JP2003057384A - 原子力発電所の炉心流量計測演算方法およびその装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】原子炉炉心部分の流動抵抗係数の増加が予想さ
れる場合にも、計測される炉心差圧または炉心支持板差
圧から炉心流量を正確に精度よく求めたものである。 【解決手段】原子力発電所の炉心流量計測演算装置は、
炉心差圧計測装置４４、炉心支持板差圧計測装置４５、
再循環ポンプ前後間差圧計測装置４６を備え、各差圧計
測装置４４，４５，４６で原子炉炉心部の炉心差圧、炉
心支持板差圧、再循環ポンプ前後間差圧を原子炉運転時
に経時的に測定する。測定された炉心差圧、炉心支持板
差圧および再循環ポンプ前後間差圧データをプロセス計
算機６０に入力して、炉心差圧または炉心支持板差圧か
ら予め内蔵された炉心熱水力計算コードを用いて演算処
理し、炉心流量や原子炉炉心部分の流動抵抗係数を求め
る。この炉心流量は、原子炉炉心部の流動抵抗係数の増
加を考慮して修正し、炉心流量を正確に精度よく求めた
ものである。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電所の炉
心流量計測演算方法およびその装置に係り、特に原子炉
の運転に伴う原子炉冷却材の流動抵抗係数の経時的増加
を考慮して炉心流量を正確に精度よく求めることができ
る炉心流量計測演算方法およびその装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子力発電所においては原子炉
圧力容器にある原子炉燃料内で発生するウラン等の核燃
料の核分裂量を制御し、かつ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強制的に循環
させる方式を採用している。原子炉冷却材の循環量（＝
炉心流量）は多ければ多いほど、ウラン等の核燃料の核
分裂は促進され原子炉の出力は増加する。逆に、原子炉
冷却材の循環量が少なければ少ないほど、核燃料の核分
裂の数は減少し原子炉出力は低下する。

【０００３】このように原子炉炉心部分を流れる炉心流
量によって原子炉の出力が決定される。炉心流量が多い
と原子炉炉心部で発生する気泡（ボイド）の量が少なく
なり、気泡の量が少なくなると核燃料の核分裂によって
生成される高速中性子が減速されやすくなり、高速中性
子が減速されていわゆる比較的速度の遅い熱中性子が多
く生成される。熱中性子が多く生成されると、次の核燃
料の核分裂が促進されて原子炉の出力が増加する。ま
た、原子炉の炉心部分を流れる炉心流量が少ない場合に
はこれとは逆の過程を辿って気泡の量が多くなり、原子
炉出力は低下する。

【０００４】また、原子炉の炉心部分を流れる炉心流量
は原子炉出力を制御すると共に核分裂で発生した熱を原
子炉燃料から除去するものである。このため、原子炉の
炉心流量が原子炉で発生する出力に見合う量に満たない
場合には、原子炉燃料表面で冷却量が不足し、冷却不全
に陥る可能性がある。このように、沸騰水型原子力発電
所において原子炉の炉心流量は原子炉の制御、運転、安
全の観点から極めて重要な物理量であり、より高い精度
に計測または計算することが要求されている。

【０００５】一方、沸騰水型原子力発電所においては、
原子炉の運転に伴って原子炉炉心部分の流動抵抗係数が
経時的に増加する可能性がある。原子炉炉心部分の流動
抵抗係数が増加するのは、原子炉冷却材中に含まれる金
属イオンやクラッド等の不純物が炉内構造物の表面に付
着することが原因であると考えられている。

【０００６】原子炉炉心部分の流動抵抗係数の増加を抑
制するためには、原子炉冷却材を何らかの方法で浄化す
ればよいが、原子炉圧力容器内を循環する高温・高圧の
冷却材を浄化することに困難性を伴い、実際には金属イ
オンや不純物を完全に除去することは難しい。

【０００７】また、原子炉炉心部分の流動抵抗係数が増
加した場合であっても、炉心差圧や炉心支持板差圧の計
測により流動抵抗係数を定量化することが可能であれ
ば、炉心差圧や炉心支持板差圧の計測による測定値を炉
心熱水力計算コードの入力値として用いて解析すると、
正しい解析結果を得ることができ、炉心流量を正確に求
めることができる。ここにおいて、炉心差圧とは原子炉
圧力容器内の炉心下部プレナムと炉心上部プレナムとの
間の差圧をいい、炉心差圧は原子炉炉心部分の流動抵抗
係数の増加によって増加していく性質を有する。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】沸騰水型原子炉の設計
や運転管理において、炉心差圧や炉心支持板差圧を正し
く評価することは、炉心流量ひいては原子炉出力を正確
に演算するために大変重要であるが、炉心差圧や炉心支
持板差圧は原子炉の運転とともに経時的に変化すること
が予想される。

【０００９】しかし、沸騰水型原子力発電所において、
原子炉の運転中に金属イオンや不純物の付着量を実際に
測定することは困難であり、現在の原子炉測定技術では
原子炉炉心部分の流動抵抗係数を正しく把握できない課
題を有している。

