JP3875021B2 - 沸騰水型原子炉のための最大拡張負荷線限界解析 - Google Patents

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉に関するものであって、さらに具体的には、出力／炉心流量マップの拡張領域内における沸騰水型原子炉の運転を可能にする設計解析方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
典型的な沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、核燃料の炉心を収容した圧力容器を含んでいる。かかる炉心は循環する冷却材（すなわち水）中に浸漬されていて、その水が核燃料から熱を除去するために役立つ。水が沸騰して生成した蒸気は、電力を生み出すための蒸気タービン発電機を駆動する。その後、蒸気が凝縮して生じた水は閉ループ系を成しながら圧力容器に戻される。その際、蒸気は配管系によってタービンに輸送されると共に、再循環水又は給水も配管系によって核燃料を収容した圧力容器に輸送される。
【０００３】
ＢＷＲは、要求に応じてＢＷＲの様々な個別動作を制御する幾つかの公知の閉ループ制御系を含んでいる。例えば、制御棒駆動機構制御系（ＣＲＤＣＳ）は炉心内における制御棒の位置を制御し、それによって炉心内における燃料棒密度を調節する。この燃料棒密度は炉心内の反応度を決定し、ひいては炉心の出力を決定する。再循環流量制御系（ＲＦＣＳ）は炉心流量を制御するが、これは炉心内における蒸気／水関係を変化させる。それを使用することにより、炉心の出力を変化させることができる。これら２つの制御系は互いに協力して動作することにより、任意所定の時点で炉心の出力を調節する。タービン制御系（ＴＣＳ）は、圧力調整要求又は負荷要求に基づいてＢＷＲからタービンへの蒸気流量を調節する。
【０００４】
これらの制御系並びにその他のＢＷＲ制御系の動作は、ＢＷＲの様々な監視パラメータを用いて制御される。かかる監視パラメータの実例としては、ＲＦＣＳで制御される炉心流量、原子炉系圧力（圧力容器からタービンに送られる蒸気の圧力であって、原子炉ドーム又はタービンへの入口で測定することができる）、中性子束又は炉心出力、給水の温度及び流量、タービンに供給される蒸気の流量、並びにＢＷＲシステムの様々な状態指標が挙げられる。多くの監視パラメータが直接に測定される一方、炉心熱出力のように測定されたパラメータを用いて計算されるものもある。センサからの出力及び計算されたパラメータは、プラントの安全な運転停止を保証するための緊急保護系に入力される。かかる緊急保護系は、必要ならば外部環境から原子炉を隔離すると共に、いかなる緊急事態に際しても炉心の加熱を防止するために役立つ。
【０００５】
法規上の認可指針に合わせるため、原子炉の熱出力は最大炉心流量に対するパーセント値の低下に伴って制限される。このような熱出力のパーセント値と炉心流量のパーセント値との関係で特徴づけられる線は、原子炉の安全運転範囲の上部境界線を規定する。一部の原子炉は、元の定格出力の１００％及び定格炉心流量の７５％の点で特徴づけられる上部境界線を使用しながら、（定格以上の）増加した熱出力で運転することが認可されている。このような上部境界線は、定格以上の出力における運転を顕著に狭い炉心流量範囲に制限すると共に、起動時及び全出力時における融通性を低下させる。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
そこで、認可された全出力の下でより広い炉心流量範囲を使用しながら定格を越えた沸騰水型原子炉の運転を行うための方法が要望されている。
【０００７】
【課題を解決するための手段】
低い炉心流量で原子炉の安全な運転を可能にするような、沸騰水型原子炉の運転範囲を拡張するための方法が以下に記載される。かかる運転範囲は、原子炉熱出力及び炉心流量に関するマップで特徴づけられる。通例、原子炉は元の定格熱出力の１００％及び定格炉心流量の７５％で定義される運転点によって特徴づけられる境界線の下方で運転するように認可されている。一実施形態では、沸騰水型原子炉の運転範囲を拡張するための方法は、定格熱出力の約１２０％及び定格炉心流量の約８５％と定格熱出力の約１００％及び定格炉心流量の約５５％との間における原子炉の運転を可能にする。
