JP7394034B2 - 解析システム、評価方法及び、プログラム - Google Patents

解析システム、評価方法及び、プログラム Download PDF

Info

Publication number
JP7394034B2
JP7394034B2 JP2020138131A JP2020138131A JP7394034B2 JP 7394034 B2 JP7394034 B2 JP 7394034B2 JP 2020138131 A JP2020138131 A JP 2020138131A JP 2020138131 A JP2020138131 A JP 2020138131A JP 7394034 B2 JP7394034 B2 JP 7394034B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
area
steam pipe
main steam
minimum
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.)
Active
Application number
JP2020138131A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2022034372A (ja
Inventor
拓洋 大島
耕司 浅野
忍 坪田
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.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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 Mitsubishi Heavy Industries Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority to JP2020138131A priority Critical patent/JP7394034B2/ja
Publication of JP2022034372A publication Critical patent/JP2022034372A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP7394034B2 publication Critical patent/JP7394034B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

本開示は、解析システム、評価方法及び、プログラムに関するものである。
加圧水型原子炉の炉心設計では、主蒸気管破断事故が発生した場合の最小限界熱流束比（以下、限界熱流束比をＤＮＢＲと表記する）が制限値を満足するよう設計する必要がある。現行の１３ヶ月の運転期間（サイクル長）の取替炉心設計では、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが制限値を満足する範囲においてあらかじめ定められた取替炉心の安全性確認項目と呼ばれるパラメータを評価し、これらがそれぞれの制限値を満足することを確認することで、主蒸気管破断事故時のＤＮＢＲが制限値を満足することを担保している。一方、国外で導入されている運転期間を１８ヶ月とするような長期サイクル運転では、炉心の軸方向出力分布に歪みが生じ炉心特性が１３ヵ月の運転期間を前提とした状態から悪化するため、現行の取替炉心の安全性確認項目を確認するだけでは主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが制限値を満足することを担保できなくなる。このため長期サイクル運転の導入にあたっては取替炉心設計ごとに主蒸気管破断事故時のＤＮＢＲを確認する等の新たな対応が必要となる。
特許文献１には、炉心設計案に対する炉停止余裕、及び、熱的制限値の評価を行う原子炉炉心設計支援システムが記載されている。ここで、ＤＮＢＲ（Ｄｅｐａｒｔｕｒｅ ｆｒｏｍ Ｎｕｃｌｅａｔｅ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｒａｔｉｏ）とは限界熱流束と実際の局所熱流束の比である。限界熱流束とは徐熱能力が高い核沸騰領域の終点、つまり核沸騰領域から膜沸騰領域に移行する点における熱流束であり、燃料棒と接触する一次冷却材温度が高いほど、限界熱流束は小さくなる。加圧水型原子炉の炉心設計では燃料の許容設計限界を超えないことを判断する基準の一つとして、炉心内で最も熱的に厳しい燃料棒のＤＮＢＲの最小値である最小ＤＮＢＲをパラメータとし、最小ＤＮＢＲが制限値を満足していることを確認している。
特開２００７－１４７５２９号公報
ここで、最小ＤＮＢＲを求める演算は、特殊な解析コードを用いた計算のため、ある程度の作業時間が必要となる。そのため、取替炉心の設計案ごとに主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲの評価を実施した場合、設計作業の作業時間の増加が予想される。したがって、炉心設計作業の予測ができることが求められる。
本開示は、上記問題点に鑑みてなされたものであって、炉心設計作業の予測ができる解析システム、評価方法及び、プログラムを提供することを目的とする。
上述した課題を解決し、目的を達成する為に、本開示に係る解析システムは、原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得し、前記燃料装荷パターンに対応する反応度停止余裕評価時の前記燃料棒の軸方向出力分布を取得し、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算する解析部と、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係について記憶した記憶部と、を備え、前記解析部は前記面積に基づいて、前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算する最小限界熱流束比計算部を備える。
上述した課題を解決し、目的を達成する為に、本開示に係る評価方法は、原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、を備える。
上述した課題を解決し、目的を達成する為に、本開示に係るプログラムは、原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、をコンピュータに実行させる。
本開示によれば、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲの評価を効率的に実施することができる。
