JP2008261693A - 熱的限界出力相関式作成方法および燃料集合体設計方法 - Google Patents
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Abstract
【解決手段】横断面が、少なくとも1本の燃料棒を含み燃料集合体のうちの横断面の一部を切り出した形状の部分燃料集合体の実験の結果に基づいて、熱的限界出力の相関式を求める小規模実験評価ステップ(S4)と、小規模実験評価ステップで得られた熱的限界出力の相関式に基づいて、実形状の前記燃料集合体について解析的に熱的限界出力の相関式を求める大規模解析評価ステップ(S5)と、を有する。熱的限界出力の相関式の関数形および係数は、部分燃料集合体の熱的限界出力実験データに基づいて最適化した関数形および係数である。
【選択図】図1
Description
MCPR=1.0は、燃料集合体出力Qbundleが熱的限界出力に到達する出力レベルである。
ここで、Xcは限界クォリティ、LBは沸騰長さ、DQは熱的等価直径、Lは加熱長さ、Pは圧力、Gは質量速度、Rは燃料集合体内の局所出力分布LPFを特徴づける因子を表わす。
設計では沸騰遷移を越えないように熱的制限条件として、限界クォリティ設計相関式の予測、燃料製造公差、計測器の不確かさなどを統計的に扱い、この変動を見込んでも、運転状態において沸騰遷移を起こさない確率が一定値(99.9%)以上確保される指標として、最小熱的限界出力比(SLMCPR)が定められており、制限値は1.07が用いられている。
DNBR=1.0は、燃料集合体の熱流束がDNBに到達する出力レベルである。DNBRの評価は燃料棒周りの仮想流路について行なわれるが、局所冷却材条件は解析コードにより計算される。PWR炉心は開水路であるため、局所冷却材条件の評価は次の示す3段階で行なわれる。すなわち、(1)燃料集合体単位の解析、(2)高温集合体での1/4集合体単位の解析、(3)高温集合体の1/4サイズの解析、の3段階である。
ここで、係数A,Bは次に示すパラメータの関数である。
B=B(P,G,L)
ただし、DHは水力等価直径、Drodは燃料棒外径、gspは燃料スペーサ間隔、dgはCHF発生位置と直近の上流側燃料スペーサまでの距離、ptは燃料棒ピッチを表わしている。
2・・・チャンネルボックス
3・・・燃料棒
4・・・水ロッド
Claims (11)
- 多数の燃料棒が流路内に規則的に配列された燃料集合体の熱的限界出力の相関式を作成する方法であって、
横断面が、少なくとも1本の燃料棒を含み前記燃料集合体のうちの横断面の一部を切り出した形状の部分燃料集合体の実験の結果に基づいて、熱的限界出力の相関式を求める小規模実験評価ステップと、
前記小規模実験評価ステップで得られた熱的限界出力の相関式に基づいて、実形状の前記燃料集合体について解析的に熱的限界出力の相関式を求める大規模解析評価ステップと、
を有することを特徴とする熱的限界出力相関式作成方法。 - 前記熱的限界出力の相関式の関数形および係数は、前記部分燃料集合体の熱的限界出力実験データに基づいて最適化した関数形および係数であることを特徴とする請求項1に記載の熱的限界出力相関式作成方法。
- 前記大規模解析評価ステップで、
前記燃料集合体の流路方向およびその流路方向に垂直な断面の方向に分割した一定サイズの解析単位における流動を数値的に解くことによって行なう手法を用い、
解析モデルに、前記燃料集合体の型式に固有の実験定数を導入し、前記部分燃料集合体の実験結果を再現するように前記実験定数を定め、
熱的限界出力の相関式を求めるにあたり前記実験定数を用いること、
を特徴とする請求項2に記載の熱的限界出力相関式作成方法。 - 前記大規模解析評価ステップで求められる前記実形状燃料集合体の熱的限界出力の相関式は燃料棒位置に依存するパラメータを含むこと、を特徴とする請求項1ないし請求項3のいずれか一項に記載の熱的限界出力相関式作成方法。
- 前記部分燃料集合体は、少なくとも2行2列の配列の燃料棒を含むこと、を特徴とする請求項1ないし請求項4のいずれか一項に記載の熱的限界出力相関式作成方法。
- 前記大規模解析評価ステップで、前記燃料集合体の流路方向に垂直な断面内の解析単位を、互いに隣接する2本の燃料棒同士の間の最小クリアランス部を境界とするサブチャンネル流路とすること、を特徴とする請求項5に記載の熱的限界出力相関式作成方法。
- 前記大規模解析評価ステップで、前記燃料集合体の流路方向に垂直な断面内の解析単位の一つに面する燃料棒が断面内出力分布の最大出力係数を持つ燃料棒である場合に、当該解析単位の流路に面する燃料棒が当該最大出力の燃料棒だけの詳細分割とすること、を特徴とする請求項6に記載の熱的限界出力相関式作成方法。
- 前記大規模解析評価ステップで、前記解析単位について、気相と液相の質量、エネルギーおよび運動量に対する保存式を数値的に解くことによって冷却材の流れを求め、燃料棒表面の液膜のドライアウトの発生を予測することにより熱的限界出力を評価すること、を特徴とする請求項6または請求項7に記載の熱的限界出力相関式作成方法。
- 前記燃料集合体は正方格子状に配列された燃料棒とこれらの燃料棒を囲む正方形断面のチャンネルボックスを有し、
前記実験で用いる前記部分燃料集合体が、前記実形状の燃料集合体の一つの角部を含み、縦横各長さが前記実形状の燃料集合体の1/2相当の正方格子状の配列の燃料棒と、これらの燃料棒を囲む正方形断面のチャンネルボックスと、を有すること、
