(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の制御棒運転計画を実施するための方法であって、前記制御棒運転計画は、
原子炉が緊急停止する前に制御棒を原子炉へ部分的に挿入することを含み、
運転サイクルの末期を含む原子炉の運転サイクルの一部期間における緊急停止を含む、原子炉のシミュレーションを行い、
前記シミュレーションにおける運転限界最小限界出力比（ＯＬＭＣＰＲ）が、原子炉が緊急停止する前に原子炉に制御棒が挿入されない状況で運転サイクルの末期を含む原子炉の運転サイクルの一部期間における緊急停止が起こったときのシミュレーションにおけるＯＬＭＣＰＲと比較して、低減するものである、
方法。
【請求項２】
前記制御棒運転計画は、評価される少なくとも１つの制御棒を選択する工程を含む請求項１に記載の方法。
【請求項３】
原子炉の制御棒運転計画を実施するための方法であって、
原子炉に対する制御棒運転計画を生成する工程であって、
考慮対象として少なくとも1つの制御棒を選択し、
原子炉が緊急停止する前の選択した前記制御棒の挿入の程度を選択する、
制御棒運転計画を生成する工程と、
運転サイクルの末期を含む原子炉の運転サイクルの一部期間における緊急停止を含む、原子炉のシミュレーションを行ってシミュレーションの結果を生成する工程と、
前記シミュレーションの結果が、前記シミュレーションにおける運転限界最小限界出力比（ＯＬＭＣＰＲ）が、原子炉が緊急停止する前に原子炉に制御棒が挿入されない状況で運転サイクルの末期を含む原子炉の運転サイクルの一部期間における緊急停止が起こったときのシミュレーションにおけるＯＬＭＣＰＲと比較して低減するものであるか否かを決定する工程と、
前記決定する工程で、生成された前記制御棒運転計画が、制御棒が挿入されない状況と比較してＯＬＭＣＰＲが低減するものであると判断された場合には、生成された前記制御棒運転計画を実施する工程と、
を含む、方法。
【請求項４】
前記決定する工程で、生成された前記制御棒運転計画が、制御棒が挿入されない状況と比較してＯＬＭＣＰＲが低減するものでないと判断された場合には、異なる制御棒を選択し、あるいは制御棒の挿入の程度を異ならせて、各工程を繰り返すことを特徴とする請求項３に記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、総括的には炉心運転期間における原子炉心性能を改善する方法に関し、より具体的には、原子炉緊急停止の有効性を増大させるように原子炉性能を改善する方法及び炉心を運転する方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
図１は、簡略化した沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の概略図であり、図２は、ＢＷＲの炉心内部の複数燃料棒集合体の従来型の配置を示す断面図である。ＢＷＲは、制御した核分裂反応により出力を発生する。図１に示すように、簡略化したＢＷＲは、核燃料炉心及び水を含む原子炉チャンバ１０１を含む。発生蒸気は、配管１０２を通してタービン１０３に送られ、タービン１０３が電力を発生し、次いで水が、配管１０４を通して炉心に戻される。図２に示すように、炉心２０１は、原子炉心内部に所定の方法で配置された約５００個の燃料集合体２０２から構成される。
【０００３】
図３は、単一の燃料集合体内部の燃料棒の従来型の配置の概略断面図である。図３に示すように、各燃料集合体３０１は、おおよそ約１００本の燃料棒３０２を含むことができる。炉心内の水は、燃料棒を取り囲む。核反応によって発生した熱は、燃料棒から炉心を通って循環する水に伝達されて、水の一部を沸騰させる。炉心内で発生した熱は、安全かつ効率的な炉心運転を維持するように制御することができる。
【０００４】
ＢＷＲでは、原子炉に対する温度限界値を定める上で基本的に考慮すべき３つの熱伝達モードが存在し、それらは、（ｉ）核沸騰、（ｉｉ）遷移沸騰、及び（ｉｉｉ）膜沸騰である。「核沸騰」は、ＢＷＲを運転するように設計した所望の効率的な熱伝達モードである。「遷移沸騰」は、熱伝達面の蒸気ブランケット現象が燃料棒上に発生した時に突然生じる不安定な燃料棒クラッド表面温度によって徴候が現れる。燃料棒クラッド表面温度は次に、蒸気ブランケットが冷却材流によって洗い流された時に核沸騰温度まで下降し、その後再び上昇する。さらに高い燃料棒／集合体運転出力においては、より高い燃料棒クラッド表面温度を生じる「膜沸騰」が発生する。膜沸騰におけるクラッド表面温度及び遷移沸騰で起こり得るピーク温度は、クラッドの脆弱化及び／又は腐食の加速を引き起こすおそれがある値に到達する可能性がある。
【０００５】
燃料棒の過熱は一般的に、核沸騰から膜沸騰への遷移（過渡）の開始として定義することができる。原子炉心及び燃料棒設計における従来型の基準は、各種の設計及び運転上の「不確実性」に適応する幾らかの「マージン」が炉心寿命の全ての時点において最大限界運転条件と遷移沸騰条件との間で維持されるように、定められる。
【０００６】