図１は、本開示に係る発明の適用対象である原子炉の概略図である。 図２は、本開示の第一実施形態に係る解析システムの構成例を示す模式図である。 図３は、燃料棒の軸方向出力分布を示す図である。 図４は、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係を示す図である。 図５は、取替炉心の最小ＤＮＢＲの評価方法を説明するフローチャートである。 図６は、本開示に係る解析システムを用いた取替炉心の設計案の安全性確認の作業フローを説明するフローチャートである。 図７は、本開示の第二実施形態に係る解析システムの構成例を示す模式図である。
以下に、本開示の具体的実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態により、この開示が限定されるものではない。また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。
（原子炉の構成）
図１は、本開示に係る発明の適用対象である原子炉の概略図である。
原子力発電プラントは、図示しないが、原子力格納容器内に配置される原子炉および蒸気発生器と、蒸気タービン発電設備とを有している。本実施形態に係る原子炉は、軽水を原子炉冷却材および中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧の状態とする。この高温高圧の軽水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させて、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）である。
原子炉は燃料の核分裂により一次冷却材を加熱し、蒸気発生器は、この高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換し、高圧の蒸気を生成する。蒸気タービン発電設備は、この蒸気により蒸気タービンを駆動することで発電を行う。一方、蒸気タービンを駆動した蒸気は復水器で冷却されて復水となり、蒸気発生器に戻される。
図１に示すように、加圧水型原子炉１０において、原子炉容器１１は、原子炉容器本体１２とその上部に装着される原子炉容器蓋１３により構成されており、原子炉容器本体１２に原子炉容器蓋１３が複数のスタッドボルト及びナットにより開閉可能に固定されている。
原子炉容器本体１２は、鉛直方向の下方側の部分が閉塞された円筒形状をなし、鉛直方向の上方側の部分に一次冷却水としての軽水を供給する入口ノズル１４と、軽水を排出する出口ノズル１５が形成されている。原子炉容器本体１２は、内部に炉心槽１６が配置されており、この炉心槽１６は、上部が原子炉容器本体１２の内壁面に支持されている。
炉心１７は、炉心槽１６における上部炉心１８と下部炉心１９により区画された領域に核燃料としての多数の燃料集合体２０が配置されて構成されている。燃料集合体２０は、鉛直方向に沿う複数の燃料棒（図示略）が格子状に束ねられて構成されている。炉心１７は、燃料集合体２０内に多数の制御棒（図示略）が配置されており、この制御棒は、制御棒駆動装置２１により炉心１７に対して抜き差しすることで、原子炉出力を制御する。
なお、本実施形態の解析対象となる炉心１７は、上述のように加圧水型原子炉の炉心であるが、解析対象となる炉心１７の構造は上述の説明に限られず任意であり、例えば沸騰水型原子炉の炉心であってもよい。
（第一実施形態）
図２は、本開示に係る解析システムの構成例を示す模式図である。図２に示す通り、本開示に係る解析システム３０は、取得部３１と、解析部３２と、判定部３３と、記憶部３４と、を備える。本実施形態に係る解析システム３０は、燃料棒の燃料装荷パターンに基づいて、最小ＤＮＢＲ（最小限界熱流束比）を計算する。以下、解析システム３０の構成について具体的に説明する。
（取得部）
取得部３１は、解析システム３０の外部から情報を取得する。取得部３１が取得する情報としては、例えば取替炉心設計の設計案に係る燃料装荷パターンが挙げられる。燃料装荷パターンは、どのような状態の燃料集合体が装填されているかを指し、例えば、新燃料体数、燃料装荷位置、制御棒パターンなどの取替炉心の燃料体についての情報を含む。また、取得部３１は、取得した燃料装荷パターンに対応する炉心解析の解析結果を解析システム３０の外部から取得する。取得部３１が取得する炉心解析の解析結果には、反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布、及び、取替炉心の安全性確認項目の確認に用いる解析結果が含まれる。取得部３１は、キーボード、タッチパネルなどの入力手段を備えて、ユーザーが入力する情報を取得してよい。また、無線通信や有線通信などの通信手段を備えて、解析システム３０の外部から、情報を取得してもよい。
（解析部）
解析部３２は、面積Ｆｔｏｐ計算部３２１と、最小ＤＮＢＲ計算部３２２と、を備える。解析部３２は、演算処理装置、すなわちＣＰＵ（Ｃｅｎｔｒａｌ Ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇ Ｕｎｉｔ）を備えて、各部の機能を実現してよい。すなわち、解析部３２は、記憶部３４からプログラム（ソフトウェア）を読み出して演算処理装置を用いて実行することで、各部の機能を実現して、その処理を行う。
（面積Ｆｔｏｐ計算部）
面積Ｆｔｏｐ計算部３２１は、取得部３１が取得した取替炉心の反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の軸方向の所定区間の面積Ｆｔｏｐを計算する。反応度停止余裕とは、通常運転の高温全出力状態から最大反応度価値を有する制御棒クラスタ１本を除いた全ての制御棒が挿入され、高温停止状態となった場合の炉心の未臨界度である。反応度停止余裕の評価を行う際は、炉心計算を行い燃料棒の軸方向出力分布の計算を実施する。なお、ここで、出力分布とは、原子炉の炉心内の熱出力の空間分布であり、軸方向出力分布とは、燃料棒の長軸方向における熱出力の分布を指す。
出力分布の計算には、ＰＨＯＥＮＩＸ－Ｐ／ＡＮＣコードを用いることができる。ＰＨＯＥＮＩＸ－Ｐ／ＡＮＣコードは、三次元炉心解析コードである。なお、上記の解析コードは一例であり、他の解析コードを用いてもよい。出力分布の計算に用いる解析コードの違いによって、Ｆｔｏｐによる評価方法が大きく変わることはない。
図３は、燃料棒の軸方向出力分布を示す図である。横軸が燃料棒の出力、縦軸が燃料棒の軸方向の高さを示している。ここで、図３に示す燃料棒の軸方向出力分布の内、軸方向の所定区間にわたってハッチングが施された部分の面積をＦｔｏｐとする。言い換えると、面積Ｆｔｏｐは燃料棒の軸方向の鉛直方向の上側の端部である上端部１００から、鉛直方向の下方側に所定区間離れた位置の中間部２００までの区間における軸方向出力分布の面積である。
面積Ｆｔｏｐは、以下の式（１）を用いて計算してよい。
（面積Ｆｔｏｐ）＝（燃料棒の所定区間の平均出力）／（炉心平均出力）・・・（１）