を特徴とする請求項1ないし請求項8のいずれか一項に記載の熱的限界出力相関式作成方法。 - 前記燃料集合体は正六角形格子状に配列された燃料棒とこれらの燃料棒を囲む正六角形断面のチャンネルボックスを有し、
前記実験で用いる前記部分燃料集合体が、前記実形状の燃料集合体の一つの角部を含み、外周燃料棒から中央燃料棒までの流路が3層からなる19本またはそれ以上の配列の燃料棒と、これらの燃料棒を囲む正六角形断面のチャンネルボックスと、を有すること、
を特徴とする請求項1ないし請求項8のいずれか一項に記載の熱的限界出力相関式作成方法。 - 多数の燃料棒を規則的に配列した燃料集合体を設計する設計方法であって、
横断面が、少なくとも1本の燃料棒を含み前記燃料集合体のうちの横断面の一部を切り出した形状の部分燃料集合体の実験の結果に基づいて、熱的限界出力の相関式を求める小規模実験評価ステップと、
前記小規模実験評価ステップで得られた熱的限界出力の相関式に基づいて、実形状の前記燃料集合体について解析的に熱的限界出力の相関式を求める大規模解析評価ステップと、
前記大規模解析評価ステップによって求められた熱的限界出力の相関式を用いて燃料集合体の熱的限界出力を評価するステップと、
を有することを特徴とする燃料集合体設計方法。
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Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2012029533A1 (ja) | 2010-09-03 | 2012-03-08 | 三菱重工業株式会社 | 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法及び安全評価システム |
CN102592689A (zh) * | 2012-02-06 | 2012-07-18 | 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 | 复合材料加热块、其制造方法及其应用 |
JP2012141207A (ja) * | 2010-12-28 | 2012-07-26 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 軸方向沸騰遷移位置の予測方法 |
CN116644628A (zh) * | 2023-05-19 | 2023-08-25 | 西安交通大学 | 判定弥散型板燃料元件起泡与沸腾临界先后顺序的数值模拟方法 |
CN116990339A (zh) * | 2023-09-01 | 2023-11-03 | 中国核动力研究设计院 | 沸腾临界的识别方法、装置、设备及存储介质 |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH04301597A (ja) * | 1990-12-10 | 1992-10-26 | General Electric Co <Ge> | 軽水炉用の燃料バンドル試験装置においてサブチャネルボイド率を測定するための方法 |
JPH05142370A (ja) * | 1991-11-18 | 1993-06-08 | Toshiba Corp | 原子炉の燃料集合体 |
JPH0666974A (ja) * | 1992-08-24 | 1994-03-11 | Toshiba Corp | 燃料集合体 |
JPH08170995A (ja) * | 1994-07-12 | 1996-07-02 | General Electric Co <Ge> | 核燃料バンドル、核燃料バンドル用のスペーサ、沸騰水型原子炉を運転する方法、模擬核燃料バンドル及び模擬沸騰水型原子炉を運転する方法 |
JP2002257973A (ja) * | 2000-12-29 | 2002-09-11 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 運転限界最小臨界出力比の評価方法、システムおよびプログラム |
JP2004301585A (ja) * | 2003-03-31 | 2004-10-28 | Toshiba Corp | 原子燃料健全性評価システム |
JP2004361130A (ja) * | 2003-06-02 | 2004-12-24 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び沸騰水型原子炉 |
JP2005283269A (ja) * | 2004-03-29 | 2005-10-13 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムおよび監視方法 |
JP2006184174A (ja) * | 2004-12-28 | 2006-07-13 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 |
JP2007064976A (ja) * | 2005-08-31 | 2007-03-15 | Westinghouse Electric Sweden Ab | 核軽水炉においてドライアウト特性を推測する方法 |
-
2007
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Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH04301597A (ja) * | 1990-12-10 | 1992-10-26 | General Electric Co <Ge> | 軽水炉用の燃料バンドル試験装置においてサブチャネルボイド率を測定するための方法 |
