JP5498153B2 - Reactor power monitoring apparatus and method - Google Patents
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Description
本発明は、運転中の原子炉の出力監視技術に関する。 The present invention relates to a power monitoring technique for an operating nuclear reactor.
沸騰水型原子炉(BWR)は、炉心流量を変更することにより沸騰している炉心内の蒸気割合(ボイド率)を変化させ、出力を制御することができる。
しかし、炉心流量及びその他の運転条件によっては、炉心内におけるボイドの輸送遅れと負のボイド反応度係数による負のフィードバック効果とにより、炉心内での中性子束分布と流動状態が不安定化することが知られている。
このような核熱水力不安定現象が発生した結果、出力と流量が大きく振動し、燃料棒表面温度での除熱特性が悪化して、燃料棒被覆管の健全性が損なわれる懸念がある。
The boiling water reactor (BWR) can control the output by changing the steam flow rate (void ratio) in the boiling core by changing the core flow rate.
However, depending on the core flow rate and other operating conditions, the neutron flux distribution and flow state in the core may become unstable due to void transport delay in the core and the negative feedback effect due to the negative void reactivity coefficient. It has been known.
As a result of this nuclear thermal hydraulic instability phenomenon, there is a concern that the output and flow rate will vibrate greatly, the heat removal characteristics at the fuel rod surface temperature will deteriorate, and the soundness of the fuel rod cladding will be impaired. .
このため、沸騰水型原子炉の燃料・炉心設計に際し、核熱水力安定性解析を実施して、予想される全ての運転領域においてこのような振動現象が生じないように、安定性に余裕を持たせた設計をしている。
そして、このような核熱水力安定性が悪化する領域では、運転が制限されるように予め設定されている。また原子炉のタイプによっては、万が一この運転制限領域に入った場合でも、制御棒挿入などにより出力を低下させ、運転制限領域から離脱する機能を持たせたものもある。
For this reason, when designing the fuel and core of a boiling water reactor, nuclear thermal hydraulic stability analysis is performed to ensure that such vibration phenomenon does not occur in all expected operating areas. Designed to have
And in the area | region where such nuclear thermal hydraulic stability deteriorates, it sets beforehand so that a driving | running | working may be restrict | limited. Also, depending on the type of nuclear reactor, even if it enters into the operation restricted area, there is a type that has the function of reducing the output by inserting a control rod or the like and leaving the operation restricted area.
一方において、検知と抑制(Detect and Suppress)の観点から、出力振動現象を許容するとともに核熱水力不安定性に起因する出力振動現象を的確に検知して、燃料健全性が損なわれる前に振動を抑制する原子力プラントも多く存在する。
このため、OPRM (Oscillation Power Range Monitor)と呼ばれる、出力振動現象を検知する専用の検出信号を用いた出力振動検出アルゴリズムが提案されている(例えば、特許文献1)。
On the other hand, from the viewpoint of detection and suppression (Detect and Suppress), the output vibration phenomenon is allowed and the output vibration phenomenon caused by nuclear thermal hydraulic instability is accurately detected, and the vibration before the soundness of the fuel is impaired. There are also many nuclear power plants that suppress this.
For this reason, an output vibration detection algorithm called an OPRM (Oscillation Power Range Monitor) using a dedicated detection signal for detecting an output vibration phenomenon has been proposed (for example, Patent Document 1).
また、複数の核計装信号から振動の主成分分析を行い、振動モードの異なる独立成分を抽出し、炉心一体安定性と領域安定性という異なる振動モードの安定度を評価する手法が知られている(例えば、特許文献2)。
そして、炉心平均中性子束計測値(APRM)、燃料棒での熱伝達時定数相当の遅れ、及び主蒸気流量計測値等を考慮して、核熱水力安定性を評価する手法が知られている(例えば、特許文献3)。
Also, there is a known method that performs principal component analysis of vibrations from multiple nuclear instrumentation signals, extracts independent components with different vibration modes, and evaluates the stability of different vibration modes: core integral stability and region stability. (For example, patent document 2).
And, there is a known method for evaluating nuclear thermal hydraulic stability in consideration of the core average neutron flux measurement value (APRM), the delay corresponding to the heat transfer time constant in the fuel rod, the main steam flow rate measurement value, etc. (For example, Patent Document 3).
さらに、減幅比の安定度を予測解析し、逐次検出される炉心の安定性が、その予測値を超えた場合に警報を出す装置が知られている(例えば、特許文献4)。
また、炉心出力分布、炉心流量、炉心圧力及び給水温度等のプラント情報から、沸騰水型炉の核熱水力安定性を悪化させる指標を逐次算出し、それらの指標が設定値を超えた場合に警報を出す技術が知られている(例えば、特許文献5)。
そして、多数のLPRM信号から炉心固有値計算により求められた中性子束空間モード分布に基づいて安定度を監視する方法が知られている(例えば、特許文献6)。
Furthermore, a device is known that predicts and analyzes the stability of the reduction ratio and issues an alarm when the sequentially detected core stability exceeds the predicted value (for example, Patent Document 4).
In addition, if the indicators that deteriorate the nuclear thermal hydraulic stability of the boiling water reactor are sequentially calculated from plant information such as core power distribution, core flow rate, core pressure, and feed water temperature, and those indicators exceed the set value A technique for issuing an alarm is known (for example, Patent Document 5).
A method of monitoring the stability based on the neutron flux spatial mode distribution obtained by calculating the core eigenvalue from a number of LPRM signals is known (for example, Patent Document 6).
しかし、特許文献1において、沸騰水型原子炉は、大型化・高出力密度化・高燃焼度化するに従い核熱水力安定性が低下するのが一般的であるが、そのような沸騰水型原子炉への対応がとれない。
また、特許文献2から特許文献6においても、炉心出力や出力密度が向上するのに伴い核熱水力安定性の余裕低下が避けられないなかで、核熱水力安定性の監視精度を従来以上に追求することができない。
However, in
In
本発明はこのような問題を解決することを課題とし、核熱水力安定性の監視精度及び信頼性を向上させる原子炉の出力監視技術を提供することを目的とする。 An object of the present invention is to solve such a problem, and an object of the present invention is to provide a reactor power monitoring technique that improves the monitoring accuracy and reliability of nuclear thermal hydraulic stability.
本発明に係る原子炉の出力監視装置は、炉心に設けられる複数の核計装検出器から出力される複数の核計装信号を個別に処理してそれぞれの前記核計装検出器に対応する第1安定性指標を算出する算出部と、それぞれの前記算出部から複数の前記第1安定性指標を入力して統計処理を実行する統計処理部と、前記統計処理の結果から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第1評価部と、を備え、前記処理される複数の核計装信号は、前記炉心における鉛直方向の同一高さレベルにある前記核計装検出器から出力されたものであり、前記第1安定性指標は、減幅比、振動周期、振幅及び位相差のうち少なくとも一つであり、前記第1評価部は、前記複数の第1安定性指標における前記統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価することを特徴とする。 The reactor power monitoring apparatus according to the present invention separately processes a plurality of nuclear instrumentation signals output from a plurality of nuclear instrumentation detectors provided in the core, and performs first stabilization corresponding to each of the nuclear instrumentation detectors. A calculation unit that calculates a sex index, a statistical processing unit that inputs a plurality of the first stability indexes from each of the calculation units and executes a statistical process, and a nuclear thermal hydraulic power in the core from the result of the statistical process A plurality of nuclear instrumentation signals to be processed are output from the nuclear instrumentation detector at the same height level in the vertical direction in the core, The first stability index is at least one of a reduction ratio, a vibration period, an amplitude, and a phase difference, and the first evaluation unit is a variation in a result of the statistical processing in the plurality of first stability indices. Monitoring the convergence status of Flip characterized that you evaluate the nuclear thermal hydraulic stability.
