JP2006189435A - 燃料棒破損の評価方法 - Google Patents

燃料棒破損の評価方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2006189435A
JP2006189435A JP2005367368A JP2005367368A JP2006189435A JP 2006189435 A JP2006189435 A JP 2006189435A JP 2005367368 A JP2005367368 A JP 2005367368A JP 2005367368 A JP2005367368 A JP 2005367368A JP 2006189435 A JP2006189435 A JP 2006189435A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel rod
parameters
fuel
parameter
monitoring
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.)
Granted
Application number
JP2005367368A
Other languages
English (en)
Other versions
JP5219336B2 (ja
JP2006189435A5 (ja
Inventor
Harold Yeager
ハロルド・イェーガー
Russell Stachowski
ラッセル・スタチョウスキ
Charles Mcneely
チャールズ・マックニーリー
Gerald Potts
ジェラルド・ポッツ
Anthony Reese
アンソニー・リース
Robert Rand
ロバート・ランド
Robert Schneider
ロバート・シュナイダー
Angelo Chopelas
アンジェロ・チョペラス
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.)
Global Nuclear Fuel Americas LLC
Original Assignee
Global Nuclear Fuel Americas LLC
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 Global Nuclear Fuel Americas LLC filed Critical Global Nuclear Fuel Americas LLC
Publication of JP2006189435A publication Critical patent/JP2006189435A/ja
Publication of JP2006189435A5 publication Critical patent/JP2006189435A5/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5219336B2 publication Critical patent/JP5219336B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04Detecting burst slugs
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/001Computer implemented control
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】燃料棒の破損を評価するためのシステム及び方法を開示する。
【解決手段】本方法は、燃料棒の運転状態を監視する段階と、燃料棒パラメータをパラメータ限界値と比較する段階と、個々の燃料棒の破損の尤度を判定するために燃料棒性能パラメータを計算する段階と、計算した燃料棒パラメータに基づいてプラント運転パラメータを更新する段階とを含むことができる。本システムは、計算した燃料棒パラメータを燃料破損モデルに入力して、破損の確率を評価しかつ燃料破損モデル内での燃料棒パラメータに基づいて個々の燃料棒の破損の確率を予測することができる。
【選択図】 図1

