(57)【要約】【課題】原子力プラントの評価システムにおいて、プラントの安全性を高精度に評価することが必要である。【解決手段】複数の燃料棒からなる炉心に対し炉心境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出するプラントシステム解析部２１と、炉心境界条件に基づいて炉心出力及び炉心出力分布を算出する３次元炉心動特性解析部２２と、炉心境界条件と炉心出力分布に基づいて燃料温度、冷却材密度、ほう素濃度の分布を算出する３次元炉心熱流動特性解析部２３と、炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する第１補正部３１と、燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する第２補正部３２を備え、３次元炉心熱流動特性解析部２３は、境界条件と補正炉心出力分布及び補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する。【選択図】図２
2018081006.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の燃料棒からなる炉心に対し炉心境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出するプラントシステム解析部と、
前記炉心境界条件に基づいて前記炉心の炉心出力及び炉心出力分布を算出する３次元炉心動特性解析部と、
前記炉心境界条件と前記炉心出力分布に基づいて燃料温度、冷却材密度、ほう素濃度の分布を算出する３次元炉心熱流動特性解析部と、
前記炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する第１補正部と、
を備え、
前記３次元炉心熱流動特性解析部は、前記炉心境界条件と前記補正炉心出力分布に基づいて燃料集合体周囲の境界条件を算出する、
ことを特徴とする原子力プラントの評価システム。
【請求項２】
前記第１補正部は、炉心の径方向における炉心出力分布において、高値に対して予め設定された所定割合を増量補正して前記補正炉心出力分布を算出することを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの評価システム。
【請求項３】
前記第１補正部は、炉心の径方向における炉心出力分布において、前記高値を含む所定の径方向領域に対して前記所定割合を増量補正して前記補正炉心出力分布を算出することを特徴とする請求項２に記載の原子力プラントの評価システム。
【請求項４】
前記３次元炉心熱流動特性解析部は、前記炉心境界条件と前記補正炉心出力分布に基づいて燃料棒周囲の境界条件を算出し、前記燃料棒周囲の境界条件と前記炉心出力に基づいて燃料集合体周囲の境界条件を算出し、前記境界条件と燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出することを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の原子力プラントの評価システム。
【請求項５】
前記燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する第２補正部が設けられ、前記３次元炉心熱流動特性解析部は、前記燃料集合体周囲の境界条件と前記補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出することを特徴とする請求項４に記載の原子力プラントの評価システム。
【請求項６】
複数の燃料棒からなる炉心に対し炉心境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出する工程と、
前記炉心境界条件に基づいて前記炉心の炉心出力及び出力分布を算出する工程と、
前記炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する工程と、
前記炉心境界条件と前記補正炉心出力分布に基づいて燃料棒周囲の炉心境界条件を算出する工程と、
前記燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する工程と、
前記燃料棒周囲の炉心境界条件と前記補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する工程と、
を有することを特徴とする原子力プラントの評価方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントにおいて、炉心動特性に対して３次元解析を適用したプラント過渡時における解析コードによる安全解析を実施する原子力プラントの評価システム及び方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントを評価するシステムとして、プラントシステム特性コードと３次元炉心動特性計算コードと３次元炉心熱流動特性コードとを用いて、この３つの要素コードを動的に結合し、１次冷却系全体の熱流動と炉心動特性との相互作用を評価することができるプラント過渡特性解析コードがある。例えば、下記非特許文献１に記載されている。このプラント過渡特性解析コードは、プラント全体をノード分割して過渡挙動計算を行い、ノード単位での出力分布と熱流動条件の時間変化と共に、ノード内の燃料棒単位での出力分布の時間変化を求める。そして、高温集合体周囲の流動境界条件の時間変化と、集合体内の燃料棒出力の時間変化に基づいてサブチャンネル解析を行い、燃料集合体内の各燃料棒から冷却材への熱伝達計算及び流動計算を行うものである。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００３】
