JPH08313684A - 原子炉運転計画作成装置 - Google Patents
原子炉運転計画作成装置Info
- Publication number
- JPH08313684A JPH08313684A JP7116961A JP11696195A JPH08313684A JP H08313684 A JPH08313684 A JP H08313684A JP 7116961 A JP7116961 A JP 7116961A JP 11696195 A JP11696195 A JP 11696195A JP H08313684 A JPH08313684 A JP H08313684A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- fuel rod
- operation plan
- severity
- 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.)
- Pending
Links
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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】本発明は、原子炉を安全でかつ経済的に運転可
能な原子炉運転計画作成装置を提供すること。 【構成】本発明は、原子炉内に用いる燃料棒の運転制限
を作成する原子炉運転計画作成装置において、燃料棒内
の腐食性雰囲気の厳しさをＥＡＩ、燃料棒内の不活性ガ
ス状物質による被覆管内表面単位面積当たりのカバー率
をθ、燃料棒内のガス状腐食性物質の濃度をＭとした時
に、ＥＡＩが（１−θ）とＭとの積に比例するとして表
現した量を演算する計算装置を備えているので、燃料の
健全性を炉内の全位置について合理的に評価可能とな
り、より安全でかつ経済的な原子炉運転が可能となる。
能な原子炉運転計画作成装置を提供すること。 【構成】本発明は、原子炉内に用いる燃料棒の運転制限
を作成する原子炉運転計画作成装置において、燃料棒内
の腐食性雰囲気の厳しさをＥＡＩ、燃料棒内の不活性ガ
ス状物質による被覆管内表面単位面積当たりのカバー率
をθ、燃料棒内のガス状腐食性物質の濃度をＭとした時
に、ＥＡＩが（１−θ）とＭとの積に比例するとして表
現した量を演算する計算装置を備えているので、燃料の
健全性を炉内の全位置について合理的に評価可能とな
り、より安全でかつ経済的な原子炉運転が可能となる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の運転に際して
炉心全体の燃料健全性と安全裕度を増大させる原子炉運
転計画作成装置に関する。
炉心全体の燃料健全性と安全裕度を増大させる原子炉運
転計画作成装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、原子炉運転計画作成に関して
は、運転条件に基づいて熱水力，核特性の各制限値とと
もに、燃料健全性を確保するためのいわゆるＰＣＩＯＭ
Ｒ（Preconditioning Interim Operating Management R
ecommendations；燃料のならし運転）の制限等について
は、例えば特公昭５９−４５９５６号公報に開示されて
いる。さらに熱水力設計限界としては、「運転時の異常
な過渡変化が起こっても、炉心内燃料の９９．９％以上
が沸騰遷移を起こさない」という基準に基づいてＭＣＰ
Ｒ（Minimum Critical Power Ratio）を設定しており、
また燃料ペレットの膨張が被覆管に過大な変形を与えな
いように「１％の円周方向の平均塑性歪みが生ずる線出
力密度」としてＭＬＨＧＲ（Maximum Linear Heat Gene
rating rate)を設定している。一方、核設計限界として
は、出力反応度係数を常に負とする等の設定がなされて
いる。
は、運転条件に基づいて熱水力，核特性の各制限値とと
もに、燃料健全性を確保するためのいわゆるＰＣＩＯＭ
Ｒ（Preconditioning Interim Operating Management R
ecommendations；燃料のならし運転）の制限等について
は、例えば特公昭５９−４５９５６号公報に開示されて
いる。さらに熱水力設計限界としては、「運転時の異常
な過渡変化が起こっても、炉心内燃料の９９．９％以上
が沸騰遷移を起こさない」という基準に基づいてＭＣＰ
Ｒ（Minimum Critical Power Ratio）を設定しており、
また燃料ペレットの膨張が被覆管に過大な変形を与えな
いように「１％の円周方向の平均塑性歪みが生ずる線出
