WO2022118401A1 - 原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法 - Google Patents
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Classifications
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
Definitions
- the present invention relates to a reactor core design support system and a reactor core design support method that support the creation of a plan for fuel movement and periodic inspection of reactor internal structures when the reactor is shut down.
- Patent Document 1 describes the initial stage of the core.
- a regular inspection process database that has data on the target, period, and work process plan of core-related work that requires operation of the control rod, and a fuel transfer work knowledge base that has data on constraint conditions and procedure creation strategies related to fuel transfer work.
- the work process plan for each unit work period obtained from the data of the regular inspection process database, and the information from the fuel transfer work knowledge base.
- Intermediate fuel allocation evaluation mechanism that determines the fuel allocation target for each unit work period, the target fuel allocation for each unit work period, the upper limit of the number of fuel transfers that can be performed in the unit work period, fuel allocation information, and fuel transfer work.
- a fuel transfer work procedure creation mechanism that creates a fuel transfer work procedure for each unit work period based on information from the knowledge base and an output display mechanism that outputs the created fuel transfer work procedure are provided respectively. Is described.
- BWR Fueling Water Reactor
- the degree of combustion is high at the end of the previous operation cycle and it is not used in the next operation cycle.
- Removal of temporary fuel that is not spent fuel or used fuel but needs to be taken out due to work in the reactor, (2) loading of the same number of new fuel and temporary fuel as used fuel, and fuel for next cycle operation Perform various operations such as fuel transfer to create the layout, (3) equipment inspection and equipment replacement to confirm that the reactor internal structure can exhibit the expected performance in the next cycle operation (for example, patent). See Document 1).
- a refueling machine (FHM: Fuel Handling Machine) is used to remove the fuel assembly from the core, load it into the core, and transfer fuel in the core.
- the fuel assembly taken out from the core and the fuel assembly to be loaded into the core from now on are stored in the spent fuel pool (SFP: Spent Fuel Pool).
- control rod is a mechanism that controls the start, stop, and output adjustment during operation by absorbing neutrons.
- the control rod has a cross-shaped cross section and is inserted into the gap of a fuel cell consisting of four adjacent fuel assemblies.
- the control rods in the core are inserted into all fuel cells except the fuel cell (empty cell) from which all the fuel assemblies have been taken out.
- the fuel cell into which the control rods are inserted is loaded with at least two fuel assemblies diagonally in the fuel cell (checkered pattern). Diagonal blade guides must be installed in the fuel cell to prevent the rod from tipping over.
- control rods Since the control rods deteriorate due to neutron irradiation during reactor operation, it is necessary to replace them as needed so that the neutron irradiation amount is within the specified value.
- the life of the control rods includes the nuclear life due to the consumption of neutron absorbing materials such as boron by neutron irradiation and the deterioration of neutron absorption performance, and the mechanical life due to cracks on the control rod surface due to neutron irradiation. , And control rod replacement must be performed so that neither the nuclear life nor the mechanical life is reached.
- the control rod drive device (CRD: Control Rod Drive machine) is a mechanism for controlling the reactor by adjusting the insertion amount of the control rods in the core, and it is necessary to carry out regular inspections.
- the reactor is further equipped with neutron detectors such as a local output region monitor (LPRM: Local Power Range Controller) and a start region monitor (SRNM: Start-up Range Neutron Controller). It monitors the power of the reactor and its changes. Since these neutron detectors have a nuclear lifetime in which the sensitivity is reduced by neutron irradiation, they need to be replaced at any time so that the sensitivity reduction is within the specified value.
- LPRM Local Power Range Controller
- SRNM Start-up Range Neutron Controller
- a shroud is further installed in the reactor.
- This shroud is an internal structure having a function of partitioning the flow of the upward coolant in the BWR core and the flow of the external downward coolant.
- the appearance of the shroud weld is inspected when the reactor is shut down. In this case, it is necessary to take out several fuel assemblies near the shroud in order to reduce noise.
- the inspection work of the bottom of the furnace is carried out when removing foreign substances mixed in the furnace, and it is necessary to take out all the fuel assemblies in the furnace for the work.
- the reactor pressure vessel (RPV: Reator Pressure Vessel) has the function of storing the internal structure of the reactor and maintaining the high pressure inside. When visually inspecting this reactor pressure vessel, it is necessary to take measures to reduce the exposure dose of workers.
- the amount of work in the furnace such as fuel transfer work, control rod drive work, blade guide movement work, equipment inspection work, and equipment replacement work varies depending on the selection of the equipment to be inspected.
- the in-core equipment regular inspection plan for the above-mentioned in-core structure is created manually, and the number of cycles assumed by the in-core equipment regular inspection plan is also limited.
- the present invention provides a reactor core design support system and a reactor core design support method capable of optimizing a periodic inspection plan for equipment such as equipment inspection and equipment replacement work.
- the present invention includes a plurality of means for solving the above problems, and to give an example thereof, a plurality of fuel assemblies and a plurality of control rods are arranged to form at least a part of the plurality of fuel assemblies.
- a reactor core design support system that supports the design of a reactor core that is replaced and operated every operation cycle.
- the core design information including information on the arrangement of the reactor core equipment and the reactor core equipment subject to periodic inspection It is characterized by having a periodic inspection plan creation unit that determines the position of the reactor core equipment to be periodically inspected for each operation cycle by using periodic inspection information including information on the deterioration state of the reactor or the frequency to be periodically inspected. And.
- equipment inspection and equipment replacement work plan can be optimized. Issues, configurations and effects other than those mentioned above will be clarified by the description of the following examples.
- FIGS. 1 to 4 examples of the reactor core design support system and the reactor core design support method of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 4.
- the same or corresponding components may be designated by the same or similar reference numerals, and repeated description of these components may be omitted.
- FIG. 1 is a plan view showing the core arrangement of the fuel assembly 1.
- FIG. 2 is a diagram showing a fuel cell which is a set of four fuel assemblies and one control rod.
- FIG. 3 is a functional block diagram showing equipment related to the reactor core design support system of this embodiment.
- FIG. 4 is a diagram showing an example of fuel assembly coordinates that need to be taken out in order to secure a space for control rod replacement work.
