JP6871148B2 - 炉内状況測定装置および炉内状況測定方法 - Google Patents

Description

本発明の実施形態は、炉内状況測定装置および炉内状況測定方法に関する。

原子炉プラントにおいて過酷事故が発生した場合に対応策を決定するために、原子炉内部の状況を速やかに把握する必要がある。特に、核燃料の溶融状態または炉内水位などの炉内状況に関する情報が極めて重要である。従来、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の内部の水位測定の技術として、ＲＰＶの蒸気相部分に接続した基準水柱配管と、ＲＰＶの液相部分に接続した変動水柱配管による差圧を検出する差圧式水位計が知られている。しかしながら、東日本大震災に伴う福島第一原子力発電所の過酷事故の際には、原子炉格納容器（ＰＣＶ）の内部に設けられた基準水柱配管および変動水柱配管の内部の水が高温となり、蒸発したことにより炉内水位の測定ができなかった。また、炉内水位を正確に測定するために、原理の異なる複数の水位測定技術が検討されている。例えば、超音波式、マイクロ波式または熱電対式の水位測定装置が知られている。

特開２００７−２０５９１２号公報 特開２００９−２７１０５６号公報 特開２０１０−２７６５９３号公報 特開２００８−１７０２２３号公報

過酷事故時には、炉内温度が上昇し、核燃料の破損によりセシウム（Ｃｓ−１３４，Ｃｓ−１３７）またはヨウ素（Ｉ−１３１）などの放射性核種を含む希ガスが発生する。そのため、炉内状況の測定環境が著しく悪化する。このような過酷事故時において、従来の水位計では、誤作動または故障により炉内水位の測定ができなくなる。例えば、一般的に使われている差圧水式水位計では、急激な減圧沸騰が発生し、基準水柱配管の内部の水が蒸発してしまい、炉内水位の測定が不可能になる。さらに、過酷事故時に溶融した核燃料の位置を測定する技術が確立していないため、炉内の核燃料の状況が把握できない。

本発明の実施形態は、このような事情を考慮してなされたもので、非常時に炉内の核燃料の状況を把握することができる炉内状況測定技術を提供することを目的とする。

本発明の実施形態に係る炉内状況測定装置は、原子炉圧力容器から放射される放射線の通常時の線量と非常時の線量とを事前に解析する事前解析部と、前記原子炉圧力容器から放射される放射線の線量を測定する放射線測定部と、前記事前に解析された線量と前記放射線測定部で測定された線量とを比較して前記原子炉圧力容器の内部の核燃料の状態を特定する状態特定部と、前記核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの過熱時間を事前に解析する溶融解析部と、前記核燃料が露出状態となった時点からの経過時間を算出する経過時間算出部と、前記経過時間算出部で算出された経過時間が前記溶融解析部で事前に解析された過熱時間以上である場合に前記核燃料が溶融されたと判定する溶融判定部と、前記原子炉圧力容器の内部の状態を示す情報を出力する出力部と、を備える。

本発明の実施形態により、非常時に炉内の核燃料の状況を把握することができる炉内状況測定技術が提供される。

本実施形態の炉内状況測定装置が設けられた原子炉を示す断面図。 炉内状況測定装置のシステム構成を示すブロック図。 通常時の核燃料の燃料配置および放射線分布を示す図。 核燃料が露出した状態の燃料配置および放射線分布を示す図。 核燃料が溶融した状態の燃料配置および放射線分布を示す図。 核燃料の溶融後に水位が回復した状態の燃料配置および放射線分布を示す図。 核燃料落下後に冠水した状態の燃料配置および放射線分布を示す図。 核燃料落下後に露出した状態の燃料配置および放射線分布を示す図。 核燃料が露出した状態の燃料配置、炉心水位および放射線分布を示す図。 核燃料の状態を特定する判定条件の一例を示す図。 炉内状況測定装置が実行する処理を示すフローチャート。 炉内状況測定装置が実行する処理を示すフローチャート。 炉内状況測定装置が実行する処理を示すフローチャート。 炉内状況測定装置が実行する処理を示すフローチャート。

以下、図面を参照しながら、炉内状況測定装置および炉内状況測定方法の実施形態について詳細に説明する。図１の符号１は、炉内状況測定装置である。本実施形態では、原子力プラント（発電所）として沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例示する。この沸騰水型原子炉に炉内状況測定装置１が設けられる。なお、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）またはその他の形式の原子炉に炉内状況測定装置１を設けても良い。

図１に示すように、原子炉には、核燃料が配置される炉心２と、この炉心２を収容する原子炉圧力容器３（ＲＰＶ）と、この原子炉圧力容器３を格納する原子炉格納容器４（ＰＣＶ）とが設けられる。原子炉格納容器４の内部には、鉄骨鉄筋コンクリート製の躯体５が設けられる。原子炉圧力容器３は、躯体５により支持されている。この原子炉圧力容器３の外周には、躯体５の一部を構成する生体遮蔽部６が設けられている。

生体遮蔽部６は、下方から上方に向かって延びるコンクリート製の円筒状を成す部分である。この生体遮蔽部６は、原子炉圧力容器３から放射される放射線を遮蔽する。つまり、生体遮蔽部６は、その外側にいる作業者が過剰な放射線を浴びないようにするために設けられる。また、原子炉圧力容器３の外周面と生体遮蔽部６の内周面との間は、離間されており、配管または装置を設置可能な空間が設けられる。

原子炉圧力容器３は、上下方向に長く延びる容器である。この原子炉圧力容器３は、円筒形状を成す胴部７を有し、この胴部７の下部が下鏡８で塞がれている。さらに、胴部７の上部に設けられた開口が、上蓋９で塞がれている。この原子炉圧力容器３は、炉心２の入れ物であり、内部の高温高圧に耐え得るステンレス製の構造物である。また、原子炉圧力容器３は、炉心２で発生した放射性物質および放射線が漏れないように外部と遮断する機能も有している。この原子炉圧力容器３には、冷却水１０が流通される。冷却水１０により炉心２が冷却されるようになっている。なお、本実施形態の原子炉圧力容器３の下部とは、下鏡８の部分である。

本実施形態の炉内状況測定装置１は、原子炉にて過酷事故が発生した非常時に、炉内（原子炉圧力容器３の内部）の核燃料の状況を把握するために用いられる。なお、過酷事故とは、原子力プラントにおいて、設計時に想定した範囲を超える異常な事態が発生し、適切に炉心２を冷却できない状態になり、炉心溶融に至る事象を示す。炉心溶融が生じると、炉心２の核燃料が原子炉圧力容器３の下鏡８に落下する。そして、炉心２から落下した核燃料が下鏡８に溜まって溶融物１１となる。

なお、非常時とは、核燃料が冷却水１０から露出される状態となる過酷事故時を含む。この非常時とは、少なくとも原子炉圧力容器３に対する冷却水１０の供給が滞ってしまう時を示す。また、核燃料の露出状態とは、核燃料の少なくとも一部が冷却水１０から露出された状態（非水没状態または非冠水状態）を示す。

通常時において、原子炉圧力容器３の内部の核燃料は、冷却水１０に浸かった水没状態（冠水状態）となっている。非常時に、冷却水１０の供給が滞ってしまうと、核燃料の崩壊熱により冷却水１０が蒸発する。そして、冷却水１０の水位が低下し、核燃料が露出する露出状態となっています。この露出状態が所定時間継続すると、核燃料が溶け始めて炉心溶融に至る。

炉内状況測定装置１は、原子炉の運転中に原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量を測定する放射線測定部１２を備える。本実施形態では、複数の放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３の高さ方向、すなわち鉛直方向に一定間隔で一列に並んで配置される。つまり、複数の放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３の高さ方向において異なる位置に配置される。なお、複数の放射線測定部１２が一体となって放射線測定ユニット１３を構成する。

放射線測定ユニット１３は、原子炉圧力容器３の外側、かつ原子炉圧力容器３を取り囲む生体遮蔽部６の内側に配置される。このようにすれば、放射線測定部１２の損傷を防止しつつ、原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量を測定し、炉内の状況を把握することができる。それぞれの放射線測定部１２は、原子炉圧力容器３の外周面に近接して設けられる。なお、それぞれの放射線測定部１２が原子炉圧力容器３の外周面に接触しても良い。

複数の放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３の高さ方向に並んで配置されることで、原子炉圧力容器３の高さ方向の各位置の核燃料の状況を把握することができる。例えば、原子炉圧力容器３の高さ方向の放射線分布を示すグラフを生成することができる（図３〜図９参照）。原子炉圧力容器３の高さ方向の放射線分布により、核燃料の状態を把握することができる。なお、核燃料の状態とは、核燃料の溶融の有無、核燃料の位置、または核燃料の露出範囲を示す。

図１の符号おいて、放射線測定ユニット１３の下端の位置は、原子炉圧力容器３の下端と等しい高さに設置されている。なお、原子炉圧力容器３の下端とは、原子炉圧力容器３の内部の底面である。原子炉圧力容器３の下端の高さ位置、或いは、放射線測定ユニット１３の下端の高さ位置をＨ１とする。原子炉圧力容器３の下鏡８の部分の最高位置をＨ２とする。炉心２の下端の高さ位置をＨ３とする。炉心２の上端の高さ位置をＨ４とする。通常時の冷却水１０の水面の高さ位置をＨ５とする。生体遮蔽部６の上端の高さ位置をＨ６とする。放射線測定ユニット１３の上端の高さ位置をＨ７とする。原子炉圧力容器３の上端の高さ位置をＨ８とする。なお、原子炉圧力容器３の上端とは、原子炉圧力容器３の内部の天井面である。

また、高さ位置Ｈ１から高さ位置Ｈ８までの原子炉圧力容器３が配置される領域をＲ１とする。高さ位置Ｈ１から高さ位置Ｈ７までの放射線測定ユニット１３が配置される領域をＲ２とする。高さ位置Ｈ１から高さ位置Ｈ５までの通常時に冷却水１０が配置される領域をＲ３とする。高さ位置Ｈ１から高さ位置Ｈ２までの下鏡８が配置される領域をＲ４とする。高さ位置Ｈ２から高さ位置Ｈ４までの下鏡８よりも高く、かつ炉心２の上端よりも低い領域をＲ５とする。高さ位置Ｈ３から高さ位置Ｈ４までの炉心２が配置される領域をＲ６とする。

ここで、図１では、放射線測定ユニット１３の上端の高さ位置Ｈ７が、生体遮蔽部６の上端の高さ位置Ｈ６よりも高くなっている。つまり、鉛直方向に一列に並んだ複数の放射線測定部１２のうち、一部の放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３と生体遮蔽部６との間に設けられていないことがある。複数の放射線測定部１２のうち、少なくとも一部の放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３と生体遮蔽部６との間に設けられていれば良い。

また、放射線測定ユニット１３の下端の位置は、原子炉圧力容器３の下端と等しい高さであると前述した通り、複数の放射線測定部１２のうち、最も低い位置Ｈ１の放射線測定部１２は、原子炉圧力容器３の下端の高さ位置Ｈ１以下に配置されている。また、複数の放射線測定部１２のうち、最も高い位置Ｈ７の放射線測定部１２は、通常時の冷却水１０の水面の高さ位置Ｈ５よりも高い位置に配置されているのが好ましい。

本実施形態では、全ての放射線測定部１２は、原子炉圧力容器３が配置される領域Ｒ１内に配置される。すなわち、鉛直方向において、全ての放射線測定部１２が配置される領域Ｒ２が、原子炉圧力容器３が配置される領域Ｒ１よりも狭い場合がある。複数の放射線測定部１２のうちの一部の放射線測定部１２は、高さ位置Ｈ４以下に設けられている。

本実施形態では、一部または全部の放射線測定部１２が、領域Ｒ３内に配置される。また、一部の放射線測定部１２が、領域Ｒ６内に配置される。また、一部の放射線測定部１２が、領域Ｒ４に対応して配置される。また、一部の放射線測定部１２が、領域Ｒ５に対応して配置される。

炉心２は、原子炉圧力容器３の上下方向の中央に設けられる。さらに、炉心２の外周面と原子炉圧力容器３の内周面との間は離間されており、隙間Ｃが設けられている。この隙間Ｃには、冷却水１０が配置される。この隙間Ｃの冷却水１０が炉心２から放射される放射線を遮蔽する。そのため、原子炉が通常運転中に、炉心２から放射される放射線が原子炉圧力容器３の外部に届き難くなっている。

なお、本実施形態において、複数の放射線測定部１２は、鉛直方向に一列に配置されているが、それぞれの放射線測定部１２の鉛直方向における位置が異なれば、一列でなくても良い。また、一部の放射線測定部１２が、他の放射線測定部１２と鉛直方向で同じ位置に設置されていても良い。つまり、本実施形態では、複数の放射線測定部１２の列が直線状を成しているが、複数の放射線測定部１２の列が、湾曲状を成しても良いし、屈曲されても良い。

次に、炉内状況測定装置１のシステム構成を図２に示すブロック図を参照して説明する。

炉内状況測定装置１は、複数の放射線測定部１２と、これらの放射線測定部１２から測定値を取得する測定値取得部１４と、原子炉に関する各種解析に用いる事前情報が入力される事前情報入力部１５と、事前情報入力部１５に入力された情報に基づいて事前解析を行う事前解析ユニット１６と、この事前解析に基づいて各種閾値を設定する設定ユニット１７と、各種情報を記憶する記憶ユニット１８と、放射線測定部１２から取得した情報に基づいて炉内状況を評価する評価ユニット１９と、この評価ユニット１９にて評価された炉内状況（特定された炉内の状態）が出力される出力部２０を備える。

なお、測定値取得部１４は、放射線測定部１２から測定値を受信し、評価ユニット１９に測定値情報を送信する送受信機を備える。事前解析ユニット１６、設定ユニット１７、記憶ユニット１８および評価ユニット１９は、それぞれが、ＣＰＵ、ＲＯＭまたはＲＡＭなどのメモリを備え、さらにＨＤＤを備えていても良い。

また、事前情報入力部１５は、事前情報を記憶ユニット１８と事前解析ユニット１６に入力するためのキーボード、ディスプレイ、マウスなどの入出力機器を備える。事前情報入力部１５に入力される事前情報とは、炉内状況測定装置１を設置する原子力プラントの原子炉および核燃料の構造を再現したモデルに関する情報（設計情報、性状情報）を含む。

事前解析ユニット１６は、事前解析部２１、通常分布解析部２２および溶融解析部２３を備え、これらは、メモリまたはＨＤＤに記憶されたプログラムがＣＰＵによって実行されることで実現される。

事前解析部２１は、事前情報に基づき、原子炉圧力容器３から外部に放射される放射線の通常時の線量と非常時の線量とを解析する。通常分布解析部２２は、事前情報に基づき、通常時の位置に核燃料があるときの線量分布を解析する。溶融解析部２３は、事前情報に基づき、核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの過熱時間を解析する。

設定ユニット１７は、露出閾値設定部２４、落下閾値設定部２５および未臨界閾値設定部２６を備え、これらは、メモリまたはＨＤＤに記憶されたプログラムがＣＰＵによって実行されることで実現される。

露出閾値設定部２４は、事前解析ユニット１６で算出された情報に基づき、核燃料が水没状態であるか、つまり、露出状態でないことを判定するための露出閾値を算出し設定する。落下閾値設定部２５は、事前解析ユニット１６で算出された情報に基づき、核燃料が原子炉圧力容器３の下鏡８に落下したか否かを判定するための落下閾値を算出し設定する。未臨界閾値設定部２６は、事前解析ユニット１６で算出された情報に基づき、核燃料が未臨界状態であるか否かを判定するための未臨界閾値を算出し設定する。

本実施形態では、事前解析部２１が、核燃料が水没状態であるときに原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量と、核燃料が露出状態であるときに原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量とを解析する。そして、この解析に基づいて、露出閾値設定部２４が露出閾値を算出し設定（記憶）する。例えば、核燃料が露出状態であるときに原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量の最小値から最大値までの予測範囲を解析し、その最小値を露出閾値とする。なお、露出閾値は、炉内状況に応じて適宜変化する値であっても良い。

また、事前解析部２１が、通常時および非常時に原子炉圧力容器３の下鏡８（下部）から放射される放射線の線量を解析する。そして、この解析に基づいて、落下閾値設定部２５が落下閾値を設定（記憶）する。例えば、核燃料が原子炉圧力容器３の下鏡８に落下したときに領域Ｒ４から放射される放射線の線量の最小値から最大値までの予測範囲を解析し、その最小値を落下閾値とする。

また、事前解析部２１が、未臨界状態の核燃料が露出状態であるときに原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量を解析する。そして、この解析に基づいて、未臨界閾値設定部２６が未臨界閾値を設定（記憶）する。例えば、未臨界状態の核燃料が露出状態であるときに原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量の最小値から最大値までの予測範囲を解析し、その最大値を未臨界閾値とする。

記憶ユニット１８は、測定履歴記憶部２７、位置記憶部２８、位置更新部２９および状態記憶部３０を備え、これらは、メモリまたはＨＤＤに記憶されたプログラムがＣＰＵによって実行されることで実現される。

測定履歴記憶部２７は、それぞれの放射線測定部１２で測定された線量を、その測定位置および測定時刻に対応付けて記憶する。測定位置は、少なくとも鉛直方向における位置情報を含む。位置記憶部２８は、原子炉圧力容器３の内部の核燃料の位置を記憶する記憶媒体を有する。位置更新部２９は、最新の核燃料の位置が過去に位置記憶部２８に記憶された核燃料の位置と異なるときに、最新の核燃料の位置を位置記憶部２８に記憶させる。状態記憶部３０は、評価ユニット１９で特定された核燃料の状態を記憶する。

評価ユニット１９は、線量分布取得部３１、状態特定部３２、変化特定部３３、位置特定部３４、水没領域特定部３５、ボイド領域特定部３６および経過時間算出部３７を備え、これらは、メモリまたはＨＤＤに記憶されたプログラムがＣＰＵによって実行されることで実現される。

線量分布取得部３１は、それぞれの放射線測定部１２で測定された線量に基づいて、原子炉圧力容器３の高さ方向の線量分布を生成する。状態特定部３２は、事前に解析された線量と放射線測定部１２で測定された線量とを比較して原子炉圧力容器３の内部の核燃料の状態を特定する。変化特定部３３は、測定履歴記憶部２７に記憶された情報に基づいて、核燃料の時間的変化を特定する。位置特定部３４は、線量分布取得部３１で取得された線量分布に基づいて、核燃料の位置を特定する。水没領域特定部３５は、線量分布取得部３１で取得された線量分布に基づいて、核燃料が水没状態である水没領域を特定する。ボイド領域特定部３６は、液相と気相とが混合されたボイド領域を特定する。経過時間算出部３７は、測定履歴記憶部２７に記憶された情報に基づいて、核燃料が露出状態となった時点からの経過時間を算出する。

さらに、評価ユニット１９は、水没判定部３８、溶融判定部３９、移動判定部４０、落下判定部４１、落下時冠水判定部４２および臨界判定部４３を備え、これらは、メモリまたはＨＤＤに記憶されたプログラムがＣＰＵによって実行されることで実現される。

水没判定部３８は、放射線測定部１２で測定された線量が露出閾値未満である場合に核燃料が水没状態であると判定する。溶融判定部３９は、経過時間算出部３７で算出された経過時間が溶融解析部２３で事前に解析された過熱時間以上である場合に核燃料が溶融されたと判定する。移動判定部４０は、通常分布解析部２２で解析された通常時の線量分布と線量分布取得部３１で取得された線量分布を比較して核燃料が移動されたか否かを判定する。落下判定部４１は、原子炉圧力容器３の下部の線量が落下閾値以上である場合に核燃料が落下したと判定する。落下時冠水判定部４２は、核燃料の落下時に核燃料が冠水状態であるか露出状態であるかを判定する。臨界判定部４３は、放射線測定部１２で測定された線量が未臨界閾値を超える場合に核燃料が臨界状態であると判定する。

また、評価ユニット１９は、その他のデバイスを備えても良い。例えば、評価ユニット１９は、所定時間をカウントするカウントタイマと、時間の経過を計時する計時部（ＲＴＣ：Real-Time Clock）とを備えても良い。なお、計時部は、現在時刻を示す時刻情報と、日付と曜日とを示すカレンダ情報とを出力する。

なお、出力部２０は、ディスプレイなどの出力機器で構成される。この出力部２０には、核燃料の配置を示すグラフ、炉心水位を示すグラフ、および放射線分布（線量分布）を示すグラフが表示される（図３〜図９参照）。原子力プラントの管理者は、この出力部２０に表示された情報に基づいて、炉内の核燃料の状況を把握することができる。

図１および図２に示すように、放射線測定部１２では、原子炉圧力容器３から放射されるガンマ線または中性子線などの放射線を測定する。そして、放射線測定部１２は、その測定結果（測定値）を測定値取得部１４に送信する。

評価ユニット１９の測定値取得部１４は、測定値取得部１４が取得した測定結果を処理する。そして、測定結果は、それぞれの放射線測定部１２に対応する測定位置（座標または測定高さ）および測定時刻に対応付けて、記憶ユニット１８の測定履歴記憶部２７に記憶される。

測定履歴記憶部２７には、全ての放射線測定部１２の測定結果が記憶される。なお、測定結果に基づいて、線量分布取得部３１により放射線分布が生成される。この放射線分布も測定履歴記憶部２７に記憶される。なお、測定履歴記憶部２７は、それぞれの放射線測定部１２を識別する識別情報に対応付けられた座標および測定高さを記憶したテーブルを有する。このテーブルに測定時刻と対応付けて測定結果が記憶される。

また、線量分布取得部３１は、測定履歴記憶部２７に記憶された特定の時刻における放射線分布を読み出す。そして、それぞれの放射線測定部１２の座標から求められる高さと、その高さに対応する測定結果を対応付けた高さ方向の放射線分布を生成する。そして、この線量分布取得部３１により取得された放射線分布に基づいて、状態特定部３２が炉内の状況を特定する。

本実施形態の炉内状況測定装置は、ＣＰＵ、ＲＯＭ、ＲＡＭ、ＨＤＤなどのハードウェア資源を有し、ＣＰＵが各種プログラムを実行することで、ソフトウェアによる情報処理がハードウェア資源を用いて実現されるコンピュータで構成される。さらに、本実施形態の炉内状況測定方法は、プログラムをコンピュータに実行させることで実現される。

次に、炉内状況測定装置１で実行される具体的な処理の一例を説明する。

まず、事前解析ユニット１６では、炉内状況測定装置１を設置する原子炉において、核燃料が冠水している場合および冷却水１０の水位が低下して核燃料が全露出した場合に、それぞれの放射線測定部１２で測定され得る放射線の強度を事前に解析する。この事前解析ユニット１６では、例えば、所定の燃焼コードを用いて核燃料の線源強度を解析するとともに、所定の遮蔽計算コードを用いて核燃料から発生するガンマ線または中性子の放射線分布を解析する。この事前解析ユニット１６では、核燃料が全露出している場合に、放射線測定部１２で測定され得る原子炉圧力容器３の高さ方向の放射線分布を解析する。

また、事前解析ユニット１６（例えば、事前解析部２１）により得られた通常時に核燃料が存在する位置に関する情報が記憶ユニット１８に記憶される。なお、この通常時に核燃料が存在する位置に関する情報は、事前解析ユニット１６による解析を行わないで、外部から直接的に記憶ユニット１８に記憶されても良い。

評価ユニット１９（例えば、状態特定部３２）では、所定の炉内状況評価手順に従って、炉内状況の評価が行われる。なお、設定ユニット１７では、事前に解析された放射線分布から、放射線測定部１２で測定され得る最大の放射線量の値Ｄ（ｍａｘ）を決定する。さらに、核燃料が露出している状態と冠水している状態を区別可能な露出閾値として、バックグラウンド値Ｄ（ＢＧ）を設定する。

通常、放射線測定ユニット１３において、ｉ番目の放射線測定部１２で計測される放射線量Ｄ（ｉ）は、核燃料が冠水している場合には、全てがＤ（ＢＧ）以下となる。従って、測定結果が以下の条件式（１）を満たす場合に、核燃料が健全かつ炉内水位Ｗが核燃料（炉心２）の上端の高さ位置Ｈ４より上方であると判定される。

∀Ｄ（ｉ）＜Ｄ（ＢＧ） （１）

図３は、核燃料が冠水している場合の放射線分布を示している。ここで、炉心２の領域Ｒ６にある核燃料が全て露出した場合の放射線分布を線Ｌ１（二点鎖線）で示し、核燃料が冠水している場合の放射線分布を線Ｌ２（実線）で示している。

図３に示すように、原子炉圧力容器３の内部に冷却水１０が無い状態、つまり、核燃料が全て露出した状態では、炉心２が配置される領域Ｒ６の線量が高くなる（線Ｌ１参照）。そして、原子炉圧力容器３の内部に冷却水１０が有り、通常時の冷却水１０の水面の高さ位置Ｈ５に水位Ｗが保たれる状態では、核燃料が冠水されるので、全領域で線量が低くなる（線Ｌ２参照）。

図４は、核燃料が露出した場合の放射線分布を示している。ここで、炉心２の領域Ｒ６にある核燃料が全て露出した場合の放射線分布を線Ｌ１（二点鎖線）で示し、核燃料の一部が露出した場合の放射線分布を線Ｌ３（実線）で示している。

図４に示すように、通常時の冷却水１０の水面の高さ位置Ｈ５から水位Ｗが低下し、核燃料の一部が露出した場合は、核燃料が露出した部分の線量が高くなる（線Ｌ３参照）。例えば、炉心２が配置される領域Ｒ６のうち、上半分の部分が水面Ｗから露出されると、その部分の線量が高くなる。従って、測定結果が以下の条件式（２）を満たす場合、つまり、いずれかのＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）を超えた場合に、核燃料が露出したと判定される。なお、いずれかのＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）を超えた場合を例示するが、いずれかのＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）以上となった場合に、核燃料が露出したと判定しても良い。

∃Ｄ（ｉ）＞Ｄ（ＢＧ） （２）

このように、線量に基づいて核燃料の露出位置が求められる。健全な状態での核燃料の位置は事前に判明しているため、核燃料の露出部分と水没部分とをそれぞれ把握することができる。なお、出力部２０は、評価ユニット１９の特定結果に基づいて、核燃料の位置、核燃料の露出領域、水位などを示す各種情報を出力する。

核燃料が冷却水１０から露出した場合に、この露出した部分では、冷却水１０による冷却が行われなくなる。そのため、冷却水１０による冷却よりも核燃料の崩壊熱による発熱が上回り、核燃料の温度が時間とともに上昇される。例えば、軽水炉で用いられる二酸化ウラン燃料は、約２８００℃で溶融される。

評価ユニット１９（例えば、状態特定部３２）では、時間経過に対応する核燃料の露出状態が特定される。従って、評価ユニット１９では、核燃料の露出体積および露出時間に基づいて、核燃料の温度を概算し、露出した領域の核燃料の溶融確率、つまり、核燃料が溶融されたか否かを特定することができる。

事前解析ユニット１６では、対象とする核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの過熱時間Ｔｍｅｌｔを解析する。なお、過熱時間Ｔｍｅｌｔは、対象とする核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの平均時間であっても良い。この解析結果に基づいて、核燃料が露出状態となった時刻をｔ０として、このｔ０からの経過時間が０の時点での溶融確率を０％とし、ｔ０からの経過時間がＴｍｅｌｔに達した時点の溶融確率を１００％とする溶融確率を評価する。そして、その評価結果が出力部２０により出力される。

図５は、核燃料が溶融した場合の放射線分布を示している。ここで、炉心２の領域Ｒ６にある核燃料が全て露出した場合の放射線分布を線Ｌ１（二点鎖線）で示し、露出状態の核燃料が溶融した場合の放射線分布を線Ｌ４（実線）で示している。

図５に示すように、露出状態の核燃料が溶融した場合（線Ｌ４参照）は、炉心２の領域Ｒ６にある核燃料が露出した直後の場合（線Ｌ１参照）の放射線分布よりも低い位置の線量が高くなる。

例えば、所定の放射線測定部１２が配置された座標をＰ（ｉ）として、核燃料の上端をＰ（Ｆｍａｘ）、核燃料の下端をＰ（Ｆｍｉｎ）とする。以下の条件式（３）のように、Ｐ（ｉ）の値が、炉心２の領域Ｒ６で、Ｄ（ｉ）がＤ（ｍａｘ）より低い値になった場合に、その位置の核燃料の一部が溶融し、落下したと判定する。また、以下の条件式（４）のように、Ｐ（ｉ）が炉心２の領域Ｒ６より低い位置で、Ｄ（ｉ）がＤ（ＢＧ）より大きくなった場合に、その位置に核燃料が移動したと判定する。

Ｄ（ｉ）＜Ｄ（ＭＡＸ） （Ｐ（Ｆｍｉｎ）＜Ｐ（ｉ）＜Ｐ（Ｆｍａｘ）） （３）
Ｄ（ｉ）＞Ｄ（ＢＧ） （Ｐ（ｉ）＜Ｐ（Ｆｍｉｎ）） （４）

核燃料が移動した場合（線Ｌ４参照）は、炉心２の領域Ｒ６にある核燃料が全て露出した直後の場合（線Ｌ１参照）の放射線分布と大きく異なる態様となる。従って、核燃料が溶融した場合の線Ｌ４を、新たな核燃料の位置として特定する。例えば、Ｄ（ｉ）がＤ（ＢＧ）より大きくなる領域を核燃料の新たな位置と特定する。例えば、評価ユニット１９の位置特定部３４により核燃料の新たな位置が特定される。

なお、一度溶融した核燃料は元の位置に戻ることはないため、測定結果から求められた新しい核燃料の位置は、記憶ユニット１８（例えば、位置記憶部２８）に送信される。そして、過去の核燃料の位置が上書きされ、更新後の核燃料の位置に基づいて、次の測定結果に基づく核燃料の移動が判定される。

図６は、核燃料が溶融された後に、冷却水１０の水位Ｗが回復した場合の放射線分布である。ここで、溶融後に水位Ｗが回復する前の放射線分布を線Ｌ４（二点鎖線）で示し、溶融後に水位Ｗが回復した後の放射線分布を線Ｌ５（実線）で示している。

図６に示すように、溶融後に水位Ｗが回復した後の放射線分布Ｌ５のうち、水位Ｗよりも下方の領域の線量が低くなる。一方、露出状態の核燃料に基づく放射線分布Ｌ４は、一度核燃料が溶融して、新たに更新された状態から変化しない。これは、水位Ｗが回復した領域では溶融の進行が停止するためである。

このように、放射線分布の履歴に基づいて、核燃料の位置を更新することで、放射線分布が変動した場合でも核燃料の位置を保持することが可能となる。

図７は、全ての核燃料が原子炉圧力容器３の下鏡８の領域Ｒ４まで落下し、かつ冠水状態にある場合の放射線分布である。ここで、核燃料が冠水状態にある場合の放射線分布を線Ｌ６（実線）で示し、この放射線分布に基づいて新たに更新された状態の放射線分布を線Ｌ７（二点鎖線）で示す。なお、更新後のＤ（ＢＧ）が落下閾値となる。

図７に示すように、核燃料の溶融が進行されると、最終的には全ての核燃料が原子炉圧力容器３の下鏡８の領域Ｒ４まで落下する。全ての核燃料が落下した後、かつ冠水時の放射線分布Ｌ６に示すように、原子炉圧力容器３の下鏡８の領域Ｒ４付近に線量が上昇する領域が現れる。そして、一定の高さ以上では、線量が上昇する領域が現れない。評価ユニット１９は、この放射線分布Ｌ６が特定された場合に、核燃料が全落下したと特定する。

なお、水位Ｗは、核燃料が存在する領域Ｒ４よりも上方の位置となっている。ここで、落下した核燃料は、溶融物１１となって下鏡８の内面に接触される（図１参照）。そして、溶融物１１と原子炉圧力容器３の内面との間に、冷却水１０が流通可能な隙間Ｃが無くなる。そのため、冷却水１０により放射線が遮蔽されず、溶融物１１から放射される放射線が原子炉圧力容器３の外部に放射される。

例えば、以下の条件式（５）および条件式（６）のように、原子炉圧力容器３の下鏡８の部分の最高位置Ｈ２の座標をＰ（Ｒ）とし、所定の放射線測定部１２が配置された座標をＰ（ｉ）とする。ここで、Ｐ（ｉ）がＰ（Ｒ）よりも低い領域Ｒ４でＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）より高い値を示し、Ｐ（ｉ）がＰ（Ｒ）よりも高い領域Ｒ５でＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）より低い値を示した場合に、核燃料が全落下し、さらに核燃料が冠水していると判定される。なお、Ｐ（Ｒ）よりも低い領域Ｒ４でＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）以上の値を示している場合に、核燃料が全落下したと判定しても良い。

Ｄ（ｉ）＞Ｄ（ＢＧ） （Ｐ（ｉ）＜Ｐ（Ｒ）） （５）
Ｄ（ｉ）＜Ｄ（ＢＧ） （Ｐ（ｉ）＞Ｐ（Ｒ）） （６）

図８は、全ての核燃料が原子炉圧力容器３の下鏡８の領域Ｒ４まで落下し、かつ核燃料が露出状態にある場合の放射線分布である。ここで、核燃料の落下後に新たに更新された状態の放射線分布を線Ｌ７（二点鎖線）で示し、核燃料が露出状態にある場合の放射線分布を線Ｌ８（実線）で示す。

図８に示すように、全落下した核燃料の少なくとも一部が露出状態にある場合に、核燃料の表面から放射される放射線が、原子炉圧力容器３の下鏡８の領域Ｒ４よりも高い領域Ｒ５にまで届く。例えば、放射線分布Ｌ８に示すように、下鏡８の領域Ｒ４（Ｐ（Ｒ））以上でも高い線量を示す。

例えば、以下の条件式（７）に示すように、核燃料が全落下した後に、Ｐ（ｉ）がＰ（Ｒ）より高い領域Ｒ５でＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）より高い値を示した場合に、核燃料が露出していると判定される。なお、Ｐ（Ｒ）よりも高い領域Ｒ５でＤ（ｉ）がＤ（ＢＧ）以上の値を示している場合に、核燃料が全落下したと判定しても良い。

Ｄ（ｉ）＞Ｄ（ＢＧ） （Ｐ（ｉ）＞Ｐ（Ｒ）） （７）

図９は、核燃料が露出した場合の放射線分布を示している。ここで、炉心２の領域Ｒ６にある核燃料が全て露出した場合の放射線分布を線Ｌ１（二点鎖線）で示し、核燃料の一部が露出した場合の放射線分布を線Ｌ９（実線）で示している。

図９に示すように、核燃料が露出している領域では、急激に放射線強度が上昇する。一方、実際の原子炉においては、液相と気相の間が、液相と気相とが混合されたボイド領域Ｖとなっている。そのため、液相の上端Ｗから気相の下端Ｇにかけて、放射線の線量の上昇が、なだらかなものとなる。この放射線の線量の特定の上昇率は、事前解析ユニット１６（例えば、事前解析部２１）により予め特定される。

例えば、液相から上方の領域に向かって線量が特定の上昇率で上昇される場合に、この領域をボイド領域Ｖと特定することができる。例えば、評価ユニット１９の水没領域特定部３５により液相が特定されるとともに、評価ユニット１９のボイド領域特定部３６によりボイド領域が特定される。そして、出力部２０は、燃料配置とともに、炉心水位として、気相領域と液相領域とボイド領域の表示をすることができる。

このように、評価ユニット１９（例えば、状態特定部３２）では、放射線測定部１２で測定される線量に基づいて炉内状況を特定することができる。図１０に炉内状況判断条件一覧を示す。なお、本実施形態では、これらの条件に基づいて炉内状況を特定しているが、その他の条件に基づいて炉内状況を判定しても良い。

次に、炉内状況測定装置１が実行する処理について図１１から図１４のフローチャートを用いて説明する。なお、図２に示すブロック図を適宜参照する。なお、炉内状況測定装置１が他のメイン処理を実行中に、この処理を割り込ませて実行しても良い。

図１１に示すように、まず、ステップＳ１１において、原子炉に関する各種解析に用いる事前情報が、事前情報入力部１５に入力される。

次のステップＳ１２において、事前解析ユニット１６の事前解析部２１は、事前情報に基づいて、通常時の核燃料の位置、つまり、炉心２の位置を特定する。そして、この特定された核燃料の位置が、記憶ユニット１８の位置記憶部２８に記憶される。

次のステップＳ１３において、事前解析ユニット１６の事前解析部２１は、事前情報に基づいて、通常時の冷却水１０の水位Ｗを特定する。そして、この特定された水位Ｗの位置が、記憶ユニット１８の位置記憶部２８に記憶される。

次のステップＳ１４において、事前解析ユニット１６の事前解析部２１は、事前情報に基づいて、原子炉圧力容器３から放射される放射線の通常時の線量と非常時の線量とを事前に解析する。

次のステップＳ１５において、事前解析ユニット１６の通常分布解析部２２は、事前情報に基づいて、通常時の位置に核燃料があるときの線量分布を事前に解析する。

次のステップＳ１６において、事前解析ユニット１６の溶融解析部２３は、事前情報に基づいて、核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの過熱時間を事前に解析する。

次のステップＳ１７において、事前解析ユニット１６の事前解析部２１は、核燃料が露出状態であるときに原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量を解析する。そして、設定ユニット１７の露出閾値設定部２４は、事前解析部２１の解析に基づいて、露出閾値を設定する。

次のステップＳ１８において、事前解析ユニット１６の事前解析部２１は、核燃料が原子炉圧力容器３の下鏡８に落下したときに原子炉圧力容器３の下鏡８から放射される放射線の線量を解析する。そして、設定ユニット１７の落下閾値設定部２５は、事前解析部２１の解析に基づいて、落下閾値を設定する。

次のステップＳ１９において、事前解析ユニット１６の事前解析部２１は、未臨界状態の核燃料が露出状態であるときに原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量を解析する。そして、設定ユニット１７の未臨界閾値設定部２６は、事前解析部２１の解析に基づいて、未臨界閾値を設定する。

次のステップＳ２０において、原子炉の運転が開始される。

図１２に示すように、次のステップＳ２１において、放射線測定ユニット１３のそれぞれの放射線測定部１２は、原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量を測定する。そして、放射線測定部１２は、その測定結果を測定値取得部１４に送信する。測定値取得部１４は、それぞれの放射線測定部１２から受信した測定結果を評価ユニット１９に入力する。また、評価ユニット１９を介して測定結果が記憶ユニット１８に記憶される。

次のステップＳ２２において、記憶ユニット１８の測定履歴記憶部２７は、それぞれの放射線測定部１２で測定された線量を、その測定位置および測定時刻に対応付けて記憶する。

次のステップＳ２３において、評価ユニット１９の線量分布取得部３１は、それぞれの放射線測定部１２で測定された線量に基づいて、原子炉圧力容器３の高さ方向の放射線分布を生成し取得する。

次のステップＳ２４において、出力部２０は、線量分布取得部３１により取得された放射線分布を示す情報を出力し表示する。なお、線量分布取得部３１により取得された放射線分布が、記憶ユニット１８の測定履歴記憶部２７に記憶される。

次のステップＳ２５において、評価ユニット１９の変化特定部３３は、測定履歴記憶部２７に記憶された情報に基づいて、核燃料の時間的変化を特定する。このようにすれば、原子炉圧力容器３の高さ方向に亘って核燃料の時間的変化を特定することができる。

次のステップＳ２６において、評価ユニット１９の状態特定部３２は、事前解析部２１で事前に解析された線量と放射線測定部１２で測定された線量とを比較して原子炉圧力容器３の内部の核燃料の状態を特定する。さらに、状態特定部３２は、線量分布取得部３１で取得された線量分布に基づいて、核燃料の状態を特定する。このようにすれば、原子炉圧力容器３の高さ方向に亘って核燃料の状態を特定することができる。

なお、状態特定部３２は、各種条件に基づいて、炉内状況を特定する（図１０に示す炉内状況判断条件一覧参照）。例えば、状態特定部３２は、核燃料が通常位置にあるか否か、核燃料が一部落下したか否か、核燃料が全落下したか否かを示す燃料状態を特定する。さらに、状態特定部３２は、核燃料が冠水状態であるか否か、核燃料が露出しているか否か示す炉内水位を特定する。

次のステップＳ２７において、出力部２０は、状態特定部３２により特定された核燃料の状態（炉内状況）を示す情報を出力し表示する。なお、状態特定部３２により特定された核燃料の状態が、記憶ユニット１８の状態記憶部３０に記憶される。

次のステップＳ２８において、評価ユニット１９の状態特定部３２は、非常事態が発生したか否かを判定する。なお、非常事態とは、少なくとも原子炉圧力容器３に対する冷却水１０の供給が滞ってしまう状態を示す。また、冷却水１０の供給の有無を示す情報が、外部から評価ユニット１９に入力されるようになっており、この入力情報に基づいて判定が行われる。

ここで、非常事態が発生していない場合（ステップＳ２８がＮＯ）は、前述のステップＳ２１に戻る。一方、非常事態が発生した場合（ステップＳ２８がＹＥＳ）は、ステップＳ２９に進む。

次のステップＳ２９において、評価ユニット１９の水没判定部３８は、全ての放射線測定部１２で測定された線量が露出閾値未満であるか否かを判定する。

ここで、放射線測定部１２で測定された線量が露出閾値未満である場合（ステップＳ２９がＹＥＳ）は、ステップＳ３３に進む。一方、少なくとも１つの放射線測定部１２で測定された線量が露出閾値以上である場合（ステップＳ２９がＮＯ）は、ステップＳ３０に進む。このようにすれば、原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量に基づいて、核燃料が水没状態であるか否かの判定を行うことができる。

ステップＳ３３において、評価ユニット１９の水没判定部３８は、核燃料が水没状態であることを特定する。そして、前述のステップＳ２１に戻る。

ステップＳ３０において、評価ユニット１９の水没判定部３８は、核燃料が露出状態であることを特定する。そして、ステップＳ３１に進む。

次のステップＳ３１において、評価ユニット１９の経過時間算出部３７は、核燃料が露出状態となった時点から現時点までの経過時間の算出を開始する。例えば、核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの過熱時間に対応する値をカウントタイマにセットし、このカウントタイマのカウントを開始し、次のステップに進む。なお、既にカウントタイマがカウント中である場合は、そのカウントを継続し、次のステップに進む。

次のステップＳ３２において、評価ユニット１９の経過時間算出部３７は、核燃料が露出状態となった現時点からの経過時間を算出する。例えば、カウントタイマの値に基づいて、経過時間を算出しても良い。また、測定履歴記憶部２７に記憶された情報に基づいて、核燃料が露出状態となった時刻を特定し、その時刻から現在時刻までの時間を経過時間として算出しても良い。

図１３に示すように、次のステップＳ３４において、評価ユニット１９の溶融判定部３９は、経過時間算出部３７で算出された経過時間が溶融解析部２３で事前に解析された過熱時間以上であるか否かを判定する。このようにすれば、核燃料の溶融の有無を判定することができる。

ここで、経過時間が過熱時間未満である場合（ステップＳ３４がＮＯ）は、後述のステップＳ３６に進む。一方、経過時間が過熱時間以上である場合（ステップＳ３４がＹＥＳ）は、ステップＳ３５に進む。

次のステップＳ３５において、評価ユニット１９の状態特定部３２は、溶融判定部３９の判定に基づいて、核燃料が溶融状態であることを特定する。なお、核燃料が溶融状態であることを示す情報が、記憶ユニット１８の状態記憶部３０に記憶される。

次のステップＳ３６において、評価ユニット１９の位置特定部３４は、線量分布取得部３１で取得された放射線分布に基づいて、核燃料の位置を特定する。このようにすれば、炉内の核燃料の位置を把握することができる。

次のステップＳ３７において、評価ユニット１９の移動判定部４０は、通常分布解析部２２で解析された通常時の放射線分布（図３または図５の線Ｌ１参照）と線量分布取得部３１で取得された現時点の放射線分布（図３または図５の線Ｌ４参照）とを比較して核燃料が移動されたか否かを判定する。

ここで、核燃料が移動されていない場合（ステップＳ３７がＮＯ）は、後述のステップＳ４６に進む。一方、核燃料が移動された場合（ステップＳ３７がＹＥＳ）は、ステップＳ３８に進む。

次のステップＳ３８において、評価ユニット１９の状態特定部３２は、移動判定部４０の判定に基づいて、核燃料の移動状態を特定する。このようにすれば、炉内の核燃料の移動を把握することができる。

次のステップＳ３９において、評価ユニット１９の状態特定部３２は、最新の核燃料の位置が過去に位置記憶部２８に記憶された核燃料の位置と異なるか否かを判定する。

ここで、核燃料の位置が異なっていない場合（ステップＳ３９がＮＯ）は、後述のステップＳ４１に進む。一方、核燃料の位置が異なる場合（ステップＳ３９がＹＥＳ）は、ステップＳ４０に進む。

次のステップＳ４０において、記憶ユニット１８の位置更新部２９は、最新の核燃料の位置を位置記憶部２８に記憶させる。このようにすれば、位置記憶部２８の記憶内容に基づいて、炉心溶融後の核燃料の位置を把握することができる。

次のステップＳ４１において、評価ユニット１９の落下判定部４１は、原子炉圧力容器３の下鏡８に対応する領域Ｒ４に対応して配置された放射線測定部１２で測定された線量が落下閾値以上か否かを判定する。

ここで、原子炉圧力容器３の下鏡８の線量が落下閾値未満の場合（ステップＳ４１がＮＯ）は、後述のステップＳ４６に進む。一方、原子炉圧力容器３の下鏡８の線量が落下閾値以上の場合（ステップＳ４１がＹＥＳ）は、ステップＳ４２に進む。

次のステップＳ４２において、評価ユニット１９の落下判定部４１は、核燃料の落下状態を特定する。なお、核燃料が落下状態であることを示す情報が、記憶ユニット１８の状態記憶部３０に記憶される。このようにすれば、非常時に炉内の核燃料が通常時の位置から落下したか否かを把握することができる。

次のステップＳ４３において、評価ユニット１９の落下時冠水判定部４２は、原子炉圧力容器３の下鏡８よりも高い位置である領域Ｒ５に対応して配置された放射線測定部１２で測定された線量が落下閾値未満か否かを判定する。

ここで、原子炉圧力容器３の領域Ｒ５に対応する部分の線量が落下閾値未満である場合（ステップＳ４３がＹＥＳ）は、ステップＳ４４に進む。一方、原子炉圧力容器３の領域Ｒ５に対応する部分の線量が落下閾値以上である場合（ステップＳ４３がＮＯ）は、ステップＳ４５に進む。このようにすれば、非常時に原子炉圧力容器３の下鏡８に落下した核燃料が冠水状態であるか露出状態であるかを把握することができる。

ステップＳ４４において、評価ユニット１９の落下時冠水判定部４２は、核燃料の冠水状態を特定する。なお、核燃料が冠水状態であることを示す情報が、記憶ユニット１８の状態記憶部３０に記憶される。そして、ステップＳ４６に進む。

ステップＳ４５において、評価ユニット１９の落下時冠水判定部４２は、核燃料の露出状態を特定する。なお、核燃料が露出状態であることを示す情報が、記憶ユニット１８の状態記憶部３０に記憶される。そして、ステップＳ４６に進む。

図１４に示すように、次のステップＳ４６において、評価ユニット１９の水没領域特定部３５は、線量分布取得部３１で取得された線量分布に基づいて、核燃料が水没状態である水没領域を特定する。

次のステップＳ４７において、評価ユニット１９のボイド領域特定部３６は、水没領域から上方の領域に向かって線量が特定の上昇率で上昇されているか否かを判定する（図９参照）。例えば、線量分布取得部３１で取得された線量分布の水没領域から上方の領域に向かう線量の対象上昇率と、事前解析部２１により予め特定された基準上昇率（閾値）とを比較する。そして、対象上昇率が、基準上昇率が規定する所定範囲に収まるか否か判定する。

ここで、水没領域から上方の領域に向かって線量が特定の上昇率で上昇されていない場合（ステップＳ４７がＮＯ）は、後述のステップＳ４９に進む。一方、水没領域から上方の領域に向かって線量が特定の上昇率で上昇されている場合（ステップＳ４７がＹＥＳ）は、ステップＳ４８に進む。

次のステップＳ４８において、ボイド領域特定部３６は、線量が特定の上昇率で上昇されている領域を液相と気相とが混合されたボイド領域Ｖであると特定する。このようにすれば、非常時に炉内のボイド領域Ｖを特定することができる（図９参照）。

次のステップＳ４９において、出力部２０は、非水没領域と、水没領域と、ボイド領域がある場合はボイド領域を示す情報を出力し表示する。

次のステップＳ５０において、評価ユニット１９の臨界判定部４３は、少なくとも１つの放射線測定部１２で測定された線量が未臨界閾値を超えるか否かを判定する。

ここで、少なくとも１つの放射線測定部１２で測定された線量が未臨界閾値以下の場合（ステップＳ５０がＮＯ）は、前述のステップＳ２１に戻る。一方、少なくとも１つの放射線測定部１２で測定された線量が未臨界閾値を超える（ステップＳ５０がＹＥＳ）場合は、ステップＳ５１に進む。

次のステップＳ５１において、評価ユニット１９の臨界判定部４３は、核燃料が臨界状態であることを特定する。なお、核燃料が臨界状態であることを示す情報が、記憶ユニット１８の状態記憶部３０に記憶される。このようにすれば、原子炉圧力容器３から放射される放射線の線量に基づいて、核燃料が臨界状態であるか否かの判定を行うことができる。

次のステップＳ５２において、出力部２０は、核燃料が臨界状態である旨を示す情報を出力し表示する。そして、前述のステップＳ２１に戻る。

なお、本実施形態において、基準値、すなわち閾値を用いた任意の値の判定は、「任意の値が基準値以上か否か」の判定でも良いし、「任意の値が基準値を超えているか否か」の判定でも良い。或いは、「任意の値が基準値以下か否か」の判定でも良いし、「任意の値が基準値未満か否か」の判定でも良い。また、基準値が固定されるものでなく、変化するものであっても良い。従って、基準値の代わりに所定範囲の値を用い、任意の値が所定範囲に収まるか否かの判定を行っても良い。また、予め装置に生じる誤差を解析し、基準値を中心として誤差範囲を含めた所定範囲を判定に用いても良い。

なお、本実施形態のフローチャートにおいて、各ステップが直列に実行される形態を例示しているが、必ずしも各ステップの前後関係が固定されるものでなく、一部のステップの前後関係が入れ替わっても良い。また、一部のステップが他のステップと並列に実行されても良い。

本実施形態の炉内状況測定装置は、専用のチップ、ＦＰＧＡ（Field Programmable Gate Array）、ＧＰＵ（Graphics Processing Unit）、またはＣＰＵ（Central Processing Unit）などのプロセッサを高集積化させた制御装置と、ＲＯＭ（Read Only Memory）またはＲＡＭ（Random Access Memory）などの記憶装置と、ＨＤＤ（Hard Disk Drive）またはＳＳＤ（Solid State Drive）などの外部記憶装置と、ディスプレイなどの表示装置と、マウスまたはキーボードなどの入力装置と、通信インターフェースとを備える。この炉内状況測定装置は、通常のコンピュータを利用したハードウェア構成で実現できる。

なお、本実施形態の炉内状況測定装置で実行されるプログラムは、ＲＯＭなどに予め組み込んで提供される。もしくは、このプログラムは、インストール可能な形式または実行可能な形式のファイルでＣＤ−ＲＯＭ、ＣＤ−Ｒ、メモリカード、ＤＶＤ、フレキシブルディスク（ＦＤ）などのコンピュータで読み取り可能な非一過性の記憶媒体に記憶されて提供するようにしても良い。

また、この炉内状況測定装置で実行されるプログラムは、インターネットなどのネットワークに接続されたコンピュータ上に格納し、ネットワーク経由でダウンロードさせて提供するようにしても良い。また、この炉内状況測定装置は、構成要素の各機能を独立して発揮する別々のモジュールを、ネットワークまたは専用線で相互に接続し、組み合わせて構成することもできる。

なお、本実施形態では、原子炉圧力容器３の下部を、下鏡８の領域Ｒ４としているが、原子炉圧力容器３の下部が、原子炉圧力容器３の下端の高さ位置をＨ１から炉心２の下端の高さ位置をＨ３までの領域であっても良い。

なお、本実施形態では、複数の放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３の高さ方向に一定間隔で並んで配置されるが、複数の放射線測定部１２が、不均一な間隔で並んで配置されても良い。また、下鏡８（下部）が配置される領域Ｒ４のみに、複数の放射線測定部１２が配置されても良い。また、炉心２（核燃料）が配置される領域Ｒ６のみに、複数の放射線測定部１２が配置されても良い。

なお、本実施形態では、複数の放射線測定部１２が設けられているが、１個の放射線測定部１２のみを設けても良い。例えば、下鏡８（下部）が配置される領域Ｒ４のみに、１個の放射線測定部１２が配置されても良い。また、炉心２（核燃料）が配置される領域Ｒ６のみに、１個の放射線測定部１２が配置されても良い。

また、下鏡８（下部）が配置される領域Ｒ４に１個の放射線測定部１２を配置し、炉心２（核燃料）が配置される領域Ｒ６に１個の放射線測定部１２を配置しても良い。つまり、放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３の下部とそれよりも高い位置との少なくとも２箇所に対応して配置されていれば良い。

なお、本実施形態では、炉内状況測定装置１が、原子力プラントに設けられているが、他の構成であっても良い。例えば、放射線測定ユニット１３のみを原子力プラントに設けるようにし、炉内状況測定装置本体を遠隔地に設けるようにし、互いをインターネットで接続しても良い。

なお、本実施形態では、評価ユニット１９と事前解析ユニット１６が一体的な装置として構成されているが、評価ユニット１９と事前解析ユニット１６がそれぞれ別の装置で構成されても良い。例えば、事前解析ユニット１６を備える装置で事前解析を行い、その解析データのみを評価ユニット１９を備える装置に入力しても良い。

なお、本実施形態では、複数の放射線測定部１２が直線状に並んで配置されているが、その他の態様であっても良い。例えば、複数の放射線測定部１２がグリッドを形成し、面状に並んでも良い。また、複数の放射線測定部１２が、原子炉圧力容器３の外周面を取り巻いても良い。

なお、本実施形態では、原子炉圧力容器３の側面に放射線測定部１２が設けられているが、その他の態様であっても良い。例えば、原子炉圧力容器３の上面または下面に放射線測定部１２を設けても良い。

なお、従来技術では、原子炉圧力容器３の内部の計装管に放射線検出器を設置して放射線を検出していたため、過酷事故時に放射線検出器が損傷するおそれがある。しかしながら、本実施形態では、原子炉圧力容器３の外部に放射線測定部１２を設けているので、過酷事故時に放射線測定部１２の損傷を防止することができる。

以上説明した実施形態によれば、事前に解析された線量と放射線測定部で測定された線量とを比較して原子炉圧力容器の内部の核燃料の状態を特定する状態特定部を備えることにより、非常時に炉内の核燃料の状況を把握することができる。

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１…炉内状況測定装置、２…炉心、３…原子炉圧力容器、４…原子炉格納容器、５…躯体、６…生体遮蔽部、７…胴部、８…下鏡、９…上蓋、１０…冷却水、１１…溶融物、１２…放射線測定部、１３…放射線測定ユニット、１４…測定値取得部、１５…事前情報入力部、１６…事前解析ユニット、１７…設定ユニット、１８…記憶ユニット、１９…評価ユニット、２０…出力部、２１…事前解析部、２２…通常分布解析部、２３…溶融解析部、２４…露出閾値設定部、２５…落下閾値設定部、２６…未臨界閾値設定部、２７…測定履歴記憶部、２８…位置記憶部、２９…位置更新部、３０…状態記憶部、３１…線量分布取得部、３２…状態特定部、３３…変化特定部、３４…位置特定部、３５…水没領域特定部、３６…ボイド領域特定部、３７…経過時間算出部、３８…水没判定部、３９…溶融判定部、４０…移動判定部、４１…落下判定部、４２…落下時冠水判定部、４３…臨界判定部、Ｃ…隙間、Ｇ…気相の下端、Ｈ１〜Ｈ８…高さ位置、Ｌ１〜Ｌ９…放射線分布、Ｒ１〜Ｒ６…領域、Ｖ…ボイド領域、Ｗ…水位。

Claims (15)

1. 原子炉圧力容器から放射される放射線の通常時の線量と非常時の線量とを事前に解析する事前解析部と、
   前記原子炉圧力容器から放射される放射線の線量を測定する放射線測定部と、
   前記事前に解析された線量と前記放射線測定部で測定された線量とを比較して前記原子炉圧力容器の内部の核燃料の状態を特定する状態特定部と、
   前記核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの過熱時間を事前に解析する溶融解析部と、
   前記核燃料が露出状態となった時点からの経過時間を算出する経過時間算出部と、
   前記経過時間算出部で算出された経過時間が前記溶融解析部で事前に解析された過熱時間以上である場合に前記核燃料が溶融されたと判定する溶融判定部と、
   前記原子炉圧力容器の内部の状態を示す情報を出力する出力部と、
   を備える炉内状況測定装置。
2. 複数の前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の高さ方向に並んで配置される請求項１に記載の炉内状況測定装置。
3. 原子炉圧力容器から放射される放射線の通常時の線量と非常時の線量とを事前に解析する事前解析部と、
   前記原子炉圧力容器から放射される放射線の線量を測定する放射線測定部と、
   前記事前に解析された線量と前記放射線測定部で測定された線量とを比較して前記原子炉圧力容器の内部の核燃料の状態を特定する状態特定部と、
   複数の前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の高さ方向に並んで配置され、
   それぞれの前記放射線測定部で測定された線量に基づいて、前記原子炉圧力容器の高さ方向の線量分布を取得する線量分布取得部と、
   前記線量分布取得部で取得された線量分布に基づいて、前記核燃料が水没状態である水没領域を特定する水没領域特定部と、
   前記水没領域から上方の領域に向かって線量が特定の上昇率で上昇される場合に、この領域が液相と気相とが混合されたボイド領域であると特定するボイド領域特定部と、
   前記原子炉圧力容器の内部の状態を示す情報を出力する出力部と、
   を備える炉内状況測定装置。
4. 前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の外側、かつ前記原子炉圧力容器を取り囲む生体遮蔽部の内側に配置される請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
5. 前記事前解析部が、前記核燃料が露出状態であるときに前記原子炉圧力容器から放射される放射線の線量を解析し、この解析に基づいて露出閾値が設定され、
   前記放射線測定部で測定された線量が前記露出閾値未満である場合に前記核燃料が水没状態であると判定する水没判定部を備える請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
6. 複数の前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の高さ方向に並んで配置され、
   それぞれの前記放射線測定部で測定された線量を、その測定位置および測定時刻に対応付けて記憶する測定履歴記憶部と、
   前記測定履歴記憶部に記憶された情報に基づいて、前記核燃料の時間的変化を特定する変化特定部と、
   を備える請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
7. 複数の前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の高さ方向に並んで配置され、
   それぞれの前記放射線測定部で測定された線量に基づいて、前記原子炉圧力容器の高さ方向の線量分布を取得する線量分布取得部を備え、
   前記状態特定部が、前記線量分布取得部で取得された線量分布に基づいて、前記核燃料の状態を特定する請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
8. 複数の前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の高さ方向に並んで配置され、
   それぞれの前記放射線測定部で測定された線量に基づいて、前記原子炉圧力容器の高さ方向の線量分布を取得する線量分布取得部と、
   前記線量分布取得部で取得された線量分布に基づいて、前記核燃料の位置を特定する位置特定部と、
   前記位置特定部で特定された前記核燃料の位置を記憶する位置記憶部と、
   を備える請求項１から請求項７のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
9. 前記位置特定部で特定された前記核燃料の位置が、過去に前記位置記憶部に記憶された前記核燃料の位置と異なるときに、最新の前記核燃料の位置を前記位置記憶部に記憶させる位置更新部を備える請求項８に記載の炉内状況測定装置。
10. 複数の前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の高さ方向に並んで配置され、
    それぞれの前記放射線測定部で測定された線量に基づいて、前記原子炉圧力容器の高さ方向の線量分布を取得する線量分布取得部と、
    通常時の位置に前記核燃料があるときの線量分布を事前に解析する通常分布解析部と、
    前記通常分布解析部で解析された通常時の線量分布と前記線量分布取得部で取得された線量分布とを比較して前記核燃料が移動されたか否かを判定する移動判定部と、
    を備える請求項１から請求項９のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
11. 前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の下部に対応して配置され、
    前記事前解析部が、前記核燃料が前記原子炉圧力容器の下部に落下したときに前記原子炉圧力容器の下部から放射される放射線の線量を解析し、この解析に基づいて落下閾値が設定され、
    前記放射線測定部で測定された前記原子炉圧力容器の下部の線量が前記落下閾値以上である場合に前記核燃料が落下したと判定する落下判定部を備える請求項１から請求項１０のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
12. 前記放射線測定部が、前記原子炉圧力容器の下部とそれよりも高い位置との少なくとも２箇所に対応して配置され、
    前記落下判定部で前記核燃料が落下したと判定された場合に、前記原子炉圧力容器の下部よりも高い位置の線量が前記落下閾値未満の線量である場合に前記核燃料が冠水状態であると判定し、前記原子炉圧力容器の下部よりも高い位置の線量が前記落下閾値以上の線量である場合に前記核燃料が露出状態であると判定する落下時冠水判定部を備える請求項１１に記載の炉内状況測定装置。
13. 前記事前解析部が、未臨界状態の前記核燃料が露出状態であるときに前記原子炉圧力容器から放射される放射線の線量を解析し、この解析に基づいて未臨界閾値が設定され、
    前記放射線測定部で測定された線量が前記未臨界閾値を超える場合に前記核燃料が臨界状態であると判定する臨界判定部を備える請求項１から請求項１２のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
14. 複数の前記放射線測定部の全部または一部が、前記原子炉圧力容器の高さ方向において異なる位置に配置される請求項１から請求項１３のいずれか１項に記載の炉内状況測定装置。
15. 原子炉圧力容器から放射される放射線の通常時の線量と非常時の線量とを事前に解析するステップと、
    放射線測定部を用いて前記原子炉圧力容器から放射される放射線の線量を測定するステップと、
    前記事前に解析された線量と前記放射線測定部で測定された線量とを比較して前記原子炉圧力容器の内部の核燃料の状態を特定するステップと、
    前記核燃料が露出状態となった時点から溶融し始めるまでの過熱時間を事前に解析するステップと、
    前記核燃料が露出状態となった時点からの経過時間を算出するステップと、
    算出された前記経過時間が事前に解析された前記過熱時間以上である場合に前記核燃料が溶融されたと判定するステップと、
    前記原子炉圧力容器の内部の状態を示す情報を出力するステップと、
    を含む炉内状況測定方法。

Images