JP4430627B2

JP4430627B2 - 沸騰水型原子炉の監視方法及びその監視プログラム

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Publication number: JP4430627B2
Application number: JP2006051765A
Authority: JP
Inventors: 雅哉大塚; 清志藤本; 椿　　正昭
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2006-02-28
Filing date: 2006-02-28
Publication date: 2010-03-10
Anticipated expiration: 2026-02-28
Also published as: JP2007232430A

Description

本発明は、主蒸気系で発生する圧力振動を監視するのに好適な沸騰水型原子炉の監視方法及びその監視プログラムに関する。

沸騰水型原子炉における主蒸気系での圧力振動の原因の一つとして音響共鳴に起因する圧力振動がある。言い換えれば、原子炉圧力容器の蒸気ドームから蒸気配管を通って高圧タービンに至る主蒸気系では、蒸気流体の流量変動に起因して圧力波が発生し、蒸気配管の系内を伝播して反射する。これによって、大振幅を持つ定在波（音響共鳴モード）が形成され、圧力振動の振幅が増幅する（つまり、共鳴振動する）可能性がある。特に、発電容量を増大した発電プラントにおいては、蒸気流量の増大に伴って蒸気流量の変動が大きくなるため、大きな音響共鳴を生じることがある。このような音響共鳴の現象は、発電プラントの配管構成や境界条件によって影響を受けるために発電プラントごとに振動特性が異なる。そのため、音響共鳴による振動の周波数、振幅、及び最大振幅の位置などを事前に予測することは困難である。

したがって、主蒸気系や各種機器の健全性を確保するためには、主蒸気系や各種機器の設計裕度を十分に大きく取って設計しておく必要がある。そこで、音響共鳴による圧力振動の増加によって生じる主蒸気系の配管及びバルブや各種機器の損傷を避けるために、主蒸気系の流路形状の適正化や構造強度の増大などの対策が採られており、このような事例及びその対策方法が例えば非特許文献１などに報告されている。

さらには、火力発電の分野において、ガスタービン燃焼室の音響振動を減衰させるためにヘルムホルツ共鳴管を利用した技術も非特許文献２などに開示されている。

NRC SPECIAL INSPECTION REPORT, 50-265/03-11 Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, April 2004, Vol.126 P.271-275

しかしながら、上記従来技術においては、音響共鳴によって発生する蒸気乾燥器の損傷時に、蒸気に混入して搬送される水分のキャリオーバを測定し、蒸気乾燥器に何らかの不具合が生じてそのキャリオーバが制限値以上の値になったら沸騰水型原子炉を停止している。つまり、蒸気乾燥器の損傷を未然に防ぐためのインタロック機構は備えられていない。なお、原子力発電プラントの増出力時に発生する主蒸気系配管の変動圧力、加速度、あるいは歪などの測定が行われ、それらの測定結果によって沸騰水型原子炉を停止する技術は存在するが、蒸気乾燥器の損傷を未然に防ぐような対策はなされていない。また、音響共鳴に起因する圧力振動によって生じる主蒸気系の破損を防止するために設計裕度を大きくとることは、発電プラントの設備コストを高騰させる要因となる。さらに、ヘルムホルツ共鳴管を用いてガスタービン燃焼室の音響振動を減衰させる技術が知られているものの、沸騰水型原子炉における主蒸気系の圧力振動を抑制するためにヘルムホルツ共鳴管を利用する技術としては応用されていない。

すなわち、従来技術においては、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器の損傷を未然に防止するために主蒸気系の圧力振動を監視及び制御する技術は未だ存在していない。

本発明は、以上のような事情に鑑みてなされたものであり、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させない沸騰水型原子炉の監視方法及びその監視プログラムを提供することを目的とする。

本発明による沸騰水型原子炉の監視方法は、原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンとを備えた沸騰水型原子炉の監視方法において、監視装置が、前記蒸気ドーム及び前記蒸気配管からなる蒸気系に設置された圧力センサからの変動圧力信号を監視することを特徴とする。

