JP2003315484A - 沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】沸騰水型原子炉の炉心流量を、再循環ポンプ特
性に依存する必要なく、より高い精度で炉心流量の計算
値を得る。 【解決手段】原子炉圧力容器への給水流量、そのエンタ
ルピ、炉心入口の冷却材エンタルピを計測し、キャリア
ンダー率を仮定し、これら各計測値と仮定値とを演算手
段に入力する。炉心出入口におけるエネルギバランス式
を用いて炉心流量を演算し、炉心流量と給水流量とに基
づいて出口クオリティを演算し、出口クオリティと炉心
流量とに基づいて、キャリアンダー率についての相関式
からキャリアンダー率を演算し、キャリアンダー率と仮
定キャリアンダー率とを比較して両者の差が一定値以下
となるまで演算を繰り返し、その差が一定値以下となっ
た場合のキャリアンダー率を採用して炉心流量を求め
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、原子力発電プラン
ト等に適用される沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算シ
ステムに関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力
容器に装荷した核燃料内で発生するウランの核分裂の量
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、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。沸騰水型原子炉の場合、冷却材の循環量
（＝炉心流量）が多ければ多いほどウランの核分裂は促
進されて原子炉の出力が増加し、逆に、冷却材の循環量
が少なければ少ないほどウランの核分裂の数が減少して
原子炉出力は低下する。

【０００３】このように、炉心流量によって原子炉出力
が決定される理由は、炉心流量が多いと原子炉の気泡
（ボイト）の量が少なくなり、気泡の量が少なくなると
ウランの核分裂によって生成される中性子が減速されや
すくなり、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、次のウランの核分裂が促進
されて原子炉出力が増加するためである。炉心流量が少
ない場合にはこれとは逆の過程をたどって原子炉出力は
低下する。

【０００４】また、上述したように、炉心流量は原子炉
出力を制御するとともに、核分裂で発生した熱を核燃料
から除去するものであるため、これ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、核燃料表面で冷却
不全に至る可能性がある。このように、沸騰水型原子炉
において、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であり、より高い精度で計測又は
計算することが要求されている。

【０００５】図６を参照して、炉心流量の計測手法につ
いて説明する。この図６は、炉心に冷却材を循環させる
ための再循環ポンプを原子炉圧力容器に内蔵する型式の
構成を示す概略図である。

【０００６】原子炉圧力容器１の内部には、核燃料を内
包する炉心２、この炉心２をその下方から上方に通過し
て気液混合状態となった冷却材を気相（＝蒸気）と液相
とに分離する気水分離器３、および冷却材を強制的に循
環する再循環ポンプ４が設けられている。原子炉圧力容
器１には、発生した蒸気をタービン５に導いて発電機６
を駆動するための主蒸気管７が接続されており、タービ
ン５の駆動により仕事をした蒸気は復水器８で再び液相
となり、復水として給水配管９を経て再び原子炉圧力容
器１に導かれる。給水配管９には給水ポンプ１０が設け
られ、復水を冷却材として原子炉圧力容器１に常時一定
量供給するようになっている。

【０００７】次に、図６に示した型式の沸騰水型原子力
炉において、従来行われている炉心流量の計測方法につ
いて説明する。

【０００８】再循環ポンプ４は、原子炉圧力容器１の内
部において、冷却材を昇圧して炉心の下部より炉心２に
向けて冷却材を強制的に循環させる機能を有している。
通常、冷却材が単位時間内に炉心２を通過する流量の値
を「炉心流量」と呼んでいる。再循環ポンプ４の前後に
は、冷却材の圧力差を計測する計装配管１１が設けら
れ、この計装配管１１によって再循環ポンプ４の前後間
差圧が計測される。また、再循環ポンプ４にはその回転
数を計測する回転計１２が設けられている。

【０００９】このようにして測定された再循環ポンプ４
の前後間差圧および回転数の測定値が演算手段１３に導
かれ、演算手段１３では、この２つの信号に基づいて炉
心流量の計算が行われる。すなわち、演算手段１３のデ
ータベースには、再循環ポンプ４の前後間差圧（＝ポン
プ揚程）と回転数、ならびに通過する流量の関係につい
て、予め原子炉圧力容器１への据付前に工場等の試験装
置において測定されたポンプ特性がデータとして格納さ
れている。

