(57)【要約】      （修正有）【課題】沸騰水型原子炉発電プラントを動作するための保護システムおよびその方法を提供する。【解決手段】保護システムは、パワー依存の高原子炉圧力設定点を含む。原子炉の動作範囲において、あるパワー値に対応する高原子炉圧力設定点は、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点に比べてより低いことが可能である。パワー依存の高原子炉圧力設定点を設定する。保護システムは、パワー１００％に対応する第１の高原子炉圧力設定点と、動作範囲においてより低いパワー値に対応する少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点を含むことが可能である。少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点は、第１の高原子炉圧力設定点に比べてより低い。【選択図】図８
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
パワー依存の高原子炉圧力設定点を有する原子力沸騰水型原子炉のための保護システムであって、
前記原子炉の動作範囲において、少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する前記高原子炉圧力設定点が、パワー１００％に対応する前記高原子炉圧力設定点に比べてより低いことを特徴とする保護システム。
【請求項２】
前記パワー依存の高原子炉圧力設定点が、原子炉スクラムを起動することを特徴とする請求項１記載のシステム。
【請求項３】
前記パワー依存の高原子炉圧力設定点が、警告、警報、または警告と警報を起動することを特徴とする請求項１記載のシステム。
【請求項４】
前記原子炉の動作範囲において、少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する前記高原子炉圧力設定点が、原子炉スクラムを起動することを特徴とする請求項１記載のシステム。
【請求項５】
パワー１００％に対応する前記高原子炉圧力設定点が、原子炉スクラムを起動することを特徴とする請求項１記載のシステム。
【請求項６】
前記原子炉のための保護システムにおいて、パワー依存の高原子炉圧力設定点を具現化するステップを含む原子力沸騰水型原子炉を動作する方法であって、
前記原子炉の動作範囲において、少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する前記高原子炉圧力設置点が、パワー１００％に対応する前記高原子炉圧力設定点に比べてより低い、方法。
【請求項７】
前記パワー依存の高原子炉圧力設定点が、原子炉スクラムを起動することを特徴とする請求項６記載の方法。
【請求項８】
前記パワー依存の高原子炉圧力設定点が、警報、警告、または警報と警告を起動することを特徴とする請求項６記載の方法。
【請求項９】
前記原子炉の動作範囲において、少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する前記高原子炉圧力設定点が、原子炉スクラムを起動することを特徴とする請求項６記載の方法。
【請求項１０】
パワー１００％に対応する前記高原子炉圧力設定点が、原子炉スクラムを起動することを特徴とする請求項６記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
例実施形態は、沸騰水型原子炉（「ＢＷＲ」）発電プラントを動作するための保護システムおよびその方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
図１に、関連技術のＢＷＲを示す。図示のように、ポンプ１００が、格納容器１０４内部に格納された原子炉容器１０２に水を供給する。原子炉容器１０２の炉心１０６は、図２に関して以下の詳細に述べられているものなど、多くの燃料集合体を含む。炉心１０６内の燃料集合体で起こる制御された核分裂は、供給された水を蒸気に変える熱を生成する。この蒸気は、原子炉容器１０２から、発電機１１０に動力を供給するタービン１０８に供給される。次いで、発電機１１０は、電気エネルギーを出力する。タービン１０８に供給された蒸気は、タービン１０８からの蒸気を復水器１１２で水へと凝縮し戻すことにより再循環し、凝縮した蒸気をポンプ１００に戻して供給する。
【０００３】
図２に、炉心１０６内の一般的な燃料集合体１１４を示す。炉心１０６は、例えば、これらの燃料集合体１１４の約２００個から約９００個のいずれをも含んでよい。図２に示すように、燃料集合体１１４は、上側および下側のタイプレート１２０と１２２の間でそれぞれ互いに一般に並列な、および図２の燃料集合体１１４の断面部または格子形状部の概略図である図３に示すように、一般に燃料棒の直線行列で延在する複数の燃料棒１１８を囲む外部チャンネル１１６を含んでよい。燃料棒１１８は、外部チャンネル１１６内部の燃料棒１１８の長さに沿って互いから垂直に離間されている複数のスペーサ１２４によって、互いから横方向に離間されて維持可能である。図３を参照すると、外部チャンネル１１６によって囲まれた燃料棒１１８の列（すなわち、この場合には、１０×１０の列）が示されている。燃料棒１１８は、直角に関連した列で配置され、また、１つまたは複数の「水棒」を囲み、２つの水棒１２６が示されている。燃料集合体１１４は、例えば、制御ブレード１２８（「制御棒」としても知られる）の一象現内に配列可能である。他の燃料集合体１１４が制御ブレード１２８の他の象現のそれぞれに配列可能であることは理解されよう。燃料集合体１１４間で制御ブレード１２８が上へおよび／または下へと移動することによって、制御ブレード１２８の移動と関連する燃料集合体１１４内で生じる反応度の量を制御する。
【０００４】
利用される制御ブレード１２８の全個数は、炉心のサイズおよび幾何学的配列により異なり、例えば約５０個および約２００個の間であることが可能である。制御ブレード１２８のアキシアル位（すなわち、完全に挿入され、完全に引き抜かれ、またはその間のいずれか）は、過剰反応度を制御するための、および他の動作上の制約に適合するための必要性に基づく。各制御ブレード１２８については、例えば２４、４８、またはより可能なアキシル位、または「ノッチ」がある場合がある。
