(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を収納して注水が流入し蒸気が発生する原子炉圧力容器に設けられた圧力計による圧力測定値、前記注水を導く注水配管に設けられた温度計による温度測定値および流量計による体積流量測定値それぞれの出力に基づいて、前記原子炉圧力容器の冷却水の水位の時間的変化を推定する原子炉圧力容器内水位推定装置であって、
原子炉停止系動作信号を受けて以降の時間について前記炉心から発生する崩壊熱Ｑを決定する崩壊熱決定部と、
前記注水の温度の測定値に基づいて前記注水の密度ρｉｎおよびエンタルピＨｉｎを決定する注水状態量決定部と、
前記注水の体積流量測定値Ｇｉｎと前記密度ρｉｎに基づいて注水質量流量Ｗｉｎを決定する注水流量決定部と、
前記圧力計の測定値に基づいて前記原子炉圧力容器内の液相における保有水の飽和水エンタルピＨｆ、飽和水密度ρｓ、および蒸発潜熱Ｈｆｇを決定する飽和状態量決定部と、
前記崩壊熱Ｑと、前記注水質量流量Ｗｉｎと、前記エンタルピＨｉｎと、前記飽和水エンタルピＨｆおよび前記蒸発潜熱Ｈｆｇとから蒸気発生量Ｗｇを算出する蒸気発生量算出部と、
前記注水質量流量Ｗｉｎ、前記蒸気発生量Ｗｇおよび前記飽和水密度ρｓとに基づいて前記原子炉圧力容器内の推定水位を決定する水位決定部と、
を備えることを特徴とする原子炉圧力容器内水位推定装置。
【請求項２】
前記蒸気発生量算出部は、前記蒸気発生量Ｗｇを次の式により算出することを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器内水位推定装置。
Ｗｇ＝［Ｑ−Ｗｉｎ（Ｈｆ−Ｈｉｎ）］／Ｈｆｇ
【請求項３】
前記原子炉圧力容器内の水位を測定する水位計が健全な場合に、前記水位計による水位の時間的変化と前記推定水位の時間的変化の違いに基づいて、前記推定水位を補正する補正部をさらに備えることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉圧力容器内水位推定装置。
【請求項４】
前記原子炉圧力容器内の水位を測定する水位計が健全な場合に、前記水位計による水位と前記推定水位との差に基づいて、前記原子炉圧力容器からの前記冷却水の漏えい量を推定する漏えい量推定部をさらに備えることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器内水位推定装置。
【請求項５】
炉心を収納して注水が流入し蒸気が発生する原子炉圧力容器に設けられた圧力計による圧力測定値、前記注水を導く注水配管に設けられた温度計による温度測定値および流量計による体積流量測定値それぞれの出力に基づいて、前記原子炉圧力容器内の冷却水の水位の時間的変化を推定する原子炉圧力容器内水位推定方法であって、
崩壊熱決定部が、原子炉停止系動作信号を受けて以降の時間について前記炉心から発生する崩壊熱Ｑを決定する崩壊熱決定ステップと、
注水状態量決定部が、前記注水の温度の測定値に基づいて前記注水の密度ρｉｎおよびエンタルピＨｉｎを決定し、注水流量決定部が、前記注水の体積流量測定値Ｇｉｎと前記密度ρｉｎに基づいて注水質量流量Ｗｉｎを決定する注水状態量決定ステップと、
飽和状態量決定部が、前記圧力計の測定値に基づいて前記原子炉圧力容器内の液相における保有水の飽和水エンタルピＨｆ、飽和水密度ρｓ、および蒸発潜熱Ｈｆｇを決定する飽和状態量決定ステップと、
蒸気発生量算出部が、前記崩壊熱Ｑと、前記注水質量流量Ｗｉｎと、前記エンタルピＨｉｎと、前記飽和水エンタルピＨｆおよび前記蒸発潜熱Ｈｆｇとから蒸気発生量Ｗｇを算出する蒸気発生量算出ステップと、
水位決定部が、前記注水質量流量Ｗｉｎ、前記蒸気発生量Ｗｇおよび前記飽和水密度ρｓとに基づいて前記原子炉圧力容器内の推定水位を決定する水位決定ステップと、
を有することを特徴とする原子炉圧力容器内水位推定方法。
【請求項６】
前記水位決定ステップは、
前記水位決定部が、前記注水質量流量Ｗｉｎおよび前記蒸気発生量Ｗｇに基づいて、所定の時間間隔での前記原子炉圧力容器内の質量変化量ΔＭを算出する質量変化量算出ステップと、
