JP4705066B2 - 原子力プラント、給水ノズルの熱疲労監視方法及び原子力プラントの運転方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子力プラント、給水ノズルの熱疲労監視方法及び原子力プラントの運転方法に係り、特に、沸騰水型原子炉プラントに適用するのに好適な原子力プラント、給水ノズルの熱疲労監視方法及び原子力プラントの運転方法に関する。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）内に、炉心シュラウドで取り囲まれた炉心が配置される。複数の燃料集合体が炉心に装荷されている。ダウンカマがＲＰＶと炉心シュラウドの間に形成される。給水スパージャがダウンカマ内に配置され、給水スパージャはＲＰＶに設けられた給水ノズル内に配置されるサーマルスリーブに接続される。

炉心に供給された冷却水は、燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。炉心上方に位置する気水分離器は、蒸気と冷却水を分離する。冷却水から分離された蒸気は、蒸気乾燥器でさらに液滴が分離されてＲＰＶから排出され、タービンに供給される。タービンを回転させてタービンから排出された蒸気は、復水器で凝縮されて水になる。この凝縮水は、給水として、給水配管及びサーマルスリーブ内を通って給水スパージャに設けられた複数の注水ノズルから炉心シュラウドヘッド上方の外周部空間に供給される。この給水は、気水分離器で分離された冷却水に混合されてダウンカマを下降し、炉心に導かれる。

給水の温度は冷却水の温度よりも低くなっている。冷却水と給水の温度差に基づいた給水ノズルの熱応力、熱疲労を低減するために、サーマルスリーブが、給水ノズル内に同心状に配置されている。サーマルスリーブの一端は給水ノズルの入口付近に結合されて、サーマルスリーブと給水ノズルは一体化されている。給水ノズルの内面とサーマルスリーブの外面との間には環状流路が形成されている。一方、給水スパージャに設けられた各注水ノズルの吐出口は、水平方向で、ＲＰＶの軸心の方を向いている。その吐出口の中心軸はサーマルスリーブの中心軸よりも上方に位置している。

給水ノズルに生じる熱疲労として、定格運転の給水時での穏やかな温度揺らぎに起因する「高サイクル熱疲労」、及び給水停止時、及びＢＷＲの起動時での給水時に発生する「低サイクル熱疲労」が考えられる。ＢＷＲの定格運転の給水時では上記の環状流路内は高温の冷却水で満たされている。この高温の冷却水とサーマルスリーブ内を流れている低温の給水の間で、サーマルスリーブを介して熱交換が行われるので、環状流路内の一部の冷却水の温度は、環状流路内の冷却水の温度とサーマルスリーブ内の給水の温度の中間の温度となる。環状流路内に存在する高温の冷却水と給水により冷却されたその一部の冷却水では、密度に差が生じる。このため、環状流路内の冷却水は、高温の冷却水と給水によって冷却された温度の低い冷却水に分離され、環状流路内の冷却水は上部の高温部と下部の低温部に成層分離され、熱成層界面が環状流路内に形成される（特開２００６−１２５９５０号公報の段落番号００２０及び００２１参照）。

特開２００６−１２５９５０号公報は、熱応力及び熱疲労が懸念される給水ノズル部の構造、すなわち、健全性を確保しやすい給水ノズル部の構造を提案している。この給水ノズル部の構造は、給水ノズルの内面とサーマルスリーブの外面の間に形成される環状流路の間隔をδとし、給水ノズルの内径をＤ_ｉとしたとき、δ／Ｄ_ｉ≦０．０３を満足させるものである。このような給水ノズル部の構造を採用することによって、環状流路内での伝熱が自然対流熱伝達から熱伝導に変化し、環状流路内で成層化現象が生じなくなる。

上記した熱成層界面が形成される環状流路内での成層化現象が生じる給水ノズルの構造材の熱疲労を評価する手法が、特開２００６−１２５９５０号公報の段落番号００３０及び図６に記載されている。この図６は、左側でＢＷＲの定格運転時における高サイクル熱疲労の評価を、右側でＢＷＲの起動時での給水時、及び給水停止時における低サイクル熱疲労の評価を示している。特開２００６−１２５９５０号公報は、その図６に記載された評価手法を用いて、δ／Ｄ_ｉ≦０．０３を満足した給水ノズル部の構造材の累積損傷係数を求めている。

高温水と低温水が混合する部位を対象にした熱疲労評価手法として、Ｔ字合流配管を対象とした配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針が知られている（ＪＳＭＥ(日本機械学会) S 017-2003参照）。

また、特開平２−２１８９２０号公報は、給水ノズルに取り付けられた温度センサで計測された温度を用いて、給水ノズル構造材の疲労累積係数を算出することを記載している。

特開２００６−１２５９５０号公報 特開平２−２１８９２０号公報 ＪＳＭＥ(日本機械学会) S 017-2003

特開２００６−１２５９５０号公報は、熱疲労を抑制する給水ノズル部の構造として、δ／Ｄ_ｉ≦０．０３を満足する給水ノズル部を記載している。しかし、特開２００６−１２５９５０号公報は、評価方法について概念のみを記載しており、また、熱疲労を評価する上で判定基準を満足できないときの対応策を記載していない。

本発明の目的は、稼働率を向上させることができる原子力プラント、給水ノズルの熱疲労監視方法及び原子力プラントの運転方法を提供することにある。

給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、監視装置が、給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における非定常熱応力を予測し、予測された非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、予測された非定常熱応力が第１設定値以上になるときには、温度計測値の時系列データに基づいて、給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における累積損傷係数を予測し、予測された累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、制御装置が、予測された累積損傷係数が第２設定値以上になるとき、給水配管に設けられた給水加熱器に供給される蒸気の流量を増加させる。

予測された累積損傷係数がその設定値以上になるとき、給水配管に設けられた給水加熱器に供給される蒸気の流量が増加されるので、原子炉圧力容器内に供給される給水の温度が上昇する。このため、給水ノズル付近の流体の温度揺らぎ幅及びその温度揺らぎ幅の発生頻度を減少させることができ、予測された累積損傷係数がその設定値以上になった時点以降の運転サイクルの残りの期間において、原子力プラントの運転を継続させることができる。したがって原子力プラントの稼働率を向上させることができる。

給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、監視装置が、給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における非定常熱応力を予測し、予測された非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、予測された非定常熱応力が第１設定値以上であるときには、温度計測値の時系列データに基づいて、給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における累積損傷係数を予測し、予測された累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、制御装置が、予測された累積損傷係数が第２設定値以上であるとき、原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることによっても、上記した目的を達成することができる。

本発明によれば、原子力プラントの稼働率を向上させることができる。

発明者らは、特開２００６−１２５９５０号公報の図６に記載された給水ノズルの構造材の熱疲労を評価する手法を検討し、評価精度を向上させることができる新らたな熱疲労評価システムを考え出した。また、発明者らは、評価結果が判定基準を満足しない場合における対応策も、併せて考え出した。

一般に、沸騰水型原子力発電プラント（原子力プラント）においては、給水温度制御を行っていないが、プラント全体の熱バランスの変化、具体的には復水器に供給されて蒸気を凝縮させる熱媒体（海水の場合が多い）の温度変化などで、同一の沸騰水型原子力発電プラントで同一の炉心及び熱出力であっても給水温度は１℃未満の範囲で変化する。給水温度の変化幅が出力向上時の炉心特性の低下を補うために給水温度を低下させる範囲内であれば、給水温度は、原子力プラントの通常運転時での給水温度の振れ幅以上である１℃以上下げればよい。ただし、給水配管及びサーマルスリーブによって導かれる給水は、ＲＰＶに流入した後にダウンカマ内で飽和温度の冷却水と混合される。したがって、サーマルスリーブと給水ノズルの間に温度差が生じる。給水温度を低下し過ぎるとそれらの温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える懸念がある。

発明者らは、給水ノズルでの熱疲労の発生を懸念する要因を検討した。この要因を説明する前に、沸騰水型原子力発電プラントにおける給水ノズル付近の構造の概略を、図１６を用いて説明する。

給水ノズル１２がＲＰＶ３に設けられる。サーマルスリーブ１３が給水ノズル１２内に配置され、サーマルスリーブ１３の根元は図示されていないが給水ノズル１２に接合されている。給水ノズル１２の内面とサーマルスリーブ１３の外面の間に、環状流路（環状領域）１４が形成されている。環状の流路であるダウンカマ１１がＲＰＶ３と炉心シュラウドの間に形成される。ＲＰＶ３内に配置された給水スパージャ１７は、ヘッダー管１８及び複数の注水ノズル１９を有する。ヘッダー管１８は、サーマルスリーブ１３に接合されてＲＰＶ３の周方向に伸びている。各注水ノズル１９はヘッダー管１８の上面に取り付けられ、注水ノズル１９の吐出口２０は、炉心シュラウドの中心軸の方を向いている。ヘッダー管１８及び複数の注水ノズル１９は、ダウンカマ１１よりも上方に位置するＲＰＶ３の外周部に配置される。シュラウドヘッドボルト２１が給水スパージャ１７の注水ノズル１９の吐出口２０付近に配置されている。シュラウドヘッドボルトリング２２がシュラウドヘッドボルト２１に取り付けられる。

上記の給水ノズル１２付近の構造において、給水ノズル１２での熱疲労の発生を懸念する要因として、（Ａ）熱成層界面の温度揺らぎ、（Ｂ）給水スパージャ１７よりも上方でＲＰＶ３の外周部での冷却水２７の下降流による熱成層界面の温度変動、（Ｃ）給水スパージャ１７の注水ノズル１９から吐出された給水の跳ね返りによる熱成層界面の温度変動が存在する。

まず、熱成層界面の温度揺らぎについて説明する。環状流路１４は高温の冷却水２７で満たされ、サーマルスリーブ１３内には低温の給水２３が流れている。このため、環状流路１４内の冷却水２７とサーマルスリーブ１３内の給水２３は、サーマルスリーブ１３を介して熱交換を行う。サーマルスリーブ１３の外面に接する冷却水２７は、その熱交換により温度が低下して密度が大きくなり、環状流路１４の下部へ移動する。高温の冷却水２７は密度が小さいため環状流路１４の上部に存在する。この温度が低下した冷却水２７を低温水２５と称し、環状流路１４内の高温の冷却水２７を高温水２４と称する。環状流路１４内では、密度差により分離した低温水２５と高温水２４により熱成層界面２６を生じる。熱成層界面２６が静的に安定していれば、給水ノズル１２及びサーマルスリーブ１３には静的な熱応力が発生するだけである。

次に、給水スパージャ１７よりも上方でＲＰＶ３の外周部での冷却水２７の下降流による熱成層界面の温度変動について説明する。ＲＰＶ３内において、上記したＲＰＶ３の外周部では注水ノズル１９の上方から流下する高温の冷却水２７の流量が支配的な流れを形成している。この冷却水２７は、シュラウドヘッドボルトリング２２及び給水ノズル１２などの構造物に衝突あるいは構造物外周面を伝わって、環状流路１４内へ跳ね返ることが懸念される。

給水スパージャ１７の注水ノズル１９から吐出された給水２３の跳ね返りによる熱成層界面の温度変動について説明する。注水ノズル１９の吐出口２０からＲＰＶ３の中心に向かって吐出された低温の給水２３の一部が、注水ノズル１９の吐出口２０の近傍に位置しているシュラウドヘッドボルトリング２２によって給水ノズル１２側に跳ね返り、環状流路１４内の熱成層界面２６へ作用して温度変動が生じる。これより、環状流路１４内での温度変動が熱伝達を介して給水ノズル１２内面及びサーマルスリーブ１３外面へと伝播し、温度変動に起因した熱疲労がそれぞれの構造部材に発生する。この温度変動も低減する必要がある。シュラウドヘッドボルトリング２２によって跳ね返った給水２３を、跳ね返り水２８と称する。給水２３は、サーマルスリーブ１３内での熱交換及びダウンカマ１１内の冷却水２７との接触により温度が上昇する。しかしながら、跳ね返り水２８の温度は、熱成層界面２６を形成する低温水２５の温度より低いことが推定される。温度の低い跳ね返り水２８が、直接、熱成層界面２６へ作用すると温度揺らぎ幅が大きくなり、給水ノズル１２及びサーマルスリーブ１３における熱疲労が懸念される。この場合においても温度変動を低減する必要がある。

発明者らは、それらの温度変動をリアルタイムで検出して熱疲労評価を行い、将来に亘る運転時間を考慮して給水ノズルの熱疲労健全性を予測する監視装置を備えることが必要であるとの認識に至った。給水ノズル１２及びサーマルスリーブ１３に生じる熱疲労が設定条件を満足しない場合には設定条件を満足するように給水温度を調整し、原子力プラントの稼働率を向上させることが必要である。

以上の検討を反映した実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である沸騰水型原子力発電プラント（原子力プラント）を、図１〜図１４を用いて以下に説明する。沸騰水型原子力発電プラントは、原子力プラントである原子力発電プラントの一種である。

本実施例の沸騰水型原子力発電プラント（以下、ＢＷＲ発電プラントという）１は、図１に示すように、原子炉２、主蒸気配管２９、タービン（高圧タービン３０及び低圧タービン３２）、復水器３３、給水配管３４、少なくとも１つの温度検出器（例えば、熱電対）４１、監視装置４２及び制御装置４８を備えている。温度検出器４１として、熱電対の替りに測温抵抗体を用いることも可能である。

原子炉２は、図２に示すように、ＲＰＶ３、及びＲＰＶ３内に配置された炉心４、炉心シュラウド５、ジェットポンプ６、気水分離器９及び蒸気乾燥器１０を有する。炉心４は、炉心シュラウド５に取り囲まれており、複数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている。気水分離器９は炉心４の上方に設置され、蒸気乾燥器１０は気水分離器９の上方に配置される。複数のジェットポンプ６が、炉心シュラウド５とＲＰＶ３の間に形成されるダウンカマ１１内に配置される。内部にサーマルスリーブ１３を配置した給水ノズル１２が、上記したように、ＲＰＶ３に設けられる。給水ノズル１２付近の構成は、図４に示すように、図１６に示された構成と同じである。給水ノズル１２は、図３に示すように、ＲＰＶ３の周方向において６箇所に設けられる。６個の給水スパージャ１７が、図３に示すように、ＲＰＶ３の外周部（各気水分離器９にそれぞれ設けられるスタンドパイプの群とＲＰＶ３の内面との間に形成される領域）に配置される。

ＲＰＶ３に接続される主蒸気配管２９は、高圧タービン３０、湿分分離器３１及び低圧タービン３２をこの順序で接続している。復水器３３が設けられ、給水配管３４が復水器３３とＲＰＶ３を連絡する。低圧給水加熱器３５、給水ポンプ３６及び高圧給水加熱器３７が、この順序で給水配管３４に設置されている。抽気配管３９Ａ及び３９Ｂが、高圧タービン３０に接続され、高圧給水加熱器３７に接続される。抽気流量調節弁４０が抽気配管３９Ｂに設置される。高圧タービン３０と湿分分離器３１の間に位置する主蒸気配管２９に接続された抽気配管３９Ｃ、及び湿分分離器３１に接続される抽気配管３９Ｄも、高圧給水加熱器３７に接続される。抽気配管３９Ｅは、低圧タービン３１と低圧給水加熱器３５を接続する。給水バイパス管３８が給水配管３４と高圧給水加熱器３７を接続する。再循環ポンプ７が設けられた再循環配管８がＲＰＶ３に接続される。抽気流量調節弁４０は、さらに、他の抽気配管３９Ａ，３９Ｃ〜３９Ｅのうちの少なくとも１つに設けてもよい。

監視装置４２は、図１に示すように、演算装置４３、判定装置４４、記憶装置４５、入力装置４６及び表示装置４７を有する。演算装置４３は、判定装置４４、記憶装置４５及び入力装置４６に接続される。判定装置４４は、記憶装置４５及び表示装置４７に接続される。温度検出器４１の信号線が演算装置４３に接続され、制御装置４８は判定装置４４に接続される。温度検出器４１の先端は、ダウンカマ１１内に配置されて給水ノズル１２のノズルコーナ部１６付近に位置している。温度検出器４１及び温度検出器４１の信号線は、例えば、ＲＰＶ３の内面にスポット溶接で固定される複数の薄板（ＳＵＳ製）でＲＰＶ３の内面に押さえられる。