【０００５】
ＢＷＲは、需要に応じて、ＢＷＲの様々な個別動作を制御するいくつかの関連技術の閉ループ制御システムを含むことが可能である。例えば、関連技術の再循環流量制御システム（「ＲＦＣＳ」）を使用して、炉心の流速を制御し、言い換えると、原子炉の炉心の出力パワーを決定するために役立つことが可能である。制御ブレード駆動システムは、制御ブレードの位置、炉心内部の制御ブレードの密度、および炉心反応度に影響を及ぼす。タービン制御システムは、負荷需要および圧力調整に基づいて、ＢＷＲからタービンへの蒸気流量を制御する。
【０００６】
これらのシステムすべての動作ならびに他の関連技術のシステムは、ＢＷＲの様々な監視パラメータを利用して制御される。例示的な監視パラメータは、ＲＦＣＳによって生じる炉心の流量および流速、原子炉容器ドーム圧力（圧力容器からターバンに放出される蒸気の圧力である）、中性子束または炉心パワー、給水の温度および流速、タービンに供給される蒸気の流速、およびＢＷＲシステムの様々な状態表示を含む。多くの監視パラメータは、関連技術のセンサによって直接測定されるが、炉心の熱パワーなどの他のパラメータは、一般には、測定されたパラメータを使用して計算される。これらの状態監視パラメータは、各システムからの出力信号として作成される。
【０００７】
原子炉は、その使用の際に伴う危険性物質からのいずれの危険を最小限にするために、保守的に特定される。ＢＷＲに使用される物質は、様々な負荷、環境、および輻射条件に耐えられなくてはならない。例えば、原子炉圧力容器についての動作の圧力および温度は、ＢＷＲについては約７ＭＰａおよび２９０℃である。原子炉容器の壁は、したがって、厚さ数インチであり、非常に丈夫な材料が原子炉の構成要素に使用される。にもかかわらず、構成要素が数十年間、動作上の応力を受けていると、故障に対しての偶発費用が必要となる。これらの偶発費用は、数多くの層の予防システムだけでなく、発生する問題を修正するための手順も含まれる。
【０００８】
関連技術の原子炉制御システムは、需要が様々であるので、安全動作状態を維持するために自動および手動の制御機器を備えている。いくつかの制御システムは、所与の要求信号に応じて、原子炉の動作を制御する。コンピュータのプログラムを使用して、原子炉の炉心の熱および水力の特性を解析する。解析は、分析的および実証的な遷移および偶発事故から、ならびに原子炉の物理的および熱水力の原理から選択される原子力データに基づく。異常な遷移のイベントの際には、原子炉のオペレータは、通常、適用可能な訓練、経験、および／または判断に基づいて、状況を判断し、修正措置をとることが可能である。マニュアルの是正措置が十分であるかどうかは、遷移ならびにオペレータの知識および／または訓練によって決まる。遷移が著しい（すなわち、あらゆる原子炉の安全性限界に立ち向かう）場合には、原子炉トリップ（原子炉のシャットダウン、スクラム、またはすべての制御ブレードの完全な挿入とも称される）が必要とされる場合がある（用語「スクラム」は、「ｓｕｐｅｒ−ｃｒｉｔｉｃａｌ  ｒｅａｃｔｏｒ  ａｘ−ｍａｎ」の頭字語として、原子炉の開発および操業の初期に語源を持つと言われている）。いくつかの遷移は、迅速に（すなわち、人間オペレータの反応能力に比べてより速く）起こる場合がある。この種の遷移の際には、原子炉トリップが自動的に起動するであろう。安全性解析により、一般には、オペレータによる措置は想定される遷移の１０分以内に必要ではないことが示されている。
【０００９】
関連技術の原子炉保護システム（「ＲＰＳ」）は、原子炉の動作を監視し、異常な遷移を感知すると、安全でないまたは潜在的に安全でない状態を防ぐための措置を起動するマルチチャンネルの電気警報および作動システムを含む。少なくとも、関連技術のＲＰＳは一般には、３つの機能、すなわち、（１）特定の監視されるパラメータの限界を超えたとき、原子炉をシャットダウンさせる原子炉トリップ、（２）原子炉容器と、格納バリアを貫通するすべての接続部とを隔離する原子力システムの隔離、および（３）冷却システムおよび残留熱除去システムなどの関連技術の緊急システムを作動させる工学的安全性特徴の作動を可能にする。
【００１０】
炉心パワーの保護スキームは、原子炉がその正常動作範囲（すなわち、原子炉の起動および加熱後に）において動作しているとき、ＢＷＲ内で一般に使用される。図４は、原子炉の動作範囲を示す一般的なＢＷＲの流量に対するパワーの動作写像である。この種の動作範囲は、例えば、米国特許第５，５２８，６３９号公報（「’６３９号特許」）に論じられている。起動および加熱後には、ＢＷＲについての許容可能な動作範囲は、一般には、キャビテーション領域を上回り、最大動作ラインを下回り、最小正常流量ラインと、最大正常流量ラインとによって境界される。関連技術のＲＰＳでは、ＢＷＲが動作範囲の中で動作しているときには、最大動作ラインと関連する設定点、または複数の設定点を上回るパワーレベル（すなわち、中性子束）を増加させない計画外の遷移が、原子炉過電力保護トリップを起こすことはないであろう。図５は、拡大された限界を有する原子炉の動作範囲を示すＢＷＲの流量に対するパワーの動作写像である。この種の動作範囲は、例えば米国特許第６，７２１，３８３Ｂ２号公報（「’３８３号特許」）および第６，９８７，８２６Ｂ２号公報（「’８２６号特許」）に論じられている。図６は、拡大された限界を有する原子炉の他の動作範囲を示すＢＷＲの流量に対するパワーの動作写像である。この種の動作範囲もまた、’３８３号特許および’８２６号特許に論じられている。’６３９号特許、’３８３号特許および’８２６号特許の開示は、参照することによってその応用が本出願に組み込まれる。
【００１１】
原子炉過電力保護トリップは、最大安全動作レベルを上回るパワーの増加をもたらす可能性がある特定の遷移に対して起動する。一般には、定格パワーの約１２０％に等しい過電力が燃料棒に損傷をもたらすことなく耐容可能である。万が一、熱パワーがこの限界値（最大安全動作レベル）を超えた場合、または、万が一、他の異常な状態がシステムを危険にさらすように生じた場合には、ＲＰＳは原子炉トリップを起こすことになる。