遷移沸騰の開始は、沸騰遷移が発生する、すなわち「臨界クオリティ」とも呼ぶことができる蒸気クオリティに対する相関関係によって予測することができる。蒸気クオリティは、容易に測定することができ、一般的に他の要因の中でも特に所定の質量流量、出力レベル、圧力、及び集合体流れジオメトリに対する沸騰境界面上方の所定の測定距離（沸騰長さ）の関数である。「限界出力」は、蒸気の臨界クオリティを生じることになるその集合体出力として定義することができる。従って、「限界出力比」（ＣＰＲ）は、関心のある炉心条件における集合体運転出力に対する限界出力の比率として定義することができる。ＣＰＲは、正常運転条件と沸騰遷移を生じる条件との間の関係を記述できる。従来では、ＣＰＲは、原子炉の安全かつ効率的な運転を保証する目的で原子炉設計及び運転を定格するために使用されており、ＣＰＲは、炉心内の各燃料組立体に対して所定の値以上に保たれる。原子炉運転限界値は通常、「最小限界出力比」（ＭＣＰＲ）として定義することができる炉心内の最大制約燃料集合体に関して定義することができる。原子炉運転限界値は一般的に、ＭＣＰＲに関して提示される。
【０００７】
原子力発電工学原理では、原子炉設計及び運転に固有の各種の「不確実性」及び許容誤差と組み合わさった原子炉過渡事象の発生により、一部の所定の時期の間に遷移沸騰が燃料棒において局所的に発生することになる可能性が、小さい可能性であるが存在することは広く認識されている。従って、ＭＣＰＲ運転限界値は通常、単一のオペレータエラー又は単一の機器の機能不良によって引き起される過渡事象が、炉心運転状態における不確実性を考慮して９９．９％以上の燃料棒がそのエラー又は機能不良の期間中に沸騰遷移を回避することが期待できるように、制限されることになる米国原子力規制委員会（ＵＳＮＲＣ）設計基準要件に従って設定される。安全限界最小限界出力比（ＳＬＭＣＰＲ）は、現行ＵＳＮＲＣ要件の下で、沸騰遷移を生じる燃料棒が０．１％よりも多くならないようなＭＣＰＲ（沸騰遷移を生じる燃料棒の数であるＮＲＳＢＴとしても知られている）として定義される。対応する運転限界ＭＣＰＲ（ＯＬＭＣＰＲ）は、ＭＣＰＲが特定の統計的確かさでＳＬＭＣＰＲよりも低くないような炉心運転条件を記述する。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
例えばＢＷＲの原子炉心の運転期間中に、原子力発電は、部分的に制御棒によって制御される。一般的に、制御棒は、炉心内のより深い位置に移動させて原子炉内の反応度を減少させ、或いは炉心中央又は底部からさらに外方に移動させて原子炉内の反応度を増大させることができる。緊急停止操作は、通常はスプリング又は油圧補助注入によって、実質的な否定反応度のために炉心内の全制御棒を完全挿入位置まで急速に挿入することを含む。原子炉緊急停止は、炉心内部での核分裂反応過程を低下させ、それによって発電量を減少させる。原子炉緊急停止は、例えば原子炉保護システムによって自動的に又は原子炉オペレータによって手動で開始させることができる。
【０００９】
緊急停止は一般的に、制御棒が炉心内に完全に挿入されているか又は炉心から完全に引き抜かれているかのいずれかである時には殆ど効果的でない。制御棒が炉心内に完全に挿入されている場合には、緊急停止目標条件は、既に満たされており、従って緊急停止を開始することは、炉心の反応度を変化させることにはならない。すなわち、それは、全ての制御棒が既に完全に挿入されているからである。制御棒が炉心から完全に引き抜かれている場合には、緊急停止が炉心内での反応度を減少させる速度は、制御棒が可能最長距離（すなわち、完全引き抜きと完全挿入との間の距離）を横断するので、最も低い。換言すれば、開始した時に、制御棒が完全に引き抜かれている場合には、緊急停止はより長い時間を必要とする。
【００１０】
炉心内の反応度は通常、原子炉の計画的メンテナンス停止の前の期間である運転サイクル末期（ＥＯＣ）において、最も低い。この理由により、従来型の原子炉における制御棒は一般的に、ＥＯＣにおいては、最高の有効反応度レベルを実現するために炉心から完全に取り除かれている。しかしながら、原子炉緊急停止は、ＥＯＣ期間において必要になる場合がある。ＥＯＣにおいて開始した緊急停止は、制御棒が完全に引き抜かれている可能性があるので、殆ど有効でない場合がある。この理由により、ＥＯＣにおけるＯＬＭＣＰＲは、ＥＯＣにおける緊急停止期間での出力減少速度の低下に起因して、より高いレベルに設定されることになる。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
本発明の例示的実施形態は、原子炉性能を改善する方法を対象とし、本方法は、原子炉の運転サイクルの少なくとも一部の期間において緊急停止の有効性を増大させるための少なくとも１つの制御棒基準を用いて原子炉運転上の問題解決策を実施するステップを含む。例えば、少なくとも１つの制御棒基準は、運転サイクルの一部の期間における制御棒の部分的挿入の考察を含むことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１２】
本発明の例示的実施形態は、本明細書において以下に示す詳細説明及び同様な要素を同一の参照番号で表わした添付図面からより十分に理解された状態なるであろうが、これら図面は、例示の目的のためのみに示したものであり、従って本発明の例示的実施形態に限定されるものではない。
【００１３】
