JPH02130498A - 沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置Info
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- JPH02130498A JPH02130498A JP63284637A JP28463788A JPH02130498A JP H02130498 A JPH02130498 A JP H02130498A JP 63284637 A JP63284637 A JP 63284637A JP 28463788 A JP28463788 A JP 28463788A JP H02130498 A JPH02130498 A JP H02130498A
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-
- 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)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は、沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置に関
する。
する。
（従来の技術）
沸騰水型原子炉において炉心を構成する燃料棒の健全性
を維持するための熱的制限条件の最大なものは、炉心を
冷却する冷却水が燃料棒の熱によって核沸騰の状態から
遷移沸騰の状態に移行することを阻止する条件である。
を維持するための熱的制限条件の最大なものは、炉心を
冷却する冷却水が燃料棒の熱によって核沸騰の状態から
遷移沸騰の状態に移行することを阻止する条件である。
通常運転時においては、沸騰水型原子炉内で生する冷却
水の沸騰は核沸騰の状態を維持するのが好ましい。それ
は核沸騰の状態にあると熱伝導率は良いので、燃料棒被
覆管と冷却水の温度差は小さいから、被覆管温度が過度
に上昇して被覆管が焼損して重大事故につながる恐れが
ないからである。
水の沸騰は核沸騰の状態を維持するのが好ましい。それ
は核沸騰の状態にあると熱伝導率は良いので、燃料棒被
覆管と冷却水の温度差は小さいから、被覆管温度が過度
に上昇して被覆管が焼損して重大事故につながる恐れが
ないからである。
しかしながら、燃料棒の発熱を増加させて熱流束を高め
ると、前述の核沸騰状態からいわゆる遷移沸騰の状態に
移り、被覆管温度が激しく変動する現象が生じ、さらに
熱流束を高めると被覆管が焼損するバーンアウトの状態
となり重大事故を招く結果となる。
ると、前述の核沸騰状態からいわゆる遷移沸騰の状態に
移り、被覆管温度が激しく変動する現象が生じ、さらに
熱流束を高めると被覆管が焼損するバーンアウトの状態
となり重大事故を招く結果となる。
したがって、沸騰水型原子炉においては、この遷移沸騰
が発生するのを極力阻止しなければならない。
が発生するのを極力阻止しなければならない。
そこで、遷移沸騰の発生の目安として最小限界出力比（
ＣＰＲ）なる指標が採用されている。これは原子炉の設
計および運転のため選択されたもので、以下に示す式に
よって定義されるものである。
ＣＰＲ）なる指標が採用されている。これは原子炉の設
計および運転のため選択されたもので、以下に示す式に
よって定義されるものである。
限界出力（ＣＰ）
ＣＰＲ−
燃料集合体の出力（Ｂ Ｐ）
限界出力（ＣＰ）は限界出力相関式を用いて計算される
。相関式は一般的に次のように表わされＧＥＸＬ式とよ
ばれる。
。相関式は一般的に次のように表わされＧＥＸＬ式とよ
ばれる。
Ｘｃ−ｆ （ＬＢ、Ｄａ、Ｇ、Ｌ、ＰＳＲ）ここに
Ｘｃ−限界クォリティすなわち遷移沸騰の起り始める蒸
気重量率 ＬＢ−沸騰長さ Ｄａ−熱的等価直径 Ｇ −冷却水質量流量 Ｌ −加熱長さ Ｐ −圧力 Ｒ−局所ビーキングに関する係数 着目する燃料集合体の冷却材流量、圧力、入口エンタル
ピー等の運転状態を表わす数値を維持し、その出力だけ
を上げた場合の計算を行い、燃料集合体内の蒸気のクォ
リティが前記の限界出力相関式より求まる限界クォリテ
