JPS6339879B2 - - Google Patents
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- JPS6339879B2 JPS6339879B2 JP53019097A JP1909778A JPS6339879B2 JP S6339879 B2 JPS6339879 B2 JP S6339879B2 JP 53019097 A JP53019097 A JP 53019097A JP 1909778 A JP1909778 A JP 1909778A JP S6339879 B2 JPS6339879 B2 JP S6339879B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- output
- fuel
- damage
- damage probability
- reactor
- 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.)
- Expired
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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)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉燃料の健全性を事前に判定し、
その後の運転方法にフイードバツクする原子炉運
転方法に関するものである。
その後の運転方法にフイードバツクする原子炉運
転方法に関するものである。
従来、原子炉は、燃料の破損を防止するため
に、出力の上昇速度を制限する措置をとつてい
る。このため数多くの出力制御方法、装置等が提
案され使用されている。すなわち、燃料の破損が
起らない様、原子炉の運転上から見た場合のその
方法、装置について対策を打ちたてているもので
ある。
に、出力の上昇速度を制限する措置をとつてい
る。このため数多くの出力制御方法、装置等が提
案され使用されている。すなわち、燃料の破損が
起らない様、原子炉の運転上から見た場合のその
方法、装置について対策を打ちたてているもので
ある。
一方、燃料の特性（挙動）解析技術が詳細に理
解されるになつてくるにつれて、燃料の破損も確
率的現象として、表現されることがわかつてきて
いる。
解されるになつてくるにつれて、燃料の破損も確
率的現象として、表現されることがわかつてきて
いる。
本発明は、これらの状況から、従来の運転制御
方法とは別に、その運転で行われた場合、および
原子炉の異常時に燃料が、どの位、損傷を受けた
か、確率的に判断し、これを入力して、運転制御
する方法について発明されたものである。
方法とは別に、その運転で行われた場合、および
原子炉の異常時に燃料が、どの位、損傷を受けた
か、確率的に判断し、これを入力して、運転制御
する方法について発明されたものである。
以下、BWR原子炉を例にとつて、その方法に
ついて説明する。
ついて説明する。
燃料の破損に大きく影響するパラメータとして
は、 (1) 燃料の出力、Ｐ (2) 燃料の出力変化量、ΔP (3) 燃焼度、Ｅ である。
は、 (1) 燃料の出力、Ｐ (2) 燃料の出力変化量、ΔP (3) 燃焼度、Ｅ である。
燃料の出力Ｐ及び出力変化量ΔPはペレツト被
覆管の熱膨張量差によつて被覆管に過大な歪また
は応力を与えるパラメータであり、燃焼度Ｅは被
覆管の材料的損傷程度（照射脆化）を表すパラメ
ータとなる。ある一時的な燃料の出力Ｐ及び出力
変化量ΔPで破損が起ることもあるが、一般的に
いつて、燃料の出力Ｐ及び出力変化量ΔPの変化
のくり返しによる破損が多い。すなわち燃料の出
力Ｐ、出力変化量ΔPの変化がくり返されること
によつて、その破損する確率が増加していくこと
が考えられる。
覆管の熱膨張量差によつて被覆管に過大な歪また
は応力を与えるパラメータであり、燃焼度Ｅは被
覆管の材料的損傷程度（照射脆化）を表すパラメ
ータとなる。ある一時的な燃料の出力Ｐ及び出力
変化量ΔPで破損が起ることもあるが、一般的に
