(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の操作可能性を表すパラメータの値を決定する方法であって、炉心は核燃料集合体（１６）を含み、各核燃料集合体（１６）は、核燃料が被覆（３３）内に収容されている核燃料棒（２４）を含み、
前記方法は、前記原子炉の同じ運転サイクル中、
(a)原子炉（１）内に在るセンサ（２１Ａ乃至２１Ｄ）によって行われる測定から、前記炉心（２）内の局所出力の３次元分布を計算するステップ、
(b)前記計算された局所出力の３次元分布に適用される、出力の少なくとも１つの偶発的な過渡発生をシミュレートするステップ、
(c)前記シミュレートされた出力の過渡発生中燃料棒の前記被覆（３３）の破損を最も受けやすい少なくとも１つの燃料棒（２４）を、熱力学計算を用いて、識別するステップ、
(d)前記識別された燃料棒に熱力学計算を用いて、前記原子炉の操作可能性を表す前記パラメータの値を決定するステップ、の周期的な実行を伴うことを特徴とする、前記方法。
【請求項２】
ステップ（c）は、前記シミュレートされた出力の過渡発生中各核燃料棒（２４）の被覆（３３）の応力状態を表すパラメータの最大値を計算するサブステップ(c1)を含む、請求項１に記載の方法。
【請求項３】
サブステップ(c1)では、当該前記燃料棒の前記ペレット（３６）と前記被覆（３３）との間の接触圧力が、前に計算した値から相関或いは補間法によって計算されることを特徴とする、請求項２に記載の方法。
【請求項４】
前記ステップ（a）乃至（d）は、1ヶ月より短い時間ステップで周期的に実行される、請求項１乃至３の何れか１項に記載の方法。
【請求項５】
前記ステップ（a）乃至（d）は、１週間より短い時間ステップで実行される、請求項４に記載の方法。
【請求項６】
前記ステップ（a）乃至（d）は、１日より短い時間ステップで実行される、請求項５に記載の方法。
【請求項７】
前記原子炉は、加圧水型原子炉である、請求項１乃至６の何れか１項に記載の方法。
【請求項８】
前記原子炉の運転を指令及び/又は制御するために前記決定された値を用いるステップ（e）を含む、請求項１乃至７の何れか１項に記載の方法。
【請求項９】
前記操作可能性を表すパラメータの値を決定するためのシステム（４０）であって、請求項１乃至８の何れか１項に記載の方法の前記ステップを実行するための手段（４２、４４、４６、４８）を含むことを特徴とする前記システム。
【請求項１０】
前記システムは、少なくとも１つのプロセッサー（４２）と、前記システムによって実行される前記決定方法のステップを実行するための少なくとも１つのプログラムが記憶されている記憶手段（４４）を含む、請求項９に記載のシステム。
【請求項１１】
請求項１乃至８の何れか１項に記載の方法の前記ステップをコンピュータによって実行するための命令を含むコンピュータプログラム。
【請求項１２】
プロセッサーに使用することができ、且つ請求項１１に記載のプログラムが記録されている媒体。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の操作可能性を表すパラメータの値を決定する方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
本発明は、例えば、加圧水型原子炉に用いられる。
【０００３】
そのような原子炉の炉心には、普通の方法で、核燃料集合体が装填されている。
【０００４】
各燃料集合体は、核燃料棒の束からなり、その核燃料棒は、核燃料ペレットを収容する被覆を備える。
【０００５】
特に、８０％の電気が原子炉によって作られているフランスのような国では、原子炉が供給する電力ネットワークの要求に適合するために、原子炉によって供給される全出力が変動することが有利である。
【０００６】
