JP2945700B2 - 燃料移動計画支援装置 - Google Patents

燃料移動計画支援装置

Info

Publication number
JP2945700B2
JP2945700B2 JP2046641A JP4664190A JP2945700B2 JP 2945700 B2 JP2945700 B2 JP 2945700B2 JP 2046641 A JP2046641 A JP 2046641A JP 4664190 A JP4664190 A JP 4664190A JP 2945700 B2 JP2945700 B2 JP 2945700B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
work
core
fuel transfer
target
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP2046641A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH03248093A (ja
Inventor
仁 佐藤
勇 豊吉
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2046641A priority Critical patent/JP2945700B2/ja
Publication of JPH03248093A publication Critical patent/JPH03248093A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2945700B2 publication Critical patent/JP2945700B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は、原子炉の定期検査時に、燃料取出し、装
荷、配置替えの手順を計画する燃料移動計画作成作業に
おいて、必要な炉心関連作業を燃料移動作業工程上で実
行できるように、最終目標燃料配置を構築するまでの燃
料移動作業手順を作成し、計画作成担当者の手順作成と
作成手順の運用とを支援する燃料移動計画支援装置に関
する。
(従来の技術) 原子炉の定期検査時における燃料移動は、次のような
基本的な目的のために実行される。
燃焼度が進んだ反応度の低い燃料で、次サイクルの
炉心に用いられない燃料(次サイクル以降に再装荷され
る可能性もある。)を取出す。
炉心で必要な反応度を維持するため、新燃料あるい
は以前のサイクルで取出された反応度にまだ余裕のある
燃料(再装荷燃料)を装荷する。
前サイクルの残りの燃料と新装荷燃料とで、炉停止
余裕や炉心性能が制限値を満たすように、燃料を再配置
(シャフリング)する。
ここで、目的とする燃料配置は、燃料移動作成計画前
に、設計コードを用いて評価・作成されている。また、
各サイクルの燃料配置および燃焼度は、原子炉運転期間
中プロセス計算機を用いて管理されており、サイクル終
了後の各燃料の反応度は、計算機処理により知ることが
できる。
ところで、燃料移動計画では、最終目標の炉心状態実
現に加え、燃料移動時の炉心関連作業を行なうのに必要
な炉心状態を、途中で実現する必要がある。燃料移動時
の炉心関連作業として、燃料移動手順に関わってくるも
のとしては、沸騰水型原子炉では次のようなものがあ
る。
制御棒駆動系(Control Rod Drive(CRD)および水
圧制御ユニット(Hydraulic Control Unit(HCV))の
点検 炉内中性子検出器(Local Power Range Monitoring
System(LPRM),Intermediate Range Monitoring Syst
em(IRM),Source Range Monitoring System(SRM))
の取替 制御棒(Control Rod(CR))の取替 この作業あるいは監視のために、燃料を取出したり制
御棒を引抜くことが必要となる。また、次サイクルの燃
料として引続き炉心に装荷される燃料のうち、燃料度の
高い燃料から各燃料タイプ2体ずつ燃料に関しては、そ
の健全性を外観検査することが、保安規定で定められて
いるので、これらの選択された燃料は、燃料移動作業中
に一時的に炉外に取出す必要がある。
燃料移動作業計画は、これらの定期検査工程中に必要
な作業工程を踏まえ、燃料移動に必要な作業量をできる
だけ少なくしながら、前サイクルの燃料配置から炉心関
連作業に必要な中間目標の燃料配置を作り、さらに次サ
イクルの燃料配置を完成させることが主たる目的であ
る。
この際、燃料を現在位置から最終目標とする位置(使
用済み燃料の場合は燃料プールの所定の場所)以外の位
置に移動させることは、燃料移動回数を増加させるので
好ましくなく、また燃料を設置可能な場所は、炉心の燃
料サポート上か燃料プールのラック上であって、同じ場
所に同時に複数の燃料は設置できない。また、燃料を一
時的に置いた位置が、他の燃料の移動目標であれば、そ
の燃料の移動を妨げることになる。したがって、燃料移