【非特許文献１】三菱ＰＷＲ重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて  平成２６年１２月  三菱重工業株式会社
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
上述した従来のプラント過渡特性解析コードでは、ノード内の局所冷却材変化に対する反応度帰還効果は考慮されないことから、局所出力を保守的に見積もる評価手法となる。しかし、原子炉の過渡時に炉心局所出力の不確かさが増加するような場合においても、プラントの安全性を保守的に評価する必要がある。
【０００５】
本発明は、上述した課題を解決するものであり、プラントの安全性を高精度かつ保守的に評価することができる原子力プラントの評価システム及び方法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】
【０００６】
上記の目的を達成するための本発明の原子力プラントの評価システムは、複数の燃料棒からなる炉心に対し炉心境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出するプラントシステム解析部と、前記炉心境界条件に基づいて前記炉心の炉心出力及び炉心出力分布を算出する３次元炉心動特性解析部と、前記炉心境界条件と前記炉心出力分布に基づいて燃料温度、冷却材密度、ほう素濃度の分布を算出する３次元炉心熱流動特性解析部と、前記炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する第１補正部と、を備え、前記３次元炉心熱流動特性解析部は、前記炉心境界条件と前記補正炉心出力分布に基づいて燃料集合体周囲の境界条件を算出する、ことを特徴とするものである。
【０００７】
従って、炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出し、炉心境界条件とこの補正炉心出力分布に基づいて燃料集合体周囲の境界条件を算出する。そのため、過渡時の炉心局所出力の不確かさの増減が反応度帰還効果とは無関係に考慮されることとなり、プラントの安全性を保守的に評価することができる。
【０００８】
本発明の原子力プラントの評価システムでは、前記第１補正部は、炉心の径方向における炉心出力分布において、高値に対して予め設定された所定割合を増量補正して前記補正炉心出力分布を算出することを特徴としている。
【０００９】
従って、炉心出力分布における高値を所定割合だけを増量するため、高値が反応度帰還効果とは無関係に顕著なものとなり、プラントの安全性を保守的に評価することができる。
【００１０】
本発明の原子力プラントの評価システムでは、前記第１補正部は、炉心の径方向における炉心出力分布において、前記高値を含む所定の径方向領域に対して前記所定割合を増量補正して前記補正炉心出力分布を算出することを特徴としている。
【００１１】
従って、炉心出力分布における高値を含む所定の径方向領域に対して所定割合だけ増量するため、炉心局所出力を高めにすることができる。
【００１２】
本発明の原子力プラントの評価システムでは、前記３次元炉心熱流動特性解析部は、前記炉心境界条件と前記補正炉心出力分布に基づいて燃料棒周囲の境界条件を算出し、前記燃料棒周囲の境界条件と前記炉心出力に基づいて燃料集合体周囲の境界条件を算出し、前記境界条件と燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出することを特徴としている。
【００１３】
従って、燃料棒周囲の炉心境界条件と燃料棒集合体出力分布を用いることで、高精度な最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出することができる。
【００１４】
本発明の原子力プラントの評価システムでは、前記燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する第２補正部が設けられ、前記３次元炉心熱流動特性解析部は、前記燃料集合体周囲の境界条件と前記補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出することを特徴としている。
【００１５】
従って、炉心出力分布及び燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布及び補正燃料棒出力分布を算出し、燃料集合体周囲の境界条件とこの補正出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出することで、過渡時の炉心出力分布に対する不確かさの増減を考慮することができる。
