(57)【要約】【課題】原子炉の設備の状態および運転状況による影響を踏まえつつ、原子炉周辺の作業場の放射能の線量率を目標とする値まで確実に低下させ、且つ可能な限り迅速に冷却を行う原子炉制御支援システムを提供することを目的とする。【解決手段】本発明にかかる原子炉制御支援システム２００の構成は、目標雰囲気線量率を入力する入力部２２０と、線量率−放射能量相関データ２３２と、放射能変化量−温度降下率相関データ２３４と、を記憶する記憶部２３０と、クラッドの量を取得する持込量取得部２４０と、温度降下率を算出する演算部２５０と、温度降下率を出力する出力部２６０と、を備え、演算部は、目標雰囲気線量率と線量率−放射能量相関データとから放射能量を演算し、放射能量とクラッドの量とから変化量を演算し、変化量と放射能変化量−温度降下率相関データとから温度降下率を算出することを特徴とする。【選択図】図２
2011038818.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電所の原子炉の運転を停止する際に該原子炉の炉水の温度降下率を決定する原子炉制御支援システムであって、
前記原子炉周辺の雰囲気における放射線の線量率の目標値である目標雰囲気線量率を入力する入力部と、
前記線量率と前記原子炉内における放射能量との相関関係を格納した線量率−放射能量相関データと、該放射能の変化量と前記温度降下率との相関関係を格納した放射能変化量−温度降下率相関データと、を記憶する記憶部と、
前記原子炉の１サイクル中に該原子炉に持ち込まれたクラッドの量を取得する持込量取得部と、
前記温度降下率を算出する演算部と、
前記算出された温度降下率を出力する出力部と、
を備え、
前記演算部は、
前記目標雰囲気線量率と前記線量率−放射能量相関データとから前記放射能量を演算し、
前記演算された放射能量と前記クラッドの量とから前記放射能の変化量を演算し、
前記演算された放射能の変化量と前記放射能変化量−温度降下率相関データとから前記温度降下率を算出することを特徴とする原子炉制御支援システム。
【請求項２】
前記線量率−放射能量相関データは、前記原子炉周辺のエリアごとに実測された放射能量および放射線の線量率に基づいた該エリアごとの相関データであることを特徴とする請求項１に記載の原子炉停止時の原子炉制御支援システム。
【請求項３】
前記放射能変化量−温度降下率相関データは、実測された複数の放射能の変化量および温度降下率を、所定の温度域で２以上に区分し、該区分された温度域ごとに放射能の変化量および温度降下率の平均値を求めた場合の該平均値における近似関数であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉制御支援システム。
【請求項４】
原子力発電所の原子炉の運転を停止する際に該原子炉の炉水の温度降下率を決定する原子炉制御支援方法であって、
前記原子炉周辺の雰囲気における放射線の線量率の目標値である目標雰囲気線量率を入力し、
前記原子炉の１サイクル中に該原子炉に持ち込まれたクラッドの量を取得し、
前記目標雰囲気線量率と、前記線量率と前記原子炉内における放射能量との相関関係を格納した線量率−放射能量相関データとから前記放射能量を演算し、
前記演算された放射能量と前記クラッドの量とから前記放射能の変化量を演算し、
前記演算された放射能の変化量と、前記放射能の変化量と前記温度降下率との相関関係を格納した放射能変化量−温度降下率相関データとから前記温度降下率を算出することを特徴とする原子炉制御支援方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電所の原子炉の運転を停止する際にかかる原子炉の炉水の温度降下率を設定する原子炉制御支援システムおよび原子炉制御支援方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所では、日常の保守点検とは別に、定期的に大規模点検が行われている。具体的には、現在の法令下では、１３ヶ月〜２４ヶ月に一度の間隔で発電プラントの運転を停止して、停止期間中に一斉に点検が行われる。かかる点検では、原子炉が格納されている原子炉格納容器内にも作業員が出入りするため、作業員の放射線被爆量を低減し安全を確保するべく、原子炉格納容器内の雰囲気における放射線の線量率をできる限り低くする必要がある。
【０００３】