【０００８】
沸騰水型原子炉の運転範囲を拡張するための方法は、一実施形態では、原子炉性能を向上させる境界線（原子炉の負荷線又は流量・制御棒線）を決定する工程と、境界線の位置で安全評価を実行して安全設計パラメータの遵守を判定する工程と、境界線までの範囲内で運転評価を実行する工程とを含んでいる。かかる方法は、境界線 で特徴づけられる上部運転領域内における原子炉用の１組の運転条件（制約条件及び要求条件）を定義する工程をも含んでいる。
【０００９】
上昇した負荷線までの範囲内で実行される運転評価としては、プラントの操作性、高頻度のプラント過渡状態、プラントの燃料運転マージン、運転員の訓練、並びにプラント設備の応答及び設定値の評価が挙げられるが、それらのみに限定されるわけではない。運転評価の結果に基づき、プラント設備及びプラント操作手順に関する制約条件及び要求条件が決定される。また、原子炉過渡状態の検出に基づいて制御棒パターン、流量制御装置及び圧力制御装置の自動調整が行われる。
【００１０】
さらに、かかる方法は炉心再循環系の性能及び該系の制御部品の詳細な解析を実行する工程をも含んでいる。さらに、かかる方法は拡張された運転領域内における原子炉の運転を所定の安全パラメータの範囲内で可能にするように原子炉のプロセス制御装置及びプロセスコンピュータを修正することもできる。さらに、拡張された運転領域内における原子炉の運転を可能にするように安全緩和作用の設定値が調整される。
【００１１】
上記の方法は、現時点で認可承認のための最も低い許容炉心流量である定格炉心流量の７５％未満の炉心流量で原子炉の全出力運転を可能にする解析された境界を提供する。７５％未満の炉心流量は、より広い炉心流量範囲にわたる原子炉の運転を可能にすると共に、起動時及び全出力時でより大きい運転融通性を与える。かかる方法は、部分出力条件下で所望の全出力制御棒パターンを設定する能力が増大しているため、燃料サイクル費用の節減及びプラント起動の迅速化をも可能にする。さらに、かかる方法はサイクル平均再循環ポンプ電力消費量の低減をも可能にして正味の発電所出力の増加をもたらす。
【００１２】
【発明の実施の形態】
図１は、発電システム８の基本構成要素を示す略図である。かかるシステムは、炉心１２を収容した沸騰水型原子炉１０を含んでいる。炉心１２の熱出力を用いて沸騰させた水１４は、水−蒸気相１６を経由して蒸気１８になる。蒸気１８は蒸気流路２０の配管を通ってタービン流量制御弁２２に達する。これは、蒸気タービン２４に流入する蒸気１８の量を調節するために役立つ。蒸気１８を用いてタービン２４が駆動され、そのタービン２４が発電機２６を駆動して電力が生み出される。蒸気１８は復水器２８に流入し、そこで凝縮して水１４に戻る。水１４は、給水ポンプ３０により、給水路３２の配管を通して原子炉１０に戻される。
【００１３】
図２は、沸騰水型原子炉１０の運転範囲を拡張するための方法４０を示すフローチャートである。一態様では、方法４０は元の定格熱出力よりも高い熱出力の下で運転し得る沸騰水型原子炉プラントに対して適用することができる。この場合、より高い境界線（原子炉の負荷線又は流量・制御棒線）における燃料サイクル性能は有利であり、より高い出力におけるプラント性能は適当な安全解析によって正当化される。別の態様では、方法４０は出力／流量マップの顕著に拡張された領域で沸騰水型原子炉１０を運転するための設計概念及び解析的根拠を提供する。方法４０は、原子炉性能を改善する境界線を決定する工程４２と、境界線で安全評価を実行して安全設計パラメータの遵守を判定する工程４４と、境界線の位置で運転評価を実行する工程４６とを含んでいる。方法４０は、境界線で特徴づけられる上部運転領域内における原子炉用の１組の運転条件（制約条件及び要求条件）を規定する工程４８をも含んでいる。
【００１４】