特に、必要であれば公称全出力に戻る前に、ネットワークでの要求が低い長時間の間、低下した全出力で原子炉を運転することができることが望ましい。
【０００７】
それにもかかわらず、各原子炉を、原子炉の能力をよりよく活用させるこの方法で運転することは、安全問題を伴ってはならない。
【発明の概要】
【０００８】
原子炉が操作可能性を制限する現象の一つは、特に、ペレット/被覆相互作用（ＰＣＩ）の現象である。
【０００９】
原子炉が原子炉の公称全出力ＰＮで作動するとき、核燃料棒は、当該技術に用いられる用語によれば、プロセスされる(processed)。
【００１０】
特定の燃料棒に関して、そのプロセス(processing)は、被覆のひずみ及びペレットの膨張のために、ペレットと被覆との間の半径方向隙間が閉じられることを実質的に特徴としている。
【００１１】
比較的低い応力レベルで被覆内の熱力学平衡のために、恒久的な運転中被覆の破損のリスクはないが、当該燃料棒によってもたらされる出力が著しく変化するやいなやリスクが発生する。
【００１２】
局所出力の増大は、燃料棒の温度の増大を引き起こす。酸化ウランに基づくペレットと普通ジルコニウム合金のものである被覆との間に機械的特性（熱膨張係数、ヤング率）の差異及び温度差を考慮すれば、ペレットは被覆よりも膨張し且つその変形を被覆に及ぼす。
【００１３】
さらに、被覆とペレットとの間の空間内のヨウ素のような腐食性核分裂生成物の存在が、応力下で腐食状態を生じさせる。この方法では、全出力の過渡発生中ペレットによって被覆に及ぼされる変形が、被覆の破損を引き起こす可能性がある。
【００１４】
そのような被覆の破損は、それが核分裂生成物を原子炉の冷却系統に放出させる可能性があるので安全性の理由のために許されない。
【００１５】
特許出願EP-1556870は、原子炉の運転パラメータの極限値を、ＰＣＩの現象を用いて決定させる方法を記述する。より正確には、決定された極限値は、炉心全体の中で局所出力の増大で明らかになる全出力の偶発的な過渡発生の場合に、ＰＣＩの現象が核燃料棒被覆を破損させないようなものである。
【００１６】
かくして、この方法により、全出力の偶発的な過渡発生の場合でも、原子炉が安全な方法で作動することができる、使用分野を定義する。また、警報も、決定された極限値が原子炉の運転中限度を超えてないことを実証するために導入することができる。
【００１７】
ＰＣＩの現象は、原子炉の特別な運転方法に関して特に不利である。これは拡張低減出力運転（"Extended Reduced Power Operation"、ＥＲＰＯ）である。
【００１８】
フランスでは、拡張低減力運転は、より正確には、例えば、所定の２４時間のうちの８時間よりも長い累積時間にわたって、例えば、原子炉の公称出力ＰＮのほぼ９２％、よりも小さい或いは等しい全出力ＰＩで、原子炉の恒久的な運転であるものと定義される。
【００１９】
そのような運転方法は、燃料棒をデプロセスする（de-processing）効果を有する。
【００２０】
全出力の減少中、出力が局所的に減少する。その結果、各燃料棒のペレット及び被覆の温度減少があり、かかる温度減少はこれらの要素の熱膨張の減少を引き起す。各ペレットが関連した被覆の熱膨張係数よりも大きい熱膨張係数を有するので、したがって、各ペレットはより大きな絶対膨張をなす。
【００２１】
これは、特定の局所出力減少のために、各ペレットの温度変化が、被覆の温度変化よりも大きい事実によってさらに増幅される。
【００２２】
この方法で、ＥＲＰＯモードでの運転中、被覆とペレットとの間の接触がおきていない燃料棒に関し、半径方向隙間が増大する。隙間が閉じていた燃料棒に関して、その隙間は再び開く。
【００２３】
隙間が再び開く場合には、圧力作用のために被覆の内側に向かう圧縮によってひずみがおきている。かくして、ＥＲＰＯモードでの運転中、出力の偶発的な過渡発生の場合に、被覆に現れる応力は、原子炉が公称全出力で作動しているときに過渡発生が起る場合よりも大きい値に達する。
