JP2004301585A - 原子燃料健全性評価システム - Google Patents
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Abstract
【課題】原子力プラントにおいて異常過渡変化が発生した場合に、燃料棒の健全性を適切に評価できる原子燃料健全性評価システムを提供する。
【解決手段】原子力プラントの異常過渡状態を検出する異常過渡状態検出手段１と、異常過渡状態が検出されたときに、炉心の核熱水力性能を計算して、燃料棒でのドライアウトの発生の有無を判定するドライアウト判定手段２と、ドライアウトの発生があると判定されたときにそのドライアウトが発生した燃料棒の被覆管の温度を計算する被覆管温度計算手段３と、少なくとも被覆管温度計算手段で計算された燃料棒の被覆管の温度に基づいて、燃料棒の健全性を判断する燃料棒健全性判断手段４と、を有する。
【選択図】 図１
【解決手段】原子力プラントの異常過渡状態を検出する異常過渡状態検出手段１と、異常過渡状態が検出されたときに、炉心の核熱水力性能を計算して、燃料棒でのドライアウトの発生の有無を判定するドライアウト判定手段２と、ドライアウトの発生があると判定されたときにそのドライアウトが発生した燃料棒の被覆管の温度を計算する被覆管温度計算手段３と、少なくとも被覆管温度計算手段で計算された燃料棒の被覆管の温度に基づいて、燃料棒の健全性を判断する燃料棒健全性判断手段４と、を有する。
【選択図】 図１
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉で異常な過渡変化が発生した場合の原子燃料健全性評価システムに係わり、燃料棒が健全化どうかを運転員に伝え、再立ち上げ可能かどうかの判断を可能にしたシステムに関する。
【０００２】
【従来の技術】
図６に代表的な沸騰水型原子炉の異常過渡変化の解析結果の例を示す。ここでは、再循環ポンプすべてが故障して停止することを想定している。この場合、炉心入口流量Ａが減少し、炉心内にボイドが発生し、出力（中性子束）Ｂが低下する。また、原子炉内圧力Ｃは徐々に低下する。なお、図６の例は、初期炉心入口流量を１３６０ｋｇ／ｍ２／ｓとし、初期原子炉内圧力を７．３ＭＰａとした場合であり、縦軸は、初期値を１とした相対値で示してある。
【０００３】
図７には、沸騰水型原子炉の異常過渡変化を模擬した試験における模擬燃料の被覆管温度の変化を示す。この試験は、原子炉を用いない炉外試験であって、故意に模擬燃料でのドライアウトを発生させた場合を示す。ドライアウトが発生すると模擬燃料の被覆管温度は上昇し始める（図中のＤ）。しかし、温度上昇率はゆっくりとしており、やがて急に低下して（図中のＥ）、通常の温度に戻る（図中のＦ）。これは、出力の低下と冷却特性の改善による。このように、ドライアウトが発生しても、最高温度上昇は小さく、そしてドライアウト時間は短く、現在の熱的な設計にはかなりの余裕があり、さらに出力を上昇して運転することも可能である。
沸騰水型原子炉の燃料集合体のドライアウトを減少させるために、例えば特許文献１に記載されたような手法が知られている。
【０００４】
【特許文献１】
特開平７−１４０２８３号公報
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
現在の原子力プラントシステムでは、ドライアウトまでの余裕度を評価しているが、燃料棒温度そしてドライアウト時間を評価するシステムとはなっておらず、ドライアウトが発生したとしても燃料棒の健全性を評価することができない。
【０００６】
上記課題を解決するために、本発明においては、原子力プラントにおいて異常過渡変化が発生した場合に、ドライアウト発生後を含めて燃料棒が健全であるかを適切に評価できる原子燃料健全性評価システムを提供することを目的とする。
【０００７】
【課題を解決するための手段】
本発明は上記目的を達成するものであって、請求項１に記載の発明は、原子力プラントの炉心内で使用される被覆管付き燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、前記状態量に基いて異常過渡状態を検出する異常過渡状態検出手段と、前記異常過渡状態が検出されたときに、前記炉心の核熱水力性能を計算して、前記燃料棒でのドライアウトの発生の有無を判定するドライアウト判定手段と、前記ドライアウトの発生があると判定されたときにそのドライアウトが発生した燃料棒の被覆管の温度を計算する被覆管温度計算手段と、少なくとも前記被覆管温度計算手段で計算された燃料棒の被覆管の温度に基づいて、当該燃料棒の健全性を判断する燃料棒健全性判断手段と、を有することを特徴とする。
