(57)【要約】【課題】沸騰水型原子炉プラントの各運転状態における過渡時のΔＣＰＲを現実的に精度よく評価することにより、沸騰水型原子炉プラントの最適な熱的余裕を維持する沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムを提供する。【解決手段】本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、沸騰水型原子炉プラントのデータを測定する測定器１，測定器２，測定器３および測定器４を備え、これらの測定器１〜測定器４による測定データを基に全バンドルの流量およびクオリティ分布を計算して全バンドルの初期臨界出力比を評価し、さらに運転時の異常な過渡変化を三次元核熱結合解析して全バンドルの臨界出力比の変化を計算する全バンドル過渡シミュレータ７と、全バンドル過渡シミュレータ７の計算結果を基に全バンドルの過渡時臨界出力比減少を計算する過渡時臨界出力比減少演算装置８と、過渡時臨界出力比減少演算装置８の演算結果に基づいて全バンドルの過渡時臨界出力比減少炉内マップのトレンド画面を表示可能な過渡沸騰遷移表示装置９とを備えたことを特徴とする。【選択図】  図１
2005283269.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子力発電プラントのデータを測定する測定器と、前記測定器による測定データを基に全バンドルの流量およびクオリティ分布を計算して全バンドルの初期臨界出力比を評価し、さらに運転時の過渡変化を三次元核熱結合解析して全バンドルの臨界出力比の変化を計算する全バンドル過渡シミュレータと、前記全バンドル過渡シミュレータの計算結果を基に全バンドルの過渡時臨界出力比減少を計算する過渡時臨界出力比減少演算装置と、前記過渡時臨界出力比減少演算装置の演算結果に基づいて全バンドルの過渡時臨界出力比減少炉内マップのトレンド画面を表示する過渡沸騰遷移表示装置とを備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項２】
前記全バンドル過渡シミュレータにて、各バンドル内の各燃料棒の沸騰遷移時刻、被覆管温度変化、最高被覆管温度、リウェット時刻およびドライアウト時間を計算することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項３】
前記過渡沸騰遷移表示装置にて、沸騰遷移する恐れがあるバンドルの燃料棒の最高被覆管温度およびドライアウト時間マップを表示することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項４】
前記過渡沸騰遷移表示装置にて、沸騰遷移する恐れがあるバンドルを特定して表示することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項５】
前記過渡沸騰遷移表示装置にて、沸騰遷移したバンドル内の沸騰遷移した燃料棒の本数を表示することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項６】
前記全バンドル過渡シミュレータにて計算された被覆管最高温度およびドライアウト時間を燃料健全性評価データベースと比較することにより、燃料の健全性を評価して判断することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項７】
沸騰遷移する恐れがある場合に、原子炉出力制御系や再循環流量制御系を調節して沸騰遷移を回避することが可能な構成としたことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項８】
前記全バンドル過渡シミュレータにて、前記測定器で測定されたデータの変化に対する全バンドルの過渡時臨界出力比減少変化を計算し、この計算結果を用いて最小臨界出力比の観点から最適な余裕を維持するプラント運転条件を提示することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システム。
【請求項９】
