JP4363870B2 - 沸騰水型原子炉内監視方法 - Google Patents

沸騰水型原子炉内監視方法 Download PDF

Info

Publication number
JP4363870B2
JP4363870B2 JP2003074026A JP2003074026A JP4363870B2 JP 4363870 B2 JP4363870 B2 JP 4363870B2 JP 2003074026 A JP2003074026 A JP 2003074026A JP 2003074026 A JP2003074026 A JP 2003074026A JP 4363870 B2 JP4363870 B2 JP 4363870B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
void
cross
time
correlation function
fuel
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
JP2003074026A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2004279333A (ja
Inventor
治 嗣 森
野 勝 海
本 茂 兼
本 光 広 榎
畑 茂 男 江
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Tokyo Electric Power Co Inc
Original Assignee
Toshiba Corp
Tokyo Electric Power Co Inc
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Tokyo Electric Power Co Inc filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2003074026A priority Critical patent/JP4363870B2/ja
Publication of JP2004279333A publication Critical patent/JP2004279333A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP4363870B2 publication Critical patent/JP4363870B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の炉内の燃料チャンネルの流動状態の異常監視方法に関する。
【0002】
【従来の技術】
図10は、一般的な沸騰水型原子炉の構造の概要を示す図であり、原子炉圧力容器1内には、炉心支持板と上部格子板間に格子状に保持された多数体の燃料集合体からなる炉心部2が設置されており、その炉心部2の外周に上記炉心部2を取り囲むようにシュラウド3が設けられている。原子炉圧力容器1と上記シュラウド3との間には環状間隙が形成され、その環状間隙によりダウンカマ4が構成されており、そのダウンカマ4の下部には、原子炉内循環系ポンプとして8〜12台の循環ポンプ5のポンプ部Pが組み込まれている。そして、これらの循環ポンプ5により原子炉圧力容器内の冷却材が炉心部2に供給され、強制循環される。
【0003】
炉心部2で加熱された冷却材は蒸気となり、シュラウド3の上方に立設された多数本の気水分離器6で気液分離され、さらに蒸気乾燥器7を通過して乾燥し、乾燥蒸気となる。乾燥蒸気は主蒸気管8から流出してタービン(図示せず)へ送られ、そのタービンの回転により発電機が駆動される。
【0004】
タ一ビンで仕事をした蒸気は復水器で凝縮されて復水となり、復水は復水浄化系を通って浄化され、給水系を通して給水管9から原子炉圧力容器1内に流入する。原子炉圧力容器1内に流入した給水、つまり冷却材は、ダウンカマ4を下降し、循環ポンプ5により再び昇圧され炉心部2に供給される。
【0005】
図11(a)は上記沸騰水型原子炉の炉心部2の平面図であり、炉心部2内には複数の燃料集合体10が格子状に装荷されており、4本の燃料集合体10の中央部には制御棒11が配設されている。上記燃料集合体10は、上部タイプレート及び下部タイプレートに両端が保持された複数の燃料棒を燃料スペーサにより収束するとともに、その燃料棒の束を約15cm四方、4m長さの燃料チャンネルボックスにより被覆することにより構成されており、上記燃料チャンネルボックス内に流入した冷却材が燃料チャンネルボックス内の燃料棒の間を上方に流れ、ウラン燃料の燃焼により加熱され、途中から沸騰状態(二相流)となる。
【0006】