ィ （Ｘｃ ）より大きくなるとき、沸騰遷移（ＢＴ）
が起り始まると考え、そのときの出力を限界出力（ＣＰ
）とする。
気重量率 ＬＢ−沸騰長さ Ｄａ−熱的等価直径 Ｇ −冷却水質量流量 Ｌ −加熱長さ Ｐ −圧力 Ｒ−局所ビーキングに関する係数 着目する燃料集合体の冷却材流量、圧力、入口エンタル
ピー等の運転状態を表わす数値を維持し、その出力だけ
を上げた場合の計算を行い、燃料集合体内の蒸気のクォ
リティが前記の限界出力相関式より求まる限界クォリテ
ィ （Ｘｃ ）より大きくなるとき、沸騰遷移（ＢＴ）
が起り始まると考え、そのときの出力を限界出力（ＣＰ
）とする。
上記の方法で炉心全体の燃料集合体について限界出力比
ＣＰＲを計算し、このうち炉心全体で最小のものが最小
限界出力比（ＭＣＰＲ）と呼ばれ、原子炉の熱的余裕を
示す指標となる。
ＣＰＲを計算し、このうち炉心全体で最小のものが最小
限界出力比（ＭＣＰＲ）と呼ばれ、原子炉の熱的余裕を
示す指標となる。
運転上の妥当な熱的余裕を選択するための統計的基準は
、燃料棒が遷移沸騰に移る確率を考えて決定される。こ
のために用いられる解析手法は全炉心統計解析法とよば
れ、運転データの不確かさ、公差、限界出力相関式の誤
差等を用いてモンテカルロ法によって燃料棒が沸騰遷移
に移る確率を求めるものである。熱的制限の決定に当り
次の基準すなわち「運転員の単一誤操作または機器の単
一故障によって生ずる過渡変化が起っても、炉心運転状
態を監視する上の不確かさが加わっても全燃料棒本数の
９９．９％以上が沸騰遷移を起こさない」を適用する。
、燃料棒が遷移沸騰に移る確率を考えて決定される。こ
のために用いられる解析手法は全炉心統計解析法とよば
れ、運転データの不確かさ、公差、限界出力相関式の誤
差等を用いてモンテカルロ法によって燃料棒が沸騰遷移
に移る確率を求めるものである。熱的制限の決定に当り
次の基準すなわち「運転員の単一誤操作または機器の単
一故障によって生ずる過渡変化が起っても、炉心運転状
態を監視する上の不確かさが加わっても全燃料棒本数の
９９．９％以上が沸騰遷移を起こさない」を適用する。
熱的制限値の決定は次の手順による。
（ａ）統計解析コードを用いて過渡状態で９９．９％の
燃料棒が沸騰遷移を起さないＭＣＰＲを求める。
燃料棒が沸騰遷移を起さないＭＣＰＲを求める。
（ｂ）各種の過渡状態でのＭＣＰＲＣ小Ｒを求め、その
うち最大のＭＣＰＲＣ小Ｒを（ａ）で求めた過渡状態で
のＭＣＰＲ制限値に加えて定常状態でのＭＣＰＲ制限値
とする。
うち最大のＭＣＰＲＣ小Ｒを（ａ）で求めた過渡状態で
のＭＣＰＲ制限値に加えて定常状態でのＭＣＰＲ制限値
とする。
計算例を示せば、典型的なプラントに対する過渡状態の
ＭＣＰＲ制限値は前述の統計的基準により１．０７とな
り、次に各種過渡状態変化の中でタービントリップバイ
パス弁不動作の場合がＭＣＰＲＣ小Ｒが最大で０．１９
であり、これから定常状態すなわち運転時のＭＣＰＲ制
限値は１．０７＋０．１９−１．２６となる。換言すれ
ば１．２６以上のＭＣＰＲで運転しなければならない。
ＭＣＰＲ制限値は前述の統計的基準により１．０７とな
り、次に各種過渡状態変化の中でタービントリップバイ
パス弁不動作の場合がＭＣＰＲＣ小Ｒが最大で０．１９
であり、これから定常状態すなわち運転時のＭＣＰＲ制
限値は１．０７＋０．１９−１．２６となる。換言すれ
ば１．２６以上のＭＣＰＲで運転しなければならない。
このように運転されておれば、仮に運転員の単一誤操作
や機器の単一故障による過渡変化が生じても、炉心内の
９９．９％以上の燃料棒は遷移沸騰は起さず、したがっ
て燃料棒の健全性が維持されると考えられる。
や機器の単一故障による過渡変化が生じても、炉心内の
９９．９％以上の燃料棒は遷移沸騰は起さず、したがっ
て燃料棒の健全性が維持されると考えられる。
原子炉の動特性設計解析では、各種の過渡状態・変、化
時のＭＣＰＲＣ小Ｒは、予想される運転サイクル中で最
も厳しい条件を仮定し、解析においてはさらに、ＭＣＰ
ＲＣ小Ｒを過小に評価することのないよう、プラントの
幾何形状データやプラント機器の動的応答の包絡線等を
ＭＣＰＲＣ小Ｒを過大に評価されるように作成する等の
