JPH02247599A - 沸騰水型原子炉における炉心流量測定値の精度向上 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は、沸騰水型原子炉における炉心流量測定値の精
度向上に関するものである。

沸騰水型原子炉においては、幾つかの機能を達成するた
めに炉心流量の測定値が使用さ・れている。

このような機能としては、流量に基づく原子炉トリップ
機能を達成するための発電所保護系への入力、再循環流
量制御のためのフィードバック信号、および発電所性能
計算用（すなわち、最小限界出力比計算用）のプロセス
コンピュータへの入力が挙げられる。これらの重要な機
能を維持するために炉心流量の正確な推定値が必要とさ
れる。

従来の沸騰水型原子炉においては、外部再循環が採用さ
れていた。簡単に述べれば、原子炉容器から冷却水が引
出され、ポンプによって加圧され、次いで原子炉容器内
に放出される。原子炉容器内への放出は、デイフユーザ
を含んだ大形のジェットポンプを通して行われる。かか
るジェットポンプは原子炉のダウンカマ区域内に存在す
る多量の水を吸込んで強制循環を引起こす、従来は、外
部再循環ループおよびジェットポンプの存在により、原
子炉容器内において生じる全流量に関して比較的正確な
推定を行うことが可能であった。

しかるに、新式の沸騰水型原子炉においては、原子炉内
における強制循環をもたらす外部再循環ループおよびジ
ェットポンプは使用されていない。

現在設計されている新式の沸騰水型原子炉は羽根車ポン
プを含んでいる０本明細書中に開示される原子炉の構造
においては、周辺のダウンカマ区域に沿って環状ポンプ
デツキが配置されていて、原子炉の周辺において水を下
方に輸送する羽根車ポンプがそのポンプデツキに設置さ
れている。なお、好適な実施の態様に従えば、環状ポン
プデツキに沿って３６”の間隔で１０台の羽根車ポンプ
が設置されている。かかるポンプがダウンカマ区域から
水を吸込んで炉心下方のプレナム内に送り込むことによ
って炉心水流が生じる。こうして送り込まれた水は方向
を逆転し、そして炉心支持板および炉心を通して上方に
流されるのである。

炉心流量と炉心支持板の両側における差圧との関係は多
くの因子によって支配される。このような因子としては
、炉心出力、軸方向出力形状、炉心支持板の開口内にお
ける残渣の蓄積、校正の精度などが挙げられる。それ故
、炉心支持板の両側における差圧の関数として炉心流量
を推定しようとすることは、外部再循環ループおよびジ
ェットポンプを具備した従来の沸騰水型原子炉において
炉心流量を測定するために使用される方法に比べて大幅
に精度が低下するのである。

発明の要約 本発明に従えば、新式の沸騰水型原子炉における正確な
炉心流量の測定および炉心流量測定値の校正を行うため
の装置および方法が提供される。

本発明の対象となる原子炉は、炉心を通して内部強制循
環が行われるような原子炉容器を含むものである。原子
炉容器の周囲に設けられた環状ダウンカマ区域を通して
冷却材は下方に流れ、そして最終的には炉心支持板およ
び炉心を通って中心部を上方に流れる０本発明において
は、炉心支持板の両側における差圧を測定するための圧
力センサが使用される。この圧力センサの測定値の精度
をを炉心内に設けられた局部出力領域モニタからの入力
によって向上させることにより、測定された差圧および
出力の両方を用いて原子炉内の流量が一層正確に推定さ
れる。かかる目的のため、差圧および局部出力領域モニ
タからの実時間読みを用いて冷却材の全流量を正確に推
定するためのアルゴリズムが開示される。正確な校正を
達成するため、定常状態の原子炉出力および冷却材流量
の下で２種の校正基準値が使用される。第１の校正基準
値を得るため、炉心を通って上方に流れる冷却材の流体
エンタルピーを測定するための熱電対が炉心支持板に近
接して設置される。こうして測定されたエンタルピーが
、炉心流量を未知数として求めるためのエネルギー収支
解析において使用される。第２の校正基準値としては、
強制循環ポンプを含む環状ポンプデツキの両側における
差圧の測定値が使用される。かかる２種の基準値が最小
二乗平均法を用いて１つの出力にまとめられ、そしてこ
の結果を用いて本発明のアルゴリズムが校正される。

