(57)【要約】【課題】既存の原子力設備を用いつつ、原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を安全に向上させることができる原子炉の熱出力評価方法等を提供する。【解決手段】安全条件に基づいて設計される原子力発電プラント等の原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を評価する運転管理装置により実行される原子炉の熱出力評価方法において、原子力設備の安全条件に対する原子炉の熱出力の裕度を評価する崩壊熱裕度導出ステップＳ１３と、崩壊熱裕度導出ステップＳ１３において評価された裕度の範囲内において、原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出ステップＳ１４と、を備える。【選択図】図３
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
安全条件に基づいて設計される原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を評価する熱出力評価装置により実行される原子炉の熱出力評価方法において、
前記原子力設備の前記安全条件に対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する裕度評価ステップと、
前記裕度評価ステップにおいて評価された前記裕度の範囲内において、前記原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出ステップと、を備えることを特徴とする原子炉の熱出力評価方法。
【請求項２】
前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、
前記原子炉に異常事象が発生してから前記異常事象への対策を講じるまでの時間であるクリティカル時間が、前記異常事象の種類に応じて複数あり、
複数の前記クリティカル時間の中から、所定の前記クリティカル時間を評価基準として設定する評価基準設定ステップと、
前記ワンサイクルにおける所定のサイクル燃焼度時点において、前記評価基準設定ステップにおいて設定された前記クリティカル時間までに発生する崩壊熱を評価して評価崩壊熱を導出する崩壊熱評価ステップと、
前記安全条件に基づいて設計された、前記クリティカル時間までに発生する崩壊熱である設計崩壊熱と、前記崩壊熱評価ステップにおいて評価された前記評価崩壊熱とを比較して、前記設計崩壊熱に対する前記評価崩壊熱の裕度を導出する、前記裕度評価ステップとしての崩壊熱裕度導出ステップと、
前記崩壊熱裕度導出ステップにおいて導出された前記裕度の範囲内において、崩壊熱評価時の前記原子炉の熱出力に対する増加量を導出する前記増加量導出ステップと、を備えることを特徴とする請求項１に記載の原子炉の熱出力評価方法。
【請求項３】
前記評価基準設定ステップでは、複数の前記クリティカル時間の中から、最も短い前記クリティカル時間を評価基準として設定することを特徴とする請求項２に記載の原子炉の熱出力評価方法。
【請求項４】
前記安全条件に基づいて設計される前記原子力設備に設けられる計測装置の不確かさに対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する前記裕度評価ステップと、
前記裕度評価ステップにおいて評価された前記裕度の範囲内において、裕度評価前の前記原子炉の熱出力に対する増加量を導出する前記増加量導出ステップと、を備えることを特徴とする請求項１に記載の原子炉の熱出力評価方法。
【請求項５】
原子力設備に設けられる原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転管理装置により実行される原子力設備の運転管理方法において、
前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、
請求項１から４のいずれか１項に記載の原子炉の熱出力評価方法では、前記ワンサイクルに亘る複数のサイクル燃焼度時点に対応付けて複数の前記増加量を導出しており、
前記熱出力評価方法において導出した複数の前記増加量に基づいて、前記ワンサイクルの前記原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転計画生成ステップを備えることを特徴とする原子力設備の運転管理方法。
【請求項６】
安全条件に基づいて設計される原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を評価する原子炉の熱出力評価装置において、
前記原子力設備の前記安全条件に対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する裕度評価部と、
評価された前記裕度の範囲内において、前記原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出部と、を備えることを特徴とする原子炉の熱出力評価装置。