【０００８】
また、請求項２に記載の発明は、請求項１に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記異常過渡状態検出手段は、前記状態量の時間変化率を求め、この時間変化率に基づいて異常過渡状態を判定するものであること、を特徴とする。
【０００９】
また、請求項３に記載の発明は、原子力プラントの炉心内で使用される複数の燃料集合体の燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、前記状態量に基づいて、プラント過渡解析コードにより前記複数の燃料集合体それぞれの熱的余裕度を計算する炉心核熱水力性能計算手段と、を有することを特徴とする。
【００１０】
また、請求項４に記載の発明は、請求項３に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記炉心核熱水力性能計算手段で熱的余裕度がないと判定された燃料集合体の燃料棒のうちで最高出力の燃料棒について、温度およびドライアウト時間を計算する被覆管温度計算手段をさらに有すること、を特徴とする。
【００１１】
また、請求項５に記載の発明は、請求項４に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記被覆管温度計算手段で計算された前記最高出力の燃料棒の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、当該燃料棒が健全かどうかを判断する燃料棒健全性判断手段をさらに有すること、を特徴とする。
【００１２】
また、請求項６に記載の発明は、請求項５に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記複数の燃料集合体のうちで、前記燃料棒健全性判断手段によって健全でないと判断された燃料棒を含む燃料集合体を特定する手段をさらに有すること、を特徴とする。
【００１３】
また、請求項７に記載の発明は、原子力プラントの炉心内で使用される複数の燃料集合体の燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、前記状態量検出手段で検出された状態量に基づいて、プラント過渡解析コードにより、前記複数の燃料集合体のうちで前記原子力プラントの定格運転状態で最も熱的に余裕度が小さな燃料集合体について、熱的余裕度を計算する炉心核熱水力性能計算手段と、を有することを特徴とする。
【００１４】
【発明の実施の形態】
図１ないし図３を参照して、本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第１の実施の形態を説明する。この原子燃料健全性評価システムは、運転中の原子力発電プラントの炉心内の燃料棒の健全性を評価するものである。なお、図示は省略するが、炉心は複数の燃料集合体を有し、各燃料集合体は、複数の燃料棒を束にして構成されている。また、各燃料棒は、被覆管の中に複数の燃料ペレットを充填して構成されている。燃料棒の健全性を保持するためには、被覆管の最高温度が過度に高くならないこと、および、被覆管の異常高温状態が長時間持続しないことが特に重要である。
【００１５】
図１において、原子力発電プラントのプラント状態量（圧力、出力、流量など）２０は、常時計測され、監視されている。このプラント状態量２０は異常過渡変化検出装置１に入力され、この異常過渡変化検出装置１により、異常過渡変化が発生したかどうかを判断する。
【００１６】
もし、異常過渡変化が発生した場合は、炉心核熱水力性能計算装置２により、全炉心の各燃料集合体でドライアウトが発生しているかどうかを判断する。ドライアウトが発生しないと判断された場合は、プラントを再立ち上げ通常運転時に戻す操作を行う。一方、ドライアウト発生と判断された場合は、ＢＴ発生燃料集合体の燃料温度挙動計算３により、各燃料集合体の温度挙動を計算する。ここで、「ＢＴ」とはＢｏｉｌｉｎｇ Ｔｒａｎｓｉｔｉｏｎの略で、ドライアウトと同じ意味である。
【００１７】
図２に燃料温度の計算例を示す。ドライアウト時間と最高被覆管温度を求め、燃料強度データとの比較４を行なうことにより燃料健全性を判断する。燃料健全性が確認された場合は、プラントを再立ち上げ通常運転時に戻す操作を行う。燃料健全性が損なわれると判断した場合は、プラントを停止し、破損燃料の取替えを行う。
【００１８】
図３は、異常過渡変化検出装置１の処理内容の一例を示す。すなわち、異常過渡変化検出装置１では、まず、プラントデータ（圧力、再循環流量、出力、入口流体温度など）２０の変化率の計算２２を行う。次に、その変化率と、データベースに保存された異常過渡変化の各パラメータ変化率の比較データとの比較５を行い、この比較によって、過渡変化発生の有無を判断する。