【００１０】そして、再循環ポンプ４の前後間差圧と回
転数とを実測することにより、１台の再循環ポンプ４毎
に通過する冷却材の流量が求められる。通常、原子炉圧
力容器１内には複数台の再循環ポンプ４が設けられてい
るので、炉心流量は個々の再循環ポンプ４毎に上述の計
算によって得られた値を合計することによって求められ
ている。

【００１１】なお、図７は、原子炉圧力容器１の外に再
循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９とを有する型
式の沸騰水型原子炉の構成を示している。この沸騰水型
原子炉においても、上記同様の手法により、炉心流量が
求められている。

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】上述したように、従来
の沸騰水型原子炉においては、実測される再循環ポンプ
前後間差圧と回転数とを予め工場で測定されたポンプ特
性に基づいて求めている。このため、原子炉運転様式が
変ったり、据付後の時間が経過して再循環ポンプの特性
が変化し、工場等で測定した値と異なるものとなったと
きには、計算される炉心流量が正しい値とならない場合
を想定することができる。

【００１３】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
もので、再循環ポンプ特性に依存することなく、より正
確に炉心流量を求めることができる沸騰水型原子炉の炉
心流量計測演算システムを提供することを目的とする。

【００１４】

【課題を解決するための手段】発明者においては、再循
環ポンプ特性に代る炉心流量の計測演算要素について研
究してきた結果、冷却材のエンタルピ、給水流量および
そのエンタルピ等の熱的要素を適用することにより、よ
り正確な炉心流量を求めることができるとの着想を得
た。

【００１５】すなわち、図７に示した沸騰水型原子炉に
おいて、核燃料の核分裂によって発生する熱量をＱ、炉
心流量をＷｃ、炉心２の入口部における冷却材のエンタ
ルピをＨｉｎ、原子炉圧力容器１に給水配管９を介して
流入する給水の流量をＷｆｗ、そのエンタルピをＨｆｗ
とする。

【００１６】この沸騰水型原子炉においては、炉心２に
その下部より液相の状態で流入した冷却材が炉心２で加
熱され、炉心２の上部の出口では気液二相状態となる。
このとき、気相（＝蒸気）の包有率（重量割合）を「出
口クオリティＸｅ」と呼ぶ。二相状態となった冷却材
は、気水分離器３を通過することによって気相と液相と
に分離され、気相部は主蒸気管７に導かれる。また、液
相部は下降流となり、原子炉圧力容器１内のダウンカマ
部の領域において給水と混合され、再び再循環ポンプ４
を経て炉心２に下部より流入される。

【００１７】図３は、このような原子炉圧力容器１内の
冷却材の流れを示している。図３において、気水分離器
３からの下降流１４は大半が飽和の液相状態であるが、
ごく微量の飽和蒸気を含んでいる。この飽和蒸気の包有
量（重量割合）を「キャリアンダー率Ｘｃｕ」と呼ぶ。

【００１８】原子炉圧力容器１からタービン５に導かれ
る蒸気１７の量は、給水１５の流量（給水流量Ｗｆｗ）
に等しい。したがって、気水分離器３からの下降流１４
の量は、炉心流量Ｗｃから給水流量Ｗｆｗを減算した
（Ｗｃ−Ｗｆｗ）で表わされる。

【００１９】気水分離器下降流１４は飽和状態の気相と
液相とが混合した状態の流体であるため、そのエンタル
ピＨｃｕは、

【数４】 で表わされる。ここで、ｈｇ，ｈｆは原子炉圧力容器１
の圧力に対した飽和状態の気相および液相のエンタルピ
である。

【００２０】そこで、気水分離器３からの下降流１４と
給水１５とが混合して、炉心２にその下部から流入する
炉心流１６となることを考慮して、熱エネルギバランス
の式をたてると、