ところで、上記の原子炉は、主に、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）と、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）に大別される。加圧水型原子炉は、核分裂反応によって生じた熱エネルギーを用いて加圧水を高温（約３００℃以上）に熱し、蒸気発生器においてかかる加圧水の熱を水に与える。そして、その水を沸騰させることより生じた蒸気を用いてタービン発電機を回し、電力を生成する。沸騰水型原子炉は、核分裂反応によって生じた熱エネルギーを用いて水（炉水）を沸騰させ、これにより生じた蒸気を用いてタービン発電機を回し、電力を生成する。これらの原子炉以外にも、近年では、沸騰水型原子炉を改良した改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ：Advanced Boiling Water Reactor）が導入され、原子炉の運転効率および経済性、安全性の向上が図られている。
【０００４】
上述した原子炉のうち、沸騰水型原子炉および改良型沸騰水型原子炉では、原子炉の炉水は、蒸気となってタービン発電機において電力の生成に用いられた後、復水器において冷却され、再度原子炉に供給される。したがって、炉水は、原子炉、タービン発電機、復水器およびこれらを接続する配管を循環することとなる。炉水が循環する設備の中でも、特に復水器および配管では、これらを構成する部材の経年劣化や損傷、腐食等により金属不純物（以下、クラッドと称する）が発生する。
【０００５】
発生したクラッドは、炉水の循環により原子炉内に持ち込まれ、かかる原子炉内の核燃料（燃料棒）表面に付着する。すると、クラッドは、核燃料の燃焼時に生じる中性子の照射を受けて放射化され、放射性物質となる。放射化されたクラッドが、核燃料から剥がれ落ちると炉水中に混入し、炉水と共に原子炉格納容器内に設置された配管を循環し、原子炉格納容器内に放射線を出すことになってしまう。
【０００６】
従来から、原子炉停止時に炉水温度を低下させる際に原子炉格納容器内の線量率が上昇することが知られている。これは、燃料棒とクラッドの熱膨張率の違いにより、温度が低下すると燃料棒からクラッドが剥離するためと考えられている。このような原子炉停止時における線量率の上昇を抑制する方法として、例えば特許文献１には、沸騰水型原子炉プラントの停止方法が開示されている。かかる方法では、炉水温度を低下させる過程において、炉水温度を金属イオンの溶出速度が大となる１００℃〜１５０℃に到達した時点で所定時間維持することにより放射能除去を行う。これによれば、プラントの停止運転中に、大規模な付加設備を必要とせず配管等からの放射能を除去して、配管等の空間線量率を低減させることができるとされている。
【０００７】
また特許文献１にも記載されているように、原子炉の停止操作において炉水温度を急速に低下させるほど、燃料棒の表面に付着したクラッドが多く剥離し、炉水の放射能汚染が進行することが従来から知られていた。すなわち、原子炉停止操作時の炉水温度降下率によって、燃料棒の表面からのクラッドの剥離量が増減し、これに伴って、原子炉格納容器内作業場の放射線の線量率に増減するということが明らかになっていた。したがって、原子炉停止における炉水の温度降下率は、１５℃／ｈ以下とすることが推奨されており、現状では、かかる値を参照して所定の温度降下率を設定し、原子炉の停止操作を行っている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平５−１６４８９０号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
しかし、特許文献１に記載の原子炉の停止方法では、金属イオンの溶出量が、炉水温度が１００℃〜１５０℃の範囲において最大であることはわかるが、これにより、空間線量率がどの程度低減されているかが明らかでない。したがって、実際に特許文献１に記載の停止方法を用いたとしても、どの程度の効果が得られるかを判断することが困難である。
【００１０】
また、炉水温度降下率によって燃料棒表面からのクラッドの剥離量が変化するとしても、そもそも炉水の循環により原子炉に持ち込まれるクラッドの量（以下、持込量と称する）が異なれば、放射性物質の量も異なるはずである。すなわち、クラッドの持込量が多ければ、原子炉停止時に剥離するクラッドの量も増え、これによる原子炉格納容器内の放射能の線量率が上昇するし、反対に、持込量が少なければ、原子炉格納容器内の放射能の線量率が低下する。そして、クラッドの量は、原子炉の設備の状態や運転状況による影響を受けるため、常に一定の量になるとは限らない。
