JP2016095317A - 原子炉の運転支援方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉炉心をモニタリングするコンピュータの可用性がいかなるものであってもオペレータが原子炉の予測計算または制御シミュレーションを任意の時点で実行できるようにし、かつ原子炉炉心をモニタリングするコンピュータにより提供される中性子束分布の再定義を必要としない原子炉の運転支援方法を提供する。【解決手段】専用の運転支援コンピュータ３２と運転支援コードと呼ばれる拡散方程式を解く三次元の中性子計算コード３２ａを使用する工程と、原子炉炉心の運転をモニタリングするシステム１０から前記運転支援コンピュータ３２へ、炉心の運転条件だけでなく炉心のハードウェア、幾何学的および中性子特徴を表す一組のデータ１３を一方向に送信する工程と、前記運転支援コード３２ａを使用して原子炉炉心の挙動の変化を判断する工程であって、前記代表的データ１３は運転支援コード３２ａの入力データとして使用される、工程とを含む。【選択図】図１

Description

本発明は、炉心の運転をモニタリング（monitoring）するシステムと連動する原子炉の運転支援方法に関し、さらに詳細には炉心の連続監視（continuous surveillance）のた
めのシステムに関する。

本発明はさらに詳細には加圧水型原子炉に向いている。

通常運転中、原子炉の炉心は事故時における安全基準の順守を保証するいくつかの条件に従わなければならない。これらの条件（カテゴリ１と呼ばれる）は安全試験において採用される初期状況に対応する。通常運転中にこれらの条件を超えた場合、安全性の証明が疑われる。

したがって炉心内に放出された出力の立体分布だけでなく中性子束の生成および立体分布も通常運転に対応する条件に従うかどうかを判断することが必要である。通常運転限界の順守の連続的検証は「炉心の事故以前状態の監視」機能を規定する。

この目的のため、炉心内の出力密度の立体分布、中性子束（アキシャルオフセットΔｌ、エンタルピー増加係数ＦΔＨ等）の形式を表す係数、または再び（臨界沸騰現象に関連する）臨界熱流束比（RFTC:critical heat flux ratio）または（燃料溶融現象に関連す
る）線出力等の原子炉の炉心の運転パラメータを計算することが必要である。これらのパラメータは、中性子束または炉心内に放出された出力を表す測定結果に基づき決定され、全炉心にわたる中性子束の分布を三次元で決定できるようにする。

炉心内の立体的出力分布を決定する、炉心の通常運転の連続監視のための様々な装置が知られている。

炉心の連続監視のための第１のシステムは仏国特許第２７９６１９６号明細書に記載されている。仏国特許第２７９６１９６号明細書では、好ましくはロジウムをベースとしたエミッタを組み込んだ一群の測定プローブを含む中性子束検出器により形成される原子炉容器内の計装を含む通常原子炉運転の限界の連続監視システムについて記載している。

このような監視システムは、中性子束計算コードが炉心内の瞬間的中性子束または出力分布を、炉心内に配置された中性子束検出器により提供される測定結果を考慮して取得できるようにする監視コンピュータを含む。

この磁束または出力分布は、
− 線出力（すなわち原子炉炉心の燃料要素の長さの単位当たり出力）（Ｐｌｉｎ）、
− 臨界加熱レベルに対する燃料要素の加熱の発散を表す臨界加熱比（ＲＥＣ）、
− 炉心の軸出力不平衡（Ｄｐａｘ）、
− 炉心の方位出力不均衡（Ｄｐａｚ）、
− 負の反応度余裕（ＭＡＲ）
等の炉心の運転パラメータを決定できるようにする。

炉心の連続監視のための第２のシステムは仏国特許出願第２９１４１０３号明細書に記載されている。記載されたシステムは、原子炉容器の外側に配置された一組の中性子束測定検出器と、燃料集合体の出口で熱交換媒体の温度を測定する一組のプローブとを採用し
た連続監視システムである。この監視システムはまた、中性子束計算コードが炉外中性子束測定プローブと熱電対とによって提供される測定結果を考慮して炉心内の瞬間的中性子束または出力分布を取得できるようにする監視コンピュータを含む。

炉心内の中性子束分布のより正確な表現を得るために、炉心内の中性子束測定が、例えば通常は核分裂電離箱により構成される炉内プローブとして知られた小寸法の携帯式測定プローブを使用することにより、定期的しかし比較的長い間隔（例えば１か月程度）で追加的に実行される。炉内プローブはそれぞれ、テレフレックスケーブル（teleflex cable）として知られたフレキシブルケーブルの端に固定され、炉心の計装の測定経路内の炉内プローブの変位を与える。したがって炉内プローブは、炉心の内部システムのコンピュータを形成する略称ＲＩＣ（炉内反応器または炉心計装反応器）で表されるコンピュータにより、線束マップと呼ばれる炉心内の立体的出力分布の精密画像を定期的に提供する。