【数５】 となる。

【００２１】これを変形して炉心流量Ｗｃを求める方程
式として表現すると

【数６】 となる。

【００２２】この式は給水流量Ｗｆｗ、その給水のエン
タルピＨｆｗ、炉心入口部の冷却材エンタルピ（以下、
「炉心入口エンタルピ」と呼ぶ）Ｈｉｎ、およびキャリ
アンダー率Ｘｃｕの４つの物理量を知れば、炉心流量Ｗ
ｃを知ることができることを表わしている。ここで、エ
ンタルピとして表現されている物理量Ｈｆｗ、およびＨ
ｉｎは、実際には温度計を用いて流体温度を測定するこ
とによって求められる。しかし、上記に示した４つの物
理量のうちで、実際の沸騰水型原子力発電所において、
計測装置により測定が可能な物理量は給水流量Ｗｆｗ、
その給水のエンタルピＨｆｗ、炉心入口エンタルピＨｉ
ｎの３つであり、キャリアンダー率Ｘｃｕは測定するこ
とができない。

【００２３】エネルギバランス式（３）を用いて炉心流
量Ｗｃを求める場合、その精度を正しく把握しておく必
要があるが、この評価には沸騰水型原子力発電所におい
て実際に測定される物理量Ｗｆｗ、Ｈｆｗ、Ｈｉｎの計
測精度、および設計上想定するキャリアンダー率Ｘｃｕ
の不確かさを考慮して評価することとなる。

【００２４】現在、我が国において営業運転を行ってい
る沸騰水型原子力発電所の代表的な値を用いて評価する
と、給水流量ＷｆｗおよびそのエンタルピＨｆｗの計測
精度が炉心流量Ｗｃの計算値の不確かさに与える影響は
小さく、その不確かさの大半は、炉心入口エンタルピＨ
ｉｎの計測精度と、仮定するキャリアンダー率Ｘｃｕの
不確かさに支配されている。例えば、炉心流量Ｗｃの計
算値の不確かさに対して炉心入口エンタルピＨｉｎの計
測精度が起因している割合は４０〜５０％、キャリアン
ダー率Ｘｃｕの不確かさが起因している割合もまた４０
〜５０％程度と大きく、残りの１０％程度が給水流量Ｗ
ｆｗおよびそのエンタルピＨｆｗの計測精度に起因して
いる。

【００２５】炉心入口エンタルピＨｉｎの計測精度を改
善する代表的な方策としては、炉心入口部に多数の温度
計を設けることが挙げられる。

【００２６】炉心入口エンタルピＨｉｎを精度良く求め
るために、その配管内部に温度計を内蔵した局所出力モ
ニタ（ＬＰＲＭ）を複数台用意し、その計測値の平均値
を用いることで、炉心入口エンタルピＨｉｎの計測精度
を改善することができる。温度計の設置位置としては、
原子炉圧力容器内のガンマ線や中性子束分布を考慮し
て、その影響を受けない位置に設置することが望まし
い。

【００２７】一方、キャリアンダー率Ｘｃｕについて
は、気水分離器３の気相と液相の分離メカニズムが複雑
であるために、従来の沸騰水型原子力発電所の設計にお
いては一定値を仮定し、精度評価が必要な場合には例え
ば±１００％という大きな不確かさを仮定していた。

【００２８】しかるに、エネルギバランス式（３）を用
いて炉心流量Ｗｃを求める場合にはキャリアンダー率Ｘ
ｃｕをより精度よく知ることが重要であることがわか
る。この目的を達成するためには、気水分離器３におけ
る気相と液相との分離のメカニズムを明確にする必要が
あるが、現実的には定量的に評価することが非常に困難
であるため、本発明においては実際に運転されている沸
騰水型原子力発電所の運転実績からこれを求める方策を
提供する。

【００２９】気水分離器下降流のエンタルピを示す式
（１）とエネルギバランス式（３）を用いてキャリアン
ダー率Ｘｃｕについて整理すると

【数７】 のように表わすことができる。

【００３０】なお、図７に示したように、原子炉圧力容
器１の外に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９
とを有する型式の沸騰水型原子炉においては、炉心流量
Ｗｃの値を比較的精度よく求めることができるので、式
（４）を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕを計算すること
が理論的に可能である。

【００３１】ところで、前述したように、出口クオリテ
ィＸｅは、炉心流量Ｗｃと給水流量Ｗｆｗとの比率

【数８】 により近似することができる。キャリアンダー率Ｘｃｕ
は気水分離器下降流１４に包まれる蒸気の重量割合であ
るので、出口クオリティＸｅと強い相関をもっているも
のと考えられる。また、出口クオリティＸｅが同じであ
っても冷却材の流速の大小、すなわち炉心流量Ｗｃにも
相関を持つことが予想される。

