JPH11231089A - Power surveillance device for nuclear furnace - Google Patents

Power surveillance device for nuclear furnace

Info

Publication number
JPH11231089A
JPH11231089A JP10342092A JP34209298A JPH11231089A JP H11231089 A JPH11231089 A JP H11231089A JP 10342092 A JP10342092 A JP 10342092A JP 34209298 A JP34209298 A JP 34209298A JP H11231089 A JPH11231089 A JP H11231089A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
stability
signal
core
monitoring
neutron flux
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP10342092A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP3847988B2 (en
Inventor
Yutaka Takeuchi
豊 武内
Shigeru Kanemoto
茂 兼本
Mitsuhiro Enomoto
光広 榎本
Shiho Miyamoto
志保 宮本
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP34209298A priority Critical patent/JP3847988B2/en
Publication of JPH11231089A publication Critical patent/JPH11231089A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP3847988B2 publication Critical patent/JP3847988B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To improve safety and operation rate by accurate surveillance of the output change of a nuclear furnace which is hardly detected with conventional APRM signals. SOLUTION: A device includes a plurality of neutron flux measuring means 13 arranged in a furnace core 12 of a nuclear furnace, a process control computer 19 to estimate the output condition of the furnace core in accordance with neutron flux detection signals measured by the neutron flux measuring means 13, a monitor signal counter 25 provided with a filter to extract the features of the change of detection signals in accordance with the neutron flux detection signals and a stability monitor 26 to evaluate the stability of the furnace core from a value for the neutron flux detection signals to which required filtering is applied in the monitor signal counter 25. The monitor signal counter 25 filters the neutron flux detection signals with a weight coefficient corresponding to the basic mode distribution and the high-order mode distribution of a neutron flux in the condition of the furnace core of the nuclear furnace to generate monitor signals and the stability monitor 26 estimates and evaluates the stability of the furnace core 12 in accordance with the monitor signals obtained by filtering.

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【0001】[0001]

【発明の属する技術分野】本発明は原子炉の炉出力およ
びその出力分布を監視する原子炉出力監視装置に係り、
特に沸騰水型原子炉の出力変動監視に利用される原子炉
出力監視装置に関する。
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a reactor power monitoring device for monitoring a reactor power of a reactor and a power distribution thereof.
In particular, the present invention relates to a reactor power monitoring device used for monitoring power fluctuations of a boiling water reactor.

【0002】[0002]

【従来の技術】軽水型原子炉としての沸騰水型原子炉
(BWR)の炉心には、原子炉核計装系として炉心に多
数の中性子束検出装置が中性子束測定手段として配置さ
れ、出力運転時における原子炉出力および炉心の軸方向
および径方向の出力分布を監視し、計装している。
2. Description of the Related Art In a core of a boiling water reactor (BWR) as a light water reactor, a large number of neutron flux detectors are arranged as neutron flux measuring means in the core as a reactor nuclear instrumentation system, and the power operation is performed. The reactor power and the axial and radial power distribution of the reactor core are monitored and instrumented.

【0003】中性子束検出装置は、BWRの炉心に燃料
集合体が16体毎に1本程度配置され、各中性子束検出
装置には鉛直方向に4個の中性子束検出器が配置され
る。これらの中性子束検出器は、局所出力領域モニタ
(LPRM)と呼ばれ、例えば1100MWe級のBW
Rの炉心には、43本×4個=172個(チャンネル)
配置される。
In the neutron flux detector, about one fuel assembly is disposed for every 16 fuel assemblies in the core of the BWR, and each neutron flux detector is provided with four neutron flux detectors in the vertical direction. These neutron flux detectors are called local output area monitors (LPRMs), for example, a 1100 MWe-class BW
43 cores × 4 = 172 (channels) in R core
Be placed.

【0004】各中性子束検出器から出力信号(LPRM
信号)は20個程度毎に平均出力領域モニタ(APR
M)で平均化される。例えば1100MWe級のBWR
では、平均出力領域モニタは6チャンネル設けられ、6
チャンネルのAPRM信号が出力される。これらのAP
RM信号およびLPRM信号は全てアナログ信号であ
る。
The output signal (LPRM) from each neutron flux detector
Signal) is average output area monitor (APR)
M). For example, 1100 MWe class BWR
In, the average output area monitor is provided with six channels,
The APRM signal of the channel is output. These APs
The RM signal and the LPRM signal are all analog signals.

【0005】従来のBWRでは、平均出力領域モニタ
(APRM)からのAPRM信号を監視し、APRM信
号がある設定点以上になったときスクラム信号等のトリ
ップ信号を出力し、原子炉の危険な状態で運転されるこ
とを回避し、原子炉の運転が安定的に行なわれるように
している。
In a conventional BWR, an APRM signal from an average power range monitor (APRM) is monitored, and when the APRM signal exceeds a certain set point, a trip signal such as a scrum signal is output, and a dangerous state of the reactor is detected. The operation of the reactor is avoided, and the operation of the reactor is stably performed.

【0006】特に、沸騰水型原子炉の場合、炉心部にお
ける炉出力の不安定現象を回避するため、原子炉の運転
制限領域を設け、この運転制限領域内での原子炉の運転
を避けている。原子炉の運転が万一運転制限領域に入っ
た場合には、予め選択された制御棒を挿入して炉出力を
低下させ、運転制限領域から抜け出すような対策を施し
ている。
Particularly, in the case of a boiling water reactor, a reactor operation restriction region is provided in order to avoid a reactor power instability phenomenon in the core portion, and operation of the reactor within the operation restriction region is avoided. I have. If the operation of the nuclear reactor enters the operation restriction region, measures are taken to insert a control rod selected in advance to lower the reactor power and to escape from the operation restriction region.

【0007】原子炉の運転制限領域は、プロセス制御計
算機により予め解析コードを用いた安定性解析の結果か
ら求められるが、炉心内の中性子束検出器信号(LPR
M信号)の揺らぎから、逐一安定度を評価できる安定性
モニタも開発されている。ただ、安定性モニタでは平均
化されたAPRM信号を用いて安定度を評価したり、あ
るいは個々のLPRM信号の評価だけを行なっており、
原子炉の出力変動の安定度を正確に評価することができ
ない。原子炉の出力変動の安定度は、炉心内の複雑な空
間依存性に依存しており、昨今の多くの海外原子力プラ
ントで観測されている。
The operation restriction region of the reactor is obtained in advance by the process control computer from the result of stability analysis using an analysis code, and the neutron flux detector signal (LPR) in the core is used.
A stability monitor capable of evaluating the stability one by one from fluctuations of the M signal) has also been developed. However, the stability monitor evaluates the stability using the averaged APRM signal, or evaluates only the individual LPRM signals.
It is not possible to accurately evaluate the stability of reactor power fluctuations. The stability of power fluctuations of a nuclear reactor depends on the complicated spatial dependence in the core, and has been observed at many overseas nuclear power plants these days.

【0008】[0008]

【発明が解決しようとする課題】APRM信号は、各L
PRM信号を均等に平均化するために、炉心全体で出力
が変動する場合は炉出力分布の検出が可能であるが、原
子炉の炉心が局所的に変動する場合や、空間的に位相差
をもって変動する場合には、APRM信号ではLPRM
信号の平均化により変動量が相殺されて吸引されるた
め、炉出力分布の検出が困難になる可能性がある。
The APRM signal is represented by each L
In order to evenly average the PRM signals, it is possible to detect the reactor power distribution when the power fluctuates throughout the core, but when the core of the reactor fluctuates locally or with a spatial phase difference If it fluctuates, LPRM signal
Since the fluctuation amount is canceled by the averaging of the signals and the suction is performed, it may be difficult to detect the furnace power distribution.

【0009】炉心で局所的に変動する例としては、熱水
力的に厳しい燃料集合体が密度波振動と呼ばれる振動現
象を発生させる、いわゆるチャンネル発振と呼ばれる振
動現象が考えられる。この振動現象は、中性子束振動に
より拡散されるとしても、比較的狭い範囲でのみ変動す
る可能性がある。
As an example of local fluctuations in the reactor core, a vibration phenomenon called so-called channel oscillation in which a fuel assembly which is strictly thermo-hydraulic generates a vibration phenomenon called density wave vibration can be considered. This oscillation phenomenon may fluctuate only in a relatively narrow range, even if diffused by neutron flux oscillation.

【0010】また、空間的に位相差をもった変動の例と
しては炉心内で互いに対象位置で180°の位相差をも
って振動する領域振動と呼ばれる発振現象がある。この
発振現象は実際に幾つかの国外原子力プラントで観測さ
れている。例えばイタリアのCAORSOプラントで観測され
た領域振動では、APRMの最大振幅は高々10%程度
であったのに対し、最も振幅の大きなLPRMでは60
%に及ぶ振幅が観測されている。これは丁度炉心の半々
で互いに180°の位相差で振動しているため、LPR
Mの最大値と最小値が同時に平均化されてしまい、その
間にキャンセリングが生じるためと考えられる。
Further, as an example of the fluctuation having a spatial phase difference, there is an oscillation phenomenon called a region vibration that vibrates with a phase difference of 180 ° between target positions in the reactor core. This oscillation phenomenon has actually been observed in some foreign nuclear power plants. For example, in the regional oscillations observed at the CAORSO plant in Italy, the maximum amplitude of APRM was at most about 10%, while the maximum amplitude of LPRM was 60%.
% Amplitudes have been observed. This is because the cores vibrate with a phase difference of 180 ° from each other in the half of the core.
It is considered that the maximum value and the minimum value of M are averaged at the same time, and canceling occurs between them.

【0011】炉心安定度を監視するに当っては通常AP
RM信号から、安定度を表わす減幅比,振動の周期,振
幅等を求めることにより、炉心状態の安定度を推定して
いる。しかし、この炉心安定度は領域振動時にはAPR
M信号だけの監視では正確に検出できない可能性があ
る。
When monitoring the core stability, the AP
The stability of the core state is estimated by obtaining the width reduction ratio, the oscillation period, the amplitude, and the like representing the stability from the RM signal. However, this core stability shows that the APR
There is a possibility that accurate detection cannot be performed by monitoring only the M signal.

【0012】また、原子炉の安定性監視装置において
は、炉心内の異なる箇所でのLPRM信号を幾つか選択
してAPRM信号と同様の推定を行なっているが、複数
のLPRM信号を処理し、判定するロジックが定まって
いないことから、領域振動の検出には利用されていな
い。
In the reactor stability monitoring device, some LPRM signals at different points in the core are selected and estimated in the same manner as the APRM signal. However, a plurality of LPRM signals are processed. Since the determination logic is not fixed, it is not used for detecting the region vibration.

【0013】炉心安定度が領域振動時に正確に検出でき
ない問題点を解決する方法として、信号の分散値に基づ
いて予め基準となるLPRM信号を選定しておき、選定
されたLPRM信号の位相差を逐次的に求めることによ
り、単純な平均化より感度の高い中性子束検出信号を得
る手法あるいは、振動する可能性のある空間高次モード
分布を予め推定しておき、このモード分布を平均化する
際に重みフィルタとして用いる手法を本出願人は提案し
ている(米国特許第5406598号明細書および特願
平5−209717号参照)。
As a method of solving the problem that the core stability cannot be accurately detected at the time of region vibration, a reference LPRM signal is previously selected based on a variance of a signal, and a phase difference of the selected LPRM signal is determined. A method of obtaining a neutron flux detection signal that is more sensitive than simple averaging by sequentially calculating, or estimating a spatial higher-order mode distribution that may oscillate in advance and averaging this mode distribution The present applicant has proposed a method of using a weight filter as a filter (see US Pat. No. 5,406,598 and Japanese Patent Application No. 5-209717).

【0014】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、原子炉の出力変動を従来通りの検出信号を用
いて正確に監視することができ、安全性の向上と稼働率
の向上を図ることができる原子炉出力監視装置を提供す
ることを目的とする。
The present invention has been made in view of the above-mentioned circumstances, and can accurately monitor the power fluctuation of a reactor using a conventional detection signal, thereby improving safety and operating efficiency. It is an object of the present invention to provide a reactor power monitoring device capable of achieving the following.

【0015】本発明の他の目的は、既提案の原子炉出力
監視手法をオンラインで監視するオンライン出力監視手
法に発展的に改良し、従来の出力監視手法で見落しがち
な原子炉出力変動を監視することができる原子炉出力監
視装置を提供するにある。
Another object of the present invention is to improve the proposed reactor power monitoring technique on-line to an online power monitoring technique for monitoring on-line, and to reduce the reactor power fluctuation which is often overlooked by the conventional power monitoring technique. It is an object of the present invention to provide a reactor power monitoring device capable of monitoring.

【0016】[0016]

【課題を解決するための手段】本発明に係る原子炉出力
監視装置は、上述した課題を解決するために、請求項1
に記載したように、原子炉の炉心内に配置された複数の
中性子束測定手段と、これらの中性子束測定手段で測定
された中性子束検出信号に基づいて炉心内出力状態を推
定するプロセス制御計算機と、前記中性子束検出信号に
基づいてその検出信号変動の特徴を抽出するフィルタを
備えた監視信号計算装置と、この監視信号計算装置で所
要のフィルタが施された中性子束検出信号の値から炉心
の安定性を評価する安定性監視装置とを備え、前記監視
信号計算装置は、前記中性子束検出信号を、原子炉炉心
状態の中性子束の基本モード分布および高次モード分布
に対応する重み係数によりフィルタ処理して監視信号を
生成し、前記安定性監視装置は、前記フィルタ処理によ
り得られた監視信号に基づいて前記炉心の安定度を推定
し、評価するように構成している。
According to the present invention, there is provided a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
As described in the above, a plurality of neutron flux measuring means arranged in the reactor core, and a process control computer for estimating the power state in the core based on the neutron flux detection signals measured by these neutron flux measuring means A monitoring signal calculation device including a filter for extracting a feature of the detection signal fluctuation based on the neutron flux detection signal; and a core based on a value of the neutron flux detection signal filtered by the monitoring signal calculation device. A stability monitoring device that evaluates the stability of the neutron flux detection signal, the neutron flux detection signal by a weight coefficient corresponding to the fundamental mode distribution and higher mode distribution of the neutron flux of the reactor core state. A monitoring signal is generated by filtering, and the stability monitoring device estimates and evaluates the stability of the core based on the monitoring signal obtained by the filtering. It is configured.

【0017】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉出力監視装置は、請求項2に記載した
ように、前記監視信号計算装置は、基本モードと高次モ
ード分布として、近似的に均質炉心の中性子束分布にあ
たるベッセル関数分布を用いて前記フィルタを求めたも
のである。
According to another aspect of the present invention, there is provided a reactor power monitoring apparatus according to the present invention, wherein the monitoring signal calculation apparatus includes a fundamental mode and a higher mode distribution. The filter is obtained by using a Bessel function distribution which approximately corresponds to a neutron flux distribution in a homogeneous core.

【0018】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉出力監視装置は、請求項3に記載し
たように、前記監視信号計算装置は、求められたフィル
タで、基本モード分布に相当する重みを施した出力信号
を出力する一方、この出力信号を安定性監視装置が入力
して減幅比、振動周期と振幅を求め、炉心安定性を評価
するように構成したものである。
Further, in order to solve the above-mentioned problems,
In the reactor power monitoring device according to the present invention, as described in claim 3, the monitoring signal calculation device outputs an output signal weighted corresponding to a fundamental mode distribution with the obtained filter, This output signal is input to a stability monitoring device to obtain a reduction ratio, a vibration period and an amplitude, and to evaluate the core stability.

【0019】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉出力監視装置は、請求項4に記
載したように、前記監視信号計算装置は、求められた上
記フィルタで、高次モード分布に相当する重みを施した
出力信号を出力する一方、この出力信号を安定性監視装
置が入力して減幅比、振動周期と振幅を求め、任意の高
次モード安定性を評価するように構成したものである。
Further, in order to solve the above-mentioned problem, a reactor power monitoring device according to the present invention is configured such that the monitoring signal calculation device uses the obtained filter with a high filter. While outputting an output signal weighted corresponding to the next mode distribution, the stability monitoring device inputs the output signal and obtains a reduction ratio, a vibration period and an amplitude, and evaluates the stability of an arbitrary higher mode. It is configured as follows.