動計画は、燃料配置の変化を考慮して無駄のないように
考える必要がある。
燃料移動手順作成の制約条件としては、主として、制
御棒の支持の確保と、燃料に隣接した制御棒の引抜きお
よび制御棒引抜き位置への燃料移動の禁止とがある。ま
た、これらの制約条件以外にも、未臨界監視に用いてい
るSRMの検出下限になるべく至らないよう取出す燃料を
工夫したり、燃料プールの使い方でも、様々な制約条件
がある。
制約棒に関しては、沸騰水型原子炉では、十字型の制
御棒を用いており、4体の燃料の間に挿入・引抜きされ
る。制御棒は、下部のみが駆動機構に接続されており、
周りの燃料によって倒れないように支持されている。こ
のため、燃料は、対角に2本までが取出し可能であり、
制御棒周りに隣接する2本の燃料は、その取出しが禁止
されている。さらに、燃料を取出すためには、空いてい
る位置への燃料の装荷、あるいは燃料の代わりに形状を
漏ったダミーバンドル、さらにはこれを対角に2本接続
した形状を漏ったDBG(Double Blade Guide)の利用が
必要になる。
ダミーハンドルやDBGの使用可能本数は、現状では数
体に限られており、燃料移動作業手順の作成の際には、
これらの移動計画も充分考慮する必要がある。ダミーバ
ンドルやDBGの移動は、本来無駄な手順であるので、使
用機会をなるべく減らすことが、燃料移動回数を少なく
することになる。
炉心関連作業には、制御棒駆動系の点検や制御棒自体
の交換等、前提条件として制御棒引抜きを必要とするも
のがあるが、保安規定上、燃料に隣接した制御棒の引抜
きは禁止されている。制御棒引抜きを行なうには、周囲
の燃料を取出すことになるが、この中に使用済み燃料以
外が含まれると、その燃料は、その時に配置替えできな
い場合には、一時的にプールに置く(以下、これを仮置
と称す)ことになり、無駄な手順を生じることになる。
現在、作成された燃料移動手順は、燃料配置を模擬し
た駒と盤とを使って慎重に確認されているが、制約条件
を見落としていた場合には、燃料移動手順を再度作成し
直すことになる。
燃料取出しによって必要なスペースが確保されていれ
ば、炉心関連作業を実行することができる。定期検査工
程上、炉心関連作業を連続して行なう場合(1〜2週間
を要する。)、作業に必要なスペースをまとめて確保す
る必要が生じる。この場合、燃料移動作業は、炉心関連
作業を挟んで、専ら取出しを行なう前半の取出し過程
と、後半の装荷および配置替え過程とに分割される。
全定期検査工程を短くするためには、燃料移動作業と
炉心関連作業とを並行して行なうことが有効である。た
だし、炉心関連作業の中には、燃料交換機を用いるもの
もあるため、燃料移動作業と完全に並行して行なうこと
はできない。したがって、ある単位作業期間で、燃料移
動作業と炉心関連作業とを交互に行なうことになる。通
常、単位作業期間としては、1日の昼と夜とが単位とな
る。燃料移動の1ステップには、10〜30分を要するた
め、半日の作業では、40ステップ前後が目安となる。
燃料移動作業と炉心関連作業とを昼夜交代で行なった
場合には、炉心関連作業の完了した領域から燃料配置替
えを進めてよいことになるため、次の炉心関連作業のス
ペース確保のために取出す燃料が、この作業済み領域へ
の配置替えを最終目標としている場合には、無駄な燃料
プールへの仮置きを避けることができるという利点もあ
る。また、炉心関連作業スペースから、ある空き位置へ
の燃料配意替えは、制御棒支持のため燃料を取出せなか
った位置の制御棒を支持し、ダミーバンドル等の補助が
なくても、この燃料の移動を可能にする場合もある。無
駄なステップの削除は、燃料移動作業時間の短縮に直結
する。
このように、燃料移動作業と炉心関連作業とを並行さ
せる定期検査作業計画は、定期検査期間の短縮に有効で
あるものの、単位作業期間に可能な燃料取出しステップ
数に基づく、炉心関連作業スペースの決定と燃料移動手
順の評価とを、人手で行なうことは大変である。
また、炉心関連作業は、当初の計画と実績とがずれる
ことが考えられ、燃料移動計画は、結果として何度も見
直しが必要となる。しかも、原子炉が大型化すれば、作
業量がそれだけ増加することになり、燃料移動計画の効
率化は、より難しい問題となる。
このような制約の中で、燃料移動手順を効率よく作成
していくのは、人間にとっても作業負荷の大きなものと
なり、また保安上重要なことなので、精神的負荷も大き
なものとなる。さらに、作業環境を厳しくする要素とし
て、作業目標とする最終燃料配置が、作業開始直前まで
確定しないという時間的な制約がある。また、燃料移動
作業計画は、多人数で平行して業務を行なうことが不可
能であるので、計画担当者の作業負荷は極めて大きなも
のとなる。このため、燃料移動作業計画作成業務を効率
的に支援する環境の整備が望まれている。
ところで、従来の燃料移動計画作成業務においては、
様々な制約条件や手順作成戦略は、文書として簡単に記
述されたものが大部分であり、計画担当者は、試行錯誤
して燃料移動手順を決定している。
(発明が解決しようとする課題) 前記従来の燃料移動計画作成業務では、主として文書
として記録されている様々な制約条件や手順作成戦略に
