JP2004301585A - System for evaluating soundness of nuclear fuel - Google Patents

System for evaluating soundness of nuclear fuel Download PDF

Info

Publication number
JP2004301585A
JP2004301585A JP2003093161A JP2003093161A JP2004301585A JP 2004301585 A JP2004301585 A JP 2004301585A JP 2003093161 A JP2003093161 A JP 2003093161A JP 2003093161 A JP2003093161 A JP 2003093161A JP 2004301585 A JP2004301585 A JP 2004301585A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
nuclear
evaluation system
state quantity
integrity evaluation
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2003093161A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Shinichi Morooka
慎一 師岡
Hideo Komita
秀雄 小見田
Takeetsu Shirakawa
健悦 白川
Sunao Narabayashi
直 奈良林
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2003093161A priority Critical patent/JP2004301585A/en
Publication of JP2004301585A publication Critical patent/JP2004301585A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a system for evaluating the soundness of fuel rods which can appropriately evaluate it even if an abnormal transient change occurs in a nuclear power plant. <P>SOLUTION: The system has a means 1 for detecting a state of an abnormal transient change in a nuclear power plant; a dry-out determination means 2 for judging whether dry-out occurs in the fuel rods or not by calculating the nuclear hydrothermal performance of a core when the abnormal transient change is detected; a means 3 for calculating the temperature of a cladding tube for a fuel rod where the dry-out occurs when the occurrence of the dry-out is determined and a means 4 for determining the soundness of the fuel rods on the basis of the temperature of the cladding tube for the fuel rod calculated at least by the means 3. <P>COPYRIGHT: (C)2005,JPO&NCIPI