ところで、図11(a)に示すように、4体の燃料集合体10の間には炉内の出力を監視するための中性子計装管12が挿入されており、その各中性子計装管12内には、図11(b)に示すように約1mの間隔で4個の検出器12a、12b、12c、12dが挿入されている。この中性子計装管12は燃料チャンネルボックスのコーナー部の間に挿入されているため、4体の異なる燃料チャンネルボックスに囲まれている。また、この検出器の出力信号は、周辺を通過する燃料チャンネルボックス内のボイドにより、常時小さく揺らいでいる。このため、上下に離れた検出器の出力信号の相互相関関数を求めると、ボイドの検出器間の伝播時間に対応した場所に、相関の大きい場所が観測され、そのピークの位置から、ボイド移動時間を計測することが可能になる。
【0007】
一方、この中性子検出器は、上述のように、4体の異なる燃料チャンネルに囲まれており、原理的には、4つの異なるボイド移動時間を、この相互相関関数から計測できることになる。もし、このボイド移動時間がわかれば、各燃料チャンネルの熱水力モデルと組み合わせることで、燃料チャンネルの入口流量を間接的に推定でき、この燃料チャンネルの流路閉塞などの異常監視に役立てることができる。
【0008】
従来、このチャンネル入口流量の監視方法は、非特許文献1,及び特許文献1或いは2等により提案されている。すなわち、上記非特許文献1記載のものは、二つの中性子検出器の出力信号に、バンドパスフィルターをかけて、ボイド移動に関して最も感度の良い周波数帯域を取り出し、その相互相関関数に見られるピークから、ボイド速度を出すものである。周辺4体の燃料チャンネルのうちの一つが流路閉塞を起こしたとすると、残り3体の燃料チャンネル内とかなり異なるボイド速度になると考えられるため、相互相関関数に対応する新しいピークが出現する。したがって、相互相関関数のボイド移動時間に相当する時間のピークの詳細形状を監視することで、燃料チャンネルの閉塞を監視できることになる。しかしながら、この方法では、燃料チャンネルの閉塞量が少ない場合、他の正常な燃料チャンネルのボイド移動速度に対応したピークと区別できにくくなること、さらに、正常時でも、制御棒の挿入状態に依存して、検出器の周辺4体の燃料チャンネルの出力分布が異なり、ボイド移動時間も異なるため、これらと実際の閉塞状態を識別することは困難である。
【0009】
一方、燃料チャンネルの熱水力モデルと、前記の相互相関関数から求めたボイド移動時間を組み合わせて、炉心の総流量と、検出器周辺のチャンネル入口流量を推定する方法(特許文献1及び特許文献2参照)も提案されているが、これは、燃料チャンネルの圧力損失などの基本情報は、設計値を用いており、チャンネル閉塞といった異常状態を検出する方法として、十分に最適化されたものではなく、チャンネル閉塞の検知手法としては十分なものではない。
【0010】
【特許文献1】
特開平10−10276号公報
【特許文献2】
特開平10−115693号公報
【非特許文献1】
Y.Anodh, N.naito, S.Kanemoto, F.Yamamoto, K.Ikeda, K.Kwai,
Y.Hasimoto, 「Developmento of BWR Plant Diagnosis System
using Noise Analysis」, Journal of Nuclear Science and
Technology, Vol.20, No.9 (1983)P.777 fig.9
【0011】
【発明が解決しようとする課題】
このように、従来の燃料チャンネル流路の閉塞監視方法は、その推定精度が最適化されたものではなく、実際の応用に供するには、監視精度が十分ではないという問題があった。
【0012】
本発明は、このような点に鑑み、注目する中性子計装管の2つの検出器の揺らぎ信号の相互相関関数の形状の特徴と、計装管周辺の4体の燃料チャンネルのボイド分布とボイド速度情報の両方を活用して、実用に耐え得る計測精度での、燃料チャンネル閉塞監視方法を提供することを目的とする。
【0013】
【課題を解決するための手段】
上記の目的を達成するため、請求項1に係る発明は、同一計装配管内に垂直方向に配置された2つの検出器からの信号により、特定の周波数帯域の変動成分を抽出し相互相関関数を計算するステップと、その相互相関関数のピークから2つの検出器間のボイド移動時間を算出するステップと、プロセス計算機により算出された原子炉炉心の出力分布と燃料チャンネル入口流量ならびに入口温度から熱水力モデルを用いて、前記検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度を算出し、そのボイド移動速度から上記4体の燃料チャンネルにおける前記検出器間の一つの平均ボイド移動時間を算出するステップと、上記算出された平均ボイド移動時間を前記相互相関関数から得られたボイド移動時間と比較し前記ボイド移動時間の偏差を算出するステップと、前記ボイド移動時間の偏差を、燃料チャンネルの種類と周辺の制御棒状態に応じてグループ分けして、その中の特定のグループ内の平均的な時間変化を求め、その平均的な時間変化で、残りの全燃料チャンネルのボイド移動時間の偏差の時間変化を補正するステップを有し、前記補正された偏差の時間変化を監視することで、燃料チャンネルを流れる流量の異常を検出して警報を発生することを特徴とする。
