JPS61283897A - 原子炉圧力容器の健全性のオンライン監視・解析装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、通常及び異常時の流体温度及び圧力過渡状態
中に、流体を収容している容器、特に原子炉容器の健全
性をオンライン方式で監視し解析する方法及び装置に関
するものである。更に具体的には、本発明は、原子炉容
器の場合、放射脆化（ｒａｄｉａｔｉｏｎ　ｅｍｂｒｉ
ｔｔｌｅｓ＋ｅ＠ｔ）の影響を考慮に入れて、選択され
た臨界的な個所における容器の全厚に渡り、割れの発生
開始及び停止に要求される基準非延性過渡温度と実際の
基準非延性過渡温度との間におけるマージンに関する可
視表示をプラントのオペレータに提示することに関する
ものである。また、本発明は、滞流状態下で低温水冷却
材を炉心冷却のために注入している間でも、原子炉圧力
容器の臨界的な個所における原子炉冷却材の温度を正確
に測定するための技術をも包摂するものである。

先ｊ」え貨− 原子炉の炉心が収容される圧力容器は、公称４０年の寿
命期間に渡り、原子炉冷却材の温度及び圧力変化により
生ずる応力に曝される０通常の運転中は、この種の応力
の大きさ及び変化率は中程度のものであり、予測される
荷重に耐える大きな安全マージンで設計された圧力容器
に対してはそれ程顕著な悪影響を及ぼすことはない、こ
のような通常の運転には、応力を予め規定された限界内
に維持する目的で、規制スケジュールが厳格に順守され
るヒートアップ（加熱）及びクールダウン（冷却）運転
が含まれる。

冷却材喪失事故（ｔＯＣ＾）のような成る種の異常な運
転中には、通常の運転中に生ずる過渡状態を遥かに越え
るような温度及び（又は）圧力過渡状態が起こり得る。

異常事象の中には、圧力容器自体にそれ程由々しい応力
を生じない事象もあり得るが、初期の問題を軽減するた
めに、原子炉内へ冷却水を注入するような補正処置で、
圧力容器の健全性が脅威に曝されるような過渡状態も起
り得る。

原子炉の圧力容器は、縦方向及び円周方向の継目に沿っ
て溶接された鋼板から製作された円筒状の包囲物であり
、半球状の端部を有する。上部の半球状の端部もしくは
蓋体は、内部構造に対しアクセスするために取り外し可
能である。加圧水型原子炉の場合、典型的には２つない
し４つ設けられている原子炉冷却材ループの各々に対す
る入口ノズル及び出口ノズルは圧力容器壁に溶接されて
いる。大きな熱過渡状態により生じる応力で割れに発展
し得る傷が見つけられる可能性が高い個所は、典型的に
はこのような溶接部である。一般に、圧力容器が曝され
る中性子放射により金属が脆化することにより問題は複
雑になり、影響が最も大きい炉心のレベルでの溶接部が
最大の関心事となる。

原子力発電プラントのオペレータにとっては、非延性破
損に関し原子炉容器の状態を常番こ注意していることが
必要とされる。現在、この状態を認識するのにオペレー
タには２つの手段が利用可能である。即ち、標準ヒート
アップ／クールダウン曲線と、最近開発された状態樹形
化（ｓｔａｔｕｓ　ｔｒｅｅ）方法である。ヒートアッ
プ／クールダウン曲線は、許容し得る圧力及び温度領域
を画定するものであって、原子炉の通常の起動及び運転
停止中に使用するように米国原子力規制委員会（ｌＲｃ
＝　ＮｕｃｌｅａｒＲｅｇｕｌａｔｏｒｙ　Ｃｏｍｍ１
ｓｓｉｏｎ）により勧告されている。

これ等の曲線は、アメリカ機械学会ボイラー・圧力容器
コード（Ａｍｅｒｉｃａｎ　５ｏｃｉｅｔｙ　ｏｆ　Ｍ
ｅｃｈａｎｉｃ＠ｌＥｎｇｉｎｅｅｒｓ　Ｂｏｉｌｅｒ
　ａｎｄ　Ｐｒｅｓｓｅｕｒｅ　Ｖｅｓｓｅｌ　Ｃｏｄ
ｅ）の第■節付記Ｇに従って導出される。異常事象中に
も、これ等の曲線を用いて、温度及び圧力過渡状態がこ
れ等の曲線により設定される限界内に留まっているかど
うかを判定することができる。加圧の熱衝撃事象中に容
器の健全性を評価する目的でｒＩ！４発されたことが明
瞭であるこの状態樹形化方法では、最悪の事態に到る温
度の段階的変化を想定し、オフラインで破壊メカニズム
の解析を行うことにより特定のプラントに対する圧力及
び温度境界を設定して、該境界に接近する際又は該境界
が越えられる際に取るべき処置についての指示が与えら
れる。

これ等の現在利用可能である容器の健全性状態の判定方
法は双方共に、下記のような点で限界がある。即ち、１
）これ等の方法は容器状態を測定するのに単時間依存性
アプローチが採用されている。実際、破壊メカニズムと
いう問題は、容器の温度及び圧力双方の関数であるが極
めて時間依存性の高い関数であり、オペレータには、プ
ラントがクールダウン過渡状態から回復し安定化する際
に、容器壁における傷発生に対する実際のマージンに関
する正確な知識が与えられないので、オペレータは状態
の情報に関し、数値化できない過度に控え目な評価を取
らざるを得ない、２）２つの方法は共に、現在の原子炉
容器温度の指示情報としてコールドレッグの抵抗形温度
検出器（ＲＴＤ）の温度を用いているので、特に滞流ル
ープ状態下における安全注入流の結果として熱的層状化
が生じた場合、測定結果に不確実性が導入され、求めら
れた状態は潜在的に不正確なものとなる可能性がある。

３）２つの方法は共に、成る状態を認識するためにクー
ルダウン履歴のオペレータによる判読を要求する。この
作業は、時として、事故状態下で行わなければならない
時間を消費する主観的な作業である。

現在の慣行においては、米国原子力規制委員会（ＮＲＣ
）は、熱的過渡中にヒートアップ／クールダウン曲線の
限度が越えられた場合、原子炉を出力状態に戻す前に解
析を行って、容器に潜在的傷を発生した可能性のあるよ
うな状態が生じたかどうかを判断することを要求してい
る。このような解析は、事後的に行われるものであり、
解析結果から臨界状態に達しなかったことが示された場
合には、プラントを出力状態に戻すのに遅れが入る。