【００１０】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、原子炉炉心部分の流動抵抗係数の増加が予想
される場合にも、計測される炉心差圧または炉心支持板
差圧から炉心流量を正確に精度よく求めることができる
原子力発電所の炉心流量計測演算方法およびその装置を
提供することを目的とする。

【００１１】本発明の他の目的は、原子炉冷却材中の金
属イオンや不純物付着により、炉心部分の流動抵抗係数
値の増加が予想される場合にも、計測される炉心差圧や
炉心支持板差圧から炉心流量を正確に求め、原子炉出力
を精度よく正確に測定できるようにした原子力発電所の
炉心流量計測演算方法およびその装置を提供するにあ
る。

【００１２】

【課題を解決するための手段】本発明に係る原子力発電
所の炉心流量計測演算方法は、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、原子炉炉心部の炉
心差圧または炉心支持板差圧を原子炉運転に伴い経時的
に測定し、この炉心差圧または炉心支持板差圧をプロセ
ス計算機内蔵の炉心熱水力計算コードに適用して演算処
理し、原子炉炉心部を流れる炉心流量を求める方法であ
る。

【００１３】本発明に係る原子力発電所の炉心流量計測
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、原子炉炉心部の炉心差圧または炉心
支持板差圧と再循環ポンプ前後間差圧とを原子炉運転に
伴い経時的に測定し、測定された炉心差圧または炉心支
持板差圧と再循環ポンプ前後間差圧との相関関係を示す
直線の傾きαから原子炉炉心部分の流動抵抗係数の増加
割合を求める方法である。

【００１４】上述した課題を解決するために、本発明に
係る原子力発電所の炉心流量計測演算方法は、請求項３
に記載したように、前記炉心差圧または炉心支持板差圧
と再循環ポンプ前後間差圧との相関関係直線の傾きαの
原子炉運転直後の値と現在の値から原子炉炉心部分の流
動抵抗係数の増加割合を求め、前記炉心差圧または炉心
支持板差圧から炉心流量を前記流動抵抗係数の増加割合
を用いて修正して求める方法である。

【００１５】本発明に係る原子力発電所の炉心流量計測
演算方法は、上述した課題を解決するために、請求項４
に記載したように、原子炉炉心部の炉心差圧または炉心
支持板差圧を原子炉運転に伴い経時的に測定し、測定さ
れた炉心差圧または炉心支持板差圧をプロセス計算機内
蔵の炉心熱水力計算コードに適用して演算処理し、炉心
流量を求め、この炉心流量に原子炉炉心部の流動抵抗計
数の増加割合εの平方根√εの逆数を乗じて炉心流量を
修正する方法である。

【００１６】本発明に係る原子力発電所の炉心流量計測
演算装置は、上述した課題を解決するために、請求項５
に記載したように、原子炉炉心部の炉心差圧を測定する
炉心差圧計測装置および原子炉炉心部の炉心支持板差圧
を測定する炉心支持板差圧計測装置の少なくとも一方
と、原子炉再循環ポンプ上流側および下流側の差圧であ
る再循環ポンプ前後間差圧を測定する再循環ポンプ差圧
計測装置と、前記各差圧計測装置で測定された炉心差圧
または炉心支持板差圧および再循環ポンプ前後間差圧デ
ータを入力する一方、炉心熱水力コードが予め内蔵され
たプロセス計算機とを備え、このプロセス計算機は測定
された炉心差圧または炉心支持板差圧を炉心熱水力計算
コードに適用して演算処理して炉心流量を求め、炉心差
圧または炉心支持板差圧と再循環ポンプ前後間差圧との
相関関係を示す直線の傾きαから原子炉炉心部分の流動
抵抗係数の増加割合を求め、この流動抵抗係数の増加割
合を用いて前記炉心流量を修正したものである。

【００１７】上述した課題を解決するために、本発明に
係る原子力発電所の炉心流量計測演算装置は、請求項６
に記載したように、前記相関関係を示す直線の傾きαの
原子炉運転直後の値と現在の値から原子炉炉心部分の流
動抵抗係数の増加割合を求めたものである。

【００１８】

【発明の実施の形態】本発明に係る原子力発電所の炉心
流量計測演算方法およびその装置の実施の形態について
添付図面を参照して説明する。

【００１９】図１は本発明が適用される改良型沸騰水型
原子力発電所を簡略的に示す構成図である。

【００２０】この原子力発電所１０は、図示しない原子
炉格納容器内に格納される原子炉圧力容器１１を有し、
この原子炉圧力容器１１内に原子炉炉心１２が収容され
る。原子炉炉心１２は炉心支持板１３上に据え付けられ
て支持される。原子炉炉心１２は炉心シュラウド１４で
囲まれる一方、炉心シュラウド１４上方に気水分離器１
５が設置され、この気水分離器１５で原子炉炉心１２を
通る気液二相流が気液分離される。気水分離された気相
分は、図示しない蒸気乾燥器にて乾燥され、乾き蒸気と
なって主蒸気管１７に案内される。