- FIGS. 1 and 2 show an example of arrangement of a plurality of fuel assemblies and a plurality of control rods in a reactor core whose design is supported by the reactor core design support system and the reactor core design support method of the present invention. Will be described using.
- a core in which a plurality of fuel assemblies 1 are loaded in a grid pattern is a shroud 12 (see FIG. 3) in a pressure vessel 10 (see FIG. 3). See).
- the pressure vessel 10 is connected to a main steam pipe, a water supply pipe, and the like (both are omitted for convenience of illustration) that send steam generated in the pressure vessel 10 to the turbine.
- the fuel assembly 1 constitutes the fuel cell 2 as a set of four except for a part of the outer peripheral portion.
- the fuel cell 2 has a cross-shaped horizontal cross-sectional shape arranged so as to partition the four fuel assemblies 1 arranged in a grid pattern by two vertically and horizontally. It is composed of a control rod 3 having a structure.
- 872 fuel assemblies 1 are arranged in the core, and 205 control rods 3 and fuel cells 2 are arranged in the core.
- a control rod drive device 4 (in-reactor equipment) is provided below the control rod 3 in the vertical direction, and the control rod 3 is position-adjusted by the control rod drive device 4 to undergo fission in the fuel assembly 1. The reaction is controlled and the reactor is operated to obtain the optimum output.
- the control rod drive device 4 includes a motor, a control rod position detection unit for detecting the position of the control rod 3, and a brake having a function of holding the control rod at a predetermined position when the control rod is not driven. , Consists of.
- the control rod 3 is inserted and pulled out by converting the rotary motion of the motor into a linear motion, and the position of the control rod 3 is held by the brake.
- neutron detectors 5 equipment in the reactor
- LPRM and SRNM for monitoring the amount of neutrons in the reactor
- various types for measuring the temperature, pressure, flow rate, water level, etc. in the reactor.
- Measuring equipment is provided.
- the fuel assembly 1 is transferred from the core in the pressure vessel 10 to the fuel storage rack placed in the spent fuel pool 25 via the reactor well.
- a refueling machine 21 is provided for carrying out the work of transferring from the fuel storage rack to the core and the work of transferring into the core and within the fuel storage rack.
- the refueling machine 21 includes, for example, a traveling carriage, a traversing carriage that moves on the traveling carriage, and a telescopic pipe that is attached to the traverse truck and can be expanded and contracted.
- the fuel assembly 1 is transferred by moving the traveling carriage and the traverse carriage and expanding and contracting the expansion / contraction pipe.
- the refueling machine 21 is also used when installing or taking out the blade guide 23, which is a jig for fixing the cross-shaped control rod 3 so as not to fall during refueling and fuel loading.
- various state quantities inside and outside the reactor are recorded by various measuring instruments such as the neutron detector 5 described above regardless of whether the reactor is in operation or stopped, and the recording medium 60 is used. It is recorded in the reactor operation information recording unit 61 or the core design information recording unit 65.
- the information on the periodic inspection of the reactor which is the result of the periodic inspection of the reactor, is recorded in the periodic inspection information recording unit 63 of the recording medium 60.
- the recording medium 60 is a device or component capable of replacing signals and data with some physical state for recording, and is, for example, a magnetic disk, a magnetic tape, an optical disk, a flash memory, or the like.
- the reactor core design support system 100 includes a reactor operation information processing unit 110, a periodic inspection plan creation unit 120, a core design plan creation unit 130, a display unit 140, and the like, and for example, a display such as a liquid crystal display. It is composed of a computer having a device, an input device, a recording device, a CPU, a memory, and the like, and its operation is executed based on various programs recorded in the recording device.
- furnace operation information processing unit 110 periodic inspection plan creation unit 120, and core design plan creation unit 130 correspond to a CPU that executes a program recorded in a recording device
- a display unit 140 corresponds to a display device.
- the reactor operation information processing unit 110 includes the subcriticality recorded in the reactor operation information recording unit 61 of the recording medium 60 during periodic inspection, the count number of the neutron detector 5 during periodic inspection, and neutrons to the equipment in the reactor. Calculate the irradiation dose. In addition, various operating information during the operation of the reactor is processed and output to the periodic inspection plan creation unit 120.
- the periodic inspection plan creation unit 120 uses the core design information recorded in the core design information recording unit 65 of the recording medium 60 and the periodic inspection information recorded in the periodic inspection information recording unit 63 for each operation cycle. , Determine the location of the in-core equipment to be subject to periodic inspection. Further, at this time, various state quantities recorded in the furnace operation information recording unit 61 can be used.
- the periodic inspection plan creation unit 120 executes a process of determining the position of the equipment in the furnace to be inspected periodically for each operation cycle.
- the core design information recorded in the core design information recording unit 65 is a general term for information including information on the arrangement of the in-core equipment, for example, the type of fuel and the arrangement of the fuel assembly 1 in the core. Refers to operation operation information such as the insertion position of the control rod 3 during operation and the flow rate of the coolant in the core during operation, and is created within the range of the core design conditions that are the constraint conditions to be satisfied in the core design. ..
- the periodic inspection information recorded in the periodic inspection information recording unit 63 is a general term for information including information on the deterioration state of the in-core equipment to be inspected or the frequency of periodic inspection, and is a general term for the inside of the reactor to be protected. Information on the maintenance conditions of the equipment and the inspection or replacement work of the equipment in the furnace for the maintenance of the equipment in the reactor. It has been.
- the equipment maintenance condition is "within neutron irradiation amount X [snvt]", and the equipment regular inspection.
- the working condition is "when replacing the control rod 3, it is necessary to take out a part of the adjacent fuel assembly in addition to the fuel assembly around the control rod to be replaced in order to secure the replacement work space (FIG. 4). See) ”.
- Periodic inspection information is set not only for the control rod 3 but also for various in-core equipment such as the control rod drive device 4, the neutron detector 5, various measuring instruments, and the shroud 12.
- this periodic inspection information includes information on the conditions under which the periodic inspection work process in the furnace is a critical path for all periodic inspection work processes.
- All periodic inspection work processes include processes other than in-core inspections such as turbine building inspections, safety equipment inspections, additions, etc., but in order to maximize the effect of optimizing all inspection processes, the present invention Since it is desirable that the in-core periodic inspection work process optimized by the system / method of is a critical path, the periodic inspection information includes the conditions under which the in-core periodic inspection work process becomes a critical path for all periodic inspection work processes. It is desirable that the information of is included.
