本発明は、軽水炉(ＬＷＲ)燃料集合体に関する。 より具体的には、本発明は、所与の熱および中性子束、ならびに所与の水化学の下で所与の運転時間の後に、ＬＷＲプラントの原子炉燃料棒および集合体の状態を指標によって評価する方法を提供する。

軽水炉の燃料の健全性は、原子炉の安全性全体の重要な部分である。 燃料の構造的な健全性は、環境への核分裂生成物の放出に対する主要なバリアを構成し、したがって、燃料サイクルが回避される間は燃料の構造的な健全性を危うくする。 燃料の健全性を危うくすること(すなわち燃料棒の破損)は、水中装置を用いて燃料棒について燃料交換運転停止中の外観検査を行うこと、燃料棒を取り替えること等のような燃料製造業者および／またはオペレータによって採られる、いくつかの手段によって回避される。 また、燃料棒は、それらのそれぞれの位置および炉心滞在時間について追跡され、それによって、燃料棒が規定量の減損した燃料を有すると、変質した燃料集合体はさらなる原子炉の運転から取り除かれる。

最も好ましい労力が燃料棒破損を予測するために払われるが、運転特性に基づく燃料棒破損を予測するための正確な方法はこれまでなかった。 燃料棒の使用の範囲、または炉水の化学的性質などの因子は、この棒の構造上の実装に耐える燃料棒の能力に影響を及ぼす。 使用の変更(すなわち、原子炉の別の位置で燃料棒を使用すること)は、燃料棒破損の可能性の変動性をさらに増大させる。 燃料棒破損という望ましくない結果を回避するために、原子力プラントのオペレータは、常に、さらなる損傷の徴候を示すことがある一層早い時点で燃料要素を外に出すことについて決定する。 このことは、原子力プラントの経済性を低下させる。

また、核燃料集合体の燃料棒破損を予測する方法を提供する必要がある。

またさらに、燃料交換運転停止中のような特定の時点において、燃料の寿命期間中に燃料棒の健全性を評価する方法を提供する必要がある。

したがって、本発明の目的は、燃料棒の健全性に関してプラント変更／交替の有意性を評価する方法を提供することである。

また、本発明のさらなる目的は、燃料交換運転停止中のような特定の時点において、燃料の寿命期間中に燃料棒の健全性を評価する方法を提供することである。

本発明の目的は、図示および説明のように実現される。 本発明は、装荷されていない燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つに原子炉燃料プール内でアクセスすることを許可するステップと、少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体について運転流束を計算するステップと、燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つの上のＣＲＵＤの厚さを測定するステップと、少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体の上の酸化物の厚さを測定するステップと、原子炉内の少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体の位置に対して、少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体について最大化される流束を計算するステップと、原子炉の中で少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体について最大化される堆積物を計算するステップと、原子炉の中で少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体について最大化される酸化物厚さを計算するステップと、燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つの燃料状態指標を計算するステップと、燃料状態指標(fuel condition index)を指標定数と比較するステップと、燃料状態指標が指標定数よりも大きい場合に燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つを運転から取り除くステップと、を有する、軽水炉の燃料の健全性を評価するための方法を提供する。