沸騰水型原子力発電プラントのデータを測定器により測定し、前記測定器による測定データを基に全バンドル過渡シミュレータにて全バンドルの流量およびクオリティ分布を計算して全バンドルの初期臨界出力比を評価し、さらに前記全バンドル過渡シミュレータにて運転時の過渡変化を三次元核熱結合解析して全バンドルの臨界出力比の変化を計算し、前記全バンドル過渡シミュレータによる計算結果を基に過渡時臨界出力比減少演算装置にて全バンドルの過渡時臨界出力比減少を計算し、前記過渡時臨界出力比減少演算装置の演算結果を過渡沸騰遷移表示装置にて全バンドルの過渡時臨界出力比減少炉内マップのトレンド画面として表示することを特徴とする沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムおよび監視方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントの各運転状態における過渡時の臨界出力比の減少を現実的に精度よく評価することにより最適な余裕を維持する過渡沸騰遷移監視システムおよび監視方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心は、バンドルから構成されており、バンドルは、多数の燃料棒から構成されている。バンドルは両端が開放されており、開口部を通じて冷却材がバンドルに流通されて燃料棒が冷却される。炉心は水中に浸漬されており、水は冷却材および中性子減速材として機能する。
【０００３】
一般に、加熱面から流体への沸騰熱伝達は、加熱面から流体への熱流束の増大により変化する。すなわち、加熱面の表面において気泡が発生し、良好な熱伝達係数を示す核沸騰から、不安定な遷移沸騰を経て、加熱面の全面が気泡膜に覆われて熱伝達率が低くなる膜沸騰へと遷移する。この核沸騰から膜沸騰への遷移現象およびこれに伴う熱伝達特性の劣化を沸騰遷移と呼び、ＢＴ（Boiling transition）と略記する。また、逆に膜沸騰から核沸騰へと遷移する現象をリウェットと呼ぶ。核沸騰から膜沸騰への移行においては、限界熱流束に達すると急激に加熱面の温度が上昇し、加熱面の構成金属の融点を超えて加熱面が焼損することがある。この現象を焼き切れ現象（バーンアウト）と呼ぶ。一般に沸騰熱伝達を工業的に利用する場合、熱伝達の良好な核沸騰を利用することが多く、限界熱流束は、設計上の限界点とされている。
【０００４】
炉心内において冷却水は、燃料棒との熱伝達により気液二相流となる。沸騰水型原子力発電プラントにおいて冷却材は、炉心の軸方向下から上へ流通されるため、特に炉心上部側においては、燃料棒が薄い水の膜で覆われるのみの状態となる。この状態から沸騰遷移（ＢＴ）により膜沸騰となり、燃料棒の表面が乾燥すると冷却材との熱伝達による冷却が困難となり、壁温が上昇して燃料棒が焼損する可能性がある。従って、沸騰水型原子炉プラントの安全管理のために、沸騰遷移について監視・制御する必要がある。原子炉がある瞬間に有する乾燥に対する余裕を乾燥余裕と呼ぶ。
【０００５】
乾燥余裕の評価基準としてＣＰＲ（臨界出力比）が一般に用いられる。このＣＰＲは、臨界出力の実際の出力に対する比で表される。
【０００６】
［数１］
ＣＰＲ＝臨界出力／実際の出力
【０００７】
また、炉心内の多数の点で計算されるＣＰＲのうち、任意の点におけるＣＰＲの最小値は、最小ＣＰＲと呼ばれ、ＭＣＰＲで表される。
【０００８】
この乾燥の計算に関して、乾燥余裕に影響を及ぼす予知されない過渡状態が起こりうることを考慮することが重要である。乾燥余裕を減少させる過渡状態は、原子炉出力が維持されつつ冷却材流量が減少して臨界出力が減少するときや、冷却材流量が維持されつつ原子炉出力が増大するときに起こる。いずれのケースにおいてもＣＰＲが減少する過渡状態となるが、この過渡状態中におけるＣＰＲの減少は、過渡時臨界出力比減少と呼ばれ、ΔＣＰＲで表される。
【０００９】
乾燥に対する過渡現象の影響を計算するには、過渡解析器が用いられる。この過渡解析器は、原子炉の構成要素に対する詳細なモデルを有しており、過渡状態中の原子炉装置の動作をシミュレートする装置である。
【００１０】
従来の技術において過渡現象を解析する過渡解析器を備えた監視システムの例としては、以下のようなものがある（例えば、特許文献１、特許文献２、特許文献３参照）。
【特許文献１】特開平６−３４７５８６号公報
【特許文献２】特開平９−２８１２７２号公報