力密度」としてＭＬＨＧＲ（Maximum Linear Heat Gene
rating rate)を設定している。一方、核設計限界として
は、出力反応度係数を常に負とする等の設定がなされて
いる。
【０００３】以下、図２を参照して従来の原子炉運転計
画作成装置について説明する。同図に示すように、従来
の原子炉運転計画作成装置は、入力装置１と記憶装置２
ａと第１計算装置３と第２計算装置７とから構成されて
いる。上記入力装置１は第１及び第２計算装置３，７に
対して初期値の設定を行うとともに、必要な出力や運転
日数，負荷率等の運転条件を入力する。
画作成装置について説明する。同図に示すように、従来
の原子炉運転計画作成装置は、入力装置１と記憶装置２
ａと第１計算装置３と第２計算装置７とから構成されて
いる。上記入力装置１は第１及び第２計算装置３，７に
対して初期値の設定を行うとともに、必要な出力や運転
日数，負荷率等の運転条件を入力する。
【０００４】また上記記憶装置２は使用した燃料および
燃料体の製造条件および実績値を格納したデータファイ
ルで、以下の第１及び第２計算装置３，７で必要とする
入力データを供給する。すなわち、第１計算装置３は燃
料棒の熱水力特性、即ち燃料棒各位置での線出力密度
（発熱）状態と冷却材による除熱状態を求めることと原
子炉の反応度等の核特性を求める装置である。ここでは
両特性を求める装置として第１計算装置３を示したが、
勿論各特性は相互にフィードバックをかけながらオンラ
イン状態の個々の計算装置で求めることも可能である。
燃料体の製造条件および実績値を格納したデータファイ
ルで、以下の第１及び第２計算装置３，７で必要とする
入力データを供給する。すなわち、第１計算装置３は燃
料棒の熱水力特性、即ち燃料棒各位置での線出力密度
（発熱）状態と冷却材による除熱状態を求めることと原
子炉の反応度等の核特性を求める装置である。ここでは
両特性を求める装置として第１計算装置３を示したが、
勿論各特性は相互にフィードバックをかけながらオンラ
イン状態の個々の計算装置で求めることも可能である。
【０００５】第２計算装置７では、これらの値を考慮し
て、３次元計算コードも用いて原子炉全体の出力分布計
算，燃焼計算，熱水力特性計算，炉停止余裕計算等の全
炉心核熱水力計算が行われる。さらに実際の運転の際に
は、燃料健全性を確保するためのいわゆるＰＣＩＯＭＲ
が設定され、燃料の線出力密度に制限（ＰＣエンベロー
ブ）が加えられる。
て、３次元計算コードも用いて原子炉全体の出力分布計
算，燃焼計算，熱水力特性計算，炉停止余裕計算等の全
炉心核熱水力計算が行われる。さらに実際の運転の際に
は、燃料健全性を確保するためのいわゆるＰＣＩＯＭＲ
が設定され、燃料の線出力密度に制限（ＰＣエンベロー
ブ）が加えられる。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】上述したように、従来
の原子炉運転計画作成装置においては、燃料棒の健全性
を燃料被覆管に作用する応力の原因である線出力密度の
みから評価している。しかし燃料被覆管が破損に至る場
合の条件として、腐食性雰囲気が所定の状態より厳しい
ことおよび過大な荷重が重畳していることを考慮する必
要がある。
の原子炉運転計画作成装置においては、燃料棒の健全性
を燃料被覆管に作用する応力の原因である線出力密度の
みから評価している。しかし燃料被覆管が破損に至る場
合の条件として、腐食性雰囲気が所定の状態より厳しい
ことおよび過大な荷重が重畳していることを考慮する必
要がある。
【０００７】ところが従来の方法では、腐食性雰囲気側
からの制限因子が含まれていない。このため燃料の健全
性を確保するために、過大な安全裕度を考慮する必要が
あり、それによって燃料が持つ性能を完全に発揮するこ
とができず、この改善が求められていた。
からの制限因子が含まれていない。このため燃料の健全
性を確保するために、過大な安全裕度を考慮する必要が
あり、それによって燃料が持つ性能を完全に発揮するこ
とができず、この改善が求められていた。
【０００８】本発明は上記のような事情を勘案してなさ
れたもので、その目的は燃料の健全性を炉内の全位置に
ついて合理的に評価可能な指標を設けることによって、
原子炉を安全でかつ経済的に運転可能な原子炉運転計画
作成装置を提供することにある。
れたもので、その目的は燃料の健全性を炉内の全位置に
ついて合理的に評価可能な指標を設けることによって、
原子炉を安全でかつ経済的に運転可能な原子炉運転計画
作成装置を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の請求項１は、原子炉内に用いる燃料棒の運
転制限を作成する原子炉運転計画作成装置において、燃