また、本方法は、燃料状態指標が、以下の式で計算される場合に実行することができる。

ここで、Ａは指標定数である。

指標定数は、考慮される余裕の関数として３.０よりも小さいか、またはこれに等しい任意の値を有することができる。 ２０%の安全余裕の場合、指標定数は２.４である。

また、本方法は、以下の２つの条件式が共に満たされる場合に、燃料状態指標が修正係数を用いて計算されるように達成することができる。

ここで、Ｂ、ＣおよびＤは、０.３と１.４との間の値を有するフロー、クラッドおよび燃料設計調整係数であり、ＦＣＩは燃料状態指標である。

燃料状態指標の適用は、沸騰水型原子炉燃料と加圧水型原子炉燃料のいずれかに対して行うことができる。

軽水炉燃料破損の因子のベン図である。

燃料棒の破損を予測し、燃料棒の健全性を評価する方法のフローチャートである。

燃料ピン／スペーサ格子界面に配置される低堆積要因物質の表示図である。

燃料ピン／スペーサ格子界面に配置される適度な堆積物質の表示図である。

燃料ピン／スペーサ格子界面に配置される多量に堆積した物質の表示図である。

図１を参照すると、ＬＷＲプラントの燃料の健全性全体に影響を及ぼす因子を説明するベン図が示されている。 ３つの異なる相互関係のある因子が、軽水炉に対する燃料棒の健全性違反の可能性を判定するために本発明の方法において使用されている。 個々の燃料棒の材料状態１０は、燃料棒のデューティ(使用の量)２０と、この燃料棒が該燃料棒または該集合体の健全性違反の可能性全体を判定するために置かれることになりまたは置かれている環境３０との両方と共同して使用される。 材料１０、デューティ２０、および環境３０の三重に重なった領域３５では、欠陥のある軽水炉燃料棒の可能性が存在する。 ベン図４０の三重に重なっていない領域では、構造的に欠陥のある軽水炉燃料棒の可能性は最小である。 なぜなら、危険領域に入る因子がすべて同時に発生することは起こらないからである。

図２を参照して、本発明による方法１００により、次の燃料サイクル中、または評価の時点において、構造的な健全性の問題について高リスクを有し、または有することになる軽水炉燃料棒の識別が可能になる。 方法１００は燃料状態指標１８０を計算し、この燃料状態指標１８０は、燃料要素が最も熱応力を加えられる領域で現実の運転状態中に消費される燃料要素の耐久性という部分についての評価基準である。

本方法１００は、上で説明された因子に対して環境３０、デューティ２０、および材料１０という３つの因子から得られるように、核燃料棒の熱流束、燃料棒の表面でのChalk River Unidentified Deposit(ＣＲＵＤ)の厚さ、および燃料棒の酸化物厚さという因子を使用する。

核燃料棒の熱流束、燃料棒の表面でのChalk River Unidentified Depositの厚さ、および燃料棒の酸化物厚さという各因子は、これらの因子が相互関係を有するので、欠陥のある燃料棒健全性の可能性を判定するために使用される。 具体的には、燃料棒の熱流束は、燃料棒のＣＲＵＤの厚さ、ならびに燃料棒の酸化物厚さの両方に影響を及ぼす。

燃料棒のＣＲＵＤ特性の変化(例えば、ＣＲＵＤ層の厚さの増加)は、燃料棒の熱流束ならびに酸化物組成の変化になる。 燃料状態指標１８０の定量化により、燃料棒は、全燃料サイクルを通じた各時刻を含めて特定の時点において評価できるようになる。

核燃料棒の流束、燃料棒の表面でのＣＲＵＤの厚さ、および燃料棒の酸化物厚さという各因子は、本発明の方法において燃料棒の健全性違反の可能性を判定するために使用される。 調整係数には、例えば順序交換間隔の効果、ＣＲＵＤの成熟、および給水される水の化学的性質がある。

したがって、時間依存変数としての燃料状態指標は、以下の式(１)で示される。

上記の方程式(１)で与えられるように、個々の燃料棒の遭遇する運転流束が、この棒の最大可能流束と同等であり、運転堆積物(ＣＲＵＤ堆積物)が、この棒のＣＲＵＤの最大堆積物と同等であり、燃料要素の測定された運転酸化物厚さが、この要素について可能な最大酸化物厚さと同等である場合には、燃料状態指標の定数(Ａ)の値は三(３)である。

上記の因子を用いると、燃料状態指標１８０は、その計算値が数値３に近づけば近づくほど、ますます問題の燃料は破損することになるという点で、燃料要素の寿命の範囲内の任意の所与の瞬間において燃料棒の健全性違反の可能性を示すために使用される。

本発明の方法の他の例示の実施形態では、燃料状態指標１８０は、原子炉内の燃料棒の継続する健全性を確保する安全係数を組み込むように定義される。 このために、例えば２０%の余裕が選択され、それによって燃料状態指標は、以下の式(２)で計算することができる。

上に示された方程式では、時間の効果が考慮され、最大流束は、興味がある運転時間(瞬間)と異なる時間において考慮される。 運転構成要素の運転時間がこの方程式の３つの項すべてについて同一である場合、最大流束、最大堆積物、および最大酸化物厚さが、運転の開始から異なる瞬間において、または燃料履歴データが使用される場合には燃料要素の寿命を通じてすべて得られる。 したがって、各運転時点において、燃料状態指標のそれぞれに異なる値が実現される。 いくつかの燃料状態指標の計算を、問題の燃料棒または集合体の傾向を研究するために行ってもよい。 また、燃料状態指標は、特定の燃料棒または集合体について最大燃料状態指標の値を判定するために経時的にグラフで示してもよい。 このデータは、燃料棒または集合体を運転から取り除くべきかどうかを判定するために使用することができる。