本発明の例示的実施形態を一連の説明において解り易くするために、シミュレーションの例示的方法を説明する前に、運転サイクル期間中に制御棒の挿入を決定する一般的例示的方法を説明することにする。
部分的挿入のために制御棒を選択する一般的方法
図１２は、本発明の例示的実施形態による、原子炉の運転サイクル期間中に制御棒の挿入を決定するためのプロセスを示すフローチャートである。例えば、図１２のプロセスは、運転サイクル末期（ＥＯＣ）において、適用することができる。従って、図１２に関して示した以下の例示的実施形態は、ＥＯＣにおいて適用するものとしてのプロセスを示す。しかしながら、本発明の例示的実施形態は、ＥＯＣにおける使用に限定されるものではなく、むしろ運転サイクルのあらゆる部分においてさらに使用することができることを理解されたい。
【００１４】
図１２を参照すると、ユーザ（例えば、炉心設計者）は、ＥＯＣにおける炉心内での部分的挿入を考察する少なくとも１つの制御棒を選択する（Ｓ１４００）。ユーザは、制御棒の選択を行うに際して、当業者には明らかなような公知の方法論を使用することができる。選択可能な制御棒の組は、原子炉内の全ての制御棒とすることができる。
【００１５】
例えば、制御棒の選択は、運転計画の情報に基づくものとすることができる。運転計画は一般的に、例えば、次回の運転サイクルのシーケンス期間中での制御棒の移動を説明することができる。１つの例では、ユーザは、運転計画に従って、炉心から最近（例えば、最後の制御棒シーケンスにおいて）移動させた制御棒を選択する。最近移動させた制御棒は一般的に、ＥＯＣにおいて最も多くの反応度を負担することができる制御棒である。従って、ＥＯＣにおいて最も多くの反応度を負担することができる制御棒を選択することができる。
【００１６】
ユーザは、選択した制御棒のシミュレーションを行う部分的挿入度を選択することができる（Ｓ１４０５）。ユーザは、当業者には明らかなような経験及び／又は公知の方法を使用して、Ｓ１４００で選択した制御棒のシミュレーションを行うための挿入度を選択することができる。
【００１７】
Ｓ１４００により選択した制御棒は、運転サイクル継続期間（例えば、ＥＯＣを含む）の間について選択した挿入度（Ｓ１４０５）においてシミュレーションを行うことができる（Ｓ１４１０）。このシミュレーション（例えば、試行錯誤法、直接計算法、３Ｄモデリング法−ＳＬＭＣＰＲ加算、３Ｄモデリング法−０．１％ＮＲＳＢＴ、等）を実行する例示的方法は、以下に詳しく説明する。シミュレーション結果は、ＥＯＣにおける緊急停止運転の考察並びに正常炉心運転の考察を含むことができる。
【００１８】
Ｓ１４１０によるシミュレーション結果は、所望の性能基準と比較することができる（Ｓ１４１５）。所望の性能基準の例は、運転限界最小限界出力比（ＯＬＭＣＰＲ）とすることができるが、例示的実施形態は、当業者には公知のピーク燃料中心線温度のような他の所望の性能基準を使用することもできる。過渡（遷移）期間における沸騰遷移感受性は、（１）炉心内の単一の燃料棒が沸騰遷移を生じる確率か、又は（２）炉心内の全燃料棒における沸騰遷移を生じる燃料棒の割合の予測値かのいずれかとして統計的に定量化することができる。各個々のＮＲＳＢＴ試行値が、個々の燃料棒が過渡期間中に１．０よりも小さいＣＰＲ値を有する確率を合計することによって決定されているので、そのような統計的な相関が可能である。例では、各ＮＲＳＢＴ分布における公称値は、炉心内の全ての燃料棒に対する初期燃料棒のＣＰＲ値の分布に関係付けることができる。このプロセスによって、炉心内の全ての燃料棒の最小初期ＭＣＰＲ値と燃料棒が過渡期間中に沸騰遷移を生じることになる確率及び信頼レベルとの間の相関を確立することができる。ＡＯＯ過渡期間中に沸騰遷移を生じない燃料棒数に対する、ＵＳＮＲＣ設計基準要件によって確立された確率及び信頼レベルを使用する場合には、炉心の最小初期ＭＣＰＲ値は、定義からしてＵＳＮＲＣとの整合性を示すのに必要な最小運転限界ＭＣＰＲである。
【００１９】
これに代えて、Ｓ１４１５では、ユーザ（例えば、炉心設計者）は、自身の経験を使用して、Ｓ１４１０によるシミュレーション結果がＥＯＣにおける容認可能な又は改善した問題解決策を示すか否かを決定することができる。
【００２０】
Ｓ１４１５での評価に基づいて、ユーザは、他のパラメータ（例えば、他の制御棒及び／又は挿入度）の考察の場合に上述のプロセスを継続するか否かを決定する（Ｓ１４２０）。ユーザが、シミュレーションを行った問題解決策が容認可能であると決定した場合（Ｓ１４２０の出力が「はい」である）には、プロセスは終了し、選択した制御棒の得られた部分的挿入度は、運転計画で指定したシーケンスにおいて（例えば、次回の運転サイクルにおいて）実施することができる。それに代えて、所望の性能基準に合致しない（Ｓ１４２０の出力が「いいえ」である）場合及び／又はユーザが、他のパラメータを用いてシミュレーションを評価したいと希望する場合には、プロセスは、Ｓ１４００に戻り、異なる挿入度（Ｓ１４０５）及び／又は異なるセクションの制御棒（Ｓ１４００）を用いて繰り返される。
シミュレーション例