【００１２】
ＲＰＳの必須条件は、必要なときに、故障してはならないということである。したがって、原子炉の動作の際に、オペレータが異常な遷移の原因を迅速におよび適切に識別しなかった場合には、ならびに是正のまたは軽減する措置を迅速に行わなかった場合には、関連技術のＲＰＳが自動的に原子炉トリップを行うことになる。しかし、原子炉トリップは、それが所望されず、または必要でない場合（すなわち、計装にエラーがある場合、または原子炉トリップが必要ではないほど故障が小さい場合）には、原子炉トリップは回避されるということもまた必須である。
【００１３】
米国特許第５，５２８，６３９号公報（「’６３９号特許」）に論じられているように、例えば、４つのパワー関連の方法を使用して、許容可能な燃料および原子炉の保護が維持されることを確実にすることが可能である。各方法は、パワーの増加が起こったときを感知するために監視される中性子束を使用するが、各方法は、原子炉トリップを起動するために、異なったやり方を使用する。
【００１４】
第１の保護の方法は、監視される中性子束が、事前選択のおよび固定の第１の設定点を超えた場合に、原子炉過電力保護トリップを起こす。この第１の設定点は、例えば、定格パワーの約１２０％〜１２５％であってよい。
【００１５】
第２の保護の方法は、監視される中性子束が、事前選択の、しかし流量参照の第２の設定点を超えた場合に、原子炉過電力保護トリップを起こす。この方法では、第２の設定点は、原子炉の炉心流量が高いときには、第１の設定点に等しい。しかし、原子炉の炉心流量が抑えられたときには、第２の設定点もまた抑えられる。
【００１６】
第３の保護の方法は、模擬熱パワー（「ＳＴＰ」）と呼ばれている信号を生成するために測定される中性子束の信号を電子的にフィルタリングすることを含む。通常のやり方は、原子炉燃料棒の熱応答を近似する単一時間定数のフィルタを使用する。原子炉過電力保護トリップは、ＳＴＰ信号が流量参照の第２の設定点を超えたときに起動する。この第２の設定点は、例えば、定格パワーの約１１０％〜１１５％であってよい。第３の方法は、通常、第１の方法と併用される。
【００１７】
以上論じた３つの方法では、原子炉過電力トリップの設定点は、動作範囲の上側部分で動作中は、望ましくないトリップを回避するために、原子炉の正常動作範囲を上回っている。より多くの保護が部分的な炉心パワーおよび流量状態のために必要とされる場合には、原子炉過電力保護トリップの設定点は、手動で調整される。これらの手動による調整は、原子炉オペレータにとって、扱いにくい厄介事である。しかし、原子炉過電力保護トリップの設定点が調整されない場合には、複雑なおよび限定的な炉心動作制限が、すべての動作パワーおよび流量状態で許容可能な保護を確実にするために必要となる。
【００１８】
緩慢な遷移は、これら３つの関連技術の保護方法の有効性に取り組む部分的なパワーおよび流量の領域において仮定されている。これらの緩慢な遷移は、関連の原子炉過電力保護トリップの設定点によって行われる保護を回避するように仮定されている。
【００１９】
’６３９号特許で論じられているように、保護の第４の方法は、ＢＷＲの動作パワーレベルを上回って制御されるマージンになる原子炉過電力保護トリップの設定点を自動的に調整することである。第４の方法は、原子炉が最大動作レベル未満で動作するときに、拡大された原子炉保護を可能にする。しかし、保護の代替のおよび／または補足の方法が望ましい場合もある。
【特許文献１】米国特許第５，５２８，６３９号公報
【特許文献２】米国特許第６，７２１，３８３Ｂ２号公報
【特許文献３】米国特許第６，９８７，８２６Ｂ２号公報
【特許文献４】米国特許第６，９２８，１３２Ｂ２号公報
【特許文献５】米国特許第６，５３２，５５０Ｂ１号公報
【特許文献６】米国特許第６，１９８，７８６Ｂ１号公報
【特許文献７】米国特許第５，９１２，９３３号公報
【特許文献８】米国特許第５，６２１，７７６号公報
【特許文献９】米国特許第５，５８６，１５６号公報
【特許文献１０】米国特許第５，２６８，９３９号公報
【特許文献１１】米国特許第５，３０９，４８５号公報
【発明の開示】
【課題を解決するための手段】
【００２０】
例実施形態は、ＢＷＲ発電プラントを動作するための保護システムを提供することが可能である。また、例実施形態は、ＢＷＲ発電プラントを動作する方法も提供することが可能である。
【００２１】
例実施形態では、ＢＷＲのための保護システムは、パワー依存の高原子炉圧力設定点を含むことが可能である。原子炉の動作範囲において、少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する高原子炉圧力設定点は、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点に比べてより低いことが可能である。
【００２２】
他の例実施形態では、ＢＷＲのための保護システムは、パワー１００％に対応する第１の高原子炉圧力設定点と、原子炉の動作範囲において、１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応する少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点とを含むことが可能である。少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点は、第１の高原子炉圧力設定点に比べてより低いことが可能である。
【００２３】
さらに他の例実施形態では、ＢＷＲを動作する方法は、原子炉のための保護システムにおいて、パワー依存の高原子炉圧力設定点を具現化することを含むことが可能である。原子炉の動作範囲において少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する高原子炉圧力設定点は、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点に比べてより低いことが可能である。
【００２４】