余裕を見込んでいる。このように運転時のＭＣＰＲ制限
値は、余裕を見込んだ解析によって得られる一定値が用
いられている。
時のＭＣＰＲＣ小Ｒは、予想される運転サイクル中で最
も厳しい条件を仮定し、解析においてはさらに、ＭＣＰ
ＲＣ小Ｒを過小に評価することのないよう、プラントの
幾何形状データやプラント機器の動的応答の包絡線等を
ＭＣＰＲＣ小Ｒを過大に評価されるように作成する等の
余裕を見込んでいる。このように運転時のＭＣＰＲ制限
値は、余裕を見込んだ解析によって得られる一定値が用
いられている。
タービントリップバイパス弁不動作のＭＣＰＲ減少分０
．１９はかくして決められた値である。運転時のＭＣＰ
Ｒはプロセス計算機等により炉心の各燃料集合体につい
て計算され、運転員は適宜ＭＣＰＲ値の監視を行い、Ｍ
ＣＰＲ制限値を下まわる場合は直ちに出力分布：Ａ整等
の処置をとり、ＭＣＰＲ制限値を満足するような運転状
態を実現する必要がある。しかしながら、過渡状態変化
時のＭＣＰＲＣ小Ｒが、厳しい条件を仮定して予め求め
られた一定値を用いているため、ＭＣＰＨの運転制限値
が大きな値となり、運転の自由度は実際のプラントの熱
的制限値以上に狭められる不都合がある。
．１９はかくして決められた値である。運転時のＭＣＰ
Ｒはプロセス計算機等により炉心の各燃料集合体につい
て計算され、運転員は適宜ＭＣＰＲ値の監視を行い、Ｍ
ＣＰＲ制限値を下まわる場合は直ちに出力分布：Ａ整等
の処置をとり、ＭＣＰＲ制限値を満足するような運転状
態を実現する必要がある。しかしながら、過渡状態変化
時のＭＣＰＲＣ小Ｒが、厳しい条件を仮定して予め求め
られた一定値を用いているため、ＭＣＰＨの運転制限値
が大きな値となり、運転の自由度は実際のプラントの熱
的制限値以上に狭められる不都合がある。
そこで、本出願人等は過渡状態変化時のＭＣＰＲＣ小Ｒ
を運転中に逐次計算によって確保する沸騰水型原子炉の
熱的運転余裕監視装置を先に提案している（特公昭６３
−１６７１８号公報参照）。この装置では、上述のＭＣ
ＰＲＣ小Ｒに含まれている過大な安全余裕を低減し、熱
的制限に対する運転の自由度を拡張することができる。
を運転中に逐次計算によって確保する沸騰水型原子炉の
熱的運転余裕監視装置を先に提案している（特公昭６３
−１６７１８号公報参照）。この装置では、上述のＭＣ
ＰＲＣ小Ｒに含まれている過大な安全余裕を低減し、熱
的制限に対する運転の自由度を拡張することができる。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、沸騰水型原子炉においても、原子炉の安
全性を損なうことのないという条件の下で、さらに熱的
制限に対する運転の自由度を拡張し、効率の良い運転を
可能とすることが望まれている。
全性を損なうことのないという条件の下で、さらに熱的
制限に対する運転の自由度を拡張し、効率の良い運転を
可能とすることが望まれている。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、原子炉の安全性を損なうことなく、従来に較べて運転
の自由度を拡大することができ、効率の良い原子炉の運
転を可能とする沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置
を提供しようとするものである。
、原子炉の安全性を損なうことなく、従来に較べて運転
の自由度を拡大することができ、効率の良い原子炉の運
転を可能とする沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置
を提供しようとするものである。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
すなわち本発明の沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装
置は、炉心に挿入される制御棒位置、炉心内の中性子束
、炉心内外のプロセス量等を検出する各種検出器から得
られるデータ信号よりプラント状態を計算するプラント
運転状態計算装置と、プラント固有の設計データのバラ