【特許文献３】特開２００１−２９６３８２号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
従来「運転時の異常な過渡変化」に対する解析は、厳しい仮定条件の基で炉心平均の挙動を評価し、それから熱的に厳しい高出力バンドルを対象にしてＭＣＰＲの評価を行なってきた。例えば、改良型沸騰水型原子力発電プラント（ＡＢＷＲプラント）の場合、定格の１０２％出力、定格の９０％の炉心流量とする厳しい仮定条件のもとで、９×９燃料に対して、ＭＣＰＲ＝１．２２と評価されている。この高出力バンドルに対するＭＣＰＲが「運転時の異常な過渡変化」の制約条件とされていた。
【００１２】
しかしながら、従来の原子炉の安全性評価および監視技術においては、沸騰水型原子炉プラントの各運転状態における炉心全体について、すなわち、全てのバンドルについての出力分布や流量分析を評価し、それに基づいて想定される「運転時の異常な過渡変化」を評価してΔＣＰＲやＭＣＰＲを現実的に評価する手段は実現していなかった。このため、沸騰水型原子炉プラントの各運転状態での安全余裕が大きく評価されていた。また、全ての燃料棒集合体について出力分布や限界出力の表示装置はあるものの、ΔＣＰＲの表示装置は存在していなかった。
【００１３】
例えば、上記文献のように、沸騰水型原子炉プラントの運転時の出力や流量等のパラメータに基づいて、炉心シミュレータにて炉心各部の出力分布や流量分布を求め、過渡解析器にて過渡状態を生じせしめるいくつかの「運転時の異常な過渡変化」について解析し、より現実的にΔＣＰＲを評価する技術があるが、全てのバンドルを同時に解析するものではないため、多数のシミュレーションが必要であった。
【００１４】
一方、沸騰水型原子炉プラントの運転時の炉心パラメータを基にして炉心性能計算手段によりバンドル内出力分布を補正し、運転時の熱的余裕を高精度に求め、熱的余裕の少ないバンドル内の出力分布を表示するものもあるが、「運転時の異常な過渡変化」時の熱的余裕（ΔＣＰＲ）は評価できず、また、「運転時の異常な過渡変化」時の全バンドルの熱的余裕（ΔＣＰＲ等の分布）や熱的余裕の少ないバンドル内の沸騰遷移ロッド位置を表示する機能を有していないので、過渡時ΔＣＰＲやＭＣＰＲを評価および表示することができなかった。
【００１５】
また、全てのバンドルについて運転履歴に基づき、最大線出力の熱的余裕を適正化する技術もあるが、「運転時の異常な過渡変化」時の熱的余裕（ΔＣＰＲ）については、評価できなかった。
【００１６】
上述のように、従来の評価および監視技術は、一番厳しい運転状態における熱的に一番厳しい高出力バンドルのＭＣＰＲしか評価しておらず、過渡時のＭＣＰＲについては、安全余裕を大きめに見積ることにより保守的に評価してきた。また、それ以外の運転状態におけるＭＣＰＲについても評価しておらず、沸騰水型原子炉プラントの各運転状態での「運転時の異常な過渡変化」時の安全余裕が不確かであった。さらに、高出力バンドルのΔＣＰＲについて評価していないため、炉心全体としての安全余裕が不明であった。
【００１７】
本発明は、上述した課題を解決するためになされたもので、沸騰水型原子炉プラントの各運転状態において、過渡時のΔＣＰＲを現実的に精度よく評価して可視化することにより沸騰水型原子炉プラントの最適な熱的余裕を維持することが可能な沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムおよび監視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】
【００１８】
本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、上述した課題を解決するために、沸騰水型原子力発電プラントのデータを測定する測定器と、前記測定器による測定データを基に全バンドルの流量およびクオリティ分布を計算して全バンドルの初期臨界出力比を評価し、さらに運転時の過渡変化を三次元核熱結合解析して全バンドルの臨界出力比の変化を計算する全バンドル過渡シミュレータと、前記全バンドル過渡シミュレータの計算結果を基に全バンドルの過渡時臨界出力比減少を計算する過渡時臨界出力比減少演算装置と、前記過渡時臨界出力比減少演算装置の演算結果に基づいて全バンドルの過渡時臨界出力比減少炉内マップのトレンド画面を表示する過渡沸騰遷移表示装置とを備えたことを特徴とするものである。