線束マップは、監視方法により連続的に行なわれる測定結果が炉心内の出力分布を表すようにその調整係数を決定するためのベースとして機能する。

仏国特許第２７９６１９６号明細書内に記載されるように、中性子束マップを用意するためにＲＩＣシステムのコンピュータが使用される期間外では、ＲＩＣシステムのコンピュータ内に設置された中性子コードは、原子炉炉心の運転パラメータの変化の予測計算を実行するために使用されることができ、かつ制御を支援するために（すなわち、所与の状況において制御変数によりとられる異なる可能な動作を定義するために）シミュレーションを実行するために使用されることができる。

実際は、原子力ユニットの操作性を最適化できるようにする制御動作を予想するために、炉心内の中性子束分布の変化としたがって運転余裕（例えばＲＦＴＣタイプの）を予測できることが有用であることが分かるかもしれない。

しかしながらシミュレーション演算のためのＲＩＣシステムのコンピュータの使用は、線束マップを用意できるようにすることを目的とした測定結果の取得と処理の期間外だけ可能である。

また、線束マップの準備はまた、様々な現象の発生、例えば監視システムにより生成される方位出力不均衡警報の場合あるいはシステムの機能性低下の場合に必要となるかもしれない。

したがってオペレータは、ＲＩＣシステムのコンピュータが利用できない場合には制御シミュレーションを行なうことができないということが分かるであろう。

また、ＲＩＣシステムのコンピュータのこのような使用は、オペレータにＲＩＣシステムのコンピュータ上での介入（システムが適切に機能することに影響を与える）の可能性を与えることを伴う。

最後に、ＲＩＣシステムのコンピュータの使用は、炉心内の中性子束を表す測定結果を考慮して中性子束分布を再定義することを伴うかもしれない。このような再定義の実施は、より精密な出力分布へのアクセスを可能にするが、それにもかかわらずこの機能性に適応された一組の測定結果を利用可能にする必要性を追加する。

上述の構成は、中性子計算コードを備えた連続監視システムだけに関係するということに注意されたい。しかしながら事故以前の状態の監視の役割を果たさないモニタリングシステムを有する原子炉の炉心内の中性子束分布の変化を予測することができることがまた
望ましい。例えば、測定の直接使用だけに基づく情報ベースで、オペレータに情報を提供するモニタリングシステム（監視システムと共存するモニタリングシステム）を備えた原子炉が存在する。したがって監視システムとモニタリングシステムの類似性は体系的ではない。

この状況において、本発明の目的は上記問題を克服することであり、ＲＩＣシステムのコンピュータの可用性がいかなるものであってもオペレータが原子炉の予測計算または制御シミュレーションを任意の時点で実行できるようにしかつＲＩＣシステムのコンピュータにより提供される中性子束分布の再定義を必要としない原子炉の運転支援方法を提供することに関する。このようにするために、本発明による方法は、上流システムの機能性が何であっても（情報的役割だけを有してよい）そして使用する計装が何であっても炉心の中性子特徴を連続的に再生する中性子計算コードを備えた上流システムを使用する。したがって本発明による方法は、監視システムによる炉心内の出力分布測定に使用される計装のタイプが何であれ、中性子計算コードを備えた通常運転限界の連続的監視のための任意のシステムに適用され、より一般的には、炉心の中性子特徴を連続的に再生する中性子計算コードを備えた任意の炉心運転モニタリングシステムに適用される。換言すれば、本発明はまた、炉心の中性子特徴を連続的に再生する中性子計算コードを備えた利用可能な炉心運転モニタリングシステムが存在するので、もっぱら測定結果に基づく（すなわち、中性子計算コードを備えない）監視システムを使用した原子炉に適用される。

この目的のため、本発明は原子炉の運転支援方法であって、
− 前記運転支援に専用化された運転支援コンピュータと相互作用するマン・マシンインターフェースより前記原子炉の運転支援を要求し、拡散方程式を解く運転支援コードと呼ばれる三次元の中性子計算コードを使用する工程と、
− 原子炉炉心の運転をモニタリングするシステムから運転支援コンピュータへ炉心の運転条件だけでなく炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴も表す一組のデータを一方向に送信する工程であって、前記データは、燃料燃焼中に炉心の同位体収支を更新し拡散方程式をオンラインで定期的に解くモニタリングコードと呼ばれる三次元の中性子コードにより決定され、前記モニタリングコードは、前記モニタリングシステムに専用化されたモニタリングコンピュータと呼ばれる第２の異なるコンピュータ上に設置される、工程と、
− 炉心の運転条件と運転支援コードの入力データとして使用される前記運転支援要求とだけでなく、前記運転支援コード、炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴を表す前記データも使用することにより、原子炉の炉心挙動の進行を決定する工程と、
を含むことを特徴とする方法を提案する。