Description

本発明は、総括的には、特に原子炉の炉心内における燃料棒の破損を評価することに関する。
核原子炉などにおける燃料アセンブリは、プラントの運転及び安全性に関して最も重要な核成分である。燃料アセンブリは各々、一般的に複数の垂直に直立した燃料棒を形成する。従って、核産業の最近の経験則は、可能な限り燃料アセンブリ出力、放出照射線量及びサイクル長を増大させようとする。その結果、このことにより、特に運転出力操作中に燃料棒の健全性及び放射能放出の問題が生じる。従って、いつ特定の運転状態が許容公差レベルを超えるかを判定するために燃料棒を監視することは、原子炉において極めて重要であるといえる。原子炉内において、一本の燃料棒でも破損すると、正常な運転を続ける原子炉の能力を全体的に損なう可能性があり、これにより設備又はプラントの一時的な停止を招くおそれがある。典型的な破損は、出力の増大に伴って引き起こされる燃料棒への加わる負荷(即ち、フープ応力)に関連づけることができる。このような負荷は、一般的に、原子炉の単一の出力操作中などに突然起こる場合があり、或は、特定の燃料棒に対して多数回の出力増及び出力減によるサイクル性負荷が加わっても起こる場合がある。さらに、その燃料アセンブリは、一般的に、補修するか(即ち、アセンブリ内の破損した燃料棒を交換することによって)あるいは全体を交換しなければならないことになり、この費用が、停止時間ならびにそれに関連のコストに加わることになる。燃料棒を基本的な安全規準内に維持するための方法は、原子炉内の燃料棒がある所定の出力レベルで又はそれ以下において所定の安全性マージン内で機能することを示す統計的/実証的な証拠を呈示することである。これは、燃料の寿命期間及び使用期間において、原子炉炉心内の全ての燃料棒の被覆に加わる熱応力及び機械的応力を安全レベルに保つ(例えば、燃料棒被覆のあらゆる割れ発生又は破壊とその後の汚染物質の漏出とを防止する)ことを意図している。原子炉運転を燃料棒熱機械的設計及び安全分析規準内に維持することを保証するために、原子炉運転限界値が設定されている。これらの運転限界値は、例えば燃料ペレット照射線量レベル−通常、最大線形発熱量(maximum linear heat generation rate、即ち、MLHGR、つまり燃料棒の単位長当たりの燃料棒によって発生した最高熱)又はMLHGR対照射線量又は時間の変化として表される−の関数としての最大許容燃料ペレット運転出力によって定めることができる。燃料棒の運転を直接監視すること及びその後燃料棒性能パラメータを計算することにより、燃料棒の有効寿命を維持するように適切な運転戦略を決定することが可能になる。しかしながら、現在の監視手法は、あらゆる燃料棒(又は、より局所的には燃料棒ペレット)の出力レベルを、先験的に想定したところの1組の燃料棒運転条件に基づいて設定することに限定されている。この燃料棒出力限界値は次に、実際の運転履歴に関係なく適用され、その結果、燃料棒の安全性マージンに対して余りにも保守的なもの及び/又は評価が不完全なものになっている。
例えば原子力発電プラントなどの大規模設備では、全ての燃料棒の燃料棒パラメータを監視することは、複雑かつ時間が掛かるプロセス(例えば、原子炉は一般的に、約6万個の燃料棒を有する場合がある)となる。例えば、プラント要員は、適切な運転を確保するために、傾向を記録し、分析し、解釈し、判定し、かつ燃料棒に関する運転条件データを維持することを求められるが、出力停止中のオフラインでの作業の間でも、フープ応力、内部圧力、温度及び核分裂ガス放出のような燃料棒のパラメータを測定することが知られている。しかしながら、これらの棒パラメータの測定は一般的に、破損が起こった後にのみ可能である。従って、原子炉出力操作前にあるいは出力操作中のような、これらの燃料棒パラメータが分からない状態では、運転戦略において破損の確率を減少させるように燃料棒の特性を考慮することはできない。さらに、燃料棒が破損した場合には、燃料棒の内部の状態は、正常運転の燃料棒から大幅に異なっている可能性がある。従って、一旦燃料棒が破損すると、水素脆化や被覆健全性の不足から生じる他のメカニズムによって破損燃料棒が損傷されないようにする耐性は非常に小さくなっているので、破損の程度(劣化)が進行する可能性があるか否かは、破損燃料を除去することができるまでの間は、炉心を運転する上での最大の懸念事項である。従って、破損燃料棒の挙動を判定するモデルは、正常な燃料棒に適用するものとは異なったものになる。
従って、本発明の例示的な実施形態は、エネルギー出力を増大させかつプラント性能及び燃料効率を向上させることを可能にする目的で燃料棒破損の危険性に関して燃料棒パラメータを評価するためのシステム及び方法を提供することができる。
本発明のシステム及び方法による1つの例示的な実施形態は、燃料棒の運転状態を監視する段階と、個々の燃料棒の破損の危険性を判定するために燃料棒パラメータを計算する段階(いわゆる燃料棒パラメータを監視する段階)と、計算した燃料棒パラメータをパラメータ限界値と比較する段階と、計算した燃料棒パラメータに基づいてプラント運転パラメータを更新する段階とを含むことができる。
本発明のシステシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、燃料棒パラメータをリアルタイムで監視する段階を行う。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、燃料棒パラメータを定期的に監視する段階を行う。さらに別の例示的な実施形態では、定期的な監視は、1時間毎に行うことができる。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、オペレータなしで燃料棒パラメータを自動的に監視する段階を行う。さらに別の例示的な実施形態では、燃料棒パラメータの監視は、オペレータが行うことができる。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、プラントコンピュータ、炉心監視システム及び該プラントコンピュータにリンクしないものとすることができるコンピュータの少なくとも1つによって燃料棒パラメータを監視する段階を行う。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、インターネットを介して燃料棒パラメータを監視する段階を行う。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、比較した燃料棒パラメータがパラメータ限界値よりも大きい場合に、オペレータに通知する段階を行う。さらに別の例示的な実施形態では、燃料棒パラメータの比較は、運転の成功をもたらした以前に監視した他のパラメータとの間で行うことができる。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、燃料棒パラメータを再計算するために計画プラント運転を修正する段階を行う。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、燃料棒パラメータが応力、内部ガス圧力、温度、変形、核分裂生成ガスの放出、燃料膨張及び焼締まり、被覆熱膨張並びに被覆腐食の少なくとも1つとすることができるようにする。