【００３２】したがって、キャリアンダー率Ｘｃｕは

【数９】 のように表わすことができるものと考えられる。ここ
で、ｆ（Ｗｃ）は炉心流量Ｗｃの関数であることを示
し、ｇ（Ｘｅ）は出口クオリティＸｅの関数であること
を示す。

【００３３】実際、営業運転中の沸騰水型原子力発電所
の運転実績を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕとクオリテ
ィＸｅとの関係、およびキャリアンダー率Ｘｃｕと炉心
流量Ｗｃとの関係を求めてみると、それぞれ図４および
図５に示すような相関を見ることができる。

【００３４】すなわち、図４は炉心流量Ｗｃが一定の条
件のもとでキャリアンダー率Ｘｃｕと出口クオリティＸ
ｅの関係の一例を示すグラフである。この図４に示すよ
うに、出口クオリティＸｅの増加によってキャリアンダ
ー率Ｘｃｕは増加する傾向がある。

【００３５】また、図５は、出口クオリティＸｅが一定
の条件のもとでキャリアンダー率Ｘｃｕと炉心流量Ｗｃ
の関係の一例を示すグラフである。この図５に示すよう
に、炉心流量Ｗｃの増加によってキャリアンダー率Ｘｃ
ｕは減少する傾向がある。

【００３６】相関式（５）はいわゆる相関式であり、多
くの沸騰水型原子力発電所のこれまでの運転実績をもと
に作成する。相関式（５）の具体的な表式としては、例
えばａ，ｂ，ｃ…ｆを定数として、

【数１０】 のように炉心流量Ｗｃおよび出口クオリティＸｅの多項
式の積として表わす方法などが考えられる。ここでは簡
単化のため、２次式で表わされるとした場合の表式の例
を示しているが、他にこれらの関係をよく表示するもの
があれば式（６）にこだわらない。

【００３７】また、式（５）に代えて、炉心流量Ｗｃや
クオリティＸｅの他に、原子炉水位Ｌｎを加え、

【数１１】 のように表わすことも可能である。ここで、定数ａ，
ｂ，ｃ…ｆは式（４）を用いて計算したキャリアンダー
率Ｘｃｕと相関式（６）の値の偏差が極小となるよう
に、最小２乗法等を用いて計算することが可能である。

【００３８】以上の知見に基づき、発明者においては、
炉心流量Ｗｃの計算精度を改善するために相関式（５）
を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕを求めることに想到し
た。この際、式（５）の独立変数は、式（３）の結果で
ある炉心流量Ｗｃおよびこの炉心流量Ｗｆｃと給水流量
Ｗｆｗとを用いて計算される出口クオリティＸｅである
ため、単純に炉心流量Ｗｃを求めることは困難である。

【００３９】そこで、計算の初めにキャリアンダー率Ｘ
ｃｕを１つ仮定してエネルギバランス式（３）により炉
心流量Ｗｃを求め、その値と、給水流量Ｗｆｗとにより
計算される出口クオリティＸｅを式（５）に適用してキ
ャリアンダー率Ｘ´ｃｕを求め、その値と初めに仮定し
たＸｃｕとの差が大きいときは、再び同様の計算を行
う。このような計算を繰返して実行し、キャリアンダー
率について初めの仮定値Ｘｃｕと相関式（５）による算
値Ｘ´ｃｕとの差が充分小さくなったとき、その際の炉
心流量Ｗｃとキャリアンダー率Ｘｃｕとはエネルギバラ
ンス式（３）と式（５）とを同時に満足する値となる。
そこで、この値を用いることにより、キャリアンダー率
Ｘｃｕの不確かさを低減し、その結果、炉心流量Ｗｃの
計算値の精度を大きく改善することができる。

