JP2004529361A - 沸騰水型原子炉の出力を増加させる方法 - Google Patents

Abstract

沸騰水型原子炉発電装置（８）の出力を増加させる方法（６０）は、沸騰水型原子炉（１０）の熱出力（９６）の最適アップレートを判定すること（６２）と、ユーザが沸騰水型原子炉を識別された最適最大熱出力で動作させるために原子力規制機関から認可改正を獲得するのを容易にするために出力を生成すること（６４）と、認可された最大熱出力以下である目標熱出力で動作するようにユーザが沸騰水型原子炉を変形するのを容易にするために出力を生成すること（６６）を含む。更に、方法は、沸騰水型原子炉の熱出力が認可された最大熱出力を超えないように熱出力を変化させることにより、ユーザが原子力発電装置を一定の電気出力（９８）で動作させるのを容易にするために出力を生成することを含む。

Description

【技術分野】
【０００１】
本発明は一般に原子炉に関し、特に、沸騰水型原子炉の熱出力を増加させる方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
典型的な沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、核燃料から熱を除去する循環冷却剤、すなわち、水の中に浸漬された核燃料炉心を内蔵する圧力容器を含む。水は沸騰されて、電力を発生する蒸気タービン−発電機を駆動するための蒸気を発生する。その後、蒸気は凝縮され、その水は閉ループシステムを経て圧力容器に戻される。配管回路は蒸気をタービンへ搬送すると共に、再循環水又は供給水を核燃料が入った圧力容器に戻す。
【０００３】
ＢＷＲは、要求に応答してＢＷＲの様々な個別の動作を制御するいくつかの従来の閉ループ制御システムを含む。例えば、制御棒駆動制御システム（ＣＲＤＣＳ）は炉心内部における制御棒の位置を制御し、それにより、炉心内部における反応度を判定し、その結果として炉心の出力を判定する炉心内の制御棒密度を制御する。再循環流量制御システム（ＲＦＣＳ）は炉心流量を制御する。炉心流量は炉心における蒸気と水の関係を変化させ、炉心の出力を変化させるために使用できる。これら２つの制御システムは互いに関連して動作し、任意の時点において炉心の出力を制御する。タービン制御システム（ＴＣＳ）は圧力調整又は負荷需要に基づいてＢＷＲからタービンへの蒸気流れを制御する。
【０００４】
これらのシステム、並びにその他のＢＷＲ制御システムの動作はＢＷＲの様々な監視パラメータを利用して制御される。監視パラメータのいくつかを挙げると、ＲＦＣＳにより影響を受ける炉心流れ及び炉心流量、原子炉ドーム又はタービンへの入口で測定することができる、圧力容器からタービンへ吐出される蒸気の圧力である原子炉システム圧力、中性子束又は炉心出力、供給水の温度及び流量、タービンに供給される蒸気の流量、並びにＢＷＲシステムの様々な状態標識などがある。多くの監視パラメータは直接測定されるが、炉心熱出力などの他のパラメータは測定されたパラメータを使用して計算される。必要に応じて原子炉を外部環境から隔離し、炉心が緊急事態の間に過熱するのを防止するように、発電装置の安全な稼動停止を保証するために、センサからの出力と計算されたパラメータは緊急保護システムに入力される。
【０００５】
従来、原子炉は原子力規制機関により認可された定格熱出力レベルより高い熱出力レベルで動作するように設計されていた。規制機関の認可ガイドラインに適合するために、原子炉は原子炉が実現可能である最大熱出力より低い最大熱出力で動作される。それらの元来の設計基準は設計時に考慮に入れられる大きく、控えめなマージンを含んでいる。何年にもわたる動作の後、原子炉を元々認可されていた熱出力レベルより高い熱出力レベルで安全に動作させることが可能であるとわかった。また、動作パラメータの変更及び／又は機器の変形により、著しく高い最大熱出力（本来の認可出力の１２０％を超えるまで）で原子炉は安全に動作できることも判定されている。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
