JPH06347586A - 沸騰水形原子炉における炉心の乾燥に関する監視方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】 運転中の沸騰水形原子炉装置における炉心の
乾燥に関する監視方法を開示する。 【構成】 この方法においては、炉心の内部状態が炉心
シミュレータ（２０）を用いて計算され、かつ過渡現象
中における原子炉装置の動作が過渡解析器（２２）を用
いてシミレートされる。この方法は、原子炉装置の運転
中において連続的に、かつ前記装置における現在のデー
タを用いつつ、炉心の乾燥危険度、すなわち、乾燥が起
こる危険を冒す炉心の燃料棒の割合の大きさ、の計算が
なされる危険度の決定（２３）を行うことを含む。もし
この乾燥危険度が所定の乾燥判定基準を超えれば、原子
炉運転員（１５）に対して警報が与えられる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水形原子炉（ＢＷ
Ｒ）における乾燥に関する炉心の監視方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）における炉心
は、多数の垂直燃料集合体を含む。それぞれの燃料集合
体は、燃料チャネルによって取巻かれた燃料棒の束を含
む。燃料チャネルの両端は開いているので、原子炉の冷
却材は燃料集合体を通って流れうる。炉心は水中に漬け
られ、その水は冷却材および中性子減速体の双方として
働く。燃料集合体間のスペースは、中性子減速用の流水
によって満たされる。２つの燃料チャネル間の距離は、
ギャップ幅と呼ばれる。

【０００３】ＢＷＲ内の冷却水は沸騰するので、炉心内
において軸方向に変化する水対蒸気の比が形成される。
冷却水は炉心内を底部から上方へ流れる。炉心の底部に
おいては冷却水の温度は沸騰温度よりも低く、従って冷
却材は単一相、すなわち水のみとして存在する。さらに
上昇すると冷却材は沸騰温度に達し、水は蒸気に変わ
り、冷却材は２相で存在する。炉心内をさら上昇する
と、水の割合に対する蒸気の割合が高くなる。炉心の上
部においては、燃料棒は薄い水の膜で覆われるのみで、
その外側では小水滴と混合した蒸気が流れる。

【０００４】もし燃料棒からの熱束が冷却材の流量に対
して極めて大きくなれば、いわゆる乾燥の危険が生じう
る。すなわち、液体膜が薄くなる結果互いに保持しえな
くなって破れ、乾燥した壁部分が形成され、それが局所
的に燃料棒と冷却水との間にかなり劣化した熱伝達を生
ぜしめ、その結果燃料棒の壁温を大きく上昇させる。壁
温の上昇は、燃料棒に損傷を与え深刻な結果を生じる。
原子炉がある瞬間に有する乾燥に関する余裕は、乾燥余
裕と呼ばれる。

【０００５】乾燥余裕の測度としては、実際の出力に対
する臨界出力、すなわち乾燥を生じる出力、の比として
定義され、通常ＣＰＲ（臨界出力比）で表される乾燥比
が用いられる。

【０００６】

【数１】ＣＰＲ＝臨界出力／実際の出力

【０００７】ＣＰＲは、炉心内の多数の点において計算
される。任意の点におけるＣＰＲの最小値は最小ＣＰＲ
と呼ばれ、ＭＣＰＲで表される。ＣＰＲを計算しうるた
めには、炉心内における現在の出力分布と、個々の燃料
集合体内の冷却材の流量と、の知識が必要である。この
目的のためには、冷却材の全流量、制御棒の位置、原子
炉の全出力、等のような、含まれるパラメータの測定値
を用いて、炉心内の現在の出力分布と、燃料集合体内の
冷却材の流量と、を計算しうる、炉心の数学的モデルを
含む３次元炉心シミュレータが用いられる。さらに、計
算の基礎として、炉心と、燃料の運転履歴との、基礎デ
ータが利用されうる。