【0016】
請求項に係る発明は、同一計装配管内に垂直方向に配置された2つの検出器からの信号により、特定の周波数帯域の変動成分を抽出し相互相関関数を計算するステップと、その相互相関関数のピークから2つの検出器間のボイド移動時間を算出するステップと、プロセス計算機により算出された原子炉炉心の出力分布と燃料チャンネル入口流量ならびに入口温度から熱水力モデルを用いて、前記検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度を算出し、そのボイド移動速度から前記検出器間の上記4体の燃料チャンネルの一つの平均ボイド移動時間を算出するステップとを有し、相互相関関数から得られるボイド移動時間を縦軸に、熱水力モデルから算出される平均ボイド移動時間を横軸にとって、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれのボイド移動時間を表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする。
【0017】
請求項に係る発明は、同一計装配管内に垂直方向に配置された2つの検出器からの信号により、特定の周波数帯域の変動成分を抽出し相互相関関数を計算するステップと、その相互相関関数のピークから2つの検出器間のボイド移動時間を算出するステップと、プロセス計算機により算出された原子炉炉心の出力分布と燃料チャンネル入口流量ならびに入口温度から熱水力モデルを用いて、前記検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度を算出し、そのボイド移動速度から前記検出器間の上記4体の燃料チャンネルの一つの平均ボイド移動時間を算出するステップとを有し、相互相関関数のピークの半値幅の時間間隔を求めるとともに、熱水力モデルから得られる中性子検出器周辺4体の燃料チャンネルのボイド移動時間の分散値を求め、この半値幅を縦軸にとり、分散値を横軸にとって、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする。
【0018】
請求項に係る発明は、請求項に係る発明において、相互相関関数の半値幅の代わりに、自己相関関数で規格化された相互相関関数のピーク値そのものを用い、横軸としては同じ分散値を用いて、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする。
【0019】
請求項に係る発明は、請求項に係る発明において、縦軸の相互相関関数の半値幅に代えて、自己相関関数で規格化された相互相関関数のピークの周辺の複数個の値の主成分分析を行い、その主軸への射影値を用い、横軸の4つの燃料チャンネルのボイド移動時間の分散値に代えて、4つのボイド移動時間の主成分分析を行い、その主軸への射影値を用いて、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする。
【0020】
請求項に係る発明は、請求項1乃至のいずれかに係る発明において、熱水力モデルを用いて算出された検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度から、検出器間のボイド移動時間を4体の燃料チャンネルについてそれぞれ算出し、算出された4体のボイド移動時間を重み付け平均して一つのボイド移動時間を算出することを特徴とする。
【0021】
請求項に係る発明は、請求項1乃至のいずれかに係る発明において、相互相関関数のピークの時間から2つの検出器間のボイド移動時間を算出する代わりに、相互スペクトル密度の位相の傾きからボイド移動速度を求めることを特徴とする。
【0022】
請求項に係る発明は、請求項乃至のいずれかに係る発明において、2次元平面上の表示において、中性子検出器周辺の燃料チャンネルの種類、並びに、周辺制御棒の挿入状態に応じてデータをグループ分けし、そのグループに応じて色を変えて表示し、特異な挙動をする燃料チャンネルを見つけやすくすることを特徴とする。
【0023】
【発明の実施の形態】
以下、添付図面を参照して本発明の実施の形態について説明する。
各中性子計装管(LPRM計装管)12は、図1(a)に示すように、4体の燃料チャンネル10に囲まれており、その燃料チャンネル10内を流れる二相流が、中性子検出器(LPRM)12a、12b、12c、12dの側を通過する際に熱中性子の減速過程に影響を与えることで、検出器の揺らぎ信号として観測される。燃料チャンネル10内の二相流の状態は、熱出力分布と燃料チャンネル入口流量、並びに入口冷却材温度を与えると、熱水力モデルを用いて、図1の(b)、(c)に示すように、燃料チャンネル内のボイド分布と、ボイド速度、液相速度及び液相とボイドの混合速度であるボイド伝播速度の分布を計算することができる。この燃料チャンネル内の出力分布や入口流量は、チャンネル毎に異なるため、4体の燃料チャンネルは、それぞれ異なるボイド分布と速度分布を持っていることになり、LPRMの出力ゆらぎ信号に含まれる二相流の情報には、4体の異なる状態に対応する4種類の異なる情報が含まれていることになる。