【００２１】原子炉で発生した蒸気は主蒸気管１７を経
て蒸気タービン１８に導かれ、この蒸気タービン１８を
回転駆動させて同軸上に接続された発電機１９を駆動さ
せる。蒸気タービン１８で仕事をし、膨張した蒸気は続
いて復水器２０に案内されて冷却され、凝縮して復水と
なる。この復水は原子炉復水・給水系２１を通って給水
となり、給水ポンプ２２により原子炉圧力容器１１内に
給水される。

【００２２】一方、気水分離器１５で気水分離された液
相分は、給水ポンプ２２から原子炉圧力容器１１内に供
給される給水と合流し、ダウンカマ領域２４で混合せし
められ、原子炉内再循環ポンプ２５により原子炉炉心１
２下方の炉心下部プレナム２６に案内される。

【００２３】原子炉再循環ポンプ２５は原子炉圧力容器
１１の下鏡部に周方向に複数台、例えば１０台設置され
る。原子炉再循環ポンプ２５はモータ部２７とポンプ部
２８を有し、モータ部２７の駆動によりポンプ部２８は
回転せしめられる。ポンプ部２８はダウンカマ領域２４
に設けられたポンプデッキ部２９に設置される。ダウン
カマ領域２４は原子炉圧力容器１１と炉心シュラウド１
４とで囲まれた円筒状あるいは環状の領域であり、ダウ
ンカマ領域２４に原子炉再循環ポンプ２５のポンプ部２
８が設置される。

【００２４】原子炉再循環ポンプ２５の駆動により、ダ
ウンカマ領域２４に存在する液相の原子炉冷却材（炉
水）は下降流となって炉心下部プレナム２６に案内され
る。炉心下部プレナム２６に案内された原子炉冷却材は
ここで反転して原子炉炉心１２に案内され、この原子炉
炉心１２を通る間に原子炉燃料の核分裂で発生した熱を
吸収し、原子炉炉心１２を冷却している。原子炉炉心１
２を通る間に原子炉燃料の核分裂に伴う熱作用を受けて
加熱された原子炉冷却材は気液二相流となって、炉心上
部プレナム３０を経て気水分離器１２に導かれ、ここで
気相（蒸気）と液相に分離される。

【００２５】一方、図２は原子炉圧力容器１１内に収納
される原子炉炉心１２部分の下部構成を示す。原子炉炉
心１２の内部には多数、例えば数百本の燃料集合体３３
が格納されており、各燃料集合体３３は炉心支持板１３
に設けられた燃料支持金具３４に保持される。

【００２６】燃料集合体３３は角筒状のチャンネルボッ
クス３５内に多数の燃料棒３６，３６が収納される。各
燃料棒３６，３６は軸方向に適宜間隔を置いて配置され
た燃料スペーサ３７，３７により間隔保持されて燃料バ
ンドル３８が構成される。燃料集合体３３は、チャンネ
ルボックス３５の下方に設けられた下部タイプレート３
９が燃料支持金具３４に係合して保持される。

【００２７】また、原子炉再循環ポンプ２５のポンプ作
動により、原子炉冷却材は炉心下部プレナム２６を径由
して燃料集合体３３の下部より上部に向かって流れる。
炉心下部プレナム２６から燃料集合体３３に炉心入口オ
リフィス４０を経て原子炉冷却材が流入する。炉心入口
オリフィス４０に流入した原子炉冷却材は、続いて燃料
支持金具３４、下部タイプレート３９を径由して、燃料
棒３６に到達する。

【００２８】その際、原子炉炉心１２を通る原子炉冷却
材の総量が炉心流量である。炉心流量の大半は燃料集合
体３３のチャンネルボックス３５内側を通過して炉心上
部プレナム３０に到達する。炉心流量の一部は炉心下部
プレナム２６から原子炉炉心１２に流入した後、燃料支
持金具３４、下部タイプレート３９の僅かな隙間から、
燃料集合体３３の外側を流れて炉心上部プレナム３０に
達する。燃料集合体３３のチャンネルボックス３５の外
側を通る流れはバイパス流量と呼ばれる。バイパス流量
は通常は炉心流量の全量の一部、例えば通常１０％程度
である。このように再循環ポンプ２５で駆動された原子
炉冷却材は、炉心下部プレナム２６から燃料集合体３３
の内側または外側を径由して炉心上部プレナム３０に到
達する。

【００２９】この原子炉冷却材の流れにおいて、燃料集
合体３３、燃料棒３６、燃料スペーサ３７、あるいは炉
心入口オリフィス４０、燃料支持金具３４、下部タイプ
レート３９等の原子炉炉心部分の炉内構造物の幾何学的
形状や流動抵抗係数等はあらかじめ沸騰水型原子力発電
所の設計段階において正確に求められている。

【００３０】ここで、炉内構造物の流動抵抗係数とは一
般に２点間を流れる原子炉冷却材の流量をＷ、差圧をΔ
Ｐ、原子炉冷却材の密度をρとしたとき、

【数１】 で定義されるようなＫの値である。なお、流動抵抗係数
Ｋの定義の方法は他にも種々存在する。原子炉の、より
複雑な流路体系では差圧ΔＰが式（２）で示されるよう
に、流量Ｗの多項式で表現される場合もあり、その場合
には、多項式の係数Ｋｊが予め定められている。