【００２４】
したがって、ＰＣＩ現象による破損のリスクは、原子炉がＥＲＰＯモードで作動するときに増大する。
【００２５】
原子炉の運転者に、彼らが燃料棒の被覆の完全さを危うくすることなく、ＥＲＰＯモードを使用することができる程度を評価させるために、パラメータ、すなわちクレジットＫが開発されてきた。
【００２６】
原子炉の操作可能性を表すこのパラメータは、次式によって定義される。
0005753383.tif 000002
K0は、クレジットＫの初期値である。
【００２７】
Aiは、デプロセスの法則から計算されたデプロセス係数である。
Tiは、ＥＲＰＯモードの使用の段階iの継続時間である。
Bjは、再プロセス法則から計算された再プロセス係数である。
Tjは、ＥＲＰＯモードの運転期間後の公称全出力運転の段階ｊの継続時間である。
【００２８】
運転者は、ＥＲＰＯモード且つ公称全出力での連続運転段階に従ってクレジットＫの値のサイクル中展開を、この式を用いて計算することができる。
【００２９】
クレジットＫの値が低くなればなるほど、運転者がＥＲＰＯモードを使用する可能性が少なくなる。クレジットＫの値が０であるとき、運転者はＥＲＰＯモードではもはや機能することができず、原子炉を公称出力でのみ作動しなければならず、或いは原子炉を運転停止しなければならない。
【００３０】
クレジットＫの値を増大させるために、運転者は、時間の特定長さの間、原子炉を公称全出力で運転することを選択してもよい。
【００３１】
この式、及び、特に、ほとんど２年かかる係数Ai及びBjの式の確立は、同時に作動するプロセッサで数ヶ月の期間にわたって行なわれるとても重要な計算を必要とする。
【００３２】
係数Ai及びBjを計算する際に伴われる複雑さを考慮すると、クレジットＫの値の決定は、多くの慎重な考慮の導入を必要とする特定の原子炉、燃料集合体及び制御に関して、一般的な方法で行われる。
【００３３】
したがって、クレジットＫの使用により、原子炉の安全運転が確保させるが、不幸にして、クレジットＫの使用は限られた操作可能性をもたらす。
【００３４】
本発明の目的は、原子炉炉心の操作可能性を表すパラメータの値を決定し、且つ、安全運転を確保しながら、原子炉の操作可能性を増大させる方法を提供することによってこの問題を解決することである。
【００３５】
この目的のために、本発明は、原子炉の操作可能性を表すパラメータの値を決定する方法であって、炉心が核燃料集合体からなり、各核燃料集合体は、核燃料が被覆内に収容されている核燃料棒を含み、前記方法は、原子炉の同じ運転サイクル中、
(a)原子炉内に在るセンサによってなされる測定から、炉心の局所出力の３次元分布を計算するステップ、
(b)計算された局所出力の３次元分布に適用される出力の少なくとも１つの偶発的な過渡発生をシミュレートするステップ、
(c)出力のシミュレートされた過渡発生中燃料棒の被覆の破損を最も受けやすい少なくとも１つの燃料棒を熱力学計算を用いて、識別するステップ、
(d)識別された燃料棒に熱力学計算を用いて、原子炉の操作可能性を表すパラメータの値を決定するステップ、
の周期的な実行を含むことに関する。
【００３６】
特定の実施形態によれば、本方法は、個別に又は全ての技術的に可能な組合せに従って、取られた次の特徴の１つ又は２以上を含んでもよい：
ステップ（c）は、出力のシミュレートされた過渡発生中各核燃料棒の被覆の応力状態を表すパラメータの最大値を計算するサブステップ(c1)を含む；
サブステップ(c1)では、当該燃料棒のペレットと被覆との間の接触圧力は、以前に計算した値から相関或いは補間法によって計算される；
前記ステップ（a）乃至（d）は、１ヶ月より短い時間ステップで周期的に実行される；
前記ステップ（a）乃至（d）は、１週間より短い時間ステップで実行される；