本発明の目的の１つは、全炉心流量の推定法を二次式の
形で表現することにある。従って、原子炉の炉心支持板
の両側において測定された差圧と瞬間出力とを組合わせ
て一層正確に炉心流量を推定するために使用し得る二次
式が開示される。

本発明のこのような側面がもたらす利点は、測定された
差圧と原子炉内の局部出力領域モニタからの入力とを使
用することにより、差圧と炉心流量との関係に炉心出力
が及ぼす効果に起因する不確実度を排除しながら炉心流
量を求めることが初めて可能となった点にある。

本発明のもう１つの側面は、炉心流量の改善された校正
方法を提供することにある０本発明のこのような側面に
従えば、２種の互いに独立した炉心流量近似値が使用さ
れるが、これらの炉心流量近似値の各々は定常状態（す
なわち、原子炉の出力および流量が一定であるような状
態）において使用される。

第１の炉心流量近似値は、原子炉の環状ポンプデツキの
両側における差圧を測定することによって得られる。

第２の炉心流量近似値は熱収支の解析から導かれる。こ
の場合には、炉心支持板の位置における圧力を測定する
ことに加えて、炉心支持板の近傍にある所定の位置に水
のエンタルピーを測定するための熱電対が使用される。

この鋭敏な測定値は、原子炉のサブクールされた液体部
分に関する熱収支の解析において使用される。このよう
な熱収支の解析は、炉心流量を推定するための改善され
た手段を提供する。

本発明の更にもう１つの目的は、２種の校正用炉心流量
を１つにまとめることにある。こうしてまとめられた校
正用炉心流量を最小二乗当てはめ法において使用するこ
とにより、上記のごとき二次式の適正な定数調整が可能
となる。このような定数調整の結果、流量に関する高度
の初期予測並びに発電所の運転開始後における流量のオ
ンライン校正が可能となる。

本発明のその他の目的、特徴および利点は、添付の図面
を参照しながら以下の詳細な説明を読むことによって自
ら明らかとなろう。

発明の詳細な説明 先ず第１図を見ると、原子炉容器Ｖが示されている。読
者は原子炉の蒸気サイクルに精通しているものと考えら
れる。それ故、本明細書中の記載はかかる原子炉の再循
環特性のみに限定されるものとし、蒸気サイクルの残り
の大部分は省略される。簡単に述べておけば、蒸気は主
蒸気管路Ｍから導き出され、そして発電目的のためにタ
ービン発電機および復水器（図示せず）を通して循環さ
せられる。凝縮および適当な補給を行った後、給水は給
水入口Ｆから導入される。

水中電動機１４によって駆動される複数のポンプＰによ
り、原子炉の内部における強制循環が引起こされる。か
かる強制循環は容易に理解することができよう。

詳しく述べれば、原子炉の中心部分を取巻くようにして
環状ポンプデツキ１６が設けられている。

それぞれの羽根車２０を駆動する１０台の電動機１４に
より、原子炉内において冷却材が強制的に循環させられ
る。

第２Ｂ図の詳細図を見ればわかる通り、冷却材は羽根車
２０によりベクトル２２の方向に沿って下方に送られ、
そして原子炉容器Ｖの底部に達する。原子炉容器Ｖの下
部プレナム２６内において、冷却材は混合され、そして
流れ方向を逆転する。

次いで、冷却材はプレナム２６から炉心Ｃを通って上方
に流れる。炉心Ｃ内においては、核反応によって熱が供
給される。上昇する蒸気・水混合物は気水分離器Ｓを通
過し、次いで蒸気乾燥器アセンブリＤに達する。その後
、大部分の蒸気は主蒸気管路Ｍを通って原子炉容器Ｖか
ら流出する。気水分離器Ｓおよび蒸気乾燥器アセンブリ
Ｄからの飽和液体のほとんど全部は下方に流れてダウン
カマ区域内に入る。かかる飽和液体の流れとく給水入口
Ｆからの）サブクールされた給水の流れとの混合により
、ダウンカマ区域内にはサブクールされた液体の流れが
生じる。

次に第２Ａ図を見ると、炉心の一部分が示されている。

第２Ａ図には炉心支持板３０が示されているが、この炉
心支持板３０を貫通して設置された１群の制御棒案内管
Ｈ（第１図参照）により、第２Ａ図に示された１６本の
燃料バンドルが支持されている。１対の圧力計３２およ
び３４により、炉心支持板３０の両側における差圧が測
定される。この差圧の測定値は流量推定のための重要な
入力を成すものである。

１６本の燃料バンドルから成る各々の燃料バンドル群３
６は、局部出力領域モニタによって監視されている。す
なわち、４個のかかる局部出力領域モニタ４２．４４．
４６および４８が列５０を成して設置されている０列５
０には熱電対５２が取付けられている。また、同様な局
部出力領域モニタ列５４．５６および５８が炉心の性能
を監視している。これらの局部出力領域モニタは局部出
力領域監視用の中性子センサを含んでいる。また、炉心
の周囲に間隔を置いて配置された一部の局部出力領域モ
ニタは、炉心入口の温度を測定するための熱電対５２を
含んでいる。

局部出力領域モニタ列に関する限りでは、熱電対５２の
付加は炉心内のこの位置における新たな装置の追加を成
すことが理解されよう、冷却材の飽和液体領域内におい
て上方に流れる冷却材の温度を正確に測定するこれらの
熱電対は、エネルギー収支の解析を可能にするものであ
る。　ｆ＆述のごとく、エネルギー収支の解析は上昇す
る冷却材のエンタルピーの正確な測定を必要とすると共
に、炉心流量を推定する本発明のアルゴリズムの校正の
ためにはそのエネルギー収支が必要とされるのである。

第１図に示された新式の沸騰水型原子炉における炉心流
量を計算するため、炉心支持板差圧およびフィルタ処理
中性子束に関する２つの独立した二次式に基づく単純当
てはめ式が導き出された。

この当てはめ式は熱水力学的解析結果から求められる。

この当てはめ式から計算された炉心流量の不確実度は、
全ての出力レベルにおいて定格流量の５．２％未満であ
ることが判明した。なお、炉心流量の不確実度の計算は
、運転サイクル中における水垢や残渣の蓄積がもたらす
効果を考慮に入れて行った。

炉心流量に関する当てはめ式を決定するためのもう１つ
の方法によれば、−層正確な結果が得られる。この場合
には、フィルタ処理中性子束に関する二次式が運転開始
時に収集されたデータに基づいて再計算される。その結
果、より高い精度をもって炉心流量を計算し得ることが
期待されるのである。

新式の沸騰水型原子炉においては、炉心支持板差圧（Ｃ
ＰｄＰ）の測定値から計算される炉心流量は下記のごと
き制御目的のために使用されることになっており、従っ
てそれらの制御目的のために有用なものである。

（＋＞流量に基づく熱出力モニタ（ＴＰＭ）用ロッドブ
ロックおよびスクラム設定点の計算。

（２）原子炉トリップ系（ＲＴＳ）による低炉心流量ス
クラム。

（３）再循環流量制御（ＲＦＣ）系における特定制御棒
挿入（ＳＣＲＲＩ）のための論理演算。

（４）再循環流量制御系における炉心流量フィードバッ
ク信号。

炉心流量を炉心支持板差圧と正確に相関させる際の重要
な因子は、バンドル出力の変化によって引起こされるバ
ンドルニ相抵抗の変化への近似である、炉心支持板差圧
は不可逆的な炉心入口圧力損失および不可逆的なバンド
ル損失によって直接に影響されるから、原子炉出力の変
化はバンドル損失を変化させ、それによって特定の炉心
支持板差圧測定値に対する実際の炉心流量を変化させる
。

原子炉出力の変化がもたらすこのような効果のため、高
い出力の下で測定値が校正された場合には、低い出力の
下では炉心流量が低く評価されることになる。すなわち
、炉心支持板差圧の測定値のみから計算された炉心流量
の不確実度は出力が低くなるほど大きくなるわけである
。

このような周知の不確実度をできるだけ小さくするため
、炉心支持板差圧および炉心出力の両方の測定値に基づ
いて炉心流量を計算するためのアルゴリズムが提唱され
る。

炉心支持板差圧および原子炉出力の測定値に関する２つ
の独立した二次式から成るアルゴリズムは下記の通りで
ある。

炉心流量＝　（ａ　＋　ｂ　・、ｒｌＧσＸ＊版ＭＦＩ
−＋Ｃ・（炉心支持板差圧））・　（ｄ＋ｅＰ＋　ｆ　
−Ｐ　”）・Ｋ　　　　　　　　（式１）式中、Ｐは定
格原子炉出力に対する百分率（フィルタ処理中性子束）
であり、炉心支持板差圧はｐｓｉ単位で表わされた値で
あり、またＫは水垢や残渣の蓄積に対応して当てほめの
程度を調整するための校正定数である。係数は、新式の
沸騰水型に関する適当な入力データベースデックを使用
しながら熱水力学的解析コードによって計算された炉心
圧力降下データを用いて決定された。なお、これらの係
数は特定の原子炉構造に関して得られたものであって、
他の原子炉構造に対しては異なる係数が必要となること
は言うまでもない。

ａ＝１１．０２９ ｂ＝１４．７４２ ｃ＝１．０２６ ｄ＝１．１９３ ｅ　＝　３．１　３４　Ｆ、　−３ ｆ　＝　６．８　Ｅ　−６ 単純二次曲線当てはめルーチンの使用により、１００％
、７５％、５０％および２５％出力レベルにおける４組
のデータの各々について炉心流量と　Ｆ　ｒｃ、＝　＊
　ｎ　兼！！　ＦＥ”との関係を示す二次式が求められ
た（代表的なデータを第５図に示す）、こうして得られ
たデータに関し、７５％、５０％および２５％出力レベ
ルにおける炉心流量値を１００％出力レベルにおける炉
心流量値で割った。同様にして、１００％、５０％およ
び２５％出力レベルにおける炉心流量値を７５％出力レ
ベルにおける炉心流量値で割った。これは、特定の出力
レベルにおいて求められた単一の曲線を用いて他の出力
レベルにおける（炉心流量とｆｆτｌｅｌ！！［との関
係を示す）曲線を推定する場合の精度を調べるために行
ったものである。その結果、７５％出力レベルのデータ
を用いて計算された流量−Ｆ炉心支持板差圧間の二次曲
線の形状は他の出力レベルにおいて使用するのに十分な
ものであって、（定格流量の４０〜１２０％の範囲内の
流量について）定格流量の±１％以内の曲線当てはめ精
度を与えることが判明しな。

上記のごとく、熱水力学的解析コードを用いて係数を決
定する方法は、原子炉の運転開始前に行われる。原子炉
の運転開始に際して、実際の運転データが収集される。

かかる実際の運転データに基づいて係数を再校正するこ
とにより、炉心流量測定値の精度を高めることができる
。

め　　　た １００％出力曲線上においては、炉心流量はＫ・ｆ］ｒ
ｚ嘗＊＊ＩｉＥ！庄−（ただし、Ｋは最高出力点におい
て校正された値である）という単純な関係によって十分
に近似させることができる。それ故、新式の沸騰水型原
子炉における炉心流量の計算が（１００％出力曲線上に
おいて重要である）熱出力モニタ設定点の決定および（
再現性が制限因子であるような）再循環流量制御系への
フィードバック信号の供給のためのみに必要とされるの
であれば、Ｋ−、Ｉ”ＦＥ：ｔ＊［！！ＪＩＦを用いて
その計算を行うことが可能であろう。しかるに、バンド
ルニ相抵抗の変化がもたらす周知の効果のため、炉心出
力が低下するのに伴って誤差が増大する傾向が存在する
。このような誤差増大傾向のため、炉心支持板差圧およ
び出力の両方に基づく当てはめ式の使用によって定格出
力より低い出力レベルでも炉心流量を正確に推定するこ
とが必要となるわけである。

