(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器への給水流量、この給水のエンタルピおよび前記原子炉圧力容器の炉心入口の冷却材エンタルピを計測するステップと、前記原子炉圧力容器内の気水分離器からの冷却材下降流に含まれる蒸気割合としてのキャリアンダー率を仮定するステップと、これら各計測値と仮定値とを演算手段に入力するステップと、これらの入力値を演算要素として炉心出入口におけるエネルギバランス式を用いて炉心流量を演算するステップと、この演算によって求められた炉心流量と前記給水流量とに基づいて炉心出口の気液二層に含まれる蒸気割合としての出口クオリティを演算するステップと、この演算によって求められた出口クオリティと前記炉心流量とに基づいて、これら両者の関数として示される前記キャリアンダー率についての相関式からキャリアンダー率を演算するステップと、この演算により求められたキャリアンダー率と前記仮定されたキャリアンダー率とを比較して両者の差が一定値以下であるか否かを判断するステップと、これら両キャリアンダー率の差が一定値以下でない場合にはその差を縮小する方向で新たにキャリアンダー率を仮定して再入力を行うステップとを備え、前記差が一定値以下となるまで前記演算を繰り返し、その差が一定値以下となった場合のキャリアンダー率を採用して前記炉心流量を求めることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム。
【請求項２】
前記沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器に再循環ポンプを内蔵する型式、または原子炉圧力容器の外に再循環ポンプと外部配管とを設置する型式のものであり、前記エネルギバランス式は、炉心流量をＷｃ、給水流量をＷｆｗ、その給水のエンタルピをＨｆｗ、炉心入口部の冷却材エンタルピをＨｉｎ、前記気水分離器からの冷却材下降流のエンタルピをＨｃｕとしたとき、
【数１】
0004299995.tif 000014
で示される方程式である請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム。
【請求項３】
前記沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器に再循環ポンプを内蔵する型式、または原子炉圧力容器の外に再循環ポンプと外部配管とを設置する型式のものであり、前記キャリアンダー率の演算を行うための相関式は、前記キャリアンダー率をＸｃｕ、前記炉心流量の関数をｆ（Ｗｃ）、前記出口クオリティの関数をｇ（Ｘｅ）としたとき、
【数２】
0004299995.tif 000015
で示される式である請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム。
【請求項４】
前記沸騰水型原子炉が原子炉圧力容器の外に再循環ポンプと外部配管とを設置する型式のものであり、前記キャリアンダー率Ｘｃｕを求める相関式は、前記炉心流量をＷｃ、前記給水流量をＷｆｗ、その給水のエンタルピをＨｆｗ、前記給水分離器からの下降流のエンタルピをｈｆｇとしたとき、
【数３】
0004299995.tif 000016
で示される方程式である請求項３記載の沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム。
【請求項５】
前記沸騰水型原子炉が原子炉圧力容器に再循環ポンプを内蔵する型式のものであり、前記炉心入口部の冷却材エンタルピを求めるための計測器として、複数台の局所出力モニタの配管に内蔵した温度計を適用する請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システム。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電プラント等に適用される沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システムに関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器に装荷した核燃料内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、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。沸騰水型原子炉の場合、冷却材の循環量（＝炉心流量）が多ければ多いほどウランの核分裂は促進されて原子炉の出力が増加し、逆に、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て原子炉出力は低下する。
【０００３】
このように、炉心流量によって原子炉出力が決定される理由は、炉心流量が多いと原子炉の気泡（ボイト）の量が少なくなり、気泡の量が少なくなると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され、次のウランの核分裂が促進されて原子炉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出力は低下する。
【０００４】
また、上述したように、炉心流量は原子炉出力を制御するとともに、核分裂で発生した熱を核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見合う量に満たない場合には、核燃料表面で冷却不全に至る可能性がある。このように、沸騰水型原子炉において、炉心流量は原子炉の制御、運転、安全の観点から極めて重要な物理であり、より高い精度で計測又は計算することが要求されている。
【０００５】
図６を参照して、炉心流量の計測手法について説明する。この図６は、炉心に冷却材を循環させるための再循環ポンプを原子炉圧力容器に内蔵する型式の構成を示す概略図である。
【０００６】
原子炉圧力容器１の内部には、核燃料を内包する炉心２、この炉心２をその下方から上方に通過して気液混合状態となった冷却材を気相（＝蒸気）と液相とに分離する気水分離器３、および冷却材を強制的に循環する再循環ポンプ４が設けられている。原子炉圧力容器１には、発生した蒸気をタービン５に導いて発電機６を駆動するための主蒸気管７が接続されており、タービン５の駆動により仕事をした蒸気は復水器８で再び液相となり、復水として給水配管９を経て再び原子炉圧力容器１に導かれる。給水配管９には給水ポンプ１０が設けられ、復水を冷却材として原子炉圧力容器１に常時一定量供給するようになっている。
【０００７】
次に、図６に示した型式の沸騰水型原子力炉において、従来行われている炉心流量の計測方法について説明する。
【０００８】
再循環ポンプ４は、原子炉圧力容器１の内部において、冷却材を昇圧して炉心の下部より炉心２に向けて冷却材を強制的に循環させる機能を有している。通常、冷却材が単位時間内に炉心２を通過する流量の値を「炉心流量」と呼んでいる。再循環ポンプ４の前後には、冷却材の圧力差を計測する計装配管１１が設けられ、この計装配管１１によって再循環ポンプ４の前後間差圧が計測される。また、再循環ポンプ４にはその回転数を計測する回転計１２が設けられている。
【０００９】
このようにして測定された再循環ポンプ４の前後間差圧および回転数の測定値が演算手段１３に導かれ、演算手段１３では、この２つの信号に基づいて炉心流量の計算が行われる。すなわち、演算手段１３のデータベースには、再循環ポンプ４の前後間差圧（＝ポンプ揚程）と回転数、ならびに通過する流量の関係について、予め原子炉圧力容器１への据付前に工場等の試験装置において測定されたポンプ特性がデータとして格納されている。
【００１０】
そして、再循環ポンプ４の前後間差圧と回転数とを実測することにより、１台の再循環ポンプ４毎に通過する冷却材の流量が求められる。通常、原子炉圧力容器１内には複数台の再循環ポンプ４が設けられているので、炉心流量は個々の再循環ポンプ４毎に上述の計算によって得られた値を合計することによって求められている。
【００１１】
なお、図７は、原子炉圧力容器１の外に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９とを有する型式の沸騰水型原子炉の構成を示している。この沸騰水型原子炉においても、上記同様の手法により、炉心流量が求められている。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
上述したように、従来の沸騰水型原子炉においては、実測される再循環ポンプ前後間差圧と回転数とを予め工場で測定されたポンプ特性に基づいて求めている。このため、原子炉運転様式が変ったり、据付後の時間が経過して再循環ポンプの特性が変化し、工場等で測定した値と異なるものとなったときには、計算される炉心流量が正しい値とならない場合を想定することができる。
【００１３】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、再循環ポンプ特性に依存することなく、より正確に炉心流量を求めることができる沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システムを提供することを目的とする。
【００１４】
【課題を解決するための手段】
発明者においては、再循環ポンプ特性に代る炉心流量の計測演算要素について研究してきた結果、冷却材のエンタルピ、給水流量およびそのエンタルピ等の熱的要素を適用することにより、より正確な炉心流量を求めることができるとの着想を得た。
【００１５】
すなわち、図７に示した沸騰水型原子炉において、核燃料の核分裂によって発生する熱量をＱ、炉心流量をＷｃ、炉心２の入口部における冷却材のエンタルピをＨｉｎ、原子炉圧力容器１に給水配管９を介して流入する給水の流量をＷｆｗ、そのエンタルピをＨｆｗとする。
【００１６】
この沸騰水型原子炉においては、炉心２にその下部より液相の状態で流入した冷却材が炉心２で加熱され、炉心２の上部の出口では気液二相状態となる。このとき、気相（＝蒸気）の包有率（重量割合）を「出口クオリティＸｅ」と呼ぶ。二相状態となった冷却材は、気水分離器３を通過することによって気相と液相とに分離され、気相部は主蒸気管７に導かれる。また、液相部は下降流となり、原子炉圧力容器１内のダウンカマ部の領域において給水と混合され、再び再循環ポンプ４を経て炉心２に下部より流入される。
【００１７】
図３は、このような原子炉圧力容器１内の冷却材の流れを示している。図３において、気水分離器３からの下降流１４は大半が飽和の液相状態であるが、ごく微量の飽和蒸気を含んでいる。この飽和蒸気の包有量（重量割合）を「キャリアンダー率Ｘｃｕ」と呼ぶ。
【００１８】
原子炉圧力容器１からタービン５に導かれる蒸気１７の量は、給水１５の流量（給水流量Ｗｆｗ）に等しい。したがって、気水分離器３からの下降流１４の量は、炉心流量Ｗｃから給水流量Ｗｆｗを減算した（Ｗｃ−Ｗｆｗ）で表わされる。
【００１９】
気水分離器下降流１４は飽和状態の気相と液相とが混合した状態の流体であるため、そのエンタルピＨｃｕは、
【数４】
0004299995.tif 000002
で表わされる。ここで、ｈｇ，ｈｆは原子炉圧力容器１の圧力に対した飽和状態の気相および液相のエンタルピである。
【００２０】
そこで、気水分離器３からの下降流１４と給水１５とが混合して、炉心２にその下部から流入する炉心流１６となることを考慮して、熱エネルギバランスの式をたてると、
【数５】
0004299995.tif 000003
となる。
【００２１】
これを変形して炉心流量Ｗｃを求める方程式として表現すると
【数６】
0004299995.tif 000004
となる。
【００２２】
この式は給水流量Ｗｆｗ、その給水のエンタルピＨｆｗ、炉心入口部の冷却材エンタルピ（以下、「炉心入口エンタルピ」と呼ぶ）Ｈｉｎ、およびキャリアンダー率Ｘｃｕの４つの物理量を知れば、炉心流量Ｗｃを知ることができることを表わしている。ここで、エンタルピとして表現されている物理量Ｈｆｗ、およびＨｉｎは、実際には温度計を用いて流体温度を測定することによって求められる。しかし、上記に示した４つの物理量のうちで、実際の沸騰水型原子力発電所において、計測装置により測定が可能な物理量は給水流量Ｗｆｗ、その給水のエンタルピＨｆｗ、炉心入口エンタルピＨｉｎの３つであり、キャリアンダー率Ｘｃｕは測定することができない。
【００２３】
エネルギバランス式（３）を用いて炉心流量Ｗｃを求める場合、その精度を正しく把握しておく必要があるが、この評価には沸騰水型原子力発電所において実際に測定される物理量Ｗｆｗ、Ｈｆｗ、Ｈｉｎの計測精度、および設計上想定するキャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさを考慮して評価することとなる。
【００２４】
現在、我が国において営業運転を行っている沸騰水型原子力発電所の代表的な値を用いて評価すると、給水流量ＷｆｗおよびそのエンタルピＨｆｗの計測精度が炉心流量Ｗｃの計算値の不確かさに与える影響は小さく、その不確かさの大半は、炉心入口エンタルピＨｉｎの計測精度と、仮定するキャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさに支配されている。例えば、炉心流量Ｗｃの計算値の不確かさに対して炉心入口エンタルピＨｉｎの計測精度が起因している割合は４０〜５０％、キャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさが起因している割合もまた４０〜５０％程度と大きく、残りの１０％程度が給水流量ＷｆｗおよびそのエンタルピＨｆｗの計測精度に起因している。
【００２５】
炉心入口エンタルピＨｉｎの計測精度を改善する代表的な方策としては、炉心入口部に多数の温度計を設けることが挙げられる。
【００２６】
炉心入口エンタルピＨｉｎを精度良く求めるために、その配管内部に温度計を内蔵した局所出力モニタ（ＬＰＲＭ）を複数台用意し、その計測値の平均値を用いることで、炉心入口エンタルピＨｉｎの計測精度を改善することができる。温度計の設置位置としては、原子炉圧力容器内のガンマ線や中性子束分布を考慮して、その影響を受けない位置に設置することが望ましい。
【００２７】
一方、キャリアンダー率Ｘｃｕについては、気水分離器３の気相と液相の分離メカニズムが複雑であるために、従来の沸騰水型原子力発電所の設計においては一定値を仮定し、精度評価が必要な場合には例えば±１００％という大きな不確かさを仮定していた。
【００２８】
しかるに、エネルギバランス式（３）を用いて炉心流量Ｗｃを求める場合にはキャリアンダー率Ｘｃｕをより精度よく知ることが重要であることがわかる。この目的を達成するためには、気水分離器３における気相と液相との分離のメカニズムを明確にする必要があるが、現実的には定量的に評価することが非常に困難であるため、本発明においては実際に運転されている沸騰水型原子力発電所の運転実績からこれを求める方策を提供する。
【００２９】
気水分離器下降流のエンタルピを示す式（１）とエネルギバランス式（３）を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕについて整理すると
【数７】
0004299995.tif 000005
のように表わすことができる。
【００３０】
なお、図７に示したように、原子炉圧力容器１の外に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９とを有する型式の沸騰水型原子炉においては、炉心流量Ｗｃの値を比較的精度よく求めることができるので、式（４）を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕを計算することが理論的に可能である。
【００３１】
ところで、前述したように、出口クオリティＸｅは、炉心流量Ｗｃと給水流量Ｗｆｗとの比率
【数８】
0004299995.tif 000006
により近似することができる。キャリアンダー率Ｘｃｕは気水分離器下降流１４に包まれる蒸気の重量割合であるので、出口クオリティＸｅと強い相関をもっているものと考えられる。また、出口クオリティＸｅが同じであっても冷却材の流速の大小、すなわち炉心流量Ｗｃにも相関を持つことが予想される。
【００３２】
したがって、キャリアンダー率Ｘｃｕは
【数９】
0004299995.tif 000007
のように表わすことができるものと考えられる。ここで、ｆ（Ｗｃ）は炉心流量Ｗｃの関数であることを示し、ｇ（Ｘｅ）は出口クオリティＸｅの関数であることを示す。
【００３３】
実際、営業運転中の沸騰水型原子力発電所の運転実績を用いてキャリアンダー率ＸｃｕとクオリティＸｅとの関係、およびキャリアンダー率Ｘｃｕと炉心流量Ｗｃとの関係を求めてみると、それぞれ図４および図５に示すような相関を見ることができる。
【００３４】
すなわち、図４は炉心流量Ｗｃが一定の条件のもとでキャリアンダー率Ｘｃｕと出口クオリティＸｅの関係の一例を示すグラフである。この図４に示すように、出口クオリティＸｅの増加によってキャリアンダー率Ｘｃｕは増加する傾向がある。
【００３５】
また、図５は、出口クオリティＸｅが一定の条件のもとでキャリアンダー率Ｘｃｕと炉心流量Ｗｃの関係の一例を示すグラフである。この図５に示すように、炉心流量Ｗｃの増加によってキャリアンダー率Ｘｃｕは減少する傾向がある。
【００３６】
相関式（５）はいわゆる相関式であり、多くの沸騰水型原子力発電所のこれまでの運転実績をもとに作成する。相関式（５）の具体的な表式としては、例えばａ，ｂ，ｃ…ｆを定数として、
【数１０】
0004299995.tif 000008
のように炉心流量Ｗｃおよび出口クオリティＸｅの多項式の積として表わす方法などが考えられる。ここでは簡単化のため、２次式で表わされるとした場合の表式の例を示しているが、他にこれらの関係をよく表示するものがあれば式（６）にこだわらない。
【００３７】
また、式（５）に代えて、炉心流量ＷｃやクオリティＸｅの他に、原子炉水位Ｌｎを加え、
【数１１】
0004299995.tif 000009
のように表わすことも可能である。ここで、定数ａ，ｂ，ｃ…ｆは式（４）を用いて計算したキャリアンダー率Ｘｃｕと相関式（６）の値の偏差が極小となるように、最小２乗法等を用いて計算することが可能である。
【００３８】
以上の知見に基づき、発明者においては、炉心流量Ｗｃの計算精度を改善するために相関式（５）を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕを求めることに想到した。この際、式（５）の独立変数は、式（３）の結果である炉心流量Ｗｃおよびこの炉心流量Ｗｆｃと給水流量Ｗｆｗとを用いて計算される出口クオリティＸｅであるため、単純に炉心流量Ｗｃを求めることは困難である。
【００３９】
そこで、計算の初めにキャリアンダー率Ｘｃｕを１つ仮定してエネルギバランス式（３）により炉心流量Ｗｃを求め、その値と、給水流量Ｗｆｗとにより計算される出口クオリティＸｅを式（５）に適用してキャリアンダー率Ｘ´ｃｕを求め、その値と初めに仮定したＸｃｕとの差が大きいときは、再び同様の計算を行う。このような計算を繰返して実行し、キャリアンダー率について初めの仮定値Ｘｃｕと相関式（５）による算値Ｘ´ｃｕとの差が充分小さくなったとき、その際の炉心流量Ｗｃとキャリアンダー率Ｘｃｕとはエネルギバランス式（３）と式（５）とを同時に満足する値となる。そこで、この値を用いることにより、キャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさを低減し、その結果、炉心流量Ｗｃの計算値の精度を大きく改善することができる。
【００４０】
本発明は以上の知見の結果なされたものであり、原子炉圧力容器への給水流量、この給水のエンタルピおよび前記原子炉圧力容器の炉心入口の冷却材エンタルピを計測するステップと、前記原子炉圧力容器内の気水分離器からの冷却材下降流に含まれる蒸気割合としてのキャリアンダー率を仮定するステップと、これら各計測値と仮定値とを演算手段に入力するステップと、これらの入力値を演算要素として炉心出入口におけるエネルギバランス式を用いて炉心流量を演算するステップと、この演算によって求められた炉心流量と前記給水流量とに基づいて炉心出口の気液二層に含まれる蒸気割合としての出口クオリティを演算するステップと、この演算によって求められた出口クオリティと前記炉心流量とに基づいて、これら両者の関数として示される前記キャリアンダー率についての相関式からキャリアンダー率を演算するステップと、この演算により求められたキャリアンダー率と前記仮定されたキャリアンダー率とを比較して両者の差が一定値以下であるか否かを判断するステップと、これら両キャリアンダー率の差が一定値以下でない場合にはその差を縮小する方向で新たにキャリアンダー率を仮定して再入力を行うステップとを備え、前記差が一定値以下となるまで前記演算を繰り返し、その差が一定値以下となった場合のキャリアンダー率を採用して前記炉心流量を求めることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システムを提供する。
【００４１】
このような本発明のシステムによれば、炉心流量を求めるためのキャリアンダー率が、炉心出入口におけるエネルギバランス式と、出口クオリティの関数および炉心流量の関数として示される相関式とを同時に満足する値となるため、キャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさを５〜１０分の１に低減することが可能であり、結果として炉心流量Ｗｃの計算値の精度を大きく改善することができる。
【００４２】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システムの一実施形態について、図面を参照して説明する。
【００４３】
図１は本発明の一実施形態によるシステムを実行するための処理手順を示すフローチャートであり、図２は演算要素および演算種類等の関係を示す系統図である。なお、本実施形態において適用する沸騰水型原子炉の構成については、図６および図７および前述した説明をそのまま参照する。また、作用の説明については、図３〜図５を参照する。
【００４４】
まず、図１および図２を参照して、図６に示した原子炉圧力容器１に再循環ポンプ４を内蔵する型式の沸騰水型原子炉に本発明のシステムを適用する場合について説明する。
【００４５】
図１および図２に示すように、本実施形態のシステムにおいては、運転する沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器１内に設置される計測器により、給水流量Ｗｆｗと、その給水のエンタルピＨｆｗと、炉心入口エンタルピＨｉｎとを測定する（ステップＳ１０１）。この計測器としては、炉心入口エンタルピＨｉｎを精度良く求めるために、その配管内部に温度計を内蔵した複数の局所出力モニタ（ＬＰＲＭ）を適用する。この複数の局所出力モニタ（ＬＰＲＭ）に内蔵した温度計の計測値の平均値を用いることにより、炉心入口エンタルピＨｉｎの計測精度を改善することができる。温度計の設置位置としては、原子炉圧力容器１内のガンマ線や中性子束分布を考慮して、その影響を受けない位置を設定する。
【００４６】
また、原子炉圧力容器１内の気水分離器３からの冷却材下降流１４に含まれる蒸気割合としてのキャリアンダー率Ｘｃｕを１つ仮定する（ステップＳ１０２）。
【００４７】
そして、これらの各計測値Ｗｆｗ，Ｈｆｗ，Ｈｉおよび仮定値Ｘｃｕを演算手段に入力し（ステップＳ１０３）、これらの入力値を演算要素として、まず炉心出入口におけるエネルギバランス式を用いて炉心流量Ｗｃの演算を行う（ステップＳ１０４）。
【００４８】
ここで、エネルギバランス式としては、図２に示すように、例えば上述した（３）式を適用する。即ち、炉心流量をＷｃ、給水流量をＷｆｗ、その給水のエンタルピをＨｆｗ、炉心入口部の冷却材エンタルピをＨｉｎとしたとき、
【数１２】
0004299995.tif 000010
で示される方程式とする。
【００４９】
これにより、高精度の給水流量Ｗｆｗ、その給水のエンタルピＨｆｗおよび炉心入口エンタルピＨｉｎと、仮定による不確かさを含むキャリアンダー率Ｘｃｕとに基づく炉心流量をＷｃが一旦求められる。
【００５０】
次に、この演算によって求められた炉心流量Ｗｃと給水流量Ｗｆｗとに基づいて、炉心出口の気液二層流に含まれる蒸気割合としての出口クオリティＸｅの演算を行う（ステップ１０５）。出口クオリティＸｅは、炉心流量Ｗｃと給水流量Ｗｆｗとの比率に関する上述した式、すなわち
【数１３】
0004299995.tif 000011
により近似値として求める。
【００５１】
次に、この演算によって求められた出口クオリティＸｅと、ステップＳ１０４で求められた炉心流量Ｗｃとに基づいて、これら両者の関数として示される相関式からキャリアンダー率Ｘ’ｃｕの演算を行う（ステップＳ１０６）。この相関式としては、図２に示すように、上述した（５）式を適用する。
【００５２】
即ち、キャリアンダー率をＸ’ｃｕ、炉心流量の関数をｆ（Ｗｃ）、出口クオリティの関数をｇ（Ｘｅ）としたとき、
【数１４】
0004299995.tif 000012
で示される式を適用する。
【００５３】
なお、この演算においては、図４に示した特性、即ち、出口クオリティＸｅの増加によってキャリアンダー率Ｘｃｕが増加する傾向、また図５に示した炉心流量Ｗｃの増加によってキャリアンダー率Ｘｃｕが減少する傾向を参照する。
【００５４】
そして、以上の演算によって求められたキャリアンダー率Ｘ’ｃｕと、最初に仮定されたキャリアンダー率Ｘｃｕとを比較し、両者の差が一定値以下であるか否かを判断する（ステップＳ１０７）。
【００５５】
これら両キャリアンダー率Ｘｃｕ、Ｘ’ｃｕの差が一定値以下でない場合（ＮＯ）、即ち差が大きいときには、その差を縮小する方向に新たにキャリアンダー率を仮定して再入力を行う（ステップＳ１０８）。
【００５６】
このステップＳ１０８においては、下記（１），（２）の仮定をして、ＸｃｕとＸ´ｃｕの差が充分小さくなるまで再び同様の計算を繰り返す。
【００５７】
（１）Ｘｃｕ＞Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕより小さくＸ´ｃｕより大きい値。
（２）Ｘｃｕ＜Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕより大きくＸ´ｃｕより小さい値。
【００５８】
このような計算を繰返し実行して、仮定したキャリアンダー率の値Ｘｃｕと相関式（（５）式）により計算したキャリアンダー率の値Ｘ´ｃｕとの差が充分小さくなったとき、その際の炉心流量Ｗｃとキャリアンダー率Ｘｃｕとはエネルギバランス式（（３）式と（５）式））とを同時に満足する値となる。
【００５９】
このように、両キャリアンダー率Ｘｃｕ、Ｘ’ｃｕの差が一定値以下となるまでステップＳ１０４〜Ｓ１０８の演算を繰り返し、その差が一定値以下となった場合のキャリアンダー率を採用して前記炉心流量を決定する（Ｓ１０９）。
【００６０】
以上の本実施形態による沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システムによれば、給水流量Ｗｆｗ、およびそのエンタルピＨｆｗ、炉心入口エンタルピＨｉｎを計測器を用いて測定し、これらの３つの物理量と予め１つ仮定するキャリアンダー率Ｘｃｕから出発してエネルギバランス式を適用した繰返し演算を行い、炉心流量Ｗｃを計算することによって、最終的に炉心流量Ｗｃの値を精度よく知ることができる。
【００６１】
すなわち、原子炉圧力容器１内に再循環ポンプ４を内蔵した方式を用いる沸騰水型原子炉において、給水流量ＷｆｗやそのエンタルピＨｆｗ、炉心入口エンタルピＨｉｎ等を用いて炉心流量Ｗｃを求める従来の手法では、その計算値に大きな影響を与えるキャリアンダー率Ｘｃｕが一定の計測値と大きな不確かさを想定していたのに対し、本発明による計算手法を用いた場合には、キャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさを従来に比して５〜１０分の１に低減することが可能であり、その結果、炉心流量Ｗｃの計算値の精度を大きく改善することができる。
【００６２】
なお、図７に示したように、原子炉圧力容器１の外に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９を有する方式を用いている沸騰水型原子炉においても、前記同様のステップＳ１０１〜Ｓ１０９を適用して炉心流量Ｗｃを求めることができる。
【００６３】
ただし、このような原子炉圧力容器１の外に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９とを有する型式の沸騰水型原子炉においては、炉心流量Ｗｃの値を比較的精度よく求めることができるので、前述した式（４）を用いてキャリアンダー率Ｘｃｕを計算することが可能である。この場合においては、式（４）によるキャリアンダー率Ｘｃｕの計算値を、式（５）で表わされるように、炉心流量Ｗｃと出口クオリティＸｅとの近似式からなる相関式として作成し、この式にエネルギバランス式（３）で求めた炉心流量Ｗｃをあてはめて、キャリアンダー率Ｘ´ｃｕを求めるようにする。
【００６４】
即ち、この場合にキャリアンダー率Ｘｃｕを求める相関式は、炉心流量をＷｃ、前記給水流量をＷｆｗ、その給水のエンタルピをＨｆｗ、前記給水分離器からの下降流のエンタルピをｈｆｇとしたとき、
【数１５】
0004299995.tif 000013
で示される方程式とする。
【００６５】
そして、ステップＳ１０７およびＳ１０８において、前記同様に、下記（１），（２）の仮定をして、ＸｃｕとＸ´ｃｕの差が充分小さくなるまで再び同様の計算を繰り返す。
【００６６】
（１）Ｘｃｕ＞Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕより小さくＸ´ｃｕより大きい値。
（２）Ｘｃｕ＜Ｘ´ｃｕならば、Ｘｃｕより大きくＸ´ｃｕより小さい値。
【００６７】
このような計算を繰返し実行して、仮定したキャリアンダー率の値Ｘｃｕと相関式（（５）式）により計算したキャリアンダー率の値Ｘ´ｃｕとの差が充分小さくなったとき、その際の炉心流量Ｗｃとキャリアンダー率Ｘｃｕとはエネルギバランス式（（３）式と（５）式））とを同時に満足する値となる。
【００６８】
このように、両キャリアンダー率Ｘｃｕ、Ｘ’ｃｕの差が一定値以下となるまでステップＳ１０４〜Ｓ１０８の演算を繰り返し、その差が一定値以下となった場合のキャリアンダー率を採用して、前記図６に示した再循環ポンプ内蔵型の場合と同様に、炉心流量を決定する（Ｓ１０９）。
【００６９】
このような計測演算システムによっても、給水流量Ｗｆｗ、およびそのエンタルピＨｆｗ、炉心入口エンタルピＨｉｎを計測器を用いて測定し、これらの３つの物理量と、予め１つ仮定するキャリアンダー率Ｘｃｕとをエネルギバランス式に適用して炉心流量Ｗｃを計算することにより、炉心流量Ｗｃの値を精度よく知ることができる。即ち、原子炉圧力容器１の外に再循環ポンプ１８とループ状の外部配管１９とを有する型式の沸騰水型原子炉においても、キャリアンダー率Ｘｃｕの不確かさを５〜１０分の１に低減し、炉心流量Ｗｃの計算値の精度を大きく改善することができる。
【００７０】
【発明の効果】
以上のように、本発明によれば、沸騰水型原子炉の炉心流量の計測演算値を、再循環ポンプ特性に依存する必要なく、より高い精度で得ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システムの処理手順を示すフローチャート。
【図２】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉の炉心流量計測演算システムの演算要素および演算種類等を示す系統図。
【図３】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内における冷却材の流れ様式を示す説明図。
【図４】出口クオリティとキャリアンダー率の相関データの一例を示すグラフ。
【図５】炉心流量とキャリアンダー率の相関データの一例を示すグラフ。
【図６】原子炉圧力容器に再循環ポンプを内蔵する型式の沸騰水型原子炉の構成図。
【図７】原子炉圧力容器の外に再循環ポンプと外部配管を有する型式の沸騰水型原子炉の構成図。
【符号の説明】
１  原子炉圧力容器
２  炉心
３  気水分離器
４  再循環ポンプ
５  タービン
６  発電機
７  主蒸気管
８  復水器
９  給水配管
１０  給水ポンプ
１１  再循環ポンプ前後間差圧計測配管
１２  再循環ポンプ回転計
１３  炉心流量演算手段
１４  気水分離器下降流の流れ
１５  給水の流れ
１６  炉心入口部の冷却材の流れ
１７  主蒸気の流れ
１８  再循環ポンプ
１９  外部配管
【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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