【００１９】
次に、図４および図５を参照して本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第２の実施の形態を示す。ただし、ここで評価の対象となる原子力発電プラントおよび燃料棒等については、第１の実施の形態と共通とする。図４において、プラントデータ（圧力、再循環流量、出力、入口流体温度など）２０を常時計測し、監視することは第１の実施の形態と同様である。
【００２０】
この第２の実施の形態では、プラントデータ２０の時系列データから過渡解析コード６により、各燃料集合体の軸方向の各位置における圧力、流量、クオリティ（気液二相流における蒸気流量の占める割合）そして熱流束の時間変化２４を計算する。
【００２１】
次に、計算された熱流束の時間変化２４より、その位置における限界出力を計算して、限界出力と熱流束との比較２６を行なう。この比較２６により、限界出力が熱流束よりも小さい場合はＢＴ（ドライアウト）が発生すると判断する。
【００２２】
ドライアウトが発生すると判断された場合は、図５に示すように、炉心核熱水力性能計算装置２８において、ドライアウト発生燃料集合体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度の時間変化を計算する。さらに、これらの計算結果を用いて、ドライアウト後の熱伝達率式そしてリウエット式（ドライアウトが解消される条件を規定する式）を用いて、燃料温度変化計算３０を行なう。こうして得られた燃料温度変化の例を図５の符号３２として模式的に示す。さらに、この計算結果から、炉心内で最高出力燃料棒の温度およびドライアウト時間の計算３４を行なう。
【００２３】
以上の手順で計算された最高出力燃料棒の温度およびドライアウト時間は、あらかじめ用意された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判断する（図示せず）。
燃料が健全でないと判断された燃料集合体のみを、取り替えることにより、他の燃料集合体の検査はせず、プラントを再立ち上げする。
【００２４】
図４の説明では、炉心の全燃料について評価を行なうことを前提としたが、定格運転状態で一番熱的に余裕度が小さな燃料集合体のみを対象として過渡変化時の熱的余裕度を評価することも可能である。このようにすることにより、評価対象が絞り込まれ、評価にかかる時間やコストを削減することができる。
【００２５】
以上の説明で、「異常過渡変化検出装置」、「炉心核熱水力性能計算装置」等と表現した。これらは別個の装置とすることも可能であるが、共通の電子計算機により、当該機能を実現することが可能であるのはもちろんである。
【００２６】
【発明の効果】
以上述べたように本発明によれば、原子力プラントで異常過渡変化が発生した場合に、燃料棒が健全であるかを適切に評価でき、その結果、プラントの立ち上げを早急にし、異常過渡変化による損失を最小限にすることにできる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第１の実施の形態の処理手順を示す概略流れ図。
【図２】図１の原子燃料健全性評価システムにより計算される燃料棒の被覆管温度変化の例を示すグラフ。
【図３】図１の異常過渡変化検出装置の具体例を示す概略流れ図。
【図４】本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第２の実施の形態の処理手順の前半を示す概略流れ図。
【図５】図４の処理手順に続く後半を示す概略流れ図。
【図６】代表的な沸騰水型原子炉の異常過渡変化の解析結果の例を示すグラフ。
【図７】沸騰水型原子炉の異常過渡変化を模擬した試験における模擬燃料の被覆管温度の変化を示すグラフ。
【符号の説明】
１…異常過渡変化検出装置、２…炉心核熱水力性能計算装置、３…ＢＴ発生燃料集合体の燃料温度挙動計算、４…燃料強度データとの比較、５…異常過渡変化の各パラメータ変化率のデータベースとの比較、６…過渡解析コード、２０…プラント状態量。
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉で異常な過渡変化が発生した場合の原子燃料健全性評価システムに係わり、燃料棒が健全化どうかを運転員に伝え、再立ち上げ可能かどうかの判断を可能にしたシステムに関する。
【０００２】
【従来の技術】