ＢＷＲ発電プラント１の定格出力状態における冷却水及び蒸気等の流れについて説明する。再循環ポンプ７の駆動によってダウンカマ１１の下端部から吸引された冷却水２７は、再循環配管８内に流入し、噴出流となってジェットポンプ６内に吐出される。この噴出流の作用によってダウンカマ１１内の冷却水２７がジェットポンプ６内に吸引される。昇圧されたこの冷却水２７は、ジェットポンプ６から吐出されて下部プレナム６４を経由して炉心４内に導かれる。

炉心４に供給された冷却水２７は、燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。気水分離器９は、蒸気（約２８０℃）と冷却水２７（約２８０℃）を分離する。冷却水２７から分離された蒸気は、蒸気乾燥器１０でさらに液滴が分離されてＲＰＶ３から排出され、主蒸気配管２９を通って高圧タービン３０及び低圧タービン３２に供給される。湿分分離器３１は、高圧タービン３０から排出された蒸気に含まれている水分を除去する。これらのタービンは、蒸気によって回転され、低圧タービン３２に連結された発電機（図示せず）を回転させる。低圧タービン３２から排出された蒸気は、復水器２３で凝縮されて水になる。この凝縮水は、給水として、給水ポンプ３６で昇圧され、給水配管３４及びサーマルスリーブ１３内を通って給水スパージャ１７に設けられた複数の注水ノズル１９からＲＰＶ３の外周部に供給される。この給水は、気水分離器９で分離されてダウンカマ１１内を下降する冷却水２７に混合され、ダウンカマ１１内を下降し、ジェットポンプ６内に達する。

低圧タービン３２から抽気された蒸気は、抽気配管３９Ｅを通って低圧給水加熱器３５に導かれ、給水配管３４内を流れている給水を加熱する。主蒸気配管２９から抽気された蒸気は、抽気配管３９Ｃによって高圧給水加熱器３７に導かれる。湿分分離器３１から抽気された蒸気は、抽気配管３９Ｄを通って高圧給水加熱器３７に導かれる。高圧タービン３０から抽気された蒸気は、抽気配管３９Ａ，３９Ｂを通って高圧給水加熱器３７に導かれる。給水配管３４内を流れて高圧給水加熱器３７内に到達した給水は、それらの抽気蒸気によって加熱され、さらに温度が上昇する。

監視装置４２の機能を、以下に説明する。

ＢＷＲ発電プラント１の運転条件（例えば、炉心流量、冷却水２７の温度Ｔ_ｈ及び給水２３の温度Ｔ_ｃ等）、及び給水ノズル１２及びサーマルスリーブ１３等の主要な仕様（寸法及び材質等）が、入力装置４６から事前に演算装置４３に入力され、記憶装置４５に記憶される。記憶装置４５は、詳細が後述されるデータベースＡ〜Ｉの各情報、設定値（温度差設定値ΔＴ_ｃｒ、設定値である疲労限応力σ_ｃｒ及び累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒ）の情報及び過去のデータも記憶している。

データベースＡ〜Ｈについて詳細に説明する（図５〜図７参照）。データベースＡは、温度検出器４１によって検出されたノズルコーナ部１６付近における冷却水２７の温度変動を示す時系列データ（図５参照）を記憶する。この温度変動の時系列データは、温度検出器４１で測定したノズルコーナ部１６付近における冷却水２７の温度測定値を入力した演算装置４３によって作成される。

データベースＢは、図５に示す温度の減衰係数分布の情報を記憶している。この温度の減衰係数分布の情報は、環状流路１４内の流体温度の減衰係数分布を示している。横軸はノズルコーナ部１６のＲＰＶ３の内面（ｘ＝０、図１６参照）からセーフエンド１５(ｘ＝Ｌ、図４参照)までの無次元方向距離ｘ／Ｌを表し、縦軸はその流体温度の最大減衰係数β_ｍａｘを表している。ここで、最大減衰係数β_ｍａｘは（１）式で定義される。また、最大減衰係数β_ｍａｘを用いた流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆは（２）式で定義される。

β_ｍａｘ＝ΔＴ_ｐ−ｐ／（Ｔ_ｈ−Ｔ_ｃ） ……（１）
ΔＴ_ｆ＝ΔＴ_ｉｎ・β_ｍａｘ ……（２）
ここで、ΔＴ_ｐ−ｐはデータベースＡに示す冷却水２７の温度変動（図５参照）のピーク・ピーク値（最大値と最小値の差をピーク・ピーク値と定義する）、Ｔ_ｈは注水ノズル１９上方での冷却水２７の温度、Ｔ_ｃは給水２３の温度である。ピーク・ピーク値ΔＴ_ｐ−ｐは給水ノズル１２の周方向における最大の減衰係数を包絡している。また、冷却水温度Ｔ_ｈ及び給水温度Ｔ_ｃは、冷却水２７と給水２３が合流する前のそれぞれの温度であり、ΔＴ_ｉｎは（Ｔ_ｈ−Ｔ_ｃ）である。最大減衰係数β_ｍａｘは後述のステップ５２の処理における流体温度差に適用される。最大減衰係数β_ｍａｘが小さいほど、流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆは小さくなる。さらには、温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆに起因する非定常熱応力σ_ａｌｔも小さくなる。

データベースＣは、図５に示す周波数特性の情報を記憶している。この周波数特性は、横軸が冷却水２７の温度変動の周波数ｆ、縦軸がパワースペクトル密度ＰＳＤ
で表される。パワースペクトル密度は、温度変動振幅スペクトル(他に圧力や応力等もある)の２乗のスペクトルを単位周波数で基準化したものである。周波数特性の情報は、データベースＡの温度変動の情報を用いて作成される。卓越するパワースペクトル密度ＰＳＤ、すなわち流体が変動しやすい周波数があれば、そのパワースペクトル密度が発生した周波数を卓越周波数と判断し、卓越周波数が無ければランダム振動と判断する。

データベースＤは図６に示す熱伝達増倍係数(非定常熱伝達率)の情報を記憶する。熱伝達増倍係数は、無次元軸方向距離ｘ／Ｌの横軸、及び熱伝達増倍係数ＦＰの縦軸で表されている。配管の構造材の熱応力を評価する際、流体温度揺らぎ幅は境界層を介した熱伝達率により配管の内面の温度変動幅へと減衰する。このとき、高低温水合流部（給水ノズル１２内面のノズルコーナ部１６）近傍での熱伝達率は、非定常特性の上、局所的にも変化するので、複雑な係数の取り扱いになる。そこで、（３）式より高低温水合流部近傍の非熱伝達率を簡便に求めることができる。

ｈ_ｍａｘ＝ｈ_ｓ＊ＦＰ ……（３）
ここで、ＦＰは熱伝達増倍係数、ｈ_ｍａｘは非定常熱伝達率の最大値、ｈ_ｓは定常熱伝達率である。また、定常熱伝達率ｈ_ｓは（４）〜（６）式に基づいて算出される。

Ｎｕ∝ｆ（Ｇｒ、Ｐｒ、１／δ） ……（４）
Ｎｕ∝ｆ（ｈ_ｓ、δ、１／λ） ……（５）
Ｇｒ∝ｆ（ｇ、１／Ｔ_ｍ、δ、ΔＴ_ｉｎ、１／ν） ……（６）
ここで、Ｎｕはヌセルト数、Ｇｒはグラフホフ数、Ｐｒはプラントル数、δは環状流路の幅、λは給水ノズルの熱伝導率、ｇは重力加速度、Ｔ_ｍは高温水２４と低温水２５の平均温度、νは動粘性係数である。

ＲＰＶ３内においては注水ノズル１９の上方から流下する高温の冷却水２７の流量が支配的な流れを形成している。この冷却水２７の流量がノズルコーナ部１６に大きく影響するため、冷却水２７から給水ノズル１２の構造物への熱伝達率を把握する必要がある。

データベースＥは図６に示す応力割増係数の情報を記憶する。この応力割増係数Ｋｔは、実機の給水ノズル形状をモデル化し、温度検出器４１からの温度計測値を用いて応力解析を行うと共に、単純な円管に同様な処理を施し、給水ノズル体系と円管体系の結果の比を取ることによって求められる。得られた応力割増係数は、給水ノズル１２の構造及びホットコールドスポットを考慮したものになっている。なお、本実施例では、応力割増係数を１．０としている。

データベースＦは図６に示す温度揺らぎ発生頻度（レインフロー）特性の情報を記憶する。温度揺らぎ発生頻度特性は横軸が温度揺らぎ幅ΔＴ^＊で、縦軸が温度揺らぎの発生頻度Ｎ^＊で表されている。温度揺らぎの発生頻度特性を求める１つの方法として、レインフロー法を用いる。レインフロー法は、一般的に応力データに対して、応力の揺らぎ幅とその揺らぎ幅の発生頻度を整理する方法の一つであるが、本実施例では温度の揺らぎ幅に置き換えて処理を行う。

データベースＧは図７に示す構造物の周波数応答関数の情報を記憶する。その周波数応答関数の情報は、横軸が無次元周波数ｆ^＊で、縦軸が無次元応力範囲Δσ^＊で表される。この周波数応答関数を用いた無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘの算出は、後述のステップ５３で行われる。その周波数応答関数の主要パラメータは、無次元周波数ｆ^＊及び無次元数のビオ数Ｂｉである。ここで、無次元周波数ｆ^＊及び無次元数のビオ数Ｂｉはそれぞれ（７）及び（８）式で求められる。

Ｂｉ＝ｈ_ｍａｘ・ｔ／λ ……（７）
ｆ^＊＝ｆ・ｔ／ａ ……（８）
ここで、ｈ_ｍａｘは非定常熱伝達率の最大値、ｔは給水ノズル１２の肉厚、λは給水ノズル１２の構造材の熱伝導率である。また、ｆは周波数、ａは構造材の温度伝導度である。無次元応力範囲Δσ^＊にはビオ数Ｂｉも大きな影響を与える。

データベースＨは図７に示す設計疲労線図の情報を記憶する。設計疲労線図は横軸が繰り返し回数Ｎで、縦軸が疲労限応力σで表される。なお、設計疲労線図として、例えばＡＳＭＥ(米国の機械学会)Ｃ−Ｃｕｒｖｅを用いる。演算装置51の各ステップの評価はJSME(日本の機械学会)の配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針(JSME S 017-2003参照)に基づいたものである。

データベースＩは図８に示すビオ数Ｂｉと最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘの関係を示す情報を記憶している。

監視装置４２で実行される処理の詳細を、図９〜図１４を用いて説明する。ＢＷＲ発電プラント１のある運転サイクルでの運転中において、ダウンカマ１１内を流下する冷却水２７の、ノズルコーナ部１６付近での温度が、温度検出器４１によって測定される。測定された、冷却水２７の温度測定値がリアルタイムで演算装置４３に入力される。演算装置４３は、入力した温度測定値を用いて、冷却水２７の温度変動を示す時系列データを生成し、この時系列データをデータベースＡの情報として記憶装置４５に記憶させる。ノズルコーナ部１６付近における冷却水２７の温度は、給水ノズル１２の熱疲労の評価に大きく影響を与える状態量である。

演算装置４３は、上記の運転サイクルにおいて、大きく分けて、現在評価の機能（機能１）及び将来評価の機能（機能２）の各演算処理を実行する。機能１の処理では、温度変動の時系列データを基に、非定常熱応力σ_ａｌｔ及び累積損傷係数Ｕｆ等が算出される。機能１によって累積損傷係数Ｕｆを算出するために、演算装置４３は、図９に示すステップ５１〜５４の各処理を実行する。演算装置４３は、機能２の演算処理として、図１１に示すステップ５９及び６０の処理を実行する。

まず、機能１の演算処理を説明する。流体温度差ΔＴ_ｉｎを算出する（ステップ５１）。この流体温度差ΔＴ_ｉｎ（＝Ｔ_ｈ−Ｔ_ｃ）は、記憶装置４５に記憶されている運転条件の情報、すなわち、冷却水２７の温度Ｔ_ｈ及び給水２３の温度Ｔ_ｃを用いて算出される。流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆを算出する（ステップ５２）。流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆは（１）式及び（２）式を用いて求められる。（１）式に代入するΔＴ_ｐ−ｐは、データベースＡに含まれている冷却水２７の温度変動の時系列データに基づいて求められる。（１）式の（Ｔ_ｈ−Ｔ_ｃ）としてはステップ５１で算出された流体温度差ΔＴ_ｉｎを用いる。（１）式で算出された最大減衰係数β_ｍａｘは、データベースＢに含まれている温度の減衰係数分布の情報を用いて適切であるかが評価される。（１）式によって求められた最大減衰係数β_ｍａｘ及び上記の流体温度差ΔＴ_ｉｎが（２）式に代入され、流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆが求められる。

非定常熱応力σ_ａｌｔを算出する（ステップ５３）。非定常熱応力σ_ａｌｔの算出には、データベースＣ，Ｄ，Ｅ及びＧに含まれる各情報が用いられる。非定常熱応力σ_ａｌｔは（９）式を用いて算出される。

σ_ａｌｔ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ_ｆ／２)・(１−ν_ｐ)・Δσ^＊ _ｍａｘ ……（９）
ここで、Ｅは給水ノズル１２の構造部材の縦弾性係数、αはその構造部材の熱膨張係数、ν_ｐはポアソン比及び最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘである。応力割増係数ＫｔはデータベースＥに含まれる情報であり、温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆはステップ５２で算出されている。非定常熱応力σ_ａｌｔを求めるためには、さらに、最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘを求める必要がある。最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘは、無次元周波数ｆ^＊、ビオ数Ｂｉ及びデータベースＧの情報を用いて求められる。無次元周波数ｆ^＊の算出にはデータベースＣに含まれる情報が用いられ、ビオ数Ｂｉの算出にはデータベースＤに含まれる情報が用いられる。

（８）式を用いた無次元周波数ｆ^＊の算出について説明する。演算装置４３は、温度検出器４１で検出された冷却水２７の温度変動を示す時系列データ、及びデータベースＣに含まれる、縮尺体系で求められた周波数ｆとパワースペクトル密度ＰＳＤの関係を示す情報（以下、ｆ−ＰＳＤ関係情報という）を記憶装置４５から読み込む。冷却水２７の温度変動を示す時系列データを基に、ｆ−ＰＳＤ関係情報を作成する。時系列データを基に作成されたｆ−ＰＳＤ関係情報とデータベースＣに含まれているｆ−ＰＳＤ関係情報を比較し、冷却水２７の温度変動を示す時系列データの周波数特性が把握される。例えば、図５に示されるデータベースＣの周波数特性のように、パワースペクトル密度ＰＳＤが一部で大きくなる特定の周波数（この周波数を卓越周波数という）が存在するかが判断される。卓越周波数が存在する場合は、（８）式の周波数ｆに卓越周波数を代入し、無次元周波数ｆ^＊を算出する。（８）式の演算に必要な給水ノズル１２の肉厚ｔ及び温度伝導度ａは記憶装置４５に記憶されている。時系列データを基に作成されたｆ−ＰＳＤ関係情報に卓越周波数が存在しない場合は、ランダム振動と判断し、無次元周波数ｆ^＊は算出されない。

ビオ数Ｂｉの算出について説明する。ビオ数Ｂｉの算出に用いる非定常熱伝達率ｈ_ｍａｘは、環状流路１４内の流体と給水ノズル１２内面の間の定常熱伝達率（例えば、伝熱工学（著者 内田氏、１８４頁、 裳華房（1969））に記載された垂直密閉容器内の自然対流熱伝達の式を用いて算出）及びデータベースＤに含まれる熱伝達増倍係数を用いて求められる。熱伝達増倍係数は、定常熱伝達率に対する非定常熱伝達率の割合で示される。ビオ数Ｂｉは、求めた非定常熱伝達率ｈ_ｍａｘを（７）式に代入することにより求められる。（８）式の演算に必要な給水ノズル１２の構造材の熱伝導率λは記憶装置４５に記憶されている。