【0020】またさらに、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉出力監視装置は、請求項5に記
載したように、前記監視信号計算装置は、求められた上
記フィルタで、互いに直交する2種類の高次モード分布
に相当する重みを施した出力信号を出力する一方、この
出力信号を安定性監視装置が入力して減幅比、振動周期
と振幅を求め、領域安定性を評価するように構成したも
のであり、請求項6に記載したように、前記安定性監視
装置は、監視信号計算装置からの2種類の出力信号を位
相平面上において評価し、それぞれの振幅の違いから、
領域安定性の振動中心線を推定するように構成したもの
である。
Still further, in order to solve the above-mentioned problem, a reactor power monitoring device according to the present invention is configured such that the monitoring signal calculation device uses the obtained filters to mutually determine While outputting a weighted output signal corresponding to two types of orthogonal higher-order mode distributions, the stability monitoring device inputs the output signal and obtains a reduction ratio, a vibration period and an amplitude, and obtains a regional stability. The stability monitoring device evaluates two types of output signals from the monitoring signal calculation device on a phase plane, as described in claim 6, and determines the difference between the respective amplitudes. From
It is configured to estimate the vibration center line of the region stability.

【0021】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉出力監視装置は、請求項7に記載した
ように、前記監視信号計算装置は、求められた上記フィ
ルタで、任意の高次モード分布重みを、炉心方位角方向
に回転させ、その応答振幅から安定性監視装置で高次モ
ード分布の中心線を推定するように構成したものであ
る。
In order to solve the above-mentioned problem, a reactor power monitoring device according to the present invention is configured such that the monitoring signal calculation device uses an arbitrary filter by the obtained filter. The configuration is such that the higher mode distribution weight is rotated in the core azimuth direction, and the center line of the higher mode distribution is estimated by the stability monitor from the response amplitude.

【0022】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉出力監視装置は、請求項8に記載し
たように、炉心方位角方向に最適な重み係数を施して得
られた監視信号計算装置からの出力信号より、安定性監
視装置で減幅比、振動周期と振幅を求め、任意の高次モ
ード安定性を評価するように構成したものであり、請求
項9に記載したように、監視信号計算装置からの出力信
号により安定性監視装置でスペクトル密度を求める一
方、安定性監視装置は求められたスペクトル密度に基本
周波数の整数倍にあたる高調波成分の有無を確認するこ
とにより、その高次モードの安定性に対する寄与の重要
性を評価するように構成したものである。
Further, in order to solve the above-mentioned problem,
The reactor power monitoring device according to the present invention is, as described in claim 8, a stability monitoring device based on an output signal from a monitoring signal calculation device obtained by applying an optimum weighting factor in a core azimuth direction. It is configured to obtain a reduction ratio, a vibration period and an amplitude, and evaluate the stability of an arbitrary higher-order mode. As described in claim 9, stability monitoring is performed by an output signal from a monitoring signal calculation device. While determining the spectral density with the device, the stability monitoring device evaluates the importance of its contribution to the stability of higher-order modes by checking the calculated spectral density for the presence of harmonic components that are integral multiples of the fundamental frequency. It is configured so that

【0023】また、本発明に係る原子炉出力監視装置
は、上述した課題を解決するために、請求項10に記載
したように、監視信号計算装置で求められた基本モード
および高次モードに関する出力信号を出力する一方、こ
の出力信号を安定性監視装置で評価して得られた減幅
比、振動周期、振幅およびスペクトルを出力信号応答と
共に表示装置で画面上に表示するように構成したもので
ある。
According to a tenth aspect of the present invention, there is provided a reactor power monitoring device according to the present invention, wherein the output related to the basic mode and the higher mode determined by the monitoring signal calculation device is solved. While outputting a signal, the output signal is evaluated by a stability monitoring device, and a width reduction ratio, a vibration period, an amplitude, and a spectrum obtained by the evaluation are displayed on a screen by a display device together with an output signal response. is there.

【0024】一方、本発明に係る原子炉出力監視装置
は、上述した課題を解決するために、請求項11に記載
したように、監視信号計算装置は、炉心内に配置された
中性子束測定手段からの中性子束検出信号の平滑化され
た変動分を求め、この変動分を安定性監視装置が入力
し、逐次的に炉心の計測位置に対応させた3次元座標に
表示装置でアニメーション表示することにより、炉心内
における出力の空間的変動を評価するように構成したも
のである。
On the other hand, in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, in order to solve the above-mentioned problem, the monitoring signal calculation apparatus includes a neutron flux measuring means disposed in the core. To obtain the smoothed variation of the neutron flux detection signal from the neutron flux detector, and to input the variation to the stability monitoring device, and to sequentially display the animation on the display device in three-dimensional coordinates corresponding to the measurement position of the core. Thus, a spatial variation of the power in the core is evaluated.

【0025】他方、本発明に係る原子炉出力監視装置
は、上述した課題を解決するために、請求項12に記載
したように、監視信号計算装置は炉心内に配置された中
性子束測定手段からの中性子束検出信号の平滑化された
変動分に各高次モードに相当する重み分布を掛け、高次
モード変動を安定性監視装置により逐次的に炉心の計測
位置に対応させた3次元座標に表示装置でアニメーショ
ン表示することにより、炉心内における高次モードの空
間的変動を評価するようにしたものである。
[0025] On the other hand, in order to solve the above-mentioned problems, a monitoring signal calculation device for a reactor power monitoring device according to the present invention is provided by a neutron flux measuring means disposed in a reactor core. The weight distribution corresponding to each higher-order mode is multiplied by the smoothed variation of the neutron flux detection signal of the neutron flux detection signal, and the higher-order mode variation is sequentially converted into three-dimensional coordinates corresponding to the measurement position of the core by the stability monitoring device. By displaying an animation on a display device, spatial fluctuations of higher-order modes in the core are evaluated.

【0026】さらに、本発明に係る原子炉出力監視装置
は、上述した課題を解決するために、請求項13に記載
したように、監視信号計算装置は、利用できる中性子束
検出信号が少ない場合には、炉心中心部から等距離にあ
る周辺部の中性子束検出信号を用いて簡易的な出力信号
を算出し、算出された出力信号から安定性監視装置は減
幅比と振幅を求め、領域安定性を評価するように構成し
たものである。
Further, in order to solve the above-mentioned problem, the monitoring apparatus for monitoring the reactor power according to the present invention, when monitoring the neutron flux detection signal which can be used is small, uses the monitoring signal calculation apparatus. Calculates the simple output signal using the neutron flux detection signal in the peripheral area equidistant from the core center, and the stability monitoring device calculates the width reduction ratio and amplitude from the calculated output signal, It is configured to evaluate sex.

【0027】さらにまた、本発明に係る原子炉出力監視
装置は、上述した課題を解決するために、請求項14に
記載したように、監視信号計算装置は、各中性子束検出
信号をそれぞれの直流値で規格化し、絶対値が等しく、
それぞれ半数ずつで符号を正負とした重み係数を用いて
簡易的な出力信号を算出し、出力された出力信号から安
定性監視装置は減幅比と振幅を求め、領域安定性を評価
するように構成したものである。
Furthermore, in order to solve the above-mentioned problem, the monitoring signal calculation device of the reactor power monitoring device according to the present invention converts each neutron flux detection signal into a direct current signal. Normalized by value, absolute values are equal,
A simple output signal is calculated using a weighting coefficient with a sign being positive and negative for each half, and the stability monitoring device obtains a reduction ratio and an amplitude from the output signal to evaluate the region stability. It is composed.

【0028】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉出力監視装置は、請求項15に記載
したように、監視信号計算装置は、重み係数の符号を反
転させる中心線が互いに直交した2種類の重み係数を用
いて求められた出力信号を出力する一方、この出力信号
から安定性監視装置は減幅比と振幅を求めて領域安定性
を簡易的に評価するように構成したものである。
Further, in order to solve the above-mentioned problems,
In the reactor power monitoring device according to the present invention, as described in claim 15, the monitoring signal calculation device is obtained by using two types of weighting factors whose center lines for inverting the signs of the weighting factors are orthogonal to each other. While outputting an output signal, the stability monitoring device is configured to obtain the reduction ratio and the amplitude from the output signal to easily evaluate the area stability.

【0029】また、本発明に係る原子炉出力監視装置
は、上述した課題を解決するために、請求項16に記載
したように、最新の炉心管理データを基に、物理モデル
に基づいた安定性解析モデルをプロセス制御計算機また
は安定性予測装置が備え、安定性予測装置は任意の運転
点における炉心・チャンネル・領域安定性を予測するよ
うに構成したものである。
Further, in order to solve the above-mentioned problem, the reactor power monitoring apparatus according to the present invention provides stability based on a physical model based on the latest core management data. An analysis model is provided in a process control computer or a stability prediction device, and the stability prediction device is configured to predict core, channel, and region stability at an arbitrary operating point.

【0030】さらに、本発明に係る原子炉出力監視装置
は、上述した課題を解決するために、請求項17に記載
したように、安定性予測装置は、運転点変更に伴って変
化するパラメータで、物理モデル化されていない部分
を、予め変化する運転点範囲内において関数近似化して
おき、最新の運転管理データからの偏差として、安定度
を予測する運転点におけるパラメータ評価を行なうよう
に構成したものである。
Further, in order to solve the above-mentioned problem, the reactor power monitoring device according to the present invention is configured such that the stability prediction device uses a parameter that changes with an operation point change. The function not approximated to the physical model is approximated by a function within the operating point range that changes in advance, and the parameter is evaluated at the operating point for predicting the stability as a deviation from the latest operation management data. Things.

【0031】さらにまた、本発明に係る原子炉出力監視
装置は、上述した課題を解決するために、請求項18に
記載したように、安定性予測装置で予測された炉心・領
域安定性減幅比と、監視信号計算装置および安定性監視
装置で評価された運転時の炉心・領域安定性減幅比と
を、比較することにより、安定性予測装置は予測機能の
精度を学習により向上させたものである。
Furthermore, in order to solve the above-mentioned problem, the reactor power monitoring apparatus according to the present invention provides a reactor core / region stability decrease width predicted by the stability prediction apparatus. The stability prediction device improved the accuracy of the prediction function by learning by comparing the ratio with the core / region stability reduction ratio during operation evaluated by the monitoring signal calculation device and the stability monitoring device. Things.

【0032】[0032]

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子炉出力監
視装置の一実施形態について添付図面を参照して説明す
る。
DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS One embodiment of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention will be described below with reference to the accompanying drawings.

【0033】図1は本発明に係る原子炉出力監視装置の
全体構成を示すブロック構成図であり、図中符号10は
軽水炉としての沸騰水型原子炉(BWR)を示す。この
原子炉10には原子炉圧力容器11内に炉心12が格納
されており、この炉心12に中性子束測定手段として複
数の中性子束検出装置13が配置される。
FIG. 1 is a block diagram showing the overall configuration of a reactor power monitoring apparatus according to the present invention. In the drawing, reference numeral 10 denotes a boiling water reactor (BWR) as a light water reactor. In the reactor 10, a core 12 is housed in a reactor pressure vessel 11, and a plurality of neutron flux detectors 13 are arranged in the core 12 as neutron flux measuring means.

【0034】中性子束検出装置13は図2に示すよう
に、原子炉核計装系として、炉心12に、例えば16体
の燃料集合体14毎に1本程度の割合で配置され、原子
炉の出力運転時における原子炉出力および炉心12の軸
方向,径方向の出力分布を監視し、核計装している。例
えば1100MWe級のBWRの炉心12には43個、
1300MWe級のBWRの炉心12には52個の中性
子束検出装置13が配置される。各中性子束検出装置1
3には図3に示すように鉛直方向に4個の中性子束検出
器15が局所出力領域モニタ(LPRM)として配置さ
れ、4個の中性子束検出器15は通常下からA,B,
C,Dと名付けられている。なお、図2において、符号
16は制御棒である。
As shown in FIG. 2, the neutron flux detector 13 is disposed in the reactor core 12 as a nuclear reactor instrumentation system, for example, at a rate of about one for every 16 fuel assemblies 14, and the output of the reactor The reactor power during operation and the axial and radial power distribution of the reactor core 12 are monitored, and nuclear instrumentation is performed. For example, the core 12 of a 1100 MWe-class BWR has 43 pieces,
In the core 12 of the 1300 MWe-class BWR, 52 neutron flux detectors 13 are arranged. Each neutron flux detector 1
3, four neutron flux detectors 15 are arranged in the vertical direction as a local output area monitor (LPRM) as shown in FIG. 3, and the four neutron flux detectors 15 are usually A, B,
They are named C and D. In FIG. 2, reference numeral 16 denotes a control rod.

【0035】原子炉10の炉心12には通常100個を
超える中性子束検出器15が備えられる。例えば110
0MWe級のBWRの炉心には43×4=172個(チ
ャンネル)の中性子束検出器が存在しており、各中性子
束検出器15から出力信号がアナログ信号のLPRM信
号として取り出される。
The core 12 of the nuclear reactor 10 is usually provided with more than 100 neutron flux detectors 15. For example, 110
There are 43 × 4 = 172 (channel) neutron flux detectors in the core of the 0 MWe-class BWR, and an output signal is extracted from each neutron flux detector 15 as an LPRM signal of an analog signal.

【0036】これらの中性子束検出器15からのLPR
M信号は、平均出力領域モニタ(APRM)で例えば約
20信号毎にグループ化され、均等に平均化されてAP
RM信号となる。
The LPR from these neutron flux detectors 15
The M signals are grouped by, for example, about 20 signals by an average output area monitor (APRM), averaged evenly, and
RM signal.

【0037】また、原子炉10の内部には、図1に示す
ように、炉心現状データ測定器17が設置されており、
この炉心現状データ測定器17で炉出力以外の炉心状態
量、冷却材流量,冷却材温度・圧力等あるいは制御棒挿
入量等の炉心現状データ(プロセスデータ)である炉心
運転状態信号(プラント状態量計測信号)を測定してい
る。この炉心運転状態信号もアナログ信号である。
As shown in FIG. 1, a reactor core current data measuring device 17 is installed inside the reactor 10.
A core operation state signal (plant state quantity) which is core state current data (process data) such as a core state quantity other than the furnace power, a coolant flow rate, a coolant temperature / pressure, a control rod insertion amount, etc. Measurement signal). This core operating state signal is also an analog signal.

【0038】そして、中性子束検出装置13の各中性子
束検出器15および炉心現状データ測定器17からの出
力データ信号はA/D変換器18に入力される。A/D
変換器18は、アナログ信号である入出力データ信号
(各LPRM信号、各炉心運転状態信号および各APR
M信号)をデータサンプリングし、ディジタルデータに
変換するようになっている。
The output data signals from the respective neutron flux detectors 15 of the neutron flux detector 13 and the reactor core data analyzer 17 are input to the A / D converter 18. A / D
The converter 18 outputs an analog input / output data signal (each LPRM signal, each core operation state signal, and each APR signal).
M signal), and converts the data into digital data.

【0039】A/D変換器18にてディジタル化された
核計装信号である各LPRM信号、プラント状態量計測
信号である炉心運転状態信号および各APRM信号は、
それぞれ中性子束データ、炉心データおよびAPRMデ
ータとして中性子束分布算出手段であるプロセス制御計
算機(プロセスコンピュータ)19およびフィルタ計算
装置としての監視信号計算装置25に出力されるように
なっている。監視信号計算装置25では、ディジタル信
号に基づいてフィルタが求められる。
Each of the LPRM signals as the nuclear instrumentation signals digitized by the A / D converter 18, the core operation state signals as the plant state quantity measurement signals, and the respective APRM signals are:
The neutron flux data, the core data, and the APRM data are output to a process control computer (process computer) 19 as a neutron flux distribution calculating means and a monitoring signal calculating device 25 as a filter calculating device. In the monitoring signal calculation device 25, a filter is obtained based on the digital signal.

【0040】一方、プロセス制御計算機19は、定期
的、あるいは入出力装置20から送られる運転員の要求
に基づくタイミングで起動され、この起動時点における
炉心12内の基本モードの中性子束分布を算出するよう
になっている。プロセス制御計算機19は、現状の炉心
12の基本モードの中性子束分布を算出するもので、原
子炉の炉心状態の監視機能に相当するものである。
On the other hand, the process control computer 19 is started periodically or at a timing based on the operator's request sent from the input / output device 20, and calculates the neutron flux distribution in the basic mode in the core 12 at the time of the start. It has become. The process control computer 19 calculates the neutron flux distribution of the current basic mode of the core 12, and corresponds to a function of monitoring the state of the reactor core.

【0041】プロセス制御計算機19には監視機能の他
に予測機能があり、この予測機能では、最新の監視機能
の結果に基づき、運転員の指定した炉心状態を計算して
予測し、予測した炉心状態における基本モードの中性子
束分布を算出するようになっている。
The process control computer 19 has a prediction function in addition to the monitoring function. In this prediction function, the core state specified by the operator is calculated and predicted based on the result of the latest monitoring function, and the predicted core state is calculated. The neutron flux distribution in the fundamental mode in the state is calculated.