図６に代表的な沸騰水型原子炉の異常過渡変化の解析結果の例を示す。ここでは、再循環ポンプすべてが故障して停止することを想定している。この場合、炉心入口流量Ａが減少し、炉心内にボイドが発生し、出力（中性子束）Ｂが低下する。また、原子炉内圧力Ｃは徐々に低下する。なお、図６の例は、初期炉心入口流量を１３６０ｋｇ／ｍ２／ｓとし、初期原子炉内圧力を７．３ＭＰａとした場合であり、縦軸は、初期値を１とした相対値で示してある。
【０００３】
図７には、沸騰水型原子炉の異常過渡変化を模擬した試験における模擬燃料の被覆管温度の変化を示す。この試験は、原子炉を用いない炉外試験であって、故意に模擬燃料でのドライアウトを発生させた場合を示す。ドライアウトが発生すると模擬燃料の被覆管温度は上昇し始める（図中のＤ）。しかし、温度上昇率はゆっくりとしており、やがて急に低下して（図中のＥ）、通常の温度に戻る（図中のＦ）。これは、出力の低下と冷却特性の改善による。このように、ドライアウトが発生しても、最高温度上昇は小さく、そしてドライアウト時間は短く、現在の熱的な設計にはかなりの余裕があり、さらに出力を上昇して運転することも可能である。
沸騰水型原子炉の燃料集合体のドライアウトを減少させるために、例えば特許文献１に記載されたような手法が知られている。
【０００４】
【特許文献１】
特開平７−１４０２８３号公報
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
現在の原子力プラントシステムでは、ドライアウトまでの余裕度を評価しているが、燃料棒温度そしてドライアウト時間を評価するシステムとはなっておらず、ドライアウトが発生したとしても燃料棒の健全性を評価することができない。
【０００６】
上記課題を解決するために、本発明においては、原子力プラントにおいて異常過渡変化が発生した場合に、ドライアウト発生後を含めて燃料棒が健全であるかを適切に評価できる原子燃料健全性評価システムを提供することを目的とする。
【０００７】
【課題を解決するための手段】
本発明は上記目的を達成するものであって、請求項１に記載の発明は、原子力プラントの炉心内で使用される被覆管付き燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、前記状態量に基いて異常過渡状態を検出する異常過渡状態検出手段と、前記異常過渡状態が検出されたときに、前記炉心の核熱水力性能を計算して、前記燃料棒でのドライアウトの発生の有無を判定するドライアウト判定手段と、前記ドライアウトの発生があると判定されたときにそのドライアウトが発生した燃料棒の被覆管の温度を計算する被覆管温度計算手段と、少なくとも前記被覆管温度計算手段で計算された燃料棒の被覆管の温度に基づいて、当該燃料棒の健全性を判断する燃料棒健全性判断手段と、を有することを特徴とする。
【０００８】
また、請求項２に記載の発明は、請求項１に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記異常過渡状態検出手段は、前記状態量の時間変化率を求め、この時間変化率に基づいて異常過渡状態を判定するものであること、を特徴とする。
【０００９】
また、請求項３に記載の発明は、原子力プラントの炉心内で使用される複数の燃料集合体の燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、前記状態量に基づいて、プラント過渡解析コードにより前記複数の燃料集合体それぞれの熱的余裕度を計算する炉心核熱水力性能計算手段と、を有することを特徴とする。
【００１０】
また、請求項４に記載の発明は、請求項３に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記炉心核熱水力性能計算手段で熱的余裕度がないと判定された燃料集合体の燃料棒のうちで最高出力の燃料棒について、温度およびドライアウト時間を計算する被覆管温度計算手段をさらに有すること、を特徴とする。
【００１１】
また、請求項５に記載の発明は、請求項４に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記被覆管温度計算手段で計算された前記最高出力の燃料棒の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、当該燃料棒が健全かどうかを判断する燃料棒健全性判断手段をさらに有すること、を特徴とする。
【００１２】
また、請求項６に記載の発明は、請求項５に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記複数の燃料集合体のうちで、前記燃料棒健全性判断手段によって健全でないと判断された燃料棒を含む燃料集合体を特定する手段をさらに有すること、を特徴とする。
【００１３】