【００１６】
本発明の原子力プラントの評価方法は、複数の燃料棒からなる炉心に対し炉心境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出する工程と、前記炉心境界条件に基づいて前記炉心の炉心出力及び出力分布を算出する工程と、前記炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する工程と、前記炉心境界条件と前記補正炉心出力分布に基づいて燃料棒周囲の炉心境界条件を算出する工程と、前記燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する工程と、前記燃料棒周囲の炉心境界条件と前記補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する工程と、を有することを特徴とするものである。
【００１７】
従って、過渡時の炉心局所出力の不確かさの増減が考慮されることとなり、プラントの安全性を保守的かつ高精度に評価することができる。
【発明の効果】
【００１８】
本発明の原子力プラントの評価システム及び方法によれば、炉心出力分布及び燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布及び補正燃料棒出力分布を算出し、炉心境界条件とこの補正出力分布、並びに、燃料集合体周囲の境界条件と補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出するので、過渡時の炉心出力分布に対する不確かさの増減が考慮されることとなり、プラントの安全性を保守的かつ高精度に評価することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】図１は、本実施形態の原子力プラントを表す概略構成図である。
【図２】図２は、本実施形態の原子力プラントの評価システムを表す概略構成図である。
【図３】図３は、原子力プラントの評価方法を表す概略図である。
【図４】図４は、原子炉におけるピーキング係数の時間的変化に対する増加補正量を表すグラフである。
【図５】図５は、初期の不確かさに対する出力分担の増加補正量を表すグラフである。
【図６】図６は、過渡時の不確かさに対する出力分担の増加補正量を表すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
以下に添付図面を参照して、本発明に係る原子力プラントの評価システム及び方法の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。
【００２１】
図１は、本実施形態の原子力プラントを表す概略構成図である。
【００２２】
本実施形態の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized  Water  Reactor）である。
【００２３】
本実施形態の原子力発電プラントにおいて、図１に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは配管１４，１５を介して連結されており、配管１４に加圧器１６が設けられ、配管１５に一次冷却水ポンプ１７が設けられている。従って、加圧水型原子炉１２にて、炉心を構成する燃料により一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持した状態で配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。
【００２４】
蒸気発生器１３は、蒸気配管１８を介して図示しない蒸気タービンに連結されており、生成した二次冷却水の蒸気を蒸気タービンに供給することができる。また、蒸気発生器１３は、蒸気タービンを駆動した後に冷却された二次冷却水の復水が戻る復水配管１９が連結されている。従って、蒸気発生器１３にて、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、蒸気配管１８を通して蒸気タービンに送られ、この蒸気により蒸気タービンを駆動して発電を行う。そして、蒸気タービンを駆動した蒸気は、復水器で冷却されて復水となり、復水配管１９を通して蒸気発生器１３に戻される。
【００２５】
ここで、上述した原子力発電プラントにおける評価システムについて説明する。図２は、本実施形態の原子力プラントの評価システムを表す概略構成図である。
【００２６】
本実施形態において、図２に示すように、原子力プラントの評価システム２０は、プラントシステム解析部２１と、３次元炉心動特性解析部２２と、３次元炉心熱流動特性解析部２３とから構成されている。そして、３次元炉心動特性解析部２２と３次元炉心熱流動特性解析部２３との間で各種データのやり取りが可能であり、また、プラントシステム解析部２１と、この３次元炉心動特性解析部２２及び３次元炉心熱流動特性解析部２３とからなる結合計算部２４との間で各種データのやり取りが可能である。
【００２７】