前記ステップ（a）乃至（d）は、１日より短い時間ステップで実行される；
前記原子炉は、加圧水型原子炉である；
本方法は、原子炉の運転を指令及び/又は制御するために、決定された値を用いるステップ（e）を含む。
【００３７】
本発明は、さらに、操作可能性を表すパラメータの値を決定するためのシステムにおいて、上記の方法のステップを実行するための手段を含むことを特徴とするシステムに関する。
【００３８】
１つの変形例によれば、システムは、少なくとも１つのプロセッサーと、システムによって実行される決定方法のステップを実行するための少なくとも１つのプログラムが記憶されている記憶手段と、を含む。
【００３９】
本発明は、さらに、上記の方法のステップを実行するための命令を含むコンピュータプログラムに関する。
【００４０】
本発明は、さらに、プロセッサーに使用することができ、且つ上記のプログラムが記録されている媒体に関する。
【００４１】
本発明は、単に例示として且つ添付図面を参照して与えられた以下の記述を読むことによりよく理解される。
【図面の簡単な説明】
【００４２】
【図１】加圧水型原子炉の概略図である。
【図２】図１の原子炉の炉心の核燃料集合体の概略側面図である。
【図３】図２の核燃料集合体の燃料棒の概略長手方向断面図である。
【図４】図１の原子炉で実施される方法の連続するステップを示すフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【００４３】
図１は、加圧水型原子炉１を概略的に示し、加圧水型原子炉１は、普通、炉心２と、蒸気発生器３と、発電機５に連結されたタービン４と、復水器６と、を含む。
【００４４】
原子炉１は、ポンプ９を備えた冷却系統８を含み、冷却系統８の中で、加圧水が、図１に矢印によって指示された流路に沿って流れる。この加圧水は、特に、炉心２の中を上昇し、そこで再加熱され、炉心２の冷却を行う。
【００４５】
冷却系統８は、さらに、冷却系統８の中を流れる水を加圧させる加圧器１０を含む。
【００４６】
冷却系統８の水は、また、蒸気発生器３に供給され、蒸気発生器３で冷却系統８の水は冷却され、２次系統１２の中を流れる水を蒸発させる。
【００４７】
蒸気発生器３によって作られた蒸気は、２次系統１２によってタービン４、次いで、復水器６に向かって通され、復水器でこの蒸気は、復水器６の中を流れる冷却水との間接的な熱交換で凝縮される。
【００４８】
２次系統１２は、復水器６の下流に、ポンプ１３及び再加熱装置１４を備える。
【００４９】
また、従来の方法で、炉心２は、容器１８内に装入された核燃料集合体１６を有する。単一の核燃料集合体１６が図１に図示されるが、炉心２は、例えば１５７個の核燃料集合体１６を有する。
【００５０】
原子炉１は、核燃料集合体１６のいくつかの上で容器１８内に配置された制御棒クラスタ２０を有する。単一のクラスタ２０が図１に図示されるが、炉心２は、例えば、ほぼ６０個のクラスタ２０を有する。
【００５１】
クラスタ２０は、核燃料集合体１６に挿入するための機構２２によって移動され、該機構は核燃料集合体１６が配置されている上にある。
【００５２】
普通、各制御棒クラスタ２０は、１つ又は２つ以上の中性子吸収材料を含む棒からなる。
【００５３】
この方法で、各クラスタ２０の垂直移動により、原子炉１の反応度を調整し、核燃料集合体１６内へのクラスタ２０の導入に従って、炉心２によって生じる全出力Pのゼロ出力から公称出力PNまでの変動を可能にする。
【００５４】
これらのクラスタ２０のうちのいくつかは、例えば出力或いは温度の観点で、炉心２の運転を制御するものであって、制御棒クラスタと称される。他のクラスタ２０は、原子炉１を運転停止させるにすぎないものであって、運転停止クラスタと称される。
【００５５】
クラスタ２０は、これらのタイプ及び目的にしたがってグループに組み立てられる。例えば、９００MWeタイプの原子炉では、これらのグループは、グループＧ１、Ｇ２、Ｎ１、Ｎ２、Ｒ、ＳＡ、ＳＢ、ＳＣ，ＳＤ等と称される。