また、請求項７に記載の発明は、原子力プラントの炉心内で使用される複数の燃料集合体の燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、前記状態量検出手段で検出された状態量に基づいて、プラント過渡解析コードにより、前記複数の燃料集合体のうちで前記原子力プラントの定格運転状態で最も熱的に余裕度が小さな燃料集合体について、熱的余裕度を計算する炉心核熱水力性能計算手段と、を有することを特徴とする。
【００１４】
【発明の実施の形態】
図１ないし図３を参照して、本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第１の実施の形態を説明する。この原子燃料健全性評価システムは、運転中の原子力発電プラントの炉心内の燃料棒の健全性を評価するものである。なお、図示は省略するが、炉心は複数の燃料集合体を有し、各燃料集合体は、複数の燃料棒を束にして構成されている。また、各燃料棒は、被覆管の中に複数の燃料ペレットを充填して構成されている。燃料棒の健全性を保持するためには、被覆管の最高温度が過度に高くならないこと、および、被覆管の異常高温状態が長時間持続しないことが特に重要である。
【００１５】
図１において、原子力発電プラントのプラント状態量（圧力、出力、流量など）２０は、常時計測され、監視されている。このプラント状態量２０は異常過渡変化検出装置１に入力され、この異常過渡変化検出装置１により、異常過渡変化が発生したかどうかを判断する。
【００１６】
もし、異常過渡変化が発生した場合は、炉心核熱水力性能計算装置２により、全炉心の各燃料集合体でドライアウトが発生しているかどうかを判断する。ドライアウトが発生しないと判断された場合は、プラントを再立ち上げ通常運転時に戻す操作を行う。一方、ドライアウト発生と判断された場合は、ＢＴ発生燃料集合体の燃料温度挙動計算３により、各燃料集合体の温度挙動を計算する。ここで、「ＢＴ」とはＢｏｉｌｉｎｇ Ｔｒａｎｓｉｔｉｏｎの略で、ドライアウトと同じ意味である。
【００１７】
図２に燃料温度の計算例を示す。ドライアウト時間と最高被覆管温度を求め、燃料強度データとの比較４を行なうことにより燃料健全性を判断する。燃料健全性が確認された場合は、プラントを再立ち上げ通常運転時に戻す操作を行う。燃料健全性が損なわれると判断した場合は、プラントを停止し、破損燃料の取替えを行う。
【００１８】
図３は、異常過渡変化検出装置１の処理内容の一例を示す。すなわち、異常過渡変化検出装置１では、まず、プラントデータ（圧力、再循環流量、出力、入口流体温度など）２０の変化率の計算２２を行う。次に、その変化率と、データベースに保存された異常過渡変化の各パラメータ変化率の比較データとの比較５を行い、この比較によって、過渡変化発生の有無を判断する。
【００１９】
次に、図４および図５を参照して本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第２の実施の形態を示す。ただし、ここで評価の対象となる原子力発電プラントおよび燃料棒等については、第１の実施の形態と共通とする。図４において、プラントデータ（圧力、再循環流量、出力、入口流体温度など）２０を常時計測し、監視することは第１の実施の形態と同様である。
【００２０】
この第２の実施の形態では、プラントデータ２０の時系列データから過渡解析コード６により、各燃料集合体の軸方向の各位置における圧力、流量、クオリティ（気液二相流における蒸気流量の占める割合）そして熱流束の時間変化２４を計算する。
【００２１】
次に、計算された熱流束の時間変化２４より、その位置における限界出力を計算して、限界出力と熱流束との比較２６を行なう。この比較２６により、限界出力が熱流束よりも小さい場合はＢＴ（ドライアウト）が発生すると判断する。
【００２２】
ドライアウトが発生すると判断された場合は、図５に示すように、炉心核熱水力性能計算装置２８において、ドライアウト発生燃料集合体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度の時間変化を計算する。さらに、これらの計算結果を用いて、ドライアウト後の熱伝達率式そしてリウエット式（ドライアウトが解消される条件を規定する式）を用いて、燃料温度変化計算３０を行なう。こうして得られた燃料温度変化の例を図５の符号３２として模式的に示す。さらに、この計算結果から、炉心内で最高出力燃料棒の温度およびドライアウト時間の計算３４を行なう。
【００２３】
以上の手順で計算された最高出力燃料棒の温度およびドライアウト時間は、あらかじめ用意された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判断する（図示せず）。