発電装置の物理的構成及び所有／稼動事業体の財政上の基準と矛盾しないように沸騰水型原子炉の熱出力を安全に増加させる方法を提供することが望ましいであろう。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
一実施例では、コンピュータ制御下で沸騰水型原子炉発電装置の出力を増加させる方法は、沸騰水型原子炉の熱出力の最適アップレートを判定することを含む。最適アップレートは最適最大熱出力を含む。方法は、ユーザが沸騰水型原子炉を識別された最適最大熱出力で動作させるために原子力規制機関から認可改正を獲得するのを容易にするために所定のフォーマットの出力を生成することを更に含む。
【０００８】
方法は、原子力規制機関により承認された最大熱出力以下である目標熱出力で動作するようにユーザが沸騰水型原子炉を変形するのを容易にするために出力データを生成することを更に含む。熱出力の増加は一定の原子炉圧力を維持するか、又は別の実施例のように原子炉圧力を増加させることにより獲得できる。更に、方法は、沸騰水型原子炉の熱出力が原子力規制機関により承認された最大熱出力を超えないように熱出力を変化させることにより、ユーザが原子力発電装置を一定の電力出力で動作させるのを容易にするために出力を生成することを含む。
【０００９】
以上説明した方法により、原子力発電装置の所有者／操作担当者は、発電装置の出力をアップレートするための原価便益性の良い方法を得ることができる。方法によれば、所有者／操作担当者は発電装置の物理的構成及び発電装置の財政上の判定基準を考慮して、最適のアップレート方法を判定することができる。更に、上述の方法によれば、１年を通して一定の電気出力を維持するために、原子力発電装置を発電装置のタービン発電機の最大電気定格で動作させることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１０】
図１は、発電システム８の基本構成要素の概略図である。システムは、炉心１２を内蔵する沸騰水型原子炉１０を含む。炉心１２の熱出力を使用して沸騰した水１４は水／蒸気相１６を通過して、蒸気１８になる。蒸気１８は蒸気流路２０の配管を通って流れ、蒸気タービン２４に流入する蒸気１８の量を制御するタービン流量制御弁２２に到達する。蒸気１８はタービン２４を駆動するために使用され、タービン２４は電力を発生する発電機２６を駆動する。蒸気１８は凝縮器２８まで流れ、そこで水１４に再変換される。水１４は給水ポンプ３０により給水流路３２の配管を介して原子炉１０に戻される。
【００１１】
原子炉１０の動作領域４０は、図２に示すような原子炉熱出力及び炉心流れのマップにより特徴づけられる。通常、原子炉は、原定格熱出力の１００パーセント及び定格炉心流れの１００パーセントにより規定される動作ポイント４４によって特徴づけられる流量制御／ロッドライン４２以下で動作することを認可されている。状況によっては、原子炉はより広い領域で動作することを認可されるが、原定格熱出力の１００パーセント及び定格炉心流れの７５パーセントにより規定される動作ポイント４８によって特徴づけられる流量制御／ロッドライン４６以下の動作に限定される。
【００１２】
場合によっては出力アップレートと呼ばれる、原定格認可熱出力の１００パーセントを超える熱出力で動作することが望ましい。ライン５０は動作領域４０の可能上限境界を表す。動作領域４０のアップレート領域で動作するためには、動作条件及び／又は機器の修正が必要である。最適出力アップレートレベルは発電装置の物理的能力と、発電装置の所有者／操作担当者の財政上の目標とに基づいて規定される。
【００１３】