前記水位決定部が、前記質量変化量ΔＭおよび前記飽和水密度ρｓに基づいて前記原子炉圧力容器内の水の体積Ｖを算出する体積算出ステップと、
前記水位決定部が、前記体積Ｖから、体積水位換算テーブルを用いて、前記原子炉圧力容器内の水位の推定値を決定する推定水位決定ステップと、
を有することを特徴とする請求項５に記載の原子炉圧力容器内水位推定方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、原子炉圧力容器内の水位の時間的変化を推定する原子炉圧力容器内水位推定装置および原子炉圧力容器内水位推定方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に，沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）における原子炉水位計測方法としては、差圧を利用して水位を計測する技術が用いられている。この方法は、原子炉圧力容器の上部および下部に計測用ノズルを設け、上部側は気相部に連通し下部側は液相部に連通する差圧計で差圧を計測することによって水位を計測するものである。この場合、上部側計測ノズルから差圧計に至るラインには凝縮槽を設け蒸気を凝縮させ差圧計までの計装配管を凝縮水で満たすことにより計装配管内水位変動事象を回避し、実水位の変動による下部側ノズル部の圧力変化により差圧の変化を得て原子炉水位変化を測定している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開平１０−２７４５５４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
原子炉水位、すなわち原子炉圧力容器内の水位は、原子炉施設の安全運転に直接関係するプロセス量であり、常時監視が求められる。原子炉施設の苛酷事故時においては、上述した差圧計の故障や、減圧時の沸騰による凝縮槽内の水の蒸発等で水位の計測ができなくなり、原子炉水位を監視できない状況に陥る可能性がある。実際に、重大事故時に、凝縮槽内の水の蒸発によって差圧式水位計が計測不能になり、原子炉水位の監視ができなくなった例がある。
【０００５】
また，たとえば、日本国内においても、重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を設けなければならない、旨が定められている。このように、原子炉水位が計測できない場合に、代替パラメータによる推定手段を整備することが求められている。
【０００６】
よって、原子炉施設の事故時において、運転員は上述のように原子炉水位が測定できなくなった場合や、原子炉内への注水量に対して原子炉水位指示の上昇量が小さく原子炉圧力容器から水が漏れている疑いがある場合等には、原子炉水位以外の原子炉圧力、注水量、注水温度等のパラメータから原子炉水位の推定を行う。しかし、緊急性を要する事故対応時おいて、運転員が時々刻々と変化する各パラメータを収集し手計算により水位を算出することは困難を伴う。
【０００７】
本発明の実施形態はこのような事情を考慮してなされたものであり、水位計による水位測定とは別に、原子炉水位の監視を可能とすることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上述の目的を達成するため、本実施形態は、炉心を収納して注水が流入し蒸気が発生する原子炉圧力容器に設けられた圧力計による圧力測定値、前記注水を導く注水配管に設けられた温度計による温度測定値および流量計による体積流量測定値それぞれの出力に基づいて、前記原子炉圧力容器の冷却水の水位の時間的変化を推定する原子炉圧力容器内水位推定装置であって、原子炉停止系動作信号を受けて以降の時間について前記炉心から発生する崩壊熱Ｑを決定する崩壊熱決定部と、前記注水の温度の測定値に基づいて前記注水の密度ρｉｎおよびエンタルピＨｉｎを決定する注水状態量決定部と、前記注水の体積流量測定値Ｇｉｎと前記密度ρｉｎに基づいて注水質量流量Ｗｉｎを決定する注水流量決定部と、前記圧力計の測定値に基づいて前記原子炉圧力容器内の液相における保有水の飽和水エンタルピＨｆ、飽和水密度ρｓ、および蒸発潜熱Ｈｆｇを決定する飽和状態量決定部と、前記崩壊熱Ｑと、前記注水質量流量Ｗｉｎと、前記エンタルピＨｉｎと、前記飽和水エンタルピＨｆおよび前記蒸発潜熱Ｈｆｇとから蒸気発生量Ｗｇを算出する蒸気発生量算出部と、前記注水質量流量Ｗｉｎ、前記蒸気発生量Ｗｇおよび前記飽和水密度ρｓとに基づいて前記原子炉圧力容器内の推定水位を決定する水位決定部と、を備えることを特徴とする。