本発明のシステム及び方法による別の例示的な実施形態は、燃料棒パラメータを監視する段階と、計画運転操作及び条件を入力して予測燃料棒性能パラメータを生成する段階と、個々の燃料棒が破損する可能性を判定するために燃料棒パラメータを計算しかつ計算した燃料棒パラメータをパラメータ限界値と比較する段階と、計算した燃料棒パラメータに基づいてプラント運転パラメータを更新する段階とを含むことができる。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、計画運転操作を入力する段階を出力操作運転前に行うことができるようにする。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、燃料棒パラメータを計算する段階を燃料棒のサブセットに関係する手動で指定した計算値に基づくものとすることができるようにする。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、バンドル内の対称なロッドを除き、燃料棒のサブセットをバンドル内での独自のロッド位置の全てとすることができるようにする。さらに別の例示的な実施形態では、燃料棒のサブセットは、最近の制御ブレードの動きに近接して位置するものとすることができる。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、破損が発生する可能性がより高い燃料棒を特定するアルゴリズムに基づいて燃料棒パラメータを計算する段階を行う。
本発明のシステム及び方法の他の例示的な実施形態は、それとは別に、異なる計画プラント運転条件を入力することによって計画プラント運転を修正する段階を行う。
本発明のシステム及び方法による別の例示的な実施形態は、燃料棒の運転状態を監視する段階と、計画運転操作及び条件を入力して予測燃料棒性能パラメータを生成する段階と、個々の燃料棒の破損の尤度を判定するために燃料棒パラメータを計算しかつ計算した燃料棒パラメータをパラメータ限界値と比較する段階と、破損燃料棒パラメータを計算しかつ破損燃料棒パラメータを破損燃料棒限界値と比較する段階と、計算した燃料棒パラメータ及び計算した破損燃料棒パラメータに基づいてプラント運転パラメータを更新する段階とを含むことができる。
本発明の例示的な実施形態では、パラメータをモデルに入力して破損燃料棒の劣化の危険性を評価する一助とすることができる。例えば、燃料棒に作用する応力の測定値は、劣化の確率を評価する一助とすることができる破損燃料モデルに入力することができる。
本発明の例示的な実施形態は、計画又は非計画出力操作についての評価及び最適化の通常部分の一部として燃料棒パラメータを評価するのに利用可能とすることができる。
本発明の例示的な実施形態は、破損燃料棒パラメータを知ることで、燃料棒劣化及び将来の破損を低減及び/又は防止することができる。
本発明のこれら及び他の特徴及び利点は、本発明によるシステム及び方法の様々な例示的な実施形態の以下の詳細な説明において説明し又はそれら説明から明らかである。
本発明の例示的な実施形態は、添付図面に関連して行う以下の詳細な説明を参照することで容易に理解されるであろう。
以下の説明及び例示的な実施形態は、事実上単なる例示であり、いかなる点においても本発明、その用途又は使用を限定することを意図するものではない。原子力発電プラントに関連して本発明を説明するが、本発明は、例えば燃料要素として燃料棒を必要とする沸騰水型原子炉(BWR)、加圧水型原子炉(PWR)及び軽水型原子炉(LWR)などのような任意の形式の原子炉に関連して説明することができることが分かるであろう。
本発明は、「燃料棒パラメータ」と呼ばれる燃料棒被覆中央平面フープ応力に関連した問題に対処するものであるが、燃料棒パラメータは、それに限定されないが、例えば燃料棒内部ガス圧力、他の燃料棒被覆応力、燃料及び被覆温度、燃料及び被覆変形、核分裂生成ガスの放出、燃料膨張及び焼締まり、被覆熱膨張並びに被覆腐食を意味することができることを理解されたい。さらに、上記に挙げたものは限定的なものではなく、計算したパラメータも、他の燃料棒特性に関連づけることができることを理解されたい。
従って、本発明の例示的な実施形態は、エネルギー出力を増大させかつプラント性能及び燃料効率を向上させることを可能にする目的で燃料棒破損の危険性に関して燃料棒パラメータを評価するためのシステム及び方法を提供することができる。
本発明の例示的な実施形態は、定期的かつ自動的に燃料棒バンドルを監視してデータ(例えば、ノード出力/照射線量、ボイド履歴、ボイド率及び制御状態など)を収集することができるプラントコンピュータとリンクしたシステムを提供することができる。次に、本システムは、収集したデータを用いて時間/照射線量(実際の運転履歴に基づいた)の関数として燃料棒パラメータを計算しかつ更新することができる。計算は、熱機械コンピュータコード(例えば、PRIME又はGESTR)によって行うことができる。燃料性能パラメータの計算に必要なデータは、一時的に又は燃料棒放出の始めから終わりまで格納することができる。パラメータは、必要に応じて、様々な方法で計算しかつ表示することができる(例えば、最高応力又は最高デルタ応力)。さらに、応力パラメータ(又は、他の関連した熱機械パラメータ)は、破損燃料モデル、例えば損傷指数に入力して、現在及び/又は将来の原子炉出力操作における燃料破損の確率の別のレベルの評価を行うことができる。例えば、出力操作を行おうとするとき(予測モード)、出力操作前に予測事例を機能させて、出力操作における予想バンドル/棒出力に基づいて予測応力を計算することができるようにすることができる。それに代えて、予測事例が必要でない/要求されない場合には、通常どおり実燃料棒出力に基づいて燃料棒応力を計算することができる(監視モード)。予測計算値は、手動で指定することができる棒のサブセットに限定することによって、又はより高い応力を受ける可能性がより高い燃料棒を特定することができるアルゴリズムに基づいて計算することができることを理解されたい。
本発明のシステム及び方法による例示的な実施形態は、監視モード中とすることができる。監視モードは、原子炉の条件、状態及び/又は計測を監視する段階と、原子炉運転履歴を蓄積する段階と、燃料棒性能パラメータを計算して個々の燃料棒の破損マージンを決定する段階と、計算した燃料棒パラメータに基づいてプラント運転条件を更新することができるようにプラントオペレータに情報を提供する段階とを含むことができる。監視モードは、通常モード又は一貫して作動しているモードと考えることができる。
本発明のシステム及び方法による別の例示的な実施形態は、予測モード中とすることができる。予測モード中には、システムを動作(オペレーション)させながらプラント運転履歴も監視することができる。プラント運転履歴は、予測の根拠として役立てることができる。さらに、運転操作は、予測モード中に行うことができる。提案運転操作をシステムに入力することができ、運転操作を実際に行う前に予測燃料棒性能パラメータの組を計算することができる。次に新しいパラメータを評価し、限界値及び/又は傾向と比較することができる。従って、オペレータは、計画運転操作を進めるか否かに関する判断を行うことができる。異なる運転戦略及び/又は発電プラント操作戦略を用いて予測を行うことによって、実際に燃料棒破損を防止することができる燃料棒性能パラメータを考慮した最適戦略を選ぶことが可能となる。