用語「定期的にオンラインで」は、数秒（拡散方程式の連続解）から数時間の範囲となりうる周期を意味するものと理解される。有利には、運転モニタリング方法の中性子計算コードは拡散方程式を連続的にすなわち１分程度または１分未満、通常は３０秒程度の周期で解く。本発明のおかげで、原子炉を運転する際にオペレータに支援ツールを提供することが可能であり、例えば実際の炉心運転状態だけでなく炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴も表すデータを使用することにより原子炉の挙動を予測またはシミュレートできる。これらのデータと条件は、炉心のモデル内に一緒にされ、特には運転をモニタリングするシステムにより計算され、したがって原子炉の運営と運転を容易にすることができる。

本発明による方法は、計装の測定手段に対し調整されたデータの使用あるいはこれらのデータの再定義を必要としない。したがって本発明による運転支援方法は上流モニタリン
グシステムと共に使用することができ、その唯一の条件は本方法が中性子計算コードを備えているということである。

運転モニタリングシステムと運転支援方法との間の接続は、特には運転モニタリングシステムが事故以前の状態のサーベイランシステムである場合、運転モニタリングシステムの機能性へのいかなる影響も完全に無いことを保証するようなやり方で行うことができる。したがって相互作用は、モニタリングシステムのモニタリングコードにより決定される炉心運転条件だけでなく炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴、または炉心モデル（用語「３Ｄ炉心モデル」は三次元の中性子コードの場合のこの一組のデータを表すために以下では使用される）を表すデータの中性子計算コードも含む運転支援コンピュータへの一方向の送信により実施される。

したがって運転支援要求または制御シミュレーション等のオペレータからの任意の他の要求は、モニタリングコードの動作に干渉することなく、かつモニタリングシステムへの可能なデータ送信無しに、運転支援コードによる運転支援方法により独立に実施することができる。２つの計算コードが２つの異なるコンピュータ（すなわち、互いに独立して動作するコンピュータ）内に存在する。情報の転送は、モニタリングシステムから運転支援コンピュータへだけ行うことができ、対照的に、運転支援コンピュータは、オペレータによるユーザーエラーまたはデータ処理エラーが炉心モニタリングシステムに影響を及ぼさないように、いかなる情報もモニタリングシステムへ伝達しない。

仏国特許第２７９６１９６号明細書において提案された解決策とは違って、本発明による方法は、原子炉の運転に使用される運転モニタリングコンピュータまたは監視コンピュータとの干渉の危険性無しに、任意の時点で利用可能な運転支援中性子コードを使用して例えば最新の炉心運転条件に基づきシミュレーションまたは予測計算を行えるようにし、これにより測定結果の助けにより中性子束分布を再定義する必要性を省く。

有利には、炉心運転連続モニタリングシステムは、例えば仏国特許第２７９６１９６号明細書と仏国特許第２９１４１０３号明細書に記載のような炉心運転連続監視システムである。

しかしながら既に上に述べたように、本発明の範囲は監視システムの利用に限定されない。本発明はまた、純粋に情報的役割を有してもよい上流側システムの機能性が何であろうと、そしてそれが採用する計装が何であろうと炉心の中性子特徴を連続的に再生する中性子計算コードを含む運転支援システムの上流に設置される任意のモニタリングシステムに適用することができる。

したがって本発明による運転支援方法は、原子炉が中性子計算コードを備えたオンライン炉心モニタリングシステム（例えば情報を提供するシステム）を含むので、中性子計算コードを採用しない監視システムを含む原子炉だけでなく、中性子計算コードを備えたモニタリングシステムを含む原子炉の両方に適用可能である。

有利には、本発明の上流モニタリングシステムの中性子コードは、定期的なやり方で拡散方程式を瞬間的に解き、燃料減損中の炉心の同位体収支を更新する三次元の中性子計算コードである。したがって本発明による方法は炉心の運転条件を可能な限り精密に表す３Ｄモデルにより形成された入力データを利用することが有利である。