- the in-core periodic inspection work process becomes a critical path for all periodic inspection work processes
- a setting such as “the in-core periodic inspection work process becomes xx hours or more” can be considered. More specifically, if it takes 100 hours to perform work that can be performed in parallel with the in-core periodic inspection work process, it will not be a critical path if the in-core periodic inspection work process is within 100 hours, and if it is 100 hours or more, it will not be a critical path. It is determined that
- the core design plan creation unit 130 is a part for updating the core design information including the arrangement of the fuel assembly 1.
- the core design information used by the periodic inspection plan creation unit 120 also affects the periodic inspection information used by the periodic inspection plan creation unit 120. For example, when the "insertion position of the control rod 3 during operation", which is one of the core design information, is changed, the neutron irradiation amount, which is an index of the deterioration state of the control rod 3, changes.
- the periodic inspection plan creation unit 120 determines the position of the in-core equipment to be inspected for each operation cycle for the purpose of rationalizing the work of the in-core periodic inspection, but indirectly "in-core periodic". Since it is desired to optimize the "core design information” that affects the amount of "inspection work", it is desirable that the core design information is updated by the core design plan creation unit 130.
- the display unit 140 is a portion on which various screens are displayed, and is composed of a liquid crystal display or the like. It does not have to be a liquid crystal display, and may be replaced with a printer or the like, and a display and a printer or the like can be configured to form a touch panel type display that also serves as an input device.
- the periodic inspection plan creation unit 120 uses the core design information and the periodic inspection information to perform the in-core regular inspection within the range of the core design conditions and the in-core equipment maintenance conditions for the purpose of rationalizing the regular inspection work amount. Create a core design and equipment regular inspection plan so that the amount of fuel movement, the amount of equipment regular inspection work, and the number of replacement equipment in the work will be reduced.
- the position of the equipment in the furnace to be inspected periodically can be determined so that the time required for moving the fuel assembly 1 and the blade guide 23 and driving the control rod 3 is minimized. It should be noted that it can be determined so that only the movement of the fuel assembly 1 and the blade guide 23 is minimized, or the time required for driving the control rod 3 is minimized.
- the number of movements of the refueling machine 21 required for the movement of the fuel assembly 1 and the blade guide 23, the amount of movement work of the fuel assembly 1 and the blade guide 23 for each equipment inspection plan, and the number of times of driving the control rod 3 are determined.
- the location of the in-core equipment subject to periodic inspections can be determined to be minimized. It should be noted that only the number of movements of the refueling machine 21 (substantially corresponding to the amount of movement work) required for the movement of the fuel assembly 1 and the blade guide 23 is minimized, or only the number of times of driving the control rod 3 is minimized. Can be determined to be.
- the number of in-core equipment subject to periodic inspection the number of fuel assemblies 1 moved from the reactor core to the spent fuel pool 25, the fuel assemblies 1 and control rods 3 generated during the periodic inspection are inserted.
- the position of the in-reactor equipment subject to periodic inspection can be determined so that any one of the number of unexposed fuel cells 2 is minimized.
- the periodic inspection plan creation unit 120 weights the number / time / amount of fuel transfer work, the regular inspection work time / amount of the in-core equipment, and the number of replacements of the in-core equipment, and the total value is reduced. Can be done.
- the periodic inspection plan creation unit 120 in addition to the replacement of the control rod 3, the inspection of the control rod drive device 4, the replacement of the neutron detector 5 such as SRNM, the inspection of the welded portion of the shroud 12, etc. are performed in different furnaces. It is possible to consider the equipment fixed inspection work and the combination of these in-furnace equipment fixed inspection work.
- the periodic inspection plan creation unit 120 is not limited to the case of rationalizing the fixed inspection work amount in consideration of one in-core regular inspection, and can consider a plurality of in-furn fixed inspections.
- the periodic inspection plan creation unit 120 inevitably has a cycle in which the periodic inspection work process in the furnace does not become the critical path of all the periodic inspection work processes, the inspection process of the equipment does not become the critical path in the corresponding cycle. It is possible to take measures such as consolidating.
- the output result in this embodiment has a format in which the cycle is listed on the vertical axis and the positions to be replaced with the target device are listed on the horizontal axis.
- the work plan for multiple different regular inspections (mth to m + nth regular inspections) is shown, and for each type of in-core equipment, the in-core equipment to be inspected is shown.
- the coordinates are output.
- the vertical axis displays the cycle
- the horizontal axis displays the control rod exchange coordinates and SRNM exchange coordinates in each cycle.
- a plurality of fuel assemblies 1 and a plurality of control rods 3 are arranged, and at least a part of the plurality of fuel assemblies 1 is replaced every operation cycle.
- a periodic inspection plan creation unit 120 for determining the position of the reactor in-core equipment to be subject to the periodic inspection is provided for each operation cycle using the periodic inspection information including the above.
- the periodic inspection plan creation unit 120 moves the fuel assembly 1 and the blade guide 23 so that the time required for moving the fuel assembly 1 and the blade guide 23 and driving the control rod 3 is minimized.
- the fuel assembly 1 and the fuel assembly 1 generated during the periodic inspection are minimized so that the number of times the refueling machine 21 is moved and the number of times the control rods 3 are driven are minimized, and the number of in-reactor equipment subject to the periodic inspection is minimized.
- the periodic inspection information includes a constraint condition for taking out half of all the fuel assemblies 1 in the reactor core in a checkered pattern, or the subcriticality during the periodic inspection is calculated, or during the periodic inspection.
- the furnace operation information processing unit 110 that calculates the amount of neutron irradiation to the in-core equipment, the deterioration state of the in-core equipment can be evaluated more accurately, and the optimization of the periodic inspection plan is more effective. Can be targeted.
- the core design plan creation unit 130 that updates the core design information that affects the periodic inspection information, it is possible to optimize the core design information that affects the workload of the periodic inspection in the reactor, and the periodic inspection plan. Can be optimized more effectively.
- the periodic inspection information includes information on the conditions under which the periodic inspection work process in the furnace is the critical path of the entire periodic inspection work process, which makes it possible to optimize the equipment inspection plan over multiple cycles. It is possible to further rationalize the amount of fixed inspection work in the furnace and the number of equipment replacements.
