JP5032154B2 - 過渡時燃料健全性評価システムおよび過渡時燃料健全性評価方法 - Google Patents

Description

この発明は、沸騰水型原子炉の炉心における過渡時燃料健全性を評価するためのシステムおよび方法に関する。

従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の運転時の異常な過渡変化の解析では厳しい仮定を置いた上で炉心の平均的な挙動を評価し、それから熱的に厳しい高出力バンドルを対象に最小限界出力比（ＭＣＰＲ）を評価している。すなわち、ＭＣＰＲ評価は炉心内で最も厳しい単一チャンネルを模擬し、これを流れ方向軸方向一次元に多ノードに分割し、各ノードについて燃料棒には半径方向だけの熱伝導方程式を適用して冷却材への熱伝達を計算する。チャンネル内冷却材には質量、運動量およびエネルギー保存則を適用して熱水力挙動を計算する単チャンネル熱水力解析コードで評価している（非特許文献１）。

その結果、たとえば、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）プラントでは定格の１０２％出力、９０％炉心流量の厳しい運転条件のもとで９×９燃料に対しては、ＭＣＰＲの運転制限値が１．２２と評価されている。この単一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」に対する制約条件となっている。また、現在のＢＷＲでは過渡時における被覆管温度上昇は考慮しておらず、ＭＣＰＲに対して過渡時における変化分を考慮しても、制限値である安全限界出力比（ＳＬＭＣＰＲ）を下回らないこと（ＭＣＰＲ＞ＳＬＭＣＰＲ＝１．０７）を条件にしている。すなわち、「運転時の異常な過渡変化」の判断基準の一つは最小限界出力比（ＭＣＰＲ）が許容限界値１．０７以上であることである（非特許文献１）。

しかし、昨今の計算機環境の目覚しい発達と、それに基づいたシミュレーション計算コードの開発、あるいはインターネットに代表される計算機ネットワークの普及より、より迅速に且つより正確に過渡時における燃料健全性を評価する手法が提案されている。

たとえば、規制側においては、シミュレーション計算コードの高精度化と、ＢＷＲ運転条件下における沸騰遷移現象の燃料健全性に及ぼす影響に関する多くの知見に基づき、ＢＷＲ過渡時における一時的なＢＴ（沸騰遷移）による燃料健全性と、沸騰遷移を経験した燃料の再使用の可否の評価に関する規定（非特許文献２）が制定され、その一部がポストＢＴ(boiling transition)基準とし原子力安全委員会により認められた（非特許文献３）。

計算機環境の発達と計算機ネットワークの普及に対応して、過渡時の燃料健全性評価システムに関する概念的な技術がいくつか提案されている。

たとえば、異常な過渡事象を検知したら炉心の核熱水力性能計算を実施して、燃料棒表面のドライアウトの発生が予見されたら被覆管表面温度計算を実施して、燃料健全性を評価するシステムに関する技術が知られている（特許文献１）。この技術では、特にネットワークの利用や、プラントデータ収集に関する規定はしていない。

あるいは、詳細な３次元計算の代わりに、あらかじめ沸騰遷移発生判定基準を作成しておき、実プラントの運転状態のデータを収集して、逐一沸騰遷移発生判定と、被覆管表面温度と沸騰遷移持続時間を監視する技術が知られている（特許文献２）。この技術では判定基準作成の具体化、あるいはデータ収集手段の具体化は記述されていない。

炉心管理システムと核計装信号などのプラントデータから、炉心管理システム上熱的に厳しいと予測される燃料集合体の熱的特性を監視して、制限値を逸脱した場合には警報などを発する内容の技術が知られている（特許文献３）。これは起動時における制御棒引き抜き監視やパターン調整の時間短縮などを目的としている。

限界熱流束相関式からデータ不確定性を考慮した沸騰遷移発生燃料棒本数曲線を導出し、それと実際の運転領域を比較することにより熱的余裕に関する警告を発する技術が知られている（特許文献４）。ここで、曲線は３次元核熱水力計算と、相関式の不確定性から作成すると記述があるが、詳細な手順の記述や、具体的な判定例に関する記述は無い。

加圧水型原子力発電炉（ＰＷＲ）に関しても、同様に、予め被覆管表面温度と炉心入口温度や炉心出力などのパラメータとの相関式を求めておき、実時間でのそれらプラントデータを相関式に逐次入力して、被覆管表面温度を監視する技術もある（特許文献５）。しかし、やはり相関式の具体例、相関式作成の具体例、監視の具体例に関する記述は無い。

計算機ネットワークを利用したものとしては、計算負荷がかかり、また詳細な解析ソフトウェアの完備している解析提供者と、オンサイトにおいて解析を依頼するプラント使用者の計算機をそれぞれネットワークで介して、オンサイトから解析依頼と当該プラントデータを送り、解析が終了すると解析結果を依頼者に送り返すシステムに関する技術（特許文献６）がある。ここでは、依頼をトリガとして、プロセスデータ収集、オンラインデータ入力、固有データと併せての解析実行、暗号化による転送機能と、解析終了後のプラントデータ消去機能などを通信ネットワークを介して実現している。この技術の目的はハード資源とソフト資源のネットワーク連携による有効活用であるが、トリガを発する基準、連携の手段、暗号化の手段、転送の手段などの具体的記述がされていない。

運転時の最小限界熱流束比（熱的運転制限値）を求めるに際して、従来のように予め安全限界を設定するのではなく、対象となる複数の異常事象に対して、事象およびプラントパラメータの不確定性を考慮して、多数の試行的なシミュレーション結果より確率分布とその信頼性を求めて、運転最小限界熱流束比を求める技術（特許文献７）があるが、これは炉心およびプラント設計に関わるものであり、監視に関わるものではない。

定期的に最新のプラント情報を用いて、過渡解析を実施して、実際のプラント状態に基づいた条件で熱的制限値に対する余裕を求める技術（特許文献８）があるが、解析結果の統計的、あるいは保守的な評価による運転や設計への反映などの具体的な監視によるメリットが明確ではない。

本技術の補完するものとして、プラントの測定データを境界条件として、炉心の全ての燃料集合体を模擬した過渡解析を行なうことにより、沸騰遷移が起きる可能性のある燃料棒やその軸方向位置などを予測して、炉心の燃料健全性を確保して適正な運転手順を支援する技術が知られている（特許文献９）。