本発明による方法はまた、個々にあるいはすべての技術的に可能な組み合わせと考えられる以下の特徴の１つまたは複数を有することができる。
− 前記モニタリングコードは、通常は１分程度である周期性でもって連続的に機能す
る、
− 前記モニタリングシステムは、原子炉容器外に配置された一組の中性子束測定検出器あるいは炉心からの燃料集合体の出口で冷却材流体の温度を測定する一組のプローブにより中性子束の測定を行う炉心監視またはモニタリングシステムである、
− 前記モニタリングシステムは、前記炉心の燃料集合体の少なくとも一部において、原子炉容器内に導入された一組の中性子束測定検出器により中性子束の測定を行う炉心監視またはモニタリングシステムであり、前記検出器のそれぞれは複数の中性子束測定プローブを含む、
− 前記運転支援コードは炉心の運転をモニタリングするためのコードと同一である、
− 前記運転支援コードは前記原子炉に対する運転および管理反応度抑制条件反応度を考慮する、
− 運転支援を要求する前記工程は、オペレータが以下の要求の一要求を選択する工程を含む、
・予測過渡応答の生成、
・原子力ユニットの負荷追従運転能力の評価、
・線源水準室（source level chamber）の計数率の逆数の線形外挿、
・特には原子炉停止段階における臨界に対する余裕度の進行の予測、
・原子炉の停止後のキセノンおよび／またはサマリウム濃度のモニタリング、
・亜臨界段階における反応度収支計算の性能と臨界パラメータの決定、
・瞬間的出力復帰の場合に達成可能な最大出力レベルの計算、
・定期試験を行うための炉心安定化時間の最適化、
・炉心に関連する定期試験の処理の自動化、
・予測燃料燃焼度計算による炉心の同位体収支と物質収支の計算、
− 前記原子炉の前記運転支援要求は、その値がオペレータにより定義され時間の関数として変化しうる運転パラメータを含む、
− 本方法は前記運転支援コードおよび／または前記モニタリングコードに基づく炉心モデルの定期的補正工程を含み、前記定期的補正工程は炉心モデルの固有パラメータを修正する工程を含む、
− 本方法は、炉心挙動進行を決定する前記工程の結果を前記マン・マシンインターフェースの表示手段上に表示する工程を含む、
− 本方法は、メモリおよび／または記憶手段内に、前記モニタリングコードにより決定される炉心の運転条件だけでなく炉心の組成、幾何学的または中性子的特徴も表す一組の前記データを復元する工程を含む、
− 本方法は、オペレータが所与の時点で、前記メモリおよび／または記憶手段内に格納された炉心の運転条件だけでなく炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴も表す一組のデータを選択する工程を含み、前記メモリおよび／または記憶手段は所与の異なる格納時点に対応する複数の連続データセットを含む、
− 前記メモリおよび／または記憶手段内の、前記モニタリングコードにより決定される炉心の運転条件だけでなく炉心の組成、幾何学的および中性子特徴も表す一組の前記データを格納する前記工程は、オペレータにより任意の時点で要求されることができる、
− 本方法は、前記モニタリングコードにより決定される炉心の運転条件だけでなく炉心の組成、幾何学的および中性子特徴も表す一組のデータをネットワーク上に復元する工程であって、ネットワーク上で復元される一組のデータはマン・マシンインターフェースを介しオペレータにより要求され、前記運転支援コードの入力データとして使用される、工程を含む、
− 本方法は、前記運転支援コンピュータにより使用される非予測性の少なくとも１つの追加の機能性を実施する工程を含む、
− 前記モニタリングコードにより決定されない炉心の運転条件だけでなく炉心の組成、幾何学的および中性子特徴を表す一組のデータは前記運転支援コードに対する入力として使用される。

本発明の他の特徴と利点は、添付図面を参照し、例示としての、そして決して限定しない以下の本発明の説明からより明確に現われるだろう。

本発明による炉心の運転の連続モニタリング方法を実施する手段と運転支援方法を実施する手段とを含むアーキテクチャを表す線図である。

図１は、本発明による運転支援方法を実施するシステム３０に接続された中性子計算コードを備えた炉心運転モニタリングシステム１０を含むアーキテクチャの線図的表現である。

本発明による運転支援方法を実施する運転支援システム３０は、
− オペレータが、原子炉を運転する際の支援の要求、例えばシミュレーション要求または原子炉の挙動の予測計算の要求を行うことができるマン・マシンインターフェース３１と、
− 拡散方程式を解くことができる中性子計算コード３２ａ、有利には三次元の中性子計算コードを組み込んだ運転支援コンピュータ３２と、
− 上流に位置する炉心運転モニタリングシステム１０から炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴と炉心の運転条件とを表す一組のデータ１３（以下では「３Ｄ炉心モデル」と呼ぶ）を復元する手段と、を含む。