料棒内の腐食性雰囲気の厳しさをＥＡＩ、燃料棒内の不
活性ガス状物質による被覆管内表面単位面積当たりのカ
バー率をθ、燃料棒内のガス状腐食性物質の濃度をＭと
した時に、ＥＡＩが（１−θ）とＭとの積に比例すると
して表現した量を演算する計算装置を備えたことを特徴
とする。
に、本発明の請求項１は、原子炉内に用いる燃料棒の運
転制限を作成する原子炉運転計画作成装置において、燃
料棒内の腐食性雰囲気の厳しさをＥＡＩ、燃料棒内の不
活性ガス状物質による被覆管内表面単位面積当たりのカ
バー率をθ、燃料棒内のガス状腐食性物質の濃度をＭと
した時に、ＥＡＩが（１−θ）とＭとの積に比例すると
して表現した量を演算する計算装置を備えたことを特徴
とする。
【００１０】本発明の請求項２は、燃料棒内の不活性ガ
ス状物質による被覆管内表面単位面積当たりのカバー率
θと、燃料棒内のガス状腐食性物質の濃度Ｍは、ＦＧＲ
B を既に燃料ペレットから燃料棒内に放出されている核
分裂生成物の全生成量に対する割合すなわち放出率、Ｆ
ＧＲを解析対象にしている状態での放出率、ＢＵを燃焼
度、Ｃを定数とすると、
ス状物質による被覆管内表面単位面積当たりのカバー率
θと、燃料棒内のガス状腐食性物質の濃度Ｍは、ＦＧＲ
B を既に燃料ペレットから燃料棒内に放出されている核
分裂生成物の全生成量に対する割合すなわち放出率、Ｆ
ＧＲを解析対象にしている状態での放出率、ＢＵを燃焼
度、Ｃを定数とすると、
【数２】
【００１１】で表した量を演算する計算装置を備えたこ
とを特徴とする。
とを特徴とする。
【００１２】本発明の請求項３は、原子炉の運転計画を
作成する原子炉運転計画作成装置において、原子炉の運
転目標および初期値を入力する入力装置と、原子炉内の
燃料体の製造条件を格納した第１記憶装置と、燃料棒長
手方向各位置での出力密度，除熱状態および各特性を演
算する第１計算装置と、この計算結果を収納した第２記
憶装置と、燃料棒内の腐食性雰囲気の厳しさを求める第
２計算装置と、原子炉内の全領域について第２計算装置
から求まる腐食性雰囲気の厳しさによって第１計算装置
から求まる出力値の制限を調整する第３計算装置とから
構成されたことを特徴とする。
作成する原子炉運転計画作成装置において、原子炉の運
転目標および初期値を入力する入力装置と、原子炉内の
燃料体の製造条件を格納した第１記憶装置と、燃料棒長
手方向各位置での出力密度，除熱状態および各特性を演
算する第１計算装置と、この計算結果を収納した第２記
憶装置と、燃料棒内の腐食性雰囲気の厳しさを求める第
２計算装置と、原子炉内の全領域について第２計算装置
から求まる腐食性雰囲気の厳しさによって第１計算装置
から求まる出力値の制限を調整する第３計算装置とから
構成されたことを特徴とする。
【００１３】
【作用】本発明者等は、原子炉で使用中の燃料棒が破損
に至る過程について鋭意研究した結果、燃料棒の破損機
構が燃料被覆管内での腐食性雰囲気による被覆管の割れ
現象であることに着目し、その主要な原因である燃料棒
内での腐食性雰囲気の厳しさを定量化する手法を開発し
たもので、この手法に必要な入力データとして、原子炉
内の全燃料棒についての出力履歴を記録できるデータフ
ァイルを組み込んだ原子炉運転計画作成装置により、原
子炉内の全燃料について、安全でかつ経済的な原子炉運
転計画を提供できることを見出だした。
に至る過程について鋭意研究した結果、燃料棒の破損機
構が燃料被覆管内での腐食性雰囲気による被覆管の割れ
現象であることに着目し、その主要な原因である燃料棒
内での腐食性雰囲気の厳しさを定量化する手法を開発し
たもので、この手法に必要な入力データとして、原子炉
内の全燃料棒についての出力履歴を記録できるデータフ
ァイルを組み込んだ原子炉運転計画作成装置により、原
子炉内の全燃料について、安全でかつ経済的な原子炉運
転計画を提供できることを見出だした。
【００１４】すなわち、本発明（請求項１〜請求項３対
応）は、以下に述べるような燃料棒の破損条件のうち破
損機構に重要な役割を果たしている燃料棒内の腐食性雰
囲気を定量化したもので、原子炉の運転条件の設定に応
用することにより、安全で合理的な原子炉運転計画作成
装置を提供したものである。
応）は、以下に述べるような燃料棒の破損条件のうち破
損機構に重要な役割を果たしている燃料棒内の腐食性雰
囲気を定量化したもので、原子炉の運転条件の設定に応
用することにより、安全で合理的な原子炉運転計画作成
装置を提供したものである。
【００１５】次に、本発明の主要構成要素である燃料棒
の破損条件演算手順について説明する。燃料棒は通常の
使用条件下では破損を生じないので、意図的に燃料棒を
破損させた一連の試験結果を詳細に考察した結果、燃料
棒内では主として次の現象が生じていることが分かっ
