(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心で中性子を検出する複数の核計装検出器から出力される核計装信号の減幅比を算出する減幅比算出部と、
複数の前記減幅比のうち第１基準値を超えるものをカウントして前記炉心の不安定化指標を演算する不安定化指標演算部と、
前記不安定化指標が第２基準値を超える場合に前記炉心の出力抑制手段の起動を指示する起動指示部と、
重み係数を設定する重み係数設定部と、を備え、
前記不安定化指標演算部は、値の異なる複数の前記第１基準値に基づき複数の不安定化指標を演算し、各々に対応する前記重み係数を乗算させてから加算した値を出力することを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記複数の核計装検出器はグループに分類されており、
前記不安定化指標演算部は、前記グループを単位に前記不安定化指標を演算することを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項３】
請求項１又は請求項２に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記不安定化指標が前記第２基準値を超えることを契機に前記第１基準値を更新する基準値更新部をさらに備え、
前記起動指示部は、重度の異なる複数の前記出力抑制手段に対し起動を段階的に指示することを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項４】
請求項３に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記重度の異なる複数の前記出力抑制手段は、少なくとも警報、抑制準備、抑制の３種類の異なる効果を発揮するものが含まれることを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項５】
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核熱水力安定性監視装置において、
前記複数の核計装検出器の配置を表示するマップに、前記第１基準値を超える減幅比と超えない減幅比とが識別可能に表示されることを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項６】
請求項５に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
出力抑制手段の起動が指示されるのに同期して、前記マップが自動的に表示されることを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項７】
請求項２から請求項６のいずれか１項に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記起動指示部は、少なくとも２以上のグループにおいて前記不安定化指標が第２基準値を超える場合に前記出力抑制手段の起動を指示することを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項８】
請求項７に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記グループを単位に前記減幅比の平均値を求め、前記平均値間の偏差に基づいて前記第１基準値を補正する基準値補正部を備えることを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項９】
請求項７に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記グループは、それぞれにおける前記減幅比の平均値が均等になるように、前記複数の核計装検出器が分類されていることを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項１０】
請求項１から請求項９のいずれか１項に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記重み係数は、前記複数の不安定化指標に対応する各々を足し合わせた値が１になるように規格化されていることを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項１１】
請求項１から請求項１０のいずれか１項に記載の原子炉の核熱水力安定性監視装置において、
前記不安定化指標が前記第２基準値を超えることを契機に前記第２基準値を更新する基準値更新部をさらに備えることを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視装置。
【請求項１２】
炉心で中性子を検出する複数の核計装検出器から出力される核計装信号の減幅比を算出するステップと、
複数の前記減幅比のうち第１基準値を超えるものをカウントして前記炉心の不安定化指標を演算するステップと、
前記不安定化指標が第２基準値を超える場合に前記炉心の出力抑制手段の起動を指示するステップと、
重み係数を設定するステップと、を含み、
前記不安定化指標を演算するステップにおいて、値の異なる複数の前記第１基準値に基づき複数の不安定化指標を演算し、各々に対応する前記重み係数を乗算させてから加算した値を出力することを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視方法。