【００５６】
原子炉１は、また、原子炉の運転パラメータの有効値を測定するための所定数のセンサ、特に、冷却系統の冷却水の平均温度を容器１８の出口で測定するための熱電対２１Ａ及び冷却系統の冷却水の平均温度を容器１８の入口で測定するための熱電対２１Ｂを有する。
【００５７】
また、在来の方法で、原子炉１は、中性子束を測定するための外部チャンバ２１Ｃを有し、該チャンバは、炉心２の容器１８の周りに配置される。一般に、”炉心外チャンバ”と称されるチャンバ２１Ｃの数及び位置は、原子炉１のモデルに従って変化する。
【００５８】
また、在来の方法で、原子炉１は、冷却系統の冷却水の温度を核燃料集合体１６の出口で測定するために、核燃料集合体１６の上で炉心２内に配置された熱電対２１Ｄを有する。単一チャンバ２１Ｃ及び単一センサ２１Ｄが、図１に図示されている。
【００５９】
炉心外チャンバ２１Ｃ及び熱電対２１Ｄは、炉心内の局所出力の軸方向分布すなわち垂直方向分布と半径方向分布の両方に関係する情報を提供する。
【００６０】
種々のセンサ、特に炉心外チャンバ２１Ｃ及び熱電対２１Ｄを較正するために、原子炉は、また、”インコア（in-core）”（図示せず）と称され、且つ核燃料集合体１６のいくつかの測定軌道内に挿入させるために可撓性ケーブルの端に固定された可動プローブを含む、或る品目の装置を有する。これらのプローブは、種々のセンサによって測定された値をこれらのプローブによって行われる測定に対して再較正し、かくして、原子炉１の種々のセンサを較正するために炉心２内に規則正しく導入される。
【００６１】
図２に示すように、各核燃料集合体１６は、普通、燃料棒２４の格子と燃料棒２４用の支持骨格２６を含む。
【００６２】
支持骨格２６は、普通、底ノズル２８、頂ノズル３０、２つのノズル３０及び２８を連結し、制御棒クラスタ２０の棒を受け入れるようになったガイドチューブ３１及びスペーサ格子３２を含む。
【００６３】
図３に示すように、各燃料棒２４は、普通、下端が底端プラグ３４で、上端が上端プラグ３５で閉じられた管の形態の被覆３３を含む。燃料棒２４は、被覆３３内に積み重ねられ且つ下端プラグ３４に当接する一連のペレット３６を含む。保持ばね４０が、上端プラグ３５及び上部ペレット３６で支持されるように被覆３３の上部分内に配置される。
【００６４】
普通、ペレット３６は、酸化ウランに基づき、被覆３３は、ジルコニウム合金のものである。
【００６５】
製造から照射前の燃料棒２４に相当する図３には、ペレット３６と被覆３３の間に半径方向隙間Ｊがある。半径方向隙間Ｊは、図３の拡大円部分によってより具体的に図示される。
【００６６】
この隙間Ｊは、燃料棒のプロセス及び再プロセス中に閉じ、且つ燃料棒がデプロセスされるとき開くものである。
【００６７】
図１に示すように、また、原子炉１は、原子炉１の操作可能性を表すパラメータを決定するためのデータ処理システム４０を含む。データ処理システム４０は、例えば、原子炉１の運転を指令及び制御するためにもっと一般的に用いられるものである。
【００６８】
このデータ処理システム４０は、例えば、１つ又は２つ以上のプロセッサーと、データ記憶手段４４と、入力/出力手段４６及び任意的に、表示手段４８を含むデータ処理ユニット４２を含む。データ記憶手段４４は、例えば、１つ又は２つ以上のメモリを備え、下記のステップを実行するために、１つ又は２つ以上のコンピュータプログラムを記憶する。
【００６９】
データ処理システム４０は、センサ２１Ａ乃至２１Ｄを含む、原子炉１の運転パラメータを測定するための異なるセンサに接続されている。
【００７０】
下記の例では、システム４０によって計算された原子炉１の操作可能性を測定するためのパラメータが、下式によって定義されるパラメータΔである。
0005753383.tif 000003