た。すなわち、燃料棒の破損は燃料被覆管内部での腐食
性雰囲気が所定の値以上に厳しくなった条件下で被覆管
を円周方向に引っ張る荷重が作用することが必要であ
る。被覆管を円周方向に引っ張る荷重は被覆管内部に挿
入されている燃料ペレットの膨張に起因するので、燃料
棒の線出力密度で表すことが可能である。
の破損条件演算手順について説明する。燃料棒は通常の
使用条件下では破損を生じないので、意図的に燃料棒を
破損させた一連の試験結果を詳細に考察した結果、燃料
棒内では主として次の現象が生じていることが分かっ
た。すなわち、燃料棒の破損は燃料被覆管内部での腐食
性雰囲気が所定の値以上に厳しくなった条件下で被覆管
を円周方向に引っ張る荷重が作用することが必要であ
る。被覆管を円周方向に引っ張る荷重は被覆管内部に挿
入されている燃料ペレットの膨張に起因するので、燃料
棒の線出力密度で表すことが可能である。
【００１６】一方、被覆管内表面に何らかの原因で形成
された微小亀裂先端領域の単位面積に吸着している実効
的に活性な腐食性ガスの量で腐食性雰囲気を代表できる
ことが分かった。雰囲気に関するこの値を雰囲気活性度
指数（以下ＥＡＩと略す）と呼び、次式に比例する量で
ある。
された微小亀裂先端領域の単位面積に吸着している実効
的に活性な腐食性ガスの量で腐食性雰囲気を代表できる
ことが分かった。雰囲気に関するこの値を雰囲気活性度
指数（以下ＥＡＩと略す）と呼び、次式に比例する量で
ある。
【００１７】ＥＡＩ∝（亀裂先端の新鮮な金属の面積割
合）Ｘ（腐食性ガスの濃度） ここで、亀裂先端の新鮮な金属の面積割合は、ガスが新
鮮な金属に吸着する場合の非カバー率と考えると、（１
−θ）で表される。
合）Ｘ（腐食性ガスの濃度） ここで、亀裂先端の新鮮な金属の面積割合は、ガスが新
鮮な金属に吸着する場合の非カバー率と考えると、（１
−θ）で表される。
【００１８】さて、本発明者は種々のデータを解析した
結果、θは所定の燃焼度までに燃料棒内に放出されてい
るガス状の核分裂生成物の量を用いることができること
を見出だした。その場合、θの表現式として種々の式が
考えられるが下記の関数を採用することにした。
結果、θは所定の燃焼度までに燃料棒内に放出されてい
るガス状の核分裂生成物の量を用いることができること
を見出だした。その場合、θの表現式として種々の式が
考えられるが下記の関数を採用することにした。
【００１９】
【数３】
【００２０】ここで、ＦＧＲB は現在の燃焼度（ＢＵ）
に対応して計算できる理論上のガス状核分裂生成物量に
対する燃料棒内に既に放出されているガス状核分裂生成
物量の割合（即ち燃料棒の長手方向特定位置でのガス放
出率）である。ＢＵは燃焼度であり、Ｃは同ガスが燃料
棒内表面の微小亀裂先端領域に吸着する場合の定数であ
る。また、腐食性ガスの濃度Ｍは次の時間ステップでの
燃料棒特定位置でのガス放出率をＦＧＲとすると、例え
ば次式で近似できる。
に対応して計算できる理論上のガス状核分裂生成物量に
対する燃料棒内に既に放出されているガス状核分裂生成
物量の割合（即ち燃料棒の長手方向特定位置でのガス放
出率）である。ＢＵは燃焼度であり、Ｃは同ガスが燃料
棒内表面の微小亀裂先端領域に吸着する場合の定数であ
る。また、腐食性ガスの濃度Ｍは次の時間ステップでの
燃料棒特定位置でのガス放出率をＦＧＲとすると、例え
ば次式で近似できる。
【００２１】
【数４】
【００２２】ここで、上記ＦＧＲB およびＦＧＲは線出
力密度履歴が与えられれば公知の各種の手法によって定
めることができる。
力密度履歴が与えられれば公知の各種の手法によって定
めることができる。
【００２３】次に、上に述べた燃料棒の破損条件を定量
化できる演算手順を用いて、内外の既に公開されている
試験データを解析する。例えば図３に示した１４本の試
験用燃料棒の破損条件を解析する。
化できる演算手順を用いて、内外の既に公開されている
試験データを解析する。例えば図３に示した１４本の試
験用燃料棒の破損条件を解析する。
【００２４】図３において、縦軸は燃料棒の出力を急激
に上昇させた場合の最大線出力密度であり、横軸はその
燃料棒の最大燃焼度である。試験後ハッチング印で表示
した６本が破損していることが分かった。
に上昇させた場合の最大線出力密度であり、横軸はその
燃料棒の最大燃焼度である。試験後ハッチング印で表示
した６本が破損していることが分かった。
【００２５】しかして、破損条件を求める従来の技術で
は、図３に示すように燃料被覆管に作用する荷重の大き
さを表す指標として線出力密度を用い、燃料棒内の核分
裂生成物の総量を表す燃焼度を横軸にしてきた。この場
合、破損の有無を燃焼度だけから分別することは不可能
であった。これに対し、１４本の燃料の出力履歴と最終
の出力急昇時の最大線出力密度からＦＧＲB およびＦＧ
