(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心に設けられる複数の核計装検出器から出力される複数の核計装信号を個別に処理してそれぞれの前記核計装検出器に対応する第１安定性指標を算出する算出部と、
それぞれの前記算出部から複数の前記第１安定性指標を入力して統計処理を実行する統計処理部と、
前記統計処理の結果から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第１評価部と、を備え、
前記処理される複数の核計装信号は、前記炉心における鉛直方向の同一高さレベルにある前記核計装検出器から出力されたものであり、
前記第１安定性指標は、減幅比、振動周期、振幅及び位相差のうち少なくとも一つであり、
前記第１評価部は、前記複数の第１安定性指標における前記統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価することを特徴とする原子炉の出力監視装置。
【請求項２】
前記核計装信号における前記核熱水力安定性に関連する周波数帯域を通過させるバンドパスフィルタを、備えることを特徴とする請求項１に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項３】
前記算出部における演算は、インパルス応答、スペクトル密度関数又は伝達関数を用いた自己回帰分析に基づくものであることを特徴とする請求項１又は請求項２に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項４】
前記収束状況の監視の対象は、減幅比、振動周期及び振幅のうちいずれか、又はこれらを組み合わせたものであることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項５】
前記第１安定性指標よりも高応答で前記核計装信号から第２安定性指標を導く検知部と、
前記第２安定性指標から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第２評価部と、を備えることを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項６】
前記検知部は、
前記第１安定性指標に係る振幅に１以上の係数を乗算した領域を超える核計装信号のピークトップとピークボトムとの間隔から前記第２安定性指標に係る振幅を導き、
前記領域を超える核計装信号の隣接するピークトップの間隔又は隣接するピークボトムの間隔から前記第２安定性指標に係る振動周期を導くものであることを特徴とする請求項５に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項７】
前記第１評価部が前記核熱水力安定性の不安定化を評価した場合、
前記第１評価部による評価を中止して、前記第２評価部による評価に切り替えることを特徴とする請求項５又は請求項６に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項８】
前記第２評価部が前記核熱水力安定性の不安定化を評価した場合、
その旨を運転員に警告する警報装置と、
原子炉出力を抑制する出力抑制手段と、を備えることを特徴とする請求項５から請求項７のいずれか１項に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項９】
前記第１評価部が前記核熱水力安定性の不安定化を評価した場合、
前記複数の前記第１安定性指標の中から有意に不安定化した前記核計装検出器を特定し、重点監視を実行する局所領域を前記不安定化した核計装検出器の周辺に設定する局所監視部を備えることを特徴とする請求項１から請求項８のいずれか１項に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項１０】
前記局所監視部は、設定した前記局所領域から拡張した領域の核計装信号の減幅比、振幅及び位相差のうち少なくとも一つを監視して、局所振動、領域振動、炉心一体振動といった核熱水力不安定モードを推定することを特徴とする請求項９に記載の原子炉の出力監視装置。
【請求項１１】
炉心に設けられる複数の核計装検出器から出力される複数の核計装信号を個別に処理してそれぞれの前記核計装検出器に対応する第１安定性指標を算出する算出ステップと、
それぞれの前記算出部から複数の前記第１安定性指標を入力して統計処理を実行する統計処理ステップと、
前記統計処理の結果から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第１評価ステップと、を含み、
前記処理される複数の核計装信号は、前記炉心における鉛直方向の同一高さレベルにある前記核計装検出器から出力されたものであり、
前記第１安定性指標は、減幅比、振動周期、振幅及び位相差のうち少なくとも一つであり、