また、計算機ネットワークにおけるアプリケーション間の連携に、プラントデータの構造を反映したＸＭＬ形式に変換されたプラントデータと、変換手順が標準化されたＸＳＬＴの手順で行なうことを利用した技術が知られている（特許文献１０）。

以上説明したように従来の技術では、「運転時の異常な過渡変化」の判断基準の一つである「過渡時に被覆管温度が上昇しない」という条件の基で、精度の良い炉心出力を基に過渡時炉心シミュレータを使用し限界出力相関式からＭＣＰＲを評価するものが多いが、昨今の解析技術や計算機性能の向上、計算機ネットワークの普及を反映して、プラントデータと大規模な数値計算をネットワーク上で連携させる内容も増えてきているが、具体的な手順やその効能が明確化されているものは少ない。
特開２００４−３０１５８５号公報 特開２００５−１７２７４９号公報 特開２００３−１７２７９２号公報 特開２００１−９９９７６号公報 特開平９−６１５８２号公報 特開２００５−１７２７５０号公報 特開２００２−２５７９７３号公報 特開平１０−２９８７号公報 特開２００５−２８３２６９号公報 特開２００５−２５０７７０号公報 柏崎刈羽原子力発電所原子炉設置変更許可申請書（６，７号原子炉の増設） ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評価基準：２００３、２００３年６月、日本原子力学会 沸騰遷移後燃料健全性評価分科会報告書 原子力安全委員会 原子力安全基準・指針専門部会 平成１８年５月１９日

上述した「運転時の異常な過渡変化」に対するＭＣＰＲや燃料健全性の評価システムは、過渡変化時において燃料被覆管温度上昇を仮定しないものである。しかしながら、最近、「運転時の異常な過渡変化」時に燃料被覆管温度の一時的な上昇を許容するポストＢＴ基準の導入の方向であり、この基準の一部が原子力安全委員会により承認されており、現行の「運転時の異常な過渡変化」に対するＭＣＰＲや燃料健全性の評価システムに替わる評価手法が必要になる。しかし、現状では過渡沸騰を経験した燃料集合体の再使用の判断基準は検討範囲外とされているが、判断基準が適用可能になった場合には、その判断基準が満たされているか否かの判定ができる評価手法が要求されることになる。

ポストＢＴ基準は図１７に示すように、燃料被覆管温度やドライアウト持続時間に基づき燃料健全性や燃料集合体の再使用の判断基準を示したものである。このように、今後、「運転時の異常な過渡変化」時に燃料被覆管温度の一時的な上昇を許容するポストＢＴ基準の導入にあたって燃料再使用の判定からＢＴバンドル、ＢＴロッド、ＢＴ位置、ＢＴ時間、ＰＣＴ（最高被覆管温度）の評価が重要である。

すなわち、「運転時の異常な過渡変化」の解析において、どの燃料棒がどの位の期間にわたりＢＴを経験したか、また、その時の燃料棒被覆管温度の最高値がどの位であるかの評価が重要であるが、これらは従来技術では不十分である。また、従来の技術では、全バンドルのＣＰＲ変化を評価していない、過渡変化時の炉心三次元出力分布とバンドル内の熱水力状態のフィードバックを考慮していないなどの問題がある。

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あり、沸騰水型原子炉で運転時の異常な過渡変化が発生した場合、あるいは何らかの燃料健全性評価が必要となった場合に、炉心の核熱水力動特性解析を迅速に行なえるようにすることを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムは、沸騰水型原子炉の炉心の核熱水力動特性を模擬して沸騰水型原子炉プラントの過渡的挙動が評価可能なプラント動特性シミュレータと、炉心の状態を監視し管理する炉心管理システムと、沸騰水型原子炉プラントの測定データに基づきそのプロセス量を監視し管理するプロセス管理システムと、沸騰水型原子炉プラントの過渡的な測定データを記録し管理する過渡現象管理システムと、これらのシステム間をネットワークで連携して、連携に必要なデータ転送および処理を行なうデータ連携管理手段と、プラント測定データとシミュレータ入力データおよびシミュレーション結果を管理するデータベース管理手段と、それらのデータ入出力を使用者に対して行なうユーザーインターフェイス手段と、を有する過渡時燃料健全性評価システムであって、前記データ連携管理手段で扱われるデータは、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存する運転依存部分と、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存しない運転非依存部分とに分離されていて、前記運転非依存部分は前記計算機ネットワーク上のデータベースにあらかじめ保存されており、前記データ連携管理手段は、前記運転依存部分を沸騰水型原子炉プラントから受信した後に、前記運転依存部分と運転非依存部分とをコンパイルして完全なデータとして復元するものであり、前記データ連携管理手段は、前記運転非依存部分について定期的にデータ内容の同期確認を行ない、また運転依存部分について、最新のデータのみを更新することにより、異なるネットワーク間におけるデータの整合性を確認する手段を含むこと、を特徴とする。

また、本発明に係る過渡時燃料健全性評価方法は、沸騰水型原子炉の炉心の核熱水力動特性を模擬して沸騰水型原子炉プラントの過渡的挙動を評価するプラント動特性シミュレーションステップと、炉心の状態を監視し管理する炉心管理ステップと、沸騰水型原子炉プラントの測定データに基づきそのプロセス量を監視し管理するプロセス管理ステップと、沸騰水型原子炉プラントの過渡的な測定データを記録し管理する過渡現象管理ステップと、前記プラント動特性シミュレーションステップ、炉心管理ステップ、プロセス管理ステップおよび過渡現象管理ステップを実行する各システム間をネットワークで連携して、連携に必要なデータ転送および処理を行なうデータ連携管理ステップと、プラント測定データとシミュレータ入力データおよびシミュレーション結果を管理するデータベース管理ステップと、前記データ入出力を使用者に対して行なうユーザーインターフェイスステップと、を有する過渡時燃料健全性評価方法であって、前記データ連携管理ステップで扱われるデータは、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存する運転依存部分と、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存しない運転非依存部分とに分離されていて、前記運転非依存部分は前記計算機ネットワーク上のデータベースにあらかじめ保存されており、前記データ連携管理ステップは、前記運転依存部分を沸騰水型原子炉プラントから受信した後に、前記運転依存部分と運転非依存部分とをコンパイルして完全なデータとして復元するものであり、前記データ連携管理ステップは、前記運転非依存部分について定期的にデータ内容の同期確認を行ない、また運転依存部分について、最新のデータのみを更新することにより、異なるネットワーク間におけるデータの整合性を確認するステップを含むこと、を特徴とする。

