JP5424607B2 - 沸騰水型原子炉系の軽水炉に関する方法および装置 - Google Patents
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Description
CPR=(限界出力)/(実効出力)
z=軸線位置
z’=軸線位置を表す積分変数(integration variable)
z’’=軸線位置を表す積分変数
qi(z)=燃料棒iのレベルzでの比例熱発生率(linear heat generation rate)
z0=前記バンドル内のバルク沸騰境界(bulk boiling boundary)つまりゼロ蒸気体積率限界(zero steam quality limit))の軸線位置
a=定数、0<a<1
この種の正規化は、ドライアウト特性に対するR因子の影響の判定(決定)を容易にする。
この種の決定は、ローカルR因子の決定の正確さを改善する。
qj(z)=横に隣接する燃料棒jのレベルzでの比例熱発生率
qk(z)=斜めに隣接する燃料棒kのレベルzでの比例熱発生率
Si=燃料棒iのための横に隣接する燃料棒セット
Di=燃料棒iのための斜めに隣接する燃料棒セット
NSi=燃料棒iのための横に隣接する燃料棒の本数
NDi=燃料棒iのための斜めに隣接する燃料棒の本数
b=定数、0<b<1
c=定数、0<c<1
d=定数、0<d<c
これは、決定を実行することの正確で効率的な手法であることが判明した。
ei=燃料棒iのためのドライアウト感度定数(または、「ロッド定数」)
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料バンドル(f1(G))を通る冷却媒体の流量にどのように依存するかの決定、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料バンドル(f2(I2))の軸出力プロフィールにどのように依存するかの決定、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料配置(f3(R))のR因子にどのように依存するかの決定、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料配置(f4(P))の冷却媒体の圧力にどのように依存するかの決定、
上記の決定に基づく、ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率の決定。
この方法は、R因子を決定するために上記の方法の実施例のいずれか1つによる方法を用いてR因子が決定されることを特徴とする。
原子炉の運転パラメータに関する情報を提供するステップ、
前記情報を、限界出力の決定方法の実施例のいずれか1つによる方法に使用するステップ、
上記の方法ステップに依存する原子炉の運転を制御するステップ。
すべてのこれらの異なる本発明の態様は、上記のそれらに対応する効果がある。
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料棒バンドル(f1(G))全体の冷却媒体流量にどのように依存するかを決定し、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料棒バンドル(f2(I2))の軸出力プロフィールにどのように依存するかを決定し、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料配置(f3(R))のR因子にどのように依存するかを決定し、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料配置(f4(P))の冷却媒体の圧力にどのように依存するかを決定し、そして、
先行する決定を基礎としてドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率を決定する。上記の引用された文書で述べたように、ドライアウトXDOでのローカル蒸気体積率は、このように、機能として説明することができる:
z=軸位置
z’=軸位置を表す積分変数
z’’=軸位置を表す積分変数
qi(z)=レベルzでのロッドiの比例熱発生率
z0=前記バンドルにおけるバルク沸騰境界(ゼロ蒸気体積率限界)の軸位置
qj(z)=レベルzでの横に隣接する燃料棒jの比例熱発生率
qk(z)=レベルzでの斜めに隣接する燃料棒kの比例熱発生率
Si=燃料棒iのための横に隣接する燃料棒セット
Di=燃料棒iのための斜めに隣接する燃料棒セット
NSi=燃料棒iのための横に隣接する燃料棒の本数
NDi=燃料棒iのための斜めに隣接する燃料棒の本数
a=定数、0<a<1
b=定数、0<b<1
c=定数、0<c<1、好ましくは0<c<0.25
d=定数、0<d<c、好ましくは0<d<0.125
ei=燃料棒iのためのドライアウト感度定数(または、「ロッド定数」)
Claims (13)
- 沸騰水型原子炉系の軽水炉において核燃料棒バンドルのためのR因子を決定する方法であって、
前記炉は、複数の核燃料棒バンドルを備え、
前記バンドル内の燃料棒は、少なくとも互いに実質的に平行に並べて配置され、かつ、基本的に軸方向に延び、
前記R因子は、核燃料棒に対する隣接する燃料棒からの貢献を含む加重局所出力の影響を説明する因子であり、
前記方法は、
ローカルR因子(Ri(z))が、前記バンドル内の各燃料棒(i)ごとに、かつ、前記軸方向の複数の各レベル(z)ごとに決定され、
そして、特定の燃料棒(i)のためのローカルR因子(Ri(z))を決定するとき、当該燃料棒(i)のための個別の軸方向熱発生プロフィールが考慮され、
特定の燃料棒( i )のためのレベル(z)での前記ローカルR因子の決定は、次式、または等価な式、で実行される、
z=軸線位置
z’=軸線位置を表す積分変数
z’’=軸線位置を表す積分変数
q i (z)=燃料棒iのレベルzでの比例熱発生率
z 0 =前記バンドル内のバルク沸騰境界(ゼロ蒸気体積率限界)の軸線位置
a=定数(0<a<1)
q j (z)=横に隣接する燃料棒jのレベルzでの比例熱発生率
q k (z)=斜めに隣接する燃料棒kのレベルzでの比例熱発生率
S i =燃料棒iのための横に隣接する燃料棒セット
D i =燃料棒iのための斜めに隣接する燃料棒セット
N Si =燃料棒iのための横に隣接する燃料棒の本数
N Di =燃料棒iのための斜めに隣接する燃料棒の本数
b=定数(0<b<1)
c=定数(0<c<1)
d=定数(0<d<c)
e i =燃料棒iのためのドライアウト感度定数(または、「ロッド定数」)
ことを特徴とする、方法。 - 前記レベルの数が、少なくとも10に等しい請求項1に記載の方法。
- 前記核燃料棒バンドルが、少なくとも15本の燃料棒を含む請求項1または2に記載の方法。
- 前記燃料棒バンドル全部のための前記各レベル(z)のためのトータルR因子(Rz)の決定を含み、
或るレベル(z)の前記トータルR因子(Rz)は、前記核燃料棒バンドルにおける前記レベル(z)での前記ローカルR因子(Ri(z))の最大値として決定される、
請求項1〜3のいずれか1項に記載の方法。 - 沸騰水型原子炉系の軽水炉において核燃料棒バンドルのためのR因子を自動的に決定するプロセッサであって、
前記炉は、複数の核燃料棒バンドルを備え、
前記バンドル内の燃料棒は、少なくとも互いに実質的に平行に並べで配置され、かつ、基本的に軸方向に延び、
前記R因子は、核燃料棒に対する隣接する燃料棒からの貢献を含む加重局所出力の影響を説明する因子であり、
前記プロセッサは、
前記バンドル内の異なるレベル(z)での異なる燃料棒(i)の比例熱発生率(qi(z))に関するデータを受信する入力を備え、請求項1〜4のいずれか1項に記載のR因子を決定するように構成される、プロセッサ。 - コンピュータの内部記憶装置に直接ロード可能で、かつ、請求項1〜4のいずれか1項に記載の方法を実行するように構成されたコンピュータプログラムを含むコンピュータプログラム製品。
- 沸騰水型原子炉系の軽水炉における核燃料棒バンドルのための限界出力を決定する方法であって、請求項1〜4のいずれか1項に記載のR因子の決定を含む、方法。
- 沸騰水型原子炉系の軽水炉における核燃料棒バンドルのためのドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率によって限界出力を決定する方法であって、
前記方法は、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料バンドルを通る冷却媒体の流量にどのように依存するか(f 1 (G))を決定し、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料バンドルの軸出力プロフィールにどのように依存するか(f 2 (I 2 ))を決定し、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料配置のR因子にどのように依存するか(f 3 (R))を決定し、
ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率が、核燃料配置の冷却媒体の圧力にどのように依存するか(f 4 (P))を決定し、
上記の決定に基づいて、ドライアウト(XDO)でのローカル蒸気体積率を決定し、
R因子を決定するために、請求項1〜4のいずれか1項に記載の方法を用いてR因子が決定されることを特徴とする、方法。 - 沸騰水型原子炉系の軽水炉を含む核エネルギープラントであって、前記プラントは、請求項7または8に記載の方法を実行するコントロールユニットを備える、核エネルギープラント。
- 原子炉の運転中に、原子炉の運転パラメータを検出するように調整された運転パラメータ検出器を含み、
前記コントロールユニットは、前記検出器から前記運転パラメータに関する情報を受信して、前記方法を実行するときにこれらの運転パラメータを使用するように調整される、
請求項9に記載の核エネルギープラント。 - 前記コントロールユニットは、当該コントロールユニットによって実行される前記方法に依存する原子炉の運転を制御するように調整される制御出力を備える、請求項9または10に記載の核エネルギープラント。
- 請求項9〜11のいずれか1項に記載のコントロールユニットの一部を形成することができるコンピュータの内部記憶装置に直接ロード可能で、かつ、請求項7または8に記載の方法を実行するように構成されたコンピュータプログラムを含むコンピュータプログラム製品。
- 沸騰水型原子炉系の軽水炉を含む核エネルギープラントを運転する方法であって、
原子炉の運転パラメータに関する情報を提供するステップ、
前記情報を請求項7または8に記載の方法に使用するステップ、
上記の方法ステップに依存する原子炉の運転を制御するステップ、を含む、方法。
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