前記第１評価ステップは、前記複数の第１安定性指標における前記統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価することを特徴とする原子炉の出力監視方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、運転中の原子炉の出力監視技術に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉(ＢＷＲ)は、炉心流量を変更することにより沸騰している炉心内の蒸気割合（ボイド率）を変化させ、出力を制御することができる。  
しかし、炉心流量及びその他の運転条件によっては、炉心内におけるボイドの輸送遅れと負のボイド反応度係数による負のフィードバック効果とにより、炉心内での中性子束分布と流動状態が不安定化することが知られている。  
このような核熱水力不安定現象が発生した結果、出力と流量が大きく振動し、燃料棒表面温度での除熱特性が悪化して、燃料棒被覆管の健全性が損なわれる懸念がある。
【０００３】
このため、沸騰水型原子炉の燃料・炉心設計に際し、核熱水力安定性解析を実施して、予想される全ての運転領域においてこのような振動現象が生じないように、安定性に余裕を持たせた設計をしている。  
そして、このような核熱水力安定性が悪化する領域では、運転が制限されるように予め設定されている。また原子炉のタイプによっては、万が一この運転制限領域に入った場合でも、制御棒挿入などにより出力を低下させ、運転制限領域から離脱する機能を持たせたものもある。
【０００４】
一方において、検知と抑制(Detect and Suppress)の観点から、出力振動現象を許容するとともに核熱水力不安定性に起因する出力振動現象を的確に検知して、燃料健全性が損なわれる前に振動を抑制する原子力プラントも多く存在する。  
このため、ＯＰＲＭ (Oscillation Power Range Monitor)と呼ばれる、出力振動現象を検知する専用の検出信号を用いた出力振動検出アルゴリズムが提案されている（例えば、特許文献１）。
【０００５】
また、複数の核計装信号から振動の主成分分析を行い、振動モードの異なる独立成分を抽出し、炉心一体安定性と領域安定性という異なる振動モードの安定度を評価する手法が知られている（例えば、特許文献２）。  
そして、炉心平均中性子束計測値（ＡＰＲＭ）、燃料棒での熱伝達時定数相当の遅れ、及び主蒸気流量計測値等を考慮して、核熱水力安定性を評価する手法が知られている（例えば、特許文献３）。
【０００６】
さらに、減幅比の安定度を予測解析し、逐次検出される炉心の安定性が、その予測値を超えた場合に警報を出す装置が知られている（例えば、特許文献４）。  
また、炉心出力分布、炉心流量、炉心圧力及び給水温度等のプラント情報から、沸騰水型炉の核熱水力安定性を悪化させる指標を逐次算出し、それらの指標が設定値を超えた場合に警報を出す技術が知られている（例えば、特許文献５）。  
そして、多数のＬＰＲＭ信号から炉心固有値計算により求められた中性子束空間モード分布に基づいて安定度を監視する方法が知られている（例えば、特許文献６）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】米国特許第５５５５２７９号明細書
【特許文献２】特開２００２−２２１５９０号公報
【特許文献３】特開２００２−１８１９８４号公報
【特許文献４】特開２０００−３１４７９３号公報
【特許文献５】特開２０００−１２１７７８号公報
【特許文献６】特開平１１−２３１０８９号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかし、特許文献１において、沸騰水型原子炉は、大型化・高出力密度化・高燃焼度化するに従い核熱水力安定性が低下するのが一般的であるが、そのような沸騰水型原子炉への対応がとれない。  
また、特許文献２から特許文献６においても、炉心出力や出力密度が向上するのに伴い核熱水力安定性の余裕低下が避けられないなかで、核熱水力安定性の監視精度を従来以上に追求することができない。
【０００９】
本発明はこのような問題を解決することを課題とし、核熱水力安定性の監視精度及び信頼性を向上させる原子炉の出力監視技術を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明に係る原子炉の出力監視装置は、炉心に設けられる複数の核計装検出器から出力される複数の核計装信号を個別に処理してそれぞれの前記核計装検出器に対応する第１安定性指標を算出する算出部と、それぞれの前記算出部から複数の前記第１安定性指標を入力して統計処理を実行する統計処理部と、前記統計処理の結果から前記炉心における核熱水力安定性を評価する第１評価部と、を備え、前記処理される複数の核計装信号は、前記炉心における鉛直方向の同一高さレベルにある前記核計装検出器から出力されたものであり、前記第１安定性指標は、減幅比、振動周期、振幅及び位相差のうち少なくとも一つであり、前記第１評価部は、前記複数の第１安定性指標における前記統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明係によれば、核熱水力安定性の監視精度及び信頼性を向上させた原子炉の出力監視技術が提供される。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】本発明に係る出力監視装置が適用される原子力プラントの実施形態を示す縦断面図。