【0042】一方、プロセス制御計算機19で算出され
た現状の炉心12の中性子束分布や予測された炉心12
の中性子束分布の計算結果は入出力手段である入出力装
置20を介して出力され、運転員に報知される一方、安
定性予測装置21に入力され、表示装置22にて炉心状
態が表示されるようになっている。安定性予測装置21
はプロセス制御計算機19に内蔵されていてもよい。
On the other hand, the neutron flux distribution of the current core 12 calculated by the process control computer 19 and the predicted core 12
The calculation result of the neutron flux distribution is output via the input / output device 20 which is an input / output means and is notified to the operator, and is also input to the stability prediction device 21 and the core state is displayed on the display device 22. It has become so. Stability prediction device 21
May be built in the process control computer 19.

【0043】また、プロセス制御計算機19は、高次モ
ード計算手段としての高次モード計算装置24を内蔵し
ている。この高次モード計算装置24はプロセス制御計
算機19から独立して設けてもよい。プロセス制御計算
機9で算出された中性子束の高次モードを算出してお
り、中性子束の室内高次モードの算出結果はフィルタ計
算手段としての監視信号計算装置25に入力される。な
お、高次モード計算装置24による高次モードの計算方
法は、具体的には例えば文献「詳細数値計算演算」戸川
隼人著,共立出版発行等に記載されている。
The process control computer 19 has a built-in higher mode calculator 24 as a higher mode calculator. The higher mode calculator 24 may be provided independently of the process control computer 19. The higher-order mode of the neutron flux calculated by the process control computer 9 is calculated, and the calculation result of the indoor higher-order mode of the neutron flux is input to a monitoring signal calculator 25 as a filter calculating means. The calculation method of the higher-order mode by the higher-order mode calculation device 24 is specifically described in, for example, the document “Detailed Numerical Calculation Operation” by Hayato Togawa, published by Kyoritsu Shuppan.

【0044】一方、監視信号計算装置25には、A/D
変換器18でデータサンプリングされディジタル化され
た核計装信号である各LPRM信号(ディジタルLPR
M信号)が入力され、入力された各LPRM信号に基づ
いて信号間の位相差,振幅差に基づいた最適のフィルタ
が求められる一方、監視信号計算装置25には高次モー
ド計算装置24で算出され、抽出された空間高次モード
に対応するフィルタも算出される。すなわち、監視信号
計算装置25では炉心状態または実測された各LPRM
信号の変動特性に応じたフィルタが求められる。
On the other hand, the monitoring signal calculation device 25 has an A / D
Each LPRM signal (digital LPR signal) which is a nuclear instrumentation signal which has been sampled and digitized by the converter 18
M signal) is input, and based on each input LPRM signal, an optimal filter based on the phase difference and amplitude difference between the signals is obtained. Then, a filter corresponding to the extracted higher spatial mode is also calculated. That is, the monitoring signal calculation device 25 uses the core state or each actually measured LPRM.
A filter corresponding to the signal fluctuation characteristics is required.

【0045】また、監視信号計算装置25では入力され
た実測の各LPRM信号が位相差,振幅差に基づいたフ
ィルタや空間高次モードを抽出したフィルタにかけられ
てフィルタリング(平均化操作)され、処理される。処
理されたフィルタ(監視)信号はオンライン接続された
安定性監視手段である安定性監視装置26および入出力
装置20に入力され、この入出力装置20ではフィルタ
リングされたLPRM信号が出力され、運転員に通知す
るようになっている。
In the monitoring signal calculating device 25, each actually measured LPRM signal is filtered (averaging operation) by applying a filter based on a phase difference and an amplitude difference and a filter extracting a spatial higher-order mode. Is done. The processed filter (monitoring) signal is input to a stability monitoring device 26 and an input / output device 20 which are stability monitoring means connected online, and a filtered LPRM signal is output from the input / output device 20 to the operator. Is to be notified.

【0046】安定性監視装置26ではフィルタリングさ
れたLPRM信号から安定度を表わす減幅比や共振周波
数(振動の周期),振幅等を監視して、振動現象の検出
や振動モードの判別・評価を行ない、炉心状態の安定度
を推定しており、その安定度推定信号は表示装置22に
送られて表示される。
The stability monitoring device 26 monitors the attenuation ratio, resonance frequency (period of vibration), amplitude, and the like representing stability from the filtered LPRM signal to detect a vibration phenomenon and determine and evaluate a vibration mode. Then, the stability of the core state is estimated, and the stability estimation signal is sent to the display device 22 and displayed.

【0047】この原子炉出力監視装置においては、中性
子検出器15からのLPRM信号よりAPRMを算出す
るに際して、従来のアナログのLPRM信号を平均化し
たAPRM信号に加え、空間的に依存性のある振動モー
ドを選択的に抽出するフィルタを用いて安定性監視用信
号である新たな出力変動信号(この出力信号をRPRM
信号あるいは炉内分割出力領域検出器信号という。)を
求め、このRPRM信号を基に炉心の安定性を監視す
る。ただし、ここでフィルタの求め方については、使用
するLPRM信号の本数、配置等により簡易的なものを
用いることが可能であり、簡易的なフィルタの求め方を
オプションとして含める。
In this reactor power monitoring device, when calculating the APRM from the LPRM signal from the neutron detector 15, in addition to the APRM signal obtained by averaging the conventional analog LPRM signal, a spatially dependent vibration is calculated. Using a filter for selectively extracting a mode, a new output fluctuation signal (this output signal is referred to as RPRM
This signal is referred to as a signal or an in-furnace split output area detector signal. ) Is determined, and the stability of the core is monitored based on the RPRM signal. However, it is possible to use a simple filter depending on the number and arrangement of LPRM signals to be used, and a simple filter can be obtained as an option.

【0048】これらのフィルタを通して得られた出力信
号は、安定性監視装置26に入力され、安定性監視装置
26で炉心12の安定性状態を示す減幅比、振動周期、
変動の大きさを示す振幅が逐次求められ、それらの値に
より炉心安定性をオンラインで評価する。従来のAPR
M信号からは、炉心内部で一体になって変化するモード
に関する炉心安定性を監視すると同時に、新たな信号か
ら領域安定性を監視し、炉心内における空間依存出力変
動を、常に実時間で監視する。
The output signals obtained through these filters are input to a stability monitoring device 26, where the stability monitoring device 26 indicates the stability state of the reactor core 12, a reduction ratio, an oscillation period,
Amplitudes indicating the magnitude of the fluctuations are obtained sequentially, and the core stability is evaluated online based on these values. Conventional APR
From the M signal, the core stability for a mode that changes integrally inside the core is monitored, and at the same time, the regional stability is monitored from a new signal, and the space-dependent power fluctuation in the core is constantly monitored in real time. .

【0049】また、安定性監視装置26はフィルタに用
いる重み係数を複数用意することにより、各フィルタを
用いた信号の位相図(リサージュ線図)から、振動の中
心線を推定することが可能である。あるいは、1種類の
フィルタ係数を回転させることによる、RPRM信号の
応答から振動の中心線を同様に推定することが可能とな
る。すなわち、APRM信号とRPRM信号の減幅比と
振幅、複数のRPRM信号間、あるいは重み係数を回転
させたRPRM信号から振動の中心線を推定することに
より、現在炉心内で支配的となっている空間高次モード
を推定し、炉心12および領域安定性をオンラインで監
視する。
Further, the stability monitoring device 26 prepares a plurality of weighting coefficients used for the filters, so that the center line of the vibration can be estimated from the phase diagram (Lissajous diagram) of the signal using each filter. is there. Alternatively, the center line of the vibration can be similarly estimated from the response of the RPRM signal by rotating one type of filter coefficient. That is, by estimating the center line of the vibration from the reduction ratio and amplitude of the APRM signal and the RPRM signal, between a plurality of RPRM signals, or the RPRM signal obtained by rotating the weighting coefficient, it is dominant in the core at present. Estimate spatial higher modes and monitor core 12 and zone stability online.

【0050】さらに、プロセス制御計算機19は、炉心
現状データ測定器17およびA/D変換器18により生
成された炉心状態データおよびLPRN信号を定期的に
読込み、読み込んだ炉心状態データおよびLPRM信号
に応じて、その読み出しタイミングでの炉心12内の状
態を表す炉心状態情報データ(炉心管理データ)を生成
するようになっている。例えば、炉心状態情報データ
は、炉心12内の出力分布、冷却材の流量分布、および
その他の情報を含んでいる。プロセス制御計算機19
は、さらに、生成した炉心状態情報データを読み出しタ
イミングに応じて内部の記憶領域に記憶するようになっ
ている。
Further, the process control computer 19 periodically reads the core state data and the LPRN signal generated by the core state data measuring device 17 and the A / D converter 18, and responds to the read core state data and the LPRM signal. Thus, core state information data (core management data) representing the state in the core 12 at the readout timing is generated. For example, the core state information data includes a power distribution in the core 12, a flow rate distribution of the coolant, and other information. Process control computer 19
Further stores the generated core state information data in an internal storage area in accordance with the readout timing.

【0051】安定性予測装置21は、プロセス制御計算
機19内に記憶された最新の炉心状態情報データに基づ
いて、物理モデルから構成される炉心安定性解析モデル
により、任意の炉心状態の安定度を予測するようになっ
ている。
The stability predicting device 21 calculates the stability of an arbitrary core state based on the latest core state information data stored in the process control computer 19 by using a core stability analysis model composed of a physical model. To predict.

【0052】ここで、原子炉出力監視装置における出力
監視の流れの概略を図4に示し、その機能ブロック図を
図5に示す。
Here, an outline of the flow of power monitoring in the reactor power monitoring apparatus is shown in FIG. 4, and a functional block diagram thereof is shown in FIG.

【0053】図4および図5によれば、各LPRM信号
および各炉心運転状態信号は、A/D変換器18により
ディジタル化されてLPRMデータおよび炉心状態デー
タに変換される。
According to FIGS. 4 and 5, each LPRM signal and each core operating state signal are digitized by the A / D converter 18 and converted into LPRM data and core state data.

【0054】ディジタル化されたLPRMデータおよび
炉心状態データは、プロセス制御計算機19および監視
信号計算装置25に出力される(図4のステップS18
a、18b参照)。
The digitized LPRM data and core state data are output to the process control computer 19 and the monitoring signal calculator 25 (step S18 in FIG. 4).
a, 18b).

【0055】同様に、A/D変換器18によりAPRM
信号から変換されたディジタルデータは、APRMデー
タとしてプロセス制御計算機19および監視信号計算装
置25に出力される。
Similarly, the A / D converter 18 controls the APRM
The digital data converted from the signal is output to the process control computer 19 and the monitoring signal calculation device 25 as APRM data.

【0056】図5に示すように、監視信号計算装置25
は、送られたLPRM信号に基づいて監視信号(RPR
M信号)を計算し、計算したRPRM信号を安定性監視
装置26に送信する。安定性監視装置26は、送信され
たRPRM信号を受取り、受取ったRPRM信号を逐次
的に評価して、炉心12の安定性を監視している。
As shown in FIG. 5, the monitoring signal calculating device 25
Is a monitoring signal (RPR) based on the transmitted LPRM signal.
M), and sends the calculated RPRM signal to the stability monitor 26. The stability monitoring device 26 receives the transmitted RPRM signal, sequentially evaluates the received RPRM signal, and monitors the stability of the core 12.

【0057】また、安定性予測装置21は、プロセス制
御計算機19に記憶された炉心状態情報データを定期的
に取り込み、運転員の要求に応じて、あるいは定期的
に、プロセス制御計算機19と協働しながら原子炉10
の状態や安定性を予測する(ステップS19a参照)。
The stability predicting device 21 periodically takes in the core state information data stored in the process control computer 19, and cooperates with the process control computer 19 at the request of the operator or periodically. Reactor 10
Is predicted (see step S19a).

【0058】なお、上述したプロセス制御計算機19、
安定性予測装置21、監視信号計算装置25および安定
性監視装置26の各機能は、図5における機能モジュー
ル19a、21a〜21d、25a〜25bおよび26
a〜26bとして概略的に示されている。
The process control computer 19,
The functions of the stability predicting device 21, the monitoring signal calculating device 25 and the stability monitoring device 26 correspond to the function modules 19a, 21a to 21d, 25a to 25b and 26 in FIG.
Indicated schematically as a-26b.

【0059】図4は図5に示された各機能モジュールの
詳細を説明するための概略フローチャートである。
FIG. 4 is a schematic flowchart for explaining details of each functional module shown in FIG.

【0060】監視信号計算装置25は、A/D変換器1
8を介して逐次入力されるLPRMデータに予め設定さ
れ保持された重み係数(フィルタ、フィルタ係数)を施
す。すなわち、監視信号計算装置25は、LPRMデー
タを、中性子束分布の基本モードに対応する第1の重み
係数(第1のフィルタ)および中性子束分布の高次モー
ドに対応する第2の重み係数(第2のフィルタ)により
フィルタリングして安定性監視用信号(RPRM信号、
RPRMデータ)を計算する(図4のステップS25a
〜25d参照)。
The monitoring signal calculation device 25 includes the A / D converter 1
A predetermined and held weighting coefficient (filter, filter coefficient) is applied to the LPRM data sequentially input through the control unit 8. That is, the monitoring signal calculation device 25 converts the LPRM data into a first weighting factor (first filter) corresponding to the fundamental mode of the neutron flux distribution and a second weighting factor (first filter) corresponding to the higher-order mode of the neutron flux distribution. Filtered by a second filter) and a stability monitoring signal (RPRM signal,
RPRM data) (step S25a in FIG. 4)
-25d).

【0061】続いて、安定性監視装置26は、計算され
たRPRM信号に基づいて、炉心安定性、チャンネル安
定性および領域(高次モード)安定性に関するパラメー
タ(減幅比、固有周波数、振幅、スペクトル等)を逐次
推定し、評価する(図4のステップS26a、26b参
照)。高次モード(領域)安定性に関しては、RPRM
信号の感度が最大となる高次モード中心線を推定して最
適な重み係数を求め(ステップS26c、26d参
照)、RPRM信号を再計算して(ステップS26e参
照)、高次モード安定性に関する減幅比、固有周波数、
振幅、スペクトル等のパラメータを求める(ステップS
26f参照)。
Subsequently, based on the calculated RPRM signal, the stability monitoring device 26 determines parameters (reduction ratio, natural frequency, amplitude, amplitude, etc.) relating to core stability, channel stability and region (higher order mode) stability. Spectrum and the like are sequentially estimated and evaluated (see steps S26a and 26b in FIG. 4). For higher order mode (region) stability, RPRM
The center line of the higher-order mode at which the sensitivity of the signal is maximized is estimated to determine the optimum weighting coefficient (see steps S26c and 26d), and the RPRM signal is recalculated (see step S26e) to reduce the higher-order mode stability. Width ratio, natural frequency,
Find parameters such as amplitude and spectrum (step S
26f).

【0062】そして、安定性監視装置26は、上記パラ
メータに基づいて炉心12内の振動現象を検出し、炉心
12内の振動モードを判別する(ステップS26g参
照)。
Then, the stability monitoring device 26 detects a vibration phenomenon in the core 12 based on the above parameters, and determines a vibration mode in the core 12 (see step S26g).

【0063】一方、安定性予測装置21は、物理モデル
からなる安定性解析モデルを有しており、運転員の要求
に応じて、プロセス制御計算機19に記憶された最新の
炉心状態情報データ(出力分布や流量等を含む)をプロ
セス制御計算機19から取り込み(ステップS19a参
照)、運転員の要求ポイント(任意の運転点)における
炉心12内の熱水力条件等の炉心状態(炉心内状態)を
推定する(図4のステップS21a参照)。
On the other hand, the stability predicting device 21 has a stability analysis model composed of a physical model, and, in response to an operator's request, the latest core state information data (output data) stored in the process control computer 19. (Including the distribution and the flow rate) from the process control computer 19 (see step S19a), and the core state (in-core state) such as the thermal hydraulic condition in the core 12 at the point requested by the operator (arbitrary operating point). It is estimated (see step S21a in FIG. 4).

【0064】そして、安定性予測装置21は、上記熱水
力条件および安定性解析モデルを用いて、運転員の要求
ポイントでの安定性解析を実行し(ステップS21b参
照)、運転員の要求点における炉心12内の炉心・領域
安定性の減幅比を予測する(ステップS21c参照)。
Then, the stability predicting device 21 executes a stability analysis at a required point of the operator using the above-mentioned thermal hydraulic condition and the stability analysis model (see step S21b), and the required point of the operator is obtained. The reduction ratio of the core / region stability in the core 12 is predicted (see step S21c).

【0065】また、安定性予測装置21は、予測された
炉心・領域安定性を含む予測結果、予測時の熱水力条件
を含む運転状態および安定性監視装置26により得られ
た実際の炉心12の炉心・領域安定性を、予め予測装置
21内に設けられたデータベース内に蓄積する(ステッ
プS21d参照)。
Further, the stability predicting device 21 calculates a predicted result including the predicted core / region stability, an operating state including the thermal hydraulic condition at the time of prediction, and the actual core 12 obtained by the stability monitoring device 26. Is stored in a database provided in advance in the prediction device 21 (see step S21d).

【0066】安定性予測装置21は、予測結果とデータ
ベース内に記録された実際の炉心安定性とを比較し(ス
テップS21e参照)、学習機能を実行する。すなわ
ち、安定性予測装置21は、学習機能として、予測結果
(予測された炉心・領域安定性)と監視された炉心・領
域安定性との間の偏差を求め、安定性モデルの入力パラ
メータを補正することにより、上記偏差を解消する(ス
テップS21f参照)。
The stability prediction device 21 compares the prediction result with the actual core stability recorded in the database (see step S21e), and executes a learning function. That is, the stability prediction device 21 calculates a deviation between the prediction result (predicted core / region stability) and the monitored core / region stability as a learning function, and corrects the input parameters of the stability model. By doing so, the above deviation is eliminated (see step S21f).

【0067】したがって、本発明の原子炉出力監視装置
は、従来のAPRM信号では検出が困難となる可能性の
ある出力変動も検出することが可能となり、安全性、稼
働率の向上に寄与することができる。
Therefore, the reactor power monitoring apparatus of the present invention can detect power fluctuations that may be difficult to detect with the conventional APRM signal, and contribute to improvement of safety and operation rate. Can be.

【0068】次に、監視信号計算装置25で所望するフ
ィルタを求める計算過程を説明する。
Next, a calculation process for obtaining a desired filter by the monitor signal calculation device 25 will be described.

【0069】求められるフィルタには2種類あり、1つ
はデータサンプラ18から常時入力される実測された各
LPRM信号を演算処理して得られるフィルタであり、
他の1つは高次モード計算装置24で算出された空間高
次モード分布を抽出して得られるフィルタである。
There are two types of filters to be obtained. One is a filter obtained by performing arithmetic processing on each actually measured LPRM signal always inputted from the data sampler 18.
The other one is a filter obtained by extracting the spatial higher-order mode distribution calculated by the higher-order mode calculator 24.

【0070】前者は逐次あるいは連続的に検出される各
LPRM信号の実測信号に基づいて算出されるフィルタ
であり、後者は、プロセス制御計算機19からの情報に
基づいて算出され、運転状態の変化、例えば制御棒操作
あるいは再循環流量操作による運転点の変更に伴い、炉
心12内の出力分布を反映したフィルタである。後者の
フィルタは原子炉の炉心状態の計画的変更時にプロセス
制御計算機19を経由して求められる。
The former is a filter calculated based on the actual measurement signal of each LPRM signal detected sequentially or continuously, and the latter is calculated based on the information from the process control computer 19, and is used to calculate the change in the operating state. For example, the filter reflects the power distribution in the core 12 when the operating point is changed by the control rod operation or the recirculation flow rate operation. The latter filter is obtained via the process control computer 19 when the core state of the reactor is intentionally changed.

【0071】監視信号計算装置25で求められる前者の
フィルタは、実測信号である各LPRM信号の統計量、
すなわち各LPRM信号の相互相関関数と分散値を逐次
あるいは短かい時間間隔(数十秒)毎(連続的でもよ
い。)に求められたものである。 一方、プロセス制御
計算機19の高次モード計算装置24では、空間高次モ
ード中性子束分布が算出される。原子炉10の炉心12
内における空間依存時間変動中性子束φ(r,t)が、
空間高次モード中性子束分布の重ね合せにより構成され
ているとすると、
The former filter obtained by the monitor signal calculator 25 is used to calculate the statistics of each LPRM signal, which is an actually measured signal,
That is, the cross-correlation function and the variance value of each LPRM signal are obtained sequentially or at short time intervals (several tens of seconds) (may be continuous). On the other hand, the higher mode calculator 24 of the process control computer 19 calculates the spatial higher mode neutron flux distribution. Core 12 of reactor 10
Space-dependent time-varying neutron flux φ (r, t)
Assuming that it consists of superposition of spatial higher-order mode neutron flux distribution,

【数1】 ここに、φm (r)は定常時における空間高次モード中
性子束分布を、nm (t) はm次モード中性子束が時間的
に変動する振幅関数をそれぞれ表わし、次式の固有値方
程式を満たす。
(Equation 1) Here, φ m (r) represents the spatial higher-order mode neutron flux distribution in the steady state, nm (t) represents the amplitude function of the m-order mode neutron flux varying with time, and the following eigenvalue equation is obtained. Fulfill.

【0072】[0072]

【数2】 L(r),M(r)はそれぞれ時間に依存しない消滅
(拡散、吸収等)演算子,生成(核分裂)演算子であ
り、λm は固有値を表わす。
(Equation 2) L (r) and M (r) are annihilation (diffusion, absorption, etc.) and generation (fission) operators independent of time, and λ m represents an eigenvalue.

【0073】また、固有値方程式で表わされる各固有値
m 間には次式の大小関係が成立する。
The magnitude relation of the following equation is established between the respective eigenvalues K m expressed by the eigenvalue equation.

【0074】[0074]

【数3】 すなわち、(3)式より、最も低次モードの固有値λ0
が最も大きく、定常時には、最も低次モードの固有値λ
0 のみが最終的に残るために、最も低次モードを基本モ
ードと指称する。
(Equation 3) That is, from the equation (3), the eigenvalue λ 0 of the lowest mode is obtained.
Is the largest, and in the steady state, the eigenvalue λ of the lowest order mode is
Since only 0 is finally left, the lowest mode is referred to as the basic mode.

【0075】基本モードの時間的変動は良く知られた動
特性方程式で表わされる。m次モード中性子束(以下、
m>0のモードを高次モードと称する。)の時間的変化
は、次の(4)および(5)式の動特性方程式で表わさ
れる。
The temporal variation of the fundamental mode is represented by a well-known dynamic characteristic equation. m-mode neutron flux (hereinafter, referred to as
A mode in which m> 0 is called a higher-order mode. ) Is expressed by the following dynamic characteristic equations of equations (4) and (5).

【0076】[0076]

【数4】 (Equation 4)

【数5】 (4)式におけるΔρm はm次モードの基本モードに対
する未臨界度であり、次式で定義される。
(Equation 5) Δρm in equation (4) is the subcriticality of the m-th mode with respect to the fundamental mode, and is defined by the following equation.

【0077】[0077]

【数6】 (Equation 6)

【0078】一方、各高次モード間については、以下の
ような直交関係が成立している。
On the other hand, the following orthogonal relation is established between the higher-order modes.

【0079】[0079]

【数7】 (Equation 7)

【0080】しかし、原子炉のような大型炉心では動的
な高次モード分布歪曲が無視でき、また一般に炉心管理
は1/4炉心対称で行なわれていることから、高次モー
ド間に直接直交関係がほぼ満足される。
However, in a large core such as a nuclear reactor, dynamic higher-order mode distribution distortion can be neglected, and the core management is generally performed with 1/4 core symmetry. The relationship is almost satisfied.

【0081】[0081]

【数8】 (Equation 8)

【0082】(7)式および(8)式において、φ
m+(r)は随伴中性子束を意味するが、以下では一群の
中性子束を考えるので、φm+(r)は中性子束分布φm
(r)に一致している。すなわち、次式で表わされる。
In equations (7) and (8), φ
m + (r) means the associated neutron flux, but in the following, a group of neutron fluxes is considered, so that φ m + (r) is the neutron flux distribution φ m
(R). That is, it is represented by the following equation.

【0083】[0083]

【数9】 (Equation 9)

【0084】(1)式と(9)式から、ある特定のモー
ド成分、例えばn次モードの時間的変化だけを抽出する
ためには、中性子束全体にn次モード中性子束分布を炉
心全体に亘って掛けてやればよい。すなわち、
From the equations (1) and (9), in order to extract only a specific mode component, for example, only the temporal change of the n-th mode, the neutron flux distribution of the n-th mode is applied to the entire core. It should just be applied over. That is,

【数10】 (Equation 10)

【0085】したがって、フィルタとして注目する中性
子束モード分布を用いれば良い。ただ、測定されるのは
中性子束分布Φ(r,t)ではなく、炉心内に多数(例
えば典型的な110万KWe級BWRで172箇所)存
在するLPRM信号を用いることになる。すなわち、炉
心内のある場所におけるLPRM信号をLPRM(r,
t)として、その周辺における高次モード分布を用いる
ことにより、
Therefore, the neutron flux mode distribution of interest may be used as a filter. However, what is measured is not the neutron flux distribution Φ (r, t), but the LPRM signals that are present in a large number (for example, 172 locations in a typical 1.1 million KWe-class BWR) in the core. That is, the LPRM signal at a certain location in the core is converted to LPRM (r, r,
As t), by using a higher-order mode distribution around it,

【数11】 [Equation 11]

【0086】また、(11)式において、重みとして場
所に寄らない一定値を用いるのがAPRM信号である。
このAPRM信号には全ての中性子束モードの時間変化
が含まれていることになる。このように、実際の炉心内
における過渡的な中性子束変動には、多くの高次モード
が一般的には含まれていると考えられるが、炉心一体振
動では基本モードが、領域振動では方位角方向1次モー
ドの変動成分が支配的であることが、解析的にも実機振
動データの評価結果からも確認されている。従来はAP
RM信号により炉心安定性を評価していたが、より正確
には基本モードで重み付けされた信号を用いる必要があ
る。
In the equation (11), the APRM signal uses a constant value that does not approach the place as the weight.
This APRM signal includes time changes of all neutron flux modes. As described above, it is considered that the transient neutron flux fluctuation in the actual core generally includes many higher-order modes, but the fundamental mode is included in the core integral vibration, and the azimuth angle is included in the regional oscillation. It has been confirmed both analytically and from evaluation results of actual machine vibration data that the fluctuation component of the first-order mode is dominant. Conventionally AP
Although the core stability was evaluated using the RM signal, it is necessary to use a signal weighted in the fundamental mode more accurately.

【0087】このような原理に基づくと、フィルタ係数
として高次モード分布を用いるのが最適である(米国特
許第5406598号明細書参照)が、現時点において
は高次モード分布を逐一求めて、フィルタ係数として利
用できるようにはなっていない。
On the basis of such a principle, it is optimal to use a higher-order mode distribution as a filter coefficient (see US Pat. No. 5,406,598). It is not available as a coefficient.

【0088】上記理由から、本発明の本実施形態は、よ
り簡易的な手法を工夫して用いることにより、高次モー
ド分布を用いる手法と同等以上の効果をもたらし、さら
には実装がより簡単な原子炉出力監視装置を提案する。
For the reasons described above, the present embodiment of the present invention brings about the same or better effect as the method using the higher-order mode distribution by devising and using a simpler method, and furthermore, the implementation is simpler. A reactor power monitoring device is proposed.

【0089】まず、実炉心状態における高次モード分布
が求まらない場合には、裸の均質円筒型炉心の中性子束
分布φlmn (r,θ,z)を用い、3方向のインデック
スを(l,m,n)とすると、
First, when the higher-order mode distribution in the actual core state cannot be obtained, the neutron flux distribution φ lmn (r, θ, z) of the naked homogeneous cylindrical core is used, and the indices in three directions are set to ( l, m, n),

【数12】 (Equation 12)

【0090】炉心一体振動に関係するモードである基本
モードでは、m=0,l=n=1に対応する。また、領
域振動に関係するモードである周方向1次モードでは、
l=m=n=1に対応する。
In the basic mode, which is a mode related to the core integral vibration, m = 0 and l = n = 1. In the circumferential primary mode, which is a mode related to the area vibration,
This corresponds to l = m = n = 1.

【0091】したがって、z(軸)方向モードについて
は基本モードと周方向1次モードは一致する。また、高
次モードm≧1では方位角θに対して周期的となるた
め、m個の直線状の零点が加わってくる。したがって、
周方向1次モード(m=1)では互いに直交する2つの
異なる分布が、同じ固有値に対して存在する(すなわ
ち、固有値が2重に縮退している)。
Therefore, as for the z (axis) direction mode, the basic mode and the circumferential primary mode coincide. When the higher-order mode m ≧ 1 is periodic with respect to the azimuth angle θ, m linear zeros are added. Therefore,
In the circumferential first-order mode (m = 1), two different distributions orthogonal to each other exist for the same eigenvalue (that is, the eigenvalue is double degenerated).

【0092】今回注目しているのは、炉心断面方向にお
ける中性子束分布の安定性であるので、フィルタ係数と
しては、m次ベッセル関数Jm (x)を用いる。基本モ
ードはm=0,n=1に対応するので、フィルタ係数と
してJ0 (X0,1 r/R)を用いれば炉心安定性に関係
するモードの、周方向1次モードではm=n=1である
ので、フィルタ係数としてJ1 (X1,1 r/R)cosθを
用いれば領域安定性に関するモードをそれぞれ選択的に
抽出することが可能である。
Since the focus of attention is on the stability of the neutron flux distribution in the core cross section direction, the m-th order Bessel function J m (x) is used as the filter coefficient. Since the basic mode corresponds to m = 0 and n = 1, if J 0 (X 0,1 r / R) is used as a filter coefficient, m = n in the circumferential primary mode, which is a mode related to core stability. Since = 1, using J 1 (X 1,1 r / R) cos θ as the filter coefficient makes it possible to selectively extract the modes relating to the region stability.

【0093】あくまでもm次ベッセル関数は裸の均一炉
心体系におけるモード分布であるため、実機炉心のモー
ド分布には一致しないが、炉心管理は1/4炉心対称に
行なわれている。このため、中性子束分布は炉心断面に
ついてはm次ベッセル関数に比較的近い分布を示す(図
6参照)ため、安定性監視の目的には充分な精度が得ら
れると考えられる。
Since the m-order Bessel function is a mode distribution in a bare homogeneous core system, it does not match the mode distribution of the actual reactor core, but the core management is performed in a 1/4 core symmetry. For this reason, the neutron flux distribution shows a distribution relatively close to the m-order Bessel function in the core cross section (see FIG. 6), and it is considered that sufficient accuracy is obtained for the purpose of stability monitoring.

【0094】図6において右図は代表的なBWRの実機
炉心における実際の周方向一次モード分布を示す。図6
の右図に対し、左図は、均質炉本体における周方向一次
モード分布に相当する一次ベッセル関数の分布を示して
いる。ベッセル関数分布は、実機炉心における周方向一
次モード分布に近似していることがわかる。
In FIG. 6, the right diagram shows the actual circumferential first-order mode distribution in a typical BWR actual reactor core. FIG.
In contrast to the right figure, the left figure shows the distribution of the first-order Bessel function corresponding to the circumferential first-order mode distribution in the homogeneous furnace body. It can be seen that the Bessel function distribution is similar to the circumferential first-order mode distribution in the actual reactor core.

【0095】ただし、周方向1次モードは重根であるた
め、J1 (X1,1 r/R)cosθと、それに直交するJ1
(X1,1 r/R)sinθの2種類が存在する。したがっ
て、仮に実際の振動モードが、用意されたフィルタ分布
と直交する分布であれば、そのフィルタでは振動モード
が抽出できないことになってしまう。実際に発生する領
域振動モードは正確には予測はできないことから、フィ
ルタとして互いに直交する2つの周方向一次モード、す
なわちJ1 (X1,1 r/R)cosθとJ1 (X1,1r/R)
sinθの2種類を予め用意しておけばよい。
However, since the circumferential primary mode is a double root, J 1 (X 1,1 r / R) cos θ and J 1 orthogonal to it.
There are two types of (X 1,1 r / R) sin θ. Therefore, if the actual vibration mode is a distribution orthogonal to the prepared filter distribution, the filter cannot extract the vibration mode. Since the actually generated region vibration mode cannot be accurately predicted, two circumferential primary modes orthogonal to each other as a filter, that is, J 1 (X 1,1 r / R) cos θ and J 1 (X 1,1 r / R)
It is sufficient to prepare two types of sin θ in advance.