【００４０】本発明は以上の知見の結果なされたもので
あり、原子炉圧力容器への給水流量、この給水のエンタ
ルピおよび前記原子炉圧力容器の炉心入口の冷却材エン
タルピを計測するステップと、前記原子炉圧力容器内の
気水分離器からの冷却材下降流に含まれる蒸気割合とし
てのキャリアンダー率を仮定するステップと、これら各
計測値と仮定値とを演算手段に入力するステップと、こ
れらの入力値を演算要素として炉心出入口におけるエネ
ルギバランス式を用いて炉心流量を演算するステップ
と、この演算によって求められた炉心流量と前記給水流
量とに基づいて炉心出口の気液二層に含まれる蒸気割合
としての出口クオリティを演算するステップと、この演
算によって求められた出口クオリティと前記炉心流量と
に基づいて、これら両者の関数として示される前記キャ
リアンダー率についての相関式からキャリアンダー率を
演算するステップと、この演算により求められたキャリ
アンダー率と前記仮定されたキャリアンダー率とを比較
して両者の差が一定値以下であるか否かを判断するステ
ップと、これら両キャリアンダー率の差が一定値以下で
ない場合にはその差を縮小する方向で新たにキャリアン
ダー率を仮定して再入力を行うステップとを備え、前記
差が一定値以下となるまで前記演算を繰り返し、その差
が一定値以下となった場合のキャリアンダー率を採用し
て前記炉心流量を求めることを特徴とする沸騰水型原子
炉の炉心流量計測演算システムを提供する。

【００４１】このような本発明のシステムによれば、炉
心流量を求めるためのキャリアンダー率が、炉心出入口
におけるエネルギバランス式と、出口クオリティの関数
および炉心流量の関数として示される相関式とを同時に
満足する値となるため、キャリアンダー率Ｘｃｕの不確
かさを５〜１０分の１に低減することが可能であり、結
果として炉心流量Ｗｃの計算値の精度を大きく改善する
ことができる。

【００４２】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る沸騰水型原子
炉の炉心流量計測演算システムの一実施形態について、
図面を参照して説明する。

【００４３】図１は本発明の一実施形態によるシステム
を実行するための処理手順を示すフローチャートであ
り、図２は演算要素および演算種類等の関係を示す系統
図である。なお、本実施形態において適用する沸騰水型
原子炉の構成については、図６および図７および前述し
た説明をそのまま参照する。また、作用の説明について
は、図３〜図５を参照する。

【００４４】まず、図１および図２を参照して、図６に
示した原子炉圧力容器１に再循環ポンプ４を内蔵する型
式の沸騰水型原子炉に本発明のシステムを適用する場合
について説明する。

【００４５】図１および図２に示すように、本実施形態
のシステムにおいては、運転する沸騰水型原子炉の原子
炉圧力容器１内に設置される計測器により、給水流量Ｗ
ｆｗと、その給水のエンタルピＨｆｗと、炉心入口エン
タルピＨｉｎとを測定する（ステップＳ１０１）。この
計測器としては、炉心入口エンタルピＨｉｎを精度良く
求めるために、その配管内部に温度計を内蔵した複数の
局所出力モニタ（ＬＰＲＭ）を適用する。この複数の局
所出力モニタ（ＬＰＲＭ）に内蔵した温度計の計測値の
平均値を用いることにより、炉心入口エンタルピＨｉｎ
の計測精度を改善することができる。温度計の設置位置
としては、原子炉圧力容器１内のガンマ線や中性子束分
布を考慮して、その影響を受けない位置を設定する。

【００４６】また、原子炉圧力容器１内の気水分離器３
からの冷却材下降流１４に含まれる蒸気割合としてのキ
ャリアンダー率Ｘｃｕを１つ仮定する（ステップＳ１０
２）。

【００４７】そして、これらの各計測値Ｗｆｗ，Ｈｆ
ｗ，Ｈｉおよび仮定値Ｘｃｕを演算手段に入力し（ステ
ップＳ１０３）、これらの入力値を演算要素として、ま
ず炉心出入口におけるエネルギバランス式を用いて炉心
流量Ｗｃの演算を行う（ステップＳ１０４）。

【００４８】ここで、エネルギバランス式としては、図
２に示すように、例えば上述した（３）式を適用する。
即ち、炉心流量をＷｃ、給水流量をＷｆｗ、その給水の
エンタルピをＨｆｗ、炉心入口部の冷却材エンタルピを
Ｈｉｎとしたとき、

【数１２】 で示される方程式とする。

【００４９】これにより、高精度の給水流量Ｗｆｗ、そ
の給水のエンタルピＨｆｗおよび炉心入口エンタルピＨ
ｉｎと、仮定による不確かさを含むキャリアンダー率Ｘ
ｃｕとに基づく炉心流量をＷｃが一旦求められる。