炉心流量光てはめ式（１）中の校正定数Ｋに関しては、
炉心流量校正データが炉心支持板差圧から計算された炉
心流量について大きな差を示す場合には、運転サイクル
全体を通じて校正定数にの調整を行うことができる。と
は言え、運転サイクル中における水垢の蓄積は［σ（照
射）項に関する］不確実度の計算に際して考慮されてい
るから、運転サイクル中における炉心流量の不確実度の
増大があっても水垢や残渣の蓄積に関する再校正は必要
でない。

言うまでもないが、本明細書中には特定の原子炉につい
て決定された実際の定数が例示されている。これらの定
数は、炉心流量を推定するための複雑な計算機プログラ
ムを用いて決定されたものである。

なお、他の原子炉については異なる定数が導き出される
ことは自明であろう。

ここで注意すべきことは、本発明においては一層正確な
流量を求めるために局部出力領域モニタの読みが使用さ
れることである。

定数決定の一環として、当てはめ式を校正することが必
要となる。かかる校正はく複雑な計算機生成プログラム
を用いて）初期に行うことが必要であるばかりでなく、
原子炉の運転開始後にも行う必要がある。運転開始後に
おけるこのような流量の推定に関しては、原子炉の定常
状態における出力および流量が使用される。かかる定常
状態の出力および流量は、原子炉内の他の部位における
流量を決定するために使用される。このような部位の１
つが第２Ｂ図に示されているが、これは羽根車２０によ
って環状ポンプデツキ１６の両側に差圧が生み出される
ような部位である。

ノ１１　　　　　　　　　　　　　　　　　　の全炉心
流量測定値の不確実度を左右する大きな要因の１つは、
炉心流量測定系を校正するために使用される炉心流量基
準値に関連した不確実度である。このような校正の不確
実度は、校正基準値として２つの独立した炉心流量推定
値の平均を使用することによって低下させることができ
る。このような２つの独立した炉心流量推定値は、（１
）ポンプデツキ差圧測定値から求められた炉心流量およ
び（２）原子炉容器のダウンカマ区域に関する定常状態
の熱収支から計算された炉心流量である。

これら２つの独立した炉心流量推定値の平均を校正基準
値として使用することにより、校正の不確実度は下記の
式で表わされるごとくに低下させることができる。

・＝紅で７ すなわち σ（校正）＝六　　σＷｃ　ｐｏｄｐ＋σＷｃ、Ｂボン
ブーツ　　　の　　　　　の ポンプデツキ１６の両側における差圧の関数として原子
炉内の流量を推定することは比較的簡単である。この方
法においては、ボンプデッ、キに沿った複数の部位にお
ける差圧の測定値、個々のポンプ速度の測定値、および
販売業者から提供された各ポンプの水頭−流量曲線が必
要となる。全てのポンプが同じ速度で動作している場合
には、ポンプデツキ差圧測定値の平均を個々のポンプ速
度測定値と共に使用することにより、該当する水頭−流
量曲線から個々のポンプ流量が求められる。