本発明係によれば、核熱水力安定性の監視精度及び信頼性を向上させた原子炉の出力監視技術が提供される。 According to the present invention, there is provided a reactor power monitoring technique that improves the monitoring accuracy and reliability of nuclear thermal hydraulic stability.
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図1に示される原子力発電システムは、核燃料の核分裂による発熱により炉水を加熱して蒸気を発生させる原子炉10と、この発生した蒸気をタービン22に導く主配管21と、この蒸気により回転駆動するタービン22と同軸接続され回転運動エネルギーを電機エネルギーに変換する発電機23と、タービン22で仕事をして膨張した蒸気を冷却し凝縮して復水する復水器24と、この復水をポンプ25により送液して原子炉10に導く給水配管26とから構成されている。
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings.
A nuclear power generation system shown in FIG. 1 includes a
この原子炉10に戻された給水は、再び炉水として加熱され、前記したプロセスを繰り返し、連続的な発電が行われる。そして、この発電が安定して持続するように原子炉10における核熱水力安定性を監視する出力監視装置30が設けられている。
The feed water returned to the
原子炉10は、炉水が満たされた内部にシュラウド15が固定されている圧力容器11と、このシュラウド15に固定される炉心支持板17と、この炉心支持板17に支持されシュラウド15に外周が囲まれている炉心16と、炉心16を通過して気液二相流となった炉水を気液分離する気水分離器13と、から構成されている。
The
そして、気水分離器13で気水分離された一方の蒸気は前記したように主配管21に導かれて発電に寄与し、他方の分離水は給水配管26から戻された給水と合流する。このように合流した炉水は、周方向に複数設けられた再循環ポンプ18により(図面では省略して一つのみ記載)、シュラウド15及び圧力容器11に挟まれる領域(ダウンカマD)を下降して下部プレナムLに案内される。
下部プレナムLに案内された炉水は、再び炉心16を通過して加熱され気液二相流となって、上部プレナムUに到達する。この到達した気液二相流は、再び気水分離器13に導かれ、前記したプロセスを繰り返す。
Then, as described above, one steam separated from the steam by the
Reactor water guided to the lower plenum L passes through the
炉心16は、図2にその水平断面図が示されるように、多数の燃料棒(図示略)が収納されている角筒状のチャンネルボックス33と、核分裂反応に伴う中性子を吸収して出力を制御する制御棒32と、この中性子を検出する核計装検出器31a,31b,31c,31d(図1)を支持するとともに上部格子板14及び炉心支持板17にそれぞれ上下端が固定されている計装管31とが、多数配列して構成されている。
As shown in the horizontal sectional view of FIG. 2, the
この計装管31は、16体のチャンネルボックス33に1本程度の割合で設置されており、たとえば燃料集合体が872体の改良型沸騰水炉では52本の計装管31が設けられている。
これら計装管31の鉛直方向4箇所に設けられている核計装検出器31a,31b,31c,31dは、下からの高さ位置に応じてそれぞれAレベル、Bレベル、Cレベル、Dレベルと呼ばれている。そして、炉心16を内部循環する炉水は、Aレベルから流入して、燃料により加熱され沸騰が始まり、Bレベル、Cレベル、Dレベルに水・蒸気の二相状態を変化させながら順次到達する。
This
The
核熱水力安定性は、この水・蒸気二相状態における圧力伝播の影響を大きく受ける。
つまり、炉心16を下から上に向かう炉水の圧力伝播遅れにより、二相状態(水・蒸気割合)が変動し、核計装検出器31a,31b,31c,31dの応答が遅れ、Aレベル、Bレベル、Cレベル、Dレベルから検出される核計装信号S(Sa,Sb,Sc,Sd)にそれぞれ位相差を生じさせる。
Nuclear thermal hydraulic stability is greatly affected by pressure propagation in this two-phase state of water and steam.
That is, due to the delay in the pressure propagation of the reactor water from the bottom to the top of the core 16, the two-phase state (water / steam ratio) fluctuates, and the responses of the
このような炉水流れ方向における出力振動の位相差は、互いの核計装信号Sの応答をキャンセルする作用があるために、同じ高さレベルの複数の核計装信号Sを評価することが核熱水力安定性の監視の精度や信頼性の観点から好ましい。
また、AレベルからDレベルの全てについて安定性監視をする必要は無く、一般的に安定性監視の感度が最も高いと言われるBレベルにおいて核熱水力安定性の評価を行うこととする。
Since the phase difference of the output oscillation in the reactor water flow direction has an action of canceling the response of the nuclear instrumentation signals S to each other, it is possible to evaluate a plurality of nuclear instrumentation signals S at the same height level. It is preferable from the viewpoint of accuracy and reliability of monitoring of hydrodynamic stability.
Further, it is not necessary to monitor the stability from the A level to the D level, and the nuclear thermal hydraulic stability is evaluated at the B level, which is generally said to have the highest sensitivity of the stability monitoring.
出力監視装置30は、図2に示されるように、炉心16における鉛直方向の同一高さレベルにある核計装検出器31から出力される複数の核計装信号Sを個別に処理する複数の信号処理部40が設けられている(図2では、一部の核計装検出器31における核計装信号Sの流れが破線で示され、その他は省略されている)。
それぞれの信号処理部40は、図3に示されるように、アナログの核計装信号Sをデジタル変換するA/D変換器41と、バンドパスフィルタ42と、個々の核計装検出器31に対応する第1安定性指標K1を算出する算出部44と、ピーク検知部60とから構成されている。
As shown in FIG. 2, the
As shown in FIG. 3, each
そして、これら複数の信号処理部40からそれぞれ出力される複数の第1安定性指標K1は、図2に示すよう統計処理部70に入力されて統計処理が実行される。さらに、統計処理部70における統計処理の結果は、第1評価部81に出力され炉心16における核熱水力安定性が評価される。
Then, the plurality of first stability indices K1 output from the plurality of
バンドパスフィルタ42は、図4に示されるようなバンドパス特性を有し、核計装信号Sにおける核熱水力安定性に関連する周波数帯域を通過させるものである。
核計装信号Sは、このバンドパスフィルタ42を通過すると、図7に示されるような時系列データXtとなる。(図8は、この時系列データXtの表示スケールを変更して拡大表記したものである)
ここで、核計装信号Sの周波数は、炉心16を二相流動が通過する時間の逆数に比例しており、典型的には0.3〜0.6Hz程度の振動周波帯となる。
したがって、この周波数帯域より高周波帯域は、核熱水力安定性の評価に関係しない固有の雑音成分、あるいは構造に由来する機械的振動による搖動成分であるので、除く必要がある。このような、高周波数成分を除去するために、カットオフ周波数が1Hz程度のローパスフィルタを通過させることによる。
The
When the nuclear instrumentation signal S passes through the
Here, the frequency of the nuclear instrumentation signal S is proportional to the reciprocal of the time during which the two-phase flow passes through the
Therefore, a frequency band higher than this frequency band is an inherent noise component not related to the evaluation of nuclear thermal hydraulic stability, or a peristaltic component due to mechanical vibration derived from the structure, and thus needs to be excluded. In order to remove such a high-frequency component, the low-pass filter having a cutoff frequency of about 1 Hz is passed.
