(57)【要約】【課題】  炉心冷却材の温度をより正確に知ることができ、全炉心流量を精度良く評価することができる沸騰水型原子炉の計測データの校正方法を得ること。【解決手段】  ポンプ部差圧測定法によって求められた炉心流量Ｗｃ、及びその炉心流量との間に一義的関係がある原子炉圧力容器下部のドレンライン温度ＴＢと上記炉心流量Ｗｃとの関係式、並びに上記原子炉圧力容器下部のドレンライン温度の測定値ＴＢ’とその原子炉圧力容器下部のドレンライン温度の真値との関係式を基に、最小二乗法により上記関係式の各係数を求め、そこで得られた係数を用いて上記原子炉圧力容器下部のドレンライン温度を推定する。【選択図】  図４
2006003207.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
ポンプ部差圧測定法によって求められた炉心流量、及びその炉心流量との間に一義的関係がある物理量と上記炉心流量との関係式、並びに上記物理量の測定値とその物理量の真値との関係式を基に、最小二乗法により上記関係式の各係数を求め、そこで得られた係数を用いて上記物理量を推定することを特徴とする、沸騰水型原子力発電所における冷却材温度校正方法。
【請求項２】
上記物理量は、原子炉圧力容器下部のＲＰＶドレンライン温度であることを特徴とする、請求項１記載の沸騰水型原子力発電所における冷却材温度校正方法。
【請求項３】
上記物理量は、中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された炉心内の冷却材温度であることを特徴とする、請求項１記載の沸騰水型原子力発電所における冷却材温度校正方法。
【請求項４】
ＲＰＶドレンライン温度ＴＢと炉心流量Ｗｃとの関係式を、ＴＢ＝ａＷｃ＋ｂで表し、ＲＰＶドレンライン温度測定値と実際のＲＰＶドレンライン温度との関係式を、ＴＢ’＝ＴＢ×（Ｋｔｎ＋Ｌｔｎ−１＋・・・＋α）で表し、上記式の未知の値である係数ａ、ｂ、Ｋ、Ｌ、・・・αを最小二乗法により求め、それによってより精度の高いＲＰＶドレンライン温度を推定することを特徴とする、請求項２記載の沸騰水型原子力発電所における冷却材温度校正方法。
【請求項５】
中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された炉心内の冷却材温度ＴＣと炉心流量Ｗｃとの関係式を、ＴＣ＝ａＣＷｃ＋ｂＣで表し、中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された冷却材温度測定値と実際の冷却材温度との関係式を、ＴＣ’＝ＴＣ×（ＫＣｔｎ＋ＬＣｔｎ−１＋・・・＋αｃ）で表し、上記式の未知の値である係数ａｃ’、ｂｃ’、Ｋｃ’、Ｌｃ’、αｃ’を最小二乗法により求め、それによってより精度の高い冷却材温度を推定することを特徴とする、請求項３記載の沸騰水型原子力発電所における冷却材温度校正方法。
【請求項６】
ＲＰＶドレンライン温度と中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された炉心内の冷却材温度との間の相関関係を導出しておき、この相関関係を適用して請求項２または４により推定したＲＰＶドレンライン温度によって冷却材温度を推定することを特徴とする、沸騰水型原子力発電所における冷却材温度校正方法。
【請求項７】
請求項２または請求項４により推定したＲＰＶドレンライン温度によって求められる冷却材温度、または請求項３乃至６により推定した冷却材温度を、炉心流量計測法である熱収支法に適用することによって炉心流量を算出することを特徴とする、沸騰水型原子力発電所における炉心流量演算方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子力発電所の原子炉冷却材温度校正方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子力発電所においては、原子炉圧力容器にある炉心で発生するウランの核分裂の量を制御し、かつ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強制的に循環させる方式を採用している。沸騰水型原子力発電所の場合、原子炉冷却材の循環量が多ければ多いほど、ウランの核分裂が促進され原子炉の出力は増加し、また原子炉冷却材の循環量が少なければ少ないほど、ウランの核分裂の数が減少し原子炉の出力は低下する。このように炉心流量によって原子炉の出力が決定されるのは、炉心流量が多いと原子炉の気泡（ボイド）の量が少なくなり、ウランの核分裂によって生成される中性子が減速されやすくなり、中性子が減速されていわゆる比較的速度の遅い熱中性子が多く生成すると、次のウランの核分裂が促進されて原子炉の出力が増加するためである。炉心流量が少ない場合にはこれとは逆の過程をたどって原子炉の出力は低下する。
【０００３】
また、上述したように炉心流量は原子炉の出力を制御すると共に、核分裂で発生した熱を原子燃料から除去するものであるため、これが原子炉で発生する出力にみあう量に満たない場合には、原子燃料表面で冷却不全に至る可能性がある。このような、炉心の異常を検知するために、炉心における温度および原子炉本体の入口、出口における冷却材の温度を常に監視することが重要である。
【０００４】
このように、沸騰水型原子力発電所において炉心流量および炉心温度並びに冷却材の温度は原子炉の制御、運転、安全の観点から極めて重要な物理量であり、より高い精度で計測または計算することが要求されている。
【０００５】
原子炉圧力容器内において冷却材を循環させる方式として、再循環ポンプ内蔵型の沸騰水型原子力発電所では、原子炉圧力容器内に複数台の再循環ポンプを設けている。この型式の沸騰水型原子力発電所では、炉心流量を計測する方法としてポンプ部差圧測定法が採用されている。ポンプ部差圧測定法は再循環ポンプの回転数ならびにポンプ入口部および出口部の圧力差を入力信号として炉心流量を出力する。
【０００６】
図１は、再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子力発電所の概略構成を示す図であり、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１内には、複数の燃料集合体及び制御棒等からなる炉心２が配設されるとともに、その原子炉圧力容器１内における冷却材を強制循環させるための複数の再循環ポンプ３が設けられている。上記再循環ポンプ３で駆動された冷却材は炉心２の原子炉圧力容器の下部に送給され、そこで折り返して炉心２内を上方に流れ、その間に核燃料の核分裂により発生した熱を受けることにより飽和水と飽和蒸気が混合した状態となり、炉心２の上部に移動する。飽和水と飽和蒸気の混合体は、上部プレナム４、気水分離器５、及び蒸気乾燥器６を通り、主蒸気配管７を介して蒸気タービン８に送られ蒸気タービン８を駆動し、その蒸気タービン８の作動により発電機９を駆動する。その蒸気タービン８で仕事をした蒸気は復水器１０内に導入されて復水となり、給水ポンプ１１により給水配管１２を経由して再び原子炉圧力容器１内に供給される。一方、気水分離器５で分離された水は下降流となり、ダウンカマ領域13で給水と混合する。この下降流はキャリアンダーと呼ばれる。
【０００７】
ところで、図２に示すように、再循環ポンプ３の上下にはポンプ入口部および出口部の圧力差（ΔＰ）を計測するための差圧計１４が設けられている。また、個々の再循環ポンプにはその回転数（ｎｊ）を計測するための回転数検出器１５が設けられている。
【０００８】