【０００９】
また、本実施形態は、炉心を収納して注水が流入し蒸気が発生する原子炉圧力容器に設けられた圧力計による圧力測定値、前記注水を導く注水配管に設けられた温度計による温度測定値および流量計による体積流量測定値それぞれの出力に基づいて、前記原子炉圧力容器内の冷却水の水位の時間的変化を推定する原子炉圧力容器内水位推定方法であって、
崩壊熱決定部が、原子炉停止系動作信号を受けて以降の時間について前記炉心から発生する崩壊熱Ｑを決定する崩壊熱決定ステップと、注水状態量決定部が、前記注水の温度の測定値に基づいて前記注水の密度ρｉｎおよびエンタルピＨｉｎを決定し、注水流量決定部が、前記注水の体積流量測定値Ｇｉｎと前記密度ρｉｎに基づいて注水質量流量Ｗｉｎを決定する注水状態量決定ステップと、飽和状態量決定部が、前記圧力計の測定値に基づいて前記原子炉圧力容器内の液相における保有水の飽和水エンタルピＨｆ、飽和水密度ρｓ、および蒸発潜熱Ｈｆｇを決定する飽和状態量決定ステップと、蒸気発生量算出部が、前記崩壊熱Ｑと、前記注水質量流量Ｗｉｎと、前記エンタルピＨｉｎと、前記飽和水エンタルピＨｆおよび前記蒸発潜熱Ｈｆｇとから蒸気発生量Ｗｇを算出する蒸気発生量算出ステップと、水位決定部が、前記注水質量流量Ｗｉｎ、前記蒸気発生量Ｗｇおよび前記飽和水密度ρｓとに基づいて前記原子炉圧力容器内の推定水位を決定する水位決定ステップと、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１０】
本発明の実施形態によれば、水位計による水位測定とは別に、原子炉水位の監視を可能とすることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置を含む原子炉圧力容器まわりの構成を示す縦断面図である。
【図２】第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の構成を示すブロック図である。
【図３】第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の崩壊熱決定部の構成を示すブロック図である。
【図４】第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の注水状態量決定部の構成を示すブロック図である。
【図５】第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の飽和水状態決定部の構成を示すブロック図である。
【図６】第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の蒸気発生量算出部および水位決定部の内容を示すブロック図である。
【図７】原子炉水位の計測値と推定値のトレンド表示の画面表示の例を示す図である。
【図８】原子炉水位の計測値に基づく推定値の補正の方法を説明するための概念的なグラフである。
【図９】第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定方法の手順を示すフロー図である。
【図１０】第２の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の構成を示すブロック図である。
【図１１】第３の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の構成を示すブロック図である。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置および原子炉圧力容器内水位推定方法について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１３】
［第１の実施形態］
以下、ＢＷＲの原子炉施設を例にとって、本実施形態を説明する。図１は、第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置を含む原子炉圧力容器まわりの構成を示す縦断面図である。炉心１を収納する原子炉圧力容器２が設けられ、原子炉圧力容器２の外側には、原子炉圧力容器２を収納する原子炉格納容器３が設けられている。
【００１４】
原子炉圧力容器２の内部には、冷却材５が内包されている。冷却材５は、液相部５ａと気相部５ｂに分かれている。原子炉圧力容器２内の下部に液相部５ａがあり、また、原子炉圧力容器２内の上部に気相部５ｂがある。
【００１５】
液相部５ａと気相部５ｂの界面である冷却材５の液面５ｃは、通常運転中は一定に保たれている。この液面５ｃのレベル、すなわち水位を監視するために、水位計４が設けられている。水位計４は、通常、差圧式である。原子炉圧力容器２内の液相部５ａと水位計４は、原子炉格納容器３を気密に貫通する導圧管により接続されている。同様に、原子炉圧力容器２内の気相部５ｂと水位計４は、原子炉格納容器３を気密に貫通する導圧管により接続されている。気相部５ｂからの導圧管の原子炉格納容器３内の部分には凝縮槽４ａが設けられており、導圧管内の凝縮水の高さを一定に保っている。水位計４は、原子炉格納容器３の外側の図示しない原子炉建屋内に設けられている。
【００１６】
原子炉圧力容器２の気相部５ｂの圧力を測定するために、圧力計６が設けられている。圧力計６は、原子炉格納容器３の外側であって原子炉建屋内に設けられている。原子炉圧力容器２と圧力計６とは、原子炉格納容器３を気密に貫通する導圧管で接続されている。
【００１７】
原子炉圧力容器２には、注水管７が接続されている。原子炉圧力容器２内の冷却材が原子炉格納容器３内に放出されるような重大事故時には、たとえば原子炉建屋外の貯蔵タンク（図示せず）に貯蔵されていた冷却水が、注水配管７を経由して、原子炉圧力容器２内に、注入される。注水配管７には、たとえばフローノズルあるいはベンチュリなどの流量計測要素８ａが設けられ、その差圧により流量計８が流量信号を出力する。また、注水配管７には、注水配管７内の冷却水の温度を計測するための温度計９が設けられている。流量計８および温度計９は原子炉格納容器３の外側に設けられている。
【００１８】
また、原子炉圧力容器２には、蒸気配管１０が設けられている。重大事故時には、たとえば、冷却水を圧送するポンプ（図示せず）の駆動用の蒸気タービン（図示せず）に供給する蒸気の経路となる。
【００１９】
なお、原子炉圧力容器２には、図示しない冷却水供給用の配管が接続されており、通常の運転中には、原子炉圧力容器２内に冷却水を供給する経路となっている。冷却水供給用の配管は、給水管である。重大事故時には、この通常の冷却水供給用の配管からの冷却水の供給は停止される。
【００２０】
また、原子炉圧力容器２には、図示しない冷却水流出用の配管が接続されており、通常の運転中には、原子炉圧力容器２内から冷却水が流出する経路となっている。冷却水流出用の配管は、ＢＷＲの場合は主蒸気管である。重大事故時には、この通常の冷却水流出用の配管からの冷却水の流出は停止される。
【００２１】
したがって、事故時の状態においては、以上述べた通常の冷却水供給用の配管からの冷却水の供給、および通常の冷却水流出用の配管からの冷却水の流出は、考慮しなくてよい。
【００２２】
原子炉圧力容器内水位推定装置２０は、圧力計６、流量計８、および温度計９からの出力を受け入れて、原子炉圧力容器２内の水位を推定する。また、原子炉圧力容器内水位推定装置２０は、水位の推定結果を表示装置３０に出力し、表示装置３０は推定結果を表示する。
【００２３】
図２は、第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置２０の構成を示すブロック図である。原子炉圧力容器内水位推定装置２０は、崩壊熱決定部２２、注水状態量決定部２３、注水流量決定部２４、飽和状態量決定部２５、水位記憶部２６、蒸気発生量算出部２７、および水位決定部２８を有する。
【００２４】
図３は、原子炉圧力容器内水位推定装置２０の崩壊熱決定部２２の構成を示すブロック図である。崩壊熱決定部２２は、クロック２２ａを内蔵し、図示しない原子炉停止系の動作信号である原子炉停止信号が発せられたことを意味する信号を受けて、原子炉が停止した時点からの時間をカウントする。また、崩壊熱決定部２２は、原子炉停止後の時間と崩壊熱Ｑとを対応させる崩壊熱テーブル２２ｂを有する。このように、崩壊熱決定部２２は、原子炉停止信号を受けた後の、炉心燃料から発生される崩壊熱Ｑの値を決定する。
【００２５】
なお、原子炉停止系の動作信号である原子炉停止信号が発せられたことを意味する信号は、原子炉停止系の信号である必要はない。また、クロック２２ａをたとえば運転員が手動でスタートさせることでもよい。
【００２６】
あるいは、原子炉停止後、相当の時間が経過している時点で、原子炉圧力容器内水位推定装置２０を起動させようとする場合に、その時点の原子炉停止後の経過時間を入力してもよい。この場合は、それまでの原子炉停止後の過渡事象により原子炉圧力容器２内の冷却水のインベントリが通常運転状態から変化していることが考えられるが、この変化分を補正することにより、その後の水位を推定できる。この場合、代表的な事象について初期のインベントリの変化分を予め解析等により評価しておき原子炉圧力容器内水位推定装置２０内のメモリに保存しておき、該当する事象についての値を取り出して補正に用いることができる。
【００２７】
図４は、原子炉圧力容器内水位推定装置２０の注水状態量決定部２３の構成を示すブロック図である。注水状態量決定部２３は、圧縮水である注水の温度Ｔｉｎの値に対する圧縮水の密度ρｉｎの値を対応させる圧縮水密度テーブル２３ａと、温度の値に対する圧縮水のエンタルピＨｉｎの値を対応させる圧縮水エンタルピテーブル２３ｂを有している。
【００２８】
圧縮水については、圧力の影響は小さいので、たとえば、注水配管７内の冷却水を圧送するポンプ（図示せず）の出口側の圧力の値の場合の圧縮水の密度、エンタルピとしても、誤差は大きくない。注水状態量決定部２３は、注水配管７に設けられた温度計９からの温度信号を受けて、注水の温度Ｔｉｎに対して、圧縮水密度テーブル２３ａに基づいて注水配管７の内部を流れる冷却水の密度ρｉｎを決定し、圧縮水エンタルピテーブル２３ｂに基づいて注水配管７の内部を流れる冷却水のエンタルピＨｉｎを決定する。
【００２９】
注水流量決定部２４は、注水配管７内の流量の計測用に設けられた流量計８からの流量信号を受けて、次の式（１）のように注水体積流量Ｇｉｎを注水質量流量Ｗｉｎに変換する。注水質量流量Ｗｉｎへの変換は、注水状態量決定部２３で決定された水の密度ρｉｎを用いる。
Ｗｉｎ＝ρｉｎ・Ｇｉｎ                …（１）
【００３０】
図５は、原子炉圧力容器内水位推定装置２０の飽和状態量決定部２５の構成を示すブロック図である。飽和状態量決定部２５は、飽和水密度テーブル２５ａ、飽和水エンタルピテーブル２５ｂ、および飽和水蒸発潜熱テーブル２５ｃを有する。
【００３１】
飽和水密度テーブル２５ａは、飽和圧力Ｐｓに対する飽和水の密度ρｓを対応させる。飽和水エンタルピテーブル２５ｂは、飽和圧力Ｐｓに対する飽和水の飽和水エンタルピＨｆを対応させる。また、飽和水蒸発潜熱テーブル２５ｃは、飽和圧力Ｐｓに対する蒸発潜熱Ｈｆｇを対応させる。
【００３２】
図６は、原子炉圧力容器内水位推定装置２０の蒸気発生量算出部２７および水位決定部２８の内容を示すブロック図である。
【００３３】
蒸気発生量算出部２７は、崩壊熱決定部２２からの崩壊熱Ｑ、注水状態量決定部２３からの注水の密度ρｉｎおよびエンタルピＨｉｎ、注水流量決定部２４からの注水質量流量Ｗｉｎ、および飽和状態量決定部２５からの飽和水の密度ρｓ、飽和水エンタルピＨｆおよび蒸発潜熱Ｈｆｇを入力として受け入れる。
【００３４】
蒸気発生量算出部２７は、これらの入力を用いて、次の式（２）に基づいて蒸気発生量Ｗｇを算出する。
Ｗｇ＝［Ｑ−Ｗｉｎ（Ｈｆ−Ｈｉｎ）］／Ｈｆｇ          …（２）
【００３５】
式（２）は、原子炉圧力容器２内に保有されている冷却水が、流入する注水と順次に完全混合するというモデルを想定した式となっている。厳密に言えば、原子炉圧力容器２内は、注水が流入する近辺はサブクールされた状態であり、完全混合とは仮想的な状態である。しかしながら、まずは、単純なモデルによって水位の変化を監視できることが重要である。また、後述する補正を行うことも含めて、その精度を向上させる手段は存在することから、単純なモデルを用いている。なお、サブクール領域と蒸発領域の２点モデルを用いることもできる。
【００３６】
水位決定部２８は、水位算出部２８ａ、体積水位換算テーブル２８ｂ、および補正部２８ｃを有する。体積水位換算テーブル２８ｂは、原子炉圧力容器２内の空間について、下側から水を充填する場合の、水に占有された体積と水位とを対応づけるテーブルである。なお、体積は、想定される最低レベルを基準としてそれ以上の高さについての体積でもよい。あるいは、運転基準水位を基準として、この水位より低い場合の体積を負の体積、高い場合の体積を正の体積としてもよい。
【００３７】
水位決定部２８は、蒸気発生量算出部２７からの蒸気発生量Ｗｇ、注水流量決定部２４からの注水質量流量Ｗｉｎ、および飽和状態量決定部２５からの飽和水密度ρｓを入力として受け入れる。水位算出部２８ａは、次の式（３）および式（４）に基づいて、原子炉圧力容器２内の飽和水の保有質量Ｍの時間Δｔ間の変化量を算出する。
ｄＭ／ｄｔ＝Ｗｉｎ−Ｗｇ                                …（３）
ΔＭ＝（ｄＭ／ｄｔ）×Δｔ                              …（４）
【００３８】
次に、水位算出部２８ａは、次の式（５）により飽和水の保有質量の変化分ΔＭを保有体積の変化分に変換し、前回の飽和水の保有体積Ｖｎに加えて、Δｔ経過後の新たな飽和水の保有体積Ｖｎ＋１を算出する。
Ｖｎ＋１＝Ｖｎ＋ΔＭ／ρｓ                              …（５）
【００３９】
次に、水位算出部２８ａは、次の式（６）により、すなわち、体積水位換算テーブル２８ｂに基づいて、原子炉圧力容器２内の体積Ｖｎ＋１に対応する原子炉圧力容器２内の水位の推定値を決定する。
Ｌ＝Ｌ（Ｖ）                                            …（６）
【００４０】
このように、本実施形態による原子炉圧力容器内水位推定装置２０は、水位計４による水位測定とは独立して、原子炉圧力容器２内の水位を推定することができる。
【００４１】
図７は、原子炉水位の計測値と推定値のトレンド表示の画面表示の例を示す図である。表示装置３０は、このようなトレンドを表示する。図７の表示の実線で示すのが推定値である。また、水位計４が健全で、水位信号を発信できる場合は、水位計４の信号に基づく水位計測値も、破線で示すように併せて表示することにより、水位計４の状態に異常が発生していないことを確認することができる。
【００４２】
補正部２８ｃ（図６）は、水位決定部２８の推定水位の決定結果と、水位記憶部２６からの水位計４の測定結果のトレンドとを受け入れる。補正部２８ｃは、外部から補正指令を受けた場合に、補正を行う。
【００４３】
図８は、原子炉水位の計測値に基づく推定値の補正の方法を説明するための概念的なグラフである。図８において、破線で示す曲線Ａは、水位記憶部２６からの水位計４の測定結果である。また、実線で示す曲線Ｂは、水位決定部２８の推定水位の決定結果である。今、曲線Ａにおいて特徴的な変化をする箇所が、Ａ１およびＡ２の２箇所あるとする。同様に、曲線Ｂにおいて特徴的な変化をする箇所で、曲線ＡのＡ１およびＡ２に対応すると考えられる箇所が、Ｂ１およびＢ２の２箇所あるとする。このような個所は、原子炉圧力容器２内の断面積が急に変化する高さに対応している。
【００４４】
図８に示すように、それぞれの箇所における時間と水位をカッコ内の組合せで表現して、Ａ１（ｔＡ１、ＬＡ１）、Ａ２（ｔＡ２、ＬＡ２）、Ｂ１（ｔＢ１、ＬＢ１）、Ｂ２（ｔＢ２、ＬＢ２）であるとする。２点鎖線で示された点Ａ１から点Ａ２に向かうベクトルをベクトルＡＡ、１点鎖線で示された点Ｂ１から点Ｂ２に向かうベクトルをベクトルＢＢとする。
【００４５】
ベクトルＡＡとベクトルＢＢの方向と大きさが一致する場合、すなわち一方を平行移動して他方に重なる場合は、時間および水位が、それぞれずれているだけの場合である。この場合は、それぞれをシフトするように補正すれば、曲線Ａと曲線Ｂは一致することになる。
【００４６】
両ベクトルの横軸すなわち時間軸の成分のみが異なり、ベクトルＢＢの横軸成分の方がベクトルＡＡの横軸成分より大きな場合は、推定水位の変化は、実水位の変化の傾向に合致しているが時間的に間延びした変化となっていることになる。この場合は、たとえば、体積水位換算テーブル２８ｂの曲線を維持して、横軸の体積Ｖを小さな値とするか、縦軸を大きな値とするかなどにより、補正することができる。
【００４７】
両ベクトルの横軸すなわち時間軸の成分のみが異なる場合も、同様に、たとえば、体積水位換算テーブル２８ｂの曲線を維持して、縦軸のスケールを変更することにより補正することができる。
【００４８】
以上のそれぞれのケースの組合せの場合は、スケールの変更とシフトを組み合わせることにより、補正することができる。
【００４９】
また、原子炉施設の事故時に限らず、通常の停止時において、水位計４の水位計測結果と原子炉圧力容器内水位推定装置２０による水位推定結果とを表示しながら比較することにより、原子炉圧力容器内水位推定装置２０の推定精度がどの程度であるかを把握することができる。あるいは、ずれが大きい場合に、その原因を把握して対策することにより、原子炉圧力容器内水位推定装置２０の推定精度の向上を図ることができる。
【００５０】
図９は、第１の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定方法の手順を示すフロー図である。まず、原子炉が停止した旨の信号が開始後、終了判定となるまで、Δｔの時間間隔で以下のステップを繰り返す。
【００５１】
まず、崩壊熱決定部２２が、時刻カウントを開始（ステップＳ０１）し、その時点ｔの崩壊熱を決定する（ステップＳ０２）。次に、温度計９からの注水の温度Ｔｉｎの信号に基づいて、注水状態量決定部２３が、注水の密度ρｉｎおよび注水のエンタルピＨｉｎを決定する（ステップＳ０３）。次に、注水体積流量Ｇｉｎの計測値に基づいて、注水流量決定部２４が注水質量流量Ｗｉｎを決定する（ステップＳ０４）。また、飽和圧力Ｐｓに基づいて、飽和状態量決定部２５が、飽和水の密度ρｓ、飽和水エンタルピＨｆ、および蒸発潜熱Ｈｆｇを決定する（ステップＳ０５）。
【００５２】
ここで、ステップＳ０４はステップＳ０３の後である必要があるが、これらと、ステップＳ０２と、ステップＳ０５の３者間の互いの順序は問わない。
【００５３】
次に、蒸気発生量算出部２７の水位算出部２８ａが、崩壊熱Ｑ、注水質量流量Ｗｉｎ、エンタルピＨｉｎ、飽和水エンタルピＨｆおよび蒸発潜熱Ｈｆｇに基づいて、蒸気発生量Ｗｇを算出する（ステップＳ０６）。
【００５４】
次に、水位決定部２８が、蒸気発生量算出部２７から蒸気発生量Ｗｇを、注水流量決定部２４から注水質量流量Ｗｉｎを、また飽和状態量決定部２５から飽和水密度ρｓを受け入れて、推定水位を決定する（ステップＳ２０）。
【００５５】
具体的には、まず、注水質量流量Ｗｉｎおよび蒸気発生量Ｗｇに基づいて、時間間隔Δｔでの原子炉圧力容器２内の質量変化量ΔＭを算出する（ステップＳ０７）。これに基づいて原子炉圧力容器２内の水の体積Ｖを算出し（ステップＳ０８）、体積Ｖから体積水位換算テーブルを用いて、原子炉圧力容器２内の水位Ｌの推定値を決定する（ステップＳ０９）。
【００５６】
この後、終了判定を行い（ステップＳ１０）、終了でなければ（ステップＳ１０  ＮＯ）、前回の時間がｔであったところから、ｔ＋Δｔのタイミングで、ステップＳ０２を開始し、ステップＳ０２以降を繰り返す。また、終了と判定されれば（ステップＳ１０  ＹＥＳ）、終了する。なお、時間間隔Δｔは、原子炉停止から時間が経過するにつれて、事象の変化が緩やかになるため、徐々に、長い時間間隔としてよい。
【００５７】
このように、本実施形態による原子炉圧力容器内水位推定方法によれば、水位計４による水位測定とは独立して、原子炉圧力容器２内の水位を推定することができる。
【００５８】
以上のように、本実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置２０およびに原子炉圧力容器内水位推定方法より、原子炉施設の事故時においても、運転員の負荷を軽減しながら、原子炉水位の監視が可能となる。
【００５９】
［第２の実施形態］
図１０は、第２の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の構成を示すブロック図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。本第２の実施形態は、何らかの原因で、原子炉圧力容器２からの漏えい量が把握可能な場合である。漏えい量が把握可能な場合としては、たとえば、サンプピットなど特定の箇所に漏えいし、その箇所に溜まった冷却水の水位が把握できる場合である。あるいは、流量計を有する配管部分を経由して系外に漏えいした場合である。
【００６０】
この場合、単位時間当たりの漏えい量をＷＬとすると、水位決定部２８の水位算出部２８ａは、第１の実施形態の式（３）に代えて、次の式（７）によりΔＭを算出する。
ｄＭ／ｄｔ＝（ Ｗｉｎ−Ｗｇ−ＷＬ）／ρｓ            …（７）
この結果、推定精度は更に向上する。
【００６１】
［第３の実施形態］
図１１は、第３の実施形態に係る原子炉圧力容器内水位推定装置の構成を示すブロック図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。本第３の実施形態は、原子炉圧力容器内水位推定装置２０の精度がある程度確保できる場合であり、かつ、水位計４が健全な場合である。本実施形態による原子炉圧力容器内水位推定装置２０は、漏えい量推定部２９をさらに有する。
【００６２】
この場合、水位計４による測定結果が、原子炉圧力容器内水位推定装置２０による推移の推定結果より必ず高い水位となる。したがって、漏えい量推定部２９は、この差を漏えい量として算出することにより、漏えい量の推移が把握できる。
【００６３】
［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。たとえば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のように、同じ軽水冷却型原子炉であれば、基本的に、実施形態と同様の装置あるいは方法により水位の推定が可能である。ただし、ＰＷＲは水位が計測されているのは加圧器であるため、較正の部分は適用できない場合がある。
【００６４】
また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【００６５】
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…水位計、４ａ…凝縮槽、５…冷却材、５ａ…液相部、５ｂ…気相部、５ｃ…液面、６…圧力計、７…注水配管、８…流量計、８ａ…流量計測要素、９…温度計、１０…蒸気配管、２０…原子炉圧力容器内水位推定装置、２２…崩壊熱決定部、２２ａ…クロック、２２ｂ…崩壊熱テーブル、２３…注水状態量決定部、２３ａ…圧縮水密度テーブル、２３ｂ…圧縮水エンタルピテーブル、２４…注水流量決定部、２５…飽和状態量決定部、２５ａ…飽和水密度テーブル、２５ｂ…飽和水エンタルピテーブル、２５ｃ…飽和水蒸発潜熱テーブル、２６…水位記憶部、２７…蒸気発生量算出部、２８…水位決定部、２８ａ…水位算出部、２８ｂ…体積水位換算テーブル、２８ｃ…補正部、２９…漏えい量推定部、３０…表示装置
【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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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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