【請求項７】
原子力設備に設けられる原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する原子力設備の運転管理装置において、
前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、
請求項６に記載の原子炉の熱出力評価装置は、前記ワンサイクルに亘る複数のサイクル燃焼度時点に対応付けて複数の前記増加量を導出しており、
前記熱出力評価装置において導出した複数の前記増加量に基づいて、前記ワンサイクルの前記原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転計画生成部を備えることを特徴とする原子力設備の運転管理装置。
【請求項８】
安全条件に基づいて設計される原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を評価する熱出力評価装置により実行される原子炉の熱出力評価プログラムにおいて、
前記原子力設備の前記安全条件に対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する裕度評価ステップと、
前記裕度評価ステップにおいて評価された前記裕度の範囲内において、前記原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出ステップと、を備えることを特徴とする原子炉の熱出力評価プログラム。
【請求項９】
原子力設備に設けられる原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転管理装置により実行される原子力設備の運転管理プログラムにおいて、
前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、
請求項８に記載の原子炉の熱出力評価プログラムでは、前記ワンサイクルに亘る複数のサイクル燃焼度時点に対応付けて複数の前記増加量を導出しており、
前記熱出力評価プログラムにおいて導出した複数の前記増加量に基づいて、前記ワンサイクルの前記原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転計画生成ステップを備えることを特徴とする原子力設備の運転管理プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、崩壊熱を発生させる原子炉の熱出力評価方法、原子炉の熱出力評価装置及び原子炉の熱出力評価プログラム、原子力設備の運転管理方法、原子力設備の運転管理装置、原子力設備の運転管理プログラムに関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来、加圧水型原子炉で使用される核燃料の状態として、崩壊熱の熱量を管理する核燃料の管理システムが知られている（例えば、特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開２０１５−３１５６８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
ところで、原子炉を含む原子力設備を設計する設備設計では、設計要件（安全条件）の一つとして、異常事象が発生した後に崩壊熱を除去する崩壊熱除去能力を要求している。この崩壊熱は、原子炉の停止直前の炉心の熱出力に依存すると共に、原子炉のワンサイクル中の運転期間、つまりサイクル燃焼度が進むにつれて増加する。このため、設備設計においては、除去する崩壊熱の安全条件として、最も厳しい炉心の熱出力の状態であると共に、最もサイクル燃焼度が進んだサイクル末期のときの崩壊熱を条件としている。
【０００５】
上記の安全条件となる崩壊熱に基づいて設備設計を行った場合、原子炉の所定のサイクル燃焼度時点において、原子力設備は、安全条件に対する裕度を有する状態となっている。このように、安全への評価が厳しい条件に基づいて設計した原子力設備は、安全条件に安全性の裕度がある場合であっても、原子炉の熱出力を増大させることができず、原子力設備の効率的（経済的）な運転が困難となっている。
【０００６】
そこで、本発明は、既存の原子力設備を用いつつ、原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を安全に向上させることができる原子炉の熱出力評価方法、原子炉の熱出力評価装置及び原子炉の熱出力評価プログラム、原子力設備の運転管理方法、原子力設備の運転管理装置、原子力設備の運転管理プログラムを提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明の原子炉の熱出力評価方法は、安全条件に基づいて設計される原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を評価する熱出力評価装置により実行される原子炉の熱出力評価方法において、前記原子力設備の前記安全条件に対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する裕度評価ステップと、前記裕度評価ステップにおいて評価された前記裕度の範囲内において、前記原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出ステップと、を備えることを特徴とする。