ポンプ部差圧測定法では個々の再循環ポンプ毎に機械工学上ＱＨ曲線と呼ばれるポンプ特性を有している。ＱＨ曲線は再循環ポンプの回転数をパラメータとして、ポンプ揚程（Ｈ）とポンプ体積流量（Ｑｊ）の関係を与えるものであり、この関係はあらかじめ再循環ポンプを製作した工場等で実測されている。差圧計１４で計測された圧力差（ΔＰ）は冷却材の密度（ρ）で除することでポンプ揚程となり、ポンプ揚程（Ｈ）と個々の再循環ポンプの回転数（ｎｊ）は個々の再循環ポンプ毎に用意されたＱＨ曲線に入力されて、個々の再循環ポンプを流れる体積流量（Ｑｊ）が求められる。個々の再循環ポンプを流れる質量流量（Ｍｊ）は密度（ρ）と体積流量（Ｑｊ）の積に等しく、全炉心流量（Ｗｃ）は上記個々の再循環ポンプを流れる質量流量（Ｍｊ）の総和に等しい。すなわち、ポンプ部差圧測定法では全炉心流量を求めるためにポンプ入口部および出口部の圧力差（ΔＰ）、冷却材の密度（ρ）、個々の再循環ポンプの回転数（ｎｊ）を計測している。なお、圧力差（ΔＰ）については差圧計４の上下間の測定位置を適切な距離に保つことにより、各々の再循環ポンプ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、ここでは全ての再循環ポンプに共通の値である。
【０００９】
ここで、冷却材の密度は冷却材の温度から物性値表を用いて求めることができる。なお、従来の再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子力発電所では、原子炉冷却材の温度は熱伝対等の温度検出器により原子炉圧力器下部の原子炉冷却材浄化系等のドレンライン１６の温度（ＲＰＶドレンライン温度）を検出することにより測定される。
【００１０】
以上示した再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子力発電所のポンプ部差圧測定法による炉心流量計測は複雑な計算過程を経由しているため、計算機を用いた演算処理を行うようにし、炉心性能計算、運転状態監視等重要な機能を達成している。
【００１１】
また、炉心流量を評価するもう一つの方法として熱収支法と呼ばれる計測法が開発されている。熱収支法とは原子炉圧力容器に流入する流体、流出する流体、原子炉圧力容器内で発生する熱量全体に対して質量およびエネルギーバランス式を適用するものである。
【００１２】
図１において、炉心２で発生した蒸気には水分が含有されており、これは気水分離器５で分離されて下降流となり、ダウンカマ領域13で給水と混合する。下降流はキャリアンダーと呼ばれる。ここでは熱収支法の説明のため給水流量をＷfw、給水流量のエンタルピーをＨfw、キャリアンダーのエンタルピーをＨcu、炉心流量をＷc、炉心流量のエンタルピー（炉心入口エンタルピー）をＨinで表わすとする。原子炉圧力容器には多くの流入／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、次式のように簡単に示すことができる。
Ｗｃ＝Ｗfw｛（Ｈcu−Ｈfw）／（Ｈcu−Ｈin）｝        (1)
【００１３】
これは、給水流量Ｗfw、給水エンタルピーＨfw、キャリアンダーエンタルピーＨcuおよび炉心入口エンタルピーＨinを知れば、炉心流量Ｗｃを知ることができることを示している。実際には計算精度向上のため、影響は小さいが、他の流入／流出の効果を含める。これらのうち、（ａ）給水流量は通常かなり良い精度で計測することが可能であり、（ｂ）給水エンタルピーはかなり良い精度で計測することが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り、さらに（ｃ）キャリアンダーエンタルピーはキャリアンダー率（Ｘcu）と呼ばれる設計定数と飽和蒸気、飽和液相のエンタルピーｈg、ｈfを用いて次式のように表わすことができることから、（ａ）、（ｂ）および（ｃ）より炉心流量Ｗcと炉心入口エンタルピーＨinの間には一義的な関係があることがわかる。
Ｈcu＝Ｘcuｈg＋（１−Ｘcu）ｈf                        （2)
【００１４】
ここで、炉心入口エンタルピーは冷却材の温度から物性値表を用いて求めることができる。
【００１５】
以上をまとめると、熱収支法においては給水流量、給水エンタルピーを測定値とし、炉心流量Ｗｃが炉心入口エンタルピーＨinの関数として表わされる。