【００３１】

【数２】

【００３２】ところで、沸騰水型原子力発電所の原子炉
炉心１２では、流量Ｗと差圧ΔＰの関係を定量化して数
式にあらわすことが可能であるので、例えば原子炉炉心
１２内の差圧を実際に測定すれば、逆に炉心流量を計算
することができる。

【００３３】原子炉炉心１２において、炉心流量を与え
て差圧を求めたり、逆に差圧を与えて炉心流量を求めた
りする解析プログラムを炉心熱水力計算コードと呼んで
おり、この炉心熱水力計算コードはプロセス計算機に内
蔵されて沸騰水型原子力発電所の設計や運転管理におい
て活用されている。

【００３４】炉心熱水力計算コードを用いる解析におい
ては、入力値を構成する原子炉炉心１２内各部の幾何学
的な形状や流動抵抗係数を正しく定めることが重要であ
る。通常は原子炉外の試験装置等を用いてあらかじめか
なり良い精度で必要な流動抵抗係数値が正確に求められ
ており、この値は設計値と呼ばれている。

【００３５】ところが、炉心熱水力計算コードを用いる
解析において、原子炉炉心部分の炉内構造物を構成する
燃料集合体３３の燃料棒３６やスペーサ３７等の流動抵
抗係数が原子炉の運転にともなって経時的に増加する可
能性があり、解析の結果として得られる炉心流量の値が
正しい値を示さなくなる場合がある。

【００３６】流動抵抗係数が増加するのは、原子炉冷却
材中に含まれる金属イオンや不純物がチャンネルボック
ス３５に収納される各燃料棒３６や燃料スペーサ３７等
の構造物表面に付着することが主な原因であると考えら
れる。もちろん、流動抵抗係数が増加した場合であって
も、流動抵抗係数の増加を測定し定量化することが可能
であれば、この測定結果として得られる値を炉心熱水力
計算コードの入力値として用いることによって、正しい
解析結果（炉心流量）を得ることができる。

【００３７】炉心下部プレナム２６と炉心上部プレナム
３０の差圧である炉心差圧は、流動抵抗係数の増加によ
って、増加していく性質のものである。

【００３８】沸騰水型原子力発電所の設計や運転管理に
おいて、原子炉炉心１２部分の流動抵抗係数の増加を考
慮して炉心差圧や炉心支持板差圧を正しく評価すること
は原子炉出力を正確に測定する上で大変重要である。こ
の流動抵抗係数の増加により、原子炉の運転と共に炉心
差圧や炉心支持板差圧が経時的に変化していくことが予
想される。

【００３９】チャンネルボックス３５、各燃料棒３６や
燃料スペーサ３７等の原子炉炉心１２部分の炉内構造物
に金属イオンや不純物の付着した量を運転中の沸騰水型
原子力発電所において、実際に測定することは困難であ
る。現在の測定技術では流動抵抗係数の変化ひいては炉
心流量を正しく把握することが困難であった。

【００４０】この沸騰水型原子力発電所の炉心流量計測
方法およびその装置においては、実際に測定され、計測
された炉心差圧または炉心支持板差圧の測定値ΔＰｃか
ら炉心熱水力解析コードを用いて炉心流量を正確に精度
よく演算にて求め得るようにしたものである。

【００４１】図３は、沸騰水型原子力発電所の原子炉内
を流れる原子炉冷却材の流動様式を示すものである。

【００４２】原子炉再循環ポンプ２５で駆動された原子
炉冷却材は炉心下部プレナム２６を経て原子炉炉心１２
に流入し、燃料集合体３３の内側または外側（燃料集合
体３３間）を経由して炉心上部プレナム３０に至る。炉
心下部プレナム２６では原子炉冷却材は単相流である
が、原子炉炉心１２内を上昇する間に上昇流はウラン等
の核燃料の核分裂反応によって加熱されるため、炉心上
部プレナム３０では気液二相流となり、重量割合で例え
ば１５％程度の気泡（ボイド）を含んでいる。この気液
二相流のうち、気相分（蒸気）は主蒸気管１７を経て蒸
気タービン１８へ、また液相分は気水分離器１５から下
降流となってダウンカマ領域２４に案内され、このダウ
ンカマ領域２４で原子炉復水・給水系２１からの給水と
合流し、混合されて原子炉再循環ポンプ２５に再び案内
される。

【００４３】図３において実線ａは、原子炉圧力容器１
１内における炉水としての原子炉冷却材の流れの態様を
示すものであり、原子炉冷却材は原子炉圧力容器１１内
で原子炉炉心１２とダウンカマ領域２４との間を炉心上
部プレナム３０および炉心下部プレナム２６を経て循環
サイクルを描くように、循環している。

