JPH09133782A

JPH09133782A - 沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算装置

Info

Publication number: JPH09133782A
Application number: JP8270268A
Authority: JP
Inventors: Toshihiro Fujii; 敏浩藤井; Joseph A Mcgrady; アルバマッグラディジョセフ; Kim Hen-Tai; キムヘン−タイ
Original assignee: Toshiba Corp; General Electric Co
Current assignee: Toshiba Corp; General Electric Co
Priority date: 1995-10-17
Filing date: 1996-10-11
Publication date: 1997-05-20
Anticipated expiration: 2016-10-11
Also published as: US5682410A; JP3548656B2

Abstract

(57)【要約】【課題】熱収支法とポンプ部差圧測定法の収束演算の繰
返しにより、炉心入口流量および冷却材温度を精度よ
く、正確に求め、評価するもの。【解決手段】沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法およ
び計測演算装置は、インターナルポンプのポンプ回転数
ｎ_j、ポンプ部差圧ΔＰを測定値（検出値）としてポン
プ部差圧測定法で炉心入口流量Ｍ_CFを冷却材密度ρの関
数として表わす一方、給水流量Ｍ_FW、給水エンタルピｈ
_FWを測定値として熱平衡法で炉心入口エンタルピｈ_inが
炉心入口流量Ｍ_CFの関数として表わされ、熱平衡法とポ
ンプ部差圧測定法が未知量（炉心質量流量と冷却材密
度）を互いに補完し合う関係であることに着目する。そ
して、熱平衡法とポンプ部差圧測定法の収束演算を繰返
し行なって未知量の収束解を求め、この収束解から最終
的に炉心入口流量Ｍ_CFおよび冷却材温度を求め、評価す
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉内再循環ポ
ンプを内蔵した沸騰水型原子炉の炉心入口流量を測定す
る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算
装置に係り、特に、炉心入口流量および冷却材温度を測
定し、評価する沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法お
よび計測演算装置ならびにその運転方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子力発電所においては、原子
炉圧力容器内の炉心部に装荷された原子炉燃料内で発生
する核分裂量を制御したり、また、核分裂によって発生
した熱を有効に除去するために、冷却材である水を原子
炉圧力容器内で強制的に循環させる冷却材循環方式を採
用している。冷却材の循環量が多いときには原子炉の出
力は増加し、循環量が少ないときには原子炉出力は減少
する。沸騰水型原子力発電所においては、安全で良好な
運転を継続させるために常時観測されなければならない
物理量は数多く存在するが、その中でも炉心入口流量は
重要な物理量である。

【０００３】沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという。）
では、このため、炉心入口流量を測定するようになって
おり、測定された炉心入口流量は幾つかの関数（functi
on）として使用される。これらの関数には、原子炉緊急
停止信号として原子炉緊急停止系統への入力、再循環流
量制御のフィードバック信号、および発電所出力計算、
例えば最小限界出力比計算のためのプラントプロセス計
算機への入力がある。正確な炉心入口流量の推定は、こ
れらの限界出力比を確認するために必要である。

【０００４】従来のＢＷＲでは、原子炉内で冷却材を強
制循環させるために、外部再循環方式が採用されてい
る。外部再循環方式のＢＷＲでは、原子炉圧力容器から
外部に炉水が引き出され、この炉水は外部再循環ポンプ
でポンプアップされて原子炉圧力容器内に送り込まれ
る。原子炉圧力容器内にはディフューザを備えた大型の
ジェットポンプが備えられ、このジェットポンプで周囲
の炉水を巻き込んで、原子炉圧力容器のダウンカマ領域
から炉心下部プレナム領域に送り込み、原子炉圧力容器
内で炉水を強制循環させるようになっている。従来のＢ
ＷＲでは、外部再循環方式の採用とジェットポンプの存
在により、原子炉圧力容器内を循環する全炉心入口流量
の正確な推定が比較的可能であった。

【０００５】最近のＢＷＲでは、外部再循環方式やジェ
ットポンプが採用されず、原子炉圧力容器内に再循環ポ
ンプ内蔵型の改良形沸騰水型原子炉（以下、ＡＢＷＲと
いう。）が設計されている。ＡＢＷＲでは、原子炉圧力
容器内に環状のポンプデッキがダウンカマ領域の周方向
に設けられている。この環状デッキには、ダウンカマ領
域の炉水を下方へ押し出すインペラポンプタイプの原子
炉内再循環ポンプ（以下、インターナルポンプとい
う。）が複数台例えば３６°の間隔で周方向に１０台設
置される。これらのインターナルポンプによりダウンカ
マ領域の炉水（原子炉冷却材）を押し下げて炉心下部プ
レナム領域に案内し、案内された原子炉冷却材は、炉心
下部プレナム領域で流れの方向が反転され、原子炉の炉
心支持板から炉心を通って上昇せしめられるようになっ
ている。

【０００６】従来のＡＢＷＲにおいて、炉心入口流量を
測定し、測定された炉心入口流量値を較正して正確な炉
心入口流量値を得る方法および装置が米国特許第４，９
７５，２３９号明細書に開示されている。この方法は、
インターナルポンプを備えた内部強制循環タイプの原子
炉に使用される。この原子炉では原子炉冷却材（炉水）
がダウンカマ領域を下降して半径方向内側へ導かれ、最
終的に炉心支持板を経て炉心内を上昇せしめられるよう
になっている。この原子炉には炉心支持板にかかる冷却
材の圧力差を検出する差圧検出器が設けられている。こ
の差圧検出器は、炉心に挿設された局部出力領域モニタ
（以下、ＬＰＲＭという。）からの入力により測定精度
が向上せしめられる。測定された炉心支持板の差圧と原
子炉出力とは、いずれも原子炉内の炉心入口流量を正確
に予測するために使用される。

【０００７】米国特許第４，９７５，２３９号明細書に
開示された従来技術では、原子炉冷却材の全炉心入口流
量を正確に計測するために、炉心支持板差圧とＬＰＲＭ
からのリアルタイムの読みとを使用する計算法が開発さ
れた。原子炉冷却材の全炉心入口流量を正確に較正する
ために、定常状態における原子炉出力と炉心入口流量で
２つの較正基準が使用された。

【０００８】第１の較正基準は、原子炉炉心支持板付近
に熱電対を装置し、原子炉炉心を通って上昇する冷却材
の流体エンタルピの測定に用いられる。測定された流体
エンタルピは、エネルギ流量平衡方程式（an energy fl
ow balance equation ）に使用され、その場合、炉心入
口流量は未知数として解かれる。

【０００９】第２の較正基準は、強制循環ポンプ（イン
ターナルポンプ）の環状ポンプデッキに作用する検出圧
力差が用いられる。２つの較正基準は、最小自乗平均法
（aleast squares averaging ）を使用する出力に組み
合され、その結果は、表示された計算（algorithm ）を
較正するために用いられる。

【００１０】米国特許第４，９７５，２３９号明細書で
は、炉心支持板差圧と中性子束との２つの独立した二次
方程式に基いた簡単な近似計算が、ＡＢＷＲの炉心入口
流量を較正するために用いられた。この適合（近似計
算）方程式は熱水分析結果から決定された。この適合方
程式で計算された炉心入口流量の不確かさは、全出力に
おける定格流量の５．２％より低く定められた。運転サ
イクル中にクラッドと廃棄物の増加による影響は、炉心
入口流量の不確かさを計算するときに、考慮された。

【００１１】測定された炉心支持板差圧と中性子束から
計算された炉心入口流量Ｍ_CFは、インターナルポンプを
備えた沸騰水型原子炉の次の制御に用いるのに有用であ
る。

【００１２】（１）炉心入口流量基準の熱出力モニタ制
御回路（flow-based thermal powermonitor control ro
d block）とスクラム設定値の計算；（２）原子炉緊急停止装置の炉心流量急減スクラム；（３）再循環流量制御系（recirculation flow control
system ）の選択制御棒挿入ロジック；（４）再循環流量制御システムの炉心流量フィードバッ
ク信号。

【００１３】測定された炉心支持板差圧と原子炉出力と
を基準にした２つの独立した二次方程式は、炉心入口流
量をＭ_CFとすると、次式で表わされる。

【００１４】

【数１】

【００１５】炉心支持板差圧の平方根（ΔＰ_CF）^1/2に
対する炉心入口流量Ｍ_CFの二次方程式は、簡単な二次関
数を用いた近似計算により、１００％，７５％，５０％
および２５％出力の各々について４種決定される（図６
の代表データ参照）。７５％，５０％および２５％出力
における炉心入口流量は、そのデータを適用して１００
％出力の炉心入口流量で除算した結果得られる。同じこ
とが、７５％炉心入口流量を適用して１００％，５０％
および２５％出力データに対し行なわれた。これは、
（予め付与された出力で決定される）単一曲線の確かさ
を、（ΔＰ_CP）^1/ ²に対する炉心入口流量Ｍ_CF曲線を他
の出力で予測する際に、決定するためである。７５％出
力データにより計算された（ΔＰ_CP）^1/2に対するＭ_CF
の二次方程式が他の出力レベルで用いられ、定格炉心入
口流量（４０％と１２０％の定格炉心入口流量間の流量
について）の±１％以内の確かさで曲線に適合すること
が明らかにされた。

【００１６】炉心熱水力計算コード（a thermal hydrau
lics computer program ）による分析により係数を決定
する上記の方法は、原子力発電所の起動前に行なわれ
る。原子力発電所の起動中（運転中）には、実際のプラ
ントデータが収集され、このプラントデータに基づいて
上記係数が再較正され、炉心入口流量を正確に測定して
いる。

【００１７】炉心入口流量較正値（改善値）が、炉心支
持板差圧により計算された炉心入口流量と著しい差を示
すならば、（１）式の較正係数Ｋは運転サイクルの間に
調節される。しかし、運転サイクル中のクラッドの増加
は不確かさの計算で考慮されるので、クラッドや廃棄物
の増加を考慮する再較正は、運転サイクル中の炉心入口
流量の増加により不要である。

【００１８】式（１）の係数は、原子炉の炉心入口流量
を推定する精巧な計算機コードにより、特定の炉心につ
いて決定される。定数決定の際に、（１）式が較正され
ることを要する。この較正は、計算機コードを用いる初
期だけでなく、原子炉運転に入った後にも行なわれなけ
ればならない。

【００１９】全炉心入口流量測定が正確でない１つの主
な理由は、炉心入口流量測定装置の較正に使用される基
準炉心入口流量値に正確に対応しないためである。例え
ば、インターナルポンプを備えたＢＷＲの炉心入口流量
は、ポンプ部差圧の測定値（インターナルポンプのポン
プ吐出側圧力とポンプ吸込側圧力との差）と、個々のイ
ンターナルポンプの回転速度の測定値によりポンプ部差
圧測定法により決定することができる。そのために、一
対の圧力ゲージがポンプ入口とポンプ出口の圧力差を検
知するために設けられ、インターナルポンプの回転速度
を検出するために、回転計（あるいは速度検出器）が装
着される。ポンプ部差圧測定法は、インターナルポンプ
のポンプ回転数ならびにポンプ入口部およびポンプ出口
部の圧力差をプロセス計算機に入力信号として入力し、
炉心入口流量を出力するようになっている。

【００２０】また、従来のＢＷＲの中には、原子炉の炉
心下部プレナム領域の炉水温度（例えば、原子炉圧力容
器底部のドレン流温度）を検出するために、原子炉圧力
容器内の炉水流路か、またはダウンカマ領域あるいは炉
心下部プレナム領域の流路に熱電対を配置している。