ツキや各種プラント機器の性能試験実）Ｐ１データおよ
び変数の不確定性分布を格納するプラント動特性データ
ベースと、前記プラント運転状態計算装置から出力され
るデータから運転時の熱的余裕を計算する運転時熱的余
裕計算装置と、前記プラント運転状態計算装置から出力
されるデータから過渡状態変化時の熱的余裕を計算する
過渡時熱的余裕計算装置と、前記プラント動特性データ
ベースから出力される不確定性を含む変数から過渡状態
変化時の熱的余裕の応答モデルを計算する過渡時熱的余
裕応答モデル計算装置と、この過渡時熱的余裕応答モデ
ル計算装置の出力と前記プラント動特性データベースか
ら出力される変数の不確定性分布とを用いて過渡状態変
化時の熱的余裕の不確定性を計算する過渡時熱的余裕不
確定性計算装置と、この過渡時熱的余裕不確定性計算装
置の出力から過渡変化時の沸騰遷移発生確率を計算する
過渡時熱的制限計算装置とを備えたことを特徴とする。
置は、炉心に挿入される制御棒位置、炉心内の中性子束
、炉心内外のプロセス量等を検出する各種検出器から得
られるデータ信号よりプラント状態を計算するプラント
運転状態計算装置と、プラント固有の設計データのバラ
ツキや各種プラント機器の性能試験実）Ｐ１データおよ
び変数の不確定性分布を格納するプラント動特性データ
ベースと、前記プラント運転状態計算装置から出力され
るデータから運転時の熱的余裕を計算する運転時熱的余
裕計算装置と、前記プラント運転状態計算装置から出力
されるデータから過渡状態変化時の熱的余裕を計算する
過渡時熱的余裕計算装置と、前記プラント動特性データ
ベースから出力される不確定性を含む変数から過渡状態
変化時の熱的余裕の応答モデルを計算する過渡時熱的余
裕応答モデル計算装置と、この過渡時熱的余裕応答モデ
ル計算装置の出力と前記プラント動特性データベースか
ら出力される変数の不確定性分布とを用いて過渡状態変
化時の熱的余裕の不確定性を計算する過渡時熱的余裕不
確定性計算装置と、この過渡時熱的余裕不確定性計算装
置の出力から過渡変化時の沸騰遷移発生確率を計算する
過渡時熱的制限計算装置とを備えたことを特徴とする。
（作 用）
上記構成の本発明の沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視
装置では、前述した過大な安全余裕のもう一つの原因で
あるプラントの幾何形状データやプラント機器の動的応
答等の過大な安全余裕に着目し、実測データに基づく不
確定性を考慮した現実的な値を用いることにより、過渡
状態変化時のＭＣＰＲＣ小Ｒの発生確率を評価して妥当
な運転制限値を求める。したがって、従来に較べて熱的
制限に対する運転の自由度を拡張し、効率の良い運転を
可能とすることができる。
装置では、前述した過大な安全余裕のもう一つの原因で
あるプラントの幾何形状データやプラント機器の動的応
答等の過大な安全余裕に着目し、実測データに基づく不
確定性を考慮した現実的な値を用いることにより、過渡
状態変化時のＭＣＰＲＣ小Ｒの発生確率を評価して妥当
な運転制限値を求める。したがって、従来に較べて熱的
制限に対する運転の自由度を拡張し、効率の良い運転を
可能とすることができる。
（実施例）
以下、本発明の沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置
を図面を参照して一実施例について詳細に説明する。
を図面を参照して一実施例について詳細に説明する。
第１図は、本発明の一実施例の沸騰水型原子炉の熱的運
転余裕監視装置の構成を示すもので、図において符号１
は原子炉を示している。
転余裕監視装置の構成を示すもので、図において符号１
は原子炉を示している。
原子炉１には炉心に挿入される制御棒位置、炉心内の中
性子束、炉心流量、圧力、温度等のプロセス量をｆｌＦ
Ｉ定する各種検出器が設置されている。
性子束、炉心流量、圧力、温度等のプロセス量をｆｌＦ
Ｉ定する各種検出器が設置されている。
各種検出器からのプラントデータ信号はプラント運転状
態計算装置２に人力され、プラントの運転状態を示す値
が計算される。なお、プラント運転状態計算装置２は電