さらなる例実施形態では、ＢＷＲを動作する方法は、原子炉のための保護システムにおいて、パワー１００％に対応する第１の高原子炉圧力設定点を具現化すること、および原子炉のための保護システムにおいて、原子炉の動作範囲において、１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応する少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点を具現化することを含むことが可能である。少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点は、第１の高原子炉圧力設定点に比べてより低いことが可能である。
【００２５】
本発明は、同様の要素が同様の参照数字により示されており、例示のためにのみ与えられ、したがって本発明について限定してはいない以下に与えられる詳細な説明および添付の図面から、より十分に理解されるであろう。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２６】
例実施形態を、次に、添付の図面を参照してより十分に述べることにする。しかし、実施形態は多くの異なる形態で実施可能であり、本明細書に説明される例実施形態に限定されると解釈されるべきではない。むしろ、これらの例実施形態は、本開示が綿密および完全であるように、ならびに当業者にその範囲を十分に伝えるように提供される。
【００２７】
本明細書で使用されるとき、用語「および／または」は、関連した記載項目のうち１つまたは複数の任意のおよびすべての組合せを含む。
【００２８】
第１の、第２の、第３のなどの用語は、様々な要素、構成要素、領域、層、および／または部分を説明するために本明細書では使用可能であるが、これらの要素、構成要素、領域、層、および／または部分は、これらの用語によって限定されるべきではないことは理解されよう。これらの用語は、１つの要素、構成要素、領域、層、または部分を他の要素、構成要素、領域、層、または部分と区別するためにのみ使用される。したがって、以下に論じる第１の要素、構成要素、領域、層、または部分は、例実施形態の教示から逸脱することなく、第２の要素、構成要素、領域、層、または部分と称されることが可能であろう。
【００２９】
本明細書に使用される専門用語は、特定の例実施形態のみを説明する目的のためであり、限定していることを意図していない。本明細書に使用されるとき、単数形「ａ」、「ａｎ」および「ｔｈｅ」は、文脈が他に明確に指示しない限りは、複数形も含むことを意図する。用語「ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ」、「ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ」、「ｉｎｃｌｕｄｅｓ」、および／または「ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ」は、本明細書で使用される場合には、記載されている特徴、整数、ステップ、動作、要素、および／または構成要素の存在を特定するが、１つまたは複数の他の特徴、整数、ステップ、動作、要素、および／または構成要素の存在または付加を除外しないことがさらに理解されよう。
【００３０】
他に規定されない限りは、本明細書に使用されるすべて用語（技術用語および科学用語を含む）は、例実施形態が属する当業者が一般的に理解するのと同じ意味を有する。一般的に使用される辞書に規定されるものなど、用語は、関連技術の文脈におけるそれらの意味と整合性がとれる意味を有すると解釈されるべきであること、および本明細書にそのように明確に規定されない場合には、理想的または非常に形式的な意味において解釈されるべきではないことがさらに理解されよう。
【００３１】
次に、同様の参照数字が、全体を通じて、同様の構成要素を示している添付の図面に示された例実施形態を参照することにする。
【００３２】
先に論じたように、ＲＰＳは、原子炉の動作を監視することが可能である。監視する項目は、例えば、主蒸気隔離弁の位置（複数可）、タービン停止弁の位置（複数可）、タービン制御弁（複数可）の迅速な閉止、ドライウェル圧力、原子炉ドーム圧力（以下、原子炉圧力と称す）、原子炉の水位、主蒸気配管の放射線、および／またはＳＴＰを含むことが可能な、以下、「原子炉過電力」と称する原子炉中性子束を含むことが可能である。
【００３３】
１つまたは複数の警告、警報、および／または緩和措置が、例えば、異常な主蒸気隔離弁の位置（複数可）、タービン停止弁の位置（複数可）、タービン制御弁（複数可）の迅速な閉止、高ドライウェル圧力、高原子炉圧力、低原子炉水位、主蒸気配管の高放射線、および／または原子炉過電力のイベントの際に起動可能である。加えて、または代替としては、原子炉のスクラムが、例えば、異常な主蒸気隔離弁の位置（複数可）、タービン停止弁の位置（複数可）、タービン制御弁（複数可）の迅速な閉止、高ドライウェル圧力、高原子炉圧力、低原子炉水位、主蒸気配管の高放射線、および／または原子炉過電力のイベントの際に起動可能である。原子炉のスクラムは、例えば、（当業者には双方知られている過剰および／または「ボーティング」を含むことが可能な）単独スクラム信号または複数のスクラム信号により起動可能である。スクラム信号または複数の信号は、一般的なスクラムバスを介して送られることが可能である。
【００３４】
主蒸気隔離弁の位置（複数可）、タービン停止弁の位置（複数可）、および／またはタービン制御弁（複数可）の迅速な閉止に関連する弁の閉止（複数可）のＲＰＳの監視は、原子炉プラントが、例えば８個以上の主蒸気隔離弁、４個以上のタービン停止弁、および／または４個以上のタービン制御弁を含むことが可能であるので、複雑である可能性がある。弁閉止（複数可）のＲＰＳの監視についての他の問題は、
（１）原子炉パワー約２５％を下回る、例えば、原子炉プラントは、熱限界を監視することが必要とされない場合があること、
（２）原子炉パワー約３０〜４０％を下回る、例えば、低パワーバイパス（一般的には、「Ｐｂｙｐａｓｓ」と称す）、または均等設定が、原子炉からの蒸気流量が復水器へ直接バイパスをつけるためには十分に低いので、弁閉止（複数可）によるスクラムを不能にし、スクラムの必要性を取り除く場合がある（この種の低パワーバイパスの使用およびそのための設定、または均等設定は、プラント依存である場合がある）こと、