【００４４】原子炉冷却材は原子炉圧力容器１１内を実
線ａで示すように循環しており、この原子炉冷却材の流
れを有する原子炉圧力容器１１内において、差圧を検出
するため、数種類の差圧計測装置４４，４５，４６が設
けられる。これらの差圧計測装置は、上部炉心プレナム
３０と下部炉心プレナム２６の差圧すなわち炉心差圧を
検出する炉心差圧計測装置４４、炉心支持板１３上下の
差圧すなわち炉心支持板差圧を検出する炉心支持板差圧
計測装置４５および原子炉再循環ポンプ２５のポンプデ
ッキ部２９上下の差圧すなわち再循環ポンプ前後間差圧
を検出する再循環ポンプ差圧計測装置４６である。

【００４５】炉心差圧計測装置４４は炉心支持板１３の
下方で炉心下部プレナム２６に設置された下部圧力計測
タップ４８と炉心上部プレナム３０に設けられた上部圧
力計測タップ４９と、両圧力計測タップ４８と４９とを
計測配管５０を介して連結された差圧伝送器５１とを有
し、この差圧伝送器５１で炉心差圧を測定し、検出して
いる。なお、炉心差圧計測装置４４は、上部および下部
圧力計測タップ４８，４９を１個ずつ設置した例を例示
したが、実際には、炉心上部プレナム３０および炉心下
部プレナム２６にそれぞれ複数個ずつ、例えば数個ずつ
設けられる。

【００４６】また、炉心支持板差圧計測装置４５は、炉
心支持板１３上部に設けられた上部圧力計測タップ５３
と、炉心支持板１３下部に設けられた下部圧力計測タッ
プ４８と、両計測タップ５３，４８に計測配管５４を介
して連結された差圧伝送器５５とを有し、この差圧伝送
器５５にて炉心支持板１３の上下間差圧を測定し、検出
している。その際、炉心支持板差圧計測装置４５の下部
圧力計測タップを炉心差圧計測装置４４の下部圧力計測
タップ４８と共用させた例が示されている。しかし、下
部圧力計測タップ４８は必ずしもこれに限定されず、独
立して設置してもよい。この場合にも、炉心支持板差圧
計測装置４５の上部および下部圧力計測タップ５３，４
８はそれぞれ複数個ずつ設けられる。

【００４７】さらに、再循環ポンプ差圧計測装置４６
は、原子炉再循環ポンプ２５のポンプデッキ部２９上方
に設けられた上部圧力計測タップ５６と、ポンプデッキ
部２９下方に設けられた下部圧力計測タップ５７と、両
圧力計測タップ５７，５８に計測配管５８を介して連結
された差圧伝送器５９とを有する。この差圧伝送器５９
にて原子炉再循環ポンプ２５のポンプデッキ部２９上流
側および下流側間の差圧が測定され、検出される。再循
環ポンプ差圧計測装置４６においても上部および下部の
圧力計測タップ５６，５７は複数個ずつ設けられる。

【００４８】図４に示された○印は各差圧計測装置４
４，４５，４６で検出され、測定された炉心差圧や炉心
支持板差圧ΔＰｃと再循環ポンプ前後間差圧ΔＰｍの実
測値を原子炉運転に伴って経時的にプロットしたもので
ある。実際には、ΔＰｃは炉心差圧炉心装置４４で計測
された炉心差圧の実測値であるが、この炉心差圧に代え
て炉心支持板差圧を用いてもよく、また、ΔＰｃは炉心
差圧と炉心支持板差圧の平均を採るようにしてもよい。
さらに、炉心差圧と炉心支持板差圧に重み付けして平均
してもよい。

【００４９】しかして、原子炉運転に伴って経時的に実
測された炉心差圧や炉心支持板差圧ΔＰｃと再循環ポン
プ前後間差圧ΔＰｍの実測データを結ぶと、原子炉運転
に伴う炉心差圧や炉心支持板差圧ΔＰｃと再循環ポンプ
前後間差圧ΔＰｍの相関関係を示す履歴データ曲線ｂが
得られる。この履歴データ曲線ｂは直線状をなす相関関
係を表わしている。

【００５０】また、各差圧計測装置４４，４５，４６で
検出され、測定された炉心差圧や炉心支持板差圧ΔＰｃ
および再循環ポンプ前後間差圧ΔＰｍは図示しないＡ／
Ｄ変換器等を介してプロセス計算機６０に送られ、この
プロセス計算機６０で予め内蔵された炉心熱水力解析コ
ードを用いて演算処理され、炉心流量Ｗが求められる。

【００５１】図３に示された差圧計測装置４４，４５，
４６は炉心差圧、炉心支持板差圧および再循環ポンプ差
圧を計測配管を用いて機械的に測定し、検出する例を示
したが、この差圧計測装置には種々のタイプの差圧計測
手段がある。各差圧計測装置４４，４５，４６に用いら
れる差圧伝送器５１，５５，５９は差圧検出手段を構成
しており、各差圧伝送器５１，５５，５９で測定された
差圧データはプロセス計算機６０に図示しないＡ／Ｄ変
換器を介して入力され、このプロセス計算機６０で演算
処理される。