【０００８】
また、本発明の原子炉の熱出力評価装置は、安全条件に基づいて設計される原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を評価する原子炉の熱出力評価装置において、前記原子力設備の前記安全条件に対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する裕度評価部と、評価された前記裕度の範囲内において、前記原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出部と、を備えることを特徴とする。
【０００９】
また、本発明の原子炉の熱出力評価プログラムは、安全条件に基づいて設計される原子力設備に設けられる原子炉の熱出力を評価する熱出力評価装置により実行される原子炉の熱出力評価プログラムにおいて、前記原子力設備の前記安全条件に対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する裕度評価ステップと、前記裕度評価ステップにおいて評価された前記裕度の範囲内において、前記原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出ステップと、を備えることを特徴とする。
【００１０】
これらの構成によれば、安全条件を満足する裕度の範囲内において、原子炉の熱出力の増加量を導出することができる。このため、導出された増加量に基づいて、原子炉の熱出力を増大することができる。このとき、安全条件を満たしていることから、原子力設備の設備変更を行う必要がなく、既存の原子力設備において、原子炉の熱出力を増大させることができる。
【００１１】
また、前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、前記原子炉に異常事象が発生してから前記異常事象への対策を講じるまでの時間であるクリティカル時間が、前記異常事象の種類に応じて複数あり、複数の前記クリティカル時間の中から、所定の前記クリティカル時間を評価基準として設定する評価基準設定ステップと、前記ワンサイクルにおける所定のサイクル燃焼度時点において、前記評価基準設定ステップにおいて設定された前記クリティカル時間までに発生する崩壊熱を評価して、評価崩壊熱を導出する崩壊熱評価ステップと、前記安全条件に基づいて設計された、前記クリティカル時間までに発生する崩壊熱である設計崩壊熱と、前記崩壊熱評価ステップにおいて評価された前記評価崩壊熱とを比較して、前記設計崩壊熱に対する前記評価崩壊熱の裕度を導出する、前記裕度評価ステップとしての崩壊熱裕度導出ステップと、前記崩壊熱裕度導出ステップにおいて導出された前記裕度の範囲内において、崩壊熱評価時の前記原子炉の熱出力に対する増加量を導出する前記増加量導出ステップと、を備えることが、好ましい。
【００１２】
この構成によれば、設計崩壊熱に対する評価崩壊熱の裕度の範囲内において、原子炉の熱出力の増加量を導出することができる。このため、設計崩壊熱を満たしつつ、既存の原子力設備において、原子炉の熱出力を増大させることができる。
【００１３】
また、前記評価基準設定ステップでは、複数の前記クリティカル時間の中から、最も短い前記クリティカル時間を評価基準として設定することが、好ましい。
【００１４】
この構成によれば、ワンサイクルにおける、例えばサイクル初期の評価崩壊熱と安全条件となる設計崩壊熱とを比較したときに、クリティカル時間が長くなるにつれて、サイクル初期の評価崩壊熱が、設計崩壊熱に比して大きく低下する。つまり、サイクル初期においては、クリティカル時間が短い場合、評価崩壊熱と設計崩壊熱との差分が小さく、一方で、クリティカル時間が長い場合、評価崩壊熱と設計崩壊熱との差分が大きくなる。このとき、長いクリティカル時間を評価基準として原子炉の熱出力を増加させてしまうと、短いクリティカル時間において評価崩壊熱が設計崩壊熱を超えてしまうおそれがある。このため、最も短いクリティカル時間を評価基準として設定することで、すべてのクリティカル時間においても、評価崩壊熱を安全条件となる設計崩壊熱の裕度の範囲内にすることができる。
【００１５】
また、前記安全条件に基づいて設計される前記原子力設備に設けられる計測装置の不確かさに対する前記原子炉の熱出力の裕度を評価する前記裕度評価ステップと、前記裕度評価ステップにおいて評価された前記裕度の範囲内において、裕度評価前の前記原子炉の熱出力に対する増加量を導出する前記増加量導出ステップと、を備えることが、好ましい。
【００１６】
この構成によれば、計測機器の不確かさに対する裕度を評価し、その裕度の範囲内において、原子炉の熱出力の増加量を導出することができる。このため、計測機器の不確かさを考慮しつつ、既存の原子力設備において、原子炉の熱出力を増大させることができる。