燃料が健全でないと判断された燃料集合体のみを、取り替えることにより、他の燃料集合体の検査はせず、プラントを再立ち上げする。
【００２４】
図４の説明では、炉心の全燃料について評価を行なうことを前提としたが、定格運転状態で一番熱的に余裕度が小さな燃料集合体のみを対象として過渡変化時の熱的余裕度を評価することも可能である。このようにすることにより、評価対象が絞り込まれ、評価にかかる時間やコストを削減することができる。
【００２５】
以上の説明で、「異常過渡変化検出装置」、「炉心核熱水力性能計算装置」等と表現した。これらは別個の装置とすることも可能であるが、共通の電子計算機により、当該機能を実現することが可能であるのはもちろんである。
【００２６】
【発明の効果】
以上述べたように本発明によれば、原子力プラントで異常過渡変化が発生した場合に、燃料棒が健全であるかを適切に評価でき、その結果、プラントの立ち上げを早急にし、異常過渡変化による損失を最小限にすることにできる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第１の実施の形態の処理手順を示す概略流れ図。
【図２】図１の原子燃料健全性評価システムにより計算される燃料棒の被覆管温度変化の例を示すグラフ。
【図３】図１の異常過渡変化検出装置の具体例を示す概略流れ図。
【図４】本発明に係る原子燃料健全性評価システムの第２の実施の形態の処理手順の前半を示す概略流れ図。
【図５】図４の処理手順に続く後半を示す概略流れ図。
【図６】代表的な沸騰水型原子炉の異常過渡変化の解析結果の例を示すグラフ。
【図７】沸騰水型原子炉の異常過渡変化を模擬した試験における模擬燃料の被覆管温度の変化を示すグラフ。
【符号の説明】
１…異常過渡変化検出装置、２…炉心核熱水力性能計算装置、３…ＢＴ発生燃料集合体の燃料温度挙動計算、４…燃料強度データとの比較、５…異常過渡変化の各パラメータ変化率のデータベースとの比較、６…過渡解析コード、２０…プラント状態量。
Claims (7)
- 原子力プラントの炉心内で使用される被覆管付き燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、
前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、
前記状態量に基いて異常過渡状態を検出する異常過渡状態検出手段と、
前記異常過渡状態が検出されたときに、前記炉心の核熱水力性能を計算して、前記燃料棒でのドライアウトの発生の有無を判定するドライアウト判定手段と、
前記ドライアウトの発生があると判定されたときにそのドライアウトが発生した燃料棒の被覆管の温度を計算する被覆管温度計算手段と、
少なくとも前記被覆管温度計算手段で計算された燃料棒の被覆管の温度に基づいて、当該燃料棒の健全性を判断する燃料棒健全性判断手段と、
を有することを特徴とする原子燃料健全性評価システム。 - 請求項１に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記異常過渡状態検出手段は、前記状態量の時間変化率を求め、この時間変化率に基づいて異常過渡状態を判定するものであること、を特徴とする原子燃料健全性評価システム。
- 原子力プラントの炉心内で使用される複数の燃料集合体の燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、
前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、
前記状態量に基づいて、プラント過渡解析コードにより前記複数の燃料集合体それぞれの熱的余裕度を計算する炉心核熱水力性能計算手段と、
を有することを特徴とする原子燃料健全性評価システム。 - 請求項３に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記炉心核熱水力性能計算手段で熱的余裕度がないと判定された燃料集合体の燃料棒のうちで最高出力の燃料棒について、温度およびドライアウト時間を計算する被覆管温度計算手段をさらに有すること、を特徴とする原子燃料健全性評価システム。
- 請求項４に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記被覆管温度計算手段で計算された前記最高出力の燃料棒の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、当該燃料棒が健全かどうかを判断する燃料棒健全性判断手段をさらに有すること、を特徴とする原子燃料健全性評価システム。