基づき、計画担当者が試行錯誤して燃料移動手順を決定
しているため、担当者の作業負担が極めて大きく、また
業務の時間的制約、作業の大きさおよび複雑さのため、
充分な効率化が図れず、作成された作業手順も、あまり
効率的ではないという問題がある。
本発明は、このような点を考慮してなされたもので、
燃料移動計画者の作業負担を軽減し、安全かつ効率的な
燃料移動手順の作成および作成手順の運用を支援するこ
とができる燃料移動計画支援装置を提供することを目的
とする。
〔発明の構成〕
(課題を解決するための手段) 本発明は、前記目的を達成する手段として、炉心の初
期燃料配置、最終目標燃料配置および対象燃料のデータ
を有する燃料データベースと、対象となる原子炉の炉心
構造および燃料プール構造のデータを有する作業環境デ
ータベースと、原子炉の定期検査作業のうち燃料の移動
または制御棒の操作を必要とする炉心関連作業の対象、
期間、作業工程案のデータを有する定検工程データベー
スと、燃料移動作業に関わる制約条件および手順作成戦
略のデータを有する燃料移動作業知識ベースと、燃料デ
ータベースおよび作業環境データベースのデータから得
られる燃料配置情報、定検工程データベースのデータか
ら得られる単位作業期間毎の作業工程案および前記燃料
移動作業知識ベースからの情報に基づき炉心関連作業実
行時の単位作業期間毎の取出し目標燃料配置を決定する
中間燃料配置評価機構と、この単位作業期間毎の取出し
目標燃料配置、単位作業期間で可能な燃料移動数上限
値、燃料配置情報および前記燃料移動作業知識ベースか
らの情報に基づき単位作業期間毎の燃料移動作業手順を
作成する燃料移動作業手順作成機構と、作成された燃料
移動作業手順を出力する出力表示機構と、をそれぞれ設
けるようにしたことを特徴とする。
(作 用) 本発明に係る燃料移動計画支援装置においては、燃料
配置情報、単位作業期間毎の作業工程および制約条件等
に基づき、炉心関連作業実行時の単位作業期間毎の取出
し目標燃料配置が決定され、また、この取出し目標燃料
配置、単位作業期間で可能な燃料移動数上限値、燃料配
置情報および制約条件等に基づき、単位作業期間毎の燃
料移動作業手順が作成される。このため、作業計画担当
者の作業負担を軽減することが可能となる。
(実施例) 以下、本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第1図は、本発明に係る燃料移動計画支援装置を示す
全体構成図であり、この支援装置には、燃料移動計画の
対象としている原子炉および定期検査に対応して、燃料
データベース1、作業環境データベース2および定検工
程データベース3が用意されている。
燃料データベース1には、この定期検査開始時、すな
わち前運転サイクル終了時(ECO:End of Cycle)と、定
期検査終了時、すなわち次運転サイクル開始時(BOC:Be
ginning of Cicle)とにおける炉心および燃料プールで
の位置情報が記録されている。個々の燃料は、独立な名
称で識別され、EOCおよびBOCの位置でも特定できるよう
になっている。また、個々の燃料に関しては、名称、EO
C位置、BOC位置、燃焼度および核的特性値等の属性値
が、燃料データベース1に記録されており、名称の配置
情報があれば、他の属性値の配置情報が構成できるよう
になっている。この燃料データベース1に記録されてい
る情報は、同一の原子炉であっても、定期検査毎に変化
するものである。
作業環境データベース2には、炉心および燃料プール
の形状に関する情報等が記録されるようになっており、
これらの情報により、燃料、DBGおよびダミーバンドル
の移動、設置可能な場所が定義されるようになってい
る。この作業環境データベース2に記録されている情報
は、定期検査毎には変化しないが、対象とする原子炉で
個々に独立したものである。
両データベース1,2からは、第1図に示すように、そ
の情報に基づき、EOCおよびBOCの燃料配置情報101が構
成されるようになっており、前者のうち、炉心に関する
ものは、現状燃料配置201の初期値として設定されるよ
うになっている。また、後者に関しては、燃料プールに
関するものは特定できないが、炉心に関するものは、最
終目標燃料配置202として設定されるようになってい
る。燃料プールに関しては、通常、新燃料、使用済み燃
料、および仮置き(一時使用)用の区画のみが決定され
ており、空き領域が、燃料に応じて適宜使用されるよう
になっている。
また、燃料移動作業手順106は、燃料等の名称、移動
元位置および移動先位置が実行順に記述されたものであ
り、1ステップ実行されれば、燃料配置の移動元に空き
が生じ、移動先の空きがなくなるようになっている。そ
して、現状燃料配置201は、燃料移動作業手順106の1ス
テップ毎に対応するようになっている。
定検工程データベース3には、対象とする定期検査期
間に行なわれる炉心関連作業の情報、例えば作業名称、
作業対象、開始予定時刻、終了予定時刻、作業間の優先
度、所要人員、期限および進行状況等が記録されてい
る。
なお、作業の開始予定時刻と終了予定時刻は、作業実
績に伴なって変更されるので、確定したものではない。