次に、炉心運転のシミュレーションを行う例を説明する。以下に説明する例は、試行錯誤に基づいた方法、直接計算法、ＳＬＭＣＰＲ加算を備えた３次元（３Ｄ）モデリング法、０．１％ＮＲＳＢＴ法に基づいた３Ｄモデリング法に関する。以下に説明するシミュレーション方法は、ＮＲＳＢＴを０．１％に一致させるようにしているが、０．１％は、ＵＳＮＲＣによって設定した単なる安全基準に過ぎないことを理解されたい。従って、それに代えて、安全基準が別の測定基準（例えば、欧州におけるような）に基づいている場合には、同様な方法を使用して、他の測定基準を満足させることができる。
試行錯誤法
１つの例では、燃料棒の部分的挿入は、原子炉の実際の運転期間中にテストすることができる。従って、図１２を参照すると、ユーザが少なくとも１つの制御棒（Ｓ１４００）及び選択した制御棒に対する所定の挿入度（Ｓ１４０５）を選択した後に、ユーザは、原子炉運転期間中に実際の実施によって問題解決策の「シミュレーションを行う」ことができる。炉心内のセンサは、炉心運転に関するデータを保存することができ、このデータは、Ｓ１４１５において炉心設計者が評価することができる。
直接計算法
図４は、理想的プロセスによるＮＲＳＢＴの決定を示すグラフである。この直接計算法の例では、ＯＬＭＣＰＲは、予想される運転異常発生（ＡＯＯ）を制限するために、沸騰遷移を生じると予測される炉心内の燃料棒が０．１％よりも少なくなるように、直接的に計算することができる。この手法は、例えば、Ｓｈａｕｇ他の米国特許第５，９１２，９３３号に記載されている。図４に示すように、燃料棒ＣＰＲ値４０１対特定のＣＰＲ値における燃料棒数４０２のヒストグラム４００がある。ＣＰＲ値は通常、燃料集合体に関係付けられるが、このことは、実際には燃料集合体内の燃料棒を限定することを意味する。燃料集合体内の各燃料棒は、局所的出力分布及び燃料集合体内部での燃料棒の相対的位置（Ｒ−因子）によって決定されるＣＰＲ値を有する。燃料集合体内のいずれか１つの燃料棒の最小ＣＰＲは、その燃料集合体全体のＣＰＲを特徴付けるために使用される。
所定の燃料棒のＣＰＲ４０１は、その決定における不確実性を反映した関連する確率分布関数（ＰＤＦ）を有する。ＰＤＦは、実験的に決定することができ、実験的限界出力比（ＥＣＰＲ）分布４１０として示される。従って、公称ＣＰＲ値（４１１）が１．０である場合には、起こり得る実際のＣＰＲ値のＰＤＦ４１０は０．９０から１．１０までの範囲内にある。燃料棒のＣＰＲ値のこの変動性は、初期燃料棒条件における不確実性、すなわち原子炉運転状態（炉心出力）でのパラメータ測定における不確実性と導出パラメータのモデル化（出力分布）における不確実性とに起因する。
【００２１】
ＣＰＲ値に関する過渡事象の影響を考慮に入れるために、最小燃料棒ＣＰＲの容認可能な公称ＣＰＲ値４０５をより大きなＣＰＲ値すなわち１．２５にシフトすることによって、ＣＰＲ値に対して安全マージンを導入することができる。従って、最小ＣＰＲ燃料棒のＥＣＰＲヒストグラム分布４０３は、ＣＰＲヒストグラム全体が１．２のＣＰＲ値以上であり、かつ十分に１．０のＣＰＲ値以上になるようにシフトされる。さらに、最小ＣＰＲ燃料棒以外の燃料棒の公称ＣＰＲ値４０７は、最小ＣＰＲ燃料棒の公称ＣＰＲ値すなわち１．２５以上である。
【００２２】
燃料棒作動における過渡期間中に、燃料棒ＣＰＲのヒストグラム４０７はより低いＣＰＲ値に向って左にシフトされて、ヒストグラム４０８を生じる。このシフトにより、過渡期間における「公称」ＣＰＲ値４０６は、過渡期間中に最小ＣＰＲ値に到達するポイント、例えば１．０５の位置にある。限界燃料棒は、初期燃料棒条件における不確実性及び「過渡不確実性」の両方を含む関連するＰＤＦ４０４を有することになる。過渡（「過渡△ＣＰＲ４０９」）期間中の限界出力比の最大変化は、過渡事象のモデル化における不確実性並びに／或いは物理モデル及びプラントパラメータの両方における不確実性を含む。
【００２３】
図５は、理想的プロセスを使用してＯＬＭＣＰＲの評価を行うためのデータ処理システムによって実行可能な処理ステップのシーケンスを示すフローチャートである。図５は、同一出願人による「運転限界最小限界出力比」の名称のＢｏｌｇｅｒ他の米国特許第６，１１１，５７２号に詳細に記載されており、この特許の関連する部分全ては参考文献として本明細書に組み入れており、また下記に説明する。
【００２４】
例示的実施形態では、この過渡△ＣＰＲ４０９及び関連するＯＬＭＣＰＲは、図５に示しかつ以下に説明するように、生成することができる。
【００２５】
ステップ１：ブロック５０１で示すように、プラントを運転するパラメータを使用して、ＯＬＭＣＰＲと等しい炉心ＭＣＰＲを生成するベース炉心運転条件の組を推測する。
【００２６】
ステップ２：ブロック５０２で示すように、ブロック５０６に記載した一般的燃料集合体ＣＰＲを予測する炉心出力、炉心流量、炉心圧力等のようなパラメータを使用して、炉心内の各燃料集合体に対するＭＣＰＲを決定する。
【００２７】
ステップ３：ブロック５０３で示すように、各燃料集合体ＣＰＲをブロック５０７に記載した個々の燃料棒ＣＰＲ値に変更する、各燃料集合体内部の燃料棒配置及び燃料棒出力のようなパラメータを使用して、炉心内の各燃料棒に対するＭＣＰＲを決定する。
【００２８】
ステップ４：ブロック５０４で示すように、数式１及び数式２によって生成されたブロック５０８に記載したＥＣＰＲ確率分布を使用して、炉心内の各燃料棒が沸騰遷移生じる確率を合計することによって、炉心内のＮＲＳＢＴのパーセンテージを決定する。この合計は、等式３によって示すことができる。