いつて、燃料の出力Ｐ及び出力変化量ΔPの変化
のくり返しによる破損が多い。すなわち燃料の出
力Ｐ、出力変化量ΔPの変化がくり返されること
によつて、その破損する確率が増加していくこと
が考えられる。
本発明による原子炉の運転を制御する方法の総
合的にシステムを第１図に示す。以下この図につ
いて説明する。１は原子炉であり、ｔ＝tN（ある
時刻における状態）の出力分布計算の入力となる
諸量が、検出装置２によつて検出される。データ
諸量とは、原子炉各部における流量、温度、中性
子束、圧力等である。これらの諸量が、出力分布
計算装置３に入力される。計算結果として、原子
炉１内に配置された各燃料集合体について、各種
燃料棒のノード単位（燃料棒を軸方向に分割した
場合の最小単位）の出力が得られる。その後、記
憶装置P1エリア内６にこれらの出力データが記
憶されるが、その記憶する前に、P1エリア内６
にあつたｔ＝tN-1における出力分布のデータが、
記憶装置P2エリア内５に移される。
合的にシステムを第１図に示す。以下この図につ
いて説明する。１は原子炉であり、ｔ＝tN（ある
時刻における状態）の出力分布計算の入力となる
諸量が、検出装置２によつて検出される。データ
諸量とは、原子炉各部における流量、温度、中性
子束、圧力等である。これらの諸量が、出力分布
計算装置３に入力される。計算結果として、原子
炉１内に配置された各燃料集合体について、各種
燃料棒のノード単位（燃料棒を軸方向に分割した
場合の最小単位）の出力が得られる。その後、記
憶装置P1エリア内６にこれらの出力データが記
憶されるが、その記憶する前に、P1エリア内６
にあつたｔ＝tN-1における出力分布のデータが、
記憶装置P2エリア内５に移される。
記憶装置P1エリア内６の現出力分布と、記憶
装置P1エリア内５の過去の出力分布から、各ノ
ードの出力変化量ΔPと、出力変化を受ける前の
出力PN-1（P2エリアの出力に相当する）につい
て、第１の演算記憶装置７に計算記憶される。こ
の第１の演算記憶装置７で計算された各ノードの
出力変化量ΔPと出力変化を受ける前の出力PN-1
で各ノードにおけるtN時での損傷確率が第２の演
算記憶装置９で計算される。この時の損傷確率fN
は各ノードの出力変化量ΔPと出力変化をうける
前の出力PN-1の関数（以下（PN-1、ΔP）と示す）
で表される。
装置P1エリア内５の過去の出力分布から、各ノ
ードの出力変化量ΔPと、出力変化を受ける前の
出力PN-1（P2エリアの出力に相当する）につい
て、第１の演算記憶装置７に計算記憶される。こ
の第１の演算記憶装置７で計算された各ノードの
出力変化量ΔPと出力変化を受ける前の出力PN-1
で各ノードにおけるtN時での損傷確率が第２の演
算記憶装置９で計算される。この時の損傷確率fN
は各ノードの出力変化量ΔPと出力変化をうける
前の出力PN-1の関数（以下（PN-1、ΔP）と示す）
で表される。
ここで、（PN-1、ΔP）と損傷確率fNとの関係を
説明する。第２図は、（PN-1、ΔP）から損傷確率
fNを求める流れを説明したものである。第２図−
ａは、PN-1とΔPから、被覆管に発生する歪εpを
求めたものである。歪εpは、出力変化（上昇）
を受けたことによつて、ペレツト、被覆管の熱膨
張差が生じ、（被覆管の熱膨張係数と燃料ペレツ
トの熱膨張係数は、大きく異なり、燃料ペレツト
の方が大きい。）被覆管に発生するものである。
もちろん、この歪εpと（PN-1、ΔP）の関係のグ
ラフは、ある出力上昇速度（ΔP／Δt）における
時のものである。一般的にいつて、出力上昇速度
が大きい程歪εpは大きくなる。第２図−ｂは、
第２図−ａによつて求めたある燃料棒ノードの歪
εpから、損傷確率fNを求める図を示したものであ
る。この歪εpと損傷確率fNとの関係は、被覆管の
引張試験等から得たものである。
説明する。第２図は、（PN-1、ΔP）から損傷確率
fNを求める流れを説明したものである。第２図−
ａは、PN-1とΔPから、被覆管に発生する歪εpを
求めたものである。歪εpは、出力変化（上昇）
を受けたことによつて、ペレツト、被覆管の熱膨
張差が生じ、（被覆管の熱膨張係数と燃料ペレツ