また、定検工程データベース3の情報から炉心関連作業
工程102を適宜作成する技術は、従来から多くのスケジ
ューリングシステムが提案されているが、本実施例で
は、燃料移動手順計画に従って、作業の進行状況を与
え、スケジューリングの結果から、単位作業期間分の作
業と残りの作業とを入力するものであって、スケジュー
リングのプロセスは本質ではない。
炉心関連作業に関わ作業スペースの情報は、燃料移動
作業に関わる制約条件および手順作成戦略等の情報とと
もに燃料移動作業知識ベース4に記録され、これらの情
報は、後述する中間燃料配置評価機構5および燃料移動
手順作成機構6で利用されるようになっている。
定検工程データベース3から作成された炉心関連作業
工程102は、単位作業期間を1日とすると、1日毎に分
割され、作業の完了していないものが、炉心関連作業目
標103の待行列に並ぶようになっている。
中間燃料配置評価機構5は、注目としている作業日を
当日、次の単位作業期間を翌日と呼ぶことにすると、炉
心関連作業目標103の待行列の先頭、すなわち当日分の
作業目標を選択し、その作業名称に対応する作業スペー
スのパターンを燃料移動作業知識ベース4から入力し
て、作業対象位置から燃料が取出される範囲(炉心関連
作業スペース104)を決定するようになっている。ま
た、炉心関連作業目標103の待行列の残りの部分から
は、同様に翌日以降分の炉心関連作業スペース104が決
定されるようになっている。また、当日分の炉心関連作
業スペース104と現状燃料配置201との組合せにより、中
間目標燃料配置203が求められるようになっている。な
お、作業スペースには、直接に炉心関連作業スペースと
して含まれなくても、制御棒が支持されないために追加
して取出される範囲も含まれている。
一方、燃料移動手順作成機構6は、現状燃料配置201
から中間目標燃料配置203を作成するために取出す必要
のある燃料の、取出し手順を決定するようになってい
る。
すなわち、この燃料が使用済み燃料の場合には、燃料
プールの使用済み燃料区画への取出しを行なう。配置替
え対象燃料の場合には、その目標位置が翌日以降分の炉
心関連作業スペース104に含まれない場合で、目標位置
が空いていれば配置替えを行ない、それ以外は、仮置区
画への移動を行なう。この取出し過程で、制御棒引抜き
が必要になれば、DBGを補助に用いて、周囲燃料の取出
しと制御棒引抜きとを行なう。また、中間目標燃料配置
203を実現するまでのこの手順に、燃料移動数上限値105
を超える手順が必要な場合には、当日分の炉心関連作業
目標103の一部を翌日以降に移動させることで、炉心関
連作業工程102を作り直し、中間燃料配置評価機構5で
中間目標燃料配置203を再計画する。逆に余裕がある場
合には、中間目標燃料配置203から最終目標燃料配置202
への変更に必要な燃料移動のうち、移動先が翌日以降分
の炉心関連作業スペース104に含まれないものを選択
し、燃料移動数上限値105の範囲内で移動を決定する。
翌日の炉心関連作業スペース104から取出される燃料が
あれば、これを優先して選択する。
このようにして、1日分の燃料移動が決定されたなら
ば、対応する燃料移動作業手順106が燃料移動手順作業
機構6により作成され、これに基づいて燃料データベー
ス1の該当燃料の位置属性が変更され、現状燃料配置20
1が当日の移動完了時の状態に更新されるようになって
いる。また、現状燃料配置201が最終目標燃料配置202と
異なる場合には、処理が繰返され、燃料移動作業手順10
6が順次作成されるようになっている。そして、これら
の燃料移動作業手順106は、出力表示機構7に出力表示
されるようになっている。
この出力表示機構7は、第2図に示すように、ディス
プレイ701、入力装置702、プリンタ703および燃料移動
計画データベース704から構成されている。
燃料移動計画データベース704には、燃料移動手順作
成機構6で作成された燃料移動作業手順106が記録され
ているとともに、この手順に対応する燃料配置の初期値
と最終目標燃料配置202とが記録されるようになってい
る。
燃料移動計画データベース704内の燃料移動作業手順1
06は、原子炉、サイクルで識別でき、複数の試行ケース
が判別できる名称に対応して記録されている。そして、
利用者は、入力装置702を用いて出力する燃料移動作業
手順106を選択し、ディスプレイ701あるいはプリンタ70
3への出力を指示するようになっている。
ここで、プリンタ703への出力を指示した場合には、
燃料移動作業手順106は、実行順に、移動対象、移動元
位置、移動先位置、設置方向が表形式で出力されるよう
になっている。また、制御棒の操作が必要な場合には、
その場所と操作の種類とが出力されるようになってい
る。また、燃料移動作業手順106は、必要な範囲の手順
が、作業工程に対応させて適宜分割あるいは連結して出
力されるようになっている。
一方、ディスプレイ701への出力を指示した場合に
は、プリンタ703と同様な形式の出力の他に、炉心およ
び燃料プール内の燃料配置図が表示され、初期燃料配置
から最終目標燃料配置まで、燃料移動作業手順106に対
応して、すべての途中配置が表示されるようになってい
