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技術 原子燃料炉心のための安全限界最小限界出力比を決定するための方法および装置

出願人 グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー
発明者 ジェイムズ・エドワード・フォークス,ジュニア
出願日 2008年12月10日 (11年11ヶ月経過) 出願番号 2008-313824
公開日 2009年7月2日 (11年4ヶ月経過) 公開番号 2009-145339
状態 特許登録済
技術分野 原子炉の監視、試験
主要キーワード 過渡的事象 限界パラメータ 過渡的応答 蒸気品質 バンドル数 ロッド対 試行値 実験的試行
関連する未来課題
重要な関連分野

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図面 (15)

課題

安全限界最小限界出力比を決定すること

解決手段

一実施例において本方法は、運転限界の最小限界出力比、限界出力比変化分布バイアス、および限界出力比変化分布標準偏差(915)を用いて安全限界出力比を決定することを含む。

概要

背景

沸騰水型原子炉BWR)は、制御された核分裂反応から発電を行う。図1に示す単純化されたBWRは、原子燃料炉心および水を収納する炉チェンバー101を含む。発生された蒸気は、パイプ102からタービン103まで送られ、そこで電力が発生し、その後水は、パイプ104を通り炉心まで戻る。図2に示すように、炉心201は、原子炉炉心内に特定の形で配置された約五百(500)の燃料ロッドバンドル202で作製されている。図3に示すように、各バンドル301は、概ね百(100)本の燃料ロッド302を含む。炉心内の水がロッドを囲んでいる。核反応によって生成された熱は、ロッドから炉心を通って循環する水に伝えられ、水の一部を沸騰させる。炉心内で発生した熱は、安全で効率的な炉の運転を維持するために綿密に制御される。

沸騰水型原子炉には、原子炉の熱的限界を定義する際に考察されなければならない基本的に3つのモードの熱伝達があり、それらは、(i)核沸騰、(ii)遷移沸騰および(iii)膜沸騰である。「核沸騰」は、好ましい効率的な熱伝達のモードであり、BWRはこの中で運転するよう設計されている。「遷移沸騰」は、不安定な燃料ロッド被覆管表面温度によって出現し、被覆管表面温度は、蒸気によるロッド熱伝達表面包み込みが発生すると突然上昇し、冷却材の流れにより蒸気の覆いが一掃されると核沸騰温度まで低下し、その後再び上昇する。さらに高い燃料ロッド/バンドル運転出力では、「膜沸騰」が発生し、その結果燃料ロッド被覆管温度が上昇する。膜沸騰での被覆管温度、および場合によっては遷移沸騰での温度ピークは、ロッド被覆管劣化および腐食加速を引き起こしうる値に達しうる。燃料ロッドの過熱は、核沸騰から膜沸騰への遷移兆候として保守的に定義されている。原子炉炉心および燃料ロッド設計の現行基準は、様々な設計上および運転上の「不確定性」を受容する若干の「マージン」が、炉心寿命の全期間を通じて、もっとも制限的な運転条件と遷移沸騰条件の間に保たれるように定義されている。

遷移沸騰の兆候は、そこで沸騰遷移が発生する「限界品質」と呼ばれる蒸気品質に対する相関性予測することができる。蒸気品質は、容易に測定可能であり、一般的に、諸要因中、とりわけ、任意の所与質量流量速度、出力レベル、圧力およびバンドル流動形状について沸騰境界を超える距離(沸騰長さ)を測定する関数である。「限界出力」は、蒸気の限界品質を生じるバンドル出力として定義される。したがって「限界出力比」(CPR)は、対象原子炉条件における限界出力のバンドル運転出力に対する比として定義される。CPRは、通常の運転条件と沸騰遷移を生じる条件の関係を表す。CPRは慣例的に、原子炉の設計と運転を評価するために使用される。原子炉の安全かつ効率的な運転を確保するために、CPRは、炉心内の全ての燃料アセンブリについて所定の値の上に保たれる。原子炉運転限界は、慣例的に、炉心内のもっとも制限的な燃料バンドルアセンブリ(「最小限界出力比」(MCPR)と定義される)の観点で定義される。原子炉運転限界は、しばしばMCPRに関連して提示される。

原子力発電工学では幅広く認識されていることであるが、原子炉には、過渡的な事象の発生が様々な「不確定性」および原子炉の設計と運転に固有許容範囲と結びつき、遷移沸騰が局所的に燃料ロッドに若干の期間発生する原因となりうる可能性がいかに小さくても存在する。したがってMCPR運転限界は慣例的に、単一の作業員過失または単一の機器誤作動によって引き起こされる過渡現象は、炉心の運転状態の不確定性も考慮し、燃料ロッドの99.9%超がエラーまたは誤作動中の沸騰遷移を回避すると予期されるように制限されるものとする、というアメリカ原子力規制委員会(USNRC)の設計基準要件に従って設定される。現行のUSNRC要件下で安全限界最小限界出力比(SLMCPR)は、沸騰遷移する燃料ロッド(NRSBT、沸騰遷移するロッド数としても知られる)がわずか0.1%のMCPRとして定義される。対応するOLMCPRは、炉心運転条件を、MCPRが、一定の統計的な信頼性をもってSLMCPR以上であるものとして述べている。

i.理想的な手法
原理上、OLMCPRは、制限的な予想される運転中の発生(AOO)について、炉心内のロッドの0.1%未満が沸騰遷移を経ると予期されるものとして直接に計算可能である。本手法はShaugらによる米国特許第5,912,933号に記述されている。関与するプロセスは図4に示され、これは、特定のCPR値におけるロッドCPR値401対ロッド数402のヒストグラム400を記述する。CPR値は通常、燃料バンドルに関連付けられているが、実際はバンドル中の制限的なロッドを参照している。バンドル中の各ロッドは、バンドル中のロッドの局所的な出力分布および相対的位置(R要因)で決定されるCPR値を有する。バンドル中の任意の1本のロッドの最低CPRが、全バンドルのCPRを記述するために使用される。

所与のロッドのCPR401は、その決定内の不確定性を表す、関連する確率分布関数(PDF)を有する。PDFは試験的に決定されることが可能であり、試行限界出力比(ECPR)分布410として示される。そのため、公称CPR値(411)が1.0である際は、予想実際CPR値のPDF410は、0.90から1.10までの幅がある。ロッドCPR値中のばらつきは、初期ロッド条件の不確定性、すなわち原子炉の運転状態(炉心出力)におけるパラメータ測定および得られたパラメータモデリング(出力分布)の不確定性によるものである。

過渡的な事象のCPR値に対する影響を考慮するために、CPR値に対する安全上のマージンが、最低ロッドCPRについての受入可能な公称CPR値405をより大きいCPR値、すなわち1.25にシフトすることにより導入される。最低CPRロッドについてのECPRヒストグラム分布403は、したがって全CPRヒストグラムがCPR値1.20を超えCPR値1.0を充分上回るようにシフトされる。さらに、最低CPRロッド以外のロッドの公称CPR値407は、最低CPRロッドの公称CPR値、例えば1.25より上である。

