(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
インターナルポンプのポンプ回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量を求める一方、この炉心入口流量と給水流量、給水エンタルピおよびキャリアンダエンタルピを使用して熱平衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して収束演算法により解を収束させ、収束解を炉心入口流量および冷却材温度として求め、評価することを特徴とする沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項２】
インターナルポンプのポンプ回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量を求める一方、この炉心入口流量と給水流量、給水エンタルピおよびキャリアンダエンタルピを使用して熱平衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して物性値表から冷却材温度を求め、収束演算法により炉心入口流量および冷却材温度が互いに収束する解を持つまで繰返し演算し、最終的に収束した解を最終評価値として炉心入口流量および冷却材温度を求めることを特徴とする沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項３】
測定されたインターナルポンプのポンプ回転数とポンプ部差圧ならびに予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性から炉心入口流量を求めるポンプ部差圧測定法と、この炉心入口流量と炉心入口エンタルピの関係を示す熱平衡法とを組み合せた関係式を繰返し収束演算させて炉心入口流量および冷却材温度を求めるために、給水流量、給水温度、給水エンタルピの検出値を測定し、この検出値とキャリアンダエンタルピを熱平衡法の入力関数とすることを特徴とする沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項４】
沸騰水型原子炉にプロセス計算機を付設し、このプロセス計算機にポンプ部差圧測定法および熱平衡法の演算機能を具備し、さらに、これら２つの演算機能の収束計算を行なうことにより、その収束解から炉心入口流量および冷却材温度を測定し、評価するように設定したことを特徴とする沸騰水型原子炉の物理量計測演算装置。
【請求項５】
原子炉圧力容器と炉心シュラウドの間に複数のインターナルポンプを内蔵させた沸騰水型原子炉において、
（ａ）原子炉冷却材の温度を示す値を決定し、
（ｂ）この原子炉冷却材温度の決定値から原子炉冷却材密度の初期値を導出し、
（ｃ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、
（ｄ）原子炉圧力容器圧力の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、
（ｅ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度と各インターナルポンプの測定されたポンプ部差圧およびポンプ速度とを関数として全炉心入口流量の値を算出し、
（ｆ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｅ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値を決定し、
（ｇ）ステップ（ｆ）で決定された炉心入口エンタルピの値と、炉心下部プレナム領域の圧力の検出値と、蒸気表とから原子炉冷却材密度の改善値を導出し、
（ｈ）ポンプ部差圧測定法を用いて、ステップ（ｇ）で導かれた原子炉冷却材密度の改善値と各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の検出値を関数として全炉心入口流量の改善値を演算し、
（ｉ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｈ）で演算された全炉心入口流量の改善値と熱平衡方程式の他の項の検出値および推定値を関数として炉心入口エンタルピの改善値を決定し、
（ｊ）ステップ（ｉ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力値と蒸気表から原子炉冷却材密度のさらに改善値を導出し、
（ｋ）炉心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値における差が予め定められた所要量以下となるまで、逐次近似法でステップ（ｈ），（ｉ）および（ｊ）を反復させる各ステップを有し、沸騰水型原子炉の炉心入口流量を評価する沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項６】
（ｌ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉の炉心支持板にかかる差圧を測定し、
（ｍ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉出力を測定し、
（ｎ）前記ステップ（ｈ）〜（ｋ）によってそれぞれ多数のサンプリング時間で炉心入口流量の最終値を取得し、
（ｏ）炉心入口流量を炉心支持板差圧および原子炉出力と関連させるために炉心入口流量の最終値を用いる各ステップをさらに有する請求項５記載の沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項７】
沸騰水型原子炉において、
（ａ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉の炉心支持板にかかる差圧を測定し、
（ｂ）各々多くのサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉出力を測定し、
（ｃ）各々多くのサンプリング時間で炉心入口流量の最終値を決定し、
（ｄ）炉心入口流量を炉心支持板にかかる差圧と原子炉出力の検出値と関連させるために炉心入口流量の最終値を用いる各ステップを有し、前記炉心入口流量の各最終値は、近似の炉心入口流量を導くポンプ部差圧測定法と、近似の原子炉冷却材密度を繰返しシーケンスで導く熱平衡方程式とを用いて、逐次近似法の繰返し処理により得られ、炉心入口流量を評価する沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項８】
前記ステップ（ｃ）は、
（ｅ）原子炉圧力容器の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、
（ｆ）決定された原子炉冷却材温度の値から原子炉冷却材密度の初期値を導出し、
（ｇ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、
（ｈ）原子炉圧力容器の炉心下部プレナム領域の圧力を測定し、
（ｉ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度の初期値と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度とを関数として全炉心入口流量の検出値を演算し、
（ｊ）熱平衡方程式を使用して、ステップ（ｉ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値を決定し、
（ｋ）ステップ（ｊ）で決定された炉心入口エンタルピの値と炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力の検出値と蒸気表とから原子炉冷却材密度の改善値を導出し、
（ｌ）前記ポンプ部差圧測定法を用いて、ステップ（ｋ）で導かれた原子炉冷却材密度の改善値と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の関数として全炉心入口流量の改善値を演算し、
（ｍ）前記熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｌ）で演算された全炉心入口流量の改善値と蒸気熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値の関数として、炉心入口エンタルピの改善値を決定し、
（ｎ）ステップ（ｍ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレナム領域の圧力検出値と、蒸気表とから原子炉冷却材密度のさらなる改善値を導出し、
（ｏ）逐次近似法での炉心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値の差が、予め決められた所要量以下になるまで、ステップ（ｌ），（ｍ）および（ｎ）を反復させる各ステップを有する請求項７記載の沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【請求項９】
（ａ）起動前に、多数の原子炉出力／炉心入口流量点における炉心支持板差圧の予測値を、原子炉の炉心を模擬した解析プログラムを用いて生成し、
（ｂ）炉心支持板の差圧予測値に基づいて、原子炉出力と炉心支持板差圧との間の炉心入口流量の二次関数の係数を決定し、
（ｃ）起動後、炉心支持板の差圧、インターナルポンプのポンプ部差圧および原子炉出力を、多数のサンプリング時間でそれぞれ測定し、
（ｄ）原子炉出力／炉心入口流量の最終値を多数のサンプリング時間のそれぞれで決定し、
（ｅ）前記炉心入口流量の最終値を用いて、前記二次関数の係数を調整し、
（ｆ）調整された係数を用いて二次関数に代入させると、所望の炉心入口流量とほぼ等しい炉心入口流量値を与える炉心支持板差圧および原子炉出力で原子炉を運転させるステップを有し、前記炉心入口流量の各最終値は、近似の炉心入口流量を導くポンプ部差圧測定法と近似の原子炉冷却材密度を繰返しシーケンスで導く熱平衡方程式とを用いて逐次近似法の繰返し処理により得られ、沸騰水型原子炉を所望の炉心入口流量で運転する沸騰水型原子炉の運転方法。
【請求項１０】
前記ステップ（ｄ）は、
（ｇ）原子炉内で原子炉冷却材温度を表示する値を決定し、
（ｈ）原子炉冷却材温度の決定値から原子炉冷却材密度の初期値を導出し、
（ｉ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、
（ｊ）原子炉圧力容器の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、
（ｋ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度の初期値と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の関数として全炉心入口流量を演算し、
（ｌ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｋ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値を決定し、
（ｍ）ステップ（ｌ）で決定された炉心入口エンタルピの値と炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力の検出値と蒸気表から原子炉冷却材密度の改善値を導出し、
（ｎ）前記ポンプ部差圧測定法を用いて、ステップ（ｍ）で導出された原子炉冷却材密度の改善値と、測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の関数として全炉心入口流量の改善値を演算し、
（ｏ）前記熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｎ）で演算された全炉心入口流量の改善値と、上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの改善値を決定し、