また出力振動の周波数帯域より低周波帯域は、例えばプラント制御などでゆっくりと変動するトレンド成分であり、このような低周波数成分は、後の自己回帰分析やピーク検出の計算精度を低下させることから、カットオフ周波数が0.1〜0.2Hz程度のハイパスフィルタを通過させて取り除く。これは、定常成分も含まれるので、規格化にも相当する処理である。このようなバンドパスフィルタ42として、Butterworthなどのデジタルフィルタを適用することができる。
In addition, the frequency band lower than the frequency band of output vibration is a trend component that fluctuates slowly due to, for example, plant control, and this low frequency component reduces the calculation accuracy of later autoregressive analysis and peak detection. The filter is removed by passing through a high-pass filter having a cutoff frequency of about 0.1 to 0.2 Hz. This is a process corresponding to normalization because a stationary component is also included. As such a
ここで図5に示される原子炉10の運転ラインを参照し、ハイパスフィルタのカットオフ周波数fcmin及びローパスフィルタのカットオフ周波数fcmaxの設定方法について説明する。
原子炉10は、この運転ライン上の炉心出力・炉心流量で運転される。核熱水力安定性の評価が必要となる運転領域は、低炉心流量・高炉心出力領域であり、具体的に図5の破線で囲まれる領域Rである。
Here, with reference to the operation line of the
The
出力振動の周波数は、一般には炉心出力に比例し炉心流量に反比例する。すなわち、図5の左側矢示部が最低振動周波数fminとなり、右側矢示部が最高振動周波数fmaxとなるので、この両者の値に基づいてカットオフ周波数fcmin,fcmaxを設定する。
ただし、若干の余裕を持たせて、次式のように設定すると良い。ここでεは定数で、例えば0.05程度の値を設定する。
The frequency of the output vibration is generally proportional to the core output and inversely proportional to the core flow rate. That is, since the left arrow in FIG. 5 indicates the lowest vibration frequency fmin and the right arrow indicates the maximum vibration frequency fmax, the cut-off frequencies fcmin and fcmax are set based on both values.
However, it may be set as shown in the following equation with a slight margin. Here, ε is a constant, for example, a value of about 0.05 is set.
fcmax=fmax+ε
fcmin=fmin−ε
fcmax = fmax + ε
fcmin = fmin−ε
なお、最低周波数fmin及び最大周波数fmaxの求め方は実機データを利用する方法と、解析により求める方法の二種類がある。
前者の実機データを利用する方法としては、実機の運転状態が図5の矢示点相当の位置にある際に、核計装信号(S)の平均値信号(APRM)から、統計的処理を施して振動周波数を推定する。
ただし、炉心が極めて安定な場合は、十分な精度で振動周波数を推定できない可能性がある。その場合には、制御棒をランダム、あるいは周期的に操作することにより、制御棒投入反応度から中性子束応答への伝達関数を推定することにより、精度良く振動周波数を推定することができる。
There are two methods for obtaining the minimum frequency fmin and the maximum frequency fmax: a method using actual machine data and a method obtained by analysis.
As a method of using the former actual machine data, statistical processing is performed from the average value signal (APRM) of the nuclear instrumentation signal (S) when the operation state of the actual machine is at a position corresponding to the arrow indicated in FIG. To estimate the vibration frequency.
However, if the core is extremely stable, the vibration frequency may not be estimated with sufficient accuracy. In that case, the vibration frequency can be accurately estimated by estimating the transfer function from the control rod injection reactivity to the neutron flux response by operating the control rod randomly or periodically.
後者の解析により求める方法としては、原子炉の核熱水力安定性を物理モデル化した安定性解析コードを用いて、図5の矢示点の運転条件における核熱水力安定性を評価して、振動周波数を推定することができる。 As a method to obtain by the latter analysis, the nuclear thermal hydraulic stability under the operating conditions indicated by the arrows in FIG. 5 is evaluated by using a stability analysis code that physically models nuclear thermal hydraulic stability of a nuclear reactor. Thus, the vibration frequency can be estimated.
図3に戻って説明を続ける。
算出部44は、時系列データXtから第1安定性指標K1に係る減幅比、振動周期及び振幅を演算するもので、自己回帰分析部50である減幅比演算器51及び振動周期演算器52と、振幅演算器53とから構成されている。
なお、同じく第1安定性指標K1に係る位相差を演算する位相差演算部84は、対比される二つの時系列データXtを処理するものなので、それぞれの信号処理部40の系外に設けられている。
Returning to FIG. 3, the description will be continued.
The
Similarly, the phase
ここで、図9に模式的に描かれた減衰振動信号を用いて、減幅比、振動周期及び振幅の定義を行う。ピーク値を順番に、X1,X2,X3,X4,・・・として、それらのピークの出現する時間を各々、T1,T2,T3,T4、・・・とすれば、減幅比、振動周期及び振幅は次のように定義される。 Here, the attenuation ratio, the vibration period, and the amplitude are defined using the damped vibration signal schematically illustrated in FIG. Assuming that the peak values appear in order as X1, X2, X3, X4,..., And the times when these peaks appear are T1, T2, T3, T4,. And the amplitude are defined as follows:
減幅比=(X3−X4)/(X1−X2)
振動周期=(T3−T1) 又は (T4−T2)
振幅=(X3−X4) 又は (X1−X2)
位相差は、複数信号間でのTn間の時間差を、1周期を360度とした角度で定義する。
Reduction ratio = (X3−X4) / (X1−X2)
Vibration period = (T3-T1) or (T4-T2)
Amplitude = (X3-X4) or (X1-X2)
The phase difference is defined by an angle in which a time difference between Tn between a plurality of signals is 360 degrees as one cycle.
前記算出部44(図3)における演算は、具体的にインパルス応答、スペクトル密度関数又は伝達関数を用いた自己回帰分析に基づいて行われる。
これは、図9で模式的に説明したように、減幅比、振動周期、振幅などを定義そのものから算出した場合に、値はばらついて一定値になる場合が少なく、そのままでは信頼性の観点から問題であるからある。
そこで、時系列信号Xtの動的応答特性を自己回帰法により推定し、信頼性の高い安定性指標を求めることとする。自己回帰分析は、時系列信号Xtを過去値から線形に推定する手法であり、動的モデリング手法として広く用いられている。
The calculation in the calculation unit 44 (FIG. 3) is specifically performed based on autoregressive analysis using an impulse response, a spectral density function, or a transfer function.
As schematically illustrated in FIG. 9, when the reduction ratio, vibration period, amplitude, and the like are calculated from the definition itself, the values rarely vary and become constant values. Because it is a problem.
Therefore, the dynamic response characteristics of the time series signal Xt are estimated by the autoregressive method to obtain a highly reliable stability index. Autoregressive analysis is a technique for linearly estimating the time series signal Xt from past values, and is widely used as a dynamic modeling technique.