- the design support of the core in a boiling water reactor has been described as an example, but the reactor targeted by the reactor core design support system and the reactor core design support method of the present invention is a boiling water reactor. Not limited to this, it can be applied to pressurized water reactors and other types of reactors.
- reactor core design support system and the reactor core design support method of the present invention are not limited to the case of incorporating into the core design support system / method of a newly installed reactor, but can be applied to the core design support system / method of an existing reactor. It can be incorporated.
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Abstract
原子炉炉心設計支援システム１００は、炉内機器の配置に関する情報を含む炉心設計情報と、定期検査の対象とする炉内機器の劣化状態または定期検査すべき頻度に関する情報を含む定期検査情報を用いて、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定する定期検査計画作成部１２０を備える。これにより、機器検査、および機器交換作業等の機器の定期検査計画を最適化することが可能な原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法が提供される。
Description
本発明は、原子炉停止時の燃料移動や炉内構造物の定期検査の計画の作成を支援する原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法に関する。
燃料移動計画者の作業負担を軽減し、安全かつ効率的な燃料移動手順の作成および作成手順の運用を支援することができる燃料移動計画支援装置の一例として、特許文献１には、炉心の初期燃料配置、最終目標燃料配置および対象燃料のデータを有する燃料データベースと、対象となる原子炉の炉心構造および燃料プール構造のデータを有する作業環境データベースと、原子炉の定期検査作業のうち燃料の移動または制御棒の操作を必要とする炉心関連作業の対象、期間、作業工程案のデータを有する定検工程データベースと、燃料移動作業に関わる制約条件および手順作成戦略のデータを有する燃料移動作業知識ベースと、燃料データベースおよび作業環境データベースのデータから得られる燃料配置情報、定検工程データベースのデータから得られる単位作業期間毎の作業工程案および燃料移動作業知識ベースからの情報に基づき炉心関連作業実行時の単位作業期間毎の取出し目標燃料配置を決定する中間燃料配置評価機構と、この単位作業期間毎の取出し目標燃料配置、単位作業期間で可能な燃料移動数上限値、燃料配置情報および燃料移動作業知識ベースからの情報に基づき単位作業期間毎の燃料移動作業手順を作成する燃料移動作業手順作成機構と、作成された燃料移動作業手順を出力する出力表示機構と、をそれぞれ設けるようにしたこと、が記載されている。
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）では、運転サイクルと運転サイクルとの間の原子炉停止時の作業として、（１）前運転サイクル終了時点で燃焼度が高く次運転サイクルで使用されない使用済燃料や使用済燃料ではないが炉内作業の都合から取り出しが必要な一時取出燃料の取り出し、（２）使用済燃料と同数の新燃料および一時取出燃料の装荷、および次サイクル運転の燃料配置を作成するための燃料移動、（３）炉内構造物が次サイクルの運転で期待した性能を発揮できることを確認するための機器検査および機器取替、等の各種作業を実施する（例えば特許文献１参照）。
燃料集合体の炉心からの取り出し、炉心への装荷、および炉内での燃料移動には燃料交換機（ＦＨＭ：Ｆｕｅｌ Ｈａｎｄｌｉｎｇ Ｍａｃｈｉｎｅ）を使用する。炉心から取り出された燃料集合体、およびこれから炉心へ装荷される燃料集合体は、使用済燃料プール（ＳＦＰ：Ｓｐｅｎｔ Ｆｕｅｌ Ｐｏｏｌ）に保管されている。
ここで、制御棒（ＣＲ：Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ）は、中性子を吸収することで原子炉の起動、停止、および運転中の出力調整などを制御する機構である。制御棒は十字型の断面形状をしており、隣接する４つの燃料集合体からなる燃料セルの間隙に挿入される。そして、原子炉停止時には、炉心内の制御棒はすべての燃料集合体が取り出された燃料セル（空セル）を除く全ての燃料セルに挿入されている。
この制御棒は、隣接する燃料集合体との干渉により直立していることから、燃料セルから３つ以上の燃料集合体が取り出されると転倒する危険性がある。燃料集合体の交換時に制御棒の転倒を防ぐためには、制御棒の挿入された燃料セルに少なくとも燃料セル内の対角に２体の燃料集合体が装荷されている（市松状）か、制御棒の転倒を防止するための対角状のブレードガイドが燃料セルに設置されている必要がある。
そのため、燃料集合体が４体装荷された燃料セルを空セルにする場合は、（１）燃料集合体を対角に２体取り出す、（２）ブレードガイドを燃料セルの対角に設置する、（３）残り２体の燃料集合体を取り出す、の手順を実行する必要がある。更に空セルからブレードガイドを移動する場合は、上記の手順の後に、（４）制御棒を引抜く、（５）ブレードガイドを移動する、の手順を実行する必要がある。
制御棒は原子炉運転による中性子の照射によって劣化するため、中性子照射量が規定値以内となるように随時交換する必要がある。制御棒の寿命には、ホウ素などの中性子吸収材が中性子の照射によって消費され、中性子吸収性能が低下することによる核的寿命と、中性子照射により制御棒表面にひび割れが生じることによる機械的寿命と、が存在し、核的寿命と機械的寿命とのどちらの寿命にも達しないように制御棒交換を行う必要がある。
制御棒の交換には、制御棒の存在する燃料セルの燃料集合体４体をすべて取り出し、空セルにする必要があることから、上述の（１）～（５）の手順を実行する必要がある。更に、炉内作業用の照明、およびカメラを挿入するための空間をつくるために追加で交換対象の制御棒の周囲に装荷されている数体の燃料集合体を取り出す必要がある。