【０００８】それぞれの点における臨界出力は、それぞ
れの燃料タイプに特有の相関を用いて計算される。入力
データは、なかんずく炉心シミュレータからの現在の出
力分布と、冷却材流量と、である。乾燥の計算に関連し
て、乾燥余裕に影響を及ぼす予知されない過渡状態が起
こりうることを考慮することが重要である。乾燥余裕を
減少させる過渡状態は、原子炉出力が維持されつつ冷却
材流量が減少して、臨界出力が減少する時、または冷却
材流量が維持されつつ原子炉出力が増大して、問題の出
力が増大する時に起こる。このようなＣＰＲが減少する
過渡状態は、例えば、もし冷却水ポンプが突然運転を停
止するか、または蒸気導管の１つにおける弁が突然閉鎖
すれば起こる。過渡状態中におけるＣＰＲの減少は、以
下においては過渡ＣＰＲ減少と呼ばれ、ΔＣＰＲで表さ
れる。

【０００９】乾燥に対する過渡状態の影響を計算するた
めには、過渡解析器が用いられ、それは、原子炉の諸部
分、例えばポンプ、制御システム、および冷却材流路、
の詳細なモデルを含む。過渡解析器は、過渡状態中にお
ける原子炉装置の動作をシミュレートする。過渡状態を
生ぜしめるいくつかの可能な現象が解析され、乾燥余裕
の最大の減少を生じる過渡状態が発生せしめられる。こ
れらの選択された過渡状態は、ｍａｘΔＣＰＲで表され
る、任意の過渡状態において起こりうるＣＰＲの最大の
減少を得るために用いられる。

【００１０】過渡解析器のさらに詳細な説明は、１９８
７年にＲ．Ａ Ｋａｒａｍ，ＬａＧｒａｎｇｅ Ｐａｒ
ｋ，Ｔｈｅ Ｓｏｃｉｅｔｙ ｃｏｐ．によって刊行さ
れた「原子力装置において予期される異常過渡状態（Ａ
ｎｔｉｃｉｐａｔｅｄ ａｎｄ ａｂｎｏｒｍａｌ ｔ
ｒａｎｓｉｅｎｔｓ ｉｎ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅ
ｒ ｐｌａｎｔｓ）」第１巻に発表された「ＢＷＲ動力
学コードであるＢＩＳＯＮの安全関連原子炉過渡状態と
の比較（Ｃｏｍｐａｒｉｓｏｎ ｏｆ ＢＩＳＯＮ，ａ
ＢＷＲ ｄｙｎａｍｉｃｓ ｃｏｄｅ，ｔｏ ｓａｆ
ｅｔｙ−ｒｅｌａｔｅｄ ｒｅａｃｔｏｒ ｔｒａｎｓ
ｉｅｎｔｓ」と題するＳ．Ａｎｄｅｒｓｏｎ、Ｒ．Ｊａ
ｄｒｎｙ、Ｈ．Ｓｖｅｎｓｓｏｎ、Ｓ．Ｋｏｓｋｉ著の
論文に与えられている。

【００１１】運転サイクルは、２度の燃料補給間の時
間、通常は１年である。運転サイクル中には、燃料の燃
焼度および制御棒の位置のようなさまざまな因子が変化
し、それは、過渡状態がＣＰＲの減少に対し、原子炉が
運転サイクル内のどこにあるかによって変化する程度だ
け影響を与えることを意味する。ある過渡タイプにおけ
るＣＰＲの減少はまた、例えば出力および冷却材流量の
ような現在のパラメータにも依存する。良好な乾燥余裕
を保証するために、今日の沸騰水形原子炉における最大
過渡ＣＰＲ減少が、入力パラメータの考えうる最悪の組
合せによって運転サイクル中に起こりうるＣＰＲの最大
の減少として計算される。

【００１２】当局によって設定されている乾燥の判定基
準は、過渡状態中に乾燥に進むことを許容される棒の予
測される数が、最大で炉心内の全ての棒のある百分率
（例えば０．１％）に達しうることを意味する。安全値
であるＳＬＭＣＰＲ（安全限度最小臨界出力比）は、上
記判定基準が満たされる最小許容ＣＰＲとして定義され
る。