【００１９】
また、本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視方法は、沸騰水型原子力発電プラントのデータを測定器により測定し、前記測定器による測定データを基に全バンドル過渡シミュレータにて全バンドルの流量およびクオリティ分布を計算して全バンドルの初期臨界出力比を評価し、さらに前記全バンドル過渡シミュレータにて運転時の過渡変化を三次元核熱結合解析して全バンドルの臨界出力比の変化を計算し、前記全バンドル過渡シミュレータによる計算結果を基に過渡時臨界出力比減少演算装置にて全バンドルの過渡時臨界出力比減少を計算し、前記過渡時臨界出力比減少演算装置の演算結果を過渡沸騰遷移表示装置にて全バンドルの過渡時臨界出力比減少炉内マップのトレンド画面として表示することを特徴とする方法である。
【発明の効果】
【００２０】
本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムおよび監視方法によれば、沸騰水型原子炉プラントの各運転状態において、バンドル毎の出力・流量の熱水力条件の相違を考慮し「運転時の異常な過渡変化」を三次元核熱結合シミュレーションすることにより過渡時のΔＣＰＲを現実的に精度よく評価して可視化することが可能となる。これにより、沸騰水型原子炉プラントの「運転時の異常な過渡変化」に対する最適な熱的余裕を維持することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２１】
本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視装置は、沸騰水型原子炉プラントの各運転状態において、炉心を構成する全てのバンドルについて模擬してバンドル毎の出力・流量の熱水力条件の相違を考慮し「運転時の異常な過渡変化」を三次元核熱結合シミュレーションすることにより、１回のシミュレーションで過渡時のΔＣＰＲを現実的に精度よく評価し可視化することにより沸騰水型原子力発電プラントの最適な熱的余裕を維持する過渡沸騰遷移監視システムを提供するものである。
【００２２】
本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、以下の特徴を有するものである。
【００２３】
まず、本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、沸騰水型原子炉の各運転状態におけるデータ（例えば、圧力、再循環流量、出力、入口流体温度など）を測定する各測定器を備える。また、各運転状態における全バンドルの初期臨界出力比（ＩＣＰＲ）を評価し、さらに各運転状態での「運転時の異常な過渡変化」を三次元核熱結合解析し全バンドルの臨界出力比の変化を計算する全バンドル過渡シミュレータを備える。さらに、全バンドルの過渡時臨界出力比減少を計算する過渡時臨界出力比減少演算装置を備え、演算された全バンドルの臨界出力比減少炉内マップのトレンド画面を表示する過渡沸騰遷移表示装置を備える。
【００２４】
この全バンドル過渡シミュレータは、炉心上下間の圧力損失が同じという条件により各運転状態における全バンドルの出力と流量を評価し、それに基づいてＩＣＰＲや過渡時臨界出力比減少を計算するものである。これにより、沸騰水型原子力発電プラントのいかなる運転状態においても全バンドルについての臨界出力比の変化が計算でき、炉心全体の「運転時の異常な過渡変化」に対する安全余裕をより正確に求めることが可能となる。
【００２５】
また全バンドル過渡シミュレータにおいては、全バンドルの臨界出力比の変化を計算するだけでなく、沸騰遷移した場合には、各バンドル内の各燃料棒の沸騰遷移時刻、被覆管温度変化、最高被覆管温度（ＰＣＴ）および膜沸騰から核沸騰へ遷移したリウェット時刻を計算する。
【００２６】
この構成により、沸騰遷移した場合の全バンドルの熱水力挙動を全バンドル過渡解析シミュレータによって計算することにより、燃料健全性を評価することが可能となる。
【００２７】
また、沸騰遷移する恐れがある場合には、各バンドルの各燃料棒の最高被覆管温度およびリウェット時刻マップを表示する。
【００２８】