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。[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a nuclear fuel integrity evaluation system when an abnormal transient change occurs in a nuclear reactor, and relates to a system that informs an operator of whether or not a fuel rod is sound and determines whether or not it can be restarted. .
[0002]
[Prior art]
FIG. 6 shows an example of an analysis result of abnormal transient change of a typical boiling water reactor. Here, it is assumed that all the recirculation pumps fail and stop. In this case, the core inlet flow rate A decreases, voids occur in the core, and the output (neutron flux) B decreases. Further, the reactor pressure C gradually decreases. The example of FIG. 6 is a case where the initial core inlet flow rate is 1360 kg / m 2 / s and the initial reactor pressure is 7.3 MPa, and the vertical axis is a relative value where the initial value is 1. It is.
[0003]
FIG. 7 shows a change in the cladding temperature of the simulated fuel in a test simulating an abnormal transient change of the boiling water reactor. This test is an out-of-reactor test that does not use a nuclear reactor, and shows a case in which dryout with a simulated fuel is intentionally performed. When dryout occurs, the cladding temperature of the simulated fuel starts to rise (D in the figure). However, the rate of temperature rise is slow, and then falls rapidly (E in the figure) and returns to the normal temperature (F in the figure). This is due to a reduction in output and an improvement in cooling characteristics. Thus, in the event of a dryout, the maximum temperature rise is small, and the dryout time is short, so there is ample room for the current thermal design, and it is possible to operate at even higher power It is.
In order to reduce the dryout of a fuel assembly of a boiling water reactor, for example, a method described in Patent Document 1 is known.
[0004]
[Patent Document 1]
JP-A-7-140283
[Problems to be solved by the invention]
The current nuclear power plant system evaluates the margin before dryout, but it does not evaluate the fuel rod temperature and dryout time, so even if dryout occurs, the fuel rod integrity Cannot be evaluated.
[0006]
In order to solve the above problems, in the present invention, when an abnormal transient change occurs in a nuclear power plant, a nuclear fuel integrity evaluation system capable of appropriately evaluating whether or not fuel rods are healthy including after a dryout has occurred The purpose is to provide.
[0007]
[Means for Solving the Problems]
The present invention achieves the above object, and the invention according to claim 1 is a system for evaluating the soundness of a fuel rod with a cladding tube used in a reactor core of a nuclear power plant, wherein a state of the nuclear power plant is evaluated. State quantity detecting means for detecting the quantity, abnormal transient state detecting means for detecting an abnormal transient state based on the state quantity, and calculating the nuclear thermal hydraulic performance of the core when the abnormal transient state is detected. A dryout determining means for determining whether or not dryout has occurred in the fuel rod; and, when it is determined that the dryout has occurred, determining the temperature of the cladding tube of the fuel rod in which the dryout has occurred. Cladding temperature calculating means for calculating, and fuel rod soundness judging means for judging the soundness of the fuel rod based on at least the fuel rod cladding temperature calculated by the cladding temperature calculating means. And wherein the Rukoto.
[0008]
Further, according to a second aspect of the present invention, in the nuclear fuel integrity evaluation system according to the first aspect, the abnormal transient state detecting means obtains a time change rate of the state quantity, and based on the time change rate. It is characterized by determining an abnormal transient state.
[0009]
According to a third aspect of the present invention, there is provided a system for evaluating the soundness of fuel rods of a plurality of fuel assemblies used in a core of a nuclear power plant, a state variable detecting means for detecting a state variable of the nuclear power plant. And a reactor core thermal-hydraulic performance calculating means for calculating a thermal margin of each of the plurality of fuel assemblies based on the state quantity by a plant transient analysis code.
[0010]
According to a fourth aspect of the present invention, in the nuclear fuel integrity evaluation system according to the third aspect, the fuel of the fuel assembly determined to have no thermal margin by the core nuclear thermal hydraulic performance calculation means. The fuel cell system further comprises cladding temperature calculating means for calculating the temperature and the dry-out time for the fuel rod having the highest output among the rods.
[0011]
According to a fifth aspect of the present invention, in the nuclear fuel integrity evaluation system according to the fourth aspect, the temperature of the fuel rod having the highest output and the dry-out time calculated by the cladding tube temperature calculating means are determined based on the fuel integrity. A fuel rod health determining means for determining whether the fuel rod is healthy by comparing the fuel rod with a health evaluation database.
[0012]
According to a sixth aspect of the present invention, in the nuclear fuel integrity evaluation system according to the fifth aspect, the fuel rods of the plurality of fuel assemblies which are determined to be unhealthy by the fuel rod health determination means. The fuel cell system further includes means for specifying a fuel assembly including a rod.
[0013]
According to a seventh aspect of the present invention, in a system for evaluating the soundness of fuel rods of a plurality of fuel assemblies used in a core of a nuclear power plant, a state variable detecting means for detecting a state variable of the nuclear power plant And, based on the state quantity detected by the state quantity detection means, the plant transient analysis code uses the fuel assembly having the smallest thermal margin among the plurality of fuel assemblies in the rated operation state of the nuclear power plant. Core thermal-hydraulic performance calculating means for calculating a thermal margin of the body.
[0014]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
A first embodiment of a nuclear fuel integrity evaluation system according to the present invention will be described with reference to FIGS. This nuclear fuel integrity evaluation system evaluates the integrity of fuel rods in the core of an operating nuclear power plant. Although not shown, the core has a plurality of fuel assemblies, and each fuel assembly is configured by bundling a plurality of fuel rods. Further, each fuel rod is configured by filling a plurality of fuel pellets in a cladding tube. In order to maintain the integrity of the fuel rods, it is particularly important that the maximum temperature of the cladding is not excessively high and that the abnormally high temperature of the cladding is not maintained for a long time.