【００５０】次に、この演算によって求められた炉心流
量Ｗｃと給水流量Ｗｆｗとに基づいて、炉心出口の気液
二層流に含まれる蒸気割合としての出口クオリティＸｅ
の演算を行う（ステップ１０５）。出口クオリティＸｅ
は、炉心流量Ｗｃと給水流量Ｗｆｗとの比率に関する上
述した式、すなわち

【数１３】 により近似値として求める。

【００５１】次に、この演算によって求められた出口ク
オリティＸｅと、ステップＳ１０４で求められた炉心流
量Ｗｃとに基づいて、これら両者の関数として示される
相関式からキャリアンダー率Ｘ’ｃｕの演算を行う（ス
テップＳ１０６）。この相関式としては、図２に示すよ
うに、上述した（５）式を適用する。

【００５２】即ち、キャリアンダー率をＸ’ｃｕ、炉心
流量の関数をｆ（Ｗｃ）、出口クオリティの関数をｇ
（Ｘｅ）としたとき、

【数１４】 で示される式を適用する。

【００５３】なお、この演算においては、図４に示した
特性、即ち、出口クオリティＸｅの増加によってキャリ
アンダー率Ｘｃｕが増加する傾向、また図５に示した炉
心流量Ｗｃの増加によってキャリアンダー率Ｘｃｕが減
少する傾向を参照する。

【００５４】そして、以上の演算によって求められたキ
ャリアンダー率Ｘ’ｃｕと、最初に仮定されたキャリア
ンダー率Ｘｃｕとを比較し、両者の差が一定値以下であ
るか否かを判断する（ステップＳ１０７）。

【００５５】これら両キャリアンダー率Ｘｃｕ、Ｘ’ｃ
ｕの差が一定値以下でない場合（ＮＯ）、即ち差が大き
いときには、その差を縮小する方向に新たにキャリアン
ダー率を仮定して再入力を行う（ステップＳ１０８）。

【００５６】このステップＳ１０８においては、下記
（１），（２）の仮定をして、ＸｃｕとＸ´ｃｕの差が
充分小さくなるまで再び同様の計算を繰り返す。

【００５７】（１）Ｘｃｕ＞Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕよ
り小さくＸ´ｃｕより大きい値。 （２）Ｘｃｕ＜Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕより大きくＸ´
ｃｕより小さい値。

【００５８】このような計算を繰返し実行して、仮定し
たキャリアンダー率の値Ｘｃｕと相関式（（５）式）に
より計算したキャリアンダー率の値Ｘ´ｃｕとの差が充
分小さくなったとき、その際の炉心流量Ｗｃとキャリア
ンダー率Ｘｃｕとはエネルギバランス式（（３）式と
（５）式））とを同時に満足する値となる。

【００５９】このように、両キャリアンダー率Ｘｃｕ、
Ｘ’ｃｕの差が一定値以下となるまでステップＳ１０４
〜Ｓ１０８の演算を繰り返し、その差が一定値以下とな
った場合のキャリアンダー率を採用して前記炉心流量を
決定する（Ｓ１０９）。

【００６０】以上の本実施形態による沸騰水型原子炉の
炉心流量計測演算システムによれば、給水流量Ｗｆｗ、
およびそのエンタルピＨｆｗ、炉心入口エンタルピＨｉ
ｎを計測器を用いて測定し、これらの３つの物理量と予
め１つ仮定するキャリアンダー率Ｘｃｕから出発してエ
ネルギバランス式を適用した繰返し演算を行い、炉心流
量Ｗｃを計算することによって、最終的に炉心流量Ｗｃ
の値を精度よく知ることができる。

【００６１】すなわち、原子炉圧力容器１内に再循環ポ
ンプ４を内蔵した方式を用いる沸騰水型原子炉におい
て、給水流量ＷｆｗやそのエンタルピＨｆｗ、炉心入口
エンタルピＨｉｎ等を用いて炉心流量Ｗｃを求める従来
の手法では、その計算値に大きな影響を与えるキャリア
ンダー率Ｘｃｕが一定の計測値と大きな不確かさを想定
していたのに対し、本発明による計算手法を用いた場合
には、キャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさを従来に比し
て５〜１０分の１に低減することが可能であり、その結
果、炉心流量Ｗｃの計算値の精度を大きく改善すること
ができる。