【請求項１３】
コンピュータに、
炉心で中性子を検出する複数の核計装検出器から出力される核計装信号の減幅比を算出させる機能、
複数の前記減幅比のうち第１基準値を超えるものをカウントして前記炉心の不安定化指標を演算させる機能、
前記不安定化指標が第２基準値を超える場合に前記炉心の出力抑制手段の起動を指示させる機能、
重み係数を設定する機能、を実行させ、
前記不安定化指標を演算させる機能において、値の異なる複数の前記第１基準値に基づき複数の不安定化指標を演算し、各々に対応する前記重み係数を乗算させてから加算した値を出力することを特徴とする原子炉の核熱水力安定性監視プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、運転中の原子炉の核熱水力安定性の監視技術に関する。
【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。
【０００３】
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ことが懸念される。
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）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】米国特許第５５５５２７９号明細書
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
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。さらに、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の追求が従来以上に求められている。
【０００７】
本発明はこのような問題を解決することを課題とし、原子炉の核熱水力安定性の監視精度及び信頼性を向上させる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】
【０００８】
本発明に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置は、炉心で中性子を検出する複数の核計装検出器から出力される核計装信号の減幅比を算出する減幅比算出部と、複数の前記減幅比のうち第１基準値を超えるものをカウントして前記炉心の不安定化指標を演算する不安定化指標演算部と、前記不安定化指標が第２基準値を超える場合に前記炉心の出力抑制手段の起動を指示する起動指示部と、重み係数を設定する重み係数設定部と、を備え、前記不安定化指標演算部は、値の異なる複数の前記第１基準値に基づき複数の不安定化指標を演算し、各々に対応する前記重み係数を乗算させてから加算した値を出力することを特徴とする。
【発明の効果】
【０００９】
本発明によれば、原子炉の核熱水力安定性の監視精度及び信頼性を向上させる技術が提供される。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明に係る核熱水力安定性監視装置が適用される原子力発電システムの実施形態を示す縦断面図。
【図２】本発明に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置の第１実施形態を示すブロック図。
【図３】領域振動と空間高次モード分布の説明図であって、（Ａ）は立体表示であり（Ｂ）は水平断面表示である。
【図４】システムに外乱を印加した際の振動的なインパルス応答の波形グラフ。
【図５】核計装信号の核熱水力安定性が安定状態から悪化状態に移る過程を示すグラフであって、（Ａ）は複数（６信号分）の減幅比の重ね書きを示し、（Ｂ）はそのうち代表する１信号を表示している。
【図６】図５と同じ期間における複数の核計装信号（４３信号分）の各時点における核熱水力安定性を示すグラフであって、（Ａ）は減幅比の度数分布であり、（Ｂ）は振動周期の度数分布である。
【図７】図５と同じ期間に亘って演算された不安定化指標の変化を示すグラフであって、（Ａ）は第１基準値が０．８の場合を示し、（Ｂ）は第１基準値を０．５〜０．９５の間で段階的に変化させた場合を示している。
【図８】各実施形態に適用されるマップの説明図。
【図９】第１実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置の動作を説明するフローチャート。
【図１０】第２実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置を示すブロック図。
【図１１】垂直方向に異なる位置に配置された核計装検出器から出力される核計装信号の減幅比を示すグラフ。
【図１２】第２実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置の動作を説明するフローチャート。
【図１３】第３実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置を示すブロック図。
【図１４】第３実施形態において、図５と同じ期間において演算された不安定化指標の変化を示すグラフであって、（Ａ）は図７（Ｂ）のように第１基準値を０．５〜０．９５の間で段階的に変化させて重み係数を適用した場合を示し、（Ｂ）はさらに等比数列を成す重み係数の公比を１．０，１．５，２．０と可変した場合を示している。
