JP2021507269A

JP2021507269A - 原子炉の少なくとも１つの運転パラメータの少なくとも１つの閾値を決定するための方法、ならびに関連するコンピュータプログラムおよび電子システム

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Abstract

原子炉の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値を決定するための方法(90)は、電子決定システムによって実施され、次のステップ、すなわち第1の出力での炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定するステップ(100)と、第2の出力での炉の運転のための上記パラメータの第2の閾値を決定するステップ(110)と、を含み、第1および第2の出力の低い方の出力での運転は、24時間のスライディングウィンドウにわたって少なくとも8時間継続される運転である。また、これは、次のステップ、すなわち第1の出力と第2の出力との間にある第3の出力での炉の運転のための上記パラメータの第3の閾値を決定するステップ(120)を含む。

Description

本発明は、原子炉の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値を決定するための方法に関する。

原子炉は、燃料集合体が装荷されている炉心を含み、燃料集合体は、核燃料ペレット、およびペレットを包囲する被覆をそれぞれ含む燃料棒を含む。

本発明はまた、関連する電子決定システム、およびコンピュータによって実行されると、このような方法を実施するソフトウェア命令を含むコンピュータプログラムに関する。

本発明はたとえば、加圧水または沸騰水を用いる軽水型原子炉に適用される。

これらの原子炉の多数が現在世界中で用いられている。

50%より多くの電気が原子炉を用いて生産されている、特にフランスのような国において、これらの炉によって供給される出力全体を、これらが供給する電力網のニーズに適合させるために変動させることが有用であり得る。

特に、電力網の需要が低い長期間、通常は数日から少なくとも2か月間、定格出力に復帰する前、原子炉を中間出力で運転することができることが望ましい。運転出力は、定格出力の92%未満のとき、中間出力と見なされる。

2016年6月下旬に出版された、L. Danielらによる「AREVA NP's PCI methodologies for PWR enhanced plant maneuverability」という記事は、原子炉の少なくとも1つの運転パラメータの閾値を決定するための方法を記載しており、これらの閾値は保護閾値に関連している。この方法は、定格出力のような、原子炉の第1の出力での運転のため、それぞれの運転パラメータの第1の閾値に対応する第1の保護閾値を決定することを含む。

原子炉の中間出力での持続運転(SOIP)を考慮して、この方法はまた、SOIPに関連する中間出力、すなわち、一般に定格出力のパーセンテージの形で表現され、通常は定格出力の10%と92%との間の、定格出力より低い出力のような、原子炉の第2の出力での運転のため、それぞれの運転パラメータの第2の閾値に対応する第2の保護閾値を決定することを含む。

それぞれの運転パラメータに関連する各保護閾値、または限界閾値、および特にこの例においてSOIPに関連する、前記運転パラメータの第2の閾値は、PCI(ペレット被覆相互作用)マージンの計算を通して決定され、炉の出力に対するこの変化にかかわらず、PCIマージンが正に留まるようになっている。

いくつかの場合において、たとえば機器のダウンタイムまたは原子炉の二次回路上の漏れに続いて、および一般に放熱が不十分なために原子炉の出力を下げなければならなくなる事態に続いて、特別に長期間にわたって低出力で原子炉を運転すること(特別長期SOIP)が必要なことがある。

この目的は、炉を、その能力を最大に用いながら可能な限り高出力で運転し続けることである。

しかも、特にたとえばSOIP中、または持続運転および中間出力に続く出力復帰直後に起こる可能性のある偶発的な運転時の過渡変化の場合に、原子炉のこのような運転により安全上の問題を引き起こしてはならない。

欧州特許第1556870号明細書

L. Daniel他、「AREVA NP's PCI methodologies for PWR enhanced plant maneuverability」、2016年6月下旬

本発明の1つの目的は、原子炉の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値を決定するための方法を提供することによってこの問題に対処し、安全な運転を保持しながら、炉の能力をより良く用いることを可能にすることである。

その目的のため、本発明は、燃料集合体が装荷されている炉心を含む原子炉の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値を決定するための方法に関し、燃料集合体は、核燃料ペレット、およびペレットを包囲する被覆をそれぞれ含む燃料棒を含み、
この方法は、電子決定システムによって実施され、以下のステップ、すなわち
第1の出力での原子炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定するステップと、
第2の出力での前記原子炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第2の閾値を決定するステップと、
を含み、
第1および第2の出力の低い方の出力での運転は、24時間のスライディングウィンドウにわたって少なくとも8時間継続される運転であり、
この方法は、以下のステップ、すなわち
第3の出力での前記原子炉の運転のための前記それぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定するステップであって、第3の出力は、出力レベルに対応して第1の出力と第2の出力との間にある、ステップ
をさらに含む。

本発明による決定方法によりこのとき、第1の出力と第2の出力との間の少なくとも1つの出力レベルのための運転パラメータの閾値を決定することが可能になる。運転パラメータの決定された各閾値は保護閾値に関連し、各閾値は実際、原子炉の保護、すなわち、その運転安全性を確保するために超えるべきでない閾値に対応している。

少なくとも1つのこのような出力レベルを、運転パラメータの関連する閾値および関連する保護閾値の決定とともに計算すると、このとき、炉の能力をより良く活用することが可能になる。

実際、このような出力レベルにより、出力の、定格出力のSOIPに関連する最低出力への減少中、すなわち、燃料棒の熱機械的脱調整モードにおいても、または出力の、SOIPに関連する最低出力から定格出力までの上昇中、すなわち燃料棒の熱機械的再調整モードにおいても、安全マージンを大きくすること、および/またはSOIPにおける可能運転期間を長くすることで、出力の変動の管理を改善することが可能になる。

保護閾値に関連する、それぞれの運転パラメータの各限界値は、たとえばPCIマージンの計算を介して決定され、炉の出力の変化にかかわらず、PCIマージンが正に留まるようになっている。