なお、ここで、燃料棒の軸方向出力分布の軸方向の所定区間の面積Ｆｔｏｐを求める際の所定区間は、軸方向に沿った鉛直方向の上端部１００から、軸方向に沿った鉛直方向の下方側に燃料棒の軸方向の全長に対して１／４以上１／２以下の距離だけ離れた位置である中間部２００までの、区間であってよい。これにより、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐの相関関係の相関係数が－１に近づいて、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐの相関関係から求められる回帰式の誤差が小さくなる。したがって、回帰式を用いて最小ＤＮＢＲを計算した際の誤差を小さくすることができることから、最小ＤＮＢＲの評価を精度良く行うことができる。
さらに望ましくは、面積Ｆｔｏｐを求める際の所定区間は、軸方向に沿った鉛直方向の上端部１００から、軸方向に沿った鉛直方向の下方側に燃料棒の軸方向の全長に対して１／３の距離だけ離れた位置である中間部２００までの、区間であることが望ましい。これによって、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐの相関関係の相関係数を－１にさらに近づけることができる。したがって、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐの相関関係から求められる回帰式の誤差をさらに小さくすることができ、最小ＤＮＢＲの評価を精度良く行うことができる。
（最小ＤＮＢＲ計算部）
最小ＤＮＢＲ計算部３２２は、面積Ｆｔｏｐ計算部３２１が計算した面積Ｆｔｏｐに基づいて、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係から求められた回帰式を用いて、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲを計算する。ＤＮＢＲとは、燃料被覆管から原子炉冷却材への熱伝達が低下し、被覆管温度が上昇し始める限界熱流束と、実際の局所出力の比を意味する。核沸騰領域にある場合は、被覆管温度は十分に低いが、限界熱流束に達すると核沸騰が維持できなくなり、加熱面が蒸気膜で覆われた膜沸騰への遷移が起こる。膜沸騰は伝熱効率が悪いので、加熱面の温度が飛躍的に上昇し燃料被覆管が焼き切れることが多い。その為、遷移点での熱流束を限界熱流束と呼び管理される。また、最小ＤＮＢＲとは、炉心内で最も熱的に厳しい燃料棒のＤＮＢＲの最小値である。
反応度停止余裕の評価の際の炉心状態は、零出力、かつ、制御棒が一本固着した状態となる。他方、主蒸気管破断事故時の炉心状態は、低出力、かつ、制御棒が一本固着した状態となり、軸方向出力分布は炉心の上側に歪んだ形状となる。そのため、反応度停止余裕評価の際の炉心状態と、主蒸気管破断事故時の炉心状態は類似した状態である。発明者らは鋭意検討した結果、反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布の所定区間の面積Ｆｔｏｐと、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲとの間に相関関係があることを見出した。
図４は、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係を示す図である。図４は、各燃料装荷パターンについて、上述の面積Ｆｔｏｐ計算部３２１による出力分布の演算と同様のコードから算出した面積Ｆｔｏｐと、最小ＤＮＢＲの算出用の解析コードを用いて算出した最小ＤＮＢＲとを、プロットしたものである。図４に示す通り、反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の所定区間の面積Ｆｔｏｐが増加すると、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが減少する傾向にあることがわかる。したがって、反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の所定区間の面積Ｆｔｏｐを計算することで、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐの相関関係に基づき、最小ＤＮＢＲの算出用の解析コードを用いることなく、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲを計算することができる。
主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係を示す回帰式は、例えば、後述する記憶部３４に記憶された燃料装荷パターンが異なる取替炉心の反応度停止余裕の評価の際の軸方向出力分布の所定区間の面積Ｆｔｏｐと、最小ＤＮＢＲの算出用の解析コードを用いて算出したその取替炉心の主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲとを関連付けられたデータに対して、通常回帰（最小二乗法）を用いて求めることができる。また、主成分回帰、Ｄｅｍｉｎｇ回帰、幾何平均回帰、Ｐａｓｓｉｎｇ－Ｐａｂｌｏｋ回帰を用いて回帰式を求めてもよい。
（判定部）
判定部３３は、最小ＤＮＢＲ判定部３３１と、安全性確認項目判定部３３２とを備える。判定部３３は、演算処理装置、すなわちＣＰＵを備えて、各部の機能を実現してよい。すなわち、判定部３３は、記憶部３４からプログラム（ソフトウェア）を読み出して演算処理装置を用いて実行することで、各部の機能を実現して、その処理を行う。なお、上述の解析部３２と判定部３３は、共通するＣＰＵとなっているが、別々のＣＰＵであってもよい。
（最小ＤＮＢＲ判定部）
最小ＤＮＢＲ判定部３３１は、最小ＤＮＢＲ計算部３２２が計算した主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが制限値以上の値か判定する。判定に用いる最小ＤＮＢＲの制限値は、適宜設定可能であり、例えば解析コードを用いた最小ＤＮＢＲの計算にＷ－３相関式を用いた場合は、１．３以上とする基準を用いることができる。最小ＤＮＢＲ判定部３３１は、最小ＤＮＢＲ計算部３２２が計算した主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが、制限値以上であれば最小ＤＮＢＲの安全性確認を合格と判定し、制限値以下であれば最小ＤＮＢＲの安全性確認を不合格と判定する。
（安全性確認項目判定部）
安全性確認項目判定部３３２は、取替炉心の設計案が取替炉心の安全性確認項目を満足するかを判定する。安全性確認項目判定部３３２は、取得部３１が取得した取替炉心の燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果を用いて、取替炉心の安全性確認項目である反応度停止余裕、最大線出力密度、水平方向ピーキング係数、減速材温度係数、出力運転時ほう素濃度、燃料集合体最高燃焼度、最大反応度添加率、制御クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数、制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数が、制限値に対して余裕があるか判定する。
（記憶部）
記憶部３４は、解析部３２の演算内容やプログラムなどの各種情報の記憶装置であり、例えば、ＲＡＭ（Ｒａｎｄｏｍ Ａｃｃｅｓｓ Ｍｅｍｏｒｙ）と、ＲＯＭ（Ｒｅａｄ Ｏｎｌｙ Ｍｅｍｏｒｙ）のような主記憶装置と、ＨＤＤ（Ｈａｒｄ Ｄｉｓｋ Ｄｒｉｖｅ）、ＳＳＤ（Ｓｏｌｉｄ Ｓｔａｔｅ Ｄｒｉｖｅ）などの外部記憶装置とのうち、少なくとも１つを含む。
記憶部３４には、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係を示す情報を、すなわちここでは主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係を示す回帰式を、記憶しておく。
（第一実施形態に係る解析システムの処理）
第一実施形態の解析システム３０の処理は、以下の順序で行われる。
１．燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得
２．反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得
３．軸方向出力分布の所定区間の面積Ｆｔｏｐの計算
４．主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲの計算
５．最小ＤＮＢＲの安全性確認の合否判定
６．取替炉心設計の安全性確認項目の合否判定
次に第一実施形態の解析システム３０の処理について前述の順序で説明する。
１．燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得
第一実施形態に係る解析システム３０は、取得部３１を介して取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンを取得する。燃料装荷パターンに含まれる情報としては、新燃料体数、燃料装荷位置、制御棒パターンなどが挙げられる。解析システム３０は、取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンを取得したら、取得した燃料装荷パターンを記憶部３４に記憶する。また、解析システム３０は、取得した燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果を、取得部３１を介して解析システム３０の外部から取得する。解析システム３０は、炉心解析の結果を取得したら、記憶部３４に取得した炉心解析の結果を記憶する。なお、後述の第２実施形態に示すように、解析システム３０自身が炉心解析を実行することで、炉心解析の結果を取得してもよい。
２．反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得
次に、第一実施形態の解析システム３０は、取得部３１を介して、解析システム３０の外部から取得した燃料装荷パターンに対する炉心解析の解析結果に含まれる反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布を取得する。
３．軸方向出力分布の所定区間の面積Ｆｔｏｐの計算
取得部３１が反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布を取得したら、面積Ｆｔｏｐ計算部３２１は、軸方向出力分布の軸方向の所定区間の面積Ｆｔｏｐを計算する。
４．主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲの計算
面積Ｆｔｏｐ計算部３２１が軸方向出力分布の軸方向の所定区間の面積Ｆｔｏｐを計算したら、最小ＤＮＢＲ計算部３２２は、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係に係る回帰式を用いて、計算された面積Ｆｔｏｐから主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲを計算する。
５．最小ＤＮＢＲの安全性確認の合否判定
最小ＤＮＢＲ計算部３２２が、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲを計算したら、最小ＤＮＢＲ判定部３３１は計算された最小ＤＮＢＲが、制限値以上の値であるか判定する。最小ＤＮＢＲ判定部３３１は、最小ＤＮＢＲ計算部３２２が計算した主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが、制限値以上の値である場合には、最小ＤＮＢＲの安全性確認を合格と判定する。最小ＤＮＢＲ計算部３２２が計算した主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが、制限値以下の値である場合には、最小ＤＮＢＲの安全性確認を不合格と判定する。
６．取替炉心設計の安全性確認項目の合否判定
最小ＤＮＢＲ判定部３３１が最小ＤＮＢＲの安全性確認を合格と判定したら、安全性確認項目判定部３３２は、取替炉心の安全性確認項目が制限値を満足するか判定する。具体的には、最小ＤＮＢＲ判定部３３１は、取得部３１が取得した取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果を用いて、取替炉心の安全性確認項目である反応度停止余裕、最大線出力密度、水平方向ピーキング係数、減速材温度係数、出力運転時ほう素濃度、燃料集合体最高燃焼度、最大反応度添加率、制御クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数、制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数が、制限値に対して余裕があるか判定する。
（取替炉心の最小ＤＮＢＲの評価方法）
以上説明した解析システム３０の処理のうちの、最小ＤＮＢＲの評価方法について、フローチャートを用いて説明する。図５は、本開示に係る取替炉心の最小ＤＮＢＲの評価方法を説明するフローチャートである。図５を用いて、本開示に係る取替炉心の最小ＤＮＢＲの評価方法を説明する。取替炉心の燃料装荷パターンを取得する（ステップＳ１００）。燃料装荷パターンを取得したら、反応度停止余裕の評価の際の軸方向出力分布を取得する（ステップＳ１１０）。反応度停止余裕の評価の際の軸方向出力分布を取得したら、軸方向の所定区間で面積Ｆｔｏｐを計算する（ステップＳ１２０）。面積Ｆｔｏｐが計算されたら、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐとの相関関係に基づいて、主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲを計算する（ステップＳ１３０）。主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが計算されたら、最小ＤＮＢＲが制限値以上の値であるか判定する（ステップＳ１４０）。計算された最小ＤＮＢＲが制限値以上の値である場合（ステップＳ１４０；ＹＥＳ）、最小ＤＮＢＲの安全性確認が合格であるとして、評価を終了する。
計算された最小ＤＮＢＲが制限値以下の値である場合（ステップＳ１４０；ＮＯ）、最小ＤＮＢＲの安全性確認が不合格であるとして、ステップＳ１００に戻り、再び取替炉心の燃料装荷パターンを取得する。最小ＤＮＢＲが制限値以上の値になるまで、ステップＳ１００からステップＳ１４０までを繰り返す。
（取替炉心の設計案の安全性確認の作業フロー）
以下、説明した解析システム３０の処理において、最小ＤＮＢＲの評価と、他の安全性確認項目の評価とを行う際の処理フローについて説明する。すなわち、本実施形態に係る解析システム３０は、図５に示したように最小ＤＮＢＲの評価を行うものであるが、以降説明するように、他の安全性確認項目の評価も合わせて行ってよい。図６は、本開示に係る解析システムを用いた取替炉心の設計案の安全性確認の作業フローを説明するフローチャートである。取替炉心設計は、燃料取替時の「炉心燃料配置」を最適化することで安全性と経済性を両立した炉心を設計する業務である。取替炉心設計では、定期検査の照射燃料体検査結果を踏まえて取り替える燃料集合体を決定し、安全性確認項目の確認を行い、経済性を考慮した上で、所用期間運転できるように新燃料体数、燃料装荷位置、制御棒パターンなどの決定が行われる。取替炉心設計における安全性確認項目としては、反応度停止余裕、最大線出力密度、水平方向ピーキング係数、減速材温度係数、出力運転時ほう素濃度、燃料集合体最高燃焼度、最大反応度添加率、制御クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数、制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数、が挙げられる。これらの取替炉心設計における安全性確認項目は、原子力規格委員会のＪＥＡＣ４２１１－２０１８「取替炉心の安全性確認規定」に規定されている。
長サイクル運転が導入された場合は主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲが厳しい条件となることから、取替炉心設計の際に主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲの評価が求められる可能性がある。なお、ここで、主蒸気管破断事故とは、蒸気発生器とタービンとの間の主蒸気管の破断が起き、蒸気が流出し一次冷却材の温度低下から反応度が添加される事故である。反応度が投入されることによって、急激な出力上昇が発生し、原子炉の燃料が過熱し、場合によっては燃料が破損し放射性核分裂生成物が原子炉内に放出される。
図６を用いて本開示に係る解析システムを用いた取替炉心の設計案の安全性確認の作業フローを説明する。最初に、解析システム３０は、燃料装荷パターンを取得する（ステップＳ２００）。そして、解析システム３０は、取得した燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果を、解析システム３０の取得部３１を介して取得する（ステップＳ２１０）。解析結果を取得したら、解析システム３０は、解析結果に含まれる反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布から面積Ｆｔｏｐを計算する（ステップＳ２２０）。解析システム３０は、面積Ｆｔｏｐから主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲと面積Ｆｔｏｐの相関関係から求められた回帰式を用いて最小ＤＮＢＲを計算する（ステップＳ２３０）。最小ＤＮＢＲが計算されたら、解析システム３０は、最小ＤＮＢＲが制限値以上の値か判定する（ステップＳ２４０）。最小ＤＮＢＲが制限値以上の値の場合（ステップＳ２４０；ＹＥＳ）、解析システム３０は、取得部３１が取得した炉心解析の結果を用いて、取替炉心の安全性確認項目の制限値を満足するか判定する（ステップＳ２５０）。取替炉心の安全性確認項目が制限値を満足する場合（ステップＳ２５０；ＹＥＳ）、解析システム３０は、解析システム３０に入力した設計案を取替炉心の安全性確認が合格であるとして、取替炉心設計の安全性確認の作業を完了する。
最小ＤＮＢＲが制限値以上の値ではない場合（ステップＳ２４０；ＮＯ）、再び解析システム３０は取得部３１を介して燃料装荷パターンを取得する。最小ＤＮＢＲが制限値以上の値となるまで、ステップＳ２００からステップＳ２４０までを繰り返す。
取替炉心の安全性確認項目が制限値を満足しない場合（ステップＳ２５０；ＮＯ）、再び解析システム３０は取得部３１を介して燃料装荷パターンを取得する。最小ＤＮＢＲが制限値以上の値となり、かつ、取替炉心の安全性確認項目が制限値を満足するまで、ステップＳ２００からステップＳ２５０までを繰り返す。
以上のように、解析システム３０は、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と面積Ｆｔｏｐとの相関関係を用いて、燃料装荷パターンに基づいて、最小ＤＮＢＲを算出する。その為、最小ＤＮＢＲの計算に多くの時間を必要とする特殊な解析コードを用いた解析を実施することなく、最小ＤＮＢＲの評価を実施することができる。したがって、取替炉心設計の際に主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲの評価を効率的に実施することができる。
（第二実施形態）
図７は、本開示の第二実施形態に係る解析システムの構成例を示す模式図である。第二実施形態に係る解析システム３０は、自身で炉心解析を行う点で、第一実施形態と異なる。図７に示す通り、本開示の第二実施形態に係る解析システム３０は、取得部３１と、解析部３２と、判定部３３と、記憶部３４と、を備える。この内、取得部３１と、判定部３３と、記憶部３４とは、第一実施形態に係る解析システム３０の取得部３１と、判定部３３と、記憶部３４と同じである。解析システム３０の構成要素の内、第一実施形態と第二実施形態とにおいて、同じ構成要素については説明を省略する。
図７に示す通り、解析部３２は、面積Ｆｔｏｐ計算部３２１と、最小ＤＮＢＲ計算部３２２と、炉心解析部３２３と、を備える。この内、面積Ｆｔｏｐ計算部３２１と、最小ＤＮＢＲ計算部３２２とは、第一実施形態に係る面積Ｆｔｏｐ計算部３２１と、最小ＤＮＢＲ計算部３２２と同じである。解析部３２の構成要素の内、第一実施形態と第二実施形態とにおいて、同じ構成要素については説明を省略する。