【００５２】そして、炉心差圧計測装置４４で測定され
た炉心差圧または炉心支持板差圧計測装置４５で測定さ
れた炉心支持板差圧をΔＰｃとし、再循環ポンプ前後間
差圧（再循環ポンプ上流側と下流側の前後差圧）をΔＰ
ｍとする。再循環ポンプ前後間差圧ΔＰｍは、原子炉再
循環ポンプ２５で原子炉冷却材をポンプ駆動させること
により生じるポンプ上流側と下流側の差圧である。

【００５３】また、原子炉圧力容器１１内を流れる原子
炉冷却材の一連の流れにおいて、圧力の降下（差圧）は
主として原子炉炉心１２で発生し、原子炉炉心部分以外
のその他の圧力降下は気水分離器１５等で主に発生す
る。このため、原子炉炉心１２以外での圧力降下に基づ
く差圧、すなわち、炉心差圧以外の差圧をΔＰｓとする
と、再循環ポンプ前後間差圧ΔＰｃｍは、

【数３】 ΔＰｍ＝ΔＰｃ＋ΔＰｓ ……（３） の関係式が成立する。

【００５４】一方、炉心差圧（あるいは炉心支持板差
圧）ΔＰｃや炉心差圧以外の差圧ΔＰｓは、それぞれ炉
心流量の２乗に比例するので、原子炉炉心１２部分およ
び炉心部分以外の流動抵抗係数をＫｃ，Ｋｓとすると、

【数４】 で表わすことができる。ここでｈは、炉心シュラウド１
４で仕切られた炉心内側と炉心外側での原子炉冷却材の
密度差によって発生する自然循環力である。

【００５５】また、沸騰水型原子力発電所１０の原子炉
（原子炉圧力容器１１）内の原子炉冷却材の流れから、
再循環ポンプ前後間差圧ΔＰｍは、

【数５】 ΔＰｍ＝α・ΔＰｃ＋β ……（５） のように、炉心差圧または炉心支持板差圧ΔＰｃの１次
式で表わされることが知られている。ただし、αおよび
βは定数である。

【００５６】式（５）の１次式を図４に関係曲線ｃで示
すように表わされ、実際には前述した履歴データ曲線ｂ
と一致する。

【００５７】さらに、式（４）から次式を導くことがで
きる。

【００５８】

【数６】

【００５９】そして、式（６）を式（３）に代入して整
理すると、次式が得られる。

【００６０】

【数７】

【００６１】式（７）は沸騰水型原子力発電所の原子炉
の運転において、再循環ポンプ差圧ΔＰｍが炉心差圧ま
たは炉心支持板差圧ΔＰｃの１次式で表わされるという
一般的な経験則を物理的に証明できることを示してい
る。

【００６２】上述した式（５）および式（７）を比較す
ると、

【数８】 となり、この式（８）を整理すると、

【数９】 の関係が成立する。

【００６３】式（９）から、図４に示すように炉心差圧
または炉心支持板差圧ΔＰｃを横軸に、再循環ポンプ前
後間差圧ΔＰｍを縦軸としてグラフを描くと、原子炉運
転の経時変化に伴う相関関係は直線となり、この相関曲
線ｃの傾きαは、原子炉炉心１２および炉心以外の圧力
降下に関する流動抵抗係数の比率（Ｋｓ／Ｋｃ）によっ
て定まる。なお、この相関曲線ｃは履歴データ曲線ｂと
一致することがわかった。

【００６４】原子炉炉心１２の部分は、原子炉冷却材中
に含まれる金属イオンやクラッド等の不純物の付着によ
り、流動抵抗係数Ｋｃが増加することが考えられる。

【００６５】いま、原子炉炉心１２部分の流動抵抗係数
Ｋｃがε倍になったとすると、図４における相関直線ｂ
の傾きαは小さくなる方向に変化する。例えば原子炉の
運転開始直後の状態の直線の傾きをα_０、原子炉炉心部
分の流動抵抗係数が増加した後の直線の傾きをαとする
と、式（９）より以下の関係が成り立つ。

【００６６】

【数１０】

【００６７】この２つの式からＫｓ／Ｋｓを消去するこ
とによって、

【数１１】 と表すことができる。εは原子炉炉心１２部分の流動抵
抗係数の増加割合である。

【００６８】次に、プロセスコンピュータであるプロセ
ス計算機６１に内蔵された炉心熱水力解析コードを用い
て観測された炉心差圧または炉心支持板差圧の測定値Δ
Ｐｃから炉心流量Ｗを求める方法を図５に示す。

【００６９】この炉心熱水力解析プログラムを用いて炉
心流量１０を求める場合には、原子炉炉心１２に装架さ
れる燃料集合体３３や燃料棒３６等の燃料の幾何学的形
状、原子炉炉心１２部分の流動抵抗係数Ｋｃの他に、原
子炉出力や原子炉圧力、原子炉冷却材温度等の物理量が
必要となる。

【００７０】このうち、原子炉出力は原子炉炉心１２部
で発生する気泡（ボイド）の量を計算するために必要で
あり、原子炉圧力は原子炉冷却材の物性値を求めるため
に用いられる。

【００７１】ここでは、炉心流量Ｗが炉心差圧または炉
心支持板差圧ΔＰｃの関数ｆであることを考慮すると、

【数１２】 Ｗ＝ｆ（ΔＰｃ） ……（１２） で表わされる。

【００７２】この場合、炉心熱水力計算コードの入力値
である流動抵抗係数Ｋｃは原子炉冷却材中の金属イオン
や不純物によって、その流動抵抗係数が増加する前のい
わゆる設計値と呼ばれる値である。

【００７３】式（１２）で求められる炉心流量Ｗは、原
子炉炉心部分の流動抵抗係数が増加する前の値Ｋｃによ
っているから式（１２）は、式（４）から、

【数１３】 ΔＰｃ＝ＫｃＷ^２ ……（１３） で表わされる。

【００７４】一方、原子炉炉心部分の流動抵抗係数は実
際には増加してεＫｃとなっているので、

【数１４】 ΔＰｃ＝εＫｃＷ^２ ……（１４） となる。式（１３）で求められる原子炉炉心部分の流動
抵抗係数はその値が増加していない場合には正しいが、
増加している場合には、正しい値よりも大きくなる。こ
れをはじめの状態という意味で添字０を付し、Ｗ_０と書
くこととすれば、式（１３）と式（１４）を等しいとお
いて、以下の関係式が得られる。

【００７５】

【数１５】

【００７６】式（１５）で関数ｆ（ΔＰｃ）は、炉心差
圧または炉心支持板差圧の観測値ΔＰｃを、プロセス計
算機６０の炉心熱水力計算コードに適用して得られる炉
心流量の値である。プロセス計算機６０は式（１５）の
関数に基づいて炉心流量Ｗを演算にて算出している。こ
の炉心流量Ｗは、計測された炉心差圧または炉心支持板
差圧ΔＰｃを炉心熱水力計算コードに適用して求めた炉
心流量Ｗ_０を較正したもので、この炉心流量Ｗ_０に流動
抵抗係数Ｋｃの増加割合εの平方根√εの逆数を乗じて
較正したものである。

【００７７】式（１１）と式（１５）から、炉心流量Ｗ
は、

【数１６】 となるが、この式（１６）は図４に示された炉心差圧ま
たは炉心支持板差圧ΔＰｃと再循環ポンプΔＰｍの相関
関係から相関直線ｂの傾きαを求めれば、原子炉炉心部
分の流動抵抗係数Ｋｃが、原子炉冷却材中の金属イオン
や不純物付着によって、その流動抵抗係数値が増加した
と予測される場合においても、観測される炉心差圧また
は炉心支持板差圧ΔＰｃから正しい炉心流量Ｗを求める
ことができることを示している。

【００７８】以上に述べたように、沸騰水型原子力発電
所において、実際に測定された炉心差圧または炉心支持
板差圧ΔＰｃからプロセス計算機６０に内蔵された炉心
熱水力計算コードを用いて炉心流量Ｗを求める場合、原
子炉炉心部分の流動抵抗係数Ｋｃが原子炉冷却材中の金
属イオンや不純物の付着によって増加したことが予想さ
れるとき、炉心流量計測演算方法を用いることによっ
て、炉心差圧または炉心支持板差圧ΔＰｃと再循環ポン
プ前後間差圧ΔＰｍの関係を示した図４における直線ｂ
の傾きαを求め、さらに流動抵抗係数Ｋｃの増加を推定
し、炉心熱水力計算コードの解析結果とあわせて、正し
い炉心流量Ｗを求めることができる。

【００７９】このようにして得られた炉心流量Ｗの値
は、沸騰水型原子力発電所の運転管理において、重要な
物理量情報として活用することができる。

【００８０】なお、本発明の一実施形態では沸騰水型原
子力発電所に適用した例を示したが、加圧水型原子力発
電所のように軽水型原子力発電所にも本発明を適用する
ことができる。

【００８１】

【発明の効果】本発明に係る原子力発電所の炉心流量計
測演算方法およびその装置においては、原子炉炉心部分
の流動抵抗係数の増加が予想される場合にも、計測され
る炉心差圧または炉心支持板差圧からプロセス計算機に
予め内蔵される熱水力計算コードに適用して演算処理す
ることにより、炉心流量を正確に精度よく求めることが
できる。

【００８２】原子炉運転により原子炉冷却材中の金属イ
オンおよび不純物付着による原子炉炉心部分の流動抵抗
係数の増加を考慮して炉心流量を正確に精度よく測定で
きるので、原子炉出力も正確に求めることができ、原子
炉運転の信頼性を一層向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子力発電所の炉心流量計測演算
方法およびその装置を適用した沸騰水型原子力発電所の
簡略的な模式図。