また、沸騰水型原子炉の監視方法は、監視装置が、前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析ステップと、前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析ステップと、前記解析ステップと前記測定信号分析ステップとで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定するステップと、前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析ステップの解析条件を変更するステップと、前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析ステップにより前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求めるステップと、前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求めるステップと、前記構造物が疲労許容応力に達するために必要な前記圧力センサの制限圧力振幅を求めるステップと、前記圧力センサの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、前記制限圧力振幅以下であるか否かを監視するステップとを含んで実行することが好ましい。

本発明によれば、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。

以下、本発明の実施の形態を図面を参照して説明する。
《概要》
本発明の沸騰水型原子炉は、主蒸気系における圧力振動の主たる要因が音響共鳴であることに着目し、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気乾燥器（ドライヤ）に加わる加振力を評価する。疲労評価により、疲労損傷しない音圧の制限値を決定し、その音圧の制限値を用いて実機の変動圧力を監視する。

《第１の実施形態》
図１は、第１の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。原子炉圧力容器１の内部では、炉心シュラウド２に囲まれたウラン燃料（図示せず）が核分裂したときに生成された熱エネルギによって給水３が加熱沸騰し、そこで発生した蒸気４は気水分離器５及び蒸気乾燥器（ドライヤ）６によって水分が除去された後、蒸気ドーム７の中へ流入する。なお、気水分離器５で除去された水分は再び給水３に混入される。一方、原子炉圧力容器１の内部で生成された蒸気４は、蒸気ドーム７から蒸気配管８を通って高圧タービン９へ流入してその高圧タービン９を高速回転させる。さらに、高圧タービン９から排気された蒸気４は湿分分離器１０を介して低圧タービン１１へ流入してその低圧タービン１１を高速回転させる。このとき、高圧タービン９及び低圧タービン１１と図示しない発電機は１軸で構成されているので、高圧タービン９及び低圧タービン１１の回転によって発電機を高速回転させて所望の電力を発生させる。

さらに、低圧タービン１１を通過した蒸気４は、復水器１２によって冷却され、水となって給水加熱器１３に供給される。給水加熱器１３を通過する水は所定の温度に予備加熱されて、ポンプ１２ａによって再び原子炉圧力容器１の内部に送り込まれる。このようにして給水３が循環しながら原子炉圧力容器１内で再び蒸気４となって高圧タービン９及び低圧タービン１１へ送り込まれて発電機を高速回転させる。

さらに、制御棒駆動装置１５に取り付けられた制御棒１６が原子炉圧力容器１の内部に挿入されている。この制御棒１６は制御棒駆動装置１５によって炉心シュラウド２の内部のウラン燃料の核分裂反応をコントロールして、原子炉圧力容器１内で生成させる蒸気４の発生量を制御している。

また、原子炉圧力容器１には、蒸気ドーム７の内部で発生した圧力振動を検出するための圧力センサ１７が取り付けられ、蒸気配管８には、その蒸気配管８の内部で発生した変動圧力を検出するための圧力センサ１８が取り付けられている。圧力センサ１７及び圧力センサ１８で検出されたそれぞれの変動圧力の信号は監視装置２０へ送信される。

図２は、第１の実施形態による沸騰水型原子炉の監視装置を示すブロック図である。監視装置２０は、外部装置（例えば、圧力センサ１７、圧力センサ１８、変動圧力を制御する制御装置４０、及び構造データ入力装置４１）との入出力のインターフェース部である入出力部２１と、実機変動圧力測定データを記憶する記憶部２２と、記憶部２２から所定のデータを抽出するデータ抽出部２３と、主蒸気系の共鳴周波数及び系内の音圧分布を求める音響解析部２４と、音響解析の解析条件を変更する解析条件変更部２５と、解析結果と実機変動圧力測定結果を比較する第１の比較部２６と、蒸気乾燥器（ドライヤ）６に加わる加振力を評価する疲労評価部２７と、音圧の制限値を決定する音圧制限値決定部２８と、決定された音圧制限値と実機変動圧力を比較する第２の比較部２９と、各部（２１〜２９）の制御をする制御部３０とを有している。制御部３０は、プログラムに従って動作する情報処理装置のＣＰＵによって実現される。