炉心解析部３２３は、炉心解析モデルを備えて、取得部３１が取得した取替炉心設計の設計案に係る燃料装荷パターンに基づいて、炉心解析を実行する。具体的には、炉心解析部３２３は、炉心に装荷される全ての燃料集合体について格子・集合体計算を実行して、炉心核熱水力計算に用いる定数ライブラリを作成し、炉心核熱水力計算では、格子・集合体計算で求めた定数ライブラリを用いて、核計算と熱水力計算を実行して、取替炉心の反応度、出力分布、熱的余裕などを算出する。炉心解析部３２３の解析結果には、反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布、及び、取替炉心の安全性確認項目の確認に用いる解析結果が含まれる。
炉心解析モデルを実現する炉心解析コードとしては、ＰＨＯＥＮＩＸ－Ｐ／ＡＮＣコードなどを用いることができる。
（第二実施形態に係る解析システムの処理）
第二実施形態に係る解析システム３０の処理は、以下の順序で行われる。
１．燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得
２．反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得
３．軸方向出力分布の所定区間の面積Ｆｔｏｐの計算
４．主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲの計算
５．最小ＤＮＢＲの安全性確認の合否判定
６．取替炉心設計の安全性確認項目の合否判定
第二実施形態に係る解析システム３０の処理の内、１．燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得、２．反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得、以外は第一実施形態の解析システム３０の処理と同じである。第二実施形態の解析システム３０の処理の内、第一実施形態の解析システム３０の処理と同じ部分は説明を省略する。
１．燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得
第二実施形態の解析システム３０は、第一実施形態の解析システム３０と同様に取得部３１を介して取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンを取得し、取得した燃料装荷パターンを記憶部３４に記憶する。次に、第二実施形態の解析システム３０は、取得した燃料装荷パターンに基づいて、炉心解析部３２３が炉心解析を実行し、炉心解析の結果を取得し、炉心解析の結果を、記憶部３４に記憶する。炉心解析部３２３の解析結果には、反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布、及び、取替炉心の安全性確認項目の確認に用いる解析結果が含まれる。
２．反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得
次に、第二実施形態の解析システム３０は、取得した炉心解析の結果から、反応度停止余裕の評価の際の軸方向出力分布を取得する。
（解析システム、評価方法、プログラムの構成と効果）
本開示に係る解析システム３０は、原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得し、前記燃料装荷パターンに対応する反応度停止余裕評価時の前記燃料棒の軸方向出力分布を取得し、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算する解析部３２と、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係について記憶した記憶部３４と、を備え、前記解析部３２は前記面積に基づいて、最小限界熱流束比と面積との相関関係から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算する最小ＤＮＢＲ計算部３２２を備える。
この構成によれば、取得した燃料装荷パターンの反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布から、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算することが可能となるため、炉心設計作業の予測が可能となる。
前記解析部３２は、前記燃料装荷パターンが、前記最小限界熱流束比の制限値を、満足するかを判定する判定部３３を備える。
この構成によれば、判定部３３が、取得した燃料装荷パターンの場合に最小ＤＮＢＲの制限値を満足するか判定するため、炉心設計作業の予測が可能となる。
前記判定部３３は、前記燃料装荷パターンが、取替炉心の安全性確認項目を、満足するかを判定する。
この構成によれば、判定部３３が、取替炉心の安全性確認項目を、満足するかを判定する為、炉心設計作業の予測が可能となる。
前記面積は、前記軸方向出力分布の出力曲線において、前記燃料棒の鉛直方向の上端部１００から、前記上端部１００から鉛直方向下方に、前記燃料棒の軸方向の全長に対して１／４以上１／２以下離れた位置である中間部２００までの範囲に含まれる区間の面積である。
この構成によれば、面積Ｆｔｏｐと主蒸気管破断事故時の最小ＤＮＢＲとの相関関係に係る回帰式の誤差を小さくすることができることから、反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布から、最小ＤＮＢＲを精度よく予測することが可能となる。したがって、炉心設計作業の予測が可能となる。
本開示に係る評価方法は、原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、を備える。
この構成によれば、燃料装荷パターンを取得して、反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得した後に、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算することが可能となるため、炉心設計作業の予測が可能となる。
本開示に係るプログラムは、原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、をコンピュータに実行させる。
この構成によれば、燃料装荷パターンを取得して、反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得した後に、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算することが可能となるため、炉心設計作業の予測が可能となる。
３０ 解析システム
３１ 取得部
３２ 解析部
３２１ 面積Ｆｔｏｐ計算部
３２２ 最小ＤＮＢＲ計算部
３３ 判定部
３３１ 最小ＤＮＢＲ判定部
３３２ 安全性確認項目判定部
３４ 記憶部

Claims (6)

  1. 原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得し、前記燃料装荷パターンに対応する反応度停止余裕評価時の前記燃料棒の軸方向出力分布を取得し、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算する解析部と、
    主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係について記憶した記憶部と、を備え、
    前記解析部は前記面積に基づいて、前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算する最小限界熱流束比計算部を備える
    解析システム。
  2. 前記解析部は、前記燃料装荷パターンが、前記最小限界熱流束比の制限値を、満足するかを判定する判定部を備える、
    請求項１に記載の解析システム。
  3. 前記判定部は、前記燃料装荷パターンが、取替炉心の安全性確認項目を、満足するかを判定する
    請求項２に記載の解析システム。
  4. 前記面積は、前記軸方向出力分布の出力曲線において、前記燃料棒の鉛直方向の上端部から、前記上端部から鉛直方向下方に、前記燃料棒の軸方向の全長に対して１／４以上１／２以下離れた位置である中間部までの範囲に含まれる区間の面積である
    請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の解析システム。
  5. 原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、
    前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、
    前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、
    主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、
    前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、
    を備える評価方法。
  6. 原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、
    前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、
    前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、
    主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、
    前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、
    をコンピュータに実行させるプログラム。
JP2020138131A 2020-08-18 2020-08-18 解析システム、評価方法及び、プログラム Active JP7394034B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2020138131A JP7394034B2 (ja) 2020-08-18 2020-08-18 解析システム、評価方法及び、プログラム