【００２９】
【数１】
0005379344.tif 000002
【００３０】
【数２】
0005379344.tif 000003
【００３１】
【数３】
0005379344.tif 000004
【００３２】
ここで、ｚｉは、ＭＣＰＲ（ｉ）で作動する燃料棒を示し、ｕは、（ＭＣＰＲ（ｉ）−平均ＥＣＰＲ）／（ＥＣＰＲの標準偏差）を示し、Ｐｉ及びＰ（ｚｉ）は、燃料棒ｉが沸騰遷移を生じる可能性がある確率を示し、またＮｒｏｄは、全燃料棒数を示す。
【００３３】
ステップ５：ブロック５０５で示すように、ブロック５０６及びブロック５０７に記載したパラメータをモンテカルロ統計試行の組の数に対して変化させる。モンテカルロプロセスは当技術分野では公知であり、シミュレーションに使用されるデータを収集する一般的方法である。モンテカルロ法は、統計的サンプリング実験を行う（例えば、コンピュータ上で）ことによって、多様な数学的問題に対する近似解を得る方法である。この方法は一般的に、非確率的内容を備えた問題並びに固有の確率的構造を備えた問題に適用される。Ｍ次元空間におけるＮポイント評価に依存して近似解を生成する全ての数値法の中でも特に、モンテカルロ法は、Ｎ−１／２で減少する絶対推定誤差を有するが、利用できる特別な構造がない場合には、他の全ては、せいぜいＮ−１／Ｍで減少する誤差を有する。ステップ２からステップ４までの全ての試行による統計値をコンパイルして、ＮＲＳＢＴの確率分布を生成する。
【００３４】
ステップ６：ブロック５０９に示すように、ＮＲＳＢＴパーセンテージの値を０．１％と比較する。パーセンテージが０．１％よりも大きい場合には、ブロック５１０に示すように、ＵＳＮＲＣ規制を満たすために、炉心パラメータを異なる初期条件にリセットする。ステップ１及びブロック５０１と同様に、新しい初期条件を推測して、ＯＬＭＣＰＲを生成する。ＮＲＳＢＴの決定は、再び開始されてＮＲＳＢＴ値が０．１％に等しくなるまでループする。同様に、パーセンテージが０．１％よりも小さい場合には、炉心パラメータは、炉心をより効率的に又はより少ない流出物で運転するためにＮＲＳＢＴ値を増大させるようにリセットされる。
ステップ７：ブロック５１１で示すように、ＮＲＳＢＴのパーセンテージが０．１％に等しい場合には、炉心ＭＣＰＲに等しいＯＬＭＣＰＲの推測値は、ＵＳＮＲＣ規制を満たす。従って、炉心運転条件は、推測したパラメータに設定される。
【００３５】
上述の例は、ＯＬＭＣＰＲが０．１％基準に合致しなければならないと仮定したが、それに代えて、上述の例は、あらゆる安全基準に適用することができることを理解されたい。
３Ｄモデリング法−ＳＬＭＣＰＲ加算
図６は、運転限界最小炉心出力比を決定するための現在認可されているプロセスである、ＳＬＭＣＰＲへの△ＣＰＲの線形加算を示すグラフである。図６は、同一出願人による「運転限界最小限界出力比」の名称のＢｏｌｇｅｒ他の米国特許第６，１１１，５７２号に詳細に記載されており、この特許の関連する部分全ては参考文献として本明細書に組み入れており、また下記に説明する。
【００３６】
シミュレーション結果を決定するためのＳＬＭＣＰＲ加算を備えた３Ｄモデリングプロセスでは、ＯＬＭＣＰＲの決定は、図６に示すように、２つの主要なステップに分割される。上述の直接計算法と同様なプロセスを使用して、最初に、ＳＬＭＣＰＲが、この値において沸騰遷移を生じると予測されることになる炉心内の燃料棒が０．１％よりも少ないように決定される。換言すれば、炉心内でのＭＣＰＲがＳＬＭＣＰＲよりも大きい場合には、９９．９％の炉心の燃料棒は、沸騰遷移を回避することが期待されることになる。第２番目に、ＯＬＭＣＰＲが次に、最大制約過渡事象から予測されるＭＣＰＲの最大変化（誤差因子△ＣＰＲ９５／９５によって示すような）とＳＬＭＣＰＲとの合計によって確立される。
【００３７】
図６は図４と幾分類似しているので、簡潔にするためにその構成要素の簡潔な説明のみを以下に行う。ヒストグラム６００は、特定のＣＰＲ値６０２における燃料棒数６０２対対応するＣＰＲ値６０１を示す。ヒストグラム６０８により、ＳＬＭＣＰＲ６０３に等しい例えば１．０５の値において最低数のＣＰＲ燃料棒６０７が得られる。燃料棒分布６０６を制限することは、制約ＣＰＲ燃料棒６０７の決定における不確実性を示す。上述の直接計算法と同様に、ＮＲＳＢＴのパーセンテージが０．１％に等しい時に、ＳＬＭＣＰＲ６０３が決定される。
【００３８】
しかしながら、上述の直接計算法とは異なり、ＩＤモデリングプロセスでは、各燃料集合体内部の出力分布及び各燃料棒に沿った出力分布のような特定のパラメータを完全に予測かつ測定することができない。従って、ＳＬＭＣＰＲの計算における不確実性により、ＯＬＭＣＰＲをＳＬＭＣＰＲに等しくすることができない。従って、ＳＬＭＣＰＲ６０３に誤差因子△ＣＰＲ９５／９５６０５を線形加算して、ＯＬＭＣＰＲ６０９を決定する。△ＣＰＲ９５／９５６０５は、ＳＬＭＣＰＲ６０３の計算における限定を控えめに補正する。
【００３９】
図７は、現在認可されているプロセスを使用してＯＬＭＣＰＲの評価を実施するためのデータ処理システムによって実行可能な処理ステップのシーケンスを示すフローチャートである。図７は、同一出願人による「運転限界最小限界出力比」の名称のＢｏｌｇｅｒ他の米国特許第６，１１１，５７２号に詳細に記載されており、この特許の関連する部分全ては参考文献として本明細書に組み入れており、また下記に説明する。