子計算機からなるもので、従来から使用されているもの
である。
態計算装置２に人力され、プラントの運転状態を示す値
が計算される。なお、プラント運転状態計算装置２は電
子計算機からなるもので、従来から使用されているもの
である。
これらのプラント運転状態を示すデータはそれぞれ運転
時熱的余裕計算装置３と過渡時熱的余裕計算装置４に送
られて、前者では前述したＧＥＸＬ式に基づく計算プロ
グラムにより運転時のＭＣＰＲ値が、後者では予め定め
られた各種の過渡状態変化をシミュレートする計算プロ
グラムにより各種の過渡変化時におけるＭＣＰＲの減少
分を算出してそのうちで最大のＭＣＰＲＣ小Ｒがそれぞ
れ求められる。
時熱的余裕計算装置３と過渡時熱的余裕計算装置４に送
られて、前者では前述したＧＥＸＬ式に基づく計算プロ
グラムにより運転時のＭＣＰＲ値が、後者では予め定め
られた各種の過渡状態変化をシミュレートする計算プロ
グラムにより各種の過渡変化時におけるＭＣＰＲの減少
分を算出してそのうちで最大のＭＣＰＲＣ小Ｒがそれぞ
れ求められる。
一方、プラントの動特性解析に必要なプラントの形状デ
ータ、動特性定数および過渡状態変化時のプラントの動
的機器の応答特性（スクラム挿入速度、再循環ポンプ慣
性定数、給水加熱喪失時の炉心人口温度低下幅等）に関
する実測データは、プラント動特性データベース５に格
納されており、不確定性に関するデータも含まれている
。
ータ、動特性定数および過渡状態変化時のプラントの動
的機器の応答特性（スクラム挿入速度、再循環ポンプ慣
性定数、給水加熱喪失時の炉心人口温度低下幅等）に関
する実測データは、プラント動特性データベース５に格
納されており、不確定性に関するデータも含まれている
。
このような不確定性に関するデータの一例として、スク
ラム速度の不確定性に起因するスクラム反応度の時間変
化を説明する。
ラム速度の不確定性に起因するスクラム反応度の時間変
化を説明する。
プラントにおいて、起動試験や定期検査時に測定される
スクラム速度に関する量は、５％、２０％。
スクラム速度に関する量は、５％、２０％。
５０％、９０％の各挿入割合に至るに要する時間である
。たとえば、設計解析コードを用いるプラント動特性解
析では、第２図のグラフに示すようなスクラム信号発生
からの時間（横軸）とスクラム反応度（縦軸）との関係
を示すスクラム反応度曲線Ａを人力データとするので、
上述のスクラム速度のデータからスクラム反応度曲線の
不確定性分布が作成される。
。たとえば、設計解析コードを用いるプラント動特性解
析では、第２図のグラフに示すようなスクラム信号発生
からの時間（横軸）とスクラム反応度（縦軸）との関係
を示すスクラム反応度曲線Ａを人力データとするので、
上述のスクラム速度のデータからスクラム反応度曲線の
不確定性分布が作成される。
また、プラント運転状態と過渡変化軌跡を用いて計算さ
れる過渡時のＭＣＰＲＣ小Ｒは、過渡時熱的余裕応答モ
デル計算装置６により、スクラム挿入速度等の不確定性
を含む変数との関数で、第３図に示す曲線Ｃのように表
現される。なお、曲線Ｃは、ＭＣＰＲＣ小Ｒ（縦軸）と
スクラム挿入時間（横軸）との関係を２次式でフィッテ
ィングした関数を示したものである。
れる過渡時のＭＣＰＲＣ小Ｒは、過渡時熱的余裕応答モ
デル計算装置６により、スクラム挿入速度等の不確定性
を含む変数との関数で、第３図に示す曲線Ｃのように表
現される。なお、曲線Ｃは、ＭＣＰＲＣ小Ｒ（縦軸）と
スクラム挿入時間（横軸）との関係を２次式でフィッテ
ィングした関数を示したものである。
さらに、過渡時熱的余裕不確定性計算装置７では、上述
のようにして過渡時熱的余裕応答モデル計算装置６によ
って求められた過渡時のＭＣＰＲＣ小Ｒと不確定性を含
む変数との関係と、プラント動特性データベース５から
出力される不確定性を考慮する変数の発生確率を用いて
、第４図のグラフに示すような過渡状態変化時のＭＣＰ
ＲＣ小Ｒの発生確率分布Ｅを算出する。なお、第４図の
グラフにおいて縦軸は確率密度、横軸はＭＣＰＲＣ小Ｒ
（ΔＭＣＰＲ）を示している。
のようにして過渡時熱的余裕応答モデル計算装置６によ