る。そしてこの表示内容は、公知のハードコピー機能に
より、プリンタ703に出力できるようになっている。
出力表示機構7による燃料移動作業手順106の確認作
業は、実際の炉心関連作業工程102に対応して行なわ
れ、入力装置702により、炉心関連作業工程102を実績に
合わせて変更することにより、中間燃料配置評価機構5
および燃料移動手順作成機構6によって燃料移動作業手
順106が再計画されるようになっている。そしてこれに
より、炉心関連作業担当者から作業工程の変更の要請を
受けても、容易に対応できるようになっている。
次に、本実施例の作用について説明する。
本実施例に係る燃料移動計画支援装置においては、中
間燃料配置評価機構5と燃料移動手順作成機構6との相
互の働きにより、単位作業期間毎の燃料移動手順が順次
決定されていく。
すなわち、まず、中間燃料配置評価機構5において、
燃料データベース1と作業環境データベース2の情報に
基づき、燃料配置情報101が読出される。燃料配置情報1
01には、当日最初の現状燃料配置201と最終目標燃料配
置202とがある。現状燃料配置201は、最初は燃料移動前
の初期燃料配置であって、作成される燃料移動作業手順
106に基づいて更新され、最終目標燃料配置202に一致し
た時、燃料移動計画が完了する。
次に、定検工程データベース3から、炉心関連作業工
程102が読出され、当日分と翌日分のデータに対応する
炉心関連作業目標103が選択される。
中間燃料配置評価機構5は、燃料移動作業知識ベース
4からの情報および炉心関連作業目標103に基づき、当
日分の炉心関連作業を行なうために燃料移動過程で実現
すべき中間目標燃料配置203と、翌日分の炉心関連作業
スペース104とを作成する。
また、燃料移動手順作業機構6は、燃料移動作業知識
ベース4からの情報、翌日分の炉心関連作業スペース10
4、現状燃料配置201、最終目標燃料配置202、当日分の
中間目標燃料配置203、および単位作業期間で可能な燃
料移動数上限値105に基づき、これを実現する燃料移動
作業手順106を作成する。
この燃料移動作業手順106は、燃料移動作業知識ベー
ス4の情報に基づき、まず、現状燃料配置201と中間目
標燃料配置203とから、当日の炉心関連作業に必要な燃
料取出しが決まり、中間目標燃料配置203から最終目標
燃料配置202までで必要な燃料移動のうち、炉心関連作
業スペース104の確保を実現できるものを優先して配置
替えが選択され、燃料移動数上限値105の範囲内で決定
される。
中間目標燃料配置203を実現するまでの燃料取出し
に、燃料移動数上限値105を超える手順が必要な場合に
は、炉心関連作業目標103を実現できないので、炉心関
連作業工程102が変更され、中間燃料配置評価機構5で
中間目標燃料配置203が作り直される。
この単位作業期間分の燃料移動作業手順106の移動結
果は、燃料データベース1を介して燃料配置情報101の
現状燃料配置201を更新することになる。また、出力表
示機構7は、作成された燃料移動作業手順106を出力す
る。
このようにして、炉心関連作業工程102で指定された
炉心関連作業を燃料移動作業工程上で実行できるよう
に、最終目標燃料配置202を構築するための燃料移動作
業手順106が作成される。
このように、複雑な炉心関連作業工程102に対応し
て、適切に計画する必要のある燃料移動作業計画を自動
化でき、また計画の運用の際も、作業の確認・計画変更
が容易にできるので、燃料移動計画担当者の作業負担を
大幅に軽減できる。また、燃料移動手順作成機構6は、
炉心関連作業工程102を見越した合理的な手順を検索で
きるので、作業工程の短縮に有効である。
〔発明の効果〕
以上説明したように本発明によれば、燃料移動作業手
順が自動的に作成されるので、作業計画担当者の作業負
担を軽減し、作業計画そのものの効率化を充分に図った
手順が実現できる。また、作業計画の確認も簡単かつ確
実に行なうことができるので、より安全な燃料移動作業
が実現できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例に係る燃料移動計画支援装置
を示す全体構成図、第2図はその出力表示機構の詳細図
である。 1……燃料データベース、2……作業環境データベー
ス、3……定検工程データベース、4……燃料移動作業
知識ベース、5……中間燃料配置評価機構、6……燃料
移動手順作成機構、7……出力表示機構、101……燃料
配置情報、102……炉心関連作業工程、103……炉心関連
作業目標、104……炉心関連作業スペース、105……燃料
移動数上限値、106……燃料移動作業手順、201……現状
燃料配置、202……最終目標燃料配置、203……中間目標
燃料配置。
フロントページの続き (56)参考文献 特開 平1−312491(JP,A) 梅田健夫他「知識工学の原子力発電所 への適用化研究−燃料移動手順作成支援 システムの開発−」東北電力株式会社研 究期報,第65号,P.23−32(1990) (58)調査した分野(Int.Cl.6,DB名) G21C 5/00 G21C 17/00 JOIS(JICST)