JPH05142370A (ja) * | 1991-11-18 | 1993-06-08 | Toshiba Corp | 原子炉の燃料集合体 |
JPH0666974A (ja) * | 1992-08-24 | 1994-03-11 | Toshiba Corp | 燃料集合体 |
JPH08170995A (ja) * | 1994-07-12 | 1996-07-02 | General Electric Co <Ge> | 核燃料バンドル、核燃料バンドル用のスペーサ、沸騰水型原子炉を運転する方法、模擬核燃料バンドル及び模擬沸騰水型原子炉を運転する方法 |
JP2002257973A (ja) * | 2000-12-29 | 2002-09-11 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 運転限界最小臨界出力比の評価方法、システムおよびプログラム |
JP2004301585A (ja) * | 2003-03-31 | 2004-10-28 | Toshiba Corp | 原子燃料健全性評価システム |
JP2004361130A (ja) * | 2003-06-02 | 2004-12-24 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び沸騰水型原子炉 |
JP2005283269A (ja) * | 2004-03-29 | 2005-10-13 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の過渡沸騰遷移監視システムおよび監視方法 |
JP2006184174A (ja) * | 2004-12-28 | 2006-07-13 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 |
JP2007064976A (ja) * | 2005-08-31 | 2007-03-15 | Westinghouse Electric Sweden Ab | 核軽水炉においてドライアウト特性を推測する方法 |
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2012029533A1 (ja) | 2010-09-03 | 2012-03-08 | 三菱重工業株式会社 | 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法及び安全評価システム |
JP2012057946A (ja) * | 2010-09-03 | 2012-03-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法、安全評価システム及び炉心燃料評価監視システム |
US9576689B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-02-21 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Critical heat flux prediction device, critical heat flux prediction method and safety evaluation system |
JP2012141207A (ja) * | 2010-12-28 | 2012-07-26 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 軸方向沸騰遷移位置の予測方法 |
CN102592689A (zh) * | 2012-02-06 | 2012-07-18 | 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 | 复合材料加热块、其制造方法及其应用 |
CN102592689B (zh) * | 2012-02-06 | 2015-01-14 | 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 | 复合材料加热块、其制造方法及其应用 |
CN116644628A (zh) * | 2023-05-19 | 2023-08-25 | 西安交通大学 | 判定弥散型板燃料元件起泡与沸腾临界先后顺序的数值模拟方法 |
CN116644628B (zh) * | 2023-05-19 | 2023-11-07 | 西安交通大学 | 判定弥散型板燃料元件起泡与沸腾临界先后顺序的数值模拟方法 |
CN116990339A (zh) * | 2023-09-01 | 2023-11-03 | 中国核动力研究设计院 | 沸腾临界的识别方法、装置、设备及存储介质 |
CN116990339B (zh) * | 2023-09-01 | 2024-02-13 | 中国核动力研究设计院 | 沸腾临界的识别方法、装置、设备及存储介质 |
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Publication number | Publication date |
---|---|
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