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2020138131A JP7394034B2 (ja) 2020-08-18 2020-08-18 解析システム、評価方法及び、プログラム

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2022034372A JP2022034372A (ja) 2022-03-03
JP7394034B2 true JP7394034B2 (ja) 2023-12-07

Family

ID=80442028

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2020138131A Active JP7394034B2 (ja) 2020-08-18 2020-08-18 解析システム、評価方法及び、プログラム

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP7394034B2 (ja)

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012057946A (ja) 2010-09-03 2012-03-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法、安全評価システム及び炉心燃料評価監視システム

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012057946A (ja) 2010-09-03 2012-03-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法、安全評価システム及び炉心燃料評価監視システム

Also Published As

Publication number Publication date
JP2022034372A (ja) 2022-03-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Oka et al. Super light water reactors and super fast reactors: Supercritical-pressure light water cooled reactors
Squarer et al. High performance light water reactor
Kim et al. Design concept of advanced sodium‐cooled fast reactor and related R&D in Korea
Alemberti et al. Lead-cooled fast reactor (lfr) risk and safety assessment white paper
Fakhraei et al. Safety analysis of an advanced passively-cooled small modular reactor during station blackout scenarios and normal operation with RELAP5/SCDAP
Bae et al. Research activities on a supercritical pressure water reactor in Korea
JP7394034B2 (ja) 解析システム、評価方法及び、プログラム
JP6753760B2 (ja) 高速炉の炉心
JP7175960B2 (ja) 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
Lee et al. High temperature design and damage evaluation of a helical type sodium-to-air heat exchanger in a sodium-cooled fast reactor
Salem et al. Integrated Uncertainty Analysis of the PHEBUS FPT-0 Experiments using RELAP/SCDAPSIM/MOD3. 4 with IUA Option
Cho et al. Power maximization method for land-transportable fully passive lead–bismuth cooled small modular reactor systems
Miller et al. Main Features of the Reactor Cavity Cooling System for the Framatome SC HTGR
JP2023182369A (ja) 解析システム、解析方法及び解析プログラム
Kim Dynamic Event Tree Analysis of Accident Tolerant Fuel Safety Benefits Considering Steam Generator Tube Degradation
Kim et al. High temperature design and evaluation of forced draft sodium-to-air heat exchanger in PGSFR
Bednářová et al. Common position on licensing requirements for the new VVER fuel supplies
RU2143144C1 (ru) Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора
Bae et al. STATUS OF ONGOING RESEARCH ON SCWRTHERMAL-HYDRAULICS AND SAFETY
LUCAN APPLICATION OF CANDU STEAM GENERATOR RESEARCH EXPERIENCE IN THE FIELD OF SMR STEAM GENERATORS.
Chikazawa et al. Demonstration and commercial plant design study
Kozluk Fitness-for-service guidelines 10
MacDonald Feasibility Study of Supercritical Light Water Cooled Reactors for Electric Power Production, Nuclear Energy Research Initiative Project 2001-001, Westinghouse Electric Co. Grant Number: DE-FG07-02SF22533, Final Report
EA043120B1 (ru) Жидкосолевой ядерный реактор с модульной активной зоной
Horhoianu et al. Investigation of the Ru-43LV fuel behaviour under LOCA conditions in a CANDU reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20230202

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20231024

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20231031

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20231127

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 7394034

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150