【００６２】なお、図７に示したように、原子炉圧力容
器１の外に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９
を有する方式を用いている沸騰水型原子炉においても、
前記同様のステップＳ１０１〜Ｓ１０９を適用して炉心
流量Ｗｃを求めることができる。

【００６３】ただし、このような原子炉圧力容器１の外
に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９とを有す
る型式の沸騰水型原子炉においては、炉心流量Ｗｃの値
を比較的精度よく求めることができるので、前述した式
（４）を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕを計算すること
が可能である。この場合においては、式（４）によるキ
ャリアンダー率Ｘｃｕの計算値を、式（５）で表わされ
るように、炉心流量Ｗｃと出口クオリティＸｅとの近似
式からなる相関式として作成し、この式にエネルギバラ
ンス式（３）で求めた炉心流量Ｗｃをあてはめて、キャ
リアンダー率Ｘ´ｃｕを求めるようにする。

【００６４】即ち、この場合にキャリアンダー率Ｘｃｕ
を求める相関式は、炉心流量をＷｃ、前記給水流量をＷ
ｆｗ、その給水のエンタルピをＨｆｗ、前記給水分離器
からの下降流のエンタルピをｈｆｇとしたとき、

【数１５】 で示される方程式とする。

【００６５】そして、ステップＳ１０７およびＳ１０８
において、前記同様に、下記（１），（２）の仮定をし
て、ＸｃｕとＸ´ｃｕの差が充分小さくなるまで再び同
様の計算を繰り返す。

【００６６】（１）Ｘｃｕ＞Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕよ
り小さくＸ´ｃｕより大きい値。 （２）Ｘｃｕ＜Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕより大きくＸ´
ｃｕより小さい値。

【００６７】このような計算を繰返し実行して、仮定し
たキャリアンダー率の値Ｘｃｕと相関式（（５）式）に
より計算したキャリアンダー率の値Ｘ´ｃｕとの差が充
分小さくなったとき、その際の炉心流量Ｗｃとキャリア
ンダー率Ｘｃｕとはエネルギバランス式（（３）式と
（５）式））とを同時に満足する値となる。

【００６８】このように、両キャリアンダー率Ｘｃｕ、
Ｘ’ｃｕの差が一定値以下となるまでステップＳ１０４
〜Ｓ１０８の演算を繰り返し、その差が一定値以下とな
った場合のキャリアンダー率を採用して、前記図６に示
した再循環ポンプ内蔵型の場合と同様に、炉心流量を決
定する（Ｓ１０９）。

【００６９】このような計測演算システムによっても、
給水流量Ｗｆｗ、およびそのエンタルピＨｆｗ、炉心入
口エンタルピＨｉｎを計測器を用いて測定し、これらの
３つの物理量と、予め１つ仮定するキャリアンダー率Ｘ
ｃｕとをエネルギバランス式に適用して炉心流量Ｗｃを
計算することにより、炉心流量Ｗｃの値を精度よく知る
ことができる。即ち、原子炉圧力容器１の外に再循環ポ
ンプ１８とループ状の外部配管１９とを有する型式の沸
騰水型原子炉においても、キャリアンダー率Ｘｃｕの不
確かさを５〜１０分の１に低減し、炉心流量Ｗｃの計算
値の精度を大きく改善することができる。

【００７０】

【発明の効果】以上のように、本発明によれば、沸騰水
型原子炉の炉心流量の計測演算値を、再循環ポンプ特性
に依存する必要なく、より高い精度で得ることができ
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉の炉
心流量計測演算システムの処理手順を示すフローチャー
ト。

【図２】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉の炉
心流量計測演算システムの演算要素および演算種類等を
示す系統図。