記憶部２２は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８で検出されたそれぞれの変動圧力の信号を、入出力部２１を介して記憶される。データ抽出部２３は、制御部３０の指令により、第１の比較部２６から要求される実測データを抽出する。

音響解析部２４は、所定の解析条件で、構造データ入力装置４１より入力された構造データをもとに、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求める。なお、構造データは、あらかじめ記憶部２２に記憶されている構造データを用いてもよい。例えば、蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードが形成される場合、それぞれの音響共鳴モードにおける音圧分布を求める。音響共鳴モードは、圧縮性流体の方程式もしくは音波方程式を基礎式として適切な境界条件を用いて数値計算することにより求められ、蒸気ドーム７及び蒸気配管8の各位置における変動圧力を得ることができる。この音響共鳴モードから、圧力センサ１７及び圧力センサ１８の位置における変動圧力を求めることができる。

解析条件変更部２５は、蒸気系に影響を与えると考えられる音響共鳴振動の解析条件を記憶し、第１の比較部２６の指令により、解析条件を選定する。選定された解析条件は、音響解析部２４で使用される。

第１の比較部２６は、音響解析部２４で求められた音響共鳴モードに対して、解析結果の音圧と、圧力センサ１７及び圧力センサ１８の測定位置における変動圧力を比較する。解析結果と実測値の比較結果が、所定の許容値以下であるか否かを判定する。判定方法には、例えば、平均二乗誤差が、所定の誤差内であるか否かなどの方法を使用するとよい。

疲労評価部２７は、第１の比較部２６での比較結果が、所定の許容値以下になった場合、その音響解析結果を用いて、構造物表面に加わる加振力を計算する。具体的には、疲労評価部２７は、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求め、得られた変動圧力分布により蒸気乾燥器６に生じる応力分布を求める。

音圧制限値決定部２８は、構造物が疲労許容応力に達するために必要な圧力センサの制限圧力振幅を求める。具体的には、蒸気乾燥器６の疲労許容応力に達するために必要な圧力センサ１７及び圧力センサ１８の制限圧力振幅を求める。圧力センサ１７及び圧力センサ１８は、設置位置が異なるため、各々の制限圧力振幅を求める必要がある。

第２の比較部２９は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、音圧制限値決定部２８で求められた制限圧力振幅以下であるか否かを監視する。センサからの変動圧力振幅が、制限圧力振幅以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する。

次に動作について説明する。
図３は、第１の実施形態による音響共鳴の圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。

音響解析部２４は、蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードにおける音圧分布を求める（ステップＳ１０１）。

データ抽出部２３は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号を処理して、共鳴周波数と変動圧力分布を求める。第１の比較部２６は、音響解析部２４とデータ抽出部２３とで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する（ステップＳ１０２）。

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下でない場合には、解析条件変更部２５に対して、解析条件変更指令を出す。解析条件変更部２５は、解析条件変更指令を受けると、これまでの解析条件を考慮して適切な解析条件を選出し、音響解析部２４に指令する（ステップＳ１０３）。

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下の場合には、疲労評価部２７は、音響解析部２４での音響解析結果を用いて、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求め、得られた変動圧力分布により蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６に生じる応力分布を求める（ステップＳ１０４）。

音圧制限値決定部２８は、蒸気乾燥器６に生じる応力分布から、蒸気乾燥器６の疲労許容応力に達するために必要な圧力センサ１７及び圧力センサ１８の制限圧力振幅を求める（ステップＳ１０５）。

第２の比較部２９は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、音圧制限値決定部２８で求められた制限圧力振幅以下であるか否かをオンラインで常時監視する（ステップＳ１０６）。

圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力振幅が、制限圧力振幅以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、第２の比較部２９は、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する（ステップＳ１０７）。

本実施形態によれば、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致（許容値以下）するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気乾燥器に加わる加振力を評価する。疲労評価により、疲労損傷しない音圧の制限値（例えば、圧力センサの制限圧力振幅）を決定する。その音圧の制限値を用いて実機の変動圧力を監視しているので、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。

《第２の実施形態》
図４は、第２の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。本実施形態では、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致（許容値以下）するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気系内の構造物表面（例えば、蒸気乾燥器表面）に加わる変動圧力分布を求める。この構造物表面の変動圧力分布により、構造物に生じる応力分布を求める。対象とする構造物の所定の疲労許容応力の制限値を用いて、実機の変動応力を監視する。

図４に示すフローチャートは、図３に示すフローチャートと比較して、ステップＳ２０４、ステップＳ２０５、及びステップＳ２０６が異なる。第２の実施形態においても、監視装置２０を使用することができる。監視装置２０の制御プログラムを設定変更することにより、音圧制限値決定部２８では、構造物の疲労許容応力制限値が設定されている。

音響解析部２４は、蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードにおける音圧分布を求める（ステップＳ２０１）。

データ抽出部２３は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号を処理して、共鳴周波数と変動圧力分布を求める。第１の比較部２６は、音響解析部２４とデータ抽出部２３とで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する（ステップＳ２０２）。

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下でない場合には、解析条件変更部２５に対して、解析条件変更指令を出す。解析条件変更部２５は、解析条件変更指令を受けると、これまでの解析条件を考慮して適切な解析条件を選出し、音響解析部２４に指令する（ステップＳ２０３）。

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下の場合には、疲労評価部２７は、音響解析部２４での音響解析結果を用いて、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求める（ステップＳ２０４）。

疲労評価部２７は、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布により、蒸気乾燥器６の応力分布を求める（ステップＳ２０５）。

第２の比較部２９は、ステップＳ２０５で計算された応力分布が、音圧制限値決定部２８で設定されている疲労許容応力制限値以下であるか否かをオンラインで常時監視する（ステップＳ２０６）。

ステップＳ２０５で計算された応力分布が、疲労許容応力制限値以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、第２の比較部２９は、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する（ステップＳ２０７）。

本実施形態によれば、構造物の疲労許容応力制限値を用いて計算された変動応力を監視しているので、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。

《第３の実施形態》
図５は、第３の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。第１の実施形態は、オンライン上で音圧の制限値を決定していたが、第３の実施形態においては、オフラインにおいて、あらかじめ音圧の制限値（例えば、制限圧力振幅）を決定し、その音圧の制限値を用いて、オンライン上で実機の変動圧力振幅を監視する。

図５（ａ）に示すフローチャートは、オフライン情報処理装置（図示していない）で処理される処理であり、図５（ｂ）は、監視装置２０により監視される処理である。オフライン情報処理装置は、具体的には、ワークステーションやパーソナルコンピュータ等の情報処理装置によって実現される。

オフライン情報処理装置の制御部（以下、情報処理制御部という。）は、構造設計データを用いて蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードにおける音圧分布を求める（ステップＳ３０１）。

情報処理制御部は、あらかじめ入手できている圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号を処理して、共鳴周波数と変動圧力分布を求める。解析結果と測定データから求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する（ステップＳ３０２）。なお、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの測定データは、原子炉の初期運転時のデータ、所定出力時の運転時のデータなど複数の測定データを使用することが好ましい。

情報処理制御部は、比較結果が許容値以下でない場合には、解析条件を変更する。（ステップＳ３０３）。

情報処理制御部は、比較結果が許容値以下の場合には、音響解析結果を用いて、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求め、得られた変動圧力分布により蒸気乾燥器６に生じる応力分布を求める（ステップＳ３０４）。