って求められた過渡時のＭＣＰＲＣ小Ｒと不確定性を含
む変数との関係と、プラント動特性データベース５から
出力される不確定性を考慮する変数の発生確率を用いて
、第４図のグラフに示すような過渡状態変化時のＭＣＰ
ＲＣ小Ｒの発生確率分布Ｅを算出する。なお、第４図の
グラフにおいて縦軸は確率密度、横軸はＭＣＰＲＣ小Ｒ
（ΔＭＣＰＲ）を示している。
このようにして、その時の運転状態で求められた運転時
のＭＣＰＲと、過渡状態変化時のＭＣＰＲＣ小Ｒの発生
確率分布から、過渡状態変化時のＭＣＰＨの発生確率分
布が得られる。そして、縦軸を確率密度、横軸をＭＣＰ
Ｒとした第５図のグラフに示すように、ＭＣＰＲに対す
る沸騰遷移発生確率Ｇと、過渡状態変化時のＭＣＰＲ発
生確率ｌより、過渡変化時の沸騰遷移発生確率が、図中
に示す斜線部にの面積から求められる。過渡時熱的制限
計算装置８では、上述のように過渡変化時の沸騰遷移発
生確率を評価し、沸騰遷移発生確率と予め定められた確
率とを比較して、表示装置９に表示する。
のＭＣＰＲと、過渡状態変化時のＭＣＰＲＣ小Ｒの発生
確率分布から、過渡状態変化時のＭＣＰＨの発生確率分
布が得られる。そして、縦軸を確率密度、横軸をＭＣＰ
Ｒとした第５図のグラフに示すように、ＭＣＰＲに対す
る沸騰遷移発生確率Ｇと、過渡状態変化時のＭＣＰＲ発
生確率ｌより、過渡変化時の沸騰遷移発生確率が、図中
に示す斜線部にの面積から求められる。過渡時熱的制限
計算装置８では、上述のように過渡変化時の沸騰遷移発
生確率を評価し、沸騰遷移発生確率と予め定められた確
率とを比較して、表示装置９に表示する。
すなわち、この実施例の沸騰水型原子炉の熱的運転余裕
監視装置では、過渡状態変化時のＭ ＣＰＲ減少分を、
プラント動的機器の応答特性の実？＃１データを用いて
不確定性を考慮して評価する。したがって、予想される
運転サイクル中で最も厳しい条件を仮定し、さらにプラ
ント動的機器の応答特性に大きな安全余裕を見込んだ軌
跡を用いた従来の値に比べて小さい値となり、運転時の
運転制限値（１，２８）が低下させられるため、運転の
自由度を拡大することができる。
監視装置では、過渡状態変化時のＭ ＣＰＲ減少分を、
プラント動的機器の応答特性の実？＃１データを用いて
不確定性を考慮して評価する。したがって、予想される
運転サイクル中で最も厳しい条件を仮定し、さらにプラ
ント動的機器の応答特性に大きな安全余裕を見込んだ軌
跡を用いた従来の値に比べて小さい値となり、運転時の
運転制限値（１，２８）が低下させられるため、運転の
自由度を拡大することができる。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明の沸騰水型原子炉の熱的運
転余裕監視装置によれば、現実的な入力データの不確定
性を安全余裕の尺度として考慮しており、原子炉の安全
性を損うことなく、運転の自由度を拡大し、効率の良い
原子炉の運転を可能とすることができる。
転余裕監視装置によれば、現実的な入力データの不確定
性を安全余裕の尺度として考慮しており、原子炉の安全
性を損うことなく、運転の自由度を拡大し、効率の良い
原子炉の運転を可能とすることができる。
第１図は本発明の一実施例の沸騰水型原子炉の熱的運転
余裕監視装置の構成を示すブロック図、第２図はスクラ
ム反応度曲線を示すグラフ、第３図はスクラム時間とＭ
ＣＰＲ減少分との関係を示すグラフ、第４図は過渡時Ｍ
ＣＰＲＣ小Ｒの確率分布を示すグラフ、第５図は過渡時
沸騰遷移発生確率を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・・・・原子炉２・・・・・
・・・・・・・・・・プラント運転状態計算装置３・・
・・・・・・・・・・・・・運転時熱的余裕計算装置４
・・・・・・・・・・・・・・・過渡時熱的余裕計算装
置５・・・・・・・・・・・・・・・プラント動特性デ
ータベース６・・・・・・・・・・・・・・・熱的余裕
応答モデル計算装置７・・・・・・・・・・・・・・・
過渡時熱的余裕不確定性計算装置８・・・・・・・・・
・・・・・・渡時熱的制限計算装置９・・・・・・・・
・・・・・・・表示装置出願人 日本原子力