【００７１】
ここに、
0005753383.tif 000004
は、被覆３３の円周方向の垂直応力である。
0005753383.tif 000005
は、同じ被覆３３の半径方向の垂直応力である。
0005753383.tif 000006
は、炉心２の核燃料棒２４から
0005753383.tif 000007
によって得られた最大値である。
0005753383.tif 000008
は、
0005753383.tif 000009
の極限値であり、その極限値を超えると被覆３３が破損する。
【００７２】
この極限値は、例えば、ＥＰ１５５６８７０明細書に記載されているごとく決定される。
【００７３】
Δの値を決定するためにシステム４０によって用いられる方法を、図４のフローチャートを参照してここに記述する。
【００７４】
この方法は、原子炉１の運転サイクル中ステップ５０、５２、５４及び５６を含むループの規則的な実行を含む。このループを実行するための時間ステップは、１ヶ月、１週間或いはさらに１日よりも短くてもよい。
【００７５】
第１ステップ５０では、システム４０は、当該時間ステップで炉心２内の局所出力の３次元分布を計算する。
【００７６】
より正確には、炉心２内の局所出力の３次元分布の最初のおおまかな計算は、ある中性子計算ソフトウェアによって実行される。使用される中性子計算ソフトウェアは、例えば、ＡＲＥＶＡ  ＮＰ社のソフトウェアＳＭＡＲＴ（登録商標）である普通のソフトウェアである。
【００７７】
このおおまかな計算は、例えば、記憶手段４４に記憶された炉心２の装入特性、すなわち、炉心２内に存在する燃料集合体１６の配置及び特性、例えば、熱電対２１Ａ及び２１Ｂによって得られる測定値を用いて、システム４０によって普通の方法で確立された炉心２の平均熱出力、熱電対２１Ｂによって測定された、容器１８の入口の冷却水の平均温度、記憶手段４４に記憶された制御棒クラスタ２０の基準位置、及びステップ５０、５２、５４及び５６のループの前の実行中に決定された局所出力の分布、に基づいて得られる。
【００７８】
次いで、この最初のおおまかな計算の結果は、チャンバ２１Ｃ及び熱電対２１Ｄによって測定された有効値のために、この方法で計算された値を、調整することによって改善される。
【００７９】
引き続いて改善されるそのようなおおまかな計算の使用により、Δの値を決定するための方法の実行頻度と比較できる時間内に、炉心２内の局所出力の３次元分布の良好な表示が得られる。
【００８０】
次いで、ステップ５２では、システム４０は、例えば、上述の中性子計算ソフトウェアを用いて、全出力の過渡発生をシミュレートする。
【００８１】
好ましくは、シミュレートされた過渡発生は、炉心２内の出力の最も著しく且つ急速な変動を引き起こす部類２のものと称せられる偶発的な過渡発生である。
【００８２】
これらの過渡発生は、例えば、過剰な負荷の増大、原子炉１が出力状態にあるとき、制御棒クラスタ２０のグループの制御されていない引き抜き、クラスタ２０の落下、である。
【００８３】
過剰な負荷の増大は、蒸気発生器３内の蒸気の流量の急速な増大に相当する。そのような増大は、炉心２の熱出力と蒸気発生器３の負荷量の間に不均衡を引き起こす。この不均衡は、冷却系統８の冷却をもたらす。制御棒クラスタ２０によって炉心２内の平均温度の和らげ及び/又は調整作用により、反応度、したがって、核束が炉心２内で増大する。この方法では、炉心２によってもたらされる全出力Ｐが急速に増大する。
【００８４】
この過渡発生をシミュレートするために、蒸気発生器３内の蒸気の流量を、その初期値から２次系統１２の特性によって許容される最大値まで増大することが考慮される。さらに、この増大は、加圧器１０の低圧力のおかげで、原子炉の自動停止を防止するために検査されている出力レベルに対して十分にゆっくりである。
【００８５】
原子炉が運転しているとき、制御棒クラスタ２０のグループの制御されない除去は、反応度の制御されない増大を引き起こす。その結果、炉心２内の全核出力Ｐ及び熱流束の急速な増大が起こる。２次系統１２のリリーフバルブ或いは安全バルブが開かれるまで、蒸気発生器３内の熱の放散が冷却系統８内に放出される出力よりも遅く増大する。その結果、冷却系統８内の冷却水の温度及び圧力が増大する。この過渡発生をシミュレートするために、出力グループの除去は、完全な除去まで７２ステップ/分の最大速度で仮定される。
【００８６】
もし１つ或いは２つ以上の制御棒クラスタ２０が炉心の中に落下すると、炉心２内の反応度と全出力Ｐがただちに減少する。保護作用なしに、この方法で引き起こされる冷却系統８と２次系統１２との間の不均衡は、炉心２に流入する冷却水温度の減少、さらに、新しい平衡が冷却系統８と２次系統１２との間に達成されるまで、反対反応及び温度制御により中性子出力の増大を引き起こす。落下した制御棒クラスタ２０の存在は、出力の半径方向分布の変形を引き起こし、制御グループの除去は、出力の軸線方向の変化をもたらす。
【００８７】
次いで、ステップ５４中、そのシステム４０は、ステップ５２中にシミュレートされた出力の過渡発生中最大の応力を受ける燃料棒２４を決定する。
【００８８】
この決定は、ある分類ソフトウェアを用いて実行される。
【００８９】
より正確には、このステップ５４中、例えば、
0005753383.tif 000010
の値が、各燃料棒２４の被覆３３の応力状態を表すパラメータのために計算される。
【００９０】
上述した例示では、応力状態を表すパラメータと原子炉の操作可能性を表すパラメータは、物理的なパラメータの同じ差
0005753383.tif 000011
に基づかれる。しかしながら、事実は必ずしもそのとおりではなく、２つのパラメータが、異なるが互に首尾一貫した物理的変数或いは物理的変数の関数に基づかれることもある。
【００９１】
計算は、例えば、燃料棒２４毎に、そのプロセス及び/又はデプロセス、及びシミュレートされた各出力過渡発生の全継続時間にわたって、以下のループを繰り返すことによって行なわれ、以下のループは、
以前に実行されたループ中に決定された
0005753383.tif 000012
の値に従って燃料棒２４の被覆３３とペレット３６の新しい寸法を計算すること、
次の新しい時間ステップ中に放出された核分裂気体のモル数を計算すること、
次の新しい時間ステップ中に被覆３３の内部の圧力の結果として生じた増大を計算すること、
次の新しい時間ステップ中に、新しい寸法、特に、燃料棒２４内の核燃料の線形出力密度及び燃焼速度の現象、から生じるペレット３６と被覆３３との間の接触圧を計算すること、  計算された新しい接触圧力値、計算された新しい内部圧力値及び計算された新しい寸法、に従って
0005753383.tif 000013
の新しい値を計算すること、を含むサブステップを伴う。
【００９２】
放出された核分裂気体のモル数、内部圧力及び接触圧力に関係する計算は、対応する式の陽関数分解によっては行われないが、その代わり、相関によって行われる。
【００９３】
より正確には、相関は、当該変数の値を、既知条件（線形出力密度、燃焼度等）に関して同じ既知変数の値に従って決定するために用いられる。これらの既知の値は、例えば、熱力学計算ソフトウェアから構築されたデータベースから生じる。これは、ＡＲＥＶＡ  ＮＰ社のソフトウェアＣＯＰＥＲＮＩＣ（登録商標）のような普通のソフトウェアであってもよい。
【００９４】
ステップ５４に使用される分類ソフトウェアは、好ましくは、同じ種目の熱力学計算ソフトウェアの単純化したバージョンである。
【００９５】
ステップ５２及び５４を実施するために同じモデルに基づく複数のソフトウェアの使用により、原子炉の操作可能性を表すパラメータの値を決定する方法のエラー強さと信頼性を確実にする。
