(57)【要約】【課題】原子炉の通常運転中に、原子炉内の破損を迅速に検知できること。【解決手段】沸騰水型原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知装置１０であって、沸騰水型原子炉の通常運転時に当該原子炉における物理量を測定する実測部１２と、沸騰水型原子炉の例えば炉心シュラウド１１に破損が存在した場合の当該原子炉における物理量の変動パターンを予め格納するデータベース部１３と、実測部にて測定された沸騰水型原子炉における物理量の変動パターンと、データベース部に格納された該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無を判定する比較判定部１４と、を有するものである。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知装置であって、
前記原子炉の通常運転時に当該原子炉における物理量を測定する実測部と、
前記原子炉内に破損が存在し、または存在しない場合の当該原子炉における物理量の変動パターンを予め格納するデータベース部と、
前記実測部にて測定された前記原子炉における物理量の変動パターンと、前記データベース部に格納された該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無を判定する比較判定部と、を有することを特徴とする原子炉内破損検知装置。
【請求項２】
前記データベース部には、原子炉内で破損が存在した場合の当該原子炉における物理量の変動パターンが破損部位毎に予め格納され、
比較判定部は、実測部にて測定された物理量の変動パターンと、前記データベース部に格納された該当する物理量の変動パターンとが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無と共に、破損部位を特定すること特徴とする請求項１に記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項３】
原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知装置であって、
前記原子炉の通常運転時に当該原子炉における物理量を測定する実測部と、
この実測部にて測定された物理量について、前記原子炉内に破損が存在しないと仮定した場合の変動パターンを数値解析により求める数値解析部と、
前記実測部にて測定された前記原子炉における物理量の変動パターンと、前記数値解析部により得られた該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無を判定する比較判定部と、を有することを特徴とする原子炉内破損検知装置。
【請求項４】
前記原子炉における物理量は、局所中性子束、炉心平均中性子束、炉心流量、炉心差圧、ジェットポンプ流量、再循環ポンプ流量、再循環ポンプ速度、原子炉ドーム圧力、炉内冷却材のボトムドレン温度、シュラウド内外差圧、炉内冷却材温度差のうちの少なくとも一つであることを特徴とする請求項１乃至３のいずれかに記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項５】
前記データベース部に格納される物理量の変動パターンは、実測部にて測定された物理量が蓄積されたものであることを特徴とする請求項１、２または４のいずれかに記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項６】
前記データベース部に格納される物理量の変動パターンは、数値解析により求められた物理量のデータであることを特徴とする請求項１、２または４のいずれかに記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項７】
前記データベース部に格納される物理量の変動パターンは、予め実施した実験により測定された物理量のデータであることを特徴とする請求項１、２または４のいずれかに記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項８】
前記データベース部に格納される物理量の変動パターンには、ある期間における物理量の平均値、ばらつき範囲、標準偏差の少なくとも一つの統計量が含まれることを特徴とする請求項１、２または４乃至７のいずれかに記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項９】