Ｗｃ＝ｆ（Ｈin：Ｗfw、Ｈfw・・・・・・）               (3)
【００１６】
一方、ポンプ部差圧測定法ではポンプ回転数、ポンプ入口部および出口部圧力差を測定値とし、炉心流量が冷却材密度の関数として表わされる。
Ｗc＝ｇ（ρ：ΔP、Ｗc・・・・・・）                   (4)
【００１７】
上述してきたように、密度（ρ）、炉心入口エンタルピー（Ｈin）、及び冷却材の温度（Ｔ）はいずれも１対１の関係にある。
【特許文献１】特開平９−１３３７８２号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１８】
上述したような沸騰水型原子力発電所のポンプ部差圧測定法において、一連の計算過程のなかに冷却材の密度（ρ）が用いられているが、冷却材の密度を知るためには冷却材の温度（Ｔ）を知る必要がある。また、炉心流量を評価するもう一つの方法である熱収支法において必要となるパラメータである炉心入口エンタルピー（Ｈin）は冷却材の温度（Ｔ）から求められる。
【００１９】
従来の技術による再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子力発電所では、上述したように原子炉圧力容器下部のドレンラインの温度（ＲＰＶドレンライン温度）を検出することにより測定され、その値を用いてポンプ部差圧測定法と熱収支法の繰り返し収束演算を行うことで炉心流量と冷却材温度の両未知量を求めている（特開平９−１３３７８２号公報参照）。
【００２０】
上記物理量計測演算手法を用いれば、ＲＰＶドレンライン温度を計測するだけで、特に原子炉圧力容器内の冷却材温度を計測する必要は生じない。ただし、この演算手法では、あくまでもポンプ部差圧測定法が健全に機能している場合に限って、より正確な炉心流量と冷却材温度が求まるものであり、ポンプ部差圧測定法が健全でない時は炉心流量と冷却材温度は正しい値からずれた値となってしまう。ポンプ部差圧測定系が健全でないと判断される場合とは、冷却材流量に大量のクロムイオンが存在し、再循環ポンプのインペラ及びディフューザー羽根面に冷却材内のクロムイオンが付着してポンプの性能が低下する場合等である。
【００２１】
このとき、ＲＰＶドレンライン温度からより正しい冷却材温度を推定することができれば、その値を熱収支法に入力として与えて炉心流量を求めることが可能となる。
【００２２】
しかし、ＲＰＶドレンライン温度検出器で測定される温度は、炉心内の冷却材温度を間接的に測定していることから、真の冷却材温度と考えられる値と比べると約１℃の差があるために、２℃程度の相対的バラツキを持っている。また、この測定されたＲＰＶドレンライン温度は、検出器に熱電対を用いている場合、高温の炉水温度による熱特性変化により、温度検出器が劣化したり、或いは熱起電力が変化してしまい経時的に測定温度がドリフトして真のＲＰＶドレンライン温度からずれるという性質を持っている。
【００２３】
なお、冷却材の温度を測定するためのもう一つの手段として、原子炉圧力容器内の中性子計装管内に直接温度検出器を内蔵して冷却材温度を測定する方法があるが、この方式には、原子炉内への直接設置という観点から、耐放射性を考慮した温度計の制約や、原子力発電所へ設置後の精度評価及び構成が困難であり、絶対精度を保証するためには何らかの比較評価方法が必要になる等の検討課題があるため、従来の沸騰水型原子力発電所における据付実績はない。
【００２４】
このように、従来の再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子力発電所において、ポンプ部差圧測定法と熱収支法の繰り返し収束演算を適用しない場合に、ＲＰＶドレンライン温度を用いて熱収支法により炉心流量を評価する際に、ＲＰＶドレンライン温度は真の冷却材温度と比べて相対的にバラツキを持っていること、及び経時的なドリフト成分が含まれている可能性があることから、冷却材の温度を正しく評価することが困難である。