【００４０】
ＩＤモデリングプロセスを使用して、ＯＬＭＣＰＲ６０９は、図７に示しかつ以下に説明するように生成される。
【００４１】
ステップ１：ブロック７０１で示すように、プラントを運転するパラメータを使用して、ＳＬＭＣＰＲと等しい炉心ＭＣＰＲを生成する基本となる炉心運転条件の組を推測する。
【００４２】
ステップ２：ブロック７０２で示すように、ブロック７０６に記載した一般的燃料集合体ＣＰＲを予測する炉心出力、炉心流量、炉心圧力、燃料集合体出力等のようなパラメータを使用して、炉心内の各燃料集合体に対するＭＣＰＲを決定する。この処理ステップは、燃料集合体出力の予測において、計算をバイアスさせる可能性がある大きな不確実性を有する可能性がある。
【００４３】
ステップ３：ブロック７０３で示すように、各燃料集合体ＣＰＲをブロック７０７に記載した個々の燃料棒ＣＰＲ値に変更する、各燃料集合体内部の燃料棒配置及び燃料棒出力のようなパラメータを使用して、炉心内の各燃料棒に対するＭＣＰＲを決定する。個々の燃料棒出力は、その不確実性が燃料集合体出力分布の不確実性と組み合わさることが実際的なＳＬＭＣＰＲの計算の不確実性を増大させることになるので、測定することが困難である場合がある。
【００４４】
ステップ４：ブロック７０４で示すように、上に示した数式１及び数式２によって生成されたブロック７０８に記載したＥＣＰＲ確率分布を使用して、炉心内の各燃料棒が沸騰遷移を生じる確率を合計することによって、炉心内のＮＲＳＢＴのパーセンテージを決定する。この合計は、上記の数式３を使用して行うことができる。
【００４５】
ステップ５：ブロック７０５で示すように、ブロック７０６及びブロック７０７に記載したパラメータをモンテカルロ統計試行の組の数に対して変化させる。ステップ２からステップ４までの全ての試行による統計値をコンパイルして、ＮＲＳＢＴの確率分布を生成する。
【００４６】
ステップ６：ブロック７０９に示すように、ＮＲＳＢＴのパーセンテージの値を０．１％と比較する。パーセンテージが０．１％よりも大きい場合には、ブロック７１０に示すように、ＵＳＮＲＣ規制を満たすために、炉心パラメータを異なる初期条件にリセットする。ステップ１及びブロック７０１と同様に、新しい初期条件を推測して、ＳＬＭＣＰＲを生成する。ＮＲＳＢＴの決定は、ＮＲＳＢＴ値が０．１％に等しくなるまでループする。同様に、パーセンテージが０．１％よりも小さい場合には、炉心パラメータは、炉心をより効率的に運転するためにＮＲＳＢＴ値を増大させるようにリセットされる。
【００４７】
ステップ７：ブロック７１１で示すように、ＮＲＳＢＴのパーセンテージが０．１％に等しい場合には、炉心ＭＣＰＲに等しいＳＬＭＣＰＲの推測値は、炉心が運転可能な限界値となる。
【００４８】
ステップ８：このプロセスは、ブロック７０２及びブロック７０３で示すようにステップ２及びステップ３において比較的不確実なシミュレーションを含むので、ＣＰＲの変化は、９５％信頼区間△ＣＰＲ９５／９５において評価される。ＯＬＭＣＰＲは、△ＣＰＲ９５／９５にＳＬＭＣＰＲを線形加算したものに等しい。得られたＯＬＭＣＰＲ値は、ＵＳＮＲＣ規制を満たす。
３Ｄモデリング−０．１％ＮＲＳＢＴ
シミュレーション結果を得るためのこの３Ｄモデリングプロセスの例では、過渡事象期間中の限界出力比の変化（△ＣＰＲ／ＩＣＰＲ）に対して包括的バイアスを計算することができ、得られた確率分布関数（ＰＤＦ）を使用して、最初にＳＬＭＣＰＲを計算せずに、より正確なＯＬＭＣＰＲを予測することができる。多数の因子を考慮した膨大な数の実験的試行から、△ＣＰＲ／ＩＣＰＲと呼ばれる過渡に対するＰＤＦが生成され、△ＣＰＲ／ＩＣＰＲの標準偏差が、各過渡事象に対して決定される。公称初期条件により開始する過渡事象に対する公称△ＣＰＲ／ＩＣＰＲもまた、決定される。過渡における最小ポイントに対する個々の燃料棒ＣＰＲ値のヒストグラムが、初期ＣＰＲ及び過渡△ＣＰＲ／ＩＣＰＲ不確実性のランダム値を描くことによって作成される。初期限界出力比（ＩＣＰＲ）は、△ＣＰＲ／ＩＣＰＲの共通ランダム値によってＭＣＰＲに変換又は読み換えられる。ＭＣＰＲ値からＮＲＳＢＴのパーセンテージが、各試行に対して計算される。ＮＲＳＢＴのパーセンテージが０．１％よりも大きい場合には、初期運転条件が変更されて、ＮＲＳＢＴが０．１％に等しくなるまでプロセスは繰り返される。
【００４９】
ＮＲＳＢＴ分布のヒストグラムは統計的方法を用いて解析されて、分布の「中心傾向」が決定される。一般的に、統計値として平均値又は中央値を使用して、中心傾向を定量化する。この統計値は、ここでは公称値として定義される。以降の説明では、公称値として平均値を選択した例を示すが、本発明はこの選択に限定されるものではない。中央値或いは公称値のような中心傾向に対する幾つかの他の統計値の使用もまた、本発明の例示的実施形態の一部として意図している。
【００５０】
中心傾向を定量化するのに使用する公称統計値の不確実性は、公称値に対する「信頼区間」に関して表現される。信頼区間は、その区間が公称値を含む指定した確率（通常は５０％又はそれよりも大きい）が存在するように、定められる。例えば、区間が平均値を束縛する９５％の確率は、平均値に対する９５％信頼区間を定める。信頼区間を確立するのに使用する指定した確率は、「信頼度」又は信頼レベルと呼ばれる。