【図２】本発明に係る出力監視装置が接続される原子炉の実施形態を示す水平断面図。
【図３】本実施形態に係る原子炉の出力監視装置の構成ブロック図。
【図４】本実施形態に適用されるバンドパスフィルタの特性グラフ。
【図５】原子炉の運転ラインのグラフ。
【図６】本実施形態に適用される自己回帰分析部の構成ブロック図。
【図７】核計装信号をバンドパスフィルタに通過させた時系列データのグラフ。
【図８】図７の時系列データの部分拡大グラフ。
【図９】模式的に描かれた減衰振動信号のグラフ。
【図１０】密度関数Ｓ（ｆ）による安定度（減幅比）の周波数スペクトル。
【図１１】複数の核計装検出器における第１安定性指標（減幅比）の重ね書きグラフ。
【図１２】減幅比の最大値及び平均値を表示するグラフ。
【図１３】減幅比の平均値及び標準偏差（平均値で規格化した値）を表示するグラフ。
【図１４】減幅比の標準偏差の変化率を表示するグラフ。
【図１５】振動周期の平均値及び標準偏差（平均値で規格化した値）を表示するグラフ。
【図１６】振幅の平均値、標準偏差及び規格化標準偏差を表示するグラフ。
【図１７】ピーク検知機能による原子炉の出力監視方法のフローチャート。
【図１８】振動中心に対する他の核計装信号の位相差を表示するグラフ。
【図１９】核熱水力不安定モードの診断方法の説明図。
【図２０】局所監視機能による原子炉の出力監視方法のフローチャート。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。  
図１に示される原子力発電システムは、核燃料の核分裂による発熱により炉水を加熱して蒸気を発生させる原子炉１０と、この発生した蒸気をタービン２２に導く主配管２１と、この蒸気により回転駆動するタービン２２と同軸接続され回転運動エネルギーを電機エネルギーに変換する発電機２３と、タービン２２で仕事をして膨張した蒸気を冷却し凝縮して復水する復水器２４と、この復水をポンプ２５により送液して原子炉１０に導く給水配管２６とから構成されている。
【００１４】
この原子炉１０に戻された給水は、再び炉水として加熱され、前記したプロセスを繰り返し、連続的な発電が行われる。そして、この発電が安定して持続するように原子炉１０における核熱水力安定性を監視する出力監視装置３０が設けられている。
【００１５】
原子炉１０は、炉水が満たされた内部にシュラウド１５が固定されている圧力容器１１と、このシュラウド１５に固定される炉心支持板１７と、この炉心支持板１７に支持されシュラウド１５に外周が囲まれている炉心１６と、炉心１６を通過して気液二相流となった炉水を気液分離する気水分離器１３と、から構成されている。
【００１６】
そして、気水分離器１３で気水分離された一方の蒸気は前記したように主配管２１に導かれて発電に寄与し、他方の分離水は給水配管２６から戻された給水と合流する。このように合流した炉水は、周方向に複数設けられた再循環ポンプ１８により（図面では省略して一つのみ記載）、シュラウド１５及び圧力容器１１に挟まれる領域（ダウンカマＤ）を下降して下部プレナムＬに案内される。  
下部プレナムＬに案内された炉水は、再び炉心１６を通過して加熱され気液二相流となって、上部プレナムＵに到達する。この到達した気液二相流は、再び気水分離器１３に導かれ、前記したプロセスを繰り返す。
【００１７】
炉心１６は、図２にその水平断面図が示されるように、多数の燃料棒（図示略）が収納されている角筒状のチャンネルボックス３３と、核分裂反応に伴う中性子を吸収して出力を制御する制御棒３２と、この中性子を検出する核計装検出器３１ａ,３１ｂ,３１ｃ,３１ｄ（図１）を支持するとともに上部格子板１４及び炉心支持板１７にそれぞれ上下端が固定されている計装管３１とが、多数配列して構成されている。
【００１８】
この計装管３１は、１６体のチャンネルボックス３３に１本程度の割合で設置されており、たとえば燃料集合体が８７２体の改良型沸騰水炉では５２本の計装管３１が設けられている。  
これら計装管３１の鉛直方向４箇所に設けられている核計装検出器３１ａ,３１ｂ,３１ｃ,３１ｄは、下からの高さ位置に応じてそれぞれＡレベル、Ｂレベル、Ｃレベル、Ｄレベルと呼ばれている。そして、炉心１６を内部循環する炉水は、Ａレベルから流入して、燃料により加熱され沸騰が始まり、Ｂレベル、Ｃレベル、Ｄレベルに水・蒸気の二相状態を変化させながら順次到達する。
【００１９】
核熱水力安定性は、この水・蒸気二相状態における圧力伝播の影響を大きく受ける。  
つまり、炉心１６を下から上に向かう炉水の圧力伝播遅れにより、二相状態（水・蒸気割合）が変動し、核計装検出器３１ａ,３１ｂ,３１ｃ,３１ｄの応答が遅れ、Ａレベル、Ｂレベル、Ｃレベル、Ｄレベルから検出される核計装信号Ｓ（Ｓａ，Ｓｂ，Ｓｃ，Ｓｄ）にそれぞれ位相差を生じさせる。
【００２０】
このような炉水流れ方向における出力振動の位相差は、互いの核計装信号Ｓの応答をキャンセルする作用があるために、同じ高さレベルの複数の核計装信号Ｓを評価することが核熱水力安定性の監視の精度や信頼性の観点から好ましい。  
また、ＡレベルからＤレベルの全てについて安定性監視をする必要は無く、一般的に安定性監視の感度が最も高いと言われるＢレベルにおいて核熱水力安定性の評価を行うこととする。