工程４６の運転評価の結果に基づき、プラント設備及びプラント操作手順に関する制約条件及び要求条件が決定される（５０）。こうして、拡張された運転領域の最適適用範囲が決定される。また、原子炉過渡状態の検出に基づく制御棒パターン、流量制御装置及び圧力制御装置の自動調整も行われる（５２）。さらに方法４０は、上部運転領域内における原子炉運転を可能にするように原子炉のプロセス制御装置及びプロセスコンピュータを修正する工程５４をも含んでいる。
【００１５】
所望の境界線を決定するためには、増加した炉心熱出力における評価が実行される。所望の境界線上昇は、熱出力の増加及び増加した熱出力の下で得られるサイクル性能の向上に基づく。境界線で特徴づけられる新しい運転領域内における原子炉の運転条件を規定するために計算が実行される。また、新しい運転領域全体にわたる原子炉の予想性能の評価も実行される。
【００１６】
上昇した負荷線で実行される運転評価としては、プラントの操作性、高頻度のプラント過渡状態、プラントの燃料運転マージン、運転員の訓練、並びにプラント設備の応答及び設定値の評価が挙げられるが、それらのみに限定されるわけではない。かかる運転評価の結果に基づき、プラント設備及びプラント操作手順に関する制約条件及び要求条件が決定される。
【００１７】
安全評価に際しては、通例、最終安全解析報告書の第１５章の安全解析が対象となる。さらに、第１５章以外の安全問題、例えば格納容器の健全性、安定性、及びスクラムなしの予想過渡状態（ＡＴＷＳ）も対象となる。安全解析としては、原子炉安定性監視に関する以前の解決策との適合性の実証及び計画外の出来事の軽減が挙げられる。かかる安全評価は、プラント設計基準の遵守が実証されるように実行される。原子炉及び公衆が十分に保護されることの保証は、取締り機関を満足させるように実行されかつ文書化される。法規上の要求条件に従って安全解析報告書が作成される。
【００１８】
拡張された領域内での運転中に起こり得る過渡状態に際してのトリップを回避し得る沸騰水型原子炉の能力を最大にするため、一部の制御装置の自動調整が行われる。例えば、過渡状態（例えば、ポンプトリップ）の開始の検出に基づく制御棒パターン、流量制御装置及び圧力制御装置の自動調整が行われる。これらの自動制御は、以前の原子炉運転範囲内であっても、プラントの稼動率を向上させる。
【００１９】
原子炉１０の運転範囲５８は、図３に示す通り、原子炉熱出力及び炉心流量に関するマップで特徴づけられる。通例、原子炉は元の定格熱出力の１００％及び定格炉心流量の１００％で定義される運転点６２によって特徴づけられる境界線６０よりも下方で運転するように認可されている。ある種の状況下では、原子炉はより大きい範囲内で運転するように認可されることもあるが、その場合でも元の定格熱出力の１００％及び定格炉心流量の７５％で定義される運転点６６によって特徴づけられる境界線６４よりも下方での運転に制限される。一部の原子炉は、図３中の線６７で示すようなより高い出力下で運転するように認可されている。しかし、これらの原子炉は境界線６４によって制約される。本発明の一実施例では、方法４０は原子炉１０の運転範囲５８を拡張し、元の定格熱出力の約１２０％及び定格炉心流量の約８５％と元の定格熱出力の約１００％及び定格炉心流量の約５５％との間における原子炉１０の運転を可能にする。原子炉１０の運転範囲５８のかかる上部運転領域７４の新しい上部境界線は、線６８、７０及び７２で示される。
【００２０】
図４は本発明の別の実施例を示し、方法４０は元の定格熱出力の約１２０％及び定格炉心流量の約８５％と元の定格熱出力の約６０％及び定格炉心流量の約６０％との間における原子炉１０の運転によって規定される上部境界にまで原子炉１０の運転範囲５８を拡張する。原子炉１０の運転範囲５８の拡張された上部運転領域８０の新しい上部境界線は、線７０、７６及び７８で示される。
【００２１】
方法４０は、境界線６４で規定される炉心流量制約条件未満の炉心流量で原子炉１０の認可出力運転を可能にする解析された境界を提供する。上昇した境界線６８は、より広い炉心流量範囲にわたる原子炉１０の運転を可能にすると共に、起動時及び全出力時でより大きい運転融通性を与える。方法４０は、部分出力条件下で所望の全出力制御棒パターンを設定する能力が増大しているため、燃料サイクル費用の節減及びプラント起動の迅速化をも可能にする。また、サイクル平均再循環ポンプ電力消費量の低減をも可能にして正味の発電所出力の増加をもたらす。
