JPH0658425B2 - 原子力発電所の液体流通系の監視方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 発明の分野 本発明は、過渡的な流体の流れ、熱及び圧力を受ける液
体流通系、特に原子力発電所の液体流通系に累積的に生
じる疲労をオンライン方式で監視しかつ解析する方法に
関する。特に、本発明は、液体流通系の修理、交換、ま
たは改装が必要であるということを示す蓄積疲労の値と
現在の蓄積疲労の値との間の差（マージン）についてプ
ラント技術者に表示を提起することに関するものであ
る。本発明ではまた、疲労に対して臨界的（クリティカ
ル）な原子力発電所の箇所での応力（ストレス）の正確
な測定を、原子力発電所のプロセス及び応答パラメータ
により行うための技術を達成している。

関連技術の説明 原子力発電所における配管等の液体流通系は、４０年の
公称寿命の全体を通して、プロセス流体温度及び圧力の
変化により生ずる応力を受ける。原子力発電所のオペレ
ータ及び技術者は、疲労に対して臨界的な液体流通系の
状態を常に知っていることが必要である。現在では、こ
れは以下の手段により行われている。原子力発電所のプ
ロセス及び応答パラメータ（例えば、温度、圧力、流
量、液位（レベル）、弁状態、設定点状態）のデータが
測定され、データがプラント・コンピュータによって記
録される。このデータは、プラント技術者によって用い
られ、或るタイプ（型）の過渡現象（過渡状態）に関す
る主観的な判定が行われる。記録しなければならない過
渡現象のタイプが、条例、例えば米国の原子力規制委員
会（ＮＲＣ）によって決定された原子力発電所の技術仕
様に特定されている。該技術仕様は、４０年の寿命の
間、各型の過渡現象の特定された回数を許容する。従来
技術による方法は、寿命の変化を決定するために疲労計
算を行うようなことはしておらず、規定者によって許容
された伝統的な（もしくは一定の）過渡現象の計数と、
特定の過渡現象が計数されたか否かに関する技術者によ
る主観的な決定とに基づいて、液体流通系が使用状態か
ら取り除かれるべきときに関して、経験をふまえての推
測を行う。原子力発電所における過渡現象は、２つの一
般的な種類に分類される。(ｉ)原子力発電所の始動中並
びに原子力発電所の出力の需要変化中に生ずる正常な過
渡現象と、(ii)原子力発電所の液体流通系またはシステ
ムが異常に作用しているときに生じる異常な過渡現象
と、である。もし、１つの型もしくは他の型の過渡現象
に対して許容された回数を超えたならば、継続して運転
するのに原子力発電所がなぜ安全であるかに関する正当
化の理由を規制当局に提供しなければならない。これに
は、原子力発電所に対して最初の設計方式を形成した応
力解析の修正をも含み得る。

発明の概要 本発明の目的は、原子力発電所の寿命延長に関する決定
を容易にすることである。

本発明のもう１つの目的は、熱及び圧力のすべての意味
ある過渡現象に基づく臨界的な原子力発電所の液体流通
系の疲労を正確に測定するための系統的な方法を提供す
ることである。

本発明のさらにもう１つの目的は、規制当局に対し原子
力発電所の運転寿命の延長許可を求める電力会社の申請
を支援する際に用いるか、もしくはプラント・サイクル
を計数するための要求を除去するよう用い得るデータベ
ースを編集することである。

本発明のまたもう１つの目的は、臨界的な原子力発電所
のプロセスパラメータを監視し、そして臨界的な原子力
発電所の液体流通系の使用継続、修理、及び交換の決定
のためにデータベースを編集するための系統的な方法を
提供することである。

本発明のさらにもう１つの目的は、臨界的な原子力発電
所のプロセスパラメータを監視し、そして最大のプラン
トフレキシビリティ及び原子力発電所の運転の最適性を
提供するために、非設計方式の運転モードを正当化する
ように用いられ得るデータベースを編集するための系統
的な方法を提供することである。

上述の目的は、原子力発電所のようなプロセス制御プラ
ントにおける液体流通系のセンサから、アナログ及び／
またはディジタル信号を収集し、記録し、かつ解析する
方法によって達成され得る。該方法は、センサ連続的に
監視し、そして定常状態及び過渡現象を記録する。記憶
装置の負担を減らすように定常状態データの圧縮が行わ
れる。過渡データは、より高いサンプル率で記録され、
それ故、最大値のような過渡現象のパラメータが応力解
析のために計測される。応力解析は、応力に起因する寿
命を示す使用率（a usage factor）を計算するために用
いられる、応力起因応力及び熱応力を決定し、このよう
にして液体流通系の残存寿命を決定する。

これらは他の目的及び長所と一緒に、添付図面を参照し
て以下に説明される構成及び動作の詳細から充分に明瞭
となるであろう。尚、図面全体を通じて同一の符号は、
同一もしくは相当部分を示す。

好適な実施例の説明 本発明は、データ収集、計算及び解析のすべての作業の
ための専用ミニコンピュータを用いるのが好ましい。し
かしながら、もし原子力発電所にすでに存在するコンピ
ュータが充分なデータ収集及び計算能力を有しているな
らば、本発明は、そのコンピュータで実施されて良い。
説明は、原子力発電所内の特定の場所における疲労を計
算することに関するものであるが、この方法は、疲労亀
裂進展の計算のためにも用いられ得る。疲労亀裂進展を
具現化するに必要な変化は、ここに参照文献として挙げ
た、1976年、John Wiley及びSonsの工学物質の変形及び
破壊力学（Hertyberg,R.W.）に基づいて当業者により行
われ得る。本明細書に説明した方法は、原子力発電所に
制限されるものではなく、どのようなプロセス制御プラ
ントにも適用され得、また過渡現象の流体流、熱または
圧力に起因する疲労負荷を受ける個々の液体流通系（要
素）もしくはシステムにさえも適用され得る。

第１Ａ図及び第１Ｂ図は、本発明が実施できる一体構成
されたハードウェア及びソフトウェアの機能ブロック構
成図である。システムのハードウェアの部分は、信号入
力装置１０、サンプリング及び解析コンピュータ１２、
並びに１組の周辺出力装置１４から成る。もしサンプリ
ングのみが行われるならば、低速コンピュータをサンプ
リング及び解析コンピュータ１２の代わりに用い、そし
て解析コンピュータを離れた遠隔に配置することも可能
である。信号入力装置１０は、代表的には原子力発電所
内に見られるアナログ・センサ１６及び／またはディジ
タル・センサ１８によって生成される圧力、温度及び流
体流のデータを提供する。これらセンサ１６及び１８
は、監視されている液体流通系及び場所に対するプロセ
ス信号及び応答パラメータを読み取る。アナログ・セン
サ１６によって読み取られたアナログ信号は、一度に１
つのセンサ信号を選択するためのセンサ信号マルチプレ
クサを含んでいる信号調節器２０を介して処理される。
信号調節器２０もまた、代表的には原子力発電所内に見
られ、そしてセンサ信号をディジタイザ２２及び２４が
必要とする０〜１０ボルト信号に変換する。アナログ信
号は、信号の周波数に依存して、低速ディジタイザ２２
もしくは高速ディジタイザ２４のいずれかに進む。適切
なディジタイザ２２及び２４は、型式番号Ｘ1500として
Tustin者から入手可能である。与えられた入力信号に対
して低速ディジタイザ２２を使用するかもしくは高速デ
ィジタイザ２４を使用するための決定は、センサから予
想される最も高い周波数に依存して、システムを設置す
るとき設計技師によって行われる。高速ディジタイザ２
４は、代表的なサンプリング率が１秒につき約200,000
サンプルである可変容量を有している。ディジタル信号
は、ディジタル・センサ１８によって生成され、そして
Tustin社から、個別に絶縁された入力カードの型式1585
として入手可能な、ディジタル入力／出力ボードのよう
なバッファ及びカウンタ・ユニット２６を介して処理さ
れる。バッファ及びカウンタ・ユニット２６の役目は、
信号の場所及び該信号がオンであるかまたはオフである
か（１または０）を決定することである。ディジタル信
号の場合にはバッファ及びカウンタ・ユニット２６を介
して、またアナログ信号の場合には低速ディジタイザ２
２もしくは高速ディジタイザ２４を介して、信号が処理
されると、該信号は正当にディジタル化されてコンピュ
ータ１２内の入力として準備される。サンプリング及び
解析コンピュータ１２は、好ましくは、少なくとも２メ
ガバイトの主メモリと、データ・ゼネラル社のＯＳＶＳ
オペレーティング・システムのような稼働している実時
間仮想オペレーティング・システム２８とを有する、デ
ータ・ゼネラル・コンピュータの型式ＭＶ−4000であ
る。このシステムは、１００チャンネルまでのセンサ・
データが取り扱われるが、もしそれ以上のチャンネルが
必要とされるならば、より高速で、より大きいコンピュ
ータが必要であろう。実時間オペレーティング・システ
ム２８すなわちリアル・タイムＯＳは、管理装置として
働き、適切なソフトウェア・モジュール３０−３８のロ
ーディングを行う。実時間オペレーティング・システム
２８は、またコンピュータ１２と周辺出力装置１４間の
リンクをも制御する。周辺出力装置１４は、ミニコンピ
ュータと関連した代表的なユニットを含んでおり、それ
らはデータ・ゼネラル社から入手可能である。代表的な
ユニットとして、一例として、短期間のデータ記憶のた
めの３００メガバイトのディスク・ドライブ・ユニット
４０と、疲労解析の結果を出力するためのＣＲＴ（陰極
線管）４２もしくはプリンタ４４と、液体流通系の平均
寿命の変化を示すＸ−Ｙプロッタ４６と、保管データの
記憶のための磁気テープ・ユニット４８とが示されてい
る。

