JP7438926B2

JP7438926B2 - 取替炉心設計方法及び取替炉心設計システム

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Publication number: JP7438926B2
Application number: JP2020212353A
Authority: JP
Inventors: 剛中村; 和裕服部; 雅文松井
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2020-12-22
Filing date: 2020-12-22
Publication date: 2024-02-27
Anticipated expiration: 2040-12-22
Also published as: JP2022098770A

Description

本開示は、原子炉の取替炉心設計方法及び取替炉心設計システムに関する。

原子力プラントでは、年に１回程度の頻度で定期点検を行っている。定期点検では、古くなった燃料の取替等を行う。燃料の取替にあたっては、出力要求や安全基準を満たすように燃料の装荷パターンを設計することが求められる。様々な要求を満たしつつ、どの燃料を新燃料と交換するか、どのように燃料を配置するか等を設計することを取替炉心設計とよぶ。特許文献１には、取替炉心設計を支援する原子炉炉心設計支援システムが開示されている。

通常、取替炉心設計は、燃料の燃焼度が確定した後に、この燃焼度を条件として実施される。つまり、取替炉心設計は、定期点検のためにプラントを停止し、燃焼度が確定した後に開始される。また、定期点検には、取替炉心設計が完了していないと実施できない作業項目がある。現状、定期点検は、数カ月ほどの日数をかけて実施される。定期点検の期間短縮のため、プラント停止後、取替炉心設計の完了までの期間短縮が求められている。

特開２００７－１４７５２９号公報

定期点検時に確定する燃料の燃焼度を入力条件として実施する、現在の取替炉心設計方法では、プラント停止後から取替炉心設計の完了までの期間短縮は困難である。

本開示は、上記課題を解決することができる取替炉心設計方法及び取替炉心設計システムを提供する。

本開示の一実施形態によれば、取替炉心設計手法は、原子炉の運転停止時期を設定するステップと、前記原子炉の運転停止前に予測モデルに基づいて、前記運転停止時期における前記原子炉の燃料の燃焼度を予測するステップと、予測された前記燃焼度に基づいて、取替炉心設計を実施するステップと、を有し、前記原子炉の運転停止前に、前記取替炉心設計を実施するステップを開始し、前記予測するステップでは、前記運転停止時期前後の所定の期間について、前記期間を所定の間隔で区切った時期ごとに、前記予測モデルに基づく前記燃焼度の予測を行い、前記取替炉心設計を実施するステップでは、前記時期の中から一つを選択して、選択した前記時期における前記燃焼度に基づいて、前記燃料の装荷パターンを計算し、選択した前記時期に前記原子炉の運転を停止し、計算した前記装荷パターンで前記燃料を配置して前記原子炉の運転を再開したときの前記原子炉の特性を示すパラメータを算出し、前記パラメータに基づいて安全性の確認を行い、安全性が確認できる場合には、選択した前記時期を前記間隔ずつ変動させた他の前記時期ごとに前記安全性の確認を行い、すべての前記時期について前記安全性が確認できる場合、計算した前記装荷パターンを採用し、前記安全性が確認できない場合には、前記安全性が確認できる他の装荷パターンが見つかるまで、前記他の装荷パターンを計算する。

本開示の一実施形態によれば、取替炉心設計システムは、原子炉の運転停止時期の設定を受け付ける設定受付部と、前記原子炉の運転停止前に予測モデルに基づいて、前記運転停止時期における前記原子炉の燃料の燃焼度を予測する燃焼度予測部と、予測された前記燃焼度に基づいて、取替炉心設計を実施する設計部と、を有し、前記設計部は、前記原子炉の運転停止前に前記取替炉心設計を開始し、前記燃焼度予測部は、前記運転停止時期前後の所定の期間について、前記期間を所定の間隔で区切った時期ごとに、前記予測モデルに基づく前記燃焼度の予測を行い、前記設計部は、前記時期の中から一つを選択して、選択した前記時期における前記燃焼度に基づいて、前記燃料の装荷パターンを計算し、選択した前記時期に前記原子炉の運転を停止し、計算した前記装荷パターンで前記燃料を配置して前記原子炉の運転を再開したときの前記原子炉の特性を示すパラメータを算出し、前記パラメータに基づいて安全性の確認を行い、安全性が確認できる場合には、選択した前記時期を前記間隔ずつ変動させた他の前記時期ごとに前記安全性の確認を行い、すべての前記時期について前記安全性が確認できる場合、計算した前記装荷パターンを採用し、前記安全性が確認できない場合には、前記安全性が確認できる他の装荷パターンが見つかるまで、前記他の装荷パターンを計算する。