【００２２】
本発明の別の実施形態では、上記の通り解析及び評価を行うことによって安全解析報告書を作成することが可能となる。さらに、上記の原子炉の解析及び修正の実行に際しての技術的相談に応じることと並んで、沸騰水型原子炉の所有者又は管理者に対する認可支援をも可能にする。
【００２３】
以上、様々な特定の実施形態に関連して本発明を説明したが、特許請求の範囲の精神及び範囲に反しない限り、変更を加えながら本発明を実施し得ることは当業者にとって容易に理解されよう。
【図面の簡単な説明】
【図１】タービン発電機及び沸騰水型原子炉を含む発電システムの基本構成要素を示す略図である。
【図２】本発明の一実施形態に従って図１に示す沸騰水型原子炉の運転範囲を拡張するための方法を示すフローチャートである。
【図３】定格熱出力に基づく百分率を炉心流量に対してプロットしたグラフであって、図１に示す沸騰水型原子炉の拡張された運転領域を示している。
【図４】定格熱出力に基づく百分率を炉心流量に対してプロットしたグラフであって、図１に示す沸騰水型原子炉の別の拡張された運転領域を示している。
【符号の説明】
１０ 沸騰水型原子炉
１２ 炉心
１４ 水
１６ 水−蒸気相
１８ 蒸気
２０ 蒸気流路
２２ タービン流量制御弁
２４ 蒸気タービン
２６ 発電機
２８ 復水器
３０ 給水ポンプ
３２ 給水路
５８ 運転範囲
６０ 流量・制御棒線
６２ 運転点
６０ 流量・制御棒線
６６ 運転点
７４ 上部運転領域
８０ 上部運転領域

Claims (10)

1. 原子炉熱出力及び炉心流量に関するマップで特徴づけられる沸騰水型原子炉（１０）の運転範囲を拡張するための方法（４０）であって、
   前記運転範囲の、定格熱出力の約１２０％及び定格炉心流量の約８５％の点と定格熱出力の約１００％及び定格炉心流量の約５５％の点とを含む、境界線を決定する工程（４２）と、
   境界線の位置で安全評価を実行して安全設計パラメータの遵守を判定する工程（４４）と、
   境界線の位置で運転評価を実行する工程（４６）とを含む、方法（４０）。
2. 境界線を決定する工程（４２）が、原子炉熱出力を増加させて境界線を上昇させる工程と、原子炉性能を評価する工程とからなる、請求項１記載の方法。
3. 原子炉熱出力を増加させて境界線を上昇させる工程が、制御棒パターンを調整して原子炉熱出力を増加させる工程からなる、請求項１記載の方法（４０）。
4. 原子炉熱出力を増加させて境界線を上昇させる工程が、炉心流量を調整して原子炉熱出力を増加させる工程からなる、請求項１又は請求項３記載の方法（４０）。
5. 境界線の位置で運転評価を実行する工程が、
   プラントの操作性を評価する工程と、
   高頻度のプラント過渡状態を評価する工程と、
   プラントの燃料運転マージンを評価する工程と、
   運転員の訓練を評価する工程と、
   プラント設備の応答及び設定値を評価する工程と
   からなる、請求項１記載の方法（４０）。
6. 運転評価の結果に基づいてプラント設備及びプラント操作手順に関する制約条件及び要求条件を決定する工程（５０）をさらに含む、請求項５記載の方法（４０）。
7. 炉心再循環系の性能の詳細な解析を実行する工程及び炉心再循環系制御部品の詳細な解析を実行する工程をさらに含む、請求項５記載の方法（４０）。
8. 原子炉過渡状態の検出に基づいて制御棒パターン、流量制御装置及び圧力制御装置の自動調整を行う工程（５２）をさらに含む、請求項６記載の方法（４０）。
9. 拡張された運転領域内における原子炉の運転を所定の安全パラメータの範囲内で可能にするように原子炉のプロセス制御装置及びプロセスコンピュータを修正する工程をさらに含む、請求項６記載の方法（４０）。
10. 安全評価の結果に基づいて安全解析報告書を作成する工程をさらに含む、請求項１又は請求項５記載の方法（４０）。

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