Claims (1)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】炉心の初期燃料配置、最終目標燃料配置お
    よび対象燃料のデータを有する燃料データベースと、 対象となる原子炉の炉心構造および燃料プール構造のデ
    ータを有する作業環境データベースと、 原子炉の定期検査作業のうち、燃料の移動または制御棒
    の操作を必要とする炉心関連作業の対象、期間、作業工
    程案のデータを有する定検工程データベースと、 燃料移動作業に関わる制約条件および手順作成戦略のデ
    ータを有する燃料移動作業知識ベースと、 前記燃料データベースおよび作業環境データベースのデ
    ータから得られる燃料配置情報、前記定検工程データベ
    ースのデータから得られる単位作業期間毎の作業工程案
    および前記燃料移動作業知識ベースからの情報に基づ
    き、炉心関連作業実行時の単位作業期間毎の取出し目標
    燃料配置を決定する中間燃料配置評価機構と、 この単位作業期間毎の取出し目標燃料配置、単位作業期
    間で可能な燃料移動数上限値、燃料配置情報および前記
    燃料移動作業知識ベースからの情報に基づき、単位作業
    期間毎の燃料移動作業手順を作成する燃料移動作業手順
    作成機構と、 作成された燃料移動作業手順を出力する出力表示機構
    と、 を具備することを特徴とする燃料移動計画支援装置。
JP2046641A 1990-02-27 1990-02-27 燃料移動計画支援装置 Expired - Lifetime JP2945700B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2046641A JP2945700B2 (ja) 1990-02-27 1990-02-27 燃料移動計画支援装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2046641A JP2945700B2 (ja) 1990-02-27 1990-02-27 燃料移動計画支援装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH03248093A JPH03248093A (ja) 1991-11-06
JP2945700B2 true JP2945700B2 (ja) 1999-09-06

Family

ID=12752931

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2046641A Expired - Lifetime JP2945700B2 (ja) 1990-02-27 1990-02-27 燃料移動計画支援装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2945700B2 (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009156632A (ja) * 2007-12-25 2009-07-16 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 炉心燃料移動支援装置
WO2017073886A1 (ko) * 2015-10-28 2017-05-04 한국수력원자력 주식회사 원전연료의 이동 관리를 위한 프로그램 및 이에 적용된 원전연료의 이동 관리 방법

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05164872A (ja) * 1991-12-11 1993-06-29 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 燃料交換作業支援装置
US6862329B1 (en) * 2003-10-06 2005-03-01 Global Nuclear Fuel-Americas Llc In-cycle shuffle

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
梅田健夫他「知識工学の原子力発電所への適用化研究−燃料移動手順作成支援システムの開発−」東北電力株式会社研究期報,第65号,P.23−32(1990)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009156632A (ja) * 2007-12-25 2009-07-16 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 炉心燃料移動支援装置
JP4515495B2 (ja) * 2007-12-25 2010-07-28 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン 炉心燃料移動支援装置
WO2017073886A1 (ko) * 2015-10-28 2017-05-04 한국수력원자력 주식회사 원전연료의 이동 관리를 위한 프로그램 및 이에 적용된 원전연료의 이동 관리 방법

Also Published As

Publication number Publication date
JPH03248093A (ja) 1991-11-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0823118B1 (en) Integrated data management system for nuclear power plant components
JP2945700B2 (ja) 燃料移動計画支援装置
JP2009156632A (ja) 炉心燃料移動支援装置
JP2008164605A (ja) 沸騰水型原子炉のサイクル停止を低減する単一サイクルおよび平衡状態の燃料装荷方法および燃料装荷システム
JPH01312491A (ja) 燃料交換手順作成方法
JP3192812B2 (ja) 燃料移動計画方法、燃料移動計画装置および燃料移動装置
JPH0711588B2 (ja) 燃料交換計画作成支援装置
JP2003227895A (ja) 燃料交換機制御装置および燃料交換機制御システム
Knott et al. Description of the shuffle design software MARLA
Bhatt et al. Final Report for Project TCF-18-15778
JP7237873B2 (ja) 定期検査工程作成支援装置及び定期検査工程作成支援方法
Yancey Spencer et al. Special Considerations for the Removal and Disposal of Micro-Reactor Experiments
JP3319630B2 (ja) 炉心監視方法とその装置
Marshall et al. Regulating Operational Safety at a Future Geological Disposal Facility in the UK-18038
Kima et al. Status of International Activities on Site Risk Assessment
Bylkin et al. Database for decommissioning power-generating units at the Leningrad nuclear power plant
Rodriguez et al. Evolution of sodium technology R&D actions supporting French liquid-metal fast breeder reactors
Regan et al. Review of Plant Design Features Facilitating Decommissioning
JPS6225294A (ja) 原子炉の定期点検方法及び器具
Yamamoto Study on Advanced In-Core Fuel Management for Pressurized Water Reactors using Loading Pattern Optimization Methods
Auler et al. Methodologies for and Results of Planning later Decommissioning of Nuclear Facilities
Brinton Used nuclear fuel storage options including implications of small modular reactors
Austin et al. Disassembly and defueling of the TMI-2 (Three Mile Island Unit 2) reactor vessel lower core support assembly
D’ARCY Fuel in-core management and safety at SAFARI-1
Heinze Fry THE COST OF DECOMMISSIONING US REACTORS: ESTIMATES AND EXPERIENCE

Legal Events

Date Code Title Description
FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090625

Year of fee payment: 10

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

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090625

Year of fee payment: 10

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

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100625

Year of fee payment: 11

EXPY Cancellation because of completion of term
FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100625

Year of fee payment: 11