温度検出器４１で検出された冷却水２７の温度変動を示す時系列データの周波数特性に卓越周波数が存在する場合には、上記のように算出した無次元周波数ｆ^＊及びビオ数Ｂｉを用いてデータベースＧに含まれる構造物の周波数応答関数の情報から、無次元周波数ｆ^＊及びビオ数Ｂｉと交わる無次元応力範囲Δσ^＊を最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘと置き換えて、最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘを求める。上記の時系列データの周波数特性に卓越周波数が存在しない場合には、（７）式で算出したビオ数Ｂｉを用いて、データベースＩ（図８参照）に含まれるビオ数Ｂｉと最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘの関係を示す情報から最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘを求める。ビオ数Ｂｉと最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘの関係を示す情報は、記憶装置４５に記憶されている。

非定常熱応力σ_ａｌｔは、得られた最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘを（９）式に代入し、さらに、給水ノズル１２の構造部材の縦弾性係数Ｅ、給水ノズル１２の構造材の熱膨張係数α、ポアソン比ν_ｐ、応力割増係数Ｋｔ及び温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆを（９）式に代入することによって算出される。給水ノズル１２の構造部材の縦弾性係数Ｅ、給水ノズル１２の構造材の熱膨張係数α及びポアソン比ν_ｐは記憶装置４５に記憶されている。

累積損傷係数を算出する（ステップ５４）。前述したデータベースＦの温度揺らぎ発生頻度特性は、データベースＡに含まれている冷却水２７の温度変動を示す時系列データを用いて求められ、記憶装置４５に記憶されている。温度揺らぎ発生頻度特性は、前述したように温度揺らぎ幅ΔＴ^＊及び発生頻度Ｎ^＊で表される。温度揺らぎ発生頻度特性を求める１つの方法に、レインフロー法がある。レインフロー法は、一般的に応力データに対して、応力の揺らぎ幅及びその揺らぎ幅の発生頻度を整理する方法の一つである。しかしながら、ステップ５４においては、応力の揺らぎ幅を冷却水２７の温度の揺らぎ幅に置き換え、レインフロー法により温度揺らぎ発生頻度特性を求める。具体的には、データベースＡに含まれている冷却水２７の温度変動を示す時系列データをレインフロー処理して得られた特性(例えば、温度揺らぎ幅ＡがＢ回、温度揺らぎ幅ＣがＤ回など)、すなわち、各温度揺らぎ幅ΔＴ^＊と対応する揺らぎ幅の発生頻度Ｎ^＊をそれぞれ求める。得られた各温度揺らぎ幅ΔＴ^＊と対応する揺らぎ幅の発生頻度Ｎ^＊の関係を示す情報、及びデータベースＨに含まれている許容応力σ_ｃｒを用いて、温度揺らぎ幅ΔＴ^＊ごとに許容発生頻度を求める。これらの許容発生頻度の積算値を単位時間当たりの累積損傷係数とし、求められた累積損傷係数に運転時間を考慮することによって、最終的な累積損傷係数Ｕｆを算出する。

上記の運転サイクルの期間中において、判定装置４４で実行される処理を以下に説明する。判定装置４４も、大きく分けて、演算装置４３に対応して、現在評価の機能（機能１）及び将来評価の機能（機能２）の各処理を実行する。判定装置４４の機能１の処理では、演算装置４３で求められた流体温度差ΔＴ_ｉｎ、流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆ、非定常熱応力σ_ａｌｔ及び累積損傷係数Ｕｆの判定を行う（図１０参照）。判定装置４４は、機能２の処理として、図１２に示すステップ６１及び６２の処理を実行する。

判定装置４４における機能１の判定処理を、図１０を用いて説明する。判定装置４４は、演算装置４３で算出された流体温度差ΔＴ_ｉｎ、流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆ、非定常熱応力σ_ａｌｔ及び累積損傷係数Ｕｆの各情報を入力し、これらの入力情報を用いて以下に示すステップ５５〜５８の各判定を行う。各判定に用いられる設定値（温度差設定値ΔＴ_ｃｒ、疲労限応力σ_ｃｒ及び累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒ）は記憶装置４５から判定装置４４に入力される。

ステップ５５において、流体温度差ΔＴ_ｉｎが温度差設定値ΔＴ_ｃｒ未満であるかが判定される。ステップ５６では、流体温度揺らぎ幅ΔＴ_ｆが温度差設定値ΔＴ_ｃｒ未満であるかが判定される。疲労限応力σ_ｃｒは、データベースＨに含まれている設計疲労線図(ＡＳＭＥのＣ−Ｃｕｒｖｅ参照)における給水ノズル１２の材料の疲労限応力σ_ｃｒである。ステップ５７では、非定常熱応力σ_ａｌｔが疲労限応力σ_ｃｒ未満であるかを判定する。ステップ５８では、累積損傷係数Ｕｆが累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒ未満であるかを判定する。累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒは１である。ステップ５５〜５８の各判定結果の情報（「ＹＥＳ」または「ＮＯ」の情報）は、表示装置４７に出力されて表示される。ステップ５５〜５８の各判定結果の情報は、制御装置４８にも出力される。ステップ５５〜５８の各判定を行うことによって安全余裕を確認することができる。

以上に述べた演算装置４３及び判定装置４４で実行されるステップ５１〜５８の処理は、給水ノズル１２の熱疲労を評価する処理である。この熱疲労の評価の最終的な判定が「ＮＯ」である場合に、以下に述べる制御装置４８による給水温度の制御が行われる。

制御装置４８は、ステップ５８の判定が「ＮＯ」である場合、すなわち、「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報を判定装置４４から入力したとき、ステップ５８の判定が「ＹＥＳ」になるように、給水２３の温度を増加させる制御を実行する。制御装置４８は、抽気流量調節弁４０の開度を増大させ、高圧給水加熱器３７に供給する抽気蒸気の流量を増大させる。これによって、ＲＰＶ３に供給される給水２３の温度は、少なくとも１℃以上、上昇される。
給水温度の上昇によって、その上昇の度合いに対応して原子炉出力が減少する。ＢＷＲ発電プラントは、累積損傷係数Ｕｆが１以上になった時点以降の、上記の運転サイクルの残りの期間において、その状態で運転が継続される。制御装置４８によって給水温度を上昇させる制御を行わせるために、オペレータは、変更された給水温度の設定値を入力装置４６から入力する。この変更された給水温度設定値は、制御装置４８に入力される。ステップ５８の判定が「ＹＥＳ」になるまで、給水温度設定値の変更が繰り返され、制御装置４８は変更されたそれらの給水温度設定値を用いて抽気蒸気量の制御により給水温度を調節する。監視装置４２は、温度検出器４１の測定値に基づいて給水ノズル１２の構成部材の健全性評価を繰り返して行う。

演算装置４３及び判定装置４４で実行されるそれぞれの機能２の処理について説明する。機能２の処理においても、事前に記憶装置４５に記憶されている前述の情報が用いられる。

まず、演算装置４３で実行される機能２の演算処理を、図１１に基づいて説明する。演算装置４３で実行されるステップ５９，６０で用いられる過去のデータは、ステップ５３及び５４にて今までに算出された非定常熱応力σ_ａｌｔ及び累積損傷係数Ｕｆのそれぞれの時系列データである。ステップ５９において、非定常熱応力σ_ａｌｔが予測される。この予測は、記憶装置４５に記憶されている過去のデータ（非定常熱応力σ_ａｌｔの時系列データ）を用いて、例えば、最小二乗法により近似して非定常熱応力σ_ａｌｔの第１の予測式を導き出すことによって行われる。この第１の予測式を用いて、目標として設定した日（例えば、定期検査日）における給水ノズル１２のノズルコーナ部１６での非定常熱応力σ_ａｌｔを算出する。図１３に示された予測カーブａが、第１の予測式を用いて予測した、現在から将来に亘って予測した非定常熱応力σ_ａｌｔの推移の一例を表している。予測した、目標である設定日（例えばＭ月Ｄ日）での非定常熱応力σ_ａｌｔは、例えば、Ｂであって、現在のその値であるＡの１．２倍になっている。次のステップ６０では、累積損傷係数Ｕｆが予測される。ステップ６０でも、ステップ５９と同様に、予測式が導き出される。この予測式は、記憶装置４５に記憶されている過去のデータ（累積損傷係数Ｕｆの時系列データ）を用いて、例えば、最小二乗法により近似して得られる累積損傷係数Ｕｆの第２の予測式である。この第２の予測式を用いて、目標として設定した日（例えば、定期検査日）における給水ノズル１２のノズルコーナ部１６での累積損傷係数Ｕｆを算出する。図１３に示された予測カーブｂが、第２の予測式を用いて予測した、現在から将来に亘って予測した累積損傷係数Ｕｆの推移の一例を表している。予測した、目標である設定日（例えばＭ月Ｄ日）での累積損傷係数Ｕｆは、例えば、Ｄであって、現在のその値であるＣの５．０倍になっている。予測カーブａで示される、現在から将来に亘って予測した非定常熱応力σ_ａｌｔの推移を示す情報、及び予測カーブｂで示される、現在から将来に亘って予測した累積損傷係数Ｕｆの推移の情報は、演算装置４３から表示装置４７に出力されて表示装置４７に表示される。

判定装置４４で実行される機能２の判定処理を、図１２を用いて説明する。機能２の判定処理は、ステップ６１及び６２の処理を含んでいる。ステップ５９で予測された非定常熱応力σ_ａｌｔが疲労限応力σ_ｃｒ未満であるかが判定される（ステップ６１）。疲労限応力σ_ｃｒは、給水ノズル１２の材料の疲労限応力σ_ｃｒである。ステップ６１の処理の後に、ステップ６０で予測された累積損傷係数Ｕｆが累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒ未満であるかが判定される（ステップ６２）。累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒは１である。ステップ６１及び６２の判定結果の情報（「ＹＥＳ」または「ＮＯ」）は、表示装置４７に出力されて表示される。ステップ６２の判定が「ＮＯ」であれば、「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報が制御装置４８に出力される。ステップ６１及び６２の判定結果の情報（「ＹＥＳ」または「ＮＯ」の情報）が、制御装置４８に出力される。

制御装置４８は、ステップ５８の判定が「ＮＯ」である場合、すなわち、「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報を入力したとき、ステップ６２の判定が「ＹＥＳ」になるように、前述した機能１の場合のように抽気流量調節弁４０の開度を制御し、給水２３の温度を調節する。この制御によって、ＲＰＶ３に供給される給水２３の温度は、少なくとも１℃以上、上昇される。

ＢＷＲ発電プラントは、累積損傷係数Ｕｆが１以上になった時点以降の、上記の運転サイクルの残りの期間において、給水温度を減少させた状態で運転が継続される。

判定装置４４で行われる機能２の判定処理は、前述したように、ステップ６１での非定常熱応力σ_ａｌｔの判定処理とステップ６２での累積損傷係数Ｕｆの判定処理がある。ステップ６１での非定常熱応力σ_ａｌｔの判定処理の一例を、図１３を用いて説明する。図１３に示す例では、設定日（Ｍ月Ｄ日）における非定常熱応力σ_ａｌｔはＢ（ＭＰａ）であり（現在の値Ａの１．２倍）、疲労限応力σ_ｃｒ未満である。このため、ステップ６１の判定は「ＹＥＳ」となり、次回の定期検査までの間で非定常熱応力σ_ａｌｔが疲労限応力σ_ｃｒを超えないのでＢＷＲ発電プラント１を次回の定期検査まで継続して運転することができる。

ステップ６２での累積損傷係数Ｕｆの判定処理の一例を、図１３を用いて説明する。図１３に示す例では、設定日（Ｍ月Ｄ日）における累積損傷係数ＵｆはＤである。この予測された累積損傷係数Ｕｆは、現在の値Ｃの５．０倍であるが、累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒ、すなわち、１未満である。このため、ステップ６２の判定は「ＹＥＳ」となり、次回の定期検査までの間で累積損傷係数Ｕｆが累積損傷係数設定値Ｕｆ_ｃｒを超えないのでＢＷＲ発電プラント１を次回の定期検査まで継続して運転することができる。図１３に示す例では、設定日（Ｍ月Ｄ日）より後に予想した累積損傷係数Ｕｆが１に到達する。予想した累積損傷係数Ｕｆが１になる日時が分かれば、次の定期検査までのＢＷＲ発電プラントの運転の仕方（運転条件の変更）やＢＷＲ発電プラント１の改造をいつの定期検査で行えばよいかを知ることができる。この改造工事は、例えば、定期点検期間中の工事であるため、大規模な工事は実施できない。これを実現する方法として、給水ノズル１２内面とサーマルスリーブ１３外面との間の環状流路１４の幅を広くすることが考えられる。具体的には、従来よりも細い外径のサーマルスリーブに取り替えることで改造作業は終了する。これにより、運転条件を変更する前の通常の運転を行ったとしても、環状流路１４の幅を広くすることで温度揺らぎ幅を小さくでき、さらには非定常熱応力も小さくできる。一方、運転条件の変更に関して運転条件の調整範囲を広げることを目的に、例えば、大規模な工事として、抽気配管３９Ｂを内径がより大きな配管に取り替える工事が考えられる。これにより、次の運転サイクル（第２運転サイクル）におけるＢＷＲ発電プラント１の抽気配管の内径は、その前の運転サイクル（第１運転サイクル）におけるＢＷＲ発電プラント１の抽気配管の内径よりも大きくなる。抽気配管３９Ｂの内径を大きくすれば、高圧給水加熱器３７に供給する抽気蒸気量を増やすことができ、給水温度をそれだけ上昇させることができる。

ＢＷＲ発電プラント１の改造を行う必要がある定期検査を決定する例を、図１４を用いて説明する。例えば、表示装置４７に表示された累積損傷係数Ｕｆの予測カーブｂが１に到達する日時が分かれば、その日時の直ぐ後に行う定期検査（またはその日時の直ぐ前に行う定期検査）でＢＷＲ発電プラント１の改造工事を行う必要がある。その日時の直ぐ後に行う定期検査でその改造工事を行う場合には、次回の定期検査のために、つまりプラントの運転を停止するまでの間、前述したように、累積損傷係数が１未満になるように給水温度等を変更する必要がある。

図１４は、ケースＡにおいて次回の定期検査前に累積損傷係数Ｕｆが１に到達する場合を、ケースＢにおいて次回定期検査後に累積損傷係数Ｕｆが１に到達する場合をそれぞれ示している。ケースＡでは、次回の定期検査前で累積損傷係数Ｕｆが１に達した日に、ＢＷＲ発電プラント１を計画外停止させないためにも前述したように給水温度の設定値（運転条件）を変更し、制御装置４８による抽気流量調節弁４０の開度を増大させる制御が行われる。さらに、抽気流量調節弁４０の開度増大後において演算装置４３がステップ５４で算出した累積損傷係数Ｕｆを反映し、演算装置４３はステップ５９において修正第２予測式を導き出す。この修正第２予測式を用いて、修正予測カーブｂ１で示される、将来に亘って予測した累積損傷係数Ｕｆの推移の情報を算出する。累積損傷係数Ｕｆは、制御装置４８による給水温度の制御によって、次回の定期検査まで１未満になるので、ＢＷＲ発電プラント１の運転を継続することができる。したがって、ＢＷＲ発電プラント１の改造工事は、次回の定期検査において実施できることになる。

次回の定期検査よりも後で累積損傷係数Ｕｆが１に到達するケースＢでは、次回の定期検査においてＢＷＲ発電プラント１の改造工事を実施すればよい。

前述した機能１及び機能２の各判定処理において、判定装置４４から「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報を入力した制御装置４８が実行する制御の内容を、図１５に基づいて説明する。制御装置４８は、判定装置４４から「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報を入力したとき、変更された給水温度の設定値を満足するように、抽気流量調節弁４０の開度を増大させる。高圧タービン３０から高圧給水加熱器３７に供給される抽気蒸気量が増大し、注水ノズル１９から、ダウンカマ１１の上方に位置する、ＲＰＶ３の外周部に供給される給水２３の温度が上昇する。このため、ステップ５１（図８参照）で算出される流体の温度差ΔＴ_ｉｎが小さくなり、ステップ５３で算出される非定常熱応力σ_ａｌｔが低減され、ステップ５４で算出される累積損傷係数Ｕｆも小さくなる。給水ノズル１２の熱疲労が低減されてその構造健全性が向上する。

このような制御装置４８の作用により給水温度が低下された状態で、次回の定期検査前の運転サイクルでの運転が終了する。この定期検査において、前述した細い外径のサーマルスリーブに取り替えることで改造作業が実施される。

本実施例によれば、予測された累積損傷係数がその設定値以上になるとき、給水配管３４に設けられた高圧給水加熱器３７に供給される蒸気の流量が増加されるので、ＲＰＶ３内に供給される給水２３の温度が上昇する。このため、給水ノズル１２のノズルコーナ部１６付近の流体の温度揺らぎ幅及び発生頻度を減少させることができ、予測された累積損傷係数がその設定値以上になった時点以降の、運転サイクルの残りの期間において、ＢＷＲ発電プラント１の運転を継続させることができる。したがって、ＢＷＲ発電プラント１の稼働率を向上させることができる。

監視装置４２は、既設、新設及びそれらの電気出力を向上する原子力発電プラントに適用できるとともに、給水ノズル部分に発生確率の小さい不具合が生じたとしてもプラントの運転条件を変更することによって原子力発電プラントを停止させる必要がないため、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。

本実施例は、データベースＢに含まれる減衰係数分布情報を用いて、温度検出器４１から出力された温度計測値の時系列データに基づいて算出される流体温度揺らぎ幅の妥当性を検証及び補正できるため、温度変動と高低温水の温度差から求められる温度揺らぎ幅の評価精度を向上できる。この温度揺らぎ幅は非定常熱応力の算出に使用される重要な係数であり、非定常熱応力の評価精度も向上できる。

本実施例は、データベースＣに含まれる周波数特性情報を用いて温度検出器４１から出力された温度計測値の時系列データに基づいて求められる周波数特性の妥当性を検証及び補正できるため、周波数特性の評価精度を向上できる。この周波数特性は卓越周波数の有無を確認するために重要な特性であり、周波数特性の評価精度向上は無次元応力範囲の評価精度の向上及び非定常熱応力の評価精度の向上をもたらす。

本実施例は、データベースＤに含まれる熱伝達増倍係数の情報を用いてビオ数を求めている。まず、定常熱伝達率及び熱伝達増倍係数を基に非定常熱伝達率を求め、その非定常熱伝達率を用いてビオ数を求めている。ビオ数は無次元応力範囲を決めるために重要な係数であり、無次元応力範囲は非定常熱応力の算出式に使用される係数である。熱伝達増倍係数を精度良く求めることができるので、ビオ数及び無次元応力範囲の評価精度を５％程度向上させることができる。さらに非定常熱応力の評価精度も向上する。

本実施例は、データベースＥに含まれる応力割増係数の情報を用いて非定常熱応力を求めている。この応力割増係数は非定常熱応力の算出に使用される重要な係数であり、この応力割増係数を用いることによって、非定常熱応力の評価精度を向上できる。

本実施例は、データベースＢ，Ｃ，Ｄ及びＥに含まれる上記の各情報を用いて給水ノズル１２の熱疲労の評価を行っているので、それぞれの情報を用いた上記の評価精度の向上が加味され、その熱疲労の評価精度をさらに向上させることができる。

本実施例は、温度検出器４１によってノズルコーナ部１６付近の冷却水２７の温度を測定しているので、ノズルコーナ部１６付近の温度を精度良く測定することができる。給水ノズル１２の内面の温度の測定は、ノズルコーナ部１６付近の冷却水２７の温度を測定に比べて、精度良く測定することが困難である。給水ノズル１２は圧力境界であるので、非接触の温度測定（例えば、赤外線サーモグラフィ、放射温度計）も有効である。

判定装置４４で実行される機能１の判定処理（図９）は、以下のようにしてもよい。すなわち、ステップ５５の判定が「ＮＯ」であるとき、ステップ５６の判定を実行する。さらに、ステップ５６の判定が「ＮＯ」である場合にステップ５７の判定を実行し、ステップ５７の判定が「ＮＯ」である場合にステップ５８の判定を実行する。ステップ５８の判定が「ＮＯ」であれば、「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報が制御装置４８に出力される。各ステップの判定結果の情報は表示装置４７に出力されて表示される。もし、ステップ５８よりも前のステップでの判定が「ＹＥＳ」になったときには、それよりも後の判定処理は中止される。例えば、ステップ５６での判定が「ＹＥＳ」の場合には、ステップ５７，５８の処理は実行されないが、現状の余裕確認のためステップ５８まで実行する。

判定装置４４で実行される機能２の判定処理（図１２）は、以下のように行うことも可能である。すなわち、ステップ６１の判定が「ＮＯ」であるときに、ステップ６２の判定を実行する。ステップ６２の判定が「ＮＯ」であれば、「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報が制御装置４８に出力される。ステップ６１の判定が「ＹＥＳ」であれば、ステップ６２の処理を実行しないが、現状の余裕確認のためステップ６２まで実行する。

本発明の他の実施例である実施例２のＢＷＲ発電プラントを、図１７及び図１８を用いて説明する。本実施例のＢＷＲ発電プラント１Ａは、前述のＢＷＲ発電プラント１において制御装置４８を制御装置４８Ａに替えた構成を有する。ＢＷＲ発電プラント１Ａの他の構成は、ＢＷＲ発電プラント１の構成と同じである。

実施例１と異なる制御装置４８Ａの機能について説明する。制御装置４８Ａは、図１８に示す制御を実行する。制御装置４８Ａは、判定装置４４が機能１及び機能２の各判定処理において「累積損傷係数Ｕｆが１以上である」という判定情報を出力したとき、この判定情報を入力する。この判定情報を入力した制御装置４８Ａは、抽気流量調節弁４０の開度ではなく再循環ポンプ７の回転数を低下させる制御を実行する。再循環ポンプ７の回転数は、制御装置４８Ａによって、次回の定期検査を行うためにＢＷＲ発電プラント１Ａの運転が停止されるまで累積損傷係数Ｕｆが１未満を持続するように低減される。このような制御は、オペレータが、入力装置４６から再循環ポンプ７の回転数の設定値（または炉心流量の設定値）に入力し、制御装置４８Ａがこの設定値に基づいて再循環ポンプ７の回転数を制御することによって行われる。

再循環ポンプ７の回転数を低下させる制御によって、再循環配管８内を流れる冷却水の流量が減少し、ジェットポンプ６から吐出されて炉心４に供給される冷却水２７の流量（炉心流量）が減少する。このため、ステップ５２（図９参照）で算出される流体温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ が小さくなり、ステップ５３で算出される非定常熱応力σ_ａｌｔが低減され、ステップ５４（図９参照）で算出される累積損傷係数Ｕｆも小さくなる。給水ノズル１２の熱疲労が低減されてその構造健全性が向上する。

炉心流量を減少させることによって累積損傷係数Ｕｆが小さくなる理由を以下に説明する。熱疲労の発生要因として懸念される上記した３つの要因のうち、(Ｂ)に示すように、ダウンカマ１１よりも上方の領域であるＲＰＶ３の外周部の上部から流下してくる冷却水２７の流れによって、環状流路１４内に形成されている熱成層界面２６が変動する。上記したように炉心流量の減少に伴ってＲＰＶ３の外周部を流下する冷却水量が減少することによって、環状流路１４内の温度揺らぎ幅が小さくなる。したがって、非定常熱応力σａｌｔ及び累積損傷係数Ｕｆも小さくなる。

本実施例は、実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、累積損傷係数Ｕｆが１以上である場合に、炉心流量を減少させるので、給水温度を低下させる実施例１に比べて、ＲＰＶ３以外の機器に負担を掛けずにＲＰＶ３に設置された機器を操作することにより熱疲労抑制効果を得ることができる。

実施例１及び２では温度検出器４１によって給水ノズル１２のノズルコーナ部１６付近での冷却水２７の温度を検出しているが、ノズルコーナ部１６の内面の温度またはその外面の温度を検出し、この温度の計測値を演算装置４３に入力することも可能である。これらの実施例は、再循環ポンプ７の替りにインターナルポンプを用いたＢＷＲ発電プラントに適用することもできる。

本発明の好適な一実施例である沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。 図１に示す原子炉の概略構成図である。 図２のIII−III断面図である。 図１に示す温度検出器の給水ノズル付近での配置を示す説明図である。 図１に示す記憶装置内のデータベースＡ，Ｂ，Ｃに記憶されている各情報を示す説明図である。 図１に示す記憶装置内のデータベースＤ，Ｅ，Ｆに記憶されている各情報を示す説明図である。 図１に示す記憶装置内のデータベースＧ，Ｈに記憶されている各情報を示す説明図である。 ビオ数Ｂｉと最大無次元応力範囲Δσ^＊ _ｍａｘとの関係を示す特性図である。 図１に示す演算装置で実行される現在評価の機能の処理手順を示す説明図である。 図１に示す判定装置で実行される現在評価の機能の処理手順を示す説明図である。 図１に示す演算装置で実行される将来評価の機能の処理手順を示す説明図である。 図１に示す判定装置で実行される将来評価の機能の処理手順を示す説明図である。 図１に示す判定装置で実行されるステップ６１，６２の処理の具体例を示す説明図である。 図１に示す判定装置で実行されるステップ６２の一例を示す説明図である。 図１に示す制御装置で実行される制御の一例を示す説明図である。 給水ノズルで生じる熱疲労の要因を説明するための給水ノズル付近の拡大構成図である。 本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。 図１７に示す制御装置で実行される制御の一例を示す説明図である。

符号の説明

１，１Ａ…沸騰水型原子力発電プラント、２…原子炉、３…原子炉圧力容器、４…炉心、５…炉心シュラウド、６…ジェットポンプ、７…再循環ポンプ、１１…ダウンカマ、１２…給水ノズル、１３…サーマルスリーブ、１４…環状流路、１６…ノズルコーナ部、１７…給水スパージャ、１９…注水ノズル、２３…給水、２６…熱成層界面、２７…冷却水、２８…跳ね返り水、２９…主蒸気配管、３０…高圧タービン、３２…低圧タービン、３４…給水配管、３５…低圧給水加熱器、３７…高圧給水加熱器、３９Ａ〜３９Ｅ…抽気配管、４０…抽気流量調節弁、４１…温度検出器、４２…監視装置、４３…演算装置、４４…判定装置、４５…記憶装置、４８，４８Ａ…制御装置。

Claims (14)

1. 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管と、前記原子炉容器内で発生して前記主蒸気配管内を導かれる蒸気が供給されるタービンと、前記タービンを通過した前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で生成された凝縮水を給水として導き、前記給水ノズルに接続された給水配管と、前記給水配管に連絡され、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、前記給水配管に設けられた前記給水を加熱する給水加熱器と、前記タービン及び前記主蒸気配管の少なくとも１つから抽気された蒸気を前記給水加熱器に導く少なくとも１本の抽気配管と、前記抽気配管に設けられた流量調節弁と、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置と、監視装置と、制御装置とを備え、
   前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、前記監視装置は、前記温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
   σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
   求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、前記予測された前記非定常熱応力が前記第１設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、
   前記制御装置は、前記予測された累積損傷係数が前記第２設定値以上になるとき、前記流量調節弁の開度を増加させることを特徴とする原子力プラント。
2. 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管と、前記原子炉容器内で発生して前記主蒸気配管内を導かれる蒸気が供給されるタービンと、前記タービンを通過した前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で生成された凝縮水を給水として導き、前記給水ノズルに接続された給水配管と、前記給水配管に連絡され、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、前記給水配管に設けられた前記給水を加熱する給水加熱器と、前記タービン及び前記主蒸気配管の少なくとも１つから抽気された蒸気を前記給水加熱器に導く少なくとも１本の抽気配管と、前記抽気配管に設けられた流量調節弁と、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置と、監視装置と、制御装置とを備え、
   前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、前記監視装置は、前記温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
   σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
   求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、前記予測された前記非定常熱応力が前記第１設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、
   前記制御装置は、前記予測された累積損傷係数が前記第２設定値以上になるとき、前記原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることを特徴とする原子力プラント。
3. 前記制御装置は、前記冷却材流量の減少を、前記炉心に前記冷却材を供給するポンプを制御することにより前記冷却材流量の減少させる請求項２に記載の原子力プラント。
4. 前記監視装置は、前記温度計測値の時系列データに基づいて前記累積損傷係数を求め、この累積損傷係数と累積損傷係数設定値を比較することによって前記熱疲労の評価を行う請求項１ないし請求項３のいずれか１項に記載の原子力プラント。
5. 前記監視装置は、前記温度計測値の時系列データに基づいて前記温度揺らぎ幅の発生頻度を求め、前記温度揺らぎ幅及び前記発生頻度を用いて前記累積損傷係数を求める請求項４に記載の原子力プラント。
6. 前記監視装置は、給水ノズル付近の温度変動の周波数とパワースペクトル密度の関係を示す第３情報及び前記時系列データに基づいて得られる無次元周波数、及びビオ数を用いて、前記最大無次元応力範囲の情報を求める請求項１または２に記載の原子力プラント。
7. 前記監視装置は、熱伝達増倍係数、及び前記環状領域内の流体と給水ノズルの内面の間の定常熱伝達率に基づいて、非定常熱伝達率を求め、この非定常熱伝達率を用いて前記ビオ数を求める請求項６に記載の原子力プラント。
8. 前記監視装置は、熱伝達増倍係数、及び前記環状領域内の流体と給水ノズルの内面の間の定常熱伝達率に基づいて、非定常熱伝達率を求め、この非定常熱伝達率を用いてビオ数を求め、求められた前記ビオ数、及びビオ数と最大無次元応力範囲の関係を示す第４情報に基づいて最大無次元応力範囲の情報を求める請求項１または２に記載の原子力プラント。
9. 前記監視装置は、前記原子炉圧力容器内に供給される前記給水の温度と前記原子炉圧力容器内の冷却材の温度との温度差情報を求め、この温度差情報と温度差設定値を比較することによって前記熱疲労の評価を行う請求項１または２に記載の原子力プラント。
10. 前記監視装置は、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルと前記サーマルスリーブの間に形成された環状領域内での、前記給水ノズルの軸方向における温度の減衰係数分布情報を求め、前記環状領域内の軸方向における最大温度揺らぎ幅を表す最大減衰係数の分布を示す第２情報、及び前記減衰係数分布情報に基づいて最大減衰係数を求め、前記原子炉圧力容器内に供給される前記給水の温度と前記原子炉圧力容器内の冷却材の温度の温度差情報を求め、求められた前記最大減衰係数及び前記温度差情報に基づいて、前記環状領域内の流体の温度揺らぎ幅を求め、この温度揺らぎ幅と温度揺らぎ幅設定値を比較することによって前記熱疲労の評価を行う請求項１または２に記載の原子力プラント。
11. 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの給水ノズルの熱疲労監視方法において、
    前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
    σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
    求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第１設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、前記予測された累積損傷係数が前記第２設定値以上になるとき、前記給水の温度を増加させることを特徴とする給水ノズルの熱疲労監視方法。
12. 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの給水ノズルの熱疲労監視方法において、
    前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
    σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
    求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第１設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、前記予測された累積損傷係数が前記第２設定値以上になるとき、前記原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることを特徴とする給水ノズルの熱疲労監視方法。
13. 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの運転方法において、
    前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、ある運転サイクルにおいて、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
    σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
    求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第１設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、前記運転サイクルの期間で前記予測された累積損傷係数が前記第２設定値以上になる時点以降において、前記給水の温度を増加させることを特徴とする原子力プラントの運転方法。
14. 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの運転方法において、
    前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をＥ、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν _ｐ 、最大無次元応力範囲をΔσ ^＊ _ｍａｘ 、及び応力割増係数をＫｔとしたとき、ある運転サイクルにおいて、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔＴ _ｆ を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
    σ _ａｌｔ ＝Ｋｔ・Ｅ・α・(ΔＴ _ｆ ／２)・(１−ν _ｐ )・Δσ ^＊ _ｍａｘ
    求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第１設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第１設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第２設定値未満であるかを判定し、前記運転サイクルの期間で前記予測された累積損傷係数が前記第２設定値以上になる時点以降において、前記原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることを特徴とする原子力プラントの運転方法。

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