【００２１】
出力監視装置３０は、図２に示されるように、炉心１６における鉛直方向の同一高さレベルにある核計装検出器３１から出力される複数の核計装信号Ｓを個別に処理する複数の信号処理部４０が設けられている（図２では、一部の核計装検出器３１における核計装信号Ｓの流れが破線で示され、その他は省略されている）。  
それぞれの信号処理部４０は、図３に示されるように、アナログの核計装信号Ｓをデジタル変換するＡ／Ｄ変換器４１と、バンドパスフィルタ４２と、個々の核計装検出器３１に対応する第１安定性指標Ｋ1を算出する算出部４４と、ピーク検知部６０とから構成されている。
【００２２】
そして、これら複数の信号処理部４０からそれぞれ出力される複数の第１安定性指標Ｋ1は、図２に示すよう統計処理部７０に入力されて統計処理が実行される。さらに、統計処理部７０における統計処理の結果は、第１評価部８１に出力され炉心１６における核熱水力安定性が評価される。
【００２３】
バンドパスフィルタ４２は、図４に示されるようなバンドパス特性を有し、核計装信号Ｓにおける核熱水力安定性に関連する周波数帯域を通過させるものである。  
核計装信号Ｓは、このバンドパスフィルタ４２を通過すると、図７に示されるような時系列データＸtとなる。（図８は、この時系列データＸtの表示スケールを変更して拡大表記したものである）
ここで、核計装信号Ｓの周波数は、炉心１６を二相流動が通過する時間の逆数に比例しており、典型的には０．３〜０．６Ｈｚ程度の振動周波帯となる。  
したがって、この周波数帯域より高周波帯域は、核熱水力安定性の評価に関係しない固有の雑音成分、あるいは構造に由来する機械的振動による搖動成分であるので、除く必要がある。このような、高周波数成分を除去するために、カットオフ周波数が１Ｈｚ程度のローパスフィルタを通過させることによる。
【００２４】
また出力振動の周波数帯域より低周波帯域は、例えばプラント制御などでゆっくりと変動するトレンド成分であり、このような低周波数成分は、後の自己回帰分析やピーク検出の計算精度を低下させることから、カットオフ周波数が０．１〜０．２Ｈｚ程度のハイパスフィルタを通過させて取り除く。これは、定常成分も含まれるので、規格化にも相当する処理である。このようなバンドパスフィルタ４２として、Butterworthなどのデジタルフィルタを適用することができる。
【００２５】
ここで図５に示される原子炉１０の運転ラインを参照し、ハイパスフィルタのカットオフ周波数ｆcmin及びローパスフィルタのカットオフ周波数ｆcmaxの設定方法について説明する。  
原子炉１０は、この運転ライン上の炉心出力・炉心流量で運転される。核熱水力安定性の評価が必要となる運転領域は、低炉心流量・高炉心出力領域であり、具体的に図５の破線で囲まれる領域Ｒである。
【００２６】
出力振動の周波数は、一般には炉心出力に比例し炉心流量に反比例する。すなわち、図５の左側矢示部が最低振動周波数ｆminとなり、右側矢示部が最高振動周波数ｆmaxとなるので、この両者の値に基づいてカットオフ周波数ｆcmin，ｆcmaxを設定する。  
ただし、若干の余裕を持たせて、次式のように設定すると良い。ここでεは定数で、例えば０．０５程度の値を設定する。
【００２７】
ｆｃmax＝ｆmax＋ε
ｆｃmin＝ｆmin−ε
【００２８】
なお、最低周波数ｆmin及び最大周波数ｆmaxの求め方は実機データを利用する方法と、解析により求める方法の二種類がある。  
前者の実機データを利用する方法としては、実機の運転状態が図５の矢示点相当の位置にある際に、核計装信号（Ｓ）の平均値信号（ＡＰＲＭ）から、統計的処理を施して振動周波数を推定する。  
ただし、炉心が極めて安定な場合は、十分な精度で振動周波数を推定できない可能性がある。その場合には、制御棒をランダム、あるいは周期的に操作することにより、制御棒投入反応度から中性子束応答への伝達関数を推定することにより、精度良く振動周波数を推定することができる。
【００２９】
後者の解析により求める方法としては、原子炉の核熱水力安定性を物理モデル化した安定性解析コードを用いて、図５の矢示点の運転条件における核熱水力安定性を評価して、振動周波数を推定することができる。
【００３０】
図３に戻って説明を続ける。  
算出部４４は、時系列データＸtから第１安定性指標Ｋ1に係る減幅比、振動周期及び振幅を演算するもので、自己回帰分析部５０である減幅比演算器５１及び振動周期演算器５２と、振幅演算器５３とから構成されている。  
なお、同じく第１安定性指標Ｋ1に係る位相差を演算する位相差演算部８４は、対比される二つの時系列データＸtを処理するものなので、それぞれの信号処理部４０の系外に設けられている。
【００３１】
ここで、図９に模式的に描かれた減衰振動信号を用いて、減幅比、振動周期及び振幅の定義を行う。ピーク値を順番に、Ｘ1，Ｘ2，Ｘ3，Ｘ4，・・・として、それらのピークの出現する時間を各々、Ｔ1，Ｔ2，Ｔ3，Ｔ4、・・・とすれば、減幅比、振動周期及び振幅は次のように定義される。
【００３２】
減幅比＝（Ｘ3−Ｘ4）／（Ｘ1−Ｘ2）
振動周期＝（Ｔ3−Ｔ1）  又は  （Ｔ4−Ｔ2）
振幅＝（Ｘ3−Ｘ4）  又は  （Ｘ1−Ｘ2）
位相差は、複数信号間でのＴn間の時間差を、１周期を３６０度とした角度で定義する。
【００３３】
前記算出部４４（図３）における演算は、具体的にインパルス応答、スペクトル密度関数又は伝達関数を用いた自己回帰分析に基づいて行われる。  
これは、図９で模式的に説明したように、減幅比、振動周期、振幅などを定義そのものから算出した場合に、値はばらついて一定値になる場合が少なく、そのままでは信頼性の観点から問題であるからある。  
そこで、時系列信号Ｘtの動的応答特性を自己回帰法により推定し、信頼性の高い安定性指標を求めることとする。自己回帰分析は、時系列信号Ｘtを過去値から線形に推定する手法であり、動的モデリング手法として広く用いられている。
【００３４】
自己回帰分析は、図６に示されるように、時系列データＸtを図６（１）式に線形当てはめし、図６（２）の自己回帰係数ａkを推定する。ここでｅtは当てはめから外れたガウス雑音である。このような自己回帰過程を効率良く推定するアルゴリズムは、いくつかの公知技術が広く使われている。  
自己回帰係数ａkには、時系列の時間的応答特性が反映されており、この係数ａkを用いることにより、減幅比や振動周期、位相差を求めることが可能である。
【００３５】
インパルス応答に基づく減幅比及び振動周期は、自己回帰係数ａkから図６（３）式を経て図６（４）式のように平均値を取って、ばらつきを抑えた推定値として用いる。
【００３６】
スペクトル密度関数に基づく減幅比及び振動周期は次のようにして求めることができる。まず、離散（デジタル）時間の遅れ演算子ｚ-1（ｘt-1＝ｚ-1ｘt）を用いて、図６（５）式から図６（６）式で表されるスペクトル密度関数Ｓ（ｆ）を得る。なお図６（６）式における分子はガウス雑音etの分散である。
【００３７】
このスペクトル密度関数Ｓ（ｆ）を用いて、図１０に示されるような、安定度（減幅比）の周波数スペクトルを示すグラフが得られる。  
図１０の上段のスペクトルは、安定状態（減幅比＝０．２）を示し、下段のスペクトルは発振時（減幅比が１を超える）を示している、減幅比が大きい程（不安定な程）なスペクトルのピークが鋭くなる傾向のあることがわかる。  
したがって、このスペクトルピークの鋭さから減幅比を推定することができる。  
推定法としては、スペクトルを減衰定数が含まれる２次の振動式にフィッティングして、減衰定数を求めて、減衰定数から減幅比に換算する方法や、ピークの高さが半分になる点におけるピーク幅（半幅値）から減衰定数を推定する方法などがある。  
また、振動周期は、スペクトルピークに相当する周波数の逆数から求まる。
【００３８】
伝達関数に基づく減幅比及び振動周期は、次のようにして求めることができる。  
図６（５）式の逆数で表される図６（７）式が、ガウス雑音から時系列への伝達関数であり、安定性情報はこの伝達関数に含まれている。  
Ａ（Ｚ-1）の零点が伝達関数の極であり、この極の複素平面状における位置関係により安定性が決まってくるので、伝達関数極を推定することにより、減幅比と振動周波数を推定することができる。  
ここで、伝達関数極を（ＰR，ＰI）として、図６（９）式のように定義すれば、伝達関数に基づく減幅比及び振動周期は、図６（１０）式のように求められる。ここで、Δｔは時系列信号Ｘtのサンプリング周期である。
【００３９】
自己回帰分析部５０（図３）における減幅比演算器５１及び振動周期演算器５２においては、以上の三種類の手法のいずれかを用いることにより、減幅比と振動周期を演算している。  
振幅演算器５３は、時系列信号Ｘtの標準偏差から近似的に演算して振幅を得る。この場合に用いられる時系列信号Ｘtは、自己回帰分析に用いるデータ長と同じものを用いれば良い。  
位相差演算部８４は、二つの時系列信号Ｘtのクロススペクトル密度から位相差を演算する。このクロススペクトルは二信号間の相互相関関数のフーリエ変換や、二変数の自己回帰分析などから求めることができる。
【００４０】
統計処理部７０は、複数の信号処理部４０（図２）に含まれるそれぞれの算出部４４から複数の第１安定性指標Ｋ1を入力して統計処理を実行するものであって、図３に示されるように、標準偏差演算部７１と、平均値演算部７２と、最大値選択部７３とから構成されている。  
統計処理部７０は、炉心１６の鉛直方向の同一高さレベルにある核計装検出器３１のグループ（図２参照）から導かれた第１安定性指標Ｋ1に対して予め設定された基準値との比較判定を実施して核熱水力安定性の安定余裕に関する判断を行う。
【００４１】
ここで、図７の時系列データＸtのグラフを参照して出力振動が成長する過程を検討する。この図７の（I）付近は、核計装信号Ｓの振幅は小さく、定常ノイズレベルとみなされる安定領域である。これが（II）付近から振幅が大きくなりだし、不安定化が始まっており、（III）付近で完全に不安定化して振幅は急激に成長して、（IV）付近で大きな振幅の振動状態となる。この場合は、（IV）の状態になる前の、（II）から（III）付近でこのような不安定化を確実に検知する必要がある。
【００４２】
図１１に、異なる複数の核計装検出器３１（図２）に接続されるそれぞれの算出部４４（図３）から出力された減幅比（第１安定性指標Ｋ1）の重ね書き結果を表示し、図１２にこの減幅比の最大値と平均値を表示する。この、図１１によれば、減幅比は、出力元の核計装検出器３１によってばらつきが認められるが、このばらつきは不安定化と共に減少して、最終的にはある一定の値に収束して行くことがわかる。