本発明によれば、沸騰水型原子炉で運転時の異常な過渡変化が発生した場合、あるいは何らかの燃料健全性評価が必要となった場合に、炉心の核熱水力動特性解析を迅速に行なうことができる。

以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の過渡時燃料健全性評価システムの実施形態について、図面を参照して説明する。

［第１の実施形態］
まず、図１ないし図３を用いて第１の実施形態を説明する。図１は本実施形態の全体の構成を示す概念図である。沸騰水型原子炉１のプラント制御伝送ネットワーク２と直接、あるいは間にファイアウォールなどを介して接続される通信ネットワーク１０がある。この通信ネットワーク１０上には、過渡的な測定データであるプラントプロセスデータを記録し管理する過渡現象管理システム２０、炉心状態を監視し管理する炉心管理システム２１、発電プラントの測定データに基づきそのプロセス量を監視し管理するプロセス管理システム２２などがあるが、通常はこれらのシステムは発電プラントの伝送ネットワーク上に設置された既存の機能である。

これに対して、プラント動特性シミュレータ３０、データ連携管理機能３１、データベース管理機能３２、ユーザーインターフェイス機能３３は、本実施形態において新たに付け加えるもので、必ずしも既存の発電所の伝送ネットワーク上に存在するわけではない。

図２には本発明による沸騰水型原子炉の過渡時燃料健全性評価システムにおけるデータの流れを示す。中心となるのは、プラント動特性シミュレータ３０であり、これは炉心の核熱水力動特性を詳細に模擬して、プラント全体の動特性挙動を模擬できる機能を有している。すなわち、炉心３５に関しては図３に示すように、沸騰水型原子炉は角筒状のチャンネルボックス３７で囲まれた燃料集合体３６が、多数体（改良型沸騰水型原子炉では８７２体）装荷されて炉心３５を構成している。

個々の燃料集合体３６は、また多くの燃料棒３８（９×９燃料で７４本）とウォータロッド３９が正方格子状に配列されて構成されている。プラント動特性シミュレータは、全炉心３５に含まれる個々の燃料棒３８の健全性を評価できる機能を備えている必要がある。したがって、プラント動特性シミュレータでは、この評価に必要な入力データが必要である。これらの入力データを迅速に確実に用意することを支援するのが、本発明の第１の目的である。

図２のデータ連携の図に戻ると、プラント動特性シミュレータ３０の入力データのテンプレートは、解析支援データベース４２で保存・管理されている。プラント動特性シミュレータ３０を起動して、解析する場合には、解析対象となるプラント条件に最も近い入力データをテンプレートとして選択する。起動、すなわち解析の実行開始は、たとえばユーザーインターフェイス機能３３を通じて、ユーザーがその条件を設定した上で起動する場合、あるいは予めプラント測定データとシミュレータ入力データおよびシミュレーション結果を管理するデータベース管理機能３２に設定された周期に基づいて自動的に起動する場合、さらにはプラントの運転状態において、何らかの異常事象などが発生した場合に、予めデータベース連携管理機能３１に設定された手順に基づいて自動的に起動する場合などの複数の起動タイミングが考えられる。

解析支援データベース４２から選択されたテンプレートの入力条件を、解析対象とするプラントの運転状態になるべく近いものとするために必要なデータとしては、炉心データ４０と、プロセスデータ４１がある。炉心データ４０は、主に炉心３５の中性子束分布や炉心出力分布に関するもので、プラント動特性シミュレータ３０の保有する３次元中性子動特性モデルに必要なデータであり、これは炉心管理システム２１から取得する。プロセスデータ４１はヒートバランスなどのプラントのプロセス量に関するデータと、プラントの過渡特性である各種プロセスデータの時系列データなどからなり、炉心部を含めたプラント全体のバランスとその過渡特性評価に必要なデータ類であり、プロセス管理システム２２、過渡現象管理システム２０から取得する。

これらのデータが全て動特性解析に必要なわけではなく、またデータ形式やその意味などがシステムごとに異なっていることがあるので、必要なデータだけを取捨選択して抽出し、最終的にプラント動特性シミュレータ３０の入力データの形式に変換する機能をデータ連携管理機能３１が提供する。以上は入力データの流れである。

もう一つ、出力データの流れがある。図２でプラント動特性シミュレータ３０の解析結果４３には多くの情報が含まれており、その中からユーザー（使用者）の必要とする情報を選択して、様々な形式でユーザーインターフェイス機能３３を介してデータを入出力して提供する。こうした情報管理機能は、解析支援データベース４２とその管理機能が有している。また、解析結果の情報は単にユーザーに表示するだけではなく、その解析条件との相関性の観点から、新たな入力データのテンプレートとして利用されたり、後に述べる解析結果の信頼性評価に使用されたりすることができる。この意味で、出力情報は単なる出力だけでなく、入力情報にも成り得る双方的な流れを持っている。

すなわち、本実施形態においては、沸騰水型原子炉の炉心に装荷されている燃料の健全性を迅速に且つ高い精度で解析する機能を提供すると同時に、解析の出力情報についてプラント情報を含む入力情報との相関性を評価することにより、機能の信頼性を高める機能を提供でき、沸騰水型原子炉の安全性・信頼性向上に寄与することが可能である。

［第２の実施形態］
次に、本発明に係るデータ連携を行なうに際して、ネットワーク間の連携に制限がある場合の第２の実施形態を、図４ないし図６を用いて説明する。なお第１の実施形態と同一の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。

第１の実施形態でも述べたように、本発明の機能を提供するためのシステムは必ずしも同じ通信ネットワーク上にあるとは限らない。同一のネットワーク上にあるとすれば、本発明の機能が全て沸騰水型原子炉の中央制御室内で実現され、発電炉の制御伝送ネットワーク上に全て存在する場合である。本実施形態が想定する第１の連携形式を図４に示す。

すなわち、プラント制御伝送ネットワーク２と通信ネットワーク１０が、ゲートウェイ機能５０を介して連携する場合である。この場合、ゲートウェイ機能５０にはファイアウォールが設定されて、互いのネットワーク間でのアクセス制限を行なっている場合が多い。こうしたアクセス制限がある場合には、図１に示したようなシステム間連携がそのままでは行なえないため、何らかの連携手段が必要になる。このシステム専用に、特別のポートを介した連携手段も考えられるが、そのポートがセキュリティホールになる、あるいは組織間におけるセキュリティポリシーに反する可能性があり、実施に際しては特に異なる企業間の連携の場合は問題が多い。