情報処理制御部は、蒸気乾燥器６に生じる応力分布から、蒸気乾燥器６の疲労許容応力に達するために必要な圧力センサ１７及び圧力センサ１８の制限圧力振幅を求める（ステップＳ３０５）。

ステップＳ３０５で得られた制限圧力振幅は、監視装置２０の音圧制限値決定部２８に
設定される。制限圧力振幅の設定は、管理者が実施してもよいし、オフライン情報処理装置から、通信回線を利用して監視装置２０に設定してもよい。

監視装置２０の第２の比較部２９は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、音圧制限値決定部２８に設定された制限圧力振幅以下であるか否かをオンラインで常時監視する（ステップＳ３０６）。

圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力振幅が、制限圧力振幅以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、第２の比較部２９は、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する（ステップＳ３０７）。

なお、第３の実施形態では、オフライン情報処理装置により実施している機能（音響解析部２４、解析条件変更部２５、第１の比較部２６、及び疲労評価部２７）を、監視装置２０から省略することができる。

本実施形態によれば、オフライン情報処理装置により、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致（許容値以下）するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気乾燥器に加わる加振力を評価する。疲労評価により、疲労損傷しない音圧の制限値（例えば、圧力センサの制限圧力振幅）を決定する。その音圧の制限値を用いて実機の変動圧力を監視しているので、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。

第１の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。第１の実施形態による沸騰水型原子炉の監視装置を示すブロック図である。第１の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。第２の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。第３の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。

符号の説明

１原子炉圧力容器
２炉心シュラウド
３給水
４蒸気
５気水分離器
６蒸気乾燥器（ドライヤ）
７蒸気ドーム
８蒸気配管
９高圧タービン
１０湿分分離加熱器
１１低圧タービン
１２復水器
１３給水加熱器
１５制御棒駆動装置
１６制御棒
１７，１８圧力センサ
２０監視装置

Claims

原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、前記蒸気ドーム及び前記蒸気配管を含んでなる蒸気系に設置された圧力センサからの変動圧力信号を監視する監視装置とを備えた沸騰水型原子炉の監視方法において、
前記監視装置が、
前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析ステップと、
前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析ステップと、
前記解析ステップと前記測定信号分析ステップとで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定するステップと、
前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析ステップの解析条件を変更するステップと、
前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析ステップにより前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求めるステップと、
前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求めるステップと、
前記構造物が疲労許容応力に達するために必要な前記圧力センサの制限圧力振幅を求めるステップと、
前記圧力センサの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、前記制限圧力振幅以下であるか否かを監視するステップとを含んで実行する
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の監視方法。
原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、前記蒸気ドーム及び前記蒸気配管を含んでなる蒸気系に設置された圧力センサからの変動圧力信号を監視する監視装置とを備えた沸騰水型原子炉の監視方法において、
前記監視装置が、
前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析ステップと、
前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析ステップと、
前記解析ステップと前記測定信号分析ステップとで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定するステップと、
前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析ステップの解析条件を変更するステップと、
前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析ステップにより前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求めるステップと、
前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求める応力分布ステップと、
前記応力分布ステップにより求めた応力が、前記構造物の疲労許容応力以下であるか否かを監視するステップとを含んで実行する
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の監視方法。
原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、前記蒸気ドームと前記蒸気配管からなる主蒸気系に設置された圧力センサとを備えた沸騰水型原子炉の監視プログラムであって、
コンピュータに、
前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析処理と、
前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析処理と、
前記解析処理と前記測定信号分析処理とで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する処理と、
前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析処理の解析条件を変更する処理と、
前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析処理により前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求める処理と、
前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求める処理と、
前記構造物が疲労許容応力に達するために必要な前記圧力センサの制限圧力振幅を求める処理とを
実行させるための沸騰水型原子炉の監視プログラム。
コンピュータに、
前記圧力センサの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、前記制限圧力振幅以下であるか否かを監視する処理を
実行させるための請求項３に記載の沸騰水型原子炉の監視プログラム。