勿論、解析結果から、臨界状態が存在したことが明らか
になった場合には、精密な検査及び（又は）修理を行わ
なければならない。

異常なプラント過渡状態の事後解析においては、事象か
ら得られたデータを用いて、選択された臨界的個所もし
くは部位における容器壁を横切る方向の温度及びそれに
伴う応力の分布プロフィールが決定される。破壊メカニ
ズムの解析手法を適用することにより、応力分布プロフ
ィールを用いて、容器がどの程度非延性破損に近づいた
可能性があるかを計算する。特に、この手法においては
、臨界的個所における異なった深さの傷を想定して、こ
のような傷毎に、□材料の状態及びフルエンスの関数で
ある実際の基準非延性過渡温度ＲＴｎｄｔとクラックの
発生に要求される「所要」の非延性過渡温度ＲＴｎｄｔ
との間のマージンを計算する。全ての仮想した傷に対し
ＲＴｎｄｔマージンの予め設定された限界が越えられて
いない場合には、過渡状態により損傷は発生しなかった
と仮定する。かかる熱衝撃事象の事後的破壊メカニズム
解析手法の適用に関しては、アメリカ機械学会により１
９７５年に発行されたＣ、Ｂ、ブヒャレット（Ｂｕｃｈ
ａｌｅｔ）及び−」、パンフォード（ＢＲ＋＊ｆｏｒｄ
）著の論文「苛酷な熱過渡状態下における原子炉容器の
破壊メカニズムの解析方法（Ｍｅｔｈｏｄ　ｆｏｒ　Ｆ
ｒａｃｔｕｒｅ　Ｍｅｃｈａｎｉｃｓ＾ｎａｌｙｓｉｓ
　ｏｆＮｕｃｌｅａｒ　　Ｒｅａｃｔｏｒ　　Ｖｅｓｓ
ｅｌｓ　　Ｕｎｄｅｒ　　５ｅｖｅｒｅ　　Ｔｈｅｒｍ
ａ１丁ｒａｎｓｉｅｎｔｓ）　Ｊに論述されている。

先回！」１」 本発明の主たる目的は、温度及び圧力状態が変動する流
体を収容している容器、特に原子炉の圧力容器の状態健
全性に関する正確で容易に理解されるオンライン実時間
表示を可能にすることにある。

また、本発明の目的は、流れ停滞状態下での安全注入中
でも、圧力容器の臨界的な部位に隣接する原子炉冷却材
の温度の測定に際し、改良された精度で上述の目的を達
成することである。

本発明の他の目的は、オペレータに対し、選択された臨
界的な圧力容器部位における非延性破損に対する現在の
マージンの実時間可視指示を与える表示を発生すること
により最初に述べた目的を実現することである。

本発明によれば、変動する温度及び圧力状態に曝される
流体を収容している容器のオンラインでの実時間破損メ
カニズムの解析は、流体の温度及び圧力を監視し、それ
により、容器壁を横切る方向における対象となる全ての
傷の深さについて、容器における選択された臨界的個所
での非延性破損に対するマージンの実時間表示を発生す
ることにより達成される。更に詳細に述べると、流体の
温度及び圧力における過渡状態の結果として傷発生開始
に必要な「所要」基準非延性過渡温度ＲＴｎｄｔの容器
壁における分布を出して、実際のＲＴｎｄｔの分布と共
に表示し、これ等２つのパラメータの可視的比敦を可能
にする０表示された実際のＲＴｎｄｔ及び「所要」ＲＴ
ｎｄｔ分布間の間隔で、各臨界的部位での容器壁の横断
方向における全ての深度に渡り、非延性破損に対するマ
ージンの可視的表示が与えられる。傷発生の所望ＲＴｎ
ｄｔが任意の深さにおいて、実際のＲＴｎｄｔと交差し
、傷発生（開始）状態の存在を示すと、傷伝播停止のた
めの「所要Ｊ　ＲＴｎｄｔの分布が出されて、傷発生の
ための「所要Ｊ　ＲＴｎｄｔ及び実際のＲＴｎｄｔと共
に表示され、それにより、存在する傷の進行（伝播）が
終わる深さの実時間可視表示が与えられる。「所要」Ｒ
Ｔｎｄｔは、流体温度及び圧力における過渡状態に起因
する実時間応力強度係数を表わす信号及び実時間破損開
始靭性又は、場合により傷進行停止靭性を表わす信号を
発生し、応力強度係数が、容器壁を横切る方向における
深さに渡り破損開始もしくは停止靭性に等しくなるＲＴ
ｎｄｔを求めることにより発生される。

原子炉に適用する場合には、連続したオンライン方式で
高速中性子フルエンスをも監視して、放射脆化の影響を
も考慮しＲＴｎｄｔを発生するのに用いる０時間の関数
として容器の実際のＲＴｎｄｔに影響を与える他の因子
をも同様に監視し考慮することができよう。

また、本発明は、原子炉圧力容器における臨界的な部位
の冷却材温度をより正確に測定することにも向けられる
。この目的で、コールドレッグ導管内及び原子炉炉心入
口で、言い換えるならば冷却材が容器内壁の臨界的な部
位を循環する前及び後で、温度が測定される。このよう
な温度読取りは、各原子炉冷却材ループについて行われ
、流れ状態を決定するために解析される。予め設定され
た狭い限界内にある読み量は通常の強制流を表わし、そ
して２つの測定値を単に平均化するだけで、容器内壁に
沿う冷却材の温度が最善の仕方で求められる。２つの部
位における温度読取り量の差が大きい場合には、これは
、関連のループにおける停滞流を意味する。このような
状態下においては、測定された温度を容器内壁における
実際の温度に関係付ける経験的に求められた変換係数を
、上記の平均化を行う前に測定温度に加味する。

圧力読み量及び破損靭性に対し適当な安全係数を加味す
ることにより、本発明は、通常のヒートアップ及びクー
ルダウン事象中効果的な特性を与えるための可視案内情
報を提示するのに適用することができる。最適性能プロ
フィールが不慮にも越えられた場合には、容器の健全性
に対する脅威が実際に発生したかどうかを決定するため
に、直ちに容器の健全性解析を実施することができる。

容器の健全性に関する深部での実時間解析に基き、明瞭
且つ明確な可視表示がオペレータに与えられるのに加え
て、解析の結果、容器の健全性が脅かされている場合に
は、適当な応答を行わせるためにオペレータに対し勧告
を与えることができる。

本発明は上に述べた機能を実施するための方法及び装置
を含むものであり、添付図面を参照しての以下の詳細な
説明から本発明の十分な理解が得られるであろう。

ｔの 第１図は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の原子力蒸気供給
系統１に対する本発明の適用を簡略に図解する図である
が、本発明は、他の原子炉系統にも適応可能であり、そ
して変動する温度や圧力状態に曝される流体を収容して
いる他の容器や導管にも適応可能であることを理解され
たい、第１図に示した原子力蒸気供給系統１は、熱を発
生するために、制御された速度で核分裂反応が促進され
る原子炉（ユニットもしくは原子炉ユニット）３を含む
３ルーズの加圧木型原子炉（ＰＷＲ）システムである。