本発明の他の有利な態様によれば、この決定方法は、単独で、またはすべての技術的に可能な組み合わせに従って考慮される、以下の特徴の1つまたは複数を含み、すなわち
原子炉は燃料棒の熱機械的脱調整モードにあり、第1の出力は第2の出力より大きく、
第1の出力は好ましくは、原子炉の定格出力に実質的に等しく、第2の出力は好ましくは、原子炉の中間出力での持続運転のための目標出力に実質的に等しく、
原子炉は燃料棒の熱機械的再調整モードにあり、第1の出力は第2の出力より小さく、
第1の出力は好ましくは、原子炉の中間出力での持続運転のための目標出力に実質的に等しく、第2の出力は好ましくは、原子炉の定格出力に実質的に等しく、
運転パラメータは、次の群、すなわち炉心における温度偏差、燃料棒における線形出力および炉心における中性子束変動から選択され、
それぞれの運転パラメータの各閾値は、PCIマージンの計算を介して決定され、
PCIマージンの計算は、以下のサブステップ、すなわち
ii)原子炉の少なくとも1つの運転変遷をシミュレートするステップと、
iii)燃料棒の被覆の少なくとも一部において運転変遷中に少なくとも1つの物理的特性が到達した値を計算するステップと、
iv)PCIマージンとして、変遷中にサブステップiii)において計算された前記値が到達した最大値と燃料棒の技術的限界との間の偏差を決定するステップと、
を含み、
サブステップii)においてシミュレートされる変遷は、過度の負荷の増加、少なくとも1つの制御クラスタ群の制御されていない離脱、制御クラスタの1つの落下、およびホウ酸の制御されていない希釈からなる群の中から選択される変遷であり、
物理的特性は、被覆における制約条件または制約関数、および被覆における変形エネルギー密度からなる群から選択され、
この方法は、運転パラメータの値が第1、第2および第3の出力の中の出力での原子炉の運転のための第1、第2および第3の閾値の中の対応する運転パラメータのそれぞれの閾値を下回ることを確認しながら原子炉を運転することからなるステップをさらに含み、
原子炉の運転中、燃料棒の熱機械的脱調整に続く燃料棒の局所燃焼速度につながる熱機械的再調整後、燃料棒の新たな熱機械的脱調整前のその定格出力での原子炉の最小運転期間は、目標PCIマージンに到達することに対応する期間であり、目標PCIマージンは、燃料棒の熱機械的脱調整前に存在するPCIマージンから始まり、同じ局所燃焼速度を得るまで炉の定格出力での運転から生じたであろうPCIマージンに対応し、
それぞれの運転パラメータの各閾値は、炉の非常停止および/または警報の引き金につながる保護閾値に関連する閾値である。

本発明はまた、コンピュータによって実行されると、上で定義されたような決定方法を実施するソフトウェア命令を含むコンピュータプログラムに関する。

本発明はまた、燃料集合体が装荷されている炉心を含む原子炉の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値を決定するための電子システムに関し、燃料集合体は、核燃料ペレット、およびペレットを包囲する被覆をそれぞれ含む燃料棒を含み、このシステムは、
第1の出力での原子炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定するように構成された第1の決定モジュールと、
第2の出力での前記原子炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第2の閾値を決定するように構成された第2の決定モジュールと、
第1および第2の出力の低い方の出力での運転は、24時間のスライディングウィンドウにわたって少なくとも8時間継続される運転であり、
第3の出力での前記原子炉の運転のための前記それぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定するように構成された第3の決定モジュールであって、第3の出力は出力レベルに対応して第1の出力と第2の出力との間にある、第3の決定モジュールと、
を含む。

本発明のこれらの特徴および利点は、非限定的な例としてのみ提供され、添付の図面を参照して行われる以下の説明を読むと、より明確に現れるであろう。

加圧水型原子炉の概略図である。図1の炉の炉心の燃料集合体の横方向概略図である。図2の集合体の燃料棒の縦断面概略図である。図1の炉の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値のための電子決定システムのブロック図である。図4の電子システムによって実施される、原子炉の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値のための決定方法のフローチャートである。例示的な一実施形態によるPCIマージンを計算するために破断時出力を決定する出力ランプのシミュレーションを示す曲線である。中間出力での持続運転への変遷から経過した時間の関数として、燃料棒の熱機械的脱調整および/または再調整の異なる例についての出力、PCIマージンおよび保護閾値の一組の概略進展曲線を示す。中間出力での持続運転への変遷から経過した時間の関数として、燃料棒の熱機械的脱調整および/または再調整の異なる例についての出力、PCIマージンおよび保護閾値の一組の概略進展曲線を示す。中間出力での持続運転への変遷から経過した時間の関数として、燃料棒の熱機械的脱調整および/または再調整の異なる例についての出力、PCIマージンおよび保護閾値の一組の概略進展曲線を示す。

説明の残りにおいて、「実質的に等しい」という表現は、プラスまたはマイナス10%以内、好ましくはプラスまたはマイナス5%以内の同等の関係を定義する。

説明の残りにおいて、「duration(継続時間、期間)」という用語は一般に、2つの瞬間の間の時間、または期間を定義し、その値はこのときこれら2つの瞬間の間の差に対応する。

したがって、最初の瞬間T_iからカウントダウンされた瞬間(最終)T_fに対応する継続時間は、これら2つの瞬間T_i、T_fの間の差、すなわちT_f-T_iに対応することになり、この方法でも表されることになる。

図1において、加圧水型原子炉のような原子炉1が、それ自体知られているように、炉心2、蒸気発生器3、電気エネルギー発生器5に結合されたタービン4、および復水器6を含む。

原子炉1は、ポンプ9が装備されて加圧水が図1における矢印によって具体化された経路に沿って循環する一次回路8を含む。この水は特に、炉心2を通って上昇してそこで加熱されながら炉心2の冷却を提供する。

一次回路8は加圧器10をさらに含み、一次回路8内を循環する水を加圧することが可能になっている。

一次回路8の水は蒸気発生器3にも供給され、ここで冷却されながら二次回路12内を循環する水の気化を提供する。

蒸気発生器3によって生成された蒸気は、二次回路12によってタービン4に向かって、次いで復水器6に向かって送られ、ここでこの蒸気は、復水器6内を循環する冷却水との間接熱交換によって凝縮される。

二次回路12は、復水器6から下流に、ポンプ13および加熱器14を含む。

従来、炉心2は、装荷パターンに従って容器18に装荷された燃料集合体16を含む。単一の燃料集合体16が図1に示されているが、炉心2はたとえば157の燃料集合体16を含む。

原子炉1は、いくつかの燃料集合体16の上方で容器18に配置された制御クラスタ20を含む。単一の制御クラスタ20が図1に示されているが、炉心2はたとえば約60の制御クラスタ20を含む。

