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公開番号2023182369
公報種別公開特許公報(A)
公開日2023-12-26
出願番号2022095925
出願日2022-06-14
発明の名称解析システム、解析方法及び解析プログラム
出願人三菱重工業株式会社
代理人弁理士法人酒井国際特許事務所
主分類G21C 17/00 20060101AFI20231219BHJP(核物理;核工学)
要約【課題】最小限界熱流束比を精度よく推定することができる解析システム、解析方法及び解析プログラムを提供する。
【解決手段】原子力施設に設けられる主蒸気管の異常時における安全評価の解析を行う解析システムにおいて、安全評価のパラメータとなる最小限界熱流束比を、評価モデルを用いて推定する演算部を備え、評価モデルは、限界熱流束比と、炉心に装荷される燃料集合体の燃料棒の軸方向出力分布における所定区間の面積と、燃料集合体の冷却材入口側における冷却材温度及び燃料集合体における径方向出力ピーク値の少なくとも一方との相関関係を表すモデルとなっており、演算部は、面積と、冷却材温度及び径方向出力ピーク値の少なくとも一方とを取得するステップと、面積と、冷却材温度及び径方向出力ピーク値の少なくとも一方とに基づいて、評価モデルから、異常時の最小限界熱流束比を算出するステップと、を実行する。
【選択図】図4
特許請求の範囲【請求項１】
原子力施設に設けられる主蒸気管の異常時における安全評価の解析を行う解析システムにおいて、
安全評価のパラメータとなる最小限界熱流束比を、評価モデルを用いて推定する演算部を備え、
前記評価モデルは、限界熱流束比と、炉心に装荷される燃料集合体の燃料棒の軸方向出力分布における所定区間の面積と、前記燃料集合体の冷却材入口側における冷却材温度及び前記燃料集合体における径方向出力ピーク値の少なくとも一方との相関関係を表すモデルとなっており、
前記演算部は、
前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とを取得するステップと、
前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とに基づいて、前記評価モデルから、前記異常時の前記最小限界熱流束比を算出するステップと、を実行する解析システム。
続きを表示（約 1,100 文字）【請求項２】
前記評価モデルは、回帰式によって表され、
前記回帰式は、
ＤＮＢＲの推定値＝（ａ・Ｆ
ｔｏｐ
＋ｂ）（ｃ・Ｆ
ΔＨ
＋ｄ）（ｅ・Ｔ
ｉｎ
／Ｔ
ｉｎ０
＋ｆ）
ＤＮＢＲ：限界熱流束比
Ｆ
ｔｏｐ
：面積
Ｆ
ΔＨ
：径方向出力ピーク値
Ｔ
ｉｎ
：異常後の入口側における冷却材温度
Ｔ
ｉｎ０
：異常前の入口側における冷却材平均温度
ａ，ｂ，ｃ，ｄ，ｅ，ｆ：定数
で表される請求項１に記載の解析システム。
【請求項３】
原子力施設に設けられる主蒸気管の異常時における安全評価の解析を行う解析システムが実行する解析方法であって、
前記解析システムは、安全評価のパラメータとなる最小限界熱流束比を、評価モデルを用いて推定し、
前記評価モデルは、限界熱流束比と、炉心に装荷される燃料集合体の燃料棒の軸方向出力分布における所定区間の面積と、前記燃料集合体の冷却材入口側における冷却材温度及び前記燃料集合体における径方向出力ピーク値の少なくとも一方との相関関係を表すモデルとなっており、
前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とを取得するステップと、
前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とに基づいて、前記評価モデルから、前記異常時の前記最小限界熱流束比を算出するステップと、を実行する解析方法。
【請求項４】
原子力施設に設けられる主蒸気管の異常時における安全評価の解析を行う解析システムで実行される解析プログラムであって、
前記解析システムは、安全評価のパラメータとなる最小限界熱流束比を、評価モデルを用いて推定し、
前記評価モデルは、限界熱流束比と、炉心に装荷される燃料集合体の燃料棒の軸方向出力分布における所定区間の面積と、前記燃料集合体の冷却材入口側における冷却材温度及び前記燃料集合体における径方向出力ピーク値の少なくとも一方との相関関係を表すモデルとなっており、
前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とを取得するステップと、
前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とに基づいて、前記評価モデルから、前記異常時の前記最小限界熱流束比を算出するステップと、を実行させる解析プログラム。

発明の詳細な説明【技術分野】
【０００１】