（３）原子炉パワー約４０〜６０％を下回る、例えば、負荷に対するパワーの不均衡（「ＰＬＵ」）により、タービン制御弁の迅速な閉止―典型的には、約１０ミリ秒の指令で―が回避される場合があり、緩慢な閉止のみ―典型的には、約５秒の指令で―は緩慢な閉止が直接スクラム信号を生成しない場合には、タービンの過速度を制限し、および／または抑えることができることを可能にする場合がある（ＰＬＵの使用および設定は、プラント依存である場合がある）こと、
（４）保守は、それぞれの弁（複数可）が正常動作位置から外にあるため、弁閉止（複数可）の監視に影響を与える場合があること、および／または
（５）他のプラント特有の必要性および設計特徴、を含む場合がある。
【００３５】
結果として、いくつかの原子炉プラントの遷移により、弁閉止（複数可）による直接スクラムが起こることはない。しかし、ＢＷＲでは、この種の閉止（複数可）により、原子炉圧力（すなわち、蒸気需要の損失により原子炉圧力が引き上げられることになる場合がある）、および原子炉パワー（すなわち、より高い原子炉圧力により、炉心内のいくつかの空隙をつぶし、陽性反応度を付加する場合がある）の双方を引き上げる遷移が起こる場合がある。
【００３６】
高原子炉圧力スクラムは、典型的には、弁閉止（複数可）スクラムおよび／または原子炉過電力スクラムに対するバックアップスクラムであることが可能であるが、高原子炉圧力スクラムが一次的スクラム機構であるべき状況があり得る。例えば、原子炉保護のためのスクラムを必要とする可能性がある―しかし、弁閉止（複数可）に対しての直接スクラムは有してはいない―加圧遷移は、原子炉過電力および／または高原子炉圧力に対してのクラムすることが可能である。しかし、原子炉パワーの抑えられたレベルから開始する原子炉過電力に対してのスクラムに到達するために必要な時間は、原子炉パワーのレベル低下と、原子炉過電力に対してのスクラムについての設定点との間のより大きな相違のために、より長くなる可能性がある。結果として、高原子炉圧力に対してのスクラムは、依存せざるを得ない可能性がある。同時に、原子炉パワーのレベル低下に関連する原子炉圧力もまたより低くなる可能性がある。結果として、原子炉パワーの抑えられたレベルから開始する高原子炉圧力に対してのスクラムに到達するために必要な時間もまた、抑えられた原子炉圧力と、高原子炉圧力に対してのスクラムについての設定点との間のより大きな相違のために、より長くなる可能性がある。
【００３７】
この問題に対する関連技術の解決策は、原子炉パワーの抑えられたレベルで、原子炉動作のために、より厳密な熱限界を計算することを含むことが可能である。しかし、これらのより厳密な熱限界―熱限界「ペナルティ」と称される場合がある―により、原子炉パワーの抑えられたレベルでは、原子炉動作が複雑になる可能性があり、原子炉パワーの抑えられたレベルでは、原子炉の操縦性が厳しく制限される可能性があり、および／または原子炉パワーの上昇時間を増加させる可能性がある。
【００３８】
図７は、ＢＷＲに関しての原子炉圧力（ｐｓｉａ）対原子炉パワー（定格パワーの％）の典型的な曲線を示すグラフである。見て分かるように、原子炉圧力は、原子炉パワーが上昇すると、上昇する傾向があるが、その関係は直線的ではない。図７の典型的な曲線は、原子炉パワー約２５％だけから原子炉パワー約１００％に伸びているが、典型的な曲線は、以下に論じる計算により、下方におよび左に、ならびに／または、上方におよび右に伸びるであろう。
【００３９】
原子炉パワーの所与値で原子炉の動作圧力、または「動作圧力」は、以下のように近似的に計算可能であり、
動作圧力＝制御値＋Ｐ／Ｐ０＊ＰＣＢ＋（Ｐ／Ｐ０）２＊ＳＬＰＤ
ただし、
定格条件での制御値（「制御値」）―それは、原子炉パワーから独立している―は、定格蒸気流量で定格蒸気圧力を達成するために計算されるタービン制御システムにおいての圧力設定であり、
Ｐは、実際の原子炉パワーを表し、
Ｐ０は、定格原子炉パワーを表し、
ＰＣＢは、圧力制御バンドを表し、
ＳＬＰＤは、蒸気ライン圧力降下を表している。
ＰＣＢは、以下のように計算可能である。
ＰＣＢ＝タービン入り口圧力−制御値
タービンは、例えば、タービン制御システムによって制御可能である。タービン制御システムは、それが維持しようと試みる圧力として、タービン入り口圧力を使用することが可能である。一定のタービン入り口圧力を維持することにより、結果的に、例えば、低蒸気流速で低原子炉圧力をもたらすことが可能である。タービン入り口圧力は、例えば、タービン停止弁およびタービン制御弁の一般的な上流蒸気ヘッダにおいて測定可能である。
【００４０】
ＰＣＢは、圧力調整器の利得によってＰＣＢの圧力値を高めることにより、蒸気流量パーセントに変換可能である。ＰＣＢが約０ｐｓｉ〜３０ｐｓｉの領域を有することが可能であるので、および圧力調整器の利得が低格蒸気流量（０％〜１００％）の全領域にわたって近似的に直線的であることが可能であるので、圧力調整器の利得は、ｐｓｉ当たり蒸気流量値約３．３３％で近似的に一定であることが可能である。したがって、定格条件―３０ｐｓｉＰＣＢ―では、制御システムは蒸気流量需要１００％を生成する。
【００４１】
ＳＬＰＤは、以下のように計算可能である。
ＳＬＰＤ＝動作圧力−タービン入り口圧力
ＳＬＰＤについての値は、例えば、約３０ｐｓｉに比べてより大きくまたはそれに等しく、約１００ｐｓｉに比べてより小さくまたはそれに等しくてよい。例実施形態では、ＳＬＰＤは、約５５ｐｓｉに比べてより大きくまたはそれに等しく、約７０ｐｓｉに比べてより小さくまたはそれに等しくてよい。他の例実施形態では、ＳＬＰＤは、約６５ｐｓｉであってよい。
【００４２】
動作圧力が、例えば、制御値、定格原子炉パワー、およびタービン入り口圧力に依存しているため、動作圧力値は、プラントに依存してよい。パワー１００％に対応する動作圧力値は、例えば、約１，０００ｐｓｉａに比べてより大きくまたはそれに等しく、約１，０７５ｐｓｉａに比べてより小さくまたはそれに等しくてよい。図７では、パワー１００％に対応する動作圧力は、約１，０５０ｐｓｉａである。