３Ｄ炉心モデル１３はシステム３０の上流に位置する炉心運転モニタリングシステム１０により生成される。

モニタリングシステム１０は、中性子束計算コード１２（有利には三次元のコード）を備えたモニタリングコンピュータ１１を含み、制御群により操作される炉心の平均熱出力、容器内への冷却材の平均許容温度、位置等の原子炉の運転パラメータの現在値２３を考慮して、計算により炉心内の瞬間的三次元の中性子束または出力分布１４を連続的に取得できるようにする。

中性子計算コード１２は、原子炉の運転パラメータの現在値２３に基づき、燃料の減損中に炉心の同位体収支を更新し、炉心の現在の出力の三次元分布１４を復元するために、炉心内に分散した異なる点における一組の原子力出力の値の形式で、拡散方程式をオンラインですなわち１分未満の周期で解く。

例えば一例として、高度な結節型（advanced nodal type）三次元モデリングに基づく
中性子計算コードＳＭＡＲＴを挙げることが可能である。炉心中性子計算の原理は、非特許文献“Methods for core neutron computation”（Techniquesde L’Ingenieur- B3070
- Giovanni B. Bruna and Bernard Guesdon）にさらに詳細に記載されている。

したがってモニタリングシステム１０は、特には以下のデータと一緒に、炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴と炉心の運転条件とを表す一組のデータに対応する３Ｄ炉心モデル１３を連続的に生成する。
− 監視コンピュータ１１の中性子コード１２により計算される炉心の現在の中性子束または出力の分布１４の計算からのデータ、
− 中性子束計算の使用に必要な原子炉運転パラメータ、例えば、
・炉心内に存在する材料と構成要素の幾何学的形状、同位元素性の記述
・材料、特には燃料の効率的な部分の特性、
・生成された出力レベル、冷却材の温度、制御棒の位置等の原子炉の状態を特徴づけるデータ等の現在値２３。

モニタリングコンピュータ１１により定期的に生成される３Ｄ炉心モデル１３は、異なる時点の３Ｄ炉心モデル１３のバックアップを生成するようなやり方でメモリまたは記憶手段３５へ定期的に送信される。通常、３Ｄ炉心モデル１３は記憶装置に一日一回格納される。

記憶手段３５は、オペレータにより要求されると格納３Ｄモデルの一部データを編集できるようにするためにプリンタ（図示せず）に随意的に接続される。

さらに、３Ｄ炉心モデル１３はまた、運転支援システム３０の任意の時点で利用可能となるやり方でネットワーク３６上で定期的に送信されることができる。３Ｄ炉心モデル１３はまた、モニタリングコード１２の各計算工程によりネットワーク３６上で、すなわち例えば１分未満の周期で送信される。

オペレータはまた、直前の３Ｄモデルのデータに基づき例えば運転支援要求を開始するために、記憶手段３５上に格納された複数の３Ｄモデルのうちの格納された所与の３Ｄ炉心モデルをマン・マシンインターフェース３１を介し選択することができる。

オペレータはまた、任意の時点で３Ｄモデルの格納を要求し、これによりオペレータにより決定された時点で３Ｄ炉心モデルのバックアップを可能にする。この要求は、追加の格納要求を行う（この場合、オペレータは強制モードを使用する）ことによりマン・マシンインターフェース３１を介し運転支援システムに対し明示的に行われる。この動作はモニタリングコンピュータと運転支援コンピュータ間の接続が単向性でない場合にだけ可能であるということに注意されたい。

またオペレータは、マン・マシンインターフェース３１を介し、モデル内に含まれないデータ（例えば測定結果）だけでなく、原子炉の計算コード１２をモニタリングすることにより生成されない３Ｄ炉心モデルのデータも随意的に変更することができる。

本発明による方法は、マン・マシンインターフェース３１を介し行われる運転支援要求によるオペレータからの要求があり次第、運転支援システム３０の様々な機能性の使用を可能にする。