事業株式会社出願人 株式会社 東芝
余裕監視装置の構成を示すブロック図、第２図はスクラ
ム反応度曲線を示すグラフ、第３図はスクラム時間とＭ
ＣＰＲ減少分との関係を示すグラフ、第４図は過渡時Ｍ
ＣＰＲＣ小Ｒの確率分布を示すグラフ、第５図は過渡時
沸騰遷移発生確率を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・・・・原子炉２・・・・・
・・・・・・・・・・プラント運転状態計算装置３・・
・・・・・・・・・・・・・運転時熱的余裕計算装置４
・・・・・・・・・・・・・・・過渡時熱的余裕計算装
置５・・・・・・・・・・・・・・・プラント動特性デ
ータベース６・・・・・・・・・・・・・・・熱的余裕
応答モデル計算装置７・・・・・・・・・・・・・・・
過渡時熱的余裕不確定性計算装置８・・・・・・・・・
・・・・・・渡時熱的制限計算装置９・・・・・・・・
・・・・・・・表示装置出願人 日本原子力
事業株式会社出願人 株式会社 東芝
Claims (1)
- （１）炉心に挿入される制御棒位置、炉心内の中性子束
、炉心内外のプロセス量等を検出する各種検出器から得
られるデータ信号よりプラント状態を計算するプラント
運転状態計算装置と、プラント固有の設計データのバラ
ツキや各種プラント機器の性能試験実測データおよび変
数の不確定性分布を格納するプラント動特性データベー
スと、前記プラント運転状態計算装置から出力されるデ
ータから運転時の熱的余裕を、計算する運転時熱的余裕
計算装置と、前記プラント運転状態計算装置から出力さ
れるデータから過渡状態変化時の熱的余裕を計算する過
渡時熱的余裕計算装置と、前記プラント動特性データベ
ースから出力される不確定性を含む変数から過渡状態変
化時の熱的余裕の応答モデルを計算する過渡時熱的余裕
応答モデル計算装置と、この過渡時熱的余裕応答モデル
計算装置の出力と前記プラント動特性データベースから
出力される変数の不確定性分布とを用いて過渡状態変化
時の熱的余裕の不確定性を計算する過渡時熱的余裕不確
定性計算装置と、この過渡時熱的余裕不確定性計算装置
の出力から過渡変化時の沸騰遷移発生確率を計算する過
渡時熱的制限計算装置とを備えたことを特徴とする沸騰
水型原子炉の熱的運転余裕監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63284637A JPH02130498A (ja) | 1988-11-10 | 1988-11-10 | 沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63284637A JPH02130498A (ja) | 1988-11-10 | 1988-11-10 | 沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02130498A true JPH02130498A (ja) | 1990-05-18 |
Family
ID=17681052
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63284637A Pending JPH02130498A (ja) | 1988-11-10 | 1988-11-10 | 沸騰水型原子炉の熱的運転余裕監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02130498A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1221701A1 (en) * | 2000-12-29 | 2002-07-10 | Global Nuclear Fuel-Americas, LLC | Determination of operating limit minimum critical power ratio |
| EP1310964A2 (en) * | 2001-11-07 | 2003-05-14 | Global Nuclear Fuel-Americas, LLC | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| EP1775732A1 (en) * | 2005-08-31 | 2007-04-18 | Westinghouse Electric Sweden AB | A method of estimating dryout properties in a nuclear light water reactor |
| US8149981B2 (en) | 2007-10-10 | 2012-04-03 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Methods and devices relating to a nuclear light water reactor of the boiling water kind |
-
1988
- 1988-11-10 JP JP63284637A patent/JPH02130498A/ja active Pending
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1221701A1 (en) * | 2000-12-29 | 2002-07-10 | Global Nuclear Fuel-Americas, LLC | Determination of operating limit minimum critical power ratio |
| US6611572B2 (en) | 2000-12-29 | 2003-08-26 | Global Nuclear Fuel - Americas, L.L.C. | Determination of operating limit minimum critical power ratio |
| EP1310964A2 (en) * | 2001-11-07 | 2003-05-14 | Global Nuclear Fuel-Americas, LLC | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| JP2003222695A (ja) * | 2001-11-07 | 2003-08-08 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 原子炉オペレーション時に制御変数を連続的に最適化するシステムと方法 |
| EP1310964A3 (en) * | 2001-11-07 | 2007-09-12 | Global Nuclear Fuel-Americas, LLC | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| EP1775732A1 (en) * | 2005-08-31 | 2007-04-18 | Westinghouse Electric Sweden AB | A method of estimating dryout properties in a nuclear light water reactor |
| US7760842B2 (en) | 2005-08-31 | 2010-07-20 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Method and apparatus of estimating dryout properties in a nuclear light water reactor |
| US8149981B2 (en) | 2007-10-10 | 2012-04-03 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Methods and devices relating to a nuclear light water reactor of the boiling water kind |
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