【００１３】安全値の計算のために、ＣＰＲの計算に存
在する不確実性が解析される。不確実性の解析の結果、
時間的に不変であると仮定される推定された平均値およ
び標準偏差を有する個々の度数関数を割当てられた、そ
れぞれの不確実性が得られる。

【００１４】以下の誤差源が解析される。 −燃料の製造における不確実性、 −臨界出力の計算の基礎をなす燃料特有の相関における
不確実性、 −モデルの欠陥および入力データの測定の不確実性に起
因する、炉心シミュレータによる計算における不確実
性、および −炉心における材料および幾何学的データの不確実性。

【００１５】安全値は、例えばモンテカルロ技術を用い
て統計的に計算され、これは、可能性の要素が導入さ
れ、多数のシミュレーションが行われることを意味す
る。シミュレーションの結果は、その後通常の統計解析
を受けうる。安全値の計算は現在、選択された考えうる
最悪の出力分布において行われている。

【００１６】図１は、過渡状態中における、時間に対し
てプロットされたＣＰＲを示す。過渡状態中に安全値を
維持するためには、運転中の最小ＣＰＲが、安全値と最
大過渡ＣＰＲ減少との和より大きくなくてはならない。
この和は、乾燥に関する原子炉の運転限度である。受け
入れうる乾燥余裕を維持するための要求は、炉心内の全
ての点が運転限度より大きいＣＰＲを有すべきことであ
り、すなわち次式が成立することである。

【００１７】

【数２】ＭＣＰＲ＞ｍａｘΔＣＰＲ＋ＳＬＭＣＰＲ

【００１８】炉心における幾何学的データに関連する１
つの不確実性は、チャネルの反りである。チャネルの反
りは、チャネルのある期間の使用後に起こり、チャネル
が曲げによって変形することを意味し、それは、ギャッ
プ幅、従ってチャネル間の水の体積に影響を及ぼす。水
の体積が増大すると減速が改善され、隣接する棒の出力
が増大し、これらの棒がより容易に乾燥することにな
る。最小の許容可能なＣＰＲの計算に対するチャネルの
反りの寄与はΔＢｏｘで表され、現在さまざまな方法で
計算されている。１つの方法は、大まかに推定された定
数ΔＢｏｘ１だけ運転限度を増大させて、まっすぐなチ
ャネルにおいて評価された最小ＣＰＲが次の条件を満た
すようにすることである。

【００１９】

【数３】 ＭＣＰＲ＞ｍａｘΔＣＰＲ＋ＳＬＭＣＰＲ＋ΔＢｏｘ１

【００２０】用いられているもう１つの方法は、まっす
ぐなチャネルのために計算されたＭＣＰＲを、運転中に
監視を行いつつ、もはや定数ではなくＭＣＰＲを有する
チャネルの年齢に依存して変化する量ΔＢｏｘ２だけ、
次式のように減少させる。

【００２１】

【数４】 ＭＣＰＲ−ΔＢｏｘ２＞ｍａｘΔＣＰＲ＋ＳＬＭＣＰＲ

【００２２】現在、運転限度は、原子炉の設計の重要な
変更の際、または燃料タイプの変更の際にのみ新しい値
を与えられる確定した定数である。運転限度は、入力パ
ラメータの最悪の組合せに対する過渡ＣＰＲ減少と、考
えられる最悪の出力分布に対する安全値と、恐らくはチ
ャネルの反りを補償する大まかに推定された定数と、の
和として計算される。運転限度を決定するこのプロセス
は、運転限度の不必要に高い値を与え、サイクル中にお
ける、または炉心内の異なる領域間における、変化を考
慮していない。運転限度に対して余りにも高い値が設定
されると、原子炉の最適の利用が妨げられ、経済的な不
利益を生じる。

【００２３】

【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、原子
炉の改善された利用を可能ならしめる乾燥余裕の監視方
法を提案することであり、この方法は、乾燥余裕のより
信頼度の高い監視を可能にすると同時に、経済的利益を
与える。