【図１５】第３実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置の動作を説明するフローチャート。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
（第１実施形態）
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に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。
【００１２】
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監視装置５０（以下、監視装置５０という）が設けられている。
【００１３】
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。
【００１４】
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。
【００１５】
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燃料集合体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、図１に示されるようにこの中性子を検出する核計装検出器３１Ａ,３１Ｂ,３１Ｃ,３１Ｄ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３４とが、多数配列して構成されている。
【００１６】
この計装管３４は、１６体の燃料集合体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３４が設けられている。
これら計装管３４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。
【００１７】
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、図１に示されるように、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。
【００１８】
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をグループ化して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薄く、第１実施形態では、一般的に安定性監視の感度が最も高いと言われるＢレベルのグループに対して核熱水力安定性の評価を行う。
【００１９】
核熱水力安定性に関連する出力振動は、燃料集合体３３を取り囲む燃料チャンネル内の流動条件が、中性子束の動的な応答に対する反応度フィードバックにより不安定化し、炉心全体にマクロ的に発生する現象である。そして、この出力振動は、この反応度フィードバックにより中性子束の空間モードが励起され振動に至ったものであると考えられている。
【００２０】
ここで励起された空間モードが基本モードである場合は、炉心一体振動と呼ばれ、同じ高さレベルの炉心断面の出力振動は、位相が基本的に揃っている。この場合、同じ断面で計測される複数の核計装信号Ｓは、互いに位相差がほとんど無く、加算してもキャンセリングされず、平均化信号（ＡＰＲＭ）を用いた振動検出が十分可能である。
【００２１】
これに対して、励起された空間モードが高次モードである場合は、領域振動と呼ばれ、その空間高次モード分布に従って、同じ高さの炉心断面におけるそれぞれの核計装信号Ｓに位相差が生じる。そして、この空間高次モード分布の節が振動の中心線となり、この中心線を挟んで位相差が１８０度となり振動が逆転する。
【００２２】
図３（Ａ）は、領域振動における空間高次モード分布を示しており、図３（Ｂ）に水平断面視されるように節に相当する振動の中心線ｃを挟んで、二つの領域ａ，ｂが互いに逆位相すなわち１８０度の位相差で振動している。
この場合、二つの領域ａ，ｂにまたがる複数の核計装信号Ｓを平均化すると位相差による振動のキャンセリングが生じ、平均化信号の振幅がなまされて振動検出が困難になる。すなわち、このような領域振動の検出には、炉心全体を平均化して出力するＡＰＲＭ信号の使用は不適切である。
また、図示を省略するが、ある特定の燃料集合体３３（図２）を中心に狭い領域で出力振動する局所振動の検出に対しても、ＡＰＲＭ信号の使用は不適切であるといえる。
【００２３】
図２に示されるように、監視装置５０は、炉心１６で中性子を検出する複数の核計装検出器３１から出力される核計装信号Ｓの減幅比γを算出する減幅比算出部５２と、複数の減幅比γのうち第１基準値Ｄを超えるものをカウントして炉心１６の不安定化指標Ｒを演算する不安定化指標演算部５４と、不安定化指標Ｒが第２基準値Ｐを超える場合に炉心１６の出力抑制手段６０の起動を指示する起動指示部５６と、を備えている。
そして、出力抑制手段６０は、重度の異なる複数の手段、例えば警告部６１と、挿入準備部６２と、制御棒挿入部６３と、を備えている。
【００２４】
グループ化部５１は、複数の核計装検出器３１をグループに分類するものであり、第１実施形態では、前記したＡ〜Ｄレベル毎にグルーピングされている。このうちいずれか一つのグループ（Ｂレベルに配置されている核計装検出器３１群とする）から出力される核計装信号Ｓ（１）〜Ｓ(Ｍ)が、減幅比算出部５２に出力されて、減幅比γ(１)〜γ(Ｍ)が演算されることになる。そして、このグループを単位に、不安定化指標演算部５４において不安定化指標Ｒが演算され、出力抑制手段６０の起動をするか否かの判断がなされる。