【００１７】
本発明の原子力設備の運転管理方法は、原子力設備に設けられる原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転管理装置により実行される原子力設備の運転管理方法において、前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、上記の原子炉の熱出力評価方法では、前記ワンサイクルに亘る複数の前記サイクル燃焼度時点に対応付けて複数の前記増加量を導出しており、前記熱出力評価方法において導出した複数の前記増加量に基づいて、前記ワンサイクルの前記原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転計画生成ステップを備えることを特徴とする。
【００１８】
また、本発明の原子力設備の運転管理装置は、原子力設備に設けられる原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する原子力設備の運転管理装置において、前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、上記の原子炉の熱出力評価装置は、前記ワンサイクルに亘る複数の前記サイクル燃焼度時点に対応付けて複数の前記増加量を導出しており、前記熱出力評価装置において導出した複数の前記増加量に基づいて、前記ワンサイクルの前記原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転計画生成ステップを実行することを特徴とする。
【００１９】
また、本発明の原子力設備の運転管理プログラムは、原子力設備に設けられる原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転管理装置により実行される原子力設備の運転管理プログラムにおいて、前記原子力設備は、所定の運転期間をワンサイクルとして運転しており、上記の原子炉の熱出力評価プログラムでは、前記ワンサイクルに亘る複数の前記サイクル燃焼度時点に対応付けて複数の前記増加量を導出しており、前記熱出力評価プログラムにおいて導出した複数の前記増加量に基づいて、前記ワンサイクルの前記原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転計画生成ステップを備えることを特徴とする。
【００２０】
この構成によれば、生成した運転計画に基づく原子炉の熱出力を、ワンサイクルに亘って行うことで、既存の原子力設備であっても、原子力設備の効率的（経済的）な運転を行うことが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】図１は、本実施形態に係る原子力設備の運転管理装置を模式的に表した概略構成図である。
【図２】図２は、冷却時間に伴って変化する崩壊熱の特性に関するグラフである。
【図３】図３は、原子炉の熱出力評価及び原子力設備の運転管理に関するフローチャートである。
【図４】図４は、クリティカル時間までの発熱量と原子炉の熱出力増加量とを関連付けたグラフである。
【図５】図５は、ワンサイクルに亘るサイクル燃焼度と原子炉の熱出力増加量とを関連付けたグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
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、下記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り、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ることも可能である。
【００２３】
［本実施形態］
本実施形態の原子力設備の運転管理装置１０は、例えば、原子力設備としての原子力発電プラントの運転を管理する制御装置となっている。原子力発電プラントは、所定の運転期間をワンサイクルとして、複数のサイクルに亘って運転される。この運転管理装置１０は、原子力発電プラントに設けられる原子炉の熱出力を評価すると共に、この評価結果に基づいて、ワンサイクルにおける原子炉の熱出力の増加量を導出し、また、導出した増加量に基づいてワンサイクルにおける原子炉の熱出力に関する運転計画を生成している。
【００２４】
図１は、本実施形態に係る原子力設備の運転管理装置を模式的に表した概略構成図である。運転管理装置１０は、各種プログラムを実行して演算可能な演算部１１と、各種プログラムおよびデータを記憶する記憶部１２と、キーボード等の入力デバイスで構成された入力部１３と、モニタ等の出力デバイスで構成された出力部１４とを有している。なお、運転管理装置１０は、単体の装置で構成してもよいし、機能に応じた複数の装置で構成するシステムとしてもよいし、他の装置と一体となる構成としてもよく、特に限定されない。例えば、原子炉の熱出力を評価する装置（原子炉の熱出力評価装置）と、評価結果に基づいてワンサイクルにおける原子炉の熱出力の増加量を導出する装置と、導出した増加量に基づいてワンサイクルにおける原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する装置（原子炉の運転管理装置）と、に分けた運転管理システムとして構成してもよい。また、運転管理装置１０を、原子力発電プラントを制御する制御装置と一体としてもよい。
【００２５】
記憶部１２には、各種プログラムとして、例えば、原子炉の熱出力を評価する熱出力評価プログラムＰ１、原子力発電プラントの運転計画を生成する運転管理プログラムＰ２等を含んで記憶されている。また、記憶部１２には、データとして、例えば、原子力発電プラントの設計時において安全条件として規定された設計崩壊熱に関するデータ、クリティカル時間に関するデータ等を含んで記憶されている。ここで、クリティカル時間とは、原子炉に異常事象が発生してから異常事象への対策を講じるまでの時間である。このため、クリティカル時間は、異常事象の種類に応じて複数設定されている。
【００２６】
ここで、図２を参照して、原子炉で発生する崩壊熱について説明する。図２は、冷却時間に伴って変化する崩壊熱の特性に関するグラフである。図２は、その横軸が冷却時間となっており、その縦軸が崩壊熱となっている。冷却時間は、原子炉を停止させたときからの経過時間である。なお、図２における崩壊熱は、原子力発電プラントの定格運転時における原子炉の定格出力を基準としたときの割合（定格出力比）となっている。また、図２におけるＬ１は、ワンサイクルにおける初期のサイクル燃焼度時点（サイクル初期）の崩壊熱（ＢＯＣ崩壊熱）であり、図２におけるＬ２は、ワンサイクルにおける末期のサイクル燃焼度時点（サイクル末期）の崩壊熱（ＥＯＣ崩壊熱）である。さらに、図２におけるＬ３（点線）は、安全条件として規定された設計崩壊熱Ｌ３である。この設計崩壊熱は、最も厳しい原子炉の熱出力の状態であると共に、最もサイクル燃焼度が進んだサイクル末期を条件としたときに発生する崩壊熱となっている。
【００２７】
図２に示すように、崩壊熱は、冷却時間が長くなるにつれて低下する。また、サイクル初期のＢＯＣ崩壊熱Ｌ１は、サイクル末期のＥＯＣ崩壊熱Ｌ２に比して小さいものとなっている。同様に、サイクル初期のＢＯＣ崩壊熱Ｌ１は、設計崩壊熱Ｌ３に比して小さいものとなっている。つまり、サイクル初期においては、冷却時間が短い場合、ＢＯＣ崩壊熱Ｌ１と設計崩壊熱Ｌ３との差分が小さく、一方で、冷却時間が長くなるにつれて、ＢＯＣ崩壊熱Ｌ１と設計崩壊熱Ｌ３との差分が大きくなる。
【００２８】
図２に示すように、サイクル初期においては、設計崩壊熱Ｌ３に対してＢＯＣ崩壊熱Ｌ１が小さいことから、ＢＯＣ崩壊熱Ｌ１と設計崩壊熱Ｌ３との差分が裕度となり、この裕度の分だけ、原子炉の熱出力を増加させる余地がある。このため、運転管理装置１０は、下記する原子炉の熱出力評価に関する処理と、原子炉の熱出力に関する運転計画の生成に関する処理とを実行している。
【００２９】
次に、図３を参照して、上記の運転管理装置１０により原子炉の熱出力を評価する処理について説明すると共に、ワンサイクルにおける原子力発電プラントの運転計画を生成する処理について説明する。図３は、原子炉の熱出力評価及び原子力設備の運転管理に関するフローチャートである。運転管理装置１０は、熱出力評価プログラムＰ１及び運転管理プログラムＰ２を実行することで、上記の処理を実行する。
【００３０】
運転管理装置１０において、演算部１１は、先ず、異常事象の種類に応じて複数あるクリティカル時間の中から、崩壊熱に影響を与えるクリティカル時間の中の、最も短いクリティカル時間を評価基準として設定する（ステップＳ１１：評価基準設定ステップ）。続いて、演算部１１は、設定したクリティカル時間までに発生する崩壊熱を評価して評価崩壊熱を導出する（ステップＳ１２：崩壊熱評価ステップ）。このとき、ステップＳ１２では、ワンサイクルの評価崩壊熱を導出するために、異なる時期となる複数のサイクル燃焼度時点において、設定したクリティカル時間に対する評価崩壊熱を導出している。つまり、評価崩壊熱は、サイクル初期（ＢＯＣ：Beginning  of  Cycle）からサイクル中期（ＭＯＣ：Middle  of  Cycle）を経てサイクル末期（ＥＯＣ：End  of  Cycle）に亘って複数導出される。
【００３１】
次に、演算部１１は、設計崩壊熱Ｌ３から評価崩壊熱を差し引いた差分を、崩壊熱の裕度として導出する（ステップＳ１３：崩壊熱裕度導出ステップ）。このとき、ステップＳ１３においても、ワンサイクルの崩壊熱の裕度を導出するために、ステップＳ１２において導出した複数の評価崩壊熱に基づく複数の裕度を導出している。そして、演算部１１は、導出された各サイクル時期の裕度の範囲内において、崩壊熱評価時の原子炉の熱出力に対する熱出力の増加量を導出する（ステップＳ１４：増加量導出ステップ）。なお、ステップＳ１４では、崩壊熱の裕度から原子炉の熱出力の増加量を導出する、所定の換算式が用いられる。このように、演算部１１は、原子炉の崩壊熱の裕度を導出する裕度評価部として機能すると共に、原子炉の熱出力の増加量を導出する増加量導出部として機能する。
【００３２】