ソフトウェアは、必要時、他の要素トラッカ・モジュー
ル３８を追加し得るようにモジュール型で拡散可能とな
っている。他の要素トラッカ・モジュール３８は、疲労
亀裂進展、もしくは自動化された技術仕様過渡サイクル
の計数を含む、蓄積された疲労を計測するための他の技
術的に有効な論理構造を基とすることができる。好適な
本実施例では、疲労使用率の分類法（fatigue usage fa
ctor methodology）を用いたシスムを適用した場合を示
す。ソフトウェア・モジュール３０−３６間の関係を示
すフローチャートが第２Ａ図及び第２Ｂ図に示されてい
る。サンプリング・モジュール３０は、第１Ｂ図の信号
入力装置１０の管理部としてみなされる。第３Ａ図、第
３Ｂ図、第４Ａ図〜第４Ｃ図、第５図、第６図、第７Ａ
図〜第７Ｃ図に関して詳細に説明されるサンプリング・
モジュール３０は、アレイのようなデータ構造内への入
力信号と、入力データ・ベース６０（コンピュータ１２
内にある）とを結合し、データの完全性チェックを行
う。入力データ・ベース６０は、センサのサンプルを圧
力、温度等に変換するための工学単位と、過渡現象が生
じたとき、疲労解析を要求することを決定するしきい値
限界と、センサの場所、範囲等を含む要素識別情報と、
配管等の自重である死荷重及び地震が発生したときを想
定した荷重である地震荷重のような設計荷重と、応力レ
ベルの疲労への影響を示す疲労曲線と、温度もしくは圧
力のようなプロセス・パラメータにおいて単位装荷に対
する液体流通系の応力応答を記述する応力の核文(stres
s kernels)と、物質特性とを含んでいる。サンプリング
・モジュール３０は、それらのデータを所定の大きさの
過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・データベース６２
内に記憶する。過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・デ
ータベース６２は、満たされたとき、第９Ａ図〜第９Ｃ
図及び第１０図に関して詳細に説明される過渡解析モジ
ュール３２への入力として用いられる。該モジュール３
２は、過渡パラメータを計算し、その結果、過渡パラメ
ータ・データベース６４を編集する。過渡パラメータ・
データベース６４は、第１１図〜第１５図に関して詳細
に説明される疲労計算モジュール３４に対して必要とさ
れる入力データを提供する。疲労計算モジュール３４
は、監視される各液体流通系及び場所ごとに液体流通系
の疲労有効因子を計算し、関連の疲労データを出力デー
タベース６６に出力する。ディスプレイ・モジュール３
６は、オペレータのためのディスプレイ設備を提供す
る。ディスプレイ・モジュール３６は、プラント、オペ
レータにとって有用なテーブル表示、グラフ及び他のデ
ータの表示図を用いて、液体流通系名、場所、及び寿命
情報を出力する。適切な表示はオペレータの好みやプラ
ント設計等に依存して生成され、かつ当業者によって提
供され得るので、ディスプレイ・モジュール３６はここ
では詳細に説明しない。

モジュール５０及び５２は、液体流通系が経験する過渡
現象の計数を単に保持することによって、もしくはオペ
レータ及び技術基準に関する過渡現象及び動作情報を単
に記録することによって、過渡現象を計数することがで
きる他の実行可能なモジュールである。

サンプリング・モジュール３０の動作の詳細を第３Ａ
図、第３Ｂ図、第４Ａ図〜第４Ｃ図及び第５図に関して
説明する。第３Ａ図及び第３Ｂ図を参照すると、入力デ
ータベース６０は、センサの型を指示するアレイを含ん
でいる。このアレイは多くの入力信号チャンネルを原子
力発電所内の特定のセンサと関連させる。圧力、温度、
流量及び液位（レベル）に対するセンサ信号が、バルブ
位置及びポンプ状態（オンまたオフ）のような制御信
号、及びひずみもしくは変位のような応答信号と一緒に
記録される。記録動作は、好ましくは一度に１つのセン
サで行われるけれども、すべてのセンサ１６及び１８を
サンプリングしてサンプル（データ）に関する完全性チ
ェックを行うことも可能である。最初に、もしサンプリ
ングされた信号がアナログ・センサであるならば、セン
サ・チャンネルは、信号調節器２０内のマルチプレクサ
によって選択された入力を増分することによって選択さ
れる（ステップ８２）。このことは、チャンネル・ポイ
ンタを増分し、かつ該ポインタをマルチプレクサに出力
することによって行われる。適切なディジタイザが信号
をサンプリングするために活性化され（ステップ８
４）、コンピュータ１２は、該サンプルを一時メモリ内
に記憶する。もしセンサがディジタル信号であるなら
ば、コンピュータ１２は適切な場所から単に読み取る。
データの完全性チェック（ステップ８６）において、温
度、圧力、流量及び液位が入力データベース６０の工学
単位及び許容し得るセンサ範囲（しきい値限界）と比較
され、センサが正確に働いているということを確認す
る。許容し得るセンサ範囲は自然の法則及びプラントの
容量によって決定される。例えば、設定された単位系を
用いて、代表的な完全性チェックに対する詳細を提供す
る第４Ａ図〜第４Ｃ図を参照すると、原子力発電所にお
ける温度が０゜Ｆ以下になることは決して予想されない
であろう。もしセンサが０゜Ｆ以下（ステップ１１８）
の温度の温度信号１１０を示したならば、データの完全
性チェック（ステップ８６）により、オペレータは異常
に関する忠告を受けるであろう。同様に、もしセンサ
が、或るプラントに特有である、或る値８２０゜Ｆ以上
（ステップ１２４）の温度を示す温度信号１１２を生成
したならば、データの完全性チェック（ステップ８６）
は、再びオペレータが異常に関する忠告を受ける（ステ
ップ８８）ようにするであろう。同じ手順が、圧力信号
１２８と１３０、流量信号１４２及び液位（レベル）信
号１４４のセンサ信号に適用可能である。もちろん、各
型の各センサはそれ自身の許容し得るセンサ範囲を有し
得る。データの完全性チェックはまた制御信号１４６及
び応答信号１４８のためにも設計され得る。これらは、
広く用いられるものとしてではなく、センサ範囲よりも
むしろ二進判断に基づいている。例として、もし圧力に
関する信号１２８が許容し得るセンサ範囲内（ステップ
１３４−１３８）の値を示すが、制御信号１４６は、そ
の圧力を提供する弁が閉じているということを示す（ス
テップ１４０）ならば、矛盾が存在し、データの完全性
チェック（ステップ８６）は、問題をオペレータに警報
する（ステップ８８）であろう。データの完全性チェッ
クは、何等かの短絡、もしくはデータが失われたか否か
（ステップ１６０）を含む問題を、オペレータに警報す
る（ステップ８８）。