本発明のシステム及び方法による別の例示的な実施形態は、例えばオフガス監視システムにより、プラントに燃料棒破損が発生したという表示があったとき、本システムの通常モードを使用するようにすることができる。プラント運転履歴を監視し続けることができる本システムは、全ての棒の燃料棒性能パラメータを計算することができ、また負荷関連の破損に関して最も危険性が高い棒を判定することができる。次に、取得した情報を使用して、プラント運転操作を行う際に欠陥燃料棒の位置を予測するようにオペレータを案内することができる。これは、破損燃料棒の予測を確認するための出力抑制試験のような、破損燃料棒を定めるための他のメカニズムと組合せて使用することができる。
本発明のシステム及び方法による別の例示的な実施形態は、破損燃料管理モード中とすることができる。このモードは、例えばオフガス監視システムにより、プラントに燃料棒破損が発生したという表示があった後に、また、破損が位置する区域が出力抑制試験の実施によって判定された後に呼び出すことができる。プラント運転履歴を監視し続けているか又はオフライン方式で履歴が供給される本システムは、燃料棒性能パラメータを計算することができる。計算した燃料棒性能パラメータは、オペレータが破損したと考えた破損棒に関係し、かつ破損時期を含むことができることを理解されたい。次に、計算は、環境の変化により破損燃料棒パラメータを評価するのに必要なモデルにおける変化が生じるので、破損燃料棒の特定のモデルを含むことができる。この情報を使用して、破損棒がまだ炉心内にあってもプラントの運転をより効果的に管理することができる。この破損棒管理は、燃料棒の状態の劣化を低減又は防止することができる。
図1は、本発明の例示的な実施形態による監視モードのフローチャートである。図1に示すように、オペレーションは、S100において開始し、S110に進み、そこでオペレーションは、プラントパラメータ及び計測を監視する。S110において、監視は、リアルタイムとすることができることを理解されたい。次に、S120において、オペレーションは、燃料性能パラメータを計算して個々の燃料棒の破損マージンを決定する。オペレーションは、S130に進み、計算した燃料棒パラメータを用いて、計算したパラメータをパラメータ限界値と比較する。次に、オペレーションは、S140において、計算した燃料棒パラメータがパラメータ限界値よりも大きい又は小さいか否かを決定する判定を行う。計算したパラメータがパラメータ限界値よりも小さい場合には、オペレーションはS170に進み、オペレーションは監視モードで続行するようにする。しかしながら、計算したパラメータがパラメータ限界値よりも大きい場合には、オペレーションは、S150に進み、計算した燃料棒パラメータに基づいてプラント運転条件を更新するようにオペレータに通知する。次に、S160において、オペレータは、計算したパラメータがパラメータ限界値内にあるように計画プラント運転を修正することができる。燃料棒パラメータを限界値内にあるように計算するために、オペレーションは、S120に進み、燃料性能パラメータを再計算することができる。
S110及びS120において、運転は、定期的な方法で監視することができる。例示的な実施形態として、炉心監視事例の全ての例の間に燃料棒の監視を行って、棒破損又は劣化の危険性の正確な評価を行うことができる。例示的な実施形態として、監視は、1時間毎に行うことができる。監視性能は、評価に必要な精度に基づいた周波数の加減で表すことができることを理解されたい。
S110及びS120において、運転はまた、オペレータなしで自動的に監視することができる。例えば、プログラム式マイクロプロセッサ又はマイクロコントローラ及び周辺集積回路要素、ASIC又は他の集積回路、デジタル信号プロセッサ、離散的要素回路などの配線電子又は論理回路並びにプログラマブル論理素子のようなあらゆるプログラム式汎用コンピュータ上でオペレーションを実行することができる。一般に、有限状態機械を実行することができるあらゆる装置は、順次に上記のオペレーションを実行することができる。
また、S110及びS120は、広域情報通信網(WAN)又は地域情報通信網(LAN)、インターネット又は他の電子媒体或は何らかの他の分散形処理ネットワークを介して、遠隔位置からオペレーションにアクセスするように利用可能とすることができることを理解されたい。さらに、S110は、WAN及び/又はLANを介して利用可能とすることができ、またS120は、遠隔的に実行することができることを認識されたい。オペレーションは、保護操作又は他の暗号化操作で行うことができることを理解されたい。
S130において、計算した燃料棒パラメータは、パラメータ限界値と比較することができる。計算した燃料棒パラメータは、実際の棒出力履歴に基づくものとすることができる。また、パラメータ限界値は、実棒出力を以前の正常状態と比較するために、正常定常状態における燃料棒の状態時の燃料棒パラメータに基づくものとすることができる。S130におけるオペレーションにより設定したパラメータ限界値からの違反が明らかになった場合(S140)には、燃料棒破損の危険性が増大している可能性があり、いずれにしてもS160におけるように適切な措置を取ることができるか或はS170におけるように運転がそのまま続行するように、そのことをオペレータに通知しなければならない(S150)。
オペレータは、パラメータ限界値を、燃料棒破損が起こりそうであると考えられるレベルではなく望ましい値(例えば、他の場合には容認可能な正常レベルと考えられるよりも低い限界値)に設定することができることを理解されたい。
燃料棒パラメータ限界値の決定は、実際の棒出力履歴に基づくものとすることができる。時間及び/又は照射線量の関数である実際の棒出力履歴は、リアルタイムで計算することができる。計算は、熱機械コード、例えばPRIME又はGESTRによって行うことができる。これらのコンピュータプログラムは、時間変化出力履歴に対する核燃料棒の熱/機械的応答を計算するために使用される。計算した応答パラメータは、燃料中心線温度、核分裂ガス放出、棒内圧力、並びに局所応力及び歪みを含む被覆応力、歪み及び変形の少なくとも1つを含むことができる。それに限定されないが、応力のような燃料性能パラメータの計算のデータは、燃料アセンブリ放出の始めから終わりまで格納することができる(例えば、燃料棒パラメータにより、燃料交換停止時にバンドルを移し替えることができる)。次に、必要に応じて、応力(例えば、最高応力、最高デルタ応力など)を計算して、様々に表示することができる。