【００２５】
この結果、ＲＰＶドレンライン温度の推定の不確かさに起因して全炉心流量の推定に不確かさが生じ、より厳密に全炉心流量を知ることが必要とされる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。
【００２６】
本発明は、このような点に鑑み、冷却材の温度をより正確に知ることができ、全炉心流量を精度良く評価することができる沸騰水型原子炉の計測データの校正方法を得ることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２７】
請求項１に係る発明は、ポンプ部差圧測定法によって求められた炉心流量、及びその炉心流量との間に一義的関係がある物理量と上記炉心流量との関係式、並びに上記物理量の測定値とその物理量の真値との関係式を基に、最小二乗法により上記関係式の各係数を求め、そこで得られた係数を用いて上記物理量を推定することを特徴とする。
【００２８】
請求項２に係る発明は、請求項１に係る発明において、上記物理量は、原子炉圧力容器下部のＲＰＶドレンライン温度であることを特徴とする。
【００２９】
請求項３に係る発明は、請求項１に係る発明において、上記物理量は、中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された炉心内の冷却材温度であることを特徴とする。
【００３０】
請求項４に係る発明は、請求項２に係る発明において、ＲＰＶドレンライン温度ＴＢと炉心流量Ｗｃとの関係式を、ＴＢ＝ａＷｃ＋ｂで表し、ＲＰＶドレンライン温度測定値と実際のＲＰＶドレンライン温度との関係式を、ＴＢ’＝ＴＢ×（Ｋｔｎ＋Ｌｔｎ−１＋・・・＋α）で表し、上記式の未知の値である係数ａ、ｂ、Ｋ、Ｌ、・・・αを最小二乗法により求め、それによってより精度の高いＲＰＶドレンライン温度を推定することを特徴とする。
【００３１】
請求項５に係る発明は、請求項３に係る発明において、中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された炉心内の冷却材温度ＴＣと炉心流量Ｗｃとの関係式を、ＴＣ＝ａＣＷｃ＋ｂＣで表し、中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された冷却材温度測定値と実際の冷却材温度との関係式を、ＴＣ’＝ＴＣ×（ＫＣｔｎ＋ＬＣｔｎ−１＋・・・＋αｃ）で表し、上記式の未知の値である係数ａｃ’、ｂｃ’、Ｋｃ’、Ｌｃ’、αｃ’を最小二乗法により求め、それによってより精度の高い冷却材温度を推定することを特徴とする。
【００３２】
請求項６に係る発明は、ＲＰＶドレンライン温度と中性子計装管内に設置された温度検出器で検出された炉心内の冷却材温度との間の相関関係を導出しておき、この相関関係を適用して請求項２または４により推定したＲＰＶドレンライン温度によって冷却材温度を推定することを特徴とする。
【００３３】
請求項７に係る発明は、請求項２または請求項４により推定したＲＰＶドレンライン温度によって求められる冷却材温度、または請求項３乃至６により推定した冷却材温度を、炉心流量計測法である熱収支法に適用することによって炉心流量を算出することを特徴とする。
【発明の効果】
【００３４】
以上説明したように、本発明によれば、ノイズ等の外乱を含んだＲＰＶドレンライン温度の如き物理量を精度良い値に校正することができる。また、冷却材温度の精度を向上させることによって、全炉心流量を精度良く測定し、評価することができる。さらに、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温度の特性をより正確に検出することによって、ポンプ部差圧測定法と熱収支法による全炉心流量を精度良く評価することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３５】
以下、本発明に係る冷却材温度校正方法の実施の形態について、図表を参照して説明する。