プラントシステム解析部２１は、外部から加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３などの幾何形状、制御及び保護系の限界値、初期条件（原子炉出力、一次冷却材温度、一次冷却材圧力）、外乱条件などが入力される。そして、プラントシステム解析部２１は、結合計算部２４に対して、原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度などを出力する。また、プラントシステム解析部２１は、結合計算部２４から、原子炉出力、熱流束、出力分布などが入力される。
【００２８】
また、結合計算部２４にて、３次元炉心動特性解析部２２は、３次元炉心熱流動特性解析部２３に対して炉心出力（３次元出力分布）を出力し、３次元炉心熱流動特性解析部２３は、３次元炉心動特性解析部２２に対して、燃料温度（３次元燃料実効温度）、冷却材密度（３次元炉心冷却材密度）、ほう素濃度（３次元ほう素濃度）などを出力する。
【００２９】
プラントシステム解析部２１は、原子炉の制御系、熱水力、熱構造材、原子炉動特性（１点炉近似）等の計算機能を有し、原子炉の異常な過渡・事故時の熱流動解析を行う汎用性の高い計算コードである。１次冷却系、２次冷却系及び関連補機を複数のボリューム及びボリュームを接続するジャンクションで表し、気液各相の質量、運動量及びエネルギー保存式を独立に解き、各ボリュームの冷却材の圧力、温度、密度及びジャンクションの流量を各相について計算する。
【００３０】
結合計算部２４は、３次元炉心動特性解析部２２及び３次元炉心熱流動特性解析部２３を結合し、１次冷却系全体の熱流動と３次元炉心動特性との相互作用が評価可能な詳細なプラント過渡特性解析コードである。炉心に３次元モデルを採用することにより、過渡時の出力分布変化やボイド生成に伴う反応度帰還効果を評価可能としている。また、高温集合体（燃料集合体）内のサブチャンネル解析を別途行うことで、最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を評価する。
【００３１】
３次元炉心動特性解析部２２では、空間依存の動特性方程式によりノード平均中性子束を計算するとともに、燃料棒出力再構築法によりノード内の燃料棒出力を算出する。
【００３２】
３次元炉心熱流動特性解析部２３では、質量、運動量、エネルギーに関する３保存則を考え、冷却材の圧力・流量・エンタルピ・ボイド率を計算すると共に、熱流動解析の計算セル毎に燃料棒温度挙動を求め、冷却材への過渡時伝熱量を与えるとともに、燃料温度を評価する。
【００３３】
本実施形態の原子力プラントの評価システムは、プラントシステム解析部２１と、３次元炉心動特性解析部２２と、３次元炉心熱流動特性解析部２３を動的に結合したプラント過渡特性解析コードである。以下、本実施形態の原子力プラントの評価システムの基本的な処理を説明する。
【００３４】
所定の時刻において、炉心過渡計算のため、プラントシステム解析部２１から、炉心境界条件として原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度が結合計算部２４に受け渡される。炉心過渡計算では、まず、プラントシステム解析部２１から受け渡された炉心境界条件と、３次元炉心動特性解析部２２から受け渡される３次元出力分布に基づいて、３次元炉心熱流動特性解析部２３にて、熱流束、燃料棒内温度、炉心冷却材密度／温度及びほう素濃度の３次元分布を計算し、その後、３次元炉心動特性解析部２２にて、３次元炉心熱流動特性解析部２３から受け渡された燃料実効温度、炉心冷却材密度／温度及びほう素濃度を用いて、中性子動特性計算により炉心出力及び出力分布を計算する。
【００３５】
３次元炉心熱流動特性解析部２３から３次元炉心動特性解析部２２へ受け渡される燃料実効温度、炉心冷却材密度／温度及びほう素濃度は、３次元炉心動特性解析部２２にて、ノード毎に中性子動特性計算の入力となる核定数を参照するために使用され、３次元炉心動特性解析部２２及び３次元炉心熱流動特性解析部２３の炉心内ノード分割は同一であることから、これらのパラメータは、３次元炉心動特性解析部２２と３次元炉心熱流動特性解析部２３の同一ノード間で受け渡される。
【００３６】
炉心過渡計算が終了すると、３次元炉心熱流動特性解析部２３で計算された熱流束分布がプラントシステム解析部２１に返され、プラントシステム解析部２１で、炉心部を含む１次冷却系全体の熱流動を計算する。このとき、プラントシステム解析部２１と３次元炉心熱流動特性解析部２３の炉心部分のノード分割が異なる場合、３次元炉心熱流動特性解析部２３により得られた熱流束分布を、プラントシステム解析部２１のノード分割に縮約して受け渡すことにより、詳細な熱流束分布がプラントシステム解析部２１による熱流動計算に反映される。これらをタイムステップ毎に繰り返す。
【００３７】
このような本実施形態の原子力プラントの評価システムは、前述したように、プラントシステム解析部２１と、３次元炉心動特性解析部２２と、３次元炉心熱流動特性解析部２３とを備えている。また、本実施形態の原子力プラントの評価システムは、図３に示すように、炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する第１補正部３１と、燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する第２補正部３２とを備えている。
【００３８】
第１補正部３１は、炉心の径方向（水平方向）における炉心出力分布において、高値に対して予め設定された所定割合を増量補正して補正炉心出力分布を算出する。また、このとき、第１補正部３１は、炉心の径方向における炉心出力分布において、高値を含む所定の径方向領域に対して所定割合を増量補正して補正炉心出力分布を算出する。算出された補正炉心出力分布と炉心境界条件に基づき、３次元炉心熱流動特性解析部２３により炉心の熱流動計算を行い、燃料集合体周囲の境界条件を算出する。
【００３９】
第２補正部３２は、燃料棒出力に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力を算出する。算出された補正燃料棒出力と燃料集合体周囲の境界条件に基づき、３次元炉心熱流動特性解析部２３により燃料集合体の熱流動計算を行い、最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する。
【００４０】
以下、上述した本実施形態の原子力プラントの評価システムによる評価方法について説明する。図３は、原子力プラントの評価方法を表す概略図、図４は、原子炉におけるピーキング係数の時間的変化に対する増加補正量を表すグラフ、図５は、初期の不確かさに対する出力分担の増加補正量を表すグラフ、図６は、過渡時の不確かさに対する出力分担の増加補正量を表すグラフである。
【００４１】
本実施形態の原子力プラントの評価方法は、複数の燃料棒からなる炉心に対し境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出する工程と、炉心境界条件に基づいて炉心の出力及び出力分布を算出する工程と、炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する工程と、炉心境界条件と補正炉心出力分布に基づいて燃料棒周囲の炉心境界条件を算出する工程と、過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する工程と、燃料棒周囲の炉心境界条件と補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する工程とを有する。
【００４２】
図３に示すように、まず、プラントシステム解析部２１は、炉心を水平方向及び垂直方向に分割して所定のノード単位（例えば、燃料集合体の単位、または、燃料集合体を複数に分割した単位）で、炉心境界条件（原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度）を算出する。また、３次元炉心動特性解析部２２は、炉心境界条件に基づいて炉心出力、炉心出力分布及び燃料棒出力分布を算出する。この第１段階目の計算では、プラント全体の過渡挙動計算を行う。この段階では、炉心は、比較的粗いノード分割が適用され、ノード単位での出力分布（炉心出力分布）と熱流動条件の時間変化と共に、燃料棒出力分布再構築法により計算された燃料棒単位での出力分布（燃料棒出力分布）の時間変化が求められる。このとき、炉心入口における流動境界条件の時間変化も保存する。
【００４３】
次に、第１補正部３１は、ノード単位での出力分布（炉心出力分布）に対して、過渡時の炉心局所出力の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する。また、第２補正部３２は、燃料棒単位での出力分布（燃料棒出力分布）に対して、過渡時の炉心局所出力の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する。
【００４４】
図４に示すように、この図４に実線で表すグラフは、ピーキング係数（炉心出力）の時間的な変化を示すものであり、このピーキング係数は、３次元炉心動特性解析部２２が求めたノード単位の出力である。これに対して、図４及び図５に点線で表すグラフは、ピーキング係数（炉心出力）における高値領域で、所定割合だけ、時間的変化に対して一様に増加させる初期増加量Ｈ１を表している。この初期増加量Ｈ１は、初期Ｔ０における不確かさが維持された場合の増加量であり、予め設定されている。また、図４及び図６に一点鎖線で表すグラフは、ピーキング係数（炉心出力）における高値領域で、所定割合だけ、時間的変化に対して増減させる過渡時増加量Ｈ２を表している。この過渡時増加量Ｈ２は、過渡時Ｔ１におけるピーキング係数に対する所定割合（例えば、５％〜２０％）の量として設定されている。そのため、第１補正部３１がピーキング係数（炉心出力）に対して増量させる増加補正量Ｈ３（＝Ｈ１＋Ｈ２）を算出することができる。
【００４５】
なお、図４から図６では、第１補正部３１が、ノード単位でのピーキング係数（炉心出力）に対して増量補正する補正炉心出力分布を算出する場合について説明したが、第２補正部３２が、燃料棒単位での出力分布（燃料棒出力分布）に対して増量補正する補正燃料棒出力分布についても同様である。
【００４６】