上述の取替炉心設計方法及び取替炉心設計システムによれば、プラント停止後、取替炉心設計の完了までの期間を短縮することができる。

実施形態に係る取替炉心設計システムの一例を示す機能ブロック図である。従来の取替炉心設計の実施時期を示す図である。実施形態に係る取替炉心設計の実施時期を示す図である。実施形態の予測モデルの一例を示す図である。実施形態に係る予測モデルの予測精度向上処理の一例を示す図である。実施形態に係る取替炉心設計方法の処理の流れの一例を示す図である。実施形態の取替炉心設計システムのハードウェア構成の一例を示す図である。

＜実施形態＞
以下、本開示の取替炉心設計システムについて、図１～図６を参照しながら説明する。
（システム構成）
図１は、実施形態に係る取替炉心設計システムの一例を示す機能ブロック図である。
取替炉心設計システム１００は、原子炉の取替炉心設計を支援するシステムである。取替炉心設計システム１００は、運転中の原子力プラントについて、定期点検などで運転を停止したときの燃料集合体ごとの燃焼度を予測し、予測燃焼度に基づく取替炉心設計を可能にする。取替炉心設計システム１００を用いることによって、原子力プラントが停止する前に取替炉心設計を開始することができる。取替炉心設計システム１００は、燃料集合体の燃焼度を予測する燃焼度予測装置１０と、取替炉心設計を行う取替炉心設計装置２０とを備える。

（燃焼度予測装置の構成）
燃焼度予測装置１０は、設定受付部１１と、燃焼度予測部１２と、記憶部１３と、出力部１４とを備える。
設定受付部１１は、燃焼度の予測に必要な各種情報の設定を受け付ける。例えば、設定受付部１１は、燃焼度の予測に必要な核反応の断面積、原子力プラントの運転パラメータの設定を受け付ける。また、設定受付部１１は、原子力プラントの運転停止予定日の設定を受け付ける。運転停止予定日とは、例えば、次の定期点検の開始日である。

燃焼度予測部１２は、断面積と運転パラメータを、予測モデルに入力し、運転停止予定日における燃料集合体ごとの燃焼度を予測する。予測モデルとは、例えば、炉心の動作、状態を模擬する核設計コードと呼ばれるプログラムである。例えば、他の発電所が稼働しなくなった等の事情により、運転停止予定日は変更になる可能性がある。燃焼度予測部１２は、運転停止予定日に範囲を持たせて（例えば、前後数カ月）、燃焼度の予測を行う。また、自他の発電所の運転計画の変更および電力需要の変化等により、運転停止までの原子力プラントの運転計画が変更になる可能性がある（例えば、出力が増加する、低下する等）。燃焼度予測部１２は、運転停止予定日に範囲をもたせることに加えて、運転計画の変動幅を考慮した燃焼度を予測してもよい。例えば、燃焼度予測部１２は、予測モデルに入力する運転パラメータを変動させるなどして、予測燃焼度に運転計画の変動を考慮した変動幅を持たせることができる。

記憶部１３は、予測モデルなどの燃焼度の予測に必要な各種の情報を記憶する。
出力部１４は、燃焼度予測部１２が予測した燃料集合体ごとの予測燃焼度を出力する。

（取替炉心設計装置の構成）
取替炉心設計装置２０は、データ取得部２１と、設計部２２と、記憶部２３と、出力部２４と、を備える。
データ取得部２１は、取替炉心設計に必要なデータを取得する。例えば、データ取得部２１は、燃焼度予測装置１０が出力した予測燃焼度を取得する。
設計部２２は、取替炉心設計に必要な各種処理を行う。例えば、設計部２２は、燃料の取替にあたって要求される様々な条件を満たす、燃料の配置を定めた装荷パターンに基づく各種パラメータを計算する。様々な条件には、所定の安全基準が含まれる。設計部２２は、計算した各種パラメータが所定の安全基準を満たすかどうかを判定する。
記憶部２３は、取替炉心設計に必要な各種の情報を記憶する。例えば、記憶部２３は、計算した装荷パターンで燃料を配置した場合の原子炉の動作、状態を計算する解析コードの入力および出力情報を記憶する。
出力部２４は、安全基準を満たす装荷パターンおよび各種パラメータを出力する。
取替炉心設計装置２０は、取替炉心設計用に提供されている一般的な取替炉心設計システムであってもよい。

次に取替炉心設計システム１００による取替炉心設計方法について説明する。
比較のため、まず、図２Ａを参照して、従来の取替炉心設計方法について説明する。
図２Ａに示すように、従来、原子力プラントでは、定期点検のために前サイクルの運転を停止した後に、燃料の燃焼度を確定させる。そして、確定した燃焼度を入力条件として取替炉心設計を開始する。取替炉心設計には数カ月程度を要する。定期点検で行う作業項目の中には、取替炉心設計が終了しないと実施できない項目があり、定期点検も全体で数カ月程度を要する。原子力プラントの稼働率を上昇させるために、定期点検の期間を短縮することが求められている。本実施形態の取替炉心設計方法は、このような場合に有効である。

次に図２Ｂを参照する。図２Ｂに本実施形態に係る取替炉心設計方法におけるタイムスケジュールを示す。本実施形態では、原子力プラントの運転停止前に取替炉心設計を開始する。その為、例えば、定期点検が開始される日よりも前に取替炉心設計を開始する。取替炉心設計には、燃焼度の情報が必要になるが、運転停止後でなければ確定燃焼度を得ることはできない。そこで、本実施形態では、燃焼度予測装置１０によって、運転停止時の燃焼度を事前に予測する。そして、予測燃焼度を入力条件として取替炉心設計を実施する。この方法であれば、原子力プラントを停止させる前に取替炉心設計に着手することができる。定期点検の開始前に取替炉心設計に着手していれば、定期点検の期間を数カ月－Ｐ（Ｐの大きさは、取替炉心設計の着手時期に応じて様々）に短縮できる可能性がある。

このように、本実施形態では、従来、プラント停止後に確定していた燃焼度を前もって予測することにより、原子力プラント停止前の取替炉心設計の実施を可能とする。従来の方法と遜色なく取替炉心設計を実施するためには、燃焼度を精度よく予測する必要がある。ＰＷＲ（Pressurized Water Reactor）型の原子力プラントでは月に一度、出力分布の測定を行う。本実施形態では、出力分布の実測値を用いて予測精度の向上を図る。

図３に予測モデルの概要を示し、図４に予測精度の向上のための処理の一例を示す。
図３に示すように、予測モデルの入力は、中性子の核反応の割合を示す断面積と、運転パラメータである。運転パラメータとは、例えば、熱出力、制御棒の位置、温度等である。予測モデルの出力は、炉心の出力分布および燃焼度である。出力分布は、特定時点での炉心内の熱出力分布を示し、燃焼度は出力分布を時間で積算した値である。予測モデルによる予測精度向上の一例として、入力パラメータの断面積の値を調整する処理について図４を用いて説明する。

図４は、実施形態に係る予測モデルの予測精度向上処理の一例を示す図である。
まず、ユーザは、月に１回行われる出力分布の実測値のうち最新のものを燃焼度予測装置１０へ入力する。燃焼度予測装置１０では、設定受付部１１が入力された出力分布の実測値を取得し、記憶部１３に記録する（ステップＳ１）。
次にユーザが、断面積の値を燃焼度予測装置１０へ入力する。燃焼度予測装置１０では、設定受付部１１が入力された断面積の値を取得する。燃焼度予測部１２は、入力された断面積を予測モデルの断面積に設定する（ステップＳ２）。また、ユーザは、対象期間における原子力プラントの運転パラメータ（熱出力、制御棒、温度）を入力する。設定受付部１１は、入力された運転パラメータを取得する。燃焼度予測部１２は、入力された運転パラメータの値を予測モデルの運転パラメータに設定する。

次に燃焼度予測部１２が、燃焼度を予測する（ステップＳ３）。例えば、予測モデルは、前回の運転開始時における原子炉の状態を反映するように調整されている。ユーザは、
前回の運転開始時から前回出力分布の測定が行われたときまでの炉心の状態を模擬するよう指示する操作を燃焼度予測装置１０へ入力する。この指示操作に基づいて、燃焼度予測部１２は、予測モデルに前回の出力分布の測定日までの炉心の状態を模擬させる。予測モデルは、前回の運転開始時から出力分布測定日までの炉心の時刻歴解析を実行する。燃焼度予測部１２は、予測モデルの解析結果から前回の測定日における出力分布の予測値を選択する。燃焼度予測部１２は、ステップＳ１で取得した出力分布の実測値と選択した予測値の差を計算する（ステップＳ４）。

差が許容範囲内の場合（ステップＳ５；Ｙｅｓ）、ステップＳ２で設定された断面積は適切であったと考えられる。出力部１４は、例えば、差が許容範囲内であったこと及び計算した差を表示装置等に出力する。ユーザは、表示装置に出力された表示を見て断面積を確定させる入力を行う。燃焼度予測部１２は、確定した断面積を予測モデルの入力パラメータとして確定させる（ステップＳ６）。燃焼度予測装置１０は、予測精度向上処理を終了する。

差が許容範囲外の場合（ステップＳ５；Ｎｏ）、ステップＳ２で設定された断面積は不適切であったと考えられる。出力部１４は、計算した差の値、差が許容範囲外であったこと及び新たな断面積の入力を促すメッセージを表示装置等に出力する。ユーザは、断面積を調整して、調整後の断面積の値を燃焼度予測装置１０へ入力する。そして、燃焼度予測装置１０は、ステップＳ２以降の処理を繰り返し実行する。

このようにして、予測モデルに入力する断面積の値を、出力分布の実測値に基づいて調整することにより、燃焼度の予測精度を向上することができる。
なお、予測精度の向上は、この方法に限定されない。例えば、ステップＳ４で計算した差の値を記憶部１３に記憶させておき、予測モデルが予測した出力分布の値に、記憶した差の値を加算して補正し、補正後の出力分布を時間で積算して燃焼度を予測するようにしてもよい。何れの方法であっても、出力分布の実測値に基づいて予測精度を向上することにより、従来方法による燃焼度と同様の値を精度よく予測できる。

原子力プラント停止前に取替炉心設計を開始するためには、燃焼度の予測精度の向上に加え、運転停止予定日の変更や運転計画の変動に対応する必要がある。次に図５を用いて、本実施形態の取替炉心設計方法について詳しく説明する。

図５は、本実施形態に係る取替炉心設計方法の処理の流れの一例を示す図である。
前提として、図４を用いて説明した処理などにより、燃焼度の予測精度の向上が実施されているとする。
ユーザは、原子力プラントの運転停止予定日を燃焼度予測装置１０へ入力する。例えば、ユーザは、次の定期点検の開始日を入力する。燃焼度予測装置１０では、設定受付部１１が、入力された運転停止予定日を取得し（ステップＳ１１）、記憶部１３に記録する。次に燃焼度予測部１２が、予測対象期間を設定する（ステップＳ１２）。例えば、燃焼度予測部１２は、運転停止予定日の前後１カ月を予測対象期間として設定する。予測対象期間を設定するのは、取替炉心設計の開始後に実際の運転停止日が変更になっても対応できるようにするためである。運転停止日が変わると燃料集合体の燃焼度も変化する。燃焼度が変更になると、取替炉心設計に影響する。そこで、本実施形態では、実際の運転停止日が変更されても対応できるように、予測対象期間内の所定の時間間隔ごとの燃焼度についても想定の範囲内として予測し、取替炉心設計を進める。ステップＳ１２では、想定範囲を規定する予測対象期間を設定する。

次に燃焼度予測部１２は、予測対象期間における燃焼度を予測する（ステップＳ１３）。例えば、運転停止予定日が２カ月後であれば、予測対象期間は１～３か月後までの期間である。燃焼度予測部１２は、予測モデルに、断面積と運転パラメータを設定して、１～３か月後までの例えば１日ごとの燃焼度および出力分布を予測させる。このとき、原子力プラントに要求される運転計画の変動を考慮して燃焼度等の予測を行ってもよい。例えば、燃焼度予測部１２は、予測モデルに与える入力パラメータのうち、運転パラメータについて所定の範囲内で変動させ、それぞれの運転パラメータを与えた場合の１～３か月後までの予測を行ってもよい。あるいは、燃焼度予測部１２は、１～３か月後までの燃焼度の予測結果に対して、運転計画の変動の影響による燃焼度の変動分を加減算する等して、燃料集合体ごとの予測燃焼度に幅を持たせるようにしてもよい。燃焼度予測部１２は、例えば、１か月後の燃料集合体１の燃焼度はＸ１～Ｘ２、１か月後の燃料集合体２の燃焼度はＸ３～Ｘ４、・・・、１か月と１日後の燃料集合体１の燃焼度はＸ５～Ｘ６、１か月と１日後の燃料集合体２の燃焼度はＸ７～Ｘ８、・・・といった運転計画の変動を考慮した変動幅を有する燃料集合体ごとの予測燃焼度を、予測対象期間にわたって所定の時間間隔で予測する。出力部１４は、燃焼度予測部１２の予測結果を電子ファイル等に出力する。

次に取替炉心設計装置２０が、取替炉心設計を実施する（ステップＳ１４）。まず、データ取得部２１が、出力部１４によって出力された予測結果を取得し、記憶部２３に記録する。次に設計部２２が、予測対象期間にわたる出力計画の変動を考慮した取替炉心設計を行う。取替炉心設計では、旧燃料と新燃料の入れ替え、燃料の配置換えなどを行った後の装荷パターンの計算と、その装荷パターンにおける安全性の確認を行う。例えば、設計部２２は、１か月後の燃料集合体ごとの予測燃焼度（例えば、Ｘ１～Ｘ２、Ｘ３～Ｘ４）に基づいて、装荷パターンを決定する為の所定のアルゴリズム（例えば、燃焼度が所定値以上の燃料集合体は、新燃料と交換する、燃焼度に応じて燃料集合体の配置を決定する等）に従って、あるいはユーザの設定に基づいて、ある１つの装荷パターンを計算する。

次に設計部２２は、安全性確認を実施する（ステップＳ１５）。設計部２２は、計算した装荷パターンで燃料を配置して原子力プラントを稼働したときの原子炉の特性を示す核パラメータを算出する。核パラメータとは、例えば、反応度、減速材温度係数、出力分担などである。核パラメータの算出には、例えば、原子炉の状態を解析する解析コードを用いる。例えば、設計部２２は、ステップＳ１４で計算した装荷パターンで燃料を配置して、原子炉を運転したとき原子炉の挙動を解析コードに模擬させて核パラメータの算出を行う。設計部２２は、核パラメータの値が最大限に変動した場合であっても安全基準を満たすかどうかを判定する（ステップＳ１６）。例えば、設計部２２は、反応度、減速材温度係数、出力分担のそれぞれが最大に変動した場合でも、反応度、減速材温度係数、出力分担のそれぞれについて定められた制限値を超えないかどうかを判定する。

制限値を超える場合、つまり安全基準を満たさない場合、その装荷パターンは適切では無いことになる。安全基準を満たさない場合（ステップＳ１６；Ｎｏ）、ステップＳ１４に戻り、設計部２２は、別の装荷パターン（装荷パターンαとする。）を計算し、装荷パターンαについて、燃焼度の変動幅を考慮して核パラメータを計算し、計算した核パラメータの値が制限値の範囲内に収まるかどうかを判定する。制限値の範囲内に収まる場合、即ち安全基準を満たす場合、装荷パターンαは、１カ月後に原子力プラントが停止した場合の燃料集合体ごとの予測燃焼度に対しては、適切な装荷パターンであると言える。設計部２２は、１カ月と１日後に原子力プラントが停止した場合であっても、装荷パターンαが安全基準を満たすかどうか判定する。設計部２２は、同様にして、１カ月と２日後～３か月後のうちの何れのタイミングで原子力プラントが停止したとしても装荷パターンαが安全基準を満たすかどうか判定する。