制御棒駆動装置（ＣＲＤ：Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ Ｄｒｉｖｅ ｍａｃｈｉｎｅ）は、制御棒の炉心内の挿入量を調節して原子炉を制御するための機構であり、定期的に点検を行う必要がある。
制御棒駆動装置点検のためには、対象の制御棒駆動装置が操作する制御棒を全引抜する必要があるため、制御棒駆動装置の直上にある燃料セルの燃料集合体４体をすべて取り出し、空セルにする必要がある。
原子炉内には、更に、原子炉内には局所出力領域モニタ（ＬＰＲＭ：Ｌｏｃａｌ Ｐｏｗｅｒ Ｒａｎｇｅ Ｍｏｎｉｔｏｒ）や、起動領域モニタ（ＳＲＮＭ：Ｓｔａｒｔ－ｕｐ Ｒａｎｇｅ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｍｏｎｉｔｏｒ）などの中性子検出器が備わっており、原子炉の出力やその変化を監視している。これら中性子検出器には、中性子照射によって感度が低下する核的寿命が存在するため、感度低下が規定値以内となるように随時交換が必要となる。
中性子検出器の交換には、中性子検出器へのアクセス、および交換作業のため、中性子検出器に隣接する４体の燃料集合体の取り出しが必要である。また、作業空間を作るために、追加で数体の燃料集合体の取り出しが必要である。
原子炉内にはさらに、シュラウドが設けられている。このシュラウドはＢＷＲ炉心部の上向きの冷却材の流れと、外部の下向きの冷却材の流れを仕切る機能を持つ炉内構造物である。このシュラウドの健全性の確認のために、原子炉停止時にはシュラウド溶接部の外観検査が行われている。この際は、ノイズ低減のためにシュラウド近傍の燃料集合体を数体取り出す必要がある。
更に、炉底部の点検作業は、炉内に混入した異物を取り除く場合などに実施され、作業のために炉内の燃料集合体を全て取り出す必要がある。
また、原子炉圧力容器（ＲＰＶ：Ｒｅａｔｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｖｅｓｓｅｌ）は炉内構造物を格納し、内部の高圧状態を維持する機能を持つ。この原子炉圧力容器を外観検査する際は、作業員の被ばく量低減のための対策を講じる必要がある。
これらの作業に必要な燃料集合体の移動および制御棒の駆動などの作業では、炉心が臨界になることを防ぐために、事前に作業中の未臨界度を評価して常に一定以上の未臨界度が確保されるように作業計画を作成する必要がある。
ここで、既存の炉心設計手法では、燃料健全性や燃料経済性などを最適化するために、燃料配置や制御棒や流量などの炉心運転計画関連パラメータのみを調整しており、炉内定検作業量や交換機器調達量に影響する機器定検計画は考慮されておらず、改善の余地がある。
ここで、前述した炉内構造物の機器検査や機器交換作業（炉内機器定検作業）は１回の原子炉停止時に全ての機器に対して実施する必要はなく、複数サイクルに分けて実施することができる。
また、炉内機器定検の対象となる機器の選択に依存して、燃料移動作業、制御棒駆動作業、ブレードガイド移動作業、機器検査作業、機器交換作業などの炉内作業量は変動する。
従って、複数サイクルに亘る機器検査、および機器交換作業計画を最適化することで原子炉停止時の炉内作業量が削減可能であり、ひいては原子炉停止期間の短縮、および原子炉稼働率の向上が可能となる。
特に、制御棒、ＬＰＲＭ、およびＳＲＮＭは、機器交換の条件が中性子照射量に依存するため、炉心運転計画についても複数サイクルで合理化することで炉内作業量の更なる削減が可能になると考えられる。
しかしながら、現状では、前述した炉内構造物の炉内機器定検計画は手作業で作成されており、炉内機器定検計画が想定するサイクル数にも限界がある。
これは、国内では一般的に炉内作業時の臨界リスクを最小化するために一旦全ての燃料集合体をＳＦＰに移動する全数取り出しが採用されており、炉内機器定検計画が燃料移動作業量に影響せず、合理化を行ったとしても効果が小さいことが理由として考えられる。ただし、長期的には、原子炉稼働率の向上による収益性の改善のため、使用済燃料、機器検査、機器交換作業のために取り出しが必要な一部の燃料集合体のみをＳＦＰに移動する、部分取出しが採用されるものと考えられる。
本発明は、機器検査、および機器交換作業等の機器の定期検査計画を最適化することが可能な原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法を提供する。
本発明は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、複数の燃料集合体と複数の制御棒を配置して、前記複数の燃料集合体の少なくとも一部を運転サイクルごとに取り替えて運転する原子炉炉心の設計を支援する原子炉炉心設計支援システムであって、炉内機器の配置に関する情報を含む炉心設計情報と、定期検査の対象とする前記炉内機器の劣化状態または定期検査すべき頻度に関する情報を含む定期検査情報を用いて、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する定期検査計画作成部を備えることを特徴とする。
本発明によれば、機器検査、および機器交換作業計画を最適化することができる。上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施例の説明により明らかにされる。
以下に本発明の原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法の実施例について図１乃至図４を用いて説明する。本明細書で用いる図面において、同一のまたは対応する構成要素には同一、または類似の符号を付け、これらの構成要素については繰り返しの説明を省略する場合がある。
図１は燃料集合体１の炉心配置を示す平面図である。図２は燃料集合体４体と制御棒１体の組である燃料セルを示す図である。図３は本実施例の原子炉炉心設計支援システムと関係する機器を示す機能ブロック図である。図４は制御棒交換作業のスペース確保のために取り出しが必要な燃料集合体座標の例を示す図である。
最初に、本発明の原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法により設計が支援される原子炉炉心における複数の燃料集合体と複数の制御棒の配置の一例について、図１および図２を用いて説明する。
原子力発電所５０（図３参照）のうち、沸騰水型の原子炉では、複数の燃料集合体１が格子状に装荷された炉心が圧力容器１０（図３参照）内のシュラウド１２（図３参照）に内包されている。この圧力容器１０には、圧力容器１０内で発生した蒸気をタービンに送る主蒸気管や給水配管（いずれも図示の都合上省略）等が接続されている。
圧力容器１０内では、炉心内の燃料集合体１で生じる核分裂によって発生する熱によって炉心に流入した冷却水が沸騰することで蒸気が発生している。
図１に示すように、外周部の一部を除いて燃料集合体１は４体一組で燃料セル２を構成している。燃料セル２は、図２に示すように、縦横２体ずつ格子状に配置された４体の燃料集合体１と、４体の燃料集合体を仕切るように配置された十字状の水平断面形状を持つ制御棒３と、により構成さている。
図１の例では、燃料集合体１は８７２体、制御棒３や燃料セル２は２０５体が炉心内に配置されている。