【００４３】
蒸気流量は、原子炉パワーが変化するにつれて、給水（ポンプ１００から原子炉容器１０２に供給される水）温度が部分的に変化するために、原子炉パワーに正確に比例しない場合がある。より正確な計算により、項目Ｐ／Ｐ０の代わりに、蒸気の定格質量流量によって分割される蒸気の質量流量を用いることが可能である。２つの計算間の相違は、原子炉パワーが増加するにつれて、動作圧力の近似的な計算が、概して、より正確な動作圧力の計算に近接することにより、約２％〜５％であることが可能である。
【００４４】
図８〜１１は、ＢＷＲに関しての原子炉圧力（ｐｓｉａ）対原子炉パワー（定格パワーの％）の典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、およびいくつかの例実施形態による新規圧力設定曲線（「ＮＰＳＣ］）または複数のＮＰＳＣの例を示すグラフである。典型的な曲線、設定ライン、および図８〜１１のＮＰＳＣは原子炉パワー約２５％だけから原子炉パワー１００％に伸びているが、典型的な曲線、設定点ライン、および／またはＮＰＳＣは、原子炉パワーのより低いおよび／またはより高い値へと続伸することが可能であろう。概して、原子炉パワーのより高い値でのＮＰＳＣは、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点に比べてより高くなることはない。
【００４５】
図８は、ＢＷＲに関しての原子炉圧力（ｐｓｉａ）対原子炉パワー（定格パワーの％）の典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、ならびに第０次、第１次、および／または第２次の構成要素を含むことが可能であるＮＰＳＣの例を示すグラフである。
【００４６】
関連技術のＢＷＲのＲＰＳは、原子炉パワーのすべてのレベルに関して、固定された高原子炉圧力設定点を使用する。固定された高原子炉圧力設定点は、例えば、パワー１００％に対応する原子炉圧力に基づいて決定可能である。先に論じたように、パワー１００％に対応する原子炉圧力についての値は、例えば、約１，０００ｐｓｉａに比べてより大きくまたはそれに等しく、約１，０７５ｐｓｉａに比べてより小さくまたはそれに等しくてよい。例実施形態では、パワー１００％に対応する原子炉圧力は、約１，０５０ｐｓｉａであってよい。結果として少なくとも部分的には、関連技術の原子炉において固定された高原子炉圧力設定点についての値は、約１，０４０ｐｓｉａに比べてより大きくまたはそれに等しく、約１，１２５ｐｓｉａに比べてより小さくまたはそれに等しくてよい。図８では、固定された高原子炉圧力設定点は、約１，１１５ｐｓｉａである。設定点ラインが原子炉パワーのより低いおよび／またはより高い値へと続伸する場合には、原子炉パワーのそれらのより低いおよび／またはより高い値での設定点は、約１，１１５ｐｓｉａとなるであろう。
【００４７】
例実施形態では、ＢＷＲのための保護システムは、パワー依存の高原子炉圧力設定点（「ＰＤＨＲＰＳ」）を含むことが可能である。ＰＤＨＲＰＳは、例えば、測定され、計算され、または測定および計算されるパワー値に応じて、原子炉の動作範囲において２つ以上の値をとることが可能である。パーセントのパワーで表されないパワー値は、例えば、定格パワーによって測定され、計算され、または測定および計算されるパワーを分割することによってそのように表されることが可能である。原子炉の動作範囲において少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する高原子炉圧力は、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点に比べて、より小さくてよい。
【００４８】
図８のＰＤＨＲＰＳ／ＮＰＳＣの例は、それ自体と、動作圧力曲線との間の実質的に一定の圧力の相違を維持する。ＰＤＨＲＰＳは、以下のように計算可能であり、
ＰＤＨＲＰＳ＝制御値＋Ｐ／Ｐ０＊ＰＣＢ＋（Ｐ／Ｐ０）２＊ＳＬＰＤ＋ＨＲＰＳ１００−ＲＰ１００
ただし、
ＨＲＰＳ１００は、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点を表し、
ＲＰ１００は、パワー１００％に対応する定格原子炉圧力を表す。
【００４９】
見て分かるように、ＰＤＨＲＰＳは、第０次（定数）構成要素（制御値＋ＨＲＰＳ１００−ＲＰ１００）、第１次（直線）構成要素（Ｐ／Ｐ０＊ＰＣＢ）、および／または第２次（２次）構成要素（（Ｐ／Ｐ０）２＊ＳＬＰＤ）を含むことが可能である。
【００５０】
この方程式は、以下のように書き換えられることが可能である。
【００５１】
ＰＤＨＲＰＳ＝動作圧力＋ＨＲＰＳ１００−ＲＰ１００
ＰＤＨＲＰＳは、原子炉スクラムを起動させることが可能である。加えて、または代替としては、ＰＤＨＲＰＳは、１つまたは複数の警告、警報、または緩和措置を起動させることが可能である。原子炉の動作範囲において、少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する高原子炉圧力設定点はまた、原子炉スクラムを起動させることが可能である。加えて、ＨＲＰＳ１００は、原子炉スクラムを起動させることが可能である。
【００５２】
原子炉スクラムを起動させるＰＤＨＲＰＳは、結果的に、予想される動作上の遷移、特には、弁閉止（複数可）からの直接スクラムを有していない緩慢な加圧遷移および／または遷移により、熱限界を高めるために、より早い圧力スクラムをもたらすことが可能である。
【００５３】
他の例実施形態では、ＢＷＲのための保護システムは、パワー１００％に対応する第１の高原子炉圧力設定点、および原子炉の動作範囲において、１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応する少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点を含むことが可能である。少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点は、第１の高原子炉圧力設定点に比べてより低くてよい。