本発明のおかげで、オペレータは、特には原子炉の挙動を予想するあるいは現在の戦略とは異なる運転戦略を検証することができるようにする要求を行うことができる。したがってオペレータは、適当であると考えた場合、本発明による方法により使用される例えば下記の機能性の１つを実施できるようにする要求を行う。
− オペレータが将来の制御戦略の選択肢の方へ誘導されるように、原子炉の挙動の変化を予想できるようにする予測過渡応答を実施する、
− 炉心の現在状態に基づき所与の負荷追従を行うために原子力ユニットの能力を評価する、
− 線源水準室から計数率の逆数を線形的に外挿する、
− 負反応度の変化、特には原子炉の停止段階の変化を予測する、
− キセノンおよび／またはサマリウム濃度をモニタリングする、
− 反応度の様々な制御手段、特には制御棒の位置だけでなくホウ素濃度の制御も考慮して、亜臨界領域内で反応度収支を実行し、そして再発散戦略を選択する際にオペレータを支援するために臨界パラメータを決定する、
− 制御棒のデキャリブレーションと、公称出力の１００％に最小時間で到達できるよ
うにする運転戦略との関数として、瞬間的出力復帰の場合の最大出力レベルを計算する、
− 予測シミュレーションを介し、定期試験を行なうことを目的として炉心の安定化時間を最適化する、
− オペレータにより提供される線束マップシステムの測定に基づき中性子性質の定期試験の評価を自動化する、
− 予測減損計算を介し、１サイクル内の進行の関数として炉心の同位体収支と物質収支を計算する。

中性子計算コード３２ａに加えて、運転支援コンピュータ３２はまた、次のような他のタイプのデータ３２ｂを組み込む。
− 当業者に公知の制御モード（例えば、制御モードは一般的にはモードＡ、モードＧ、モードＸ、またはモードＴと呼ばれる）の異なる特徴と抑制条件、
− 原子炉の運転において支援を提供できるようにする他の必要な計算コードだけでなく原子炉の通常運転のための運転中に準拠すべき安全性限界の計算。

運転支援要求を行う場合、オペレータは運転支援コンピュータ３２内に入力データを定義しなければならない。

したがってオペレータは、次のものを規定することができる。
− 使用される３Ｄ炉心モデル：オペレータは、記憶手段３５内に最後に格納された３Ｄモデル、記憶手段３５内に格納され初期の格納時点に対応する格納３Ｄモデルまたは再びネットワーク３６上で自動的に送信された最後の３Ｄモデル間の選択肢を有する、
− 要求中にオペレータが原子炉の運転の評価の途中で定義したいパラメータのリスト。

したがってコンピュータ３２は次の３つのタイプの入力データを受信することができる、
− 機能を実行するためにオペレータにより定義されたパラメータ入力データ、
− ３Ｄ炉心モデル１３を介し利用可能な入力データ：すなわち通常は、３Ｄ炉心モデルのバックアップの時間に関する炉心の中性子特徴の記述、制御棒の位置、冷却材の許容温度、出力レベル、キセノンと他の同位体の濃度、
− そして随意的に、運転支援システムにより直接行なわれた補足的取得からの入力データ。

次に、計算の結果はマン・マシンインターフェース３１の表示手段上に表示される。

運転支援システム３０の機能不良の同定は、その運転中の運転支援システム３０の内部試験を利用することによりオペレータに示される。

本発明による運転支援システムの機能を正しく理解するために、オペレータにより行われるシミュレーション要求の具体的な例について以下に詳しく説明する。

図示の例では、オペレータは、例えば公称出力の１００％である原子炉の現在状態に基づき負荷追従過渡応答をシミュレートするために本発明による運転支援方法を使用する。シミュレートされる負荷追従過渡応答は以下の構成に従って変化する。
− ２時間の期間中の公称出力の１００％である第１の出力レベル、
− ８時間の期間中の公称出力の５０％である第２の出力レベル、
− 公称出力の１００％への復帰
レベル間の出力遷移は可能な限り速く（すなわち最大速度で）行わなければならない。

マン・マシンインターフェース３１を介し、オペレータは、対応する予測機能性を選択することにより、上述のような過渡的予測負荷追従に直面した原子炉の運転をシミュレートするためにシミュレーション要求を行う。

要求を行う際、オペレータは、シミュレーションを開始したい炉心の「状態」だけでなく時間の関数として実施される過渡的戦略も入力データ内に規定することになる。

我々の例では、オペレータは３Ｄ炉心モデルの現在データ１３に基づきシミュレーションを実行したい。このようにするために、３Ｄモデルの利用可能な直近のデータはしたがってネットワーク３６上で復元され、運転支援コンピュータ３２へ送信される。

しかしながらオペレータが炉心の以前の状態から続くシミュレーションを実行することを選択した場合（例えば、前日からの３Ｄ炉心モデルで）、オペレータは３Ｄモデルデータを運転支援コンピュータ３２へ送信するために記憶手段３５上で所望の時点の３Ｄ炉心モデルの探索を行ないローカルコピーを作成することになるであろう。

要求を行う際、本明細書で考察する例との関連では、オペレータはまた、制御棒のプログラムされた動きを介した出力制御パラメータと所望の軸出力不平衡の変化とを選択する。

次にオペレータはシミュレーションを開始し、オペレータにより定義されたパラメータは、中性子計算コード３２ａが拡散方程式の過渡応答の各時間ステップにおける解を介し必要な変更を計算することができるやり方で、運転支援コンピュータ３２へ送信される。

計算の結果は、シミュレートされた過渡時点毎にマン・マシンインターフェース３１の表示手段を介しオペレータに利用可能となる。特には、コンピュータ３２は次のものを決定する。
− 出力と軸出力不平衡の変化の所望の条件下で過渡応答を実現するために必要なホウ素濃度の変化、
− 所望の運転過渡応答を取得することができるために炉心内に注入しなければならない水および／またはホウ素の体積、
− 採用された過渡応答の場合の予測運転余裕。

このようにして、オペレータは、所望の過渡応答が原子炉安全性限界に準拠したコースに従うことができるかどうかを判断する手段を有する。この精密にシミュレートされたケースでは、オペレータはホウ酸塩および稀釈操作を実行し、オペレータの制御戦略を予想するために、シミュレーションの結果を考慮することができる。

安全性に関してオペレータの期待値を満たさない結果の場合、オペレータは、同時に負荷追従過渡応答を通じて利用可能な運転余裕のレベルを確実にする一方で、例えば出力の遷移率を低減することにより、その負荷追従過渡応答により取られるコースを最適化するためにシミュレーションを再開することにより、前に定義されたユニットの制御パラメータを変えることができる。

シミュレーションと運転支援システム３０の計算とを実行するのに必要な時間の間、上流モニタリングシステム１０の運転は決して邪魔されず、割り込みされず、または悪影響を受けない。

本発明による方法の利点の１つは、実際に原子炉の実際の運転条件を組み込んだ３Ｄ炉心モデルの代表が運転支援システムの計算の入力データとして使用されることである。

したがって３Ｄモデルとシミュレーション計算とのデータは、例えば更新されたキセノン分布等の短期的効果を含む原子炉の運転履歴を考慮に入れる。

したがって３Ｄ炉心モデルに基づき、本発明による運転支援方法は、例えばオペレータにより固定されたパラメータの変化のプロフィールに基づき原子炉の挙動を予想できるようにする。

制御シミュレーションの開始あるいはオペレータにより行われる任意の他の要求は上流モニタリングシステムの動作とは別個に行なわれる。特定の運転支援コンピュータ３２はそれ自身の計算コードを含み、これによりモニタリングコード１２の機能が邪魔されないようにする。また運転支援コンピュータ３２とモニタリングコンピュータ１１間の単向性の接続の場合、運転支援コンピュータ３２からモニタリングコンピュータ１１へのいかなるデータの送信も可能ではなく、これにより２つのコンピュータ間の相互作用あるいはオペレータ側の不正な介入を防ぐことができる。

Claims (14)