１～３か月後のうちの何れのタイミングで原子力プラントが停止したとしても装荷パターンαが安全基準を満たす場合（ステップＳ１６；Ｙｅｓ）、装荷パターンαは、運転停止予定日がどのように変更されても（但し、予測対象期間の範囲内）、運転計画の変動により燃焼度がどれだけ変動しても安全基準を満たす装荷パターンである。このような装荷パターンが見つかれば、設計部２２は、取替炉心設計を終了することができる。つまり、精度の良い予測モデルに基づいて燃焼度を予測し、その予測燃焼度に基づいて、今後どのように運転条件が変化しても安全基準を満たす装荷パターンが得られたのだから、原子力プラントが運転中で、燃焼度を確定させることができない状況でも、取替炉心設計が有効なものであるといえる。出力部２４は、安全基準を満たす装荷パターンを電子ファイルや表示装置などに出力する（ステップＳ１７）。

以上説明したように、本実施形態によれば、原子力プラントの停止前に（燃料集合体ごとの燃焼度が確定する前に）取替炉心設計を開始することができる。これにより、プラント停止後、取替炉心設計が終了するまでの期間を短縮し、定期点検の期間の短縮化に貢献することができる。また、出力分布の実績値を参照データとして、断面積等を調整することにより、予測精度を確保し、従来手法によって確定される燃焼度と同様の値を予測することができる。また、原子力プラントの運転停止予定日に対して変動幅を持たせて燃焼度を予測し、運転停止予定日の変更以外の様々な運転計画の変動も考慮して核パラメータを計算し、安全性の確認を行うので、実際に原子力プラントが停止する前までに起こり得る変更に対してロバストな取替炉心設計を実施することができる。従って、原子力プラントの停止前に取替炉心設計を開始しても、後に発電計画の変更などの影響による取替炉心設計の再実施（再設計）などに迫られることを防止することができる。なお、定期点検の短縮により大きく貢献するためには、原子力プラントの停止前に取替炉心設計を終了することが好ましいが、原子力プラントの停止時に取替炉心設計が終了していることは必須ではない。原子力プラントの停止前に取替炉心設計を開始することにより、プラント停止後、取替炉心設計が終了するまでの期間を短縮することができるので、定期点検の期間も短縮できる可能性がある。

図６は、実施形態の取替炉心設計システムのハードウェア構成の一例を示す図である。
コンピュータ９００は、ＣＰＵ９０１、主記憶装置９０２、補助記憶装置９０３、入出力インタフェース９０４、通信インタフェース９０５を備える。
上述の燃焼度予測装置１０と取替炉心設計装置２０はそれぞれ、コンピュータ９００に実装される。そして、上述した各機能は、プログラムの形式で補助記憶装置９０３に記憶されている。ＣＰＵ９０１は、プログラムを補助記憶装置９０３から読み出して主記憶装置９０２に展開し、当該プログラムに従って上記処理を実行する。また、ＣＰＵ９０１は、プログラムに従って、記憶領域を主記憶装置９０２に確保する。また、ＣＰＵ９０１は、プログラムに従って、処理中のデータを記憶する記憶領域を補助記憶装置９０３に確保する。

なお、燃焼度予測装置１０と取替炉心設計装置２０の全部または一部の機能を実現するためのプログラムをコンピュータ読み取り可能な記録媒体に記録して、この記録媒体に記録されたプログラムをコンピュータシステムに読み込ませ、実行することにより各機能部による処理を行ってもよい。ここでいう「コンピュータシステム」とは、ＯＳや周辺機器等のハードウェアを含むものとする。また、「コンピュータシステム」は、ＷＷＷシステムを利用している場合であれば、ホームページ提供環境（あるいは表示環境）も含むものとする。また、「コンピュータ読み取り可能な記録媒体」とは、ＣＤ、ＤＶＤ、ＵＳＢ等の可搬媒体、コンピュータシステムに内蔵されるハードディスク等の記憶装置のことをいう。また、このプログラムが通信回線によってコンピュータ９００に配信される場合、配信を受けたコンピュータ９００が当該プログラムを主記憶装置９０２に展開し、上記処理を実行しても良い。また、上記プログラムは、前述した機能の一部を実現するためのものであっても良く、さらに前述した機能をコンピュータシステムにすでに記録されているプログラムとの組み合わせで実現できるものであってもよい。燃焼度予測装置１０および取替炉心設計装置２０の各機能を１台のコンピュータ９００に実装してもよいし、複数台に分散して実装してもよい。

以上のとおり、本開示に係るいくつかの実施形態を説明したが、これら全ての実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することを意図していない。これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これらの実施形態及びその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。

＜付記＞
各実施形態に記載の取替炉心設計方法及び取替炉心設計システムは、例えば以下のように把握される。

（１）第１の態様に係る取替炉心設計方法は、原子炉の運転停止時期を設定するステップと、前記原子炉の運転停止前に予測モデルに基づいて、前記運転停止時期における前記原子炉の燃料の燃焼度を予測するステップと、予測された前記燃焼度に基づいて、取替炉心設計を実施するステップと、を有し、前記原子炉の運転停止前に、前記取替炉心設計を実施するステップを開始する。
原子炉の運転停止前に、前記取替炉心設計を実施するステップを開始することができるので、定期点検前に取替炉心設計を開始することができる。これにより、プラント停止後、取替炉心設計の完了までの期間を短縮できる。また、定期点検の期間を短縮できる可能性がある。さらに定期点検の期間が短縮できるので、プラントの稼働率を向上することが可能となる。

（２）第２の態様に係る取替炉心設計方法は、（１）の取替炉心設計方法であって、前記原子炉の運転停止前に前記取替炉心設計を完了する。
定期点検前に取替炉心設計を開始することができるので、開始タイミングを調整することで定期点検前に取替炉心設計を完了させることができる。これにより、プラント停止後、取替炉心設計の完了までの期間を無くすことができる。また、定期点検の期間を短縮できる可能性がある。さらに定期点検の期間が短縮できるので、プラントの稼働率を向上することが可能となる。

（３）第３の態様に係る取替炉心設計方法は、（１）～（２）の取替炉心設計方法であって、前記運転停止時期は、所定の幅を持って設定される。
定期点検の開始日が変更されても、変更後の燃焼度を予測しているので取替炉心設計をやり直す必要が無い。

（４）第４の態様に係る取替炉心設計方法は、（１）～（３）の取替炉心設計方法であって、前記燃焼度を予測するステップでは、前記原子炉の出力分布の実測値と、前記予測モデルが予測する前記原子炉の出力分布との差が所定の範囲内となるように前記予測モデルのパラメータを調整する。
これにより、燃焼度の予測精度を確保することができる。

（５）第５の態様に係る取替炉心設計方法は、（１）～（４）の取替炉心設計方法であって、前記パラメータは、前記原子炉の断面積である。
定期的に測定する原子炉の出力分布に基づく断面積を用いて予測モデルの精度を向上することができる。

（６）第６の態様に係る取替炉心設計方法は、（１）～（５）の取替炉心設計方法であって、前記取替炉心設計で計算した前記燃料の装荷パターンについて、前記原子炉の核パラメータを算出するステップと、前記核パラメータに基づいて安全性の確認を行うステップと、をさらに有する。
これにより、取替炉心設計で設計した燃料集合体の装荷パターンの安全性を確認することができる。

（７）第７の態様に係る取替炉心設計方法は、（６）の取替炉心設計方法であって、前記原子炉の核パラメータを算出するステップにおいて、前記原子炉の発電計画が変更となった場合の前記核パラメータの変動を算出し、前記安全性の確認を行うステップにおいて、前記核パラメータが変動した場合を含めて安全性の確認を行う。
これにより、発電計画の変更による原子炉の運転の変動を考慮して安全性の確認を行うことができる。

（８）第８の態様に係る取替炉心設計システムは、原子炉の運転停止時期の設定を受け付ける設定受付部と、前記原子炉の運転停止前に予測モデルに基づいて、前記運転停止時期における前記原子炉の燃料の燃焼度を予測する燃焼度予測部と、予測された前記燃焼度に基づいて、取替炉心設計を実施する設計部と、を有し、前記設計部は、前記原子炉の運転停止前に前記取替炉心設計を開始する。

１００・・・取替炉心設計システム
１０・・・燃焼度予測装置
１１・・・設定受付部
１２・・・燃焼度予測部
１３・・・記憶部
１４・・・出力部
２０・・・取替炉心設計装置
２１・・・データ取得部
２２・・・設計部
２３・・・記憶部
２４・・・出力部
９００・・・コンピュータ
９０１・・・ＣＰＵ、
９０２・・・主記憶装置、
９０３・・・補助記憶装置、
９０４・・・入出力インタフェース
９０５・・・通信インタフェース