【図２】図１に示された沸騰水型原子力発電プラントの
原子炉圧力容器内の炉心入口部を示す構成図。

【図３】本発明に係る原子力発電所の炉心流量計測演算
方法およびその装置の一実施形態を示すもので、原子炉
圧力容器内の差圧計測を説明する説明図。

【図４】炉心差圧（炉心支持板差圧）と再循環ポンプ前
後間差圧の相関関係を示す説明図。

【図５】プロセス計算機に内蔵された炉心熱水力計算コ
ードによる演算処理および解析方法を示す説明図。

【符号の説明】

１０ 沸騰水型原子力発電所 １１ 原子炉圧力容器 １２ 原子炉炉心 １３ 炉心支持板 １４ 炉心シュラウド １５ 気水分離器 １７ 主蒸気管 １８ 蒸気タービン １９ 発電機 ２０ 復水器 ２１ 原子炉復水・給水系 ２２ 給水ポンプ ２４ ダウンカマ領域 ２５ 原子炉再循環ポンプ ２６ 炉心下部プレナム ２７ モータ部 ２８ ポンプ部 ２９ ポンプデッキ部 ３０ 炉心上部プレナム ３３ 燃料集合体 ３４ 燃料支持金具 ３５ チャンネルボックス ３６ 燃料棒 ３７ 燃料スペーサ ３８ 燃料バンドル ３９ 下部タイプレート ４０ 炉心入口オリフィス ４４ 炉心差圧計測装置 ４５ 炉心支持板差圧計測装置 ４６ 再循環ポンプ差圧計測装置 ４８，５７ 下部圧力計測タップ ４９，５３，５６ 上部圧力計測タップ ５０，５４，５８ 計測配管 ５１，５５，５９ 差圧伝送器（差圧伝送装置） ΔＰｍ 再循環ポンプ前後間差圧 ΔＰｃ 炉心差圧または炉心支持板差圧 ΔＰｓ 炉心差圧以外の差圧

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉炉心部の炉心差圧または炉心支持
   板差圧を原子炉運転に伴い経時的に測定し、この炉心差
   圧または炉心支持板差圧をプロセス計算機内蔵の炉心熱
   水力計算コードに適用して演算処理し、原子炉炉心部を
   流れる炉心流量を求めることを特徴とする原子力発電所
   の炉心流量計測演算方法。
2. 【請求項２】 原子炉炉心部の炉心差圧または炉心支持
   板差圧と再循環ポンプ前後間差圧とを原子炉運転に伴い
   経時的に測定し、測定された炉心差圧または炉心支持板
   差圧と再循環ポンプ前後間差圧との相関関係を示す直線
   の傾きαから原子炉炉心部分の流動抵抗係数の増加割合
   を求めることを特徴とする原子力発電所の炉心流量計測
   演算方法。
3. 【請求項３】 前記炉心差圧または炉心支持板差圧と再
   循環ポンプ前後間差圧との相関関係直線の傾きαの原子
   炉運転直後の値と現在の値から原子炉炉心部分の流動抵
   抗係数の増加割合を求め、前記炉心差圧または炉心支持
   板差圧から炉心流量を前記流動抵抗係数の増加割合を用
   いて修正して求めることを特徴とする請求項２記載の原
   子力発電所の炉心流量計測演算方法。
4. 【請求項４】 原子炉炉心部の炉心差圧または炉心支持
   板差圧を原子炉運転に伴い経時的に測定し、測定された
   炉心差圧または炉心支持板差圧をプロセス計算機内蔵の
   炉心熱水力計算コードに適用して演算処理し、炉心流量
   を求め、この炉心流量に原子炉炉心部の流動抵抗計数の
   増加割合εの平方根√εの逆数を乗じて炉心流量を修正
   することを特徴とする原子力発電所の炉心流量計測演算
   方法。
5. 【請求項５】 原子炉炉心部の炉心差圧を測定する炉心
   差圧計測装置および原子炉炉心部の炉心支持板差圧を測
   定する炉心支持板差圧計測装置の少なくとも一方と、原
   子炉再循環ポンプ上流側および下流側の差圧である再循
   環ポンプ前後間差圧を測定する再循環ポンプ差圧計測装
   置と、前記各差圧計測装置で測定された炉心差圧または
   炉心支持板差圧および再循環ポンプ前後間差圧データを
   入力する一方、炉心熱水力コードが予め内蔵されたプロ
   セス計算機とを備え、このプロセス計算機は測定された
   炉心差圧または炉心支持板差圧を炉心熱水力計算コード
   に適用して演算処理して炉心流量を求め、炉心差圧また
   は炉心支持板差圧と再循環ポンプ前後間差圧との相関関
   係を示す直線の傾きαから原子炉炉心部分の流動抵抗係
   数の増加割合を求め、この流動抵抗係数の増加割合を用
   いて前記炉心流量を修正したことを特徴とする原子力発
   電所の炉心流量計測演算装置。
6. 【請求項６】 前記相関関係を示す直線の傾きαの原子
   炉運転直後の値と現在の値から原子炉炉心部分の流動抵
   抗係数の増加割合を求めたことを特徴とする請求項５記
   載の原子力発電所の炉心流量計測演算装置。