全炉心流量は個々のポンプ流量の和である。このように
して、上記のポンプデツキ差圧法は炉心流量の独立した
推定値を与えるのである。

鶴　　　　いｔ・　　　　の 下記の関係式を使用することにより、定常状態における
ダウンカマ熱収支から炉心流量が計算される（第３図参
照）。

ただし、 ＷＣＨＢ＝炉心流量（ｌｂ／ｈｒ） Ｗ、、＝給水流量（Ｉｂ／ｂｒ） ｈｅ　　＝飽和液体のエンタルピー（Ｂｔｕ／Ｉｂ）ｈ
ｐｗ　　＝給水流のエンタルピー（Ｂｔｕ／１ｂ）ＷＣ
ＦＩ　　＝制御棒駆動機構パージ流量（Ｉｂ／ｈｒ）１
’１ｃＲ＝制御棒駆動機構パージ流のエンタルピー（Ｂ
ｔｕ／Ｉｂ） ＷＲＰ　　＝　ＲＩ　Ｐパージ流量（ｌｂ／ｈｒ）ｈｕ
ｐ＝ＲＩＰパージ流のエンタルピー（Ｂｔｕ／Ｉｂ）Ｃ
１＝換算定数（３，４１３Ｅ　６　　Ｂｔｕ／ＭＬｈｒ
）ＱｃＬ　＝炉水浄化ループの境界を通して伝達された
正味動力（ＭＷ） Ｑｐ＝再循環ポンプによってダウンカマ液体に付与され
た動力（ＭＷ） ＲＬ　　＝熱損失（ＭＷ） ｈｏ　　＝炉心入口のエンタルピー（Ｉｌｔｕ／Ｉｂ）
ｆｅｗ”蒸気キャリ−アンダー分率 １’ｌｆｇ＝蒸発のエンタルピー（Ｂｔｕ／ｌ　ｂ）こ
のような熱収支に対する入力の大部分は容易に求めるこ
とができる。熱収支の解析に際しては、Ｑｐを計算する
ために再循環ポンプの速度および水頭の入力が必要とさ
れることに注意すべきである。しかしながら、これらの
入力に対するＷＣＨＢの感受性は非常に低いから、ポン
プデツキ差圧および熱収支のそれぞれから得られた炉心
流量推定値は本質的に独立したものである。

熱収支による炉心流量推定値の精度を高めるためには、
新式の沸騰水型原子炉の現行の構造中には含まれていな
いある種の装置を付加しなければならない、ＷＣ）ＩＢ
は炉心入口のエンタルピー（ｈ　ｏ）に対して極めて敏
感である。この項の精度を高めるため、炉心入口圧力お
よび温度を直接に測定することが必要となる。これを達
成するには、炉心支持板差圧の測定値の低い方の値を圧
力として使用すると共に、特定の局部出力領域モニタの
被覆管内に設置された熱電対５２によって定常状態の温
度を測定すればよい、このような変更は安価かつ容易に
実行し得るものである。なお、熱電対の故障が起こった
場合でも修理のために被覆管を取出す必要がないように
するため、特定の局部出力領域モニタアセンブリ内に二
重の熱電対およびリード線を設置するのがよい、かかる
炉心入口温度はまた、（特に２１２°Ｆ以下における）
容器昇温を監視するための一層正確な測定値としても役
立つはずである。更にまた、飽和温度、底部排水温度お
よび炉心入口温度から導かれた内部温度測定値は、操作
員用の表示中およびプロセス計算機による計算中におい
て使用するためにも有用なはずである。

ダラシカマ熱収支の予備的な解析を行うことにより、定
格出力および流量条件下における炉心流量推定値の不確
実度が評価された。熱収支による炉心流量推定値の総合
不確実度は下記の式によって与えられる。

σＷｃＨ，＝　（［１ドσ２　Ｗ、、　＋　［ｒドσ”
ｈＰＷ可十ドσ２ｈｒ＋［短りドσ２　ＷＲ／。

＋［？ドσ２　ｈＶｃ＋　［１ドσ２Ｑｃｔ。

＋［敷堅ドσ２Ｑｐ＋［七ドσ２ＲＬ ＋［舘田ドσ２ｈｏ　−４−［＃ドσ２ｆｃａ＋［士ド
σ２ｈ１．＋σ２．．．）ｉ′まただし、σ０．ｆｉは
熱収支を表わす式の精度に関連した不確実度である。

言うまでもないが、式 ［１ によって表わされる項は、独立変数Ｘ　（Ｘ　−Ｗ　Ｆ
Ｗ。

ｈＦＷ＋・・・・・・、ｂｆ、）に関する炉心流量Ｗｃ
の偏導関数である。

熱収支を用いた炉心流量推定法に関連した総合不確実度
（σＷｃＨＢ）は、定格条件下において５゜２％（１σ
）であることが判明した。

ポンプデツキ差圧（ＰＤｄＰ）からの炉心流量推定値の
不確実度（σＷ　Ｃｐｏａｐ　）は、定格条件下におい
て５．３％（１σ）である、それ故、ＰＤｄＰからの炉
心流量推定値と定常状態の熱収支による炉心流量推定値
との平均を校正基準値として使用すれば、炉心支持板差
圧測定系の校正に関連した不確実度［σ（校正）］は３
．７％（１σ）に低下させることができる。

糺侶此１へ１１ 炉心支持板差圧測定系の総合不確実度を左右するもう１
つの大きな要因は、炉心の熱出力に起因する不確実度で
ある。第４図には、炉心出力効果に対応した調整を行う
ための装置が示されている。

それによれば、炉心支持板差圧測定値およびフィルタ処
理された平均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）信号が炉心流
量を推定するためのアルゴリズム中において使用される
０次の第５図には、炉心支持板差圧、炉心出力および炉
心流量の間の関係が示されている。これらの結果は、計
算機を用いたパラメータ分析によって導き出されたもの
である。

その他のパラメータ（たとえば軸方向出力分布〉は、い
ずれも一定に保たれた。

第４図中に示された構成の場合、炉心支持板差圧からの
炉心流量推定値の総合不確実度は下記の式によって表わ
すことができる。

σＷｃ（炉心支持板差圧） −（σ２（曲線）＋σ２（曲線当てはめ）十σ２（ＡＰ
ＲＭ）＋σ２（輸送） 十σ２（軸方向出力形状）＋σ２（水垢）＋σ２（漏れ
水流分率）＋σ２（校正））貨ただし、σ（曲線）は熱
水力学的解析結果の不確実度であり、またσ（曲線当て
はめ）は熱水力学的解析結果の曲線当てはめに関連した
不確実度である。

このような炉心出力調整を実施すると共に、上記のごと
き一層正確な校正方法を採用することにより、炉心支持
板差圧からの炉心流量推定値の不確実度は約５％に低下
する。これは、従来のジェットポンプ測定系における不
確実度と同等なものである。

このように、本明細書中に記載された精度向上技術を採
用することにより、内部羽根車ポンプを具備した新式の
沸騰水型原子炉における炉心流量測定値の不確実度は、
外部再循環ループおよびジェットポンプを具備した従来
の沸騰水型原子炉の場合と同等なレベルにまで低下させ
ることができるのである。

への 炉心支持板差圧法によれば、再循環流量制御系における
制御計算のための炉心流量入力信号が得られる。このよ
うな信号の精度を高めるため、上記のごとき炉心出力調
整に加えて、ダウンカマ熱収支を用いて炉心支持板差圧
からの炉心流量推定値の定常状態におけるオンライン補
正を行うことができる。

第６図には、熱収支からの炉心流量推定値を使用するこ
とにより、定常状態において炉心支持板差圧からの炉心
流量推定値を調整するための装置が示されている。熱収
支出力に対して重負荷フィルタを使用することにより、
この装置は定常状態に達した場合にのみ炉心支持板差圧
からの炉心流量推定値の補正を行うようになっている。

なお、かかる装置の構成は従来のものと同様である。

このようなオンライン校正装置の使用によれば、再循環
流量制御系における制御計算のために使用される炉心流
量入力信号の不確実度は５％未満になる。全ての信号は
容易に得ることができる。このような改良に付随するハ
ードウェア上の唯一の変更は、前述のごとく、炉心入口
の圧力および温度を測定するための追加の装置が必要と
されることである。

本明細書中においては、内部羽根車ポンプを具備した沸
騰水型原子炉に関連して炉心流量測定値の精度向上技術
が記載されたが、このような精度向上技術は外部再循環
ループおよびジェットポンプを有しないその他の形式の
沸騰水型原子炉（たとえば自然循環式沸騰水型原子炉）
に対しても適用し得ることが理解されよう。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原理を適用し得る形式の原子炉を示す
概略側面図であり、第２Ａ図は炉心支持板を含めた炉心
の一部分の略図であって、炉心支持板の両側における差
圧が測定されると共に、サブクールされた冷却材のエン
タルピーを求めるため熱電対によって上昇する冷却材の
温度が測定されることを示しており、第２Ｂ図は環状ポ
ンプデツキの略図であって、該ポンプデツキの両側にお
ける差圧が測定されることを示しており、第３図は原子
炉のサブクールされた液体部分に関するエネルギー収支
を示す略図であり、第４図は炉心支持板差圧の変化およ
び局部出力領域モニタからの出力を用いて炉心流量を推
定するためのアルゴリズムを示す略図であり、第５図は
炉心支持板差圧の平方根に対して炉心流量（単位％）を
プロットしたグラフの代表例であって、様々な出力レベ
ルにおける抵抗の変化に対応して相異なる曲線が図示さ
れており、また第６図は本発明の更に別の変更態様を示
す略図であって、ダウンカマ熱収支に基づく流量補正値
および初期測定値から炉心流量が推定されることを示し
ている。 図中、１４は電動機、１６は環状ポンプデツキ、２０は
羽根車、２６はプレナム、３０は炉心支持板、３２およ
び３４は圧力計、４２．４４．４６および４８は局部出
力領域モニタ、５０．５４．５６および５８は局部出力
領域モニタ列、５２は熱電対、Ｃは炉心、Ｄは蒸気乾燥
器アセンブリ、Ｆは給水入口、Ｈは制御棒案内管、Ｍは
主蒸気管路、Ｓは気水分離器、そしてＶは原子炉容器を
表わす。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、（ａ）中性子を放出する核反応を行わせるために役
   立つと共に、炉心支持板流体隔壁を底部に具備した炉心
   を用意し、（ｂ）減速中性子を測定することによって前
   記炉心内における前記核反応の出力を評価するための局
   部出力領域モニタを前記炉心の全域にわたつて配置し、
   （ｃ）前記核反応からの中性子を減速させて前記核反応
   を臨界状態で持続させるため前記炉心支持板流体隔壁お
   よび前記炉心を通して冷却材を上方に流すことにより、
   前記炉心支持板流体隔壁の位置における液体単相領域か
   ら上方の蒸気／液体二相領域にまで連続して存在する前
   記冷却材の上昇流を形成し、（ｄ）前記炉心支持板流体
   隔壁の両側における前記冷却材の差圧を測定し、（ｅ）
   前記局部出力領域モニタの位置における前記原子炉の出
   力を測定し、（ｆ）前記局部出力領域モニタの読みおよ
   び前記炉心支持板流体隔壁の両側における差圧と前記冷
   却材の流量との関係を表わす二次式を求め、そして（ｇ
   ）前記二次式から前記流量を計算する諸工程から成るこ
   とを特徴とする、沸騰水型原子炉において炉心流量を推
   定するための方法。 ２、（ａ）前記炉心支持板流体隔壁の位置における前記
   冷却材の絶対圧を測定するための手段を設置し、（ｂ）
   前記炉心支持板流体隔壁の近傍における前記冷却材の温
   度を測定するための手段を設置し、（ｃ）定常状態の出
   力および冷却材流量の下で前記原子炉を運転し、（ｄ）
   前記絶対圧および前記温度を用いて前記炉心支持板流体
   隔壁の近傍における前記冷却材の液体単相領域内の前記
   冷却材のエンタルピーを求め、（ｅ）前記エンタルピー
   を用いたエネルギー収支の解析によって前記原子炉内に
   おける前記冷却材の流量を計算し、そして（ｆ）前記定
   常状態の冷却材流量の下で前記エネルギー収支から求め
   た流量を用いて前記二次式を校正する諸工程を追加包含
   する請求項１記載の方法。 ３、（ａ）前記炉心支持板流体隔壁とは異なる流れ抵抗
   隔壁の両側における差圧を前記冷却材の液体単相領域内
   において測定し、（ｂ）前記定常状態の出力および冷却
   材流量の下で前記流れ抵抗隔壁およびそれの両側におけ
   る差圧を用いて流量を求め、そして（ｃ）前記流れ抵抗
   隔壁から求めた流量と前記エネルギー収支から求めた流
   量との平均値を用いて前記二次式を校正する諸工程を追
   加包含する請求項２記載の方法。 ４　前記原子炉の周囲に広がるポンプデッキを横断して
   設置された内部再循環ポンプを前記流れ抵抗隔壁の部位
   として使用する工程を追加包含する請求項３記載の方法
   。