JP2000314793A - 原子炉の安定性余裕確認装置、安定性余裕確認システムおよび運転方法 - Google Patents

原子炉の安定性余裕確認装置、安定性余裕確認システムおよび運転方法

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JP2000314793A
JP2000314793A JP11126517A JP12651799A JP2000314793A JP 2000314793 A JP2000314793 A JP 2000314793A JP 11126517 A JP11126517 A JP 11126517A JP 12651799 A JP12651799 A JP 12651799A JP 2000314793 A JP2000314793 A JP 2000314793A
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Takao Kageyama
隆夫 影山
Tomoki Yamamoto
知己 山本
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Toshiba Corp
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Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
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Abstract

(57)【要約】 【課題】 現運転点での安定性の余裕を把握できると共
に運転領域全体での安定性を評価できる原子炉の安定性
余裕確認装置を提供することである。 【解決手段】 安定性モニタ２１は原子炉の中性子束に
基づいてモニタ減幅比Ａ１を算出し、安定性解析実行部
２２は、所定の原子炉プロセス量、炉心核定数および安
定性解析コードに基づきコード減幅比Ａ２を算出する。
そして、判定部２３は、モニタ減幅比Ａ１がコード減幅
比Ａ２よりも予め定められた設定値を超えて大きいか否
かを判定し、その判定結果を表示部２４に表示する。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の技術分野】本発明は、発電用沸騰水型原子炉の
安定性の余裕を確認する原子炉の安全性余裕確認装置、
安定性余裕確認システムおよび運転方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、沸騰水型原子炉の炉心は図７に
示すように構成されている。炉心内には複数の燃料集合
体１が挿入されており、その各々の燃料集合体１はチャ
ンネルボックス２に覆われている。また炉心内には、中
性子束を検出するために、複数個の局部出力領域モニタ
３（以下、ＬＰＲＭ３という）が配置されている。
【０００３】さらに、各燃料集合体１は、図８に示すよ
うに炉心支持板４及び上部格子板５で支持され、円筒形
のシュラウド６に囲まれている。冷却材７は、下方よ
り、燃料支持金具８のオリフィス及び下部タイプレート
を経由して燃料集合体１内に流入し、燃料集合体１によ
り熱せられて、蒸気（ボイド）を発生し、気液二相流と
なって、炉心上部へ流出する。
【０００４】以上のような沸騰水型原子炉における原子
炉の不安定振動現象は、チャンネル水力振動、炉心一体
振動、領域振動の３つが考えられている。チャンネル水
力振動は局所的チャンネル流量の振動であるチャンネル
不安定性、炉心一体振動は中性子束振動が同位相で起こ
る炉心不安定性、領域振動は位相が１８０度ずれる領域
不安定性となる。これらの振動メカニズムについては、
特開平１１−３８１７５号公報「沸騰水型原子炉の監視
制御装置」とその中の引用文献に詳述されている。
【０００５】原子炉の安定性を表わす指標の１つに減幅
比がある。その評価方法には実炉の中性子束ノイズから
安定性モニタにより減幅比を求める方法と、実炉の運転
状態（ヒート・バランス）や炉心出力分布を安定性解析
コードを用いることにより減幅比を求める方法とがあ
る。
【０００６】安定性解析コードを用いた場合には、代表
的な炉心核定数、炉心出力分布、および、高次モード情
報（例えば、周方向１次モードの未臨界度とその出力分
布）を入力条件とし、解析結果を運転特性図上で等減幅
比曲線を示すことにより、運転点が安定性が低下する運
転領域に入らないことを確認する方法もある。
【０００７】図９は、従来例における安定性モニタ２１
により減幅比を求める場合の説明図である。安定性モニ
タ２１には基本的概念として２つのタイプがあり、１つ
は、図９（ａ）に示すように圧力容器ドーム部に外乱を
印加することにより、圧力から中性子束の伝達関数を同
定し、それから減幅比を算出する方法である。もう一つ
は、図９（ｂ）に示すように中性子束のゆらぎ信号から
自己回帰モデルを同定し、さらにそのモデルのインパル
ス応答関数から減幅比を算出する方法である。
【０００８】また、炉心ノイズ解析機能を有する監視装
置については、特公平４−１００３８号公報「沸騰水型
原子炉の炉心安定性監視方法および装置」、または、特
願平９−３４７１２０号「原子炉出力監視装置」を適用
する方法がある。前者では、特に炉心・チャンネル安定
性についての監視方法、後者では、特に領域安定性につ
いての監視方法が詳述されている。なお、安定性モニタ
の表示画面の例としては、例えば、公知文献１「日本原
子力学会誌Vol.40, No.9 P657第II-5図 “沸騰水型炉に
おける安定度のオンライン監視結果の例”」に記載され
ている。
【０００９】図１０は、従来例における安定性解析コー
ドを用いて減幅比を求める場合の説明図である。安定性
解析実行部２２には安定性解析コードが組込まれてい
る。この安定性解析実行部２２で用いられる安定性解析
コードについては、公知文献２「ＴＬＲ−０１０改訂３
“安定性解析手法について”株式会社東芝、平成１０年
１月」に記載のあるモデルを計算機言語で記述したもの
を組込むことにより実現される。
【００１０】プロセス計算機１０にはヒート・バランス
条件およびＬＰＲＭ３で検出されたＬＰＲＭ信号が入力
される。プロセス計算機１０では、入力された局部出力
値（ＬＰＲＭ値）を参照して核計算を行なう。これか
ら、炉心内の径方向及び軸方向出力分布等を計算し出力
する。安定性解析実行部２２は運転点と炉心出力分布と
に基づいて安定性減幅比を計算し、その安定性減幅比を
表示部２３の画面上に表示する。
【００１１】次に、図１１は従来例における安定性解析
コードにより評価された沸騰水型原子炉の運転領域上で
の等減幅比曲線である。通常の運転は、定格出力曲線、
設計流量制御曲線、安定性制限曲線、最低ポンプ速度曲
線、キャビテーション制限曲線、最大ポンプ速度曲線の
各線上とそれらによって囲まれた領域内と自然循環曲線
上で行われる。
【００１２】等減幅比曲線は減幅比を評価した結果を用
いて、通常の運転領域内外の（出力、流量）二次元マッ
プ上で同じ減幅比となる点を結んだものである。図１１
では炉心安定性の等減幅比曲線の中で、D.R.=1.0、D.R.
=0.8、D.R.=0.6の３曲線を示している。炉心安定性とし
ては、D.R.=1.0が厳しくD.R.=0.8、D.R.=0.6の順に厳し
さが緩和される。
【００１３】図１１の運転領域上で、最低ポンプ速度最
大出力点（点Ｄ）、安定性制限曲線と設計流量制御曲線
との交点（点Ｃ）、自然循環曲線の最大出力点（点Ｅ）
は、比較的安定性上の余裕の少ない運転点である。ま
た、設計流量制御曲線の下限点（点Ｂ）、最大出力点
（点Ａ）は、良好な安定性が求められる運転点である。
【００１４】等減幅比曲線（D.R.=1.0、D.R.=0.8、D.R.