図2は、本発明の例示的な実施形態による予測モードのフローチャートである。予測モードにより、現在又は将来の原子炉出力操作における破損の確率の別のレベルの評価が行われる。図2に示すように、オペレーションは、S200において開始し、S210に進み、そこでオペレーションは、プラントパラメータ及び計測を監視する。S210において、監視は、リアルタイムとすることができることを理解されたい。予測モードは、計画運転操作及び条件を入力するために、出力操作中に動作させることができる。監視したプラントパラメータ及び計測により、予測の根拠として役立てることができるプラント運転履歴を得ることができることを理解されたい。S220において、出力操作を行う前に、予測燃料棒性能パラメータの組を計算することができるように、計画運転操作及び/又は条件をオペレーションシステムに入力することができる。入力した計画運転操作は、現在又は将来の原子炉出力操作での破損の確率の別のレベルの評価を行うための破損燃料モデル(即ち、損傷指数)とすることができる。S230において、オペレーションは、個々の燃料棒の破損マージンを決定するために燃料性能パラメータを計算する。オペレーションは、計算した燃料棒パラメータを用いて、計算したパラメータをパラメータ限界値と比較することができる。次に、オペレーションは、S240において、計算した燃料棒パラメータがパラメータ限界値よりも大きい又は小さいか否かを決定する判定を行う。計算したパラメータがパラメータ限界値よりも小さい場合には、オペレーションは、S270に進み、オペレーションは、計画運転を継続することができるようにする。しかしながら、計算したパラメータがパラメータ限界値よりも大きい場合には、オペレーションは、S260に進み、計画プラント運転を修正するようにオペレータに通知する。計算した燃料棒パラメータをパラメータ限界値及び/又は傾向と比較して、オペレータが計画運転操作を進めるか否かを判断することができるようにする。
予測モードにおいて、オペレーションは、将来の運転又は操作戦略を評価することができるようするために出力操作が必要か否かを判定することができる。予測モードは、通常プラント運転、出力操作、プラント停止、原子炉炉心保守、あらゆる関連保守手順又はオフライン中に使用することができる。
出力操作中、計算した予測は、オペレータが手動で指定するような適時な方法で得ることができる。それに代えて、予測計算は、より高い応力又は破損の危険性を受ける可能性がより高い棒を特定するアルゴリズムに基づくものとすることができる。計算は、実際の燃料棒履歴がモデル内に含まれるようにプラント運転パラメータを定期的に更新することによって、プラント監視とは関連のないコンピュータによって行うことができる。原子炉内には多数の燃料棒、一般的には60000個の燃料棒があるために、十分に短い時間では出力操作を最適化する分析を可能にするように燃料棒応力の全てを計算することはできない可能性があると考えられる。従って、バンドル内の棒の半分のみなど、炉心内の全ての棒の一部のサブセットを計算することになる。炉心の最近の制御ブレードの動きに近接した位置の燃料棒についての計算を優先することができることを理解されたい。
燃料破損モデル内で燃料棒パラメータを監視することは、プラント炉心コンピュータによって自動的又は定期的に取得することができることを理解されたい。
さらに、破損燃料モデル内で燃料棒パラメータを監視することは、オンライン(例えば、ウェブアクセス)又は何らかの他の電子媒体を介して遠隔位置からアクセスすることができることを理解されたい。
予測計算は、実際の燃料棒履歴がモデル化されるようにプラント運転パラメータを定期的に更新することによって、プラント監視とは関連のないコンピュータによって実行することができることが分かるであろう。
原子炉内には多数(例えば、約60000個)の燃料棒があるために、比較的に短い時間では最適化分析を可能にするように燃料棒破損の全てを計算することはできない可能性があると考えられることを理解されたい。従って、バンドル炉心内の棒のサブセットのみ、例えばバンドル内の全ての棒の半分のみを計算することができることが分かるであろう。
さらに、計算する棒のサブセットは、制御ブレードの動きに近接した位置の棒を優先することができることを理解されたい。
さらに、予測モードはまた、燃料破損が発生した場合に、炉心において破損がどこに存在する可能性があるか(即ち、応力が最高である棒又は損傷指数が最高である棒)を予測するのに際して明らかに有益であると考えられることを理解されたい。
図3は、本発明の例示的な実施形態による破損燃料管理モードのフローチャートである。破損燃料管理モードは、例えばオフガス監視システムにより、プラントに燃料棒破損が発生したおそれがあるという表示があった後に呼び出すことができる。図3に示すように、S310において、プラントパラメータ及び計器(例えば、棒)を監視する。さらに、S320において、破損したと指定された棒のサブセットは、更なる監視処理に向けて選択することができる。S330において、非破損状態であると仮定して、全ての燃料棒についての燃料棒パラメータを計算する。任意選択的に、S350において、破損燃料管理が必要と指定された棒をさらに破損燃料として監視し、S360におけるように破損燃料パラメータをその後計算する。S340及びS370において、非破損燃料及び破損燃料の両方についてのパラメータをそれぞれの燃料棒パラメータに対して比較する。S380において、非破損燃料及び破損燃料の両方についてのパラメータをそれぞれの限界値と比較する。これらのパラメータのいずれかを超えていた場合、S390において、オペレータに通知して、S395におけるような妥当なプラント運転戦略に関する判断を行うことができるようにする。プラント運転が修正を必要としない場合には、オペレーションは、S330に継続し、燃料性能パラメータを再計算することができる。
本発明の予測モード、出力抑制試験又はオフガス冷媒サンプルなどの、破損した燃料棒を特定することができるような様々な手段により取得した情報はまた、破損時期を燃料棒破損に割り当てるのに使用することもできることを理解されたい。この破損時期の評価をシステムに入力して、燃料破損モデル内の燃料棒パラメータの監視が、破損及び非破損状態の両方において棒を計算する運転環境の完全な履歴を含むことができるようにすることができる。
以上説明したように、この例示的な実施形態は、出力操作中に燃料棒熱機械コードにより燃料棒パラメータ(例えば、応力)を計算することができる。計算したパラメータは、パラメータを考慮した破損モデルに入力することができる。パラメータ及び破損の確率を知ることにより、破損を最小限にする戦略を開発することが可能になり、その結果、燃料棒破損及び/又は破損棒の劣化を低減することができる。
本発明を特にその例示的な実施形態を参照しながら図示しかつ説明してきたが、以下の特許請求項の範囲によって定めるような本発明の技術思想及び技術的範囲から逸脱することなく、本発明において形態及び細部における様々な変更を行うことができることを当業者は理解されたい。
本発明の例示的な実施形態による監視モードのフローチャート。 本発明の例示的な実施形態による予測モードのフローチャート。 本発明の例示的な実施形態による破損燃料管理モードのフローチャート。
符号の説明
S100 開始
S110 プラントパラメータ及び計器を監視する
S120 燃料性能パラメータを計算する
S130 パラメータをパラメータ限界値と比較する
S140 パラメータ>限界値か?
S150 オペレータに通知する
S160 計画プラント運転を修正するか
S170 運転を続行する

Claims (10)

  1. 燃料棒の破損を評価する方法であって、
    燃料棒の運転状態を監視する段階と、
    個々の燃料棒の破損の尤度を判定するために燃料棒パラメータを計算する段階と、
    前記計算した燃料棒パラメータをパラメータ限界値と比較する段階と、
    前記計算した燃料棒パラメータに基づいてプラント運転パラメータを更新する段階とを具備することを特徴とする燃料棒破損評価方法。
  2. 前記燃料棒パラメータの監視が定期的に収集されることを特徴とする請求項1記載の方法。
  3. 前記燃料棒パラメータを監視する段階がリアルタイムに行われることを特徴とする請求項1記載の方法。
  4. 前記燃料棒パラメータを監視する段階が、プラントコンピュータ、炉心監視システム及び前記プラントコンピュータにリンクしていないコンピュータの少なくとも1つによって取得されることを特徴とする請求項3記載の方法。
  5. 前記燃料棒パラメータの監視が、インターネットを介して取得されることを特徴とする請求項4記載の方法。
  6. 前記燃料棒パラメータを計算する段階が、実運転パラメータに基づくことを特徴とする請求項1記載の方法。
  7. 前記燃料棒パラメータが、応力、内部ガス圧力、温度、変形、核分裂生成ガスの放出、燃料膨張及び焼締まり、被覆熱膨張並びに被覆腐食の少なくとも1つのであることを特徴とする請求項1記載の方法。
  8. 前記比較した燃料棒パラメータが前記以前に監視した燃料棒パラメータ限界値よりも大きい場合に、オペレータに通知する段階をさらに含むことを特徴とする請求項1記載の方法。
  9. 燃料棒の破損を評価する方法であって、
    燃料棒の運転状態を監視する段階と、
    計画運転の操作及び条件を入力して燃料棒性能パラメータの予測値を生成する段階と、
    燃料棒パラメータを計算し、この計算した燃料棒パラメータをパラメータ限界値と比較して個々の燃料棒の破損の尤度を判定するする段階と、
    前記計算した燃料棒パラメータに基づいてプラント運転パラメータを更新する段階とを有する燃料棒破損評価方法。
  10. 燃料棒の破損を評価する方法であって、
    燃料棒の運転状態を監視する段階と、
    計画運転操作及び条件を入力して予測燃料棒性能パラメータを生成する段階と、
    燃料棒パラメータを計算し、前記計算した燃料棒パラメータをパラメータ限界値と比較して、個々の燃料棒の破損の尤度を判定する段階と、
    破損燃料棒パラメータを計算し、この破損燃料棒パラメータを破損燃料棒限界値と比較する段階と、
    前記計算した燃料棒パラメータ及び計算した破損燃料棒パラメータに基づいてプラント運転パラメータを更新する段階と、を有する燃料棒破損評価方法。
JP2005367368A 2004-12-30 2005-12-21 燃料棒破損の評価方法 Active JP5219336B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US11/024,432 US8811563B2 (en) 2004-12-30 2004-12-30 Method and system for assessing failures of fuel rods
US11/024,432 2004-12-30

Publications (3)

Publication Number Publication Date
JP2006189435A true JP2006189435A (ja) 2006-07-20
JP2006189435A5 JP2006189435A5 (ja) 2009-02-05
JP5219336B2 JP5219336B2 (ja) 2013-06-26

Family

ID=36640425

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2005367368A Active JP5219336B2 (ja) 2004-12-30 2005-12-21 燃料棒破損の評価方法

Country Status (3)

Country Link
US (1) US8811563B2 (ja)
JP (1) JP5219336B2 (ja)
ES (1) ES2288099A1 (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008191002A (ja) * 2007-02-05 2008-08-21 Nuclear Fuel Ind Ltd 燃料棒の健全性判定方法と判定手段
JP2011523054A (ja) * 2008-06-04 2011-08-04 ウエスチングハウス エレクトリック スウェーデン アクチボラグ 原子炉の運転を監視するための方法及び装置
JP2021099252A (ja) * 2019-12-20 2021-07-01 三菱重工業株式会社 出力制限値の解析方法、安全評価方法、炉心設計方法及び解析装置
JP2021099253A (ja) * 2019-12-20 2021-07-01 三菱重工業株式会社 燃料健全性評価方法、解析装置及び燃料健全性評価プログラム

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8737557B2 (en) * 2006-07-21 2014-05-27 Areva Inc. Method for prediction of light water reactor fuel defects using a fuel condition index
KR100898077B1 (ko) * 2007-08-28 2009-05-15 비앤에프테크놀로지 주식회사 산업플랜트 설비의 종합 정지 여유도 감시방법 및 그 장치
CN103680647B (zh) * 2013-11-22 2016-01-13 国核电站运行服务技术有限公司 燃料啜吸检测环境模拟装置
JP6366520B2 (ja) * 2015-02-02 2018-08-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 出力変動監視装置および方法
US10558929B2 (en) * 2016-05-31 2020-02-11 The Boeing Company Monitored machine performance as a maintenance predictor
CN109495987B (zh) * 2018-10-24 2021-04-30 四川同人精工科技有限公司 一种电加热元件变形检测控制系统
CN113065241B (zh) * 2021-03-22 2022-10-28 西安交通大学 一种预测超临界二氧化碳冷却堆燃料元件主要参数的方法
CN115410731A (zh) * 2022-08-23 2022-11-29 中广核研究院有限公司 反应堆中修复组件的入堆可行性分析方法、装置及设备

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS597295A (ja) * 1982-07-05 1984-01-14 株式会社日立製作所 原子炉燃料棒健全性監視装置
JPS60165593A (ja) * 1984-02-09 1985-08-28 株式会社東芝 状態分布監視装置
JPS6141991A (ja) * 1984-08-03 1986-02-28 株式会社日立製作所 原子炉の流動状態及び燃料被覆管温度の検出方法
JPH04168398A (ja) * 1990-10-31 1992-06-16 Toshiba Corp 原子炉監視装置
JP2002048891A (ja) * 2000-08-04 2002-02-15 Hitachi Ltd 炉心運転制御装置
JP2004233363A (ja) * 2003-01-31 2004-08-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 原子炉の性能を改善する方法

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE787440A (fr) * 1971-08-12 1973-02-12 Westinghouse Electric Corp Procede et dispositif de detection de ruptures de gaine de combustiblesdans un reacteur nucleaire
JPS5426680B2 (ja) * 1974-10-10 1979-09-05
DE2505645C2 (de) * 1975-02-11 1982-06-24 Brown Boveri Reaktor Gmbh Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstäbe eines Reaktorbrennelements
US4384489A (en) * 1979-04-24 1983-05-24 European Atomic Energy Community (Euratom) Method of monitoring stored nuclear fuel elements
US4415524A (en) * 1981-04-28 1983-11-15 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Apparatus for and method of monitoring for breached fuel elements
GB2129188B (en) 1982-10-25 1987-04-08 Westinghouse Electric Corp A device and process to differentiate gross exposure of nuclear fuel from leaking fuel rods
US4774049A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Two and three dimensional core power distribution monitor and display
US4764335A (en) * 1987-03-02 1988-08-16 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method and apparatus for diagnosing breached fuel elements
JPH0760195B2 (ja) * 1989-08-25 1995-06-28 株式会社日立製作所 原子力発電プラントの運転制御システム
JPH03220498A (ja) * 1990-01-25 1991-09-27 Toshiba Corp プラント機器動作監視装置
US5309485A (en) * 1992-07-06 1994-05-03 General Electric Company Core automated monitoring system
US5537450A (en) * 1994-01-31 1996-07-16 Radiological & Chemical Technology, Inc. On-line analysis of fuel integrity
US5528639A (en) * 1994-08-01 1996-06-18 General Electric Company Enhanced transient overpower protection system
US6061412A (en) * 1995-10-05 2000-05-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reaction protection system
SE514184C2 (sv) * 1997-11-21 2001-01-22 Asea Atom Ab Förfarande och anordning för utvärdering av integriteten hos kärnbränslet i en nukleär anläggning
US5912933A (en) * 1997-12-04 1999-06-15 General Electric Company Method and system for direct evaluation of operating limit minimum critical power ratios for boiling water reactors
JP3924932B2 (ja) * 1998-07-02 2007-06-06 株式会社日立製作所 原子力プラントの制御システム
US6697447B1 (en) * 1999-12-30 2004-02-24 General Electric Company Maximum extended load line limit analysis for a boiling water nuclear reactor

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS597295A (ja) * 1982-07-05 1984-01-14 株式会社日立製作所 原子炉燃料棒健全性監視装置
JPS60165593A (ja) * 1984-02-09 1985-08-28 株式会社東芝 状態分布監視装置
JPS6141991A (ja) * 1984-08-03 1986-02-28 株式会社日立製作所 原子炉の流動状態及び燃料被覆管温度の検出方法
JPH04168398A (ja) * 1990-10-31 1992-06-16 Toshiba Corp 原子炉監視装置
JP2002048891A (ja) * 2000-08-04 2002-02-15 Hitachi Ltd 炉心運転制御装置
JP2004233363A (ja) * 2003-01-31 2004-08-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 原子炉の性能を改善する方法

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008191002A (ja) * 2007-02-05 2008-08-21 Nuclear Fuel Ind Ltd 燃料棒の健全性判定方法と判定手段
JP2011523054A (ja) * 2008-06-04 2011-08-04 ウエスチングハウス エレクトリック スウェーデン アクチボラグ 原子炉の運転を監視するための方法及び装置
US8804893B2 (en) 2008-06-04 2014-08-12 Westinghouse Electric Sweden Ab Method of and an apparatus for monitoring the operation of a nuclear reactor
JP2021099252A (ja) * 2019-12-20 2021-07-01 三菱重工業株式会社 出力制限値の解析方法、安全評価方法、炉心設計方法及び解析装置
JP2021099253A (ja) * 2019-12-20 2021-07-01 三菱重工業株式会社 燃料健全性評価方法、解析装置及び燃料健全性評価プログラム
JP7246300B2 (ja) 2019-12-20 2023-03-27 三菱重工業株式会社 燃料健全性評価方法、解析装置及び燃料健全性評価プログラム
JP7267189B2 (ja) 2019-12-20 2023-05-01 三菱重工業株式会社 出力制限値の解析方法、安全評価方法、炉心設計方法及び解析装置

Also Published As

Publication number Publication date
ES2288099A1 (es) 2007-12-16
JP5219336B2 (ja) 2013-06-26
US20060146973A1 (en) 2006-07-06
US8811563B2 (en) 2014-08-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5219336B2 (ja) 燃料棒破損の評価方法
Kim et al. Reliability data update using condition monitoring and prognostics in probabilistic safety assessment
Hoseyni et al. Condition-based probabilistic safety assessment for maintenance decision making regarding a nuclear power plant steam generator undergoing multiple degradation mechanisms
Martón et al. Ageing PSA incorporating effectiveness of maintenance and testing
JP6596287B2 (ja) プラント保全支援システム
Rizwan et al. Performability and Sensitivity Analysis of the Three Pumps of a Desalination Water Pumping Station
Morato et al. POMDP based maintenance optimization of offshore wind substructures including monitoring
JP6710039B2 (ja) 計画装置、計画方法およびプログラム
Di Maio et al. A multi-state physics modeling for estimating the size-and location-dependent loss of coolant accident initiating event probability
Santhosh et al. A Bayesian network approach for the quantitative assessment of resilience of critical systems
Levenets et al. Studies of the features of the sorption of an europium by natural and synthetic zeolites for using it in the nuclear energy
Martin et al. Data-Centric Structural Integrity Assessment and Risk-Informed Asset Management Using Operational Data and Probabilistic Updating
Faidy French Procedure for Ageing management program of safety components
Rudland Can Inservice Inspections Be Eliminated for Passive Components in the US Nuclear Fleet?
Song et al. Application of reinforcement learning to deduce nuclear power plant severe accident scenario
Vasconcelos et al. Evaluation of piping reliability and failure data for use in risk-based inspections of nuclear power plants
Scarth et al. CANDU steam generator fitness-for-service guidelines
Kee et al. Incorporation of Unit 1 Inspection Results on the STP Reactor Vessel Head Nuclear Asset Management Analysis
Esselman et al. Integrated Life Cycle Management: A Strategy for Plants to Extend Operating Lifetimes Safely with High Operational Reliability
Rudland et al. Statistical Approach to Developing a Performance Monitoring Program
Bentivegna et al. Problems due to fission reactors life extension
JP2023091390A (ja) 評価方法、評価システム及びプログラム
Ferng Predicting growth rate of wall thinning for severely degraded SG tubes using a statistical methodology
Berg et al. Improved approach for estimating leak and break frequencies of piping systems in probabilistic safety assessment
JP2022034372A (ja) 解析システム、評価方法及び、プログラム

Legal Events

Date Code Title Description
A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20081211

A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20081211

RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20101222

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20101222

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20120214

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20120508

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20130205

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20130305

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20160315

Year of fee payment: 3

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5219336

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250