【００２５】
減幅比算出部５２は、受信した核計装信号Ｓにデジタル処理、及びノイズやトレンド成分を除く処理を施し、出力振動の成分のみからなる時系列データを抽出する。そして、この時系列データに統計的手法を適用し減幅比を高精度に求める。
統計的により減幅比を求める方法としては、直接自己相関関数を求めて相関関数の値が最大になる遅れ時間を振動周期とする方法、ＦＦＴ（高速フーリエ変換）や自己回帰法などによりスペクトル密度を求めそれが最大となる周波数（共振周波数、Ｈｚ）の逆数を振動周期とする方法、自己回帰法で伝達関数求め伝達関数極から推定した共振周波数から振動周期を求める方法、自己回帰法でインパルス応答を求め図４に示した関係から振動周期を求める方法等が挙げられる。
いずれの方法を用いるにしても、精度良く推定するためにはある程度のデータ長（振動を数周期分以上含む）を必要とする。
【００２６】
ここで、図４を参照し、システムに外乱を印加した際の振動的なインパルス応答を用いて、減幅比γ及び振動周期Ｔ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、核熱水力安定性の安定性を表す指標として一般に用いられる減幅比γ及び振動周期Ｔは次のように定義される。
減幅比γ＝（Ｘ3−Ｘ4）／（Ｘ1−Ｘ2）                （１）
振動周期Ｔ＝（ｔ3−ｔ1）  又は  （ｔ4−ｔ2）        （２）
【００２７】
この減幅比γは、値が１よりも小さければインパルス応答は減衰するのでこのシステムは安定、逆に１を超えれば振動は成長するのでシステムは不安定となる。また、減幅比γが１の場合は一定の振幅で振動が持続することになる。
また、振動周期Ｔは、短いほど振動がより速く成長したり減衰したりする。そして、この振動周期の逆数を、一般に共振周波数あるいは固有周波数と呼び、単位をＨｚあるいはｃｐｓとして表す。
【００２８】
図５（Ａ）は、核熱水力安定性が安定状態から不安定状態に移る過程において、減幅比算出部５２から５秒ごとに逐次出力されるＭ個の減幅比γのうち、６信号分を選択して重ね書きしたグラフである。
図６（Ａ）は、図５と同じ期間における複数の核計装信号（４３信号分）の各時点（４００，５００，６００，７００，８００，９００秒）における減幅比γの度数分布を示している。
【００２９】
４００秒の分布において減幅比γの平均は０．４５で標準偏差は０．１２を示し、５００秒の分布において減幅比γの平均は０．５７で標準偏差は０．１１を示し、６００秒の分布において減幅比γの平均は０．５７で標準偏差は０．０９、７００秒の分布において減幅比γの平均は０．７６で標準偏差は０．１５を示し、８００秒の分布において減幅比γの平均は０．８９で標準偏差は０．０７を示している。
【００３０】
そして、９００秒においては、減幅比γの平均は０．９６で標準偏差はわずかに０．０１と極めてコヒーレントな分布になっている。この９００秒の時点では、核熱水力不安定状態が炉心全体に均一に広がっていることを示している。
このように、安定状態から不安定状態に変化するのに伴い減幅比γは増大し、そのばらつき（標準偏差）が小さくなる傾向を示す。
【００３１】
図６（Ｂ）は、図６（Ａ）と同様の条件で、振動周期Ｔの度数分布を示したものである。振動周期Ｔにおいても、減幅比γと同様に不安定化に伴い、ばらつきが小さくなる傾向を示している。しかし、安定状態から不安定状態への変化に伴う、振動周期Ｔの変化の単調性は、減幅比γに比べて劣っているといえる。
これより、減幅比γの値自体を監視対象にすることが、高精度に核熱水力安定性を評価するのに適しているといえる。
【００３２】
図５（Ｂ）は、図５（Ａ）に表示される減幅比γの信号のうち代表する１信号を表示している。ここで示される第１基準値Ｄは、該当する減幅比γにおいて、安定状態及び不安定状態のいずれの状態にあるかを識別する値である。
この第１基準値Ｄは、大きな値を取る程に、不安定状態の判断基準が甘くなり、小さな値を取る程に、不安定状態の判断基準が辛くなる。蓄積部５８（図２）には、一つの第１基準値Ｄ又は値の異なるＮ個の第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）が格納されている。
【００３３】
そして、第１比較器５３（図２）において、グループに属する複数の減幅比γ(ｍ)（ｍ；１〜Ｍ）のそれぞれに対し、第１基準値Ｄとの大きさが比較される（式（３））。
γ(ｍ)≧Ｄ          （３）
【００３４】
不安定化指標演算部５４は、第１基準値Ｄを超える（前記式（３）を満たす）減幅比γ(ｍ)の数をカウントする。
この不安定化指標演算部５４の動作を図５（Ｂ）に基づいて説明する。
この場合、第１基準値Ｄは０．８に設定されている。炉心が徐々に不安定化するのに伴って、減幅比γはゆっくりと増加し、６４０秒付近から急激に増加して６８０秒付近で第１基準値Ｄに到達する。減幅比γは、わずかの期間だけ第１基準値Ｄを下回るが直ぐに超える。そこで、最初に第１基準値Ｄを超えた時点で、該当する核計装検出器３１の周辺領域は不安定化したものと判断し、不安定化指標演算部５４においてカウントアップする。
【００３５】