（ｐ）ステップ（ｏ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレナムの圧力検出値と蒸気表から原子炉冷却材密度のさらなる改善値を導出し、
（ｑ）逐次近似法で炉心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値の差が、予め定められた所要量以下になるまで、ステップ（ｎ），（ｏ）およびその（ｐ）を反復させる各ステップを有する、請求項９記載の沸騰水型原子炉の運転方法。
【請求項１１】
インターナルポンプのポンプ回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量を求める一方、この炉心入口流量と、給水流量、給水エンタルピ、原子炉冷却浄化系の定常状態の流量、原子炉冷却浄化系から原子炉圧力容器への戻り流のエンタルピ、原子炉圧力容器から原子炉冷却浄化系への吸引流のエンタルピ、原子炉圧力容器への制御棒駆動機構のパージ流の出力量流量、原子炉圧力容器への制御棒駆動機構のパージ流のエンタルピおよび定格原子炉熱出力の検出値と、さらに、キャリアンダエンタルピ、インターナルポンプのパージ流の質量流量、インターナルポンプのパージ流のエンタルピ、インターナルポンプの運転によりダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域に加える全エネルギ、原子炉圧力容器のダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域からの熱損失、原子炉が定格出力状態にあるときダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域に加えられたガンマおよび中性子の熱に想到する熱出力を使用して熱平衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して物性値表から冷却材温度を求め、収束演算法により炉心入口流量および冷却材温度が互いに収束する解を持つまで繰返し演算し、最終的に収束した解を最終評価値として炉心入口流量および冷却材温度を求めることを特徴とする沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉内再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子炉の炉心入口流量を測定する沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算装置に係り、特に、炉心入口流量および冷却材温度を測定し、評価する沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算装置ならびにその運転方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子力発電所においては、原子炉圧力容器内の炉心部に装荷された原子炉燃料内で発生する核分裂量を制御したり、また、核分裂によって発生した熱を有効に除去するために、冷却材である水を原子炉圧力容器内で強制的に循環させる冷却材循環方式を採用している。冷却材の循環量が多いときには原子炉の出力は増加し、循環量が少ないときには原子炉出力は減少する。沸騰水型原子力発電所においては、安全で良好な運転を継続させるために常時観測されなければならない物理量は数多く存在するが、その中でも炉心入口流量は重要な物理量である。
【０００３】
沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという。）では、このため、炉心入口流量を測定するようになっており、測定された炉心入口流量は幾つかの関数（ｆｕｎｃｔｉｏｎ）として使用される。これらの関数には、原子炉緊急停止信号として原子炉緊急停止系統への入力、再循環流量制御のフィードバック信号、および発電所出力計算、例えば最小限界出力比計算のためのプラントプロセス計算機への入力がある。正確な炉心入口流量の推定は、これらの限界出力比を確認するために必要である。
【０００４】
従来のＢＷＲでは、原子炉内で冷却材を強制循環させるために、外部再循環方式が採用されている。外部再循環方式のＢＷＲでは、原子炉圧力容器から外部に炉水が引き出され、この炉水は外部再循環ポンプでポンプアップされて原子炉圧力容器内に送り込まれる。原子炉圧力容器内にはディフューザを備えた大型のジェットポンプが備えられ、このジェットポンプで周囲の炉水を巻き込んで、原子炉圧力容器のダウンカマ領域から炉心下部プレナム領域に送り込み、原子炉圧力容器内で炉水を強制循環させるようになっている。従来のＢＷＲでは、外部再循環方式の採用とジェットポンプの存在により、原子炉圧力容器内を循環する全炉心入口流量の正確な推定が比較的可能であった。
【０００５】
最近のＢＷＲでは、外部再循環方式やジェットポンプが採用されず、原子炉圧力容器内に再循環ポンプ内蔵型の改良形沸騰水型原子炉（以下、ＡＢＷＲという。）が設計されている。ＡＢＷＲでは、原子炉圧力容器内に環状のポンプデッキがダウンカマ領域の周方向に設けられている。この環状デッキには、ダウンカマ領域の炉水を下方へ押し出すインペラポンプタイプの原子炉内再循環ポンプ（以下、インターナルポンプという。）が複数台例えば３６°の間隔で周方向に１０台設置される。これらのインターナルポンプによりダウンカマ領域の炉水（原子炉冷却材）を押し下げて炉心下部プレナム領域に案内し、案内された原子炉冷却材は、炉心下部プレナム領域で流れの方向が反転され、原子炉の炉心支持板から炉心を通って上昇せしめられるようになっている。
【０００６】
従来のＡＢＷＲにおいて、炉心入口流量を測定し、測定された炉心入口流量値を較正して正確な炉心入口流量値を得る方法および装置が米国特許第４，９７５，２３９号明細書に開示されている。この方法は、インターナルポンプを備えた内部強制循環タイプの原子炉に使用される。この原子炉では原子炉冷却材（炉水）がダウンカマ領域を下降して半径方向内側へ導かれ、最終的に炉心支持板を経て炉心内を上昇せしめられるようになっている。この原子炉には炉心支持板にかかる冷却材の圧力差を検出する差圧検出器が設けられている。この差圧検出器は、炉心に挿設された局部出力領域モニタ（以下、ＬＰＲＭという。）からの入力により測定精度が向上せしめられる。測定された炉心支持板の差圧と原子炉出力とは、いずれも原子炉内の炉心入口流量を正確に予測するために使用される。
【０００７】
米国特許第４，９７５，２３９号明細書に開示された従来技術では、原子炉冷却材の全炉心入口流量を正確に計測するために、炉心支持板差圧とＬＰＲＭからのリアルタイムの読みとを使用する計算法が開発された。原子炉冷却材の全炉心入口流量を正確に較正するために、定常状態における原子炉出力と炉心入口流量で２つの較正基準が使用された。
【０００８】
第１の較正基準は、原子炉炉心支持板付近に熱電対を装置し、原子炉炉心を通って上昇する冷却材の流体エンタルピの測定に用いられる。測定された流体エンタルピは、エネルギ流量平衡方程式（ａｎ  ｅｎｅｒｇｙ  ｆｌｏｗ  ｂａｌａｎｃｅ  ｅｑｕａｔｉｏｎ  ）に使用され、その場合、炉心入口流量は未知数として解かれる。
【０００９】
第２の較正基準は、強制循環ポンプ（インターナルポンプ）の環状ポンプデッキに作用する検出圧力差が用いられる。２つの較正基準は、最小自乗平均法（ａ  ｌｅａｓｔ  ｓｑｕａｒｅｓ  ａｖｅｒａｇｉｎｇ  ）を使用する出力に組み合され、その結果は、表示された計算（ａｌｇｏｒｉｔｈｍ  ）を較正するために用いられる。
【００１０】
米国特許第４，９７５，２３９号明細書では、炉心支持板差圧と中性子束との２つの独立した二次方程式に基いた簡単な近似計算が、ＡＢＷＲの炉心入口流量を較正するために用いられた。この適合（近似計算）方程式は熱水分析結果から決定された。この適合方程式で計算された炉心入口流量の不確かさは、全出力における定格流量の５．２％より低く定められた。運転サイクル中にクラッドと廃棄物の増加による影響は、炉心入口流量の不確かさを計算するときに、考慮された。
【００１１】
測定された炉心支持板差圧と中性子束から計算された炉心入口流量ＭＣＦは、インターナルポンプを備えた沸騰水型原子炉の次の制御に用いるのに有用である。
【００１２】
（１）炉心入口流量基準の熱出力モニタ制御回路（ｆｌｏｗ−ｂａｓｅｄ  ｔｈｅｒｍａｌ  ｐｏｗｅｒｍｏｎｉｔｏｒ  ｃｏｎｔｒｏｌ  ｒｏｄ  ｂｌｏｃｋ）とスクラム設定値の計算；
（２）原子炉緊急停止装置の炉心流量急減スクラム；
（３）再循環流量制御系（ｒｅｃｉｒｃｕｌａｔｉｏｎ  ｆｌｏｗ  ｃｏｎｔｒｏｌ  ｓｙｓｔｅｍ  ）の選択制御棒挿入ロジック；
（４）再循環流量制御システムの炉心流量フィードバック信号。
【００１３】
測定された炉心支持板差圧と原子炉出力とを基準にした２つの独立した二次方程式は、炉心入口流量をＭＣＦとすると、次式で表わされる。
【００１４】
【数１】
0003548656.tif 000002
【００１５】
炉心支持板差圧の平方根（ΔＰＣＰ）１／２に対する炉心入口流量ＭＣＦの二次方程式は、簡単な二次関数を用いた近似計算により、１００％，７５％，５０％および２５％出力の各々について４種決定される（図６の代表データ参照）。７５％，５０％および２５％出力における炉心入口流量は、そのデータを適用して１００％出力の炉心入口流量で除算した結果得られる。同じことが、７５％炉心入口流量を適用して１００％，５０％および２５％出力データに対し行なわれた。これは、（予め付与された出力で決定される）単一曲線の確かさを、（ΔＰＣＰ）１／２に対する炉心入口流量ＭＣＦ曲線を他の出力で予測する際に、決定するためである。７５％出力データにより計算された（ΔＰＣＰ）１／２に対するＭＣＦの二次方程式が他の出力レベルで用いられ、定格炉心入口流量（４０％と１２０％の定格炉心入口流量間の流量について）の±１％以内の確かさで曲線に適合することが明らかにされた。
【００１６】
炉心熱水力計算コード（ａ  ｔｈｅｒｍａｌ  ｈｙｄｒａｕｌｉｃｓ  ｃｏｍｐｕｔｅｒ  ｐｒｏｇｒａｍ  ）による分析により係数を決定する上記の方法は、原子力発電所の起動前に行なわれる。原子力発電所の起動中（運転中）には、実際のプラントデータが収集され、このプラントデータに基づいて上記係数が再較正され、炉心入口流量を正確に測定している。
【００１７】
炉心入口流量較正値（改善値）が、炉心支持板差圧により計算された炉心入口流量と著しい差を示すならば、（１）式の較正係数Ｋは運転サイクルの間に調節される。しかし、運転サイクル中のクラッドの増加は不確かさの計算で考慮されるので、クラッドや廃棄物の増加を考慮する再較正は、運転サイクル中の炉心入口流量の増加により不要である。
【００１８】
式（１）の係数は、原子炉の炉心入口流量を推定する精巧な計算機コードにより、特定の炉心について決定される。定数決定の際に、（１）式が較正されることを要する。この較正は、計算機コードを用いる初期だけでなく、原子炉運転に入った後にも行なわれなければならない。
【００１９】
全炉心入口流量測定が正確でない１つの主な理由は、炉心入口流量測定装置の較正に使用される基準炉心入口流量値に正確に対応しないためである。例えば、インターナルポンプを備えたＢＷＲの炉心入口流量は、ポンプ部差圧の測定値（インターナルポンプのポンプ吐出側圧力とポンプ吸込側圧力との差）と、個々のインターナルポンプの回転速度の測定値によりポンプ部差圧測定法により決定することができる。そのために、一対の圧力ゲージがポンプ入口とポンプ出口の圧力差を検知するために設けられ、インターナルポンプの回転速度を検出するために、回転計（あるいは速度検出器）が装着される。ポンプ部差圧測定法は、インターナルポンプのポンプ回転数ならびにポンプ入口部およびポンプ出口部の圧力差をプロセス計算機に入力信号として入力し、炉心入口流量を出力するようになっている。
【００２０】
また、従来のＢＷＲの中には、原子炉の炉心下部プレナム領域の炉水温度（例えば、原子炉圧力容器底部のドレン流温度）を検出するために、原子炉圧力容器内の炉水流路か、またはダウンカマ領域あるいは炉心下部プレナム領域の流路に熱電対を配置している。