[0015]
In FIG. 1, a plant state quantity (pressure, output, flow rate, etc.) 20 of a nuclear power plant is constantly measured and monitored. The plant state quantity 20 is input to the abnormal transient change detecting device 1, and the abnormal transient change detecting device 1 determines whether an abnormal transient change has occurred.
[0016]
If an abnormal transient change has occurred, the core nuclear thermal-hydraulic performance calculation device 2 determines whether or not dryout has occurred in each fuel assembly of all the cores. If it is determined that dryout does not occur, restart the plant and return to normal operation. On the other hand, when it is determined that dryout has occurred, the temperature behavior of each fuel assembly is calculated by the fuel temperature behavior calculation 3 of the BT-generated fuel assembly. Here, “BT” is an abbreviation of Boiling Transition and has the same meaning as dryout.
[0017]
FIG. 2 shows a calculation example of the fuel temperature. The dryness time and the maximum clad tube temperature are determined, and the fuel integrity is determined by performing comparison 4 with the fuel strength data. If fuel integrity is confirmed, restart the plant and return to normal operation. If it is determined that fuel integrity is impaired, shut down the plant and replace damaged fuel.
[0018]
FIG. 3 shows an example of the processing content of the abnormal transient change detection device 1. That is, the abnormal transient change detection device 1 first calculates 22 the change rate of the plant data (pressure, recirculation flow rate, output, inlet fluid temperature, etc.) 20. Next, the change rate is compared with the comparison data of the change rate of each parameter of the abnormal transient change stored in the database, and the comparison 5 is performed.
[0019]
Next, a second embodiment of the nuclear fuel integrity evaluation system according to the present invention will be described with reference to FIGS. However, the nuclear power plant, the fuel rods, and the like to be evaluated here are the same as in the first embodiment. In FIG. 4, the constant measurement and monitoring of plant data (pressure, recirculation flow rate, output, inlet fluid temperature, etc.) 20 are the same as in the first embodiment.
[0020]
In the second embodiment, the pressure, flow rate, and quality (the steam flow rate in the gas-liquid two-phase flow) at each position in the axial direction of each fuel assembly are determined by the transient analysis code 6 from the time-series data of the plant data 20. And the time change 24 of the heat flux is calculated.
[0021]
Next, based on the calculated time change 24 of the heat flux, a critical output at that position is calculated, and a comparison 26 between the critical output and the heat flux is performed. From the comparison 26, when the limit output is smaller than the heat flux, it is determined that BT (dryout) occurs.
[0022]
When it is determined that dryout occurs, as shown in FIG. 5, the pressure, flow rate, quality, and heat flux at each position in the axial direction of the fuel assembly where dryout occurs are calculated by the core nuclear thermal hydraulic performance calculator 28. And the temporal change of the thermal margin are calculated. Further, using these calculation results, a fuel temperature change calculation 30 is performed using a heat transfer coefficient equation after dryout and a rewetting equation (an equation defining conditions for eliminating dryout). An example of the fuel temperature change thus obtained is schematically shown as reference numeral 32 in FIG. Further, based on the calculation result, calculation 34 of the temperature of the highest power rod and the dryout time is performed in the core.
[0023]
The temperature of the highest output fuel rod and the dryout time calculated by the above procedure are compared with a fuel integrity evaluation database prepared in advance to determine whether the fuel is healthy or not (not shown).
By replacing only the fuel assemblies determined to be unhealthy in fuel, the other fuel assemblies are not inspected, and the plant is restarted.
[0024]
In the description of FIG. 4, it is assumed that the evaluation is performed for all the fuels in the core. However, only the fuel assembly having the smallest thermal margin in the rated operation state is subjected to the thermal margin during the transient change. It is also possible to evaluate. By doing so, evaluation targets can be narrowed down, and the time and cost required for evaluation can be reduced.
[0025]
In the above description, the term “abnormal transient change detection device”, “core nuclear thermal hydraulic performance calculation device”, and the like are used. These can be separate devices, but it is a matter of course that the functions can be realized by a common computer.
[0026]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, when an abnormal transient change occurs in a nuclear power plant, it is possible to appropriately evaluate whether the fuel rods are sound, and as a result, the plant is started up quickly and the abnormal transient change is performed. Can be minimized.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic flowchart showing a processing procedure of a first embodiment of a nuclear fuel integrity evaluation system according to the present invention.
FIG. 2 is a graph showing an example of a fuel rod cladding tube temperature change calculated by the nuclear fuel integrity evaluation system of FIG. 1;
FIG. 3 is a schematic flowchart showing a specific example of the abnormal transient change detection device of FIG. 1;
FIG. 4 is a schematic flowchart showing a first half of a processing procedure of a second embodiment of the nuclear fuel integrity evaluation system according to the present invention.
FIG. 5 is a schematic flowchart showing the latter half following the processing procedure of FIG. 4;
FIG. 6 is a graph showing an example of an analysis result of abnormal transient change of a typical boiling water reactor.
FIG. 7 is a graph showing a change in cladding temperature of a simulated fuel in a test simulating an abnormal transient change of a boiling water reactor.
[Explanation of symbols]
1 ... Abnormal transient change detector, 2 ... Core nuclear thermal hydraulic performance calculator, 3 ... Calculation of fuel temperature behavior of BT generating fuel assembly, 4 ... Comparison with fuel strength data, 5 ... Parameter change of abnormal transient change Comparison with rate database, 6: transient analysis code, 20: plant state quantity.

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。In a system for evaluating the soundness of fuel rods with cladding used in the core of a nuclear power plant,
State quantity detection means for detecting the state quantity of the nuclear plant,
Abnormal transient state detecting means for detecting an abnormal transient state based on the state quantity,
When the abnormal transient state is detected, dry-out determination means for calculating the nuclear thermal hydraulic performance of the core, and determining whether or not dry-out has occurred in the fuel rods,
Clad tube temperature calculating means for calculating the temperature of the clad tube of the fuel rod in which the dryout has occurred when it is determined that the dryout has occurred,
Fuel rod soundness determining means for determining the soundness of the fuel rod based on at least the cladding temperature of the fuel rod calculated by the cladding temperature calculating means;
A nuclear fuel integrity evaluation system comprising: 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。2. The nuclear fuel integrity evaluation system according to claim 1, wherein the abnormal transient state detecting means determines a time rate of change of the state quantity, and determines an abnormal transient state based on the time rate of change. 3. Nuclear fuel integrity evaluation system. 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。In a system for evaluating the health of fuel rods of a plurality of fuel assemblies used in a core of a nuclear power plant,
State quantity detection means for detecting the state quantity of the nuclear plant,
Core nuclear thermal hydraulic performance calculating means for calculating a thermal margin of each of the plurality of fuel assemblies by a plant transient analysis code based on the state quantity;
A nuclear fuel integrity evaluation system comprising: 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。The nuclear fuel integrity evaluation system according to claim 3, wherein, among the fuel rods of the fuel assembly determined to have no thermal margin by the reactor core thermal-hydraulic performance calculation means, a fuel rod having the highest output, A nuclear fuel integrity evaluation system, further comprising clad tube temperature calculation means for calculating temperature and dryout time. 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。5. The nuclear fuel integrity evaluation system according to claim 4, wherein the temperature of the fuel rod having the highest output and the dryout time calculated by the cladding tube temperature calculation means are compared with a fuel integrity evaluation database. A nuclear fuel integrity evaluation system, further comprising fuel rod integrity determination means for determining whether the rod is healthy. 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。6. The nuclear fuel integrity evaluation system according to claim 5, further comprising: means for specifying a fuel assembly including a fuel rod determined to be unhealthy by the fuel rod health determination means, among the plurality of fuel assemblies. A nuclear fuel integrity evaluation system, further comprising: 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。In a system for evaluating the health of fuel rods of a plurality of fuel assemblies used in a core of a nuclear power plant,
State quantity detection means for detecting the state quantity of the nuclear plant,
On the basis of the state quantity detected by the state quantity detection means, the plant transient analysis code uses the fuel assembly having the smallest thermal margin in the rated operation state of the nuclear power plant among the plurality of fuel assemblies. A core thermal hydraulic performance calculating means for calculating a thermal margin;
A nuclear fuel integrity evaluation system comprising:
JP2003093161A 2003-03-31 2003-03-31 System for evaluating soundness of nuclear fuel Pending JP2004301585A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003093161A JP2004301585A (en) 2003-03-31 2003-03-31 System for evaluating soundness of nuclear fuel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003093161A JP2004301585A (en) 2003-03-31 2003-03-31 System for evaluating soundness of nuclear fuel

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2004301585A true JP2004301585A (en) 2004-10-28

Family

ID=33406020

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2003093161A Pending JP2004301585A (en) 2003-03-31 2003-03-31 System for evaluating soundness of nuclear fuel

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2004301585A (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2005172749A (en) * 2003-12-15 2005-06-30 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd Core monitor
JP2006349575A (en) * 2005-06-17 2006-12-28 Toshiba Corp Transient fuel soundness monitoring system for bwr
JP2008191002A (en) * 2007-02-05 2008-08-21 Nuclear Fuel Ind Ltd Method and means for judging integrity of fuel rod
JP2008261693A (en) * 2007-04-11 2008-10-30 Toshiba Corp Thermal critical output correlation expression formation method and fuel assembly design method

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2005172749A (en) * 2003-12-15 2005-06-30 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd Core monitor
JP4600722B2 (en) * 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 Core monitoring device
JP2006349575A (en) * 2005-06-17 2006-12-28 Toshiba Corp Transient fuel soundness monitoring system for bwr
JP4703281B2 (en) * 2005-06-17 2011-06-15 株式会社東芝 BWR excess fuel health monitoring system
JP2008191002A (en) * 2007-02-05 2008-08-21 Nuclear Fuel Ind Ltd Method and means for judging integrity of fuel rod
JP2008261693A (en) * 2007-04-11 2008-10-30 Toshiba Corp Thermal critical output correlation expression formation method and fuel assembly design method

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6611572B2 (en) Determination of operating limit minimum critical power ratio
EP2077561A1 (en) Thermal limit analysis with hot-channel model for boiling water reactors
US20090168946A1 (en) Thermal limit analysis with hot-channel model for boiling water reactors
Fleming et al. Database development and uncertainty treatment for estimating pipe failure rates and rupture frequencies
JP2004301585A (en) System for evaluating soundness of nuclear fuel
JP2005283269A (en) Transient boiling transition monitoring system for boiling water nuclear reactor and monitoring method
Nyman et al. Reliability of piping system components. framework for estimating failure parameters from service data
JP2009145339A (en) Method and apparatus for determination of safety limit minimum critical power ratio for nuclear fuel core
KR101083155B1 (en) Method for determining reigional overpower protection trip setpoint to core state
KR101146951B1 (en) Power distribution prediction method for CANDU
Wieckhorst et al. AREVA’s Test Facility KATHY: Robust Critical Heat Flux Measurements, a Prerequisite for Reliable CHF Prediction
JP4600722B2 (en) Core monitoring device
Graham et al. Bypass Flow Model Implementation for VERA BWR
JP4707826B2 (en) Boiling water reactor monitoring and control system
Sudadiyo Weibull model for RUL estimation at RSG-GAS reactor implemented on PA01-AP01 secondary pump
JP7512073B2 (en) System and method for evaluating and analyzing soundness
Zubair Investigation of Loss of Feedwater (LOFW) Accident in the APR‐1400 Using Fault Tree Analysis
Epiney et al. Representativity Analysis Applied to TREAT Water Loop LOCA Experiment Design
Fleming et al. Evaluation of design, leak monitoring, and nde strategies to assure pbmr helium pressure boundary reliability
ALY et al. On the effect of MOX fuel conductivity in predicting melting in FR fresh fuel by means of TRANSURANUS code
Kurth et al. Probabilistic Fracture Mechanics Analyses Comparison to LBB Assessments
Mascari et al. Analysis, by RELAP5 code, of boron dilution phenomena in a mid-loop operation transient, performed in PKL III F2. 1 RUN 1 test
Min et al. Development of Automated Cycle Counting Algorithms for APR1400 Fatigue Monitoring System
Shen et al. Application of Probabilistic Fracture Mechanics Analysis on BWR Recirculation Piping Systems
Chu et al. New generation PWR essential service water system commissioning design and analysis

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20050620

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20060829

RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20070222

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20070501

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20080507

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20080909