トの熱膨張係数は、大きく異なり、燃料ペレツト
の方が大きい。）被覆管に発生するものである。
もちろん、この歪εpと（PN-1、ΔP）の関係のグ
ラフは、ある出力上昇速度（ΔP／Δt）における
時のものである。一般的にいつて、出力上昇速度
が大きい程歪εpは大きくなる。第２図−ｂは、
第２図−ａによつて求めたある燃料棒ノードの歪
εpから、損傷確率fNを求める図を示したものであ
る。この歪εpと損傷確率fNとの関係は、被覆管の
引張試験等から得たものである。
ここで、この歪εpと損傷確率fNとの関係は、未
照射材と照射材とでは、大きく異なる。（燃焼度
によつて異なる）一般的に照射材の方が未照射材
よりも照射硬度により歪εpは低く、小さい歪で
破断する傾向がある。しかし、燃焼度が約
5000NWd／Ｔを越えると、燃焼度の効果は飽和
する傾向となる。従つて、本システムにおいては
安全側として、照射材の歪εpと損傷確率fNとの関
係を用いている。勿論低燃焼度における燃料の破
損の可能性がある場合は、この限りではない。
照射材と照射材とでは、大きく異なる。（燃焼度
によつて異なる）一般的に照射材の方が未照射材
よりも照射硬度により歪εpは低く、小さい歪で
破断する傾向がある。しかし、燃焼度が約
5000NWd／Ｔを越えると、燃焼度の効果は飽和
する傾向となる。従つて、本システムにおいては
安全側として、照射材の歪εpと損傷確率fNとの関
係を用いている。勿論低燃焼度における燃料の破
損の可能性がある場合は、この限りではない。
第１図に示す第２の演算記憶装置９で計算され
た損傷確率fNは、第３の演算記憶装置８で、各燃
料棒、燃料集合体の損傷確率FR，FBに、起き直
され、記憶される。すなわち、各燃料集合体につ
いて、パイ関数を用いて以下の計算が行なわれ
る。
た損傷確率fNは、第３の演算記憶装置８で、各燃
料棒、燃料集合体の損傷確率FR，FBに、起き直
され、記憶される。すなわち、各燃料集合体につ
いて、パイ関数を用いて以下の計算が行なわれ
る。
FR＝１−K
πi=1
（１−fNi） ……(1)
FB＝１−L
πi=1
（１−FRi） ……(2)
なお、K
πi=1
（１−fNi）＝（１−fN1）
（１−fN2）…（１−fNK）
L
πi=1
（１−FRi）＝（１−FR1）
（１−FR2）…（１−FRL）としＫは
ノード数、Ｌは燃料棒数を夫々示す。
ノード数、Ｌは燃料棒数を夫々示す。
第(1)式は、燃料棒軸方向に分割したノードの損
傷確率から、１本の燃料棒の損傷確率を計算する
ものであり、第(2)式は、さらに燃料棒で形成され
る燃料集合体の損傷確率を計算するものである。
第３の演算記憶装置８内には、各燃料集合体の損
傷確率FBが記憶される。第３の演算記憶装置８
に記憶された各燃料集合体の損傷確率FBは、判
定装置１０で、FBFlimit（本システムでは、1.0
を採用している）に近い値を示した燃料集合体の
みの、炉心の位置を示す信号が原子炉運転制御装
置１１に送られる。原子炉運転制御装置１１によ
つて、その部分（炉心位置）の制御棒の挿入する
命令信号が、制御棒駆動装置１２に伝達される。
傷確率から、１本の燃料棒の損傷確率を計算する
ものであり、第(2)式は、さらに燃料棒で形成され
る燃料集合体の損傷確率を計算するものである。
第３の演算記憶装置８内には、各燃料集合体の損
傷確率FBが記憶される。第３の演算記憶装置８
に記憶された各燃料集合体の損傷確率FBは、判
定装置１０で、FBFlimit（本システムでは、1.0
を採用している）に近い値を示した燃料集合体の
みの、炉心の位置を示す信号が原子炉運転制御装
置１１に送られる。原子炉運転制御装置１１によ
つて、その部分（炉心位置）の制御棒の挿入する
命令信号が、制御棒駆動装置１２に伝達される。
この流れはある１ステツプについてのものであ
り、サイクルを通じて、適当な、時間間隔でくり
返される。なお、第１図に示す符号１３はいまま
で示したきた原子炉１〜第２の演算記憶装置９と
全く同一の機能を有する計算記憶装置で、tN+1時
の予想される制御棒パターンを使用して、出力分
布を計算し、tN時での実際の出力分布を用いて、
tN+1時での燃料集合体の損傷確率FBN+1を計算す
る。この計算記憶装置１３によつて計算された予
想値FBN+1は、tN時での実際の燃料集合体の損傷
確率FBNを考慮して、tN+1時における実際の燃料
集合体の損傷確率F′Bが計算される。
り、サイクルを通じて、適当な、時間間隔でくり
返される。なお、第１図に示す符号１３はいまま
で示したきた原子炉１〜第２の演算記憶装置９と
全く同一の機能を有する計算記憶装置で、tN+1時
の予想される制御棒パターンを使用して、出力分
布を計算し、tN時での実際の出力分布を用いて、
tN+1時での燃料集合体の損傷確率FBN+1を計算す
る。この計算記憶装置１３によつて計算された予
想値FBN+1は、tN時での実際の燃料集合体の損傷
確率FBNを考慮して、tN+1時における実際の燃料
集合体の損傷確率F′Bが計算される。
すなわち、この損傷確率F′Bは第(3)式にて計算
される。
される。
F′B＝１−（１−FBN）（１−FBN+1） ……(3)
このtN+1時における燃料集合体の損傷確率F′B
は、判定装置１０でで、F′B≧Flimitであるかな
いか、判定される。そしてF′BがFlimit以上を示
した燃料集合体のみの、炉心の位置を示す信号が
制御棒駆動装置１１に送られる。この制御棒駆動
制御装置１１によつて、その部分（炉心位置）の
制御棒を挿入する命令信号が制御棒駆動制御装置
１２に伝達される。
は、判定装置１０でで、F′B≧Flimitであるかな
いか、判定される。そしてF′BがFlimit以上を示
した燃料集合体のみの、炉心の位置を示す信号が
制御棒駆動装置１１に送られる。この制御棒駆動
制御装置１１によつて、その部分（炉心位置）の
制御棒を挿入する命令信号が制御棒駆動制御装置
１２に伝達される。
以上検出装置２から演算記憶装置１３までの機
能を備えた装置を燃料損傷監視装置と呼ぶ。以下
に、ある燃料集合体の出力経歴を例にとつてその
応用例を簡単に説明する。第３図ａ，ｂは、ある
燃料集合体の時間ｔと損傷確率FBとの関係を応
用例として示したものである。
能を備えた装置を燃料損傷監視装置と呼ぶ。以下
に、ある燃料集合体の出力経歴を例にとつてその
応用例を簡単に説明する。第３図ａ，ｂは、ある
燃料集合体の時間ｔと損傷確率FBとの関係を応
用例として示したものである。
tNまでは、今まで経験してきた出力から、第１
図に示した原子炉１からの出力を検出装置２から
判定装置１０によつて計算された燃料集合体の損
傷確率FBがFlimit以下であることを示している。
図に示した原子炉１からの出力を検出装置２から
判定装置１０によつて計算された燃料集合体の損
傷確率FBがFlimit以下であることを示している。
しかし、tN+1時にある燃料集合体の位置におけ
る予想出力を用いて第１図の演算記憶装置１３で
計算した所損傷確率FBがFlimitをこえてしまつ
た。このため、判定装置１０が、この燃料集合体
の炉心位置を制御棒駆動制御装置１１におくり、
結果的にこの炉心位置の制御棒が挿入されること
になる。
る予想出力を用いて第１図の演算記憶装置１３で
計算した所損傷確率FBがFlimitをこえてしまつ
た。このため、判定装置１０が、この燃料集合体
の炉心位置を制御棒駆動制御装置１１におくり、
結果的にこの炉心位置の制御棒が挿入されること
になる。
この状態で原子炉が運転された場合の損傷確率
FBは、tN時での実際の燃料集合体の損傷確率FBN
の値がそのまま持続されることになる。すなわ
ち、第３図ａ，ｂの点線で示した様に低下する。
従つて燃料の破損を防止することができる。
FBは、tN時での実際の燃料集合体の損傷確率FBN
の値がそのまま持続されることになる。すなわ
ち、第３図ａ，ｂの点線で示した様に低下する。
従つて燃料の破損を防止することができる。
以上は、Ｐ，ΔPで歪εpを求め、それを損傷程
度に結びつけ様とするものであつたが、もちろ
ん、これ以外のモデルも考えられる。例えば、
Creepruptureの様な長期にわたる時間と応力と
の関係を考慮したものなどである。
度に結びつけ様とするものであつたが、もちろ
ん、これ以外のモデルも考えられる。例えば、