【００２４】

【課題を解決するための手段】本発明は、運転中の沸騰
水形原子炉の炉心における乾燥余裕の監視方法に関す
る。本方法は、炉心の乾燥の危険度、すなわち炉心の現
在の状態において、炉心の燃料棒のどれだけ大きい部分
が乾燥に進む危険を有するか、の計算を含む。運転員
は、もし乾燥の危険度が所定の乾燥の判定基準を超えれ
ば警報を受ける。

【００２５】乾燥の計算に影響を与える不確実性は、推
定された平均値および標準偏差を有する度数関数として
個々に記述される。不確実性はまた、炉心内における位
置、燃料タイプ、および燃料の履歴などのパラメータの
関数としても記述される。チャネルの反りに起因する不
確実性は、推定された平均値および標準偏差を有する度
数関数として対応する方法で記述され、従って、以下に
おいては他の不確実性と同様に扱われうる。

【００２６】乾燥の危険度は、炉心のシミュレーション
の繰返しによって計算され、その場合、シミュレーショ
ンに対する入力パラメータは、それらのそれぞれの度数
分布に基づいてランダムに発生せしめられる。現在の測
定値が利用されうるそれらの入力パラメータの場合は、
これらの測定値は度数関数における平均値として用いら
れる。乾燥の危険度に対する過渡状態の効果は、過渡解
析器により一定の間隔で原子炉の現在の状態において計
算される。それぞれのシミュレーションにおいては乾燥
に進む棒の数が計算される。乾燥の危険度は、多数のシ
ミュレーションにおける乾燥に進む棒の割合の平均値で
ある。

【００２７】過渡解析器は、原子炉からの現在の測定値
および現在の炉心記述を用いる。従って、それぞれの瞬
間において存在すると仮定される過渡状態には、現在の
入力パラメータに対応していて、前のように１つまたは
それ以上の運転サイクル中におけるそれらの最悪の組合
せに対応しているのでない、ＣＰＲの減少が割当てられ
うる。仮定された過渡状態はまた、弁に対する調節時
間、および原子炉トリップのための時間のような装置パ
ラメータの運転中の変化の際に過渡解析器を更新するこ
とにより、より正確に記述されうる。乾燥危険度の計算
は、現在の出力分布に対して行われ、前のように考えう
る最悪の出力分布に対して行われるのではない。このた
め、不必要かつ未知の余裕の少ない乾燥危険度のより信
頼性のある計算が得られる。

【００２８】

【実施例】図２は、炉心監視システムを含む沸騰水形原
子炉の例を示す。原子炉の炉心１は、冷却水がポンプで
燃料棒の間へ送られる該燃料棒の形式の燃料を含む。炉
心は、加圧された原子炉容器２によって取巻かれてい
る。燃料棒内における熱発生は、冷却水を沸騰させて、
蒸気を発生させる。原子炉の出力は、制御棒３により、
また冷却水を炉心を通して上方へ送る循環ポンプ４によ
り制御される。発生した蒸気は、蒸気導管５を経てター
ビン６へ送られ、タービン６は発電機７を駆動し、そこ
で電気エネルギーが発生せしめられ、その後蒸気は復水
器８において水に凝縮せしめられる。この水は、送水ポ
ンプ１０により、送水導管９を経て原子炉容器へ復帰せ
しめられる。

【００２９】原子炉の監視のためには、特殊な測定装置
を用いていくつかのプロセスパラメータが検知される。
これらのプロセスパラメータの例としては、 −送水流量（ｆ１） −冷却水流量（ｆ２） −送水の温度（Ｔ） −制御棒の位置（ｐｏｓ） −原子炉容器内の圧力（Ｐ） がある。