【００９６】
陽関数計算ではなく、相関の使用により、必要な計算を、Δの値を決定する方法を実施するための時間ステップと比較できるより短時間で実行させる。他の変形では、相関以外の補間法を用いることが可能である。
【００９７】
ループのステップ５４を実行した後、シミュレートされた出力の過渡発生毎に、各燃料棒２４に達した
0005753383.tif 000014
の最大値
0005753383.tif 000015
のおおまかな推定が分かる。
【００９８】
データ処理システム４０は、これらの最大値に基づいて、出力の過渡発生中最大応力を受ける燃料棒２４を識別することができる。
【００９９】
次いで、ステップ５６では、データ処理システム４０は、ステップ５４中に識別された最大応力を受ける燃料棒２４について完全な熱力学計算を実行する。
【０１００】
これらの計算は、普通のタイプの熱力学計算ソフトウェア、例えば、ＡＲＥＶＡ  ＮＰ社のソフトウェアＣＯＰＥＲＮＩＣを用いて実行される。
【０１０１】
これらの完全な熱力学計算により、
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の値を決定し、かくして、Δの有効値を決定する。この有効値は、例えばディスプレイ手段４８を用いて、特に原子炉１の担当の運転者に、供給することができる。
【０１０２】
すると、運転者は、運転者が原子炉をＥＲＰＯモードで運転することができる範囲、及びその代わりに運転者は原子炉を公称全体出力ＰＮで運転させなければならないかどうかを知ることができる。
【０１０３】
同じ方法では、原子炉１内のいくつかの運転操作の自動的な実行、例えば、アラーム鳴らし、原子炉１の運転停止、全出力の増大を開始するために、上述された方法を用いて計算されたΔの有効値が、システム４０によって使用されても良い。
【０１０４】
したがって、Δの決定値は、原子炉１の運転を指令及び/又は制御するために用いられる。
【０１０５】
上で示したように、ステップ５０、５２、５４及び５６は、炉心の運転サイクル中規則正しく繰り返され、Δの値を更新させる。
【０１０６】
ほとんどリアルタイムであるΔのこの計算により、クレジットＫを計算するための、現在まで用いられてきた慎重な考慮を省かせ、したがって、原子炉の安全運転を確保しながら、操作可能性に関して有利にさせる。
【０１０７】
一般的に、上述の方法は、Δ以外の操作可能性であることを表す他のパラメータの値を計算するために用いてもよい。
【０１０８】
そのようなパラメータは、円周方向且つ垂直応力
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のみ或いは変形エネルギーの密度に基づいてもよい。これは、またクレジットＫであってもよい。
【０１０９】
上述の原理は、加圧水型原子炉以外の原子炉のタイプ、例えば、沸騰水型原子炉に用いることができる。
【０１１０】
或る変形例では、ステップ５０は、上述の計算以外の計算を用いることが出来る。
【０１１１】
また或る変形例では、出力の単一過渡発生は、ステップ５２中シミュレートされる。同じ方法で、シミュレートされる過渡発生は、局部的な或いは全体の出力の過渡発生であってもよい。
【０１１２】
また或る変形例では、ステップ５２は、記述されたループと異なっているループを含んでも良い。同じ方法では、相関或いは補間法は、燃料棒２４のペレット３６と被覆３３との間の接触圧力を決定するだけに用いられてもよい。
【０１１３】
さらなる他の変形例では、ステップ５６中に最大応力を受ける単一の燃料棒を識別し、ステップ５６をこの単一の燃料棒に実行することが可能である。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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