Ｒを計算し、上記式を用いて個々の燃料棒の雰囲気活性
度指数（ＥＡＩ）を求め、図４に示した。
は、図３に示すように燃料被覆管に作用する荷重の大き
さを表す指標として線出力密度を用い、燃料棒内の核分
裂生成物の総量を表す燃焼度を横軸にしてきた。この場
合、破損の有無を燃焼度だけから分別することは不可能
であった。これに対し、１４本の燃料の出力履歴と最終
の出力急昇時の最大線出力密度からＦＧＲB およびＦＧ
Ｒを計算し、上記式を用いて個々の燃料棒の雰囲気活性
度指数（ＥＡＩ）を求め、図４に示した。
【００２６】図４に示すように、燃料棒は腐食性雰囲気
が厳しく（即ちＥＡＩが所定の制限値４０を越えた領域
で）かつ被覆管に作用する引張荷重が生じる所定の最大
線出力密度（４１）以上の領域にある場合には、破損が
生じることが分かる。即ち縦軸に被覆管に作用する荷重
の大きさの例として最大線出力密度を、横軸を腐食性雰
囲気の厳しさを表すＥＡＩとした座標系内に燃料棒の使
用条件を描くと破損の有無を予測することができる。
が厳しく（即ちＥＡＩが所定の制限値４０を越えた領域
で）かつ被覆管に作用する引張荷重が生じる所定の最大
線出力密度（４１）以上の領域にある場合には、破損が
生じることが分かる。即ち縦軸に被覆管に作用する荷重
の大きさの例として最大線出力密度を、横軸を腐食性雰
囲気の厳しさを表すＥＡＩとした座標系内に燃料棒の使
用条件を描くと破損の有無を予測することができる。
【００２７】
【実施例】以下、本発明の実施例を図を参照して説明す
る。図１は本発明（請求項１〜請求項３対応）に係わる
原子炉運転計画作成装置の一実施例のブロック構成図で
ある。同図に示すように、本実施例の原子炉運転計画作
成装置は、入力装置１と、第１及び第２記憶装置２，４
と、第１，第２及び第３計算装置３，５，６とから構成
されている。
る。図１は本発明（請求項１〜請求項３対応）に係わる
原子炉運転計画作成装置の一実施例のブロック構成図で
ある。同図に示すように、本実施例の原子炉運転計画作
成装置は、入力装置１と、第１及び第２記憶装置２，４
と、第１，第２及び第３計算装置３，５，６とから構成
されている。
【００２８】まず入力装置１は、第１，第２及び第３の
各計算装置３，５，６に対して初期値の設定を行うとと
もに、原子炉の運転条件を入力する。第１記憶装置２
は、使用した燃料および燃料体の製造条件および実績値
を格納したデータファイルで、以下の第１，第２及び第
３の各計算装置３，５，６で必要とする入力データを供
給する。
各計算装置３，５，６に対して初期値の設定を行うとと
もに、原子炉の運転条件を入力する。第１記憶装置２
は、使用した燃料および燃料体の製造条件および実績値
を格納したデータファイルで、以下の第１，第２及び第
３の各計算装置３，５，６で必要とする入力データを供
給する。
【００２９】第１計算装置３は、燃料棒の熱水力特性、
即ち燃料棒各位置での線出力密度（発熱）状態と冷却材
による除熱状態を求める装置、および原子炉の反応度等
の核特性を求める装置である。ここでは両特性を求める
装置として計算装置３を示したが、勿論各特性は相互に
フィードバックをかけながらオンライン状態の個々の計
算装置で求める場合もある。
即ち燃料棒各位置での線出力密度（発熱）状態と冷却材
による除熱状態を求める装置、および原子炉の反応度等
の核特性を求める装置である。ここでは両特性を求める
装置として計算装置３を示したが、勿論各特性は相互に
フィードバックをかけながらオンライン状態の個々の計
算装置で求める場合もある。
【００３０】第２記憶装置４は、原子炉内全燃料棒につ
いての長手方向各位置での燃料ペレットの線出力密度の
時間変化を記憶している。第２計算装置５は、燃料棒内
各位置での腐食性雰囲気の活性度指数（ＥＡＩ）すなわ
ち、被覆管に腐食割れを生じさせる雰囲気の厳しさを計
算する。このことは、出力履歴が異なる個々の燃料棒位
置における腐食性雰囲気の厳しさを、その位置での線出
力密度の時間依存性と現在の線出力密度の大きさから算
出し、燃料棒の破損に対する感受性（破損し易さ）を求
めるようになっている。
いての長手方向各位置での燃料ペレットの線出力密度の
時間変化を記憶している。第２計算装置５は、燃料棒内
各位置での腐食性雰囲気の活性度指数（ＥＡＩ）すなわ
ち、被覆管に腐食割れを生じさせる雰囲気の厳しさを計
算する。このことは、出力履歴が異なる個々の燃料棒位
置における腐食性雰囲気の厳しさを、その位置での線出
力密度の時間依存性と現在の線出力密度の大きさから算
出し、燃料棒の破損に対する感受性（破損し易さ）を求
めるようになっている。
【００３１】第３計算装置６は、全原子炉内の燃料が健
全であると同時に、有効に燃焼させ燃料が有している潜