【００３０】測定装置に対する物理的入力信号は、そこ
で炉心監視システム１１へ入力信号として供給される電
気的出力信号に変換される。これらの入力信号に基づ
き、炉心監視システムにおいて、炉心の監視のために重
要ないくつかの量が計算される。これらの量のあるもの
は原子炉の安全システムを直接制御し、またあるものは
操作を行うべきか否かを判断する原子炉の運転員１２に
提示される。炉心監視システムは、なかんずく乾燥余裕
の監視を行う。もし原子炉運転員が、提示された諸量に
基づいて許容しえない乾燥の危険度が存在する、すなわ
ち現在の判定基準または他の限度条件が満たされていな
いと判断すれば、該運転員は制御棒を挿入することによ
り原子炉の出力を速やかに減少させうる。原子炉運転員
はまた、冷却材の流量を減少させるように循環ポンプの
速度を減少させることにより、原子炉の出力を減少させ
ることもできる。

【００３１】本発明による炉心監視システムにおける乾
燥余裕の監視は、以下の方法によって行われる。図３を
参照されたい。プロセスパラメータの現在の測定値がブ
ロック２０の３次元炉心シミュレータへ送られ、このシ
ミュレータは、多数の点における炉心の状態、例えば炉
心内における出力分布および冷却材流量、の現在の記述
を送出する。炉心シミュレータに対する入力データもま
た、ブロック２３からランダムに発生する入力パラメー
タから成りうる。

【００３２】炉心シミュレータは、適切なコンピュータ
において実行されるコンピュータプログラムから成る。
炉心シミュレータが必要な計算を行いうるためには、燃
料および炉心に関する詳細な情報、例えば材料および幾
何学的配置、に対するアクセスが要求される。原子炉が
入力信号の変化にどのように反応するかを予測しうるた
めには、炉心の履歴、例えば炉心が運転サイクル内のど
こに存在しているかを知ることも必要である。これらの
必要なデータは全て、ブロック２１のデータライブラリ
内に収集されている。炉心の履歴は、炉心シミュレータ
からの情報により連続的に更新される。

【００３３】ブロック２２の過渡解析器においては、過
渡状態中における原子炉装置の動作がシミュレートされ
る。過渡解析器に対する入力データは、 −プロセスパラメータ、例えば冷却材流量および制御棒
位置の現在の値、 −炉心シミュレータからの現在の炉心記述、および、 −データライブラリからの現在の情報、例えば燃料の燃
焼度、現在のアイソトープ組成、 から成る。

【００３４】過渡解析器は、いくつかの点におけるＣＰ
Ｒの減少（ΔＣＰＲ）を、ある適切な過渡状態に対し、
現在の入力パラメータを用いて計算する。過渡解析器か
らは、過渡状態中においていずれの棒がＣＰＲの最大の
減少を有するかについての、またその減少の大きさ（ｍ
ａｘΔＣＰＲ）についての、情報が得られる。過渡商の
最大変化ｍａｘΔＣＰＲは、正常状態下においては約毎
週１回計算されるが、炉心の状態の急速な変化、例えば
原子炉の運転開始の場合は、計算は少なくとも毎日１回
行われるべきである。過渡商の最大変化ｍａｘΔＣＰＲ
は、少なくとも毎月１回計算される。

【００３５】前に行われたように、炉心内の多数の点に
おいてＣＰＲを計算し、次に最低値をあらかじめ計算し
てあった定数と比較する代わりに、所定の乾燥判定基準
を超えてはならない乾燥危険度が統計的に計算される。
乾燥危険度は、乾燥に進む危険のある炉心内の棒の割合
として定義される。乾燥判定基準は、例えば、過渡状態
中に乾燥に進む棒の予測数が、炉心内の全ての棒の０．
１％を超えてはならないことでありうる。

【００３６】ある瞬間において乾燥に進む危険のある炉
心内の棒の割合を見出しうるために、ブロック２３にお
いて危険度の決定が行われ、そこでは、現在の不確実性
を考慮しつつ、現在の入力パラメータを用いて棒のＣＰ
Ｒが計算される。ＣＰＲの計算に含まれる不確実性の各
１つは、推定された平均値および標準偏差を有する度数
関数として解析され、また記述される。多くの不確実性
は、正規分布または長方形分布によって記述されうる
が、他の分布もまた生じうる。長方形分布した不確実性
に対しては、平均値および最大誤差が推定される。他の
分布に対しては、平均値および標準偏差が推定される。
プロセス入力データとしては、現在の測定値が平均値と
して用いられる。