ロッド運転での過渡現象の間、ロッドCPRのヒストグラム407は、左側、より低いCPR値の側にシフトし、ヒストグラム408をもたらす。このシフトにより、過渡現象の間の「公称」CPR406は、過渡現象の間に最小CPR値に到達する点、例えば1.05に位置する。制限的なロッドは、関連するPDF404を備え、これは初期ロッド条件の不確定性と「過渡現象の不確定性」の両方を含む。過渡現象(ΔCPR409)の間の限界出力比の最大の変化は、過渡現象のモデリング中の不確定性(物理的なモデルおよびプラントパラメータの不確定性の両方)を含む。

理想的には、過渡現象ΔCPR409および関連するOLMCPRは、図5に示すように生成される。以下に説明する。

テップ1:ブロック501に示すように、基準炉心運転条件一式を、パラメータを用いて、OLMCPRに等しい炉心MCPRを生成するプラント稼動するように仮定する。

ステップ2:ブロック502に示すように、炉心出力、炉心流量炉心圧力などの、一般的なバンドルCPRを予測するブロック506に示すパラメータを使用し、MCPRを炉心の各バンドルについて決定する。

ステップ3:ブロック503に示すように、各バンドル内のロッド位置およびロッド出力などの、各バンドルCPRをブロック507に示す個々のロッドCPR値に変換するパラメータを使用し、MCPRを炉心の各ロッドについて決定する。

ステップ4:ブロック504に示すように、数式1、2により生成されたブロック508に示すECPR確性分布を使用し、炉心内のNRSBTのパーセンテージを、各炉心内の沸騰遷移するロッドの確率を加算して決定する。
数式3に、この算式を示す。

ステップ5:ブロック505に示すように、ブロック506、507に示すパラメータを、モンテカルロ統計的試行所定回数だけ変動させる。ステップ2から4までの全試行から統計をまとめてNRSBTの確率性分布を生成する。

ステップ6:ブロック509に示すように、NRSBTのパーセンテージ値を0.1%と比較する。このパーセンテージが0.1%より大きい場合は、ブロック510に示すように、USNRC規則準拠するために炉心パラメータを異なる初期条件に再設定する。ステップ1およびブロック501と同様に、OLMCPRを生成するために新たな初期条件を仮定する。NRSBT値が0.1%と等しくなるまで、NRSBTの決定を再開し、循環させる。同様に、パーセンテージが0.1%未満の場合は、炉心をより効率的に、より少ない廃水で稼動するためにNRSBT値を高くするように炉心パラメータを再設定する。

ステップ7:NRSBTのパーセンテージが0.1%と等しい場合は、ブロック511に示すように、炉心MCPRに等しいOLMCPRの仮定された値は、USNRC規則に準拠する。したがって、運転中炉心条件を仮定されたパラメータに設定する。

計算上の困難性と効率的な計算法を開発する必要性から、上に概説した理想的なプロセスは、踏襲されていない。現在承認されているプロセスとOLMCPRを決定する新たな手法を以下説明する。

ii.USNRCが承認する手法
現行プロセスでは、OLMCPRの決定は、主として2つのステップに分けられ、図6に示す。理想的なプロセスと同様のプロセスを用いて、第1に、SLMCPRを、炉心内のロッドの0.1%未満がこの値で沸騰遷移を経ると予期されるように決定する。言い換えると、炉心内のMCPRがSLMCPRより大きい場合に、炉心内の燃料ロッドの99.9%が沸騰遷移を回避すると予期される。第2に、もっとも制限的な過渡的事象およびSLMCPRから予期されるMCPRの最大の変化(ΔCPR95/95)を集計することによりOLMCPRを次いで確立する。

図6は図4と相似するため、構成要素についての簡略な説明のみを以下に示す。ヒストグラム600は、特定のCPR値602におけるロッド数対対応するCPR値601を示す。ヒストグラム608は、SLMCPR603に等しい値、例えば1.05の最低CPRロッド607をもたらす。制限的なロッド分布606は、制限的なCPRロッド607の決定における不確定性を示す。理想的なプロセスと同様に、SLMCPR603は、NRSBTのパーセンテージが0.1%に等しいときに決定される。

しかし、理想的なプロセスと異なり、現行プロセスは、各バンドル内の出力分布および各ロッドに沿う出力分布などのあるパラメータを完全に予測し測定することができない。したがって、SLMCPRを計算する上の不確定性のために、OLMCPRをSLMCPRに一致させることができない。そのために、エラー要因、ΔCPR95/95605を線上にSLMCPR603に対して加算してOLMCPR609を決定する。ΔCPR95/95605は、SLMCPR603の計算における固有の制限について保守的に修正する。

現在承認されているプロセスを用いて、OLMCPR609が生成されることを、図7に示し、以下説明する。

ステップ1:ブロック701に示すように、基準炉心運転条件一式を、パラメータを用いて、SLMCPRに等しい炉心MCPRを生成するプラントを稼動するように仮定する。

ステップ2:ブロック702に示すように、炉心出力、炉心流量、炉心圧力、バンドル出力などの、ブロック706に示す一般的なバンドルCPRを予測するパラメータを使用し、MCPRを炉心内の各バンドルについて決定する。本プロセスのステップは、バンドル出力を予測する上で大きな不確定性を有し、計算を偏らせる。

ステップ3:ブロック703に示すように、各バンドル内のロッド位置およびロッド出力などの、各バンドルCPRをブロック707に示す個々のロッドCPR値に変換するパラメータを使用し、MCPRを炉心内の各ロッドについて決定する。個々のロッドは測定が困難であり、この不確定性をバンドル出力分布の不確定性と組み合わせることによりSLMCPRの実用的な計算の不確定性を高める。

ステップ4:ブロック704に示すように、上に示す数式1、2により生成されたブロック708に示すECPR確率性分布を使用し、炉心内のNRSBTのパーセンテージを、炉心内の沸騰遷移する各ロッドの確率を加算して決定する。本加算は、上に示す数式3を使用して実施する。

ステップ5:ブロック705に示すように、ブロック706、707に示すパラメータを、モンテカルロ統計的試行の所定回数だけ変動させる。ステップ2から4までの全試行から統計をまとめてNRSBTの確率性分布を生成する。

ステップ6:ブロック709に示すように、NRSBTのパーセンテージ値を0.1%と比較する。このパーセンテージが0.1%より大きい場合は、ブロック710に示すように、USNRC規則に準拠するために炉心パラメータを異なる初期条件に再設定する。ステップ1およびブロック701と同様に、SLMCPRを生成するために新たな初期条件を仮定する。NRSBT値が0.1%と等しくなるまで、NRSBTの決定を循環させる。同様に、パーセンテージが0.1%未満の場合は、炉心をより効率的に稼動するためにNRSBT値を高くするように炉心パラメータを再設定する。