【００４３】
図１３は減幅比の平均値とその標準偏差（ただし、平均値で規格化した値）の変化を示し、図１４は減幅比の標準偏差の変化率を示している。  
安定な状態では標準偏差はばらついているが、不安定化が始まる（II）付近からばらつきは減少し始め、出力振動が急激に成長しだす（III）付近から、減幅比のばらつきも急激に減少し一定値に漸近し始めることがわかる。
【００４４】
図１５は、振動周期（第１安定性指標Ｋ1）の平均値とその標準偏差（絶対値）の変化を示している。この図１５によれば、減幅比と同じ傾向が振動周期にも認めることができる。
【００４５】
これは、システムの不安定化に伴い、システム固有の非線形性が顕在化して、マクロな振動の引き込み現象が生じて、燃料集合体個々のばらばらな振動が、炉心全体のマクロな振動へと推移していることを表している。すなわち、炉心全体の核熱水力安定性が顕在化した状態では、安定性の指標である減幅比、共振周波数（振動周期）は全体的に揃ってくるので、指標のばらつきがある値以下に収束したことにより、不安定化を判断することができる。  
なお、ばらつき自体は、振動周期の方が小さいが（図１５）、減幅比の方が急激に減少しており（図１３参照）、振動周期は、ばらつきの絶対値を、減幅比はばらつきの変化率を監視するのが監視の信頼性上有効であることがわかる。
【００４６】
図１６は、振幅（第１安定性指標Ｋ1）の平均値と標準偏差（絶対値と平均値での規格値）を示している。振幅は、不安定化により急激に増加して行くが、非線形性に基づいた一定振幅のリミットサイクルに収束していく。図１６の例ではリミットサイクルに収束する前に、振動は抑制されている。  
振幅の場合は、不安定化に伴い平均値が急増するが、そのばらつきが減少することはなく、平均値の増大に伴い増大してゆく。これは、炉心内において振幅は必ずしも一定にはならず、個々の燃料集合体の安定性や、中性子変動のフィードバックに依存して振幅にもばらつきが生じるからである。しかし、規格化した振幅の標準偏差は一定値に収束している状況がわかる。
【００４７】
図３に戻って説明を続ける。  
第１評価部８１は、このように統計処理部７０から入力される複数の第１安定性指標Ｋ1の統計処理の結果におけるばらつきの収束状況の監視を通じて前記核熱水力安定性を評価する。  
第１安定性指標Ｋ1のばらつきの収束状況（図１１から図１６）と、時系列データＸtにおける核熱水力安定性の余裕（図７）とを比較してみると、最も早い時点で安定性の変化に対して追従するのは、振動周期の規格化された標準偏差であることが判る。その次に、振幅の変動が追従しており、その後で減幅比のばらつきが急激に減少して、最後に振幅の平均値が急激に増加している。
【００４８】
第１評価部８１では、これらの指標の変動を各段階で監視することで、核熱水力安定性の余裕をきめ細かく監視して、炉心１６における核熱水力安定性の評価を行う。  
まず減幅比であるが、その平均値自体はここではあまり重要な監視パラメータではなく、減幅比の最大値を監視する。そこで、減幅比の規格化された標準偏差の減少率を監視する。減少率の絶対値が設定値以下で設定値以上の時間継続、あるいは標準偏差の値自体が設定値以下になったところで安定性余裕が悪化したと判定する。
【００４９】
図１４に示される減幅比の規格化された標準偏差の変化率の例では、変化率が継続して負の値になるのは５００秒から６００秒の区間、及び７００秒から９００秒の区間である。５００秒から６００秒の区間では、まだ標準偏差自体の値が０．１５以上で大きいのに対し、７００秒から９００秒の区間ではその値が０．０５以下になるので、この両者に関する安定性余裕は７００秒から９００秒の区間のほうが小さいと判断できる。
【００５０】
図１３からもわかるように安定性が悪化しだすと、振動周期の標準偏差はほぼ単調に減少してゆくことがわかる。したがって、設定値次第で、どの区間においてどのような判断を行い、どのような操作を行うかを設定することができる。
【００５１】
図１６に示すように振幅は、安定性余裕が喪失した時点で急激に増加する傾向があるので、振幅はその最大値の監視と共に、燃料健全性を確保するための振動抑制装置３３（図３）を起動するための判断基準となりえる。規格化した標準偏差がほぼ一定値に収束する段階では、不安定状態が飽和して、振動が成長しだす時点に相当するので、振動抑制の準備段階（警報装置３２等の起動）の基準となりえる。
【００５２】
図３に戻って説明を続ける。  
ピーク検知部６０は、振幅検知器６１及び振動周期検知器６２から構成され、核計装信号Ｓから第１安定性指標Ｋ1よりも高応答な第２安定性指標Ｋ2を導くものである。  
これは、自己回帰分析により導かれる第１安定性指標Ｋ1は、ある程度のデータ長を必要として演算結果を得るのに時間が要求され、応答遅れの問題が避けられないからである。  
そこで、ピーク検知部６０を設け、時系列信号Ｘtをピーク検知して、短時間に振幅及び振動周期等の第２安定性指標Ｋ2を得ることとする。  
なお、第１安定性指標Ｋ1は時系列信号Ｘtの状態推移を監視するのに適しており、第２安定性指標Ｋ2は時系列信号Ｘtの急激な状態変化を監視するのに適している。
【００５３】
図８を用いて第２安定性指標Ｋ2に係る振幅と振動周期の検出方法を説明する。  
ここで、Ａ値は、算出部４４（図３）により予め得られている振幅値Ａである。この振幅値Ａは自己回帰分析で用いたデータ長間分の時間を遡った時点の平均的な振幅である。この振幅値Ａに対して、１以上の係数ｐを乗算したピーク検出用の閾値ｐＡを設定する。  この閾値ｐＡは、振幅値Ａに対し非線形変化するものとし、振幅値Ａが小さい場合に大きく、振幅値Ａが大きくなるにつれ小さくなりかつ小さくなる割合が大きくなり、警報装置３４を動作させる時点で１になることとする。
【００５４】
第２安定性指標Ｋ2に係る振幅は、第１安定性指標Ｋ1に係る振幅に１以上の係数を乗算した領域（−ｐＡからｐＡの領域）を超える核計装信号Ｓのピークトップとピークボトムとの間隔から導かれ、第２安定性指標Ｋ2に係る振動周期は、前記領域を超える核計装信号Ｓの隣接するピークトップの間隔又は隣接するピークボトムの間隔から導かれる。  
すなわち、時系列データＸtが、閾値ｐＡを超えたとすると、自己回帰分析で推定された振動周期の半分以内の時間位置に次にピークが来るはずである。そこで、時系列データＸtが閾値ｐＡを超えた時点から振動周期の半分以内の時間位置で次のピークを探す。  
次のピークが見つかれば、前のピークとの間の時間差を新たな振動周期として、次回以降のピーク検知に使用する。
【００５５】
第２評価部８２は、第２安定性指標Ｋ2から炉心１６における核熱水力安定性を評価するものである。例えば、第２安定性指標Ｋ2に係る振幅が連続して２回、図８の閾値Ｂを超えて検出された場合は警報装置３４で運転員に知らせ、連続して１０回検出された場合は警報装置３５を動作させて自動的に制御棒を挿入して出力を低下させて出力振動を抑制させる。
【００５６】
このように、第１評価部８１が核熱水力安定性の不安定化を評価した場合、この第１評価部８１による評価を中止して、第２評価部８２による高応答の評価に切り替えることにより、炉心の核熱水力状態の不安定化を高い信頼性で、出力振動による燃料健全性が脅かされる前に余裕を持って検知することができ、出力振動を確実に抑制することができる。
【００５７】
次に図１７に示すフローチャートを参照して（適宜図３参照）、ピーク検知機能を用いた場合の原子炉の出力監視方法の動作説明を行う。  
まず、図２に示されるグループ内の複数の核計装検出器３１から出力される複数の核計装信号Ｓを個別に処理した時系列データＸtを算出部４４（図３）に入力し（Ｓ１１）、それぞれの核計装検出器３１に対応する第１安定性指標Ｋ1を算出する（Ｓ１２）。次に、それぞれの算出部４４から出力される複数の第１安定性指標Ｋ1を統計処理部７０に入力して統計処理を実行する（Ｓ１３）。
【００５８】
そして、統計処理の結果から第１評価部８１において核熱水力安定性を評価して、安定性余裕が悪化しているか否かを判定する（Ｓ１４）。  
ここで安定性余裕が悪化していないと判定されれば（Ｓ１４：Ｎｏ）、継続して第１安定性指標Ｋ1に基づき核熱水力安定性の評価を行う。
【００５９】
一方、安定性余裕が悪化していると判定されれば（Ｓ１４：Ｙｅｓ）、時系列データＸtをピーク検知部６０に送信し、高応答評価のためのピーク検知を開始する（Ｓ１５）。  そして、Ｓ１２において算出された第１安定性指標Ｋ1から過去振幅の平均値Ａを取得する（Ｓ１６）。次に第１閾値ｐＡと第２閾値Ｂを設定し（Ｓ１７）、時系列データＸtが第１閾値ｐＡを超えたところで（Ｓ１８：Ｙｅｓ）、ピーク検知をして（Ｓ１９）、第２安定性指標Ｋ2に係る振幅と振動周期を検出する（Ｓ２０）。
【００６０】
そして、この第２安定性指標Ｋ2に係る振幅が第２閾値Ｂを超えると（Ｓ２１：Ｙｅｓ）、核熱水力安定性が不安定化したと評価して、注意警報を発し（Ｓ２２）、安全装置を作動させる（Ｓ２３）。なお、（Ｓ１８：Ｎｏ）（Ｓ２１：Ｎｏ）の場合は、ピーク検知機能を続行する（Ｓ１５）。
【００６１】
次に、図３に戻って、局所監視部８５の説明を行う。  
例えば、図１２に示される、第１安定性指標Ｋ1に係る減幅比が、他の核計装検出器の指標値と比べて有意に大きな値になった場合には、当該核計装検出器３１の炉心領域近辺で局所的な振動現象、あるいはその領域を中心とした領域振動が発生している、あるいは発生する可能性が高いと考えられる。
【００６２】
局所監視部８５では、その領域を特別に注目して監視する機能を有する。  
つまり局所監視部８５は、第１評価部８１が核熱水力安定性の不安定化を評価した場合、複数の第１安定性指標Ｋ1の中から有意に不安定化した核計装検出器３１を特定し、その周辺の局所領域を重点監視する。  
そして、局所監視部８５は、設定された局所領域から拡張した領域の核計装信号Ｓの減幅比、振幅及び位相差のうち少なくとも一つを監視して、局所振動、領域振動、炉心一体振動といった核熱水力不安定モードの推定を行う。
【００６３】
例えば、最大減幅比を与える検出器に隣接する検出器の減幅比を監視して、それらの値が最大減幅比を示す検出器と有意に異なれば、局所的な領域で安定性が悪化しているため、振幅に関しても注意深く監視を行い、振幅が制限値を越えたら振動を抑制するような操作を起動する。ここで制限値は、燃料健全性を損なう可能性があるような出力振動振幅を予め解析的に求めておき、その振幅に対して余裕のある値を設定する。
【００６４】
ここで、図１９に示される減幅比最大の中心領域から隣接範囲を実線から破線で示すように少しずつ拡大して、減幅比や振幅に有意な差の生じる領域まで拡大してゆくと、出力振動の範囲が推定できる。その範囲が炉心全体に広がるような場合には、炉心一体の不安定性が、炉心の片側で留まる場合には領域不安定性であるとそれぞれ核熱水力不安定モードを判断することができる。
【００６５】
また、図１８の位相差応答に示されるように、推定された振動の中心点における核計装信号Ｓとの位相差を逐次評価することにより、不安定モードを同様に推定することができる。  
安定性に余裕のある段階では、位相差は数１０度程度の値でばらついているが、６００秒付近の不安定化が開始され始めた段階で、左隣、左下の検出器信号との位相差は急激に増大して、位相差がほぼ１８０度、すなわち逆位相状態となっているが、下の検出器との位相差は３０度程度以下に留まっている。このことから、この例では振動の中心点から炉心左方向の半炉心領域と逆位相の領域振動、あるいは領域不安定性が発生していることがわかる。
【００６６】
以上の手順を図１９に示す。  
振動中心点が検出器３１Ａであるとすると、まずは実線円状にある最も隣接した４つの検出器３１Ｂ，３１Ｃ，３１Ｄ，３１Ｅを監視する。ここでまで振動が広がっていると判断されれば、次にもう一回り外側の破線の円周上、あるいは近接の領域まで監視範囲を広げてゆく。このような処理を繰り返して、振動の空間的な広がりを推定する。
【００６７】
また、図１９に示すように、核計装検出器３１Ａに対して炉心中心方向で最も離れた検出器３１Ｆ，３１Ｇ，３１Ｈとの位相差を監視して、位相差が数１０度程度であれば炉心内で同位相の炉心一体の不安定性、位相差が１００度を超えるような大きなものであれば逆位相、あるいは有意な位相差のある領域不安定性であると、それぞれ判断できる。  
明確な位相差がなく、また振幅や減幅比も検出器３１Ａだけが突出していれば局所不安定性であると判断できる。局所不安定性の場合は、例えば実線の円周上の検出器も含めた５つの検出器３１Ａ〜３１Ｄの信号応答を重点的に監視して、燃料健全性が損なわれるような出力振動現象を確実に回避することが可能である。
【００６８】
次に図２０に示すフローチャートを参照して（適宜図３参照）、局所監視機能を用いた場合の原子炉の出力監視方法の動作説明を行う。  
なお図２０のＳ３１〜Ｓ３４は、図１６のＳ１１〜Ｓ１４と同じであるので説明を省略する。  
局所監視機能が動作すると（Ｓ３５）、検出器３１の中から最大減幅比のものを特定し検出器３１Ａを振動中心点と推定する（Ｓ３６）。次に周辺の検出器３１Ｂ，３１Ｃ，３１Ｄ，３１Ｅを観察し（Ｓ３７）、減幅比信号の有為差の有無を確認する（Ｓ３８）。  
ここで有為差が無いと判定されれば（Ｓ３８：Ｎｏ）、局所不安定モードと判断され（Ｓ４２）、その旨の注意警報がなされ（Ｓ４３）、安全装置が作動する（Ｓ４４）。
【００６９】
一方、有為差があると判定されれば（Ｓ３８：Ｙｅｓ）、観察範囲を拡大し（Ｓ３９）、出力振動の範囲を推定するとともに（Ｓ４０）、離れた位置における検出器３１Ｆ，３１Ｇ，３１Ｈとの位相差を評価する（Ｓ４１）。そして、この位相差の値から不安定モードの種類が判断され（Ｓ４２）、その旨の注意警報がなされ（Ｓ４３）、安全装置が作動する（Ｓ４４）。
【００７０】
本発明は前記した実施形態に限定されるものでなく、共通する技術思想の範囲内において、適宜変形して実施することができる。例えば、出力監視装置３０は、このような実行手段を含むコンピュータであって、プログラムに基づいて指定された演算やデータ処理を実行するものである場合も含まれる。
【符号の説明】
【００７１】
１０…原子炉、１１…圧力容器、１１…原子炉、１３…気水分離器、１４…上部格子板、１５…シュラウド、１６…炉心、１７…炉心支持板、１８…再循環ポンプ、２１…主配管、２２…タービン、２３…発電機、２４…復水器、２６…給水配管、３０…出力監視装置、３１…計装管、３１ａ，３１ｂ，３１ｃ，３１ｃ…核計装検出器、３２…制御棒、３３…チャンネルボックス、３４…警報装置、３５…出力抑制装置、４０…信号処理部、４１…Ａ／Ｄ変換器、４２…バンドパスフィルタ、４４…算出部、５０…自己回帰分析部、５１…減幅比演算器、５２…振動周期演算器、５３…振幅演算器、６０…ピーク検知部（検知部）、６１…振幅検知器、６２…振動周期検知器、７０…統計処理部、７１…標準偏差演算部、７２…平均値演算部、７３…最大値選択部、８１…第１評価部、８２…第２評価部、８４…位相差演算部、８５…局所監視部、Ｋ1…第１安定性指標、Ｋ2…第２安定性指標、Ｓ…核計装信号、Ｘt…時系列データ。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
0005498153.tif 000019
【図１９】
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【図２０】
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