このような構成により、沸騰遷移した場合にも、燃料健全性の観点から判断して一番厳しい条件の燃料棒を正確に把握することが可能となり、プラントの安全性が向上する。
【００２９】
さらに、過渡沸騰遷移表示装置によって、沸騰遷移し膜沸騰する恐れがある場合には、そのバンドルを特定して表示する機能を有する。
【００３０】
こうした機能により、沸騰遷移し膜沸騰した場合にも、燃料健全性の観点から判断して一番厳しい条件のバンドルを正確に把握することが可能となる。
【００３１】
また、過渡沸騰遷移表示装置にて、沸騰遷移し膜沸騰したバンドルの膜沸騰した燃料棒の本数を表示する機能を備える。さらに、全バンドル過渡シミュレータにて計算された被覆管最高温度およびドライアウト時間を燃料健全性評価データベースと比較する。
【００３２】
この構成により、沸騰遷移し膜沸騰した場合に燃料棒が健全か、バーンアウトして健全でないかを正確に判断することが可能となる。
【００３３】
上記構成に設けられた沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、沸騰遷移し膜沸騰する恐れがある場合には、原子炉出力制御系や再循環流量制御系を調節して沸騰遷移を回避することが可能である。すなわち、沸騰水型原子力発電プラントの運転条件を変更することにより沸騰遷移による膜沸騰の発生を防ぐことが可能である。
【００３４】
また、本発明の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、全バンドル過渡シミュレータにて、各運転状態からのプラントデータ（圧力、再循環流量、出力、入口流体温度など）の変化に対する全バンドルの過渡時臨界出力比減少変化を計算し、これらの結果から、ＭＣＰＲの観点から評価して最適な余裕を維持できる沸騰水型原子力発電プラントの運転条件を提示することが可能である。
【００３５】
これにより、現在の運転状態からより最適な運転状態へ移行することが容易に可能となる。
【００３６】
以下に、本発明に係る過渡沸騰遷移監視システムの実施例について、図面を参照して説明する。
【００３７】
図１に、実施例１の過渡沸騰遷移監視システムの構成およびデータ処理の概略を示す。
【００３８】
沸騰水型原子炉プラントにおいて、原子炉圧力容器５０内に炉心５１が内蔵されて構成されている。炉心５１は、多数の燃料集合体（バンドル）で構成されており、例えば、改良型沸騰水型原子炉の場合、８７２体のバンドルを有する。バンドルの中に多数の燃料棒が配置されている。各燃料棒の出力は、ウラン濃縮度やガドリニア分布により異なり、従って、各燃料集合体の出力も異なっている。
【００３９】
原子炉圧力容器５０内には、冷却材が原子炉内蔵型再循環ポンプ５２で昇圧されて循環され、冷却材が炉心５１に流入する。冷却材は、炉心５１内にて燃料棒からの熱伝達によって気液二相流状態となる。炉心５１のバンドルは複数の並列流路を構成しており、各バンドルの圧力損失は同じである。炉心５１入口での流路抵抗や、バンドル毎に出力が異なることから、各バンドルの圧力損失が同じとなるように各バンドルの流量が配分されている。すなわち、沸騰水型原子炉の炉心５１の各バンドルは、それぞれ出力や流量が異なり、その結果、バンドル毎のボイド分布やクオリティ分布も異なってくる。このため、バンドル毎に臨界出力（限界出力）に対する余裕が異なっている。
【００４０】
この実施例の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、原子炉の熱出力、圧力、再循環流量、炉心入口温度をそれぞれ測定する測定器１、測定器２、測定器３、測定器４と、これらの測定器による各運転状態における測定データを基に全バンドルの出力分布を計算する炉心シミュレータ６と、測定器１〜測定器４による各運転状態での測定データを基に全バンドルについての初期ＩＣＰＲを評価し、さらに、各運転状態における「運転時の異常な過渡変化」を三次元核熱結合解析する全バンドル過渡シミュレータ７と、全バンドル過渡シミュレータ７の計算結果を基に全バンドルの過渡時の臨界出力比減少を計算する過渡時臨界出力比減少演算装置（過渡ΔＣＰＲ演算装置）８と、過渡時臨界出力比減少演算装置８の演算結果に基づいて全バンドルのΔＣＰＲ炉内マップのトレンド画面を表示する過渡沸騰遷移表示装置９とで構成される。
【００４１】