制御クラスタ20は、それらが張り出した燃料集合体16に挿入されるべき機構22によって移動可能である。

従来、各制御クラスタ20は棒を含み、これらの少なくともいくつかは中性子を吸収する物質を含む。

したがって、各制御クラスタ20の垂直移動により、炉1の核反応度を調整することが可能になり、炉心2によって供給される全出力Pを、制御クラスタ20の燃料集合体16への押し込みの関数として、ゼロ出力から定格出力PNまで変化させることができる。

前記制御クラスタ20のいくつかは、たとえば出力または温度に関して、炉心2の運転を調節することが意図されており、調節クラスタと呼ばれる。他は、原子炉1を停止することが意図されており、停止クラスタと呼ばれる。

制御クラスタ20は、それらの性質および使用意図に基づいて群に結合される。たとえば、タイプ900 Mwe CPYの原子炉について、これらの群はG1、G2、N1、N2、R、SA、SB、SC、SDと呼ばれる。群G1、G2、N1およびN2は、出力群と呼ばれ、出力調節に重複して用いられ、群Rは温度調節に用いられる。群SA、SB、SCおよびSDは、原子炉1の緊急停止に用いられる。

図2によって示すように、各燃料集合体16は従来、核燃料棒24のアレイ、および燃料棒24のための支持骨格26を含む。

骨格26は従来、下部エンドピース28、上部エンドピース30、2つのエンドピース28、30を接続するとともに、制御クラスタ20の棒を受け、スペーサ形成グリッド32を配置して燃料棒24および案内管31のアレイを配置するように設計された案内管31のアレイを含む。

図3によって示すように、各燃料棒24は従来、下部ストッパ34によってその下端で、上部ストッパ35によってその上端で閉じた管の形の被覆33を含む。燃料棒24は、被覆33に積み重ねられて下部ストッパ34に支えられている一連のペレット36を含む。維持ばね38が被覆33の上部セグメントに配置されて上部ストッパ35および上部ペレット36を圧迫している。

従来、ペレット36は核分裂性物質、たとえば酸化ウランのベースを有し、被覆33はジルコニウム合金から作製されている。

図3において、これは製造から得られた、すなわち、照射前の燃料棒24に対応し、径方向の遊びJがペレット36と被覆33との間に存在する。これは、図3の円で囲まれた拡大部分によってより詳細に示されている。

原子炉1が、たとえばその定格出力PNで稼働しようとするとき、燃料棒24は、当該技術において用いられる用語によれば、調整されることになる。

調整は、被覆33のクリープおよびペレット36のスエリングのため、ペレット36と被覆33との間の遊びJが閉じることによって本質的に特徴付けられる。

より具体的には、以下のステップがたとえば、照射中の各燃料棒24について区別される。

1)外側(一次回路8からの水)と燃料棒24の内側との圧力差の影響下で、被覆33は、燃料棒24の内側に向かって径方向にクリープすることによって徐々に変形する。他のすべての事柄が等しいと、被覆33のクリープ速度はその構成材料の1つの特徴である。さらに、核分裂生成物は、その大部分がペレット36に保持され、ペレット36のスエリングを引き起こす。この段階の間、制約条件に関して被覆33に加えられる応力は、燃料棒24の外側と内側との間に存在する圧力差のみから生じる。被覆33における応力は圧縮応力(従来は負)である。

2)ペレット36と被覆33との間の接触は、局所照射条件(出力、中性子束、温度など)および被覆33の材料に本質的に依存する時間の長さの後に始まる。実際には、穏やかな接触で始まって固い接触の確立が続く期間にわたって接触は徐々に確立される。被覆33の内面に対するペレット36の接触圧力の増加は、被覆33における応力の反転につながり、これは正になって被覆33に引張応力を加える傾向がある。

3)ペレット36のスエリングは継続し、次いでペレット36は、その変形により被覆33を燃料棒24の外側に向かって押す。確立された定常状態において、この膨張は、被覆33の材料の緩和により被覆33において力の平衡が可能になるのに十分に遅い。分析により、これらの条件下で、引張応力のレベルは中程度(数十MPa)であり、被覆33の完全性に関していかなるリスクもないことが示されている。

かなり低い応力レベルでの被覆33における熱機械的平衡により、定常状態における被覆33の破損のリスクはないが、燃料棒24によって供給される出力が大きく変動すると、リスクが現れる。

実際、出力の増加により、燃料棒24に含まれるペレット36の温度上昇が発生し、熱伝導によって、燃料棒24の被覆33の温度が上昇する。機械的特性(熱膨張係数、ヤング率)の違い、および核分裂性物質のペレット36とジルコニウム合金製の被覆33との間の温度差を考えると、ペレット36は、被覆33より大きく膨張し、その変形により後者に影響を与えることになる。

さらに、数日続く中間出力での運転の結果、燃料棒24が脱調整される。被覆33とペレット36との間の接触が確立されていない燃料棒24の部分について、径方向の遊びJはより大きくなる。遊びJが閉じた燃料棒24の部分に関して、遊びJは再び開くことがある。開いた遊びJの場合、圧力効果による被覆33の圧縮クリープが再開する。この結果、偶発的な局所的出力増加過渡変化が起きると、被覆33における応力レベルが上昇する。

さらに、被覆33とペレット36との間の空間における、ヨウ素のような腐食性核分裂生成物の存在により、応力下での腐食に有利な条件が生成される。したがって、偶発的な局所的出力増加過渡変化中にペレット36によって被覆33に加えられる変形は、ペレット被覆相互作用(PCI)状況においてヨウ素による応力下の腐食によって被覆33の破裂を引き起こす可能性がある。

しかし被覆33のこのような破裂は、核分裂生成物の一次回路8内への放出という結果になる可能性があるため、安全上の理由で許容することはできない。

原子炉1の通常運転中、すなわち、いわゆるカテゴリ1の状況において、出力の変遷が起こる可能性がある。実際、特に発生器5が供給する電力網の電気エネルギーのニーズに適応するため、出力変動が必要になることがある。過度の電荷の増加、出力制御クラスタ群20の制御されていない離脱、ホウ酸希釈または制御クラスタ20の検出されていない落下のような、いわゆるカテゴリ2の偶発的な状況においても出力の過渡変化が起こる可能性がある。

通常運転において得られるマージンの均衡の状態から始まり、許容可能な運転期間および中間出力は、クラス2出力変遷とも呼ばれるカテゴリ2出力変遷の場合に炉心2に存在する被覆33のペレット被覆相互作用による非破壊を保証するように決定される。

ペレット被覆相互作用に関する燃料棒24の完全性を保証するため、本発明は、炉の第1の出力P1での運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値、炉の第2の出力P2での運転のための前記それぞれの運転パラメータの第2の閾値、および第1の出力P1と第2の出力P2との間の、炉の第3の出力P3での運転のための前記それぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定することを提案する。

それぞれの運転パラメータの各閾値は好ましくは、ペレット被覆相互作用(PCI)による被覆33の破裂リスクに関するマージンを計算することによって決定され、このマージンはPCIマージンと呼ばれる。

各PCIマージンは、原子炉1の特性に対する偏差、すなわち、原子炉1の前記特性のデルタであり、この偏差は、ペレット被覆相互作用による被覆33の破裂リスクを考慮することから生じる。

各PCIマージンはたとえば、出力マージンおよび被覆33に関連する熱機械的特性におけるマージンからなる群の中から選択される。原子炉1の特性、偏差、またはデルタは、PCIマージンを計算するために決定され、このとき局所出力または被覆33に関連する熱機械的特性である。任意選択の追加として、PCIマージンは次に他の特性に、たとえば中間出力での原子炉1の運転期間に変換される。

当業者は、負のPCIマージンについて、PCIマージンの絶対値が低いほど、被覆33の破裂の可能性が低く、PCIマージンがゼロまたは正になると、被覆33の破裂の可能性はゼロであることを理解するであろう。

それぞれの運転パラメータの第1、第2および第3の閾値を決定するため、たとえば、図4に示すもののような電子システム40、たとえばコンピュータシステムが、原子炉1の少なくとも1つの運転パラメータの少なくとも1つの閾値を決定するために用いられる。

決定システム40は、第1の出力P1での炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定するように構成された第1の決定モジュール42を含む。

決定システム40は、第2の出力P2での炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第2の閾値を決定するように構成された第2の決定モジュール44を含む。

第1の出力P1および第2の出力P2の低い方の出力での運転は、中間出力での持続運転のためのSOIPとも呼ばれる、たとえば、24時間のスライディングウィンドウにわたって少なくとも8時間継続される運転である。中間出力での持続運転の期間は、数日、または数週間または数か月に達することさえある。

決定システム40は、第3の出力P3での炉の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定するように構成された第3の決定モジュール46を含み、第3の出力P3は、第1の出力P1と第2の出力P2との間にある。

図4の例において、決定システム40は、たとえばメモリ52、およびメモリ52に関連するプロセッサ54からなる情報処理ユニット50を含む。この例において、これは入力/出力手段56、および任意選択でディスプレイスクリーン58をさらに含む。

図4の例において、第1の決定モジュール42、第2の決定モジュール44および第3の決定モジュール46はそれぞれ、プロセッサ54によって実行可能なソフトウェアの形で作製されている。情報処理ユニット50のメモリ52はこのとき、第1の出力P1での原子炉1の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定するように構成された第1の決定ソフトウェア、第2の出力P2での原子炉1の運転のための前記運転パラメータの第2の閾値を決定するように構成された第2の決定ソフトウェア、第3の出力P3での原子炉1の運転のための前記運転パラメータの第3の閾値を決定するように構成された第3の決定ソフトウェアを格納することができる。情報処理ユニット50のプロセッサ54はこのとき、第1の決定ソフトウェア、第2の決定ソフトウェアおよび第3の決定ソフトウェアを実行することができる。

図示していない一変形例において、第1の決定モジュール42、第2の決定モジュール44および第3の決定モジュール46はそれぞれ、FPGA(フィールドプログラマブルゲートアレイ)のようなプログラム可能な論理コンポーネントの形で、またはASIC(特定用途向け集積回路)のような専用集積回路の形で作製されている。

各決定モジュール42、44、46は、特に原子炉の出力の変更後、特にPCIマージンが常に正に留まるよう、PCIマージンの計算を通じて運転パラメータのそれぞれの閾値を決定するように構成されている。各決定モジュール42、44、46はたとえば、炉の対応する出力について、PCIマージンの所定の値に対応する前記パラメータの値を計算することによって、保護閾値に関連する、運転パラメータのそれぞれの閾値を決定するように構成されている。PCIマージンのこの所定の値は正であり、比較的ゼロに近く、またはゼロでもよく、炉の前記対応する出力での持続的な運転を可能にする。PCIマージンのこの所定の値はたとえば、PCIマージンが変形エネルギー密度の形で表現され、該当する場合、以下で説明する、PCIマージンを計算するための第1の方法論に対応する、RPMと呼ばれる方法論から得られるとき、0.05MPaに実質的に等しい。一変形例において、PCIマージンのこの所定の値は、PCIマージンが破断時出力の形で表現され、該当する場合、以下で説明する、PCIマージンを計算するための第2の方法論に対応する、破断時出力と呼ばれる方法論から得られるとき、5W/cmに実質的に等しい。当業者は、PCIマージンの所定の値のそれぞれが、許可されたSOIP期間、たとえば、上記の例の場合は5日に実質的に等しい期間におけるマージンに変換することができるということをさらに理解するであろう。

運転パラメータはたとえば、以下の群、すなわち、炉心2における温度偏差ΔT、燃料棒24における線形出力P_linおよび炉心2における経時的な中性子束変動dΦ/dtから選択される。

考慮される運転パラメータはたとえば、炉の保護システムのタイプ(たとえばアナログ/デジタル)および問題の偶発的な過渡変化に依存する。たとえば、冷却事故はパラメータΔTに、制御クラスタの1つの落下はパラメータdΦ/dtに対応することなどになる。

各決定モジュール42、44、46はこのとき、たとえば文献EP 1 556 870 B1に記載されている、たとえばRPM(革新PCI方法論)のような第1の方法論に従って、前記PCIマージンを計算するように構成されている。

各決定モジュール42、44、46は、この例によれば、原子炉1の少なくとも1つの運転変遷をシミュレートし、燃料棒24の被覆33の少なくとも一部において運転変遷中に物理的特性Gが到達した値を計算し、PCIマージンとして、変遷中に計算された前記値が到達した最大値と燃料棒24の技術的限界との間の偏差を決定するように構成されている。この方法論において、中性子(出力変遷のシミュレーション)および熱機械的(被覆33における物理的特性Gの計算)計算は結合されている。

物理的特性Gはたとえば、被覆33における周方向応力σθまたは径方向応力σ_rである。あるいは、物理的特性Gは、たとえば応力の、たとえば周方向応力σθと径方向の応力σ_rとの間の差の関数である。また、物理的特性Gは、被覆33における変形エネルギー密度DEDである。

決定モジュール42、44、46によってシミュレートされる過渡変化は好ましくは、
過度の負荷の増加と、
制御クラスタ20の少なくとも1つの群の制御されていない離脱と、
制御クラスタ20の1つの落下と、
制御されていないホウ酸希釈と、
からなる群から選択される過渡変化である。

過度の負荷の増加は、蒸気発生器3における蒸気流量の急速な増加に対応する。このような増加により、炉心2の熱出力と蒸気発生器3の負荷との間の不均衡が引き起こされる。この不均衡は一次回路8の冷却につながる。制御クラスタ20による炉心2における平均温度の緩和および/または調節効果により、炉心2において反応性、したがって中性子束が増加する。したがって、炉心2によって供給される全体出力Pは急速に増加する。

原子炉の運転中の制御クラスタ20の群の制御されていない離脱により、反応性の制御されていない増加が引き起こされる。この結果、全体的な原子力Pおよび炉心2における熱流束が急速に増加する。二次回路12の放出弁または圧力解放弁が開かれるまで、蒸気発生器3における熱の抽出は、一次回路8において与えられる出力より急速には増加しない。この結果、一次回路8における水の温度および圧力が上昇する。この過渡変化をシミュレートするため、問題の制御クラスタ20が完全に除去されるまで、いくつかのタイプの加圧水型炉では、たとえば72ピッチ/分の最大速度での出力群の離脱が想定される。

1つまたはいくつかの制御クラスタ20が炉心2内へ落下すれば、炉心2における反応性および全体出力Pが即座に減少する。保護作用がないと、一次回路8および二次回路12においてこのように引き起こされた不均衡により、炉心2内への水の入口温度の低下、ならびに反作用による、たとえばドップラー効果による原子力の増加、および一次回路8と二次回路12との間の新たな損益分岐点に到達するまで、温度調節が引き起こされる。原子炉1の炉心2に落下した制御クラスタ20の存在により、径方向出力分布の変形が引き起こされる一方、調節群の除去は出力の軸方向修正につながる。

制御されていないホウ酸希釈は、原子炉1のシステムの故障により、原子炉1の一次回路8における水のホウ素濃度の減少につながる。これにより反応性の挿入が引き起こされ、これは炉心2における線形出力の局所的増加につながる。

燃料棒24の技術的限界は、燃料棒24を代表して先に原子炉において照射され、異なる燃焼速度を有する燃料棒セグメントで、試験用炉でなされた、実験的出力ランプ中に被覆において物理的特性Gが到達した値から確立される。物理的特性Gの技術的限界は、実験的試験中に到達した値のうち、物理的特性Gの最小値に対応する。この限界を下回ると、ペレット被覆相互作用による燃料棒24の破裂は考慮されない。これを上回ると、ペレット被覆相互作用による被覆33の破裂の可能性はゼロではない。

一変形例において、各決定モジュール42、44、46は、方法論P_ruptとも表される、破断時出力法論と呼ばれる方法論のような、第1の方法論とは異なる第2の方法論を用いて前記PCIマージンを計算するように構成されている。

この変形例によれば、各決定モジュール42、44、46は、各燃料集合体16用であり、炉心2に存在する各燃料棒24の各被覆33において物理的特性Gが局所的に到達した値を計算し、該当する場合、この値が技術的限界に達したときの物理的特性Gの局所出力に関連する出力に等しい破断時局所出力を決定するため、各燃料棒24に、ゼロ出力からの原子力ランプを適用することによって原子炉1の運転の進展をシミュレートするように構成されている。技術的限界に達していなければ、考慮されている点での破断時局所出力は無限である。この第2の方法論において、シミュレートされた出力ランプは理論的なランプであり、中性子研究とは無関係であり、熱機械的計算はこのとき中性子計算から切り離されている。

この変形例によれば、図6の例において、実質的に一定の出力でのレベルAの後、ゼロ出力からの出力ランプBが、各燃料棒24の各軸方向メッシュに適用される。図6の例において、出力ランプBは線形出力ランプであり、物理的特性Gは被覆33における変形エネルギー密度DEDであり、破断時出力P_{lin_rupt}はこのとき最大変形エネルギー密度DED_MAXに、すなわち、被覆33が破裂するときに到達する変形エネルギー密度の値に対応する。

推定最大出力はたとえば、炉心2の任意の点での出力エンベロープであり、限界変遷のすべてを考慮している。この推定最大出力は特に、いわゆるカテゴリ2の偶発的な状況において起こる可能性のある出力変遷を考慮に入れている。

当業者はこのとき、上述の例において、各決定モジュール42、44、46が、革新PCI方法論と呼ばれる第1の方法論に従って、または破断時出力方法論と呼ばれる第2の方法論に従って、無関係にPCIマージンを計算するように構成されていることを理解するであろう。

当業者は、それぞれの運転パラメータの第1、第2および第3の連続する閾値の決定のため、第1、第2および第3の決定モジュール42、44、46が好ましくは、第1の方法論および第2の方法論のうちの同じ方法論に従って対応するPCIマージンを計算するように構成されることをさらに理解するであろう。

当業者は、第1、第2、および第3の決定モジュール42、44、46が好ましくは、それぞれの運転パラメータについて第1、第2および第3の連続する閾値のそれぞれを計算するように構成された単一の決定モジュールの形で作製されることをさらに理解するであろう。この好ましい例示的実施形態によれば、この唯一の決定モジュールは、プロセッサ54によって実行可能なソフトウェアの形で、またはFPGAのようなプログラム可能な論理コンポーネントの形で、またはASICのような専用集積回路の形で作製される。

加えて、本発明による決定システム40は、図8および図9に示すように、燃料棒24の熱機械的脱調整に続く熱機械的再調整後の燃料棒24の熱機械的再調整前に考慮されたPCIマージンM₀未満の目標PCIマージンM₁を考慮するように構成され、ここでM₁<M₀である。これにより、他のすべての事柄が等しいと、PCIマージンが照射サイクル中に燃焼速度とともにわずかに減少するという事実を説明することができる。

燃料棒24の熱機械的脱調整に続く燃料棒の局所燃焼速度につながる熱機械的再調整後に考慮される目標PCIマージンM₁は、燃料棒24の熱機械的脱調整前に存在するPCIマージンM₀から始まり、同じ局所燃焼速度が得られるまでの炉1のその定格出力PNでの運転から生じたであろうPCIマージンに対応する。

次に、本発明による決定システム40の動作を、本発明による決定方法90のフローチャートを示す図5、ならびに燃料棒24の脱調整および/または再調整の異なる例についての時間の経過に伴う出力、PCIマージンおよび保護閾値の一組の進展曲線をそれぞれ示す図7から図9に照らして、より詳細に説明する。

第1のステップ100の間、決定システム40は、その第1の決定モジュール42を介して、第1の出力P1での原子炉1の運転のため、第1の保護閾値に関連する、それぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定する。

図7の脱調整例において、第1の出力P1は原子炉1の定格出力PNであり、出力Pは、最初は100%のPNに実質的に等しい。第1の決定された保護閾値はこのとき、100%のPNでのこの運転に対応する閾値S100である。

図8および図9は本質的に再調整の例を示しており、考慮される第1の出力P1は、50%のPNに等しい中間出力のような、原子炉1の中間出力である。決定された第1の保護閾値はこのとき、50%のPNでのこの運転に対応する閾値S50である。

決定システム40は次に、次のステップ110の間にその第2の決定モジュール44を介して、第2の出力P2での原子炉1の運転のため、第2の保護閾値に関連する、それぞれの運転パラメータの第2の閾値を決定する。

図7の脱調整例において、第2の出力P2は、30%のPNに等しい中間出力のような、原子炉1の中間出力である。決定された第2の保護閾値はこのとき、30%のPNでのこの運転に対応する閾値S30である。

図8および図9の再調整例において、第2の出力P2は、100%のPNに等しい最終出力Pによって示されるように、原子炉1の定格出力PNである。決定された第2の保護閾値はこのとき、100%のPNでのこの運転に対応する閾値S100である。

最後に、決定システム40は次に、次のステップ120の間にその第3の決定モジュール46を介して、炉の第3の出力P3での原子炉1の運転のため、第3の保護閾値に関連する、それぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定し、第3の出力P3は第1の出力P1と第2の出力P2との間にある。

換言すれば、第3の保護閾値に関連する運転パラメータの第3の閾値は、第1の出力P1と第2の出力P2との間の出力レベルに対応する。

加えて、本発明による方法は、運転パラメータΔT、P_lin、Φの値が、第1、第2および第3の出力P1、P2、P3のうちの対応する出力での原子炉1の運転のため、先行するステップ100、110、120の間に決定された、第1、第2および第3の閾値のうちの運転パラメータのそれぞれの閾値より小さいことを確認することによって原子炉1を運転することからなる、図5には示していないステップをさらに含む。

実際には、原子炉1の出力の減少の場合、原子炉1の出力は第1に、保護閾値を第2にこの出力変化に適合させる前に、本発明による決定システム40によって計算された運転パラメータのそれぞれの閾値から変更されることになる。

逆に、原子炉1の出力の減少の場合、原子炉1のこの出力変化に対して保護閾値を予め適合させる。

図面を簡素化するため、これらの小さな時間シフトは図7から図9に示していない。

図7の脱調整例において、第1の出力P1と第2の出力P2との間の出力レベルは、50%のPNに等しい中間出力である。決定された第3の保護閾値はこのとき、50%のPNに等しい出力レベルでのこの運転に対応する閾値S50である。

図8の再調整例において、第1の出力P1と第2の出力P2との間の出力レベルは、85%のPNに等しい中間出力である。決定された第3の保護閾値はこのとき、85%のPNに等しい出力レベルでのこの運転に対応する閾値S85である。

図9の再調整例は、2つの連続する中間出力レベルでの場合に対応し、第1の出力P1と第2の出力P2との間の第1の出力レベルは85%のPNに等しい中間出力であり、第1の出力P1と第2の出力P2との間の第2の出力レベルは90%に等しい中間出力である。運転パラメータの2つの第3の閾値に関連する2つの第3の保護閾値が次いで決定され、一方の第3の保護閾値は、85%のPNに等しい第1の中間出力レベルでのこの運転に対応する閾値S85であり、他方の第3の保護閾値は、90%のPNに等しい第2の中間出力レベルでのこの運転に対応する閾値S90である。

図8および図9において、燃料棒24の熱機械的脱調整に続く熱機械的再調整後に決定システム40によって考慮される目標PCIマージンM₁は、他のすべての事柄が等しいと、燃焼速度とともにPCIマージンが減少することに照らして、燃料棒24の熱機械的脱調整前に存在するPCIマージンM₀よりわずかに小さいことにさらに留意すべきである。

次に、図7から図9の例のそれぞれにおける原子炉1の運転をより詳細に説明する。

図7において、照射サイクルの瞬間T₀で、原子炉1の出力は、その定格出力PNから等しい出力の中間閾値まで、図示の例においては、50%のPNまで低減される。サイクルのこの瞬間T₀に存在するPCIマージンは、M₀と表すが、スロープtr_S100に従ってまず消費される。便宜上、スロープtrおよびtr'は図7、図8および図9において直線的に示されている。実際には、スロープtrおよびtr'はより複雑な分析式を有し、たとえば逆指数型の、すなわちtrに対してe^-t、tr'に対して1-e^-t、tは時間を表す曲線に従う。一変形例において、これらは一連の線形セグメントによって近似される。

T₀からカウントダウンされた瞬間DA₀、すなわちDA₀-T₀に対応する、これらの条件下での最大運転期間は、すべての瞬間で正の残余PCIマージンMres₁₀₀を保持することを可能にするものである。SOIP期間が期間DA₀-T₀より長いことが必要であるとき、連続する保護閾値S₅₀、S₃₀の計算により、PCIマージンを回復することが可能になる。実際、原子炉1の保護閾値は、原子炉1の出力Pの増加単調関数である。

新たなマージンM'は、図7において保護閾値のS₁₀₀からS₅₀への変化中に見られるが、次に新たなスロープtr_S50に従って消費される。50%のPNでのこの中間出力レベルで、中間の瞬間DIに対応する最大運転期間はここでも、常時正の残余PCIマージンMres₅₀を保つことを可能にするものであり、次の保護閾値S₃₀の使用により、新たなマージンM''とともに、PCIマージンを回復することが可能になる。

この新たなマージンM''は、図7において保護閾値のS₅₀からS₃₀への変化中に見られるが、次にこの例においてSOIPの終わりに対応する、他の中間の瞬間DI'まで新たなスロープtr_S30に従って消費され、この瞬間について残余PCIマージンMres₃₀はゼロより大きいままである。

当業者はこのとき、ここで50%のPNに等しい中間出力レベルのための保護閾値S₅₀に対応する、前記それぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定することにより最終的に、より大きな残余PCIマージンを有する一方、最終的な中間出力、ここでは30%のPNに等しい第2の出力P2より大きな、ここでは50%のPNに等しい第3の出力P3でSOIPの一部をさらに行わせることが可能になることに気づくであろう。

図8はまず、図7と同様の脱調整を示しているが、この脱調整中に中間出力レベルの存在がなく、SOIPは50%のPNでのみ行われている。この脱調整には、SOIPの終わりで、再調整が続き、SOIPの終わりは中間の瞬間DIに対応する。

この図8は次いで、この中間の瞬間DIからの燃料棒24の熱機械的再調整中の本発明の実施を示している。この再調整中に、ここでは50%のPNに等しい第1の出力P1と、ここでは100%のPNに等しい第2の出力P2との間の、85%のPNに等しい第3の出力P3で、中間レベルを使用することにより、はるかに良好な安全条件下でこの再調整を実行することが可能になる。実際、瞬間DIに対応するSOIPの期間、すなわち、DI-T₀の後、100%のPNレベルへ直接復帰すれば、図8における曲線tr_S100の下端に対応する点C₁₀₀に達するまで、仮想クラス2の状況において一時的に負になるであろうPCIマージンが作成され、これらの条件下でのPCIマージンは、瞬間R₁で最も早く正になり、これが定格出力PNに戻ることができる前の第1の再調整レベルを定義する。図8の例における85%のPNのような、中間出力レベルの最大出力グレードは、再調整の開始時(中間の瞬間DI)で、残余PCIマージンMres₈₅に対応する、正のPCIマージンを有するように決定される。この最小グレードMres₈₅から、PCIマージンは次にスロープtr'_S85に従って回復する。炉の保護閾値は、図8の例におけるS₈₅のような、中間出力レベルに関連するグレードに引き上げられる。瞬間R₁で、原子炉1は、対応する保護閾値S₁₀₀で、その定格出力PNで再び用いられ、出力Pは図8における100%のPNに対応する。

中間の瞬間DIからの燃料棒24の熱機械的再調整中の定格出力PNの方への上昇をさらに最適化するため、当業者は、本発明による決定システム40により、いくつかの中間出力レベル、すなわち、瞬間R₁からの85%のPNでの第1の中間レベルおよび関連する保護閾値S₈₅、続いて90%のPNでの第2の中間レベルおよび関連する保護閾値S₉₀を備えた、図9に示すように、第1の出力P1と第2の出力P2との間の、個別の増加する連続する値を備えたいくつかの第3の出力P3を決定することも可能になることに気づくであろう。図9において、瞬間R₂で、原子炉1は、対応する保護閾値S₁₀₀で、その定格出力PNで再び用いられる。

同様に、当業者は、瞬間T₀からの燃料棒24の熱機械的脱調整中の最小中間出力の方への減少をさらに最適化するため、本発明による決定システム40により、いくつかの中間出力レベル、すなわち、定格出力PNに対応する第1の出力P1とSOIPの終わりでの最小中間出力に対応する第2の出力P2との間の、個別の減少する連続する値を備えたいくつかの第3の出力P3を決定することも可能になることを理解するであろう。

加えて、原子炉1が再びその定格出力PNにあるときに、燃料棒24の熱機械的再調整の終わりで、同じ照射サイクル中に新たなSOIPを行わねばならない場合、SOIPなしの運転から生じたであろうPCIマージンと同等のPCIマージンを保証するため、100%のPNでのメンテナンス期間が好ましくは要求される。100%のPNでのこのメンテナンス期間の継続時間はたとえば、保守的には、SOIPの継続時間以上であり、または最適には、定格出力PNへの復帰の瞬間からマージンM₁に到達した瞬間DMに対応する継続時間、すなわち、図8の例においてはDM-R₁、または図9の例においてはDM-R₂に等しい。

したがって、本発明による決定方法90および決定システム40により、運転パラメータの第1および第2の閾値の決定に加えて、特に運転安全性を得るため、第1の出力P1と第2の出力P2との間の第3の出力P3での原子炉1の運転のためのこのそれぞれの運転パラメータの第3の閾値、すなわち、中間の保護閾値を決定することが可能になり、この中間出力レベルおよび関連する保護閾値に対応する残余PCIマージンは、原子炉1が第2の出力P2で直接稼働した場合より大きい。

図7から図9に照らして先に示したように、この運転安全性の増加は、第2の出力P2が最小中間出力に対応する燃料棒24の脱調整中、および第2の出力P2が定格出力PNに対応する燃料棒24の再調整中の両方で確認される。

本発明による決定方法90および決定システム40によりこのように、オペレータにとっての原子炉1の燃料管理と操縦性との間のより良い調和、すなわちPCIマージンの増加、SOIP期間を延長する可能性が可能になる。

したがって、本発明による決定方法90および決定システム40により、原子炉1の能力をより良く用いながら、安全な運転を保持することが可能になるということが分かる。

上の説明を読むと、当業者は、出力レベルが、図7から図9によって示すように、少なくとも第1および第2の出力の1つでの原子炉の運転期間に対して無視できない期間中の、前記出力での、特に第3の出力での炉の運転を指すことを理解するであろう。

換言すれば、出力レベルは、1時間より長い期間のような、前記出力での炉の最小運転期間に対応する。

出力レベルはしたがって、前記出力での、過渡運転、すなわち、継続時間が短いものとは異なることを当業者は特に理解するであろう。当業者は同様に、出力レベルが、第1の出力と第2の出力との間の出力変動中の前記出力での周期的運転とは異なることを理解するであろう。

1 原子炉
2 炉心
3 蒸気発生器
4 タービン
5 電気エネルギー発生器
6 復水器
8 一次回路
9 ポンプ
10 加圧器
12 二次回路
13 ポンプ
14 加熱器
16 燃料集合体
18 容器
20 制御クラスタ
22 機構
24 燃料棒
26 骨格
28 下部エンドピース
30 上部エンドピース
31 案内管
32 スペーサ形成グリッド
33 被覆
34 下部ストッパ
35 上部ストッパ
36 ペレット
38 維持ばね
40 決定システム
42 第1の決定モジュール
44 第2の決定モジュール
46 第3の決定モジュール
50 情報処理ユニット
52 メモリ
54 プロセッサ
56 入力/出力手段
58 ディスプレイスクリーン
90 決定方法

Claims

燃料集合体(16)が装荷されている炉心(2)を含む原子炉(1)の少なくとも1つの運転パラメータ(ΔT、P_lin、dΦ/dt)の少なくとも1つの閾値(ΔT_max、P_linmax、(dΦ/dt)_max)を決定するための方法であって、前記燃料集合体(16)は、核燃料ペレット(36)、および前記ペレット(36)を包囲する被覆(33)をそれぞれ含む燃料棒(24)を含み、
前記方法は、電子決定システム(40)によって実施され、以下のステップ、すなわち
第1の出力(P1)での前記原子炉(1)の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定するステップ(100)と、
第2の出力(P2)での前記原子炉(1)の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第2の閾値を決定するステップ(110)と、
を含み、
前記第1(P1)および第2(P2)の出力の低い方の出力での運転は、24時間のスライディングウィンドウにわたって少なくとも8時間継続される運転である、方法であって、
前記方法は、以下のステップ、すなわち
第3の出力(P3)での前記原子炉(1)の運転のための前記それぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定するステップであって、前記第3の出力(P3)は、出力レベルに対応して前記第1の出力(P1)と前記第2の出力(P2)との間にある、ステップ(120)
をさらに含むことを特徴とする、方法。
前記原子炉(1)は前記燃料棒(24)の熱機械的脱調整モードにあり、前記第1の出力(P1)は前記第2の出力(P2)より大きく、
前記第1の出力(P1)は好ましくは、前記原子炉(1)の定格出力(PN)に実質的に等しく、前記第2の出力(P2)は好ましくは、前記原子炉(1)の中間出力での持続運転のための目標出力に実質的に等しい、請求項1に記載の方法。
前記原子炉(1)は前記燃料棒(24)の熱機械的再調整モードにあり、前記第1の出力(P1)は前記第2の出力(P2)より小さく、
前記第1の出力(P1)は好ましくは、前記原子炉(1)の中間出力での持続運転のための目標出力に実質的に等しく、前記第2の出力(P2)は好ましくは、前記原子炉(1)の定格出力(PN)に実質的に等しい、請求項1に記載の方法。
前記運転パラメータは、以下の群、すなわち前記炉心(2)における温度偏差(ΔT)、前記燃料棒(24)における線形出力(P_lin)および前記炉心(2)における中性子束変動(dΦ/dt)から選択される、請求項1から3のいずれか一項に記載の方法。
前記それぞれの運転パラメータの各閾値は、PCIマージンの計算を介して決定される、請求項1から4のいずれか一項に記載の方法。
前記PCIマージンの前記計算は、以下のサブステップ、すなわち
ii)前記原子炉(1)の少なくとも1つの運転変遷をシミュレートするステップと、
iii)燃料棒(24)の被覆(33)の少なくとも一部において前記運転変遷中に少なくとも1つの物理的特性(G)が到達した値を計算するステップと、
iv)PCIマージンとして、前記変遷中にサブステップiii)において計算された前記値が到達した最大値と前記燃料棒(24)の技術的限界との間の偏差を決定するステップと、
を含む、請求項5に記載の方法。
サブステップii)においてシミュレートされる前記変遷は、
過度の負荷の増加、
制御クラスタ(20)の少なくとも1つの群の制御されていない離脱、
前記制御クラスタ(20)の1つの落下、および
制御されていないホウ酸希釈
からなる群の中から選択される変遷である、請求項6に記載の方法。
前記物理的特性(G)は、
前記被覆(33)における制約条件または制約関数、および
前記被覆(33)における変形エネルギー密度
からなる群の中から選択される、請求項6または7に記載の方法。
前記方法は、
前記運転パラメータ(ΔT、P_lin、Φ)の値が前記第1、第2および第3の出力(P1、P2、P3)の中の対応する出力での前記原子炉(1)の運転のための前記第1、第2および第3の閾値の中の前記運転パラメータの前記それぞれの閾値を下回ることを確認しながら前記原子炉(1)を運転するステップ
をさらに含む、請求項1から8のいずれか一項に記載の方法。
前記原子炉(1)の運転中、前記燃料棒(24)の熱機械的脱調整に続く前記燃料棒(24)の局所燃焼速度につながる熱機械的再調整後、前記燃料棒(24)の新たな熱機械的脱調整前のその定格出力(PN)での前記原子炉(1)の最小運転期間(DM-R₁、DM-R₂)は、目標PCIマージン(M₁)に到達することに対応する期間であり、
前記目標PCIマージン(M₁)は、前記燃料棒(24)の前記熱機械的脱調整前に存在するPCIマージン(M₀)から始まり、同じ局所燃焼速度を得るまで前記炉(1)の定格出力での運転から生じたであろうPCIマージンに対応する、
請求項9に記載の方法。
コンピュータによって実行されると、請求項1から10のいずれか一項に記載の方法を実行するソフトウェア命令を含むコンピュータプログラム。
燃料集合体(16)が装荷されている炉心(2)を含む原子炉(1)の少なくとも1つの運転パラメータ(ΔT、P_lin、dΦ/dt)の少なくとも1つの閾値(ΔT_MAX、P_linMAX、(dΦ/dt)_MAX)を決定するための電子システムであって、前記燃料集合体(16)は、核燃料ペレット(36)、および前記ペレット(36)を包囲する被覆(33)をそれぞれ含む燃料棒(24)を含み、
前記システム(40)は、
第1の出力(P1)での前記原子炉(1)の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第1の閾値を決定するように構成された第1の決定モジュール(42)と、
第2の出力(P2)での前記原子炉(1)の運転のためのそれぞれの運転パラメータの第2の閾値を決定するように構成された第2の決定モジュール(44)と、
を含み、
前記第1(P1)および第2(P2)の出力の低い方の出力での運転は、24時間のスライディングウィンドウにわたって少なくとも8時間継続される運転である、方法であって、
前記システムは、
第3の出力(P3)での前記原子炉(1)の運転のための前記それぞれの運転パラメータの第3の閾値を決定するように構成された第3の決定モジュールであって、前記第3の出力(P3)は、出力レベルに対応して前記第1の出力(P1)と前記第2の出力(P2)との間にある、第3の決定モジュール(46)
をさらに含むことを特徴とする、電子システム。