自己回帰分析は、図6に示されるように、時系列データXtを図6(1)式に線形当てはめし、図6(2)の自己回帰係数akを推定する。ここでetは当てはめから外れたガウス雑音である。このような自己回帰過程を効率良く推定するアルゴリズムは、いくつかの公知技術が広く使われている。
自己回帰係数akには、時系列の時間的応答特性が反映されており、この係数akを用いることにより、減幅比や振動周期、位相差を求めることが可能である。
In the autoregressive analysis, as shown in FIG. 6, the time series data Xt is linearly fitted to the equation (1) in FIG. 6, and the autoregressive coefficient ak in FIG. 6 (2) is estimated. Here, et is Gaussian noise that is out of the fit. Several known techniques are widely used for algorithms for estimating such autoregressive processes efficiently.
The autoregressive coefficient ak reflects a time-series temporal response characteristic. By using this coefficient ak, it is possible to obtain the reduction ratio, the vibration period, and the phase difference.
インパルス応答に基づく減幅比及び振動周期は、自己回帰係数akから図6(3)式を経て図6(4)式のように平均値を取って、ばらつきを抑えた推定値として用いる。 The reduction ratio and vibration period based on the impulse response are averaged from the autoregressive coefficient ak as shown in FIG. 6 (4) through the equation (3) and used as an estimated value with reduced variation.
スペクトル密度関数に基づく減幅比及び振動周期は次のようにして求めることができる。まず、離散(デジタル)時間の遅れ演算子z-1(xt-1=z-1xt)を用いて、図6(5)式から図6(6)式で表されるスペクトル密度関数S(f)を得る。なお図6(6)式における分子はガウス雑音etの分散である。 The reduction ratio and vibration period based on the spectral density function can be obtained as follows. First, using the delay operator z −1 (x t−1 = z −1 x t ) of discrete (digital) time, the spectral density function represented by the equations of FIG. 6 (5) to FIG. 6 (6). S (f) is obtained. The numerator in FIG. 6 (6) is the variance of Gaussian noise et.
このスペクトル密度関数S(f)を用いて、図10に示されるような、安定度(減幅比)の周波数スペクトルを示すグラフが得られる。
図10の上段のスペクトルは、安定状態(減幅比=0.2)を示し、下段のスペクトルは発振時(減幅比が1を超える)を示している、減幅比が大きい程(不安定な程)なスペクトルのピークが鋭くなる傾向のあることがわかる。
したがって、このスペクトルピークの鋭さから減幅比を推定することができる。
推定法としては、スペクトルを減衰定数が含まれる2次の振動式にフィッティングして、減衰定数を求めて、減衰定数から減幅比に換算する方法や、ピークの高さが半分になる点におけるピーク幅(半幅値)から減衰定数を推定する方法などがある。
また、振動周期は、スペクトルピークに相当する周波数の逆数から求まる。
Using this spectral density function S (f), a graph showing the frequency spectrum of stability (reduction ratio) as shown in FIG. 10 is obtained.
The upper spectrum in FIG. 10 shows a stable state (attenuation ratio = 0.2), and the lower spectrum shows the time of oscillation (the attenuation ratio exceeds 1). It can be seen that the more stable the peak of the spectrum tends to be sharp.
Therefore, the reduction ratio can be estimated from the sharpness of the spectrum peak.
As an estimation method, the spectrum is fitted to a quadratic vibration equation including an attenuation constant, the attenuation constant is obtained, and the attenuation constant is converted into a reduction ratio, or the peak height is halved. There is a method of estimating the attenuation constant from the peak width (half width value).
Further, the vibration period is obtained from the reciprocal of the frequency corresponding to the spectrum peak.
伝達関数に基づく減幅比及び振動周期は、次のようにして求めることができる。
図6(5)式の逆数で表される図6(7)式が、ガウス雑音から時系列への伝達関数であり、安定性情報はこの伝達関数に含まれている。
A(Z-1)の零点が伝達関数の極であり、この極の複素平面状における位置関係により安定性が決まってくるので、伝達関数極を推定することにより、減幅比と振動周波数を推定することができる。
ここで、伝達関数極を(PR,PI)として、図6(9)式のように定義すれば、伝達関数に基づく減幅比及び振動周期は、図6(10)式のように求められる。ここで、Δtは時系列信号Xtのサンプリング周期である。
The reduction ratio and the vibration period based on the transfer function can be obtained as follows.
6 (7) expressed by the reciprocal number of FIG. 6 (5) is a transfer function from Gaussian noise to time series, and stability information is included in this transfer function.
The zero of A (Z -1 ) is the pole of the transfer function, and the stability is determined by the positional relationship of this pole in the complex plane, so by estimating the transfer function pole, the reduction ratio and vibration frequency are Can be estimated.
Here, if the transfer function pole is defined as (P R , P I ) as shown in FIG. 6 (9), the reduction ratio and vibration period based on the transfer function are as shown in FIG. 6 (10). Desired. Here, Δt is a sampling period of the time series signal Xt.
自己回帰分析部50(図3)における減幅比演算器51及び振動周期演算器52においては、以上の三種類の手法のいずれかを用いることにより、減幅比と振動周期を演算している。
振幅演算器53は、時系列信号Xtの標準偏差から近似的に演算して振幅を得る。この場合に用いられる時系列信号Xtは、自己回帰分析に用いるデータ長と同じものを用いれば良い。
位相差演算部84は、二つの時系列信号Xtのクロススペクトル密度から位相差を演算する。このクロススペクトルは二信号間の相互相関関数のフーリエ変換や、二変数の自己回帰分析などから求めることができる。
In the
The
The
統計処理部70は、複数の信号処理部40(図2)に含まれるそれぞれの算出部44から複数の第1安定性指標K1を入力して統計処理を実行するものであって、図3に示されるように、標準偏差演算部71と、平均値演算部72と、最大値選択部73とから構成されている。
統計処理部70は、炉心16の鉛直方向の同一高さレベルにある核計装検出器31のグループ(図2参照)から導かれた第1安定性指標K1に対して予め設定された基準値との比較判定を実施して核熱水力安定性の安定余裕に関する判断を行う。
The
The
ここで、図7の時系列データXtのグラフを参照して出力振動が成長する過程を検討する。この図7の(I)付近は、核計装信号Sの振幅は小さく、定常ノイズレベルとみなされる安定領域である。これが(II)付近から振幅が大きくなりだし、不安定化が始まっており、(III)付近で完全に不安定化して振幅は急激に成長して、(IV)付近で大きな振幅の振動状態となる。この場合は、(IV)の状態になる前の、(II)から(III)付近でこのような不安定化を確実に検知する必要がある。 Here, the process in which the output vibration grows is examined with reference to the graph of the time series data Xt in FIG. The vicinity of (I) in FIG. 7 is a stable region where the amplitude of the nuclear instrumentation signal S is small and is regarded as a steady noise level. This is because the amplitude starts to increase from around (II), and destabilization has begun, completely destabilized near (III), and the amplitude grows rapidly. Become. In this case, it is necessary to reliably detect such instability in the vicinity of (II) to (III) before the state of (IV).
図11に、異なる複数の核計装検出器31(図2)に接続されるそれぞれの算出部44(図3)から出力された減幅比(第1安定性指標K1)の重ね書き結果を表示し、図12にこの減幅比の最大値と平均値を表示する。この、図11によれば、減幅比は、出力元の核計装検出器31によってばらつきが認められるが、このばらつきは不安定化と共に減少して、最終的にはある一定の値に収束して行くことがわかる。
FIG. 11 displays the overwriting result of the reduction ratio (first stability index K1) output from each calculation unit 44 (FIG. 3) connected to a plurality of different nuclear instrumentation detectors 31 (FIG. 2). FIG. 12 shows the maximum value and the average value of the reduction ratio. According to FIG. 11, the reduction ratio is recognized to vary by the output
図13は減幅比の平均値とその標準偏差(ただし、平均値で規格化した値)の変化を示し、図14は減幅比の標準偏差の変化率を示している。
安定な状態では標準偏差はばらついているが、不安定化が始まる(II)付近からばらつきは減少し始め、出力振動が急激に成長しだす(III)付近から、減幅比のばらつきも急激に減少し一定値に漸近し始めることがわかる。
FIG. 13 shows the change of the average value of the reduction ratio and its standard deviation (however, the value normalized by the average value), and FIG. 14 shows the change rate of the standard deviation of the reduction ratio.
Although the standard deviation varies in a stable state, the fluctuation starts to decrease near the beginning of destabilization (II), and the fluctuation of the reduction ratio also decreases sharply from the vicinity of (III) where the output oscillation starts to grow rapidly. It can be seen that it starts asymptotic to a certain value.
図15は、振動周期(第1安定性指標K1)の平均値とその標準偏差(絶対値)の変化を示している。この図15によれば、減幅比と同じ傾向が振動周期にも認めることができる。 FIG. 15 shows changes in the average value of the vibration period (first stability index K1) and its standard deviation (absolute value). According to FIG. 15, the same tendency as the reduction ratio can be recognized in the vibration period.
これは、システムの不安定化に伴い、システム固有の非線形性が顕在化して、マクロな振動の引き込み現象が生じて、燃料集合体個々のばらばらな振動が、炉心全体のマクロな振動へと推移していることを表している。すなわち、炉心全体の核熱水力安定性が顕在化した状態では、安定性の指標である減幅比、共振周波数(振動周期)は全体的に揃ってくるので、指標のばらつきがある値以下に収束したことにより、不安定化を判断することができる。
なお、ばらつき自体は、振動周期の方が小さいが(図15)、減幅比の方が急激に減少しており(図13参照)、振動周期は、ばらつきの絶対値を、減幅比はばらつきの変化率を監視するのが監視の信頼性上有効であることがわかる。
This is because the system-specific instability becomes obvious due to system instability, and macro vibration pull-in phenomenon occurs, and the discrete vibration of each fuel assembly shifts to macro vibration of the entire core. It represents that. In other words, in the state where the nuclear thermal hydraulic stability of the entire core has become apparent, the reduction ratio and the resonance frequency (vibration period), which are stability indicators, are aligned as a whole. It is possible to determine the instability due to convergence.
The fluctuation itself is smaller in the vibration period (FIG. 15), but the reduction ratio is decreasing more rapidly (see FIG. 13). The vibration period is the absolute value of the fluctuation, and the reduction ratio is It can be seen that monitoring the variation rate of variation is effective for monitoring reliability.
図16は、振幅(第1安定性指標K1)の平均値と標準偏差(絶対値と平均値での規格値)を示している。振幅は、不安定化により急激に増加して行くが、非線形性に基づいた一定振幅のリミットサイクルに収束していく。図16の例ではリミットサイクルに収束する前に、振動は抑制されている。
振幅の場合は、不安定化に伴い平均値が急増するが、そのばらつきが減少することはなく、平均値の増大に伴い増大してゆく。これは、炉心内において振幅は必ずしも一定にはならず、個々の燃料集合体の安定性や、中性子変動のフィードバックに依存して振幅にもばらつきが生じるからである。しかし、規格化した振幅の標準偏差は一定値に収束している状況がわかる。
FIG. 16 shows the average value and standard deviation (standard value in absolute value and average value) of the amplitude (first stability index K1). The amplitude increases rapidly due to destabilization, but converges to a limit cycle with a constant amplitude based on nonlinearity. In the example of FIG. 16, the vibration is suppressed before convergence to the limit cycle.
In the case of amplitude, the average value increases rapidly with destabilization, but the variation does not decrease and increases with an increase in average value. This is because the amplitude is not necessarily constant in the core, and the amplitude varies depending on the stability of individual fuel assemblies and the feedback of neutron fluctuations. However, it can be seen that the standard deviation of the normalized amplitude has converged to a constant value.
図3に戻って説明を続ける。
第1評価部81は、このように統計処理部70から入力される複数の第1安定性指標K1の統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価する。
第1安定性指標K1のばらつきの収束状況(図11から図16)と、時系列データXtにおける核熱水力安定性の余裕(図7)とを比較してみると、最も早い時点で安定性の変化に対して追従するのは、振動周期の規格化された標準偏差であることが判る。その次に、振幅の変動が追従しており、その後で減幅比のばらつきが急激に減少して、最後に振幅の平均値が急激に増加している。
Returning to FIG. 3, the description will be continued.
The
Comparing the convergence situation of the first stability index K1 (FIGS. 11 to 16) with the margin of nuclear thermal hydraulic stability in the time-series data Xt (FIG. 7), it is stable at the earliest time. It can be seen that the standard deviation of the vibration period follows the change in sex. Next, the fluctuation of the amplitude follows, and thereafter, the variation in the reduction ratio rapidly decreases, and finally the average value of the amplitude increases rapidly.
第1評価部81では、これらの指標の変動を各段階で監視することで、核熱水力安定性の余裕をきめ細かく監視して、炉心16における核熱水力安定性の評価を行う。
まず減幅比であるが、その平均値自体はここではあまり重要な監視パラメータではなく、減幅比の最大値を監視する。そこで、減幅比の規格化された標準偏差の減少率を監視する。減少率の絶対値が設定値以下で設定値以上の時間継続、あるいは標準偏差の値自体が設定値以下になったところで安定性余裕が悪化したと判定する。
The
First, the reduction ratio, but the average value itself is not a very important monitoring parameter here, and the maximum value of the reduction ratio is monitored. Therefore, the standardized standard deviation reduction rate of the reduction ratio is monitored. It is determined that the stability margin has deteriorated when the absolute value of the decrease rate is equal to or less than the set value and continues for a time equal to or greater than the set value, or when the standard deviation value itself falls below the set value.
図14に示される減幅比の規格化された標準偏差の変化率の例では、変化率が継続して負の値になるのは500秒から600秒の区間、及び700秒から900秒の区間である。500秒から600秒の区間では、まだ標準偏差自体の値が0.15以上で大きいのに対し、700秒から900秒の区間ではその値が0.05以下になるので、この両者に関する安定性余裕は700秒から900秒の区間のほうが小さいと判断できる。 In the example of the rate of change of the standardized standard deviation of the reduction ratio shown in FIG. 14, the rate of change continues to become a negative value from 500 seconds to 600 seconds, and from 700 seconds to 900 seconds. It is a section. In the section from 500 seconds to 600 seconds, the value of the standard deviation itself is still larger than 0.15, whereas in the section from 700 seconds to 900 seconds, the value is 0.05 or less. It can be judged that the margin is smaller in the section from 700 seconds to 900 seconds.
図13からもわかるように安定性が悪化しだすと、振動周期の標準偏差はほぼ単調に減少してゆくことがわかる。したがって、設定値次第で、どの区間においてどのような判断を行い、どのような操作を行うかを設定することができる。 As can be seen from FIG. 13, when the stability begins to deteriorate, the standard deviation of the vibration period decreases almost monotonously. Therefore, depending on the set value, it is possible to set what judgment and what operation is performed in which section.