そして、図３に示すように、３次元炉心熱流動特性解析部２３は、炉心境界条件と補正炉心出力分布（第１補正部３１が補正した炉心出力分布）に基づいて燃料集合体周囲の境界条件を算出する。この燃料集合体周囲の境界条件とは、複数の燃料集合体間を流れる一次冷却材の単位時間当たりの流量及びエンタルピである。
【００４７】
即ち、第２段階目の計算として、保存されたノード単位の出力分布の時間変化、及び、炉心入口の流動境界条件の時間変化を入力として、３次元炉心熱流動特性解析部２３により第１段階目の計算と同一のノード分割を用いた全炉心熱流動計算を行う。過渡時の炉心局所出力の不確かさの増加を考慮する場合、この２段階目の計算においてノード単位の出力分布の時間変化を補正する。
【００４８】
そして、第３段階目の計算として、２段階目の計算により得られた高温の燃料集合体周囲の流動境界条件の時間変化と、第１段階目の計算において燃料棒出力分布再構築法により計算された燃料集合体内の燃料棒出力分布の時間変化を入力として、３次元炉心熱流動特性解析部２３により燃料棒間流路を最小単位とするサブチャンネル解析を行い、高温の燃料集合体内の各燃料ペレットから一次冷却材への熱伝達計算及び流動計算を行う。この計算結果として最小ＤＮＢＲ（限界熱流束比）、燃料中心温度、被覆管最高温度が得られる。
【００４９】
本実施形態の原子力プラントの評価方法における計算方法は、高温水路でボイドが生じる等の局所変化に対する反応度帰還効果が中性子束動特性計算に反映されないことに加え、炉心出力の時間変化の補正に対して反応度帰還効果が考慮されないため、保守的な結果が得られることとなる。これら一連の手続きにより、局所的な炉心出力分布の変動に対し、反応度帰還効果の変動を伴わずにピーキング係数の不確かさを考慮することができる。
【００５０】
このように本実施形態の原子力プラントの評価システムにあっては、複数の燃料棒からなる炉心に対し炉心境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出するプラントシステム解析部２１と、炉心境界条件に基づいて炉心の出力及び出力分布を算出する３次元炉心動特性解析部２２と、境界条件と出力分布に基づいて燃料温度、冷却材密度、ほう素濃度の分布を算出する３次元炉心熱流動特性解析部２３と、炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する第１補正部３１と、燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する第２補正部３２を備え、境界条件と補正炉心出力分布及び補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する。
【００５１】
従って、炉心出力分布及び燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布及び補正燃料棒出力分布を算出し、炉心境界条件とこの補正炉心出力分布及び補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する。そのため、過渡時の炉心局所出力の不確かさの増減が考慮されたプラントの安全性を、高精度に評価することができる。
【００５２】
本実施形態の原子力プラントの評価システムでは、第１補正部３１は、炉心の径方向における炉心出力分布において、高値に対して予め設定された所定割合を増量補正して補正炉心出力分布を算出する。具体的に、第１補正部３１は、炉心の径方向における炉心出力分布において、高値を含む所定の径方向領域に対して所定割合を増量補正して補正炉心出力分布を算出する。従って、炉心出力分布における高値を所定割合だけを増量するため、高値が顕著なものとなり、プラントの安全性を保守的に評価することができる。
【００５３】
本実施形態の原子力プラントの評価方法にあっては、複数の燃料棒からなる炉心に対し炉心境界条件としての原子炉圧力、炉心入口エンタルピ、炉心入口流量、炉心入口ほう素濃度を算出する工程と、炉心境界条件に基づいて炉心の出力及び出力分布を算出する工程と、炉心出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正炉心出力分布を算出する工程と、炉心境界条件と補正炉心出力分布に基づいて燃料棒周囲の炉心境界条件を算出する工程と、燃料棒出力分布に対して過渡時の不確かさを増量補正して補正燃料棒出力分布を算出する工程と、燃料棒周囲の炉心境界条件と補正燃料棒出力分布に基づいて最小ＤＮＢＲ、燃料中心温度、被覆管最高温度を算出する工程とを有する。
【００５４】
従って、過渡時の炉心出力分布に対する不確かさの増減が考慮されることとなり、プラントの安全性を高精度かつ保守的に評価することができる。
【符号の説明】
【００５５】
１１  原子炉格納容器
１２  加圧水型原子炉
１３  蒸気発生器
２１  プラントシステム解析部
２２  ３次元炉心動特性解析部
２３  ３次元炉心熱流動特性解析部
２４  結合計算部
３１  第１補正部
３２  第２補正部
【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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