【0096】ここで、便宜的に基本モード分布を重みと
して用いて求められた安定性監視用信号をRPRM0、
互いに直交する周方向1次モードの重みを用いて求めら
れた安定性監視用信号を、それぞれRPRM1/RPR
M2と呼ぶことにする。このようなフィルタによる各種
RPRM信号生成手順を図7に示す。
Here, for convenience, the stability monitoring signal obtained by using the fundamental mode distribution as a weight is represented by RPRM0,
The stability monitoring signals obtained using the weights of the circumferential first-order modes orthogonal to each other are respectively expressed by RPRM1 / RPR
Let's call it M2. FIG. 7 shows a procedure for generating various RPRM signals using such a filter.

【0097】図7ではAPRM信号(平均化信号)を用
いる際の重み分布の概念図を示している。現行用いられ
ているAPRM信号は全て同じ重み係数を使用して求め
られているが、本発明における安定性監視用信号(RP
RM信号)は監視対象とする高次モードに対応した重み
分布を用いて求めることを示している。すなわち、基本
モードに対応した安定性監視用信号RPRM0では重み
として基本モードを、周方向一次モードに対応した安定
性監視用信号RPRM1/RPRM2ではそれぞれ互い
に直交した周方向一次モード分布を重みとしてそれぞれ
用いる。
FIG. 7 is a conceptual diagram of a weight distribution when an APRM signal (averaged signal) is used. All of the currently used APRM signals are obtained using the same weighting factor, but the stability monitoring signal (RP
RM signal) is obtained using a weight distribution corresponding to a higher-order mode to be monitored. That is, the stability monitoring signal RPRM0 corresponding to the basic mode uses the basic mode as a weight, and the stability monitoring signals RPRM1 / RPRM2 corresponding to the circumferential primary mode use the circumferential primary mode distributions orthogonal to each other as the weight. .

【0098】特に、空間的に位相差の生じる領域振動時
には、各LPRM信号間で位相差があるために、従来の
APRM信号では互いにキャンセルしてしまい、信号感
度が低下してしまう。それに対してRPRM1/RPR
M2信号では、フィルタに使用した重み係数により、位
相差が補正されてキャンセリングが起こらず、高い感度
のRPRM信号が得られる。これらの事情を図8に示
す。
In particular, in the case of a regional vibration in which a phase difference occurs spatially, since there is a phase difference between the LPRM signals, the conventional APRM signals cancel each other, and the signal sensitivity is reduced. RPRM1 / RPR
With the M2 signal, the phase difference is corrected by the weighting factor used for the filter, and no canceling occurs, so that a high-sensitivity RPRM signal is obtained. FIG. 8 shows these circumstances.

【0099】図8には、従来の方法では、各LPRM信
号を全て同じ重み係数を用いてAPRM信号を求めてい
るため、求められたAPRM信号はここのLPRM信号
が互いにキャンセリングしてしまい、APRM信号自体
が減衰してしまう。これに対し、本発明におけるRPR
M信号では、個々のLPRM信号のキャンセリングが生
じないために、着目する高次モードの応答が抽出できる
ことが示されている。
FIG. 8 shows that in the conventional method, the APRM signal is obtained by using the same weighting factor for each of the LPRM signals, so that the obtained APRM signals cancel each other out. The APRM signal itself is attenuated. On the other hand, the RPR in the present invention
It is shown that in the M signal, since the cancellation of the individual LPRM signals does not occur, the response of the higher-order mode of interest can be extracted.

【0100】次に、フィルタを用いた振動監視の例を、
3次元動特性解析コードを用いた模擬振動データに適用
した例を説明する。
Next, an example of vibration monitoring using a filter will be described.
An example in which the present invention is applied to simulated vibration data using a three-dimensional dynamic characteristic analysis code will be described.

【0101】まず、図9に炉心一体振動に適用した例を
示す。基本モードの安定性監視用信号RPRM0により
振動現象を的確に捕えているが、周方向1次モードの安
定性監視用信号RPRM2(RPRM1も同じ)には殆
ど振動成分が含まれていない。すなわち、安定性監視用
信号RPRM0と安定性監視用信号RPRM1/RPR
M2との応答の差異から、この振動現象が炉心一体振動
であることが判別できることがわかる。
First, FIG. 9 shows an example in which the present invention is applied to core integral vibration. Although the vibration phenomenon is accurately captured by the stability monitoring signal RPRM0 in the fundamental mode, the stability monitoring signal RPRM2 (same for RPRM1) in the circumferential primary mode hardly includes a vibration component. That is, the stability monitoring signal RPRM0 and the stability monitoring signal RPRM1 / RPR
From the difference in response from M2, it can be seen that this vibration phenomenon can be determined to be a core integral vibration.

【0102】同様に、領域振動へ適用した例を図10に
示す。RPRM0/RPRM1に較べてRPRM2の振
動が有意に大きく、また周期も明確になっている。この
ことから、RPRM2の重み係数の分布に一致した方向
(この例では振動の中心線が135度)の領域振動であ
ることを判別できる。RPRM信号の重み係数分布とR
PRM信号応答の関係について図11に示す。
Similarly, FIG. 10 shows an example applied to region vibration. The oscillation of RPRM2 is significantly larger than RPRM0 / RPRM1, and the period is clear. From this, it can be determined that the area vibration is in the direction that matches the distribution of the weighting coefficients of RPRM2 (in this example, the center line of the vibration is 135 degrees). Weight coefficient distribution of RPRM signal and R
FIG. 11 shows the relationship between the PRM signal responses.

【0103】図11では図10に使用した解析結果を使
用しているので、RPRM2が領域振動の振動方向に一
致した重み係数を使用しており、RPRM1はそれに直
交した重み係数を使用している。ここで、両者の中間の
重み係数、すなわち、RPRM1/RPRM2から共に
45度ずれた重み分布を用いて求めたRPRM信号を仮
にRPRM3と名付けると、RPRM3の振幅は両者の
中間的な値になっていることがわかる。
In FIG. 11, since the analysis result used in FIG. 10 is used, the RPRM 2 uses a weight coefficient that matches the vibration direction of the regional vibration, and the RPRM 1 uses a weight coefficient orthogonal to it. . Here, if the RPRM signal obtained by using the weighting factor intermediate between the two, that is, the RPRM signal obtained by using the weight distribution shifted by 45 degrees from RPRM1 / RPRM2, is tentatively named RPRM3, the amplitude of RPRM3 becomes an intermediate value between the two. You can see that there is.

【0104】すなわち、領域振動の方向(振動の中心
線、すなわち領域振動として現れている空間高次モード
の零点の向き)は重み係数の分布を介してRPRM信号
の振幅(感度)と密接に関係していることを示してい
る。重み係数としてJ1 (X1,1r/R)sinθを用い、
ここで重み係数の符号(正負)の替わる中心線角度、す
なわち方位角θを0度から180度まで5度間隔で変え
たときの、RPRM信号の平均振幅の変化を図12に示
す。
That is, the direction of the regional vibration (the center line of the vibration, ie, the direction of the zero point of the higher spatial mode appearing as the regional vibration) is closely related to the amplitude (sensitivity) of the RPRM signal through the distribution of the weighting coefficient. It indicates that you are doing. Using J 1 (X 1,1 r / R) sin θ as a weight coefficient,
FIG. 12 shows a change in the average amplitude of the RPRM signal when the center line angle at which the sign (positive or negative) of the weight coefficient changes, that is, the azimuth angle θ is changed at intervals of 5 degrees from 0 to 180 degrees.

【0105】振動の中心線(135度)と方位角θが一
致するときがRPRM信号の振幅は最大、すなわち感度
が最大となり、逆にそれに直交する角度(45度)で感
度は最小となっている。したがって、予め互いに直交す
る重み係数を2種類(J1 (X1,1 r/R)cosθとJ1
(X1,1 r/R)sinθ)を用意しておけば、少なくとも
片方のRPRM信号の振幅は、図12の網かけを施した
領域にあることになる。このことから、領域振動を監視
するためには互いに直交する周方向1次モード分布に類
似した重み係数を2種類用意しておくことが必要にして
充分な条件である。
When the center line of vibration (135 degrees) coincides with the azimuth angle θ, the amplitude of the RPRM signal is maximum, that is, the sensitivity is maximum, and conversely, the sensitivity is minimum at an angle perpendicular to it (45 degrees). I have. Therefore, two kinds of weighting factors which are orthogonal to each other in advance (J 1 (X 1,1 r / R) cos θ and J 1
If (X 1,1 r / R) sin θ) is prepared, the amplitude of at least one of the RPRM signals is in the shaded region in FIG. From this, it is necessary to prepare two kinds of weighting coefficients similar to the circumferential first-order mode distribution orthogonal to each other in order to monitor the regional vibration, which is a sufficient condition.

【0106】また、図12からもわかるように重み係数
の分布角度を可変にして(あるいはこの図に示してある
ように角度を少しずつ変えた重み係数を多数個用意し
て、それぞれのRPRM信号を求める)、RPRM信号
の振幅が最大になる角度から、領域振動の方向が判別で
きる。しかし、互いに直交する2種類の重み係数を用い
た、RPRM1信号とRPRM2信号の位相図の挙動か
らも、領域振動の方向を推定することが可能である。そ
の事情を図13に示す。
As can be seen from FIG. 12, the distribution angle of the weighting coefficient is made variable (or, as shown in this figure, a large number of weighting coefficients whose angles are changed little by little are prepared, and each RPRM signal Is obtained), and the direction of the regional vibration can be determined from the angle at which the amplitude of the RPRM signal is maximized. However, it is also possible to estimate the direction of the regional vibration from the behavior of the phase diagram of the RPRM1 signal and the RPRM2 signal using two types of weighting factors orthogonal to each other. FIG. 13 shows the situation.

【0107】図13においては、互いに直交する2種類
の重み係数を用いたRPRM1信号とRPRM2信号の
応答の、重み係数の中心線の方向に対する変化を、両信
号の位相図で示したものである。この位相図の応答が最
大となる方位角θから、振動の中心線の方向がわかる。
すなわち、RPRM1がRPRM2に比べて十分大きい
場合(図の右下方向)には、RPRM1に対応した高次
モード不安定性が支配的であるため、振動の方向はその
高次モード分布に一致する。逆に図13の左上方向な
ら、振動の方向は高次モード分布に直交した方向とな
る。これらの中間的な方向(対角線近傍)であれば、両
分布の中心線の中間に振動の方向があることになる。
FIG. 13 is a phase diagram showing the change in the response of the RPRM1 signal and the RPRM2 signal using two types of weighting factors orthogonal to each other with respect to the direction of the center line of the weighting factors. . The direction of the center line of the vibration can be determined from the azimuth angle θ at which the response of the phase diagram becomes maximum.
That is, when RPRM1 is sufficiently larger than RPRM2 (lower right direction in the figure), the higher-order mode instability corresponding to RPRM1 is dominant, and the direction of vibration matches the higher-order mode distribution. Conversely, in the case of the upper left direction in FIG. 13, the direction of vibration is a direction orthogonal to the higher mode distribution. If these directions are intermediate (in the vicinity of the diagonal line), the vibration direction is located between the center lines of both distributions.

【0108】すなわち、RPRM1/RPRM2のいず
れかのRPRM信号の振幅が有意に偏っていれば、領域
振動の方向はその振幅の大きなRPRM信号の重み係数
分布の中心線の方向により近く、同じ程度であれば両者
の中間的な方向であることが推定できる。したがって、
RPRM1信号とRPRM2信号の相図を常に監視して
表示装置22で画面表示することも、領域安定性監視に
とっては有効な手段である。
That is, if the amplitude of any one of the RPRM signals RPRM1 / RPRM2 is significantly deviated, the direction of the regional vibration is closer to the same direction as the center line of the weight coefficient distribution of the RPRM signal having the larger amplitude. If so, it can be estimated that the direction is intermediate between the two. Therefore,
Monitoring the phase diagram of the RPRM1 signal and the RPRM2 signal constantly and displaying the same on the screen of the display device 22 is also an effective means for monitoring the region stability.

【0109】ここで、両RPRM信号の振幅が同じ程度
である場合に、領域振動であるか炉心一体振動であるか
の判定は、図9にも示したように、RPRM0信号の振
幅と比較すればよい。すなわち、RPRM0信号の振幅
がRPRM1/RPRM2信号の振幅に較べて有意に大
きければ炉心一体振動であり、逆に小さければ領域振動
であると判定できる。
Here, when the amplitudes of the two RPRM signals are substantially the same, the determination as to whether the vibration is the regional vibration or the core integral vibration is made by comparing with the amplitude of the RPRM0 signal as shown in FIG. I just need. That is, if the amplitude of the RPRM0 signal is significantly greater than the amplitude of the RPRM1 / RPRM2 signal, it can be determined that the vibration is the core integral vibration, and if it is smaller, it is the regional vibration.

【0110】したがって、各RPRM信号から求められ
る安定度の指標である減幅比だけでなく、各信号の振
幅、周期、および位相空間上での相互関係が出力振動現
象の監視にあたっては必要であり、本発明はそれらの総
合的判断に基づく振動現象の判定法を提供する手段に関
するものである(図4および図5)。
Therefore, not only the width reduction ratio, which is an index of the stability obtained from each RPRM signal, but also the correlation between the amplitude, period, and phase space of each signal is necessary for monitoring the output oscillation phenomenon. The present invention relates to a means for providing a method for judging a vibration phenomenon based on such comprehensive judgment (FIGS. 4 and 5).

【0111】さらに、高次モードまでも含めた原子炉出
力の安定性の監視には以上述べた手法が応用できる。す
なわち、重み係数として以下の値を用いる。
Further, the method described above can be applied to monitoring the stability of the reactor power including the higher-order modes. That is, the following values are used as the weight coefficients.

【0112】[0112]

【数13】 ここで用いている記号は(12)式と同じである。(Equation 13) The symbols used here are the same as in equation (12).

【0113】この任意の高次モードまで拡張された重み
係数を用い、ある時間毎に方位角θを回転させて、最も
出力振幅の大きくなる方位角を設定する。この方位角は
使用する高次モード、すなわち(13)式における
(m,n)の値毎に異なってくる。設定された最適方位
角を(13)式に代入した重み係数を用いて、各高次モ
ードに対するRPRM信号を求める。ここでは、方位角
が最適化されているのでRPRM信号は1種類で済む。
The azimuth angle θ is rotated every certain time by using the weight coefficient extended to the arbitrary higher-order mode, and the azimuth angle at which the output amplitude becomes maximum is set. This azimuth angle differs for each higher-order mode used, that is, for each value of (m, n) in equation (13). An RPRM signal for each higher-order mode is obtained using a weighting coefficient obtained by substituting the set optimal azimuth angle into equation (13). Here, since the azimuth is optimized, only one type of RPRM signal is required.

【0114】求められたRPRM信号が各高次モードの
時間的な情報を持っているので、この信号から減幅比、
振幅、周期等の安定度監視パラメータを抽出する。図1
4にその監視例を示す。
Since the obtained RPRM signal has temporal information of each higher-order mode, the reduction ratio,
Extract stability monitoring parameters such as amplitude and cycle. FIG.
FIG. 4 shows an example of the monitoring.

【0115】基本モードから任意の高次モードについ
て、上述した手法に基づいて、各モードの方向(図右
上)、各モードの時間応答を表わすRPRM信号の減幅
比と周期(周波数)(図右下)、および各RPRM信号
の応答波形と振幅の推移を、各モードについて表示す
る。
From the basic mode to any higher order mode, based on the above-described method, the direction of each mode (upper right in the figure), the reduction ratio of the RPRM signal representing the time response of each mode, and the period (frequency) (right in the figure) Bottom) and the transition of the response waveform and amplitude of each RPRM signal are displayed for each mode.

【0116】この例では、基本モード成分、すなわち炉
心一体振動成分が主要成分であり、例えば1次モード成
分は僅かしか含まれていないが、それ以外にある高次モ
ード成分も含まれており、減幅比自体はその高次モード
成分の方が高いことがわかる。
In this example, the fundamental mode component, that is, the core integral vibration component is the main component. For example, although the first-order mode component is slightly contained, other higher-order mode components are also contained. It can be seen that the reduction ratio itself is higher for the higher-order mode component.

【0117】もう1つの監視項目として、各RPRM信
号のスペクトルが挙げられる。図15には、各RPRM
信号の応答波形と振幅の推移とスペクトル(自己パワー
スペクトル密度:APSD)を表示した例を示す。
Another monitoring item is the spectrum of each RPRM signal. FIG. 15 shows each RPRM
5 shows an example in which a response waveform of a signal, a transition of an amplitude, and a spectrum (self power spectrum density: APSD) are displayed.

【0118】APSDのピーク高さおよびその鋭さか
ら、各モードの安定度を判定することができるが、さら
にスペクトルの基本周波数に対して、その整数倍の位置
にピーク、すなわち高調波ピークが現われているか否か
により、そのモード成分が振動として支配的に発達した
ものであるかどうかが判定できる。
The stability of each mode can be determined from the peak height of the APSD and its sharpness. However, a peak, that is, a harmonic peak appears at an integral multiple of the fundamental frequency of the spectrum. Whether or not the mode component is dominantly developed as vibration can be determined based on whether or not the mode component exists.

【0119】例えば、図16には発達した出力振動時の
RPRM信号のAPSD(自己パワースペクトル密度)
を示すが、基本周波数(約0.35Hz)の2倍、3倍
の周波数の高調波が明確に現われているが、図15のス
ペクトルにはそれらは現われていない(ここで1Hz以
上で現われているピークは安定性に関係しない他の理由
によるものである)。
For example, FIG. 16 shows the APSD (self power spectral density) of the RPRM signal at the time of developed output vibration.
Although harmonics of frequencies twice and three times as high as the fundamental frequency (about 0.35 Hz) clearly appear, they do not appear in the spectrum of FIG. 15 (here, they appear above 1 Hz). Peaks are due to other reasons not related to stability).

【0120】したがって、ここで示した例においては比
較的高い減幅比を示しており、高次モード成分も含まれ
てはいるが、振幅はピーク間値でも高々3%であり、安
定度が悪化して発振に至る時点で顕著となる非線形高調
波成分も含まれていないことから、炉心全体では比較的
安定であり、特に安全に関わるような状態ではないこと
がわかる。振幅が一番大きな基本モード成分と、安定度
自体は悪化しているN次モード成分について重点的に監
視していけばよい。
Therefore, in the example shown here, a relatively high width reduction ratio is shown, and although a higher-order mode component is included, the amplitude is at most 3% even at the peak-to-peak value, and the stability is low. Since a nonlinear harmonic component which deteriorates and becomes remarkable at the time of oscillation is not included, it is understood that the whole core is relatively stable and is not particularly in a state related to safety. The fundamental mode component having the largest amplitude and the Nth-order mode component whose stability itself has deteriorated should be mainly monitored.

【0121】ここでは、炉心内で利用できるLPRM信
号を全て用いた監視を行なっているので、表示法として
はこれらの変化成分を立体的に、実時間で表示すること
により、空間的な変動を視覚的に把握することが可能で
ある。
In this case, since monitoring is performed using all LPRM signals available in the reactor core, as a display method, these change components are displayed three-dimensionally and in real time, so that spatial fluctuations can be reduced. It is possible to grasp visually.

【0122】[0122]

【外1】 [Outside 1]

【0123】[0123]

【数14】 と規格化された偏差値を求め、実時間でそれらの変動を
炉心内における検出器の配置に対応して3次元的な監視
装置画面に表示する。図17はその表示例を示す。
[Equation 14] Then, the deviation values are standardized, and the fluctuations are displayed in real time on a three-dimensional monitor screen corresponding to the arrangement of the detectors in the core. FIG. 17 shows a display example.

【0124】図17の表示例では振動周期の1周期分、
約2秒間のプロットを示してあるが、実際にはこのよう
な立体図がほぼ実時間でアニメーションとして表示装置
22で表示される。また、図17の下には各LPRM信
号振幅の等高線図を表示してあるが、振幅の値に応じて
表示する色を変えてやれば、炉心内における出力変動の
空間的な挙動を表示装置19で視覚的にも把握し易くな
る。
In the display example of FIG. 17, one cycle of the vibration cycle,
Although a plot for about 2 seconds is shown, such a three-dimensional view is actually displayed on the display device 22 as an animation almost in real time. Also, a contour map of each LPRM signal amplitude is displayed below FIG. 17, but if the displayed color is changed according to the amplitude value, the spatial behavior of the power fluctuation in the core is displayed on the display device. 19 makes it easier to grasp visually.

【0125】また、LPRM信号の代りに、(13)式
で最適化された重みで各LPRM信号を修正した、いわ
ゆる高次モードに対するLPRM信号を用いれば、重み
で用いた高次モード成分の変動をアニメーションとして
表示することが同様に可能である。
Further, if an LPRM signal for a so-called higher-order mode in which each LPRM signal is modified with the weight optimized by the equation (13) instead of the LPRM signal is used, the fluctuation of the higher-order mode component used as the weight is obtained. Is similarly possible to be displayed as an animation.

【0126】以上は、炉心内に満遍なく配置されたLP
RMを全て、あるいは大多数を使用して監視する手法で
あるが、より少ない限られたLPRM信号を用いて領域
安定性をより簡易的に監視する手法について以下に説明
する。
The above is a description of the LP arranged evenly in the core.
This is a method of monitoring all or most of the RMs. A method of more simply monitoring the region stability by using a smaller limited number of LPRM signals will be described below.

【0127】例えば図6に示したように周方向1次モー
ドは、炉心周辺部が高い分布となっているため、領域安
定性に関する高次モードの炉心中心部のLPRM信号へ
の寄与は周辺部に較べて小さいと考えられる。したがっ
て、従来通りAPRM信号によって炉心安定性を監視す
るのであれば、領域安定性監視には周辺部のLPRM信
号だけを利用すればよいことになる。さらに、炉心中心
からほぼ等距離にあるLPRM検出器のLPRM信号を
使用すれば、重み係数としては同じ値を近似的に用いる
ことができる。
For example, as shown in FIG. 6, in the circumferential primary mode, the distribution around the core is high, so that the contribution of the higher-order mode to the LPRM signal of the core center in the region stability with respect to the region stability is limited to the peripheral portion. It is considered smaller than. Therefore, if the core stability is monitored by the APRM signal as in the related art, only the peripheral LPRM signal needs to be used for the regional stability monitoring. Furthermore, if the LPRM signal of the LPRM detector which is at substantially the same distance from the center of the core is used, the same value can be approximately used as the weight coefficient.

【0128】より少ない限られたLPRM信号を用い
た、簡易炉心安定性監視用に使用するLPRM信号の炉
心内配置の例を図18に示す。この例では炉心安定性監
視用に炉心中心部の5本のLPRM信号を、領域性安定
性監視用に炉心周辺部の10本のLPRM信号、計15
本のLPRM信号を用いている。炉心安定性監視用の信
号重み係数として均一に0.2、領域安定性監視用の重
み信号としては±0.2を用いる。
FIG. 18 shows an example of the arrangement of the LPRM signals used for simple core stability monitoring in the core using the fewer limited LPRM signals. In this example, five LPRM signals at the center of the core are used for monitoring the core stability, and ten LPRM signals at the periphery of the core are used to monitor the regional stability.
Book LPRM signals are used. The signal weight coefficient for monitoring core stability is uniformly 0.2, and the weight signal for monitoring area stability is ± 0.2.

【0129】例えば、図18において領域安定性監視用
LPRM信号の中で、(3〜7)のLPRMに0.2
を、(8〜2)のLPRMに−0.2の重みを使用した
信号をRPRM1、(1〜5)のLPRMに0.2を、
(6〜10)のLPRMに−0.2の重みを使用した信
号をRPRM2とする。また、各LPRM信号は、全て
のDC値により規格化されているとする。この規格化に
より、重み係数として均一な値を使用し、各信号のDC
値からの偏差成分を抽出するわけである。
For example, in FIG. 18, in the region stability monitoring LPRM signal, the LPRM of (3 to 7) is set to 0.2.
, The signal using a weight of -0.2 for the LPRM of (8-2) is RPRM1, the signal of 0.2 for the LPRM of (1-5) is 0.2,
A signal obtained by using a weight of −0.2 for the LPRM of (6 to 10) is referred to as RPRM2. Further, it is assumed that each LPRM signal is standardized by all DC values. By this standardization, a uniform value is used as a weighting factor, and the DC
The deviation component from the value is extracted.

【0130】図19は炉心安定性監視へ、図20には領
域安定性監視へ、それぞれ適用した例を示す。炉心一体
振動時にはRPRM0の振幅が卓越しており、領域振動
時にはRPRM1またはRPRM2のいずれかが卓越し
ているので、前記LPRM信号を用いた場合と同様に安
定性監視が行なわれる。但し、安全には他のモードから
の影響が削除できないので、減幅比のみによる監視は困
難であり、振幅と併せた評価が必要になってくる。
FIG. 19 shows an example of application to core stability monitoring, and FIG. 20 shows an example of application to region stability monitoring. Since the amplitude of RPRM0 is dominant during the core integral vibration, and either RPRM1 or RPRM2 is dominant during the regional vibration, stability monitoring is performed as in the case of using the LPRM signal. However, since the effects from other modes cannot be safely removed, it is difficult to monitor only by the reduction ratio, and an evaluation together with the amplitude is required.

【0131】図19および図20は、安定性予測装置2
1におけるプロセス制御計算機19に内蔵された3次元
安定性解析コードを用いて、振動現象を模擬し、その時
の核計装信号(LPRM)に本発明で提案した重みを用
いて求めた、監視信号計算装置25および安定性監視装
置26からのRPRM0(基本モードに対応する炉心安
定性監視信号)信号とRPRM1(周方向1次モードに
対応する領域安定性監視信号)信号の応答を示してい
る。
FIGS. 19 and 20 show the stability predicting apparatus 2.
1 simulates vibration phenomena using a three-dimensional stability analysis code built in the process control computer 19 and calculates a monitoring signal obtained by using the weight proposed in the present invention for the nuclear instrumentation signal (LPRM) at that time. The response of the RPRM0 (core stability monitoring signal corresponding to the basic mode) signal and the RPRM1 (regional stability monitoring signal corresponding to the circumferential primary mode) signal from the device 25 and the stability monitoring device 26 is shown.

【0132】以上は、時系列データからの逐次的な安定
性監視手法に関する内容であるが、さらに安定性予測装
置21による物理モデルに基づいた安定性予測機能につ
いて図21を参照して説明する。
The above description relates to the method of sequentially monitoring stability from time-series data. The stability prediction function based on the physical model by the stability prediction device 21 will be described with reference to FIG.

【0133】まず、安定性予測機能における計算の流れ
について、安定性監視装置26における安定性監視の計
算の流れと比較して図21に示す。
First, the flow of calculation in the stability prediction function is shown in FIG. 21 in comparison with the flow of calculation of stability monitoring in the stability monitoring device 26.

【0134】運転員(ユーザー)が、所定の運転条件を
有する任意の運転点における安定性予測を行なう場合
に、その予測したい運転条件(出力と冷却剤流量等)を
安定性予測装置21に入力する(図21のステップS3
0参照)。安定性予測装置21は、プロセス制御計算機
19に記憶された上記入力時点における最新の炉心状態
情報データ(炉心管理データ;図21のD1参照)にア
クセスして、出力分布を受け取る(ステップS31参
照)。そして、安定性予測装置21は、受け取った出力
分布から、まず最も出力の高い燃料集合体を選択して、
チャンネル安定性を求める集合体とする。
When an operator (user) predicts stability at an arbitrary operating point having predetermined operating conditions, the operating conditions (output and coolant flow rate, etc.) to be predicted are input to the stability predicting device 21. (Step S3 in FIG. 21)
0). The stability predicting device 21 accesses the latest core state information data (core management data; see D1 in FIG. 21) stored at the process control computer 19 at the time of the input and receives the power distribution (see step S31). . Then, the stability prediction device 21 first selects the fuel assembly having the highest output from the received power distribution,
An aggregate for which channel stability is required.

【0135】次に、安定性予測装置21は、上記出力分
布に応じて、熱水力的に条件の近い燃料集合体同士を幾
つかまとめて、炉心安定性解析用の少数のチャンネルグ
ループに分割する(ステップS32参照)。
Next, the stability predicting apparatus 21 divides several fuel assemblies having close thermohydraulic conditions into a small number of channel groups for core stability analysis according to the power distribution. (See step S32).

【0136】同様に、安定性予測装置21は、上記出力
分布および安定性監視装置26による安定性監視機能に
よりそれぞれ推定された振動中心線(L1参照)と、高
次モード重み係数に基づいて、燃料集合体同士を幾つか
まとめて領域安定性解析用の少数のチャンネルグループ
に分割する(ステップS33参照)。
Similarly, the stability prediction device 21 calculates the oscillation center line (see L 1) estimated by the stability monitoring function of the output distribution and stability monitoring device 26 and the higher-order mode weighting coefficient. Several fuel assemblies are grouped together and divided into a small number of channel groups for region stability analysis (see step S33).

【0137】また、領域安定性解析には高次モード未臨
界度が必要であるが、現在の炉心監視システムでは高次
モードの評価を行なっていないため、高次モード未臨界
度は、予め出力分布の関数Gとして求めておき、監視シ
ステムから得られた出力分布を用いて計算される(ステ
ップS34参照)。
Although the higher order mode subcriticality is required for the region stability analysis, the higher order mode subcriticality is output in advance because the current core monitoring system does not evaluate the higher order mode. It is calculated as a function G of the distribution and is calculated using the output distribution obtained from the monitoring system (see step S34).

【0138】高次モード未臨界度を求めるための手順
は、次の通りである。すなわち、ある燃料集合体の出力
分布をPrn として、次の出力分布の二乗平均Rを求め
る。
The procedure for obtaining the higher-order mode subcriticality is as follows. That is, the output distribution of a certain fuel assembly is defined as Prn, and the mean square R of the next output distribution is obtained.

【0139】[0139]

【数15】 (Equation 15)

【0140】同じく、その燃料集合体の炉心中心からの
距離に対する二乗平均RLを求める。
Similarly, the root mean square RL with respect to the distance of the fuel assembly from the center of the core is determined.

【0141】[0141]

【数16】 (Equation 16)

【0142】すると、高次モード未臨界度は以上の2つ
の指標R、RLの差の関数として表される。また、予測
したい運転条件に対する未臨界度として、運転条件(出
力P、冷却剤流量F)の関数Hを予めフィッティングし
ておく。すると、予測したい運転条件に対する未臨界度
Δρは、
Then, the higher order mode subcriticality is expressed as a function of the difference between the above two indices R and RL. A function H of the operating condition (output P, coolant flow rate F) is fitted in advance as a subcriticality for the operating condition to be predicted. Then, the subcriticality Δρ for the operating condition to be predicted is

【数17】 で与えられる。[Equation 17] Given by

【0143】この他にも運転条件によって変わる変数、
例えばバイパス部流量、チャンネル軸方向出力分布等を
運転条件の関数として予め与えておき、炉心管理データ
(炉心状態情報データ)の与えられている運転条件と、
安定性を予測したい運転条件との状態の偏差より、予測
運転状態における変数値を設定する。また、運転条件か
ら定常のヒートバランスを用いて推定できる変数値、例
えば炉心圧力、炉心入入口温度等は、ヒートバランス物
理モデル(図21のH1参照)より計算して設定される
(f)。
Other variables that vary depending on operating conditions,
For example, the bypass part flow rate, the channel axial power distribution, and the like are given in advance as a function of the operating condition, and the operating condition given the core management data (core state information data);
A variable value in the predicted operation state is set based on the deviation of the state from the operation condition for which stability is to be predicted. Further, variable values that can be estimated from operating conditions using a steady heat balance, for example, core pressure, core inlet / outlet temperature, and the like, are calculated and set from a heat balance physical model (see H1 in FIG. 21) (f).

【0144】以上のように、予測運転状態におけるチャ
ンネル分割数、未臨界度の値および出力分布の値等を含
む熱水力条件が求められたら、安定性予測装置21は、
そのチャンネル分割数、未臨界度、出力分布等の値を安
定性解析用物理モデル(図21におけるM1参照)に取
り込み(ステップS35参照)、炉心安定性、チャンネ
ル安定性および領域安定性の解析をそれぞれ行ない(ス
テップS36参照)、チャンネル・炉心安定性の減幅比
および固有周波数をそれぞれ計算し(ステップS37参
照)かつ領域安定性の減幅比および固有周波数をそれぞ
れ計算する(ステップS38参照)。
As described above, when the thermal hydraulic condition including the number of channel divisions, the value of the subcriticality, the value of the power distribution, and the like in the predicted operation state is obtained, the stability prediction device 21
The values such as the number of channel divisions, the subcriticality, and the power distribution are taken into a physical model for stability analysis (see M1 in FIG. 21) (see step S35), and the core stability, channel stability, and region stability are analyzed. The respective steps are performed (see step S36), the reduction ratio and the natural frequency of the channel / core stability are calculated (see step S37), and the reduction ratio and the natural frequency of the region stability are calculated (see step S38).

【0145】また、図21に示したように、安定性予測
装置21で求められた予測モデルは常時プラント(すな
わち、原子炉10)から得られる炉心状態情報データを
含む安定性情報を利用することができるため(ステップ
S39参照)、予測処理実行時においては、学習機能を
実行することにより、図4のステップS25a〜25d
およびステップS26a〜26gに略対応するステップ
S41〜S47に示された安定性監視処理により、LP
RMデータを含むプラント時系列データより得られた安
定性と、予測機能から得られた安定性とのバイアスを補
正することができる(ステップS40参照)。学習によ
る調整パラメータとしては、炉心・領域安定性では出力
分布、ボイド反応度係数が、炉心安定性単独では再循環
系の伝達特性、領域安定性では高次モード未臨界度が考
えられる。
As shown in FIG. 21, the prediction model obtained by the stability prediction device 21 always uses stability information including core state information data obtained from the plant (ie, the reactor 10). (See step S39), when the prediction process is performed, the learning function is executed to execute steps S25a to 25d in FIG.
And the stability monitoring processing shown in steps S41 to S47 substantially corresponding to steps S26a to 26g,
The bias between the stability obtained from the plant time series data including the RM data and the stability obtained from the prediction function can be corrected (see step S40). As the adjustment parameters by learning, the power distribution and void reactivity coefficient can be considered for core / region stability, the transfer characteristic of the recirculation system for core stability alone, and the higher-order mode subcriticality for region stability.

【0146】例えば、上記予測機能がユーザーにより明
示的に起動された場合、および運転条件あるいは過渡事
象等により、現状の運転点からある程度状態が変化した
場合に、安定性監視装置26による安定性監視機能と安
定性予測装置21による予測機能が自動的に起動される
ことにより、上記学習機能はある程度の頻度をもって行
なわれる。ボイド反応度係数は炉心安定性と領域安定性
の両者に効いてくるパラメータであるが、再循環系の伝
達特性は炉心安定性にのみ、未臨界度は領域安定性のみ
に効いてくるパラメータであることから、まずボイド反
応度係数により両安定性の調整学習を行ない、その後に
再循環系の伝達特性により炉心安定性の調整学習を、未
臨界度により領域安定性の調整学習を行なう。以上の学
習機能は、図4の符号21の安定性予測装置で実現され
る。
For example, when the prediction function is explicitly activated by the user, or when the state changes to some extent from the current operating point due to an operating condition or a transient event, the stability monitoring device 26 monitors the stability. The learning function is performed with a certain frequency by automatically starting the prediction function by the function and stability prediction device 21. The void reactivity coefficient is a parameter that affects both core stability and region stability, but the transfer characteristic of the recirculation system is a parameter that affects only core stability, and the subcriticality is a parameter that affects only region stability. Therefore, adjustment learning of the stability is first performed by the void reactivity coefficient, and then adjustment learning of the core stability is performed by the transfer characteristic of the recirculation system, and adjustment learning of the region stability is performed by the subcriticality. The learning function described above is realized by the stability prediction device indicated by reference numeral 21 in FIG.

【0147】すなわち、本発明においては中性子束分布
の基本モードと高次モード分布を考慮した重み係数を用
いた新たな監視信号を監視信号計算装置25で求め、そ
の信号応答から安定性監視装置26で減幅比、振幅およ
び位相関係を各係数について求め、それらから炉心内に
おける空間的な振動現象を網羅的、総合的に判定するこ
とが可能である。また、安定性予測装置21では最新の
運転管理データを用い、物理モデルに基づいた安定性予
測により、運転状態が変化した場合の炉心安定性の変化
が予測でき、より柔軟な運用が可能となる。
That is, in the present invention, a new monitoring signal using the weighting factor in consideration of the fundamental mode and the higher-order mode distribution of the neutron flux distribution is obtained by the monitoring signal calculation device 25, and the stability monitoring device 26 is obtained from the signal response. Thus, the attenuation ratio, the amplitude, and the phase relationship can be obtained for each coefficient, and the spatial vibration phenomena in the core can be comprehensively and comprehensively determined from them. In addition, the stability prediction device 21 can use the latest operation management data and, based on the stability prediction based on the physical model, predict a change in core stability when the operation state changes, thereby enabling more flexible operation. .

【0148】この実施例の原子炉出力監視装置では、従
来のそのままアナログ信号を平均化するAPRM信号に
較べて、より正確に、また従来信号では検出困難な出力
変動も含めて検出、判定が可能であり、安全性の向上と
稼働率の向上を図ることができる。
In the reactor power monitoring system of this embodiment, it is possible to detect and judge more accurately and including the output fluctuation which is difficult to detect with the conventional signal, as compared with the conventional APRM signal which averages the analog signal as it is. Therefore, it is possible to improve the safety and the operation rate.

【0149】[0149]

【発明の効果】以上に述べた通り、本発明に係る原子炉
出力監視装置においては、炉心内の原子炉炉心状態の中
性子束の基本モード分布および高次モード分布に対応す
る重み係数を用いて従来通りの検出信号をフィルタ処理
して安定性監視信号を生成することにより、従来のAP
RM信号では検出が困難となる原子炉出力変動を上記従
来通りの検出信号を用いて正確に監視することができ、
安全性の向上と稼働率の向上を図ることができる。
As described above, the reactor power monitoring apparatus according to the present invention uses the weighting coefficients corresponding to the fundamental mode distribution and the higher-order mode distribution of the neutron flux in the reactor core state in the reactor core. By filtering the conventional detection signal to generate the stability monitoring signal, the conventional AP
Reactor power fluctuations that are difficult to detect with RM signals can be accurately monitored using the conventional detection signals described above,
Safety and operation rate can be improved.

【0150】本発明の原子炉出力監視装置は、従来の原
子炉出力監視手法では見落しがちな原子炉出力変動を正
確に監視できる一方、運転状態が変化した場合の炉心安
定性の変化が予測でき、より柔軟な運用が可能となる。
The reactor power monitoring apparatus of the present invention can accurately monitor a reactor power fluctuation that is often overlooked by the conventional reactor power monitoring method, but predicts a change in the core stability when the operating state changes. And more flexible operation is possible.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図1】本発明に係る原子炉出力監視装置の一実施形態
を示す構成図。
FIG. 1 is a configuration diagram showing one embodiment of a reactor power monitoring device according to the present invention.

【図2】図1に示された原子炉の炉心内における中性子
束モニタの配置例を示す炉心の平断面図。
FIG. 2 is a plan sectional view of the reactor core showing an example of an arrangement of neutron flux monitors in the reactor core of the reactor shown in FIG. 1;

【図3】図2に示された中性子束モニタの炉心軸方向
(鉛直方向)における配置例を示す平断面図。
FIG. 3 is a plan sectional view showing an example of arrangement of the neutron flux monitor shown in FIG. 2 in a core axis direction (vertical direction).

【図4】本発明に係る原子炉出力監視装置における安定
性監視および安定性予測の処理の流れを概略的に示すフ
ローチャート。
FIG. 4 is a flowchart schematically showing a flow of a process of stability monitoring and stability prediction in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.

【図5】本発明に係る原子炉出力監視装置の機能モジュ
ールを示すブロック図。
FIG. 5 is a block diagram showing functional modules of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.

【図6】本発明に係る原子炉出力監視装置において、フ
ィルタ重みとして用いる出力分布例を示すもので、ベッ
セル関数分布と実機周方向一次モード分布の比較図。
FIG. 6 shows an example of an output distribution used as a filter weight in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, and is a comparison diagram of a Bessel function distribution and an actual circumferential first-order mode distribution.

【図7】本発明に係る原子炉出力監視装置において導入
された新しいRPRM信号の作成法を示す図。
FIG. 7 is a diagram showing a method for creating a new RPRM signal introduced in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention.

【図8】本発明に係る原子炉出力監視装置によるフィル
タの効果を示す図。
FIG. 8 is a diagram showing an effect of a filter by the reactor power monitoring device according to the present invention.

【図9】本発明に係る原子炉出力監視装置における出力
安定性監視例を示すもので、炉心一体振動時の適用結果
を示すRPRM信号の応答例を示す図。
FIG. 9 is a view showing an example of output stability monitoring in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, and showing a response example of an RPRM signal indicating an application result at the time of core integral vibration.

【図10】本発明に係る原子炉出力監視装置における出
力安定性監視例を示すもので、領域振動時の適用結果を
示すRPRM信号の応答例を示す図。
FIG. 10 is a diagram illustrating an example of output stability monitoring in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, and illustrating a response example of an RPRM signal indicating a result of application at the time of regional vibration.

【図11】本発明に係る原子炉出力監視装置における出
力安定性監視例である重み係数の分布とRPRM応答の
関係を示す図で、領域振動時において、高次モードに対
する重み係数を炉心方位角方向に回転させた際の、監視
信号の応答の違いを比較した図。
FIG. 11 is a diagram showing the relationship between the distribution of weighting factors and the RPRM response as an example of power stability monitoring in the reactor power monitoring device according to the present invention. The figure which compared the difference of the response of the monitoring signal when rotating in the direction.

【図12】本発明に係る原子炉出力監視装置における出
力安定性監視例である重み係数中心線角度とRPRM振
幅の関係を示す図で、領域振動時において、互いに直交
した重み係数で求めた監視信号の位相線図上における応
答と、領域振動の中心線方向との対応を示した図。
FIG. 12 is a diagram showing the relationship between the center line angle of the weighting factor and the RPRM amplitude as an example of power stability monitoring in the reactor power monitoring device according to the present invention. The figure which showed the correspondence on the phase diagram of the signal, and the correspondence with the centerline direction of a regional vibration.

【図13】本発明に係る原子炉出力監視装置における出
力安定性監視例を示すもので、RPRM1/RPRM2
相図と領域振動の方向を示す図。
FIG. 13 shows an example of power stability monitoring in a reactor power monitoring device according to the present invention, and shows RPRM1 / RPRM2.
The figure which shows a phase diagram and the direction of area | region vibration.

【図14】本発明に係る原子炉出力監視装置において、
各モード成分を、減幅比、固有周波数および監視信号生
波形とその振幅の観点から監視する高次モード監視例を
示す図。
FIG. 14 shows a reactor power monitoring apparatus according to the present invention.
The figure which shows the example of the higher-order mode monitoring which monitors each mode component from a viewpoint of a reduction ratio, a natural frequency, a monitor signal raw waveform, and its amplitude.

【図15】本発明に係る原子炉出力監視装置において、
各高次モード成分を、監視信号生波形とその振幅および
監視信号のスペクトルの観点から監視する高次モードス
ペクトル監視例を示す図。
FIG. 15 shows a reactor power monitoring device according to the present invention.
The figure which shows the example of the higher mode spectrum monitoring which monitors each higher mode component from a viewpoint of a monitor signal raw waveform, its amplitude, and the spectrum of a monitor signal.

【図16】本発明に係る原子炉出力監視装置において、
発達した振動時にスペクトルに現われる高調波ピークの
例を示す図。
FIG. 16 shows a reactor power monitoring device according to the present invention.
The figure which shows the example of the harmonic peak which appears in a spectrum at the time of the developed vibration.

【図17】本発明に係る原子炉出力監視装置における規
格化されたLPRM信号変動の立体的表示例を示すもの
で、監視信号、この場合は平滑化されたLPRM信号の
変動分を、各LPRM検出器の炉心内配置に対応した位
置に、逐次的にアニメーション表示した例を示す図。
FIG. 17 shows an example of a three-dimensional display of the normalized LPRM signal fluctuation in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, in which the monitoring signal, in this case, the fluctuation of the smoothed LPRM signal is represented by each LPRM signal. The figure which shows the example which carried out the animation display sequentially in the position corresponding to the arrangement | positioning in a core of a detector.

【図18】簡易炉心運転性監視用のLPRM検出器の炉
心内配置例を示す図。
FIG. 18 is a diagram showing an example of an arrangement of an LPRM detector for simple core operability monitoring in a core.

【図19】本発明に係る原子炉出力監視装置における簡
易炉心安定性監視例であり、炉心一体振動に適用した結
果を示す、簡易安定性監視信号による炉心安定性監視例
の図。
FIG. 19 is a simplified core stability monitoring example in the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, and is a diagram of a core stability monitoring example based on a simplified stability monitoring signal, showing a result applied to core integral vibration.

【図20】本発明に係る原子炉出力監視装置における簡
易炉心安定性監視例てあり、領域振動に適用した結果を
示す、簡易安定性監視信号による領域安定性監視例の
図。
FIG. 20 is a simplified core stability monitoring example of the reactor power monitoring apparatus according to the present invention, and is a diagram of a regional stability monitoring example using a simple stability monitoring signal, showing a result of application to a regional vibration.

【図21】本発明に係る原子炉出力監視装置において、
安定性予測機能における計算の流れを、逐次的安定性監
視機能との計算の流れと併せて示したフローチャート。
FIG. 21 shows a reactor power monitoring device according to the present invention.
9 is a flowchart showing a calculation flow in the stability prediction function together with a calculation flow with the sequential stability monitoring function.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

10 原子炉 11 原子炉圧力容器 12 炉心 13 中性子束検出装置(中性子束測定手段) 14 燃料集合体 15 中性子束検出器(LPRM) 16 制御棒 17 炉心現状データ測定器 18 A/D変換器 19 プロセス制御計算機(中性子束分布算出手段) 20 入出力装置(入出力手段) 21 安定性予測装置(安定性予測手段) 22 表示装置 24 高次モード計算装置 25 監視信号計算装置(フィルタ計算装置) 26 安定性監視装置(安定性監視手段) REFERENCE SIGNS LIST 10 reactor 11 reactor pressure vessel 12 core 13 neutron flux detector (neutron flux measuring means) 14 fuel assembly 15 neutron flux detector (LPRM) 16 control rod 17 reactor core data analyzer 18 A / D converter 19 process Control computer (neutron flux distribution calculation means) 20 Input / output device (input / output means) 21 Stability prediction device (stability prediction device) 22 Display device 24 Higher-order mode calculation device 25 Monitoring signal calculation device (filter calculation device) 26 Stability Stability monitoring device (stability monitoring means)

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 宮本 志保 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuing on the front page (72) Inventor Shiho Miyamoto 8 Shinsugita-cho, Isogo-ku, Yokohama-shi, Kanagawa Inside Toshiba Yokohama Office

Claims (18)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】 原子炉の炉心内に配置された複数の中性
子束測定手段と、これらの中性子束測定手段で測定され
た中性子束検出信号に基づいて炉心内出力状態を推定す
るプロセス制御計算機と、前記中性子束検出信号に基づ
いてその検出信号変動の特徴を抽出するフィルタを備え
た監視信号計算装置と、この監視信号計算装置で所要の
フィルタが施された中性子束検出信号の値から炉心の安
定性を評価する安定性監視装置とを備え、前記監視信号
計算装置は、前記中性子束検出信号を、原子炉炉心状態
の中性子束の基本モード分布および高次モード分布に対
応する重み係数によりフィルタ処理して監視信号を生成
し、前記安定性監視装置は、前記フィルタ処理により得
られた監視信号に基づいて前記炉心の安定度を推定し、
評価するように構成したことを特徴とする原子炉出力監
視装置。
A neutron flux measuring means disposed in a reactor core of a nuclear reactor, and a process control computer for estimating an in-core power state based on a neutron flux detection signal measured by the neutron flux measuring means. A monitoring signal calculation device including a filter for extracting a characteristic of the detection signal fluctuation based on the neutron flux detection signal; and a core signal from the value of the neutron flux detection signal filtered by the monitoring signal calculation device. A stability monitoring device for evaluating stability, wherein the monitoring signal calculation device filters the neutron flux detection signal with a weight coefficient corresponding to a fundamental mode distribution and a higher mode distribution of a neutron flux in a reactor core state. Generate a monitoring signal by processing, the stability monitoring device estimates the stability of the core based on the monitoring signal obtained by the filtering process,
A reactor power monitoring device characterized in that it is configured to evaluate.
【請求項2】 前記監視信号計算装置は、基本モードと
高次モード分布として、近似的に均質炉心の中性子束分
布にあたるベッセル関数分布を用いて前記フィルタを求
めた請求項1記載の原子炉出力監視装置。
2. The reactor output according to claim 1, wherein the monitoring signal calculation device obtains the filter using a Bessel function distribution that is approximately a neutron flux distribution of a homogeneous core as the fundamental mode and higher-order mode distribution. Monitoring device.
【請求項3】 前記監視信号計算装置は、求められたフ
ィルタで、基本モード分布に相当する重みを施した出力
信号を出力する一方、この出力信号を安定性監視装置が
入力して減幅比、振動周期と振幅を求め、炉心安定性を
評価するように構成した請求項1または2記載の原子炉
出力監視装置。
3. The monitoring signal calculation device outputs an output signal weighted by the obtained filter corresponding to the fundamental mode distribution, and the stability monitoring device inputs the output signal to the reduction signal, and The reactor power monitoring device according to claim 1 or 2, wherein a vibration cycle and an amplitude are obtained to evaluate core stability.
【請求項4】 前記監視信号計算装置は、求められた上
記フィルタで、高次モード分布に相当する重みを施した
出力信号を出力する一方、この出力信号を安定性監視装
置が入力して減幅比、振動周期と振幅を求め、任意の高
次モード安定性を評価するように構成した請求項1また
は2記載の原子炉出力監視装置。
4. The monitoring signal calculator outputs a weighted output signal corresponding to a higher-order mode distribution by the obtained filter, and the stability monitoring device inputs the output signal to reduce the output signal. The reactor power monitoring device according to claim 1 or 2, wherein a width ratio, a vibration period, and an amplitude are obtained, and an arbitrary higher-order mode stability is evaluated.
【請求項5】 前記監視信号計算装置は、求められた上
記フィルタで、互いに直交する2種類の高次モード分布
に相当する重みを施した出力信号を出力する一方、この
出力信号を安定性監視装置が入力して減幅比、振動周期
と振幅を求め、領域安定性を評価するように構成した請
求項1または2記載の原子炉出力監視装置。
5. The monitoring signal calculating device outputs an output signal weighted by the obtained filter corresponding to two kinds of higher-order mode distributions orthogonal to each other, and monitors the stability of the output signal. The reactor power monitoring device according to claim 1 or 2, wherein the device is configured to calculate a width reduction ratio, a vibration period, and an amplitude by inputting to the device, and evaluate region stability.
【請求項6】 前記安定性監視装置は、監視信号計算装
置からの2種類の出力信号を位相平面上において評価
し、それぞれの振幅の違いから、領域安定性の振動中心
線を推定するように構成した請求項5記載の原子炉出力
監視装置。
6. The stability monitoring device evaluates two types of output signals from a monitoring signal calculation device on a phase plane, and estimates an oscillation center line of a region stability from a difference between the respective amplitudes. 6. The reactor power monitoring device according to claim 5, wherein
【請求項7】 前記監視信号計算装置は、求められた上
記フィルタで、任意の高次モード分布重みを、炉心方位
角方向に回転させ、その応答振幅から安定性監視装置で
高次モード分布の中心線を推定するように構成した請求
項1または2記載の原子炉出力監視装置。
7. The monitoring signal calculating device rotates an arbitrary higher-order mode distribution weight in the core azimuth direction by the obtained filter, and determines a higher-order mode distribution weight by a stability monitoring device based on a response amplitude thereof. The reactor power monitoring device according to claim 1 or 2, wherein the center line is estimated.
【請求項8】 炉心方位角方向に最適な重み係数を施し
て得られた監視信号計算装置からの出力信号より、安定
性監視装置で減幅比、振動周期と振幅を求め、任意の高
次モード安定性を評価するように構成した請求項7記載
の原子炉出力監視装置。
8. A stability monitoring device obtains a width reduction ratio, a vibration period, and an amplitude from an output signal from a monitoring signal calculation device obtained by applying an optimum weighting factor in a core azimuth direction to obtain an arbitrary higher order. The reactor power monitoring device according to claim 7, wherein the reactor power monitoring device is configured to evaluate mode stability.
【請求項9】 監視信号計算装置からの出力信号により
安定性監視装置でスペクトル密度を求める一方、安定性
監視装置は求められたスペクトル密度に基本周波数の整
数倍にあたる高調波成分の有無を確認することにより、
その高次モードの安定性に対する寄与の重要性を評価す
るように構成した請求項8記載の原子炉出力監視装置。
9. The stability monitoring device calculates a spectral density based on an output signal from the monitoring signal calculation device, and the stability monitoring device checks whether the calculated spectral density has a harmonic component equal to an integral multiple of a fundamental frequency. By doing
9. The reactor power monitoring system according to claim 8, wherein the importance of the contribution of the higher mode to the stability is evaluated.
【請求項10】 監視信号計算装置で求められた基本モ
ードおよび高次モードに関する出力信号を出力する一
方、この出力信号を安定性監視装置で評価して得られた
減幅比、振動周期、振幅およびスペクトルを出力信号応
答と共に表示装置で画面上に表示するように構成したこ
とを特徴とする原子炉出力監視装置。
10. An output signal relating to a fundamental mode and a higher-order mode obtained by a monitoring signal calculation device, and a reduction ratio, a vibration period, and an amplitude obtained by evaluating the output signal by a stability monitoring device. And a spectrum display unit for displaying the spectrum together with the output signal response on a screen by a display device.
【請求項11】 監視信号計算装置は、炉心内に配置さ
れた中性子束測定手段からの中性子束検出信号の平滑化
された変動分を求め、この変動分を安定性監視装置が入
力し、逐次的に炉心の計測位置に対応させた3次元座標
に表示装置でアニメーション表示することにより、炉心
内における出力の空間的変動を評価するように構成した
ことを特徴とする原子炉出力監視装置。
11. A monitoring signal calculation device obtains a smoothed variation of a neutron flux detection signal from a neutron flux measurement means disposed in a reactor core, and inputs the variation to a stability monitoring device, and sequentially obtains the variation. A reactor power monitoring device characterized in that it is configured to evaluate the spatial variation of power in the reactor core by displaying an animation on a display device in three-dimensional coordinates corresponding to the measurement position of the reactor core.
【請求項12】 監視信号計算装置は炉心内に配置され
た中性子束測定手段からの中性子束検出信号の平滑化さ
れた変動分に各高次モードに相当する重み分布を掛け、
高次モード変動を安定性監視装置により逐次的に炉心の
計測位置に対応させた3次元座標に表示装置でアニメー
ション表示することにより、炉心内における高次モード
の空間的変動を評価するようにしたことを特徴とする原
子炉出力監視装置。
12. A monitoring signal calculation device multiplies a smoothed variation of a neutron flux detection signal from a neutron flux measurement means disposed in a reactor core by a weight distribution corresponding to each higher-order mode.
The higher-order mode fluctuations are evaluated by the stability monitoring device, and the spatial fluctuations of the higher-order modes in the core are evaluated by displaying animations on the display device in three-dimensional coordinates corresponding to the measurement positions of the core sequentially. A reactor power monitoring device characterized in that:
【請求項13】 監視信号計算装置は、利用できる中性
子束検出信号が少ない場合には、炉心中心部から等距離
にある周辺部の中性子束検出信号を用いて簡易的な出力
信号を算出し、算出された出力信号から安定性監視装置
は減幅比と振幅を求め、領域安定性を評価するように構
成したことを特徴とする原子炉出力監視装置。
13. The monitoring signal calculation device calculates a simple output signal using a neutron flux detection signal at a peripheral portion equidistant from the core center when the available neutron flux detection signal is small, A reactor power monitoring device, wherein the stability monitoring device is configured to obtain a reduction ratio and an amplitude from the calculated output signal and evaluate the regional stability.
【請求項14】 監視信号計算装置は、各中性子束検出
信号をそれぞれの直流値で規格化し、絶対値が等しく、
それぞれ半数ずつで符号を正負とした重み係数を用いて
簡易的な出力信号を算出し、出力された出力信号から安
定性監視装置は減幅比と振幅を求め、領域安定性を評価
するように構成した請求項13記載の原子炉出力監視装
置。
14. The monitoring signal calculation device normalizes each neutron flux detection signal with a respective DC value, and has an absolute value equal to each other.
A simple output signal is calculated using a weighting coefficient with a sign being positive and negative for each half, and the stability monitoring device obtains a reduction ratio and an amplitude from the output signal to evaluate the region stability. 14. The reactor power monitoring device according to claim 13, which is configured.
【請求項15】 監視信号計算装置は、重み係数の符号
を反転させる中心線が互いに直交した2種類の重み係数
を用いて求められた出力信号を出力する一方、この出力
信号から安定性監視装置は減幅比と振幅を求めて領域安
定性を簡易的に評価するように構成した請求項13記載
の原子炉出力監視装置。
15. A monitoring signal calculating device outputs an output signal obtained by using two types of weighting factors whose center lines for inverting the signs of the weighting factors are orthogonal to each other, and outputs a stability monitoring device from the output signal. 14. The reactor power monitoring apparatus according to claim 13, wherein the apparatus is configured to obtain a reduction ratio and an amplitude to easily evaluate the region stability.
【請求項16】 最新の炉心管理データを基に、物理モ
デルに基づいた安定性解析モデルをプロセス制御計算機
または安定性予測装置が備え、安定性予測装置は任意の
運転点における炉心・チャンネル・領域安定性を予測す
るように構成したことを特徴とする原子炉出力監視装
置。
16. A process control computer or a stability predicting device comprising a stability analysis model based on a physical model based on the latest core management data, wherein the stability predicting device includes a core, a channel, and a region at an arbitrary operating point. A reactor power monitoring device configured to predict stability.
【請求項17】 安定性予測装置は、運転点変更に伴っ
て変化するパラメータで、物理モデル化されていない部
分を、予め変化する運転点範囲内において関数近似化し
ておき、最新の運転管理データからの偏差として、安定
度を予測する運転点におけるパラメータ評価を行なうよ
うに構成した請求項16記載の原子炉出力監視装置。
17. The stability predicting device approximates a function that is not a physical model with a parameter that changes with a change in an operating point within a range of an operating point that changes in advance, and updates the latest operation management data. 17. The reactor power monitoring apparatus according to claim 16, wherein parameter evaluation is performed at an operating point for predicting stability as a deviation from the reactor power.
【請求項18】 安定性予測装置で予測された炉心・領
域安定性減幅比と、監視信号計算装置および安定性監視
装置で評価された運転時の炉心・領域安定性減幅比と
を、比較することにより、安定性予測装置は予測機能の
精度を学習により向上させたことを特徴とする原子炉出
力監視装置。
18. A core / region stability reduction ratio predicted by the stability prediction device and a core / region stability reduction ratio during operation evaluated by the monitoring signal calculation device and the stability monitoring device, A reactor power monitoring device, wherein the stability prediction device improves the accuracy of the prediction function by learning by comparison.
JP34209298A 1997-12-01 1998-12-01 Reactor power monitoring device Expired - Fee Related JP3847988B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP34209298A JP3847988B2 (en) 1997-12-01 1998-12-01 Reactor power monitoring device

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP9-347120 1997-12-01
JP34712097 1997-12-01
JP34209298A JP3847988B2 (en) 1997-12-01 1998-12-01 Reactor power monitoring device

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH11231089A true JPH11231089A (en) 1999-08-27
JP3847988B2 JP3847988B2 (en) 2006-11-22

Family

ID=26577148

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP34209298A Expired - Fee Related JP3847988B2 (en) 1997-12-01 1998-12-01 Reactor power monitoring device

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP3847988B2 (en)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007078559A (en) * 2005-09-15 2007-03-29 Toshiba Corp Device and method for measuring temperature of core coolant, and reactor monitor
JP2007538229A (en) * 2004-04-23 2007-12-27 アレバ エヌピー インコーポレイティド Protection of the furnace core from unstable density wave oscillation (oscillation)
JP2010085183A (en) * 2008-09-30 2010-04-15 Toshiba Corp Power monitoring device
JP2011137701A (en) * 2009-12-28 2011-07-14 Toshiba Corp Device and method for monitoring reactor power
WO2011142383A1 (en) 2010-05-14 2011-11-17 株式会社東芝 Output monitoring device for nuclear reactor
JP2011242168A (en) * 2010-05-14 2011-12-01 Toshiba Corp Nuclear reactor power monitoring device and method therefor
JP2013510309A (en) * 2009-11-06 2013-03-21 シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー Method and system for moving a nuclear fuel assembly in a fission reactor
JP2015224945A (en) * 2014-05-27 2015-12-14 株式会社東芝 Stability arithmetic monitoring device, reactor power stability monitoring system and reactor power stability monitoring method
JP2019215678A (en) * 2018-06-12 2019-12-19 株式会社東芝 Cooperative analysis system of multiple programs and cooperative analysis method
CN114242275A (en) * 2021-11-18 2022-03-25 中广核研究院有限公司 Protection system

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007538229A (en) * 2004-04-23 2007-12-27 アレバ エヌピー インコーポレイティド Protection of the furnace core from unstable density wave oscillation (oscillation)
JP2007078559A (en) * 2005-09-15 2007-03-29 Toshiba Corp Device and method for measuring temperature of core coolant, and reactor monitor
JP4723963B2 (en) * 2005-09-15 2011-07-13 株式会社東芝 Core coolant temperature measuring device, core coolant temperature measuring method, and reactor monitoring device
JP2010085183A (en) * 2008-09-30 2010-04-15 Toshiba Corp Power monitoring device
JP2013510309A (en) * 2009-11-06 2013-03-21 シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー Method and system for moving a nuclear fuel assembly in a fission reactor
JP2011137701A (en) * 2009-12-28 2011-07-14 Toshiba Corp Device and method for monitoring reactor power
WO2011142383A1 (en) 2010-05-14 2011-11-17 株式会社東芝 Output monitoring device for nuclear reactor
JP2011242168A (en) * 2010-05-14 2011-12-01 Toshiba Corp Nuclear reactor power monitoring device and method therefor
US9177676B2 (en) 2010-05-14 2015-11-03 Kabushiki Kaisha Toshiba Nuclear reactor power monitor
JP2015224945A (en) * 2014-05-27 2015-12-14 株式会社東芝 Stability arithmetic monitoring device, reactor power stability monitoring system and reactor power stability monitoring method
JP2019215678A (en) * 2018-06-12 2019-12-19 株式会社東芝 Cooperative analysis system of multiple programs and cooperative analysis method
CN114242275A (en) * 2021-11-18 2022-03-25 中广核研究院有限公司 Protection system

Also Published As

Publication number Publication date
JP3847988B2 (en) 2006-11-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Hashemian On-line monitoring applications in nuclear power plants
KR101488549B1 (en) Doppler reactivity coefficient measuring method
JP5954902B2 (en) How to monitor the power distribution of a reactor core
RU2613584C2 (en) Method and device for analyzing quality of electric power in three-phase electrical network
EP0396321A2 (en) A nuclear reactor core model updating method
EP0238299B1 (en) Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor
US6339629B1 (en) System for monitoring power of nuclear reactor
JPH02245696A (en) Method and apparatus for analyzing operting state of plant
JP3847988B2 (en) Reactor power monitoring device
US5406598A (en) System for monitoring power of nuclear reactor
Trethewey et al. A spectral simulation approach to evaluate probabilistic measurement precision of a reactor coolant pump torsional vibration shaft crack monitoring system
CN102955980B (en) For adjusting the system and association circulating power generation system of the temperature of operation steam
JPH0545490A (en) Monitoring device for reactor power
JPH04232497A (en) Apparatus for monitoring output distribution of core, reactor protecting apparatus, detector apparatus for core of reactor and method for monitoring coreof reactor
Vegh et al. Implementation of new reactivity measurement system and new reactor noise analysis equipment in a VVER-440 nuclear power plant
Demazière Development of a noise-based method for the determination of the moderator temperature coefficient of reactivity (MTC) in pressurized water reactors (PWRs)
Wood et al. Modeling and analysis of neutron noise from an ex-core detector at a pressurized water reactor
CN104795116A (en) Vibration monitoring system and method
JPH1010276A (en) Method and system for coolant flowrate measurement in reactor core
Trenty et al. SINBAD, a data base for PWR internals vibratory monitoring
Wu et al. Stochastic modeling of on-line BWR stability
JPH08304125A (en) Plant diagnosing apparatus
JPH09211176A (en) Tester for power range monitor
JPH06129882A (en) Plant monitoring apparatus
JPH05134079A (en) Monitoring apparatus of reactor power distribution

Legal Events

Date Code Title Description
A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20050318

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20050329

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20050530

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20060822

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20060824

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090901

Year of fee payment: 3

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100901

Year of fee payment: 4

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110901

Year of fee payment: 5

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110901

Year of fee payment: 5

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120901

Year of fee payment: 6

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120901

Year of fee payment: 6

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130901

Year of fee payment: 7

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees