡＲ）で分析される異常な発電装置過渡又は事故と直接に関連している感知パラメータに対するセットポイントの判定は、安全分析の一部として確定される分析限界（ＡＬ）に基づいている。分析限界は、所望のアクションが開始される時点より以前の又はその時点における感知プロセス変数の値である。ＡＬは、発電装置性能分析による確認に従って、適切な認可安全限界を超えないように設定される。この分析は計器の応答時間、過渡オーバシュート及びモデル正確さを考慮する。
【００２６】
出力アップレートによってＡＬに変化が生じた場合には、新たな許容値（ＡＶ）が確定されなければならない。ＡＶは、指定又は期待される校正能力、計装の正確さ及びプロセス測定の誤差に対して許容差を提供することによりＡＬから判定される。次に、この値はパラメータに対する技術仕様（Tech Spec）限界として定義され、発電装置の認可条件として規定される。
【００２７】
公称トリップセットポイント（ＮＴＳＰ）値は、計器の正確さ、校正及びプロセス測定の誤差に加えて計器ドリフトを考慮に入れることにより、ＡＬから計算される。ＡＬとＡＶの差によって、チャネル計器正確さ、校正正確さ、プロセス測定正確さ及び一次要素正確さが許容される。ＡＶとＮＴＳＰとの間のマージンによって、確定された監視点検期間中に起こるかもしれない計器ドリフトが許容される。監視点検期間中に、計器セットポイントが安全側ではない方向に、且つ、ＡＶを超えることなくドリフトした場合、計器性能は依然として発電装置安全分析の必要条件の範囲内にある。
【００２８】
全てのパラメータが安全分析に基づく関連するＡＬを有しているとは限らない（例えば、主蒸気ラインの放射線モニタ）。発電装置の認可必要条件、以前の動作経歴又はその他の適切な基準に基づいて、ＡＶ又は設計基礎(Tech Spec)限界が直接に定義されても良い。次に、ＡＶからＮＴＳＰが計算され、計器ドリフトが許容される。ＮＴＳＰは、動作経歴又は技術判断に基づいて直接に適宜判定されても良い。
【００２９】
方法６０は、更に、出力アップレート動作を支援して発電装置ドキュメンテーション更新を容易にするためにデータを出力すること８８を含む。出力データは、発電装置シミュレータを含めて、現場動作手続き、技術図面及び計算、設計基礎文書及び訓練プログラムの更新を容易にするのに役立つ。
【００３０】
増加された出力が発電装置の緊急時動作手続きに及ぼす影響を評価するために、方法６０は、操作担当者のアクションが要求される時点を定義する変数および限界曲線を計算すること９０を含む。発電装置の緊急時動作手続きにおける操作担当者のアクションは定格原子炉出力を増加させた結果として変化せず、アクションのうちのいくつかが指定される条件のみが変化する。再計算の範囲は、出力アップレートと関連する発電装置変化の大きさによって決まる。再計算は次に示すカテゴリに含まれる。
【００３１】
Ｉ．定格原子炉出力のみを変化させる。
【００３２】
ＩＩ．定格原子炉出力に加えて最低安全／逃がし弁リフト圧力セットポイントを変化させる。
【００３３】
ＩＩＩ．定格原子炉出力に加えて原子炉格納容器動作温度を変化させる。
【００３４】
ＩＶ．定格原子炉出力に加えて燃料の種類を変更するが、新たな燃料は同じピーク線形発熱率及び同じ燃料棒寸法を有する。
【００３５】
Ｖ．定格原子炉出力に加えて燃料の種類を変更し、新たな燃料は異なるピーク線形発熱率及び／又は燃料棒寸法を有する。
【００３６】
これらのカテゴリは、発電装置の緊急時動作手続きの変数及び曲線に影響を及ぼす拡張出力アップレートと関連する全ての期待される変更を含む。例えば、出力アップレートが最低安全性／逃がし弁リフト圧力双方のセットポイントを変化させ、新たな種類の燃料を装填させる場合、カテゴリＩＩ及びカテゴリＩＶ（又はＶ）を共に検査する必要がある。しかし、発電装置特定アップレートプログラムが定義されている場合には、他の値が影響を受けないことを保障するために、影響を受ける発電装置値は発電装置緊急時動作手続き計算のために要求される発電装置データに照らして検証される。
【００３７】
方法６０は、増加された炉心熱出力における確率的リスクアセスメントを計算すること９２と、アセスメントを総称評価確率的リスクアセスメントと比較することとを更に含む。出力アップレートを求めている発電装置は、その現在認可を規定している考慮事項と矛盾しない認可改正を要求することが期待される。すなわち、その発電装置に関わる認可基礎に変更はない。提案された改正と関連する施設の稼動が以前に評価された事故の確率又は結果を著しく増加させないか、新たな種類の事故又は以前に評価された事故とは異なる種類の事故の可能性を発生させないか、あるいは安全性のマージンを著しく縮小しないと考えられるならば、改正は重大障害考慮事項を含まない（ＮＳＨ）。
【００３８】
事故の確率は出力アップレートにより大きくは増加しない。動作圧力のわずかの上昇及びそれより小さい温度の上昇はＬＯＣＡ確率に重大な影響を及ぼさない。動作過渡の間のアップレート後の許容しうるトリップ回避が行われるように保証するために、適切なセットポイント方法論を適用することにより、必要に応じて事故の前兆及び過渡の発生頻度に注意が向けられる。
【００３９】
発電装置の危険に対する出力アップレートの影響の包括的評価は、個別発電装置検査（ＩＰＥ）に対するアップレートの影響を検討することにより得られる。これは事故及びその他の事象に対するアップレートの影響を含む。大半の原子力発電装置は、確率的安全評価（ＰＳＡ）を実行することによりＩＰＥを完了している。レベル１ＰＳＡは、炉心の損傷につながる事象をモデル化し、炉心損傷頻度を計算する。レベル２ＰＳＡは炉心溶融の進行及び原子炉格納容器の故障をモデル化し、放射能放出の頻度と大きさを計算する。
【００４０】
発電装置ＩＰＥに対する出力アップレートの影響の評価はＩＰＥ入力に対する出力アップレートの影響と、開始事象頻度、成功基準、構成要素故障率、及び操作担当者のアクション及び機器回復に利用可能な時間などの前提条件とを考慮する。
【００４１】
ＩＰＥの一部として、事業体は炉心損傷可能性及び原子炉格納容器性能と関連する発電装置バルナラビリティを識別する。発電装置ＩＰＥに対する出力アップレートの影響を評価する研究の範囲は、出力アップレートにより導入される新たなどのようなバルナラビリティをも十分に識別できる。新たなバルナラビリティが識別されると、それらは認可レポートの中で報告される。新たなバルナラビリティが識別されなければ、出力アップレートは発電装置の危険性に対しごくわずかな影響しか及ぼさなかったと結論付けることができる。バルナラビリティを追加しないか、又は炉心損傷頻度を著しく増加させないような事故頻度の変化はそれ自体重要ではない。
【００４２】
以上説明した方法６０は、熱出力アップレートを認可し、それにより、原子力発電装置の動作からの収益を最大にするために、沸騰水型原子炉の企業体所有者／操作担当者に対して体系的な事前承認方式を提供する。方法６０は、ＢＷＲ企業体所有者が適切な時期に、現在の規制要件及び認可要件と矛盾しないように出力アップレートを求める認可改正を獲得するために最も信頼性が高く且つ証明された方式を開発するのに好都合である。標準化プロセスは全てのＢＷＲ出力アップレートプロジェクトにおける首尾一貫性を確保し、アプローチ全体に効率の向上をもたらす。電気の供給の観点から見ると、電力の増加量、例えば、元来の認可熱出力の２０％増しなどは非常に重要であると言える。
【００４３】
本発明を様々な特定の実施例に関して説明したが、特許請求の範囲の趣旨の範囲内で本発明を変形を伴って実施できることは当業者には認識されるであろう。
【図面の簡単な説明】
【００４４】
【図１】タービン発電機及び沸騰水型原子炉を含む発電システムの基本構成要素の概略図。
【図２】図１に示す沸騰水型原子炉の拡張された動作領域及び出力アップレートを示す定格熱出力と炉心流れの割合（％）のグラフ。
【図３】本発明の一実施例に従った、コンピュータ制御下で図１に示す沸騰水型原子炉の出力を増加させるのを容易にする安全な分析方法を示すフローチャート。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【国際公開パンフレット】
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【国際調査報告】
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