燃料指標に寄与する３つの要素の最大値についての非同期な時刻は、軽水炉の燃料状態指標１８０の特質であり、したがって、原子炉の燃料要素(棒)の現在の状態を確かめるためばかりでなく、次の燃料サイクルについてそれらの燃料要素の健全性を予測するためにも有用である。

時間の効果を明示的に考慮すると、上記の方程式は、以下の式(３)になる。

上記の方程式(３)で得られる値は、堆積物の寿命について平均されている。 ｍ＝燃料要素が原子炉内に保持された総月数、を考慮すると、運転値は運転の各月に対応する。

方程式(３)で示されるように平均すると、方程式(２)の燃料状態指標の値よりも保存性の少ない燃料状態指標の値を生じる。

本発明の方法では、調整係数は、方程式(３)のベース項と組み合わされて、次の統合型状態モデル(所与の瞬間における)の以下の式(４)を形成する。

ここで、調整係数は、
Ｂ＝フロー調整係数 Ｃ＝堆積物の化学的性質を含むクラッド調整係数 Ｄ＝燃料設計調整係数 ＦＣＩ＝燃料状態指標である。

計算に基づき、かつ、現実のプラントデータとの比較によって確認すると、係数Ｂ、ＣおよびＤは、０.３と１.４との間の値を有する。

調整係数の選択は、個々の係数の重みを同定することができて燃料の健全性に関してそれらの個々の影響力の点からより重要な係数を判定するように行われる。

さまざまな調整係数の重みの選択は、現実世界の状態を確認し評価する均衡のとれた指標を維持するように行われる。 この理由で、個々の調整係数のすべての平均は、基礎係数を変更するように使用される。 モデルの各項は、１.２の最大値、および０.６４の実用最小値(２０％の余裕を有するプラントの場合)を有する。 結果として、大多数の原子力プラントの燃料状態指標は、１.９と３.６との間になるであろう。

動力炉内の実際の燃料要素を試験することによって得られるように、原子炉施設は、指標定数を与えるために燃料状態指標(１.９〜３.６)の予想範囲を３つに分割することにより高リスク、中リスク、および低リスクサイクルプラントに分割される。 この結果、次の分類が生じる。
・ＦＣＩ≧３.０＝高リスク状態 ・ＦＣＩ２.４〜２.９＝中リスク状態 ・ＦＣＩ＜２.４＝低リスク状態

ＦＣＩは、詳細解析前に(または詳細解析なしで)、燃料の運転状態(変更、順序交換、水化学等)の予備評価を行うために使用することができるが、これに限定されるものではない。 また、燃料状態指標は、先行の使用実績がないプラントに燃料を供給することに関連するリスクを見積もることもできる。 また、燃料状態指標は、運転の暴走に関連する燃料製造業者に対する保証リスクを見積もるために、または、変更運転が原子炉燃料サイクル中に必要とされる場合に使用することもできる。

本発明の他の実施形態によれば、燃料状態指標１８０は、下記の方程式(５)で与えられるように、燃料集合体の外観検査に基づく堆積因子で燃料状態指標計算の第２項を置き換えることによって、ＣＲＵＤ堆積物の厚さまたは形態に関するデータがないプラントに対して決定される。

方程式(５)に示される堆積因子の値は、評価されることになる原子炉要素の設計、およびこの要素に配置されるＣＲＵＤの量に依存する。 図３で与えられるように、スペーサ格子ではなく燃料ピンに付着する少量のＣＲＵＤは、例えば０.６の値が割り当てられる。 図４に例示されるように、スペーサ格子にいくらかの限定されたＣＲＵＤを有する燃料ピン表面全体を覆うＣＲＵＤは、例えば０.８の値が割り当てられる。 図５に例示されるように、かなりの材料が燃料ピンおよびスペーサ格子に配置された重くＣＲＵＤの外被を形成する集合体は、例えば１.２の値が割り当てられる。

運転中に、図２に示されるように、沸騰水型原子炉の燃料の健全性を評価する方法１００は、装荷されていない燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つに原子炉燃料プール内でアクセスすることを許可することによって実現される(ステップ１１０)。 少なくとも１つの燃料棒または核燃料集合体は、新しい棒／燃料集合体、または原子炉内で以前に使用されていた棒／集合体であってもよい。 燃料棒または核燃料集合体が以前に使用されていた場合、この棒／集合体は、下記で説明するように、さらに処理を行うために原子炉の他の伝熱面から隔離される。 核燃料集合体が使用される場合、集合体を全部で評価してもよく、または個々の構成要素の各部分を評価してもよい。

次いで、原子炉内の棒または集合体の全体の意図される位置が、原子炉技術者によって決定／選択される。 原子炉内の燃料棒／燃料集合体の予想される(または実際の)位置に基づき、次いで、燃料棒または燃料集合体の運転流束が計算される(ステップ１２０)。

上記棒または核燃料集合体は隔離されるが、次いで、燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つについてＣＲＵＤの厚さが測定される(ステップ１３０)。 この測定は、例えば、少なくとも１つの燃料棒または核燃料集合体の外面を削り落とすこと、ならびに、説明した例示の方法により実験室で得られる削り落とすことによる厚さを測定することによって得られる。 また、測定は、非破壊検査(例えば、ＥＴＣ‐渦電流探傷技術)によって得ることもできる。

燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つのＣＲＵＤの厚さを測定することに加えて、少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体の酸化物の厚さはまた、ＥＴＣによって、またはホットセル内で破壊検査によって測定される(ステップ１４０)。

原子炉内部の予想される位置に基づき、原子炉内の少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体の特定の位置に対して、この少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体についての最大化される流束が計算される(ステップ１５０)。 この最大化される流束は、上記棒または集合体の最も熱応力を加えられる部分に沿って計算される。

次いで、原子炉内の少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体について実現できる最大化される堆積物が計算される(ステップ１６０)。 最大化される堆積物は、燃料がその寿命を通して残存した最も悪く知られている堆積のデータベースからの選択によって決定される。 選択される時間の長さは瞬時であってもよく、または評価は燃料サイクルの期間の終わりまで行ってもよい。

原子炉内の少なくとも１つの燃料棒および核燃料集合体について問題の時間枠中に実現することができる最大化される酸化物厚さは、燃料要素の寿命の終わりにおける最も悪く測定される酸化物厚さと規制した許容最大酸化物厚さの間のより小さな値として得られる(ステップ１７０)。 選択される時間の長さは瞬時であってもよく、または評価は燃料サイクルの期間の終わりまで行ってもよい。

次に、燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つの燃料状態指標が、そのうえ計算される(ステップ１８０)。 次いで、この計算された燃料状態指標は、指標定数と比較される(ステップ１９０)。

最後に、燃料状態指標が、高リスク状態を同定するものとして同定される指標定数よりも大きい場合に、燃料棒および核燃料集合体のうちの少なくとも１つは、運転から取り除かれる(ステップ２００)。

本発明は、高リスクの燃料棒／燃料集合体の定量化を可能にする方法を提供するものである。 この評価方法は、漏洩燃料の確率を大きく低減させることによって既存の方法を改良している。 この評価方法はまた、炉水浄化系の劣化の可能性を最小限にする。

本発明による方法により、この種の能力を有さない現在の外観検査技術とは異なり、将来時刻の燃料棒／集合体の漏洩を予測することもできる。

またこの方法により、原子力プラントのオペレータは、運転中に行われるプラントの変更を考えて燃料棒の健全性を評価するオーバーラップした確かな方法の開発をこの原子力プラントのオペレータに義務づける管理機関の要求を満足することもできる。

本明細書において、本発明は、その特定の例示の実施形態を参照して説明されている。 しかし、さまざまな改変や変更を、特許請求の範囲に記述したように本発明のより広い趣旨や範囲から逸脱することなくそれに施すことができることは明らかであろう。 したがって、本明細書および図面は、限定ではなく例示と見なすべきである。

１０ 材料(材料状態)
２０ デューティ ３０ 環境 ３５ 三重に重なった領域 ４０ ベン図