【００２１】従来のＢＷＲでは、沸騰水型原子力発電所
に使用される熱電対は、原子炉冷却材の温度と密度を正
確に測定できないことであった。炉心入口流量を計算す
るポンプ部差圧測定法は、原子炉冷却材の密度に依存し
ているので、ポンプ部差圧測定法では炉心入口流量を正
確に測定することができない。さらに、沸騰水型原子力
発電所の場合、温度測定位置に到達する前に原子炉冷却
材（炉水）が損失する熱と、測定される冷却材温度の混
合による潜在的な不均一な熱（例えば原子炉圧力容器底
部のドレン路近くを流れる冷却水は、インターナルポン
プによる流れる炉水より冷却されている。）により原子
炉冷却材温度を正確に測定できなかった。したがって、
この問題を解決すべき基本的な問題は、原子炉炉心入口
流量と原子炉冷却材の温度および密度とを正確に精度よ
く決定する改善方法を提供することにある。

【００２２】米国特許第４，９７５，２３９号明細書に
は、ポンプ部差圧測定法により、炉心流量を決定する方
法を開示しているが、この従来技術には、この方法で原
子炉冷却材の密度を正確に決定することの重要性が述べ
られていない。

【００２３】再循環ポンプ内蔵型の沸騰水型原子力発電
所における従来のポンプ部差圧測定法を図５を用いて説
明する。

【００２４】この沸騰水型原子力発電所においては、原
子炉圧力容器１の内部に炉心部２が形成され、この炉心
部２に原子炉燃料が装荷される。炉心部２の外周側に環
状のダウンカマ領域（ダウンカマ部）３が形成され、こ
のダウンカマ領域３の下部に設けられた環状のポンプデ
ッキ４に複数台のインターナルポンプ（ＲＩＰ）５が原
子炉内再循環ポンプとして周方向に設置される。インタ
ーナルポンプ５の上下にはポンプ入口部およびポンプ出
口部の圧力差（ポンプ部差圧）ΔＰを計測する差圧検出
器６が設けられている。また、個々のインターナルポン
プ５にはポンプ回転数Ｗｇを計測する回転計７が設けら
れている。

【００２５】このＡＢＷＲでは、インターナルポンプ５
のポンプ駆動により、冷却材（炉水）はダウンカマ領域
３を上方から下方に通過せしめられて、炉心下部プレナ
ム領域８に案内され、この炉心下部プレナム領域８で流
れが反転して上昇流となり、炉心部２内を下方から上方
に向けて流れる。

【００２６】原子炉圧力容器１に内蔵される個々のイン
ターナルポンプ５は機械工学上Ｑ−Ｈ曲線と呼ばれるポ
ンプ特性を有する。インターナルポンプ５のＱ−Ｈ曲線
はポンプ回転数をパラメータとして、ポンプ体積流量
（Ｑ_j）とポンプ揚程（Ｈ）との関係を付与するもの
で、この関係、即ち、Ｑ−Ｈ特性は、インターナルポン
プ５を製作した工場等で予め実測されている。

【００２７】ポンプ部差圧測定法では、差圧検出器６で
計測された圧力差（ポンプ部差圧）ΔＰを冷却材の密度
ρで除することでポンプ揚程Ｈが求められ、このポンプ
揚程Ｈと個々のインターナルポンプ５のポンプ回転数ｎ
_jが、個々のインターナルポンプ５毎に予め用意された
プロセス計算機のＱ−Ｈ曲線に入力され、個々のインタ
ーナルポンプ５を流れる冷却材の体積流量Ｑ_jが求めら
れる。すなわち、各インターナルポンプ５の体積流量Ｑ
_jは、測定されたポンプ揚程とポンプ回転速度（ポンプ
回転数）およびポンプ性能曲線（Ｈとｎの関数としての
Ｑ）により計算される。

【００２８】

【外１】

【００２９】ポンプ部差圧測定法では全炉心流量Ｍ_CFを
求めるためにインターナルポンプ５のポンプ入口部およ
び出口部の圧力差（ポンプ部差圧）ΔＰ、冷却材の密度
ρ、個々のインターナルポンプの回転数ｎ_jを計測して
いる。なお、ポンプ部差圧ΔＰについては差圧検出器６
の上下間の測定位置を適切な距離を保つことにより、各
々のインターナルポンプ５の運転状態によらない一定の
値が得られることがわかっているので、ここでは全ての
インターナルポンプ５に共通の値である。

【００３０】ＡＢＷＲによる炉心入口流量計測は、複雑
な計算過程を経由するため、演算処理はプロセス計算機
９を用いて行なわれる。このプロセス計算機９の演算処
理により、炉心性能計算、運転状態監視等の重要な役割
を果している。

【００３１】ところで、ＡＢＷＲのポンプ部差圧測定法
では、一連の計算過程の中に冷却材の密度ρが用いられ
ているが、この冷却材密度ρを知るためには、冷却材の
温度Ｔを知る必要がある。

【００３２】従来のＡＢＷＲでは、原子炉冷却材の温度
は、熱電対などの温度検出器により、ボトムドレン温度
を検出することにより測定される。しかし、このタイプ
の温度検出器で測定される炉水温度（ボトムドレン温
度）は、冷却材温度と較べると１〜２℃以上の差がある
ために、２〜４℃程度の相対的バラツキを生じさせる。
ボトムドレン温度を用いて計算される全炉心入口流量は
定格炉心入口流量の４〜５％以上の不確かさが生じてい
た。

【００３３】

【発明が解決しようとする課題】沸騰水型原子力発電所
においては、炉心入口流量は核分裂反応量を制御し、核
分裂反応により発生した熱を除去するために重要なもの
であり、運転中精度よく測定することが要求される。

【００３４】しかしながら、従来のＡＢＷＲでは原子炉
圧力容器内のボトムドレン温度を検出しているために、
冷却材温度を精度よく正確に測定することができず、冷
却材の密度ρを正しく評価することが困難になってい
る。すなわち、再循環ポンプ内蔵型のＡＢＷＲで採用さ
れている従来のポンプ部差圧測定法では、冷却材温度が
適切に計算されないため、その計算値である全炉心入口
流量に不確かさが存在する。

【００３５】従来のＡＢＷＲでは、冷却材密度の推定の
不確かさに起因して全炉心入口流量Ｍ_CFの推定に不確か
さが生じ、全炉心入口流量を精度よく正確に知ることが
できず、沸騰水型原子力発電所の運転上好ましいもので
はなかった。

【００３６】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、冷却材の温度をより適切に知って、全炉心入
口流量を正確に精度よく測定し、評価することができる
沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算装
置を提供することにある。

【００３７】本発明の他の目的は、原子炉圧力容器内に
温度検出器を設置することなく冷却材の温度を正確に検
出し、熱平衡法（熱収支法）とポンプ部差圧測定法の収
束演算法の採用により全炉心入口流量を正確に精度よく
測定し、評価することができる沸騰水型原子炉の物理量
計測演算方法および計測演算装置を提供するにある。

【００３８】本発明の別の目的は、炉心入口流量を決定
する従来のポンプ部差圧測定法の方程式とダウンカマ領
域および炉心下部プレナム領域の冷却材（炉水）の温度
および密度を決定する熱平衡方程式とを組み合せて使用
する沸騰水型原子炉の物理量測定演算方法および計測演
算装置を提供するにある。

【００３９】本発明のさらに他の目的は、炉心入口流量
および冷却材温度を精度よく正確に測定して評価して原
子炉を運転させ、原子炉出力を正確に把握して信頼性の
高い沸騰水型原子炉の運転方法を提供するにある。

【００４０】

【課題を解決するための手段】本発明に係る沸騰水型原
子炉の物理量計測演算方法は、上述した課題を解決する
ために、請求項１に記載したように、インターナルポン
プのポンプ回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意さ
れたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧
測定法で炉心入口流量を求める一方、この炉心入口流量
と給水流量および給水エンタルピ等の検出値とから熱平
衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタ
ルピを利用して収束演算法により解を収束させ収束解
を、炉心入口流量および冷却材温度として求め、評価す
る方法である。

【００４１】また、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理
量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、請
求項２に記載したように、インターナルポンプのポンプ
回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意されたインタ
ーナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉
心入口流量を求める一方、この炉心入口流量と給水流量
および給水エンタルピ等の検出値から熱平衡法で炉心入
口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用し
て物性値表から冷却材温度を求め、収束演算法により炉
心入口流量および冷却材温度が互いに収束する解を持つ
まで繰返し演算し、最終的に収束した解を最終評価値と
して炉心入口流量および冷却材温度を求める方法であ
る。

【００４２】さらに、本発明に係る沸騰水型原子炉の物
理量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、
請求項１に記載したように、測定されたインターナルポ
ンプのポンプ回転数とポンプ部差圧ならびに予め用意さ
れたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性から炉心入口流量
を求めるポンプ部差圧測定法と、この炉心入口流量と炉
心入口エンタルピの関係を示す熱平衡法とを組み合せた
関係式を繰返し収束演算させて炉心入口流量および冷却
材温度を求めるために、給水温度、給水エンタルピ等の
検出値を測定し、この検出値を熱平衡法の入力関数とす
る方法である。

【００４３】一方、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理
量計測演算装置は、上述した課題を解決するために、請
求項４に記載したように、沸騰水型原子炉にプロセス計
算機を付設し、このプロセス計算機にポンプ部差圧測定
法および熱平衡法の演算機能あるいは収束演算機能を持
たせ、収束解から炉心入口流量および冷却材温度を測定
し、評価するように設定したものである。

【００４４】物理量計測演算装置により、プロセス計算
機を用いて請求項１ないし３の演算手法を具現させるこ
とができる。

【００４５】また、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理
量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、請
求項５に記載したように、原子炉圧力容器と炉心シュラ
ウドの間に複数のインターナルポンプを内蔵させた沸騰
水型原子炉において、（ａ）原子炉冷却材の温度を示す
値を決定し、（ｂ）この原子炉冷却材温度の決定値から
原子炉冷却材密度の初期値を導出し、（ｃ）各インター
ナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、
（ｄ）原子炉圧力容器圧力の測定に基づいて炉心下部プ
レナム領域の圧力を決定し、（ｅ）ポンプ部差圧測定法
を用いて、原子炉冷却材密度と各インターナルポンプの
測定されたポンプ部差圧およびポンプ速度とを関数とし
て全炉心入口流量の値を算出し、（ｆ）熱平衡方程式を
用いて、ステップ（ｅ）で演算された全炉心入口流量と
上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関
数として炉心入口エンタルピの値を決定し、（ｇ）ステ
ップ（ｆ）で決定された炉心入口エンタルピの値と、炉
心下部プレナム領域の圧力の検出値と、蒸気表(compres
sed steam table properties）とから原子炉冷却材密度
の改善値を導出し、（ｈ）ポンプ部差圧測定法を用い
て、ステップ（ｇ）で導かれた原子炉冷却材密度の改善
値と各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ
速度の検出値を関数として全炉心入口流量の改善値を演
算し、（ｉ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｈ）で
演算された全炉心入口流量の改善値と熱平衡方程式の他
の項の検出値および推定値を関数として炉心入口エンタ
ルピの改善値を決定し、（ｊ）ステップ（ｉ）で決定さ
れた炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレナム領
域の予め決定された圧力の検出値と蒸気表から原子炉冷
却材密度のさらに改善値を導出し、（ｋ）炉心入口流量
と原子炉冷却材密度の改善値における差が予め定められ
た所要量以下となるまで、逐次近似法でステップ
（ｈ），（ｉ）および（ｊ）を反復させる各ステップを
有し、沸騰水型原子炉の炉心入口流量を評価する方法で
ある。

【００４６】上述した課題を解決するために、本発明に
係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、請求項６
に記載したように、（ｌ）各々多数のサンプリング時間
と原子炉運転状態で原子炉の炉心支持板にかかる差圧を
測定し、（ｍ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運
転状態で原子炉出力を測定し、（ｎ）前記ステップ
（ｈ）〜（ｋ）によってそれぞれ多数のサンプリング時
間で炉心入口流量の最終値を取得し、（ｏ）炉心入口流
量を炉心支持板差圧および原子炉出力と関連させるため
に炉心入口流量の最終値を用いる各ステップをさらに有
する方法である。

【００４７】さらに、本発明に係る沸騰水型原子炉の物
理量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、
請求項７に記載したように、沸騰水型原子炉において、
（ａ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状態で
原子炉の炉心支持板にかかる差圧を測定し、（ｂ）各々
多くのサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉出力
を測定し、（ｃ）各々多くのサンプリング時間で炉心入
口流量の最終値を決定し、（ｄ）炉心入口流量を炉心支
持板にかかる差圧と原子炉出力の検出値と関連させるた
めに炉心入口流量の最終値を用いる各ステップを有し、
前記炉心入口流量の各最終値は、近似の炉心入口流量を
導くポンプ部差圧測定法と近似の原子炉冷却材密度を繰
返しシーケンスで導く熱平衡方程式とを用いて、逐次近
似法の繰返し処理により得られ、炉心入口流量を評価す
る方法である。

【００４８】さらにまた、本発明に係る沸騰水型原子炉
の物理量計測演算方法は、上述した課題を解決するため
に、請求項８に記載したように、前記ステップ（ｃ）
は、（ｅ）原子炉圧力容器の測定に基づいて炉心下部プ
レナム領域の圧力を決定し、（ｆ）決定された原子炉冷
却材温度の値から原子炉冷却材密度の初期値を導出し、
（ｇ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速
度を測定し、（ｈ）原子炉圧力容器の炉心下部プレナム
領域の圧力を測定し、（ｉ）ポンプ部差圧測定法を用い
て、原子炉冷却材密度の初期値と測定された各インター
ナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度とを関数と
して全炉心入口流量の値を演算し、（ｊ）熱平衡方程式
を使用して、ステップ（ｉ）で演算された全炉心入口流
量と上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値
を関数として炉心入口エンタルピの値を決定し、（ｋ）
ステップ（ｊ）で決定された炉心入口エンタルピの値と
炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力の検出値と
蒸気表とから原子炉冷却材密度の改善値を導出し、
（ｌ）前記ポンプ部差圧測定法を用いて、ステップ
（ｋ）で導かれた原子炉冷却材密度の改善値と測定され
た各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速
度の関数として全炉心入口流量の改善値を演算し、
（ｍ）前記熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｌ）で演
算された全炉心入口流量の改善値と蒸気熱平衡方程式の
他の項の検出値あるいは推定値の関数として、炉心入口
エンタルピの改善値を決定し、（ｎ）ステップ（ｍ）で
決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレ
ナム領域の圧力検出値と、蒸気表とから原子炉冷却材密
度のさらなる改善値を導出し、（ｏ）逐次近似法での炉
心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値の差が、予め決
められた所要量以下になるまで、ステップ（ｌ），
（ｍ）および（ｎ）を反復させる各ステップを有する方
法である。

【００４９】また、本発明に係る沸騰水型原子炉の運転
方法は、上述した課題を解決するために、請求項９に記
載したように、（ａ）起動前に、多数の原子炉出力／炉
心入口流量点における炉心支持板差圧の予測値を、原子
炉の炉心を模擬した熱水力計算コード（解析プログラ
ム）を用いて生成し、（ｂ）炉心支持板の差圧予測値に
基づいて、原子炉出力と炉心支持板差圧との間の炉心入
口流量の二次関数（a quadratic relation）の係数を決
定し、（ｃ）起動後、炉心支持板の差圧、インターナル
ポンプのポンプ部差圧および炉心出力を、多数のサンプ
リング時間でそれぞれ測定し、（ｄ）原子炉出力炉心入
口流量の最終値を多数のサンプリング時間のそれぞれで
決定し、（ｅ）前記炉心入口流量の最終値を用いて、前
記二次関数（方程式）の係数を調整し、（ｆ）調整され
た係数を用いて二次方程式に代入させると、所望の炉心
入口流量とほぼ等しい炉心入口流量値を与える炉心支持
板差圧および原子炉出力で原子炉を運転させるステップ
を有し、前記炉心入口流量の各最終値は、近似の炉心入
口流量を導くポンプ部差圧測定法と近似の原子炉冷却材
密度を繰返しシーケンスで導く熱平衡方程式とを用いて
逐次近似法の繰返し処理により得られ沸騰水型原子炉を
所望の炉心入口流量で運転する沸騰水型原子炉の運転方
法。

【００５０】上述した課題を解決するために、本発明に
係る沸騰水型原子炉の運転方法は、請求項１０に記載し
たように、前記ステップ（ｄ）は、（ｇ）原子炉内で原
子炉冷却材温度を表示する値を決定し、（ｈ）原子炉冷
却材温度の決定値から原子炉冷却材密度の初期値を導出
し、（ｉ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポン
プ速度を測定し、（ｊ）原子炉圧力容器圧力の測定に基
づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、（ｋ）ポ
ンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度の初期値
と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およ
びポンプ速度の関数として全炉心入口流量を演算し、
（ｌ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｋ）で演算さ
れた全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出
値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値
を決定し、（ｎ）ステップ（ｌ）で決定された炉心入口
エンタルピの値と炉心下部プレナム領域の予め決定され
た圧力値と蒸気表から原子炉冷却材密度の改善値を導出
し、（ｏ）前記熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｎ）
で演算された全炉心入口流量の改善値と、上記熱平衡方
程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心
入口エンタルピの改善値を決定し、（ｐ）ステップ
（ｏ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心
下部プレナムの圧力検出値と蒸気表から原子炉冷却材密
度のさらなる改善値を導出し、（ｑ）逐次近似法で炉心
入口流量と原子炉冷却材密度の改善値の差が、予め定め
られた所要量以下になるまで、ステップ（ｎ），（ｏ）
および（ｐ）を反復させる各ステップを有する方法であ
る。

【００５１】本発明は、炉心入口流量を測定する従来の
ポンプ部差圧測定法の方程式と、ダウンカマ領域および
炉心下部プレナム領域の冷却材（炉水）の温度および密
度を決定する熱平衡方程式（熱平衡法の方程式）とを組
み合せて使用する物理量計測演算方法としての炉心入口
流量計測演算方法である。この炉心入口流量計測演算方
法では、測定された原子炉冷却材の温度を冷却材温度の
最初の推定値としてのみ用いられる。炉心入口流量計測
演算方法では、測定原子炉冷却材温度と、ポンプ部差圧
およびポンプ回転速度に対応する原子炉冷却材の密度と
に基づいて炉心流量の最初の推定値が決定される。

【００５２】次に、決定された最初の炉心入口流量検出
値（推定値）と、他の原子力発電所の炉心入口流量推定
値と、熱平衡方程式で予想される標準値（nominal valu
e ）とにより、原子炉冷却材の温度と密度の修正値（較
正値）が得られる。逐次近似法などの標準的数値計算法
（a standard numerical method ）により、原子炉冷却
材密度のさらに正確な推定値が得られる。この正確な原
子炉冷却材密度推定値によるポンプ部差圧測定法と炉心
入口流量方程式とを収束演算させて、さらに正確な炉心
入口流量が決定される。演算された炉心入口流量と、計
算された原子炉冷却材の温度と密度との正確な適合値
（近似計算値）が得られるまで、この反復過程（収束演
算法による繰返し）が続けられる。この新しい炉心入口
流量計測演算方法により、計算された原子炉の炉心入口
流量と原子炉冷却材の温度／密度が、従来技術のポンプ
部差圧測定方法と比較して、大幅に改善され、全体的に
正確で精度の高い値が得られる。

【００５３】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態につい
て添付図面を参照して説明する。

【００５４】図１は再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原
子力発電所を簡略化して系統的に示す模式図である。こ
の沸騰水型原子力発電所においては、改良型沸騰水型原
子炉（ＡＢＷＲ）の原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶとい
う。）１０を有し、このＲＰＶ１０内に核燃料を装荷し
た炉心部１１が収容される。炉心部１１の外周側にはダ
ウンカマ領域１２が形成され、このダウンカマ領域１２
は炉心部１１の炉心シュラウド１３とＲＰＶ１０とによ
り環状あるいはトーラス状に形成される。ダウンカマ領
域１２の下部にはポンプデッキ１４が周方向に沿って設
けられ、このポンプデッキ１４に原子炉内再循環ポンプ
としてのインターナルポンプ１５が複数台、例えば８台
または１０台周方向に間隔を置いて設置される。

【００５５】炉心部１１の下方は炉心下部プレナム領域
１６が形成される一方、その上方に炉心上部プレナム１
７が形成される。炉心部１１の上方に気水分離器１８が
設置され、この気水分離器１８は炉心部１１を上昇する
ことにより核燃料から多量の熱を得て温度上昇し、沸騰
した炉水（原子炉冷却材）の気水分離を行なうようにな
っている。この気水分離器１８で気水分離された蒸気分
は続いて上方の蒸気乾燥器１９に送られて乾燥せしめら
れ、乾き蒸気となる。一方、気水分離された液相分は、
ダウンカマ領域に流下せしめられる。

【００５６】蒸気乾燥器１９で乾燥された蒸気は、主蒸
気配管２１を通って蒸気タービン２２に送られて、この
蒸気タービン２２で仕事をし、発電機２３を駆動させる
ようになっている。蒸気タービン２２で仕事をし、膨張
した蒸気は続いて復水器２４に送られ、ここで冷却せし
められて凝縮し、復水となる。この復水器２４からの復
水は復水・給水配管２５を通ってＲＰＶ１０内に給水さ
れるようになっている。ＲＰＶ１０には、主蒸気配管２
１および給水配管２５以外にも、数多くの配管が接続さ
れている。例えば、図４に示す原子炉冷却材浄化系（Ｃ
ＵＷ系）２６の配管２７がある。主蒸気配管２１や給水
配管２５以外の配管からもＲＰＶ１０内に流体が流入あ
るいは流出しているが、絶対量が少ないため、図１には
開示されていない。

【００５７】一方、ＲＰＶ１０の炉心部１１で発生した
蒸気には、水分が含有されており、この水分は気水分離
器１８で分離され、キャリアンダーと呼ばれる下降流と
なってダウンカマ領域１２に導かれ、このダウンカマ領
域１２で給水と混合せしめられる。

【００５８】また、ＡＢＷＲでは、原子炉圧力容器１０
の炉心部１１には、４体一組をなす２×２配列の核燃料
集合体２８が図２に示すように、多数配置されている。
各核燃料集合体２８は下部が炉心支持板（core plate）
２９により支持される。核燃料集合体２８は燃料バンド
ル３０を角筒状のチャンネルボックス３１に収容して炉
心支持板２９に支持されている。炉心支持板２９にかか
る圧力差を一対の圧力検出器３２，３３で検出するよう
になっている。この差圧測定値（検出値）は、炉心入口
流量決定の重要な入力を構成している。

【００５９】燃料バンドル３０の各群は、局部出力領域
モニター（以下、ＬＰＲＭという。）３５により監視さ
れる。ＬＰＲＭ３５は炉心部１１に４箇所設けられ、各
ＬＰＲＭ３５は核燃料集合体２８の長手方向に４つの検
出器（モニタ）３６，３７，３８，３９がストリングに
列状に配置され、局部出力領域モニタ列を形成してい
る。ＬＰＲＭ３５の各検出器３６〜３９は中性子束検出
器で形成される一方、各ＬＰＲＭ３５には、炉心入口温
度を測定する温度検出器としての熱電対４０が備えられ
る。これらの熱電対４０は、原子炉冷却材が飽和状態で
熱バランスされて上方に流れる際の炉心冷却材の温度を
正確に測定する。熱バランス（熱平衡）には、上方へ流
れる冷却材のエンタルピの正確な測定が必要であり、こ
の熱バランスには米国特許第４，９７５，２３９号明細
書で開示された炉心入口流量推定計算法の改善が必要で
ある。

【００６０】炉心入口流量が、炉心支持板にかかる測定
差圧とＬＰＲＭにより測定された中性子束とから決定さ
れることは、従来技術（例えば米国特許第４，９７５，
２３９号明細書参照）で知られている。この決定のため
には、炉心支持板差圧と原子炉出力の検出値とは、基準
炉心入口流量の値と相関関係がなければならない。すな
わち、炉心支持板差圧から導かれる炉心入口流量は較正
されなければならない。炉心支持板にかかる差圧は、従
来のように配置された一対の圧力検出器３２，３３で測
定される。較正により、推定される炉心入口流量は、測
定された炉心支持板差圧と原子炉出力から引き出され
る。

【００６１】米国特許第４，９７５，２３９号明細書に
おいては、２つの独立した炉心入口流量推定値の平均
（値）が較正基準として使用された。

【００６２】（１）ポンプデッキ部差圧測定値（検出
値）から決定された炉心流量と、（２）ダウンカマ領域
の定常状態の熱バランスから計算された炉心入口流量で
ある。

【００６３】これに対し、本発明では、炉心入口流量推
定値の平均よりむしろ、炉心入口流量較正基準に達する
ように、独立した対の炉心入口流量推定値を反復して計
算する。

【００６４】具体的には、本発明においては、ポンプ部
差圧測定法の方程式から炉心入口流量を決定する。従来
技術の方法と、ダウンカマ領域１２に炉心下部プレナム
領域１６における原子炉冷却材（炉水）の温度と密度を
決定する熱平衡方程式との組合せを使用する。測定され
た原子炉冷却材の温度は、この新しい炉心入口流量計測
演算方法の最初の推定値としてのみ使用される。

【００６５】ＡＢＷＲの物理量計測演算方法としての炉
心入口流量計測演算方法により、炉心入口流量の最初の
推定値は、原子炉冷却材温度と、ポンプ部差圧とポンプ
回転速度の検出値（測定値）から得られる原子炉冷却材
の密度に基づいて決定される。次に、この最初の炉心入
口流量検出値と、他の沸騰水型原子力発電所の検出値
（測定値）と熱平衡方程式で予想される標準値とによ
り、原子炉冷却材の温度と密度の修正値（改善値，較正
値）が得られる。逐次近似法などの標準的数値計算法
（収束演算の繰返し）により、原子炉冷却材密度のさら
に正確な推定値が得られる。この正確な密度推定値によ
るポンプ部差圧測定法と炉心入口流量方程式とにより、
さらに正確な炉心入口流量が決定される。計算された炉
心入口流量と、計算された原子炉冷却材の温度と密度と
の正確な適合値（収束値）が得られるまで、この反復過
程（繰返し計算）が続けられる。

【００６６】本発明では、炉心入口流量測定装置を較正
するために、従来の原子炉冷却材温度測定器で測定する
よりもより正確な原子炉冷却材の温度と密度とを決定す
る手段を提供する。従来のポンプ部差圧測定法により炉
心入口流量を決定するために使用された同じポンプ部差
圧測定法の方程式が、この発明に使用される。しかし、
基本的な差は、別の熱平衡方程式が、原子炉冷却材の温
度と密度とを最終的に決定するために使用される。炉心
入口流量計算の初期のポンプ部差圧測定法が、１つの方
程式として見直され、熱平衡方程式が、他の方程式とし
て考えられている。

【００６７】２つの方程式において基本的な未知数は、
炉心入口流量と原子炉冷却材の密度の２つの物理量であ
る。標準の数値反復方程式を使用して、２つの未知数に
対する適合した収束解が得られる。適合収束解の正確さ
は、標準的な原子炉冷却材の温度検出器の正確さに左右
されない。この新しい炉心入口流量計測演算方法は、原
子炉冷却材の温度を決定する相対的な正確さを約０．５
〜１℃へ改善する。この原子炉冷却材は、炉心入口流量
が定格炉心入口流量の約０．３〜０．６％の間で正確に
決定される。改善された炉心入口流量計測演算方法で
は、全炉心入口流量を正確に決定することができる。こ
れは定格炉心入口流量の約４％である。この方法のほか
の利点は、熱平衡方程式に必要な全ての測定値（検出
値）は、沸騰水型原子力発電所の検出器から利用できる
ことである（すなわち、新しい検出器は、この方法では
必要ない。）本発明に係る炉心入口流量計測方法は、従来技術で知ら
れているように、基本的ポンプ部差圧測定法と、炉心入
口流量計算方程式とを採用している。すなわち、ポンプ
部差圧ΔＰは、４つの差圧検出器から測定された検出値
（測定値）に基づいて決定される。ポンプデッキ４の差
圧（ポンプ部差圧）ΔＰ_PDをこれらの４つの検出値から
決定する標準的方法は、最大と最小の検出値を無視し、
他の２つの検出値の平均を使用することである。ｊ番目
のインターナルポンプ５を表わす記号ｊにより、インタ
ーナルポンプ５の測定されたポンプ速度（ポンプ回転
数）はｎ_jて表わされる。ここで、ｊは１０台のポンプ
を備えた沸騰水型原子炉では１から１０の範囲である。
最後に、原子炉冷却材の密度ρは、炉心入口流量計算に
必要な残りの値である。この炉心入口流量計測演算方法
において、現存の発電所の検出器による測定で得られ
た、原子炉冷却材の温度は、最初の原子炉冷却材の密度
の推定値として使用されるだけである。これと対照的
に、従来技術の方法によれば、原子炉冷却材の密度の値
は、炉心入口流量の計算において最初の値として使用さ
れた。

【００６８】ここで、測定されたポンプ部差圧ΔＰ_PDに
より、ポンプヘッド（ポンプ揚程）Ｈは、ポンプ部差圧
ΔＰ_PDを原子炉冷却材の密度値ρで除算することにより
決定される（すなわち、Ｈ＝ΔＰ_PD／ρ）。ポンプ販売
業者は、ポンプの容積流量Ｑ_jの性能曲線を提供してお
り、この曲線は、測定されたポンプ揚程Ｈと測定された
ポンプ速度ｎj とに依存する。

【００６９】

【数２】Ｑj ＝Ｑ_j（Ｈ，ｎ_j） ……（２）ここで、Ｑ_j＝Ｑ_j（Ｈ，ｎ_j）は、提供されたｊ番目
のインターナルポンプ５の性能曲線を表す。全容積流量
Ｑ_Tが、全てのインターナルポンプ５の容積流量を合算
することにより得られる。すなわち、１０台のインター
ナルポンプ５があるならば、全容積流量Ｑ_Tは次式で表
わされる。

【００７０】

【数３】

【００７１】最後に、全炉心入口流量Ｍ_CFは、全容積流
量Ｑ_Tに原子炉冷却材の密度ρを乗算することにより決
定される。すなわち、

【数４】Ｍ_CF＝ρ・Ｑ_T ……（４）

【００７２】この炉心入口流量計測方法で使用される第
２の主方程式は、原子炉のダウンカマ領域１２と炉心下
部プレナム領域１６とについて、質量とエネルギとの保
存方程式を簡略化したものである。基本的熱平衡方程式
は、次のように誘導される。

【００７３】図３は再循環ポンプ内蔵型のＡＢＷＲにお
けるＲＰＶ（原子炉圧力容器）１０の概略図である。

【００７４】ＲＰＶ１０の給水は、給水入口４３と図示
しない給水スパージャからＲＰＶ１０内へ給水される。
給水スパージャは給水をＲＰＶ１０内の周囲に分配する
リング状のパイプで、適切な開口を備えている。給水ス
パージャからの給水は、ダウンカマ領域１２を通って下
方へ流れる。ダウンカマ領域１２は、ＲＰＶ１０と炉心
シュラウド１３との間の環状の領域である。炉心シュラ
ウド１３は、ステンレス鋼製のスリーブで核燃料炉心部
を囲んでいる。炉心部１１は、複数の核燃料集合体２８
（図２参照）から構成される。核燃料集合体２８の各配
列は、上部が上部格子板（core top guide）４４により
底部が炉心支持板２９により支持される。上部格子板４
４は、核燃料集合体２８の上部を支持し、制御棒の挿入
が可能となるように、核燃料集合体２８間の間隔を正確
に保持している。

【００７５】給水は、ダウンカマ領域１２を通り炉心下
部プレナム領域１６へ流れる。炉心下部プレナム領域２
６で給水は流れが反転し、上昇流となって炉心部１１の
核燃料集合体２８へ案内される。炉心部１１には、沸騰
境界層が形成されている。水と蒸気の気液混合流体が、
シュラウドヘッド４５下の炉心上部プレナム１７へ入
る。シュラウドヘッド４５の頂部に植設された垂直なス
タンドパイプ４６は、炉心上部プレナム１７と流体接続
している。気液混合流体は、スタンドパイプ４６を通っ
て上昇し、軸流遠心方式の気水分離器１８へ入る。気水
分離器１８で分離された液体の水は、混合プレナム４８
において給水と混合する下降流（ダウンカマ飽和流体流
という。）になる。次に、この混合流体は、冷却材とな
ってダウンカマ領域１２から炉心下部プレナム領域１６
を経て炉心部１１に再び案内される。

【００７６】気水分離器１８で分離された蒸気は蒸気乾
燥器１９（図１参照）を通って蒸気ドーム４９に案内さ
れ、ＲＰＶ１０の蒸気出口５０から乾き蒸気となって主
蒸気配管２１に導かれ、主蒸気流となって蒸気タービン
２２（図１参照）に送られる。

【００７７】ＡＢＷＲは、ＲＰＶ１０内に複数、例えば
１０台のインターナルポンプ１５を備えており、このイ
ンターナルポンプ１５は、炉心シュラウド１３周りの外
周に分配配置され、冷却材（炉水）を炉心部１１内に強
制的に再循環させ、所要の原子炉出力を得るようになっ
ている。炉水はダウンカマ領域１２の下部からインター
ナルポンプ１５で炉心下部プレナム領域１６に押し込め
られる。ダウンカマ領域１２にはポンプ部差圧ΔＰ_PDの
測定を行なう圧力検出線５２，５３が設けられている。
さらに、炉水は、流路５４，５５を経て原子炉冷却材浄
化系（ＣＵＷ系）２６へ送られる。浄化された水は給水
路５６を経てＲＰＶ１０内に戻される。

【００７８】図３は、ダウンカマ領域１２および炉心下
部プレナム領域１６での熱バランスに関係する基本流路
を示している。ここで、“Ｍ”値は質量流量であり、個
々の入口および出口を識別するためのサフィックスが使
用されている。Ｍ値に対応する記号“ｈ”値は、各流れ
に関係するエンタルピ値であり、残りの用語は直接熱付
加あるいは熱損失に関連している。

【００７９】この炉心入口流量計測演算方法で用いられ
る熱平衡法は熱収支法と等価であり、ＲＰＶ１０に流入
する流体、ＲＰＶ１０から流体、ＲＰＶ１０内で発生す
る熱量全体に対して、質量および熱平衡方程式を適用し
たものである。

【００８０】熱平衡法の基本的な炉心入口流量（炉心入
口流量が既知の場合には、原子炉炉水入口エンタルピ）
に関する方程式を導くために、ＲＰＶ１０のダウンカマ
領域１２／炉心下部プレナム領域１６における定常状態
の質量と流量の保存方程式を使用することである。これ
らに用いられる関連用語は次のように定義される。

【００８１】Ｍ_DC：気水分離器１８からダウンカマ領域
１２への飽和流体の質量流量（１ｂｍ／ｈｒ）、ｈ_P：気水分離器１８からダウンカマ領域１２への飽和
流体流のエンタルピ（Ｂ_tu／１ｂｍ）、ｆ_CU：キャリーアンダ蒸気率（carryunder steam fract
ion、すなわち、飽和液体流量に対する蒸気質量流
量）、ｈ_G：ダウンカマ領域１２への飽和蒸気流（すなわち、
キャリーアンダ蒸気流）のエンタルピ（Ｂ_tu／１ｂ
ｍ）、ｈ＝（ｈ_P＋ｆ_CU・ｈ_FG）：気水分離器１８と炉心上部
プレナム１７からのダウンカマ領域１２の有効なエンタ
ルピ（ダウンカマエンタルピ）、Ｍ_FW：ＲＰＶ１０への給水の質量流量（給水流量）（１
ｂｍ／ｈｒ）、ｈ_FW：ＲＰＶ１０へのサブクール流体の給水エンタルピ
（Ｂ_tu／１ｂｍ）、Ｍ_CUW,in：原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）２６からＲＰ
Ｖ１０へ還流される質量流量（１ｂｍ／ｈｒ）、ｈ_CUW,in：サブクール用ＣＵＷ２６からＲＰＶ１０への
戻り流のエンタルピ（Ｂ_tu／１ｂｍ）Ｍ_CUW,out：ＲＰＶからＣＵＷ２６へ吸引される質量流
量（１ｂｍ／ｈｒ）、ｈ_CUW,out：ＲＰＶ１０からサブクール用ＣＵＷ２６へ
の吸引流のエンタルピ（Ｂ_tu／１ｂｍ）Ｍ_RIP：インターナルポンプ（ＲＩＰ）１５のパージ流
の質量流量（１ｂｍ／ｈｒ）、ｈ_RIP：サブクールされたインターナルポンプ（ＲＩ
Ｐ）１５のパージ流のエンタルピ（Ｂ_tu／１ｂｍ）、Ｍ_CRD：ＲＰＶ１０への制御棒駆動機構（ＣＲＤ）のパ
ージ流の出力量流量（１ｂｍ／ｈｒ）、ｈ_CRD：ＲＰＶ１０へのＣＲＤのパージ流のエンタルピ
（Ｂ_tu／１ｂｍ）、Ｍ_CF：炉心入口流量（（１ｂｍ／ｈｒ））、ｈ_in：炉心入口エンタルピ（炉心入口流量のエンタル
ピ；Ｂ_tu／１ｂｍ）、Ｑ_P：インターナルポンプ（ＲＩＰ）１５の運転により
ダウンカマ領域１２／炉心下部プレナム領域１６に加え
る全エネルギ（ｗ：ワット）、Ｒ_L：ＲＰＶ１０のダウンカマ領域１２／炉心下部プレ
ナム領域１６からの熱損失（ｗ）、 γ ：原子炉が定格出力状態にあるとき、ダウンカマ領
域／炉心下部プレナム領域に加えられたガンマ／中性子
の熱に相当する熱出力（ｗ）、Ｑ_core：定格原子炉熱出力（ｗ）；およびＣ₁：ワット（ｗ）をＢ_tu／１ｂｍに変換するために用
いられる変換定数＝３．４１３（Ｂ_tu／１ｂｍ）ダウンカマ領域１２および炉心下部プレナム領域１６に
おける質量保存方程式（この領域への全質量流量はこの
領域からの全質量流量に等しい）は、次式で表わされ
る。

【００８２】

【数５】

【００８３】また、ダウンカマ領域１２および炉心下部
プレナム領域１６におけるエネルギ保存方程式（この領
域へ加わる全エネルギ量は、この領域からの全エネルギ
損失量に等しい。）は次式で表わされる。

【００８４】

【数６】

【００８５】質量保存方程式である（５）式を書き換え
ると、次式が得られる。

【００８６】

【数７】

【００８７】エネルギ保存方程式である（６）式と、ｈ
_G＝ｈ_F＋ｈ_FGに注目して組み合せ、再配列すると、次
式が得られる。

【００８８】

【数８】

【００８９】（８）式の左辺第２項に（７）式のＭ
_DC（１＋ｆ_CU）を代入して再配列すると、次式が得られ
る。

【００９０】

【数９】

【００９１】また、気水分離器１８からの飽和流体の質
量流量Ｍ_DCは（７）式より得られる。

【００９２】

【数１０】

【００９３】一方、Ｍ_DC・ｆ_CUは次のように表わされ
る。

【００９４】

【数１１】

【００９５】

【数１２】

【００９６】（８）式に（１２）式のＭ_DC・ｆ_CUを代入
して置き換えると、次式が得られる。

【００９７】

【数１３】

【００９８】（１３）式の角括弧内においてエンタルピ
を含む全ての項（terms ）が負であるので、評価時に全
て正となるように再配列すると、次式が得られる。

【００９９】

【数１４】

【０１００】他に、単純化する前提として出力領域運転
（熱平衡方程式が使用される限定運転状態）に関して、
原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）２６の流入・流出量が
等しいとする。しかして、原子炉出力運転中におけるＣ
ＵＷ系２６の定常状態の流量をＭ_CUWとし、Ｍ_CUW＝Ｍ
_CUW,in＝Ｍ_CUW,outと定義する。（１４）式は次式で表
わされる。

【０１０１】

【数１５】

【０１０２】（１５）式から炉心入口流量Ｍ_CFと炉心入
口エンタルピ−ｈ_inを含む項が左辺にあるようにする
と、

【数１６】で表わされる。

【０１０３】上記の式は基本的なダウンカマ領域／炉心
下部プレナム領域の熱平衡方程式を表わしており（他の
項は既知または測定されるとして）、炉心入口流量また
は炉心入口エンタルピを計算するために再配列すること
ができる。

【０１０４】この方程式を単純化するために新しい量ｈ
_X＝［ｈ_F＋ｆ_CU・ｈ_FG］を定義すると、このｈ_Xは気
水分離器と上部プレナムからのダウンカマ流の有効なキ
ャリアンダエンタルピであり、（１３）式は次式で書き
直される。

【０１０５】

【数１７】

【０１０６】したがって、熱平衡法による熱平衡方程式
（heat balance equation ）から炉心入口流量Ｍ_CFを計
算する最終の方程式は、次式となる。

【０１０７】

【数１８】

【０１０８】熱平衡方程式から炉心入口エンタルピｈ_in
を計算する最終の方程式は、

【数１９】となる。

【０１０９】ところで、上述したように、熱平衡法はＲ
ＰＶ１０に流入する流体、流出する流体、ＲＰＶ１０内
で発生する熱量全体に対して質量およびエネルギ保存方
程式を適用したものである。

【０１１０】ＲＰＶ１０には多くの流入、流出流量があ
るため、数学上の表示は複雑となるが、計算上支配的な
項のみに着目すると、一般的に次式で表わされる。

【０１１１】

【数２０】

【０１１２】（２０）式は、熱平衡法では、給水流量Ｍ
_FW、給水エンタルピｈ_FW、キャリアンダエンタルピｈ_X
および炉心入口流量を知れば、炉心入口エンタルピｈ_in
を知ることができることを示している。

【０１１３】実際には、熱平衡法の計算精度を向上させ
るため、影響は小さいが、他の流体の流入／流出を考慮
すると、（１９）式のように表わされる。したがって、
（１９）式は（２０）式をより正確に表現したものとい
える。（１９）式は、ＲＰＶ１０内の質量ならびにエネ
ルギの流れについて保存則を適用して解いたものであ
る。

【０１１４】（１９）式および（２０）式において、
（１）給水流量Ｍ_FWは通常かなりの精度で計測可能であ
ること、（２）給水エンタルピｈ_FWは高精度で計測可能
な給水温度から物性値表を用いて求めることが可能であ
ること、（３）キャリアンダエンタルピｈ_Xはキャリア
ンダ率Ｘと呼ばれる設計定数と飽和蒸気、飽和液相のエ
ンタルピｈ_g，ｈ_fを用いて、

【数２１】ｈ_X＝（１−Ｘ）・ｈ_g＋Ｘ・ｈ_f ……（２１）で表わすことができることから、炉心入口流量Ｍ_CFと炉
心入口エンタルピｈ_inの間に一義的な関係があることが
わかる。さらに、炉心入口エンタルピｈ_inがわかると、
冷却材の温度Ｔは物性値表を用いて容易に求めることが
可能となる。

【０１１５】熱平衡法においては、給水流量Ｍ_FW、給水
エンタルピｈ_FWを測定値とし、炉心入口エンタルピｈ_in
が炉心入口流量Ｍ_CFの関数として表わされる。

【０１１６】

【数２２】ｈ_in＝ｆ（Ｍ_CF，Ｍ_FW，ｈ_FW……） ……（２２）

【０１１７】一方、ポンプ部差圧測定法では、インター
ナルポンプ１５のポンプ回転数ｎ_j、ポンプ入口部およ
びポンプ出口部の圧力差ΔＰを検出値（測定値）とし
て、炉心入口流量Ｍ_CFが冷却材密度ρの関数として次式
で表わされる。

【０１１８】

【数２３】Ｍ_CF＝ｇ（ρ，ΔＰ，ｎ_j……） ……（２３）

【０１１９】そして、冷却材の密度ρ、温度Ｔ、エンタ
ルピｈ_inはいずれも１対１の関係にあり、この関係を図
示すると、図４のように表わされる。熱平衡法とポンプ
部差圧測定法は互いに未知数（物理量：炉心入口流量、
冷却材密度）が補完し合う関係となっていることがわか
る。すなわち、炉心入口流量Ｍ_CFと原子炉冷却材の密度
ρを未知数とする連立方程式となっている。

【０１２０】冷却材の密度ρ、温度Ｔ、炉心入口流量Ｍ
_CFはいずれも本発明に係る物理量計測演算方法である炉
心入口流量計測演算方法で求めようとする物理量（未知
数）である。この炉心流量計測演算方法では、ポンプ部
差圧測定法と熱平衡法の繰返し収束演算を行なうことで
各未知量ρ，Ｔ，Ｍ_CFを求めることができる。

【０１２１】具体的な計算手順においては、初めに、冷
却材の温度Ｔ₁を仮定（推定）して冷却材密度ρを求
め、この冷却材密度ρと測定されたポンプ回転数ｎ_j、
ポンプ部差圧（ポンプデッキ圧力差）ΔＰを入力し、ポ
ンプ部差圧測定法により図４に示すにようにプロセス計
算機６０で冷却材体積流量Ｑ_jを求める。

【０１２２】各インターナルポンプ１５毎の冷却材体積
流量Ｑ_jは仮定（推定）された冷却材密度ρを用いて冷
却材質量流量Ｍ_jに変換する。冷却材質量流量Ｍ_jは各
インターナルポンプ１５毎に加算され、その総和を（初
期の）炉心入口流量Ｍ_CFとする。

【０１２３】求められた（初期の）炉心入口流量Ｍ_CFを
測定された給水流量Ｍ_FW、給水エンタルピＦ_FWとともに
熱平衡法に入力して炉心入口エンタルピｈ_inを求める。

【０１２４】炉心入口エンタルピｈ_inから物性値表を用
いて冷却材温度Ｔ₂を求め、初めに仮定した冷却材温度
Ｔ₁と比較する。比較された２つの冷却材温度Ｔ₁，Ｔ
₂の差が大きければ新しい冷却材の温度Ｔ₂を求め、こ
の冷却材温度Ｔ₂から前述したポンプ部差圧測定法と熱
平衡法の繰返し収束演算を順次行ない、最終的に解が収
束したところ（収束解）で温度Ｔを冷却材温度の最終評
価値とし、この最終評価値（冷却材温度）Ｔから炉心入
口流量Ｍ_CFを炉心入口流量の最終評価値とする。冷却材
の密度も最終評価された冷却材温度Ｔから物性値表を容
易に求めることができる。