本開示は、解析システム、解析方法及び解析プログラムに関するものである。
続きを表示（約 1,900 文字）【背景技術】
【０００２】
従来、炉心設計として、炉心設計案に対する炉停止余裕、及び、熱的制限値の評価を行う原子炉炉心設計支援システムが知られている（例えば、特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
特開２００７－１４７５２９号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
加圧水型原子炉の炉心設計では、安全評価の一つとして、主蒸気管破断事故が発生した場合の最小限界熱流束比（以下、限界熱流束比をＤＮＢＲと表記する）が制限値を満足するよう設計する必要がある。ＤＮＢＲ（ＤｅｐａｒｔｕｒｅｆｒｏｍＮｕｃｌｅａｔｅＢｏｉｌｉｎｇＲａｔｉｏ）とは、限界熱流束と実際の局所熱流束の比である。許認可申請書を対象とした解析（許認可解析）では、代表的な炉心に対して種々のパラメータを保守的に設定した条件のもと最小ＤＮＢＲが制限値を満足することを提示する必要がある。
【０００５】
ここで、特許文献１のような炉心設計において、例えば、評価結果として最小ＤＮＢＲの推定値が取得される場合、最小ＤＮＢＲの推定値の精度が低い、換言すれば、最小ＤＮＢＲの推定値の確からしさが低いと、最小ＤＮＢＲが厳しい炉心条件を設定するロジックを定めることができないため、許認可における説明性を確保できない。
【０００６】
そこで、本開示は、最小限界熱流束比を精度よく推定することができる解析システム、解析方法及び解析プログラムを提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本開示の解析システムは、原子力施設に設けられる主蒸気管の異常時における安全評価の解析を行う解析システムにおいて、安全評価のパラメータとなる最小限界熱流束比を、評価モデルを用いて推定する演算部を備え、前記評価モデルは、限界熱流束比と、炉心に装荷される燃料集合体の燃料棒の軸方向出力分布における所定区間の面積と、前記燃料集合体の冷却材入口側における冷却材温度及び前記燃料集合体における径方向出力ピーク値の少なくとも一方との相関関係を表すモデルとなっており、前記演算部は、前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とを取得するステップと、前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とに基づいて、前記評価モデルから、前記異常時の前記最小限界熱流束比を算出するステップと、を実行する。
【０００８】
本開示の解析方法は、原子力施設に設けられる主蒸気管の異常時における安全評価の解析を行う解析システムが実行する解析方法であって、前記解析システムは、安全評価のパラメータとなる最小限界熱流束比を、評価モデルを用いて推定し、前記評価モデルは、限界熱流束比と、炉心に装荷される燃料集合体の燃料棒の軸方向出力分布における所定区間の面積と、前記燃料集合体の冷却材入口側における冷却材温度及び前記燃料集合体における径方向出力ピーク値の少なくとも一方との相関関係を表すモデルとなっており、前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とを取得するステップと、前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とに基づいて、前記評価モデルから、前記異常時の前記最小限界熱流束比を算出するステップと、を実行する。
【０００９】
本開示の解析プログラムは、原子力施設に設けられる主蒸気管の異常時における安全評価の解析を行う解析システムで実行される解析プログラムであって、前記解析システムは、安全評価のパラメータとなる最小限界熱流束比を、評価モデルを用いて推定し、前記評価モデルは、限界熱流束比と、炉心に装荷される燃料集合体の燃料棒の軸方向出力分布における所定区間の面積と、前記燃料集合体の冷却材入口側における冷却材温度及び前記燃料集合体における径方向出力ピーク値の少なくとも一方との相関関係を表すモデルとなっており、前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とを取得するステップと、前記面積と、前記冷却材温度及び前記径方向出力ピーク値の少なくとも一方とに基づいて、前記評価モデルから、前記異常時の前記最小限界熱流束比を算出するステップと、を実行させる。
【発明の効果】
【００１０】
本開示によれば、最小限界熱流束比を精度よく推定することができる。
【図面の簡単な説明】
（【００１１】以降は省略されています）

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