1. 原子炉の運転支援方法であって、
   − 前記運転支援に専用化された運転支援コンピュータ（３２）と相互作用するマン・マシンインターフェース（３１）により前記原子炉の運転支援を要求し、拡散方程式を解く運転支援コードと呼ばれる三次元の中性子計算コード（３２ａ）を使用する工程と、
   − 前記炉心の運転条件だけでなく前記炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴も表すデータ組（１３）を記憶手段（３５）に、またはネットワーク（３６）上で収集する工程であって、前記データ組（１３）は燃料燃焼中に前記炉心の同位体収支を更新し前記拡散方程式をオンラインで定期的に解くモニタリングコードと呼ばれる三次元の中性子コード（１２）により決定され、前記モニタリングコード（１２）は前記炉心の運転をモニタリングする前記モニタリングシステム（１０）に専用のモニタリングコンピュータと呼ばれる第２の異なるコンピュータ上に実装され、前記炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴を表す前記データ組（１３）は、一方向に定期的に送信されて前記記憶手段（３５）へ格納される、または一方向に定期的に前記ネットワーク（３６）上に送信される工程と、を備え、
   前記運転支援コード（３２ａ）は、前記運転支援要求されると、前記記憶手段（３５）に格納された前記炉心の運転条件および前記炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴を表す前記データ組（１３）に基づいて、前記原子炉の炉心の挙動の進行を予測またはシミュレーション可能であることを特徴とする方法。
2. 前記モニタリングコード（１２）は、通常は１分程度である周期で前記拡散方程式を解き、前記データ組（１３）を前記記憶手段（３５）に送信する、または一方向に定期的に前記ネットワーク（３５）上に送信する、ことを特徴とする請求項１に記載の方法。
3. 前記モニタリングシステムは、前記原子炉容器外に配置された一組の中性子束測定検出器あるいは前記炉心からの燃料集合体の出口で冷却材流体の温度を測定する一組のプローブにより中性子束の測定を行う炉心監視またはモニタリングシステムである、ことを特徴とする請求項１乃至２のいずれか一項に記載の方法。
4. 前記モニタリングシステムは、前記炉心の前記燃料集合体の少なくとも一部において、前記原子炉容器内に導入された一組の中性子束測定検出器により中性子束の測定を行う炉心監視またはモニタリングシステムであり、前記検出器のそれぞれは複数の中性子束測定プローブを含む、ことを特徴とする請求項１乃至２のいずれか一項に記載の方法。
5. 前記運転支援コード（３２ａ）は前記炉心の運転をモニタリングするための前記コード（１２）と同一である、ことを特徴とする請求項１乃至４のいずれか一項に記載の方法。
6. 前記運転支援コード（３２ａ）は前記原子炉に対する運転および管理反応度抑制条件反応度を考慮する、ことを特徴とする請求項１乃至５のいずれか一項に記載の方法。
7. 運転支援を要求する前記工程は、オペレータが以下の要求、すなわち、
   − 予測過渡応答の生成、
   − 原子力ユニットの負荷追従運転能力の評価、
   − 線源水準室の計数率の逆数の線形外挿、
   − 特には原子炉停止段階における臨界に対する余裕度の進行の予測、
   − 原子炉の停止後のキセノンおよび／またはサマリウム濃度のモニタリング、
   − 亜臨界段階における反応度収支計算の性能と臨界パラメータの決定、
   − 瞬間的出力復帰の場合に達成可能な最大出力レベルの計算、
   − 定期試験を行うための炉心安定化時間の最適化、
   − 炉心に関連する定期試験の処理の自動化、
   − 予測燃料燃焼度計算による炉心の同位体収支と物質収支の計算、のうちの１つの要求を選択する工程を含む、ことを特徴とする請求項１乃至６のいずれか一項に記載の方法。
8. 前記原子炉の前記運転支援要求は、その値がオペレータにより定義され時間の関数として変化しうる運転パラメータを含む、ことを特徴とする請求項１乃至７のいずれか一項に記載の方法。
9. 前記運転支援コード（３２ａ）および／または前記モニタリングコード（１２）に基づく炉心モデルの定期的補正工程を含み、前記定期的補正工程は前記炉心モデルの固有パラメータを修正する工程を含む、ことを特徴とする請求項１乃至８のいずれか一項に記載の方法。
10. 前記炉心挙動進行の予測またはシミュレーションの結果を前記マン・マシンインターフェース（３１）の表示手段上に表示する工程を含む、ことを特徴とする請求項１乃至９のいずれか一項に記載の方法。
11. 前記運転支援コード（３２ａ）が前記運転支援要求に基づいて所望の時点を決定し、前記所望の時点における前記記憶手段（３５）内に格納された前記炉心の前記運転条件だけでなく前記炉心の組成、幾何学的および中性子的特徴を表す前記データ組（１３）を選択し、前記選択した前記炉心の運転条件および前記データ組（１３）に基づいて、前記所望の時点の炉心の状態から続く前記原子炉の炉心挙動の進行を予測またはシミュレーションすることを特徴とする請求項１乃至１０のいずれか一項に記載の方法。
12. 前記記憶手段（３５）内に格納された、前記モニタリングコード（１２）により決定される前記炉心の前記運転条件だけでなく前記炉心の組成、幾何学的および中性子特徴を表す前記データ組（１３）は、オペレータによる任意の時点での運転支援要求に基づいて選択されることができる、ことを特徴とする請求項１１に記載の方法。
13. 前記モニタリングコード（１２）により決定される前記炉心の前記運転条件だけでなく前記炉心の組成、幾何学的および中性子特徴を表す前記データ組（１３）を、前記マンマシンインタフェース（３１）を介したオペレータによる運転支援要求に基づいて、ネットワーク上に送信することを特徴とする請求項１乃至１２のいずれか一項に記載の方法。
14. 前記モニタリングコード（１２）により決定される前記炉心の前記運転条件だけでなく前記炉心の組成、幾何学的および中性子特徴を表す前記データ組（１３）が前記運転支援コード（３２ａ）に対する入力として使用される、ことを特徴とする請求項１乃至１３のいずれか一項に記載の方法。

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