【手続補正書】
【提出日】平成20年7月4日(2008.7.4)
【手続補正１】
【補正対象書類名】特許請求の範囲
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉（１０）を炉心熱出力を増加させても当該原子炉の安全動作が損なわれないことを、最小限の計算量のコンピュータシミュレーションによって実証するための、原子炉安全稼動解析方法（６０）であって、  前記原子炉の動作を、以前に行われた安全解析により判定された安全動作領域（４０）以内に制約するステップ（６２）と、
前記以前の安全解析により判定された前記安全動作領域が炉心熱出力を増加させた場合の前記原子炉の動作に適合することを実証するステップ（６４）とを具備する安全稼動解析方法。
【請求項２】
安定度と予測過渡事象におけるスクラム失敗とを計算するステップ（６６）を更に含み、
前記安定度と前記予測過渡事象におけるスクラム失敗とは、以前に認可された流量制御パターンに沿って動作をシミュレートすることにより、前記以前の安全解析により規制されることを特徴とする請求項１記載の方法（６０）。
【請求項３】
以前に認可された出力を超える炉心出力における、出力と流量臨界出力比調整係数とを計算するステップ（６８）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項４】
前記以前の安全解析で使用された原子炉格納容器加圧速度パラメータ以内の原子炉格納容器加圧速度を結果としてもたらすような最大原子炉ドーム圧力と炉心入口過冷却との組み合わせを計算するステップ（７０）により、環境適合認定を判定することを更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項５】
前記増加された炉心熱出力に基づいて、減少された炉心ラジアルピーキング係数を考慮した炉心設計を計算するステップ（７２）と、
ユーザが、前記増加された炉心熱出力における動作に合わせて装荷される新たな燃料バンドルの割合を容易に変更するためのデータを出力するステップを更に含むことにより、
前記増加された炉心熱出力における燃料バンドル設計限界を再度解析する必要をなくしたことを特徴とする請求項１記載の方法（６０）。
【請求項６】
前記増加された炉心熱出力に基づいて棒ごとの出力分布を均すために、新たなバンドルの濃縮ガドリーナ濃度を計算するステップ（７４）と、
前記計算された新たな棒ごとの出力分布を実現するように燃料棒における新たな、増加されたガドリーナ濃度を計算するステップとを更に含むことにより、
前記増加された炉心熱出力における燃料バンドル設計限界を再度解析する必要をなくしたことを特徴とする請求項１記載の方法（６０）。
【請求項７】
原子炉燃料棒の特定の所定の同位体混合物に基づいて崩壊熱特性を使用して最大サプレッションプール温度を計算するステップ（７６）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項８】
前記増加された炉心熱出力における安全リリーフバルブ応力の境界条件として、以前の安全リリーフバルブ応力解析を使用するステップ（７８）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項９】
増加された炉心熱出力におけるタービン蒸気流量の増加を計算するステップ（８０）と、
原子炉圧力を上昇させずにタービンを通過する蒸気の流量を増加させるためにタービン（２４）の変形を容易にするためのデータを出力することとを更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１０】
全ての動作発生を規制する限界予測動作発生のサブセットを計算するステップ（８２）と、
前記増加された炉心熱出力における限界予測動作発生のサブセットの解析を計算するステップ（８４）とを更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１１】
前記増加された炉心熱出力における前記沸騰水型原子炉（１０）の性能を特徴づけるパラメトリック曲線族を計算するステップ（８６）と、
無次元パラメータを使用してパラメトリック曲線族を正規化するステップ（８８）と、
ユーザによる前記増加された出力における原子炉の安全動作の実証を容易にするために、正規化されたパラメトリック曲線族を出力するステップとを更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１２】
現在認可最大炉心出力と所定の新たな最大炉心熱出力との間にある複数の炉心出力において安全解析を実行するステップとを更に含む請求項１記載の方法（６０）。
【請求項１３】
原子炉（１０）を炉心熱出力を増加して動作させた場合の当該原子炉の安全解析を実行するシステムにおいて、
前記システムは、
前記原子炉の動作をシミュレートし、
前記原子炉のシミュレートされる前記動作を、以前の安全解析により判定された安全動作領域（４０）以内に制約し、
前記以前の安全解析により判定された前記安全動作領域が、前記炉心熱出力を増加させた場合の前記原子炉の動作に適合することを実証する、ように構成されたコンピュータを具備するシステム。
【請求項１４】
前記コンピュータは、安定度と予測過渡事象におけるスクラム失敗とを計算するように更に構成されており、
以前に認可された流量制御線に沿って原子炉動作をシミュレートすることによる前記以前の安全解析により、前記安定度と予測過渡事象におけるスクラム失敗とを規制することを特徴とする請求項１３記載のシステム。
【請求項１５】
前記コンピュータは、以前に認可された出力を超える炉心出力における出力及び流量臨界出力比調整係数を計算するように更に構成されている請求項１４記載のシステム。