こうした特別なセキュリティホールを設けなくても、ゲートウェイ間で連携可能な手段としては、電子メールとセキュアなプロトコル（ＨＴＴＰＳ（Hypertext Transfer Protocol Security））を用いたＷｅｂ連携がある。ＨＴＴＰＳは通常のネットワーク上でのＷｅｂサービスプロトコルであるＨＴＴＰ（HyperText Transfer Protocol）に、より上位の暗号化プロトコルであるＳＳＬ(Secure Socket Layer)による暗号化を組み合わせたＷｅｂサービスであり、公衆回線上におけるデータのセキュリティを高めたデータ連携手段である。Ｗｅｂサービスでは、Ｊａｖａ（商標）などの言語により連携のための自動処理手段を利用することが容易である。

本発明では、こうした手段を適宜組み合わせて用いることにより、ネットワーク間での通信制限を回避することを特徴とする。こうした機能を提供して、連携管理を行なうのがデータ連携管理機能であり、図４に示すように連携するネットワークごとに設置することにより、負荷の分散と信頼性の向上を実現する。

さらに、連携すべきネットワークがセキュリティの関係上、直接は繋がっていないような場合もあり得る。図５に示すとおり、この場合は、一旦、何らかの電子記録媒体５１に書き込みを行ない、その電子記録媒体から読み込みすることで連携せざるを得ない。電子記録媒体としては、ＵＳＢ(universal serial bus)メモリ、ＣＤ(compact disc)、ＤＶＤ(digital versatile disc)など大容量でセキュリティ機能の完備したものが利用可能である。この場合の書き込み、読み込みの実行管理はやはりデータ連携管理機能３１が提供する。

たとえば、ネットワーク２からユーザーにより、あるいはデータ連携管理機能３１から自動的にデータ転送処理の命令が出された場合、その内容に従ってデータ本体をデータ連携管理機能３１は電子記録媒体５１へ書き込みを行なう。書き込みが終われば、データ連携管理機能３１はユーザーインターフェイス３３を介して、その旨をユーザーに伝達する。ユーザーはその電子記録媒体５１を取り出して、通信ネットワーク１０に接続可能な機器に設定して、読み込みを行なわせる。この場合、電子記録媒体にはデータ本体だけではなく、データ本体を読み込み、連携先で利用可能なデータ形式に変換して、通信ネットワーク１０上のデータ連携管理機能３１に渡す。このように、データ本体に処理機能を付加することで、ユーザーによるヒューマンエラーなどを回避することができる。

データ転送する場合は、データ処理機能と、処理を受けるデータを別々の電子メールで送る、あるいは別のＵＲＬ(uniform resource locator)よりアクセスすることにより、セキュリティが向上する。すなわち、データ自体はそれだけでは意味の無い形式にしておき、別便で送った処理を行なって初めて意味のあるデータに変換される、いわゆるデータをそれに対する処理も含めたオブジェクトにしておき、処理とデータ本体を別々に送るという方式である。

この事情を図６に示す。すなわち、連携用データ全体６０はデータにアクセスするための処理部分、すなわちメソッド６１と、そのメソッド６１を介して初めて利用可能な形式に変換されるデータ本体部分６２よりなる、一種のオブジェクト形式を構成している。ここで、メソッド６１部分とデータ本体部分６２を別々に転送することにより、両者が揃って初めて、利用可能なデータ（復元されたデータ本体）６３が得られる。ここで、メソッドに関しては、それぞれのネットワークのデータ連携管理機能３１の一つとして用意しておけば、その機能を明示する情報（メソッドＩＤ）をメソッド６１の代わりに送り、両者が揃って初めてデータ連携管理機能３１のメソッド６１を起動して、データを復元するやり方もある。

すなわち、本発明における形態においては、対象とするネットワークの構成に関わらず、セキュリティポリシーなどを変更することなく、セキュリティを確保したデータ連携が可能であり、沸騰水型原子炉の安全性・信頼性向上に寄与すると考えられる。

［第３の実施形態］
次に、本発明にデータ転送時におけるデータ分割とデータベース間の整合性確保の第３の実施形態について図７を用いて説明する。プラント動特性シミュレータの入力データは、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存する運転状態依存データ６４と、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存しない運転状態非依存データ６５に大別できる。たとえば、炉心管理データに関しては、炉心の形状に関するデータや、セル核定数などは運転状態によらない運転状態非依存データ６５に属する。これに対し、ヒートバランスデータ、制御棒挿入状態、相対水密度分布などは運転状態に依存する運転状態依存データ６４に属する。また、短いタイムスパンでは変わらないが、燃焼度など、あるいは運転履歴依存データ６６などがある。

そこで、まず運転状態非依存データ６５に関しては、発電所側と同じデータをプラント動特性シミュレーションを実施するサイト側の計算機ネットワーク上のデータベースに常駐させておけば、その部分を一々転送する必要は無い。また、運転履歴依存データ６６に関しては、更新された時点でその最新部分６７のみを転送して、プラント動特性シミュレーションを実施するサイト側のネットワーク上のデータベースで最新の履歴依存データに更新すれば良い。したがって、解析が起動された場合に転送するのは、運転依存部分のみである。

また、プラント動特性シミュレーションを実施するサイト側のネットワーク上の運転状態非依存データ６８と、発電所側の運転状態非依存データ６５の間で、定期的にデータが一致していることを確認することで、データの整合性を確保する。

このように運転状態への依存度で分けたデータをコンパイルすることにより、プラント動特性シミュレーションを実行するのに必要なデータセットを復元して完全化することができる。

本実施形態の形態によれば、プラント動特性シミュレーションが必要になった時点で、揃える必要のあるデータを最小限にすることが可能であり、迅速で信頼性の高いプラント動特性シミュレーションを実行することにより、沸騰水型原子炉の安全性および信頼性の向上に寄与することができる。

［第４の実施形態］
次に、本発明に係るデータ収集における各データ間の整合性確保に関する第４の実施形態について図８と図９を用いて説明する。たとえば、第３の実施形態で示したようにデータとして、運転状態依存、非依存、履歴の３種類のデータがあった場合、運転状態非依存データが最も更新間隔が少なく、運転状態依存データはたとえば１時間ごとに更新する、といったように更新間隔が細かい。こうした異なる間隔で更新が行なわれるデータ間では、データをコンパイルする際に整合性を確認する必要がある。そのために必要な情報がデータ整合性確認用情報６９である。その情報の最上部情報は、データの更新時間である。

解析が必要となり、その条件７０が指示された場合に、少なくとも使用するデータは、その条件設定された時間より前で、最も更新の新しい情報である必要がある。次には、各データ間で更新間隔の短い順に更新時間が新しくなっている。後は、同じプラントであること、対象とする過渡事象ごとに特有の情報であればその区別、個々のパラメータ間で定義や単位の対応付けが可能となるような情報などが含まれている。

たとえば、プロセスデータには再循環系ポンプ個別の流量が与えられており、解析ではそれらの和である炉心流量が必要である場合には、個別流量の和から炉心流量に変換するような機能が必要であるが、こうした変換処理に必要な情報も含まれている必要がある。

こうした整合性の確認は、第１の実施形態に示したような、炉心データ、プロセスデータ、解析支援データなどの間でも必要である。こうしたデータ間の整合性のチェック処理７１は、データ連携管理機能が受け持つ。

更新時間のタイムスタンプは通常は個々のシステムが装荷されている計算機の時計で測られたものであり、それらの時計が全て同じ時刻を指しているように調整されていれば問題ないが、必ずしもそのような運用がされていない場合もある。その場合、まずは各ネットワークに基準となる時刻を提供するタイムサーバ２３、２４があり、そのタイムサーバ２３、２４の時刻に対して個々の計算機が定期的に時間調整を行なうか、あるいはデータ整合性確認用情報の更新時間に、タイムサーバとの時間差情報などを追加しておき、時間補正または同期確認ができるようにしておく。

また、複数のネットワークに存在するタイムサーバ２３、２４が同時刻を提供していることを確認する手段も必要である。この事情を図９で説明する。ネットワーク２にはタイムサーバ２３が、別のネットワーク１０にはタイムサーバ２４がそれぞれ存在しており、各々のネットワークに存在するデータベース監視システムなどの時計はこのサーバで調整されているか、あるいはその時計との補正情報（時間差）を個々のデータのデータ更新情報に付加しておく。二つのタイムサーバ２３、２４はある基準時計２５に対して、調整されていることを保証する情報を持っている必要があり、それらの情報もデータ整合性確認用情報に含まれている。

このように構成された本実施の形態において、複数のデータを収集してそれらからプラント動特性シミュレータを実行するのに必要な完全データを迅速に整合性のあるものとして準備することが可能となり、沸騰水型原子炉の安全性・信頼性向上に寄与すると考えられる。

［第５の実施形態］
次に、本発明に係るプラント動特性シミュレータ用入力データ作成の最適化についての第５の実施形態について図１０を用いて説明する。第１の実施形態で述べたように、解析支援データベース４２には、過去の解析結果などで使用された検証済みの入力データなどが保存されている。こうした検証済みの入力データを新たな解析用入力データのテンプレートとして使用することで、入力データの作成が最小限の修正で可能となり、より迅速に高い精度で要求された解析が実行できる。

この場合、最適なテンプレートデータを選択するための検索用情報が重要となる。入力データのベースとなるテンプレートデータ７３と、解析すべき事象の条件とのマッチングを行なう必要があり、そのためにはマッチングに用いる指標が必要になる。図１０に示したように、まず解析条件の指示からマッチングに用いられる類似性指標７２が自動的に生成される。これに対して、解析支援データベース４２に保存されている個々のテンプレートデータ７３には、既に類似性指標７４がデータのヘッダ情報として付加されている。マッチングはこの二つの指標間で行なえば良い。指標としてどのようなものを設定するかは、マッチング手順に依存するが、その一つとしては、データ再構築に要する手間（変更箇所と時間）を最小にするという手順がまず考えられる。

手間を最小にするということから、データの模擬体系が同じであることが最優先になる。すなわち、対象とする模擬体系が異なる場合に、新たな体系構成データ（コンポーネントデータ）を追加あるいは削除する必要があるが、体系に関わるものであるため全体体系としての整合性を取り直す必要があるため、手間は大きくなる。これに対して、運転状態の違いはたとえば炉心条件を変えて、プラントバランスを取り直すだけであれば、体系の変更に伴う手間に比べて格段に容易であるので、運転条件の類似性よりも体系の類似性の方が選択の優先度が高いことになる。

こうした類似性の違いによるデータ再構築のための手間を、個々の類似性に対する関数とかテーブルにしておき、解析条件と各テンプレートとの類似性から、全体の手間を求め、それが最小となるようなテンプレートを選択する。すなわち、
手間＝関数（類似性１、類似性２、・・・・・、類似性Ｎ）
というような関係が設定されていれば、これを個々のテンプレートに対して実施して、最小の手間（最も短時間）の得られたテンプレートを正式に採用する。これが図１０の右側に書かれた処理の流れの一例である。この類似性とは、差の絶対値、あるいは同じであれば０、違っていれば１、というような類似度の乖離を表す指標としてここでは定義しているが、後で述べる重み係数の定義と整合性が取れていれば、その名前の示すとおり、類似度の指標として逆に同じであれば１、違っていれば０、というような定義も可能である。

関数の具体例の一つとしては、個々の類似性に関して予め手間に対する重み係数を設定しておけば、
手間＝重み１＊類似性１＋重み２＊類似性２＋・・・・＋重みＮ＊類似性Ｎ
という簡単な関係が得られる。先の例を用いれば、体系に関連した類似性の重みは大きく、運転条件に関連した類似性の重みは小さいことになる。また、体系や運転条件に関してもそれぞれのパラメータごとに重みが異なってくる。

たとえば、単純に制御系の再設定などで調整可能な運転条件の違いは、その制御系の種類にもよるが重みは小さく、出力分布のように調整が難しい運転条件の違いでの重みは相対的に大きくなる。また、最優先する評価項目が精度であれば、また個々の重み係数も違ってくるので、別の重み係数や関数形を準備しておく必要がある。さらには、評価項目が手間と精度、といったように複数ある場合には、各評価項目間での相対的な重要度を重みとして設定しておき、あるいはユーザーが解析条件指示を行なう際に設定するようにして、複合的な評価指標を最終的に一つの評価指標に縮約して評価する。

この場合、指標の方向が同じになるように評価式や重み係数の符号を調整しておく必要がある。たとえば、手間と精度であれば、手間の減少と精度の向上が同じ指標の増減方向に向かうようにしておく必要がある。評価式の一般形は次のような形式になる。

評価関数＝重み１＊評価項目１（重み、類似性）
＋重み２＊評価項目２（重み、類似性）
＋ ・・・・ ＋重みＭ＊評価項目Ｍ（重み、類似性）
このように構成された本実施の形態において、複数のデータを収集してそれらからプラント動特性シミュレータを実行するのに必要な最適な完全データを迅速に整合性のあるものとして準備することが可能となり、沸騰水型原子炉の安全性および信頼性の向上に寄与することができる。

［第６の実施形態］
次に、本発明に係るパラメータの不確定性評価に基づく解析結果の信頼度評価への反映と、入力データ作成支援に関する第６の実施形態に関して図１１および図１２を用いて説明する。本システムの評価する燃料健全性指標としては、第一義的には最小限界出力比（ＭＣＰＲ）が上げられる。これは、過渡時においてある値（安全限界最小限界出力比）以上であれば、十分信頼できる確率で沸騰遷移（ＢＴ）が発生せずに、燃料健全性が確保できることを示す指標である。これは、ある特定の燃料形状に対して多数回のＢＴ試験を実施して得られた相関式であり、典型的な安全限界最小限界出力比の値は１．０７で、十分信頼できる確率とは９９．９％である。

このＭＣＰＲに代表される沸騰水型原子炉の燃料健全性は、出力、流量などの運転条件、スペーサの圧力損失やセパレータの圧力損失などのプラントデータ、ボイド係数やドップラー係数などの炉心条件、核種相関式などのシミュレータモデル条件など、多種多様なパラメータ値に依存する。

それらのパラメータは固有の不確定性を持っている。たとえば、出力や流量などの測定値では当然測定誤差が避けられないし、シミュレータのモデルが用いている相関式などは、その精度にはある不確定性に伴う信頼度というものが適用に当たっては回避できない。また、スクラムなどの制御棒が挿入される事象においては、その挿入速度に燃料健全性は大きく依存するが、個々の制御棒駆動機構には製造時におけるばらつきや、運転状態に依存した挿入速度のばらつきが必ず存在する。

たとえば、図１１で、ある過渡事象の燃料健全性指標、ＭＣＰＲに影響を及ぼすｎ個のパラメータ個々は典型的にはある正規分布（一様分布も有り得る）で、その値は分布しているとすれば、それらの不確定性に基づいて評価されたＭＣＰＲの値は正規分布８０に従うことになる。ここで、この正規分布の広がりが燃料健全性評価の信頼性であり、これが狭いほど信頼性が高いことになる。

そこで、たとえばあるパラメータの測定精度が向上したとして、評価されたＭＣＰＲの分布が図１１のような正規分布８１になったとすれば、その信頼性は向上したことになる。典型的には標準偏差σの３倍、３σで評価して、図１１に示す幅Ｄだけ信頼性は向上したことになる。このように評価された信頼性向上の度合いを第５の実施形態で述べた精度に対するマッチング評価指標に用いれば、精度の観点からの最適な入力データテンプレート選定に利用できる。この詳細な実施形態は以下で述べる。

図１１のある過渡事象の燃料健全性に影響する各パラメータの不確定性は、これまでの測定値精度や解析精度などの経験などから評価することが可能である。それらの燃料健全性に及ぼす効果には感度が存在することから、感度の大きなパラメータに対する絞り込みが必要である。具体的には、個々のパラメータに対して、その不確定性に対する上下限値を用いてプラント動特性シミュレータにより、燃料健全性評価を行ない、その評価結果のパラメータの感度を求める。

ここでは、個々のパラメータの単独の感度しか評価できないが、単独の感度が小さいものは、他のパラメータとの交互作用も小さいものと見なして外すことができる。このような絞り込みにより、パラメータ数を数個程度まで減らせれば、パラメータ間の交互効果も含めた感度解析が実施できる。こうした結果、ある過渡解析において燃料健全性に大きな影響を及ぼすパラメータからの、燃料健全性に対する感度曲面を得ることができる。こうした感度曲面が覆う範囲は、通常は単一のパラメータの覆う範囲よりも広く、その分信頼度は低下することになるが、プラント動特性シミュレータによる特定の過渡事象時の燃料健全性評価結果に対して、その信頼度を同時に示すことができる。

すなわち、図１２の分布８３がある過渡事象における不確定性を考慮しない場合の燃料健全性指標の分布として、分布８４がパラメータの不確定性による燃料健全性指標への感度であるとすれば、両者を合成した分布８５がパラメータ不確定性を考慮した当該事象の燃料健全性指標の分布である。また縦線８７を安全限界とすれば、領域８８が不確定性を考慮しない場合の燃料健全性が問題ある燃料領域、領域８９が不確定性を考慮した場合の燃料健全性に問題ある領域であり、パラメータ不確定性を考慮すると、この領域にある燃料棒まで考慮しないといけないということになる。

図１２は模式的な図であり、実際はパラメータ不確定性を考慮して安全限界最小限界出力比をその不確定幅分大きな値にずらすことになる。こうして補正された安全限界最小限界出力比以下の値を示した燃料集合体が燃料健全性上問題があるということになり、詳細なＢＴ発生箇所の特定など以降の対応が必要となる。

次に、特定の過渡事象の燃料健全性評価指標に対する関連パラメータの感度解析によりパラメータの絞り込みおよび絞り込まれたパラメータに対する感度曲面が得られていれば、第５の実施形態に記載した類似度のマッチングによる最適な入力データ選択に応用することができる。すなわち、燃料健全性評価指標は精度に関わる指標であるので、
精度＝関数（重み、類似性）
として、類似性として各パラメータの差の絶対値として選び、ここで考慮する類似性のパラメータは感度曲面で考慮されたパラメータとすれば、関数として感度曲面を選べば精度に関する類似度評価指標としてそのまま第５の実施形態の手法が使える。

このように構成された本実施の形態において、対象とする過渡事象の炉心・プラントパラメータの不確定性に関する感度をあらかじめ評価しておくことにより、プラント動特性シミュレータの解析結果に不確定性の効果を加味した信頼性区間を考慮することが可能となり、これにより非保守的な評価と過度に保守的な評価を回避することが可能となり、また最適な入力データテンプレートを効率的に精度と関連付けて選択することが可能となり、沸騰水型原子炉の安全性・信頼性向上に寄与すると考えられる。

［第７の実施形態］
次に、本発明に係る炉心・プラントパラメータに関する感度曲面が得られた場合、それを利用して簡易的な燃料健全性評価を行なう方法の例について、図１３を用いて説明する。感度曲面９０は一般的に、
燃料健全性評価指標＝関数（パラメータ１、パラメータ２、・・・・・）
という関数形、あるいは関数表などの形式で与えられている。ここで、各パラメータはスカラー値である場合もあり、また分布（確率分布）である場合もある。後者であれば、燃料健全性評価指標も分布の形で対応する。そこで、ある過渡事象解析が必要になった場合に、プラント動特性シミュレータによる詳細解析の前に、簡易的な評価に使える。すなわち、対象とする過渡事象に対して予め得られている感度曲面９０に、解析対象となるプラント状態での感度の大きなパラメータ値９１を入力すれば、燃料健全性評価指標９２（この例では確率分布）が即座に得られることになる。この簡易的な評価から、解析条件の選定や緊急の処置に対応することが可能となる。

このように構成された本実施の形態において、対象とする過渡事象の炉心・プラントパラメータの不確定性に関する感度を、感度曲面としてあらかじめ評価しておくことにより、プラント動特性シミュレータによる詳細解析結果の得られる前に、簡易的な燃料健全性評価が迅速に実施できることから、沸騰水型原子炉の安全性・信頼性向上に寄与すると考えられる。

［第８の実施形態］
次に、本発明に係る炉心・プラントパラメータに関する感度曲面が得られた場合、それを利用して詳細なプラント動特性シミュレータを用いた解析結果の検証を行なう方法について、図１４と図１５を用いて記述する。

感度曲面９０は、第７の実施形態に述べた形式で、特定の過渡現象に対して得られているものとする。一方、プラント動特性シミュレータに対して解析条件が指示され、完全な入力データセット９３が準備され、それに基づき解析が実施されて、解析結果として燃料健全性指標の確率密度分布９４などが得られたとする。ここで、シミュレータの入力データ９３から、感度曲面９０に対して、該当する感度パラメータ入力９１を与えることにより、分布９４相当の簡易評価による燃料健全性指標の確率密度分布９２が得られるので、これをシミュレータの解析結果である分布９４の検証評価として使える。

評価項目としては、正規分布からのずれの度合い（クルトシス、とがり度など）、正規分布の平均や分散などの検証用分布からの偏差を評価して、予め設定した偏差の基準値との比較を行なう。これらの比較結果により偏差が基準値以上である場合には、プラント動特性シミュレータの解析結果が不十分である可能性が高いとして、入力データや解析条件の見直しが必要になる。

データ見直しの手順の概略は次のようになる。異常値など正規分布からずれた分布が得られている場合は、解析条件や解析体系など本来の過渡解析に合わない条件を使用している場合が多いので、異常な挙動を示すパラメータ変数などを探し出した上で、そのパラメータの挙動に影響を及ぼす条件を確認する。

燃料健全性評価指標の確率分布の検証用標準分布からのずれに関しては、図１５のような手順で検討できる。すなわち、第７の実施形態で述べた複数パラメータからの感度曲面の他に、単一のパラメータからの感度曲面も評価しておき、それらを過渡事象ごとの用意しておく。すなわち、各単一パラメータに関して
燃料健全性評価指標１＝関数（パラメータ１）
燃料健全性評価指標２＝関数（パラメータ２）
・・・・
燃料健全性評価指標ｎ＝関数（パラメータｎ）
という感度曲面群が検証用に用意されており、各パラメータに対する燃料健全性評価指標の確率分布の平均値および分散値も評価済みであるとすると、評価分布９４の基準分布９２に対する平均値および分散値の偏差がそれぞれ評価できる。

偏差があるパラメータに対して特異的であれば、そのパラメータが原因であることがわかるが、複数のパラメータからの影響が考えられる場合は、平均偏差と分散偏差を最小とするような数理計画法、たとえば非線形計画法などを用いて、各パラメータからの偏差に対する寄与を評価して、その寄与が大きいパラメータから入力データのチェックを行なう。あるいは、感度曲面９０自体に対して、最小勾配法や非線形計画法などを適用して、検証感度曲面と標準感度曲面との偏差が最小となるような標準感度曲面でのパラメータ値の組み合わせを評価することもできる。その結果得られたパラメータ値を解析条件で指示された値と比較することにより、入力データや解析条件の誤りなどを確認することができる。

このような信頼性評価結果を信頼性評価用データベースに逐次追加してゆくことにより、以後同じような信頼性評価結果が得られた場合の原因究明支援として活用することができる。図１６にその事情を示す。感度曲面は予め設定されたパラメータの不確定性範囲内で求められているため、条件設定ミスや入力データミスなどのよる解析結果では、その感度曲面から大きく離れた場所９５に現れる場合がある。そこで、その乖離した領域の情報や、確率密度関数の平均値や分散値の偏差に対して、そのような設定ミス事例９６を対応付けさせておくことで、感度曲面上の同じような領域、あるいは同じような確率密度偏差が得られた場合に、過去の該当する事例を速やかに参照することができる。

あるいは予めわざとパラメータの不確定性範囲を逸脱した領域における感度曲面を求めておき、それを信頼性評価用データベースに蓄えておくことにより、そのような想定外のミスなどに対しても速やかに対応することが可能となる。

このように構成された本実施の形態において、対象とする過渡事象の炉心・プラントパラメータの不確定性に関する感度を、感度曲面としてあらかじめ評価しておき、それを検証用標準感度曲面とすることにより、プラント動特性シミュレータによる詳細解析結果の信頼性評価に用いることが可能となり、また条件設定ミスや入力データミスなどの標準値からのずれの原因究明に活用が可能となり、沸騰水型原子炉の安全性・信頼性向上に寄与すると考えられる。

本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第１の実施形態の構成を示すブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第１の実施形態におけるデータ連携のための構成を示すブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第１の実施形態における評価対象となる燃料集合体の例を示す図であって、（ａ）は炉心全体の模式的横断面図、（ｂ）は一つの燃料集合体の斜視図、（ｃ）は一つの燃料集合体の模式的拡大横断面図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第２の実施形態の構成を示すブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第２の実施形態の変形例の構成を示すブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第２の実施形態におけるデータ分割の例を示すブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第３の実施形態における転送データ分割の例を説明するブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第４の実施形態におけるデータ整合性確保のための構成例を示すブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第４の実施形態における時間設定のための構成例を示すブロック図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第５の実施形態におけるプラント動特性シミュレータ用入力データ作成手順を示すフローチャートである。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第６の実施形態において各パラメータの持つ固有の不確定性を評価する手順を示す説明図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第６の実施形態においてパラメータの不確定性を考慮した燃料健全性評価方法を示す説明図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第７の実施形態における健全性評価方法を示す説明図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第８の実施形態における健全性評価方法を示す説明図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第８の実施形態において燃料健全性評価指標の確率分布の検証用標準分布からのずれを検討する手順を示す説明図である。 本発明に係る過渡時燃料健全性評価システムの第８の実施形態において、条件設定ミスや入力データミスなどを考慮した健全性評価方法を示す説明図である。 縦軸を燃料被覆管温度とし、横軸をドライアウト持続時間としてポストＢＴの基準を示すグラフである。