前記比較判定部は、実測部にて測定された物理量の変動パターンと、データベース部に格納され、または数値解析部により求められた該当する物理量の変動パターンとの比較に際し、これらの変動パターンの合致の程度を数値化して出力する機能を有することを特徴とする請求項１乃至８のいずれかに記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項１０】
前記比較判定部には表示部が接続され、この表示部に、前記比較判定部にて出力された破損の有無、破損部位などが表示可能に構成されたことを特徴とする請求項１乃至９のいずれかに記載の原子炉内破損検知装置。
【請求項１１】
原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知方法であって、
前記原子炉内に破損が存在し、または存在しない場合の当該原子炉における物理量の変動パターンをデータベース部に予め格納し、
前記原子炉の通常運転時に当該原子炉において測定した物理量の変動パターンと、前記データベース部に格納された該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して当該原子炉内の破損の有無を判定し、当該原子炉内の破損を検知することを特徴とする原子炉内破損検知方法。
【請求項１２】
前記データベース部には、原子炉内で破損が存在した場合の当該原子炉における物理量の変動パターンが破損部位毎に予め格納され、
原子炉において測定した物理量の変動パターンと、前記データベース部に格納された該当する物理量の変動パターンとが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無と共に破損部位を特定し、当該原子炉内の破損を検知すること特徴とする請求項１１に記載の原子炉内破損検知方法。
【請求項１３】
原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知方法であって、
前記原子炉の通常運転時に当該原子炉における物理量を測定し、
この測定した物理量について、前記原子炉内に破損が存在しないと仮定した場合の変動パターンを数値解析により求め、
前述の測定した物理量の変動パターンと、数値解析により得た該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して当該原子炉内の破損の有無を判定し、当該原子炉内の破損を検知することを特徴とする原子炉内破損検知方法。
【請求項１４】
前記原子炉における物理量は、局所中性子束、炉心平均中性子束、炉心流量、炉心差圧、ジェットポンプ流量、再循環ポンプ流量、再循環ポンプ速度、原子炉ドーム圧力、炉内冷却材のボトムドレン温度、シュラウド内外差圧、炉内冷却材温度差のうちの少なくとも一つであることを特徴とする請求項１１乃至１３のいずれかに記載の原子炉内破損検知方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
国内の沸騰水型原子力発電プラント（以下ＢＷＲと略す）の多くは２０年以上の長期に渡り運転を継続しており、その経年劣化対策として炉心シュラウドの交換工事が進められている。しかしながら、今後、出力増加運転や長期サイクル運転等が本格的に導入された場合には、炉内の熱出力、冷却材流量あるいは中性子照射量等が現状よりさらに厳しくなると予想される。
【０００３】
こういった厳しい環境にさらされる炉心シュラウドの不具合、特に炉心シュラウドに応力腐食割れ（ＳＣＣ）などの貫通破損が生じるという不適合事象は従来から注目されており、この応力腐食割れに対する対策の代表的なものが、以下のような特許文献１〜６に提案されている。これらの特許文献において、特許文献１〜３が炉心シュラウドの破損防止対策に関するものであり、特許文献４〜６が、点検(定期定検)の停止時における破損箇所の特定あるいは補修方法に関するものである。
【特許文献１】特開平３−２３５０９６号公報
【特許文献２】特開２００４−２３３２５８号公報
【特許文献３】特開２００５−６９７３２号公報
【特許文献４】特開２００５−３０８５５７号公報
【特許文献５】特開２００５−３０８４５９号公報
【特許文献６】特開平７−２４８３９７号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