ステップ7:NRSBTのパーセンテージが0.1%と等しい場合は、ブロック711に示すように、炉心MCPRに等しいSLMCPRの仮定された値は、炉心が稼動可能な限界である。

ステップ8:本プロセスは、比較的不確定シミュレーションをブロック702、703に示すステップ2、3で含むために、CPRの変化は95%の信頼区間、ΔCPR95/95で評価される。OLMCPRは、SLMCPRのΔCPR95/95に対する線形的な加算に等しい。得られるOLMCPRの値は、USNRC規則に準拠する。

OLMCPRを直接計算する困難性および現在使用されている過度に保守的な概算技法契機として、発明者は、BWRの設計の評価およびOLMCPRの計算に従来使用されているプロセスのいくつかをより詳細に検討するに至った。例えば、以下は理想的な方法を用いてOLMCPRを直接計算する力を制約するものとして、発明者により認識された、もっとも顕著な要因の2つをまとめた簡略な表である。

1.各AOOを評価するのに必要な計算の数が、煩雑すぎるかもしれない。NRSBTの統計的に健全な評価を確立するには、約100回の試行を各AOOについて実施しなければならないだろう。現在使用可能な機器には、固有の制約があり、必要な回数の過渡現象計算を必要な時間枠に実施する妨げとなる。

2.現在使用可能な機器は、燃料バンドル中のロッドの局所的な出力分布または相対的位置(R要因)をシミュレーションできない。各ロッドバンドル内の変動は、正確なNRSBTを計算するのに不可欠である。変動の効果を見積る厳密な方法なしでは、OLMCPRの直接計算は、必然的に不正確になるだろう。
米国特許第5,912,933号
米国特許第5,091,139号
米国特許第5,631,939号
米国特許第5,790,616号
米国特許第5,790,618号
米国特許第5,923,717号
米国特許第5,975,737号
米国特許第6,343,106B1号
米国特許第6,674,825B2号
欧州特許第1178417A2号
国際特許第98/27505A2号
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概要

安全限界最小限界出力比を決定すること一実施例において本方法は、運転限界の最小限界出力比、限界出力比変化分布バイアス、および限界出力比変化分布標準偏差(915)を用いて安全限界出力比を決定することを含む。

目的

効果

実績

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請求項1

特定の沸騰水型原子炉原子燃料炉心(201)のための安全限界最小限界出力比を決定する方法であって、少なくとも予め計算された公称限界出力比変化バイアス値および限界出力比変化標準偏差(909)に基づいて、一般的な過渡的限界出力比変化値分布を決定するステップと、前記限界出力比変化分布(913)に基づいて運転限界の最小限界出力比値を決定するステップと、前記限界出力比変化分布用の標準偏差を計算するステップと、前記運転限界の最小出力比、前記限界出力比変化分布バイアス値、および前記限界出力比変化分布標準偏差(915)を用いて前記安全限界最小出力比を決定するステップとを備える方法。

請求項2

前記標準偏差を統計乗数で乗じることによって前記決定された安全限界最小出力比の信頼水準を調節するステップをさらに備えることを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項3

前記統計乗数が2であることを特徴とする請求項2記載の方法。

請求項4

OLMCPRを決定する前記ステップが、前記一般的な過渡的限界出力比変化値分布(909)を使用するステップであって、前記一般的な過渡的限界出力比変化分布が、少なくとも前記予め計算された公称限界出力比変化バイアス値および前記限界出力比変化標準偏差に基づくステップと、特定の沸騰水型原子炉プラント(902)に対応して前記炉心内の各燃料ロッド用の初期限界出力比を決定するステップと、前記燃料炉心内の全ての燃料ロッドのための複数の過渡的最小限界出力比を、前記一般的な過渡的限界出力比変化分布を各初期限界出力比(904)に対して適用することにより決定するステップと、前記沸騰水型原子炉の運転を選択された運転限界の最小限界出力比(913)を運転制御パラメータとして適用して実施するステップであって、前記運転限界の最小限界出力比が、前記特定の沸騰水型原子炉について、前記複数の過渡的最小限界出力比のヒストグラムに対応する沸騰遷移する燃料ロッド数の平均値(905)を計算することと、対応する沸騰遷移する燃料ロッド数の平均値が所定のカットオフ値(911)未満となる運転限界の最小限界出力比値を過渡的最小限界出力比として選択することとによって選択されるステップとを備えることを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項5

前記予め計算された公称限界出力比変化バイアス値および前記標準偏差が、少なくとも1クラスの沸騰水型原子炉プラント型および少なくとも1つの燃料タイプについての、少なくとも1種類の原子炉過渡運転発生事象の1つまたは複数のコンピュータシミュレーションによる従来の統計的な分析によって決定されることを特徴とする請求項4記載の方法。

請求項6

前記初期限界出力比が、特定の燃料サイクルの間の特定の過渡的事象について決定されることを特徴とする請求項4記載の方法。

請求項7

前記運転限界の最小限界出力比を決定する方法であって、前記特定沸騰水型原子炉の燃料炉心(903)中の各燃料ロッドの初期限界出力比を決定するステップと、前記所定の一般的な過渡的限界出力比変化値分布(909)を、前記燃料炉心内の全ての燃料ロッドの過渡的最小限界出力比を前記初期限界出力比(904)に基づいて計算するために使用するステップと、前記過渡的最小限界出力比のヒストグラムに対応する沸騰遷移する燃料ロッド数の平均値(905)を計算するステップと、前記BWR用の運転限界の最小限界出力比(913)を燃料ロッドの過渡的最小限界出力比のヒストグラムから、沸騰遷移するロッド数の平均値が所定のカットオフ値(911)未満となる特定の一式初期条件について選択するステップとをさらに備えることを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項8

前記所定の一般的な過渡的限界出力比変化値分布が、少なくとも1クラスの沸騰水型原子炉プラント型および少なくとも1つの燃料タイプについての、少なくとも1種類の原子炉過渡運転中発生事象の1つまたは複数のコンピュータシミュレーションによる統計的な分析によって決定されることを特徴とする請求項7記載の方法。

技術分野

0001

本発明は、一般的に原子力炉心運転を評価する方法に関し、より具体的には安全限界最小限界出力比SLMCPR)を決定するための方法および装置に関する。

背景技術

0002

沸騰水型原子炉BWR)は、制御された核分裂反応から発電を行う。図1に示す単純化されたBWRは、原子燃料炉心および水を収納する炉チェンバー101を含む。発生された蒸気は、パイプ102からタービン103まで送られ、そこで電力が発生し、その後水は、パイプ104を通り炉心まで戻る。図2に示すように、炉心201は、原子炉炉心内に特定の形で配置された約五百(500)の燃料ロッドバンドル202で作製されている。図3に示すように、各バンドル301は、概ね百(100)本の燃料ロッド302を含む。炉心内の水がロッドを囲んでいる。核反応によって生成された熱は、ロッドから炉心を通って循環する水に伝えられ、水の一部を沸騰させる。炉心内で発生した熱は、安全で効率的な炉の運転を維持するために綿密に制御される。

0003

沸騰水型原子炉には、原子炉の熱的限界を定義する際に考察されなければならない基本的に3つのモードの熱伝達があり、それらは、(i)核沸騰、(ii)遷移沸騰および(iii)膜沸騰である。「核沸騰」は、好ましい効率的な熱伝達のモードであり、BWRはこの中で運転するよう設計されている。「遷移沸騰」は、不安定な燃料ロッド被覆管表面温度によって出現し、被覆管表面温度は、蒸気によるロッド熱伝達表面包み込みが発生すると突然上昇し、冷却材の流れにより蒸気の覆いが一掃されると核沸騰温度まで低下し、その後再び上昇する。さらに高い燃料ロッド/バンドル運転出力では、「膜沸騰」が発生し、その結果燃料ロッド被覆管温度が上昇する。膜沸騰での被覆管温度、および場合によっては遷移沸騰での温度ピークは、ロッド被覆管劣化および腐食加速を引き起こしうる値に達しうる。燃料ロッドの過熱は、核沸騰から膜沸騰への遷移兆候として保守的に定義されている。原子炉炉心および燃料ロッド設計の現行基準は、様々な設計上および運転上の「不確定性」を受容する若干の「マージン」が、炉心寿命の全期間を通じて、もっとも制限的な運転条件と遷移沸騰条件の間に保たれるように定義されている。

0004

遷移沸騰の兆候は、そこで沸騰遷移が発生する「限界品質」と呼ばれる蒸気品質に対する相関性予測することができる。蒸気品質は、容易に測定可能であり、一般的に、諸要因中、とりわけ、任意の所与質量流量速度、出力レベル、圧力およびバンドル流動形状について沸騰境界を超える距離(沸騰長さ)を測定する関数である。「限界出力」は、蒸気の限界品質を生じるバンドル出力として定義される。したがって「限界出力比」(CPR)は、対象原子炉条件における限界出力のバンドル運転出力に対する比として定義される。CPRは、通常の運転条件と沸騰遷移を生じる条件の関係を表す。CPRは慣例的に、原子炉の設計と運転を評価するために使用される。原子炉の安全かつ効率的な運転を確保するために、CPRは、炉心内の全ての燃料アセンブリについて所定の値の上に保たれる。原子炉運転限界は、慣例的に、炉心内のもっとも制限的な燃料バンドルアセンブリ(「最小限界出力比」(MCPR)と定義される)の観点で定義される。原子炉運転限界は、しばしばMCPRに関連して提示される。

0005

原子力発電工学では幅広く認識されていることであるが、原子炉には、過渡的な事象の発生が様々な「不確定性」および原子炉の設計と運転に固有許容範囲と結びつき、遷移沸騰が局所的に燃料ロッドに若干の期間発生する原因となりうる可能性がいかに小さくても存在する。したがってMCPR運転限界は慣例的に、単一の作業員過失または単一の機器誤作動によって引き起こされる過渡現象は、炉心の運転状態の不確定性も考慮し、燃料ロッドの99.9%超がエラーまたは誤作動中の沸騰遷移を回避すると予期されるように制限されるものとする、というアメリカ原子力規制委員会(USNRC)の設計基準要件に従って設定される。現行のUSNRC要件下で安全限界最小限界出力比(SLMCPR)は、沸騰遷移する燃料ロッド(NRSBT、沸騰遷移するロッド数としても知られる)がわずか0.1%のMCPRとして定義される。対応するOLMCPRは、炉心運転条件を、MCPRが、一定の統計的な信頼性をもってSLMCPR以上であるものとして述べている。

0006

i.理想的な手法
原理上、OLMCPRは、制限的な予想される運転中の発生(AOO)について、炉心内のロッドの0.1%未満が沸騰遷移を経ると予期されるものとして直接に計算可能である。本手法はShaugらによる米国特許第5,912,933号に記述されている。関与するプロセスは図4に示され、これは、特定のCPR値におけるロッドCPR値401対ロッド数402のヒストグラム400を記述する。CPR値は通常、燃料バンドルに関連付けられているが、実際はバンドル中の制限的なロッドを参照している。バンドル中の各ロッドは、バンドル中のロッドの局所的な出力分布および相対的位置(R要因)で決定されるCPR値を有する。バンドル中の任意の1本のロッドの最低CPRが、全バンドルのCPRを記述するために使用される。

0007

所与のロッドのCPR401は、その決定内の不確定性を表す、関連する確率分布関数(PDF)を有する。PDFは試験的に決定されることが可能であり、試行限界出力比(ECPR)分布410として示される。そのため、公称CPR値(411)が1.0である際は、予想実際CPR値のPDF410は、0.90から1.10までの幅がある。ロッドCPR値中のばらつきは、初期ロッド条件の不確定性、すなわち原子炉の運転状態(炉心出力)におけるパラメータ測定および得られたパラメータモデリング(出力分布)の不確定性によるものである。

0008

過渡的な事象のCPR値に対する影響を考慮するために、CPR値に対する安全上のマージンが、最低ロッドCPRについての受入可能な公称CPR値405をより大きいCPR値、すなわち1.25にシフトすることにより導入される。最低CPRロッドについてのECPRヒストグラム分布403は、したがって全CPRヒストグラムがCPR値1.20を超えCPR値1.0を充分上回るようにシフトされる。さらに、最低CPRロッド以外のロッドの公称CPR値407は、最低CPRロッドの公称CPR値、例えば1.25より上である。

0009

ロッド運転での過渡現象の間、ロッドCPRのヒストグラム407は、左側、より低いCPR値の側にシフトし、ヒストグラム408をもたらす。このシフトにより、過渡現象の間の「公称」CPR406は、過渡現象の間に最小CPR値に到達する点、例えば1.05に位置する。制限的なロッドは、関連するPDF404を備え、これは初期ロッド条件の不確定性と「過渡現象の不確定性」の両方を含む。過渡現象(ΔCPR409)の間の限界出力比の最大の変化は、過渡現象のモデリング中の不確定性(物理的なモデルおよびプラントパラメータの不確定性の両方)を含む。

0010

理想的には、過渡現象ΔCPR409および関連するOLMCPRは、図5に示すように生成される。以下に説明する。

0011

テップ1:ブロック501に示すように、基準炉心運転条件一式を、パラメータを用いて、OLMCPRに等しい炉心MCPRを生成するプラント稼動するように仮定する。

0012

ステップ2:ブロック502に示すように、炉心出力、炉心流量炉心圧力などの、一般的なバンドルCPRを予測するブロック506に示すパラメータを使用し、MCPRを炉心の各バンドルについて決定する。

0013

ステップ3:ブロック503に示すように、各バンドル内のロッド位置およびロッド出力などの、各バンドルCPRをブロック507に示す個々のロッドCPR値に変換するパラメータを使用し、MCPRを炉心の各ロッドについて決定する。

