JP2004233363A - 原子炉の性能を改善する方法 - Google Patents
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Abstract
【解決手段】 本発明による方法は、識別された各々の問題に対処する制約条件を含んだ目的関数を使用して原子炉のための運転ソリューションを作成し(S2)、制約条件を表す数式を開発する(S3)。次にこの制約条件は、炉心運転を最適化する際に使用される目的関数内に組み入れられる(S4)。新しい目的関数を決定し終えるか又は現存する目的関数を修正し終えたら、原子炉炉心を運転するための新たなモデルが開発される(S5)。次に炉心は、作成された運転ソリューションに従って一定期間運転される(S6)。炉心のこの更なる運転に基づいて、炉心運転に関する新たなデータが取得される(S7)。即ち、制約条件及び/又は目的関数は、新たに開発された運転データに照らして更に修正されることができる。
【選択図】 図4
Description
この場合、破断燃料棒を示すオフガスが検出される。この場合のオフガスの放出は、燃料棒内の局所的出力の作用であるから、オフガスを減少させるために、疑わしい燃料棒を囲む区域内に制御ブレードが挿入される。標準的な運転操作は、漏れ燃料棒の直近部位及びその燃料棒を直接囲んでいる疑わしい部位内に制御ブレードを十分に挿入することである。そのような行動の結果、サイクルエネルギーのペナルティ(損失)を伴った状態で、残りのサイクル期間中、出力が抑制される。
燃料検査の結果、一度燃焼された高反応性燃料の特定のバッチが、グループ内の多数のバンドルにわたって広がった加速的な腐食を示す。現行の対策は、プラント停止を延長して、使用済み燃料プールから取り出した燃料又は新しい燃料で問題の燃料バンドルを置き換えることであろう。これとは別に、問題のバンドルを炉心周辺部のような低出力の「温和な」炉心部位へ移し換えるだけでもよいであろう。いずれの場合も、新たな装填パターンが作成され認可される必要があり、これは、費用がかかると共にプラントの始動が遅くなるおそれがある。前者の場合、新しいバンドルを使用することによって付加的な費用を招き、一方後者の場合、周辺部への移し換えにより大きなエネルギー損失を招くことになる。
この場合、原子炉のフロー能力(即ち、定格流量を維持する能力)は、ジェットポンプ駆動フローノズル内におけるクラッド沈着物の堆積によって、時の経過と共に低下することが予想される。そのようなクラッドを除去するためにジェットポンプを「清掃」することは費用がかかる(1サイクル当たり約400万ドル)作業であるから、燃料サイクルの経済的損失が過度に大きくない場合には、幾分かの流量低下を許す効用を選んでもよい。過去のデータに基づく流量低下の速さは、一定の速度であると推定される。しかしながら、この推定の不確実性はかなり高いことも知られている。
この場合、炉心の或る「高温」域内における蒸気発生の増大により、蒸気分離効率(即ち、蒸気/水混合物から液体状の水を除去する能力)が低下する。その結果、より大量の液体が分離器及び蒸気管を通ってタービンブレードへ運ばれる(タービンブレードに衝突する液体は、ブレードを腐食させるおそれがある)。この状態は、出力増大中に最も起こり易い(分離器は特定の蒸気/液体流量に見合う「サイズ」にされているので)。これに対するソリューションは、この分離器を、より高度な蒸気特性を取り扱う上で一層効率の良い「改良型」分離器で置き換えることである。
過去の運転データは、運転サイクル内の一定期間中における原子炉の測定された局所的出力が、予測された局所的出力より大きいことを示している。この偏差の故に、プラントは、熱限界に関する制約条件に違反する危険性がある。熱限界は、核熱エネルギー発生及び散逸に関係した幾つかの設計制約条件のうちの1つであって、この制約条件が核燃料棒の健全性を保護する。規制要件を満たすために、測定された局所的出力の制約限界違反が排除されるまで、プラントは、総出力レベルを強制的に低下させられることになる。この低下された出力レベルは、燃料減損によるか又は制御ブレード及び流量操作によるかのいずれかによって、プラントを全出力運転に戻すために利用できる十分なマージンが得られるまで維持されなくてはならないことになる。この種の出力低下は、僅か数パーセントに過ぎないとしても、経済的には大きなマイナスの影響をプラントに与える。
通常予想される長さを超える延長されたサイクル長さは、予測データ及び実測データ間の偏りが十分に立証されていないような運転領域内に原子炉を置くことになる。更に、その時点で測定が行われることになる運転停止の直前までの運転サイクル中には、何らの測定値も利用できなくなることになる。その一例は冷温停止マージンであって、これは、制御棒が完全挿入された停止状態中に、自続核連鎖反応を行う状態から原子炉がどれほど離れた状態にあるかを示す尺度である。この状況においては、設計段階における制約限界値に付加的な抑制を加える必要がある。この付加的抑制は、より効率の低い燃料サイクル設計をもたらす可能性がある。
離散的又は連続的空間における任意の大規模な組合せ最適化問題(例えば、沸騰水型原子炉の炉心設計、加圧水型原子炉の炉心設計、搬送計画、資源配分、及びその他)のような広範な種々の制約条件及び最適化問題に適用可能な目的関数の一般定義は、下記の式で示される。一般目的関数は、クレジット成分とペナルティ成分の和として定義される。ペナルティ成分は、関係したペナルティ重みを乗算したペナルティ項を含む。クレジット成分は、関係したクレジット重みを乗算したクレジット項を含む。クレジット項は、問題のための最適性条件を表す。ペナルティ項は、問題のための制約条件を表す。各々のクレジット項は、最適性条件を定量化する数式である。各々のペナルティ項は、制約条件を定量化する数式である。これは数学的には次のように表現できる。
データアレイ内の最大値、
データアレイ内の最小値、
データアレイ内の平均値、
データアレイ内の積分値、
そのような最大値に違反する要素に限定された、データアレイの要素値と対応する制約限界値との間の計算された差の最大値、
そのような最小値に違反する要素に限定された、データアレイの要素値と対応する制約限界値との間の計算された差の最小値、
そのような平均値に違反する要素に限定された、データアレイの要素値と対応する制約限界値との間の計算された差の平均値、及び
そのような積分値に違反する要素に限定された、データアレイの要素値と対応する制約限界値との間の計算された差の積分値。
図5は、本発明による、提案されたソリューションを評価する方法を実行するためのアーキテクチャの実施形態を示す。図に示すように、サーバ10は、プロセッサ14に接続されたグラフィカルユーザインターフェース12を含む。プロセッサ14は、メモリ16に接続される。サーバ10は、ユーザ入力装置18(例えば、ディスプレイ、キーボード、及びマウス)により直接アクセス可能である。サーバ10はまた、それぞれイントラネット20及びインターネット24を介してコンピュータ22及び26によってもアクセス可能である。図5に示すアーキテクチャの動作については、以下に詳しく説明する。
1つの実施形態によると、上に述べた一般定義を満たすように構成された目的関数は、既にサーバ10のメモリ16内に記憶されている。例えば、構成済み目的関数は、以下に述べる実施形態のうちの1つに従って構成されたものとすることができる。この実施形態においては、ユーザは、サーバ10に対してメモリ16内に記憶された構成済み目的関数のリストを提供するように命令し、かつリストに含まれた構成済み目的関数のうちの1つを使用するようにサーバ10に命令する。
図8は、本発明の目的関数を使用した最適化プロセスのフローチャートを示している。ただ説明の便宜上で、図8の最適化プロセスは、図5に示すアーキテクチャによって実行されたものとして説明することにする。ステップS12において、プロセッサ14は、使用されている最適化アルゴリズムに基づく最適化問題の入力パラメータ(即ち、システム入力)のための1つ又はそれ以上の組の値をメモリ16から検索するか、もしくは作成する。例えば、沸騰水型原子炉の炉心設計の最適化問題の場合、入力パラメータのうちの幾つかは、原子炉内での新しい及び照射済み燃料バンドルの配置、制御棒グループ(シーケンス)の選択及びサイクル中の時間の関数としての制御棒グループ内における制御棒位置の配置、サイクル中の時間の関数としての炉心流量、原子炉冷却媒体の入口圧力、及びその他であろう。各々の入力パラメータ値の組は、最適化問題のソリューションの候補である。プロセッサ14は、シミュレーテッド運転を行って、各々の入力パラメータ値の組に対するシミュレーション結果を生成する。例えば、沸騰水型原子炉の炉心設計の場合、沸騰水型原子炉運転のための周知のシミュレーションプログラムが、入力パラメータの組を使用して実行される。シミュレーション結果には、最適化パラメータ及び最適化制約条件のための値(即ち、システム出力)が含まれる。これらの値又はこれらの値の部分集合は、目的関数の数式中の変数の値である。
112 原子炉容器
114 格納容器
116 炉心
118 タービン
120 発電機
122 復水器
Claims (10)
- 原子炉の性能を改善する方法であって、
原子炉の運転についての問題に対処する空間依存性制約条件及び照射依存性制約条件のうちの1つを使用して得られた原子炉のための運転ソリューションを実行するステップ、
を含むことを特徴とする方法。 - 前記制約条件が、空間依存性出力分布制約条件であることを特徴とする、請求項1に記載の方法。
- 前記空間依存性出力分布制約条件が、1つ又はそれ以上の漏れ燃料棒に対処することを特徴とする、請求項2に記載の方法。
- 前記空間依存性出力分布制約条件が、1つ又はそれ以上の腐食しやすい部位に対処することを特徴とする、請求項2に記載の方法。
- 前記空間依存性出力分布制約条件が、原子炉流量の低下に対処することを特徴とする、請求項2に記載の方法。
- 前記空間依存性出力分布制約条件が、劣化した出口蒸気特性に対処することを特徴とする、請求項2に記載の方法。
- 前記制約条件が、照射依存性制約条件であることを特徴とする、請求項1に記載の方法。
- 前記照射依存性制約条件が、熱限界の照射依存性に対処することを特徴とする、請求項7に記載の方法。
- 前記照射依存性制約条件が、前記原子炉が予想サイクル長さを超えて運転される場合の照射依存性を有する1つ又はそれ以上のパラメータに対処することを特徴とする、請求項7に記載の方法。
- 前記実行するステップに続いて、前記原子炉の性能に基づいて制約条件を修正するステップと、
前記修正された制約条件を使用して、前記実行するステップを反復するステップと、
を更に含むことを特徴とする、請求項1に記載の方法。
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