在的エネルギーを最大に取り出すことができるように燃
焼管理の最適化を測る計算装置である。具体的には、原
子炉全体が所定の出力を保ちかつ最小限界出力比がその
制限値以上を確保できるように制御棒パターンおよび再
循環流量を設定する。それとともに、燃料棒位置を各燃
料棒毎に長手方向に例えば２４点の節点で代表し、原子
炉内の全ての位置について計算装置５から求めることが
できる腐食性雰囲気活性度指数（ＥＡＩ）が、制限値
（ＣＥＡＩ）以上の場合には線出力密度を所定の制限
値、例えば４４０Ｗ／ｃｍ以下に、腐食性雰囲気活性度
指数（ＥＡＩ）が制限値（ＣＥＡＩ）未満の場合には、
例えば４４０Ｗ／ｃｍを越える制限線出力密度（ＣＬＨ
Ｒ）まで線出力密度を許容する。ここで、ＣＥＡＩおよ
びＣＬＨＲの値は使用する燃料被覆管の材質や燃料棒の
製造仕様によって定めた特定の値を用いる。
全であると同時に、有効に燃焼させ燃料が有している潜
在的エネルギーを最大に取り出すことができるように燃
焼管理の最適化を測る計算装置である。具体的には、原
子炉全体が所定の出力を保ちかつ最小限界出力比がその
制限値以上を確保できるように制御棒パターンおよび再
循環流量を設定する。それとともに、燃料棒位置を各燃
料棒毎に長手方向に例えば２４点の節点で代表し、原子
炉内の全ての位置について計算装置５から求めることが
できる腐食性雰囲気活性度指数（ＥＡＩ）が、制限値
（ＣＥＡＩ）以上の場合には線出力密度を所定の制限
値、例えば４４０Ｗ／ｃｍ以下に、腐食性雰囲気活性度
指数（ＥＡＩ）が制限値（ＣＥＡＩ）未満の場合には、
例えば４４０Ｗ／ｃｍを越える制限線出力密度（ＣＬＨ
Ｒ）まで線出力密度を許容する。ここで、ＣＥＡＩおよ
びＣＬＨＲの値は使用する燃料被覆管の材質や燃料棒の
製造仕様によって定めた特定の値を用いる。
【００３２】さて、第２計算装置５に組み込まれている
腐食性雰囲気活性度指数（ＥＡＩ）は本発明で新規に提
案されたもので、燃料被覆管内表面の微小亀裂先端の単
位面積に吸着して被覆管を実効的に腐食させ得る核分裂
生成物の量に比例し、次式で定義される。
腐食性雰囲気活性度指数（ＥＡＩ）は本発明で新規に提
案されたもので、燃料被覆管内表面の微小亀裂先端の単
位面積に吸着して被覆管を実効的に腐食させ得る核分裂
生成物の量に比例し、次式で定義される。
【００３３】ＥＡＩ＝（１−θ）ＸＭ ここで、θは活性な核分裂生成物による被覆管内表面の
微小亀裂の被覆率、Ｍは活性な核分裂生成物の総量を代
表する量であり、下記式により演算する。
微小亀裂の被覆率、Ｍは活性な核分裂生成物の総量を代
表する量であり、下記式により演算する。
【００３４】
【数５】
【００３５】ここで、ＦＧＲB は現在の燃焼度（ＢＵ）
に対応して計算できる理論上のガス状核分裂生成物量に
対する燃料棒内に既に放出されているガス状核分裂生成
物量の割合（即ち放出率）である。ＦＧＲは次の時間ス
テップにおける線出力密度での放出率であり、Ｃは同ガ
スが燃料棒内表面の微小亀裂先端領域に吸着する場合の
定数である。
に対応して計算できる理論上のガス状核分裂生成物量に
対する燃料棒内に既に放出されているガス状核分裂生成
物量の割合（即ち放出率）である。ＦＧＲは次の時間ス
テップにおける線出力密度での放出率であり、Ｃは同ガ
スが燃料棒内表面の微小亀裂先端領域に吸着する場合の
定数である。
【００３６】本実施例は、上記したように燃料棒の破損
条件を定量化できる演算手段を適用した原子炉運転計画
作成装置により、原子炉内の全燃料棒位置について各々
の位置での安全性を評価するので、より安全でかつ経済
的な原子炉運転を可能とするものである。
条件を定量化できる演算手段を適用した原子炉運転計画
作成装置により、原子炉内の全燃料棒位置について各々
の位置での安全性を評価するので、より安全でかつ経済
的な原子炉運転を可能とするものである。
【００３７】
【発明の効果】以上説明したように、本発明の原子炉運
転計画作成装置によれば、燃料棒の破損条件を定量化で
きる演算手段を適用することにより原子炉のより安全で
かつ経済的な運転を提供することができる。
転計画作成装置によれば、燃料棒の破損条件を定量化で
きる演算手段を適用することにより原子炉のより安全で
かつ経済的な運転を提供することができる。
【図１】本発明の一実施例のブロック構成図。
【図２】従来の原子炉運転計画作成装置のブロック構成
図。
図。
【図３】図２に係る燃焼度と線出力密度を指標とした燃
料健全性予測評価の実験図。
料健全性予測評価の実験図。
【図４】本発明に係る腐食性雰囲気活性度指数（ＥＡ
Ｉ）と線出力密度を指標とした燃料健全性予測評価の実
験図。
Ｉ）と線出力密度を指標とした燃料健全性予測評価の実
験図。
１…入力装置、２，２ａ，４…記憶装置、３，５，６，
７…計算装置、２０〜３１…健全燃料、３２〜３７…破
損燃料。
７…計算装置、２０〜３１…健全燃料、３２〜３７…破
損燃料。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 青見 雅樹 茨城県東茨城郡大洗町成田町2163番地 日 本核燃料開発株式会社内 (72)発明者 中嶋 毅 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 黒崎 英樹 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉内に用いる燃料棒の運転制限を作
成する原子炉運転計画作成装置において、燃料棒内の腐
食性雰囲気の厳しさをＥＡＩ、燃料棒内の不活性ガス状
物質による被覆管内表面単位面積当たりのカバー率を
θ、燃料棒内のガス状腐食性物質の濃度をＭとした時
に、ＥＡＩが（１−θ）とＭとの積に比例するとして表
現した量を演算する計算装置を備えたことを特徴とする
原子炉運転計画作成装値。 - 【請求項２】 燃料棒内の不活性ガス状物質による被覆
管内表面単位面積当たりのカバー率θと、燃料棒内のガ
ス状腐食性物質の濃度Ｍは、ＦＧＲB を既に燃料ペレッ
トから燃料棒内に放出されている核分裂生成物の全生成
量に対する割合すなわち放出率、ＦＧＲを解析対象にし
ている状態での放出率、ＢＵを燃焼度、Ｃを定数とする
と、 【数１】 で表した量を演算する計算装置を備えたことを特徴とす
る請求項１記載の原子炉運転計画作成装置。 - 【請求項３】 原子炉の運転計画を作成する原子炉運転
計画作成装置において、原子炉の運転目標および初期値
を入力する入力装置と、原子炉内の燃料体の製造条件を
格納した第１記憶装置と、燃料棒長手方向各位置での出
力密度，除熱状態および各特性を演算する第１計算装置
と、この計算結果を収納した第２記憶装置と、燃料棒内
の腐食性雰囲気の厳しさを求める第２計算装置と、原子
炉内の全領域について第２計算装置から求まる腐食性雰
囲気の厳しさによって第１計算装置から求まる出力値の
制限を調整する第３計算装置とから構成されたことを特
徴とする原子炉運転計画作成装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7116961A JPH08313684A (ja) | 1995-05-16 | 1995-05-16 | 原子炉運転計画作成装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7116961A JPH08313684A (ja) | 1995-05-16 | 1995-05-16 | 原子炉運転計画作成装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08313684A true JPH08313684A (ja) | 1996-11-29 |
Family
ID=14700034
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7116961A Pending JPH08313684A (ja) | 1995-05-16 | 1995-05-16 | 原子炉運転計画作成装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08313684A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010005887A (ja) * | 2008-06-26 | 2010-01-14 | Dainippon Printing Co Ltd | パッチ転写媒体の製造方法、及びパッチ転写媒体 |
| CN105070333A (zh) * | 2015-07-28 | 2015-11-18 | 中国核动力研究设计院 | 套管型燃料元件破损判断方法 |
-
1995
- 1995-05-16 JP JP7116961A patent/JPH08313684A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010005887A (ja) * | 2008-06-26 | 2010-01-14 | Dainippon Printing Co Ltd | パッチ転写媒体の製造方法、及びパッチ転写媒体 |
| CN105070333A (zh) * | 2015-07-28 | 2015-11-18 | 中国核动力研究设计院 | 套管型燃料元件破损判断方法 |