【0024】
そこで、BWR炉内に配置された複数のLPRMの内、同一計装配管内に垂直方向に配置された二つの検出器、例えば12c、12dからの信号x(t),y(t)に、特定の周波数帯域の変動成分を抽出するバンドパスフィルターを通して、二相流の移動情報を主に含む周波数成分のゆらぎ信号を抽出し、さらに両信号の相互相関関数C(τ)を(1)式により計算する。
【数1】
Figure 0004363870
ここで、t:時間、τ:遅れ時間
【0025】
この相互相関関数には、図2に示すように、二相流のボイド移動速度に対応した遅れ時間τの位置にピークが存在するが、そのピークから2つの検出器間のボイド移動時間を算出する。更に、プロセス計算機により算出された原子炉炉心の出力分布と燃料チャンネル入口流量ならびに入口温度から熱水力モデルを用いて、前記検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度を算出し、そのボイド移動速度から前記検出器間のボイド移動時間を4体の燃料チャンネルについてそれぞれ算出し、算出された4体の燃料チャンネルの該当する検出器間のボイド移動時間を、次のような式(2)で重み付け平均をして一つのボイド移動時間τAVR を算出する。
【数2】
Figure 0004363870
ここで、α はボイド率、vはボイド速度、τはボイド移動時間、pは経験的に定める重み定数で通常0.5を用いる。
【0026】
こうして得られた計算によるボイド移動時間τAVR を、前記相互相関関数から得られたボイド移動時間と比較して、一定値以上の差があれば、注目する検出器周辺の燃料チャンネル流量に異常があることを知らせる警報を発生する
図3は、上記実施の形態のブロック図であり、前述のように、同一計装管内の2個の原子炉の中性子束信号(LPRM信号)から、バンドパスフィルターを通して、ボイド移動速度に関連する成分(通常、2−30Hz)を抽出し、2信号の規格化相互相関関数を計算する。そして、この規格化相互相関関数の形から、ピーク遅れ時間を算出し、時間変化記憶装置に保存する。また、プロセス計算機から得られる、熱出力分布、燃料チャンネル入口流量、冷却材入口温度などから、熱水力モデルを用いて、当該LPRM計装管の周辺4体の燃料チャンネル内の二相流状態として、ボイド分布、ボイド速度分布、液相速度分布を求め、さらに、LPRM検出器間の遅れ時間の計算値を求める。この計算値を前記記憶装置に記憶させる。これらの操作は、炉心の全LPRM計装管を対象に、定期的に行ってデータとして蓄え、その時間変化の傾向を監視できるよう表示する。この偏差で特異なものがあれば、これから当該LPRM計装管の周辺4体のいずれかの燃料チャンネルに閉塞が起きていることを判断でき、警報等を発生させる。
【0027】
ところで、上記実施の形態においては相互相関関数から得られたボイド移動時間を使用したものを示したが、相互相関関数の代わりに、相互スペクトル密度の位相の傾きからボイド移動速度を求めることもできる。ここで、相互スペクトル密度CPSD(ω)は、2つの検出器の信号を x(t),y(t)とし、それを周波数変換した値を x(ω)、y(ω)としたとき、下記で求められる。
【数3】
Figure 0004363870
この複素数の位相部分を周波数の関数としてプロットすると、図4のように、ボイド移動時間に比例した傾きで位相が変化するため、この傾きから、ボイド移動時間を求めることができる。
【0028】
図5は、図3に示す実施の形態に対する他の実施形態を示す図であり、図3の実施形態に対して、特定の健全と仮定できる燃料チャンネルのグループを抽出し、その遅れ時間の偏差の平均を求め、この傾向変化を他の燃料チャンネルの流量偏差から差し引くようにしたものである。この場合、流量偏差のドリフトに隠された、本来の異常をより高感度に見つけるることができる。
【0029】
すなわち、炉心内の複数のLPRM計装管の周辺ごとの燃料チャンネルのボイド移動時間の偏差を、燃料チャンネルの種類と周辺の制御棒状態に応じてグループ分けして、その中の特定のグループ内の平均的な時間変化を求め、その平均的な時間変化で、残りの全燃料チャンネルのボイド移動時間の偏差の時間変化を補正し、その補正された偏差の時間変化を監視することで、燃料チャンネルを流れる流量の異常を検出して警報を発生する。
【0030】
BWR炉心は、通常、対称系で運用されているため、類似の特性をもった燃料チャンネルが複数存在する。また、燃料交換の時期に応じて、異なるタイプの燃料が配置されることもある。これらは、その特徴に応じて、少数のグループに分類することが可能なため、このグループ毎に求めたボイド移動時間の特性は、同じような履歴をたどることになる。この少数のグループのうちの一つを標準状態と仮定し、そのチャンネルのボイド移動時間の偏差の傾向変化を基準として、他の全ての全燃料チャンネルにおけるボイド移動時間の偏差を前記のように補正することで、通常、運転の経過による燃焼の進行や制御棒位置の変化による偏差の傾向変化を相殺して、予想外の偏差、すなわち、想定外のチャンネル閉塞による入り口流量の変化を検出することが可能になる。
【0031】
また、前述のように燃料チャンネルのボイド移動時間を重み付け平均をして算出された一つのボイド移動時間と、前記相互相関関数から得られたボイド移動時間とを比較して、両者が一致するまで前記熱水力モデルの入力である燃料チャンネル入口流量を変更することで、2つの検出器間のボイド移動時間に相当する燃料チャンネル入口流量を推定し、さらにここで得られた推定入口流量と、前記プロセス計算機により算出された燃料チャンネル入口流量の偏差をとり、その時間変化を監視することで、燃料チャンネルを流れる流量の異常を検出して警報を発生させるようにすることもできる。
【0032】
また、図6に示すように、相互相関関数から得られるボイド移動時間を縦軸に、熱水力モデルから算出されるボイド移動時間を横軸にとって、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれのボイド移動時間を表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生するようにすることもできる。図6に示すように、ボイド移動時間の計測値と計算値は、正常状態であれば、Y=Xの直線状に、燃料の種類に応じてかたまった状態で、いくつかのグループに分類できる。したがって、2次元上に表示したグラフで、類似度をデータ間のユークリッド距離、すなわち、
【数4】
Figure 0004363870
で定義すると、クラスター分析の標準的な手法で、図6に示すように、複数のデータを、その類似度に応じてグルーピングすることができる。このとき、チャンネル閉塞のような想定外の異常が発生したとすると、図6のグループCのように、他のグループと離れた位置にデータが出現することと、計算値と計測値がY=Xの直線から離れるという特徴が現れることで、その異常を検知することが可能になる。
【0033】
また、異状が発生した場合には相互相関関数のパターンが変化することを利用して、上記相互相関関数のピークの時間から得られるボイド移動時間に代えて、図7に示すようなピークの半値幅の時間間隔を求めるとともに、熱水力モデルから得られる中性子検出器周辺4体の燃料チャンネルのボイド移動時間の分散値を求め、この半値幅を縦軸にとり、分散値を横軸にとって、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を、図6と同じように、2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生するようにすることもできる。ここで、周辺4体の燃料チャンネルのボイド移動時間の分散値については、(2)式のτAVRを用いて、次のように定義される。
【数5】
Figure 0004363870
また、この分散値の代わりに、単純に、
【数6】
Figure 0004363870
という、4つのボイド移動時間の計算値の最大と最小の差を用いることも可能である。
【0034】
さらに、相互相関関数の半値幅の代わりに、自己相関関数で規格化された相互相関関数のピーク値そのものを用い、横軸としては同じ分散値を用いて、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生させることもできる。ここで、規格化された相互相関関数とは、次のように定義される。
【数7】
Figure 0004363870
【0035】
この相互相関関数のピークの時間は、先に述べたボイド移動時間の計測値に相当するが、ピークの値そのものも、LPRM周辺の4体の燃料チャンネル内のボイド移動時間が似た値の場合は大きくなり、それぞれが異なる値の場合は、相関が少なくなるため、小さくなる。従って、検出器周辺4体の二相流の状態がそろっているか、または、そろっていないかの指標となる。
【0036】
縦軸の相互相関関数の半値幅に代えて、自己相関関数で規格化された相互相関関数のピークの周辺の複数個の値の主成分分析を行い、その主軸への射影値を用い、横軸の4つの燃料チャンネルのボイド移動時間の分散値に代えて、4つのボイド移動時間の主成分分析を行い、その主軸への射影値を用いて、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することもできる。主成分分析は、多次元の状態空間のデータを、そのパワーの大きい成分に沿った軸に投影する線形変換であるが、固有値最大の軸(主軸)への射影値を用いることで、多次元空間の複数の値からなるデータを、単一の値へ変換することができる。前記の相互相関関数のピーク周辺の複数のデータは、その周辺4体の燃料チャンネル内の二相流の状態を代表しているが、これを、主成分分析で単一の値に変換し、さらに、解析モデルににより得られた4体の燃料チャンネルのボイド移動時間を、同様の主成分分析で単一の値に変換する。なお、この主成分分析は、プラントの立ち上げ時など正常と仮定できる基準状態で得られた、炉心の全LPRM計装管のデータを用いて行い、その際の射影変換係数をその後の監視で共通して用いる。こうして求まった二つの射影値を、図6と同じような方法で表示し、グルーピングすることで、想定外のチャンネル閉塞異常を検知することが可能になる。前記の、ボイド移動速度の分散値や、相互相関関数の半値幅は、物理的に、ボイド速度のばらつきに相当する意味を持っているのに対して、主成分分析により求まった射影値は、物理的な意味を持たないことが欠点ではあるが、逆に、データに含まれているボイド移動速度に関する情報を最大限に引き出す手法であり、想定外の異常状態を一番感度良く抽出することができる方法と言うことができる。
【0037】
また、2次元平面上の表示において、中性子検出器周辺の燃料チャンネルの種類、ならびに、周辺制御棒の挿入状態に応じてデータをグループ分けし、そのグループに応じて色を変えて表示し、特異な挙動をする燃料チャンネルを見つけやすくすることもできる。
【0038】
図8は、さらに他の実施形態を示したもので、同一計装管内の2個の原子炉の中性子束信号(LPRM信号)を入力し、バンドパスフィルターを通して、ボイド移動速度に関連する成分(通常、2−30Hz)を抽出し、2信号の規格化相互相関関数を計算する。さらに、この規格化相互相関関数の形から、ピーク遅れ時間、両側半値幅、片側半値幅、ピーク値、主成分射影値などの特徴量を算出し、データベースに保存する。また、プロセス計算機から得られる、熱出力分布、燃料チャンネル入口流量、冷却材入口温度などから、熱水力モデルを用いて、当該LPRM計装管の周辺4体の燃料チャンネル内の二相流状態として、ボイド分布、気相・液相速度分布を求め、さらに、LPRM検出器間の遅れ時間の計算値を求める。この遅れ時間は、周辺4体に対応して4つの異なる値が得られるが、この平均値と分散値を、(2)式と(5)式に基づいて求めるほか、主成分分析による主軸への射影値も求めて、データベースに保存する。
【0039】
これらの算出は、炉心の全LPRM計装管を対象に、定期的に行ってデータとして蓄え、その時間変化の傾向を監視できるよう表示する。
【0040】
次に、相互相関関数から得られる特徴量と、熱水力モデルから得られる特徴量を、図10のような形で2次元平面に表示し、さらに、その平面状で、個々のデータ間の距離を定義してクラスター分析を行うことで、少数のグループに分類し、色や形で識別して表示する。また、データの距離に基づく分類ではなく、燃料タイプや、周辺の制御棒の状態に応じて、各計装管周辺のデータを分類して、その分類されたグループ毎に色や形を変えて、図10と同じ形式で表示することも可能である。本発明の目的である燃料チャンネル閉塞の検知は、この2次元表示の中で、特異な位置を占めるデータを見つけることで可能となる。
【0041】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明の沸騰水型原子炉の炉内監視方法においては、注目する中性子計装管の2つの検出器の揺らぎ信号の相互相関関数の形状の特徴量と、計装管周辺の4体の燃料チャンネルの熱水力モデルによる解析から求まるボイド移動時間に相当する情報の両方を比較して監視するようにしたので、LPRM検出器のゆらぎ信号には周辺4体の異なるボイド移動時間に関する情報が混在しているにかかわらず、従来に比べて、より良い精度でチャンネル流量閉塞を検知することができ、燃料チャンネル閉塞監視を効果的に行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】(a)は、本発明の対象とする中性子検出器の計測位置と周辺の燃料チャンネルとの関係位置を示す図、(b)および(c)は、燃料チャンネル内での熱出力、二相流状態の分布、液相速度、ボイド速度、ボイド伝播速度を示す図。
【図2】相互相関関数の形状と、ボイド移動時間を計測するピーク位置を示す図。
【図3】本発明のチャンネル流量閉塞監視方法を示すブロック図。
【図4】相互スペクトル密度の位相の傾きを示す説明図。
【図5】本発明におけるチャンネル流量閉塞監視方法の他の例を示すブロック図。
【図6】ボイド移動時間の計算値と計測値を二次元平面状にプロットし、グループ化して分類表示した例を示す図。
【図7】相互相関関数の形状と、ボイド移動情報に関する特徴量を示す図。
【図8】本発明におけるチャンネル流量閉塞監視方法のさらに他の例を示すブロック図。
【図9】チャンネル流量閉塞の監視方法における特徴量を2次元表示し、グループ化して分類表示した図。
【図10】沸騰水型原子炉の概略構成を示す断面図。
【図11】(a)は炉心の一部断面平面図、(b)は中性子計装管における検出器の配置位置を示す図。
【符号の説明】
10 燃料集合体
11 制御棒
12 中性子計装管
12a、12b、12c、12d 検出器

Claims (8)

  1. 同一計装配管内に垂直方向に配置された2つの検出器からの信号により、特定の周波数帯域の変動成分を抽出し相互相関関数を計算するステップと、
    その相互相関関数のピークから2つの検出器間のボイド移動時間を算出するステップと、
    プロセス計算機により算出された原子炉炉心の出力分布と燃料チャンネル入口流量ならびに入口温度から熱水力モデルを用いて、前記検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度を算出し、そのボイド移動速度から上記4体の燃料チャンネルにおける前記検出器間の一つの平均ボイド移動時間を算出するステップと、
    上記算出された平均ボイド移動時間を前記相互相関関数から得られたボイド移動時間と比較し前記ボイド移動時間の偏差を算出するステップと、
    前記ボイド移動時間の偏差を、燃料チャンネルの種類と周辺の制御棒状態に応じてグループ分けして、その中の特定のグループ内の平均的な時間変化を求め、その平均的な時間変化で、残りの全燃料チャンネルのボイド移動時間の偏差の時間変化を補正するステップを有し、
    前記補正された偏差の時間変化を監視することで、燃料チャンネルを流れる流量の異常を検出して警報を発生することを特徴とする沸騰水型原子炉炉内監視方法。
  2. 同一計装配管内に垂直方向に配置された2つの検出器からの信号により、特定の周波数帯域の変動成分を抽出し相互相関関数を計算するステップと、
    その相互相関関数のピークから2つの検出器間のボイド移動時間を算出するステップと、
    プロセス計算機により算出された原子炉炉心の出力分布と燃料チャンネル入口流量ならびに入口温度から熱水力モデルを用いて、前記検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度を算出し、そのボイド移動速度から前記検出器間の上記4体の燃料チャンネルの一つの平均ボイド移動時間を算出するステップとを有し、
    相互相関関数から得られるボイド移動時間を縦軸に、熱水力モデルから算出される平均ボイド移動時間を横軸にとって、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれのボイド移動時間を表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする、沸騰水型原子炉炉内監視方法。
  3. 同一計装配管内に垂直方向に配置された2つの検出器からの信号により、特定の周波数帯域の変動成分を抽出し相互相関関数を計算するステップと、
    その相互相関関数のピークから2つの検出器間のボイド移動時間を算出するステップと、
    プロセス計算機により算出された原子炉炉心の出力分布と燃料チャンネル入口流量ならびに入口温度から熱水力モデルを用いて、前記検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度を算出し、そのボイド移動速度から前記検出器間の上記4体の燃料チャンネルの一つの平均ボイド移動時間を算出するステップとを有し、
    相互相関関数のピークの半値幅の時間間隔を求めるとともに、熱水力モデルから得られる中性子検出器周辺4体の燃料チャンネルのボイド移動時間の分散値を求め、この半値幅を縦軸にとり、分散値を横軸にとって、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする、沸騰水型原子炉炉内監視方法。
  4. 相互相関関数の半値幅の代わりに、自己相関関数で規格化された相互相関関数のピーク値そのものを用い、横軸としては同じ分散値を用いて、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする、請求項記載の沸騰水型原子炉炉内監視方法。
  5. 縦軸の相互相関関数の半値幅に代えて、自己相関関数で規格化された相互相関関数のピークの周辺の複数個の値の主成分分析を行い、その主軸への射影値を用い、横軸の4つの燃料チャンネルのボイド移動時間の分散値に代えて、4つのボイド移動時間の主成分分析を行い、その主軸への射影値を用いて、炉心全体の中性子検出器に関するそれぞれの値を2次元上に表示し、2次元上に表示された複数のデータを、相互の距離に基づいてグループ化し、特異な挙動を示す燃料チャンネルを検出し警報を発生することを特徴とする、請求項記載の沸騰水型原子炉炉内監視方法。
  6. 熱水力モデルを用いて算出された検出器周辺の4体の燃料チャンネルの内部のボイド移動速度から、検出器間のボイド移動時間を4体の燃料チャンネルについてそれぞれ算出し、算出された4体のボイド移動時間を重み付け平均して一つのボイド移動時間を算出することを特徴とする、請求項1乃至のいずれかに記載の沸騰水型原子炉炉内監視方法。
  7. 相互相関関数のピークの時間から2つの検出器間のボイド移動時間を算出する代わりに、相互スペクトル密度の位相の傾きからボイド移動速度を求めることを特徴とする、請求項1乃至のいずれかに記載の沸騰水型原子炉炉内監視方法。
  8. 2次元平面上の表示において、中性子検出器周辺の燃料チャンネルの種類、ならびに、周辺制御棒の挿入状態に応じてデータをグループ分けし、そのグループに応じて色を変えて表示し、特異な挙動をする燃料チャンネルを見つけやすくすることを特徴とする、請求項乃至のいずれかに記載の沸騰水型原子炉炉内監
    視方法。
JP2003074026A 2003-03-18 2003-03-18 沸騰水型原子炉内監視方法 Expired - Fee Related JP4363870B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003074026A JP4363870B2 (ja) 2003-03-18 2003-03-18 沸騰水型原子炉内監視方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003074026A JP4363870B2 (ja) 2003-03-18 2003-03-18 沸騰水型原子炉内監視方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2004279333A JP2004279333A (ja) 2004-10-07
JP4363870B2 true JP4363870B2 (ja) 2009-11-11

Family

ID=33289775

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2003074026A Expired - Fee Related JP4363870B2 (ja) 2003-03-18 2003-03-18 沸騰水型原子炉内監視方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP4363870B2 (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7424412B2 (en) * 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
JP5190282B2 (ja) * 2008-03-06 2013-04-24 株式会社テプコシステムズ Lprm信号ケーブル誤接続判定方法および装置
JP5260407B2 (ja) * 2009-05-25 2013-08-14 株式会社テプコシステムズ 起動時lprm信号ケーブル誤接続判定方法および装置

Also Published As

Publication number Publication date
JP2004279333A (ja) 2004-10-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2064626B1 (en) Kernel-based method for detecting boiler tube leaks
US4774049A (en) Two and three dimensional core power distribution monitor and display
JP2593177B2 (ja) 燃料集合体の安定性制御方法
Thie Core motion monitoring
WO2011142383A1 (ja) 原子炉の出力監視装置
KR20150085023A (ko) 원자로 용기 내 검출기 출력 신호를 입증하는 방법
US5682410A (en) Method for determining core flow rate and water temperature/density in boiling water reactor
Lee et al. Numerical investigation of turbulent flow in an annular sector channel with staggered semi-circular ribs using large eddy simulation
JPH02247599A (ja) 沸騰水型原子炉における炉心流量測定値の精度向上
JP4363870B2 (ja) 沸騰水型原子炉内監視方法
CN111727352B (zh) 评估热交换器结垢的方法
JP4669412B2 (ja) 自然循環式沸騰水型原子炉における原子炉炉心性能計算方法と原子炉炉心性能計算装置
Zhang et al. A multi-dimensional dataset for two-phase instability in low pressure natural circulation based on direct transient local measurement
Manthey et al. Effect of throttling on the two-phase flow stability in an open natural circulation system
JP3564239B2 (ja) 原子炉炉心監視方法
JP5551356B2 (ja) 原子炉臨界判定データ収集装置
KR100991689B1 (ko) 증기 발생기 열수력적 불안정성 분석 및 광역수위 계측치를이용한 관 지지판 유로홈 막힘량의 정량적 진단방법
JP5398501B2 (ja) 原子炉
JP3886664B2 (ja) 炉内プロセス量測定装置
JP2777004B2 (ja) 原子炉内流量の測定方法およびその測定システム
JP4363788B2 (ja) 原子炉炉心冷却材流量計測方法
Umminger et al. Status, needs and perspectives in measuring of pressure drops
JP2521683B2 (ja) 原子炉の出力分布監視装置
JP2008175561A (ja) 沸騰水型原子炉の炉心流量計測装置および方法
Dempster et al. Multidimensional two-phase flow regime distribution in a PWR downcomer during an LBLOCA refill phase

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20051206

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20080414

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20090508

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20090630

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20090724

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20090818

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120828

Year of fee payment: 3

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees