JP7175960B2 - 閾値の緩和を含む核炉心を監視するための方法、および関連するプログラム、保持体、核原子炉 - Google Patents

閾値の緩和を含む核炉心を監視するための方法、および関連するプログラム、保持体、核原子炉 Download PDF

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Description

本発明は、核燃料ペレットとペレットを包囲する被覆とを各々が含む核燃料棒を各々が備える燃料集合体が搭載される炉心を備える核原子炉を監視するための方法に関する。
本発明は、例えば加圧水型原子炉に適用される。
従来から、このような原子炉の炉心には核燃料集合体が搭載されている。
各々の集合体は核燃料棒の束を備え、棒は、核燃料ペレットを収容する被覆を備える。
具体的には、電力の８０％が核原子炉を用いて生産されるフランスなどの国では、原子炉が供給する電力系統の要求に適応するために、原子炉によって供給される総出力が変化することが有用であり得る。
具体的には、必要な場合に公称総出力へと戻る前に、系統の需要が小さい長期間にわたる低下した総出力において、原子炉を動作させることができることが望ましい。
そうは言うものの、その能力をより良く使用することを可能にする各々の原子炉のこのような動作は、安全上の問題を引き起こしてはならない。
具体的には、核原子炉の操縦性を制限する現象の１つはペレット／被覆相互作用（ＰＣＩ）である。
実際、原子炉がその公称総出力ＰＮにおいて動作しているとき、核燃料棒は、当技術分野で知られている用語によれば、条件付けがされている。
所与の棒について、条件付けは、被覆のクリープおよびペレットの膨張のため、ペレットと被覆との間に径方向の遊びを閉じ込めることによって本質的に特徴付けられる。
かなり低い応力の度合いにおいての被覆における熱機械的な平衡のおかげで定常状態における被覆の破壊の危険性はないが、当該の棒によって供給される出力がひとたび大幅に素早く変化すると、危険性が現れる。
実際、局所的な出力増加は、棒における温度上昇を発生させる。機械的な特性（熱膨張係数、ヤング率）における違い、および、酸化ウランに基づくペレットと、ジルコニウム合金から典型的には作られる被覆との間の温度差を考えると、ペレットは、被覆より大きく膨張し、その変形を被覆に負わせることになる。
さらに、被覆とペレットとの間の空間におけるヨウ素などの腐食性の核分裂生成物の存在が、応力下において腐食のための条件を作り出す。したがって、全体的な出力の移行の間、被覆へとペレットによって負わされる変形は、被覆の破壊を引き起こす可能性がある。
出力の移行の間の被覆の破壊の危険性は、棒がもはや条件付けられていないとき、つまり、ペレットと被覆との間に熱機械的な平衡がもはやないとき、悪化させられる。この平衡の破壊は、中間の出力での長期の動作の後、公称出力へと戻る間に現れる。
実際、出力が低下するとき、温度は被覆よりペレットにおいて大きく低下し、差のある膨張のため、径方向の遊びを再び開かせることになる。原子炉が中間の出力に留まる場合、一次流体の圧力が棒の内圧より大きいため、この遊びは被覆の内向きのクリープにより小さくなる。原子炉が公称圧力に戻るとき、それによってペレットは被覆に内向きの圧力を発揮し、そのため応力場が現れる。出力増加スパイクがこの瞬間に起こる場合、これはより早期の被覆破壊の危険性をもたらす。そのため、これは燃料の脱条件付けと呼ばれる。この脱条件付けは、原子炉が中間の出力において長時間にわたって動作するとき、より大きくなる。
しかしながら、被覆のこのような破壊は、核原子炉の一次回路への核分裂生成物の放出をもたらす可能性があるため、安全性の理由により許容可能ではない。
特許出願ＦＲ２，９２４，８５２は、核原子炉の操縦性を表すパラメータの値を決定するための方法を開示している。
そのため、この方法は、偶発的な総出力スパイクが起こる場合であっても、核原子炉が安全に動作できる動作範囲を定めることを可能にしている。
しかしながら、特定の動作マージンは、具体的には長期低出力動作（ＥＲＰＯ： Ｅｘｔｅｎｄｅｄ Ｒｅｄｕｃｅｄ Ｐｏｗｅｒ Ｏｐｅｒａｔｉｏｎ）において、原子炉の動作にとって制約がある。