- 請求項５に記載の原子燃料健全性評価システムにおいて、前記複数の燃料集合体のうちで、前記燃料棒健全性判断手段によって健全でないと判断された燃料棒を含む燃料集合体を特定する手段をさらに有すること、を特徴とする原子燃料健全性評価システム。
- 原子力プラントの炉心内で使用される複数の燃料集合体の燃料棒の健全性を評価するシステムにおいて、
前記原子力プラントの状態量を検出する状態量検出手段と、
前記状態量検出手段で検出された状態量に基づいて、プラント過渡解析コードにより、前記複数の燃料集合体のうちで前記原子力プラントの定格運転状態で最も熱的に余裕度が小さな燃料集合体について、熱的余裕度を計算する炉心核熱水力性能計算手段と、
を有することを特徴とする原子燃料健全性評価システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2003093161A JP2004301585A (ja) | 2003-03-31 | 2003-03-31 | 原子燃料健全性評価システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2003093161A JP2004301585A (ja) | 2003-03-31 | 2003-03-31 | 原子燃料健全性評価システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2004301585A true JP2004301585A (ja) | 2004-10-28 |
Family
ID=33406020
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2003093161A Pending JP2004301585A (ja) | 2003-03-31 | 2003-03-31 | 原子燃料健全性評価システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2004301585A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005172749A (ja) * | 2003-12-15 | 2005-06-30 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 炉心監視装置 |
| JP2006349575A (ja) * | 2005-06-17 | 2006-12-28 | Toshiba Corp | Ｂｗｒの過度燃料健全性監視システム |
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| JP2008261693A (ja) * | 2007-04-11 | 2008-10-30 | Toshiba Corp | 熱的限界出力相関式作成方法および燃料集合体設計方法 |
-
2003
- 2003-03-31 JP JP2003093161A patent/JP2004301585A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005172749A (ja) * | 2003-12-15 | 2005-06-30 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 炉心監視装置 |
| JP4600722B2 (ja) * | 2003-12-15 | 2010-12-15 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 炉心監視装置 |
| JP2006349575A (ja) * | 2005-06-17 | 2006-12-28 | Toshiba Corp | Ｂｗｒの過度燃料健全性監視システム |
| JP4703281B2 (ja) * | 2005-06-17 | 2011-06-15 | 株式会社東芝 | Ｂｗｒの過度燃料健全性監視システム |
| JP2008191002A (ja) * | 2007-02-05 | 2008-08-21 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 燃料棒の健全性判定方法と判定手段 |
| JP2008261693A (ja) * | 2007-04-11 | 2008-10-30 | Toshiba Corp | 熱的限界出力相関式作成方法および燃料集合体設計方法 |
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