上述の制御棒３の鉛直方向の下方には制御棒駆動装置４（炉内機器）が設けられており、制御棒３は制御棒駆動装置４によって位置調整が行われ、燃料集合体１における核分裂反応の制御を行い、原子炉が最適な出力を得るように動作される。
制御棒駆動装置４は、モータと、制御棒３の位置を検出するための制御棒位置検出部と、制御棒非駆動時において制御棒を所定の位置で保持する機能を有しているブレーキと、により構成されている。制御棒駆動装置４では、モータの回転運動を直線運動に変換することにより制御棒３の挿入・引抜駆動を行い、ブレーキによって制御棒３の位置を保持する。
また、原子炉内では、炉内の中性子量を監視するためにＬＰＲＭ，ＳＲＮＭ等の中性子検出器５（炉内機器）や、炉内の温度、圧力、流量、水位等を計測するための各種計測機器（炉内機器、図示の都合上省略）が設けられている。
更に、原子炉では、燃料を交換する際に、燃料集合体１を、圧力容器１０内の炉心から原子炉ウェルを経由して使用済燃料プール２５に置かれた燃料貯蔵ラックへ移送する作業や、燃料貯蔵ラックから炉心へ移送する作業、炉心内と燃料貯蔵ラック内で移送する作業を行うための燃料交換機２１が設けられている。
燃料交換機２１は、例えば、走行台車と、走行台車上を移動する横行台車と、横行台車に取り付けられ伸縮可能な伸縮管と、を備えており、伸縮管の下端で燃料集合体を把持し、走行台車と横行台車の移動と伸縮管の伸縮により燃料集合体１を移送する。この燃料交換機２１は、燃料交換時及び燃料装荷時に、十字型の制御棒３が倒れないように固定するための治具であるブレードガイド２３を設置、あるいは取り出す際にも用いられる。
上述のような原子炉では、原子炉の運転中、あるいは停止中に関わらず、上述した中性子検出器５を始めとした各種計測機器により炉内外の各種状態量が記録されており、記録媒体６０の炉運転情報記録部６１、あるいは炉心設計情報記録部６５に記録される。
また、原子炉の定期検査を行った結果である原子炉の定期検査の情報が記録媒体６０の定期検査情報記録部６３に記録されている。
この記録媒体６０は、信号やデータを何らかの物理状態に置き換えて記録することができる装置や部品であり、例えば、磁気ディスクや磁気テープ、光学ディスク、フラッシュメモリなどである。
次いで、このような複数の燃料集合体１と複数の制御棒３を配置して、複数の燃料集合体１の少なくとも一部を運転サイクルごとに取り替えて運転する原子炉炉心の設計を支援する原子炉炉心設計支援システム１００の概要について図３を用いて説明する。
図３において、原子炉炉心設計支援システム１００は、炉運転情報処理部１１０、定期検査計画作成部１２０、炉心設計計画作成部１３０、表示部１４０等を備えており、例えば、液晶ディスプレイ等の表示機器や入力機器、記録装置、ＣＰＵ、メモリなどを有するコンピュータで構成され、その動作は、記録装置に記録された各種プログラムに基づき実行される。
上述の炉運転情報処理部１１０、定期検査計画作成部１２０、炉心設計計画作成部１３０は記録装置に記録されたプログラムを実行するＣＰＵに相当し、表示部１４０は表示機器に相当する。
炉運転情報処理部１１０は、記録媒体６０の炉運転情報記録部６１に記録されている定期検査中の未臨界度や、定期検査中の中性子検出器５のカウント数、炉内機器への中性子照射量を計算する。そのほかにも、原子炉の運転中の様々な運転情報を処理し、定期検査計画作成部１２０に出力する。
定期検査計画作成部１２０は、記録媒体６０の炉心設計情報記録部６５に記録されている炉心設計情報と定期検査情報記録部６３に記録されている定期検査情報とを用いて、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定する。また、この際に、炉運転情報記録部６１に記録されている各種状態量を用いることができる。
この定期検査計画作成部１２０により、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定する工程が実行される。
ここで、炉心設計情報記録部６５に記録される炉心設計情報とは、炉内機器の配置に関する情報を含む情報の総称であり、例えば、燃料の種類や、炉心内の燃料集合体１の配置、運転中の制御棒３の挿入位置、運転中の炉心内の冷却材の流量等の運転操作情報を指しており、炉心設計の満たすべき制約条件である炉心設計条件の範囲内で作成される。
また、定期検査情報記録部６３に記録される定期検査情報とは、定期検査の対象とする炉内機器の劣化状態または定期検査すべき頻度に関する情報を含んだ情報の総称で、守るべき炉内機器の保全条件、および炉内機器保全のための炉内機器の検査または交換作業の情報であり、例えば、原子炉炉心内の全ての燃料集合体１の半数を市松状に取り出す制約条件が含まれている。
より具体的には、下記の表１に示すように、炉内機器定検作業として制御棒３の交換を例にすると、機器保全条件は「中性子照射量Ｘ［ｓｎｖｔ］以内」、機器定検作業条件は「制御棒３を交換する場合、交換作業スペース確保のため、交換対象制御棒の周囲の燃料集合体に加えて、隣接する燃料集合体の一部を取り出す必要がある。（図４参照）」となる。
定期検査情報は、制御棒３の他にも、制御棒駆動装置４や、中性子検出器５、各種計測機器、シュラウド１２等の様々な炉内機器についても設定されている。
また、この定期検査情報には、炉内定期検査作業工程が全定期検査作業工程のクリティカルパスとなる条件についての情報が含まれている。
全定期検査作業工程には、タービンビルディング検査、安全設備の点検，追加、等の炉内検査以外の工程があるが、全点検工程の最適化の効果を最大限に発揮させるために、本発明のシステム／方法で最適化する炉内定期検査作業工程がクリティカルパスになることが望まれるため、定期検査情報には、炉内定期検査作業工程が全定期検査作業工程のクリティカルパスとなる条件についての情報が含まれていることが望ましい。
具体的には、「炉内定期検査作業工程が全定期検査作業工程のクリティカルパスとなる条件」としては、「炉内定期検査作業工程がｘｘ時間以上となる」等の設定が考えられる。より具体的には、炉内定期検査作業工程と並行して実行できる作業に１００時間かかる場合、炉内定期検査作業工程が１００時間以内ならばクリティカルパスにならず、１００時間以上ならばクリティカルパスになると判定する。
図３に戻り、炉心設計計画作成部１３０は、燃料集合体１の配置を含めた炉心設計情報を更新する部分である。
定期検査計画作成部１２０で用いられる炉心設計情報は、同様に定期検査計画作成部１２０で用いられる定期検査情報に影響する。例えば、炉心設計情報の一つである「運転中の制御棒３の挿入位置」が変更されると、制御棒３の劣化状態の指標である中性子照射量が変化する。
定期検査計画作成部１２０は、炉内定期検査の作業を合理化することを目的として、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定するが、間接的に「炉内定期検査の作業」量に影響する、「炉心設計情報」も最適化することが望まれるため、炉心設計計画作成部１３０により炉心設計情報を更新することが望ましい。
表示部１４０は、様々な画面が表示される部分であり、液晶ディスプレイ等で構成される。なお、液晶ディスプレイである必要はなく、プリンタなどに置き換えてもよいし、ディスプレイとプリンタ等とで構成することが、更には入力装置を兼ねたタッチパネルタイプのディスプレイとすることができる。