炉心シュラウドの健全性については、従来、定検における各種検査作業にて確認していたが、原子炉の通常運転中においてもその健全性を監視するニーズが高まりつつある。つまり、原子炉通常運転中に貫通クラック等の破損が炉心シュラウドに発生した場合、この破損箇所を原子炉通常運転中に迅速に特定して検知することが、微小兆候保全／事後保全の観点から必要である。しかし、このような手段は現状では存在しない。
【０００５】
本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、原子炉の通常運転中に、原子炉内の破損を迅速に検知できる原子炉内破損検知装置及び方法を提供することにある。
【０００６】
本発明の他の目的は、原子炉の通常運転中に、原子炉内の破損部位を迅速に特定して検知できる原子炉内破損検知装置及び方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明に係る原子炉内破損検知装置は、原子炉の通常運転時に当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知装置であって、前記原子炉の通常運転時に当該原子炉における物理量を測定する実測部と、前記原子炉内に破損が存在し、または存在しない場合の当該原子炉における物理量の変動パターンを予め格納するデータベース部と、前記実測部にて測定された前記原子炉における物理量の変動パターンと、前記データベース部に格納された該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無を判定する比較判定部と、を有することを特徴とするものである。
【０００８】
また、本発明に係る原子炉内破損検知装置は、原子炉の通常運転時に当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知装置であって、前記原子炉の通常運転時に当該原子炉における物理量を測定する実測部と、この実測部にて測定された物理量について、前記原子炉内に破損が存在しないと仮定した場合の変動パターンを数値解析により求める数値解析部と、前記実測部にて測定された前記原子炉における物理量の変動パターンと、前記数値解析部により得られた該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無を判定する比較判定部と、を有することを特徴とするものである。
【０００９】
更に、本発明に係る原子炉内破損検知方法は、原子炉の通常運転時に当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知方法であって、前記原子炉内に破損が存在し、または存在しない場合の当該原子炉における物理量の変動パターンをデータベース部に予め格納し、前記原子炉の通常運転時に当該原子炉において測定した物理量の変動パターンと、前記データベース部に格納された該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して当該原子炉内の破損の有無を判定し、当該原子炉内の破損を検知することを特徴とするものである。
【００１０】
また、本発明に係る原子炉内破損検知方法は、原子炉の通常運転時に当該原子炉内の破損を検知する原子炉内破損検知方法であって、前記原子炉の通常運転時に当該原子炉における物理量を測定し、この測定した物理量について、前記原子炉内に破損が存在しないと仮定した場合の変動パターンを数値解析により求め、前述の測定した物理量の変動パターンと、数値解析により得た該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して当該原子炉内の破損の有無を判定し、当該原子炉内の破損を検知することを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１１】
本発明に係る原子炉内破損検知装置及び方法によれば、原子炉の通常運転時に当該原子炉内で測定された物理量の変動パターンと、データベース部に予め格納された、原子炉内に破損が存在し、または存在しない場合の当該原子炉における物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して当該原子炉内の破損の有無を判定することから、原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を迅速に検知することができる。
【００１２】