完全性チェックが行われた後、所定の時間ウインドの
間、センサからのデータが収集されたか否かについて決
定が為される（ステップ８９）。もし収集されたなら
ば、そのサンプルは、過渡現象が生じたか否かを決定す
るしきい値レベルと比較される（ステップ９０）（第３
Ｂ図）。もしセンサ値がしきい値の範囲内にあるなら
ば、回転記憶装置（ディスク・ドライブ・ユニット４
０）９２が更新され（ステップ９４）、更新されてから
定常状態統計が計算される（ステップ９６）。もしセン
サの値が過渡現象のしきい値範囲外にあるならば、過渡
現象に対する記録期間の持続時間が決定され、過渡現象
が記録される（ステップ９８）。定常状態統計及び過渡
現象の双方は、例えば温度並びに該温度が記録された時
刻のリストとして、過渡及び定常状態タイム・ヒストリ
・データベース６２内に記憶される。

ステップ９０〜９６をより詳細に説明するために、代表
的な配管部１６０及び代表的な過渡信号１６２が第５図
と第６図とに示されている。管（パイプ）１６０は、疲
労情報が所望される２つの臨界場所１６４と１６６を有
している。これらの場所の一方１６４は、先に説明した
ように、温度と、圧力と、流量と、液位と、制御及び応
答信号とに関して監視される。他方の場所１６６は、監
視されないか、もしくは不充分に監視される。すなわち
場所１６６においては圧力及び液位のみが得られる。第
６図に示された代表的な過渡信号１６２は、監視される
臨界場所１６４において検出された過渡現象に対して、
時間に対する温度変化を表す。圧力、液位及び流量に対
する信号もまた監視される臨界場所１６４において変化
するけれども、ここでは説明として温度信号の使用を用
い、その間、他の型の信号に対しては実質的に同じ動作
が行われる。監視される場所における入力信号がデータ
完全性チェック（ステップ８６）（第３Ａ図）を通過し
たならば、次のステップは、しきい値レベルの侵害に対
するチェックを行う（ステップ９０）ことである。デー
タは、各センサに対して好ましくは２０秒の時間ウイン
ドの間サンプリングされかつ収集される。すべての監視
される場所に対する圧力、温度、流量及び液位の値が、
その期間中、入力データベース６０内に示されたしきい
値範囲内に留どまる限り、行われるすべてのことは、回
転記憶装置９２を更新し（ステップ９４）、そして定常
状態統計を計算すること（ステップ９６）である。回転
記憶装置９２は、好ましくは、定常状態データの最も最
近の１／２時間のデータ記録である。

定常状態統計は、時間ウインドの持続時間の間の信号に
対する、平均、最大、最小及び他の統計的データから構
成され得る。この定常状態の統計的データは、過渡及び
定常状態タイム・ヒストリ・データベース６２の一部分
となる。該データベース６２は、所望ならば、磁気テー
プ・ユニット４８にプラントの寿命の間保持され得る。

全原子力発電所において監視される温度、圧力、流量も
しくは液位信号のいずれかが、入力データベース６０内
に記憶されているしきい値を超えたならば、原子力発電
所におけるすべての被監視場所に対して過渡現象の記録
が開始され、これは、所定時間、定常状態が回復される
まで続く。入力データベース６０のしきい値は、プラン
ト設計者によって行われる工学計算及び判断によって決
定され、それは変動が無視し得る疲労を生じる値であ
る。例えば、代表的な原子力発電所において、温度は、
プラスまたはマイナスの華氏“Ｔ”度（±“Ｔ”゜Ｆ）
だけ変動すると無視し得る疲労を生ずるが、その範囲よ
り大きい温度変動は、疲労を発生し始める大きさの応力
を引き起こす。

第７Ａ図〜第７Ｃ図は、特定の１チャンネルまたは複数
チャンネルが記録をトリガするためにトリガ・チャンネ
ルとして指定されたときのステップ８９−９８を一層詳
細に示す。すべてのチャンネルがトリガ・チャンネルと
して指定されるのではなく、指定は故障の可能性もしく
は規定要件に基づいてプラント設計者によって為され
る。最初に、プロセス・パラメータ（例えば、温度）に
対する平均値が与えられた時間ウインド、代表的には２
０秒に渡って計算される（ステップ１７０）。もしこの
計算された平均と、先の過渡現象の終結後にこの信号に
対して設定された平均との間の差が、しきい値レベルを
超えたならば（ステップ１７２）、過渡記録がすべての
チャンネルに対して開始される（ステップ１７４）。も
しプロセス・パラメータ（例えば温度）が検査されてい
る間しきい値を超えなければ、別の信号（例えば圧力）
が読み取られ（ステップ１７６）、すべてのプロセス・
パラメータ信号がその時間ウインドの間に読み取られて
しまうまで続けられる。もしパラメータ（温度、圧力
等）のどれもしきい値を超えなければ、回転記憶が始め
に説明したように更新され（ステップ９０）、新しい時
間ウインドの間、データが読み取られる（ステップ１７
０）。

温度の過渡信号１６２、またはいずれか他の温度、圧
力、流量もしくは液位信号がしきい値を超える（ステッ
プ１７２）と、動作は、すでに説明された定常状態記録
から過渡記録に切換わる。過渡記録は、定常状態記録よ
り多量のデータを保持する。過渡記録において、サンプ
リングされたすべてのデータは、以後説明される過渡解
析モジュール３２に圧縮されるまで、各２０秒の時間ウ
インド期間中、保持される。従って、定常状態記録にお
けるように４つもしくは５つのデータ点が保持されるの
ではなく、むしろ、数１００のデータ点が各センサ信号
に対して保持される。もしセンサ信号が毎秒１０サンプ
ルでサンプリングされるならば、２０秒の時間ウインド
では２００サンプルがそのパラメータに対して保持され
るであろう。過渡記録は、定常状態記録が再度開始し得
るということを、記録持続期間を決定するためのアルゴ
リズムが示すまで続く。

すべてのチャンネルに対して過渡記録が開始（ステップ
１７４）した後、最初の時間ウインドとして指定された
データについて最初の２０秒から基準平均（base mea
n）が計算される（ステップ１７６）。圧力、温度、流
量及び液位信号に関して現在の時間ウインドの信号の平
均値が計算され（ステップ１７８）、そして先の時間ウ
インドの対応する信号の基準平均値と比較される（ステ
ップ１８０）。現在の時間ウインドに関する平均値が、
先の時間ウインドに関する基準平均値から、与えられた
チャンネルに関するしきい値よりも少ない値だけ異なっ
ているとき、先の時間ウインドに関する基準平均値は、
その与えられたチャンネルに関する比較のための基準平
均値となる。すなわち、先の時間ウインドに関する基準
平均値は、変更されない。そのチャンネルの未来の時間
ウインドに対する比較は、そのチャンネルに関するその
基準平均値と比較される（ステップ１８０）。

もし現在の時間ウインドの平均値と先の時間ウインドの
基準平均値との間の差がしきい値に等しいかもしくはそ
れを超えるならば（ステップ１８２）、先の基準平均値
は無効であり、そして新しい基準平均値が設定されなけ
ればならない（ステップ１７６）。しきい値チェックが
生じた後、この時間ウインドに対するすべてのパラメー
タが比較されたか否かについての決定が為される（ステ
ップ１８４）。例えば１０分である与えられた期間、す
べての圧力、温度、流量及び液位信号に関して基準平均
値が同時に設定され、かつ保持され得るとき（ステップ
１８６）過渡データ収集が停止され、そしてシステムは
定常状態モードに戻る（ステップ１９０）。

上述の動作は過渡信号の例により明瞭とされるであろ
う。第６図において、過渡信号１６２は、該過渡信号が
点１９２においてしきい値を侵害するまでしきい値内に
留どまる。点１９２において高速記録が開始される。す
なわち、回転記憶（ディスク・ドライブ・ユニット４
０）は更新されず、すべてのサンプル（データ）が記憶
される。点１９２と期間１９２４の間で信号は、各新し
い基準平均値の近傍でしきい値を絶えず侵害している。
１９４の期間中、信号は、点１９６まで約２分半の間し
きい値内に留どまる。これは１０分のしきい値の再設定
期間より少ないので高速記録が続く。点１９６と期間１
９８との間で再度しきい値は、絶えず侵害される。期間
１９８の間、信号は１０分間しきい値範囲内に留どま
り、高速記録は、２７分において停止、回転記憶の更新
が再開される。定常状態記録が再度初期設定された後、
もし１つのチャンネルに対する基準平均値の近傍のしき
い値が侵害されるならば、システムは、すべてのチャン
ネルに対して過渡モードの高速記録に再度切換わる。過
渡モードにおける間、データはシステムのために設定さ
れたより高速のサンプリング率で、つまり入力された全
てのデータが過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・デー
タベース６２内に記憶される。

過渡解析モジュール３２の動作を第８図を参照して説明
する。入力データベース６０からのデータと、過渡及び
定常状態タイム・ヒストリ・データベース６２に設けら
れている実時間データとを用いて、各チャンネルは、信
号の型を決定する（ステップ２００）ために検査され
る。信号の型は、識別されたセンサと関連のアレイ内に
示される。信号の型は、圧力（Ｐ）、温度（Ｔ）、流量
（Ｑ）、液位（Ｌ）、制御（ＣＳ）及び応答（ＲＳ）で
ある。制御信号（ＣＳ）の例は、弁位置（開度の割合）
もしくはポンプ状態（全荷重の割合）であり、一方応答
信号（ＲＳ）の例は、ひずみもしくは変位である。制御
信号及び応答信号の値は、プラント・オペレータもしく
は技術者による未来の使用のために過渡パラメータ・デ
ータベース６４に単に通されるか（ステップ２０２及び
２０４）、もしくは他の要素のトラッカ・モジュール３
８で使用される。もし信号が圧力、温度、流量、もしく
は液位であるならば、データ圧縮モジュールが実行され
る（ステップ２０６）。

サンプリング・モジュール３０（第３Ａ図及び第３Ｂ
図）によるデータ収集中、データはすべての適切なデー
タの収集を確実にするに充分に高い率でサンプリングさ
れる。このプロセスはいくつかの時点で必要とされるよ
りも多いデータの蓄積をもたらすけれども、これらの時
間期間は、データが収集された後まで決定されることが
できない。データ圧縮モジュール（ステップ２０６）
は、適切なデータを保ち、かつ過多のデータを除去す
る。信号の各型（圧力、温度、流量、液位）ごとにこれ
は、異なった方法で行われる。原子力発電所における温
度信号に対しては、データ点（温度及び時間を含む）
は、代表的には５゜Ｆの温度変化ごとに保持される。圧
力信号に対しては、データ点は、代表的には１００ＰＳ
Ｉの圧力変化ごとに保持される。同様に、流量信号に対
するプラント要件に基づいて、データ点は、ある特定さ
れた大きさの各流量変化ごとに保持され得、そして液位
信号に対しては、データ点は、ある特定された液位変化
に対して保持され得る。プロセスの他の型は、異なった
圧縮値を要求する。圧力及び温度変化は、しばしば疲労
決定のために最も重要であるので、各流量または液位信
号をある圧力もしくは温度信号と関連させることも可能
である。この場合において、データ点が、与えられた温
度もしくは圧力信号に対して保存されるごとに、関連す
るいずれの流量もしくは液位信号にも対応するデータ点
もまた保存される。さらにデータ圧縮モジュールの実行
中、記録された過渡現象に関する統計的なデータが計算
される。

圧力、温度、流量及び液位信号のデータ点と、制御及び
応答信号のデータ点との圧縮されたデータ組及び統計的
なデータは過渡パラメータ・データベース６４を形成す
る。

第９Ａ図〜第９Ｃ図は、１つのチャンネルからの温度信
号がデータ圧縮を行う過渡解析モジュール３２を介して
処理される方法を示す。他のチャンネルの温度信号及び
他のプロセス信号（圧力、液位等）も同様に扱われる。
サンプリング・モジュール３０は実時間プログラムであ
るが、過渡解析モジュール３２は、オンラインプログラ
ムである。過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・データ
ベース６２が所定数のサンプル（データ）を含むとき、
すなわちそれが満杯であるとき、過渡解析モジュール３
２は自動的に実行する。温度データの最初サンプルが基
準の過渡サンプルとして、最初に読み取られかつ記憶さ
れる（ステップ２２０）。

第９Ａ図〜第９Ｃ図で過渡サンプルが定義されるが、こ
れは当業者に良く知られた標準の定義とは異なってい
る。もし（一度にアナログ値の唯一のディジタル化であ
るサンプルの伝統的な定義を用いて）、データが１秒に
つき１０のサンプルでサンプリングされるならば、第９
Ａ図〜第９Ｃ図の過渡サンプルは、１秒の時間ウインド
における１０の温度データ点の内の１つだけである。す
なわち１つの過渡サンプルは、１０サンプルの時間ウイ
ンドにおけるサンプルの内の１つである。過渡サンプル
はまた温度が読み取られた関連の時刻をも含み、それと
一緒に、該温度データ点と同時刻にサンプリングされ
た、入力データベース６０を介して温度データに結合さ
れている流量もしくは液位のデータのいずかの値をも含
む。過渡サンプルとなる１０サンプルの内の１つが第９
Ａ図〜第９Ｃ図のプロセスによって選ばれる。過渡サン
プルのこの定義は、第９Ａ図〜第９Ｃ図の全体だけに用
いられる。

最初のサンプルが読み取られ、基準の過渡サンプルとし
て記憶された（ステップ２２０）後、次のもしくは現在
のサンプルが読み取られ、そして３つの場合が起こり得
る。第１に、現在のサンプルにおける温度は、基準の過
渡サンプルの温度に等しい場合である（ステップ２２
４）。もしこれが起こると、現在のサンプルは放棄さ
れ、次のすなわち新しい現在のサンプルが読み取られる
（ステップ２２２）。第２に現在のサンプルの温度は、
基準の過渡サンプルの温度の値より大きい場合である
（ステップ２２６）。第３に、現在のサンプルの温度
は、基準の過渡サンプルの温度より低い場合である（ス
テップ２２８）。第２と第３の場合の後に発生するプロ
セスは非常に類似しており、ここでは第２の場合の後に
発生するプロセスについて詳細に説明する。第３の場合
の後に発生するプロセスについては、簡素化のために詳
細には説明しない。

現在のサンプルの温度の値が基準の過渡サンプルより大
きいとき（ステップ２２６）、２つの場合が存在する。
第１に、現在のサンプルはある値“Ｔ”、例えば５゜Ｆ
より少ない値だけ大きい場合である。もしこの場合なら
ば、現在のサンプルは放棄され、次のすなわち新しいサ
ンプルが読み取られる（ステップ２２２）。第２は、現
在のサンプルの温度が５゜Ｆに等しいか、もしくはそれ
より大きい値だけ先の基準の過渡サンプルの値より大き
い場合である。もしこの場合ならば、現在のサンプル
は、過渡サンプルとして過渡パラメータ・データベース
６４内に記憶され、そして基準の過渡サンプルとなる。
それから、次のもしくは新しい現在のサンプルが読み取
られる（ステップ２３２）。もしこの新しい現在のサン
プルの温度が今記憶された基準の過渡サンプルの値に等
しいならば、現在のサンプルは、放棄され（ステップ２
３４）、新しい現在のサンプルが読み取られる（ステッ
プ２３２）。新しい現在のサンプルの値が、先に記憶さ
れた基準の過渡サンプルより５゜Ｆだけ大きい値より少
ないならば（ステップ２３６）、この新しい現在のサン
プルは、放棄され、新しい現在のサンプルが読み取られ
る（ステップ２３２）。もし次の新しい現在のサンプル
値が、記憶された基準の過渡サンプル・プラス５゜Ｆの
値に等しいか、もしくはよれより大きいならば、現在の
サンプルは、過渡サンプルとして記憶され（ステップ２
３０）、今後のサンプルとの比較のために基準の過渡サ
ンプルとなる。現在のサンプルの値が、先に記憶された
基準の過渡サンプルの値より小さいならば（ステップ２
３８）、先に記憶された基準の過渡サンプルの後にあ
り、かつ問題の現在のサンプルの前にあるサンプルが、
過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・データベース６２
を用いることによって再調査され（ステップ２４０）、
読み取りが最大サンプルを通過した１つの点で再び開始
される。すなわち、先の基準の過渡サンプルと関連した
時刻が開始点として用いられ、そして現在のサンプルの
時刻は、過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・データベ
ース６２内のデータを検索するために用いられる期間の
終点として用いられる。この期間における最大サンプル
の温度が見い出され（ステップ２４０）、そしてこのサ
ンプルは、過渡サンプルとして過渡パラメータ・データ
ベース６４内に記憶される。

上述したプロセス内のどこかで、次の現在のサンプルを
読み取るためのどの試みも失敗したならば（ステップ２
４２もしくは２４４）、これは、過渡及び定常状態タイ
ム・ヒストリ・データベース６２内のデータがすべて読
み取られてしまったということを示す。この点におい
て、所望の統計が過渡パラメータ・データベース６４に
関して計算され（ステップ２４６）、該データベース６
４は今や場所１６４及び１６６におけるプロセスから記
憶されたすべてのデータを含む。統計的なデータは次に
過渡パラメータ・データベース６４に加えられる（ステ
ップ２４８）。

例えば、過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・データベ
ース６２が正に向かう過渡現象に対して第１０図に示さ
れた温度点（過渡サンプル）を含んでいるということを
仮定する。第１のサンプル２７０は基準の過渡サンプル
であり、その値（５゜Ｆ）はその発生時刻（２秒）と一
緒に過渡パラメータ・データベース６４内に記憶され
る。５゜Ｆのしきい値が、点２７２において得られるま
で後のサンプルは、基準の過渡サンプルと比較され、間
にあるサンプル２７４は捨てられる。温度（１０゜Ｆ）
及び時刻（２０秒）はデータベース６４内に記憶され、
点２７２が新しい基準の過渡サンプルとなる。プロセス
は続き、点２７６が基準の過渡サンプルとなる。点２７
６の温度より小さい温度の点２７８に達したとき、点２
７８は記憶され、過渡及び定常状態タイム・ヒストリ・
データベース６２の検索が３２秒（点２７６）に等しい
時刻で始まり、そして、４４秒（点２７８）の時刻で終
わる。検索は、温度値を比較することによって最大サン
プル（点２８０）を捜し、温度（１７゜Ｆ）及び時刻
（３６秒）を過渡パラメータ・データベース６４内に記
憶する。すべてのデータが使い果たされたとき、過渡に
対する統計が決定される。すなわち、最小は点２７０
（２秒のときに５゜Ｆに等しい温度）で示され、最大は
点２８０で示され、初期値は点２７０で示され、最終値
は点２７８で示され、時間ｔは４２秒で示され、そして
過渡現象のサイクルの数は１で示されている。もし過渡
現象が負に向かう過渡現象であっても同様の記憶及び解
析が行われる。

疲労計算モジュール３４の動作を第１１図を参照して説
明する。入力データベース６０は、広域から局所への変
換に関連した、過渡パラメータ・データベース６４内に
含まれる、圧力データの各チャンネルと、温度データの
各チャンネルと、流量データの各チャンネルと、液位デ
ータの各チャンネルと、各制御及び応答信号に関する情
報を含んでいる。最初に、広域から局所への変換が監視
された点、及び監視されない点（第５図参照）間で行わ
れる（ステップ２９０）。この例において、監視された
点１６４及び監視されない点１６６の２種類の臨界場所
の可能性がある。監視された臨界場所は、すべての関連
のプロセス、制御及び応答パラメータを監視する、取付
けられた監視装置を有している。監視されるどの臨界場
所１６４においても圧力、温度、流量、液位、制御信号
及び応答信号のいずれもが必要に応じて監視され得る。
すべてのパラメータが監視されることを、監視されるす
べての臨界場所１６４が必要とするわけではない。監視
される臨界場所１６４は、疲労計算に関連するすべての
パラメータが監視されるならば、それだけ考慮される。
監視されない場所１６６においては、システムの疲労応
答を充分に特性づけるためには充分でないパラメータが
監視されるか、もしくは監視が全く行われないかのいず
れかである。入力データベース６０は、臨界場所１６４
を過渡パラメータ・データベース６４のプロセス及び応
答チャンネルと物理的（距離等）に相関させる。各臨界
場所１６４及び１６６（第５図）ごとに、入力データベ
ース６０は次の情報を含んでいる。(１)該場所において
監視されるパラメータと、(２)該場所が前に決めたよう
な監視される場所であるか、もしくは監視されない場所
であるか、に関する情報とである。監視されない臨界場
所１６６に対して、近くで監視される場所１６４からの
広域の過渡パラメータの変換は、監視されない場所１６
６において疲労計算を行うに必要な情報を得るよう与え
られなければならない。例において、圧力及び液位は、
監視されない場所１６６において監視されるが温度及び
流量もまた必要とされる。第１１図の変換（ステップ２
９０）は、監視される場所１６４におけるこれらのパラ
メータの既知の値を用いて、第５図の監視されない場所
１６６における温度及び流量の値を推定するために流体
力学及び熱伝達の法則を用いる。

例えば、第５図の場所１６４と１６６との間の距離が１
０メートルであり、管１６０の直径は１０ミリメートル
（入力データベース６０内に記憶された値）であると仮
定する。これらの寸法は、実際の原子力発電所の状況に
おける場合より小さいが、説明のために選ばれた。圧力
は場所１６４において監視されるが、場所１６６におい
ては監視されず、流れは場所１６４から１６６へ向けら
れていると仮定する。摩擦損失のために、場所１６６に
おける圧力は場所１６４における圧力より少なく、圧力
降下を決定する式は以下のとおりである。

(P164/ρ＋α164・V164²/2＋gz164)−(P166/ρ＋α166・V166²/2＋gz166) ＝h₁＋h₁m (1) ここに：h₁＝fLV²/2D 及びh₁m＝KV²/2 縮まない流体に対して、流体密度(ρ)は一定であり、管
領域が一定であるので、流体速度(Ｖ)は一定である。管
の水平線従って垂直高さ(Ｚ)は一定である。管の直線部
分において、充分に発展した流れを仮定すると、h₁m＝
０である。上述の式は、従って、次のように簡約され
る： P164/ρ−166/ρ＝fLV²/2D (2) ここに：P164＝場所１６４における圧力 P166＝場所１６６における圧力 ｆ＝摩擦係数（ムーディ・チャート（Moody chart）か
ら） Ｌ＝管の流さ Ｄ＝管の直径 Ｖ＝流体速度 そしてまた、ｆ＝ｆ（Re,e/D）及びRe＝ρVD／μであ
る。

ここにｅ／Ｄは管の表面あらさの測定値であり、本例に
おいては0.0002として取られる。２０℃の水に対してρ
＝999kg／m³及びμ＝1.0×10^-3kg／m(sec)である。

流量Ｑ＝0.1m³／秒であると仮定すると、次のようにな
る。

V＝Q/A＝Q/(πD²/4)＝4Q/πD²＝4/π(0.1m³/sec)(1/(0.15)²m²)＝5.66m/sec(3) Re＝4ρQ/πμD＝4/π×999kg/m³×0.1m³/sec×m(sec)/(1.0×10^-3kg)×1/0.15m
＝8.48×10⁵ (4) Re＝8.48×10⁵及びｅ／Ｄ＝0.0002、に対して、表面の
あらさ（ｅ／Ｄ）及びレイノズル数（Re）（乱流の測定
値である無次元定数）に対する管の摩擦係数を示すムー
ディ・チャートはｆ＝0.0149を与え、次に、 P164−P166＝fLρV²/D²＝0.0149×10m/0.15m×999kg/m³×1/2×(5.66)²m²/sec²
×N(sec)²/kgm (5) P164−P166＝15.9KPa（キロ パスカル） (6) P164は監視されるので、P166の値は、上述の式を用いて
計算され得る。同様の関係が熱及び流体流伝達に対して
存在する。より複雑な構造に対する変換を生成するよう
用いられ得、かつ参照文献として挙げた、流体力学及び
熱伝達の広域から局所への変換に対しては、以下のもの
を参照されたい：FoxとMcdonold の「流体力学への入
門」第２版John Wiley and Sons社発行1978年ニューヨ
ーク；及びOzisik，Ｍ．Necatiの「基礎の熱伝達」McGr
aw Hill社発行ニューヨーク、1977。当業者には、これ
ら参考書の教示内容から適切な変換式を提供することが
できるであろう。

変換（ステップ２９０；第１１図）の完了後、すべての
臨界場所は、直接的に監視するか、もしくは推定により
疲労計算に必要なすべてのプロセス、制御及び応答パラ
メータを有する。この点において、応力及び疲労は、
（液体流通系（要素）を選択する（ステップ２９２）こ
とによって）所望される各液体流通系に対して計算さ
れ、その各々は、応力及び疲労情報が所望される複数の
臨界場所を（場所を選択する（ステップ２９４）ことに
よって）有し得る。今説明したプロセスは、各臨界場所
及び各液体流通系（要素）ごとに生じる。

最初に、圧力による応力（ストレス）、つまり圧力起因
応力が計算される（ステップ２９６）。液体流通系、例
えば管は内部の圧力を受けているから、この圧力によっ
て定まる応力が管内に発生する。これを圧力起因応力と
いう。この計算は、次のように行われる。圧力起因応力
は、増加する圧力と実質的に線形である。臨界場所にお
ける保存圧力に対する応力は、原子発電所の設計技術者
によって原子力発電所設計時に用意された設計応力報告
（レポート）で計算される。この応力の値、及びその関
連の圧力は、単位値に換算され、入力データベース６０
内に記憶される。次に、過渡パラメータ・データベース
６４内に記録され、かつ記憶される、実際に監視された
圧力が与えられ、入力データベース６０内の単位応力の
値は、それに従って換算される。例えば、設計応力報告
に用いられる圧力は20,685kPa(3,000psi)であると仮定
する。臨界場所における応力は６つの要素、すなわち３
つの垂直応力（縦応力）（σｘ σｙ σｚ）及び３つ直
線応力（せん断応力）（σxy σyz σzx）から成る。簡
略のために、一方の要素のみを説明するが、同じ方法は
他方のものにも適用される。設計応力報告からの応力
は、問題の場所において20,685kPa(3,000psi)の圧力に
対して82,740kPa(12,000psi)であると仮定する。すなわ
ち、20,685kPa(3,000psi)の流体圧力において、82,740k
Pa(12,000psi)の応力が生じる。入力データベース６０
内に永久的に記憶されるであろう応力及び関連の圧力
は、6,895kPa(1,000psi)の圧力に対して27,580kPa(4,00
0psi)の応力であろう。本実施例は、与えられた時間に
おいて、問題の場所で13,790kPa(2,000psi)の圧力を記
録すると仮定する。その時間に対して計算された圧力起
因応力（ステップ２９６）は、55,160kPa(8,000spi)で
ある。圧力起因応力を計算する上での付加的な情報は、
Shigleyの「力学上の工学設計」第３版マグロウヒル発
行ニューヨーク1977年、から得られ得る。

次に、基準（全体）及び過渡の熱応力が計算される（ス
テップ２９８）。温度が過渡状態でなくても、所定の温
度であれば、その温度による応力が発生している。これ
を基準熱応力という。また、管などの液体流通系を流れ
る液体の温度が変化すると、これに接する管の温度が変
化し、温度勾配が生じてこれによって熱応力が発生す
る。これを過渡熱応力という。過渡熱応力の計算方法は
第１３図〜第１６図に関連して後で説明される。基準熱
応力は電気力発電所の設計時に計算される。基準の熱
（温度）に対する応力を計算するための方法論は、圧力
起因応力に対して今説明したものと同一である。基準熱
応力を計算する上での付加的な情報は、RoarkとYoungの
「応力及びひずみのための公式」第５版マグロウヒル
社、ニューヨーク1975年、から得られる。地震荷重及び
死荷重の設計荷重は、原子力発電所の設計時に固定さ
れ、設計荷重による応力（これを設計荷重応力とい
う。）もまた原子力発電所設計に計算され、入力データ
ベース６０内に記憶される。これら設計荷重による応力
は、入力データベース６０から読み取られる（ステップ
３００）。圧力起因応力及び基準熱応力に対して行われ
るような換算は、設計荷重応力には必要ではなく、記憶
された計算値が用いられる。最終的な応力は、上述した
圧力起因応力、基準熱応力、過渡熱応力及び設計荷重応
力を単に加えることによって合成される（ステップ３０
２）。

次のステップは、応力度範囲を計算する（ステップ３０
４）ことである。応力度とは、引張応力と圧縮応力を組
み合わせたものをいう。この計算は次のように行われ
る。原子力発電所が遭遇し、本実施例によって監視され
る各過渡現象は、１回もしくは数回であり、その場合、
過渡現象には、プロセス・パラメータ（温度、圧力等）
における高いまたは低いピークが現れる。圧力に関する
応力のピークは、圧力ピークと一致するが、しかしなが
ら温度に関する応力ピークは、温度の過渡ピークの後に
遅れる。デュアメル積分について説明する手順は、応力
ピークを生成する。これらは、過渡パラメータ・データ
ベース６４内に記録される。新しい過渡現象に対する応
力ピーク（Ｓ）が決定されると、応力範囲が更新され
る。例えば考察されている現在の過渡現象が、問題の場
所（管壁上の点）で１つの応力ピークの組を有すると仮
定する。この過渡現象に対する応力は以下の式によって
表されるとする。

σx₁，σy₁，σz₁，σxy₁，σyz₁，σzx₁ (7) また、前もって２つの過渡現象が生じ、その各々は所望
された場所で１つの応力ピークを有すると仮定する。こ
こで応力は、以下のとおりである。

σx₂，σy₂，σz₂，σxy₂，σyz₂，σzy₂ (8) σx₃，σy₃，σz₃，σxy₃，σyz₃，σzx₃ (9) これらのすべては１つの点、すなわち管壁を通る最大応
力の点におけるピーク応力であることを示す。この点
は、通常、原子力発電所が遭遇する異なった過渡現象で
変化せず、通常、問題の管、ノズルあるいは液体流通系
の内側表面にある。本願においては、表示法をより簡潔
にし、３つの過渡現象からの応力を （σij）₁、（σij）₂及び（σij）₃ (10) によって表し、そして３つの応力範囲を以下のように創
設する。

（σij）_A＝（σij）₁−（σij）₂ (11) （σij）_B＝（σij）₂−（σij）₃ (12) （σij）_C＝（σij）₃−（σij）₁ (13) 次に、垂直及びせん断応力範囲の上述の３組の各々は、
上述の各応力範囲に対する以下の３次方程式を解くこと
によって、垂直応力のみから成る主な応力範囲（σ₁，
σ₂，σ₃）に換えられ得る。

σ³−Ｄσ²＋Ｅσ−Ｆ＝０ (14) ここに、 Ｄ＝σｘ＋σｙ＋σｚ (15) Ｅ＝σｘσｙ＋σｙσｚ＋σｚσｘ−σxy²−σyz² −σzx² (16) Ｆ＝σｘσｙσｚ＋２σxyσyzσzx−σxy²σｚ −σyz²σｘ−σzx²σｙ (17) 上述の３つの応力範囲の各々に対する式を解くと、以下
のような主な応力範囲と、 （σ_１ σ_２ σ_３）_Ａ (18) （σ_１ σ_２ σ_３）_Ｂ (19) （σ_１ σ_２ σ_３）_Ｃ (20) 以下のような応力度範囲を生じる。

（σ₁₂ σ₂₃ σ₃₁）_Ａ (21) （σ₁₂ σ₂₃ σ₃₁）_Ｂ (22) （σ₁₂ σ₂₃ σ₃₁）_Ｃ (23) ここに、Ａ，Ｂ及びＣの各々に対しては、以下のとりで
ある。

σ₁₂＝｜σ_１−σ_２｜ (24) σ₂₃＝｜σ_２−σ_３｜ (25) σ₃₁＝｜σ_３−σ_１｜ (26) これらは、各過渡現象に対して計算された応力度範囲
（ステップ３０４）である。応力ピークの決定、応力範
囲及び応力度範囲を更新する上での付加的な情報は、こ
こに参照文献として挙げた、Shames,Ｉ．Ｈ．の「固体
力学入門」Prentice Hall，Englewood Cliffs,Ｎ．Ｊ．
1975年、に見出される。

次に、以下の手順を用いて液体流通系の使用率が決定さ
れる（ステップ３０６）。なお、使用率とは、応力に起
因する液体流通系の年令を示すものである。応力度範囲
は、今説明したように、各温度ピークに対して計算され
ている。各過渡現象のピークに対して、１つの応力度範
囲は最大である。σ₁₂が各過渡現象に対して最大である
と仮定しよう。σ₁₂の各値、すなわち（σ₁₂）_Ａ，（σ
₁₂）_Ｂ，（σ₁₂）_Ｃは、入力データベース６０に含まれ
るその場所に対する疲労曲線と比較される。疲労曲線
は、液体流通系（要素）の設計時に決定され、例が第１
２図に示されている。疲労曲線の縦座標は、応力度範囲
（応力の値）であり、横座標は、対数目盛上のサイクル
の許容される数である。（σ₁₂）_Ａは１００サイクルが
許容され、（σ₁₂）_Ｂは５０サイクルが許容され、そし
て（σ₁₂）_Ｃは２００サイクルが許容されるとしよう。
次に、各応力度範囲の１サイクルが生じたと仮定する
と、その点における使用率は、次のとおりである。

1/100＋1/50＋1/200＝0.035 (27) ここに、使用率が１．０の値は液体流通系の寿命の終り
を示す。新しい使用率（usage factor）は、出力及び表
示のために用いられる出力データベース６６を更新する
ために用いられる。応力度範囲（ステップ３０４）及び
使用率（ステップ３０６）の上述の計算方法は、代表的
なものであり、任意に与えられた原子力発電所における
状況に依存して簡略化され得る。応力度範囲計算及び使
用率（疲労）計算に関する付加的な情報が、ここに参照
文献として挙げた、米国機械学会のボイラ及び圧力容器
体系、セクションIII、サブセクションＮＢ、1983年版
に見出され得る。

広域から局所への変換後の、応力度範囲及び使用率、並
びに過渡パラメータ情報は、出力データベース６６内に
記憶され、原子力発電所の職員は、ＣＲＴ４２、プリン
タ４４、またＸ−Ｙプロッタ４６のような周辺出力装置
１４を用いて、該出力データベース６６にアクセスし得
る。技術者は、原子力発電所の液体流通系の保守、修
理、取換え、及び寿命長さに関して判定を行うためにそ
の情報を使用することができる。

過渡熱応力を決定するために、液体流通系に作用する応
力は、該液体流通系に別々に作用する個々の応力の合計
であるということを述べた重畳原理が用いられる。例え
ば、２つの機械的荷重を受けるビームを考察する。ビー
ム上のどの場所においても、変位、そして間接的には応
力は、荷重の各々によって別々に生じる変位（応力）の
合計である。同じ原理は、温度分布が荷重の機構及び応
力の場所であり、時間が独立変数であるということを除
いて、本発明に適用されている。

例えば、始めに、周囲温度Ｔにおいてゼロ応力の板を考
察する。解析の開始において、△Ｔの温度変化が時間△
ｔ_１の期間、板に与えられると仮定する。温度変化の結
果として板に応力が生ずる。もし、次の時間間隔△ｔ_２
において、板がもう１つの温度変化△Ｔ_２を与えられた
ならば、さらなる応力が引き起こされる。第２の時間間
隔ｔ_２＝△ｔ_１＋△ｔ_２の終りにおける応力は、第１及
び第２の間隔の蓄積（合計）である。この手順は、どの
時間間隔ｔｎ（ｔｎ＝△ｔ_１＋△ｔ_２・・・△ｔｎ）に
も適用され得る。△tiがゼロに近づくとき、時間及び温
度変化の双方は連続的になり、そしてどの一時刻におけ
る応力も以下の式２８の伝達関数によって与えられる。
上述の温度は、板内に応力変化を生じる外部から与えら
れた温度（励起温度）である。本発明において、温度
は、機械的要素の表面に接触する流体の温度である。原
子力流体搬送装置の場合のように、もし温度が実質的に
場所に依存せず、時間に依存するのみであるならば、上
述の方法は、板上のどの点の応力を計算するにも充分な
ものである。もし温度が場所にも依存するという状況に
遭遇した場合には、場所の相互作用が双方の時間及び場
所に対して式２８の複合計（double summations）によ
って考慮され得る。

応力は以下の式に従って決定される。

ここに、Ｑijは、単位ステップ関数（ｆ）に対する応力
応答であり、該（kernel）と呼ばれる。式(28)は、デュ
アメルの積分もしくは積分放程式として知られており、
この積分方程式に関するさらなる説明は、Hildebrandの
「応用高等微積分学」Prentice-hall，Englewood Clif
f,Ｎ．Ｊ．，1976年発行において得られ得る。選択的に
は、CourantとHilberの「数学的物理学の方法」第１
版、Interscience Publishers、ニューヨーク、1937
年、に記載されているグリーン関数（Greens function
s）が、過渡熱応力を計算するために用いられ得る。熱
応力の計算に関するさらなる情報としては：CarslowとJ
aegerの「固体中の熱の伝導」、第２版、Oxford Univer
sity Press発行、1959年；及びWeinerの「熱応力の理
論」、John Wiley & Sons,Inc．発行1960年、がある。

各場所における過渡熱応力を得るためのプロセスが第１
３図に示されている。該データ（Kernel data）は、入
力データベース６０から入力される（ステップ３５
０）。該核データは、原子力発電所の設計時に計算され
るか、もしくはもし原子力発電所が重要な機械的要素上
で既知の有限の素子応力解析を行うことによってすでに
任意にあるならば、その後に計算され得る。例えば、下
の表１内の核データが第１４図に示されたボイラ板に対
して入力され、過渡熱応力が点Ａで所望されるというこ
とを仮定する。

表１に示されかつ第１５図に曲線で示された核データ
は、液体流通系の設計及び試験段階で得られ、そして板
と接触する点Ａの流体温度ＴがＴ＝０からＴ＝１に変化
するステップ温度過渡に対する液体流通系の応答を表
す。有限の素子温度／応力解析が行われ、そして核関数
は突然の温度変化によって生じた応力解法である。該核
もしくは伝達関数は、液体流通系の形状及び寸法だけで
はなく、液体流通系が作られた物質の特性もまた考慮す
る。次に、過渡データ及び点の数が過渡パラメータ・デ
ータベース６４から入力される（ステップ３５２、第１
３図）。

例えば、下の表２の過渡データが入力されたと仮定す
る。その場合の過渡が第１６図に示されている。

表 ２ 時間（秒） 温度（゜Ｆ） 0 500 20 250 50 350 70 100 次に、温度及び核からの時間スケール及びデータ点が相
関されなければならない。すなわち、核における各点
は、過渡における対応の点を有していなければならな
い。そのことは、同じ時間ステップｔを用いて核点（ス
テップ３５４）及び過渡点（ステップ３５６）間に補間
することによって達成される。

Ｔ＝(t-t₁)(t-t₂)T₀/(t₀-t₁)(t₀-t₂)＋(t-t₀)(t-t₂)T₁/(t₁-t₀)(t₁-t₂)＋(t-t₀)
(t-t₁)T₂/(t₂-t₀)(t₂-t₁) (29) ここにｔ＝時間、Ｔ＝温度として下付き文字０，１，２
は、入力時間−温度データのデータ点を表す。

出力は、時間フレームに沿った各小さい区分（セグメン
ト）の境界点における一連の温度データである。例え
ば、時間５．０秒における温度は、４３８゜Ｆであり、
他方、時間１０．０秒の温度は表１及び表２の例に対し
て３７５゜Ｆである。

次に、応力は、デュアメルの積分方程式に対する以下の
式を用いて過渡に対して計算される（ステップ３５
８）： ここに、Ｔ_ｉ＝(t_i+1+t_i)/2、ｔは時間に等しく、Ｔ
は、温度に等しく、Ｑは核関数に等しい。式(30)は、実
際の温度入力を乗算した単位温度入力に対する応力応答
を積分する。表１及び表２のデータを用いる計算は、下
の表３に述べる応力に帰結するであろう。

表 ３ 時間（秒） ｘ（psi） 20． 29302.4 50． 823.3 70． 24248.1 これらの応力は、次に、液体流通系の使用率（usage fa
ctor）を決定する次の処理段に出力される。

本発明の多くの特徴及び長所が以上の詳細な説明から有
らかであり、そして本願は、本発明の本当の精神及び範
囲内にある、かかるすべての特徴及び長所を包含するよ
う意図している。さらに多くの変更及び変化が当業者に
は容易に想到されるであろうので、本発明を正に示しか
つ記載した構成及び動作に制限することを望むものでは
なく、従ってすべての適切な変更及び等価物が本発明の
範囲内にあるよう考慮され得る。

【図面の簡単な説明】

第１Ａ図及び第１Ｂ図は、本発明の作用を説明するため
のハードウェア及びソフトウェアを示すブロック図、第
２Ａ図及び第２Ｂ図は、システムのソフトウェア・モジ
ュール間の関係を示すフローチャート、第３Ａ図及び第
３Ｂ図は、サンプリング・モジュール３０のフローチャ
ート、第４Ａ図〜第４Ｃ図は、データ完全性チェック８
６のためのフローチャート、第５図は、代表的な過渡に
対して監視される及び監視されない／監視中の場所を示
す代表的な液体流通系を示す図、第６図は、温度の過渡
現象の例を示す図、第７Ａ図〜第７Ｃ図は、過渡記録期
間の決定のためのプロセスを示すフローチャート、第８
図は、過渡解析モジュールのフローチャート、第９Ａ図
〜第９Ｃ図は、代表的な過渡解析モジュールのフローチ
ャート、第１０図は、過渡サンプルを示す図、第１１図
は、応力による寿命を決定する疲労計算モジュールを示
すフローチャート、第１２図は、疲労曲線を示す図、第
１３図は、過渡熱応力を得るプロセスを示すフローチャ
ート、第１４図は、過渡熱応力を計算するための液体流
通系の一例を示す図、第１５図は、核データの例を示す
図、第１６図は、過渡の一例を示す図である。 図において、１０は信号入力装置、１２はサンプリング
及び解析コンピュータ、１４は周辺出力装置、１６はア
ナログ・センサ、１８はディジタル・センサ、２０は信
号調節器、２２は低速ディジタイザ、２４は高速ディジ
タイザ、２６はバッファ及びカウンタ・ユニット、２８
はオペレーティング・システム、３０はサンプリング・
モジュール、３２は過渡解析モジュール、３４は疲労計
算モジュール、３６はディスプレィ・モジュールであ
る。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ダリ・リ アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、モン ロービル、ペン・リア・ドライブ 184 (72)発明者 ジョン・ニコラス・チリゴス アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ピッ ツバーグ、ルーイン・レーン 16 (72)発明者 チャールズ・ブラドリィ・ボンド アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ピッ ツバーグ、チャパラル・ドライブ 2260 (72)発明者 チュアング・イェー・ヤング アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、マリ スビル、ダブレーン・ドライブ 4019

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】（ａ）液体流通系に設置されたセンサから
   の温度、圧力、流量及び液位信号をディジタル変換する
   ステップ、 （ｂ）ディジタル変換された温度、圧力、流量及び液位
   データの完全性を検査するステップ、 （ｃ）完全性を検査された温度、圧力、流量及び液位デ
   ータを第１のしきい値範囲と比較するステップ、 （ｄ）前記完全性を検査された温度、圧力、流量及び液
   位データが前記第１のしきい値範囲内にある場合は、第
   １のサンプリング率でサンプリングされた定常状態の温
   度、圧力、流量及び液位データを記憶するステップ、 （ｅ）前記完全性を検査された温度、圧力、流量及び液
   位データが前記第１のしきい値範囲に等しいかもしくは
   範囲外にある場合には、前記第１のサンプリング率より
   高い第２のサンプリング率でサンプリングされた過渡現
   象の温度、圧力、流量及び液位データを記憶するステッ
   プ、 （ｆ）前記完全性を検査された温度、圧力、流量及び液
   位データが所定の期間前記第１のしきい値範囲に入るま
   で、前記第２のサンプリング率でサンプリングされた過
   渡現象の温度、圧力、流量及び液位データの記憶を続け
   るステップ、 （ｇ）前記記憶された過渡現象の温度、圧力、流量及び
   液位データを調査し、前記記憶された過渡現象の温度、
   圧力、流量及び液位データが第２のしきい値範囲外にあ
   るときは過渡サンプルとして記憶するステップ、 （ｈ）前記記憶された過渡現象の温度、圧力、流量及び
   液位データを調査し、それぞれの最大値及び最小値を検
   出し、最大及び最小サンプルとして記憶するステップ、 （ｉ）前記圧力の過渡サンプルから前記液体流通系の圧
   力起因応力を計算するステップ、 （ｊ）前記温度の過渡サンプルから前記液体流通系の基
   準熱応力を計算するステップ、 （ｋ）前記温度の過渡サンプル、最大サンプル及び最小
   サンプルを用いてデュアメルの積分を行うことによって
   前記液体流通系の過渡熱応力を計算するステップ、 （ｌ）前記液体流通系の設計荷重応力を得るステップ、 （ｍ）前記圧力起因応力、基準熱応力、過渡熱応力及び
   設計荷重応力を合成するステップ、 （ｎ）前記合成された応力から応力度範囲を求めるステ
   ップ、 並びに （ｏ）前記応力度範囲から前記液体流通系の使用率を求
   めるステップ を含む原子力発電所の液体流通系の監視方法。