【０１２５】このようにして、炉心入口流量Ｍ_CFのみな
らず、冷却材温度Ｔ、冷却材密度ρをいずれも直接計測
することなく、精度よく演算で正確に求めることがで
き、冷却材温度Ｔと炉心入口流量Ｍ_CFが最終的に評価さ
れる。

【０１２６】ところで、（１８）式および（１９）式
は、熱平衡方程式（heat balanceequation ）で炉心入
口流量Ｍ_CFおよび炉心入口エンタルピ（炉心入口流エン
タルピ）ｈ_inを計算する基本方程式であるが、本発明の
方法で使用される基本熱平衡方程式はポンプ部差圧測定
法で決定（演算）される炉心入口流量の項と、発電所測
定値（検出値）からの基準推定値（nominal assumed va
lues）を用いて得られる他の沸騰水型原子力発電所の検
出値あるいは推定値の項とに関して炉心入口エンタルピ
ｈ_inを決定（演算）するために用いられる。

【０１２７】熱平衡法による熱平衡方程式の最も重要な
項は、既存の沸騰水型原子力発電所の測定値（検出値）
から得られる。これらの項（検出値）には次のもの；ｈ
_F，ｈ_FG，Ｍ_FW，ｈ_FW，Ｍ_CUW，ｈ_CUW,in，
ｈ_CUW,out，Ｍ_CRD，ｈ_CRDおよびＱ_core、がある。例
えば、飽和蒸気の特性ｈ_Pとｈ_FGは、測定された原子炉
圧力容器圧力（容器ドーム圧力）とこの圧力における飽
和蒸気のＡＳＭＥ蒸気表とにより得られる。熱平衡方程
式の残りの項、すなわち、キャリーアンダ蒸気部分（ca
rryunder steam fraction ）ｆ_CU、原子炉からの熱損失
Ｒ1 、およびガンマ／中性子加熱部分（gamma/neutron
heating fraction）γは、原子炉出力運転に適用される
推定基準値により計算される。炉心入口エンタルピｈ_in
を決定する正確さに対する推定値の寄与は、測定された
項と比較して大きくない。ｈ_in決定の正確さは、発電所
の測定値から得られた項の正確さの影響により支配され
る。

【０１２８】ｈ_Pとｈ_FGは、飽和蒸気の特性であり、原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０の上部領域からダウンカマ
領域へ入る液体と蒸気の飽和圧力に依存するだけであ
る。この領域は、ＲＰＶ１０のドーム領域と呼ばれ、特
殊な圧力測定ノズルがＲＰＶ１０に設置され、この領域
内の圧力を検出するように配置されている。計器検出線
（instrument sensing line ）が、各測定ノズルと接続
しており、この検出線は、各ノズルへ接続し、原子炉格
納容器の外側の計器ラックに配置された標準圧力感知伝
送器へ、原子炉格納容器を通り配線されている。この方
法により、圧力伝送器は、発電所の運転中にアクセスで
きる低放射領域に配置することができる。圧力伝送器
は、ＲＰＶ１０のドーム領域の対応する圧力を直線的に
表示するように、較正される。代表的圧力伝送器は、較
正された圧力範囲の低圧と高圧に対応する４〜２０ｍＡ
の信号を送る（例示領域は８５０ｐｓｉゲージ〜１０５
０ｐｓｉゲージである）。４から２０ｍＡ信号は、電圧
信号（例えば、１〜５Ｖ_CD信号）へ変換され、次に、ア
ナログ−デジタル変換器により、対応するデジタル信号
（例えば、１４ビット表示の連続信号）へ変換される。

【０１２９】次に、このデジタル表示は、多重化方式に
よりプロセス計算機６０（図４参照）へ送られる。この
プロセス計算機６０は、原子炉ドーム圧力のデジタル表
示とＡＳＭＥ蒸気表の処理された表示とを読み取り、測
定されたドーム圧力に対応するｈ_Pとｈ_FGとを決定す
る。ＲＰＶドームの圧力は（例えば少なくとも３回また
は４回）同じ測定値（検出値）が重複して測定される。
プロセス計算機は、全ての重複測定値が有効であるか否
か（例えば、測定値が相互に充分に近いか）を判断し、
有効と見做されない測定値（検出値）を無視し、残りの
測定値（検出値）の平均をＲＰＶドーム圧力の最良の推
定値として使用する。次に、この推定値は、蒸気特性ｈ
_Pとｈ_FGを決定するために使用される。

【０１３０】Ｍ_FWとｈ_FWは、熱平衡方程式に用いられる
ほかの発電所の２つの基本的な測定値である。一般的発
電所では、大きな給水配管系統が２つあり、給水がＲＰ
Ｖ１０内へ放射されるように給水される。１つの給水配
管系統は、“管路Ａ”と呼ばれ、ほかは“管路Ｂ”と呼
ばれる。正常な出力運転の間、全給水のほぼ半分ずつ
が、２つの給水配管系統Ａ，Ｂのそれぞれを通り給水さ
れる。各給水配管２５には、給水の流量要素（例えば、
ベンチュリータイプの流量要素）と、各給水配管２５を
流れる水の温度検出器（例えば、典型的には２つが各流
路に設けられる。）とがある。

【０１３１】温度検出器は、給水配管２５に装着された
温度計保護管内に配置されている。保護管内には、例え
ば、熱電対または抵抗温度計等の標準の温度検出器が装
着されている。これらの温度検出器から、測定された温
度に対応するデジタル信号（disital representation）
（例えば、１４ビット）を送る信号線が、対応する信号
調整装置へ配設されている。

【０１３２】次に、このデジタル信号は、多重化方式に
よりプロセス計算機６０へ送られ、測定された対応温度
が決定される。給水エンタルピｈ_FWが、両方の給水配管
２５からの全ての有効な温度測定値の平均（例えば、一
般に４つの個々の読みの平均）により決定される。ｈ_FW
は、一義的に測定された温度に依存し、定格原子炉運転
状態における給水配管２５の代表的圧力期待値により、
圧縮水のＡＳＭＥ蒸気表から決定される。原子炉出力と
流量が低い状態において、実際の圧力は幾らか低い；し
かし、圧縮水のエンタルピ値は主に温度に依存するの
で、ｈ_FWを決定するのに、圧力を一定と仮定しても、熱
平衡方程式の結果に大きい差はない。

【０１３３】給水流量Ｍ_FWは、給水配管系統（給水配
管）Ａ，Ｂを通る給水流量の合計を加えることにより、
決定される。各給水配管系統Ａ，Ｂに関しては、流量
は、流量要素の測定された差圧とその給水流路の平均温
度とにより決定される。平均温度は、プロセス計算機６
０により、既に考察した温度検出値に基づいて計算（演
算）される。

【０１３４】次に、その給水流路の水の密度ρ_lineがこ
の平均流路温度と圧縮水のＡＳＭＥ蒸気表とから決定さ
れる。仮定された圧力値は、定格原子炉運転状態の期待
された圧力である（何故ならば、密度は主に測定された
温度に依存するが、圧力には依存しないからである）。
流量要素からの差圧は、流量要素の高圧側と低圧側とか
ら標準の差圧伝送器へ接続することにより測定される。
伝送器の出力（一般に、４〜２０ｍＡ）は、その流量要
素の較正された差圧範囲のリニヤ表示である。前述のよ
うに、接続された信号調整／送信装置により、この信号
のデジタル表示（例えば、１４ビット）は、プロセス計
算機へ送られる。次に、各流路（給水配管）の給水流量
が、流量要素を通る加圧された水に適用される標準の方
程式に基づいて計算される。

【０１３５】

【数２４】ここで、Ｋ_FEとＣは使用された流量要素だけに依存する
既知の定数であり、ρ_lineは、この流路の給水密度（測
定された流路温度と加圧された給水の特性から決定され
た）であり、Δρ_lineはその流路の流量要素について測
定された差圧である。Ｍ_FWは、（２４）式により、流路
ＡとＢについて個々の給水流量の合計を加えることによ
り決定される。

【０１３６】Ｍ_CUW，ｈ_CUW,inおよびｈ_CUW,outは、給
水エンタルピｈ_FWと給水流量Ｍ_FWを決定するために使用
されたものと同様にして決定される。Ｍ_CUWは、ＣＵＷ
流量配管に設けられた流量要素からの差圧検出値により
決定される。この方法は、密度の期待標準値が計算に用
いられることを除いて、基本的に、給水ループ流量計算
について説明したものと同じである。この項の全体の熱
平衡方程式への寄与は、給水流量とエンタルピの項のも
のよりも非常に小さいので、この近似結果は、ｈ_in，ｈ
_CUW,inおよびｆ_CUW,outの計算値に殆ど影響を与えず、
冷却材浄化系２６を出入する水の温度を測定する。保護
管内に設けられた標準の温度検出器での温度検出値から
決定される。標準の圧力期待値は、ｈ_inへ大きい影響を
与えることなく、これらの計算に使用される。

【０１３７】Ｍ_CRDとｈ_CRDは、Ｍ_CUWとｈ_CUW,outを
決定するのに使用されたものと同じ方法により決定され
る。流量要素が、制御棒駆動機構（ＣＲＤ）の浄化流の
測定のために設置されている。ＣＲＤの浄化流要素から
の差圧検出値Ｍ_CRDの計算操作は、Ｍ_CUWの計算と同じ
ように行われる。ｈ_CRDは、ＣＲＤの浄化水の温度測定
のために保護管内に装着された温度検出器により検出さ
れた温度測定値から決定される。標準の期待される圧力
値は、ｈ_inに大きい影響を与えることなく、これらの計
算のために使用される。

【０１３８】Ｑ_coreは、発電所の測定値（検出値）から
決定される熱平衡方程式の最後の項である。発電所の中
性子計装系は、四つの分離分割されたチャンネルから成
っており、これらのチャンネルは、適切な出力重み付け
係数（an appropriate powerweighting factor）を乗算
された個々の局部出力領域モニター（ＬＰＲＭ）信号の
読みを合計することにより、炉心平均出力を演算する。

【０１３９】次に、重み付けされた全てのＬＰＲＭ信号
の合計が全体的に適切な重み付け係数で乗算され、その
最終結果値は、“平均出力領域モニタ”（ＡＰＲＭ）信
号と呼ばれ、炉心核分裂出力を連続的に表示している。
沸騰水型原子力発電所のプロセス計算機６０は、ＬＰＲ
Ｍ信号とＡＰＲＭ信号に適切な重み付け係数を決定する
のに必要な計算と能力を全て備えている。また、ＡＰＲ
Ｍ信号から、このＡＰＲＭ信号に一次遅れフィルタをか
けることにより、疑似的に計算した熱出力信号が形成さ
れる。一次遅れは、核燃料時定数の単純化表示（a simp
lified repre-sentation ）である。その結果のＡＰＲ
Ｍ信号は、原子炉炉心の熱出力を連続的に表示してい
る。四つの全ての分離独立チャンネルからの疑似的に計
算された熱出力信号は、多重化インタフェースによりプ
ラントプロセス計算機６０へ送られる。有効であると判
断される（すなわち、普通四つの信号の平均）疑似的に
計算された全ての熱出力信号（それぞれが定格出力の％
単位で）の平均をとり、それを１００％で除算すること
により、Ｑ_coreは計算される。従って、疑似的に計算さ
れた熱出力信号の平均が、定格出力の１００％であるな
らば、Ｑ_coreは基本単位（unity ）に等しい。

【０１４０】熱平衡方程式の残りの項は、ｆ_CU，
Ｍ_RIP，ｈ_RIP，Ｒ_L，γおよびＱ_Pの項の基準値の充
分な近似計算により決定される。この代わりに、Ｑ
_Pは、前述の測定値とは別のほかの発電所の検出値を使
用して決定することもできる。Ｑ_Pを決定する両方の方
法を以降に説明する。これらの項の公称値（nominal va
lue ）を決定する一般的手段を説明する。

【０１４１】ｆ_CUは、全ての通常出力運転状態に対し約
０．００２５より小さいことが必要である（これは気水
分離器の性能設計要件である）。詳細な分析評価は、実
際の値が約０．００１であることを示している。熱平衡
方程式に関して、ｆ_inの値は、０．００１〜０．００２
５の範囲の全ての値を使用することに、むしろ鈍感であ
る。従って、一般的公称値として、ｆ_CUの値は、全ての
熱平衡方程式に関して０．００１であることが選択され
る。さらに良い公称推定値が特定の発電所について使用
可能であるならば、代わりに、その値を使用することが
できる。

【０１４２】Ｍ_RIPは、熱平衡方程式の第２項の分子の
ほかのものと比較して、非常に小さいインターナルポン
プ１５の浄化流量である。各原子炉のインターナルポン
プ（ＲＩＰ）への浄化流量は、原子炉建造物内の局部計
器を観察することにより調節される。調節されると、こ
の浄化流量の値は、正常な発電所運転中に大きく変化し
ない。従って、適用できる発電所の全ＲＩＰの浄化流量
の特定の設計公称値は、Ｍ_RIPの代わりに使用されるべ
きである。

【０１４３】ｈ_RIPは、ｈ_CRDと同じ値に非常に近い。
これは、ＣＲＤの浄化流れと同じ給水源が、ＲＩＰの浄
化流れを供給するために使用されているためである。従
って、ｈ_CRDとして決定されたものと同じ値を、ｈ_RIP
の値の代わりに使用することができる。ＲＩＰの浄化流
れの異なる給水源が、個々の発電所に使用されるなら
ば、さらに適切な公称値が使用されるべきである。

【０１４４】Ｒ_Lは、ＲＰＶ１０の壁から乾燥区画部へ
の熱損失の熱伝導計算を行うことにより決定される。こ
のような計算は、市場で入手できる熱伝導コードにより
行うことが出来る。定格炉心熱出力（熱出力）が３９２
６ＭＷの例とした発電所の結果は、ＲＬの公称値に対し
約１．１ＭＷの値となる。

【０１４５】γは、ガンマ線加熱および中性子加熱によ
りＲＰＶのダウンカマ領域の水に累積したエネルギの分
析計算を行うことにより決定される。このような計算
は、市場で入手できる核放射線分析コードにより行うこ
とが出来る。定格炉心熱出力（熱出力）が３９２６ＭＷ
の例とした発電所の結果は、γの公称値に対し約０．５
５１ＭＷの値となる。

【０１４６】Ｑ_Pは、原子炉冷却材の密度と個々のイン
ターナルポンプ１５の流量との値、検出された速度と流
量値における期待される全動的揚程（total dynamic he
ad）、および同一条件におけるインターナルポンプ（Ｒ
ＩＰ）１５の効率とにより決定される。すべてのこのデ
ータは、各ＲＩＰ１５の工場性能試験から入手できる。
次に、個々のポンプを合算した全出力は、流量と密度を
乗算し、次に、ポンプ効率で除算することにより得られ
た全動的揚程に等しい。使用される仮定の一層の単純化
は、加えられたエネルギのＲＩＰの定格速度における期
待値を計算し、次に、この期待値が、測定されたＲＩＰ
１５のポンプ速度の３乗と定格ＲＩＰのポンプ速度の３
乗の比に直接比例して変化することを仮定することであ
る。この項は比較的に小さいので、このような単純化の
仮定は、ｈ_inの計算の正確さに大きな影響を与えずに、
使用することが出来る。Ｑ_Pの全部の値は、全ての運転
中のＲＩＰ１５の加えられたエネルギを合算することに
より決定される。

【０１４７】ＲＩＰ１５により加えられたエネルギを決
定するほかの方法は、各ＲＩＰモータへ送られた電力を
測定することである（すなわち、各ＲＩＰモータへ送ら
れた三相の電圧と電流の測定値に基づいた、標準的な電
気測定）。各ＲＩＰ１５により加えられた全エネルギ
は、測定されたＲＩＰ１５のポンプ速度におけるＲＩＰ
モータの効率（このデータは工場試験から入手できる）
を乗算したモーター入力である。Ｑ_Pの全部の値は、す
べての運転中のＲＩＰ１５に加えられたエネルギを合計
することにより決定される。この方法または前節で説明
した方法のいずれも、Ｑ_Pの適切な値を決定するために
使用することができる。

【０１４８】熱平衡方程式の項の計算の正確さの相対的
重要性を評価するならば、発電所の測定値から直接に決
定される項は、ｈ_in計算の最終的正確さにおいて一段と
重要な役割を演じる。従って、ｆ_CU，Ｍ_RIP，ｈ_RIP，
Ｒ_L，γおよびＱ_Pを決定する方法と仮定は、熱平衡方
程式に使用するために充分に正確で、有効であると判断
される。与えられた発電所の評価に関しては、ほかの方
法も、熱平衡方程式において全体的に許容可能な正確さ
でこれらの項を推定するために定義することもできる。
ここで定義された方法は、これらの項を推定するに十分
な、可能性のある一組の方法である。

【０１４９】このようにして、本発明の方法により、炉
心入口エンタルピｈ_inは、ポンプ部差圧測定法方程式
と、熱平衡方程式のそのほかの項の測定された測定値
か、または、仮定された推定値とにより計算された炉心
入口流量により決定される。ｈ_inと原子炉圧力容器１０
の炉心下部プレナム領域の圧力（発電所圧力測定値から
決定される）を知ると、ＡＳＭＥ蒸気表が、対応する原
子炉冷却材の温度Ｔ_RWと密度ρを決定するために使用さ
れる。

【０１５０】次に、このρの計算された値により、逐次
近似法などの数値法が、実際の原子炉冷却材の密度ρの
改善された推定値に到達するために使用される。ここ
で、ｎ番目の原子炉冷却材密度の推定値をρ_nとして識
別する。従って、ρ₁は、原子炉冷却材の温度検出値に
より得られた最初の推定値に相当する。上述のように、
２番目の推定値ρ₂は、熱平衡法により得られる。次
に、炉心入口流量の新しい値は、新しい密度値によりポ
ンプ差圧方程式から得られ、熱平衡方程式が、再び、炉
心入口エンタルピｈ_inと原子炉冷却材密度ρの新しい値
を得るために使用される。図４に示されたこの反復法
は、逐次近似化の間計算された炉心入口流量と密度の差
が、非常に小さく（例えば、所要量である等価定格値の
０．１％より小さく）なるまで続く収束演算法である。
その結果の炉心入口流量の収束値と、原子炉冷却材の温
度と密度はこれらの重要な原子炉値の決定に大きく改善
された正確さを有する。

【０１５１】炉心入口流量Ｍ_CFを精度よく、正確に得る
ことができる炉心入口流量計測演算方法により、沸騰水
型原子炉は、所要の炉心入口流量において運転すること
ができる。この沸騰水型原子炉原子炉の運転方法は、次
の段階から構成される：（ａ）起動前に、多数の原子炉
出力／炉心入口流量点における炉心支持板の差圧の予測
値が、原子炉の炉心を模擬する熱水力計算コードにより
生成され；（ｂ）次に、原子炉出力と炉心支持板差圧と
の間の、炉心入口流量の二次関数の係数が、炉心支持板
の差圧予測値に基づいて決定され；（ｃ）起動後、炉心
支持板の差圧、ポンプ部差圧および原子炉出力が、多数
のサンプリング時間と原子炉運転状態のそれぞれにおい
て測定され；（ｄ）次に、各サンプリング時間における
炉心入口流量の最終値が、決定され；（ｅ）その後、二
次関数（二次方程式）の係数が、炉心入口流量の最終値
により調整され；（ｆ）原子炉が、炉心支持板差圧と、
調整された係数で二次方程式へ挿入されると、所望の炉
心入口流量とほぼ等しい炉心入口流量値を与える原子炉
出力とにおいて運転される。

【０１５２】図４は、ＡＢＷＲに付設されるプロセス計
算機６０に備えられた炉心入口流量演算回路の構成図で
ある。このプロセス計算機６０で熱収支法（熱平衡法）
とポンプ部差圧測定法の収束演算（繰返し計算）により
炉心入口流量を測定し、演算し、決定し、評価するもの
である。熱平衡法とポンプ部差圧測定法の収束演算はプ
ロセス計算機６０に備えられた演算回路により行なわれ
る。

【０１５３】再循環ポンプ内蔵型の沸騰水型原子力発電
所において、ポンプ部差圧測定法により炉心入口流量を
求めることは知られている。このポンプ部差圧測定法
は、ｊ番目のインターナルポンプ１５のポンプ回転数ｎ
_jとポンプ部差圧（ポンプデッキ圧力差）ΔＰを用いて
ポンプＱ−Ｈ曲線により炉心入口流量を求めるものであ
る。ポンプ部差圧測定法で演算する回路はプロセス計算
機６０に備えられている。

【０１５４】また、給水流量Ｍ_FWおよび給水エンタルピ
ｈ_FW等を検出する検出器も、ＡＢＷＲに既設されてい
る。

【０１５５】図４では、ポンプ部差圧測定法の演算を行
なうプロセス計算機６０に熱平衡法および収束演算に係
る演算機能を備えた例を説明したが、収束演算等の全体
演算を独立した計算機で実施させてもよい。

【０１５６】本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測
演算方法およびその計測演算装置は、ポンプ部差圧測定
法ではインターナルポンプのポンプ回転数（ポンプ速
度）ｎ_jおよびポンプ部差圧ΔＰを測定値（検出値）と
し、炉心入口流量Ｍ_CFが冷却材密度ρの関数｛Ｍ_CF＝ｇ
（ρ，ΔＰ，ｎ_j……）｝として表わされ、また、熱平
衡法では、給水流量Ｍ_FW、給水エンタルピｈ_FWを測定値
（検出値）とし、炉心入口エンタルピｈ_inが炉心入口流
量Ｍ_CFの関数｛ｈ_in＝ｆ（Ｍ_CF，Ｍ_FW，ｈ_FW……）｝と
して表わされることから、熱平衡法とポンプ部差圧測定
法が未知数（炉心流量Ｍ_CFと冷却材密度ρ）を互いに補
完し合う関係となっていることに着目して炉心入口流量
Ｍ_CFおよび冷却材温度Ｔを求め、評価するようにしたも
のである。

【０１５７】

【発明の効果】本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計
測演算方法においては、ポンプ部差圧測定法で炉心入口
流量を求め、この炉心入口流量から熱平衡法で炉心入口
エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して
収束演算法で繰返し演算して収束解を求め、この収束解
を最終的に炉心入口流量および冷却材温度として求め、
評価することから、炉心入口流量および冷却材温度をい
ずれも直接的に計測することなく、正確に精度よく測定
し、評価することができる。

【０１５８】また、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理
量計測演算装置においては、沸騰水型原子炉にプロセス
計算機を付設し、このプロセス計算機でポンプ部差圧測
定法と熱平衡法の収束演算を繰返し行なって両未知量
（物理量：炉心入口流量と冷却材密度）の収束解を求
め、この収束解を炉心入口流量および冷却材温度とした
ものであり、ポンプ部差圧測定法と熱平衡法の収束演算
法は、炉心入口流量と冷却材密度を両未知量とする連立
方程式を解くのと等価であるから、最終的に炉心入口流
量および冷却材温度を精度よく、正確に測定でき、原子
炉出力の正確な把握に役立ち、原子炉運転の信頼性を向
上させることができる。

【０１５９】さらに、本発明に係る沸騰水型原子炉の運
転方法においては、ポンプ部差圧測定法と熱平衡法によ
る両方程式を組み合せて炉心入口流量と冷却材温度を正
確に測定して原子炉を運転させることから、原子炉出力
を正確に把握でき、信頼性の高い原子炉運転を保証でき
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明を適用した沸騰水型原子力発電所の概略
を示す構成図。

【図２】原子炉炉心部の斜視図で、炉心支持板差圧を測
定する装置の配置関係を示す図。

【図３】ダウンカマ領域／炉心下部プレナム領域の熱バ
ランスに関連する主要な流路を備えた原子炉圧力容器の
断面図。

【図４】本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算
方法の一実施形態を示すもので、熱平衡法とポンプ部差
圧演算法の収束演算させる構成を示すフローチャート。

【図５】従来の沸騰水型原子炉のポンプ部差圧測定系の
構成を示す系統図。

【図６】炉心入口流量（％）と炉心支持板差圧の平方根
（ｐｓｉ）との関係を示す曲線図。

【符号の説明】

１０原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１１炉心部１２ダウンカマ領域１３炉心シュラウド１４ポンプデッキ１５インターナルポンプ（原子炉内再循環ポンプ：Ｒ
ＩＰ）１６炉心下部プレナム領域１７炉心上部プレナム１８気水分離器１９蒸気乾燥器２１主蒸気配管２２蒸気タービン２３発電機２４復水器２５復水・給水配管２６原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）２７配管２８核燃料集合体２９炉心支持板３０燃料バンドル３１チャンネルボックス３２，３３圧力検出器３５局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）３６〜３９検出器４０サーモカップル４３給水入口４４炉心上部ガイド（炉心上部格子板）４５シュラウドヘッド４６スタンドパイプ４８混合プレナム４９蒸気ドーム５０蒸気出口５２，５３圧力感知ライン（圧力センサ）５４，５５流路５６給水路６０プロセス計算機

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者藤井敏浩神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者ジョセフアルバマッグラディアメリカ合衆国カリフォルニア州 95125、サンノゼ、ノーヴァルウェイ 1109 (72)発明者ヘン−タイキムアメリカ合衆国カリフォルニア州 95120、サンノゼ、マウントパクロンドライブ 6658

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】インターナルポンプのポンプ回転数、ポ
ンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポン
プのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量
を求める一方、この炉心入口流量と給水流量および給水
エンタルピ等の検出値とから熱平衡法で炉心入口エンタ
ルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して収束演
算法により解を収束させ、収束解を炉心入口流量および
冷却材温度として求め、評価することを特徴とする沸騰
水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項２】インターナルポンプのポンプ回転数、ポ
ンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポン
プのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量
を求める一方、この炉心入口流量と給水流量および給水
エンタルピ等の検出値から熱平衡法で炉心入口エンタル
ピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して物性値表
から冷却材温度を求め、収束演算法により炉心入口流量
および冷却材温度が互いに収束する解を持つまで繰返し
演算し、最終的に収束した解を最終評価値として炉心入
口流量および冷却材温度を求めることを特徴とする沸騰
水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項３】測定されたインターナルポンプのポンプ
回転数とポンプ部差圧ならびに予め用意されたインター
ナルポンプのＱ−Ｈ特性から炉心入口流量を求めるポン
プ部差圧測定法と、この炉心入口流量と炉心入口エンタ
ルピの関係を示す熱平衡法とを組み合せた関係式を繰返
し収束演算させて炉心入口流量および冷却材温度を求め
るために、給水温度、給水エンタルピ等の検出値を測定
し、この検出値を熱平衡法の入力関数とすることを特徴
とする沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項４】沸騰水型原子炉にプロセス計算機を付設
し、このプロセス計算機にポンプ部差圧測定法および熱
平衡法の演算機能あるいは収束演算機能を持たせ、収束
解から炉心入口流量および冷却材温度を測定し、評価す
るように設定したことを特徴とする沸騰水型原子炉の物
理量計測演算装置。
【請求項５】原子炉圧力容器と炉心シュラウドの間に
複数のインターナルポンプを内蔵させた沸騰水型原子炉
において、（ａ）原子炉冷却材の温度を示す値を決定
し、（ｂ）この原子炉冷却材温度の決定値から原子炉冷
却材密度の初期値を導出し、（ｃ）各インターナルポン
プのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、（ｄ）原子炉
圧力容器圧力の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の
圧力を決定し、（ｅ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原
子炉冷却材密度と各インターナルポンプの測定されたポ
ンプ部差圧およびポンプ速度とを関数として全炉心入口
流量の値を算出し、（ｆ）熱平衡方程式を用いて、ステ
ップ（ｅ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平衡方
程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心
入口エンタルピの値を決定し、（ｇ）ステップ（ｆ）で
決定された炉心入口エンタルピの値と、炉心下部プレナ
ム領域の圧力の検出値と、蒸気表（compressed steam t
able properties）とから原子炉冷却材密度の改善値
（較正値）を導出し、（ｈ）ポンプ部差圧測定法を用い
て、ステップ（ｇ）で導かれた原子炉冷却材密度の改善
値と各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ
速度の検出値を関数として全炉心入口流量の改善値（較
正値）を演算し、（ｉ）熱平衡方程式を用いて、ステッ
プ（ｈ）で演算された全炉心入口流量の改善値と熱平衡
方程式の他の項の検出値および推定値を関数として炉心
入口エンタルピの改善値（較正値）を決定し、（ｊ）ス
テップ（ｉ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値
と炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力値と蒸気
表から原子炉冷却材密度のさらに改善値を導出し、
（ｋ）炉心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値におけ
る差が予め定められた所要量以下となるまで、逐次近似
法でステップ（ｈ），（ｉ）および（ｊ）を反復させる
各ステップを有し、沸騰水型原子炉の炉心入口流量を評
価する沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項６】（ｌ）各々多数のサンプリング時間と原子
炉運転状態で原子炉の炉心支持板にかかる差圧を測定
し、（ｍ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状
態で原子炉出力を測定し、（ｎ）前記ステップ（ｈ）〜
（ｋ）によってそれぞれ多数のサンプリング時間で炉心
入口流量の最終値を取得し、（ｏ）炉心入口流量を炉心
支持板差圧および原子炉出力と関連させるために炉心入
口流量の最終値を用いる各ステップをさらに有する請求
項５記載の沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項７】沸騰水型原子炉において、（ａ）各々多
数のサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉の炉心
支持板にかかる差圧を測定し、（ｂ）各々多くのサンプ
リング時間と原子炉運転状態で原子炉出力を測定し、
（ｃ）各々多くのサンプリング時間で炉心入口流量の最
終値を決定し、（ｄ）炉心入口流量を炉心支持板にかか
る差圧と原子炉出力の検出値と関連させるために炉心入
口流量の最終値を用いる各ステップを有し、前記炉心入口流量の各最終値は、近似の炉心入口流量を
導くポンプ部差圧測定法と、近似の原子炉冷却材密度を
繰返しシーケンスで導く熱平衡方程式とを用いて、逐次
近似法の繰返し処理により得られ、炉心入口流量を評価
する沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項８】前記ステップ（ｃ）は、（ｅ）原子炉圧
力容器の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を
決定し、（ｆ）決定された原子炉冷却材温度の値から原
子炉冷却材密度の初期値を導出し、（ｇ）各インターナ
ルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、（ｈ）
原子炉圧力容器の炉心下部プレナム領域の圧力を測定
し、（ｉ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材
密度の初期値と測定された各インターナルポンプのポン
プ部差圧およびポンプ速度とを関数として全炉心入口流
量の検出値を演算し、（ｊ）熱平衡方程式を使用して、
ステップ（ｉ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平
衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として
炉心入口エンタルピの値を決定し、（ｋ）ステップ
（ｊ）で決定された炉心入口エンタルピの値と炉心下部
プレナム領域の予め決定された圧力の検出値と蒸気表と
から原子炉冷却材密度の改善値を導出し、（ｌ）前記ポ
ンプ部差圧測定法を用いて、ステップ（ｋ）で導かれた
原子炉冷却材密度の改善値と測定された各インターナル
ポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の関数として全
炉心入口流量の改善値を演算し、（ｍ）前記熱平衡方程
式を用いて、ステップ（ｌ）で演算された全炉心入口流
量の改善値と蒸気熱平衡方程式の他の項の検出値あるい
は推定値の関数として、炉心入口エンタルピの改善値を
決定し、（ｎ）ステップ（ｍ）で決定された炉心入口エ
ンタルピの改善値と炉心下部プレナム領域の圧力検出値
と、蒸気表とから原子炉冷却材密度のさらなる改善値を
導出し、（ｏ）逐次近似法での炉心入口流量と原子炉冷
却材密度の改善値の差が、予め決められた所要量以下に
なるまで、ステップ（ｌ），（ｍ）および（ｎ）を反復
させる各ステップを有する請求項７記載の沸騰水型原子
炉の物理量計測演算方法。
【請求項９】（ａ）起動前に、多数の原子炉出力／炉心
入口流量点における炉心支持板差圧の予測値を、原子炉
の炉心を模擬した解析プログラムを用いて生成し、
（ｂ）炉心支持板の差圧予測値に基づいて、原子炉出力
と炉心支持板差圧との間の炉心入口流量の二次関数（a
quadratic relation）の係数を決定し、（ｃ）起動後、
炉心支持板の差圧、インターナルポンプのポンプ部差圧
および原子炉出力を、多数のサンプリング時間でそれぞ
れ測定し、（ｄ）原子炉出力／炉心入口流量の最終値を
多数のサンプリング時間のそれぞれで決定し、（ｅ）前
記炉心入口流量の最終値を用いて、前記二次関数（方程
式）の係数を調整し、（ｆ）調整された係数を用いて二
次方程式に代入させると、所望の炉心入口流量とほぼ等
しい炉心入口流量値を与える炉心支持板差圧および原子
炉出力で原子炉を運転させるステップを有し、前記炉心
入口流量の各最終値は、近似の炉心入口流量を導くポン
プ部差圧測定法と近似の原子炉冷却材密度を繰返しシー
ケンスで導く熱平衡方程式とを用いて逐次近似法の繰返
し処理により得られ、沸騰水型原子炉を所望の炉心入口
流量で運転する沸騰水型原子炉の運転方法。
【請求項１０】前記ステップ（ｄ）は、（ｇ）原子炉
内で原子炉冷却材温度を表示する値を決定し、（ｈ）原
子炉冷却材温度の決定値から原子炉冷却材密度の初期値
を導出し、（ｉ）各インターナルポンプのポンプ部差圧
とポンプ速度を測定し、（ｊ）原子炉圧力容器の測定に
基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、（ｋ）
ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度の初期
値と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧お
よびポンプ速度の関数として全炉心入口流量を演算し、
（ｌ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｋ）で演算さ
れた全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出
値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値
を決定し、（ｎ）ステップ（ｌ）で決定された炉心入口
エンタルピの値と炉心下部プレナム領域の予め決定され
た圧力の検出値と蒸気表から原子炉冷却材密度の改善値
を導出し、（ｏ）前記熱平衡方程式を用いて、ステップ
（ｎ）で演算された全炉心入口流量の改善値と、上記熱
平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数とし
て炉心入口エンタルピの改善値を決定し、（ｐ）ステッ
プ（ｏ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉
心下部プレナムの圧力検出値と蒸気表から原子炉冷却材
密度のさらなる改善値を導出し、（ｑ）逐次近似法で炉
心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値の差が、予め定
められた所要量以下になるまで、ステップ（ｎ），
（ｏ）およびその（ｐ）を反復させる各ステップを有す
る、請求項９記載の沸騰水型原子炉の運転方法。