=0.6）は、炉心核一点近似の周波数領域安定性解析コー
ドにサイクル末期炉心の核定数（ボイド反応度係数、ド
ップラ反応度係数、遅発中性子発生割合、崩壊定数、即
発中性子寿命）と安定性上保守側の炉心３次元出力分
布、同じく安定性上保守側の高次モード情報（周方向1
次モード未臨界度、分布）を適用する（前述の公知文献
２の表2.1〜2.3に主要パラメータに対する安定性の感度
が記載されている）ことにより算出されたものである。
【００１５】これより、沸騰水型原子炉の炉心安定性は
特に低流量・高出力領域で低下するが、安定性解析上厳
しい側の条件設定を行った場合でも、全運転領域で十分
な安定性が確保されていることが確認できる。領域安定
性、チャンネル安定性についても同様の確認を行うこと
が可能である。
【００１６】
【発明が解決しようとする課題】ところが、従来におい
ては、安定性モニタにより算出された減幅比と安定性解
析コードによる計算された減幅比とは、安定性減幅比の
算定が別個に行われ連繋が十分行われていなかったた
め、プラント現運転点での安定性の余裕の正確な把握が
できない。また、安定性の余裕に関する情報を利用して
の運転領域全体での安定性の正確な把握がなされていな
かった。
【００１７】また、炉心核一点近似の周波数領域安定性
解析コードにサイクル末期炉心の核定数と安定性上保守
側の炉心出力分布とを適用することにより算出される等
減幅比曲線からは、運転領域での現実的な安定性を正確
に把握することはできなかった。
【００１８】本発明の目的は、現運転点での安定性の余
裕を把握できると共に運転領域全体での安定性を評価で
きる原子炉の安定性余裕確認装置を提供することであ
る。
【００１９】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明に係わる
原子炉の安定性余裕確認装置は、原子炉の中性子束に基
づいてモニタ減幅比を算出する安定性モニタと、所定の
原子炉プロセス量、炉心核定数および安定性解析コード
に基づきコード減幅比を算出する安定性解析実行部と、
前記モニタ減幅比が前記コード減幅比よりも予め定めら
れた設定値を超えて大きいか否かを判定する判定部と、
前記判定部の判定結果を表示する表示部とを備えたこと
を特徴とする。
【００２０】請求項１の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、安定性モニタは原子炉の中性子束に基
づいてモニタ減幅比を算出し、安定性解析実行部は、所
定の原子炉プロセス量、炉心核定数および安定性解析コ
ードに基づきコード減幅比を算出する。そして、判定部
は、モニタ減幅比がコード減幅比よりも予め定められた
設定値を超えて大きいか否かを判定し、その判定結果を
表示部に表示する。
【００２１】原子炉の安定性余裕確認装置は、沸騰水型
原子炉の安定性を確認するために、プラント運転サイク
ルの起動操作時、または通常運転時、または停止操作時
に起動される。原子炉安定性余裕確認装置の起動によ
り、安定性モニタは、原子炉炉心内に配置された局部出
力モニター（ＬＰＲＭ）による観測信号と、ＬＰＲＭを
予めグループ分けをし平均化した（ＡＰＲＭ）信号とを
入力する。安定性モニタでは、中性子束ゆらぎ信号から
自己回帰モデルを同定し、そのインパルス応答関数か
ら、チャンネル安定性、炉心安定性、および領域安定性
の各々のモニタ減幅比を求める。
【００２２】一方、安定性解析実行部では、運転点、炉
心出力分布、高次モード情報、および、当該サイクル末
期での炉心核定数を入力として、炉心核一点近似動特性
方程式を含む周波数領域安定性解析コードによりコード
減幅比を算出する。つまり、原子炉圧力容器内に設置さ
れた圧力センサによる原子炉ドーム圧力、温度センサに
よる給水温度、流量センサによる炉心入口流量、プロセ
ス計算機による原子炉熱出力、ＬＰＲＭ信号による炉心
３次元出力分布（基本モード出力分布）と高次モード情
報（高次モード未臨界度、高次モード出力分布）を含め
た関係データに基づき炉心核一点近似動特性方程式を含
む周波数領域安定性解析コードにより、チャンネル安定
性、炉心安定性、および領域安定性のコード減幅比を算
出する。
【００２３】判定部では、モニタ減幅比とコード減幅比
とを比較し、その結果を表示部に表示すると共に、前者
の方が予め定められた値だけ大きいときに必要に応じて
中央操作室に警報を出力する。
【００２４】請求項２の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置は、請求項１の発明において、前記安定解析
実行部は、予め安定性解析コードにより安定性評価上保
守側の原子炉プロセス量およびサイクル末期での炉心核
定数に基づいて運転点全領域での等減幅比曲線を算出し
て記憶し、前記判定部は、一つの運転点または複数の運
転点で求めた前記モニタ減幅比と前記コード減幅比との
差または比を補正式の変数として、前記安定解析実行部
に予め記憶されている運転点全領域での等減幅比曲線に
適用し、現実的な等減幅比曲線を推定し、前記現実的な
等減幅比曲線のうち予め定められた曲線が運転領域上に
侵入する場合には前記表示部にその旨を表示することを
特徴とする。
【００２５】請求項２の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、請求項１の発明の作用に加え、安定解
析実行部は、予め安定性解析コードにより安定性評価上
保守側の原子炉プロセス量およびサイクル末期での炉心
核定数に基づいて運転点全領域での等減幅比曲線を算出
して記憶する。判定部は、一つの運転点または複数の運
転点で求めたモニタ減幅比とコード減幅比との差または
比を補正式の変数として、安定解析実行部に予め記憶さ
れている運転点全領域での等減幅比曲線に適用し、現実
的な等減幅比曲線を推定する。そして、現実的な等減幅
比曲線のうち予め定められた曲線が運転領域上に侵入す
る場合には表示部にその旨を表示する。
【００２６】安定性モニタによるモニタ減幅比と安定性
解析コードによるコード減幅比との差または比を、１つ
の運転点または複数の運転点で求め、その補正式の変数
とする。そして、安定性解析コードにより安定性評価上
保守側の炉心出力分布、高次モード情報、および、サイ
クル末期での炉心核定数を仮定することにより、予め算
出されている運転点全領域での等減幅比曲線に補正式を
適用する。これにより、現実的な等減幅比曲線を推定
し、現実的な等減幅比曲線のうち予め定められた曲線が
運転領域上に侵入する場合には、例えば中央操作室に警
報を発生する。
【００２７】請求項３の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置は、請求項１の発明において、前記安定解析
実行部は、運転操作による運転点の移動または原子炉プ
ロセス量の過渡変化があったときは炉心３次元核熱水力
解析コードに基づきコード減幅比を算出し、前記判定部
は、一つの運転点または複数の運転点で求めた前記モニ
タ減幅比と前記コード減幅比との差または比を補正式の
変数として、前記安定解析実行部が算出したコード減幅
比に適用し、移動後の運転点での現実的なコード減幅比
を推定し、その推定コード減幅比が予め定めた値よりも
大きい場合には前記表示部にその旨を表示することを特
徴とする。
【００２８】請求項３の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、請求項１の発明の作用に加え、安定解
析実行部は、運転操作による運転点の移動または原子炉
プロセス量の過渡変化があったときは炉心３次元核熱水
力解析コードに基づきコード減幅比を算出しする。判定
部は、一つの運転点または複数の運転点で求めたモニタ
減幅比とコード減幅比との差または比を補正式の変数と
して、安定解析実行部で算出したコード減幅比に適用
し、移動後の運転点での現実的なコード減幅比を推定す
る。そして、その推定コード減幅比が予め定めた値より
も大きい場合には表示部にその旨を表示する。
【００２９】安定性モニタによる安定性減幅比と安定性
解析コードによる安定性減幅比との差または比を、１つ
の運転点または複数の運転点で求め補正式とし、例え
ば、再循環ポンプトリップや再循環ポンプランバックを
含む過渡変化、または通常運転操作により、運転点が移
動したときの出力分布と高次モード情報を炉心核熱水力
３次元解析コードにより評価したものを同安定性解析コ
ードの入力としたときの安定性減幅比に、前記補正式を
適用することにより、移動後の運転点での現実的な安定
性減幅比を推定し、推定コード減幅比が予め定めた値よ
りも大きい場合には中央操作室に警報を出力する。
【００３０】請求項４の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置は、請求項３の発明において、前記判定部
は、運転点移動後の前記推定コード減幅比と運転点が実
際に移動したときのモニタ減幅比との差または比、差ま
たは比の履歴、差または比の平均値、標準偏差を演算し
て記憶し、次回同じ条件についての推定を行う場合はそ
の値を補正式に適用するようにしたことを特徴とする。
【００３１】請求項４の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、請求項３の発明の作用に加え、判定部
は、運転点移動後の推定コード減幅比と運転点が実際に
移動したときのモニタ減幅比との差または比、差または
比の履歴、差または比の平均値、標準偏差を演算して記
憶し、次回同じ条件についての推定を行う場合はその値
を補正式に適用するようにしたことを特徴とする。
【００３２】原子炉の安定性余裕確認装置は学習機能を
有し、運転点移動後のコード減幅比として補正式を用い
て推定した推定コード減幅比と、実際に移動したときの
モニタ減幅比との差または比を、判定部の情報保管部に
記録し、次回同じ条件についての推定を行う場合はその
補正式を適用した上で、さらに情報保管部に格納された
値を適用することにより推定精度を向上させる。
【００３３】同様に、運転点移動後の推定コード減幅比
と、実際に移動したときのモニタ幅比との差または比の
履歴を、判定部の情報保管部に記録し、その差または比
の平均値、標準偏差等の統計データを算出し、次回同じ
条件についての推定を行う場合はその補正式を適用した
上で、さらに情報保管部に格納された統計値を適用す
る。これにより精度を向上させる。
【００３４】請求項５の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置は、請求項３または請求項４の発明におい
て、前記補正式は、それが１つの運転点での情報から算
出される場合には全運転領域に対して共通値が適用さ
れ、２つの運転点での情報から算出される場合には流量
に関する一次方程式から求まる値が適用され、３つ以上
の運転点での情報から算出される場合には流量と出力に
関する多項式による最適曲線から求まる値が適用される
ことを特徴とする。
【００３５】請求項５の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、請求項３または請求項４の発明の作用
に加え、補正式が１つの運転点での情報から算出される
場合には全運転領域に対して共通値が適用され、２つの
運転点での情報から算出される場合には流量に関する一
次方程式から求まる値が適用され、３つ以上の運転点で
の情報から算出される場合には流量と出力に関する多項
式による最適曲線から求まる値が適用される。
【００３６】請求項６の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置は、請求項１の発明において、前記判定部で
の設定値は、運転領域によって可変としたことを特徴と
する。
【００３７】請求項６の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、請求項１の発明の作用に加え、判定部
は運転領域によって可変の設定値に基づきその判定を行
う。例えば、運転領域が低流量高出力領域ではモニタ減
幅比がコード減幅比を所定の設定値ａだけ超えたときに
警報を発生し、他の運転領域では所定の設定値ｂだけ超
えたときに警報を発生する。
【００３８】請求項７の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置は、請求項１乃至請求項３のいずれか１項の
発明において、前記モニタ減幅比、前記コード減幅比、
前記モニタ減幅比と前記コード減幅比との差または比、
運転領域上で推定される等減幅比曲線または他の運転点
での推定される推定コード減幅比は、数値、色、色調、
色の明るさ、色の強さで識別して表示部に画面表示する
ことを特徴とする。
【００３９】請求項７の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、請求項１乃至請求項３のいずれか１項
の発明の作用に加え、モニタ減幅比、コード減幅比、モ
ニタ減幅比とコード減幅比との差または比、運転領域上
で推定される等減幅比曲線または他の運転点での推定さ
れる推定コード減幅比は、数値、色、色調、色の明る
さ、色の強さで識別して表示部に画面表示する。これに
より、運転員の理解を助け、喚起を促すことを容易にす
る。
【００４０】請求項８の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置は、請求項１の発明において、前記安定性モ
ニタは、圧力外乱を印加したときの中性子束ノイズ変化
に自己回帰法を適用することにより伝達関数を同定しモ
ニタ減幅比を算出すると共に、前記安定性解析実行部
は、安定性解析コードとして、炉心核一点近似の周波数
領域安定性解析コード、または炉心核１次元の周波数領
域安定性解析コード、または炉心３次元の時間領域安定
性解析コードを用い、炉心核定数として、サイクル燃焼
度点での値を使用することを特徴とする。
【００４１】請求項８の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認装置では、請求項１の発明の作用に加え、安定性
モニタは、圧力外乱を印加したときの中性子束ノイズ変
化に自己回帰法を適用することにより伝達関数を同定し
モニタ減幅比を算出する。一方、安定性解析実行部は、
安定性解析コードとして、炉心核一点近似の周波数領域
安定性解析コード、または炉心核１次元の周波数領域安
定性解析コード、または炉心３次元の時間領域安定性解
析コードを用い、炉心核定数として、サイクル燃焼度点
での値を使用する。
【００４２】原子炉の安定性余裕確認装置に内蔵される
安定性モニタは、圧力外乱を印加したときの中性子束ノ
イズ変化に自己回帰法（ＡＲ法）を適用することにより
伝達関数を同定し、減幅比を算出する。また、原子炉の
安定性余裕確認装置に内蔵される安定性解析コードは、
炉心核一点近似の周波数領域安定性解析コード、また
は、炉心核１次元の周波数領域安定性解析コード、また
は、炉心３次元の時間領域安定性解析コードであり、炉
心核定数にはサイクル燃焼度点での値を使用する。
【００４３】請求項９の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認システムは、２台の請求項１乃至請求項６のいず
れか１項の原子炉の安定性余裕確認装置を用意し、１台
を常用系とし他の１台を予備系として通信回線で結んで
相互に故障を監視し、前記常用系が故障により動作不能
の場合は予備系に切替え、前記常用系および前記予備系
の両方が動作不能の場合には制御棒引抜き阻止および流
量減阻止信号を発することを特徴とする。
【００４４】請求項９の発明に係わる原子炉の安定性余
裕確認システムでは、２台の請求項１乃至請求項６のい
ずれか１項の原子炉の安定性余裕確認装置を用意し、１
台を常用系とし他の１台を予備系として通信回線で結ん
で相互に故障を監視する。そして、常用系が故障により
動作不能の場合は予備系に切替える。また、常用系およ
び予備系の両方が動作不能の場合には制御棒引抜き阻止
および流量減阻止信号を発する。
【００４５】原子炉の安定性余裕確認装置は、１つの常
用系と１つの予備系を有し、常用系および予備系はそれ
ぞれ１つの安定性モニタと１つの安定性解析実行部と１
つの判定部を有し、常用系と予備系は１つの通信回線で
結ばれ、常用系が故障により動作不能の場合は自動的に
予備系に切替わるのと同時に中央操作室に警報を発し、
常用系と予備系の両方が動作不能の場合には制御棒引抜
き阻止および流量減阻止信号を発する。
【００４６】請求項１０の発明に係わる原子炉の安定性
余裕確認システムは、請求項９の発明において、前記常
用系のモニタ減幅比とコード減幅比との偏差の絶対値
と、前記予備系のモニタ減幅比とコード減幅比との偏差
の絶対値との差、または、前記常用系のモニタ減幅比と
前記予備系のモニタ減幅比との差の絶対値と、常用系の
コード減幅比と予備系のコード減幅比との差の絶対値と
の大小関係に基づいて、前記常用系または前記予備系の
故障を検知することを特徴とする。
【００４７】請求項１０の発明に係わる原子炉の安定性
余裕確認システムでは、請求項９の発明の作用に加え、
常用系のモニタ減幅比とコード減幅比との偏差の絶対値
と、予備系のモニタ減幅比とコード減幅比との偏差の絶
対値との差、または、常用系のモニタ減幅比と予備系の
モニタ減幅比との差の絶対値と、常用系のコード減幅比
と予備系のコード減幅比との差の絶対値との大小関係に
基づいて、常用系または予備系の故障を検知する。
【００４８】請求項１１の発明に係わる原子炉の運転方
法は、プラント起動操作時または停止操作時に、再循環
ポンプの最低ポンプ速度最大出力点、または安定性制限
曲線と設計流量制御曲線との交点、または設計流量制御
下限点、または自然循環状態最大出力点を含む所定の運
転点で、請求項１乃至請求項８のいずれか１項の原子炉
の安定性余裕確認装置を起動することを特徴とする。
【００４９】請求項１１の発明に係わる原子炉の運転方
法では、プラント起動操作時または停止操作時に、再循
環ポンプの最低ポンプ速度最大出力点、または安定性制
限曲線と設計流量制御曲線との交点、または設計流量制
御下限点、または自然循環状態最大出力点を含む所定の
運転点で、請求項１乃至請求項８のいずれか１項の原子
炉の安定性余裕確認装置を起動する。これにより、原子
炉の安全性が事前に確保される。
【００５０】請求項１２の発明に係わる原子炉の運転方
法は、請求項１乃至請求項８のいずれか１項の原子炉の
安定性余裕確認装置による運転点移動後の推定コード減
幅比が所定の値を超えているときには、制御棒挿入によ
る出力減、または制御棒パターン組替えによる出力分布
の変更を行い、運転点移動後の安定性減幅比が所定の値
を超えないことを再度確認することを特徴とする。
【００５１】請求項１２の発明に係わる原子炉の運転方
法では、請求項１乃至請求項８のいずれか１項の原子炉
の安定性余裕確認装置による運転点移動後の推定コード
減幅比が所定の値を超えているときには、制御棒挿入に
よる出力減、または制御棒パターン組替えによる出力分
布の変更を行い、運転点移動後の安定性減幅比が所定の
値を超えないことを再度確認する。これにより、原子炉
の安全性が事前に確保される。
【００５２】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を説明
する。図１は本発明の第１の実施の形態に係わる原子炉
の安全性余裕確認装置２０のブロック構成図である。プ
ロセス計算機１０は、ＬＰＲＭ信号およびヒート・バラ
ンス条件を入力として、径方向出力ピーキングΨ(r)と
軸方向出力ピーキングΦ(z)とからなる炉心出力分布、
原子炉熱出力Ｑ、炉心入口エンタルピＨを算出してい
る。ヒート・バランス条件は、原子炉圧力Ｐ、炉心入口
流量Ｗ、給水温度ＴFW、給水流量ＦFWからなる。
【００５３】安定性余裕確認装置２０の安定性解析実行
部２２には、径方向出力ピーキングΨ、軸方向出力ピー
キングΦ、原子炉熱出力Ｑ、炉心入口流量Ｗ、原子炉圧
力Ｐ、炉心入口エンタルピＨが入力され、安定性解析コ
ード格納部２２ａおよび安定性解析用データ格納部２２
ｂに格納されたデータに基づいて、安定性解析コードを
用いた減幅比（以下コード減幅比という）Ａ２を算出す
る。また、安定性モニタ２１はＬＰＲＭ信号とＡＰＲＭ
信号とを入力し、中性子束ゆらぎ信号から自己回帰モデ
ルを同定しそのインパルス応答関数から減幅比（以下モ
ニタ減幅比という）Ａ１を算出する。判定部２３は、演
算実行部２３ａと情報保管部２３ｂとを有し、モニタ減
幅比Ａ１とコード減幅比Ａ２とを入力して比較する。そ
して、その比較結果を表示部２４に表示すると共に、前
者の方が予め定められた値だけ後者よりも大きい場合に
は中央操作室に警報を出力する。
【００５４】ここで、警報発生の設定値は運転領域によ
って可変にすることにより警報の緊急性を段階化するこ
とができる。例えば、安定性余裕確認装置２０の判定部
２３は、低流量高出力領域では安定性モニタ２１による
モニタ減幅比が安定性解析コードによる減幅比をｍ（例
えば0.05）だけ超えたときに警報を発生し、他の運転領
域ではｎ（例えば0.1）だけ超えたときに警報を発生さ
せる。
【００５５】次に、安定性解析実行部２２の安定性解析
コード格納部２２ａには、炉心核一点近似の動特性方程
式を含む周波数領域安定性解析コードがメモリ素子に計
算機言語で記録されている。また安定性解析実行部２２
の安定性解析用データ格納部２２ｂには、当該運転サイ
クル末期の炉心核定数が予め燃料集合体核特性計算コー
ドにより計算されたものが、燃料集合体幾何形状を含む
他の安定性解析に必要なデータとともにメモリ素子に記
録されている。
【００５６】なお、燃料集合体核特性計算コードの例と
しては、公知文献３「沸騰水型原子力発電所 燃料集合
体核特性計算手法（東京芝浦電気株式会社 ＴＬＲ−０
０６、昭和５１年９月）」に記述がある。
【００５７】この安定性余裕確認装置２０を当該運転サ
イクルの初期のプラント起動時に動作させた場合の動作
例を説明する。安定性余裕確認装置２０を動作させる
と、安定性モニタ２１および安定性解析実行部２２それ
ぞれでデータの読み込みが行われ、モニタ減幅比Ａ１、
コード減幅比Ａ２の算出が行われる。
【００５８】なお、領域安定性解析に必要な高次モード
未臨界度および高次モード出力分布は、ＬＰＲＭ信号を
プロセス計算機１０に入力することにより算出される
が、その具体的な方法は、例えば公知文献４「G.Verdu,
et al, "Modal DecompositionMethod for BWR Stabili
ty Analysis", Journal of Nuclear Science and Techn
ology, vol.35,(1998)」に記載がある。
【００５９】安定性モニタ２１によるモニタ減幅比Ａ１
と安定性解析コードによるコード減幅比Ａ２は判定部２
３に入力され、演算実行部２３ａにて、その差または比
が演算される。
【００６０】 ｘ１１ ＝ モニタ減幅比Ａ１ − コード減幅比Ａ２ …（１） または ｘ２１＝ モニタ減幅比Ａ１／コード減幅比Ａ２ …（２）
【００６１】安定性余裕指標ｘ１１、安定性余裕指標ｘ
２１は予め情報保管部２３ｂに記録されている設定値ｙ
１、ｙ２と比較され、ｘ１１＞ｙ１（ｙ１の例は0.
0）、または、ｘ２１＞ｙ２（ｙ２の例は1.0）のときに
中央操作室に警報を発生する。また、前記モニタ減幅比
Ａ１、コード減幅比Ａ２、および、判定結果については
表示部２４に数値、色、色調、色の明るさ、色の強さで
識別して表示装置に画面表示される。
【００６２】次に、本発明の第２の実施の形態を説明す
る。この第２の実施の形態では、図１に示した判定部２
３に内蔵された情報保管部２３ｂには、当該サイクル末
期の核定数と保守側の炉心出力分布を入力条件として核
一点近似の周波数領域安定性解析コードによって評価さ
れた等減幅比曲線（炉心安定性）が記憶素子に記録され
ている。
【００６３】そして、モニタ減幅比Ａ１とコード減幅比
Ａ２とが安定性余裕確認装置２０の判定部２３に入力さ
れると、演算部２３ａで安定性余裕指標ｘ１１、または
安定性余裕指標ｘ２１が求められ、それらを変数として
補正式（以下、第１の補正と記す）が作成される。
【００６４】第１の補正による補正式の一例としては、
減幅比Ｏ、減幅比Ｎをそれぞれ補正前後の減幅比とし、
ａ，ｂをそれぞれ任意の定数として、下記（３）式また
は（４）式のように示される。
【００６５】 減幅比Ｎ ＝ 減幅比Ｏ−ａ×ｘ１１ …（３） または、 減幅比Ｎ ＝ 減幅比Ｏ×ｂ×ｘ２１ …（４）
【００６６】さらに、ｍａｘ｛Ａ、 Ｂ｝をＡ，Ｂの中
で大きい方と定義することにより、下記（５）式を採用
することも可能である。
【００６７】 減幅比Ｎ＝ｍａｘ｛減幅比Ｏ−ａ×ｘ１１、 減幅比Ｏ×ｂ×ｘ２１｝ …（ ５）
【００６８】この第１の補正を用いて情報保管部２３ｂ
に記録された等減幅比曲線に補正を加え、その結果を現
実的な等減幅比曲線として、例えば図２（ａ）、図２
（ｂ）のように表示部２４に図示する。これと併せて、
補正された等減幅比曲線の中で情報保管部２３ｂに予め
指定されている減幅比曲線（例えば、D.R.=0.8）が運転
領域を交差する場合、図２（ｂ）に示した領域安定性減
幅比の例）には中央操作室に警報を発生する。
【００６９】次に、本発明の第３の実施の形態を説明す
る。図３は本発明の第３の実施の形態に係わる原子炉の
安定性余裕確認装置のブロック構成図である。この第３
の実施の形態は、図１に示した第１の実施の形態に対
し、安定性解析実行部２２に炉心３次元核熱水力解析コ
ード格納部２２ｃを追加して設け、原子炉の運転点や制
御棒パターンを炉心３次元核熱水力解析コード格納部２
２ｃに入力するようにしたものである。
【００７０】中央操作室に設置されたキーボードに数値
を入力することにより安定性解析実行部２２に内蔵され
る炉心３次元核熱水力解析コード格納部２２ｃに運転点
または、御棒パターンが伝送される。これにより、運転
点が新たな運転点に移動したときの炉心出力分布と高次
モード情報を算出する。炉心出力分布と高次モード情報
とは、運転点の移動後の運転条件とともに安定性解析実
行部２２への入力となる。
【００７１】安定性解析コードによって計算された減幅
比Ａ４に対して、判定部２３において第２の実施の形態
で述べた現運転点に関する第１の補正を適用することに
より、運転点移動後の現実的なコード減幅比４Ｎを評価
する。なお、炉心３次元核熱水力解析コードの例として
は、公知文献５「沸騰水型原子力発電所 ３次元核熱水
力計算コードの概要（東京芝浦電気株式会社 ＴＬＲ−
００７、昭和51年９月）」に記述がある。また、実際に
運転を移動したときのモニタ減幅比Ａ３が安定性モニタ
２１により計算され判定部２３に入力されている。
【００７２】このように、安定解析実行部２２では、運
転操作による運転点の移動があったときは炉心３次元核
熱水力解析コードに基づきコード減幅比を算出する。そ
して、判定部２３では、一つの運転点または複数の運転
点で求めたモニタ減幅比Ａ１とコード減幅比Ａ２との差
または比を補正式の変数として、安定解析実行部２２が
算出したコード減幅比Ｏ（Ａ４）に適用し、移動後の運
転点での現実的なコード減幅比４Ｎを推定し、その推定
コード減幅比４Ｎが予め定めた値よりも大きい場合には
表示部２４にその旨を表示する。
【００７３】次に、本発明の第４の実施の形態を説明す
る。図４は本発明の第４の実施の形態に係わる原子炉の
安定性余裕確認装置のブロック構成図である。この第４
の実施の形態は、図３に示した第３の実施の形態に対
し、過渡解析コード格納部２５を追加して設け、原子炉
の過渡変化を過渡解析コード格納部２５に入力するよう
にしたものである。
【００７４】安定性余裕確認装置２０は過渡解析コード
格納部２５を内蔵し、これにより、過渡変化は発生した
ときの整定先の運転条件と制御棒パターンとを出力す
る。過渡変化後の運転条件は、炉心３次元核熱水力解析
コード格納部２２ｃの入力となりそのときの炉心出力分
布と高次モード情報を出力し、さらに炉心出力分布と高
次モード情報は運転条件とともに安定性解析実行部２２
への入力となる。
【００７５】安定性解析コードによって計算された減幅
比Ａ４に対して現運転点に関する第１の補正を適用する
ことにより、過渡変化発生後の現実的なコード減幅比４
Ｎを評価することができる。
【００７６】次に、本発明の第５の実施の形態を説明す
る。図５は本発明の第５の実施の形態に係わる原子炉の
安定性余裕確認装置のブロック構成図である。この第５
の実施の形態は、図１に示した第１の実施の形態に対
し、原子炉の過渡変化を安定性解析実行部２２に入力す
ると共にプロセス計算機１０から制御棒パターンＣＲを
安定性解析実行部２２に入力するようにしたものであ
る。
【００７７】安定性解析実行部２２の安定性解析コード
格納部２２ａの記憶素子には、時間領域３次元核熱水力
解析コードが計算機言語により記録されており、安定性
解析用データ格納部２２ｂには当該サイクルの各燃焼度
点での核特性が記憶されている。
【００７８】また、図５中でプロセス計算機１０の入力
である制御棒パターンＣＲは、時間領域３次元核熱水力
解析コードの入力として安定性解析実行部２２にそのま
ま受け渡される。一方、中央操作室に設置されたディス
プレイ上で過渡変化の種類を選択することにより、現運
転点で過渡変化発生したときの整定先でのコード減幅比
が評価される。
【００７９】安定性解析コードによって計算された減幅
比Ａ４に対して現運転点に関する第１の補正を適用する
ことにより、過渡変化発生後の現実的な安定性減幅比４
Ｎを評価することができる。なお、時間領域３次元核熱
水力解析コードの例としては、公知文献６「Y. Takigaw
a, et al, "Caorso limit cycle Oscillation analysis
with three-dimensional transient code TOSDYN-2",
Nucl. Tech., vol.79,(1987)」に記述がある。
【００８０】ところで、前記第１の補正の妥当性は、実
際に運転点を移動することにより、または試験的に過渡
変化を発生させることにより確認が可能である。本発明
の安定性余裕確認装置２０はその判定部２３に内蔵され
た演算部２３ａは、運転点移動後のコード減幅比として
補正式を用いて推定した値４Ｎと、実際に移動したとき
の安定性モニタ２１によるモニタ減幅比Ａ３との差（Ｄ
＝Ａ３−４Ｎ）または比（Ｒ＝Ａ３／４Ｎ）を情報保管
部２３ｂに記録し、次回同じ条件についての推定を行う
場合は第１の補正を適用した上で、さらに情報保管部２
３ｂに格納された値を元にした補正式を適用（以下、第
２の補正と記す）することにより推定精度を向上させて
いる。適用例としては、下記（６）式または（７）式に
示すとおりである。
【００８１】 減幅比ＮＮ ＝ 減幅比Ｏ−ａ×ｘ１１−Ｄ …（６） または、 減幅比ＮＮ ＝ 減幅比Ｏ×ｂ×ｘ２１×Ｒ …（７）
【００８２】さらに推定精度の向上には、情報保管部２
３ｂに記録した実際に移動したときの安定性モニタ２１
によるモニタ減幅比Ａ３との差Ｄまたは比Ｒの履歴Ｄ
（ｔ）、Ｒ（ｔ）を用いて、前記差、比の平均値
（ＤA、ＲA）、標準偏差（σＤ、σＲ）等の統計データ
を算出し、次回同じ条件についての推定を行う場合は第
１の補正を適用した上で、さらにこれら統計値に基づく
補正式を第２の補正として適用することにより予測精度
を向上させることもできる。適用例としては、下記
（８）式または（９）式に示すとおりである。
【００８３】 減幅比ＮＮ’＝ 減幅比Ｏ−ａ×ｘ１１−（ＤA−σＤ） …（８） または、 減幅比ＮＮ’＝ 減幅比Ｏ×ｂ×ｘ２１×（ＲA−σＲ） …（９）
【００８４】また、第１の補正の的確度は導出の際の情
報量と深い関係がある。１つの運転点での情報から算出
される場合には、全運転領域に対して共通値が補正項
「例えば、式（３）〜（９）の何れか１つ」として適用
されるが、安定性余裕確認装置２０の判定部２３の演算
部２３ａは２つの運転点（出力，流量）がＳ（Ｐ１，Ｗ
１）、Ｔ（Ｐ２，Ｗ２）での情報「ｘ１１（Ｓ），ｘ２
１（Ｓ），ｘ１１（Ｔ），ｘ２１（Ｔ）」から算出され
る場合には、流量Ｗに関する一次方程式を算出し情報保
管部２３ｂに記録する。この一次方程式の例としては、
Ｗratedを定格炉心流量、ｄ、ｅを任意の係数として、
例えば下記（１０）式のように示される。
【００８５】 減幅比Ｎ’＝ 減幅比Ｏ− ｅ｛ｄ×｛（Ｗ−Ｗ１）／Ｗrated）＋ｘ１１（Ｓ）｝ …（１ ０）
【００８６】そして、３つ以上の運転点（出力，流量）
がＳ（Ｐ１，Ｗ１）、Ｔ（Ｐ２，Ｗ２）、Ｕ（Ｐ３，Ｗ
３）での情報「ｘ１１（Ｓ），ｘ２１（Ｓ），ｘ１１
（Ｔ），ｘ２１（Ｔ），ｘ１１（Ｕ），ｘ２１（Ｕ）」
から算出される場合には、流量と出力に関する多項式に
よる最適曲線を算出し情報保管部２３ｂに記録する。３
つの運転点からの情報を用いて２次方程式を作成する例
としては、Ｐratedを定格出力、ｆ、ｇ、ｈを任意の係
数として、例えば下記（１１）式のように示される。
【００８７】 減幅比Ｎ’＝減幅比Ｏ− ｈ×[{ｆ×(Ｗ−Ｗ２)／Ｗrated}＋ｘ１１（Ｔ）]＋ｇ×{(Ｐ−Ｐ２)／Ｐrate d } ×[{(Ｗ−Ｗ２)／Ｗrated}2＋ｘ１１(Ｔ)] …（１１）
【００８８】次に、本発明の第６の実施の形態を説明す
る。図６は本発明の第６の実施の形態に係わる原子炉の
安定性余裕確認システムのブロック構成図である。この
第６の実施の形態は、図６に示すように、原子炉の安定
性余裕確認システムは、２台の安定性余裕確認装置２０
ａ、２０ｂを有し、１つを常用系２０ａとし他の１つを
予備系２０ｂとしている。
【００８９】それぞれの常用系２０ａおよび予備系２０
ｂに対してプロセス計算機１０から、径方向出力ピーキ
ングΨ、軸方向出力ピーキングΦ、原子炉熱出力Ｑ、炉
心入口流量Ｗ、原子炉圧力Ｐ、炉心入口エンタルピＨが
入力される。
【００９０】そして、常用系２０ａおよび予備系２０ｂ
はそれぞれ１つの安定性モニタ２１と１つの安定性解析
実行部２２と１つの判定部２３と表示部２４とを有し、
互いの判定結果を時間間隔Δｔ（例えば、500 msec）毎
に通信回線３０により比較し、他方が故障の場合は中央
操作室に警報を発し、電気系故障により常用系２０ａと
予備系２０ｂとの両方が完全に動作していない場合に
は、ＡＮＤ回路により制御棒引抜き阻止および流量減阻
止信号を発する。電気系故障によるシステムの動作不能
は、通信回線を流れる一方の信号のダウンスケールによ
り判定する。
【００９１】常用系のみが動作不能な場合は、それ以降
は予備系２０ｂのみを用いる。また、いずれか一方の安
定性余裕確認装置２０内部の部分的な故障検知には、常
用系２０ａの安定性モニタ２１によるモニタ減幅比Ａ１
と安定性解析コードによるコード減幅比Ａ２との偏差の
絶対値と、予備系２０ｂの安定性モニタ２１によるモニ
タ減幅比Ｂ１と安定性解析コードによるコード減幅比Ｂ
２との偏差の絶対値の差が所定の値を超えたこと、また
は下回ったことを利用する。例えば、下記（１２）式ま
たは（１３）式の判定式が成立したときに故障検知とな
る。
【００９２】 ｜モニタ減幅比Ａ１−コード減幅比Ａ２｜ −｜モニタ減幅比Ｂ１−コード減幅比Ｂ２｜＞0.05 …（１２） または、 ｜モニタ減幅比Ａ１−コード減幅比Ａ２｜ −｜モニタ減幅比Ｂ１−コード減幅比Ｂ２｜＜−0.05 …（１３ ）
【００９３】運転員には警報により故障が知らされる
が、そのとき表示画面上には、安定性モニタ２１による
評価結果間の減幅比の差＝｜モニタ減幅比Ａ１−モニタ
減幅比Ｂ１｜と、安定性解析コードによる計算結果間の
減幅比の差＝｜コード減幅比Ａ２−コード減幅比Ｂ２｜
の比較が表示され、値の大きな側に故障原因があること
を特定する。
【００９４】例えば、安定性モニタ２１に故障が認めら
れた場合、運転員はいずれか一方（例えばＡ１）の減幅
比が異常値（例えば、減幅比＝２）を示していないかを
確認し、故障した系を判定し（本例では常用系）、それ
以降は正常な系（本例では予備系）を用いたプラント監
視を行う。または、Ａ１−Ａ２＝0.1程度の場合は、Ａ
１を有する系（常用系）を用いることにより、保守側の
プラント監視を行うことができる。
【００９５】上述した第１の実施の形態乃至第６の実施
の形態では、安定性余裕確認装置２０に内蔵される安定
性モニタ２１は中性子束ノイズのみを利用しているが、
圧力外乱を印加したときの中性子束ノイズ変化に自己回
帰法（ＡＲ法）を適用することにより伝達関数を同定
し、減幅比を算出する方法も適用可能である。
【００９６】圧力外乱は圧力制御系から疑似ランダム二
値信号（ＰＲＢＳ）として印加される。この方法により
実炉の安定性を評価した例としては、米国のPeach Bott
om２号炉（1977年、1978年）があり、減幅比の評価方法
が公知文献６「EPRI NP-972,"Low-flow stability test
s at Peach Bottom Atomic Power Station Unit 2 duri
ng cycle 3",(1981)」に記載されている。
【００９７】さらに、安定性余裕確認装置２０に内蔵さ
れる安定性解析コードと炉心核定数の組合わせとして
は、炉心核一点近似の周波数領域安定性解析コードとサ
イクル燃焼度点での炉心核定数でもよく、炉心核１次元
の周波数領域安定性解析コード、または、炉心３次元の
時間領域安定性解析コードと、サイクル燃焼度点での炉
心核定数を使用する方法も適用可能である。特に、炉心
３次元の時間領域安定性解析コードを適用する場合に
は、第５の実施例でも説明したように、過渡変化発生時
の整定先での安定性を直接評価することができる。
【００９８】上述した実施の形態からも明らかなよう
に、本発明の安定性余裕確認装置２０の利用は、沸騰水
型原子炉の運転操作と密接な関係を持つ。例えば、プラ
ント起動操作時または停止操作時に、図１１の運転領域
上で、比較的安定性上の余裕の少ない運転点｛例えば、
最低ポンプ速度最大出力点（点Ｄ）、または安定性制限
曲線と設計流量制御曲線との交点（点Ｃ）、または自然
循環状態最大出力点（点Ｅ）｝、あるいは、良好な安定
性が求められる運転点｛例えば、設計流量制御下限点
（点Ｂ）、あるいは、最大出力点（点Ａ）｝で本発明の
安定性余裕確認装置２０を用いることを運転手順の１つ
として義務づけることにより、現運転点での安定性の余
裕の他に、全運転領域での現実的な安定性をより高い信
頼度で確認できる。
【００９９】また、本発明の安定性余裕確認装置２０に
より運転点移動後の現実的なコード減幅比として推定さ
れた値が、所定の値（例えば、0.8）を超えているとき
には、制御棒挿入による出力減、または、制御棒パター
ン組替えによる出力分布の変更を行い、運転点移動後の
安定性減幅比が所定の値を超えないことを再度確認する
ことを１つの運転手順として義務付づけることにより、
原子炉が不安定になることを確実に回避できる。
【０１００】さらに、本発明の安定性余裕確認装置２０
により警報が発生したときの要因分析を行うことを目的
として、特開平７−２９４６９５号公報「プラント診断
方法および装置」、または、特開平８−２３４８３２号
公報「プラント診断方法および装置」、または、特開平
１０−２０２９５号公報「プラント診断装置」と組合せ
ることも可能である。これらによれば、安定性が悪化し
たときの過渡変化の起点と伝播経路のより確実な絞り込
み、あるいは、安定性悪化徴候のより確実な検知が可能
となる。さらに、図２（ｂ）に示した一例のように、保
守側条件で算出された等減幅比曲線に対して、現実的な
等減幅比曲線が高流量・低出力側に移動した場合にも安
定性悪化要因の的確な分析が可能となる。
【０１０１】
【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、原
子炉のプロセス量に基づいて安定性モニタによるモニタ
減幅比と安定性解析コードによるコード減幅比とを算出
するので、現運転点での安定性の余裕を確認できるだけ
でなく、全運転領域に渡って現実的な安定性を評価でき
る。これにより、中性子束の炉心一体振動、および領域
振動、あるいは高出力チャンネルの入口流量振動を防
ぎ、炉心の安定性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】図１は、本発明の第１の実施の形態に係わる原
子炉の安全性余裕確認装置のブロック構成図である。
【図２】図２（ａ）、（ｂ）ともに、本発明の第２の実
施の形態に係わる原子炉の安全性余裕確認装置による等
減幅比曲線の説明図である。
【図３】図３は、本発明の第３の実施の形態に係わる原
子炉の安全性余裕確認装置のブロック構成図である。
【図４】図４は、本発明の第４の実施の形態に係わる原
子炉の安全性余裕確認装置のブロック構成図である。
【図５】図５は、本発明の第５の実施の形態に係わる原
子炉の安全性余裕確認装置のブロック構成図である。
【図６】図６は、本発明の第６の実施の形態に係わる原
子炉の安全性余裕確認システムのブロック構成図であ
る。
【図７】図７は、沸騰水型原子炉の炉心の平面図であ
る。
【図８】図８は、沸騰水型原子炉の炉心の断面図であ
る。
【図９】図９（ａ）、（ｂ）はともに、従来例における
安定性モニタにより減幅比を求める場合の説明図であ
る。
【図１０】図１０は、従来例における安定性解析コード
を用いて減幅比を求める場合の説明図である。
【図１１】図１１は、従来例における沸騰水型原子炉の
運転領域上での等減幅比曲線の説明図である。
【符号の説明】
１…燃料集合体、２…チャンネルボックス、３…局所出
力領域モニタ、４…炉心支持板、５…上部格子板、６…
シュラウド、７…冷却材、８…燃料支持金具、１０…プ
ロセス計算機、２０，２０ａ，２０ｂ…安定性余裕確認
装置、２１…安定性モニタ、２２…安定性解析実行部、
２３…判定部、２４…表示部、２５…過渡解析コード格
納部、３０…通信回線
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 山本 知己 神奈川県川崎市幸区堀川町66番２ 東芝エ ンジニアリング株式会社内 Ｆターム(参考） 2G075 AA03 BA03 CA08 DA09 DA18 EA01 FA20 FB05 FB09 FB10 FB15 FB17 FC14 FD01 GA21

Claims (12)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 原子炉の中性子束に基づいてモニタ減幅
    比を算出する安定性モニタと、所定の原子炉プロセス
    量、炉心核定数および安定性解析コードに基づきコード
    減幅比を算出する安定性解析実行部と、前記モニタ減幅
    比が前記コード減幅比よりも予め定められた設定値を超
    えて大きいか否かを判定する判定部と、前記判定部の判
    定結果を表示する表示部とを備えたことを特徴とする原
    子炉の安定性余裕確認装置。
  2. 【請求項２】 前記安定解析実行部は、予め安定性解析
    コードにより安定性評価上保守側の原子炉プロセス量お
    よびサイクル末期での炉心核定数に基づいて運転点全領
    域での等減幅比曲線を算出して記憶し、前記判定部は、
    一つの運転点または複数の運転点で求めた前記モニタ減
    幅比と前記コード減幅比との差または比を補正式の変数
    として、前記安定解析実行部に予め記憶されている運転
    点全領域での等減幅比曲線に適用し、現実的な等減幅比
    曲線を推定し、前記現実的な等減幅比曲線のうち予め定
    められた曲線が運転領域上に侵入する場合には前記表示
    部にその旨を表示することを特徴とする請求項１に記載
    の原子炉の安定性余裕確認装置。
  3. 【請求項３】 前記安定解析実行部は、運転操作による
    運転点の移動または原子炉プロセス量の過渡変化があっ
    たときは炉心３次元核熱水力解析コードに基づきコード
    減幅比を算出し、前記判定部は、一つの運転点または複
    数の運転点で求めた前記モニタ減幅比と前記コード減幅
    比との差または比を補正式の変数として、前記安定解析
    実行部が算出したコード減幅比に適用し、移動後の運転
    点での現実的なコード減幅比を推定し、その推定コード
    減幅比が予め定めた値よりも大きい場合には前記表示部
    にその旨を表示することを特徴とする請求項１に記載の
    原子炉の安定性余裕確認装置。
  4. 【請求項４】 前記判定部は、運転点移動後の前記推定
    コード減幅比と運転点が実際に移動したときのモニタ減
    幅比との差または比、差または比の履歴、差または比の
    平均値、標準偏差を演算して記憶し、次回同じ条件につ
    いての推定を行う場合はその値を補正式に適用するよう
    にしたことを特徴とする請求項３に記載の原子炉の安定
    性余裕確認装置。
  5. 【請求項５】 前記補正式は、それが１つの運転点での
    情報から算出される場合には全運転領域に対して共通値
    が適用され、２つの運転点での情報から算出される場合
    には流量に関する一次方程式から求まる値が適用され、
    ３つ以上の運転点での情報から算出される場合には流量
    と出力に関する多項式による最適曲線から求まる値が適
    用されることを特徴とする請求項３または請求項４に記
    載の原子炉の安定性余裕確認装置。
  6. 【請求項６】 前記判定部での設定値は、運転領域によ
    って可変としたことを特徴とする請求項１に記載の原子
    炉の安定性余裕確認装置。
  7. 【請求項７】 前記モニタ減幅比、前記コード減幅比、
    前記モニタ減幅比と前記コード減幅比との差または比、
    運転領域上で推定される等減幅比曲線または他の運転点
    での推定される推定コード減幅比は、数値、色、色調、
    色の明るさ、色の強さで識別して表示部に画面表示する
    ことを特徴とする請求項１乃至請求項３のいずれか１項
    に記載の原子炉の安定性余裕確認装置。
  8. 【請求項８】 前記安定性モニタは、圧力外乱を印加し
    たときの中性子束ノイズ変化に自己回帰法を適用するこ
    とにより伝達関数を同定しモニタ減幅比を算出すると共
    に、前記安定性解析実行部は、安定性解析コードとし
    て、炉心核一点近似の周波数領域安定性解析コード、ま
    たは炉心核１次元の周波数領域安定性解析コード、また
    は炉心３次元の時間領域安定性解析コードを用い、炉心
    核定数として、サイクル燃焼度点での値を使用すること
    を特徴とする請求項１に記載の原子炉の安定性余裕確認
    装置。
  9. 【請求項９】 ２台の請求項１乃至請求項６のいずれか
    １項の原子炉の安定性余裕確認装置を用意し、１台を常
    用系とし他の１台を予備系として通信回線で結んで相互
    に故障を監視し、前記常用系が故障により動作不能の場
    合は予備系に切替え、前記常用系および前記予備系の両
    方が動作不能の場合には制御棒引抜き阻止および流量減
    阻止信号を発することを特徴とする原子炉の安定性余裕
    確認システム。
  10. 【請求項１０】 前記常用系のモニタ減幅比とコード減
    幅比との偏差の絶対値と、前記予備系のモニタ減幅比と
    コード減幅比との偏差の絶対値との差、または、前記常
    用系のモニタ減幅比と前記予備系のモニタ減幅比との差
    の絶対値と、常用系のコード減幅比と予備系のコード減
    幅比との差の絶対値との大小関係に基づいて、前記常用
    系または前記予備系の故障を検知することを特徴とする
    請求項９に記載の原子炉の安全性余裕確認システム。
  11. 【請求項１１】 プラント起動操作時または停止操作時
    に、再循環ポンプの最低ポンプ速度最大出力点、または
    安定性制限曲線と設計流量制御曲線との交点、または設
    計流量制御下限点、または自然循環状態最大出力点を含
    む所定の運転点で、請求項１乃至請求項８のいずれか１
    項の原子炉の安定性余裕確認装置を起動することを特徴
    とする原子炉の運転方法。
  12. 【請求項１２】 請求項１乃至請求項８のいずれか１項
    の原子炉の安定性余裕確認装置による運転点移動後の推
    定コード減幅比が所定の値を超えているときには、制御
    棒挿入による出力減、または制御棒パターン組替えによ
    る出力分布の変更を行い、運転点移動後の安定性減幅比
    が所定の値を超えないことを再度確認することを特徴と
    する原子炉の運転方法。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002181984A (ja) * 2000-12-11 2002-06-26 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 沸騰水型原子炉の監視制御装置
JP2003114294A (ja) * 2001-10-04 2003-04-18 Toshiba Corp 発電プラントの監視・診断・検査・保全システム
JP2005172750A (ja) * 2003-12-15 2005-06-30 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 炉心監視システム
WO2011142383A1 (ja) 2010-05-14 2011-11-17 株式会社東芝 原子炉の出力監視装置

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002181984A (ja) * 2000-12-11 2002-06-26 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 沸騰水型原子炉の監視制御装置
JP2003114294A (ja) * 2001-10-04 2003-04-18 Toshiba Corp 発電プラントの監視・診断・検査・保全システム
JP2005172750A (ja) * 2003-12-15 2005-06-30 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 炉心監視システム
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