炉心シミュレータ６は、炉心５１の履歴、例えば、炉心５１が運転サイクル内のどの状態かを基にして、原子炉の熱出力、圧力、再循環流量、炉心入口温度の測定データから全バンドルの出力を計算する。
【００４２】
全バンドル過渡シミュレータ７は、沸騰水型原子炉プラントの運転状態の変更時において、測定器１、測定器２、測定器３、測定器４による各運転状態での測定データを基に、炉心５１の圧力損失が同一であるという条件にて全バンドルの流量およびクオリティ分布を計算する。次に、各バンドルの流量を一定として各バンドルの出力を増加させて全バンドルの初期ＩＣＰＲを評価し、さらに、各運転状態での「運転時の異常な過渡変化」を三次元核熱結合解析して全バンドルのＣＰＲ変化を計算する。「運転時の異常な過渡変化」事象において「ＣＰＲ＜１．０」となったバンドルについては、沸騰遷移した燃料棒について被覆管最高温度（ＰＣＴ）や沸騰遷移時刻とリウェット時刻を計算する。
【００４３】
過渡時臨界出力比減少演算装置８は、全バンドルシミュレータ７の計算結果を基に、沸騰水型原子炉プラントの各運転状態における「運転時の異常な過渡変化」において、最もＭＣＰＲが厳しくなる事象を特定する。特定された事象についての全バンドルのΔＣＰＲ変化、ＰＣＴおよびドライアウト時間（リウェット時刻−沸騰遷移時刻）を過渡沸騰遷移表示装置９にデータ送信する。
【００４４】
図２に、過渡沸騰遷移表示装置９による全バンドルのΔＣＰＲの三次元分布を表示する表示例１１を示す。炉心シミュレータ６、全バンドル過渡シミュレータ７および過渡ＣＰＲ演算装置８により算出された事象は、この図２に示すように過渡沸騰遷移表示装置９に表示される。図２の三次元表示における底面は、バンドルの位置情報を示し、縦軸にΔＣＰＲが色分けされて図示される。この表示例のように、任意のバンドルにおけるΔＣＰＲを視覚的に評価することが可能である。
【００４５】
本実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの全バンドル過渡シミュレータ７の機能について以下に説明する。
【００４６】
この全バンドル過渡シミュレータ７は、沸騰遷移と判定された各バンドルの軸方向の各位置における圧力、流量、クオリティ、熱流束および熱的余裕ＣＰＲの時間変化をデータとして、沸騰遷移後の熱伝達相関式およびリウェット相関式を用いて各燃料棒の温度変化を計算する。その計算結果から、各燃料棒の沸騰遷移時刻、被覆管温度変化、最高被覆管温度（ＰＣＴ）およびリウェット時刻を計算する。
【００４７】
また、実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、過渡沸騰遷移表示装置９によって、図３の表示例１３、図４の表示例１４に示すように各バンドルの各燃料棒の最高被覆管温度（ＰＣＴ）およびドライアウト時間マップを表示することが可能である。この図３、図４のように、バンドルにおける最高被覆管温度やドライアウト時間が視覚的に評価可能である。
【００４８】
一方、本実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの過渡沸騰遷移表示装置は、図５に示すように、沸騰遷移する恐れがあるバンドル１５を特定して表示することが可能である。すなわち、過渡沸騰遷移表示装置９において、炉心５１内における沸騰遷移する恐れがあるバンドル１５について表示させ、炉心５１でのバンドルの位置を可視化して評価する。
【００４９】
さらに、本実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムにおいて、過渡沸騰遷移表示装置９は、図６に示すように、沸騰遷移したバンドル１５について沸騰遷移した燃料棒１６の本数を表示することが可能である。
【００５０】
次に、本実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの全バンドル過渡シミュレータ７における評価方法について以下に説明する。
【００５１】
本実施例の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、全バンドル過渡シミュレータ７で計算された被覆管最高温度およびドライアウト時間を、予め用意された評価基準である燃料健全性評価データベースと比較することにより、燃料が健全か健全でないかを評価して判断する。すなわち、全バンドル過渡シミュレータ７で計算された被覆管最高温度とドライアウト時間が燃料健全性評価データベースに示される制限値以下であるなら、燃料棒は健全であると判断する。