ここで、図４を参照して、クリティカル時間までの発熱量と原子炉の熱出力増加量とについて説明する。図４は、クリティカル時間までの発熱量と原子炉の熱出力増加量とを関連付けたグラフである。なお、発熱量は、クリティカル時間までに発生した原子炉の崩壊熱となっている。図４は、その横軸が原子炉の熱出力増加量となっており、その縦軸が発熱量となっている。図４のＬ５は、設計崩壊熱Ｌ３に基づくクリティカル時間までの発熱量であり、Ｌ６は、サイクル初期において原子炉の熱出力を増加させたときの発熱量の変化を示している。そして、図４において、発熱量Ｌ５と発熱量Ｌ６とが交差する点が、原子炉が増加可能な熱出力増加量となり、例えば、５％程度となっている。
【００３３】
なお、ステップＳ１１において、最も短いクリティカル時間を評価基準として設定したが、例えば、長いクリティカル時間を評価基準として設定した場合、短いクリティカル時間に比して差分（裕度）が大きくなる。このため、長いクリティカル時間の場合、短いクリティカル時間に比して、原子炉の熱出力の増加量が大きくなる。すると、短いクリティカル時間となる異常事象が発生した場合には、評価崩壊熱が設計崩壊熱を超えてしまうおそれがある。このため、最も短いクリティカル時間を評価基準として設定することで、すべてのクリティカル時間においても、評価崩壊熱を安全条件となる設計崩壊熱の裕度の範囲内にすることが可能となる。
【００３４】
そして、演算部１１は、ステップＳ１４においてワンサイクルにおける複数のサイクル時期に対応付けて導出された複数の増加量に基づいて、ワンサイクルの原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する（ステップＳ１５：運転計画生成ステップ）。このように、演算部１１は、原子炉の熱出力に関する運転計画を生成する運転計画生成部として機能する。
【００３５】
ここで、図５を参照して、ステップＳ１５において生成された運転計画について説明する。図５は、ワンサイクルに亘る燃焼度と原子炉の熱出力増加量とを関連付けたグラフである。図５は、その横軸がサイクル燃焼度となっており、その縦軸が熱出力増加量となっている。横軸のサイクル燃焼度は、燃焼度が０となるときがサイクル初期となっており、燃焼度が進むにつれてサイクル末期となる。図５のＬ８は、ワンサイクルにおける各サイクル時期の熱出力増加量の遷移を示している。また、図５のＬ９は、ワンサイクルにおける平均の熱出力増加量を示している。
【００３６】
図５に示すように、ワンサイクルにおいて、サイクル初期の熱出力増加量は大きくなっており、サイクル末期に向かうにつれて、熱出力増加量は小さくなっていく。サイクル初期の熱出力増加量は、上記したように、例えば、５％程度となっており、また、ワンサイクルの平均の熱出力増加量は、例えば、２％程度となっている。
【００３７】
以上のように、本実施形態によれば、安全条件を満足する評価崩壊熱の裕度の範囲内において、原子炉の熱出力の増加量を導出することができる。このため、導出された増加量に基づいて、原子炉の熱出力を増大することが可能となる。このとき、安全条件を満たしていることから、原子力発電プラント等の原子力設備の設備変更を行う必要がなく、既存の原子力設備において、原子炉の熱出力を増大させることができる。
【００３８】
また、本実施形態によれば、最も短いクリティカル時間を評価基準として設定することで、すべてのクリティカル時間においても、評価崩壊熱を安全条件となる設計崩壊熱の裕度の範囲内にすることができる。
【００３９】
また、本実施形態によれば、生成した運転計画に基づく原子炉の熱出力を、ワンサイクルに亘って行うことで、原子力発電プラント等の既存の原子力設備であっても、原子力設備の効率的（経済的）な運転を行うことが可能となる。
【００４０】
なお、本実施形態では、安全条件となる設計崩壊熱を考慮して、原子炉の熱出力増加量を導出したが、この構成に限定されない。例えば、安全条件に基づいて設計された原子力設備に設けられる計測装置の不確かさを考慮して、原子炉の熱出力増加量を導出してもよい。具体的に、演算部１１は、熱出力評価プログラムＰ１を実行して、計測装置の不確かさに対する原子炉の熱出力の裕度を評価する裕度評価ステップと、裕度評価ステップにおいて評価された裕度の範囲内において、裕度評価前の原子炉の熱出力に対する増加量を導出する増加量導出ステップとを行ってもよい。この構成によれば、計測機器の不確かさに対する裕度を評価し、その裕度の範囲内において、原子炉の熱出力の増加量を導出することができる。このため、計測機器の不確かさを考慮しつつ、既存の原子力設備において、原子炉の熱出力を増大させることが可能となる。
【符号の説明】
【００４１】
１０  運転管理装置
１１  演算部
１２  記憶部
１３  入力部
１４  出力部
Ｐ１  熱出力評価プログラム
Ｐ２  運転管理プログラム
【図１】
2019184530.tif 000003
【図２】
2019184530.tif 000004
【図３】
2019184530.tif 000005
【図４】
2019184530.tif 000006
【図５】
2019184530.tif 000007