【００１１】
したがって、従来のように所定の温度降下率を低く（１５℃／ｈ以下など）設定して停止操作をしたとしても、線量率の低減の程度は図りがたい。このため、かかる停止操作を行ったとしても、原子炉格納容器内の放射線の線量率が必ずしも目標とした値に到達しているとは限らない。
【００１２】
また、温度降下率を低くするということは、冷却に時間がかかるということを意味している。運転時の炉水は３００℃程度の高温であるから、温度降下率を低くするほどプラント冷温停止までに時間がかかり、検査工程に無視できない遅れを生じるおそれがある。そして、温度降下率を一定の値で低く抑えたとしても、確かに線量率は低減するかもしれないが、必要以上に温度降下率を下げてしまい、無駄に時間をかけてしまっているおそれもある。したがって、線量率を目標とした値に抑えられる限りにおいて、できるだけ温度降下率は高めに設定したい（速く冷却したい）という要請がある。
【００１３】
本発明は、このような課題に鑑み、原子炉の設備の状態および運転状況による影響を踏まえつつ、原子炉周辺の作業場の放射能の線量率を目標とする値まで確実に低下させることができ、且つ可能な限り迅速に冷却を行う原子炉制御支援システムおよび原子炉制御支援方法を提供することを目的としている。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上記課題を解決するために、発明者らが様々なデータの依存関係について鋭意検討したところ、作業場の線量率は原子炉内における放射能量と相関があること、放射能の変化量は温度降下率と相関があること、および温度降下率は放射能の変化量と持込量とから求められることを見出し、さらに検討を行うことによって本件発明を完成するに至った。
【００１５】
すなわち本発明にかかる原子炉制御支援システムの代表的な構成は、原子力発電所の原子炉の運転を停止する際に原子炉の炉水の温度降下率を決定する原子炉制御支援システムであって、原子炉周辺の雰囲気における放射線の線量率の目標値である目標雰囲気線量率を入力する入力部と、線量率と原子炉内における放射能量との相関関係を格納した線量率−放射能量相関データと、放射能の変化量と温度降下率との相関関係を格納した放射能変化量−温度降下率相関データと、を記憶する記憶部と、原子炉の１サイクル中に原子炉に持ち込まれたクラッドの量を取得する持込量取得部と、温度降下率を算出する演算部と、算出された温度降下率を出力する出力部と、を備え、演算部は、目標雰囲気線量率と線量率−放射能量相関データとから放射能量を演算し、演算された放射能量とクラッドの量とから放射能の変化量を演算し、演算された放射能の変化量と放射能変化量−温度降下率相関データとから温度降下率を算出することを特徴とする。
【００１６】
上記構成によれば、目標雰囲気線量率を入力すると、演算部は、記憶部に格納された線量率−放射能量相関データ、および放射能変化量−温度降下率相関データを参照し、且つ持込量取得部から取得したクラッドの量を用いて、かかる目標雰囲気線量率に応じた温度降下率を算出する。したがって、算出された温度降下率に基づいて原子炉の停止作業を行うことで、原子炉周辺の作業場の放射能の線量率を目標とする値まで確実に低下させることができ、且つ迅速に原子炉の冷却を行うことが可能となる。またクラッドの量が温度降下率の算出に用いられることで、原子炉の設備の状態および運転状況による影響を温度降下率の算出に反映させることができる。
【００１７】
上記の線量率−放射能量相関データは、原子炉周辺のエリアごとに実測された放射能量および放射線の線量率に基づいたエリアごとの相関データであるとよい。
【００１８】
原子炉周辺の雰囲気における放射能の線量率は、炉水が循環する配管の配置の有無等によりエリアごとに異なる。したがって、上記構成のように線量率−放射能量相関データをエリアごとに実測された相関データとすることで、かかる配置等による影響を線量率−放射能量相関データに反映させることが可能となる。これにより、線量率−放射能量相関データの精度を向上することが可能となる。
【００１９】