符号の説明

１…沸騰水型原子炉
２…プラント制御伝送ネットワーク
１０…通信ネットワーク
２０…過渡現象管理システム
２１…炉心管理システム
２２…プロセス管理システム
３０…プラント動特性シミュレータ
３１…データ連携管理機能
３２…データベース管理機能
３３…ユーザーインターフェイス機能
４０…炉心データ
４１…プロセスデータ
４２…解析支援データベース
４３…解析結果

Claims (8)

1. 沸騰水型原子炉の炉心の核熱水力動特性を模擬して沸騰水型原子炉プラントの過渡的挙動が評価可能なプラント動特性シミュレータと、
   炉心の状態を監視し管理する炉心管理システムと、
   沸騰水型原子炉プラントの測定データに基づきそのプロセス量を監視し管理するプロセス管理システムと、
   沸騰水型原子炉プラントの過渡的な測定データを記録し管理する過渡現象管理システムと、
   これらのシステム間をネットワークで連携して、連携に必要なデータ転送および処理を行なうデータ連携管理手段と、
   プラント測定データとシミュレータ入力データおよびシミュレーション結果を管理するデータベース管理手段と、
   それらのデータ入出力を使用者に対して行なうユーザーインターフェイス手段と、
   を有する過渡時燃料健全性評価システムであって、
   前記データ連携管理手段で扱われるデータは、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存する運転依存部分と、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存しない運転非依存部分とに分離されていて、
   前記運転非依存部分は前記計算機ネットワーク上のデータベースにあらかじめ保存されており、
   前記データ連携管理手段は、前記運転依存部分を沸騰水型原子炉プラントから受信した後に、前記運転依存部分と運転非依存部分とをコンパイルして完全なデータとして復元するものであり、
   前記データ連携管理手段は、前記運転非依存部分について定期的にデータ内容の同期確認を行ない、また運転依存部分について、最新のデータのみを更新することにより、異なるネットワーク間におけるデータの整合性を確認する手段を含むこと、
   を特徴とする過渡時燃料健全性評価システム。
2. 前記データ連携管理手段は、通信制限を行なう手段と、前記通信制限を回避する手段と、を具備することを特徴とする請求項１に記載の過渡時燃料健全性評価システム。
3. 前記データ連携管理手段は、電子メール、セキュアなプロトコルを介したＷｅｂサービス、および自動的な保存・復元機能を有する記録媒体のいずれか、あるいはこれらの組み合わせを用いるものであること、を特徴とする請求項２に記載の過渡時燃料健全性評価システム。
4. 前記データ連携管理手段は、データ本体を復元しないとデータとして利用できず、しかも復元するための処理を必要とするオブジェクトの形式にデータを変換し、異なるネットワーク間で転送するに際して、処理とデータ本体とを別々で送ることによりデータ転送のセキュリティを向上させること、を特徴とする請求項３に記載の過渡時燃料健全性評価システム。
5. 前記ネットワーク上に複数のデータベースが配置されており、
   前記複数のデータベースから複数のデータを収集して、前記プラント動特性シミュレータの実行に必要な入力データを生成するに際して、対象とする解析条件にとって整合性のある入力データを作成するのに必要なデータ間での整合性の検証処理、およびその検証処理に必要な検証情報を個々のデータが備えていること、
   を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の過渡時燃料健全性評価システム。
6. 前記データ間での整合性を確認するに際して、データ更新時間について、互いにタイムサーバの違いによる時刻の違いを補正する手段を有し、かつ、その補正に必要な情報を個々のデータが備えていること、を特徴とする請求項５に記載の過渡時燃料健全性評価システム。
7. 前記複数のデータベースから複数のデータを収集して、前記プラント動特性シミュレータの実行に必要な入力データを生成するに際して、基準とする入力データのテンプレートから、最も短時間に対応する解析事象用のデータを検索する手段を有し、さらにその検索に必要な情報を個々のテンプレート情報が備えていること、を特徴とする請求項５に記載の過渡時燃料健全性評価システム。
8. 沸騰水型原子炉の炉心の核熱水力動特性を模擬して沸騰水型原子炉プラントの過渡的挙動を評価するプラント動特性シミュレーションステップと、
   炉心の状態を監視し管理する炉心管理ステップと、
   沸騰水型原子炉プラントの測定データに基づきそのプロセス量を監視し管理するプロセス管理ステップと、
   沸騰水型原子炉プラントの過渡的な測定データを記録し管理する過渡現象管理ステップと、
   前記プラント動特性シミュレーションステップ、炉心管理ステップ、プロセス管理ステップおよび過渡現象管理ステップを実行する各システム間をネットワークで連携して、連携に必要なデータ転送および処理を行なうデータ連携管理ステップと、
   プラント測定データとシミュレータ入力データおよびシミュレーション結果を管理するデータベース管理ステップと、
   前記データ入出力を使用者に対して行なうユーザーインターフェイスステップと、
   を有する過渡時燃料健全性評価方法であって、
   前記データ連携管理ステップで扱われるデータは、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存する運転依存部分と、沸騰水型原子炉プラントの運転状態に依存しない運転非依存部分とに分離されていて、
   前記運転非依存部分は前記計算機ネットワーク上のデータベースにあらかじめ保存されており、
   前記データ連携管理ステップは、前記運転依存部分を沸騰水型原子炉プラントから受信した後に、前記運転依存部分と運転非依存部分とをコンパイルして完全なデータとして復元するものであり、
   前記データ連携管理ステップは、前記運転非依存部分について定期的にデータ内容の同期確認を行ない、また運転依存部分について、最新のデータのみを更新することにより、異なるネットワーク間におけるデータの整合性を確認するステップを含むこと、
   を特徴とする過渡時燃料健全性評価方法。

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