【００３６】
前述のように、炉心流量Ｗcと炉心入口エンタルピーＨinの間には一義的な関係があることから、炉心流量ＷcとＲＰＶドレンライン温度ＴＢの間にも一義的な関係がある。
【００３７】
図３に、再循環ポンプを内蔵した沸騰水型原子力発電所における炉心流量とＲＰＶドレンライン温度の関係を示す。この図より、ＲＰＶドレンライン温度ＴＢ  は炉心流量Ｗｃの一次式で表されるものとして、以下の式で表す。
ＴＢ＝ａＷｃ＋ｂ                     （５）
【００３８】
また、ＲＰＶドレンライン温度の検出器による測定値ＴＢ’には、時間ｔに依存して変化するドリフト成分が含まれているものとして、（６）式のように時間ｔのｎ次式で表す。
ＴＢ’＝ＴＢ×（Ｋｔｎ＋Ｌｔｎ−１＋・・・＋α）    （６）
【００３９】
今、上記係数ａ、ｂ、Ｋ、Ｌ、・・・αを未知の値として、ＲＰＶドレンライン温度（真値）ＴＢ  及びＲＰＶドレンライン温度測定値ＴＢ’を、推定した係数ａ’、ｂ’、Ｋ’、Ｌ’、・・・α’を使って表すと（７）及び（８）式のようになる。
〈ＴＢ〉＝ａ’Ｗｃ＋ｂ’                                （７）
〈ＴＢ’〉＝〈ＴＢ〉×（Ｋ’ｔｎ＋Ｌ’ｔｎ−１＋・・・＋α’）  （８）
よって、
〈ＴＢ’〉＝（ａ’Ｗｃ＋ｂ’）×（Ｋ’ｔｎ＋Ｌ’ｔｎ−１＋・・＋α’）（９）
となる。
【００４０】
図４に、具体的に上記係数ａ’、ｂ’、Ｋ’、Ｌ’、・・・α’を推定する方法のフローチャートを示す。
【００４１】
すなわち、ＲＰＶドレンライン温度ＴＢ と炉心流量Ｗｃとの関係式である式（５）、及びＲＰＶドレンライン温度測定値ＴＢ’とＲＰＶドレンライン温度の真値ＴＢとの関係式である式（６）に基づき、炉心流量測定値Ｗｃ、時間ｔ、及び推定した係数ａ’、ｂ’、Ｋ’、Ｌ’、・・・α’を用いて、式（９）により、推定ＲＰＶドレンライン温度測定値〈ＴＢ’〉を求める。そこで、上記〈ＴＢ’〉とＲＰＶドレンライン温度測定値ＴＢ’の各時間での差分の二乗和をとり、この二乗和の値が最小となるような係数ａ’、ｂ’、Ｋ’、Ｌ’、・・・α’を求める。この最小二乗法の式を式（１０）に示す。小さいｊは各時間ステップを表している。
Σ（<ＴＢ’>j−ＴＢ’j）２                          (１０)
【００４２】
上記方法で求めた各係数は、より真値に近い値になっているものと考えられ、この結果で得られた係数ａ’、ｂ’を用いて求められた式（７）のＲＰＶドレンライン温度は時間的なドリフト成分が除去された真のＲＰＶドレンライン温度を精度良く表しているものと考えられる。
【００４３】
今、ＲＰＶドレンライン温度の真の値及び時間的なドリフト成分の大きさは未知であるので、ここでは、上式（５）、（６）におけるａ、ｂ、Ｋ、Ｌ及びαの値を、計算上適当に推定した値に設定し、これらの係数からなるＲＰＶドレンライン温度ＴＢ及び測定値ＴＢ’を真の値とする。なお、ここでは簡単にするため、式（１１）のように時間ｔの１次式で表し、式（１１）の係数ａ、ｂ、Ｋ、及びαの値を表１のような値に設定する。
ＴＢ’＝（ａＷｃ＋ｂ）×（Ｋｔ＋α）                  （１１）
【表１】
2006003207.tif 000003
【００４４】
測定値である炉心流量Ｗｃ及び時間的なドリフト成分Ｋｔ＋αの値を、乱数を加えることにより模擬すると、その模擬した値の推移は図５に示すようになる。ここではｔ＝３００秒までを示している。
【００４５】
ところで、推移する値であるａ’、ｂ’、Ｋ’、及びα’の初期値として適当な値を設定し、〈ＴＢ’〉の値を求める。
【００４６】
こうして得られた各時間でのそれぞれの値ＴＢ’ｊと〈ＴＢ’〉ｊとの差を取り、それらの総和が最小となるようなａ’、ｂ’、Ｋ’、及びα’を計算により最終的に求める。
【００４７】
以上のようにして求めた最終的な推定値ａ’、ｂ’、Ｋ’、及びα’の値を、最初に真の値として設定したａ、ｂ、Ｋ、及びαの値と比較して表２に示す。