次に、定期検査計画作成部１２０における定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定する条件の一例について説明する。
国内においては、図１の例では、原子力発電所５０の原子炉の炉心設計では、燃料集合体１の全数の１／５から１／４程度を使用済燃料として使用済燃料プール２５に取り出し、取り出し数と同数の新燃料を装荷する燃料交換を行い、新燃料、および炉内定検前後サイクルにおいて継続装荷される燃料集合体１（継続装荷燃料）は、次サイクル位置に配置される。
この際に、定期検査計画作成部１２０は、定検作業量の合理化を目的として、炉心設計条件、および炉内機器保全条件の範囲内で、炉心設計情報、および定期検査情報より、炉内定検作業における、燃料移動量や、機器定検の作業量、取換機器数が少なくなるように、炉心設計および機器定検計画を作成する。
例えば、燃料集合体１、およびブレードガイド２３の移動、ならびに制御棒３の駆動に要する時間が最小化されるよう定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定することができる。なお、燃料集合体１、およびブレードガイド２３の移動のみが最小化されるように、あるいは制御棒３の駆動に要する時間が最小化されるように決定することができる。
また、燃料集合体１、およびブレードガイド２３の移動に要する燃料交換機２１の移動回数、ひいては機器定検計画ごとの燃料集合体１およびブレードガイド２３の移動作業量、ならびに制御棒３の駆動回数が最小化されるよう定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定することができる。なお、燃料集合体１、およびブレードガイド２３の移動に要する燃料交換機２１の移動回数（実質的には移動作業量に相当）のみが最小化されるよう、あるいは制御棒３の駆動回数のみが最小化されるように決定することができる。
更に、定期検査の対象となる炉内機器の個数、原子炉炉心から使用済燃料プール２５に移動される燃料集合体１の体数、定期検査中に生じる燃料集合体１および制御棒３が挿入されていない燃料セル２の数のうちいずれ１つが最小化されるよう定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定することができる。
これらにあたって、定期検査計画作成部１２０は、燃料移動作業回数／時間／量、炉内機器定検作業時間／量、および炉内機器取替数を、それぞれ重みづけして合計した値が少なくなるようにすることができる。
また、定期検査計画作成部１２０では、制御棒３の交換の他にも、制御棒駆動装置４の点検やＳＲＮＭ等の中性子検出器５の交換、シュラウド１２の溶接部の検査など、異なる炉内機器定検作業、また、これら炉内機器定検作業の組み合わせを考慮することができる。
更に、定期検査計画作成部１２０は、１回の炉内定検を考慮して定検作業量を合理化する場合に限られず、複数回の炉内定検を考慮することができる。
また、定期検査計画作成部１２０は、炉内定期検査作業工程が全定期検査作業工程のクリティカルパスとならないサイクルがどうしても生じる場合は、その該当するサイクルに、クリティカルパスにならない範囲で機器の検査工程を集約させるなどの対応をとることができる。
次いで、定期検査計画作成部１２０において作成され、表示部１４０にて表示／印刷される定期検査計画（出力結果）の一例について以下説明する。
本実施例での出力結果は縦軸にサイクル、横軸に対象機器と交換すべき位置が列挙される形式になり、従来のような同一定検（第ｍ回定検）内での作業計画とは大きく異なり、複数の異なる定検（第ｍ回～第ｍ＋ｎ回定検）での作業計画が示され、炉内機器の種類ごとに、炉内機器定検の対象とする炉内機器の座標が出力される。
例えば、上記の表２に示すように、縦軸にサイクル、横軸に各サイクルにおける制御棒交換座標やＳＲＮＭ交換座標が表示される。
次に、本実施例の効果について説明する。
上述した本発明の実施例の原子炉炉心設計支援システム１００は、複数の燃料集合体１と複数の制御棒３を配置して、複数の燃料集合体１の少なくとも一部を運転サイクルごとに取り替えて運転する原子炉炉心の設計を支援するものであって、炉内機器の配置に関する情報を含む炉心設計情報と、定期検査の対象とする炉内機器の劣化状態または定期検査すべき頻度に関する情報を含む定期検査情報を用いて、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定する定期検査計画作成部１２０を備える。
これによって、機器検査、および機器交換作業等の機器の定期検査計画を最適化することができ、安全性、燃料経済性、および炉内機器定検作業量を総合的に合理化することが可能になる、との効果も奏する。
また、定期検査計画作成部１２０は、燃料集合体１、およびブレードガイド２３の移動、ならびに制御棒３の駆動に要する時間が最小化されるよう、燃料集合体１、およびブレードガイド２３の移動に要する燃料交換機２１の移動回数、ならびに制御棒３の駆動回数が最小化されるよう、定期検査の対象となる炉内機器の個数が最小化されるよう、定期検査中に生じる燃料集合体１および制御棒３が挿入されていない燃料セル２の数が最小化されるよう、もしくは原子炉炉心から使用済燃料プール２５に移動される燃料集合体１の体数が最小化されるよう、定期検査の対象とする炉内機器の位置を決定することにより、効果的な合理化を図ることができる。
更に、定期検査情報には原子炉炉心内の全ての燃料集合体１の半数を市松状に取り出す制約条件が含まれていること、あるいは定期検査中の未臨界度を計算する、あるいは定期検査中の中性子検出器５のカウント数を計算する炉運転情報処理部１１０を更に備えることにより、炉心の意図しない臨界発生を確実に防止することができる。
また、炉内機器への中性子照射量を計算する炉運転情報処理部１１０を更に備えることで、炉内機器の劣化状態をより正確に評価することができ、定期検査計画の最適化をより効果的に図ることができる。
更に、定期検査情報に影響する炉心設計情報を更新する炉心設計計画作成部１３０を更に備えることにより、炉内定期検査の作業量に影響する炉心設計情報も最適化することができ、定期検査計画の最適化を更に効果的に図ることができる。
また、定期検査情報には、炉内定期検査作業工程が全定期検査作業工程のクリティカルパスとなる条件についての情報が含まれていることで、複数サイクルにわたる機器点検計画の最適化が可能となり、炉内定検作業量や機器取替数の更なる合理化を図ることができる。
＜その他＞
なお、本発明は上記の実施例に限られず、種々の変形、応用が可能なものである。上述した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されない。
なお、本発明は上記の実施例に限られず、種々の変形、応用が可能なものである。上述した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されない。
例えば、上記実施例では沸騰水型原子炉における炉心の設計支援を例に説明したが、本発明の原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法が対象とする原子炉は沸騰水型に限られず、加圧水型や他の型の原子炉にも適用することができる。
また、本発明の原子炉炉心設計支援システムおよび原子炉炉心設計支援方法は、新設の原子炉の炉心設計支援システム／方法に組み込む場合に限られず、既存の原子炉の炉心設計支援システム／方法に組み込むことが可能である。
１…燃料集合体
２…燃料セル
３…制御棒（炉内機器）
４…制御棒駆動装置（炉内機器）
５…中性子検出器（炉内機器）
１０…圧力容器
１２…シュラウド
２１…燃料交換機
２３…ブレードガイド
２５…使用済燃料プール
５０…原子力発電所
６０…記録媒体
６１…炉運転情報記録部
６３…定期検査情報記録部
６５…炉心設計情報記録部
１００…原子炉炉心設計支援システム
１１０…炉運転情報処理部
１２０…定期検査計画作成部
１３０…炉心設計計画作成部
１４０…表示部
２…燃料セル
３…制御棒（炉内機器）
４…制御棒駆動装置（炉内機器）
５…中性子検出器（炉内機器）
１０…圧力容器
１２…シュラウド
２１…燃料交換機
２３…ブレードガイド
２５…使用済燃料プール
５０…原子力発電所
６０…記録媒体
６１…炉運転情報記録部
６３…定期検査情報記録部
６５…炉心設計情報記録部
１００…原子炉炉心設計支援システム
１１０…炉運転情報処理部
１２０…定期検査計画作成部
１３０…炉心設計計画作成部
１４０…表示部
Claims (13)
- 複数の燃料集合体と複数の制御棒を配置して、前記複数の燃料集合体の少なくとも一部を運転サイクルごとに取り替えて運転する原子炉炉心の設計を支援する原子炉炉心設計支援システムであって、
炉内機器の配置に関する情報を含む炉心設計情報と、定期検査の対象とする前記炉内機器の劣化状態または定期検査すべき頻度に関する情報を含む定期検査情報を用いて、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する定期検査計画作成部を備える
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査計画作成部は、前記燃料集合体、およびブレードガイドの移動、ならびに前記制御棒の駆動に要する時間が最小化されるよう前記定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査計画作成部は、前記燃料集合体、およびブレードガイドの移動に要する燃料交換機の移動回数、ならびに前記制御棒の駆動回数が最小化されるよう前記定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査計画作成部は、前記定期検査の対象となる前記炉内機器の個数が最小化されるよう前記定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査計画作成部は、前記原子炉炉心から使用済燃料プールに移動される前記燃料集合体の体数が最小化されるよう前記定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査計画作成部は、定期検査中に生じる前記燃料集合体および前記制御棒が挿入されていない燃料セルの数が最小化されるよう前記定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査情報には、前記原子炉炉心内の全ての前記燃料集合体の半数を市松状に取り出す制約条件が含まれている
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査中の未臨界度を計算する炉運転情報処理部を更に備える
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査中の中性子検出器のカウント数を計算する炉運転情報処理部を更に備える
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記炉内機器への中性子照射量を計算する炉運転情報処理部を更に備える
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記炉心設計情報を更新する炉心設計計画作成部を更に備える
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 請求項１に記載の原子炉炉心設計支援システムにおいて、
前記定期検査情報には、炉内定期検査作業工程が全定期検査作業工程のクリティカルパスとなる条件についての情報が含まれている
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援システム。 - 複数の燃料集合体と複数の制御棒を配置して、前記複数の燃料集合体の少なくとも一部を運転サイクルごとに取り替えて運転する原子炉炉心の設計を支援する方法であって、
前記燃料集合体、前記制御棒、および炉内機器の配置に関する情報を含む炉心設計情報と、定期検査の対象とする前記炉内機器の劣化状態または定期検査すべき頻度に関する情報を含む定期検査情報を用いて、運転サイクル毎に、定期検査の対象とする前記炉内機器の位置を決定する工程を有する
ことを特徴とする原子炉炉心設計支援方法。
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| WO (1) | WO2022118401A1 (ja) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JPH01250097A (ja) * | 1988-03-30 | 1989-10-05 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 燃料交換時炉心監視装置 |
| JPH0436692A (ja) * | 1990-05-31 | 1992-02-06 | Toshiba Corp | 炉心作業管理システム |
| JPH0784087A (ja) * | 1993-09-10 | 1995-03-31 | Toshiba Corp | 炉心監視方法とその装置 |
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-
2020
- 2020-12-02 WO PCT/JP2020/044886 patent/WO2022118401A1/ja active Application Filing
- 2020-12-02 JP JP2022566551A patent/JPWO2022118401A1/ja active Pending
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JPH01250097A (ja) * | 1988-03-30 | 1989-10-05 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 燃料交換時炉心監視装置 |
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