フランスでは、長期低出力動作は、例えば移動する２４時間の範囲当たり１２時間超といった、例えば８時間超の累積期間にわたっての、例えば公称出力ＰＮの約９２％以下といった総出力ＰＩにおける、定常状態での原子炉の動作であるとして、より明確に定められている。
これは、具体的には、電力生産をオンデマンドで適応させることを可能にする。
ＦＲ２，９２４，８５２ ＦＲ２，７９６，１９６ ＦＲ２，９２４，８５２Ｂ１
本発明の１つの目的は、炉心の動作の間に安全な動作を保証する一方で原子炉の操縦性を高めることである。
そのために、本発明は、
－ 被覆のうちの少なくとも１つの破壊を回避するように、核原子炉の低出力での動作のために少なくとも１つの動作時間限度を決定するステップと、
－ 核原子炉を低出力において時間限度より厳密に短い実時間にわたって動作させるステップと、
－ 原子力発電所の少なくとも１つの保護閾値を、時間限度と実時間との間の差の関数として緩和するステップと
を含む、前述の種類の監視方法に関する。
本発明の特定の実施形態によれば、監視方法は、以下の特徴のうちの１つまたは複数を、単独で考えて、または、任意の技術的に可能な組み合わせに従って有する。
－ 保護閾値は、炉心の任意の点における線出力の閾値である。
－ 方法は、時間限度と実時間との間の差の関数としての保護閾値の緩和の関係を決定するためのステップを含み、緩和の関係の決定は、原子炉を動作させるステップの前に行われる。
－ 方法は、動作時間限度を決定するステップの前に、
・ 閾線出力を計算するステップと、
・ 炉心の任意の点における時間の関数としての実際の出力の分布の測定および／または計算から、炉心が公称出力で動作している場合、線出力の推定値に対応する１００％における線出力を、炉心の任意の点において時間の関数として計算するステップと
を含み、
時間限度の決定は、閾線出力と１００％における線出力との間の差の関数として行われる。
－ 閾線出力は炉心の任意の点において時間の関数として計算され、炉心の出力分布は、炉心の任意の点において、線出力が閾線出力未満となるようにされる。
－ 方法は、閾線出力を計算する前に、
・ 破壊線出力を炉心の任意の点において時間の関数として計算するステップと、
・ 偶発的なスパイクによって引き起こされる、炉心の任意の点における最大線出力変化を計算するステップと
を含み、
閾線出力は、破壊線出力と、偶発的なスパイクによって誘発される最大変化との間の差に等しくなる。
－ 破壊線出力は、炉心の熱機械的状態からの熱機械的コードによって計算され、炉心の熱機械的状態は、炉心の任意の点における時間の関数としての出力の分布の測定および／もしくは計算によって知られる、ならびに／または、
－ 破壊線出力の計算は２時間ごとに少なくとも１回行われ、次に閾線出力も再計算される。
本発明は、先に定めたような方法のステップを実行するための命令を含むコンピュータプログラムにさらに関する。
本発明は、コンピュータにおいて使用可能であり、先に定められたようなプログラムが記録されている媒体にさらに関する。
本発明は、
－ 核燃料ペレットとペレットを包囲する被覆とを各々が含む核燃料棒を各々が備える核燃料集合体が搭載される炉心と、
－ コンピュータであって、
・ 被覆のうちの少なくとも１つの破壊を回避するように、核原子炉の低出力での動作のために少なくとも１つの動作時間限度を決定するステップ、
・ 核原子炉を低出力において時間限度より厳密に短い実時間にわたって動作させるステップ、および、
・ 原子力発電所の少なくとも１つの保護閾値を、時間限度と実時間との間の差の関数として緩和するステップ
を実行するように構成されるコンピュータと
を備える核原子炉にさらに関する。
本発明の他の特徴および利点は、単に例として提供されており、添付の図面を参照して行われている以下の記載を読むことで明らかとなる。
加圧水型核原子炉の概略図である。 図１の原子炉の炉心の燃料集合体の側方からの概略図である。 図２の集合体の燃料棒の長手方向の断面概略図である。 図１の原子炉において実施される監視方法の連続ステップを示す流れ図である。
図１は、
－ 炉心２と、
－ 蒸気発生器３と、
－ 電気エネルギー発生器５に連結されたタービン４と、
－ 復水器６と
を従来から備える加圧水型核原子炉１を概略的に示している。
原子炉１は、ポンプ９が備え付けられ、図１において矢印によって具体化された経路に沿って加圧水が循環する一次回路８を備える。この水は、具体的には、炉心２の冷却を提供する一方で、炉心２を通じてそこで加熱されるように上昇する。
一次回路８は、一次回路８において循環する水を加圧することと、前記圧力を制御することとを可能にする加圧器１０をさらに備える。
一次回路８の水は蒸気発生器３にも供給され、そこで冷却される一方で、二次回路１２において循環する水の蒸発を提供する。
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に向けて運ばれ、次に復水器６に向けて運ばれ、そこでこの蒸気は復水器６において循環する冷却水との間接的な熱交換によって凝縮させられる。
二次回路１２は、復水器６の下流に、ポンプ１３および加熱器１４を備える。
同じく従来から、炉心２は、容器１８に搭載された核燃料集合体１６を備える。単一の集合体１６が図１に示されているが、炉心２は、例えば１５７個の集合体１６を備える。
原子炉１は、特定の集合体１６の上方において容器１８に位置決めされている制御クラスタ２０を備えている。単一のクラスタ２０が図１に示されているが、炉心２は、例えば約６０個のクラスタ２０を備え得る。
クラスタ２０は、機構２２によって、それらが覆い被さる燃料集合体１６へと挿入されるように移動させられ得る。
従来から、各々の制御クラスタ２０は、中性子を吸収する１つまたはいくつかの材料を含むロッドを備える。
したがって、各々のクラスタ２０の鉛直方向の移動は、原子炉１の反応度を調節し、集合体１６へのクラスタ２０の押込みの関数として、ゼロの出力から公称出力ＰＮまでの炉心２によって供給される総出力Ｐの変化を許可することを可能にする。
これらのクラスタ２０のうちの一部は、出力または温度の意味において、炉心２の動作を規制するように意図されており、制御クラスタと呼ばれている。他のクラスタ２０は、原子炉１を停止するためだけに意図されており、停止クラスタと呼ばれる。
クラスタ２０は、それらの性質および意図された使用に基づいて、グループで結び付けられている。例えば、９００ＭＷｅの種類の原子炉の大部分について、これらのグループは、グループＧ１、Ｇ２、Ｎ１、Ｎ２、Ｒ、ＳＡ、ＳＢ、ＳＣ、ＳＤなどと呼ばれる。
原子炉１は、原子炉の動作パラメータの実際の値を測定するためのある数のセンサも備え、具体的には、容器１８の出口における一次回路の水の平均温度を測定するための熱電対２１Ａと、容器１８の入口における一次回路の水の平均温度を測定するための熱電対２１Ｂとを備える。
同じく従来から、核原子炉１は、中性子束を測定するための外側室２１Ｃを備え、前記室２１Ｃは炉心２の容器１８の周りに配置されている。室２１Ｃの数および位置は、典型的には「炉外室」と呼ばれ、原子炉１の種類の関数として変化する。
同じく従来から、原子炉１は、集合体１６の出口における一次回路の水の温度を測定するために、炉心２において集合体１６の上方に配置されている熱電対２１Ｄを備える。単一の室２１Ｃと単一のセンサ２１Ｄとが図１に示されている。
さらに、特定の原子炉は、中性子束を測定するための固定内側室（図示せず）も備え、これらの室は、炉心に配置された特定の燃料集合体の内側に配置されている。これらの室の数および位置は、典型的には「炉内室」と呼ばれ、原子炉の種類の関数として変化する。
炉外室２１Ｃと、熱電対２１Ｄまたは固定「炉内」室とは、炉心における局所的な出力の三次元での分布に対して情報を提供する。
出願ＦＲ２，７９６，１９６は、例えば、三次元の出力の分布を得るための方法を開示している。
図２に示されているように、各々の集合体１６は、核燃料棒２４の配列と、棒２４のための保持骨格２６とを従来から備える。
骨格２６は、下方端部２８と、上方端部３０と、２つの端部３０および２８を連結し、制御クラスタ２０の棒およびスペーサ格子３２を受け入れるように設計された案内管３１とを従来から備える。
図３によって示されているように、各々の燃料棒２４は、その下方端において下方停止部３４によって閉じられ、その上方端において上方停止部３５によって閉じられた管の形態で被覆３３を従来から備える。棒２４は、被覆３３において積み重ねられ、下方停止部３４に荷重の掛かる一連のペレット３６を備える。保持するバネ４０が、上方停止部３５と上方のペレット３６とに荷重の掛かるように被覆３３の上方部分に位置決めされている。
従来から、ペレット３６は酸化ウランの主成分を有し、被覆３３はジルコニウム合金から作られている。
製造から生じ、放射の前である燃料棒２４に対応している図３では、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の円形の拡大部分によってより具体的に示されている。
この遊びＪは、燃料棒の条件付けおよび再条件付けの間に閉まり、燃料棒の脱条件付けの間に開く。
図１によって示されているように、原子炉１はコンピュータ４０も備える。コンピュータ４０は、例えば、核原子炉１の動作を命令および制御するためにより広く使用されるシステムである。
このコンピュータ４０は、例えば、１つまたはいくつかの処理装置と、データ保存手段４４と、入力／出力手段４６と、任意選択での表示手段４８とを備える情報処理ユニット４２を備える。例えば１つまたはいくつかの記憶装置を備える保存手段４４は、後で開示されているステップを実行するための１つまたはいくつかのコンピュータプログラムを保管している。
システム４０は、センサ２１Ａ～２１Ｄを含む核原子炉１の動作パラメータを測定するための様々なセンサに繋がれている。
ここで、例えば先に開示されている種類の核原子炉を監視するための方法が開示される。
方法は、以下のステップ、すなわち、
－ 核原子炉の低出力での動作のために少なくとも１つの動作時間限度ＴＦＰＰＩを決定するステップ１００と、
－ 核原子炉を低出力において動作させるステップ１０２と、
－ 原子力発電所の少なくとも１つの保護閾値を緩和するステップ１０４と
を含む。
方法は、以下のステップ、すなわち、
－ 緩和の関係を決定するステップ１０６と、
－ 出力Ｐｍ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ）の分布を測定および／または計算するステップ１０８と、
－ 線破壊出力
Figure 0007175960000001
を炉心の任意の点において時間の関数として計算するステップ１１０と、
－ 偶発的なスパイクによって引き起こされる、炉心の任意の点における最大線出力変化
Figure 0007175960000002
を計算するステップ１１２と、
－ 閾線出力
Figure 0007175960000003
を計算するステップ１１４と、
－ １００％における線出力
Figure 0007175960000004
を計算するステップ１１６と
を好ましくは含む。
時間限度ＴＦＰＰＩは、具体的には、低出力での核原子炉の動作の間に生じる出力増加スパイクの間であるが、公称出力での動作への原子炉の移行の最中および後にも、具体的には被覆のうちの少なくとも１つの破壊を回避するように、ステップ１００において決定される。
実際、核原子炉が低出力において動作しているとき、燃料棒はもはや条件付けされていない。例えば、燃料ペレットは後退し、遊びが燃料と被覆との間に現れる。次に、一次回路の圧力が棒の内圧より大きいため、この遊びは被覆の内向きのクリープにより小さくなる。
核原子炉が再び公称出力へと移行するとき、遊びは完全に閉まり、被覆への力が増加する。
時間限度ＴＦＰＰＩは、具体的には原子炉が低出力で動作するとき、リアルタイムで連続的に計算される。原子炉が公称出力に戻るとき、時間限度ＴＦＰＰＩは燃料棒の再条件付けのため増加し、この進行はリアルタイムで連続的に計算される。リアルタイムでの連続的なこの正確な計算は、具体的には、操作者によって望まれる時間より大きい時間限度を得ることを可能にし、保護閾値の緩和への残り時間の変換を可能にする。
時間限度ＴＦＰＰＩを計算するための例示の方法が以後において開示されている。
そのため、原子炉は、ステップ１０２において、時間限度ＴＦＰＰＩより厳密に短い実時間にわたって低出力（ＥＲＰＯ）で動作する。
低出力は、例えば、その公称出力ＰＮの約９２％以下の出力に相当する。
残り時間が、時間限度と実時間との間の差として定められる。そのため残り時間は正数である。
最後に、発電所の少なくとも１つの保護閾値が、残り時間の関数として緩和１０４される。
保護閾値は、例えばそれを超えたときに原子炉の自動的な停止をもたらす、例えば最大の線出力である。