【表２】
2006003207.tif 000004
【００４８】
このような方法による本実施の形態においては、表２からわかるように、初めに適当に推定した推定値ａ’、ｂ’、Ｋ’、及びα’の値は、真の値であるａ、ｂ、Ｋ、及びαの値にかなり近い値となっている。
【００４９】
このように、本実施の形態によれば、ＲＰＶドレンライン温度測定値に時間的なドリフト成分が発生することによって未知の値であった係数ａ、ｂ、Ｋ、及びαを精度良く推定することが可能であり、これに基づいて算出されるＲＰＶドレンライン温度値の精度を向上させることができる。
【００５０】
また、上記校正方法は原子炉圧力容器内の中性子計装管内に設置された温度検出器で測定された温度Ｔｃ’についても同様に適用することが可能である。すなわち、中性子計装管内に設置された温度検出器で測定された温度Ｔｃ’は炉心流量Ｗｃの一次式及び時間ｔのｎ次式で表されるものとして、次の式で表すことができる。ここで、Ｔｃは時間ｔに依存して変化するドリフト成分が含まれていない原子炉冷却材の温度とする。
Ｔｃ＝ａｃＷｃ＋ｂｃ                     （１２）
Ｔｃ’＝Ｔｃ×（Ｋｃｔｎ＋Ｌｃｔｎ−１＋・・・＋αｃ）    （１３）
【００５１】
ここで、原子炉冷却材の温度（真値）Ｔｃ及び中性子計装管内に設置された温度検出器で測定された温度Ｔｃ’を、推定した係数ａｃ’、ｂｃ’、Ｋｃ’、Ｌｃ’、αｃ’を使って以下のように表す。
〈Ｔｃ〉＝ａｃ’Ｗｃ＋ｂｃ’                       （１４）
〈Ｔｃ’〉＝〈Ｔｃ〉×（Ｋｃ’ｔｎ＋Ｌｃ’ｔｎ−１＋・・・＋αｃ’）  （１５）  よって、
〈Ｔｃ’〉＝（ａｃ’Ｗｃ＋ｂｃ’）×（Ｋｃ’ｔｎ＋Ｌｃ’ｔｎ−１＋・・・＋αｃ’）
（１６）
【００５２】
このようにして、推定した温度〈Ｔｃ’〉と中性子計装管内に設置された温度検出器で測定された温度Ｔｃ’の各時間での差分の二乗和を
Σ（<Ｔｃ’>j−Ｔｃ’j）２                          (１７)
なる最小二乗法の式によりとり、この二乗和の値が最小となるような係数ａｃ’、ｂｃ’、Ｋｃ’、Ｌｃ’、αｃ’を求める。
【００５３】
上記方法で求めた各係数は、より真値に近い値になっているものと考えられ、この結果で得られた係数ａｃ’、ｂｃ’を用いて求められた式（１４）の中性子計装管内に設置された温度検出器で測定された温度は時間的なドリフト成分が除去された真の冷却材温度を精度良く表しているものと考えられる。
【００５４】
現状においては、原子炉圧力容器内に設置された中性子計装管温度検出器による冷却材温度の測定値はなく、今後試験等により中性子計装管内温度が測定される場合はデータが取れた後の詳細評価となる。
【００５５】
しかし、前記特許公開公報に示された、ＲＰＶドレンライン温度を用いてポンプ部差圧測定法と熱収支法の繰り返し収束演算を行うことで導出された収束温度は、より真の冷却材温度に近い値になっていると考えられる。この収束温度と前記校正されたＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉の関係を図６に示す。この図から校正されたＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉と、上記収束演算を行って導出された冷却材温度を原子炉冷却材温度〈Ｔｃ〉との間には、式（１８）で示すような関係があることがわかる。
〈Ｔｃ〉＝ｘ〈ＴＢ〉２＋ｙ〈ＴＢ〉＋ｚ           （１８）
【００５６】
図７は上記関係を使用してより精度の高い原子炉冷却材温度を求めることができるようにした校正方法を示すフローチャートであり、前記校正されたＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉と前記収束演算を行って導出された冷却材温度からなる原子炉冷却材温度〈Ｔｃ〉との間の関係式における係数ｘ、ｙ、ｚの値を適切に定め、収束温度と校正されたＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉の相関関係を予め導出しておき、その関係式に上記校正されたＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉を適用することにより、原子炉冷却材温度を求めることができる。
【００５７】
しかして、この場合には原子炉圧力容器内の中性子計装管内に温度検出器を設置せずに、ＲＰＶドレンライン温度測定値のみを用いて、より精度の高い原子炉冷却材温度を求めることができる。
【００５８】
図８は、本発明の他の実施の形態を示すフローチャートであり、校正装置において、ＲＰＶドレンライン温度ＴＢ と炉心流量Ｗｃとの関係式である式（５）、及びＲＰＶドレンライン温度測定値ＴＢ’とＲＰＶドレンライン温度の真値ＴＢとの関係式である式（６）に基づき、ＲＰＶドレンライン温度検出器により測定されたＲＰＶドレンライン温度測定値ＴＢ’、ポンプ部差圧測定法により測定された炉心流量測定値Ｗｃ、時間ｔ、及び推定した係数ａ’、ｂ’、Ｋ’、Ｌ’、・・・α’を用いて、推定ＲＰＶドレンライン温度測定値〈ＴＢ’〉を求める。そして、上記推定ＲＰＶドレンライン温度測定値〈ＴＢ’〉とＲＰＶドレンライン温度測定値ＴＢ’の各時間での差分の二乗和をとり、この二乗和の値が最小となるような係数ａ’、ｂ’、Ｋ’、Ｌ’、・・・α’を求め、その結果で得られた係数ａ’、ｂ’を用いて校正されたＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉を求める。
【００５９】
その後、上記校正されたＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉を、そのＲＰＶドレンライン温度〈ＴＢ〉と中性子計装管内の温度検出器による冷却材温度〈Ｔｃ〉との相関関係式（１８）に適用して原子炉冷却材温度〈Ｔｃ〉を求める。得られた冷却材温度〈Ｔｃ〉を基に物性値表を用いて炉心入口エンタルピーＨinを求め、この炉心入口エンタルピーＨin、計測された給水流量Ｗfw及び給水エンタルピーＨfw、及びキャリアンダーエンタルピーＨcuを熱収支法の式
Ｗｃ＝Ｗfw｛（Ｈcu−Ｈfw）／（Ｈcu−Ｈin）｝
に適用することにより、より精度が高い炉心流量Ｗｃを計測することができる。
【００６０】
しかして、この実施の形態によれば、校正されたＲＰＶドレンライン温度測定値のみを用いてより精度の高い炉心流量Ｗｃを求めることができる。すなわち、ＲＰＶドレンライン温度測定値<ＴＢ'〉を最小二乗法により校正しさらに熱収支法に適用することにより、原子炉圧力容器内に温度検出器を設置することなく全炉心流量を精度良く評価することができる。
【図面の簡単な説明】
【００６１】
【図１】沸騰水型原子力発電所の概略構成を示す図。
【図２】従来技術によるポンプ差圧測定系の構成。
【図３】炉心流量とＲＰＶドレンライン温度の関係を示す図。
【図４】ＲＰＶドレンライン温度の校正方法のフローチャート。
【図５】設定したＲＰＶドレンライン温度Ｔ、時系列変化Ｋｔ＋αおよび推定したＲＰＶドレンライン温度<Ｔ’>の推移を示す図。
【図６】校正されたＲＰＶドレンライン温度と収束演算温度との関係を示す図。
【図７】中性子計装管内温度検出器による冷却材温度測定値データの校正方法のフローチャート。
【図８】校正された冷却材温度を用いた熱収支法による炉心流量計測方法のフローチャート。
【符号の説明】
【００６２】
１  原子炉圧力容器
２  炉心
３  再循環ポンプ
７  主蒸気配管
１２  給水配管
１４  ポンプ部差圧を測定する差圧計
１５  ポンプ回転数を測定する回転計
１６  ＲＰＶドレンライン
【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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