【００５２】
実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの全バンドル過渡シミュレータ７におけるデータフローについて、図７を参照して説明する。
【００５３】
図７に示すように、本実施例の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムにおいては、全バンドル過渡シミュレータ７による計算により沸騰遷移する恐れがあると予想される場合には、原子炉出力制御系や再循環流量制御系を調節して沸騰遷移を回避する。すなわち、出力を低下させたり、再循環流量を増加させることにより沸騰遷移の発生を防止する。
【００５４】
実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの全バンドル過渡シミュレータ７の機能について図８を参照して説明する。
【００５５】
本実施例の沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムは、図８に示すように、全バンドル過渡シミュレータ７において、各運転状態からのデータ（圧力、再循環流量、出力、入口流体温度など）の変化に対する全バンドルの過渡時臨界出力比減少変化（過渡時ΔＣＰＲ変化）を計算する。すなわち、現在の運転状態よりΔＣＰＲの観点から判断して最適なプラントの運転状態がある場合には、そのプラントの運転条件を過渡沸騰遷移表示装置９に表示して提示する。
【図面の簡単な説明】
【００５６】
【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの実施例を示す構成図。
【図２】実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの過渡沸騰遷移表示装置によるΔＣＰＲの表示例。
【図３】実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの過渡沸騰遷移表示装置による最高被覆管温度の表示例。
【図４】実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの過渡沸騰遷移表示装置によるドライアウト時間の表示例。
【図５】実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの過渡沸騰遷移表示装置による沸騰遷移したバンドルの表示例。
【図６】実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの過渡沸騰遷移表示装置による沸騰遷移した燃料棒の表示例。
【図７】実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの全バンドル過渡シミュレータによる沸騰遷移発生時の制御流れを示すフロー図。
【図８】実施例に係る沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムの全バンドル過渡シミュレータによるΔＣＰＲ感度解析時の制御流れを示すフロー図。
【符号の説明】
【００５７】
１  測定器
２  測定器
３  測定器
４  測定器
６  炉心シミュレータ
７  全バンドル過渡シミュレータ
８  過渡時臨界出力比減少演算装置
９  過渡沸騰遷移表示装置
１１  ΔＣＰＲの表示例
１３  ＰＣＴの表示例
１４  ドライアウト時間の表示例
１５  バンドル
１６  燃料棒
５０  圧力容器
５１  炉心
５２  再循環ポンプ
【図１】
2005283269.tif 000003
【図２】
2005283269.tif 000004
【図３】
2005283269.tif 000005
【図４】
2005283269.tif 000006
【図５】
2005283269.tif 000007
【図６】
2005283269.tif 000008
【図７】
2005283269.tif 000009
【図８】
2005283269.tif 000010