Claims

原子炉の運転停止時期を設定するステップと、
前記原子炉の運転停止前に予測モデルに基づいて、前記運転停止時期における前記原子炉の燃料の燃焼度を予測するステップと、
予測された前記燃焼度に基づいて、取替炉心設計を実施するステップと、
を有し、
前記原子炉の運転停止前に、前記取替炉心設計を実施するステップを開始し、
前記予測するステップでは、前記運転停止時期前後の所定の期間について、前記期間を所定の間隔で区切った時期ごとに、前記予測モデルに基づく前記燃焼度の予測を行い、
前記取替炉心設計を実施するステップでは、前記時期の中から一つを選択して、選択した前記時期における前記燃焼度に基づいて、前記燃料の装荷パターンを計算し、選択した前記時期に前記原子炉の運転を停止し、計算した前記装荷パターンで前記燃料を配置して前記原子炉の運転を再開したときの前記原子炉の特性を示すパラメータを算出し、前記パラメータに基づいて安全性の確認を行い、安全性が確認できる場合には、選択した前記時期を前記間隔ずつ変動させた他の前記時期ごとに前記安全性の確認を行い、すべての前記時期について前記安全性が確認できる場合、計算した前記装荷パターンを採用し、前記安全性が確認できない場合には、前記安全性が確認できる他の装荷パターンが見つかるまで、前記他の装荷パターンを計算する、
取替炉心設計方法。
前記原子炉の運転停止前に前記取替炉心設計を完了する、
請求項１に記載の取替炉心設計方法。
前記予測するステップでは、前記時期ごとの前記燃焼度の予測に前記原子炉の運転計画の変動の影響による燃焼度の変動分として前記予測モデルに入力する、前記原子炉の運転に関する入力パラメータを変動させたうえで前記時期ごとに前記予測モデルに基づく前記燃焼度の予測を行うことで、前記時期ごとの前記燃焼度の変動の範囲を算出し、
前記取替炉心設計を実施するステップでは、前記時期の中から一つを選択して、選択した前記時期における前記燃焼度の変動の範囲に基づいて、前記燃料の装荷パターンを計算し、当該装荷パターンの前記安全性を確認する、
請求項１又は請求項２に記載の取替炉心設計方法。
前記燃焼度を予測するステップでは、
前記原子炉の出力分布の実測値と、前記予測モデルが予測する前記原子炉の出力分布との差が所定の範囲内となるように前記予測モデルのパラメータを調整する、
請求項１から請求項３の何れか１項に記載の取替炉心設計方法。
前記パラメータは、中性子の核反応の割合を示す断面積である、
請求項４に記載の取替炉心設計方法。
前記原子炉の特性を示すパラメータを算出するにあたり、前記原子炉の発電計画が変更となった場合の前記パラメータの変動を算出し、
前記安全性の確認を行うにあたり、前記パラメータが変動した場合を含めて安全性の確認を行う、
請求項１から請求項５の何れか１項に記載の取替炉心設計方法。
原子炉の運転停止時期の設定を受け付ける設定受付部と、
前記原子炉の運転停止前に予測モデルに基づいて、前記運転停止時期における前記原子炉の燃料の燃焼度を予測する燃焼度予測部と、
予測された前記燃焼度に基づいて、取替炉心設計を実施する設計部と、
を有し、
前記設計部は、前記原子炉の運転停止前に前記取替炉心設計を開始し、
前記燃焼度予測部は、前記運転停止時期前後の所定の期間について、前記期間を所定の間隔で区切った時期ごとに、前記予測モデルに基づく前記燃焼度の予測を行い、
前記設計部は、前記時期の中から一つを選択して、選択した前記時期における前記燃焼度に基づいて、前記燃料の装荷パターンを計算し、選択した前記時期に前記原子炉の運転を停止し、計算した前記装荷パターンで前記燃料を配置して前記原子炉の運転を再開したときの前記原子炉の特性を示すパラメータを算出し、前記パラメータに基づいて安全性の確認を行い、安全性が確認できる場合には、選択した前記時期を前記間隔ずつ変動させた他の前記時期ごとに前記安全性の確認を行い、すべての前記時期について前記安全性が確認できる場合、計算した前記装荷パターンを採用し、前記安全性が確認できない場合には、前記安全性が確認できる他の装荷パターンが見つかるまで、前記他の装荷パターンを計算する、
取替炉心設計システム。