【００５１】
１つの例によると、本発明は、以下に詳細に説明するような本発明の改良した方法によって、ＢＷＲ炉心運転条件のシミュレーションを行うための、また原子炉のＯＬＭＣＰＲを計算しかつ統計的に実証するための特定のルーチンを実行するようにプログラムされたデータ処理装置を備えたシステムを含むことができる。
【００５２】
図８は、本発明の例示的実施形態による、原子炉心の過渡応答の多次元シミュレーションの実行と、ＢＷＲ原子炉心のＯＬＭＣＰＲの直接評価とを意図した例示的データ処理システムのブロック図を示す。このシステムは、中央処理装置８０１（ＣＰＵ）、記憶メモリ８０２、ユーザインターフェイス用Ｉ／Ｏ装置８０３、及び任意選択的に１つ又はそれ以上のディスプレイ８０４を含むことができる。記憶メモリ８０２は、原子炉プラント状態情報のデータベース（図示せず）、パラメータ値、並びに本明細書で以下に説明する本発明の例示的方法による炉心運転条件の多次元シミュレーションの実施及びＯＬＭＣＰＲ評価の実施ためのルーチンを含むことができる。例えば、記憶メモリ８０２は、あらゆる公知のメモリ（例えば、読出し専用メモリ（ＲＯＭ）、ランダムアクセスメモリ（ＲＡＭ）等）を含むことができる。
【００５３】
例えば、各ＡＯＯタイプ、各ＢＲＷプラントタイプの種類及び各燃料タイプに対して統計的検討を行って、包括的過渡バイアス及び△ＣＰＲ／ＩＣＰＲにおける不確実性を決定することができる。公称条件で開始する十分な試行（１００回のオーダでの）が、モデル及びプラントパラメータ内のランダム変動を使用して行われる。△ＣＰＲ／ＩＣＰＲ（例えば、炉心出力）に影響を与える初期条件における不確実性もまた、摂動内に含まれる。データは、過渡△ＣＰＲ／ＩＣＰＲに関するバイアス及び標準偏差を決定するために使用される。
【００５４】
図９は、△ＣＰＲ／ＩＣＰＲにおける包括的不確実性を用いてＯＬＭＣＰＲを計算するのに使用する処理ステップのシーケンスを示すフローチャートである。図９は、同一出願人による「運転限界最小限界出力比」の名称のＢｏｌｇｅｒ他の米国特許第６，１１１，５７２号に詳細に記載されており、この特許の関連する部分全ては参考文献として本明細書に組み入れており、また下記に説明する。
【００５５】
本発明の例示的プロセスに対するフローチャートを図９に示す。ブロック９０９は、ＯＬＭＣＰＲの計算全体にわたって変化していない状態のままであり、また各原子炉タイプ及び燃料タイプに対する個々の過渡事象の△ＣＰＲ／ＩＣＰＲは、このプロセスを使用する前に決定されなくてはならない。
【００５６】
図１０は、本発明を使用する△ＣＰＲ／ＩＣＰＲにおける包括的不確実性の決定を示すグラフである。図１０は、同一出願人による「運転限界最小限界出力比」の名称のＢｏｌｇｅｒ他の米国特許第６，１１１，５７２号に詳細に記載されており、この特許の関連する部分全ては参考文献として本明細書に組み入れており、また下記に説明する。
【００５７】
図１０は、１つの特定のタイプのＡＯＯに対して得られた△ＣＰＲ／ＩＣＰＲのグラフを示す。ヒストグラム１０００は、各燃料棒に対して得られたＣＰＲ１００１を有する試行数１００２対対応するＣＰＲ値１００１を示す。ＰＤＦ１００３は、過渡事象前のＣＰＲ分布を表わす。次に、個々の△ＣＰＲ／ＩＣＰＲ値１００６に従って各ＣＰＲ値を変更する。過渡ＣＰＲ値の集合は、過渡事象の期間におけるＰＤＦ１００４を生成する。公称△ＣＰＲ／ＩＣＰＲ１００５は、ＰＤＦ１００３の公称ＣＰＲ値とＰＤＦ１００４の公称ＣＰＲ値との差異であると定義される。ＯＬＭＣＰＲの計算は、以下のようにすることができる。
【００５８】
ステップ１：ブロック９０１で示すように、プラントを運転するパラメータを使用して、ＯＬＭＣＰＲと等しい炉心ＭＣＰＲを生成するベース炉心運転条件の組を推測する。
【００５９】
ステップ２：ブロック９０２で示すように、ブロック９０７に記載した一般的燃料集合体ＣＰＲを予測する炉心出力、炉心流量、炉心圧力、燃料集合体出力及びその他のようなパラメータを使用して、炉心内の各燃料集合体に対するＩＣＰＲを決定する。
【００６０】
ステップ３：ブロック９０３で示すように、各燃料集合体ＣＰＲをブロック９０８に記載した個々の燃料棒ＣＰＲに変更する、各燃料集合体内部の燃料棒配置及び燃料棒出力のようなパラメータを使用して、炉心内の各燃料棒に対するＩＣＰＲを決定する。
【００６１】
ステップ４：図１０に表わされた適切な過渡状態のグラフからランダムに引き出した個々の△ＣＰＲ／ＩＣＰＲ値１００６を使用して、ＭＣＰＲ値が、数式４に従って対応するＩＣＰＲ値に対して推定される。
【００６２】
図１１は、△ＣＰＲ／ＩＣＰＲの包括的不確実性を使用するＮＲＳＢＴの決定を示すグラフである。図１１は、同一出願人による「運転限界最小限界出力比」の名称のＢｏｌｇｅｒ他の米国特許第６，１１１，５７２号に詳細に記載されており、この特許の関連する部分全ては参考文献として本明細書に組み入れており、また下記に説明する。
【００６３】
図１１において、このプロセスは、シフト１１０９によって表現されている。ヒストグラム１１００は、特定のＣＰＲ値における燃料棒数１１０２対対応するＣＰＲ値１１０１を示す。ヒストグラム１１０７は、ランダムに選択した△ＣＰＲ／ＩＣＰＲ１１０６値を使用して、過渡期間におけるヒストグラム１１０８に平行移動される。最低ＣＰＲ値１１０５は、最低ＣＰＲ値１１０６になり、また最低ＣＰＲ燃料棒ＰＤＦ１１０３は、最低ＣＰＲ燃料棒ＰＤＦ１１０４になる。
【００６４】
【数４】
0005379344.tif 000005
【００６５】
ステップ５：ＰＤＦ１１０４として示しかつブロック９１０に記載したＥＣＰＲ確率分布を使用して、ブロック９０５で示すように、炉心内の各燃料棒が沸騰遷移を生じる確率を合計することによって、炉心内のＮＲＳＢＴのパーセンテージを決定する。本合計は、上記に示す数式３使用して実行される。
【００６６】
ステップ６：ブロック９０６で示すように、ブロック９０７及びブロック９０８に記載したパラメータをモンテカルロ統計試行の組の数に対して変化させる。ステップ２からステップ５までの全ての試行による統計値をコンパイルして、ＮＲＳＢＴの確率分布を生成する。
【００６７】
ステップ７：ブロック９１１に示すように、ＮＲＳＢＴのパーセンテージを０．１％と比較する。パーセンテージが０．１％よりも大きい場合には、ブロック９１２に示すように、ＵＳＮＲＣ規制を満たすために、炉心パラメータを異なる初期条件にリセットする。ステップ１及びブロック９０１と同様に、新しい初期条件を推定して、ＯＬＭＣＰＲを生成する。ＮＲＳＢＴの決定は、再び開始され、ＮＲＳＢＴの値が０．１％に等しくなるまで実行される。同様に、パーセンテージが０．１％よりも小さい場合には、炉心パラメータは、炉心をより効率的に運転させ又は流出物を減少させるために、ＮＲＳＢＴ値を増大させるようにリセットされる。
【００６８】
ステップ８：ＮＲＳＢＴのパーセンテージが０．１％に等しい場合には、ブロック９１３で示すように、炉心ＭＣＰＲに等しいＯＬＭＣＰＲの推測値は、ＵＳＮＲＣ規制を満たす。従って、炉心運転条件は、パラメータ推定値に設定される。
【００６９】
以上のように本発明の例示的実施形態を説明したが、それらの実施形態が多数の方法で変更できることは明らかであろう。例えば、図１２のＳ１４１０に関して説明したシミュレーションは、試行錯誤法、直接計算法及び３Ｄモデリング法の１つであるように説明したが、あらゆる公知のシミュレーション方法を使用して、原子炉の運転サイクル期間中に（例えば、ＥＯＣにおいて）燃料棒配置を考慮して提案の問題解決策を評価することができることは、当業者には明らかである。さらに、容認可能な問題解決策は、０．１％ＯＬＭＣＰＲ標準に従っているように説明したが、シミュレーション結果（Ｓ１４１０）は、あらゆる所望の性能基準に基づいて評価し（Ｓ１４１５）かつ容認可能と見なす（Ｓ１４２０）ことができることを理解されたい。さらに、上記ではＥＯＣにおいて適用するように説明したが、本発明の他の例示的実施形態は、原子炉の運転サイクルのあらゆる部分を対象にすることができることを理解されたい。そのような変形形態は、本発明の例示的実施形態の技術思想及び技術的範囲から離れたものと見なされるべきではなく、当業者に自明なものとなる全てのそのような変更は、特許請求の範囲の技術思想の範囲内に含まれることになることを意図している。
【図面の簡単な説明】
【００７０】
【図１】簡略化した沸騰水型原子炉の概略図である。
【図２】ＢＷＲの炉心内部の複数燃料棒集合体の従来型の配置を示す断面図である。
【図３】単一の燃料集合体内部の燃料棒の従来型の配置の概略断面図である。
【図４】理想的プロセスによるＮＲＳＢＴの決定を示すグラフである。
【図５】理想的プロセスを使用してＯＬＭＣＰＲの評価を行うためのデータ処理システムによって実行可能な処理ステップのシーケンスを示すフローチャートである。
【図６】運転限界最小炉心出力比を決定するための現在認可されているプロセスである、ＳＬＭＣＰＲへの△ＣＰＲの線形加算を示すグラフである。
【図７】現在認可されているプロセスを使用してＯＬＭＣＰＲの評価を行うためのデータ処理システムによって実行可能な処理ステップのシーケンスを示すフローチャートである。
【図８】本発明による、ＢＷＲ熱流体の多次元／モデリングと、ＢＷＲのＯＬＭＣＰＲの間接評価とのために使用するデータ処理システムの実例のブロック図である。
【図９】△ＣＰＲ／ＩＣＰＲにおける包括的不確実性を用いてＯＬＭＣＰＲを計算するのに使用する処理ステップのシーケンスを示すフローチャートである。
【図１０】本発明を使用しての△ＣＰＲ／ＩＣＰＲにおける包括的不確実性の決定を示すグラフである。
【図１１】△ＣＰＲ／ＩＣＰＲの包括的不確実性を使用してのＮＲＳＢＴの決定を示すグラフである。
【図１２】本発明の例示的な実施形態による、原子炉の運転サイクル期間における制御棒の挿入を決定するためのプロセスを示すフローチャートである。
【図１】
0005379344.tif 000006
【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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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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