図３は、本発明の一実施例に従って、コンピュータ制御の下で沸騰水型原子炉１０の熱出力を増加させる方法６０のフローチャートである。一実施例では、方法６０は、沸騰水型原子炉１０の熱出力の最適アップレートを判定すること６２を含む。最適アップレートは最適最大熱出力を含む。方法６０は、ユーザが沸騰水型原子炉１０を識別された最適最大熱出力で動作させるために原子力規制機関から認可改正を獲得することを容易にするために所定のフォーマットの出力を生成すること６４を更に含む。方法６０は、ユーザが沸騰水型原子炉１０の発電装置機器及び／又は動作パラメータを修正することを容易にするために出力データを生成すること６６と、ユーザが原子力規制機関により承認され且つ認可された新たな最大熱出力以下である目標熱出力で原子炉１０を操作させることを容易にするために出力データを生成すること６８を更に含む。別の実施例においては、方法６０は、沸騰水型原子炉１０の熱出力が原子力規制機関により承認された最大熱出力を超えないようにユーザが熱出力を変化させることにより、発電システム８を一定の電力出力で動作させることを容易にするために出力データを生成すること７０を含む。
【００１４】
図４を参照すると、熱出力の最適アップレートを判定する過程６２は、コンピュータ生成原価便益プロファイル８０を生成するために原価便益分析を実行することを含む。判定は、様々に異なるレベルの熱出力アップレートを生成できる可能な発電装置機器の変形及び／動作パラメータ修正について実行される。考慮に入れられる費用は、発電装置機器の変形及び／又は動作パラメータの修正と関連する費用を含む。例えば、変更は高圧タービン、低圧タービン、発電機、変換器、給水タービン、等位相バス冷却などの変形及び／又は交換を含むことができる。原価便益プロファイル８０は、特定のパーセントアップレートと関連する費用を結果として得られるドル／ＫＷ単位の電気出力を発生する費用と比較することにより最適熱出力アップレートを判定するために使用される。物理的な発電装置変形及びそれらに対応する費用に基づいてピンチポイントが識別される。例えば、ピンチポイント８２、８４、８６、８８及び９０は原価便益プロファイル８０を規定している。
【００１５】
ポイント８２は２５００万ドルの費用における原認可炉心出力のＸ₁パーセントへのアップレートを表す。この例では、Ｘ₁パーセントの出力アップレートは３６４ドル／ＫＷの電気出力の関連費用を発生させる。ポイント８４は、物理的な発電装置の変形のための費用を含めて、約２７００万ドルの関連総費用による原認可炉心出力のＸ₂パーセントへのアップレートと、その結果としての約３０６ドル／ＫＷの電気出力の費用とを表す。ポイント８６は、発電装置の変形のための費用を含めて、約３７００万ドルの総費用における原認可炉心出力のＸ₃パーセントへのアップレートと、その結果としての２７１ドル／ＫＷの電気出力の費用とを表す。ポイント８８は、発電装置の変形のための費用を含めて、約４２００万ドルの総費用における原認可炉心出力のパーセントへのアップレートと、その結果としての２７４ドル／ＫＷの電気出力の費用とを表す。ポイント９０は、発電装置の変形のための費用を含めて、約５５００万ドルの総費用における原認可炉心出力のＸ₅パーセントへのアップレートと、その結果としての３１２ドル／ＫＷの電気出力の費用とを表す。
【００１６】
図４に示す原価便益プロファイルは、原認可炉心出力のＸ₃パーセントへのアップレートが発電装置の変形及びグレードアップのための費用を含めた３７００万ドルの総費用は所有者／操作担当者の財政パラメータと一致することを保証する最適出力アップレートであることを認定している。Ｘ₃パーセントへのアップレートは最低の費用で電気を発生させる。
【００１７】
出力のアップレートは確定されている発電装置の動作圧力の増加を伴って実現されることも可能であるが、それを伴わずに実現されても良い。原子炉の圧力制御はプログラムに基づくコンピュータ命令を介して維持される。定圧方式（正規の動作原子炉ドーム圧力の増加はない）の場合、出力アップレートは縮小された範囲の安全評価を含み、改正認可の承認が取れ次第実現されることが可能である。設計基本出力と原認可出力との間に固有のマージンが設けられているため、定圧方式は原認可炉心熱出力の１０５パーセント以下の出力アップレートに対して有益である。従って、出力アップレートは既存の発電装置の能力を最大限に利用する。１０５パーセント以下のアップレートのための定圧方式は物理的な発電装置の変形を含まないので、原子炉を停止する必要なく出力アップレートを実現できる。
【００１８】