Creepruptureの様な長期にわたる時間と応力と
の関係を考慮したものなどである。
この方法によれば、燃料の破損を防止すること
ができ、また燃料破損に伴う、放射能による環境
汚染に対しても、低減化でき、きわめて有効であ
る。
ができ、また燃料破損に伴う、放射能による環境
汚染に対しても、低減化でき、きわめて有効であ
る。
第１図は本発明の原子炉運転方法の一実施例を
示す説明図、第２図ａ，ｂは出力変化量と損傷確
率との関係を示す図、第３図ａ，ｂは本発明の動
作状態を示す説明図である。 ２…検出装置、３…出力分布計算装置、７…第
１の演算記憶装置、８…第２の演算記憶装置、９
…第３の演算記憶装置、１０…判定装置、１１…
原子炉運転制御装置、１２…制御棒駆動装置、１
３…演算記憶装置。
示す説明図、第２図ａ，ｂは出力変化量と損傷確
率との関係を示す図、第３図ａ，ｂは本発明の動
作状態を示す説明図である。 ２…検出装置、３…出力分布計算装置、７…第
１の演算記憶装置、８…第２の演算記憶装置、９
…第３の演算記憶装置、１０…判定装置、１１…
原子炉運転制御装置、１２…制御棒駆動装置、１
３…演算記憶装置。
Claims (1)
- １ 原子炉各部の流量、圧力、温度、中性子束を
測定系によつて検出し、この測定系にて求めた検
出値から原子炉内に配置された各燃料集合体につ
いて各種燃料棒のノード単位の出力値を求め、こ
のノード単位の出力値を所定時刻ごとに記憶して
出力変化量を求め、この出力変化量と出力変化を
受ける前の出力値によつて被覆管に発生する歪を
求め、この求められた被覆管の歪から損傷確率を
求め、この損傷確率が設定値以上に成つた時にそ
の設定値以上に成つた炉心位置に制御棒を挿入す
る命令信号を出力して成ることを特徴とする原子
炉運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1909778A JPS54112485A (en) | 1978-02-23 | 1978-02-23 | Reactor operating method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1909778A JPS54112485A (en) | 1978-02-23 | 1978-02-23 | Reactor operating method |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54112485A JPS54112485A (en) | 1979-09-03 |
| JPS6339879B2 true JPS6339879B2 (ja) | 1988-08-08 |
Family
ID=11989960
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1909778A Granted JPS54112485A (en) | 1978-02-23 | 1978-02-23 | Reactor operating method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS54112485A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5938686A (ja) * | 1982-08-27 | 1984-03-02 | 株式会社日立製作所 | 原子炉出力制御装置 |
| CN102184751B (zh) * | 2011-03-01 | 2013-03-20 | 福建福清核电有限公司 | 利用首炉堆芯备用燃料组件提高反应堆燃料安全性的方法 |
-
1978
- 1978-02-23 JP JP1909778A patent/JPS54112485A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS54112485A (en) | 1979-09-03 |
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