0014

ステップ4:ブロック504に示すように、数式1、2により生成されたブロック508に示すECPR確性分布を使用し、炉心内のNRSBTのパーセンテージを、各炉心内の沸騰遷移するロッドの確率を加算して決定する。
数式3に、この算式を示す。

0015

0016

0017

0018

ステップ5:ブロック505に示すように、ブロック506、507に示すパラメータを、モンテカルロ統計的試行所定回数だけ変動させる。ステップ2から4までの全試行から統計をまとめてNRSBTの確率性分布を生成する。

0019

ステップ6:ブロック509に示すように、NRSBTのパーセンテージ値を0.1%と比較する。このパーセンテージが0.1%より大きい場合は、ブロック510に示すように、USNRC規則準拠するために炉心パラメータを異なる初期条件に再設定する。ステップ1およびブロック501と同様に、OLMCPRを生成するために新たな初期条件を仮定する。NRSBT値が0.1%と等しくなるまで、NRSBTの決定を再開し、循環させる。同様に、パーセンテージが0.1%未満の場合は、炉心をより効率的に、より少ない廃水で稼動するためにNRSBT値を高くするように炉心パラメータを再設定する。

0020

ステップ7:NRSBTのパーセンテージが0.1%と等しい場合は、ブロック511に示すように、炉心MCPRに等しいOLMCPRの仮定された値は、USNRC規則に準拠する。したがって、運転中炉心条件を仮定されたパラメータに設定する。

0021

計算上の困難性と効率的な計算法を開発する必要性から、上に概説した理想的なプロセスは、踏襲されていない。現在承認されているプロセスとOLMCPRを決定する新たな手法を以下説明する。

0022

ii.USNRCが承認する手法
現行プロセスでは、OLMCPRの決定は、主として2つのステップに分けられ、図6に示す。理想的なプロセスと同様のプロセスを用いて、第1に、SLMCPRを、炉心内のロッドの0.1%未満がこの値で沸騰遷移を経ると予期されるように決定する。言い換えると、炉心内のMCPRがSLMCPRより大きい場合に、炉心内の燃料ロッドの99.9%が沸騰遷移を回避すると予期される。第2に、もっとも制限的な過渡的事象およびSLMCPRから予期されるMCPRの最大の変化(ΔCPR95/95)を集計することによりOLMCPRを次いで確立する。

0023

図6図4相似するため、構成要素についての簡略な説明のみを以下に示す。ヒストグラム600は、特定のCPR値602におけるロッド数対対応するCPR値601を示す。ヒストグラム608は、SLMCPR603に等しい値、例えば1.05の最低CPRロッド607をもたらす。制限的なロッド分布606は、制限的なCPRロッド607の決定における不確定性を示す。理想的なプロセスと同様に、SLMCPR603は、NRSBTのパーセンテージが0.1%に等しいときに決定される。

0024

しかし、理想的なプロセスと異なり、現行プロセスは、各バンドル内の出力分布および各ロッドに沿う出力分布などのあるパラメータを完全に予測し測定することができない。したがって、SLMCPRを計算する上の不確定性のために、OLMCPRをSLMCPRに一致させることができない。そのために、エラー要因、ΔCPR95/95605を線上にSLMCPR603に対して加算してOLMCPR609を決定する。ΔCPR95/95605は、SLMCPR603の計算における固有の制限について保守的に修正する。

0025

現在承認されているプロセスを用いて、OLMCPR609が生成されることを、図7に示し、以下説明する。

0026

ステップ1:ブロック701に示すように、基準炉心運転条件一式を、パラメータを用いて、SLMCPRに等しい炉心MCPRを生成するプラントを稼動するように仮定する。

0027

ステップ2:ブロック702に示すように、炉心出力、炉心流量、炉心圧力、バンドル出力などの、ブロック706に示す一般的なバンドルCPRを予測するパラメータを使用し、MCPRを炉心内の各バンドルについて決定する。本プロセスのステップは、バンドル出力を予測する上で大きな不確定性を有し、計算を偏らせる。

0028

ステップ3:ブロック703に示すように、各バンドル内のロッド位置およびロッド出力などの、各バンドルCPRをブロック707に示す個々のロッドCPR値に変換するパラメータを使用し、MCPRを炉心内の各ロッドについて決定する。個々のロッドは測定が困難であり、この不確定性をバンドル出力分布の不確定性と組み合わせることによりSLMCPRの実用的な計算の不確定性を高める。

0029

ステップ4:ブロック704に示すように、上に示す数式1、2により生成されたブロック708に示すECPR確率性分布を使用し、炉心内のNRSBTのパーセンテージを、炉心内の沸騰遷移する各ロッドの確率を加算して決定する。本加算は、上に示す数式3を使用して実施する。

0030

ステップ5:ブロック705に示すように、ブロック706、707に示すパラメータを、モンテカルロ統計的試行の所定回数だけ変動させる。ステップ2から4までの全試行から統計をまとめてNRSBTの確率性分布を生成する。

0031

ステップ6:ブロック709に示すように、NRSBTのパーセンテージ値を0.1%と比較する。このパーセンテージが0.1%より大きい場合は、ブロック710に示すように、USNRC規則に準拠するために炉心パラメータを異なる初期条件に再設定する。ステップ1およびブロック701と同様に、SLMCPRを生成するために新たな初期条件を仮定する。NRSBT値が0.1%と等しくなるまで、NRSBTの決定を循環させる。同様に、パーセンテージが0.1%未満の場合は、炉心をより効率的に稼動するためにNRSBT値を高くするように炉心パラメータを再設定する。

0032

ステップ7:NRSBTのパーセンテージが0.1%と等しい場合は、ブロック711に示すように、炉心MCPRに等しいSLMCPRの仮定された値は、炉心が稼動可能な限界である。

0033

ステップ8:本プロセスは、比較的不確定シミュレーションをブロック702、703に示すステップ2、3で含むために、CPRの変化は95%の信頼区間、ΔCPR95/95で評価される。OLMCPRは、SLMCPRのΔCPR95/95に対する線形的な加算に等しい。得られるOLMCPRの値は、USNRC規則に準拠する。

0034

OLMCPRを直接計算する困難性および現在使用されている過度に保守的な概算技法契機として、発明者は、BWRの設計の評価およびOLMCPRの計算に従来使用されているプロセスのいくつかをより詳細に検討するに至った。例えば、以下は理想的な方法を用いてOLMCPRを直接計算する力を制約するものとして、発明者により認識された、もっとも顕著な要因の2つをまとめた簡略な表である。

0035

1.各AOOを評価するのに必要な計算の数が、煩雑すぎるかもしれない。NRSBTの統計的に健全な評価を確立するには、約100回の試行を各AOOについて実施しなければならないだろう。現在使用可能な機器には、固有の制約があり、必要な回数の過渡現象計算を必要な時間枠に実施する妨げとなる。

0036

2.現在使用可能な機器は、燃料バンドル中のロッドの局所的な出力分布または相対的位置(R要因)をシミュレーションできない。各ロッドバンドル内の変動は、正確なNRSBTを計算するのに不可欠である。変動の効果を見積る厳密な方法なしでは、OLMCPRの直接計算は、必然的に不正確になるだろう。
米国特許第5,912,933号
米国特許第5,091,139号
米国特許第5,631,939号
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発明が解決しようとする課題

0037

本発明は、原子燃料炉心のための安全限界最小限界出力比を決定するための方法および装置に関する。

課題を解決するための手段

0038

ある実施例において、本方法は運転限界の最小限界出力比、限界出力比変化分布バイアス、および限界出力比変化分布標準偏差を用いて安全限界最小限界出力比を決定することを含む。

0039

上記は、本発明の他の目的および利点と同様、添付の図面と図面と関連させながら、本発明の現在の好適な実施例の以下のより詳細な説明を綿密に検討することによって、より完全に理解され、評価されるであろう。

発明を実施するための最良の形態

0040

沸騰水型原子炉(BWR)炉心の運転限界の最小限界出力比(OLMCPR)を決定する実用的な方法をここに開示する。本実用的な改良によって、炉心についてのより大きな運転のマージンが実現され、ひいてはより効率的な費用効果の高い炉心運転および/また構成がもたらされる。これは、原子炉のUSNRC認可要件への準拠を実証するための、従来そのような目的に使用されていたプロセスよりも、直接的な手法である。メモリおよび様々なI/Oデバイスまたは表示デバイスを備えるコンピュータを含むデータ処理システムが開示され、データ処理システムは、BWRの過渡的運転中事象のシミュレーション、およびその後の重要な原子炉プラント初期状態の条件とその他のパラメータ(1つまたは複数)に関連する全ての固有の「不確定性」を包含する1つまたは複数の応答ヒストグラムの集計と表示を実現するように特別にプログラムされている。

0041

ある方法が、過渡的事象(ΔCPR/ICPR)の間の限界出力比の変化における一般的なバイアスを計算するため使用され、この方法は、その結果得られる確率分布関数(PDF)を使用し、始めにSLMCPRを計算しなくても、正確なOLMCPRを予測する。多くの要因を考慮に入れた多大な数の実験的試行によって、過渡的ΔCPR/ICPRのPDFが作製され、ΔCPR/ICPR内の標準偏差が、各過渡的事象について決定される。公称初期条件から始まる過渡的事象についての公称ΔCPR/ICPRもまた、決定される。過渡現象中の最小点についての個々のロッドCPR値のヒストグラムが、初期CPRおよび過渡的ΔCPR/ICPR不確定性の乱数値を描画することにより生成される。初期限界出力比(ICPR)は、共通のΔCPR/ICPR乱数値によってMCPRに変換され、または転換される。MCPR値から、NRSBTのパーセンテージが、各試行について計算される。NRSBTのパーセンテージが0.1%より大きければ、初期運転条件が変更され、NRSBTが0.1%に一致するまでプロセスを反復する。

0042

NRSBT分布ヒストグラムは、統計的な手法を用いて、分布の「中心傾向」を決定するために分析される。通常、平均値または中央値が、中心傾向を数量化するための統計として使用される。本統計の値は、本明細書において公称値として定義される。以下の記述において、平均値は公称値として選択されている例が与えられているが、本発明はこの選択に限定されるものではない。中央値または中心傾向についての他の統計の値を公称値として使用することもまた、本発明の一部と考えられている。

0043

中心傾向を数量化するために使用される統計の公称値の不確定性は、公称値についての「信頼区間」として表される。信頼区間は、その間隔が公称値を収めている特定の確率(通常50%以上)があるように定義される。例えば、その間隔が平均値を中に持つ確率が95%の確率であれば、平均値について95%の信頼区間を画定する。この信頼区間を確立するために指定された確率は「信頼水準(level of confidence/confidence level)」と呼ばれる。

0044

過渡現象の間の沸騰遷移の発生しやすさは、(1)単一の炉心内のロッドに沸騰遷移が発生する確率、または(2)炉心内のロッド全体の沸騰遷移が発生しやすいと予期される割合として、統計的に、数量化される。そのような統計的な関係は可能であるが、理由は、各個々のNRSBTの試行値が、個々の燃料ロッドの過渡現象の間のCPR値が1.0未満である確率を加算して決定されているためである。各NRSBT分布についての公称値もまた、本発明によって、炉心内の全ての燃料ロッドについて、初期ロッドCPR値の分布と関連付けることができる。本プロセスによって、炉心内の全燃料ロッドについての最小初期MCPRと、過渡現象中に燃料ロッドに沸騰遷移が発生しやすい確率および信頼水準の間の関係が確立できる。炉心についての最小初期MCPR値は、AOO過渡現象の間に沸騰遷移が発生しやすくないロッド数についてのUSNRC設計基準要件によって確立される確率および信頼水準を用いて、このように決定されるとき、本質的に、準拠を実証することが要求される最小運転限界MCPRとなる。

0045

一態様によると、本発明は、BWR炉心運転条件のシミュレーションを行い、原子炉のOLMCPRを計算し統計的に実証する特定のルーチンを、以下に詳細を述べる本発明の改良された方法で実施するようプログラムされたデータ処理装置を含むシステムである。

0046

図8は、原子炉炉心の過渡的応答多次元シミュレーション、およびBWR原子炉炉心についてOLMCPRの直接評価を、本発明に従って実施するように考案された、例示のデータ処理システムのブロック概略図である。基本的に、本システムは、中央演算処理装置801(CPU)、記憶メモリ802、ユーザインターフェースのI/Oデバイス803、および適宜、1つまたは複数のディスプレイ804を含む。記憶メモリ802は、原子炉プラント状態の情報、パラメータ値、および、以下、本明細書で述べる本発明の改良された方法により炉心運転条件の多次元のシミュレーションを実施しOLMCPRを評価するためのルーチンのデータベース(図示せず)を含む。

0047

統計的な考察をAOOの各種、BWRプラント型の各クラス、および各燃料タイプについて実施し、ΔCPR/ICPRの一般的な過渡的バイアスおよび不確定性を決定する。充分な試行(100回程度)を、公称初期条件から始め、モデルおよびプラントパラメータに乱数変動を用いて実施する。ΔCPR/ICPR(例えば炉心出力)に寄与する初期条件の不確定性も、摂動に含める。データは、過渡的ΔCPR/ICPRでのバイアスおよび標準偏差を決定するために使用される。

0048

本発明のプロセスの流れ図を、図9に示す。ブロック909は、OLMCPRの計算の全体にわたり変化しないままである。各原子炉型および燃料タイプについての個々の過渡的事象のΔCPR/ICPRは、プロセスが使用される前に決定されなければならない。図10は、得られるΔCPR/ICPRのグラフを、1つの特定の種類のAOOについて示す。ヒストグラム1000は、試行回数1002を、得られるCPR1001と共に各ロッド対対応するCPR1001の値について示す。PDF1003は、過渡的事象前のCPRの分布を示す。各CPRはその後、個々のΔCPR/ICPR1006の値に従って変化する。過渡的CPR値の合計は、過渡的事象の間のPDF1004をもたらす。公称ΔCPR/ICPR1005は、PDF1003の公称CPR値とPDF1004の公称CPR値の差異としてとして定義される。OLMCPRの計算は、以下のとおりである。

0049

ステップ1:ブロック901に示すように、基準炉心運転条件一式を、パラメータを用いて、OLMCPRに等しい炉心MCPRを生成するプラントを稼動するように仮定する。

0050

ステップ2:ブロック902に示すように、炉心出力、炉心流量、炉心圧力、バンドル出力などの、ブロック907に示す一般的なバンドルCPRを予測するパラメータを使用し、ICPRを炉心内の各バンドルについて決定する。

0051

ステップ3:ブロック903に示すように、各バンドル内のロッド位置およびロッド出力分布などの、各バンドルCPRをブロック908に示す個々のロッドCPR値に変換するパラメータを使用し、ICPRを炉心内の各ロッドについて決定する。

0052

ステップ4:図10に示される適切な過渡現象のグラフから無作為に描画した個々のΔCPR/ICPR1006値を使用し、数式4に従ってMCPR値を対応するICPR値に与える。図11において、本プロセスは、シフト1109に示される。図11は、特定のCPR値1102におけるロッド数対対応するCPR値1101を示す。ヒストグラム1107は、無作為に選択されたΔCPR/ICPR1006値を用いて、過渡現象の間にヒストグラム1108に転換される。最低CPR値1105は、最低CPR値1106となり、最低CPRロッドPDF1103は、最低CPRロッド1104となる。

0053

0054

ステップ5:ブロック905に示すように、PDF1104として示されるブロック910に示すECPR確率性分布を用いて、炉心内のNRSBTのパーセンテージを、炉心内の沸騰遷移する各ロッドの確率を加算して決定する。本加算は、上に示す数式3を使用して実施する。

0055

ステップ6:ブロック906に示すように、ブロック907、908に示すパラメータを、モンテカルロ統計的試行の所定回数だけ変動させる。ステップ2から5までの全試行から統計をまとめてNRSBTの確率性分布を生成する。

0056

ステップ7:ブロック911に示すように、NRSBTのパーセンテージ値を0.1%と比較する。このパーセンテージが0.1%より大きい場合は、ブロック912に示すように、USNRC規則に準拠するために炉心パラメータを異なる初期条件に再設定する。ステップ1およびブロック901と同様に、OLMCPRを生成するために新たな初期条件を仮定する。NRSBT値が0.1%と等しくなるまで、NRSBTの決定を、再開し実施する。同様に、パーセンテージが0.1%未満の場合は、炉心をより効率的に、廃水を少なく稼動するためにNRSBT値を高くするように炉心パラメータを再設定する。

0057

ステップ8:NRSBTのパーセンテージが0.1%と等しい場合は、ブロック913に示すように、炉心MCPRに等しいOLMCPRの仮定された値は、USNRC規則に準拠する。したがって、運転中炉心条件を仮定されたパラメータに設定する。

0058

上記のOLMCPRの概算には、2つの仮定がされている。第1に、図11にシフト1109、図9にブロック904として示すステップ4の実施において、発明者は、ΔCPR/ICPR分布からの無作為描画が初期条件の摂動について許容可能であると仮定している。したがって、ΔCPR/ICPRの変動は、初期条件の摂動から独立し、負の相関性を有するはずであり、そのために相互作用は個々の効果を弱める傾向がある。第2に、ステップ4の実施において、発明者は、ΔCPR/ICPRの過渡的な変化が全てのロッドに該当する、と仮定している。

0059

実証分析は、ΔCPR/ICPRが炉心出力、炉心流量、炉心圧力、給水温度、およびロッドのピーク要因(R要因)の不確定性に影響されにくいことを示す。これらのうち、現在承認されているプロセスでもっとも重要なパラメータの1つが、炉心出力である。本パラメータは、実際はICPRへの効果とは逆の効果をもたらす。出力が増加すると、ICPRは減少するが、ΔCPR/ICPRもまた減少する。この結果、現在承認されているプロセスにより得られるものより高いMCPRとなる。他の保守的な要因は、公称ΔCPR/ICPRの意図的な使用である。現在承認されているプロセスで行われているように、寄与するバンドル数を最大にするために炉心が制限的なロッド配列に合わせて調整されている場合、ΔCPR/ICPRが4%低くなる。

0060

0061

表1はΔCPR/ICPRへの限界ICPR値の不確定性の効果を示す。101列は、ΔCPR/ICPRに影響する限界パラメータの数量の一覧である。102列は、関連付けられたPDFの標準偏差に対応する各パラメータのパーセンテージ不確定性の一覧である。「s」は、パラメータ数量の不確定性に対応するPDF標準偏差である。103列は、各パラメータの1つの標準偏差の1つの変化に対応するΔCPR/ICPRの変化の一覧である。

0062

ΔCPR/ICPRは、現在承認されているプロセスの他の知られざるパラメータに影響されにくい。軸方向出力分布もまた、現在承認されているプロセスの局所的な出力分布(TIP不確定性)計算の一部である。極めて大きな軸方向出力形状の変化(バンドル底部で2倍近く高い出力)について、ΔCPR/ICPRに対する感受性は2%未満であり、取るにたらない。

0063

実証されるべき他の仮定は、ΔCPR/ICPRの定数値がロッドに異なるICPR値で適用可能であることについてである。上述したとおり、過渡的なMCPR分布は、ICPR分布を数式4を使用して転換することにより得られる。

0064

この仮定をさらに実証するために、特定の一組の計算が実施された。ベンチマーク計算を、炉心出力の不確定性およびチャネル圧力低下の不確定性を初期条件として含め、またモデルの不確定性を含める過渡的事象について行った。炉心出力不確定性およびチャネル圧力低下不確定性が選ばれた理由は、これらのみが、現在承認されているプロセスと互換性のある、一般的な不確定性確率分布関数の生成上で変動される不確定性であるためである。過渡現象の間のMCPR分布は、炉心内の2つの燃料バンドルについて、98件の過渡現象の計算により生成された。2つのバンドルは、CPR値が極めて近く、同一のΔCPR/ICPR値を有する。

0065

転換プロセスを実証するために、初期運転状態においてICPRのPDFを生成するために、炉心出力および圧力の低下のみを変えて、98件のモンテカルロ計算をその後実施した。図12は、特定CPRにおけるロッド数1202対対応するCPR1201値のヒストグラム1200を示す。PDF1203は、炉心出力および圧力低下を変動させてモンテカルロ計算を使用して生成されたICPR分布である。PDF1205は、本発明の転換プロセス適用後の対応する過渡的MCPR分布である。PDF1204は、基準ICPR分布である。PDF1206は、現在承認されているプロセスを適用したときの過渡的MCPR分布である。PDF1205とPDF1206は、MCPRのもっとも確実な値および各分布の関連する標準偏差の2つが極めて似ている。もたらされる2つのMCPR分布に強い相似性があるので、本発明のプロセスを使用する転換は有効である。

0066

(1)ΔCPR/ICPRは、ICPRに影響する不確定性に対して独立しており、または共分散は、独立だと見なすことが保守的であること、および(2)過渡的MCPR分布は、過渡的ΔCPR/ICPRの不確定性をロッドICPR分布に提案された手法を使用して適用することにより決定できることが実証された。

0067

本発明のプロセスの例を図13に示す。図13において、ヒストグラム1300は、あるCPR値のロッド数1302対対応するCPR値1301を示す。PDF1303は、全ての不確定性を適用した約98件の一組のICPR試行からもたらされるICPR値である。98件の新たな試行を、ICPR値をMCPR値に転換するために、特定の過渡的事象についてのΔCPR/ICPR分布を生成するように実施した。本ΔCPR/ICPR分布は、図13に示されていない。ΔCPR/ICPR分布は、本発明のプロセスを使用して、ICPRPDF1303に対してMCPRPDF1304を得るために適用された。NRSBTが、本発明のプロセスを使用して決定され、OLMCPRは1.26であると決定された。比較として、現在承認されているプロセスを使用して、SLMCPRが1.10と決定された。したがって、本明細書で述べるプロセスは、現在承認されているプロセスの第1段階より保守的である。ただし最終的には、現在承認されているプロセスは、エラー要因のSLMCPR値への追加後に不必要に保守的な値が生成され、これによって本発明のプロセスより不必要に大きいOLMCPR値が生成される。

0068

図14は、本発明の一実施形態による安全限界最小限界出力比を決定する方法の流れ図である。ステップ915でCPU/メインプロセッサ801(図8)は、安全限界最小限界出力比を、図9のステップ913からOLMCPRを、図9のステップ909から限界出力比変化分布のバイアスおよび標準偏差を用いて決定する。例えば、CPU/メインプロセッサ801は、安全限界最小限界出力比を下の数式5によって決定してよい。
SLMCPR=OLMCPR[1−(u+k*s)] (数式5)
ここで
u=ΔCPR/ICPR分布のバイアス、
s=ΔCPR/ICPR分布の標準偏差、
k=統計乗数、である。

0069

統計乗数kは、数式5の標準偏差を乗じて、正規化されたΔCPR/ICPR分布について任意の所望の信頼水準を対象とするために使用される。例えば、乗数2は、計算されたOLMCPR値が平均値の境界を決する、95%の信頼を与える。現行NRC規則は、95%信頼水準をOLMCPRに義務付けているために、乗数k=2は、現行NRC要件を満たすのに適切であろう。

0070

「標準偏差」および「不確定性」の用語の使用に関し、これらはΔCPR/ICPR分布に対してそれぞれ適用される際、互いに同義である。

0071

本明細書で述べる改良された方法は、高度に正確な計算と複数の反復を要するシミュレーションルーチンを処理する能力がある高速データ処理システムを使用して実施されるのが好ましいが、本発明は、任意の1つの特定の種類のコンピュータまたはデータ処理システムに限定されたものとして意図されるものではない。任意の、統計データ分析編集を実施するために充分な速度、記憶メモリおよびプログラム可能計算性能を備える一般的なデータ処理システムが、本発明の実施に使用されてよい。

図面の簡単な説明

0072

簡略な沸騰水型原子炉の概略図である。
BWR炉心内の複数の燃料ロッドバンドルの構成を示す断面概略図である。
単一の燃料バンドル内の燃料ロッドの構成の断面概略図である。
理想的なプロセスによるNRSBTの決定を示す図である。
理想的な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る実施が可能な処理ステップのシーケンスを示す流れ図である。
現在承認されているプロセスであるOLMCPRを決定するためのΔCPRのSLMCPRに対する直線的な加算を示す図式である。
現在承認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る実施が可能な処理ステップのシーケンスを示す流れ図である。
本発明によるBWRの熱流動の多次元/モデリングおよびBWRについてのOLMCPRの間接的評価に使用される例示のデータ処理システムのブロック概略図である。
ΔCPR/ICPRの一般的な不確定性を用いてOLMCPRを決定するのに使用される処理ステップのシーケンスを示す流れ図である。
本発明を使用するΔCPR/ICPRの一般的な不確定性の決定を示す図式である。
ΔCPR/ICPRの一般的な不確定性を用いるNRSBTの決定を示す図式である。
本発明のプロセスと理想的なプロセスとの比較を示す図式である。
ICPR分布の過渡的MCPRへの転換を示す図式である。
SLMCPRを決定するプロセスを示す流れ図である。

符号の説明

0073

101 炉チェンバー
102パイプ
103タービン
104 パイプ
201炉心
202燃料ロッドバンドル
301 バンドル
302 燃料ロッド
400ヒストグラム
401ロッドCPR値
403 ECPRヒストグラム分布
405公称CPR値
406 公称CPR値
407 公称CPR値
407 ヒストグラム
408 ヒストグラム
409 ΔCPR
410出力比(ECPR)分布
411 公称CPR値
501ブロック
502 ブロック
503 ブロック
504 ブロック
506 ブロック
507 ブロック
508 ブロック
600 ヒストグラム
601 対応するCPR
602 特定のCPR
603SLMCPR
605 ΔCPR95/95
606 制限的なロッド分布
607最低CPRロッド
608 ヒストグラム
609 OLMCPR
701 ブロック
702 ブロック
703 ブロック
704 ブロック
705 ブロック
707 ブロック
708 ブロック
709 ブロック
710 ブロック
711 ブロック
801中央演算処理装置
802記憶メモリ
803ユーザインターフェースのI/Oデバイス
804ディスプレイ
901 ブロック
902 ブロック
903 ブロック
904 ブロック
905 ブロック
906 ブロック
907 ブロック
908 ブロック
910 ブロック
911 ブロック
912 ブロック
913 ブロック
1000 ヒストグラム
1001 結果として生じるCPR
1002試行回数
1003 PDF
1004 PDF
1005 ΔCPR/ICPR
1006 ΔCPR/ICPR
1101 対応するCPR値
1102 特定のCPR値
1103 最低CPRロッドPDF
1104 最低CPRロッド
1105 最低CPR値
1106 最低CPR値
1107 ヒストグラム
1108 ヒストグラム
1109シフト
1200 ヒストグラム
1201 対応するCPR値
1202 ロッド数
1203 PDF
1204 PDF
1205 PDF
1206 PDF
1300 ヒストグラム
1301 対応するCPR値
1302 ロッド数
1303 PDF
1304 MCPRPDF

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