具体的には、ある時点において、グループ内の減幅比γ(ｍ)（ｍ；１〜Ｍ）に対し、前記式（３）を満たすものはａ(ｍ)＝１を計上し、前記式（３）を満たさないものはａ(ｍ)＝０を計上する。そして、計上された全てのａ(ｍ)（ｍ；１〜Ｍ）の総和をとり、総数Ｍで除算して規格化した値を不安定化指標Ｒとする（次式（４）〜（６））。そして、この不安定化指標Ｒは、０〜１の間の値をとることになる（次式（７））。
ａ(ｍ)＝１    （γ(ｍ)≧Ｄ）        （４）
ａ(ｍ)＝０    （γ(ｍ)＜Ｄ）        （５）
Ｒ＝ＳＵＭ{ａ(１)：ａ(ｍ)}／Ｍ      （６）
０≦Ｒ≦１                          （７）
【００３６】
そして、第２比較器５５において、不安定化指標Ｒに対し、蓄積部５８に蓄積される第２基準値Ｐとの大きさが比較される（式（８））。この第２基準値Ｐは、該当するグループにおいて、安定状態及び不安定状態のいずれの状態にあるかを識別する値である。
この式（８）が満たされると、原子炉の核熱水力安定性が悪化したと判断して、起動指示部５６は、炉心の出力抑制手段６０に対し起動を指示する。
Ｒ≧Ｐ                              （８）
【００３７】
図７（Ａ）は、第１基準値Ｄを０．８に設定し、図５と同じ期間に亘って演算された不安定化指標Ｒを示すグラフである。ここで第２基準値Ｐは、半数以上の核計装信号Ｓが不安定化したことを示す０．５に設定されている。
図７（Ａ）において不安定化指標Ｒは、６４０秒付近で非ゼロの値を取り始めた後に急速に立ち上がり、７００秒付近で第２基準値Ｐ（＝０．５）を超える。
【００３８】
ところで、図７（Ａ）のグラフに示すように、不安定化指標Ｒの立ち上がりは比較的早いために、グループが不安定状態と判断される（式（８）を満たす）タイミングは、第２基準値Ｐのとる値に対する依存度が小さいといえる。例えば、第２基準値Ｐが０．４と０．６の値をとる場合における時間差は２５秒にすぎない。
【００３９】
図７（Ｂ）は、第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）を０．５〜０．９５の間で段階的に設定した場合の不安定化指標Ｒを示すグラフである。
このように、第１基準値Ｄ(ｎ)の設定値を大きくするほど、立ち上がりは急になり直線化していく傾向が観測される。また、第１基準値Ｄ(ｎ)の設定値が小さい場合は、一旦非ゼロ値になってからもしばらくは立ち上がらないプラトー領域が観測される。
【００４０】
そこで、図２に示す蓄積部５８は、値の異なるＮ個の第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）を格納し、基準値更新部５７は、対応する不安定化指標Ｒ(ｎ)が第２基準値Ｐを超える（式（８）を満たす）ことを契機に、式（４）（５）で適用される第１基準値Ｄ(ｎ)を更新する。
そして、更新された第１基準値Ｄ(ｎ)に対応する不安定化指標Ｒ(ｎ)が式（８）を満たす度に、起動指示部５６は、重度の異なる複数の出力抑制手段６０（警告部６１、挿入準備部６２、制御棒挿入部６３）に対し起動を段階的に指示する。
【００４１】
例えば図７（Ｂ）では、安定から不安定に移行する初期状態では、第１基準値Ｄ(１)が適用されるために、第２基準値Ｐ（＝０．５）に到達する４００秒付近で警報が出る。そして、最終段階では、第１基準値Ｄ(Ｎ)が適用されているために、８２０秒付近で原子炉がトリップされる。このように、最終段階に至る約７分前には、不安定状態に入ることが警報されるので、運転員がその原因を調査して手動で適切な処置をとる時間が確保される。
このように、いきなり原子炉をスクラムするような振動抑制手段（制御棒挿入部６３）を起動することなく、事前に不安定化の兆候を運転員に知らせることができる。そして、第１基準値Ｄ(ｎ)を段階的に引き上げて不安定化指標Ｒを評価することで、状態変化に迅速に対応することができ、より柔軟で信頼性の高い監視が可能になる。
【００４２】
図８を参照して、各実施形態に適用されるマップ７０を説明する。
このマップ７０には、同一グループに属する複数の核計装検出器３１の配置が表示されている。さらに、それぞれの核計装検出器３１の減幅比γが表示され、第１基準値Ｄを超える（式（３）を満たす）減幅比γと超えない（式（３）を満たさない）減幅比γとが識別可能に表示されている。
また、このマップ７０は、第１比較器５３の処理が終了した時点で、リアルタイムに表示を更新する場合の他に、起動指示部５６において出力抑制手段６０に対する起動が指示されるのに同期して自動的に表示する場合がある。
【００４３】
ここで、図７（Ｂ）のグラフを参照しつつ、動作例の説明をする。まず４００秒付近で、最初の第１基準値Ｄ(１)＝０．５における不安定化指標Ｒが、第２基準値Ｐを越えた時点でまず警報が出される。そして、この警報吹鳴に伴って、モニタにマップ７０が表示され、運転員はこのモニタを監視して、どのような不安定化現象の兆候が発生しているかについて確認できる。
【００４４】
つまり、第１基準値Ｄ(１)＝０．５を超える核計装検出器３１の減幅比γについては、図８に示すように、その数値を二重枠で囲む。さらに、最大値を示す減幅比γの数値を太線枠で囲む。これにより、運転員はどのような不安定モードが発生しているかを推測することができる。マップ７０によれば、一点鎖線で示す対角線を挟んで第１基準値Ｄを越えた核計装検出器３１が分布しているので、この対角線を振動の節とした領域不安定性の兆候が示されている。このような対角線は、例えば核計装検出器３１の配列の各行において最低値を示す減幅比を点線枠で囲むことによって、視覚的に把握しやすくなる。
【００４５】
図９のフローチャートを参照して（適宜、図２参照）、第１実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置の動作を説明する。
まず、第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）及び第２基準値Ｐを取得する（Ｓ１１）。そして、グループ内のＭ個の核計装検出器３１から出力される核計装信号Ｓ(ｍ)（ｍ；１〜Ｍ）を受信し（Ｓ１２）、それぞれの減幅比γ(ｍ)（ｍ；１〜Ｍ）を算出する（Ｓ１３）。
【００４６】
Ｍ個の減幅比γ(ｍ)のそれぞれを第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ＝１）と対比して、超えるものについては１をカウントし（Ｓ１４：Ｙｅｓ，Ｓ１５）、超えないものについては０をカウントする（Ｓ１４：Ｎｏ，Ｓ１６）。この処理を、グループ内の減幅比γ(ｍ)に対して行い（Ｓ１７：Ｎｏ）、Ｍ個の全てに実行したところで（Ｓ１７：Ｙｅｓ）、不安定化指標Ｒ(ｎ)（ｎ＝１）を演算する（Ｓ１８）。
【００４７】
次に、この不安定化指標Ｒ(ｎ)（ｎ＝１）を第２基準値Ｐと対比して、これを超えない場合は（Ｓ１９：Ｎｏ）、ｎ＝１を固定したまま、Ｓ１２からＳ１８のルーチンＱを繰り返す。
そして、この不安定化指標Ｒ(ｎ)（ｎ＝１）が、第２基準値Ｐを超える場合は（Ｓ１９：Ｙｅｓ）、第１抑制手段（警告部６１）が起動する（Ｓ２０）。
【００４８】
さらに、ｎ＝２となり（Ｓ２１：Ｎｏ）、第１基準値Ｄ(ｎ)が更新される（Ｓ１１）。その後、Ｓ１２からＳ２１のルーチンが繰り返され、ｎが更新し最終的な第Ｎ抑制手段（制御棒挿入部６３）が起動したところで（Ｓ２１：Ｙｅｓ）、監視装置５０の動作が終了する。
【００４９】
このように、第１基準値Ｄ(ｎ)を段階的に引き上げながら導いた不安定化指標Ｒ(ｎ)により、軽警報、重警報、制御棒挿入準備開始、制御棒挿入、というように段階的に振動抑制操作を進めることができる。特に、予め警報を出すことにより、突然自動的に振動抑制手段としての制御棒挿入が起動されることがなくなり、運転員に対する負荷が軽減される。
【００５０】
（第２実施形態）
図１０に基づいて、第２実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置を説明する。なお、図１０において図２と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、すでにした記載を援用して、詳細な説明を省略する。
第２実施形態の監視装置５０は、少なくとも２以上のグループにおいて不安定化指標Ｒkが第２基準値Ｐを超える場合に、起動指示部５６が、出力抑制手段６０の起動を指示する点において、第１実施形態の場合と相違する。
さらに、第２実施形態の監視装置５０は、基準値補正部７１を備える点において、第１実施形態の場合と相違する。
【００５１】
図１１のグラフは、垂直方向に異なる位置に配置された核計装検出器３１Ａ〜３１Ｄ（図１）から出力される核計装信号ＳA〜ＳDの減幅比を示す。
このグラフによれば、鉛直方向下部のＡレベル、Ｂレベルの核計装信号ＳA，ＳBの減幅比γの方が、上部のＣレベル、Ｄレベルの核計装信号ＳC，ＳDの減幅比γに比べて、感度が高いことが判る。
核計装検出器３１をグループ化する場合、同じ高さレベル毎に分類するのが好都合である。ただし、このようなグループ分けを行った場合には、レベル間での検出器感度の違いを予め考慮する必要がある。
【００５２】
基準値補正部７１（図１０）は、Ｋ個に分類されたグループに対し、第ｋグループ（ｋ；１〜Ｋ）を単位に減幅比γk(ｍ)の平均値を求め、平均値間の偏差ｕkに基づいて第１基準値Ｄkを補正する機能をもつ。
具体的に、第ｋグループにおける減幅比の平均値<γk>は、出力される減幅比γk(ｍ)の数がＭであるとして、次式（９）で示される。
<γk>＝SUM{γk(１)：γk(Ｍ)}／Ｍ        （９）
【００５３】
さらに、１〜Ｋの各グループの平均減幅比<γk>のうち最大のものをmax<γ>とした場合、偏差ｕkは次式（１０）で示され、各グループに適用される第１基準値Ｄkは次式（１１）で示される。
uk＝max<γ>−<γk>                      （１０）
Ｄk＝Ｄ−uk                             （１１）
【００５４】
図１２のフローチャートを参照して（適宜、図１０参照）、第２実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置の動作を説明する。
炉心１６に配置される複数の核計装検出器３１をＫ個のグループに分類する（Ｓ３１）。なお、ここで一つのグループは、Ｍ個の核計装検出器３１から構成されているものとする。次に第１基準値Ｄの初期値及び第２基準値Ｐを取得する（Ｓ３２）。
【００５５】
そして、第ｋグループの平均減幅比<γk>をｋ＝１から順番に求め（Ｓ３３，Ｓ３４：Ｎｏ）、Ｋ個の全てのグループの平均減幅比を求める（Ｓ３４：Ｙｅｓ）。次に１〜Ｋの各グループの平均減幅比<γk>のうち最大のものをmax<γ>とし、第ｋグループの平均減幅比<γk>との偏差ｕkを求める（Ｓ３５）。さらに、この偏差ｕkを用いて、Ｓ３２で取得した第１基準値Ｄの初期値を補正し、第ｋグループに適用する第１基準値Ｄkを求める（Ｓ３６）。
【００５６】
そして、グループ単位で異なる第１基準値ＤkをルーチンＱ（図９）に適用し、第ｋグループに対する不安定化指標Ｒkを算出する（Ｓ３７）。そして、この不安定化指標Ｒkが第２基準値Ｐを超えない場合は（Ｓ３８：Ｎｏ）、Ｓ３３からＳ３７のルーチンを繰り返す。そして、全部でＫ個ある不安定化指標Ｒkのうちいずれかが第２基準値Ｐを超えた場合であっても規定数の不安定化指標Ｒkが第２基準値Ｐを超えないうちは（Ｓ３９：Ｎｏ）、Ｓ３３からＳ３８のルーチンが繰り返される。
そして、規定数のグループで第２基準値Ｐを超えたところで（Ｓ３９：Ｙｅｓ）、抑制手段６０が起動し（Ｓ４０）、監視装置５０の動作が終了する。
【００５７】
なお、第２実施形態においても、第１実施形態のように、複数の第１基準値Ｄ(ｎ)を予め蓄積部５８に登録させておき、段階的に重度の異なる複数の出力抑制手段６０（警告部６１、挿入準備部６２、制御棒挿入部６３）を起動させることもできる。
【００５８】
また、グループ化する方法は、前記したように高さレベル毎に分類する場合以外にも種々の分類方法が考えられる。前記した高さレベル毎にグループ化する分類方法では、レベル間での検出器感度の違いを予め考慮しておく必要があった。
そこで、それぞれのグループにおける平均減幅比<γk>が均等になるように、複数の核計装検出器３１が分類されれば、そのような考慮が不要となる。この場合、図１２の動作フローにおいて、Ｓ３３〜Ｓ３６のフローを省略することができる。
【００５９】
そのようなグループ化をする方法としては、全てのグループにおいて、Ａ〜Ｄの４レベルの核計装検出器３１が同じ比率で存在するようにする方法がある。例えば、図２の炉心１６の左上の箇所から右へ順番に、第１グループではＡ／Ｂ／Ｃ／Ｄ／Ａ／Ｂ／Ｃ・・・となるように、第２グループではＢ／Ｃ／Ｄ／Ａ／Ｂ／Ｃ／Ｄ・・・となるように、第３グループではではＣ／Ｄ／Ａ／Ｂ／Ｃ／Ｄ／Ａ・・・となるように、第４グループではＤ／Ａ／Ｂ／Ｃ／Ｄ／Ａ／Ｂ・・・となるように分類する方法である。
【００６０】
この場合は、グループ間の平均減幅比において偏差が発生しにくくなる上に、炉心内における核計装検出器３１の配置の情報も保持される。ただし、図８のようなマップ７０の表示において、減幅比γを比較する場合は、鉛直方向レベルでの偏差を推定して補正する必要がある。また、単純に全体を１つのグループとして取り扱うのであれば、各計装管３４の４信号を平均化した信号を用いれば良い。２グループだけであれば、例えば（Ａ＋Ｄ）の平均と（Ｂ＋Ｃ）の平均、あるいは（Ａ＋Ｃ）の平均と（Ｂ＋Ｄ）の平均を用いるグループを２つ用意する。３グループであれば、Ｄを除いた３レベルでグループ化するといった方法を用いれば、補正は不要になる。
【００６１】
（第３実施形態）
図１３に基づいて、第３実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置を説明する。なお、図１３において図２と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、すでにした記載を援用して、詳細な説明を省略する。
第３実施形態の監視装置５０は、重み係数Ｗ(ｎ)を設定する重み係数設定部７２を備え、基準値更新部５７は、統合化した不安定化指標Ｒが第２基準値Ｐ(ｊ)を超える（式（８）を満たす）ことを契機に、次のルーチンで式（８）に適用される第２基準値Ｐ(ｊ)を更新する点において、第１実施形態や第２実施形態の場合と相違する。
【００６２】
不安定化指標演算部５４は、値の異なるＮ個の第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）に対応する複数の不安定化指標Ｒ(ｎ)を前記式（４）〜（６）に基づき演算する。
そして、次式（１２）に示すように、不安定化指標Ｒ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）の各々に対応する重み係数Ｗ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）を乗算させてから加算した値を不安定化指標Ｒとして出力する。
Ｒ＝ＳＵＭ{Ｗ(１)×Ｒ(１)：Ｗ(Ｎ)×Ｒ(Ｎ)}      （１２）
【００６３】
ここで、重み係数Ｗ(ｎ)は、次式（１３）に示すように、複数の不安定化指標Ｒ(ｎ)に対応する各々を足し合わせた値が１になるように規格化されている。
ＳＵＭ{Ｗ(１)：Ｗ(Ｎ)}＝１                      （１３）
【００６４】
図１４（Ａ）のグラフは、図５と同じ期間において演算された不安定化指標Ｒを実線で示し、Ｒ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）の項を破線で示している。
このように、先の第１実施形態では、複数の設定点ｎごとに個別に不安定化指標Ｒ(ｎ)を表していたが、第３実施形態では、１つの統合化した不安定化指標Ｒとして表すことになる。
ここで、統合化した不安定化指標Ｒは、減幅比γの小さな安定状態ではゆっくりと立ち上がり、不安定状態が進むと急に立ち上がるといった、個別の不安定化指標Ｒ(ｎ)の応答の特徴を含んでいるといえる。
【００６５】
なお、次式（１４）に示すように、設定点ｎが大きくなるに従い、重み係数Ｗ(ｎ)も大きく設定すれば、進展する不安定性の監視精度を高めることができる。
そして、重み係数Ｗ(ｎ)は、次式（１５）に示されるように、公比ｒを用いた等比数列として表すことができる。
Ｗ(ｎ＋１)  ＞  Ｗ(ｎ)                          （１４）
Ｗ(ｎ＋１)  ＝  ｒ×Ｗ(ｎ)                      （１５）
【００６６】
図１４（Ｂ）は、等比数列を成す重み係数Ｗ(ｎ)の公比ｒを１．０，１．５，２．０と段階的に変化させた場合の不安定化指標Ｒを表している。
このように、重み係数Ｗ(ｎ)を変化させることにより、立ち上がりの感度を変えることができる。公比ｒを大きく設定すれば、減幅比γの小さい状態での立ち上がりは遅くプラトー領域が現れる。すなわち、安定度があまり変わらなければ、統合化した不安定化指標Ｒはほぼ一定で推移し、逆に、減幅比γが大きくなるに従い、統合化した不安定化指標Ｒの増加率は急激に大きくなり、立ち上がりは急になる。
【００６７】
図１４（Ｂ）において、プラトーから立ち上がる６５０秒付近では、振幅は小さいながらも領域振動が明確に発生する時点に一致しており、このような物理現象を視覚的に区別できる利点がある。このように、重み係数Ｗ(ｎ)は、不安定検知の感度向上や、特定の現象の識別等といった検知の目的に応じて、最適な値を設定することができる。
【００６８】
図１５のフローチャートを参照して（適宜、図１３参照）、第３実施形態に係る原子炉の核熱水力安定性監視装置の動作を説明する。
まず、設定点ｎの第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）を取得し（Ｓ５１）、この設定点ｎに対応する重み係数Ｗ(ｎ)を設定する（Ｓ５２）。さらに、第２基準値Ｐ(ｊ)（ｊ＝１）を取得する（Ｓ５３）。
【００６９】
そして、第１基準値Ｄ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）に対してルーチンＱ（図９）を適用し、個別の不安定化指標Ｒ(ｎ)を算出し、統合化した不安定化指標Ｒを算出する（Ｓ５４）。そして、この統合化した不安定化指標Ｒが第２基準値Ｐ(ｊ)（ｊ＝１）を超えない場合は（Ｓ５５：Ｎｏ）、Ｓ５４のルーチンを繰り返し、第２基準値Ｐ(ｊ)（ｊ＝１）を超えたところで（Ｓ５５：Ｙｅｓ）、第ｊ出力抑制手段６０（ｊ＝１）が起動し（Ｓ５６）、軽警告がなされる。
【００７０】
さらに、ｊ＝２となり（Ｓ５７：Ｎｏ）、第２基準値Ｐ(ｊ)が更新される（Ｓ５３）。その後、Ｓ５３からＳ５７のルーチンが繰り返され、ｊが更新し最終的な第Ｊ抑制手段（制御棒挿入部６３）が起動したところで（Ｓ５７：Ｙｅｓ）、監視装置５０の動作が終了する。
このように、第３実施形態においても、第２基準値Ｐ(ｊ)を複数設定することにより、第１実施形態のように、段階的に重度の異なる複数の出力抑制手段６０（警告部６１、挿入準備部６２、制御棒挿入部６３）を起動させることができる。
また、第３実施形態においても、第２実施形態のように、複数のグループを設定し、規定数のグループが基準値を超えたところで抑制手段を起動させることができる。
【００７１】
以上より、本発明により原子炉における核熱水力不安定性に起因する出力振動を高い信頼性で検知して、出力振動が燃料やプラントの健全性に重要な影響を及ぼすことなく、出力振動を抑制することが可能となり、原子炉の安全で効率的な運転に貢献する。
【００７２】
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、本発明は、コンピュータによって各手段を各機能プログラムとして実現することも可能であり、各機能プログラムを結合して原子炉の核熱水力安定性監視プログラムとすることも可能である。
【符号の説明】
【００７３】
１０…原子炉、１１…圧力容器、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、２５…ポンプ、２６…給水配管、３１（３１Ａ，３１Ｂ，３１Ｃ，３１Ｄ）…核計装検出器、３２…制御棒、３３…燃料集合体、３４…計装管、５０…核熱水力安定性監視装置、５１…グループ化部、５２…減幅比算出部、５３…第１比較器、５４…不安定化指標演算部、５５…第２比較器、５６…起動指示部、５７…基準値更新部、５８…蓄積部、６０…出力抑制手段、６１…警告部、６２…挿入準備部、６３…制御棒挿入部、７０…マップ、７１…基準値補正部、７２…重み係数設定部、γ（γk，γ(ｍ)  ｍ：１〜Ｍ）…減幅比、Ｄ（Ｄ(ｎ)  ｎ：１〜Ｎ）…第１基準値、Ｐ…第２基準値、Ｒ（Ｒk，Ｒ(ｎ)  ｎ：１〜Ｎ）…不安定化指標、Ｓ（ＳA，ＳB，ＳC，ＳD，Ｓ（１）〜Ｓ(ｍ)）…核計装信号、ｕk…偏差、Ｗ(ｎ)（ｎ；１〜Ｎ）…重み係数。
【図１】
0005574943.tif 000002
【図２】
0005574943.tif 000003
【図３】
0005574943.tif 000004
【図４】
0005574943.tif 000005
【図５】
0005574943.tif 000006
【図６】
0005574943.tif 000007
【図７】
0005574943.tif 000008
【図８】
0005574943.tif 000009
【図９】
0005574943.tif 000010
【図１０】
0005574943.tif 000011
【図１１】
0005574943.tif 000012
【図１２】
0005574943.tif 000013
【図１３】
0005574943.tif 000014
【図１４】
0005574943.tif 000015
【図１５】
0005574943.tif 000016