【請求項１６】
前記コンピュータは、最大原子炉ドーム圧力／炉心入口過冷却組み合わせを、原子炉格納容器加圧速度が前記以前の安全解析で使用された原子炉格納容器加圧速度パラメータ以内に結果的に入るように、計算することにより、環境適合認定を判定することを特徴とする請求項１４記載のシステム。
【請求項１７】
前記コンピュータは、
前記増加された炉心熱出力に基づいて、減少された炉心ラジアルピーキング係数を伴う炉心（１２）設計を計算し、
前記増加された炉心熱出力における動作に合わせて装荷される新たな燃料バンドルの割合を、ユーザが容易に変更できるようにするためのデータを出力する、ように更に構成されていることにより、
前記増加された炉心熱出力における燃料バンドル設計限界を再度解析する必要をなくしたことを特徴とする請求項１３記載の方法システム。
【請求項１８】
前記コンピュータは、
前記増加された炉心熱出力に基づいて棒ごとの出力分布を均すために、新たなバンドル濃縮ガドリーナ濃度を計算し、
計算された新たな棒ごとの出力分布を実現するように燃料棒における新たな、増加されたガドリーナ濃度を計算する、ように更に構成されていることにより、
前記増加された炉心熱出力における燃料バンドル設計限界の再度解析を不要にしたことを特徴とする請求項１７記載のシステム。
【請求項１９】
前記コンピュータは、原子炉燃料棒の特定の所定の同位体混合物に基づいて崩壊熱特性を使用して最大サプレッションプール温度を計算するように更に構成されている請求項１３記載のシステム。
【請求項２０】
前記コンピュータは、増加された炉心熱出力における安全リリーフバルブ応力の境界条件として以前の安全リリーフバルブ応力解析を使用するように更に構成されている請求項１３記載のシステム。
【請求項２１】
前記コンピュータは、
増加された炉心熱出力におけるタービン蒸気流量の増加を計算し、
原子炉圧力を上昇させずにタービンを通過する蒸気の流量を増加させるためにタービン（２４）の変形を容易にするためのデータを出力するように更に構成されている請求項１３記載のシステム。
【請求項２２】
前記コンピュータは、
全ての動作発生を規制する限界予測動作発生のサブセットを計算し、
増加された炉心熱出力における限界予測動作発生のサブセットの解析を計算するように更に構成されている請求項１３記載のシステム。
【請求項２３】
前記コンピュータは、
増加された炉心熱出力における前記沸騰水型原子炉（１０）の性能を特徴づけるパラメトリック曲線族を計算し、
無次元パラメータを使用してパラメトリック曲線族を正規化するように更に構成されている請求項１３記載のシステム。
【請求項２４】
前記コンピュータは、現在認可最大炉心出力と所定の新たな最大炉心熱出力との間にある複数の炉心出力において安全解析を実行するように更に構成されている請求項１３記載のシステム。
【手続補正２】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０００３
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０００３】
ＢＷＲは、要求に応答してＢＷＲの様々な個別の動作を制御するいくつかの従来の閉ループ制御システムを含む。例えば、制御棒駆動制御システム（ＣＲＤＣＳ）は炉心内部における制御棒の位置を制御することにより、炉心内部における反応度を決定し、その結果として炉心の出力を決定する炉心内部の棒密度を制御する。再循環流量制御システム（ＲＦＣＳ）は、炉心における蒸気／水の関係を変化させ、炉心の出力を変化させるために炉心流速を制御する。これら２つの制御システムは、ある任意の時点で、炉心の出力を制御するために互いに連係して動作する。タービン制御システム（ＴＣＳ）は、圧力調整又は負荷要求に基づいてＢＷＲからタービンへの蒸気流量を制御する。
【手続補正３】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０００４
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０００４】
これらのシステム、並びにその他のＢＷＲ制御システムの動作は、ＢＷＲの様々な監視パラメータを利用して制御される。いくつかの監視パラメータはＲＦＣＳにより影響を受ける炉心流量及び流速、圧力容器からタービンへ吐出される蒸気の圧力であり、原子炉ドーム又はタービンの入口で測定できる原子炉システム圧力、中性子束又は炉心出力、補給水の温度及び流速、タービンに供給される蒸気流速、並びにＢＷＲシステムの様々な状態標識である。多くの監視パラメータは直接に測定されるが、炉心熱出力などの他の監視パラメータは測定されたパラメータを使用して計算される。必要に応じて原子炉を外部環境から隔離し、且つ炉心が緊急事態の間に過熱するのを防止して、プラントの安全遮断を確保するために、センサからの出力及び計算されたパラメータは緊急保護システムに入力される。
【手続補正４】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０００５
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０００５】
従来より、原子炉は認可された定格熱出力レベルより高い熱出力で動作するように設計されていた。規制機関の認可指針に適合するために、原子炉はそれが実現可能である最大熱出力よりも低い値の最大熱出力で動作される。それらの元来の設計基準は、設計に、大きな値の抑えめとなるような余裕を織り込んでいる。何年かにわたる稼動の後、当初に認可された熱出力レベルより高い熱出力レベルでも原子炉を安全に動作できることが判明した。また、動作パラメータの変更及び／又は機器の変形により、著しく高い最大熱出力（元来の認可出力の１２０％以上）でも原子炉の安全動作が可能であることも判定されている。
【手続補正５】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０００７
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０００７】
一実施例では、沸騰水型原子炉を炉心熱出力を増加して動作させるためにユーザが原子力規制機関から認可改正を獲得するのを容易にするために沸騰水型原子炉の計算機化安全解析を実行する方法が提供される。方法は最小限の数のコンピュータ計算を有し、コンピュータシミュレーションによって、原子炉の安全動作が損なわれないことを実証する。その方法とは、原子炉の動作を以前の安全解析により判定された安全動作領域に制約することと、前記以前の安全解析により判定された前記安全動作領域が炉心熱出力を増加させた場合の原子炉の動作に適合することを実証すること、とを含む。
【手続補正６】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０００８
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０００８】
別の実施例においては、沸騰水型原子炉を炉心熱出力を増加して動作させるためにユーザが原子力規制機関から認可改正を獲得するのを容易にするために沸騰水型原子炉の安全解析を実行するシステムが提供される。このシステムは、原子炉の動作をシミュレートし、原子炉の動作を以前の安全解析により判定された安全動作領域に制約し、且つ以前の安全解析により判定された前記安全動作領域が炉心熱出力を増加させた場合の原子炉の動作に適合することを実証するように構成されたコンピュータを含む。
【手続補正７】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００１２
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００１２】
200807041118584690__________TPO-1584____12003511256_____APH_0
は、本発明の一実施例に従って、沸騰水型原子炉１０の出力を増加させるのを容易にするための計算機化安全解析方法６０のフローチャートである。方法６０は最小限の量の計算だけを必要とし、コンピュータシミュレーションによって、原子炉１０の出力を増加させても原子炉の安全動作は損なわれないことを実証する。方法６０は、原子炉の動作を以前の安全解析により判定された安全動作領域に制約するステップ６２と、以前の安全解析により判定された安全動作領域が炉心熱出力を増加させた場合の原子炉の動作に適用されることを実証するステップ６４とを含む。
【手続補正８】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００１３
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００１３】
出力アップレートを求めているプラントは、現在の認可を決定した考慮事項と矛盾しない認可改正を要求しなければならない。特に、プラントの認可の基本には変更は有ってはならなく、施設から放出される流出物又は放射線の量の著しい増加が出力アップレートによって予測されることもあってはならない。重大な危険となりうる事項は、提案される改正に従った施設の稼動によって、以前に見積もられた事故の確率又は重大度が著しく増加すること、以前に見積もられた事故ではない新たな種類の事故又は異なる種類の事故の可能性が生じること、あるいは安全余裕が著しく縮小されることはないであろうということを規定する。
【手続補正９】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００１７
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００１７】
安全解析は、
（１）炉心冷却剤温度の低下
（２）原子炉圧力の上昇
（３）炉心における冷却剤流速の減少
（４）炉心における流速の増加
（５）原子炉冷却剤インベントリの増加
（６）原子炉冷却剤インベントリの減少
（７）反応度の増加
（８）炉心冷却剤温度の上昇
を含む広い範囲にわたる一連の過渡事象を含む。
【手続補正１０】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００１８
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００１８】
予測過渡事象におけるスクラム失敗（ＡＴＷＳ）について原子力規制機関に継続して従うことを示すために、評価が実行される。ＡＴＷＳ規則の遵守は、主に、以前に各ユニットに設置されている交互運転停止機器を含む。機器は存続し、（アップレートにより）変化した条件、例えば、より高い動作圧力におけるその性能が評価される。適用可能である場合、各ＢＷＲ生産ラインにおける限界ケースに対して適切な過圧保護及びサプレッションプール冷却が維持されることを確認するために、アップレート出力で境界ケースが再度解析される。この解析は、安全／リリーフバルブ及び／又は高圧再循環ポンプトリップの圧力設定点の変更の評価を更に含む。場合によっては、ＡＴＷＳ応答を改善するために、それらの設定点、並びにサービス外リリーフバルブの許容数を再度最適化しても良い。出力アップレート動作は独自に高い棒線を含まず、従って、ＡＴＷＳ再循環ポンプトリップに続いて出力レベルの増加はないため、出力アップレート動作は長期間ＡＴＷＳ応答に著しく大きな影響を与えない。