【００５４】
さらに他の例実施形態では、ＢＷＲを動作する方法は、原子炉のための保護システムにおいて、ＰＤＨＲＰＳを具現化することを含むことが可能である。原子炉の動作範囲において、少なくとも１つのパーセントのパワー値に対応する高原子炉圧力設定点は、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点に比べてより低くてよい。
【００５５】
さらなる例実施形態では、ＢＷＲを動作する方法は、原子炉のための保護システムにおいて、パワー１００％に対応する第１の高原子炉圧力設定点を具現化すること、および原子炉のための保護システムにおいて、原子炉の動作範囲において、１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応する少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点を具現化することを含むことが可能である。少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点は、第１の高原子炉圧力設定点に比べてより低くてよい。
【００５６】
図９は、ＢＷＲに関しての原子炉圧力（ｐｓｉａ）対原子炉パワー（定格パワーの％）の典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、および直線的であることが可能である２つのＮＰＳＣの例を示すグラフである。
【００５７】
ＰＤＨＲＰＳは、以下のように計算可能であり、
ＰＤＨＲＰＳ＝ＨＲＰＳ１００−Ｓ＊Ｐ／Ｐ０
ただし、Ｓは、例えば、原子炉の動作範囲の少なくともいくつかの部分を通じて、動作圧力とＰＤＨＲＰＳとの間のマージンを最適化するために決定される勾配を表す。
【００５８】
図１０は、ＢＷＲに関しての原子炉圧力（ｐｓｉａ）対原子炉パワー（定格パワーの％）の典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、および一連の定数値であることが可能であるＮＰＳＣの例を示すグラフであり、それぞれは、ステップ関数の形で、原子炉パワーの領域に及んでいる。その領域は、例えば、パーセントのパワーの類似または非類似のスパンであってよい。原子炉パワー１００％を含む原子炉パワーの領域については、ＰＤＨＲＰＳは、ＨＲＰＳ１００に等しくてよい。
【００５９】
図１１は、ＢＷＲに関しての原子炉圧力（ｐｓｉａ）対原子炉パワー（定格パワーの％）の典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、および１つまたは複数の、例えば、第０次、第１次、第２次、高次、幾何学、対数、指数、ステップの関数、および／または他の構成要素の組合せであることが可能であるＮＰＳＣの例を示すグラフであり、それぞれは、パーセントのパワーの類似または非類似のスパンに及んでいる。ＮＰＳＣの例はまた、例えば、１つまたは複数のルックアップテーブル、一連の点、デジタル近似、または他の構成要素を含んでよい。原子炉パワー１００％を含む原子炉パワーの領域については、ＰＤＨＲＰＳは、ＨＲＰＳ１００に等しくてよい。
【００６０】
少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点に関する考察は、ＰＤＨＲＰＳについてのものに類似している。
【００６１】
先に論じたように、弁閉止（複数可）のＲＰＳの監視は、例えば、原子炉パワー約２５％を下回って、原子炉パワー約３０〜４０％を下回って、原子炉パワー約４０〜６０％を下回って、および／または他のプラント特有の必要性および設計特徴に関連の原子炉パワーの追加値で、またはそれに近接して、変化する場合がある。ＮＰＳＣの変化は、１つまたは複数のこれらの変化を弁閉止（複数可）のＲＰＳ監視に反映させることがあり、または反映させることはない。
【００６２】
ＲＰＳは、例えば、アナログ、デジタル、またはアナログおよびデジタルの構成要素を含む。デジタル構成要素は、例えば、所与のプラントのための安全性のマージンにおいて、追加の改良を提供することが可能であるより複雑なＮＰＳＣの使用を可能にすることができる。
【００６３】
ＰＤＨＲＰＳおよび／または少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点に加えて、１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応するシステム内の１つまたは複数の信号は、１つまたは複数の信号がパワー依存の高原子炉圧力設定点に影響を及ぼす前に適時に遅延可能である。遅延は、結果的に、加圧遷移がＰＤＨＲＰＳをそれほど変えていない間にはパワー変化を、および／または遷移の間には少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点をもたらすことが可能である。これは、緩慢な加圧遷移の間には、特に事実である可能性がある。
【００６４】
１つまたは複数の信号は、約１秒より大きくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。例えば、１つまたは複数の信号は、約２、３、４、５、６、７、８、９、１０、１１、１２、１３、１４、１５、１６、１７、１８、１９、２０、２５、３０、４５、６０もしくはより大きい秒数より大きくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。１つまたは複数の信号は、約６０秒より小さくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。例えば、１つまたは複数の信号は、約４５、３０、２５、２０、１９、１８、１７、１６、１５、１４、１３、１２、１１、１０、９、８、７、６、５もしくはより小さい秒数より小さくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。１つまたは複数の信号は、約１秒より大きくまたはそれに等しく、および約６０秒より小さくまたは約６０秒に等しいだけ適時に遅延可能である。１つまたは複数の信号はまた、約１、２、３、４、５、６、７、８、９、１０もしくはより大きい秒数より大きくまたはそれに等しいだけ、および約２０、１９、１８、１７、１６、１５、１４、１３、１２、１１、１０、９、８、７、６、５もしくはより小さい秒数より小さくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。遅延は、例えば、動作熱限界（複数可）および／または動作柔軟性の最も望ましい組合せについての最も効率的なシステムを得るために最適化可能である。
【００６５】
例実施形態では、１つまたは複数の信号は、約５秒より大きくまたはそれに等しいだけ、および約１０秒より小さくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。他の例実施形態では、１つまたは複数の信号は、約６秒より大きくまたはそれに等しいだけ、および約８秒より小さくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。さらに他の例実施形態では、１つのまたは複数の信号は、約８秒より大きくまたはそれに等しいだけ、および約１０秒より小さくまたはそれに等しいだけ適時に遅延可能である。１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応するシステム内の１つまたは複数の信号を適時に遅延させる装置および方法は、当業者には知られている。
【００６６】
加えて、または代替としては、１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応するシステム内の１つまたは複数の信号は、原子炉圧力に対応するシステム内の１つまたは複数の信号に関連して時間差をつけることが可能である。時間差をつけることにより、結果的に、加圧遷移がＰＤＨＲＰＳをそれほど変えない間にはパワー変化が、および／または遷移の間には少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点がもたらされることが可能である。これは、緩慢な加圧遷移の間には特に真実である可能性がある。
【００６７】
時間差をつけることは、例えば、ＳＴＰ信号を生成するために使用されるものと類似の形で測定される中性子束信号を電子的にフィルタリングすることによって実施可能である。測定された中性子束信号は、例えば、平均出力領域モニタ（「ＡＰＲＭ」）信号であってよい。時間差をつけることは、例えば、原子炉のループ通過時間を概算することが可能である単一時間定数のフィルタ、および／または１つまたは複数の緩慢な加圧遷移について典型的なタイミングをエンベロープすることが可能である値によって実施可能である。この種のループ通過時間は、例えば、約６秒より大きくまたはそれに等しく、および約８秒より小さくまたはそれに等しくてよい。原子炉圧力に対応するシステム内の１つまたは複数の信号に対する１つまたは複数のパーセントのパワー値に対応するシステム内の１つまたは複数の信号に時間差をつけるための装置および方法は、当業者には知られている。
【００６８】
例実施形態を、特に、示し、説明してきたが、形態および詳細の様々な変更が、添付の請求項により規定されるように本発明の精神および範囲から逸脱することなく、例実施形態においてなされることが可能であることは、当業者には理解されよう。
【図面の簡単な説明】
【００６９】
【図１】関連技術のＢＷＲを示す図である。
【図２】図１の炉心内の燃料集合体を示す図である。
【図３】図２の燃料集合体の断面部または格子形状部の概略図である。
【図４】原子炉の動作範囲を示す一般的なＢＷＲの流量に対するパワーの動作写像である。
【図５】拡大された限界を有する原子炉の動作範囲を示すＢＷＲの流量に対するパワーの動作写像である。
【図６】拡大された限界を有する原子炉の他の動作範囲を示すＢＷＲの流量に対するパワーの動作写像である。
【図７】ＢＷＲに関しての原子炉圧力対原子炉パワーの典型的な曲線を示すグラフである。
【図８】ＢＷＲに関しての原子炉圧力対原子炉パワーの典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、および新規圧力設定点曲線の例を示すグラフである。
【図９】ＢＷＲに関しての原子炉圧力対原子炉パワーの典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、および新規圧力設定点曲線の２つの例を示すグラフである。
【図１０】ＢＷＲに関しての原子炉圧力対原子炉パワーの典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、および新規圧力設定点曲線の例を示すグラフである。
【図１１】ＢＷＲに関しての原子炉圧力対原子炉パワーの典型的な曲線、関連技術の圧力設定点ライン、および新規圧力設定点曲線の例を示すグラフである。
【符号の説明】
【００７０】
１００  ポンプ
１０２  原子炉容器
１０４  格納容器
１０６  炉心
１０８  タービン
１１０  発電機
１１２  復水器
１１４  燃料集合体
１１６  外部チャンネル
１１８  燃料棒
１２０  上側タイプレート
１２２  下側タイプレート
１２４  スペーサ
１２６  水棒
１２８  制御ブレード
【図１】
2008157944.tif 000003
【図２】
2008157944.tif 000004
【図３】
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【図４】
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【図５】
2008157944.tif 000007
【図６】
2008157944.tif 000008
【図７】
2008157944.tif 000009
【図８】
2008157944.tif 000010
【図９】
2008157944.tif 000011
【図１０】
2008157944.tif 000012
【図１１】
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