【００３７】炉心内の位置、燃料のタイプ、および燃焼
度のようなパラメータに依存する不確実性が存在する。
その場合、不確実性は、これらのパラメータの関数であ
る標準偏差を与えられうる。そのような不確実性の１例
は、チャネルの反りであり、それはチャネルの年齢に依
存する。チャネルの反りに起因する不確実性は、正規分
布しているものと仮定される。炉心内のチャネルは、そ
れらの年齢、０、１、２、３、４年などによって分類さ
れる。それぞれの年齢階級には、平均値および標準偏差
が割り当てられる。年齢階級が高くなると平均値および
標準偏差の値も高くなる。標準偏差の値は、例えば燃料
の補給中にチャネルを選び出して、それらがどれだけ曲
がっているかを測定することによって推定される。新し
いチャネルに対しては、平均値および標準偏差は製造結
果から計算される。計算を容易ならしめるために、チャ
ネルの反りはまっすぐなチャネルの横方向への移動と見
なされ、その移動の大きさは曲がったチャネルの移動の
平均値をなすようにされる。

【００３８】以下においては、入力データにおける測定
の不確実性およびチャネルの反りに起因する不確実性の
みが扱われる。しかし、「従来の技術」の項において前
述されたように、燃料製造における不確実性、臨界出力
の計算の基礎をなす燃料特有の相関における不確実性、
炉心シミュレータにおけるモデルの誤差に起因する不確
実性、および炉心における材料および他の幾何学的デー
タにおける不確実性もまた考慮される。これら他の不確
実性は、対応する方法によって処理される。

【００３９】本発明の第１実施例においては、ブロック
２３における危険度の決定は、純粋に過渡状態の危険度
決定として行われうる。図４は、モンテカルロ技術を用
いてそのような過渡状態の危険度決定を行うためのフロ
ーチャートを示す。第１シミュレーションにおいては、
入力パラメータの現在の測定値が用いられる；ブロック
３０。諸変数は、ブロック３０において起動される。炉
心シミュレータは、ブロック３２においてシミュレーシ
ョンを行う。ブロック３３においては、炉心内のそれぞ
れの棒に対しＣＰＲがいくつかの点において計算され、
またそれぞれの棒に対し最低のＣＰＲが選択されて、こ
れはＭｉｎＣＰＲで表される。過渡解析器からは、いず
れの棒が過渡状態中にＣＰＲの最大の減少を受けるか、
およびその減少の値、に関する情報が取出される。その
後、ブロック３４において、それぞれの棒に対し、過渡
ＣＰＲ、すなわちＴＣＰＲが以下のように計算される。

【００４０】

【数５】 ただし、 ＭｉｎＣＰＲ＝棒における最低ＣＰＲ、 ｍａｘΔＣＰＲ＝過渡状態中の任意の棒におけるＣＰＲ
の最大減少、 ＣＰＲｔｒ＝過渡状態中のＣＰＲの最大減少を有する棒
における過渡状態の開始直前のＣＰＲ、 である。

【００４１】もし棒が１より小さいか、または１に等し
い過渡ＣＰＲを有すれば、これはその棒が過渡状態中に
乾燥に進んだことを意味する。ブロック３５において
は、シミュレーション中に乾燥に進んだ棒の数が加算さ
れる。この後、ブロック３６においては、このシミュレ
ーション中に乾燥が起こった棒の数が、次式で表される
前の諸シミュレーション中に乾燥が起こった全ての棒の
数の和に加算される。

【００４２】

【数６】 ただし、 ｎｉ＝シミュレーション中に乾燥する棒の数、 Ｎ＝シミュレーションの数、 である。

【００４３】多くのシミュレーションにおいては、乾燥
が起こる棒はないという結果が得られる。従って、十分
な精度を得るためには、極めて多数のシミュレーション
を行わなくてはならない。ブロック３７において、Ｎ
は、行われることが望ましいシミュレーションの数の測
度である量ＮＯと比較される。ＮＯの適切な値は１０，
０００でありうる。