図16に示すように振幅は、安定性余裕が喪失した時点で急激に増加する傾向があるので、振幅はその最大値の監視と共に、燃料健全性を確保するための振動抑制装置33(図3)を起動するための判断基準となりえる。規格化した標準偏差がほぼ一定値に収束する段階では、不安定状態が飽和して、振動が成長しだす時点に相当するので、振動抑制の準備段階(警報装置32等の起動)の基準となりえる。
As shown in FIG. 16, the amplitude tends to increase suddenly when the stability margin is lost. Therefore, the amplitude is monitored with its maximum value, and the vibration suppressing device 33 (FIG. 3) for ensuring fuel integrity. ) Can be a criterion for starting. At the stage where the standardized standard deviation converges to a substantially constant value, it corresponds to the point in time when the unstable state is saturated and vibration starts to grow, so it can serve as a reference for the preparation stage of vibration suppression (starting of the
図3に戻って説明を続ける。
ピーク検知部60は、振幅検知器61及び振動周期検知器62から構成され、核計装信号Sから第1安定性指標K1よりも高応答な第2安定性指標K2を導くものである。
これは、自己回帰分析により導かれる第1安定性指標K1は、ある程度のデータ長を必要として演算結果を得るのに時間が要求され、応答遅れの問題が避けられないからである。
そこで、ピーク検知部60を設け、時系列信号Xtをピーク検知して、短時間に振幅及び振動周期等の第2安定性指標K2を得ることとする。
なお、第1安定性指標K1は時系列信号Xtの状態推移を監視するのに適しており、第2安定性指標K2は時系列信号Xtの急激な状態変化を監視するのに適している。
Returning to FIG. 3, the description will be continued.
The
This is because the first stability index K1 derived by autoregressive analysis requires a certain length of data and requires time to obtain a calculation result, and the problem of response delay cannot be avoided.
Therefore, the
The first stability index K1 is suitable for monitoring the state transition of the time series signal Xt, and the second stability index K2 is suitable for monitoring a sudden state change of the time series signal Xt.
図8を用いて第2安定性指標K2に係る振幅と振動周期の検出方法を説明する。
ここで、A値は、算出部44(図3)により予め得られている振幅値Aである。この振幅値Aは自己回帰分析で用いたデータ長間分の時間を遡った時点の平均的な振幅である。この振幅値Aに対して、1以上の係数pを乗算したピーク検出用の閾値pAを設定する。 この閾値pAは、振幅値Aに対し非線形変化するものとし、振幅値Aが小さい場合に大きく、振幅値Aが大きくなるにつれ小さくなりかつ小さくなる割合が大きくなり、警報装置34を動作させる時点で1になることとする。
A method for detecting the amplitude and vibration period according to the second stability index K2 will be described with reference to FIG.
Here, the A value is the amplitude value A obtained in advance by the calculation unit 44 (FIG. 3). This amplitude value A is an average amplitude at the time of tracing back the time for the data length used in the autoregressive analysis. A threshold value pA for peak detection is set by multiplying the amplitude value A by one or more coefficients p. This threshold value pA is assumed to change nonlinearly with respect to the amplitude value A. When the amplitude value A is small, the threshold value pA is large. It will be 1.
第2安定性指標K2に係る振幅は、第1安定性指標K1に係る振幅に1以上の係数を乗算した領域(−pAからpAの領域)を超える核計装信号Sのピークトップとピークボトムとの間隔から導かれ、第2安定性指標K2に係る振動周期は、前記領域を超える核計装信号Sの隣接するピークトップの間隔又は隣接するピークボトムの間隔から導かれる。
すなわち、時系列データXtが、閾値pAを超えたとすると、自己回帰分析で推定された振動周期の半分以内の時間位置に次にピークが来るはずである。そこで、時系列データXtが閾値pAを超えた時点から振動周期の半分以内の時間位置で次のピークを探す。
次のピークが見つかれば、前のピークとの間の時間差を新たな振動周期として、次回以降のピーク検知に使用する。
The amplitude related to the second stability index K2 includes the peak top and peak bottom of the nuclear instrumentation signal S exceeding the region (region of -pA to pA) obtained by multiplying the amplitude related to the first stability index K1 by one or more coefficients. The oscillation period according to the second stability index K2 is derived from the interval between adjacent peak tops or the interval between adjacent peak bottoms of the nuclear instrumentation signal S exceeding the region.
That is, if the time series data Xt exceeds the threshold value pA, the next peak should come at a time position within half of the vibration period estimated by autoregressive analysis. Therefore, the next peak is searched for at a time position within half of the vibration period from the time point when the time series data Xt exceeds the threshold value pA.
If the next peak is found, the time difference from the previous peak is used as a new vibration cycle, and is used for the next peak detection.
第2評価部82は、第2安定性指標K2から炉心16における核熱水力安定性を評価するものである。例えば、第2安定性指標K2に係る振幅が連続して2回、図8の閾値Bを超えて検出された場合は警報装置34で運転員に知らせ、連続して10回検出された場合は警報装置35を動作させて自動的に制御棒を挿入して出力を低下させて出力振動を抑制させる。
The
このように、第1評価部81が核熱水力安定性の不安定化を評価した場合、この第1評価部81による評価を中止して、第2評価部82による高応答の評価に切り替えることにより、炉心の核熱水力状態の不安定化を高い信頼性で、出力振動による燃料健全性が脅かされる前に余裕を持って検知することができ、出力振動を確実に抑制することができる。
As described above, when the
次に図17に示すフローチャートを参照して(適宜図3参照)、ピーク検知機能を用いた場合の原子炉の出力監視方法の動作説明を行う。
まず、図2に示されるグループ内の複数の核計装検出器31から出力される複数の核計装信号Sを個別に処理した時系列データXtを算出部44(図3)に入力し(S11)、それぞれの核計装検出器31に対応する第1安定性指標K1を算出する(S12)。次に、それぞれの算出部44から出力される複数の第1安定性指標K1を統計処理部70に入力して統計処理を実行する(S13)。
Next, referring to the flowchart shown in FIG. 17 (see FIG. 3 as appropriate), the operation of the reactor power monitoring method when the peak detection function is used will be described.
First, time series data Xt obtained by individually processing a plurality of nuclear instrumentation signals S output from a plurality of
そして、統計処理の結果から第1評価部81において核熱水力安定性を評価して、安定性余裕が悪化しているか否かを判定する(S14)。
ここで安定性余裕が悪化していないと判定されれば(S14:No)、継続して第1安定性指標K1に基づき核熱水力安定性の評価を行う。
Then, in the
If it is determined that the stability margin has not deteriorated (S14: No), the nuclear thermal hydraulic stability is continuously evaluated based on the first stability index K1.
一方、安定性余裕が悪化していると判定されれば(S14:Yes)、時系列データXtをピーク検知部60に送信し、高応答評価のためのピーク検知を開始する(S15)。 そして、S12において算出された第1安定性指標K1から過去振幅の平均値Aを取得する(S16)。次に第1閾値pAと第2閾値Bを設定し(S17)、時系列データXtが第1閾値pAを超えたところで(S18:Yes)、ピーク検知をして(S19)、第2安定性指標K2に係る振幅と振動周期を検出する(S20)。
On the other hand, if it is determined that the stability margin has deteriorated (S14: Yes), the time series data Xt is transmitted to the
そして、この第2安定性指標K2に係る振幅が第2閾値Bを超えると(S21:Yes)、核熱水力安定性が不安定化したと評価して、注意警報を発し(S22)、安全装置を作動させる(S23)。なお、(S18:No)(S21:No)の場合は、ピーク検知機能を続行する(S15)。 When the amplitude related to the second stability index K2 exceeds the second threshold B (S21: Yes), it is evaluated that the nuclear thermal hydraulic stability has become unstable, and a warning warning is issued (S22). The safety device is activated (S23). In the case of (S18: No) (S21: No), the peak detection function is continued (S15).
次に、図3に戻って、局所監視部85の説明を行う。
例えば、図12に示される、第1安定性指標K1に係る減幅比が、他の核計装検出器の指標値と比べて有意に大きな値になった場合には、当該核計装検出器31の炉心領域近辺で局所的な振動現象、あるいはその領域を中心とした領域振動が発生している、あるいは発生する可能性が高いと考えられる。
Next, returning to FIG. 3, the
For example, when the reduction ratio according to the first stability index K1 shown in FIG. 12 is significantly larger than the index values of other nuclear instrumentation detectors, the
局所監視部85では、その領域を特別に注目して監視する機能を有する。
つまり局所監視部85は、第1評価部81が核熱水力安定性の不安定化を評価した場合、複数の第1安定性指標K1の中から有意に不安定化した核計装検出器31を特定し、その周辺の局所領域を重点監視する。
そして、局所監視部85は、設定された局所領域から拡張した領域の核計装信号Sの減幅比、振幅及び位相差のうち少なくとも一つを監視して、局所振動、領域振動、炉心一体振動といった核熱水力不安定モードの推定を行う。
The
That is, when the
Then, the
例えば、最大減幅比を与える検出器に隣接する検出器の減幅比を監視して、それらの値が最大減幅比を示す検出器と有意に異なれば、局所的な領域で安定性が悪化しているため、振幅に関しても注意深く監視を行い、振幅が制限値を越えたら振動を抑制するような操作を起動する。ここで制限値は、燃料健全性を損なう可能性があるような出力振動振幅を予め解析的に求めておき、その振幅に対して余裕のある値を設定する。 For example, monitoring the attenuation ratio of the detector adjacent to the detector that gives the maximum attenuation ratio, and if those values are significantly different from the detector showing the maximum attenuation ratio, the stability in the local region Since the condition has deteriorated, the amplitude is carefully monitored, and if the amplitude exceeds the limit value, an operation to suppress vibration is started. Here, as the limit value, an output vibration amplitude that may impair fuel soundness is analytically obtained in advance, and a value with a margin is set for the amplitude.
ここで、図19に示される減幅比最大の中心領域から隣接範囲を実線から破線で示すように少しずつ拡大して、減幅比や振幅に有意な差の生じる領域まで拡大してゆくと、出力振動の範囲が推定できる。その範囲が炉心全体に広がるような場合には、炉心一体の不安定性が、炉心の片側で留まる場合には領域不安定性であるとそれぞれ核熱水力不安定モードを判断することができる。 Here, when the adjacent range is gradually expanded from the central region of the reduction ratio maximum shown in FIG. 19 as shown by the solid line to the broken line, and enlarged to a region where a significant difference in the reduction ratio or amplitude occurs. The range of output vibration can be estimated. When the range extends over the entire core, the nuclear thermal hydraulic instability mode can be determined as the instability of the core integral is the region instability when staying on one side of the core.
また、図18の位相差応答に示されるように、推定された振動の中心点における核計装信号Sとの位相差を逐次評価することにより、不安定モードを同様に推定することができる。
安定性に余裕のある段階では、位相差は数10度程度の値でばらついているが、600秒付近の不安定化が開始され始めた段階で、左隣、左下の検出器信号との位相差は急激に増大して、位相差がほぼ180度、すなわち逆位相状態となっているが、下の検出器との位相差は30度程度以下に留まっている。このことから、この例では振動の中心点から炉心左方向の半炉心領域と逆位相の領域振動、あるいは領域不安定性が発生していることがわかる。
Further, as shown in the phase difference response of FIG. 18, the unstable mode can be similarly estimated by sequentially evaluating the phase difference with the nuclear instrumentation signal S at the estimated center point of vibration.
At the stage where there is a margin of stability, the phase difference varies with a value of about several tens of degrees, but at the stage where destabilization starts around 600 seconds, the position of the detector signal on the left and lower left is The phase difference rapidly increases and the phase difference is approximately 180 degrees, that is, in an antiphase state, but the phase difference with the lower detector remains at about 30 degrees or less. From this, it can be seen that in this example, region vibration or region instability having the opposite phase to the half core region in the left direction of the core from the center point of vibration occurs.
以上の手順を図19に示す。
振動中心点が検出器31Aであるとすると、まずは実線円状にある最も隣接した4つの検出器31B,31C,31D,31Eを監視する。ここでまで振動が広がっていると判断されれば、次にもう一回り外側の破線の円周上、あるいは近接の領域まで監視範囲を広げてゆく。このような処理を繰り返して、振動の空間的な広がりを推定する。
The above procedure is shown in FIG.
Assuming that the vibration center point is the
また、図19に示すように、核計装検出器31Aに対して炉心中心方向で最も離れた検出器31F,31G,31Hとの位相差を監視して、位相差が数10度程度であれば炉心内で同位相の炉心一体の不安定性、位相差が100度を超えるような大きなものであれば逆位相、あるいは有意な位相差のある領域不安定性であると、それぞれ判断できる。
明確な位相差がなく、また振幅や減幅比も検出器31Aだけが突出していれば局所不安定性であると判断できる。局所不安定性の場合は、例えば実線の円周上の検出器も含めた5つの検出器31A〜31Dの信号応答を重点的に監視して、燃料健全性が損なわれるような出力振動現象を確実に回避することが可能である。
In addition, as shown in FIG. 19, the phase difference between the
If there is no clear phase difference and only the
次に図20に示すフローチャートを参照して(適宜図3参照)、局所監視機能を用いた場合の原子炉の出力監視方法の動作説明を行う。
なお図20のS31〜S34は、図16のS11〜S14と同じであるので説明を省略する。
局所監視機能が動作すると(S35)、検出器31の中から最大減幅比のものを特定し検出器31Aを振動中心点と推定する(S36)。次に周辺の検出器31B,31C,31D,31Eを観察し(S37)、減幅比信号の有為差の有無を確認する(S38)。
ここで有為差が無いと判定されれば(S38:No)、局所不安定モードと判断され(S42)、その旨の注意警報がなされ(S43)、安全装置が作動する(S44)。
Next, referring to the flowchart shown in FIG. 20 (see FIG. 3 as appropriate), the operation of the reactor power monitoring method when the local monitoring function is used will be described.
Note that S31 to S34 in FIG. 20 are the same as S11 to S14 in FIG.
When the local monitoring function operates (S35), the
If it is determined that there is no significant difference (S38: No), it is determined that the mode is a local instability mode (S42), a warning to that effect is made (S43), and the safety device is activated (S44).
一方、有為差があると判定されれば(S38:Yes)、観察範囲を拡大し(S39)、出力振動の範囲を推定するとともに(S40)、離れた位置における検出器31F,31G,31Hとの位相差を評価する(S41)。そして、この位相差の値から不安定モードの種類が判断され(S42)、その旨の注意警報がなされ(S43)、安全装置が作動する(S44)。
On the other hand, if it is determined that there is a significant difference (S38: Yes), the observation range is expanded (S39), the range of the output vibration is estimated (S40), and the
本発明は前記した実施形態に限定されるものでなく、共通する技術思想の範囲内において、適宜変形して実施することができる。例えば、出力監視装置30は、このような実行手段を含むコンピュータであって、プログラムに基づいて指定された演算やデータ処理を実行するものである場合も含まれる。
The present invention is not limited to the above-described embodiments, and can be appropriately modified and implemented within the scope of the common technical idea. For example, the
10…原子炉、11…圧力容器、11…原子炉、13…気水分離器、14…上部格子板、15…シュラウド、16…炉心、17…炉心支持板、18…再循環ポンプ、21…主配管、22…タービン、23…発電機、24…復水器、26…給水配管、30…出力監視装置、31…計装管、31a,31b,31c,31c…核計装検出器、32…制御棒、33…チャンネルボックス、34…警報装置、35…出力抑制装置、40…信号処理部、41…A/D変換器、42…バンドパスフィルタ、44…算出部、50…自己回帰分析部、51…減幅比演算器、52…振動周期演算器、53…振幅演算器、60…ピーク検知部(検知部)、61…振幅検知器、62…振動周期検知器、70…統計処理部、71…標準偏差演算部、72…平均値演算部、73…最大値選択部、81…第1評価部、82…第2評価部、84…位相差演算部、85…局所監視部、K1…第1安定性指標、K2…第2安定性指標、S…核計装信号、Xt…時系列データ。
DESCRIPTION OF
Claims (11)
それぞれの前記算出部から複数の前記第1安定性指標を入力して統計処理を実行する統計処理部と、
前記統計処理の結果から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第1評価部と、を備え、
前記処理される複数の核計装信号は、前記炉心における鉛直方向の同一高さレベルにある前記核計装検出器から出力されたものであり、
前記第1安定性指標は、減幅比、振動周期、振幅及び位相差のうち少なくとも一つであり、
前記第1評価部は、前記複数の第1安定性指標における前記統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価することを特徴とする原子炉の出力監視装置。 A calculation unit that individually processes a plurality of nuclear instrumentation signals output from a plurality of nuclear instrumentation detectors provided in the core and calculates a first stability index corresponding to each of the nuclear instrumentation detectors;
A statistical processing unit that performs a statistical process by inputting a plurality of the first stability indices from each of the calculation units;
A first evaluation unit that evaluates nuclear thermal hydraulic stability in the core from the result of the statistical processing ,
The plurality of nuclear instrumentation signals to be processed are output from the nuclear instrumentation detector at the same height level in the vertical direction in the core,
The first stability index is at least one of a reduction ratio, a vibration period, an amplitude, and a phase difference,
The first evaluation unit, the output monitoring of the reactor, wherein the evaluation child the nuclear thermal hydraulic stability through the monitoring of the variation convergence state of the result of the statistical processing in the plurality of first stability index apparatus.
前記第2安定性指標から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第2評価部と、を備えることを特徴とする請求項1から請求項4のいずれか1項に記載の原子炉の出力監視装置。 A detector for deriving a second stability index from the nuclear instrumentation signal with a higher response than the first stability index;
The reactor according to any one of claims 1 to 4 , further comprising: a second evaluation unit that evaluates nuclear thermal hydraulic stability in the core from the second stability index. Output monitoring device.
前記第1安定性指標に係る振幅に1以上の係数を乗算した領域を超える核計装信号のピークトップとピークボトムとの間隔から前記第2安定性指標に係る振幅を導き、
前記領域を超える核計装信号の隣接するピークトップの間隔又は隣接するピークボトムの間隔から前記第2安定性指標に係る振動周期を導くものであることを特徴とする請求項5に記載の原子炉の出力監視装置。 The detector is
Deriving the amplitude related to the second stability index from the interval between the peak top and the peak bottom of the nuclear instrumentation signal exceeding the region obtained by multiplying the amplitude related to the first stability index by one or more coefficients,
The nuclear reactor according to claim 5 , wherein a vibration period related to the second stability index is derived from an interval between adjacent peak tops or an interval between adjacent peak bottoms of a nuclear instrumentation signal exceeding the region. Output monitoring device.
前記第1評価部による評価を中止して、前記第2評価部による評価に切り替えることを特徴とする請求項5又は請求項6に記載の原子炉の出力監視装置。 When the first evaluation unit evaluates the destabilization of the nuclear thermal hydraulic stability,
The reactor power monitoring apparatus according to claim 5 or 6 , wherein the evaluation by the first evaluation unit is stopped and the evaluation is switched to the evaluation by the second evaluation unit.
その旨を運転員に警告する警報装置と、
原子炉出力を抑制する出力抑制手段と、を備えることを特徴とする請求項5から請求項7のいずれか1項に記載の原子炉の出力監視装置。 When the second evaluation unit evaluates the destabilization of the nuclear thermal hydraulic stability,
An alarm device to warn the operator to that effect,
The reactor power monitoring apparatus according to any one of claims 5 to 7 , further comprising: an output suppression unit that suppresses the reactor output.
前記複数の前記第1安定性指標の中から有意に不安定化した前記核計装検出器を特定し、重点監視を実行する局所領域を前記不安定化した核計装検出器の周辺に設定する局所監視部を備えることを特徴とする請求項1から請求項8のいずれか1項に記載の原子炉の出力監視装置。 When the first evaluation unit evaluates the destabilization of the nuclear thermal hydraulic stability,
The nuclear instrumentation detector that is significantly destabilized from the plurality of first stability indicators is identified, and a local region for performing focus monitoring is set around the destabilized nuclear instrumentation detector. reactor output monitoring device according to any one of claims 1 to 8, characterized in that it comprises a monitoring unit.
それぞれの前記算出部から複数の前記第1安定性指標を入力して統計処理を実行する統計処理ステップと、
前記統計処理の結果から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第1評価ステップと、を含み、
前記処理される複数の核計装信号は、前記炉心における鉛直方向の同一高さレベルにある前記核計装検出器から出力されたものであり、
前記第1安定性指標は、減幅比、振動周期、振幅及び位相差のうち少なくとも一つであり、
前記第1評価ステップは、前記複数の第1安定性指標における前記統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価することを特徴とする原子炉の出力監視方法。 A calculation step of individually processing a plurality of nuclear instrumentation signals output from a plurality of nuclear instrumentation detectors provided in the core to calculate a first stability index corresponding to each of the nuclear instrumentation detectors;
A statistical processing step of performing statistical processing by inputting a plurality of the first stability indices from each of the calculation units;
See containing and a first evaluation step of evaluating the nuclear thermal hydraulic stability in the reactor core from the results of the statistical processing,
The plurality of nuclear instrumentation signals to be processed are output from the nuclear instrumentation detector at the same height level in the vertical direction in the core,
The first stability index is at least one of a reduction ratio, a vibration period, an amplitude, and a phase difference,
Wherein the first evaluation step, the output monitoring of the reactor, wherein the evaluation child the nuclear thermal hydraulic stability through the monitoring of the variation convergence state of the result of the statistical processing in the plurality of first stability index Method.
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