場合によっては、固有の安全マージンを利用することが１０５パーセントの出力アップレートを達成しないことがあり、発電装置の変形が必要になる。圧力増加方式は要求される発電装置の変形を最小限に抑える。出力アップレートが１０５パーセントを超える場合、発電装置の変形はほぼ常時必要であり、動作圧力は計画されたハードウェアの変形及び／又は交換に相応するように選択される。
【００１９】
図５は、認可出力アップレート９２と、タービン発電機２６の出力レベル能力を表す目標出力アップレート９４との関係を示すグラフである。動作認可に従うためには、目標出力アップレート９４は認可出力アップレート９２以下でなければならない。出力アップレートを実現するための長時間位相方式は、発電システム８の所有者／操作担当者が複数の段階を経て必要とされる発電装置の変形を実現できるように認可出力アップレート９２より低い目標出力アップレート９４を選択することを含む。
【００２０】
図６は、熱出力９６が一定に保持される場合の時間の経過に伴う発電システム８の熱出力９６と電力出力９８との従来の関係を示すグラフである。季節による周囲条件の変化はタービン２４（図１に示す）の効率に影響を及ぼし、その結果、システム８の電力出力９８に変動が起こる。通常、タービンの効率は夏の高温、高湿度の条件の下で低下し、それにより、エアコンなどの電気製品の使用により電力需要が高まる季節に電力出力の減少を招く。
【００２１】
この問題は、図７のグラフに示すように一定の電力出力９８で発電システム８を動作させることにより克服される。一定の電力出力で動作するために、タービン効率の低下を克服するようにタービン効率が低下する期間中に熱出力９６は増加する。先に説明したように、方法６０において計算される最適出力アップレートレベルはタービン効率が低下する期間中に期待される最大熱出力レベルスイングを抑制する。この方式により、発電装置８の所有者／操作担当者は発電装置８を１年を通してそれに設置された発電機２６の最大容量条件で動作させることができ、それにより、発電量及び後の時点で電力を販売することにより得られる収入は最大になる。
【００２２】
先に説明した、一実施例におけるコンピュータ制御方法６０はウェブでイネーブルされ、企業体のイントラネットで実行される。別の実施例では、コンピュータ制御方法６０は企業体のファイアウォールの外にいる、アクセスを許可された個人によりインターネットを介して完全にアクセスされる。更に別の実施例においては、コンピュータ制御方法６０はＷｉｎｄｏｗｓ（登録商標）ＮＴ環境で実行されるか、又は単純にＣＰＵ、メモリ及びユーザインタフェースを有する独立型コンピュータシステムで実行される。更に別の実施例では、コンピュータ制御方法６０は単純にスプレッドシートソフトウェアを利用することにより実施される。
【００２３】
本発明を様々な特定の実施例によって説明したが、特許請求の範囲の趣旨の範囲内で本発明を変形を伴って実施できることは当業者には認識されるであろう。
【図面の簡単な説明】
【００２４】
【図１】タービン発電機及び沸騰水型原子炉を含む発電システムの基本構成要素の概略図。
【図２】図１に示す沸騰水型原子炉の拡張された動作領域及び出力アップレートを示す定格熱出力と炉心流れの割合（％）のグラフ。
【図３】本発明の一実施例に従った、コンピュータ制御下で図１に示す沸騰水型原子炉の出力を増加させる方法を示すフローチャート。
【図４】コンピュータで生成された原価便益プロファイルのグラフ表示。
【図５】認可された出力アップレートとタービン出力アップレートの関係を示すグラフ。
【図６】熱出力が一定に保持されている場合の時間の経過に伴う熱出力と電力出力との関係を示すグラフ。
【図７】本発明の一実施例に従った、電力出力が一定に保持されている場合の時間の経過に伴う熱出力と電力出力との関係を示すグラフ。
【符号の説明】
【００２５】
８…発電システム、１０…沸騰水型原子炉、１２…炉心、２２…流量制御弁、２４…蒸気タービン、２６…発電機、２８…凝縮器、３０…給水ポンプ

Claims (12)

1. コンピュータ制御下で沸騰水型原子炉発電装置（８）の出力を増加させる方法（６０）において、
   沸騰水型原子炉（１０）の熱出力（９６）の、最適最大熱出力から成る最適アップレートを判定する過程（６２）と、
   ユーザが前記沸騰水型原子炉を識別された最適最大熱出力で動作させるために原子力規制機関から認可改正を獲得するのを容易にするために所定のフォーマットの出力を生成する過程（６４）から成る方法。
2. 原子力規制機関により承認された最大熱出力以下である目標熱出力（９６）で動作するようにユーザが前記沸騰水型原子炉を変形するのを容易にするために出力を生成する過程（６６）を更に含む請求項１記載の方法（６０）。
3. 前記沸騰水型原子炉（１０）の熱出力が原子力規制機関により承認された最大熱出力を超えないように熱出力（９６）を変化させることにより、ユーザが一定の電気出力（９８）で前記原子力発電装置（８）を動作させるのを容易にするために出力を生成する過程（７０）を更に含む請求項２記載の方法（６０）。
4. 前記原子力発電装置（８）を一定の電気出力（９８）で動作させることは、前記原子力発電装置を一定の最大電気出力で動作させることから成る請求項３記載の方法（６０）。
5. 沸騰水型原子炉（１０）の熱出力の最適アップレートを判定する過程（６２）は、様々な出力増加レベルで炉心熱出力（９６）を増加させる費用を計算し、それらの費用を各々の熱出力増加レベルと関連する便益と比較することにより、原価便益分析を実行する過程から成る請求項１記載の方法（６０）。
6. 原価便益分析を実行する過程は、
   各々の熱出力（９６）増加レベルを実現するために必要とされる発電装置の変形及び／又は動作修正を識別する過程と、
   熱出力の増加レベルごとに、発電装置の変形及び／又は動作修正と関連する費用を含む総アップレート費用を計算する過程と、
   各々の熱出力増加レベルで電気出力のＫＷごとの総費用を計算する過程と、
   各熱出力レベルの見積もられた総アップレート費用と、電気出力（９８）のＫＷごとの関連費用とを比較する過程とを含む請求項５記載の方法（６０）。
7. 沸騰水型原子炉（１０）の熱出力（９６）の最適アップレートを判定する過程（６２）は、所定の予算制約と関連させて、総アップレート費用及び電気出力のＫＷごとの関連費用に基づいて最適最大熱出力レベルを選択する過程を更に含む請求項６記載の方法（６０）。
8. 沸騰水型原子炉発電装置（８）の出力を増加させるシステムにおいて、前記システムは、
   様々な熱出力レベルで炉心熱出力（９６）を増加させる費用を各々の熱出力増加レベルと関連する便益と比較する原価便益分析を実行することにより、沸騰水型原子炉（１０）の最適最大熱出力（９６）を判定し、
   ユーザが前記沸騰水型原子炉を識別された最適最大熱出力で動作させるために原子力規制機関から認可改正を獲得するのを容易にするために出力データを生成するように構成されたコンピュータを具備するシステム。
9. 前記コンピュータは、更に、原子力規制機関により承認された最大熱出力以下である目標熱出力（９６）で動作するようにユーザが前記沸騰水型原子炉（１０）を変形するのを容易にするために出力データを生成するように構成されている請求項８記載のシステム。
10. 前記コンピュータは、更に、前記沸騰水型原子炉の熱出力が原子力規制機関により承認された最大熱出力を超えないように熱出力（９６）を変化させることにより、ユーザが前記原子力発電装置（８）を一定の電気出力（９８）で動作させるのを容易にするために出力を生成するように構成されている請求項９記載のシステム。
11. 前記コンピュータは、更に、
    各々の熱出力（９６）増加レベルを実現するために必要とされる発電装置の変形及び／又は動作修正を識別し、
    熱出力増加レベルごとに、各々の発電装置の変形及び／又は動作修正と関連する見積もり総費用を計算し、
    各々の熱出力増加レベルで電気出力（９８）のＫＷごとの費用を計算し、
    各熱出力レベルの見積もり総費用と、電気出力のＫＷごとの関連費用とを比較するように構成されている請求項８記載のシステム。
12. 前記コンピュータは、更に、所定の予算制約と関連させて、総費用及び電気出力（９８）のＫＷごとの関連費用に基づいて最適最大熱出力レベルを選択するように構成されている請求項１１記載のシステム。

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