JPH02285290A - 原子炉状態視覚化システム - 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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） この発明は、原子力発電プラントの原子炉状態、特にｙ
Ａ渡時における原子炉状態を好適に表示する原子炉状態
視覚化システムに関する。

（従来の技術） 原子力発電プラントのプラント状態を監視するシステム
は、第４図に示すように計測部１、演尊部３および表示
部５から構成される。計測部１では、原子炉圧力、炉心
入口部差圧、給水温度、給水流ｍおよび中性子束レベル
等が計測される。

演算部３ではこれらの計測値に基づいて炉心冷却材流山
および原子炉出力等が鐸出される。これら演算部３で演
算され、または計測部１で計測された各種プラント状態
が、表示部５に実時間で表示される。

表示部５の表示画面は、例えば第５図に示すようなもの
である。この第５図では、原子炉圧力、原子炉冷却材流
ｆｆｉ＃よび原子炉出力さらに発電機出力が数値および
トレンド表示されている。このようなプラント状態の表
示により、運転員は、原子炉圧力容器内での任意の現象
の推移について理解を深めることができる。なお、第５
図のトレンド表示は、再循環系配管の破断による冷部材
喪失ＩＳ改時におけるものを示す。

（発明が解決しようとする問題点） ところが、表示部５には、原子炉圧力や炉心冷却材温度
等のプラント状態が数値あるいはグラフにより表示され
るものの、原子炉計測系と内での熱水力学的挙動に関す
る情報については何ら表示されない。この熱水力学的挙
動に関する情報としては、例えば原子炉圧力容器内各部
での作動流体のボイド率変化、その作動流体の流動状態
および燃料棒被覆管表面１度等である。

したがって、これらの熱水力学的挙動に関しては、表示
部５に表示された原子炉圧力や炉心冷却材流量等から運
転員が個々に推測しなければならない。例えば、原子炉
圧力が高圧の場合には、作動流体のボイド率が低い等の
ように。そのため、このような従来の原子炉状態監視シ
ステムにおいては、原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動
に関する現象の推移について、その理解の程度が運転員
によって異なり、時にはその理解が不正確となって、最
悪の場合には運転員が誤操作を行なうおそれがある。

この発明は、上記事実を考慮してなされたものであり、
原子炉圧力容器内における熱水力学的挙動に関する現象
の推移を各運転員に明確に理解させ、運転員の負担を軽
減させるとともに、運転員の誤操作を防止することがで
きる原子炉状態視覚化システムを提供することを目的と
する。

〔発明の構成〕

（問題点を解決するための手段） この発明は、原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動に関す
るデータを入力して上記原子炉圧力容器内の熱水力学的
挙動に関する動特性を解析し原子炉状態を実時間で評価
する原子炉特性解析部と、この原子炉特性解析部からの
解析結采をアニメーション化するアニメーション用演算
部と、このアメージョン用演口部からの情報を表示する
アニメーション表示部とを有するものである。

（作用） したがって、この発明に係る原子炉状態視覚化システム
は、原子炉圧力容器内での熱水力学的挙動に関する現象
の推移を運転員に視覚にて直接認識させるものである。

（実施例） 以下、この発明の実施例を図面に基づいて説明する。

第１図はこの発明に係る原子炉状態視覚化システムの一
実施例を示すブロック線図である。

原子炉状態視覚化システム１１は原子炉特性解析部１３
、中性子動特性解析部１５、記憶部１７、アニメーショ
ン用演算部１９およびアニメーション表示部２１を有し
て構成される。

原子炉特性解析部１３には、原子炉計測系２３および制
ｔＩ！盤２５が電気的に接続され、原子炉計測系２３に
て計測された原子炉主蒸気管圧力変化、給水温度変化お
よび給水温度変化等が計測値信号として入力される。ま
た、制ｗＪ１２５からは、運転Ｈの操作によるプラント
状態の変動（原子炉再循環ポンプトリップやυ制御棒挿
入等）が操作信号として入力される。これら計測値信号
および操作信号が原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動に
関するデータである。

原子炉特性解析部１３は、上記計測値信号および操作信
号に基づき、原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動に関す
る動特性を解析し、原子炉２＜態を実時間で評価する。

熱水力学的挙動に関する動特性としては、原子炉圧力容
器内における作動流体のボイド率、その作動流体の流動
状態（炉心冷却材流量および炉心冷却材温度）、燃料棒
被覆管表面１度および原子炉圧力分布である。

中性子動特性解析部１５は、原子炉特性解析部１３に電
気的に接続されるとともに、制″ａ盤２５にも同様に接
続される。中性子動特性解析部１５は、原子炉特性解析
部１３にて解析された原子炉圧力容器内の熱水力学的挙
動に関する動特性の値を中性子動特性方程式に代入して
反応度を求め、この反応度および制御盤２５からの操作
信号を考慮して、・中性子束レベルを実時間で算出する
。さらに、算出された中性子束レベルから原子炉出力分
布や原子炉出力を実時間で算出する。

原子炉動特性解析部１５にて算出された原子炉出力等は
、原子炉特性解析部１３へ入力される。

原子炉特性解析部１３には、この他に微小時間（例えば
１／１００秒）Ｉ！通過後原子炉計測系２３からの計測
値信号と、同微小時間経過侵の制御盤２５からの操作信
号とがそれぞれ原子炉計測計２３．１ｊｌｌＦＤ系２５
から入力される。原子炉特性解析部１３は、これら原子
炉出力等、計測値信号および操作信号に基づき、熱水力
学的挙動に関する動特性を最初に解析した時点から微小
時間経過した後の、原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動
に関する動特性を算出する。ここに、微小時間とは、中
性子動特性解析部１５が処理に要する時間である。原子
炉特性解析部１３は、このようにして時間を進めながら
熱水力学的挙動に関する動特性の過渡変化を解析する。

記憶部１７は、原子炉特性解析部１３にて解析された原
子炉圧力容器内における熱水力学的挙動に関する動特性
の過渡変化を時系列に格納する。

また、アニメーション用演算部１つは、記憶部１７に格
納された原子炉圧力容器内での熱水力学向学１ｌｌ（原
子炉圧力容器内における作動流体の流動状態、その作動
流体のボイド率、原子炉圧力、燃料棒被覆管表面温度）
をカラーアニメーション化するものであり、その結果が
アニメーション表示部２１に表示される。

つまり、アニメーション表示部２１に表示される原子炉
圧力容器内の作動流体（水あるいは蒸気等）は、第２図
（Ａ）に示すように、アニメーション表示部２１の原子
炉圧力容器２７内に多数の模擬流体粒子２９として模擬
表示される。そして、原子炉圧力容置２７内における作
動流体の流動状態は、模擬流体粒子２９の移動により表
示される。

アニメーション表示部２１に表示される原子炉圧力容器
２７内での作動流体のボイド率の変化は、アニメーショ
ン表示部２１に表示された多数の模擬流体粒子２つの色
の変化により表わされる。すなわち、α＞０．９９で作
動流体が蒸気のときには、模擬流体粒子２９は赤色に表
示される。また、作動流体が気液二相流で０．８〈α≦
０．９９のときには模擬流体粒子２９が桃色に、０．０
５＜α≦０．８のときには模擬流体粒子２９が水色にそ
れぞれ表示される。ざらに、α≦０．０５で作動流体が
水のときには、模擬流体粒子２９は青色に表示される。

例えば、低圧炉心スプレィ系（ＬＰ０１）や低圧注入系
（ＬＰＣＩ）の作動時には、それらのノズル部近傍の模
擬流体粒子２９の色が、ボイド率の低い色に変化する。

なお、この第２図（Ａ）において符号３０は炉心を示し
、このうち符号３０Ａが高出力燃料集合体、符号３０Ｂ
が平均出力燃料集合体をそれぞれ示す。また、符号３１
はシュラウド、符号３３はジェットポンプ、符号３５は
下部タイブレートをそれぞれ示す。

アニメーション表示部２１に表示される原子炉圧力容器
内の原子炉圧力の変化は、第２図（Ｂ）に示すように、
異常事象発生後の時間経過とともに、アニメーション表
示部２１に実時間で数値表示される。あるいは、この原
子炉圧力の変化は、異常事象発生後の時間変化をグラフ
化して表示させてもよい。

アニメーション表示部２１に表示される燃料棒被ｍ管表
面温度は、高出力燃料集合体３０Ａの被覆管表面温度に
代表されて第２図（Ｃ）のように表示される。この第２
図（Ｃ）では、横軸に温度（Ｋ）を、縦軸に高出力燃料
集合体３０Ａの高さＨをそれぞれ採り、この高さＨが一
定間隔で区分される。そして、燃料集合体の各区分され
た高さ毎に、温度が高い場合には棒グラフが図における
右横に移動し、低い場合には左横に移動するようそれぞ
れ表示される。この第２図（Ｃ）において、ＴＳＡＴは
作ｖＪ流体である水の飽和温度を示す。

次に、作用を説明する。

原子炉が正常に運転されている状態において、原子炉特
性解析部１３は、原子炉の定常状態における熱水力学的
挙動に関する動特性を少なくとも１回解析し、その結果
を記憶部１７に格納する。

この場合の熱水力学的挙動に関する動特性は、異常発生
後の原子炉過渡状態における熱水力学的挙動に関するｖ
Ｊ特性を算出する際の初期値となるものである。したが
って、この定常状態での熱水力学的挙動に関する動特性
は必ずしもアニメーション表示部２１に表示させる必要
はないが、運転員からの要求があれば、アニメーション
表示部２１において表示される。

第３図（Ａ）は、定常状態における原子炉圧力容器内の
作動流体のボイド率を示す模擬流体粒子２９の色変化を
示したものである。アニメーション表示部２１に表示さ
れた原子炉圧力室１２７の最上部に位置する模擬流体粒
子２９は、赤色に表示されて、作動流体のボイド率が最
も高いことが示される。また、炉心３０の位置およびそ
の上部に位置する模擬流体粒子２９は桃色に表示され、
さらに炉心３０の大部分および原子炉圧力容器２７の上
部に位置する模ａｍ体粒子２９は水色に表示される。ま
た、原子炉圧力容器２７の下部およびシュラウド３１の
外周部に位置する模擬流体粒子２９は青色に表示されて
、作動流体のボイド率が最も低いことが示される。

次に、何らかの異常により、異常過渡事象が発生もしく
は配管破断等の事故が発生した場合を説明する。

この場合、原子炉計測系２３で計測される計測値が定常
状態から大きく変化し、さらに運転員のプラント運転操
作によってプラント運転状態も大きく変動する。したが
って、原子炉特性解析部１３は、記憶部１７に格納され
た初Ｗ１ｖｉとしての定常状態の熱水力学的挙動に関す
る動特性を用い、ざらに原子炉計測系２３からの計測値
信号およびＩＩ　ｍｌ盤２５からの操作信号に基づき熱
水力学的挙動に関する動特性を解析する。中性子動特性
解析部１５は、この解析結果を基に実時間処理して原子
炉圧力等を算出する。原子炉特性解析部１３は、中性子
動特性解析部１５によって算出された原子炉圧力と、微
小時間経過後の原子炉計測系２３からの計測値信号およ
び制御ｍ盤２５からの操作信号とに基づき、微小ｒＩＩ
間経過後の熱水力学的挙動に関する動特性を求める。こ
のようにして、原子炉特性解析部１３は、熱水力学的挙
動に関する動特性の過渡変化を解析する。

この異常時における熱水力学的挙動に関する動特性の解
析結果が原子炉特性解析部１３から記憶部１７を介し順
次アニメーション用演算部１９へ出力されてアニメーシ
ョン化され、ア・ニメーション表示ｆ！１ｓ２１に表示
される。このうち、第３図（Ｂ）は、原子炉−次冷却系
配管の破断事故の発生後、低圧注入系（ＬＰＣＩ＞が作
動する直前までの原子炉圧力容器内における作ＤＲ体の
ボイド率を、模擬流体粒子２９の色変化として表示した
ものである。

アニメーション表示部２１に表示された炉心３０の上部
およびその近傍に位置する模ａｍ体粒子２９は桃色に表
示される。さらに、下部タイブレート３５の下方に位置
する模擬流体粒子２９も同じく桃色に表示される。また
、原子炉圧力容器２７の下部およびシュラウド３１近傍
にそれぞれ位置する模擬流体粒子２９は水色に表示され
る。その他、原子炉圧力容器２７の上部およびシュラウ
ド３１の外周部にそれぞれ位置する模擬流体粒子２９は
赤色に表示されて、これらの部分のボイド率が最も＾い
ことが示される。

第３図（Ｃ）は１．低圧注入系（ＬＰＣＩ＞が作動して
から炉心が再冠水するまでのボイド率変化を模擬流体粒
子２９の色変化として表示したものである。

アニメーション表示部２１に表示された炉心３０、原子
炉圧力容器２７下部およびジェットポンプ３３にそれぞ
れ位置する模擬流体粒子２９は水色に表示される。また
、下部タイブレート３５の下方、ジェットポンプ３３の
下部外周および高出力燃料集合体３０Ａ側のジェットポ
ンプ３３上部にそれぞれ位置する模擬流体粒子２９は桃
色に表示される。さらに、シュラウド３１の下部近傍に
位置する模擬流体粒子２９は青色に表示されてボイド率
が低いことが表示される。また、原子炉圧力容器２７の
上部およびシュラウド３１の外周部は赤色に表示されて
、ボイド率が最も高いことが示される。

上記実施例によれば、原子炉圧力容器内での熱水力学的
挙動に関する動特性を原子炉特性解析部１３によって解
析し、この解析結果をアニメーション用演算部１９にて
アニメーション化し、その結果をアニメーション表示部
２１に表示するようにしたことから、原子炉圧力容器内
部での熱水力学的挙動に関する現象の推移を運転員に視
覚にて１撥認識させることができる。その結果、原子炉
圧力容器内での熱水力学的挙動を運転員に明確に理解さ
せることができる。したがって、原子炉圧力や原子炉冷
却材流ｍ等から原子炉状態を推測しなければならない従
来のプラント状態監視システムに比べ、運転員の負担を
著しく軽減することができ、運転員の誤操作を防止する
こともできる。

〔発明の効果〕

以上のように、この発明に係る原子炉状態視覚化システ
ムによれば、原子炉特性解析部が、原子炉圧力容器内の
熱水力学的挙動に関するデータを入力して上記原子炉圧
力容器内の熱水力学的挙動に関する動特性を解析し、原
子炉状態を実時間で評価し、またアニメーション用演算
部が、原子炉特性解析部からの解析結果をアニメーショ
ン化し、アニメーション表示部が、アニメーション用演
算部からの情報を表示することから、原子炉圧力容器内
における、特に過渡状態での熱水力学的挙動に関する現
象の推移を運転員に視覚にて明確に理解させることがで
きる。その結果、運転員の負担軽減および誤操作防止に
寄与できるという効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明に係る原子炉状態視覚化システムの一
実施例を示すブロック線図、第２図（Ａ）（Ｂ）、（Ｃ
）はアニメーション表示部の画面を示す図、第３図（Ａ
）、（８）、（Ｃ）は原子炉−次冷Ｗ系配管が破断した
前後の原子炉圧力容器内での作動流体のボイド率変化を
模擬流体粒子の色変化として示すアニメーション表示部
の画面図、第４図は従来の原子炉状態視覚化システムを
示すブロック線図、第５図は従来の原子炉状態視覚化シ
ステムにおける表示部の表示画面である。 １１・・・原子炉状態視覚化システム、１３・・・原子
炉特性解析部、１５・・・中性子動特性解析部、１９・
・・アニメーション用演算部、２１・・・アニメーショ
ン表示部、２７・・・アニメーション表示部に表示され
た原子炉圧力容器、２９・・・アニメーション表示部に
表示された模擬流体粒子、α・・・ボイド率。 第１図 出願人代理人　　　波　多　野　　　久０Ｍ　Ｔ−０，
０（５） 晴−５Ｔ霞５０ａＯ（Ｓ） （Ａ） （Ｂ） 第 図 時間Ｔ−５８，８４（Ｓ） （Ｃ） 第 図 第 図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動に関するデータ
   を入力して上記原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動に関
   する動特性を解析し原子炉状態を実時間で評価する原子
   炉特性解析部と、この原子炉特性解析部からの解析結果
   をアニメーシヨン化するアニメーシヨン用演算部と、こ
   のアメーシヨン用演算部からの情報を表示するアニメー
   シヨン表示部とを有することを特徴とする原子炉状態視
   覚化システム。 ２、アニメーシヨン化される熱水力学的挙動に関する動
   特性は、原子炉圧力容器内での作動流体のボイド率、そ
   の作動流体の流動状態および燃料棒被覆管表面温度であ
   る請求項１記載の原子炉状態視覚化システム。 ３、作動流体のボイド率やその流動状態は、原子炉圧力
   容器内の作動流体の流体粒子をアニメーシヨン表示部に
   模擬表示し、その模擬流体粒子の色変化やその移動によ
   りそれぞれ表示される請求項２記載の原子炉状態視覚化
   システム。