JP5642460B2 - 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法、安全評価システム及び炉心燃料評価監視システム - Google Patents
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Description
図1は、原子炉の概念図である。図2は、炉心を模式的に表した説明図である。図3及び図4は、燃料集合体を模式的に表した説明図である。図5は、燃料棒を模式的に表した説明図である。
次に、原子炉1が沸騰水型原子炉(BWR: Boiling Water Reactor)である場合は、被覆管間の冷却材の流路中心には蒸気が存在し、被覆管の壁面近傍には液膜が流れている。実施形態2での限界熱流束は、液膜が消失してしまうことであり、ドライアウトという。そして、沸騰水型原子炉では、原子炉の安全評価の対象は局所的な熱流束ではなく、燃料集合体全体である。そこで、燃料集合体の最も熱的不利な位置において沸騰遷移のおこる限界出力を求めることが必要である。
2 圧力容器
3 炉心
4 制御棒
6 制御棒制御装置
9 計測装置
10 プラント制御装置
11、105、155 表示手段
12、106、156 入力手段
15 センサ
30 燃料集合体
31 燃料棒
32 冷却材
33 支持格子
34 上部ノズル
35 下部ノズル
61 燃料ペレット
62 被覆管
63 スプリング
100 限界熱流束予測装置
101、151 入力処理回路
102、152 入力ポート
103、153 出力ポート
104、154 出力処理回路
111〜113、161〜163 バス
120、170 処理部
121 実験データプロット部
122 サブチャンネル解析部
123 限界熱流束相関式算出部
124、175 制御部
125、176 記憶部
150 安全評価システム
171 炉心条件算出部
172 サブチャンネル解析部
173 限界熱流束比算出部
174 安全判断評価部
200 実験装置
201 実験容器
202 電源
203 ヒータ
204、205 センサ
Claims (7)
- 熱流束を変更した実験条件ごとにサンプリングされた限界熱流束と、前記実験条件から定まる熱平衡クオリティとを含む実験データを記憶する記憶部と、
前記実験データから熱平衡クオリティに対する限界熱流束の関係を示す相関プロット分布を求める実験データプロット部と、
前記限界熱流束を前記熱平衡クオリティの関数で表現したモデル関数であるロジスティック式で前記相関プロット分布を近似することにより、前記限界熱流束と前記熱平衡クオリティとの相関式を求める限界熱流束相関式算出部と、
を含むことを特徴とする限界熱流束予測装置。 - 熱流束を変更した実験条件ごとにサンプリングされた限界熱流束と、前記実験条件から定まる熱平衡クオリティとを含む実験データを取得するステップと、
前記実験データから熱平衡クオリティに対する限界熱流束の関係を示す相関プロット分布を求める相関プロットステップと、
前記限界熱流束を前記熱平衡クオリティの関数で表現したモデル関数であるロジスティック式で前記相関プロット分布を近似することにより、前記限界熱流束と前記熱平衡クオリティとの相関式を求める限界熱流束相関式算出ステップと、
を含むことを特徴とする限界熱流束予測方法。 - 原子炉の状況解析を行う炉心条件算出部と、
前記原子炉の状況解析に応じて前記原子炉の炉心内の3次元的な流体挙動を求めるサブチャンネル解析部と、
前記3次元的な流体挙動に基づき、炉心内で最も熱的に厳しい燃料棒の限界熱流束比を最小限界熱流束比として算出する限界熱流束比算出部と、
前記最小限界熱流束比と許容制限値との比較により安全評価する安全判断評価部と、を有し、
限界熱流束と実際の熱流束の比である前記限界熱流束比を求めるための限界熱流束相関式は、前記限界熱流束を熱平衡クオリティの関数で表現したモデル関数であるロジスティック式であることを特徴とする安全評価システム。 - 原子炉の測定データを測定する測定装置と、
前記原子炉を制御するプラント制御装置と、
請求項5又は6に記載の前記安全評価システムと、を有し、
前記安全評価システムは、前記測定データに基づいて算出した最小限界熱流束比と許容制限値との比較により安全評価し、前記安全評価に基づいて前記プラント制御装置が原子炉を制御することを特徴とする炉心燃料評価監視システム。
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