軽水の形態にある原子炉冷却材は、核分裂反応によって
発生される熱を吸収するために原子炉を循環し、３つの
ループＡ％Ｂ及びＣにおけるホットレッグ導管５を経て
、蒸気発生器７の形態にある熱交換器へと通され、該蒸
気発生器７において、冷却材により搬送されている熱エ
ネルギは二次ループ（ｒＭ示せず）に蒸気を発生させ、
この蒸気は、電力を発生するタービン・発電機を駆動す
るのに用いられる。冷却材は、それぞれ原子炉冷却材ポ
ンプ１１＾、ＩＩＢ及びＩＩＣによりコールドレッグ導
管９＾、９Ｂ及び９Ｃを経て蒸気発生器７＾、７Ｂ及び
７Ｃから原子炉３に戻される。加圧器１３が原子炉の冷
却材圧力を調整する。この冷却材圧力は、典型的には、
出力を発生している原子炉において約２２５０ｐｓｉで
ある０本発明においては、圧力測定手段、即ち圧力変換
器（トランスジューサ）１５によって測定される原子炉
冷却材圧力と、温度測定手段、即ち抵抗湿温度検出器（
ＲＴＤ）１フによって測定されるコールドレッグの温度
と、検出器１９仁よって測定される中性子束とが利用さ
れる。尚、これ等の変換器及び検出器は、慣用の原子炉
制御、監視及び保護装置の一部分である。また、本発明
の１つの側面によれば、炉心入口温度を測定する熱電対
（ＴＣ）２１も温度測定手段として用いられる。これ等
経ての測定の結果は、汎用ディジタル・コンピュータ手
段２３によって処理される。該コンピュータ２３は、以
下に述べる機能を実行して、容器状態信号を供給手段２
５ｍにより可視表示装置２５に供給し、そこに可視表示
を発生する働きをなす、コンピュータ２３は、監視目的
で現在用いられているプラント・コンピュータとしても
良いし、或は、別個の専用コンピュータとすることもで
きる。

第２図に示しであるように、典型的な加圧水型原子炉３
は、円筒状の中央部分２９と、該中央部分に参照数字３
３で示すように溶接された半球状下部蓋体部分３１と、
中央部分２９の上端のフランジ３フにボルト留めされた
着脱可能な半球状！＃３５とを備える鋼製の原子炉圧力
容器２７を有している０円筒状の中央部分ｚ９は、臨界
的な個所である長手方向の溶接部３８及び円周方向の溶
接部３９に沿って溶着された鋼板から製作されている。

各ループに対する入口ノズル４１及び出口ノズル４３（
各ループについて１つだけ示す）は、参照数字４５で示
すように圧力容器の中央部分２９の上部領域は溶着され
ており且つそれぞれ、ループのコールドレッグ導管９及
びホットレッグ導管５に接続されている。

圧力容器２７の内部でその内壁４９から半径方向内向き
に離間して上部フランジ３フから懸持されている炉心槽
４フは、環状降水領域５１を画成している。

炉心槽４フの下端部は、下部炉心支持構造５３に接続さ
れており、一方、該下部炉心支持構造５３は、それに設
けられたキー及び容器内壁４９に設けられたＵリンクブ
ロックにより容器内に位置付けられ、そして上記内壁４
９は、降水領域５１を゛容器の半球状の下部蓋体部分３
１の内部５７鎧連通させる通路５５を画成している。参
照数字５９で略示した炉心は、炉心槽４フの内部で上部
炉心支持板６１と下部炉心支持板６３との問（装着され
ている。下部炉心支持構造５３は付加的な開口６５を有
しており、これ等の開口６５を介し、容器の半球状の下
部蓋体部３１の内部は、下部炉心板６３の下側に存在す
る炉心入口領域６）と連通している。上部炉心板６１の
上方には、原子炉の制御棒及び駆動機構（図示せず）が
配設されている領域６９が存在する。この領域６９は、
出口ノズル４３と整列して炉心槽に設けられているノズ
ル部フ１により、ホットレッグ導管５に結合されている
。

第２図に矢印で示すように、コールドレッグ導管９から
の原子炉冷却材は、入口ノズル４１を介して圧力容器内
に流入し、降水領域５１を経て下向きに流れて圧力容器
の内壁４９に沿い循環する。降水領域から冷却材は通路
５５を経て領域５フに流入し、そこから上向きに開口６
５を通流して入口領域６フに流入する０次いで、冷却材
は炉心５９を経て上向きに循環し、該炉心５９で、核分
裂反応により発生する熱を吸収する。かくして加熱され
た冷却材は領域６９内へと流れ、該領域６９から、出口
ノズル４３を介して各ループのホットレッグ導管５に放
出される。

原子ｆが出力を発生して運転されている場合には、コー
ルドレッグ導管９を経て戻って来る原子炉冷却材の温度
は、典型的に約５５０下である。定常状態の条件下にお
いて、圧力容器の肉厚の壁は、全体に亘り非常に均等な
温度に達している。しかし原子炉圧力容器の大きな質量
が原因で、冷却材の温度に変動が生ずると肉厚の内壁を
横切る方向における温度分布に、無視し得ない相当大き
な変化が生ずる。この温度勾配により冷却材温度の値及
びその変化率の関数である応力が発生する。また、この
原子炉圧力容器に生ずる応力は、冷却材の圧力の関数で
もある０通常の運転条件下において、温度及び圧力過渡
状態は、圧力容器の内壁に、その健全性に対して脅威と
なるような応力を発生することはない、起動及び通常の
運転停止中は、温度及び圧力の変化は、ＮＲＣにより規
制された限界内に留まるように制御され、この場合にも
容器の健全性に対する脅威は生じない。

しかし、成る種の異状条件もしくは状態下においては、
安全注入系（図示せず）は、炉心５９を冷却するために
導管７３を介して、コールドレッグ導管９内に高いホウ
素添加量の低温冷却材を注入する。

その結果として圧力容器の内壁に沿い循環している冷却
材の温度に変化が生じ、容器の健全性に対し潜在的脅威
となる大きな応力が発生し得る。一般に、どの型の容器
においても、由々しい熱又は圧力過渡状態により発生す
る応力に起因する非延性破損を最も受は易い同定可能な
個所が存在する。

このような問題の個所（臨界的な個所とも称する）もし
くは部位は、典型的に溶接部４５、特に脆化を生ぜしめ
るフルエンスが最も大きい炉心５９に隣接する溶接部で
ある。

一般的なＰＷＲ（加圧木型原子炉）は、制御、監視及び
保護の目的で原子炉の冷却材温度を測定するために、コ
ールドレッグ導管９内に配設された抵抗形温度検出器（
ＲＴＤ）フ５のような温度測定手段を備えている０通常
の流れ状態下においては、これ等のＲＴＤは、圧力容器
の内壁４９に沿って循環する原子炉冷却材の温度を殆ど
総ての目的に対して合理的な範囲内で正確に測定する。

しかし、熱衝撃過渡状態下で圧力容器における非延性破
損に対するマージンをより正確に決定するのを可能にす
ることを企図する本発明によれば、降水領域５１におい
て原子炉の温度をより正確に測定することが望ましい。

一般番こ、ＰＷＲには、中性子束検出器のような固定又
は可動のセンサに対し、炉心内で接近を可能にするため
に、下部から炉心を通り上方に延びる計装シンプル即ち
案内管７７が設けられている０本発明によれば、炉心板
６３の下方の炉心入口領域６７においてこれ等の計装シ
ンプルの幾つかのものに温度測定手段、即ち熱電対（Ｔ
Ｃ）２１が設置される。

この場合、下部炉心板６３は熱電対を炉心５９により放
出される過度の放射から保護する。これ等の熱電対は、
この領域における冷却材の温度のより正確な測定を行な
う。

第３図は、典型的な３ループＰＷＲの炉心５９を構成す
る成る燃料セルフ９における本発明による熱電対２１の
適当な配縁を図解する平面図である。計装シンプルは、
総ての燃料セルに設けられるのではなく、代表的な中性
子束測定を行なうパターンで炉心を横切って分布するよ
うに設けられる０代表的な炉心冷却材温度測定は、関連
のループを表わすアルファベットを付けた参照数字２１
により示される個所でシンプル内に熱電対を配設するこ
とにより得られる。黒い点は、各ループに対する冗長熱
電対測定のための場所を例示するものであり、他方、白
い円は、高信頼性が望まれる場合に各ループに対する第
３の測定点として適した場所を示す０図面から明らかな
ように、各ループの熱電対は、関連のループに対する入
口ノズルと実質的に垂直方向に整列して設けられる。尚
、第３図において半径方向の矢印は、ループの入口ノズ
ルを表わす。

第４図は、本発明で使用するのに適した炉内複合計装シ
ンプルフ７を示す、このシンブルは、外側の管８１と、
偏心関係で取り付けられた内側の管８３とを備えており
、該内側の管８３内には、移動可能な炉内中性子束検出
器（図示せず）が受は入れられる。冗長数（図示の例で
は３）の入口側熱電対のリード線２１．、ａが、内側及
び外側管間の空間８５内に挿入されており、そして、冷
却材が炉心を去る際の温度を測定するために成る数の炉
心出口側熱電対のリード線８フが設けられている。

本発明の教示によれば、降水領域における原子炉冷却材
の温度を一層正確に測定する目的で、炉心入口領域にお
ける熱電対読取り量が、コールドレッグ導管においてＲ
ＴＤにより行われる温度測定と関連して用いられる０通
常の流れ条件下では、冷却材が降水領域を通流する前も
後も、これ等の２つの場所における温度は感知し得る程
に異なることはなく、２つの読取り量を平均して、圧力
容器の内壁４９が曝される冷却材の温度を測定する。

このことはは、原子炉の冷却材ポンプが作動しておりル
ープ内を循環する高温冷却材と低温注入水との混合が行
われている限り、コールドレッグ導管へ低温ホウ素添加
水の安全注入を行なっている間も、事実である。しかし
、成る種の異状な事象の進行中は、１つ又は複数のルー
プ内の原子炉冷却材の通常の流れは停止するか或は初期
事象に応答してオペレータにより停止せしめられる。こ
のような滞流条件下においてコールドレッグ導管に注入
される低温水は層状化する傾向となり、その結果、ＲＴ
Ｄの温度読取り量は必ずしも、圧力容器の内壁４９に沿
って循環する冷却材の温度を表さなくなり得る。滞流状
態下における層状パターンには、合理的な範囲内で一貫
性があり、従って、各原子炉設計毎に、経験的に、ＲＴ
Ｄ温度読取り量及び入口熱電対温度読取り量の双方を変
換するための変換係数を求めておくことができる。この
方法により容器の内壁に沿って流れる冷却材の温度を一
層正確に測定することにより、容器の健全性の解析にお
いて控え目に評価する必要性は軽減され、それにより原
子炉の運転マージンが高められる。

そこで本発明によれば、監視の目的で容器内の１つ又は
複数の臨界的な部位もしくは個所が圧力容器の設計にお
いて選択される。既に述べたように、このような臨界的
な部位は溶接部、特に高速中性子のフルエンスが最も高
い炉心に隣接した溶接部であって溶接材料が最も由々し
く脆化する溶接部に最も多く見られる。典型例において
は、監視の目的で、このような幾つかの臨界的な部位の
うちの１つの部位が選択される。これ等の部位の各々の
幾何学的因子、熱的性質、銅及びニッケル含有量を含む
物理的特性量がコンピュータに供給される。中性子束を
監視し、時間で積分して各臨界的部位におけるフルエン
スを測定する。臨界的な部位の各々に対する原子炉冷却
材の温度は、適用可能な場合冷却材滞流に対する適当な
変換係数を用いて、ＲＴＤ及び入口熱電対（ＴＣ）から
連続的に測定する。斯くして測定された温度は、原子炉
冷却材圧力のオンライン測定及びフルエンス測定と共に
、破損解析により臨界的部位における容器の健全性の実
時間オンライン解析を行うのに用いられる。この種の解
析は、温度及び圧力の変化率が異常状態を表示する時に
は自動的に行われる。ヒートアップ及びクールダウン中
、先に述べたアメリカ機械学会コードの第■節付記Ｇの
基準が順守されているかどうかを監視し、それが守られ
なくなる危険性がある場合には、圧力容器が非延性破損
にどの程度接近しているかを判断するために直ちに解析
が行われる。

次に、プラントからデータを捕集して容器の健全性に関
する実時間オンライン解析を行うディジタル・コンピー
タ２３により実行されるプログラムを示す第５図〜第８
図のフローチャートを参照して、本発明による動作をよ
り詳細に説明する。最初に、第５図のブロック８９に示
しであるように、容器の健全性に関する解析を必要とす
る程に十分な大きさの圧力及び（又は）温度過渡状態が
進行中であるかどうかを指示するフラグを「偽（ＦＡＬ
ＳＥ）　Ｊにセットする。そこでプログラムは、ブロッ
ク９１に示す次の走査時間だけ待機する。走査時間は、
起こり得る異状事象の開度及び適切な応答に要求−され
る時間を考慮して選択される。適当な期間は、約１〜２
分である。ブロック９３で走査が開始されると、トラン
スジューサ（変換器）１５により測定される現在の原子
炉冷却材圧力ｐ（ｔ）が読み出されて、ブロック９５で
工学単位に変換され較正される。ブロック９フにおいて
、この現在の圧力信号即ち圧力読み量が、先行の走査で
記録された読み量を、潜在的に由々しい圧力過渡状態を
表す量ｅｐだけ越えていると判定されると、ブロック９
９で解析フラグは「真（ＴＲｔｌＥ）Ｊにセットされる
０例として、圧力過渡状態に基づく解析のためのトリガ
点として、約７５ｐｓ　ｉの変化を選択することができ
よう。

圧力をチェックした後に、各原子炉冷却材ループにおけ
る冷却材の温度を、ブロック１０１で入るプログラム・
ループで逐次求める。第６図に示しであるこのプログラ
ム・ループにおいては、抵抗層温度検出器ＲＴＤによっ
て測定されるコールドレッグ導管内の原子炉冷却材の温
度が読み取られて、ブロック１０３で工学単位に変換さ
れ較正される。

典型的には、各コールドレッグには冗長ＲＴＤが設けら
れており、そして他の目的でこのような温度測定を既に
採用しているプラントの他の部分で、個々の信号が有効
性に関しチェックされ、当該ループに対し合成読み量が
発生される。コールドレッグのこの温度値は、ブロック
１０５において先行の走査で記憶されている値と比較さ
れ、予め選択された値”ＲＴＤ、例えば５下だけ異なっ
ており解析を要求する相当な過渡状態を示した場合には
、ブロック１０７で解析フラグは「真」にセットされる
。

次に、当該ループに対する冗長入口熱電対信号がそれぞ
れ、ブロック１０９で読み取られ、工学単位に変換され
、較正されて互いに比較される。ブロック１１１　Ｇこ
おいてこの相互比較から、読み量が有効であると判定さ
れた場合には、平均化する等によりブロック１１３で当
該ループに対する合成熱電対信号が発生され、そしてこ
の合成値は、ブロック１１５において先行の走査におけ
る対応の値と比較される。現在値が、先行の値から、予
め選択された大きさｅＴＯ、例えば１〜２分の走査期間
に対して約５下を越える大きさだけ興なっている場合に
は、ブロック１１７で解析フラグは「真」にセットされ
る０次いでプログラムはブロック１０１に戻り、次の原
子炉冷却材ループＮに対する温度読取り量を千ニックす
る。熱電対読取りが有効でない場合には、この事実は、
次の原子炉冷却材ループの解析前に、ブロック１１９で
オペレータに報知される。

全ての原子炉冷却材ループ温度が処理されたならば、プ
ログラムは、タグＢにより第５図のフローチャートに戻
り、解析フラグがブロック１２１でチェックされ°る。

圧力及び全てのループ温度が限界内にある場合には、プ
ログラムはブロック９１に戻って次の走査を待機する。

しかし解析が要求される場合には、最初の走査で事象タ
イマが起動され、ブロック１２３及び１２５で過渡現象
が検出され、そこでプログラムはタグＣで示すように第
７図のフローチャートへと進む。

解析機能の実施に当たっては、「オンライン」状態にあ
るプラントの特定の容器及び材料特性を表す信号が、第
７図に参照数字１２フで総括的に示すように発生され且
つ（又は）記憶される。この記憶にはブロック１２９に
おける容器の各臨界的部位ｊに対する容器の幾何学的因
子及び熱的性質の記憶が含まれる。更に、ブロック１３
１で示すように各部位ｊにおける高速中゛性子のフルエ
ンスを表わす信号も発生される。このフルエンスは、例
えば、プラントコンピュータから得られる実効全出力時
間信号に各臨界的部位ｊに対し記憶されている中性子束
レー）　（ｒａｔｅ）信号を乗することにより算出する
ことができる。別法として、部位ｊにおける局所中性子
束を求めることができる場合には、この局所中性子束を
時間で積分して現在の高速中性子フルエンスを決定する
ことができよう、記憶されるプラントの特定の値には、
各臨界的部位ｊ毎に、初期基準非延性過渡温度ＲＴｎｄ
ｔ並びに鋼の銅及びニッケルのパーセント含有量も含ま
れる。これ等のパラメータから、各部位ｊにおける内壁
を横切る実時間の実際のＲＴｎｄｔ分布を表わす信号が
高速中性子フルエンスから生ずる脆化を考慮して該ＲＴ
ｎｄｔ分布を連続的に更新することによりブロック１３
５で気取される。

また、「オンライン」のプラントの特定の容器及び材料
特性信号は、所要のＲＴｎｄｔ信号の発生にも用いられ
る。最初に、ブロック１３７において、原子炉の冷却材
の圧力及び温度状態が、ヒートアップ及びクールダウン
に対するアメリカ機械学会コード第■節の付記Ｇにより
定められている限界内にあるかどうかの判定が行われる
。−眼界内になく異状な過度状態が表示されると、各原
子炉冷却材ループに対して、ブロック１３９及び１４１
で、冷却材が原子炉冷却材ポンプにより循環されている
のか、或は自然循環により循環しているのか、或は流れ
が停滞しているかに関して判定が行われる。

所要のループに対する合成熱電対信号及び関連のＲＴＤ
信号（抵抗形温度検出器信号）が予め選択された大きさ
よりも小さい大きさだけ異なっている場合には、強制流
れ状態が存在するものと見做されて、熱電対信号及びＲ
ＴＤ信号はブロック１４３で平均化され、それにより、
原子炉容器の内壁に沿って循環する原子炉冷却材の温度
表示を発生し、そしてこの温度は、ブロック１４５で示
すようにオペレータに対し表示される。更に、ブロック
１４７で、強制対流に対する熱伝達係数ｈ（Ｌ）が設定
される。

ブロック１４１において所要のループに対し滞流状態が
検出された場合には、ＲＴＤ温度及び経験的に確定され
ているＲＴＤ相関係数を用いて、降水領域における原子
炉冷却材の温度を推定する。別法として或はそれに加え
て、ブロック１５１に示すように、合成入口熱電対温度
及び経験的に確定されている熱電対相関係数から降水領
域温度の推定値を導出することができよう、上記２つの
相関が用いられる場合には、ブロック１５３において降
水領域における原子炉冷却材温度の「最良推定値」が２
つの推定温度の平均値として算出される。滞流状態に対
する原子炉冷却材温度は、ブロック１４５に示すように
オペレータに対して表示され、そしてブロック１５５で
自由対流に対する熱伝達係数ｈ（ｔ）が設定される。

次に、関連の原子炉冷却材ループ温度及び現在の流れ状
態を用いて、臨界的部位ｊにおける原子炉冷却材の温度
をブロック１５７で決定する０次いで、この温度及び測
定した原子ｆ冷却材圧力を用いて、各臨界部位における
容器の実時間破損解析を行う、先ず、ブロック１５９に
おいて、部位ｊにおける原子炉冷却材温度及び熱伝達係
数ｈ（ｔ）及び容器の特性量を用いて、部位ｊにおける
容器の壁を横切る実時間温度分布を発生する。更に、ブ
ロック１５９において、部位ｊにおける内壁を横切る同
様の圧力分布を発生する０次にブロック１６１で、温度
及び圧力分布を用いて、部位ｊにおける内壁を横切る方
向の実時間熱応力分布及び圧力応力分布を発生する。

次に、ブロック１６３において、ブロック１６１で発生
された熱及び圧力応力分布から部位ｊにおける実時間応
力強度係数Ｋｔ（ｔ）の分布を導出し、そしてブロック
１６５で、部位ｊにおいて容器壁の内面から異なった深
さに延びる傷のシーケンスｉを想定する０例えば、部位
ｊにおいて容器壁を横切り順次大きくなる深さの２５個
の傷（ｉ＝１〜２５）からなるシーケンスを仮想するこ
とができる。この応力強度係数Ｋｒ（ｔ）は、原子炉冷
却材の温度及び（又は）圧力の変化により発生される応
力が容器壁内の想定傷に加える攻撃の力の尺度となる。

これ等の仮想傷に対するＫｇ（ｔ）の分布は、容器内壁
を横切るあらゆる深さの傷に対する応力強度を実時間で
表わす。

ブロック１５９で発生される容器内壁を横切る方向にお
ける温度分布を、ブロック１３５で発生される「実際の
」ＲＴｎｄｔと共に用いて、ブロック１６フで、部位ｊ
における容器内壁を横切る方向における破壊開始靭性に
ｔｃ（ｔ）の分布もしくはプロフィールを発生する。こ
の破壊開始靭性は傷発生に対する容器内壁の抵抗を表わ
す尺度である。尚、容器内壁を横切る方向における圧力
及び温度分布並びにその結果得られる熱応力及び圧力応
力分布を発生する方法、及び応力強度係数分布及び破壊
靭性分布を求める方法は、当該技術分野で公知である０
例えば、アメリカ機械学会発行（１９７５年）のシー・
ビー・ブハレット（Ｃ，Ｂ、　Ｂｕｅｈａｌｅｔ）及び
ダブリュ・エイチ・パンフォード（Ｍ、　Ｈ，Ｂａｍ＋
ｆｏｒｄ）共著の論文「苛酷な熱過渡状態下における原
子炉容器の破壊メカニズムの解析方法（Ｍｅｔｈｏｄ　
ｆｏｒ　ＦｒａｃｔｕｒｅＭｅｃｈａｎｉｃｓ　Ａｎａ
ｌｙｓｉｓ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ　
ＶｅｓｓｅｌｓＵｎｄｅｒ　５ｅｖｅｒ　Ｔｈｅｒｓ＋
ａｌ　Ｔｒａｎｓｉｅｎｔｓ）」を参照されたい。

次に、ブロック１６９で、応力強度係数分布及び破壊開
始靭性分布を用いて、部位ｊに対し「所要のＪ　ＲＴｎ
ｄｔ分布を発生する。これは、各仮想傷深さに対し、応
力強度係数に！（ｔ）に等しい破壊靭性Ｋｔｃ（ｔ）を
実現するのに要求される所要のＲＴｎｄｔの値を決定す
ることにより達成される。応力強度係数は、原子炉冷却
材の温度及び圧力の現在値及び最近値の関数として決定
される実時間パラメータであるので、「所要の」ＲＴｎ
ｄｔは、現在の状態で傷が伝播するのに部位ｊの材料に
対しＲＴｎｄｔが取り得る値を表す。

「所要の」ＲＴｎｄｔを先に計算した実際のＲＴｎｄｔ
と比較することにより、過渡状態が、傷が伝播し得る状
態を発生したか否かに関する判定を行うことができる。

この比較を行う好適な方法は、第７図のブロック１７１
に示すように、「所要ＪのＲＴｎｄｔ及び実際のＲＴｎ
ｄｔの可視表示を発生することである。

このようにして発生される典型的な表示が第９図及び第
１０図に示しである０曲線Ａは部位ｊにおける容器内壁
を横切る方向の材料の実際のＲＴｎｄｔを表す、実際的
な目的のための実際のＲＴｎｄｔは、過渡状態中一定に
留まる。この実際のＲＴｎｄｔは放射脆化で、典型的に
は４０年の容器寿命を越える部分に渡って上向きに立上
がる。第９図の曲線Ｂは、傷発生に対し「所要の」ＲＴ
ｎｄｔを表す０例えば、第９図で示されている過渡期間
中、「所要のＪ　ＲＴｎｄｔと実際のＲＴｎｄｔとの間
にはマージンＣが存在する。

第１０図は、「所要の」ＲＴｎｄｔの傷開始曲線Ｂが実
際のＲＴｎｄｔ曲線Ａの一部分より下側に突出する過渡
期間中における時点を示す図である。「所要」のＲＴｎ
ｄｔは、例示した状態の場合、壁を横切る方向の少数点
距離約０．１５の点ｄにおいて実際のＲＴｎｄｔに等し
く、壁を横切る方向の少数点距離約０．２５の点ｅまで
、実際のＲＴｎｄｔよりも小さい値に留まる。

このような状態は、容器壁の内面から、点ｄ、　ｅ間の
深さにある傷が過渡現象により生じる応力の結果として
伝播することを示している。それより小さい深さ或は大
きい深さの傷は、表示した時点に存在する応力下では伝
播しない。

上に掲げたアメリカ機械学会の論文には次のような理論
が論述されている。即ち、応力場に曝される材料におけ
る割れの進行は、応力強度係数が、停止破壊靭性ＫＨａ
（ｔ）で表される特性よりも小さくなると停止する。従
って、第１０図に示すように、「所要の」ＲＴｎｄｔが
実際のＲＴｎｄｔプロフィールの一部分よりも小さくな
ると、ブロック１６フにおいて、傷開始破壊靭性分布に
加えて、部位ｊにおける停止破壊靭性分布が発生される
０次いで、ブロック１６９において、応力強度係数分布
及び上記停止破壊靭性分布を用いて、傷開始の「所要」
のＲＴｎｄｔ分布が発生されるのと同じ仕方で、傷停止
を二対する「所要」のＲＴｎｄｔ分布が発生される０次
゛いで、傷停止に対する所要ＲＴｎｄｔは、第１０図に
示すように曲線Ｆとしてオペレータに対しディスプレイ
上に表示される。この例に見られるように、傷進行停止
のための所要ＲＴｎｄｔは、容器内壁を横切る方向にお
ける距離の約０．２８の位置にある点ｇにおいて実際の
ＲＴｎｄｔ、を越えて立上がっている。従って、点ｄ、
　ｅ間の深さにまで達する傷が存在するとすれば、この
傷は、その進行が停止する以前に点ｇで表わした深さま
で伝播することになる。何故なら、傷開始に対するＲＴ
ｎｄｔは、点ｅにおいて実際のＲＴｎｄｔを越えて上昇
するからである。