【００２１】
従来のＢＷＲでは、沸騰水型原子力発電所に使用される熱電対は、原子炉冷却材の温度と密度を正確に測定できないことであった。炉心入口流量を計算するポンプ部差圧測定法は、原子炉冷却材の密度に依存しているので、ポンプ部差圧測定法では炉心入口流量を正確に測定することができない。さらに、沸騰水型原子力発電所の場合、温度測定位置に到達する前に原子炉冷却材（炉水）が損失する熱と、測定される冷却材温度の混合による潜在的な不均一な熱（例えば原子炉圧力容器底部のドレン路近くを流れる冷却水は、インターナルポンプによる流れる炉水より冷却されている。）により原子炉冷却材温度を正確に測定できなかった。したがって、この問題を解決すべき基本的な問題は、原子炉炉心入口流量と原子炉冷却材の温度および密度とを正確に精度よく決定する改善方法を提供することにある。
【００２２】
米国特許第４，９７５，２３９号明細書には、ポンプ部差圧測定法により、炉心流量を決定する方法を開示しているが、この従来技術には、この方法で原子炉冷却材の密度を正確に決定することの重要性が述べられていない。
【００２３】
再循環ポンプ内蔵型の沸騰水型原子力発電所における従来のポンプ部差圧測定法を図５を用いて説明する。
【００２４】
この沸騰水型原子力発電所においては、原子炉圧力容器１の内部に炉心部２が形成され、この炉心部２に原子炉燃料が装荷される。炉心部２の外周側に環状のダウンカマ領域（ダウンカマ部）３が形成され、このダウンカマ領域３の下部に設けられた環状のポンプデッキ４に複数台のインターナルポンプ（ＲＩＰ）５が原子炉内再循環ポンプとして周方向に設置される。インターナルポンプ５の上下にはポンプ入口部およびポンプ出口部の圧力差（ポンプ部差圧）ΔＰを計測する差圧検出器６が設けられている。また、個々のインターナルポンプ５にはポンプ回転数Ｗｇを計測する回転計７が設けられている。
【００２５】
このＡＢＷＲでは、インターナルポンプ５のポンプ駆動により、冷却材（炉水）はダウンカマ領域３を上方から下方に通過せしめられて、炉心下部プレナム領域８に案内され、この炉心下部プレナム領域８で流れが反転して上昇流となり、炉心部２内を下方から上方に向けて流れる。
【００２６】
原子炉圧力容器１に内蔵される個々のインターナルポンプ５は機械工学上Ｑ−Ｈ曲線と呼ばれるポンプ特性を有する。インターナルポンプ５のＱ−Ｈ曲線はポンプ回転数をパラメータとして、ポンプ体積流量（Ｑｊ  ）とポンプ揚程（Ｈ）との関係を付与するもので、この関係、即ち、Ｑ−Ｈ特性は、インターナルポンプ５を製作した工場等で予め実測されている。
【００２７】
ポンプ部差圧測定法では、差圧検出器６で計測された圧力差（ポンプ部差圧）ΔＰを冷却材の密度ρで除することでポンプ揚程Ｈが求められ、このポンプ揚程Ｈと個々のインターナルポンプ５のポンプ回転数ｎｊ  が、個々のインターナルポンプ５毎に予め用意されたプロセス計算機のＱ−Ｈ曲線に入力され、個々のインターナルポンプ５を流れる冷却材の体積流量Ｑｊ  が求められる。すなわち、各インターナルポンプ５の体積流量Ｑｊ  は、測定されたポンプ揚程とポンプ回転速度（ポンプ回転数）およびポンプ性能曲線（Ｈとｎの関数としてのＱ）により計算される。
【００２８】
【外１】
0003548656.tif 000003
【００２９】
ポンプ部差圧測定法では全炉心流量ＭＣＦを求めるためにインターナルポンプ５のポンプ入口部および出口部の圧力差（ポンプ部差圧）ΔＰ、冷却材の密度ρ、個々のインターナルポンプの回転数ｎｊ  を計測している。なお、ポンプ部差圧ΔＰについては差圧検出器６の上下間の測定位置を適切な距離を保つことにより、各々のインターナルポンプ５の運転状態によらない一定の値が得られることがわかっているので、ここでは全てのインターナルポンプ５に共通の値である。
【００３０】
ＡＢＷＲによる炉心入口流量計測は、複雑な計算過程を経由するため、演算処理はプロセス計算機９を用いて行なわれる。このプロセス計算機９の演算処理により、炉心性能計算、運転状態監視等の重要な役割を果している。
【００３１】
ところで、ＡＢＷＲのポンプ部差圧測定法では、一連の計算過程の中に冷却材の密度ρが用いられているが、この冷却材密度ρを知るためには、冷却材の温度Ｔを知る必要がある。
【００３２】
従来のＡＢＷＲでは、原子炉冷却材の温度は、熱電対などの温度検出器により、ボトムドレン温度を検出することにより測定される。しかし、このタイプの温度検出器で測定される炉水温度（ボトムドレン温度）は、冷却材温度と較べると１〜２℃以上の差があるために、２〜４℃程度の相対的バラツキを生じさせる。ボトムドレン温度を用いて計算される全炉心入口流量は定格炉心入口流量の４〜５％以上の不確かさが生じていた。
【００３３】
【発明が解決しようとする課題】
沸騰水型原子力発電所においては、炉心入口流量は核分裂反応量を制御し、核分裂反応により発生した熱を除去するために重要なものであり、運転中精度よく測定することが要求される。
【００３４】
しかしながら、従来のＡＢＷＲでは原子炉圧力容器内のボトムドレン温度を検出しているために、冷却材温度を精度よく正確に測定することができず、冷却材の密度ρを正しく評価することが困難になっている。すなわち、再循環ポンプ内蔵型のＡＢＷＲで採用されている従来のポンプ部差圧測定法では、冷却材温度が適切に計算されないため、その計算値である全炉心入口流量に不確かさが存在する。
【００３５】
従来のＡＢＷＲでは、冷却材密度の推定の不確かさに起因して全炉心入口流量ＭＣＦの推定に不確かさが生じ、全炉心入口流量を精度よく正確に知ることができず、沸騰水型原子力発電所の運転上好ましいものではなかった。
【００３６】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、冷却材の温度をより適切に知って、全炉心入口流量を正確に精度よく測定し、評価することができる沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算装置を提供することにある。
【００３７】
本発明の他の目的は、原子炉圧力容器内に温度検出器を設置することなく冷却材の温度を正確に検出し、熱平衡法（熱収支法）とポンプ部差圧測定法の収束演算法の採用により全炉心入口流量を正確に精度よく測定し、評価することができる沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法および計測演算装置を提供するにある。
【００３８】
本発明の別の目的は、炉心入口流量を決定する従来のポンプ部差圧測定法の方程式とダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域の冷却材（炉水）の温度および密度を決定する熱平衡方程式とを組み合せて使用する沸騰水型原子炉の物理量測定演算方法および計測演算装置を提供するにある。
【００３９】
本発明のさらに他の目的は、炉心入口流量および冷却材温度を精度よく正確に測定して評価して原子炉を運転させ、原子炉出力を正確に把握して信頼性の高い沸騰水型原子炉の運転方法を提供するにある。
【００４０】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、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、インターナルポンプのポンプ回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量を求める一方、この炉心入口流量と給水流量、給水エンタルピおよびキャリアンダエンタルピの検出値とから熱平衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して収束演算法により解を収束させ収束解を、炉心入口流量および冷却材温度として求め、評価する方法である。
【００４１】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、請求項２に記載したように、インターナルポンプのポンプ回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量を求める一方、この炉心入口流量と給水流量、給水エンタルピおよびキャリアンダエンタルピの検出値から熱平衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して物性値表から冷却材温度を求め、収束演算法により炉心入口流量および冷却材温度が互いに収束する解を持つまで繰返し演算し、最終的に収束した解を最終評価値として炉心入口流量および冷却材温度を求める方法である。
【００４２】
さらに、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、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、測定されたインターナルポンプのポンプ回転数とポンプ部差圧ならびに予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性から炉心入口流量を求めるポンプ部差圧測定法と、この炉心入口流量と炉心入口エンタルピの関係を示す熱平衡法とを組み合せた関係式を繰返し収束演算させて炉心入口流量および冷却材温度を求めるために、給水流量、給水温度および給水エンタルピの検出値を測定し、この検出値とキャリアンダエンタルピを熱平衡法の入力関数とする方法である。
【００４３】
一方、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算装置は、上述した課題を解決するために、請求項４に記載したように、沸騰水型原子炉にプロセス計算機を付設し、このプロセス計算機にポンプ部差圧測定法および熱平衡法の演算機能を具備し、さらに、これら２つの演算機能の収束計算を行なうことにより、その収束解から炉心入口流量および冷却材温度を測定し、評価するように設定したものである。
【００４４】
物理量計測演算装置により、プロセス計算機を用いて請求項１ないし３の演算手法を具現させることができる。
【００４５】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、請求項５に記載したように、原子炉圧力容器と炉心シュラウドの間に複数のインターナルポンプを内蔵させた沸騰水型原子炉において、
（ａ）原子炉冷却材の温度を示す値を決定し、
（ｂ）この原子炉冷却材温度の決定値から原子炉冷却材密度の初期値を導出し、
（ｃ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、
（ｄ）原子炉圧力容器圧力の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、
（ｅ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度と各インターナルポンプの測定されたポンプ部差圧およびポンプ速度とを関数として全炉心入口流量の値を算出し、
（ｆ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｅ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値を決定し、
（ｇ）ステップ（ｆ）で決定された炉心入口エンタルピの値と、炉心下部プレナム領域の圧力の検出値と、蒸気表（ｃｏｍｐｒｅｓｓｅｄ  ｓｔｅａｍ  ｔａｂｌｅ  ｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓ）とから原子炉冷却材密度の改善値を導出し、
（ｈ）ポンプ部差圧測定法を用いて、ステップ（ｇ）で導かれた原子炉冷却材密度の改善値と各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の検出値を関数として全炉心入口流量の改善値を演算し、
（ｉ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｈ）で演算された全炉心入口流量の改善値と熱平衡方程式の他の項の検出値および推定値を関数として炉心入口エンタルピの改善値を決定し、