【００４４】以下のシミュレーションにおいては、炉心
シミュレータへの全ての入力データは、ブロック３８に
おいて、それらのそれぞれの度数関数に基づいてランダ
ムに発生せしめられる。チャネルの反りからの不確実性
は、ギャップ幅、すなわち２チャネル間の距離に影響を
及ぼす。それぞれのチャネルにおいて、ｘ方向およびｙ
方向におけるその移動は、チャネルの年齢に依存する標
準偏差を有する正規分布に基づいてランダムに発生せし
められる。ギャップ幅の変化は、２チャネルの同方向へ
の移動を加算することによって計算される。同様にし
て、炉心内の全てのギャップの幅がランダムに発生せし
められる。

【００４５】流量および出力のような他の入力データ
は、推定された標準偏差および平均値として現在の測定
値を有するそれらそれぞれの度数関数に基づいてランダ
ムに発生せしめられる。それぞれのシミュレーションの
後に、乾燥が起こった棒の数が計算され、この数が前の
値に加算される。

【００４６】所定数のシミュレーションが行われた時、
炉心の乾燥危険度ＤＲが計算され、これは、１シミュレ
ーション当たりの乾燥する棒の数である。乾燥危険度
は、ブロック３９において、次式により、乾燥する棒の
数をシミュレーションの数および炉心内の棒の数で除算
することによって計算される。

【００４７】

【数７】 ただし、 ＡＳ＝炉心内の棒の数、 である。

【００４８】この乾燥危険度はブロック４０において、
この場合は過渡状態乾燥判定基準であり、前述によって
０．１％に選択されうる乾燥判定基準と比較される。も
し乾燥危険度がこの乾燥判定基準より大であれば、ブロ
ック４１において運転員に対し警報が与えられる。

【００４９】定常状態の条件下、すなわち過渡状態でな
い場合には、仮定された過渡状態中の乾燥危険度を研究
するのみでよいか確かではない。本発明のさらなる展開
においては、定常状態運転中の乾燥危険度に対する要求
も導入される。定常状態運転中の乾燥に対する判定基準
は、過渡状態中の判定基準と比較してかなり厳しい。定
常状態運転中の乾燥に対する判定基準は、例えば、乾燥
状態にある棒の予測数で表される乾燥危険度が炉心内の
全ての棒の０．００４％を超えてはならないことであり
うるが、過渡状態における対応する値は、例えば、０．
１％でありうる。

【００５０】図５は、定常状態の危険度決定がどのよう
に行われうるかを示す。過渡状態の危険度決定と比較し
た時の相違は、ブロック５０において、ＣＰＲの過渡Ｃ
ＰＲへの減少がないことのみである。得られた乾燥危険
度は、ブロック５１において定常状態乾燥判定基準と比
較される。もし定常状態乾燥判定基準が満たされていれ
ば、ブロック５２において、前述のようにして過渡状態
危険度決定が行われる。もし定常状態判定基準および過
渡状態乾燥判定基準の双方が満たされていれば、原子炉
は乾燥への十分な余裕を有する。

【００５１】乾燥危険度の計算は、少なくとも毎月１回
行われる。正常な運転条件下においては、計算は毎週１
回行われるのを適切とするが、炉心状態が急速に変化す
る場合には、１日数回行われうる。乾燥危険度の計算
は、時には過渡商の最大変化の計算よりも頻繁に行う必
要がありうる。

【図面の簡単な説明】

【図１】過渡状態中に、時間に対してプロットされたＣ
ＰＲを示す。

【図２】沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）の概略図。

【図３】本発明による乾燥に関する原子炉炉心の監視シ
ステムのブロック図。

【図４】本発明に含まれる過渡状態危険度決定のための
フローチャート。

【図５】本発明に含まれる定常状態危険度決定のための
フローチャート。

【符号の説明】

１ 炉心 １１ 炉心監視システム １２ 原子炉運転員 １５ 原子炉運転員 ２０ 炉心シミュレータ ２２ 過渡解析器

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ペル ヨハンソン スウェーデン国ベステルオース，クネクト ガタン ５ エィチ (72)発明者 グルゼゴルズ オシェクゼク スウェーデン国ベステルオース，カルルフ ェルドツガタン 105 (72)発明者 ベルティル シェリン スウェーデン国ベステルオース，ベルンス ボルグススティゲン 15