この可視表示は、オペレータに対し、原子炉圧力容器の
健全性に対し影響を与える状態を監視したり、必要なら
ば制御するための非常に力強い道具を与える０例えば、
第９図に示した状態下で表示を監視することにより、オ
ペレータは、傷発生までのマージンがどの程度かを・観
察することができる。高速再生の目的で記憶することが
できる相続く表示を観察することにより、オペレータは
、マージンが変化している速さを知り、傷発生状態が生
ずる可能性があるか否かに間し推定することができる。

傷発生もしくは開始状態が生じた場合には、第１０図に
示した表示から、傷の伝播を引き起こす傷の深さ及び伝
播が止まるまでに伝播が達し得る深さに関する情報が与
えられる。

また、表示を用いて、容器の健全性に関する付加的な情
報を与えることができる０例えば、所要のＲＴｎｄｔ曲
線から明らかなように、熱衝撃事象により惹起される応
力は、容器壁の内面から掻く短い距離だけしか内部に延
びていない傷が伝播を開始するためには、非常に高くな
ければならない。

従って、表面における小さい傷は許容することができる
。また、この検査方法では、成る最小深さを越えて侵入
している傷だけを高い信頼性で検出することができる。

従って、最小傷開始受容基準を設定し、第１０図に示す
ように表示もしくはディスプレイ上に曲線Ｈとして表示
することができる。

第１０図において、表示上には、現在の状態下で傷が生
起したであろうところの最小深さｄと最小受容基準との
間にマージンｌを観察することができる。従って、傷発
生の所要ＲＴｎｃｌｔが実際のＲＴｎｄｔより小さい場
合でも、傷発生に対する最小基準を越えている傷が存在
しない限り、そしてマージンｌが十分に大きい限りにお
いては、信頼性を以て、容器番こ損傷は生じていないも
のと結論することができる。

更に、安全上の理由から、破局的な事故を回避するため
に傷の進行を停止しなければならない最大深さをも設定
することができ、そして第１０図に示すようにこの点に
おける曲線Ｍをディスプレイ上に表示しうる。その場合
、ディスプレイもしくは表示は、点ｇに対応する最大傷
停止深さと、曲線Ｍで示した容器事故に対する受容基準
との間のマージンｐの可視表示を与える。従って、傷が
伝播した場合でも、最大傷停止深さに対するマージンが
十分に大きい限りにおいて、信頼性を以て、破局的事故
もしくは破壊の恐れはないと判定することができる。

本発明の別の特徴によれば、容器の健全性に対する脅威
もしくは差し迫った脅威が存在するような状況を緩和す
るためにオペレータがとるべき処置に対する勧告を自動
的に提示することもできる。

この特徴の一部分として、脅威の重大性に関する表示と
関連して、例えば、カラー符号化、特殊指標、点滅像、
可聴信号又はこれ等の或は他の表示の任意の組合せから
なる指示を与えることができる０例えば、所要のＲＴｎ
ｄｔ曲線Ｂは、差し迫った脅威が存在しない場合には緑
色に符号化された領域に発生し、マージンＣが予め設定
された値より小さくなった場合にはオレンジ色に符号化
した領域内にあるようにし、そしてマージンＣが実際の
ＲＴｎｄｔ曲線Ａを横切った時には赤色に符号化された
領域に存在するようにしうる。このカラー符号化は容器
の健全性に対する脅威を軽減するために状況を変更すべ
くオペレータが取るべきステップを指示するように定め
られた命令の集合と組み合せることができる。原子炉の
ような複雑なシステムには非常に多数の相互作用する変
数が存在するので、命令は他の臨界的に重要な機能が悪
影響を受けないことを確保するなめに、各補正対策の動
的効果を考慮するように設計することができる状態樹形
化の形態で提示するのが最善であろう、このような状態
樹形化の解析装置は、本出願人の米国特許願第３９４０
２８号明細書に開示されている。第７図のブロック１７
３及び１７５に示すように、状態樹形化基準及び勧告命
令がオペレータに対し提示される。

原子炉に異常事象が生じた時の目標は、原子炉を通常運
転に戻すか又は原子炉を安全運転停止モードにする、一
連の明確に定められた臨界的安全機能を満たすことであ
る０例えば、冷却材喪失事故の場合、原子炉を安全温度
で安定化することが目標である。従って、第７図に示し
た状態樹形化基準のチェックに続いて、ブロック１フフ
で、生じた特定の事象に対する臨界的安全機能状態に達
しているか否かを判定する。達していない場合には、プ
ログラムは、タグＥで示すように第５図のブロック９１
に戻って次の走査を待つ、臨界的安全機能が溝な、され
ている場合には、プログラムは終わり、別の事象が生じ
るとプログラムは第５図のブロック８９で再起動される
。

また、本発明は、通常のプラントのヒートアップ及びク
ールダウン中における監視及び解析にも適用することが
できよう、これ等の状態は、第７図のブロック１３７で
、温度及び出力過渡が付記Ｇの基準内にあるという判定
で検出される。ブロック１４５で、オペレータには、実
際の原子炉の冷却材温度及び圧力の読取り量が、異常な
熱衝撃事象の場合と同様に表示される。タグＤで示すよ
うに、次いで第８図のブロック１７９において、ヒート
アップ又はクールダウンの過渡期間中、監視及び解析を
するように選択された臨界的な部位Ｘに対する原子炉の
冷却材温度が求められる。この温度を表す信号の発生は
、完全に流動している状態については前に述べたのと同
じ仕方で行なわれる０次に、ブロック１８３に示すよう
に部位Ｘにおいて容器壁を横切る方向における圧力及び
温度分布の発生に用いられる熱伝達係数りを、ブロック
　１８１で、強制対流に対して設定する。米国機械学会
コード第■節の付記Ｇが要求するように、ブロック１８
フで部位ににおける温度及び圧力応力分布が発生される
前に、ブロック１８５で「２」の安全係数が圧力荷重に
加味される。

ブロック１８９においてヒートアップ状態が存在すると
判定された場合には、ブロック１９１に示すように、容
器の外表面上に、６：１の縦横比（深さ対長さ比）を有
し壁厚の０．２５の部分深さに達する縦方向の基準傷を
仮想する。他方、クールダウン状態の場合には、ブロッ
ク１９３において容器の内部表面上に類似の傷を想定す
る。ブロック１９５で温度及び圧力応力と共に関連の傷
を用いて、想定された傷に対する応力強度係数Ｋｘ（ｔ
）を発生する。