（ｊ）ステップ（ｉ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力の検出値と蒸気表から原子炉冷却材密度のさらに改善値を導出し、
（ｋ）炉心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値における差が予め定められた所要量以下となるまで、逐次近似法でステップ（ｈ），（ｉ）および（ｊ）を反復させる各ステップを有し、沸騰水型原子炉の炉心入口流量を評価する方法である。
【００４６】
上述した課題を解決するために、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、請求項６に記載したように、
（ｌ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉の炉心支持板にかかる差圧を測定し、
（ｍ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉出力を測定し、
（ｎ）前記ステップ（ｈ）〜（ｋ）によってそれぞれ多数のサンプリング時間で炉心入口流量の最終値を取得し、
（ｏ）炉心入口流量を炉心支持板差圧および原子炉出力と関連させるために炉心入口流量の最終値を用いる各ステップをさらに有する方法である。
【００４７】
さらに、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、請求項７に記載したように、沸騰水型原子炉において、
（ａ）各々多数のサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉の炉心支持板にかかる差圧を測定し、
（ｂ）各々多くのサンプリング時間と原子炉運転状態で原子炉出力を測定し、
（ｃ）各々多くのサンプリング時間で炉心入口流量の最終値を決定し、
（ｄ）炉心入口流量を炉心支持板にかかる差圧と原子炉出力の検出値と関連させるために炉心入口流量の最終値を用いる各ステップを有し、
前記炉心入口流量の各最終値は、近似の炉心入口流量を導くポンプ部差圧測定法と近似の原子炉冷却材密度を繰返しシーケンスで導く熱平衡方程式とを用いて、逐次近似法の繰返し処理により得られ、炉心入口流量を評価する方法である。
【００４８】
さらにまた、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、上述した課題を解決するために、請求項８に記載したように、前記ステップ（ｃ）は、
（ｅ）原子炉圧力容器の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、
（ｆ）決定された原子炉冷却材温度の値から原子炉冷却材密度の初期値を導出し、
（ｇ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、
（ｈ）原子炉圧力容器の炉心下部プレナム領域の圧力を測定し、
（ｉ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度の初期値と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度とを関数として全炉心入口流量の値を演算し、
（ｊ）熱平衡方程式を使用して、ステップ（ｉ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値を決定し、
（ｋ）ステップ（ｊ）で決定された炉心入口エンタルピの値と炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力の検出値と蒸気表とから原子炉冷却材密度の改善値を導出し、
（ｌ）前記ポンプ部差圧測定法を用いて、ステップ（ｋ）で導かれた原子炉冷却材密度の改善値と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の関数として全炉心入口流量の改善値を演算し、
（ｍ）前記熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｌ）で演算された全炉心入口流量の改善値と蒸気熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値の関数として、炉心入口エンタルピの改善値を決定し、
（ｎ）ステップ（ｍ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレナム領域の圧力検出値と、蒸気表とから原子炉冷却材密度のさらなる改善値を導出し、
（ｏ）逐次近似法での炉心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値の差が、予め決められた所要量以下になるまで、ステップ（ｌ），（ｍ）および（ｎ）を反復させる各ステップを有する方法である。
【００４９】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉の運転方法は、上述した課題を解決するために、請求項９に記載したように、
（ａ）起動前に、多数の原子炉出力／炉心入口流量点における炉心支持板差圧の予測値を、原子炉の炉心を模擬した熱水力計算コード（解析プログラム）を用いて生成し、
（ｂ）炉心支持板の差圧予測値に基づいて、原子炉出力と炉心支持板差圧との間の炉心入口流量の二次関数（ａ  ｑｕａｄｒａｔｉｃ  ｒｅｌａｔｉｏｎ）の係数を決定し、
（ｃ）起動後、炉心支持板の差圧、インターナルポンプのポンプ部差圧および炉心出力を、多数のサンプリング時間でそれぞれ測定し、
（ｄ）原子炉出力炉心入口流量の最終値を多数のサンプリング時間のそれぞれで決定し、
（ｅ）前記炉心入口流量の最終値を用いて、前記二次関数（方程式）の係数を調整し、
（ｆ）調整された係数を用いて二次方程式に代入させると、所望の炉心入口流量とほぼ等しい炉心入口流量値を与える炉心支持板差圧および原子炉出力で原子炉を運転させるステップを有し、前記炉心入口流量の各最終値は、近似の炉心入口流量を導くポンプ部差圧測定法と近似の原子炉冷却材密度を繰返しシーケンスで導く熱平衡方程式とを用いて逐次近似法の繰返し処理により得られ沸騰水型原子炉を所望の炉心入口流量で運転する沸騰水型原子炉の運転方法。
【００５０】
上述した課題を解決するために、本発明に係る沸騰水型原子炉の運転方法は、請求項１０に記載したように、前記ステップ（ｄ）は、
（ｇ）原子炉内で原子炉冷却材温度を表示する値を決定し、
（ｈ）原子炉冷却材温度の決定値から原子炉冷却材密度の初期値を導出し、
（ｉ）各インターナルポンプのポンプ部差圧とポンプ速度を測定し、
（ｊ）原子炉圧力容器の測定に基づいて炉心下部プレナム領域の圧力を決定し、
（ｋ）ポンプ部差圧測定法を用いて、原子炉冷却材密度の初期値と測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の関数として全炉心入口流量を演算し、
（ｌ）熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｋ）で演算された全炉心入口流量と上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの値を決定し、
（ｍ）ステップ（ｌ）で決定された炉心入口エンタルピの値と炉心下部プレナム領域の予め決定された圧力の検出値と蒸気表から原子炉冷却材密度の改善値を導出し、
（ｎ）前記ポンプ部差圧測定法を用いて、ステップ（ｍ）で導出された原子炉冷却材密度の改善値と、測定された各インターナルポンプのポンプ部差圧およびポンプ速度の関数として全炉心入口流量の改善値を演算し、
（ｏ）前記熱平衡方程式を用いて、ステップ（ｎ）で演算された全炉心入口流量の改善値と、上記熱平衡方程式の他の項の検出値あるいは推定値を関数として炉心入口エンタルピの改善値を決定し、
（ｐ）ステップ（ｏ）で決定された炉心入口エンタルピの改善値と炉心下部プレナムの圧力検出値と蒸気表から原子炉冷却材密度のさらなる改善値を導出し、
（ｑ）逐次近似法で炉心入口流量と原子炉冷却材密度の改善値の差が、予め定められた所要量以下になるまで、ステップ（ｎ），（ｏ）およびその（ｐ）を反復させる各ステップを有する方法である。
さらに、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法は、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、インターナルポンプのポンプ回転数、ポンプ部差圧を測定し、予め用意されたインターナルポンプのＱ−Ｈ特性からポンプ部差圧測定法で炉心入口流量を求める一方、この炉心入口流量と、給水流量、給水エンタルピ、原子炉冷却浄化系の定常状態の流量、原子炉冷却浄化系から原子炉圧力容器への戻り流のエンタルピ、原子炉圧力容器から原子炉冷却浄化系への吸引流のエンタルピ、原子炉圧力容器への制御棒駆動機構のパージ流の出力量流量、原子炉圧力容器への制御棒駆動機構のパージ流のエンタルピおよび定格原子炉熱出力の検出値と、さらに、キャリアンダエンタルピ、インターナルポンプのパージ流の質量流量、インターナルポンプのパージ流のエンタルピ、インターナルポンプの運転によりダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域に加える全エネルギ、原子炉圧力容器のダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域からの熱損失、原子炉が定格出力状態にあるときダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域に加えられたガンマおよび中性子の熱に想到する熱出力を使用して熱平衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して物性値表から冷却材温度を求め、収束演算法により炉心入口流量および冷却材温度が互いに収束する解を持つまで繰返し演算し、最終的に収束した解を最終評価値として炉心入口流量および冷却材温度を求める方法である。
【００５１】
本発明は、炉心入口流量を測定する従来のポンプ部差圧測定法の方程式と、ダウンカマ領域および炉心下部プレナム領域の冷却材（炉水）の温度および密度を決定する熱平衡方程式（熱平衡法の方程式）とを組み合せて使用する物理量計測演算方法としての炉心入口流量計測演算方法である。この炉心入口流量計測演算方法では、測定された原子炉冷却材の温度を冷却材温度の最初の推定値としてのみ用いられる。炉心入口流量計測演算方法では、測定原子炉冷却材温度と、ポンプ部差圧およびポンプ回転速度に対応する原子炉冷却材の密度とに基づいて炉心流量の最初の推定値が決定される。
【００５２】
次に、決定された最初の炉心入口流量検出値（推定値）と、他の原子力発電所の炉心入口流量推定値と、熱平衡方程式で予想される標準値（ｎｏｍｉｎａｌ  ｖａｌｕｅ  ）とにより、原子炉冷却材の温度と密度の修正値（較正値）が得られる。逐次近似法などの標準的数値計算法（ａ  ｓｔａｎｄａｒｄ  ｎｕｍｅｒｉｃａｌ  ｍｅｔｈｏｄ  ）により、原子炉冷却材密度のさらに正確な推定値が得られる。この正確な原子炉冷却材密度推定値によるポンプ部差圧測定法と炉心入口流量方程式とを収束演算させて、さらに正確な炉心入口流量が決定される。演算された炉心入口流量と、計算された原子炉冷却材の温度と密度との正確な適合値（近似計算値）が得られるまで、この反復過程（収束演算法による繰返し）が続けられる。この新しい炉心入口流量計測演算方法により、計算された原子炉の炉心入口流量と原子炉冷却材の温度／密度が、従来技術のポンプ部差圧測定方法と比較して、大幅に改善され、全体的に正確で精度の高い値が得られる。
【００５３】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態について添付図面を参照して説明する。
【００５４】
図１は再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子力発電所を簡略化して系統的に示す模式図である。この沸騰水型原子力発電所においては、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという。）１０を有し、このＲＰＶ１０内に核燃料を装荷した炉心部１１が収容される。炉心部１１の外周側にはダウンカマ領域１２が形成され、このダウンカマ領域１２は炉心部１１の炉心シュラウド１３とＲＰＶ１０とにより環状あるいはトーラス状に形成される。ダウンカマ領域１２の下部にはポンプデッキ１４が周方向に沿って設けられ、このポンプデッキ１４に原子炉内再循環ポンプとしてのインターナルポンプ１５が複数台、例えば８台または１０台周方向に間隔を置いて設置される。
【００５５】
炉心部１１の下方は炉心下部プレナム領域１６が形成される一方、その上方に炉心上部プレナム１７が形成される。炉心部１１の上方に気水分離器１８が設置され、この気水分離器１８は炉心部１１を上昇することにより核燃料から多量の熱を得て温度上昇し、沸騰した炉水（原子炉冷却材）の気水分離を行なうようになっている。この気水分離器１８で気水分離された蒸気分は続いて上方の蒸気乾燥器１９に送られて乾燥せしめられ、乾き蒸気となる。一方、気水分離された液相分は、ダウンカマ領域に流下せしめられる。
【００５６】
蒸気乾燥器１９で乾燥された蒸気は、主蒸気配管２１を通って蒸気タービン２２に送られて、この蒸気タービン２２で仕事をし、発電機２３を駆動させるようになっている。蒸気タービン２２で仕事をし、膨張した蒸気は続いて復水器２４に送られ、ここで冷却せしめられて凝縮し、復水となる。この復水器２４からの復水は復水・給水配管２５を通ってＲＰＶ１０内に給水されるようになっている。ＲＰＶ１０には、主蒸気配管２１および給水配管２５以外にも、数多くの配管が接続されている。例えば、図３に示す原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）２６の配管がある。主蒸気配管２１や給水配管２５以外の配管からもＲＰＶ１０内に流体が流入あるいは流出しているが、絶対量が少ないため、図１には開示されていない。
【００５７】
一方、ＲＰＶ１０の炉心部１１で発生した蒸気には、水分が含有されており、この水分は気水分離器１８で分離され、キャリアンダーと呼ばれる下降流となってダウンカマ領域１２に導かれ、このダウンカマ領域１２で給水と混合せしめられる。
【００５８】
また、ＡＢＷＲでは、原子炉圧力容器１０の炉心部１１には、４体一組をなす２×２配列の核燃料集合体２８が図２に示すように、多数配置されている。各核燃料集合体２８は下部が炉心支持板（ｃｏｒｅ  ｐｌａｔｅ）２９により支持される。核燃料集合体２８は燃料バンドル３０を角筒状のチャンネルボックス３１に収容して炉心支持板２９に支持されている。炉心支持板２９にかかる圧力差を一対の圧力検出器３２，３３で検出するようになっている。この差圧測定値（検出値）は、炉心入口流量決定の重要な入力を構成している。
【００５９】
燃料バンドル３０の各群は、局部出力領域モニター（以下、ＬＰＲＭという。）３５により監視される。ＬＰＲＭ３５は炉心部１１に４箇所設けられ、各ＬＰＲＭ３５は核燃料集合体２８の長手方向に４つの検出器（モニタ）３６，３７，３８，３９がストリングに列状に配置され、局部出力領域モニタ列を形成している。ＬＰＲＭ３５の各検出器３６〜３９は中性子束検出器で形成される一方、各ＬＰＲＭ３５には、炉心入口温度を測定する温度検出器としての熱電対４０が備えられる。これらの熱電対４０は、原子炉冷却材が飽和状態で熱バランスされて上方に流れる際の炉心冷却材の温度を正確に測定する。熱バランス（熱平衡）には、上方へ流れる冷却材のエンタルピの正確な測定が必要であり、この熱バランスには米国特許第４，９７５，２３９号明細書で開示された炉心入口流量推定計算法の改善が必要である。
【００６０】
炉心入口流量が、炉心支持板にかかる測定差圧とＬＰＲＭにより測定された中性子束とから決定されることは、従来技術（例えば米国特許第４，９７５，２３９号明細書参照）で知られている。この決定のためには、炉心支持板差圧と原子炉出力の検出値とは、基準炉心入口流量の値と相関関係がなければならない。すなわち、炉心支持板差圧から導かれる炉心入口流量は較正されなければならない。炉心支持板にかかる差圧は、従来のように配置された一対の圧力検出器３２，３３で測定される。較正により、推定される炉心入口流量は、測定された炉心支持板差圧と原子炉出力から引き出される。
【００６１】
米国特許第４，９７５，２３９号明細書においては、２つの独立した炉心入口流量推定値の平均（値）が較正基準として使用された。
【００６２】
（１）ポンプデッキ部差圧測定値（検出値）から決定された炉心流量と、
（２）ダウンカマ領域の定常状態の熱バランスから計算された炉心入口流量である。
【００６３】
これに対し、本発明では、炉心入口流量推定値の平均よりむしろ、炉心入口流量較正基準に達するように、独立した対の炉心入口流量推定値を反復して計算する。
【００６４】
具体的には、本発明においては、ポンプ部差圧測定法の方程式から炉心入口流量を決定する。従来技術の方法と、ダウンカマ領域１２に炉心下部プレナム領域１６における原子炉冷却材（炉水）の温度と密度を決定する熱平衡方程式との組合せを使用する。測定された原子炉冷却材の温度は、この新しい炉心入口流量計測演算方法の最初の推定値としてのみ使用される。
【００６５】
ＡＢＷＲの物理量計測演算方法としての炉心入口流量計測演算方法により、炉心入口流量の最初の推定値は、原子炉冷却材温度と、ポンプ部差圧とポンプ回転速度の検出値（測定値）から得られる原子炉冷却材の密度に基づいて決定される。次に、この最初の炉心入口流量検出値と、他の沸騰水型原子力発電所の検出値（測定値）と熱平衡方程式で予想される標準値とにより、原子炉冷却材の温度と密度の修正値（改善値，較正値）が得られる。逐次近似法などの標準的数値計算法（収束演算の繰返し）により、原子炉冷却材密度のさらに正確な推定値が得られる。この正確な密度推定値によるポンプ部差圧測定法と炉心入口流量方程式とにより、さらに正確な炉心入口流量が決定される。計算された炉心入口流量と、計算された原子炉冷却材の温度と密度との正確な適合値（収束値）が得られるまで、この反復過程（繰返し計算）が続けられる。
【００６６】
本発明では、炉心入口流量測定装置を較正するために、従来の原子炉冷却材温度測定器で測定するよりもより正確な原子炉冷却材の温度と密度とを決定する手段を提供する。従来のポンプ部差圧測定法により炉心入口流量を決定するために使用された同じポンプ部差圧測定法の方程式が、この発明に使用される。しかし、基本的な差は、別の熱平衡方程式が、原子炉冷却材の温度と密度とを最終的に決定するために使用される。炉心入口流量計算の初期のポンプ部差圧測定法が、１つの方程式として見直され、熱平衡方程式が、他の方程式として考えられている。
【００６７】
２つの方程式において基本的な未知数は、炉心入口流量と原子炉冷却材の密度の２つの物理量である。標準の数値反復方程式を使用して、２つの未知数に対する適合した収束解が得られる。適合収束解の正確さは、標準的な原子炉冷却材の温度検出器の正確さに左右されない。この新しい炉心入口流量計測演算方法は、原子炉冷却材の温度を決定する相対的な正確さを約０．５〜１℃へ改善する。この原子炉冷却材は、炉心入口流量が定格炉心入口流量の約０．３〜０．６％の間で正確に決定される。改善された炉心入口流量計測演算方法では、全炉心入口流量を正確に決定することができる。これは定格炉心入口流量の約４％である。この方法のほかの利点は、熱平衡方程式に必要な全ての測定値（検出値）は、沸騰水型原子力発電所の検出器から利用できることである（すなわち、新しい検出器は、この方法では必要ない。）
本発明に係る炉心入口流量計測方法は、従来技術で知られているように、基本的ポンプ部差圧測定法と、炉心入口流量計算方程式とを採用している。すなわち、ポンプ部差圧ΔＰは、４つの差圧検出器から測定された検出値（測定値）に基づいて決定される。ポンプデッキ４の差圧（ポンプ部差圧）ΔＰＰＤをこれらの４つの検出値から決定する標準的方法は、最大と最小の検出値を無視し、他の２つの検出値の平均を使用することである。ｊ番目のインターナルポンプ５を表わす記号ｊにより、インターナルポンプ５の測定されたポンプ速度（ポンプ回転数）はｎｊ  て表わされる。ここで、ｊは１０台のポンプを備えた沸騰水型原子炉では１から１０の範囲である。最後に、原子炉冷却材の密度ρは、炉心入口流量計算に必要な残りの値である。この炉心入口流量計測演算方法において、現存の発電所の検出器による測定で得られた、原子炉冷却材の温度は、最初の原子炉冷却材の密度の推定値として使用されるだけである。これと対照的に、従来技術の方法によれば、原子炉冷却材の密度の値は、炉心入口流量の計算において最初の値として使用された。
【００６８】
ここで、測定されたポンプ部差圧ΔＰＰＤにより、ポンプヘッド（ポンプ揚程）Ｈは、ポンプ部差圧ΔＰＰＤを原子炉冷却材の密度値ρで除算することにより決定される（すなわち、Ｈ＝ΔＰＰＤ／ρ）。ポンプ販売業者は、ポンプの容積流量Ｑｊ  の性能曲線を提供しており、この曲線は、測定されたポンプ揚程Ｈと測定されたポンプ速度ｎｊ  とに依存する。
【００６９】
【数２】
Ｑｊ  ＝Ｑｊ  （Ｈ，ｎｊ  ）        ……（２）
ここで、Ｑｊ  ＝Ｑｊ  （Ｈ，ｎｊ  ）は、提供されたｊ番目のインターナルポンプ５の性能曲線を表す。全容積流量ＱＴ  が、全てのインターナルポンプ５の容積流量を合算することにより得られる。すなわち、１０台のインターナルポンプ５があるならば、全容積流量ＱＴ  は次式で表わされる。
【００７０】
【数３】
0003548656.tif 000004
【００７１】
最後に、全炉心入口流量ＭＣＦは、全容積流量ＱＴ  に原子炉冷却材の密度ρを乗算することにより決定される。すなわち、
【数４】
ＭＣＦ＝ρ・ＱＴ                  ……（４）
【００７２】
この炉心入口流量計測方法で使用される第２の主方程式は、原子炉のダウンカマ領域１２と炉心下部プレナム領域１６とについて、質量とエネルギとの保存方程式を簡略化したものである。基本的熱平衡方程式は、次のように誘導される。
【００７３】
図３は再循環ポンプ内蔵型のＡＢＷＲにおけるＲＰＶ（原子炉圧力容器）１０の概略図である。
【００７４】
ＲＰＶ１０の給水は、給水入口４３と図示しない給水スパージャからＲＰＶ１０内へ給水される。給水スパージャは給水をＲＰＶ１０内の周囲に分配するリング状のパイプで、適切な開口を備えている。給水スパージャからの給水は、ダウンカマ領域１２を通って下方へ流れる。ダウンカマ領域１２は、ＲＰＶ１０と炉心シュラウド１３との間の環状の領域である。炉心シュラウド１３は、ステンレス鋼製のスリーブで核燃料炉心部を囲んでいる。炉心部１１は、複数の核燃料集合体２８（図２参照）から構成される。核燃料集合体２８の各配列は、上部が上部格子板（ｃｏｒｅ  ｔｏｐ  ｇｕｉｄｅ）４４により底部が炉心支持板２９により支持される。上部格子板４４は、核燃料集合体２８の上部を支持し、制御棒の挿入が可能となるように、核燃料集合体２８間の間隔を正確に保持している。
【００７５】
給水は、ダウンカマ領域１２を通り炉心下部プレナム領域１６へ流れる。炉心下部プレナム領域２６で給水は流れが反転し、上昇流となって炉心部１１の核燃料集合体２８へ案内される。炉心部１１には、沸騰境界層が形成されている。水と蒸気の気液混合流体が、シュラウドヘッド４５下の炉心上部プレナム１７へ入る。シュラウドヘッド４５の頂部に植設された垂直なスタンドパイプ４６は、炉心上部プレナム１７と流体接続している。気液混合流体は、スタンドパイプ４６を通って上昇し、軸流遠心方式の気水分離器１８へ入る。気水分離器１８で分離された液体の水は、混合プレナム４８において給水と混合する下降流（ダウンカマ飽和流体流という。）になる。次に、この混合流体は、冷却材となってダウンカマ領域１２から炉心下部プレナム領域１６を経て炉心部１１に再び案内される。
【００７６】
気水分離器１８で分離された蒸気は蒸気乾燥器１９（図１参照）を通って蒸気ドーム４９に案内され、ＲＰＶ１０の蒸気出口５０から乾き蒸気となって主蒸気配管２１に導かれ、主蒸気流となって蒸気タービン２２（図１参照）に送られる。
【００７７】
ＡＢＷＲは、ＲＰＶ１０内に複数、例えば１０台のインターナルポンプ１５を備えており、このインターナルポンプ１５は、炉心シュラウド１３周りの外周に分配配置され、冷却材（炉水）を炉心部１１内に強制的に再循環させ、所要の原子炉出力を得るようになっている。炉水はダウンカマ領域１２の下部からインターナルポンプ１５で炉心下部プレナム領域１６に押し込められる。ダウンカマ領域１２にはポンプ部差圧ΔＰPDの測定を行なう圧力検出器５２，５３が設けられている。さらに、炉水は、流路５４，５５を経て原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）２６へ送られる。浄化された水は給水路５６を経てＲＰＶ１０内に戻される。
【００７８】
図３は、ダウンカマ領域１２および炉心下部プレナム領域１６での熱バランスに関係する基本流路を示している。ここで、“Ｍ”値は質量流量であり、個々の入口および出口を識別するためのサフィックスが使用されている。Ｍ値に対応する記号“ｈ”値は、各流れに関係するエンタルピ値であり、残りの用語は直接熱付加あるいは熱損失に関連している。
【００７９】
この炉心入口流量計測演算方法で用いられる熱平衡法は熱収支法と等価であり、ＲＰＶ１０に流入する流体、ＲＰＶ１０から流体、ＲＰＶ１０内で発生する熱量全体に対して、質量および熱平衡方程式を適用したものである。
【００８０】
熱平衡法の基本的な炉心入口流量（炉心入口流量が既知の場合には、原子炉炉水入口エンタルピ）に関する方程式を導くために、ＲＰＶ１０のダウンカマ領域１２／炉心下部プレナム領域１６における定常状態の質量と流量の保存方程式を使用することである。これらに用いられる関連用語は次のように定義される。
【００８１】
ＭＤＣ：気水分離器１８からダウンカマ領域１２への飽和流体の質量流量（１ｂｍ／ｈｒ）、
ｈＰ  ：気水分離器１８からダウンカマ領域１２への飽和流体流のエンタルピ（Ｂｔｕ／１ｂｍ）、
ｆＣＵ：キャリーアンダ蒸気率（ｃａｒｒｙｕｎｄｅｒ  ｓｔｅａｍ  ｆｒａｃｔｉｏｎ、すなわち、飽和  液体流量に対する蒸気質量流量）、
ｈＧ  ：ダウンカマ領域１２への飽和蒸気流（すなわち、キャリーアンダ蒸気流）のエンタルピ（Ｂｔｕ／１ｂｍ）、
ｈ＝（ｈＰ  ＋ｆＣＵ・ｈＦＧ）：気水分離器１８と炉心上部プレナム１７からのダウンカマ領域１２の有効なエンタルピ（ダウンカマエンタルピ）、
ＭＦＷ：ＲＰＶ１０への給水の質量流量（給水流量）（１ｂｍ／ｈｒ）、
ｈＦＷ：ＲＰＶ１０へのサブクール流体の給水エンタルピ（Ｂｔｕ／１ｂｍ）、
ＭＣＵＷ，ｉｎ：原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）２６からＲＰＶ１０へ還流される質量流量（１ｂｍ／ｈｒ）、
ｈＣＵＷ，ｉｎ：サブクール用ＣＵＷ２６からＲＰＶ１０への戻り流のエンタルピ（Ｂｔｕ／１ｂｍ）
ＭＣＵＷ，ｏｕｔ：ＲＰＶからＣＵＷ２６へ吸引される質量流量（１ｂｍ／ｈｒ）、
ｈＣＵＷ，ｏｕｔ：ＲＰＶ１０からサブクール用ＣＵＷ２６への吸引流のエンタルピ  （Ｂｔｕ／１ｂｍ）
ＭＲＩＰ：インターナルポンプ（ＲＩＰ）１５のパージ流の質量流量（１ｂｍ／  ｈｒ）、
ｈＲＩＰ：サブクールされたインターナルポンプ（ＲＩＰ）１５のパージ流のエ  ンタルピ（Ｂｔｕ／１ｂｍ）、
ＭＣＲＤ：ＲＰＶ１０への制御棒駆動機構（ＣＲＤ）のパージ流の出力量流量（  １ｂｍ／ｈｒ）、
ｈＣＲＤ：ＲＰＶ１０へのＣＲＤのパージ流のエンタルピ（Ｂｔｕ／１ｂｍ）、
ＭＣＦ：炉心入口流量（（１ｂｍ／ｈｒ））、
ｈｉｎ：炉心入口エンタルピ（炉心入口流量のエンタルピ；Ｂｔｕ／１ｂｍ）、
ＱＰ  ：インターナルポンプ（ＲＩＰ）１５の運転によりダウンカマ領域１２／炉心下部プレナム領域１６に加える全エネルギ（ｗ：ワット）、
ＲＬ  ：ＲＰＶ１０のダウンカマ領域１２／炉心下部プレナム領域１６からの熱損失（ｗ）、
γ  ：原子炉が定格出力状態にあるとき、ダウンカマ領域／炉心下部プレナム領域に加えられたガンマ／中性子の熱に相当する熱出力（ｗ）、
Ｑｃｏｒｅ：定格原子炉熱出力（ｗ）；および
Ｃ１  ：ワット（ｗ）をＢｔｕ／１ｂｍに変換するために用いられる変換定数＝３．４１３（Ｂｔｕ／１ｂｍ）
ダウンカマ領域１２および炉心下部プレナム領域１６における質量保存方程式（この領域への全質量流量はこの領域からの全質量流量に等しい）は、次式で表わされる。
【００８２】
【数５】
0003548656.tif 000005
【００８３】
また、ダウンカマ領域１２および炉心下部プレナム領域１６におけるエネルギ保存方程式（この領域へ加わる全エネルギ量は、この領域からの全エネルギ損失量に等しい。）は次式で表わされる。
【００８４】
【数６】
0003548656.tif 000006
【００８５】
質量保存方程式である（５）式を書き換えると、次式が得られる。
【００８６】
【数７】
0003548656.tif 000007
【００８７】
エネルギ保存方程式である（６）式と、ｈＧ  ＝ｈＦ  ＋ｈＦＧに注目して組み合せ、再配列すると、次式が得られる。
【００８８】
【数８】
0003548656.tif 000008
【００８９】
（８）式の左辺第２項に（７）式のＭＤＣ（１＋ｆＣＵ）を代入して再配列すると、次式が得られる。
【００９０】
【数９】
0003548656.tif 000009
【００９１】
また、気水分離器１８からの飽和流体の質量流量ＭＤＣは（７）式より得られる。
【００９２】
【数１０】
0003548656.tif 000010
【００９３】
一方、ＭＤＣ・ｆＣＵは次のように表わされる。
【００９４】
【数１１】
0003548656.tif 000011
【００９５】
【数１２】
0003548656.tif 000012
【００９６】
（８）式に（１２）式のＭＤＣ・ｆＣＵを代入して置き換えると、次式が得られる。
【００９７】
【数１３】
0003548656.tif 000013
【００９８】
（１３）式の角括弧内においてエンタルピを含む全ての項（ｔｅｒｍｓ  ）が負であるので、評価時に全て正となるように再配列すると、次式が得られる。
【００９９】
【数１４】
0003548656.tif 000014
【０１００】
他に、単純化する前提として出力領域運転（熱平衡方程式が使用される限定運転状態）に関して、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）２６の流入・流出量が等しいとする。しかして、原子炉出力運転中におけるＣＵＷ系２６の定常状態の流量をＭＣＵＷ  とし、ＭＣＵＷ  ＝ＭＣＵＷ，ｉｎ＝ＭＣＵＷ，ｏｕｔ  と定義する。（１４）式は次式で表わされる。
【０１０１】
【数１５】
0003548656.tif 000015
【０１０２】
（１５）式から炉心入口流量ＭＣＦと炉心入口エンタルピ−ｈｉｎを含む項が左辺にあるようにすると、
【数１６】
0003548656.tif 000016
で表わされる。
【０１０３】
上記の式は基本的なダウンカマ領域／炉心下部プレナム領域の熱平衡方程式を表わしており（他の項は既知または測定されるとして）、炉心入口流量または炉心入口エンタルピを計算するために再配列することができる。
【０１０４】
この方程式を単純化するために新しい量ｈＸ  ＝［ｈＦ  ＋ｆＣＵ・ｈＦＧ］を定義すると、このｈＸ  は気水分離器と上部プレナムからのダウンカマ流の有効なキャリアンダエンタルピであり、（１３）式は次式で書き直される。
【０１０５】
【数１７】
0003548656.tif 000017
【０１０６】
したがって、熱平衡法による熱平衡方程式（ｈｅａｔ  ｂａｌａｎｃｅ  ｅｑｕａｔｉｏｎ  ）から炉心入口流量ＭＣＦを計算する最終の方程式は、次式となる。
【０１０７】
【数１８】
0003548656.tif 000018
【０１０８】
熱平衡方程式から炉心入口エンタルピｈｉｎを計算する最終の方程式は、
【数１９】
0003548656.tif 000019
となる。
【０１０９】
ところで、上述したように、熱平衡法はＲＰＶ１０に流入する流体、流出する流体、ＲＰＶ１０内で発生する熱量全体に対して質量およびエネルギ保存方程式を適用したものである。
【０１１０】
ＲＰＶ１０には多くの流入、流出流量があるため、数学上の表示は複雑となるが、計算上支配的な項のみに着目すると、一般的に次式で表わされる。
【０１１１】
【数２０】
0003548656.tif 000020
【０１１２】
（２０）式は、熱平衡法では、給水流量ＭＦＷ、給水エンタルピｈＦＷ、キャリアンダエンタルピｈＸ  および炉心入口流量を知れば、炉心入口エンタルピｈｉｎを知ることができることを示している。
【０１１３】
実際には、熱平衡法の計算精度を向上させるため、影響は小さいが、他の流体の流入／流出を考慮すると、（１９）式のように表わされる。したがって、（１９）式は（２０）式をより正確に表現したものといえる。（１９）式は、ＲＰＶ１０内の質量ならびにエネルギの流れについて保存則を適用して解いたものである。
【０１１４】
（１９）式および（２０）式において、
（１）給水流量ＭＦＷは通常かなりの精度で計測可能であること、
（２）給水エンタルピｈＦＷは高精度で計測可能な給水温度から物性値表を用いて求めることが可能であること、
（３）キャリアンダエンタルピｈＸ  はキャリアンダ率Ｘと呼ばれる設計定数と飽和蒸気、飽和液相のエンタルピｈｇ  ，ｈｆ  を用いて、
【数２１】
ｈＸ  ＝（１−Ｘ）・ｈｇ  ＋Ｘ・ｈｆ    ……（２１）
で表わすことができることから、炉心入口流量ＭＣＦと炉心入口エンタルピｈｉｎの間に一義的な関係があることがわかる。さらに、炉心入口エンタルピｈｉｎがわかると、冷却材の温度Ｔは物性値表を用いて容易に求めることが可能となる。
【０１１５】
熱平衡法においては、給水流量ＭＦＷ、給水エンタルピｈＦＷを測定値とし、炉心入口エンタルピｈｉｎが炉心入口流量ＭＣＦの関数として表わされる。
【０１１６】
【数２２】
ｈｉｎ＝ｆ（ＭＣＦ，ＭＦＷ，ｈＦＷ……）  ……（２２）
【０１１７】
一方、ポンプ部差圧測定法では、インターナルポンプ１５のポンプ回転数ｎｊ  、ポンプ入口部およびポンプ出口部の圧力差ΔＰを検出値（測定値）として、炉心入口流量ＭＣＦが冷却材密度ρの関数として次式で表わされる。
【０１１８】
【数２３】
ＭＣＦ＝ｇ（ρ，ΔＰ，ｎｊ  ……）    ……（２３）
【０１１９】
そして、冷却材の密度ρ、温度Ｔ、エンタルピｈｉｎはいずれも１対１の関係にあり、この関係を図示すると、図４のように表わされる。熱平衡法とポンプ部差圧測定法は互いに未知数（物理量：炉心入口流量、冷却材密度）が補完し合う関係となっていることがわかる。すなわち、炉心入口流量ＭＣＦと原子炉冷却材の密度ρを未知数とする連立方程式となっている。
【０１２０】
冷却材の密度ρ、温度Ｔ、炉心入口流量ＭＣＦはいずれも本発明に係る物理量計測演算方法である炉心入口流量計測演算方法で求めようとする物理量（未知数）である。この炉心流量計測演算方法では、ポンプ部差圧測定法と熱平衡法の繰返し収束演算を行なうことで各未知量ρ，Ｔ，ＭＣＦを求めることができる。
【０１２１】
具体的な計算手順においては、初めに、冷却材の温度Ｔ１  を仮定（推定）して冷却材密度ρを求め、この冷却材密度ρと測定されたポンプ回転数ｎｊ  、ポンプ部差圧（ポンプデッキ圧力差）ΔＰを入力し、ポンプ部差圧測定法により図４に示すにようにプロセス計算機６０で冷却材体積流量Ｑｊ  を求める。
【０１２２】
各インターナルポンプ１５毎の冷却材体積流量Ｑｊ  は仮定（推定）された冷却材密度ρを用いて冷却材質量流量Ｍｊ  に変換する。冷却材質量流量Ｍｊ  は各インターナルポンプ１５毎に加算され、その総和を（初期の）炉心入口流量ＭＣＦとする。
【０１２３】
求められた（初期の）炉心入口流量ＭＣＦを測定された給水流量ＭＦＷ、給水エンタルピＦＦＷとともに熱平衡法に入力して炉心入口エンタルピｈｉｎを求める。
【０１２４】
炉心入口エンタルピｈｉｎから物性値表を用いて冷却材温度Ｔ２  を求め、初めに仮定した冷却材温度Ｔ１  と比較する。比較された２つの冷却材温度Ｔ１  ，Ｔ２  の差が大きければ新しい冷却材の温度Ｔ２  を求め、この冷却材温度Ｔ２  から前述したポンプ部差圧測定法と熱平衡法の繰返し収束演算を順次行ない、最終的に解が収束したところ（収束解）で温度Ｔを冷却材温度の最終評価値とし、この最終評価値（冷却材温度）Ｔから炉心入口流量ＭＣＦを炉心入口流量の最終評価値とする。冷却材の密度も最終評価された冷却材温度Ｔから物性値表を容易に求めることができる。
【０１２５】
このようにして、炉心入口流量ＭＣＦのみならず、冷却材温度Ｔ、冷却材密度ρをいずれも直接計測することなく、精度よく演算で正確に求めることができ、冷却材温度Ｔと炉心入口流量ＭＣＦが最終的に評価される。
【０１２６】
ところで、（１８）式および（１９）式は、熱平衡方程式（ｈｅａｔ  ｂａｌａｎｃｅｅｑｕａｔｉｏｎ  ）で炉心入口流量ＭＣＦおよび炉心入口エンタルピ（炉心入口流エンタルピ）ｈｉｎを計算する基本方程式であるが、本発明の方法で使用される基本熱平衡方程式はポンプ部差圧測定法で決定（演算）される炉心入口流量の項と、発電所測定値（検出値）からの基準推定値（ｎｏｍｉｎａｌ  ａｓｓｕｍｅｄ  ｖａｌｕｅｓ）を用いて得られる他の沸騰水型原子力発電所の検出値あるいは推定値の項とに関して炉心入口エンタルピｈｉｎを決定（演算）するために用いられる。
【０１２７】
熱平衡法による熱平衡方程式の最も重要な項は、既存の沸騰水型原子力発電所の測定値（検出値）から得られる。これらの項（検出値）には次のもの；ｈＦ  ，ｈＦＧ，ＭＦＷ，ｈＦＷ，ＭＣＵＷ  ，ｈＣＵＷ，ｉｎ，ｈＣＵＷ，ｏｕｔ，ＭＣＲＤ  ，ｈＣＲＤ  およびＱｃｏｒｅ、がある。例えば、飽和蒸気の特性ｈＰ  とｈＦＧは、測定された原子炉圧力容器圧力（容器ドーム圧力）とこの圧力における飽和蒸気のＡＳＭＥ蒸気表とにより得られる。熱平衡方程式の残りの項、すなわち、キャリーアンダ蒸気部分（ｃａｒｒｙｕｎｄｅｒ  ｓｔｅａｍ  ｆｒａｃｔｉｏｎ  ）ｆＣＵ、原子炉からの熱損失Ｒ１  、およびガンマ／中性子加熱部分（ｇａｍｍａ／ｎｅｕｔｒｏｎ  ｈｅａｔｉｎｇ  ｆｒａｃｔｉｏｎ）γは、原子炉出力運転に適用される推定基準値により計算される。炉心入口エンタルピｈｉｎを決定する正確さに対する推定値の寄与は、測定された項と比較して大きくない。ｈｉｎ決定の正確さは、発電所の測定値から得られた項の正確さの影響により支配される。
【０１２８】
ｈＰ  とｈＦＧは、飽和蒸気の特性であり、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０の上部領域からダウンカマ領域へ入る液体と蒸気の飽和圧力に依存するだけである。この領域は、ＲＰＶ１０のドーム領域と呼ばれ、特殊な圧力測定ノズルがＲＰＶ１０に設置され、この領域内の圧力を検出するように配置されている。計器検出線（ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ  ｓｅｎｓｉｎｇ  ｌｉｎｅ  ）が、各測定ノズルと接続しており、この検出線は、各ノズルへ接続し、原子炉格納容器の外側の計器ラックに配置された標準圧力感知伝送器へ、原子炉格納容器を通り配線されている。この方法により、圧力伝送器は、発電所の運転中にアクセスできる低放射領域に配置することができる。圧力伝送器は、ＲＰＶ１０のドーム領域の対応する圧力を直線的に表示するように、較正される。代表的圧力伝送器は、較正された圧力範囲の低圧と高圧に対応する４〜２０ｍＡの信号を送る（例示領域は８５０ｐｓｉゲージ〜１０５０ｐｓｉゲージである）。４から２０ｍＡ信号は、電圧信号（例えば、１〜５ＶＣＤ信号）へ変換され、次に、アナログ−デジタル変換器により、対応するデジタル信号（例えば、１４ビット表示の連続信号）へ変換される。
【０１２９】
次に、このデジタル表示は、多重化方式によりプロセス計算機６０（図４参照）へ送られる。このプロセス計算機６０は、原子炉ドーム圧力のデジタル表示とＡＳＭＥ蒸気表の処理された表示とを読み取り、測定されたドーム圧力に対応するｈＰ  とｈＦＧとを決定する。ＲＰＶドームの圧力は（例えば少なくとも３回または４回）同じ測定値（検出値）が重複して測定される。プロセス計算機は、全ての重複測定値が有効であるか否か（例えば、測定値が相互に充分に近いか）を判断し、有効と見做されない測定値（検出値）を無視し、残りの測定値（検出値）の平均をＲＰＶドーム圧力の最良の推定値として使用する。次に、この推定値は、蒸気特性ｈＰ  とｈＦＧを決定するために使用される。
【０１３０】
ＭＦＷとｈＦＷは、熱平衡方程式に用いられるほかの発電所の２つの基本的な測定値である。一般的発電所では、大きな給水配管系統が２つあり、給水がＲＰＶ１０内へ放射されるように給水される。１つの給水配管系統は、“管路Ａ”と呼ばれ、ほかは“管路Ｂ”と呼ばれる。正常な出力運転の間、全給水のほぼ半分ずつが、２つの給水配管系統Ａ，Ｂのそれぞれを通り給水される。各給水配管２５には、給水の流量要素（例えば、ベンチュリータイプの流量要素）と、各給水配管２５を流れる水の温度検出器（例えば、典型的には２つが各流路に設けられる。）とがある。
【０１３１】
温度検出器は、給水配管２５に装着された温度計保護管内に配置されている。保護管内には、例えば、熱電対または抵抗温度計等の標準の温度検出器が装着されている。これらの温度検出器から、測定された温度に対応するデジタル信号（ｄｉｓｉｔａｌ  ｒｅｐｒｅｓｅｎｔａｔｉｏｎ）（例えば、１４ビット）を送る信号線が、対応する信号調整装置へ配設されている。
【０１３２】
次に、このデジタル信号は、多重化方式によりプロセス計算機６０へ送られ、測定された対応温度が決定される。給水エンタルピｈＦＷが、両方の給水配管２５からの全ての有効な温度測定値の平均（例えば、一般に４つの個々の読みの平均）により決定される。ｈＦＷは、一義的に測定された温度に依存し、定格原子炉運転状態における給水配管２５の代表的圧力期待値により、圧縮水のＡＳＭＥ蒸気表から決定される。原子炉出力と流量が低い状態において、実際の圧力は幾らか低い；しかし、圧縮水のエンタルピ値は主に温度に依存するので、ｈＦＷを決定するのに、圧力を一定と仮定しても、熱平衡方程式の結果に大きい差はない。
【０１３３】
給水流量ＭＦＷは、給水配管系統（給水配管）Ａ，Ｂを通る給水流量の合計を加えることにより、決定される。各給水配管系統Ａ，Ｂに関しては、流量は、流量要素の測定された差圧とその給水流路の平均温度とにより決定される。平均温度は、プロセス計算機６０により、既に考察した温度検出値に基づいて計算（演算）される。
【０１３４】
次に、その給水流路の水の密度ρｌｉｎｅがこの平均流路温度と圧縮水のＡＳＭＥ蒸気表とから決定される。仮定された圧力値は、定格原子炉運転状態の期待された圧力である（何故ならば、密度は主に測定された温度に依存するが、圧力には依存しないからである）。流量要素からの差圧は、流量要素の高圧側と低圧側とから標準の差圧伝送器へ接続することにより測定される。伝送器の出力（一般に、４〜２０ｍＡ）は、その流量要素の較正された差圧範囲のリニヤ表示である。前述のように、接続された信号調整／送信装置により、この信号のデジタル表示（例えば、１４ビット）は、プロセス計算機へ送られる。次に、各流路（給水配管）の給水流量が、流量要素を通る加圧された水に適用される標準の方程式に基づいて計算される。
【０１３５】
【数２４】
0003548656.tif 000021
ここで、ＫＦＥとＣは使用された流量要素だけに依存する既知の定数であり、ρｌｉｎｅは、この流路の給水密度（測定された流路温度と加圧された給水の特性から決定された）であり、Δρｌｉｎｅはその流路の流量要素について測定された差圧である。ＭＦＷは、（２４）式により、流路ＡとＢについて個々の給水流量の合計を加えることにより決定される。
【０１３６】
ＭＣＵＷ  ，ｈＣＵＷ，ｉｎおよびｈＣＵＷ，ｏｕｔ  は、給水エンタルピｈＦＷと給水流量ＭＦＷを決定するために使用されたものと同様にして決定される。ＭＣＵＷ  は、ＣＵＷ流量配管に設けられた流量要素からの差圧検出値により決定される。この方法は、密度の期待標準値が計算に用いられることを除いて、基本的に、給水ループ流量計算について説明したものと同じである。この項の全体の熱平衡方程式への寄与は、給水流量とエンタルピの項のものよりも非常に小さいので、この近似結果は、ｈｉｎ，ｈＣＵＷ，ｉｎおよびｆＣＵＷ，ｏｕｔ  の計算値に殆ど影響を与えず、冷却材浄化系２６を出入する水の温度を測定する。保護管内に設けられた標準の温度検出器での温度検出値から決定される。標準の圧力期待値は、ｈｉｎへ大きい影響を与えることなく、これらの計算に使用される。
【０１３７】
ＭＣＲＤ  とｈＣＲＤ  は、ＭＣＵＷ  とｈＣＵＷ，ｏｕｔ  を決定するのに使用されたものと同じ方法により決定される。流量要素が、制御棒駆動機構（ＣＲＤ）の浄化流の測定のために設置されている。ＣＲＤの浄化流要素からの差圧検出値ＭＣＲＤ  の計算操作は、ＭＣＵＷ  の計算と同じように行われる。ｈＣＲＤ  は、ＣＲＤの浄化水の温度測定のために保護管内に装着された温度検出器により検出された温度測定値から決定される。標準の期待される圧力値は、ｈｉｎに大きい影響を与えることなく、これらの計算のために使用される。
【０１３８】
Ｑｃｏｒｅは、発電所の測定値（検出値）から決定される熱平衡方程式の最後の項である。発電所の中性子計装系は、四つの分離分割されたチャンネルから成っており、これらのチャンネルは、適切な出力重み付け係数（ａｎ  ａｐｐｒｏｐｒｉａｔｅ  ｐｏｗｅｒｗｅｉｇｈｔｉｎｇ  ｆａｃｔｏｒ）を乗算された個々の局部出力領域モニター（ＬＰＲＭ）信  号の読みを合計することにより、炉心平均出力を演算する。
【０１３９】
次に、重み付けされた全てのＬＰＲＭ信号の合計が全体的に適切な重み付け係数で乗算され、その最終結果値は、“平均出力領域モニタ”（ＡＰＲＭ）信号と呼ばれ、炉心核分裂出力を連続的に表示している。沸騰水型原子力発電所のプロセス計算機６０は、ＬＰＲＭ信号とＡＰＲＭ信号に適切な重み付け係数を決定するのに必要な計算と能力を全て備えている。また、ＡＰＲＭ信号から、このＡＰＲＭ信号に一次遅れフィルタをかけることにより、疑似的に計算した熱出力信号が形成される。一次遅れは、核燃料時定数の単純化表示（ａ  ｓｉｍｐｌｉｆｉｅｄ  ｒｅｐｒｅ−  ｓｅｎｔａｔｉｏｎ  ）である。その結果のＡＰＲＭ信号は、原子炉炉心の熱出力を連続的に表示している。四つの全ての分離独立チャンネルからの疑似的に計算された熱出力信号は、多重化インタフェースによりプラントプロセス計算機６０へ送られる。有効であると判断される（すなわち、普通四つの信号の平均）疑似的に計算された全ての熱出力信号（それぞれが定格出力の％単位で）の平均をとり、それを１００％で除算することにより、Ｑｃｏｒｅは計算される。従って、疑似的に計算された熱出力信号の平均が、定格出力の１００％であるならば、Ｑｃｏｒｅは基本単位（ｕｎｉｔｙ  ）に等しい。
【０１４０】
熱平衡方程式の残りの項は、ｆＣＵ，ＭＲＩＰ  ，ｈＲＩＰ  ，ＲＬ  ，γおよびＱＰ  の項の基準値の充分な近似計算により決定される。この代わりに、ＱＰ  は、前述の測定値とは別のほかの発電所の検出値を使用して決定することもできる。ＱＰ  を決定する両方の方法を以降に説明する。これらの項の公称値（ｎｏｍｉｎａｌ  ｖａｌｕｅ  ）を決定する一般的手段を説明する。
【０１４１】
ｆＣＵは、全ての通常出力運転状態に対し約０．００２５より小さいことが必要である（これは気水分離器の性能設計要件である）。詳細な分析評価は、実際の値が約０．００１であることを示している。熱平衡方程式に関して、ｆｉｎの値は、０．００１〜０．００２５の範囲の全ての値を使用することに、むしろ鈍感である。従って、一般的公称値として、ｆＣＵの値は、全ての熱平衡方程式に関して０．００１であることが選択される。さらに良い公称推定値が特定の発電所について使用可能であるならば、代わりに、その値を使用することができる。
【０１４２】
ＭＲＩＰ  は、熱平衡方程式の第２項の分子のほかのものと比較して、非常に小さいインターナルポンプ１５の浄化流量である。各原子炉のインターナルポンプ（ＲＩＰ）への浄化流量は、原子炉建造物内の局部計器を観察することにより調節される。調節されると、この浄化流量の値は、正常な発電所運転中に大きく変化しない。従って、適用できる発電所の全ＲＩＰの浄化流量の特定の設計公称値は、ＭＲＩＰ  の代わりに使用されるべきである。
【０１４３】
ｈＲＩＰ  は、ｈＣＲＤ  と同じ値に非常に近い。これは、ＣＲＤの浄化流れと同じ給水源が、ＲＩＰの浄化流れを供給するために使用されているためである。従って、ｈＣＲＤ  として決定されたものと同じ値を、ｈＲＩＰ  の値の代わりに使用することができる。ＲＩＰの浄化流れの異なる給水源が、個々の発電所に使用されるならば、さらに適切な公称値が使用されるべきである。
【０１４４】
ＲＬ  は、ＲＰＶ１０の壁から乾燥区画部への熱損失の熱伝導計算を行うことにより決定される。このような計算は、市場で入手できる熱伝導コードにより行うことが出来る。定格炉心熱出力（熱出力）が３９２６ＭＷの例とした発電所の結果は、ＲＬの公称値に対し約１．１ＭＷの値となる。
【０１４５】
γは、ガンマ線加熱および中性子加熱によりＲＰＶのダウンカマ領域の水に累積したエネルギの分析計算を行うことにより決定される。このような計算は、市場で入手できる核放射線分析コードにより行うことが出来る。定格炉心熱出力（熱出力）が３９２６ＭＷの例とした発電所の結果は、γの公称値に対し約０．５５１ＭＷの値となる。
【０１４６】
ＱＰ  は、原子炉冷却材の密度と個々のインターナルポンプ１５の流量との値、検出された速度と流量値における期待される全動的揚程（ｔｏｔａｌ  ｄｙｎａｍｉｃ  ｈｅａｄ）、および同一条件におけるインターナルポンプ（ＲＩＰ）１５の効率とにより決定される。すべてのこのデータは、各ＲＩＰ１５の工場性能試験から入手できる。次に、個々のポンプを合算した全出力は、流量と密度を乗算し、次に、ポンプ効率で除算することにより得られた全動的揚程に等しい。使用される仮定の一層の単純化は、加えられたエネルギのＲＩＰの定格速度における期待値を計算し、次に、この期待値が、測定されたＲＩＰ１５のポンプ速度の３乗と定格ＲＩＰのポンプ速度の３乗の比に直接比例して変化することを仮定することである。この項は比較的に小さいので、このような単純化の仮定は、ｈｉｎの計算の正確さに大きな影響を与えずに、使用することが出来る。ＱＰ  の全部の値は、全ての運転中のＲＩＰ１５の加えられたエネルギを合算することにより決定される。
【０１４７】
ＲＩＰ１５により加えられたエネルギを決定するほかの方法は、各ＲＩＰモータへ送られた電力を測定することである（すなわち、各ＲＩＰモータへ送られた三相の電圧と電流の測定値に基づいた、標準的な電気測定）。各ＲＩＰ１５により加えられた全エネルギは、測定されたＲＩＰ１５のポンプ速度におけるＲＩＰモータの効率（このデータは工場試験から入手できる）を乗算したモーター入力である。ＱＰ  の全部の値は、すべての運転中のＲＩＰ１５に加えられたエネルギを合計することにより決定される。この方法または前節で説明した方法のいずれも、ＱＰ  の適切な値を決定するために使用することができる。
【０１４８】
熱平衡方程式の項の計算の正確さの相対的重要性を評価するならば、発電所の測定値から直接に決定される項は、ｈｉｎ計算の最終的正確さにおいて一段と重要な役割を演じる。従って、ｆＣＵ，ＭＲＩＰ  ，ｈＲＩＰ  ，ＲＬ  ，γおよびＱＰ  を決定する方法と仮定は、熱平衡方程式に使用するために充分に正確で、有効であると判断される。与えられた発電所の評価に関しては、ほかの方法も、熱平衡方程式において全体的に許容可能な正確さでこれらの項を推定するために定義することもできる。ここで定義された方法は、これらの項を推定するに十分な、可能性のある一組の方法である。
【０１４９】
このようにして、本発明の方法により、炉心入口エンタルピｈｉｎは、ポンプ部差圧測定法方程式と、熱平衡方程式のそのほかの項の測定された測定値か、または、仮定された推定値とにより計算された炉心入口流量により決定される。ｈｉｎと原子炉圧力容器１０の炉心下部プレナム領域の圧力（発電所圧力測定値から決定される）を知ると、ＡＳＭＥ蒸気表が、対応する原子炉冷却材の温度ＴＲＷと密度ρを決定するために使用される。
【０１５０】
次に、このρの計算された値により、逐次近似法などの数値法が、実際の原子炉冷却材の密度ρの改善された推定値に到達するために使用される。ここで、ｎ番目の原子炉冷却材密度の推定値をρｎ  として識別する。従って、ρ１  は、原子炉冷却材の温度検出値により得られた最初の推定値に相当する。上述のように、２番目の推定値ρ２  は、熱平衡法により得られる。次に、炉心入口流量の新しい値は、新しい密度値によりポンプ差圧方程式から得られ、熱平衡方程式が、再び、炉心入口エンタルピｈｉｎと原子炉冷却材密度ρの新しい値を得るために使用される。図４に示されたこの反復法は、逐次近似化の間計算された炉心入口流量と密度の差が、非常に小さく（例えば、所要量である等価定格値の０．１％より小さく）なるまで続く収束演算法である。その結果の炉心入口流量の収束値と、原子炉冷却材の温度と密度はこれらの重要な原子炉値の決定に大きく改善された正確さを有する。
【０１５１】
炉心入口流量ＭＣＦを精度よく、正確に得ることができる炉心入口流量計測演算方法により、沸騰水型原子炉は、所要の炉心入口流量において運転することができる。この沸騰水型原子炉原子炉の運転方法は、次の段階から構成される：（ａ）起動前に、多数の原子炉出力／炉心入口流量点における炉心支持板の差圧の予測値が、原子炉の炉心を模擬する熱水力計算コードにより生成され；（ｂ）次に、原子炉出力と炉心支持板差圧との間の、炉心入口流量の二次関数の係数が、炉心支持板の差圧予測値に基づいて決定され；（ｃ）起動後、炉心支持板の差圧、ポンプ部差圧および原子炉出力が、多数のサンプリング時間と原子炉運転状態のそれぞれにおいて測定され；（ｄ）次に、各サンプリング時間における炉心入口流量の最終値が、決定され；（ｅ）その後、二次関数（二次方程式）の係数が、炉心入口流量の最終値により調整され；（ｆ）原子炉が、炉心支持板差圧と、調整された係数で二次方程式へ挿入されると、所望の炉心入口流量とほぼ等しい炉心入口流量値を与える原子炉出力とにおいて運転される。
【０１５２】
図４は、ＡＢＷＲに付設されるプロセス計算機６０に備えられた炉心入口流量演算回路の構成図である。このプロセス計算機６０で熱収支法（熱平衡法）とポンプ部差圧測定法の収束演算（繰返し計算）により炉心入口流量を測定し、演算し、決定し、評価するものである。熱平衡法とポンプ部差圧測定法の収束演算はプロセス計算機６０に備えられた演算回路により行なわれる。
【０１５３】
再循環ポンプ内蔵型の沸騰水型原子力発電所において、ポンプ部差圧測定法により炉心入口流量を求めることは知られている。このポンプ部差圧測定法は、ｊ番目のインターナルポンプ１５のポンプ回転数ｎｊ  とポンプ部差圧（ポンプデッキ圧力差）ΔＰを用いてポンプＱ−Ｈ曲線により炉心入口流量を求めるものである。ポンプ部差圧測定法で演算する回路はプロセス計算機６０に備えられている。
【０１５４】
また、給水流量ＭＦＷおよび給水エンタルピｈＦＷ等を検出する検出器も、ＡＢＷＲに既設されている。
【０１５５】
図４では、ポンプ部差圧測定法の演算を行なうプロセス計算機６０に熱平衡法および収束演算に係る演算機能を備えた例を説明したが、収束演算等の全体演算を独立した計算機で実施させてもよい。
【０１５６】
本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法およびその計測演算装置は、ポンプ部差圧測定法ではインターナルポンプのポンプ回転数（ポンプ速度）ｎｊ  およびポンプ部差圧ΔＰを測定値（検出値）とし、炉心入口流量ＭＣＦが冷却材密度ρの関数｛ＭＣＦ＝ｇ（ρ，ΔＰ，ｎｊ  ……）｝として表わされ、また、熱平衡法では、給水流量ＭＦＷ、給水エンタルピｈＦＷを測定値（検出値）とし、炉心入口エンタルピｈｉｎが炉心入口流量ＭＣＦの関数｛ｈｉｎ＝ｆ（ＭＣＦ，ＭＦＷ，ｈＦＷ……）｝として表わされることから、熱平衡法とポンプ部差圧測定法が未知数（炉心流量ＭＣＦと冷却材密度ρ）を互いに補完し合う関係となっていることに着目して炉心入口流量ＭＣＦおよび冷却材温度Ｔを求め、評価するようにしたものである。
【０１５７】
【発明の効果】
本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法においては、ポンプ部差圧測定法で炉心入口流量を求め、この炉心入口流量から熱平衡法で炉心入口エンタルピを求め、この炉心入口エンタルピを利用して収束演算法で繰返し演算して収束解を求め、この収束解を最終的に炉心入口流量および冷却材温度として求め、評価することから、炉心入口流量および冷却材温度をいずれも直接的に計測することなく、正確に精度よく測定し、評価することができる。
【０１５８】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算装置においては、沸騰水型原子炉にプロセス計算機を付設し、このプロセス計算機でポンプ部差圧測定法と熱平衡法の収束演算を繰返し行なって両未知量（物理量：炉心入口流量と冷却材密度）の収束解を求め、この収束解を炉心入口流量および冷却材温度としたものであり、ポンプ部差圧測定法と熱平衡法の収束演算法は、炉心入口流量と冷却材密度を両未知量とする連立方程式を解くのと等価であるから、最終的に炉心入口流量および冷却材温度を精度よく、正確に測定でき、原子炉出力の正確な把握に役立ち、原子炉運転の信頼性を向上させることができる。
【０１５９】
さらに、本発明に係る沸騰水型原子炉の運転方法においては、ポンプ部差圧測定法と熱平衡法による両方程式を組み合せて炉心入口流量と冷却材温度を正確に測定して原子炉を運転させることから、原子炉出力を正確に把握でき、信頼性の高い原子炉運転を保証できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明を適用した沸騰水型原子力発電所の概略を示す構成図。
【図２】原子炉炉心部の斜視図で、炉心支持板差圧を測定する装置の配置関係を示す図。
【図３】ダウンカマ領域／炉心下部プレナム領域の熱バランスに関連する主要な流路を備えた原子炉圧力容器の断面図。
【図４】本発明に係る沸騰水型原子炉の物理量計測演算方法の一実施形態を示すもので、熱平衡法とポンプ部差圧演算法の収束演算させる構成を示すフローチャート。
【図５】従来の沸騰水型原子炉のポンプ部差圧測定系の構成を示す系統図。
【図６】炉心入口流量（％）と炉心支持板差圧の平方根（ｐｓｉ）との関係を示す曲線図。
【符号の説明】
１０  原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１１  炉心部
１２  ダウンカマ領域
１３  炉心シュラウド
１４  ポンプデッキ
１５  インターナルポンプ（原子炉内再循環ポンプ：ＲＩＰ）
１６  炉心下部プレナム領域
１７  炉心上部プレナム
１８  気水分離器
１９  蒸気乾燥器
２１  主蒸気配管
２２  蒸気タービン
２３  発電機
２４  復水器
２５  復水・給水配管
２６  原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）
２７  配管
２８  核燃料集合体
２９  炉心支持板
３０  燃料バンドル
３１  チャンネルボックス
３２，３３  圧力検出器
３５  局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）
３６〜３９  検出器
４０  サーモカップル
４３  給水入口
４４  炉心上部ガイド（炉心上部格子板）
４５  シュラウドヘッド
４６  スタンドパイプ
４８  混合プレナム
４９  蒸気ドーム
５０  蒸気出口
５２，５３  圧力感知ライン（圧力センサ）
５４，５５  流路
５６  給水路
６０  プロセス計算機
【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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