保護システムがリアルタイムで連続的に最大線出力を推定することができる原子炉について、この閾値は、例えば、炉外検出器２１Ｃの中性子束の測定から定められる。これらの炉外束検出器はここでは多段とされており、これは、再構成アルゴリズムを使用して平均出力を軸方向側の関数として推定することを可能にする。クラスタ構成による軸方向の力率と組み合わされたこの軸方向の出力の形態は、炉心の最大線出力を推定することを可能にする。
ヨーロッパ加圧水型原子炉（ＥＰＲ）などの原子炉について、この推定は、したがって炉心の内部に配置される「炉内」束検出器から行われる。
保護閾値は、炉心のあらゆる点において超えられることのない絶対閾値に対応する。
保護閾値は、例えば、軸方向の出力不均衡に依存し、つまり、炉心の下部と上部との間の出力差に依存する。
出力分布が炉心の上部または下部に向けて過度に不均等されないとき、つまり、軸方向の出力不均衡が０付近の特定の間隔にあるとき、この出力の軸方向の集中は、局所的な出力がＰＣＩによる破壊をもたらし得る値に達するほど十分ではない。そのため、保護閾値は、燃料が溶解するのを保護する値で設定される。反対に、軸方向の出力不均衡が絶対値において十分に大きいとき、つまり、軸方向の出力不均衡の値が前述の間隔の外にあるとき、軸方向の出力の集中は、ＰＣＩによる破壊を引き起こすことができる局所的な出力をもたらすのに十分であり、そのため高線出力保護閾値がこの破壊を回避するために形成される。
開示されている例では、残り時間の関数としての保護閾値の緩和１０４は、緩和または緩和する関係によって計算される。
「緩和」は、保護閾値における増加を言っている。
増加は、例えば、動作モードと無関係に動作サイクルの終了まで有効である。代替で、操作者は、発電所の保護閾値を再び低下させ、それによって緩和をその後に再分布させることができる。
緩和の関係の決定１０６は、例えばエンジニアリング会社において、原子炉の動作１０２の前に行われる。
時間限度ＴＦＰＰＩを計算するための例示の方法が以後において開示されている。
線出力Ｐｍ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ）の分布の測定および／または計算１０８は、例えば測定センサを使用して、炉心の任意の点において時間の関数として行われる。これは、例えば、測定と計算とを組み合わせる再構成を伴う。
再構成１０８は、例えば特定の時間ピッチで規則的に行われる。
線出力の分布から、炉心の棒の熱機械的状態、つまり、ここでは被覆と燃料ペレットとの間の熱機械的状態が熱機械的計算コードによって計算される。そのため、これは、全体としては、被覆におけるペレットの潜在的な圧力による被覆における応力場、または、ＥＲＰＯの場合に応答して再び開くときのペレットと被覆との間の遊びの大きさである。
炉心の熱機械的状態は、具体的には、棒の条件付けに依存する。
この熱機械的状態の知識から、線破壊出力
Figure 0007175960000005
は、コンピュータによって実施される熱機械的コードを用いてステップ１１０において計算される。
線破壊出力
Figure 0007175960000006
の計算１１０は、時間のオーダーにおいて時定数で行われる。
好ましくは、エンジニアリング会社において、偶発的なスパイクによって誘発される最大線出力変化
Figure 0007175960000007
が、炉心の任意の点で計算１１２される。
最大線出力変化
Figure 0007175960000008
は、監視システムの入力データである。
最大変化は、ＰＣＩによる破壊に関する偶発的なスパイクを制限するシミュレーションによってもたらされる限度条件からの炉心の静的な出力分布の計算によって得られる線出力の変化のセットの最大値に対応する。
好ましくは、前記シミュレーションされた移行は、炉心において最も強力で最も素早い出力変化を引き起こす、いわゆるカテゴリー２の偶発的な移行である。
これらのスパイクは、例えば、
－ 過度の負荷増加、
－ 出力制御クラスタの制御不能な除去、および、
－ 制御クラスタの失陥
である。
これは、例えば、ＦＲ２，９２４，８５２Ｂ１に開示されている。
線破壊出力
Figure 0007175960000009
および最大線出力変化
Figure 0007175960000010
から、閾線出力
Figure 0007175960000011
がステップ１１４において計算される。
ここで、閾線出力
Figure 0007175960000012
は、線破壊出力
Figure 0007175960000013
と、偶発的なスパイクによって誘発される最大変化
Figure 0007175960000014
との間の差に等しく、すなわち、
Figure 0007175960000015
である。
線出力閾値は、炉心の任意の点において時間の関数として計算される。
炉心の出力分布は、炉心の任意の点において、線出力が閾線出力未満となるようにされなければならない。
出力分布は、例えば、Ｐｌｉｎ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ）＝Ｐ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ）＊Ｐｌｉｎｎｏｍとなるように炉心において計算および正規化され、ここで、Ｐｉｎは炉心の点における線出力であり、Ｐは炉心の点における炉心全体において１で正規化された局所的な出力であり、Ｐｌｉｎｎｏｍは炉心における公称平均線出力であり、Ｐｒｅｌは公称割合としての出力レベルである。
より明確には、正規化された局所的な出力Ｐ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ）は、この出力の炉心における平均値（Ｐｌｉｎ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ））ｃｏｒｅによって除算された線出力Ｐｌｉｎ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ）と等しい、または、
Figure 0007175960000016
である。
平均線出力（Ｐｌｉｎ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ））ｃｏｒｅは、割合での出力レベルによって乗じられた公称出力での平均線出力にも等しく、すなわち、（Ｐｌｉｎ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ））ｃｏｒｅ＝Ｐｌｉｎｎｏｍ＊Ｐｒｅｌであり、先行の数式を生み出す。
実際、任意の瞬間において、線出力は、出力スパイクが起こる場合、線出力が被覆の破壊を引き起こす可能性のある線出力未満のままとなるようでなければならない。したがって、出力スパイクの場合であっても、被覆は撓まない。
ここで、閾線破壊は、線破壊出力
Figure 0007175960000017
が計算されるたびに再計算される。
さらに、１００％における線出力が、ステップ１１６において、出力Ｐｍ（ｘ，ｙ，ｚ，ｔ）の分布から計算される。
原子炉がその現在の状態から公称出力での動作へと素早く持って行かれる場合、１００％における線出力
Figure 0007175960000018
は、炉心の任意の点において時間の関数として線出力の推定値に対応する。
各々の瞬間における炉心の状態を知ることで、監視システムは、原子炉が公称出力において検討されている瞬間から動作するようにさせられる場合に、炉心の状態がどうなるかを計算することができる。
次に、時間限度が、ステップ１００において、閾線出力と１００％における線出力
Figure 0007175960000019
との間の差の関数として決定される。
先に述べているように、線出力は、閾線出力
Figure 0007175960000020
未満に留まるように意味されている。
閾線出力を１００％の線出力から引くこと、つまり、差
Figure 0007175960000021
がゼロ以上に留まるように意味されている。
したがって、時間限度ＴＦＰＰＩは、ステップ１００において、ＴＦＰＰＩ未満の各々の瞬間ｔについて、差
Figure 0007175960000022
がゼロ以上となるように決定される。
公称動作における出力分布は、この状態では、差
Figure 0007175960000023
が最小となるため、興味深い。
Figure 0007175960000024
は、原子炉がＥＲＰＯにおいて動作するとき、時間の関数として低下する。
Figure 0007175960000025
は、原子炉が安定した出力でＥＲＰＯにおいて動作するとき、若干変動する。
差
Figure 0007175960000026
は、原子炉が安定した出力でＥＲＰＯにおいて動作するとき、全体的に時間の関数として低下し、つまり、時間限度は、低出力動作へと移行するにつれて小さくなる。
そのため、操作者は、原子炉を低出力動作で動作させることができる範囲を決定することができる。
変形では、時間限度ＴＦＰＰＩは、特許ＦＲ２，９２４，８５２Ｂ１において開示されているように、他の計算を実施する方法によって計算される。
この監視方法は、先に得られたものより大きい時間限度を得ることを可能にする。したがって、以前に、操作者は、概して、本発明の監視方法を用いて得られるものより小さい、時間限度に近い時間の間に、原子炉を低出力で動作させていたが、今日、時間限度と、操作者が原子炉を低出力で動作させたい期間との間に余地がある。
この計算方法は、各々の瞬間において燃料棒の条件付けを決定するためにオンラインで行われる熱機械的計算が炉心に存在する各々の燃料の種類の特性を考慮するため、炉心に存在する燃料の種類のすべての特性を考慮することで時間限度を決定することを可能にもする。
監視方法は、炉心の使用中の安全な動作を保証する一方で、少なくとも１つの保護閾値を増加させることで原子炉の操縦性を高めるように、時間限度と、低出力の原子炉の実動作時間との間の余地を用いる。
１ 加圧水型核原子炉
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 核燃料集合体
１８ 容器
２０ 制御クラスタ
２１Ａ、２１Ｂ 熱電対、センサ
２１Ｃ 外側室、炉外室、炉外検出器、センサ
２１Ｄ 熱電対、センサ
２２ 機構
２４ 核燃料棒
２６ 保持骨格
２８ 下方端部
３０ 上方端部
３１ 案内管
３２ スペーサ格子
３３ 被覆
３４ 下方停止部
３５ 上方停止部
３６ ペレット
４０ バネ
４０ コンピュータ、システム
４２ 情報処理ユニット
４４ データ保存手段
４６ 入力／出力手段
４８ 表示手段
Ｊ 遊び

Claims (10)

  1. 核燃料ペレット（３６）と前記核燃料ペレットを包囲する被覆（３３）とを各々が含む核燃料棒（２４）を各々が備える燃料集合体（１０）が搭載される炉心を備える原子炉を監視するための方法であって、
    閾線出力
    Figure 0007175960000027
    を計算するステップ（１１４）と、
    前記炉心の任意の点における時間の関数としての実際の出力の分布の測定および／または計算（１０８）から、前記原子炉が公称出力で動作している場合、前記炉心の任意の点における時間の関数としての線出力の推定値に対応する１００％における線出力
    Figure 0007175960000028
    を計算するステップ（１１６）と、
    前記被覆のうちの少なくとも１つの破壊を回避するように、前記原子炉の公称出力の９２％以下の出力での前記原子炉の動作のために少なくとも１つの動作時間限度（ＴＦＰＰＩ）を決定するステップ（１００）であって、前記出力は低出力と呼ばれる、ステップ（１００）と、
    前記原子炉を前記低出力において前記動作時間限度（ＴＦＰＰＩ）より厳密に短い実時間にわたって動作させるステップ（１０２）と、
    原子力発電所の少なくとも１つの保護閾値を、前記動作時間限度（ＴＦＰＰＩ）と前記実時間との間の差の関数として緩和するステップ（１０４）と
    を含み、
    前記閾線出力の計算および１００％における前記線出力の計算は、前記動作時間限度を決定する前に行われ、前記動作時間限度（Ｔ ＦＰＰＩ ）の前記決定（１００）は、前記閾線出力
    Figure 0007175960000029
    と前記１００％における線出力
    Figure 0007175960000030
    との間の差の関数として行われる、方法。
  2. 前記保護閾値は、前記炉心の任意の点における線出力の閾値であることを特徴とする、請求項１に記載の監視方法。
  3. 前記動作時間限度（ＴＦＰＰＩ）と前記実時間との間の前記差の関数としての前記保護閾値の前記緩和の関係を決定するためのステップ（１０６）を含み、前記緩和の前記関係の前記決定（１０６）は、前記原子炉を動作させる前記ステップ（１０２）の前に行われる、請求項１または２に記載の監視方法。
  4. 前記閾線出力
    Figure 0007175960000031
    は前記炉心の任意の点において時間の関数として計算され、前記炉心の出力分布は、前記炉心の任意の点において、線出力が前記閾線出力
    Figure 0007175960000032
    未満となるようにされることを特徴とする、請求項１から３のいずれか一項に記載の監視方法。
  5. 前記閾線出力を計算する前に、
    破壊線出力
    Figure 0007175960000033
    を前記炉心の任意の点において時間の関数として計算するステップ（１１０）と、
    偶発的なスパイクによって引き起こされる、前記炉心の任意の点における最大線出力変化
    Figure 0007175960000034
    を計算するステップ（１１２）と
    を含み、
    前記閾線出力
    Figure 0007175960000035
    は、前記破壊線出力
    Figure 0007175960000036
    と、偶発的なスパイクによって誘発される前記最大線出力変化
    Figure 0007175960000037
    との間の差に等しくなる、請求項１から４のいずれか一項に記載の監視方法。
  6. 前記破壊線出力
    Figure 0007175960000038
    は、前記炉心の熱機械的状態からの熱機械的コードによって計算され、前記炉心の前記熱機械的状態は、前記炉心の任意の点における時間の関数としての出力の分布の前記測定および／または前記計算（１０８）によって知られることを特徴とする、請求項５に記載の監視方法。
  7. 前記破壊線出力
    Figure 0007175960000039
    の前記計算（１１０）は２時間ごとに少なくとも１回行われ、次に前記閾線出力
    Figure 0007175960000040
    も再計算されることを特徴とする、請求項６に記載の監視方法。
  8. 請求項１から７のいずれか一項に記載の方法のステップを実行するための命令を含むコンピュータプログラム。
  9. コンピュータにおいて使用可能であり、請求項８に記載のプログラムが記録されている媒体。
  10. 原子炉であって、
    核燃料ペレット（３６）と前記核燃料ペレットを包囲する被覆（３３）とを各々が含む核燃料棒（２４）を各々が備える燃料集合体（１０）が搭載される炉心と、
    閾線出力
    Figure 0007175960000041
    を計算するステップ（１１４）、
    前記炉心の任意の点における時間の関数としての実際の出力の分布の測定および／または計算（１０８）から、前記原子炉が公称出力で動作している場合、前記炉心の任意の点における時間の関数としての線出力の推定値に対応する１００％における線出力
    Figure 0007175960000042
    を計算するステップ（１１６）、
    前記被覆のうちの少なくとも１つの破壊を回避するように、前記原子炉の公称出力の９２％以下の出力での前記原子炉の動作のために少なくとも１つの動作時間限度（ＴＦＰＰＩ）を決定するステップ（１００）あって、前記出力は低出力と呼ばれ、前記閾線出力の計算および１００％における前記線出力の計算は、前記動作時間限度を決定する前に行われ、前記動作時間限度（Ｔ ＦＰＰＩ ）の前記決定（１００）は、前記閾線出力
    Figure 0007175960000043
    と前記１００％における線出力
    Figure 0007175960000044
    との間の差の関数として行われる、ステップ（１００）、
    前記原子炉を前記低出力において前記動作時間限度（ＴＦＰＰＩ）より厳密に短い実時間にわたって動作させるステップ（１０２）、および、
    原子力発電所の少なくとも１つの保護閾値を、前記動作時間限度（ＴＦＰＰＩ）と前記実時間との間の差の関数として緩和するステップ（１０４）
    を実行するように構成されるコンピュータ（４０）と
    を備える原子炉。
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