第７図のブロック１３５から実際のＲＴｎｄｔをタグＦ
を介して、ブロック１８３からの温度と共にブロック１
９７に導き、第２の安全係数を含む基準破壊靭性ＫＩｕ
（ｔ）を発生する０次いで、ＫＩ（ｔ）をＫＩｕ（ｔ）
に等しくする「所要」ＲＴｎｄｔをブロック１９９で求
める。

この「所要」ＲＴｎｄｔを、やはりブロック２０１に示
すようにタグＦを介して受は取った実際のＲＴｎｄｔと
共に表示する。第１１図には、クールダウン事象の場合
の表示が例示しである。上の想定から、０．２５の深さ
にある傷だけがこの表示を発生するものと想定されてい
るので、所要Ｒτｎｄｔとして単一の点ｑが現れる。ヒ
ートアップ及びクールダウン中の目標は、最適な状態を
実現するために、所要ＲＴｎｄｔ即ちｑを実際のＲＴｎ
ｄｔ　（曲線Ａ）上に保つことである。所要ＲＴｎｄｔ
が０．２５の深さにおける実際値に等しいという事実は
、当該深さの傷が伝播することを意味するのではない、
と言うのは、安全係数が圧力荷重に加味され破壊靭性Ｋ
ｔａ（ｔ）の計算に含まれているからである。事実、実
際のマージンは第９図に示したマージンに類似するもの
となる。ヒートアップ又はクールダウン中にｑが曲線Ａ
より低くなった場合には、オペレータは、解析モードに
切換えて、第９図のものに類似の表示を発生し、実際の
マージンを観察することができる。

異常熱衝撃事象の場合のように、付記Ｇの基準をブロッ
ク２０３でチェックし、必要な命令をブロック２０５で
オペレータに対し提示することができる０例えば、ヒー
トアップ又はクールダウン事象が注意状態に入りつつあ
ることが諸状態から判明した場合には、オペレータに対
し、異常熱衝撃事象の解析に切換えるように勧告するこ
とができる。

この場合には、強制処置を取りつつ、事象をより綿密に
監視することができる。

以上の説明から本発明は、熱衝撃事象中における温度及
び圧力を監視するばかりではなく、容器の健全性に対す
るこれ等の過渡現象の作用をオンライン解析して、該作
用を緩和するためのステップをオペレータに対し勧告提
示するものである。

また、ヒートアップ及びクールダウン中最適なプロフィ
ールを維持するのに本発明を適用することもできるし、
所望ならば米国機械学会コードの付記Ｇに規定されてい
るような慣用のヒートアップ及びクールダウン曲線を発
生するのに適用することさへも可能である。また本発明
は、異常事象に続き、原子炉容器が通常の運転に完全に
戻ることができるかどうかを適当な権威者仁決定しても
らうことができるように評価する目的で、直ちに、詳細
な破壊メカニズムの測定結果を提供することができる。

以上本発明の特定の実施例について詳細に説明したが、
当業者には明らかなように、ここに開示した本発明の全
体的教示に照らして種々の変更及び交換が可能である。

従って、ここに開示した特定の構成は単なる例に過ぎず
、本発明の範囲を制限する意味に解釈されてはならない
。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を適用した原子炉冷却系の概略図、第２
図は第１図に示した原子炉システムの一部を形成する原
子炉の垂直断面図、第３図は第２図の原子炉における入
口熱電対の分布例を図解する略図、第４図は第２図の原
子炉の一部を形成する複合計装シンプルの水平断面図、
第５図、第６図、第７図及び第８図は、オンライン監視
、解析及びオペレータの作用をプロンプチングする機能
を実行する上での本発明の動作を図解するフローチャー
トを示す図、第９図は本発明によって発生される表示の
一例を示すダイヤグラム、第１０図は第９図に類似する
か異なった運転状態下における表示を図解するダイヤグ
ラム、第１１５！Ｉは第９図及び第１０図に図解したも
のとは異なったモードで本発明により発生される表示を
図解するダイヤグラムである。 ３・・・原子炉（ユニットもしくは原子炉ユニット）１
５・・・圧力変換器（圧力測定手段）１７、フ５・・・
抵抗型温度検出器（温度測定手段）２１・・・熱電対（
温度測定手段） ２３・・・ディジタル・コンピュータ手段２５・・・可
視表示装置 ２７・・・原子炉圧力容器 ３８．３９．４５・・・溶接部（臨界的な個所）４９・
・・原子炉圧力容器の内壁 Ｐ（ｔ）・・・原子炉冷却材圧力 ２５ａ・・・容器状態信号の供給手段 出願人　ウエスチングへウス・エレクトリック・コーポ
レーション ＦＩＧ、　３ ＦＩＧ、　４ ＦＩＧ、　６

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）、原子炉圧力容器の内壁に沿い原子炉冷却材が循環
   するユニットにおける該原子炉圧力容器の健全性をオン
   ラインで監視し解析する方法であって、前記原子炉冷却
   材の温度を表わす温度信号をオンライン方式で発生し、 前記原子炉冷却材の圧力を表わす圧力信号をオンライン
   方式で発生し、 前記温度信号及び圧力信号の変化の関数として、前記原
   子炉圧力容器の壁を横切る方向における全ての傷深さに
   ついて、選択された臨界的な個所での前記原子炉圧力容
   器の非延性破損に対するマージンを表わす可視表示をオ
   ンライン方式で発生する、 諸ステップを含む原子炉圧力容器の健全性のオンライン
   監視・解析方法。 ２）、原子炉圧力容器の内壁に沿って原子炉冷却材が循
   環する原子炉ユニットにおける前記原子炉圧力容器の健
   全性をオンラインで監視し解析する装置であって、 前記原子炉冷却材の温度をオンライン方式で測定するた
   めの温度測定手段と、 前記原子炉冷却材の圧力をオンライン方式で測定するた
   めの圧力測定手段と、 前記原子炉冷却材の温度及び圧力測定量を周期的にサン
   プリングして、測定された温度及び圧力における時間的
   変化の関数として、前記原子炉圧力容器の壁を横切る方
   向における全ての傷深さについて、選択された臨界的な
   個所での前記原子炉圧力容器の壁の非延性破損に対する
   接近度を表わす容器状態信号をオンライン方式で発生す
   るためのディジタル・コンピュータ手段と、 可視表示装置と、 全ての傷深さについての臨界的な個所での非延性破損に
   対する前記原子炉圧力容器の壁の接近度のオンライン可
   視表示を発生するために、前記ディジタル・コンピュー
   タ手段により発生された前記容器状態信号を前記可視表
   示装置に供給する供給手段と、 を備える原子炉圧力容器の健全性のオンライン監視・解
   析装置。