また、本発明に係る原子炉内破損検知装置及び方法によれば、原子炉の通常運転時に当該原子炉において測定した物理量の変動パターンと、この測定した物理量について、原子炉内に破損が存在しないと仮定した場合の数値解析により得た変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該原子炉内の破損の有無を判定することから、原子炉の通常運転時に、当該原子炉内の破損を迅速に検知することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１３】
以下、本発明を実施するための最良の形態を、図面に基づき説明する。
【００１４】
［Ａ］第１の実施の形態（図１〜図４）
図１は、本発明に係る原子炉内破損検知装置の第１の実施の形態を示すブロック図である。図２は、図１の原子炉内破損検知装置において測定する物理量を説明するための沸騰水型原子炉を示す断面図である。
【００１５】
本実施の形態における原子炉内破損検知装置１０は、原子炉通常運転中に、原子炉内構造物としての炉心シュラウド１１の破損を検知し、更に炉心シュラウド１１の破損部位を特定して検知するものであり、実測部１２、データベース部１３、比較判定部１４及び表示部１５を有して構成される。
【００１６】
実測部１２は、原子炉の通常運転時に原子炉における物理量を測定するものである。原子炉が図２に示す沸騰水型原子炉１６の場合、実測部１２は物理量として、ＬＰＲＭ（局所中性子束）、ＡＰＲＭ（炉心平均中性子束）、炉心流量、炉心差圧、ＪＰ（ジェットポンプ）流量、ＰＬＲ（再循環）ポンプ流量、ＰＬＲポンプ速度、原子炉ドーム圧力、炉内冷却材のボトムドレン温度、シュラウド内外差圧、炉内冷却材温度差のうちの少なくとも一つを測定する。
【００１７】
ここで、沸騰水型原子炉１６は、原子炉圧力容器１７内に炉心１８を収容し、この炉心１８を構成する多数の燃料集合体（不図示）は炉心シュラウド１１に囲まれると共に、炉心支持板２０及び上部格子板２１により支持される。炉心シュラウド１１の上部はシュラウドヘッド２３により閉塞され、このシュラウドヘッド２２にスタンドパイプ２３を経て気水分離器２４が設置される。原子炉圧力容器１７内には、気水分離器２４の上方に蒸気乾燥器２５が配置される。
【００１８】
炉心１８にて発生した蒸気は、気水分離器２４にて水分が分離され、蒸気乾燥器２５にて乾燥されて上部ドーム２６内に至り、主蒸気ノズル２７から主蒸気系を経てタービン系（共に図示せず）へ至る。タービン系で仕事をした蒸気は復水となり、給水系（不図示）を経て原子炉圧力容器１７内へ冷却材として供給される。この冷却材は、原子炉再循環系２８の再循環ポンプ２９により昇圧され、原子炉圧力容器１７と炉心シュラウド１１との間のダウンカマ部３２に複数本設置されたジェットポンプ３０によって、炉心１８の下方の炉心下部プレナム３１へ導かれる。
【００１９】
尚、ダウンカマ部３２は、原子炉圧力容器１７と炉心シュラウド１１との間の環状部分から、原子炉圧力容器１７とスタンドパイプ２３及び気水分離器２４との間の部分に至る範囲を指す。
【００２０】
前記ＬＰＲＭは、炉心１８の軸方向及び周方向に複数設置された中性子束モニタのそれぞれにより計測された値であり、ＡＰＲＭは、これら複数のＬＰＲＭの値の平均値である。また、炉心流量は、炉心１８内の各燃料集合体のチャンネルボックス内を流れる冷却材の流量である。更に、炉心差圧は、炉心１８と炉心下部プレナム３１との圧力差であり、通常、炉心流量の自乗に比例する。
【００２１】
ＪＰ流量は、ジェットポンプ３０の吐出流量である。また、ＰＬＲポンプ流量は、再循環ポンプ２９により原子炉再循環系２８を流れる冷却材流量であり、ＰＬＲポンプ速度は、再循環ポンプ２９の回転速度である。また、原子炉ドーム圧力は、原子炉圧力容器１７の上部ドーム２６内の圧力であり、炉内冷却材のボトムドレン温度は、炉心下部プレナム３１の冷却材温度である。更に、シュラウド内外差圧は、炉心１８とのダウンカマ部３２との圧力差であり、炉内冷却材温度差は、炉心１８とダウンカマ部３２との間の冷却材の温度差である。
【００２２】
図１に示すデータベース部１３は、原子炉、例えば図２の沸騰水型原子炉１６内に破損が存在した場合の当該原子炉における物理量の変動パターン（変動傾向）を、破損部位毎に整理して予め格納したものである。例えば、図３には、原子炉圧力容器１７内の炉心シュラウド１１に破損が生じた場合の主要な物理量（ＡＰＲＭ、炉心流量、炉心差圧、原子炉ドーム圧力、ＰＬＲポンプ速度、ＰＬＲポンプ流量）の変動パターンを、破損部位毎に整理して示す。この場合、炉心シュラウド１１の破損部位としては、上部シュラウド部分（主に溶接線Ｈ１部分）、中部シュラウド部分（主に溶接線Ｈ４部分）、下部シュラウド部分（主に溶接線Ｈ７部分）である。
【００２３】
炉心シュラウド１１の破損部位毎の主要な物理量の変動パターンを、次に説明する。
【００２４】
上部シュラウド部分（主に溶接線Ｈ１部分）が破損した場合には、シュラウドヘッド２２に囲まれた炉心上部プレナム３３内の冷却材の一部が、炉心シュラウド１１の当該破損箇所（例えば亀裂）からスタンドパイプ２３及び気水分離器２４の外側のダウンカマ部３２の上部に流出する。しかし、この流出する冷却材は、蒸気と水の二相状態であり、このうち蒸気が７０％を占めるので、圧力損失が大きくなって、このときの流出量は微少となる。
【００２５】
このとき、冷却材の破損箇所からの流出によって炉心上部プレナム３３の圧力が若干低下するため、冷却材は、炉心１８の燃料集合体内を流れやすくなり、炉心流量及び炉心差圧が微増して、燃料集合体のチャンネルボックス内の流量（インチャンネル流量）も若干増大する。このように、冷却材のインチャンネル流量が増大することで、熱中性子束が増加し、ＡＰＲＭが上昇する。
【００２６】
一方、炉心上部プレナム３３内における二相状態の冷却材の一部は、炉心シュラウド１１の当該破損箇所からスタンドパイプ２３の外側へ流出してしまうため、気水分離器２４内を上昇する二相状態の冷却材が減少し、この気水分離器２４から蒸気乾燥器２５へ流入する蒸気量が減少する。このため、原子炉圧力容器１７における上部ドーム２６の原子炉ドーム圧力が低下傾向となる。また、原子炉再循環系２８が手動モードで運転されている場合には、ＰＬＲポンプ速度及びＰＬＲポンプ流量は変化しない。
【００２７】
中部シュラウド部分（主に溶接線Ｈ４部分）が破損した場合には、炉心１８の燃料集合体間の隙間（燃料バイパス部）からの冷却材の一部が、炉心シュラウド１１の当該破損箇所からダウンカマ部３２へ流出する。しかし、この流出する冷却材は、蒸気と水の二相状態であり、このうち蒸気が７０％を占めるので、圧力損失が大きくなって、このときの流出量は微少となる。
【００２８】
このとき、冷却材の破損箇所からの流出によって、中部シュラウド部分に対応する燃料バイパス内の圧力が若干低下するため、冷却材は、燃料集合体間の隙間及び燃料集合体内を流れやすくなり、炉心流量及び炉心差圧が微増する。燃料集合体内を冷却材が流れるインチャンネル流量が増大することで、熱中性子束が増加し、ＡＰＲＭが上昇する。
【００２９】
熱中性子束が増加し、燃料集合体における核分裂反応が促進されることで、蒸気発生量が上昇する。この蒸気が、スタンドパイプ２３、気水分離器２４及び蒸気乾燥器２５を経て原子炉圧力容器１７の上部ドーム２６へ導入されることで、原子炉ドーム圧力が微増する。また、原子炉再循環系２８が手動モードで運転されている場合には、ＰＬＲポンプ速度及びＰＬＲポンプ流量は変化しない。
【００３０】
下部シュラウド部分（主に溶接線Ｈ７部分）が破損した場合には、炉心下部プレナム３１の冷却材（液相）の一部が炉心シュラウド１１の当該破損箇所からダウンカマ部３２の下部へ直接流出する。このため、炉心下部プレナム３１から炉心１８へ至る冷却材が減少するので、この炉心１８の燃料集合体内を冷却材が流れるインチャンネル流量が減少し、この結果、熱中性子束が減少して、ＡＰＲＭが低下する。この熱中性子束の減少によって燃料集合体の核分裂反応が低下するので、蒸気発生量が減少して、原子炉圧力容器１７の上部ドーム２６における原子炉ドーム圧力が低下する。
【００３１】
また、炉心下部プレナム３１の冷却材の一部が流出することで、この炉心下部プレナム３１の圧力が低下し、従って炉心差圧が低下する。但し、炉心流量は、複数台のジェットポンプ３０の吐出流量の合計値、または図示しない複数台の再循環インターナルポンプ（ＲＩＰ）の吐出流量の合計値として計測されているため、実際には低下しているが、見かけ上増加して計測される。また、原子炉再循環系２８が手動モードで運転されている場合には、ＰＬＲポンプ速度及びＰＬＲポンプ流量は変化しない。
【００３２】
前記データベース部１３には、沸騰水型原子炉１６における物理量の上述のような短期的な変動パターンのほか、日、月または年単位の長期的な変動パターンが、ある期間における上記物理量の平均値、ばらつき範囲、標準偏差の少なくとも一つの統計量として格納されている。これによって、例えば炉心シュラウド１１の破損（例えば貫通孔）が微々たるものから徐々に大きくなった場合における物理量の変動傾向が、データベース部１３に格納される。
【００３３】
このように、データベース部１３に格納される沸騰水型原子炉１６における物理量の変動パターンは、本実施の形態では、実測部１２にて測定された物理量が蓄積されたものである。従って、沸騰水型原子炉１６で新たな破損が実際に発生した場合における物理量の変動パターンがデータベース部１３に格納されることになり、このデータベース部１３は学習機能を具備する。
【００３４】
前記比較判定部１４は、実測部１２にて測定された原子炉、例えば沸騰水型原子炉１６における物理量の変動パターンと、データベース部１３に格納された該当する物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該沸騰水型原子炉１６内における破損の有無を検知し、更に破損部位を特定して検知する。
【００３５】
つまり、比較判定部１４は、実測部１２にて測定された物理量の変動パターンと、データベース部１３から得た該当する物理量の変動パターンとを、予め設定された判定基準（例えば物理量の変化率や、変化量等）を用いて比較し、両変動パターンが合致していれば、原子炉内（例えば炉心シュラウド１１）に破損が存在していると判断する。この比較の際には、データベース部１３に物理量の変動パターンが破損部位毎に格納されていることから、比較判定部１４は、どの破損部位における変動パターンと合致するかを判断することで、破損部位を特定して把握することが可能となる。
【００３６】
例えば、炉心シュラウド１１の破損の軸方向部位は、前述の各種物理量のうち、特にＬＰＲＭ、ＡＰＲＭ、炉心差圧、ＪＰ流量（計測された炉心流量）などの変動パターンにより基本的に特定可能である。また、炉心シュラウド１１の破損の径方向部位は、破損部位近傍における中性子束モニタが計測するＬＰＲＭと、この中性子束モニタに対向する位置に設置された中性子束モニタが計測するＬＰＲＭとを比較することで基本的に特定可能である。
【００３７】
更に、比較判定部１４は、上述の変動パターンの比較に際し、両変動パターンのずれの範囲を明確化するために、変動パターンの合致の程度を数値化して出力する。例えば、比較判定部１４は、両変動パターンの合致の程度を百分率を用いて数値化し、あるいは両変動パターンの差を数値化して直接表示する。比較判定部１４は、検知した破損の有無、破損部位及び上述の数値化された合致の程度などの破損に関する情報を表示部１５へ出力する。
【００３８】
表示部１５は、比較判定部１４に接続され、この比較判定部１４にて出力された破損の有無及び破損部位などの破損に関する情報を表示する。例えば、表示部１５は、原子炉圧力容器１７内の炉心シュラウド１１に破損が発生したことを告知する警報を出力し、その破損部位を表示画面上に表示する。
【００３９】
次に、図４を用いて作用を説明する。
【００４０】
実測部１２が、沸騰水型原子炉１６における各種物理量を測定し、この測定された物理量の変動パターンを実測部１２から比較判定部１４が取得する（Ｓ１）。
【００４１】
比較判定部１４は、実測部１２から取得した物理量の変動パターンをデータベース部１３へ出力し、類似のまたは略一致する変動パターンについてデータベース部１３に照会する（Ｓ２）。
【００４２】
データベース部１３は、実測部１２にて測定された物理量に該当する物理量について、類似のまたは略一致する変動パターンを比較判定部１４へ出力する（Ｓ３）。
【００４３】
比較判定部１４は、実測部１２にて測定された物理量の変動パターンと、データベース部１３から出力された該当する物理量の変動パターンとを、予め設定された判定基準を用いて比較する（Ｓ４）。そして、この比較判定部１４は、沸騰水型原子炉１６における原子炉圧力容器１７内の、例えば炉心シュラウド１１の破損の有無を検知し、破損部位を特定して検知して表示部１５へ出力する（Ｓ５）。
【００４４】
従って、本実施の形態によれば、次の効果（１）を奏する。
【００４５】
（１）比較判定部１４は、沸騰水型原子炉１６の通常運転時に、当該原子炉１６において実測部１２により上記通常運転時に測定された物理量の変動パターンと、データベース部１３に予め格納された、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１に破損が発生した場合の当該原子炉１６における物理量の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１の破損の有無を判定し、その破損部位を特定する。このことから、沸騰水型原子炉１６の通常運転時に、当該沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１の破損を、その破損部位と共に迅速に検知することができる。この結果、微小兆候保全において、沸騰水型原子炉１６の停止または運転継続を迅速且つ適確に判断できる。また、事後保全においては、破損部位が予め判明しているため、速やかな事後保全を実施できる。
【００４６】
［Ｂ］第２の実施の形態（図５）
図５は、本発明に係る原子炉内破損検知装置の第２の実施の形態を示すブロック図である。この第２の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。
【００４７】
本実施の形態の原子炉内破損検知装置４０が、前記第１の実施の形態の原子炉内破損検知装置１０と異なる点は、データベース部１３に格納される物理量の変動パターンが、数値解析部４１による数値解析によって求められた物理量のデータである点である。
【００４８】
つまり、この数値解析部４１は、炉内流動解析や炉心動特性解析によって、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１に破損が生じた場合の各種物理量の変動パターンを演算して解析し、この解析結果をデータベース部１３に格納する。
【００４９】
その他の点に関しては前記第１の実施の形態と同様であるため、本実施の形態においても、前記第１の実施の形態の効果（１）と同様な効果を奏する。
【００５０】
［Ｃ］第３の実施の形態（図６）
図６は、本発明に係る原子炉内破損検知装置の第３の実施の形態を示すブロック図である。この第３の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。
【００５１】
本実施の形態の原子炉内破損検知装置４３が前記第１の実施の形態の原子炉内破損検知装置１０と異なる点は、データベース部１３に格納される物理量の変動パターンが、例えば実験測定値記憶部４４に記憶された、予め実施した実験により測定された物理量のデータである点である。上記実験は、例えばモップアップ試験などによって実施される。
【００５２】
その他の点に関しては前記第１の実施の形態と同様であるため、本実施の形態においても、前記第１の実施の形態の効果（１）と同様な効果を奏する。
【００５３】
［Ｄ］第４の実施の形態（図７、図８）
図７は、本発明に係る原子炉内破損検知装置の第４の実施の形態を示すブロック図である。この第４の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。
【００５４】
本実施の形態の原子炉内破損検知装置４６が前記第１の実施の形態の原子炉内破損検知装置１０と異なる点は、原子炉内破損検知装置１０のデータベース部１３に代えて数値解析部４７を有する点である。
【００５５】
この数値解析部４７は、実測部１２にて測定された物理量について、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１に破損が存在しないと仮定した場合の変動パターンを数値解析により求める。つまり、数値解析部４７は、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１に破損が存在しないと仮定した場合の現象を数値解析(炉内流動解析や炉心動特性解析等)することで、実測部１２が測定した物理量に該当する物理量の変動パターンを求めて出力する。
【００５６】
比較判定部１４は、実測部１２にて測定された沸騰水型原子炉１６における物理量の変動パターンと、数値解析部４７にて得られた該当する物理量の変動パターンとを、予め設定された判定基準（例えば物理量の変化率や変化量など）を用いて比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１における破損の有無を検知し、その旨を表示部１５へ出力する。更に、比較判定部１４は、上述の変動パターンの比較に際し、両変動パターンのずれの範囲を明確化するため、変動パターンの合致の程度を数値化して表示部１５へ出力する。
【００５７】
本実施の形態の作用を、図８を用いて説明する。
【００５８】
実測部１２が沸騰水型原子炉１６における各種物理量を測定し、この測定された物理量の変動パターンを比較判定部１４が実測部１２から取得する（Ｓ１１）。
【００５９】
比較判定部１４は、実測部１２にて測定された物理量の変動パターンを数値解析部４７へ出力し、この物理量について数値解析部４７に照会する（Ｓ１２）。
【００６０】
数値解析部４７は、実測部１２が測定した物理量に該当する物理量について、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１に破損が存在しなかったと仮定した場合における変動パターンを数値解析により求め、比較判定部１４へ出力する（Ｓ１３）。
【００６１】
比較判定部１４は、実測部１２にて測定された物理量の変動パターンと、数値解析部４２から得られた該当する物理量の変動パターンとを、予め設定された判定基準を用いて比較する（Ｓ１４）。そして、この比較判定部１４は、沸騰水型原子炉１６の破損、例えば炉心シュラウド１１の破損の有無を検知して、表示部１５へ出力する（Ｓ１５）。
【００６２】
従って、本実施の形態によれば、次の効果（２）を奏する。
【００６３】
（２）比較判定部１４は、沸騰水型原子炉１６の通常運転時に、当該原子炉１６において実測部１２により上記通常運転時に測定された物理量の変動パターンと、この測定された物理量について、数値解析部４７による数値解析によって得られた、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１に破損が存在しないと仮定した場合の変動パターンとを比較し、これらの変動パターンが合致するか否かを判断して、当該沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１の破損の有無を判定する。このことから、沸騰水型原子炉１６の通常運転時に、当該沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１の破損を迅速に検知することができる。
【００６４】
以上、本発明を上記実施の形態に基づいて説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。
【００６５】
例えば、各実施の形態においては、沸騰水型原子炉１６の炉心シュラウド１１に破損が生じた場合を述べたが、炉心シュラウド１１以外の他の部分、例えばシュラウドヘッド２２、スタンドパイプ２３、気水分離器２４、または炉心シュラウド１１の下端部を原子炉圧力容器１７に支持するために当該原子炉圧力容器１７に設けられたシュラウドレグ３４のそれぞれに破損が生じた場合にも、同様に本発明を適用できる。
【００６６】
また、第１〜第３の各実施の形態において、データベース部１３には、沸騰水型原子炉１６の例えば炉心シュラウド１１に破損が存在する場合の物理量の変動パターンが格納されるものを述べたが、第４の実施の形態の場合と同様に、沸騰水型原子炉１６に破損が存在しない場合の物理量の変動パターンが格納されていてもよい。
【００６７】
更に、各実施の形態では、沸騰水型原子炉１６の場合を述べたが、加圧水型原子炉の場合にも本発明を適用できる。
【図面の簡単な説明】
【００６８】
【図１】本発明に係る原子炉内破損検知装置の第１の実施の形態を示すブロック図。
【図２】図１の原子炉内破損検知装置において測定する物理量を説明するための沸騰水型原子炉を示す断面図。
【図３】図１のデータベース部に格納される主要な物理量の変動パターンを、破損部位毎に示す図表。
【図４】図１の原子炉内破損検知装置における作用を示すフローチャート。
【図５】本発明に係る原子炉内破損検知装置の第２の実施の形態を示すブロック図。
【図６】本発明に係る原子炉内破損検知装置の第３の実施の形態を示すブロック図。
【図７】本発明に係る原子炉内破損検知装置の第４の実施の形態を示すブロック図。
【図８】図７の原子炉内破損検知装置における作用を示すフローチャート。
【符号の説明】
【００６９】
１０  原子炉内破損検知装置
１１  炉心シュラウド
１２  実測部
１３  データベース部
１４  比較判定部
１５  表示部
１６  沸騰水型原子炉
１７  原子炉圧力容器
４０  原子炉内破損検知装置
４１  数値解析部
４３  原子炉内破損検知装置
４４  実験測定値記憶部
４６  原子炉内破損部位検知装置
４７  数値解析部
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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