Claims (11)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 沸騰水形原子炉装置における炉心（１）
   の乾燥に関する監視方法において、該炉心の内部状態が
   炉心シミュレータ（２０）を用いて計算され、かつ仮定
   された過渡現象中における前記原子炉装置の動作が過渡
   解析器（２２）を用いてシミレートされる前記監視方法
   であって、前記装置の運転中に連続的に、かつ前記装置
   における現在のデータを用いつつ、現在の運転条件下で
   乾燥する燃料棒の予想数に相当する乾燥の危険度が計算
   され、その後該計算された乾燥の危険度が所定値と比較
   されることを特徴とする、沸騰水形原子炉装置における
   炉心の乾燥に関する監視方法。
2. 【請求項２】 前記危険度の決定が前記過渡解析器から
   の現在のデータを用いつつ行われ、該データが前記装置
   の運転中に連続的に、かつ前記装置の現在のデータを用
   いつつ計算されることを特徴とする、請求項１記載の方
   法。
3. 【請求項３】 前記炉心シミュレータが現在の測定値、
   またはそれから導かれた量を含む入力データを供給され
   ることと、 前記炉心シミュレータから得られたデータを用いて、前
   記炉心内に含まれる少なくともある燃料棒の各１つにお
   けるＣＰＲ（臨界出力比）が計算されることと、 その後、現在の運転条件下において乾燥する燃料棒の前
   記予想される数が前記計算されたＣＰＲ値に基づいて決
   定されることと、を特徴とする、請求項１または請求項
   ２記載の方法。
4. 【請求項４】 前記燃料棒の各１つにおいて、前記ＣＰ
   Ｒが該燃料棒に沿って分布する複数の点において計算さ
   れ、その後このようにして計算された値の最低のものが
   選択されて、前記乾燥の危険度を計算するために用いら
   れることを特徴とする、請求項３記載の方法。
5. 【請求項５】 １つの燃料棒において計算されたＣＰＲ
   が、過渡状態中の予測される減少だけ減少せしめられ、
   該減少が前記過渡解析器から得られたデータに基づいて
   行われることを特徴とする、請求項３記載の方法。
6. 【請求項６】 前記燃料棒における前記ＣＰＲの前記計
   算が数回繰返されることと、 前記入力データが該計算間においてランダムに変化せし
   められることと、 前記ＣＰＲのそれぞれの計算後に乾燥する棒の数が計算
   されることと、 乾燥する棒の前記予想数が該計算において得られた該乾
   燥する棒の数の平均値から決定されることと、を特徴と
   する、請求項３記載の方法。
7. 【請求項７】 前記入力データがそれぞれの入力データ
   に特有の度数関数に基づいてランダムに変化せしめられ
   ることを特徴とする、請求項６記載の方法。
8. 【請求項８】 定常状態運転に関する第１乾燥判定基準
   が満たされているか否かの決定がなされることと、 もし該判定基準が満たされている場合は、過渡状態運転
   に関する第２乾燥判定基準が満たされているか否かの決
   定がなされることと、を特徴とする、請求項１記載から
   請求項７までのいずれかに記載の方法。
9. 【請求項９】 前記入力データが、チャネルの反りに起
   因する前記炉心の幾何学的構造の変化に対応するデータ
   を含むことを特徴とする、請求項６記載の方法。
10. 【請求項１０】 前記データが、ランダムに変化する前
    記チャネルの横方向移動を含むことを特徴とする、請求
    項９記載の方法。
11. 【請求項１１】 前記横方向移動が、前記チャネルの老
    化と共に変化する平均値および標準偏差を有する正規分
    布をなすことを特徴とする、請求項１０記載の方法。