| CN105070333B (zh) * | 2015-07-28 | 2017-04-05 | 中国核动力研究设计院 | 套管型燃料元件破损判断方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Penn et al. | CANDU fuel—power ramp performance criteria | |
| TWI464748B (zh) | 用於線上操縱的降階壓力模式、燃料破壞診斷以及輕水反應爐的爐心燃料佈局的設計 | |
| JP4800477B2 (ja) | コンピュータによって原子炉の運転限界を確定し、該運転限界を利用して原子炉を運転する方法 | |
| Kamerman et al. | Transient testing of uranium silicide fuel in zircaloy and silicon carbide cladding | |
| Baker et al. | Evaluation of the ESFR End of Equilibrium Cycle State: Spatial Distributions of Reactivity Coefficients | |
| JPH08313684A (ja) | 原子炉運転計画作成装置 | |
| JPH0933684A (ja) | 予防保全方法及び予防保全装置 | |
| Ghezzi et al. | TRISO burnup-dependent failure analysis in FHRs using BISON | |
| JP2003161796A (ja) | 燃料棒熱的特性評価方法及び装置 | |
| JPH0875891A (ja) | 原子炉の炉心性能計算方法および装置 | |
| Ougouag et al. | Investigation of bounds on particle packing in pebble-bed high temperature reactors | |
| Porter et al. | Potential impacts of modeling full reactor cores using combined fuel performance and thermal hydraulics codes | |
| Kastanya | ADORE-GA: Genetic algorithm variant of the ADORE algorithm for ROP detector layout optimization in CANDU reactors | |
| JP2004333433A (ja) | 燃料集合体熱的特性評価方法及び装置 | |
| Cunningham et al. | Modeling the IFR-1 Metallic Fuel Experiment in Bison through the NEAMS Workbench | |
| Asaga et al. | Evaluation of driver fuel performance in the Joyo Mk-II core | |
| Pinem et al. | Improvement of Few-Group Homogenized Cross-Sections for RSG-GAS In-Core Fuel Management Code Batan-FUEL | |
| Chichester et al. | Advanced Reactor Fuels Irradiation Experiment Design Objectives | |
| Malá et al. | Cvr/ujv support to fuel inspections at temelin npp | |
| JPH06186380A (ja) | 原子炉炉心性能計算装置 | |
| Kasemeyer et al. | Comparison of various partial light water reactor core loadings with inert matrix and mixed-oxide fuel | |
| Bansal et al. | Conservation of natural Uranium by inter unit transfer of fuel in PHWRs | |
| JPH0214676B2 (ja) | ||
| JP3229455B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心特性評価方法及び装置 | |
| Chang et al. | Fuel-cladding mechanical interaction in irradiated GCFR mixed-oxide fuel rods |