上記の放射能変化量−温度降下率相関データは、実測された複数の放射能の変化量および温度降下率を、所定の温度域で２以上に区分し、区分された温度域ごとに放射能の変化量および温度降下率の平均値を求めた場合の平均値における近似関数であるとよい。
【００２０】
かかる構成のように、実測された複数の放射能の変化量および温度降下率を、所定の温度域で２以上に区分し、その平均値を求めることで、区分ごとに１つの値とすることができる。したがって温度域ごとで実測されたデータの数（サンプル数）に著しい差があったとしても、かかる差による放射能変化量−温度降下率相関データへの影響を排除することができる。また放射能変化量−温度降下率相関データをその平均値における近似関数とすることで、データの汎用性を高めることができる。
【００２１】
上記課題を解決するために、本発明にかかる原子炉制御支援方法の代表的な構成は、原子力発電所の原子炉の運転を停止する際に原子炉の炉水の温度降下率を決定する原子炉制御支援方法であって、原子炉周辺の雰囲気における放射線の線量率の目標値である目標雰囲気線量率を入力し、原子炉の１サイクル中に原子炉に持ち込まれたクラッドの量を取得し、目標雰囲気線量率と、線量率と原子炉内における放射能量との相関関係を格納した線量率−放射能量相関データとから放射能量を演算し、演算された放射能量とクラッドの量とから放射能の変化量を演算し、演算された放射能の変化量と、放射能の変化量と温度降下率との相関関係を格納した放射能変化量−温度降下率相関データとから温度降下率を算出することを特徴とする。
【００２２】
上述した原子炉制御支援システムにおける技術的思想に対応する構成要素やその説明は、当該原子炉制御支援方法にも適用可能である。
【発明の効果】
【００２３】
本発明によれば、原子炉の設備の状態および運転状況による影響を踏まえつつ、原子炉周辺の作業場の放射能の線量率を目標とする値まで確実に低下させることができ、且つ可能な限り迅速に冷却を行う原子炉制御支援システムおよび原子炉制御支援方法を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２４】
【図１】原子力発電所の構成例を示す図である。
【図２】本実施形態にかかる原子炉制御支援システムの構成を示すブロック図である。
【図３】線量率−放射能量相関データおよび放射能変化量−温度降下率相関データを示す図である。
【図４】本実施形態にかかる支援システムの温度降下率算出手順の概略を説明するフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【００２５】
以下に添付図面を参照しながら、本発明の好適な実施形態について詳細に説明する。かかる実施形態に示す寸法、材料、その他具体的な数値などは、発明の理解を容易とするための例示に過ぎず、特に断る場合を除き、本発明を限定するものではない。なお、本明細書及び図面において、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付することにより重複説明を省略し、また本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。
【００２６】
（原子力発電所）
図１は原子力発電所の構成例を示す図である。なお、原子力発電所には、他にも、制御棒駆動系、原子炉隔離時冷却系、残留熱除去系、高圧炉心注水系、燃料プール浄化系、原子炉冷却材浄化系、ほう酸水注入系などの系統を構成する設備および配管が設けられているが、理解を容易にするために、本実施形態においてはそれらの図示および説明を省略する。
【００２７】
図１に示すように、原子力発電所１００は、原子炉１１０と、原子炉格納容器１２０と、蒸気配管１３０と、復水給水配管１３２と、タービン１３４と、発電機１３６と、復水器１３８と、海水配管１４０とを含んで構成される。
【００２８】
原子炉１１０は、本実施形態においては沸騰水型原子炉であり、ウラン等からなる燃料棒１１２を核分裂させ、大量の熱（熱エネルギー）を発生させる。復水給水配管１３２から供給された復水および給水（炉水）は、原子炉１１０に運ばれ原子炉１１０で発生した熱によって約２８０〜３００℃、７０〜８０気圧程度の高温高圧の蒸気となり蒸気配管１３０を経由してタービン１３４へと送られる。
【００２９】
タービン１３４は、蒸気配管１３０によって運ばれた蒸気が有する熱エネルギーを動力に変える機械である。原子炉１１０にて発生した蒸気は、タービン１３４を構成する羽根に衝突し回転力を作出する。タービン１３４は発電機１３６と同軸でつながっており、タービン１３４の回転が直接発電機１３６に伝わり電気を発生させる。発電機１３６にて発生した電気は変圧器（図示せず）へと送電され、電力として様々な場所へ供給される。
【００３０】
復水器１３８は、タービン１３４を回した水蒸気を回収して冷却し、水に戻して、再度復水給水配管１３２を通じて原子炉１１０へ送る。復水器１３８には、常に海水配管１４０により海水が循環しており、水蒸気を急激に冷却し液化する。このとき、水蒸気の体積が急激に減少するので圧力が低下し、タービン１３４付近の水蒸気の流通がよくなり、タービン１３４の回転を増大させることができる。
【００３１】
上記の原子炉１１０は原子炉格納容器１２０に格納されており、本実施形態では、原子炉格納容器１２０内は、破線で示すように複数のエリア（地下１階、地上６階、計７フロア）に区分されている。なお、このフロア数は一例であり、これに限定するものではない。また本実施形態では原子炉１１０として沸騰水型原子炉を例示しているが、改良型沸騰水型原子炉においても、後述する原子炉制御支援システムを適用することが可能である。
【００３２】
上述した原子力発電所１００では、所定の間隔で原子炉１１０の運転を停止し、停止期間中に一斉点検を行う。以下、原子炉１１０の運転を停止する際に原子炉１１０の炉水の温度降下率を決定する原子炉制御支援システムの詳細を説明する。
【００３３】
図２は、本実施形態にかかる原子炉制御支援システムの構成を示すブロック図である。図２に示すように、本実施形態にかかる原子炉制御支援システム（以下、単に「支援システム２００」と称する。）は、制御部２１０と、入力部２２０と、記憶部２３０と、持込量取得部２４０と、演算部２５０と、出力部２６０とを備える。
【００３４】
制御部２１０は、中央処理装置（ＣＰＵ）を含む半導体集積回路により当該支援システム２００全体の機能を管理および制御する。
【００３５】
演算部２５０は、入力部２２０に入力された目標雰囲気線量率に応じた温度降下率を算出する。詳細には後述するように、演算部２５０は、目標雰囲気線量率と線量率−放射能量相関データとから放射能量を演算し、演算された放射能量とクラッドの量とから変化量を演算し、演算された変化量と放射能変化量−温度降下率相関データとから温度降下率を算出する。
【００３６】
入力部２２０は、当該支援システム２００の使用者に情報を入力させる。本実施形態においては、入力部２２０には原子炉１１０周辺（原子炉格納容器１２０内）の雰囲気における放射線の線量率の目標値である目標雰囲気線量率を入力される。かかる入力部２２０としては、キーボードや、マウスなどのポインティングデバイスを好適に用いることができる。またインターネットなどのネットワークを介して遠隔地のクライアントコンピュータ（図示せず）から情報を入力してもよく、その場合はネットワークインターフェースが入力部２２０に相当する。
【００３７】
記憶部２３０は、ＲＯＭ、ＲＡＭ、ＥＥＰＲＯＭ、不揮発性ＲＡＭ、フラッシュメモリ、ＨＤＤ等で構成され、制御部２１０で処理されるプログラムやデータ等を記憶する。本実施形態では、記憶部２３０は、線量率−放射能量相関データ２３２および放射能変化量−温度降下率相関データ２３４を記憶している。
【００３８】
図３は、線量率−放射能量相関データ２３２および放射能変化量−温度降下率相関データ２３４を示す図である。特に、図３（ａ）は、線量率−放射能量相関データ２３２を示す図であり、図３（ｂ）は、放射能変化量−温度降下率相関データ２３４を示す図である。
【００３９】
線量率−放射能量相関データ２３２は、線量率と原子炉１１０内における放射能量との相関関係を格納したデータである。これにより、演算部２５０が、かかる線量率−放射能量相関データ２３２を参照し、且つ入力部２２０に入力された目標雰囲気線量率に基づいて、原子炉１１０周辺の雰囲気における放射線の線量率を目標雰囲気線量率とするための放射能量の値を演算することが可能となる。
【００４０】
本実施形態における線量率−放射能量相関データ２３２は、原子炉周辺のエリア（図１参照）ごとに実測された放射能量および放射線の線量率に基づいたエリアごとの相関データである。線量率は、線量率計を用いて、原子炉の停止後に測定した値である。放射能量は、停止操作中に原子炉の炉水を定期的に採取し、Ｇｅ半導体スペクトロメータで放射性物質濃度を測定し、炉水量などを乗じたうえ積算した値である。また線量率は、Ｃｏ６０やＭｎ５４、Ｆｅ５９など発生しうる放射性物質であればいずれも測定対象とできるが、代表的にはＣｏ６０を測定対象として用いることができる。
【００４１】
上述したように、原子炉格納容器１２０内は複数のエリア（階）に区分されており、放射能の線量率は、炉水が循環する配管の配置の有無等によりエリアごとに異なる。そして、エリアごとに実測された放射能量および放射線の線量率をプロットすると、線量率−放射能量相関データ２３２は、図３（ａ）に示すようになる。これにより、配管の配置等による影響を線量率−放射能量相関データに反映させることができ、線量率−放射能量相関データの精度を向上することが可能となる。
【００４２】
なお図３（ａ）では可視化するためにグラフとして図示しているが、線量率−放射能量相関データ２３２は実際にはデータ配列であってもよく、またこれを近似して得られた関数式であってもよい。線量率−放射能量相関データ２３２が関数式ではなくデータ配列であった場合には、与えられた目標雰囲気線量率の前後のデータを参照し、内挿や外挿（比例配分）によって求める放射能量を演算することができる。
【００４３】
また、本実施形態ではエリアごとに線量率と放射能量の相関データを備えていることにより、エリアごとに目標雰囲気線量率を設定することができる。ただし最も線量率の高いエリアのみについて相関データを記録しておき、これを対象に演算を行ってもよい。
【００４４】
再度図３（ａ）を参照すると、放射能量が１．０Ｅ＋１１（Ｂｑ）を超えるあたりから、放射能量に対する線量率（ｍＳｖ／ｈ）が急激に増大していることがわかる。これは、炉水の急冷によって生じるクラッドの量が、炉水からクラッドを除去するためのフィルタの能力を上回るためと考えられる。したがって、目標雰囲気線量率としては、線量率−放射能量相関データ２３２における変曲点を基準に、これ以下となるように設定することが好ましい。
【００４５】
放射能変化量−温度降下率相関データ２３４は、放射能の変化量と温度降下率との相関関係を格納したデータである。放射能の変化量とは、放射能量を、炉水に持ち込まれたクラッドの持込量で除した値である。これにより、演算部２５０が、後述する持込量取得部２４０が取得したクラッドの量と放射能量とから演算した変化量を用い、且つ放射能変化量−温度降下率相関データ２３４を参照して、目標雰囲気線量率に応じた温度降下率を算出することが可能となる。
【００４６】
すなわち、従来から温度降下率を小さくすれば放射線が減少することは知られていたものの、実測値においてこれらの間に相関性が見られず、漠然とした定性的な傾向が知られていただけであった。しかし発明者らは、放射能量を持込量で除して放射能量の変化率とすれば、温度降下率との間に高い相関があることを見出すことができた。そして、持込量はプラントにより、また運転サイクルにより異なるものであるから、持込量を１つのパラメータとして与えることにより、本発明に記載のシステムは汎用性を持つに至ったものである。
【００４７】
さらに本実施形態における放射能変化量−温度降下率相関データ２３４は、図３（ｂ）に示すように、実測された複数の放射能の変化量および温度降下率を、所定の温度域で２以上に区分し、区分された温度域ごとに放射能変化量および温度降下率の平均値を求めた場合の平均値における近似関数である。
【００４８】
例えば図３（ｂ）では、温度域を１２〜１６℃、１８〜２２℃、２３〜２５℃、２６〜２８℃の４つに区分し、実測された複数の放射能の変化量および温度降下率の平均値を区分された温度域ごとに求め、かかる平均値を用いて近似関数を求めている。このように、実測された複数の放射能の変化量および温度降下率を区分ごとに１つの値とすることで、温度域ごとで実測されたデータの数に著しい差があったとしても、かかる差による放射能変化量−温度降下率相関データ２３４への影響を排除することができる。また放射能変化量−温度降下率相関データ２３４を平均値における近似関数とすることで、データの汎用性を高めることが可能となる。
【００４９】
ただし、上記のように温度域ごとに平均をとらずに、単に放射能の変化量と温度降下率とのサンプルから相関データを求めてもよい。その場合において、放射能変化量−温度降下率相関データ２３４はデータ配列であってもよく、またこれを例えば最小二乗法等により近似して得られた関数式であってもよい。放射能変化量−温度降下率相関データ２３４が関数式ではなくデータ配列であった場合には、与えられた放射能の変化量の前後のデータを参照し、内挿や外挿（比例配分）によって求める温度降下率を演算することができる。
【００５０】
持込量取得部２４０は、原子炉の１サイクル中に原子炉に持ち込まれたクラッドの量を取得する。１サイクル中のクラッドの持込量は、蛍光エックス線分析装置等のパーティクルカウンタを用いて定期的に給水中に含まれるクラッドを測定し、測定する度に給水の流量をかけて総量を算出し、これを１サイクル中について積算することによって求めることができる。これにより、演算部２５０が、かかるクラッドの量（持込量）を用いて、放射能の変化量を演算することが可能となる。またクラッドの量が、演算部２５０における温度降下率の算出に用いられることで、原子炉の設備の状態および運転状況による影響を温度降下率の算出に反映させることができる。
【００５１】
出力部２６０は、演算部２５０により算出された温度降下率を出力する。かかる出力部２６０としては、モニタやプリンタ等を好適に用いることができる。またネットワークを介して遠隔地より支援システム２００にアクセスする場合には、ウェブページを用いて操作画面や情報を表示することができる。
【００５２】
次に、本実施形態にかかる支援システム２００を用いた温度降下率の算出手順、すなわち原子炉制御支援方法について説明する。図４は、本実施形態にかかる支援システム２００の温度降下率算出手順の概略を説明するフローチャートである。図４に示すように、支援システム２００による温度降下率算出手順では、まず入力部２２０が当該支援システム２００使用者の目標雰囲気線量率の入力を受け付ける（Ｓ３０２）。
【００５３】
目標雰囲気線量率が入力されたら、持込量取得部２４０は、原子炉の１サイクル中に原子炉に持ち込まれたクラッドの量を取得する（Ｓ３０４）。次に、演算部２５０は、入力部２２０に入力された目標雰囲気線量率を用い、且つ記憶部２３０に記憶された線量率−放射能量相関データ２３２を参照して、放射能量を演算する（Ｓ３０６）。続いて、演算部２５０は、演算した放射能量と、持込量取得部２４０が取得したクラッドの量とを用いて放射能の変化量（目標放射能変化量）を演算する（Ｓ３０８）。
【００５４】
そして、演算部２５０は、演算した変化量を用い、且つ記憶部２３０に記憶された放射能変化量−温度降下率相関データ２３４を参照して、入力部２２０に入力された目標雰囲気線量率に応じた温度降下率（目標温度降下率）を算出する（Ｓ３１０）。温度降下率が算出されたら、出力部はその値を、例えばモニタ表示する等により出力する（Ｓ３１２）。
【００５５】
上記説明した如く、本実施形態にかかる原子炉制御支援システムによれば、入力部に入力された目標雰囲気線量率に基づいて、演算部が温度降下率を算出することができる。これにより、算出された温度降下率に基づいて原子炉の停止作業を行うことで、原子炉周辺の作業場の放射能の線量率を目標とする値まで確実に低下させ、且つ迅速に原子炉の冷却を行うことが可能となる。またクラッドの量が温度降下率の算出に用いられるため、原子炉の設備の状態および運転状況による影響を温度降下率の算出に反映させることができる。
【００５６】
以上、添付図面を参照しながら本発明の好適な実施形態について説明したが、本発明は係る例に限定されないことは言うまでもない。当業者であれば、特許請求の範囲に記載された範疇内において、各種の変更例または修正例に想到し得ることは明らかであり、それらについても当然に本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
【産業上の利用可能性】
【００５７】
本発明は、原子力発電所の原子炉の運転を停止する際にかかる原子炉の炉水の温度降下率を設定する原子炉制御支援システムおよび原子炉制御支援方法として利用することができる。
【符号の説明】
【００５８】
１００…原子力発電所、１１０…原子炉、１１２…燃料棒、１２０…原子炉格納容器、１３０…蒸気配管、１３２…復水給水配管、１３４…タービン、１３６…発電機、１３８…復水器、１４０…海水配管、２００…支援システム、２１０…制御部、２２０…入力部、２３０…記憶部、２３２…線量率−放射能量相関データ、２３４…放射能変化量−温度降下率相関データ、２４０…持込量取得部、２５０…演算部、２６０…出力部
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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