【図３】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内における冷
却材の流れ様式を示す説明図。

【図４】出口クオリティとキャリアンダー率の相関デー
タの一例を示すグラフ。

【図５】炉心流量とキャリアンダー率の相関データの一
例を示すグラフ。

【図６】原子炉圧力容器に再循環ポンプを内蔵する型式
の沸騰水型原子炉の構成図。

【図７】原子炉圧力容器の外に再循環ポンプと外部配管
を有する型式の沸騰水型原子炉の構成図。

【符号の説明】

１ 原子炉圧力容器 ２ 炉心 ３ 気水分離器 ４ 再循環ポンプ ５ タービン ６ 発電機 ７ 主蒸気管 ８ 復水器 ９ 給水配管 １０ 給水ポンプ １１ 再循環ポンプ前後間差圧計測配管 １２ 再循環ポンプ回転計 １３ 炉心流量演算手段 １４ 気水分離器下降流の流れ １５ 給水の流れ １６ 炉心入口部の冷却材の流れ １７ 主蒸気の流れ １８ 再循環ポンプ １９ 外部配管

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 原 貴 東京都千代田区内幸町一丁目１番３号 東 京電力株式会社内 (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 曽根田 秀夫 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所原子力事業部内 Ｆターム(参考） 2G075 AA03 CA08 CA40 DA05 FB15 FC06 GA21

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器への給水流量、この給水
   のエンタルピおよび前記原子炉圧力容器の炉心入口の冷
   却材エンタルピを計測するステップと、前記原子炉圧力
   容器内の気水分離器からの冷却材下降流に含まれる蒸気
   割合としてのキャリアンダー率を仮定するステップと、
   これら各計測値と仮定値とを演算手段に入力するステッ
   プと、これらの入力値を演算要素として炉心出入口にお
   けるエネルギバランス式を用いて炉心流量を演算するス
   テップと、この演算によって求められた炉心流量と前記
   給水流量とに基づいて炉心出口の気液二層に含まれる蒸
   気割合としての出口クオリティを演算するステップと、
   この演算によって求められた出口クオリティと前記炉心
   流量とに基づいて、これら両者の関数として示される前
   記キャリアンダー率についての相関式からキャリアンダ
   ー率を演算するステップと、この演算により求められた
   キャリアンダー率と前記仮定されたキャリアンダー率と
   を比較して両者の差が一定値以下であるか否かを判断す
   るステップと、これら両キャリアンダー率の差が一定値
   以下でない場合にはその差を縮小する方向で新たにキャ
   リアンダー率を仮定して再入力を行うステップとを備
   え、前記差が一定値以下となるまで前記演算を繰り返
   し、その差が一定値以下となった場合のキャリアンダー
   率を採用して前記炉心流量を求めることを特徴とする沸
   騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム。
2. 【請求項２】 前記沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器
   に再循環ポンプを内蔵する型式、または原子炉圧力容器
   の外に再循環ポンプと外部配管とを設置する型式のもの
   であり、前記エネルギバランス式は、炉心流量をＷｃ、
   給水流量をＷｆｗ、その給水のエンタルピをＨｆｗ、炉
   心入口部の冷却材エンタルピをＨｉｎとしたとき、 【数１】 で示される方程式である請求項１記載の沸騰水型原子炉
   の炉心流量計測演算システム。
3. 【請求項３】 前記沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器
   に再循環ポンプを内蔵する型式、または原子炉圧力容器
   の外に再循環ポンプと外部配管とを設置する型式のもの
   であり、前記キャリアンダー率の演算を行うための相関
   式は、前記キャリアンダー率をＸｃｕ、前記炉心流量の
   関数をｆ（Ｗｃ）、前記出口クオリティの関数をｇ（Ｘ
   ｅ）としたとき、 【数２】 で示される式である請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉
   心流量計測演算システム。
4. 【請求項４】 前記沸騰水型原子炉が原子炉圧力容器の
   外に再循環ポンプと外部配管とを設置する型式のもので
   ある場合、前記キャリアンダー率Ｘｃｕを求める相関式
   は、前記炉心流量をＷｃ、前記給水流量をＷｆｗ、その
   給水のエンタルピをＨｆｗ、前記給水分離器からの下降
   流のエンタルピをｈｆｇとしたとき、 【数３】 で示される方程式である請求項３記載の沸騰水型原子炉
   の炉心流量計測演算システム。
5. 【請求項５】 前記沸騰水型原子炉が原子炉圧力容器に
   再循環ポンプを内蔵する型式のものである場合、前記炉
   心入口部の冷却材エンタルピを求めるための計測器とし
   て、複数台の局所出力モニタの配管に内蔵した温度計を
   適用する請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉心流量計測
   演算システム。