JP2000121778A - Stability monitoring device of boiling water reactor - Google Patents

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To improve the stability of core by constituting a system so as to calculate a stability index with inputs of signal of reactor instrumentation system and the results of process computer and get stability disturbance causes definitely and quantitatively. SOLUTION: A process computer 10 input with LPRM (local power) signal, reactor pressure P, core inlet flowrate W and feed water temperature calculates axial power peaking ϕ1, reactor thermal power Q, channel inlet flowrate W1 and core inlet enthalpy H. A stability monitoring device 20 input with the values calculated by the process computer 10 calculates each factor in a factor calculation part 21. In an index calculation part 22, a plurality of stability indexes are operated based on each factor calculated by the factor calculation part 21. A judgment part 23 judges whether or not the stability indexes exceed the predetermined set values and generates alarm in case of exceeding the set values. In an indication part 24, the judged results of the judgment part 23 and the stability indexes calculated in the index calculation part 22 are indicated.

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【０００１】[0001]

【発明の技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉の炉心が
不安定化傾向となることをその要因を含めて監視する沸
騰水型原子炉の安定性監視装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to an apparatus for monitoring the stability of a boiling water reactor, which monitors the tendency of the core of the boiling water reactor to become unstable, including the cause thereof.

【０００２】[0002]

【従来の技術】一般に、沸騰水型原子炉の炉心は、図７
に示すように構成されている。炉心内には、複数の燃料
集合体１が挿入されており、その各々の燃料集合体１は
チャンネルボックス２に覆われている。また炉心内に
は、中性子束を検出するために、複数個の局部出力領域
モニタ３（以下、ＬＰＲＭ３という）が配置されてい
る。さらに、各燃料集合体１は、図８に示すように炉心
支持板４及び上部格子板５で支持され、円筒形のシュラ
ウド６に囲まれている。冷却材７は、下方より、燃料支
持金具８のオリフィス及び下部タイプレートを経由して
燃料集合体１内に流入し、燃料集合体１により熱せられ
て、蒸気（ボイド）を発生し、気液二相流となって炉心
上部へ流出する。2. Description of the Related Art Generally, the core of a boiling water reactor is shown in FIG.
It is configured as shown in FIG. A plurality of fuel assemblies 1 are inserted into the core, and each of the fuel assemblies 1 is covered by a channel box 2. Further, a plurality of local power region monitors 3 (hereinafter, referred to as LPRMs 3) are arranged in the core to detect a neutron flux. Further, as shown in FIG. 8, each fuel assembly 1 is supported by a core support plate 4 and an upper lattice plate 5, and is surrounded by a cylindrical shroud 6. The coolant 7 flows into the fuel assembly 1 from below through the orifice of the fuel support 8 and the lower tie plate, and is heated by the fuel assembly 1 to generate steam (void), It flows out into the upper part of the core as a two-phase flow.

【０００３】図９は、従来例における沸騰水型原子炉の
安定性監視装置の構成図である。ＬＰＲＭ３で検出され
た局部出力は、制御処理装置９で演算処理され、直接ま
たは予めグループ分けをし平均化した信号（ＡＰＲＭ）
に変換されて中央制御室に表示されると共に各種制御系
へ入力される。また、ＬＰＲＭ３は、プロセス計算機１
０に入力される。プロセス計算機１０は、入力された局
部出力値（ＬＰＲＭ値）を参照して核計算を行なう。こ
れから、炉心内の径方向及び軸方向出力分布等を計算し
出力する。FIG. 9 is a block diagram of a conventional stability monitoring device for a boiling water reactor. The local output detected by the LPRM 3 is arithmetically processed by the control processing device 9 and directly or pre-grouped and averaged signal (APRM)
Is displayed in the central control room and input to various control systems. LPRM3 is a process computer 1
Input to 0. The process computer 10 performs a nuclear calculation with reference to the input local output value (LPRM value). From this, the radial and axial power distributions in the core are calculated and output.

【０００４】以上のような沸騰水型原子炉における原子
炉の不安定振動現象は、局所的チャンネル流量の振動で
あるチャンネル水力振動（チャンネル不安定性）、中性
子束振動が同位相で起こる炉心一体振動（炉心不安定
性）及び位相が１８０度ずれる領域振動（領域不安定
性）の３つが考えられている。[0004] The unstable vibration phenomenon of the reactor in the boiling water reactor as described above is caused by a channel hydraulic vibration (channel instability), which is a vibration of a local channel flow, and a core integral vibration in which neutron flux vibration occurs in the same phase. (Regional instability) and regional vibration (regional instability) having a phase shift of 180 degrees are considered.

【０００５】これらの振動のメカニズムについては、特
願平９−２０２５９４号「沸騰水型原子炉の監視制御装
置」とその中の引用文献に詳述されている。安定性の悪
化要因には様々なものがあるが、大きく分けると核的な
要因、熱水力的な要因、流速に基づく外乱伝播上の要
因、高出力バンドルの配置に関係した安定性タイプ上の
要因がある。The mechanism of these vibrations is described in detail in Japanese Patent Application No. 9-202594, entitled "Monitoring and Controlling Apparatus for Boiling Water Reactors" and the references cited therein. There are various factors that can degrade the stability, but they can be broadly divided into nuclear factors, thermo-hydraulic factors, disturbance propagation factors based on flow velocity, and stability types related to the arrangement of high-power bundles. There are factors.

【０００６】そこで、炉心及びチャンネル安定性を確保
する対策として、具体的に以下の対策をとってきた。ま
ず、炉心安定性の対策としては、径方向出力ピーキング
が高いバンドル数をあまり多くしないこと、及び、軸方
向出力分布を極端に平坦化させないことにより安定性を
向上させるようにしている（核的要因の影響度軽減）。
さらに、ボイド反応度係数の絶対値を小さくして、反応
度フィードバックのゲインを抑えるようにしている（核
的要因の影響度軽減）。また、外乱伝播時間が長くなる
ことにより、安定性が悪化傾向となる低炉心流量状態で
の運転を避けるようにしている（外乱伝播上の要因の影
響度軽減）。Accordingly, the following measures have been specifically taken as measures for ensuring core and channel stability. First, as measures against core stability, the number of bundles having high radial power peaking is not increased so much, and the axial power distribution is not extremely flattened to improve stability (nuclear core power). Factor impact reduction).
Further, the absolute value of the void reactivity coefficient is reduced to suppress the gain of the reactivity feedback (reducing the influence of a nuclear factor). In addition, the operation in a low core flow rate state in which stability tends to be deteriorated due to an increase in disturbance propagation time is avoided (reducing the influence of disturbance propagation factors).

【０００７】炉心及びチャンネル安定性の両者の対策と
して、高出力／低流量の運転状態を避け（核的・熱水力
的要因の影響度軽減）、炉心入口オリフィスの口径を小
さくするようにしている（熱水力的要因の影響度軽
減）。As measures against both core and channel stability, avoid high-power / low-flow operating conditions (reduce the influence of nuclear and thermo-hydraulic factors) and reduce the diameter of the core inlet orifice. (Reducing the influence of thermo-hydraulic factors).

【０００８】そして、チャンネル安定性の対策として、
径方向ピーキングの最大値をなるべく低く抑え、また、
出力分布が極端に下歪みとならないようにしている（熱
水力的要因の影響度軽減）。[0008] As a measure for channel stability,
Keep the maximum value of radial peaking as low as possible,
The output distribution is not extremely distorted (reducing the influence of thermo-hydraulic factors).

【０００９】また、領域安定性については、チャンネル
安定性がかなり悪くなる場合に発生しやすいこと、及び
炉心一体振動とチャンネル水力振動との中間的な振動現
象であることから、核的安定性及び熱水力的安定性を確
保することにより、領域振動の発生防止の対策としてい
る。さらに、領域安定性の確保には、高出力バンドルを
炉心周辺部に偏在させないことが重要であることが知見
として得られているので、その対策を行っている（安定
性タイプ上の要因の軽減）。[0009] The regional stability is liable to occur when the channel stability is considerably deteriorated, and is a vibration phenomenon intermediate between the core integral vibration and the channel hydraulic vibration. By ensuring thermo-hydraulic stability, measures are taken to prevent the occurrence of regional vibration. Furthermore, it has been found that it is important to ensure that the high-power bundle is not unevenly distributed around the core in order to secure the regional stability. Therefore, countermeasures have been taken (reducing the factors on the stability type). ).

【００１０】また、振動現象の発生を未然に防ぐことを
目的とした沸騰水型原子炉の監視制御装置として、炉心
の出力分布、または、チャンネル内沸騰開始点を監視す
る装置が特願平９−２０２５９４号の図１で具体的に示
されている。さらに、ノイズ解析により炉心の安定性を
示す減幅比を算出する監視装置が、例えば特願平９−３
４７１２０号「原子炉出力監視装置」で示されている。As a monitoring and control device for a boiling water reactor intended to prevent the occurrence of vibration phenomena, a device for monitoring the power distribution of the reactor core or the starting point of boiling in a channel is disclosed in Japanese Patent Application No. Hei 9 (1994) -108686. This is specifically illustrated in FIG. Further, a monitoring device that calculates a reduction ratio indicating the stability of the core by noise analysis is disclosed in, for example, Japanese Patent Application No. Hei 9-3.
No. 47120, "Reactor power monitoring device".

【００１１】[0011]

【発明が解決しようとする課題】ところが、このような
従来の対策では、炉心出力分布、沸騰開始点、減幅比等
を個別に監視することにより、振動現象の徴候を早期に
検出するものであるので、個々の指標間の連繋が十分行
われていない。このため、不安定化傾向となったときの
要因分析に時間を要している。However, in such conventional measures, the signs of the vibration phenomenon are detected at an early stage by individually monitoring the core power distribution, the boiling start point, the reduction ratio, and the like. There are not enough links between the individual indicators. For this reason, it takes time to analyze the factors when the tendency to destabilize has occurred.

【００１２】本発明の目的は、炉心の不安定化要因を系
統的に分析し、運転操作により不安定化傾向となったと
きに振動現象の発生を未然に防ぐのと併せて、不安定化
傾向の要因を運転員に迅速に伝え、その後の運転操作に
役立てる沸騰水型原子炉の安定性監視装置を提供するこ
とにある。An object of the present invention is to systematically analyze the causes of destabilization of a reactor core and to prevent the occurrence of vibration phenomena when the operation tends to cause instability. It is an object of the present invention to provide a boiling water reactor stability monitoring device that promptly informs operators of the tendency and helps the subsequent operation.

【００１３】[0013]

【課題を解決するための手段】請求項１の発明に係る沸
騰水型原子炉の安定性監視装置は、沸騰水型原子炉の安
定性を監視するための核的な因子Ｎとして各バンドルに
対する炉心半径方向出力ピーキングの自乗を加算したも
のを全バンドル体数で除算した核的因子Ｎを演算する核
的因子算出部と、全バンドルについて燃料有効長から飽
和沸騰開始点高さを差引いた長さを有効燃料長で除算し
た結果の中での最大値を熱水力的因子Ｔとして算出する
熱水力的因子算出部と、炉心入口流量の定格流量に対す
る割合を外乱伝播速度因子Ｖとして算出する外乱伝播速
度因子算出部と、各バンドルの半径方向出力ピーキング
の自乗に対して炉心半径方向距離を乗算したものを加算
しさらに各バンドルの炉心半径方向距離の総和で除算し
て安定性タイプ上因子Ｓを算出する安定性タイプ上因子
算出部と、前記核的因子Ｎ、前記熱水力的因子Ｔ、前記
外乱伝播速度因子Ｖ、前記安定性タイプ上因子Ｓのすべ
てあるいは一部分からなる関係式を基本型として複数個
の安定性監視指標を算出する指標演算部と、前記安定性
監視指標が予め定めた設定値を一つでも超えた場合ある
いは複数個超えた場合に中央制御室に警報を出力する判
定部とを備えたことを特徴とする。According to a first aspect of the present invention, there is provided a boiling water reactor stability monitoring apparatus, comprising: a nuclear factor N for monitoring the stability of a boiling water reactor; A nuclear factor calculation unit for calculating a nuclear factor N obtained by dividing the sum of the squares of the core radial power peaking by the total number of bundles, and a length obtained by subtracting a saturation boiling start point height from a fuel active length for all bundles And a hydraulic-hydraulic-factor calculating unit that calculates the maximum value of the results obtained by dividing the fuel flow by the effective fuel length as a thermal-hydraulic factor T, and calculates the ratio of the core inlet flow rate to the rated flow rate as a disturbance propagation velocity factor V The disturbance propagation velocity factor calculation unit, and the product of the square of the radial output peaking of each bundle multiplied by the core radial distance are added, and the result is divided by the sum of the core radial distances of each bundle to obtain the stability type. A stability type upper factor calculating unit for calculating a child S, and a relational expression comprising all or a part of the nuclear factor N, the thermohydraulic factor T, the disturbance propagation velocity factor V, and the stability type upper factor S An index calculation unit that calculates a plurality of stability monitoring indices based on the basic type, and issues an alarm to the central control room when the stability monitoring index exceeds at least one set value or when a plurality of stability monitor indices exceed a predetermined set value. And a determination unit for outputting.

【００１４】請求項１の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、炉心半径方向出力ピーキングの自乗
を加算した値を全バンドル体数で除算した結果を基に安
定性に係る核的な因子を求め、有効燃料長から飽和沸騰
開始点高さを差引いた長さを有効燃料長で除算した結果
を基に安定性に係る熱水力的な因子を求め、炉心入口流
量を定格流量で除算した結果を基に安定性に係る外乱の
伝播速度上の因子を求め、各バンドルの半径方向出力ピ
ーキングに対して半径方向距離を乗算した値を加算した
ものを各バンドルの半径方向距離の総和で除算した結果
を基に安定性のタイプに係る因子を求め、各因子のすべ
てあるいは一部を用いて複数の関数式を構成し、それぞ
れの関数式について指標値を求める。そして、因子ある
いは指標値が予め定めた設定値を一つでも超えた場合
に、あるいは複数個超えた場合に中央制御室に警報を出
力する。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the first aspect of the present invention, a nuclear reactor for stability based on a result obtained by dividing the value obtained by adding the square of the power peaking in the core radial direction by the total number of bundles is used. The thermal-hydraulic factor related to stability is calculated based on the result obtained by dividing the length obtained by subtracting the height of the saturated boiling point from the active fuel length by the active fuel length, and rating the core inlet flow rate. A factor on the propagation speed of disturbance related to stability is obtained based on the result obtained by dividing the flow rate, and a value obtained by multiplying a radial output peaking of each bundle by a radial distance is added to the radial distance of each bundle. The factors related to the stability type are obtained based on the result of the division by the total sum of, and a plurality of functional expressions are formed using all or a part of each factor, and the index value is obtained for each functional expression. Then, an alarm is output to the main control room when one or more of the factors or index values exceeds a predetermined set value or when a plurality of values exceeds a predetermined value.

【００１５】請求項２の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１の発明において、前記核的因
子算出部は、炉心安定性（基本モード）に関しては、半
径方向出力ピーキングの自乗に対して軸方向出力ピーキ
ングの自乗の加算平均値を乗算した値を各バンドルにつ
いて加算し、さらに全バンドル体数で除算した結果を前
記核的因子Ｎとして算出するようにしたことを特徴とす
る。According to a second aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention, the nuclear factor calculating unit outputs a radial output with respect to core stability (basic mode). The value obtained by multiplying the square of peaking by the average value of the square of the axial output peaking is added for each bundle, and the result of dividing by the total number of bundles is calculated as the nuclear factor N. Features.

【００１６】請求項２の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、特
に炉心安定性（基本モード）に着目し、核的因子とし
て、各バンドルの半径方向出力ピーキングの自乗と、軸
方向出力ピーキングの自乗の加算平均値との積を求めた
ものを加算し、さらに全バンドル体数で除算した結果を
採用し、それらの核的因子が予め定めた設定値を超えた
場合に、または核的因子と熱水力的因子、外乱伝播速度
上因子、不安定性のタイプ上因子から構成される関数式
により算出された指標値が予め定めた設定値を超えた場
合に中央制御室に警報を出力する。The stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the second aspect of the present invention focuses on the core stability (basic mode) instead of the operation of the first aspect of the present invention. Add the product of the square of the radial output peaking of each bundle and the average of the squares of the axial output peaking, and then divide by the total number of bundles. Is larger than a predetermined set value, or an index value calculated by a function formula composed of a nuclear factor and a thermohydraulic factor, a disturbance propagation velocity factor, and an instability type factor is determined in advance. When the set value is exceeded, an alarm is output to the main control room.

【００１７】請求項３の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１の発明において、前記核的因
子算出部は、領域安定性（周方向１次モード）に関して
は、半径方向出力ピーキングと炉心軸方向出力ピーキン
グの最大値との積を各バンドルについて加算したものを
全バンドル体数で除算した結果、または、半径方向出力
ピーキングと周方向１次モード出力ピーキングの絶対値
との積を各バンドルについて加算したものを全バンドル
体数で除算した結果、または、半径方向出力ピーキング
と周方向１次モード出力ピーキングの絶対値及び軸方向
出力ピーキングの最大値との積を各バンドルについて加
算したものを全バンドル体数で除算した結果、または、
半径方向出力ピーキングと周方向１次モード出力ピーキ
ング絶対値の積に対して軸方向出力ピーキングの自乗の
加算平均値を乗算した値を各バンドルについて加算した
ものをさらに全バンドル体数で除算した結果を、前記核
的因子Ｎとして算出することを特徴とする。According to a third aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention, the nuclear factor calculating section includes: The sum of the product of the radial power peaking and the maximum value of the core axial power peaking for each bundle divided by the total number of bundles, or the absolute value of the radial power peaking and the circumferential primary mode power peaking And the product of the sum of the product of each bundle and the total number of bundles, or the product of the radial output peaking, the absolute value of the circumferential primary mode output peaking and the maximum value of the axial output peaking, The result of dividing the sum of bundles by the total number of bundles, or
The result obtained by multiplying the product of the radial output peaking and the absolute value of the output peaking in the circumferential first-order mode by the averaging value of the square of the axial output peaking for each bundle and further dividing the result by the total number of bundles Is calculated as the nuclear factor N.

【００１８】請求項３の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、領
域安定性（周方向１次モード）に着目し、核的因子とし
て、半径方向出力ピーキングと炉心軸方向出力ピーキン
グの最大値との積を各バンドルについて加算したものを
全バンドル体数で除算した結果、または、半径方向出力
ピーキングと周方向１次モード出力ピーキング絶対値と
の積を各バンドルについて加算したものを全バンドル体
数で除算した結果、または、半径方向出力ピーキングと
周方向１次モード出力ピーキング絶対値及び軸方向出力
ピーキング最大値との積を各バンドルについて加算した
ものを全バンドル体数で除算した結果、または、半径方
向出力ピーキングと周方向１次モード出力ピーキング絶
対値及び軸方向出力ピーキングの自乗の加算平均値の積
を各バンドルについて加算したものを全バンドル体数で
除算した結果を採用する。そして、それらの核的因子が
予め定めた設定値を超えた場合に、または核的因子と熱
水力的因子、外乱伝播速度上の因子、安定性のタイプ上
因子から構成される関数式により算出された指標値が予
め定めた設定値を超えた場合に中央制御室に警報を出力
する。The stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the third aspect of the invention focuses on the regional stability (circumferential first mode) instead of the operation of the first aspect of the invention, and focuses on nuclear factors. The sum of the product of the radial power peaking and the maximum value of the core axial power peaking for each bundle is divided by the total number of bundles, or the radial power peaking and the circumferential primary mode output peaking absolute The product of the product of the values and the sum for each bundle is divided by the total number of bundles, or the product of the radial output peaking, the absolute value of the circumferential first-order mode output peaking, and the maximum value of the axial output peaking is calculated for each bundle. The result obtained by dividing the sum of the values by the total number of bundles, or the absolute value of the output peaking in the radial direction and the output peaking in the primary mode in the circumferential direction, and the output What the product of average value of the squares of peaking by adding for each bundle to adopt the result of dividing the total bundle member number. Then, when those nuclear factors exceed a predetermined set value, or by a function formula composed of a nuclear factor and a thermohydraulic factor, a factor on disturbance propagation velocity, and a factor on stability type When the calculated index value exceeds a predetermined set value, an alarm is output to the central control room.

【００１９】請求項４の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１の発明において、前記熱水力
的因子算出部は、全バンドルについて有効燃料長からサ
ブクール沸騰開始点高さを差引いた長さを有効燃料長で
除算した結果の中の最大値を前記熱水力的因子として算
出することを特徴とする。According to a fourth aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention, the thermo-hydraulic factor calculating unit may calculate a sub-cooling boiling start point from an effective fuel length for all bundles. The maximum value among the results obtained by dividing the length obtained by subtracting the height by the effective fuel length is calculated as the thermohydraulic factor.

【００２０】請求項４の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１の発明に代えて、熱水力的
因子として有効燃料長からサブクール沸騰開始点高さを
差引いた長さを有効燃料長で除算した結果中の最大値を
採用し、それらの因子が予め定めた設定値を超えた場合
に、または熱水力的因子と核的因子、外乱伝播速度上因
子、安定性タイプ上因子から構成される関数式により算
出された指標値が予め定めた設定値を超えた場合に中央
制御室に警報を出力する。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the fourth aspect of the present invention, instead of the first aspect of the invention, the height of the subcooled boiling start point is subtracted from the effective fuel length as a thermo-hydraulic factor. The maximum value in the result obtained by dividing the length by the effective fuel length is adopted, and when those factors exceed a predetermined set value, or a thermohydraulic factor and a nuclear factor, a factor on disturbance propagation velocity, If the index value calculated by the function formula composed of the stability type factors exceeds a predetermined value, an alarm is output to the main control room.

【００２１】請求項５の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１または請求項４の発明におい
て、前記熱水力的因子算出部は、炉心安定性（基本モー
ド）に関しては、全バンドルについて燃料有効長から飽
和沸騰開始点高さを差引いた長さを有効燃料長で除算し
た結果、または、全バンドルについて有効燃料長からサ
ブクール沸騰開始点高さを差引いた長さを有効燃料長で
除算した結果を加算したものを、さらに全バンドル体数
で除算した結果を、前記熱水力的因子として算出するこ
とを特徴とする。According to a fifth aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first or the fourth aspect of the present invention, the thermohydraulic factor calculating section includes a core stability (basic mode). Is the result of dividing the length obtained by subtracting the saturated boiling start point height from the active fuel length for all bundles by the active fuel length, or the length obtained by subtracting the subcooled boiling start point height from the active fuel length for all bundles Is calculated by adding the result obtained by dividing by the effective fuel length, and further dividing the result by the total number of bundles, as the thermo-hydraulic factor.

【００２２】請求項５の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１または請求項４の発明の作
用に代えて、炉心安定性（基本モード）に着目し、熱水
力的因子として、全バンドルについて燃料有効長から飽
和沸騰開始点高さを差引いた長さを有効燃料長で除算し
た結果、または、全バンドルについて有効燃料長からサ
ブクール沸騰開始点高さを差引いた長さを有効燃料長で
除算した結果を加算したものをさらに全バンドル体数で
除算した結果を採用する。そして、それらの因子が予め
定めた設定値を超えた場合に、または熱水力的因子と核
的因子、外乱伝播速度上の因子、安定性タイプ上の因子
から構成される関数式により算出された指標値が予め定
めた設定値を超えた場合に中央制御室に警報を出力す
る。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the fifth aspect of the present invention, instead of the operation of the first or fourth aspect, attention is paid to the core stability (basic mode), and As a force factor, the result of dividing the active fuel length minus the saturation boiling start height for all bundles by the active fuel length, or subtracting the subcool boiling start height from the active fuel length for all bundles The result obtained by adding the result obtained by dividing the length by the active fuel length is further divided by the total number of bundles. Then, when those factors exceed a predetermined set value, or calculated by a functional formula composed of a thermohydraulic factor and a nuclear factor, a factor on disturbance propagation speed, a factor on stability type. When the index value exceeds a predetermined set value, an alarm is output to the central control room.

【００２３】請求項６の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１または請求項４の発明におい
て、前記熱水力的因子算出部は、領域安定性（周方向１
次モード）に関しては、炉心周辺領域のバンドルについ
て燃料有効長から飽和沸騰開始点高さを差引いた長さを
有効燃料長で除算した結果、または、全バンドルについ
て有効燃料長からサブクール沸騰開始点高さを差引いた
長さを有効燃料長で除算した結果を加算したものをさら
に当該バンドル体数で除算した結果を、前記熱水力的因
子として算出することを特徴とする。According to a sixth aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first or fourth aspect of the present invention, the thermohydraulic factor calculation unit may include a region stability (circumferential direction 1).
For the next mode), the result obtained by dividing the length obtained by subtracting the height of the saturated boiling start point from the active fuel length for the bundle in the core peripheral region by the active fuel length, or the subcooled boiling start height from the active fuel length for all bundles The result obtained by adding the result obtained by dividing the length obtained by subtracting the length by the effective fuel length is further divided by the number of bundles is calculated as the thermo-hydraulic factor.

【００２４】請求項６の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１または請求項４の発明の作
用に代えて、領域安定性（周方向１次モード）に着目
し、熱水力的因子として、炉心周辺領域のバンドルにつ
いて有効燃料長から飽和沸騰開始点高さを差引いた長さ
を有効燃料長で除算した結果、または、炉心周辺領域バ
ンドルについて有効燃料長からサブクール沸騰開始点高
さを差引いた長さを有効燃料長で除算した結果を加算し
たものをさらに当該バンドル体数で除算した結果を採用
する。そして、それらの因子が予め定めた設定値を超え
た場合に、または熱水力的因子と核的因子、外乱伝播速
度上の因子、安定性タイプ上の因子から構成される関数
式により算出された指標値が予め定めた設定値を超えた
場合に中央制御室に警報を出力する。The stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the invention of claim 6 focuses on the regional stability (circumferential primary mode) instead of the operation of the invention of claim 1 or 4. As a thermal hydraulic factor, the result obtained by dividing the length obtained by subtracting the height of the saturation boiling starting point from the effective fuel length for the bundle in the core peripheral region by the effective fuel length, or subcooling from the effective fuel length for the core peripheral region bundle The result obtained by adding the result obtained by dividing the length obtained by subtracting the boiling start point height by the active fuel length and further dividing the result by the number of bundles is adopted. Then, when those factors exceed a predetermined set value, or calculated by a functional formula composed of a thermohydraulic factor and a nuclear factor, a factor on disturbance propagation speed, a factor on stability type. When the index value exceeds a predetermined set value, an alarm is output to the central control room.

【００２５】請求項７の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１の発明において、前記外乱伝
播速度因子算出部は、冷却材再循環ポンプ速度の定格速
度に対する割合を前記外乱伝播速度上の因子として算出
することを特徴とする。According to a seventh aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention, the disturbance propagation speed factor calculating section calculates a ratio of a coolant recirculation pump speed to a rated speed. It is calculated as a factor on the disturbance propagation speed.

【００２６】請求項７の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、外
乱伝播速度上の因子として、冷却材再循環ポンプ速度の
定格速度に対する割合を採用する。そして、それらの因
子が予め定めた設定値を超えた場合に、または外乱伝播
速度上の因子と核的因子、熱水力的因子、及び、安定性
タイプ上の因子から構成される関数式により算出された
指標値が予め定めた設定値を超えた場合に中央制御室に
警報を出力する。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to a seventh aspect of the present invention, instead of the operation of the first aspect of the present invention, the rated speed of the coolant recirculation pump speed is set as a factor on the disturbance propagation speed. Adopt the ratio to Then, when those factors exceed a predetermined set value, or by a function formula composed of a factor on the disturbance propagation velocity and a nuclear factor, a thermohydraulic factor, and a factor on the stability type When the calculated index value exceeds a predetermined set value, an alarm is output to the central control room.

【００２７】請求項８の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１の発明において、前記安定性
タイプ上因子算出部は、炉心安定性（基本モード）に関
しては、各バンドルの半径方向出力ピーキングに対し
て、炉心半径方向距離を炉心半径長さで規格化した値を
変数とした次数０のベッセル関数値を乗算したものを各
バンドルについて加算し、さらに全バンドル体数で除算
した結果を前記安定性タイプ上因子として算出すること
を特徴とする。[0027] In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the invention of claim 8, in the invention of claim 1, the stability type upper factor calculating section comprises: For each bundle, a value obtained by multiplying the power output peaking of the bundles by a Bessel function value of order 0 with a value obtained by normalizing the core radial distance by the core radius length as a variable is added for each bundle. Is calculated as the above-mentioned factor of the stability type.

【００２８】請求項８の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、炉
心安定性（基本モード）に着目し、安定性タイプ上の因
子として、各バンドルの半径方向出力ピーキングに対し
て、炉心中心からの炉心半径方向距離を炉心半径長さで
規格化した値を変数とした次数０のベッセル関数値を乗
算したものを加算し、さらに全バンドル体数で除算した
結果を採用する。そして、その因子が予め定めた設定値
を超えた場合に、または安定性タイプ上の因子と核的因
子、熱水力的因子、外乱伝播速度上の因子から構成され
る関数式により算出された指標値が予め定めた設定値を
超えた場合に中央制御室に警報を出力する。The stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the eighth aspect of the present invention focuses on the core stability (basic mode) instead of the operation of the first aspect of the present invention, and considers factors on the stability type. As the radial output peaking of each bundle, a value obtained by multiplying a value obtained by normalizing the core radial direction distance from the core center by the core radius length as a variable and adding a product obtained by multiplying the Bessel function value of order 0, Use the result of dividing by the total number of bundles. Then, when the factor exceeds a predetermined set value, or by a function formula composed of a factor on the stability type and a nuclear factor, a thermohydraulic factor, a factor on a disturbance propagation velocity. When the index value exceeds a predetermined set value, an alarm is output to the central control room.

【００２９】請求項９の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置は、請求項１の発明において、前記安定性
タイプ上因子算出部は、領域安定性（周方向１次モー
ド）に関しては、各バンドルの半径方向出力ピーキング
に対して炉心半径方向距離を炉心半径長さで規格化した
値を変数とした次数１のベッセル関数値を乗算したもの
を各バンドルについて加算しさらに全バンドル体数で除
算した結果、または、各バンドルの半径方向出力ピーキ
ングに対して周方向一次モードピーキングの絶対値を乗
算したものを各バンドルについて加算しさらに各バンド
ル周方向一次モードピーキングの自乗の加算値で除算し
た結果を前記安定性タイプ上因子として算出することを
特徴とする。According to a ninth aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention, the stability type upper factor calculating unit may be configured to determine a region stability (circumferential primary mode). Is obtained by multiplying the radial output peaking of each bundle by a Bessel function value of order 1 with a value obtained by normalizing the core radial distance by the core radius length as a variable, and adding the total bundle body The result of dividing by the number, or the product of the radial output peaking of each bundle multiplied by the absolute value of the circumferential primary mode peaking, is added for each bundle, and the sum of the squares of each bundle circumferential primary mode peaking is added. The result of the division is calculated as a factor on the stability type.

【００３０】請求項９の発明に係る沸騰水型原子炉の安
定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、領
域安定性（周方向１次モード）に着目し、安定性タイプ
上の因子として、各バンドルの半径方向出力ピーキング
に対して、炉心半径方向距離を炉心半径長さで規格化し
た値を変数とした次数１のベッセル関数値を乗算したも
のを各バンドルについて加算し、さらに全バンドル体数
で除算した結果、または、各バンドルの半径方向出力ピ
ーキングに対して、周方向一次モードピーキングの絶対
値を乗算したものを各バンドルについて加算し、さらに
各バンドル周方向一次モードピーキングの自乗の加算値
で除算した結果を採用する。そして、その因子が予め定
めた設定値を超えた場合に、または安定性タイプ上の因
子と核的因子、熱水力的因子、外乱伝播速度上の因子か
ら構成される関数式により算出された指標値が予め定め
た設定値を超えた場合に中央制御室に警報を出力する。The stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the ninth aspect of the present invention focuses on the regional stability (primary mode in the circumferential direction) instead of the operation of the first aspect of the present invention, and uses a stability type. As a factor above, the product obtained by multiplying the radial output peaking of each bundle by the Bessel function value of order 1 with the variable obtained by normalizing the core radial distance by the core radius length as a variable is added for each bundle. , And the result of dividing by the total number of bundles, or the product of the radial output peaking of each bundle multiplied by the absolute value of the circumferential primary mode peaking is added for each bundle, and each bundle circumferential primary mode is added. The result of dividing by the sum of the squares of peaking is adopted. Then, when the factor exceeds a predetermined set value, or by a function formula composed of a factor on the stability type and a nuclear factor, a thermohydraulic factor, a factor on a disturbance propagation velocity. When the index value exceeds a predetermined set value, an alarm is output to the central control room.

【００３１】請求項１０の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置は、請求項１の発明において、前記核的
因子算出部、前記熱水力的因子算出部、あるいは前記安
定性タイプ上因子算出部は、炉心内バンドルについての
加算値を算出するときに、炉心安定性（基本モード）に
関しては、半径方向出力ピーキングの自乗が相対的に高
いバンドルのみについての合計値を算出し、さらに当該
バンドル体数で除算した結果をそれぞれ因子とすること
を特徴とする。According to a tenth aspect of the present invention, there is provided the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect, wherein the nuclear factor calculating unit, the thermo-hydraulic factor calculating unit, or the stability type. The upper factor calculation unit calculates the sum of the core stability (basic mode) when calculating the sum of the bundles in the core. Furthermore, the results obtained by dividing by the number of bundles are used as factors.

【００３２】請求項１０の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、
前記核的因子、熱水力的因子、あるいは、安定性タイプ
上因子を算出する際に、炉心内バンドルについての加算
値を算出するときに、全バンドルについての合計値の代
わりに、炉心安定性（基本モード）に関しては、半径方
向出力ピーキングの自乗が相対的に高いバンドルのみに
ついての合計値を算出することにより因子としての感度
を高め、それら高感度因子が予め定めた設定値を超えた
場合に、または高感度核的因子、高感度熱水力的因子、
高感度安定性タイプ因子、外乱伝播速度上の因子から構
成される関数式により算出された指標値が予め定めた設
定値を超えた場合に中央制御室に警報を出力する。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the tenth aspect of the present invention, instead of the operation of the first aspect,
When calculating the above-mentioned nuclear factor, thermo-hydraulic factor, or stability type factor, when calculating the added value for the core bundle, instead of the total value for all bundles, core stability is used. For (basic mode), the sensitivity as a factor is increased by calculating the sum of only the bundles having a relatively high square of the radial output peaking, and the high sensitivity factor exceeds a predetermined value. Or sensitive nuclear factor, sensitive thermo-hydraulic factor,
When the index value calculated by the function formula composed of the high sensitivity stability type factor and the factor on the disturbance propagation velocity exceeds a predetermined set value, an alarm is output to the central control room.

【００３３】請求項１１の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置は、請求項１の発明において、前記核的
因子算出部、前記熱水力的因子算出部、あるいは前記安
定性タイプ上因子算出部は、領域安定性（周方向１次モ
ード）に関しては、半径方向出力ピーキングの自乗、ま
たは、半径方向出力ピーキングと周方向１次モードピー
キングの積の絶対値、または、半径方向出力ピーキング
と周方向１次モードピーキングの絶対値及び軸方向出力
ピーキング最大値との積が相対的に高いバンドルのみに
ついての合計値を算出し、さらに当該バンドル体数で除
算した結果をそれぞれ因子とすることを特徴とする。[0033] According to an eleventh aspect of the present invention, there is provided the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention, wherein the nuclear factor calculating unit, the thermo-hydraulic factor calculating unit, or the stability type. The upper factor calculating unit calculates the absolute value of the square of the radial output peaking or the product of the radial output peaking and the circumferential primary mode peak or the radial output with respect to the region stability (circumferential primary mode). Calculate the total value of only the bundles having a relatively high product of the peaking, the absolute value of the circumferential first-order mode peaking, and the maximum value of the axial output peaking, and use the results obtained by dividing by the number of bundles as factors. It is characterized by the following.

【００３４】請求項１１の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、
核的因子、熱水力因子、あるいは安定性タイプ上の因子
を算出する際に、炉心内バンドルについての加算値を算
出するときに、全バンドルについての合計値の代わり
に、領域安定性（周方向１次モード）に関しては、半径
方向出力ピーキングの自乗、または半径方向出力ピーキ
ングと周方向１次モードピーキングの積の絶対値、また
は半径方向出力ピーキングと周方向１次モードピーキン
グ及び軸方向出力ピーキング最大値の積の絶対値が相対
的に高いバンドルのみについての合計値を算出すること
により因子としての感度を高め、それら高感度因子が予
め定めた設定値を超えた場合に、または高感度核的因子
と高感度安定性タイプ因子、高感度熱水力的因子、外乱
伝播速度上の因子から構成される関数式により算出され
た指標値が予め定めた設定値を超えた場合に中央制御室
に警報を出力する。In the stability monitoring device for a boiling water reactor according to the eleventh aspect of the present invention, instead of the operation of the first aspect,
When calculating the nuclear factor, the thermal hydraulic factor, or the factor on the stability type, when calculating the added value for the core bundle, instead of the total value for all bundles, the regional stability (perimeter) Directional primary mode), the square of the radial output peaking, or the absolute value of the product of the radial output peaking and the circumferential primary mode peaking, or the radial output peaking, the circumferential primary mode peaking and the axial output peaking The sensitivity as a factor is increased by calculating the total value of only the bundles having a relatively high absolute value of the maximum value, and when the high-sensitivity factors exceed a predetermined set value, or when the high-sensitivity The index value calculated by the function formula composed of the dynamic factor, the high-sensitivity stability type factor, the high-sensitivity thermo-hydraulic factor, and the factor on the disturbance propagation velocity is predetermined. And outputs an alarm to the central control room if it exceeds the set value.

【００３５】請求項１２の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置は、前記熱水力的因子算出部は、請求項
１または請求項４または請求項５または請求項６の発明
において、チャンネル内二相流部圧損の全圧損に対する
割合を加味した熱水力的因子を算出することを特徴とす
る。According to a twelfth aspect of the present invention, in the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor, the thermohydraulic factor calculating section may be arranged so that: And calculating the thermo-hydraulic factor in consideration of the ratio of the pressure loss of the two-phase flow portion in the channel to the total pressure loss.

【００３６】請求項１２の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置では、請求項１または請求項４または請
求項５または請求項６の発明の作用に代えて、熱水力的
因子として、チャンネル内二相流部長さの他に、チャン
ネル内二相流部圧損 の全圧損に対する割合を採用する
ことにより因子としての感度を高め、その高感度熱水力
因子が予め定めた設定値を超えた場合に、または高感度
熱水力的因子と核的因子、外乱伝播速度上、安定性タイ
プ上因子から構成される関数式により算出された指標値
が予め定めた設定値を超えた場合に中央制御室に警報を
出力する。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the twelfth aspect of the present invention, instead of the operation of the first, fourth, fifth or sixth aspect of the invention, a thermo-hydraulic factor is used. In addition to the length of the two-phase flow part in the channel, the sensitivity as a factor is increased by adopting the ratio of the two-phase flow part pressure loss in the channel to the total pressure loss. Or the index value calculated by the function formula composed of the high-sensitivity thermo-hydraulic factor and the nuclear factor, the disturbance propagation velocity, and the stability type factor exceeds the preset value. In such a case, an alarm is output to the main control room.

【００３７】請求項１３の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置は、請求項１の発明において、前記指標
演算部は、前記安定性監視指標値の基本型の各項に適用
される係数あるいは指数を、炉心サイクル燃焼度、炉心
制御棒密度またはボイド反応度係数に依存して変化させ
ることを特徴とする。According to a thirteenth aspect of the present invention, in the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect, the index calculation unit is applied to each term of a basic type of the stability monitoring index value. The characteristic coefficient or index is changed depending on the core cycle burnup, the core control rod density, or the void reactivity coefficient.

【００３８】請求項１３の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、
安定性監視指標の基本型を構成する各項に対して、係数
あるいは指数を、炉心サイクル燃焼度、炉心制御棒密度
またはボイド反応度係数に依存して変化させた式を安定
性監視に用いることにより、炉心の反応度フィードバッ
ク効果の影響を取込む際の精度向上を図る。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the thirteenth aspect of the present invention, instead of the operation of the first aspect,
For each term constituting the basic type of stability monitoring index, use an equation in which the coefficient or index is changed depending on the core cycle burnup, core control rod density or void reactivity coefficient for stability monitoring. As a result, the accuracy in incorporating the influence of the reactivity feedback effect of the core is improved.

【００３９】請求項１４の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置は、請求項１の発明において、前記指標
演算部は、前記安定性監視指標値の基本型の各項に適用
される係数あるいは指数を、燃料棒外径または燃料ギャ
ップコンダクタンスに依存して変化させることを特徴と
する。According to a fourteenth aspect of the present invention, in the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the first aspect, the index calculation unit is applied to each term of a basic type of the stability monitoring index value. The coefficient or index is changed depending on the fuel rod outer diameter or fuel gap conductance.

【００４０】請求項１４の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、
安定性監視指標の基本型を構成する各項に対して、係数
あるいは指数を、燃料棒外径、燃料ギャップコンダクタ
ンスに依存して変化させた式を安定性監視に用いること
により、燃料−冷却材間熱伝達の影響を取込む際の精度
向上を図る。In the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to the fourteenth aspect of the present invention, instead of the operation of the first aspect,
For each term constituting the basic form of the stability monitoring index, the coefficient or index is changed for the stability of fuel rods and fuel gap conductance. Improve accuracy when taking in the effects of heat transfer between

【００４１】請求項１５の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置は、請求項１の発明において、安定性解
析プログラムまたは炉心ノイズ解析機能を有し減幅比お
よび減衰係数等の安定性を表わすパラメータを算出する
減衰比算出部を設け、前記減衰比算出部からの安定性を
表すパラメータと前記指標演算部により算出される前記
安定性監視指標値とを論理回路を介して原子炉出力制御
指令として出力することを特徴とする。According to a fifteenth aspect of the present invention, the boiling water reactor stability monitoring apparatus according to the first aspect of the present invention has a stability analysis program or a core noise analysis function and is capable of stabilizing the attenuation ratio and the attenuation coefficient. A damping ratio calculating unit for calculating a parameter indicating the stability, and a parameter indicating stability from the damping ratio calculating unit and the stability monitoring index value calculated by the index calculating unit are connected to the reactor via a logic circuit. It is output as an output control command.

【００４２】請求項１５の発明に係る沸騰水型原子炉の
安定性監視装置では、請求項１の発明の作用に代えて、
前記安定性監視因子または指標値と、安定性解析プログ
ラムまたは炉心ノイズ解析機能を有する減衰比算出部か
ら算出される減幅比、減衰係数等の安定性を表わすパラ
メータとを用いて、ＡＮＤ回路またはＯＲ回路等の論理
回路を介して原子炉を安定化させるような原子炉出力制
御指令を出力する。According to a fifteenth aspect of the present invention, in the stability monitoring apparatus for a boiling water reactor, instead of the operation of the first aspect,
An AND circuit or an index value using the stability monitoring factor or the index value and a parameter representing stability such as a attenuation ratio and a damping coefficient calculated from a stability analysis program or a damping ratio calculation unit having a core noise analysis function. A reactor output control command for stabilizing the reactor is output via a logic circuit such as an OR circuit.

【００４３】[0043]

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を説明
する。図１は本発明の第１の実施の形態に係る安定性監
視装置を示すブロック構成図である。Embodiments of the present invention will be described below. FIG. 1 is a block diagram showing a stability monitoring apparatus according to the first embodiment of the present invention.

【００４４】プロセス計算機１０は、ＬＰＲＭ信号、原
子炉圧力Ｐ、炉心入口流量Ｗ、給水温度Ｔ_FWを入力し、
炉心内の複数個の燃料集合体１の炉心中心からの半径方
向距離情報ｒ_iを変数として半径方向出力ピーキングΨ_i
と当該バンドルの有効燃料長で規格化された軸方向位置
ｚを変数として軸方向出力ピーキングΦ_i、原子炉熱出
力Ｑ、チャンネル入口流量Ｗ_i、炉心入口エンタルピＨ
を算出する。The process computer 10 inputs the LPRM signal, the reactor pressure P, the core inlet flow rate W, and the feedwater temperature _TFW ,
Radial output peaking Ψ _{i using} radial distance information r _i of the plurality of fuel assemblies 1 in the core from the core center as a variable
And the axial position z standardized by the effective fuel length of the bundle as a variable, the axial output peaking Φ _i , reactor heat output Q, channel inlet flow rate W _i , core inlet enthalpy H
Is calculated.

【００４５】安定性監視装置２０は、半径方向出力ピー
キングΨ_i、軸方向出力ピーキングΦ_i、原子炉熱出力
Ｑ、炉心入口流量Ｗ、チャンネル入口流量Ｗ_i、炉心入
口エンタルピＨを入力信号とし、因子算出部２１で各因
子を演算し、指標算出部２２では因子演算部２１で演算
された各因子に基づいて安定性指標を演算する。そし
て、判定部２３では安定性指標が予め定めた設定値を超
えるか否かを判定し、設定値を超える場合には警報を発
生するようになっている。また、表示部２４には判定部
２３の判定結果や指標算出部２２で算出された安定性指
標を表示するようになっている。The stability monitor 20 receives the radial output peaking Ψ _i , the axial output peaking Φ _i , the reactor heat output Q, the core inlet flow rate W, the channel inlet flow rate W _i , and the core inlet enthalpy H as input signals. The factor calculation unit 21 calculates each factor, and the index calculation unit 22 calculates a stability index based on each factor calculated by the factor calculation unit 21. Then, the determination unit 23 determines whether or not the stability index exceeds a predetermined set value, and if the stability index exceeds the set value, an alarm is generated. The display unit 24 displays the determination result of the determination unit 23 and the stability index calculated by the index calculation unit 22.

【００４６】さらに、因子算出部２１は、核的因子算出
部２１ａで核的因子Ｎを算出し、熱水力的因子算出部２
１ｂで熱水力的因子Ｔを算出し、外乱伝播速度因子算出
部２１ｃで外乱伝播速度因子Ｖを演算し、安定性タイプ
上因子算出部２１ｄで安定性タイプ上因子Ｓを算出す
る。また、指標算出部２２では、安定性指標算出部２２
ａ〜２２ｃにて、因子算出部２１で算出された各因子
Ｎ、Ｔ、Ｖ、Ｓのすべて、あるいは一部分からなる関係
式を基本型として複数個の安定性指標Ｉ1〜Ｉnを算出し
表示部２４に表示する。Further, the factor calculating section 21 calculates the nuclear factor N in the nuclear factor calculating section 21a, and calculates the thermo-hydraulic factor calculating section 2a.
1b, the thermo-hydraulic factor T is calculated, the disturbance propagation speed factor calculation unit 21c calculates the disturbance propagation speed factor V, and the stability type upper factor calculation unit 21d calculates the stability type upper factor S. In addition, in the index calculation unit 22, the stability index calculation unit 22
In a to 22c, a plurality of stability indices I1 to In are calculated on the basis of a relational expression composed of all or a part of each of the factors N, T, V, and S calculated by the factor calculation unit 21 and displayed. 24.

【００４７】そして、判定部２３にて安定性指標Ｉ1〜
Ｉnが予め定めた設定値を一つでも超えた場合に、ある
いは複数個超えたかを判定して条件が成立したときに
は、表示部２４に表示するのと同時に中央制御室に警報
を発生する構成となっている。The stability index I 1-
When In exceeds at least one of the predetermined set values, or when a plurality of values exceed a predetermined set value and the condition is satisfied, an alarm is generated in the central control room simultaneously with displaying on the display unit 24. Has become.

【００４８】核的因子算出部２１ａは、第１の例として
プロセス計算機１０からの出力信号Ψ_iを用いて下記
（１）式のようにＮ値（ここではＮ1値とする）を求め
る。As a first example, the nuclear factor calculating section 21a uses the output signal Ψ _i from the process computer 10 to calculate an N value (here, N1 value) as in the following equation (1).

【００４９】[0049]

【数１】 (Equation 1)

【００５０】ここで、ｎは全燃料集合体数、ｉは１〜ｎ
までの核燃料集合体番号を示す。Here, n is the number of all fuel assemblies, and i is 1 to n
Nuclear fuel assembly numbers up to are shown.

【００５１】上記（１）式より求めたＮ1値は、炉心の
核フィードバック量が大きいと相対的に大きくなるた
め、これにより中性子振動が発生しやすさを判別でき
る。なお、Ｎ1値は、公知文献「“TRACG TRANSIENT ANA
LYSIS CODE - THREE-DIMENSIONALKINETICS MODEL IMPLE
MENTATION AND APPLICABILITY FOR SPACE-DEPENDENT AN
ALYSIS Nuclear Technology” vol.105 pp162 - 183 Fe
b. 1994」の式（４０）で示されたＲvalueと同等である
が、本発明ではＮ1値単独で安定性指標として用いられ
る他、後述するように他の因子との組合せで用いること
で、より的確な安定性指標となるよう工夫がなされてい
る。The N1 value obtained from the above equation (1) becomes relatively large when the amount of nuclear feedback of the reactor core is large, so that it is possible to determine the possibility of neutron oscillation. Note that the N1 value is calculated based on the known document “TRACG TRANSIENT ANA
LYSIS CODE-THREE-DIMENSIONALKINETICS MODEL IMPLE
MENTATION AND APPLICABILITY FOR SPACE-DEPENDENT AN
ALYSIS Nuclear Technology ”vol.105 pp162-183 Fe
b. 1994 ”, which is equivalent to the Rvalue shown in equation (40), but in the present invention, in addition to using the N1 value alone as a stability index, by using it in combination with other factors as described below, It has been devised to provide a more accurate stability index.

【００５２】次に、熱水力的因子算出部２１ｂは、第１
の例としてプロセス計算機１０からの出力信号である半
径方向出力ピーキングΨ_i、軸方向出力ピーキングΦ_i、
チャンネル入口流量Ｗ_i、炉心入口エンタルピＨと他の
既定値よりλ_iを求める。Next, the thermo-hydraulic factor calculating section 21b calculates the first
As examples of the output signals from the process computer 10, the radial output peaking 軸_i , the axial output peaking Φ _i ,
Λ _i is obtained from the channel inlet flow rate W _i , the core inlet enthalpy H, and other predetermined values.

【００５３】[0053]

【数２】 (Equation 2)

【００５４】熱水力的因子Ｔ（ここではＴ10値とする）
は、有効燃料長Ｌ_AFと上記λ_iの差をＬ_2Фi（＝Ｌ_AF−
λ_i）とし、Ｌ_2ФiをＬ_AFで除算した結果中から最大値
を選定しＴ10とする。Thermohydraulic factor T (here, T10 value)
_Calculates the difference between the effective fuel length L _AF and the above λ _i as L _2Фi (= L _AF −
λ _i ), and the maximum value is selected from the result of dividing L 2 _Фi by L _AF and set as T10.

【００５５】[0055]

【数３】 (Equation 3)

【００５６】ここで、Ａ：チャンネル流路面積、Ｈ_f：
圧力Ｐでの飽和エンタルピ、である。Here, A: channel flow area, H _f :
Saturation enthalpy at pressure P.

【００５７】上記（３）式より求めたＴ10値は、チャネ
ル内冷却材が入口部で大きなエネルギを持つときに大き
くなるため、これにより、チャンネル入口流量Ｗ_iの振
動（チャンネル不安定性）が発生しやすいかを判別でき
る。なお、λ_iは「特願平９−２０２５９４号」の式
（３）中のλと同等である。[0057] The above (3) T10 values determined from the equation, since the channel coolant increases when having a large energy at the inlet portion, whereby the vibration of the channel inlet flowrate W _i (channel instability) occurs It can be determined whether it is easy to do. Note that λ _i is equivalent to λ in the expression (3) of “Japanese Patent Application No. 9-202594”.

【００５８】次に、外乱伝播速度因子算出部２２ｃは、
第１の例としてプロセス計算機１０からの出力信号であ
る炉心入口流量ＷよりＶ値（ここではＶ1値とする）を
求める。Next, the disturbance propagation velocity factor calculation unit 22c calculates
As a first example, a V value (here, V1 value) is obtained from a core inlet flow rate W which is an output signal from the process computer 10.

【００５９】[0059]

【数４】 (Equation 4)

【００６０】上記（４）式より求めたＶ1値は、炉心に
加えられた外乱が炉心から出て、再度炉心入口部に帰っ
てくるまでの時間と関係が深く、炉心の共振周波数との
関係より、一般にＶ1が小さいときほど中性子束振動が
起きやすいことが分かっているため、安定性の判別に利
用できる。The V1 value obtained from the above equation (4) is closely related to the time required for the disturbance applied to the core to come out of the core and return to the core inlet, and to the resonance frequency of the core. From this, it is known that neutron flux oscillation generally occurs more easily when V1 is smaller, so that it can be used for determining stability.

【００６１】最後に、安定性タイプ上因子算出部２２ｄ
は、第１の例としてプロセス計算機１０からの出力信号
である半径方向出力ピーキングΨ_i、半径方向距離情報
ｒ_iによりＳ値（ここではＳ1値とする）を求める。Finally, the stability type upper factor calculator 22d
The radial power peaking [psi _i, which is an output signal from the process computer 10 as a first example, S value by the radial distance information r _i (in this case to as S1 value) is obtained.

【００６２】[0062]

【数５】 (Equation 5)

【００６３】上記（５）式より求めたＳ1値は、炉心外
周部に近い領域で出力が高いときほど大きくなり、周方
向１次モードの固有値が１に近づくため、中性子束振動
の中でも領域振動が起きやすいことを示していると考え
られることから、安定性タイプの判別に利用できる。な
お、Ｓ1値は、上述の公知文献中の式（４２）で与えら
れたＲＬvalue、及び「特願平９−２０２５９４号」の
式（１）のＲＬ値と同等であるが、Ｓ1は単独で安定性
指標として用いられる他、後述するように他の因子との
組合せで用いることで、より的確な安定性指標となるよ
う工夫がなされている。The S1 value obtained from the above equation (5) increases as the output increases in a region near the outer periphery of the core, and the eigenvalue of the circumferential first-order mode approaches 1, so that the region vibration among the neutron flux vibrations also increases. Can be used to determine the stability type because it is considered to indicate that susceptibility is likely to occur. The S1 value is equivalent to the RL value given by the formula (42) in the above-mentioned known document and the RL value of the formula (1) of "Japanese Patent Application No. 9-202594". In addition to being used as a stability index, it has been devised to provide a more accurate stability index by using it in combination with other factors as described later.

【００６４】安定性指標算出部２２は、上記、Ｎ1、Ｔ1
0、Ｖ1、及びＳ1値により関数を構成する。第１の例と
しては、 Ｉ1＝（Ｎ1×Ｔ10×Ｓ1）／Ｖ1 （６） 他の例としては、 Ｉ2＝ａ（Ｎ1＋ｂ）^f（Ｔ10＋ｃ）^g（Ｖ1＋ｄ）^h（Ｓ1＋ｅ）ⁱ （７） ここで、ａ、ｂ、ｃ、ｄ、ｅ、ｆ、ｇ、ｈ、ｉは定数で
ある。The stability index calculating section 22 calculates N1, T1
The function is composed of 0, V1, and S1 values. As a first example, I1 = (N1 * T10 * S1) / V1 (6) As another example, I2 = a (N1 + b) ^f (T10 + c) ^g (V1 + d) ^h (S1 + e) ⁱ (7) Where a, b, c, d, e, f, g, h, and i are constants.

【００６５】また、もうひとつの例としては、Ｓ1＞
α、かつ、Ｔ10＞β、かつＶ1＜γのとき、 Ｉｎ＝Ｎ１ （８） ここで、α，β，γは定数である。また、変数Ｎ1、Ｔ1
0、Ｖ1、Ｓ1の組合せによる他の関数も考えられる。As another example, S1>
When α, T10> β, and V1 <γ, In = N1 (8) where α, β, and γ are constants. Also, variables N1, T1
Other functions based on a combination of 0, V1, and S1 are also conceivable.

【００６６】判定部２３にて安定性指標Ｉ1、Ｉ2〜Ｉn
のいずれかが、それぞれに対して設定されている値を超
えたときに、中央制御室に警報を発生する。さらに、各
因子Ｎ、Ｔ、Ｖ、Ｓ及び安定性指標Ｉ1、Ｉ2〜Ｉnにつ
いて、デジタル値の他、発振への近さを色、色調、色の
明るさ、色の強さで識別して表示装置２４に画面表示す
る。The stability index I1, I2 to In is determined by the judgment section 23.
Alerts the central control room when any one of them exceeds the value set for each. Further, for each of the factors N, T, V, S and the stability indices I1, I2 to In, the proximity to oscillation is identified by color, color tone, color brightness, and color intensity in addition to the digital value. The screen is displayed on the display device 24.

【００６７】前述した各因子Ｎ、Ｔ、Ｖ、Ｓの評価方法
には、他の例もある。核的因子の第２の計算方法として
は、炉心安定性（基本モード）に着目する場合には、半
径方向出力ピーキングΨ_iの自乗に対して軸方向出力ピ
ーキングΦ_ijの自乗の加算平均値を乗算した値を各バン
ドルについて加算し、さらに全バンドル体数ｎで除算し
た結果をＮ21として採用している。There are other examples of the method for evaluating the factors N, T, V, and S described above. As a second calculation method of the nuclear factor, when focusing on core stability (fundamental mode), the average value of the square of the axial output peaking Φ _ij with respect to the square of the radial output peaking Ψ _i is calculated. The multiplied value is added for each bundle, and the result of dividing by the total number of bundles n is adopted as N21.

【００６８】[0068]

【数６】 (Equation 6)

【００６９】ここで、ｊ、nodeは、それぞれ炉心軸方向
ノード位置、および、全ノード数を表わし、２以上の任
意の整数である。Here, j and node represent the core axial direction node position and the total number of nodes, respectively, and are arbitrary integers of 2 or more.

【００７０】また、核的因子の第３の計算方法として
は、領域安定性（周方向１次モード）に着目する場合に
は、半径方向出力ピーキングΨ_iと炉心軸方向出力ピー
キング最大値Φ_ij,maxとの積を各バンドルについて加算
したものを全バンドル体数ｎで除算した結果、または、
半径方向出力ピーキングΨ_iと周方向１次モード出力ピ
ーキングの絶対値との積を各バンドルについて加算した
ものを全バンドル体数ｎで除算した結果、または、半径
方向出力ピーキングΨ_iと周方向１次モード出力ピーキ
ングの絶対値及び軸方向出力ピーキング最大値Φ_ij,max
との積を各バンドルについて加算したものを全バンドル
体数ｎで除算した結果、または、半径方向出力ピーキン
グΨ_iと周方向１次モード出力ピーキングの絶対値との
積に対して軸方向出力ピーキングΦ_ijの自乗の加算平均
値を乗算した値を各バンドルについて加算したものを、
さらに全バンドル体数ｎで除算した結果を採用した結果
をそれぞれＮ321、Ｎ322、Ｎ323、Ｎ324として採用して
いる。As a third calculation method of the nuclear factor, when focusing on the regional stability (first-order mode in the circumferential direction), the radial output peaking Ψ _i and the core axial direction output peaking maximum value Φ _{ij , max} and the result of dividing the sum of the products for each bundle by the total bundle number n, or
The result of dividing the product of the radial output peaking Ψ _i and the absolute value of the circumferential primary mode output peaking for each bundle by the total number of bundles n, or the radial output peaking と_i and the circumferential direction 1 Absolute value of next mode output peaking and maximum value of axial output peaking Φ _{ij, max}
And the product of the radial output peaking Ψ _i and the absolute value of the circumferential first order mode output peaking, or the axial output peaking for the result of dividing the sum of the product for each bundle by the total number of bundles n The value obtained by multiplying the averaging value of the square of Φ _ij by each bundle is given by
Further, the results obtained by dividing the total number of bundles by n are adopted as N321, N322, N323 and N324, respectively.

【００７１】[0071]

【数７】 (Equation 7)

【００７２】これにより、核フィードバックの効果をよ
り詳細に取り扱うことができる。As a result, the effect of the nuclear feedback can be handled in more detail.

【００７３】次に、熱水力因子の第２の計算方法として
は、有効燃料長Ｌ_AFからサブクール沸騰開始点高さβ_i
を差引いた長さＬ'_2Фiを有効燃料長で除算した結果の
中から最大値をＴ20として採用している。Next, as a second calculation method of the thermal hydraulic power factor, the subcool boiling start point height β _i is calculated from the effective fuel length L _AF.
The maximum value is adopted as T20 from the result obtained by dividing the length L ′ _2Фi obtained by subtracting the _above by the effective fuel length.

【００７４】[0074]

【数８】 (Equation 8)

【００７５】サブクール沸騰開始点高さβ_iを算出する
上での代表的な相関式としては、「特願平９−２０２５
９４号」に記載されているように、Ｌｅｖｙによる相関
式とＳａｈａ−Ｚｕｂｅｒによる相関式が知られてい
る。A typical correlation equation for calculating the subcool boiling start point height β _i is described in Japanese Patent Application No. 9-2025.
No. 94, a Levy correlation equation and a Saha-Zuber correlation equation are known.

【００７６】また、チャンネル内二相流部長さＬ_2Фiの
有効燃料長Ｌ_AFに対する割合の他に、チャンネル内二相
流部圧損Ｐ_2Фiの全圧損Ｐ_Tに対する割合を熱水力的な
因子として採用する例もある。チャンネル内二相流部圧
損、及び全圧損は飽和沸騰開始点の算出方法で必要であ
った変数（ＬＰＲＭ信号、プロセス量の計測値、ヒート
バランス計算データ）を入力とし、所定のモデルを計算
機言語で記述したものを安定性監視装置２０に内蔵させ
ることにより算出することが可能である。この場合の関
数の例としては、下記（１５）式のものがある。[0076] In addition to the percentage of effective fuel length L _AF of the two phase flow director is L _2Fi the channel, the percentage of the total pressure loss P _T of the two-phase flow portion pressure loss P _2Fi the channel as a thermal hydraulically factor There are also examples of adoption. The pressure loss and the total pressure loss in the two-phase flow in the channel are obtained by inputting variables (LPRM signal, measured value of process amount, heat balance calculation data) required in the method of calculating the saturation boiling start point, and a predetermined model is used in a computer language. It can be calculated by incorporating what is described in the above into the stability monitoring device 20. An example of the function in this case is given by the following equation (15).

【００７７】[0077]

【数９】 (Equation 9)

【００７８】さらに、熱水力的因子の第４の計算方法
は、特に炉心安定性（基本モード）に着目する場合に、
各バンドルについて算出した値を全バンドル数ｎについ
て加算し、さらに全バンドル体数で除算した結果を用い
るものである。Further, the fourth method of calculating the thermo-hydraulic factor is particularly useful when focusing on core stability (fundamental mode).
The value calculated for each bundle is added to the total number of bundles n, and the result obtained by dividing by the total number of bundles is used.

【００７９】[0079]

【数１０】 (Equation 10)

【００８０】熱水力的因子の第５の計算方法は、特に領
域安定性（周方向１次モード）に着目する場合に、炉心
周辺領域の各バンドルについて算出した値を当該バンド
ル体数ｍについて加算し、さらに当該バンドル体数で除
算した結果を用いるものである。In the fifth calculation method of the thermo-hydraulic factor, a value calculated for each bundle in the core peripheral region is calculated with respect to the number m of bundles, particularly when attention is paid to region stability (first circumferential mode). The result of adding and further dividing by the number of bundles is used.

【００８１】[0081]

【数１１】 [Equation 11]

【００８２】なお、周辺領域の選定の例は、特願平９−
２０２５９４号に記載並びに図６として示されている。An example of the selection of the peripheral area is described in Japanese Patent Application No.
No. 202,594 and shown in FIG.

【００８３】同様にして、外乱伝播速度因子の第２の計
算方法としては、冷却材再循環ポンプ速度Ωの定格速度
Ω_ratedに対する割合Ｖ2として採用している。Similarly, as a second method of calculating the disturbance propagation speed factor, the ratio V2 of the coolant recirculation pump speed Ω to the rated speed Ω _rated is adopted.

【００８４】[0084]

【数１２】 (Equation 12)

【００８５】安定性タイプ上因子の第２の計算方法とし
ては、炉心安定性（基本モード）に関しては、各バンド
ルの半径方向出力ピーキングΨ_iに対して、炉心半径方
向距離を炉心半径長さで規格化した値を変数とした次数
０のベッセル関数値Ｊ0(l_i)を乗算したものを各バンド
ルｉについて加算し、さらに全バンドル体数ｎで除算し
た結果をＳ21として採用している。As a second method of calculating the stability type upper factor, regarding the core stability (basic mode), for the radial output peaking Ψ _{i of} each bundle, the core radial distance is expressed by the core radius length. The result obtained by multiplying a value obtained by multiplying the Bessel function value J0 (l _i ) of order 0 with the normalized value as a variable is added for each bundle i and further divided by the total bundle number n is adopted as S21.

【００８６】[0086]

【数１３】 (Equation 13)

【００８７】また、安定性タイプ上因子の第３の計算方
法としては、領域安定性（周方向１次モード）に関して
は、各バンドルの半径方向出力ピーキングΨ_iに対し
て、炉心半径方向距離を炉心半径長さで規格化した値を
変数とした次数１のベッセル関数値Ｊ1(l_i)を乗算した
ものを各バンドルについて加算し、さらに全バンドル体
数ｎで除算した結果Ｓ321、または、各バンドルの半径
方向出力ピーキングΨ_iに対して、周方向一次モード・
ピーキングψ_iの絶対値を乗算したものを各バンドルに
ついて加算し、さらに各バンドル周方向一次モード・ピ
ーキングψ_iの自乗の加算値で除算した結果をＳ322とし
て採用している。As a third method of calculating the stability type upper factor, regarding the regional stability (circumferential first-order mode), the core radial distance with respect to the radial output peaking Ψ _{i of} each bundle is set as follows. The product obtained by multiplying the value obtained by multiplying the Bessel function value J1 (l _i ) of order 1 with the value normalized by the core radius length as a variable is added for each bundle, and further divided by the total number n of bundles. For the radial output peaking of the bundle Ψ _i , the circumferential primary mode
The result obtained by multiplying the absolute value of the peaking ψ _i by each bundle and further dividing the sum by the squared value of each bundle circumferential primary mode peaking ψ _i is adopted as S322.

【００８８】[0088]

【数１４】 [Equation 14]

【００８９】ここで、Ｓ322は「特願平９−２０２５９
４号」中の式（２）で与えられたＲ1値と同等である
が、本発明ではＳ322単独で、あるいは、他の因子と組
合わせることにより安定性指標を作成するため、指標と
しての的確さが向上している。また、ベッセル関数（第
１種円筒関数）は、多くの理工学分野で利用されてお
り、その数値表が公知文献に掲載されている（例えば、
公知文献「“Introduction to Nuclear Engineering”2
nd Edition J.R.Lamarsh TABLE V.1」）。Here, S322 is described in “Japanese Patent Application No. 9-20259.
No. 4), it is equivalent to the R1 value given by equation (2), but in the present invention, a stability index is prepared by using S322 alone or in combination with other factors. Has improved. In addition, the Bessel function (first type cylindrical function) is used in many fields of science and engineering, and its numerical table is published in known literature (for example,
Well-known document "" Introduction to Nuclear Engineering "2
nd Edition JRLamarsh TABLE V.1 ").

【００９０】なお、核的因子Ｎ、または、熱水力的因子
Ｔ、または、安定性タイプ上因子Ｓを算出する際の炉心
全体での加算及び除算計算には、２通りの方法がある。There are two methods for adding and dividing the whole core when calculating the nuclear factor N, the thermo-hydraulic factor T, or the stability type factor S.

【００９１】第１の方法は、上述したように炉心全バン
ドルについて加算したものを全バンドル体数ｎで除算す
る方法である。The first method is a method of dividing the sum of all the core bundles by the total bundle number n as described above.

【００９２】第２の方法は、炉心安定性に着目する場合
には、炉心全体から径方向出力ピーキングの自乗が1.0
よりも大きなバンドルについてのみ加算操作を行い、当
該バンドル数ｎ’で除算する方法である。例えば、第２
の方法を用いるとＮ1、Ｔ41、Ｓ1はそれぞれ、Ｎ1’、
Ｔ41’、Ｓ1’となる。In the second method, when focusing on core stability, the square of the radial power peaking from the entire core is 1.0.
This is a method in which the addition operation is performed only on a bundle larger than the bundle and the division is performed by the number of bundles n ′. For example, the second
By using the method, N1, T41 and S1 are N1 ',
T41 'and S1'.

【００９３】[0093]

【数１５】 (Equation 15)

【００９４】同様にして、領域安定性に着目する場合に
は、半径方向出力ピーキングΨ_iの自乗が1.0以上、また
は半径方向出力ピーキングΨ_iと周方向１次モードピー
キングψ_iの積の絶対値が1.5以上、または半径方向出力
ピーキングΨ_iと周方向１次モードピーキングψ_i及び軸
方向出力ピーキング最大値Φ_ij,maxとの積の絶対値が2.
0以上のバンドルについてのみ加算操作を行い、当該バ
ンドル数ｍ’で除算する方法である。例えば、第２の方
法を用いるとＮ324、Ｔ52、Ｓ321はそれぞれ、Ｎ32
4’、Ｔ52’、Ｓ321’となる。Similarly, when focusing on the region stability, the square of the radial output peaking Ψ _i is 1.0 or more, or the absolute value of the product of the radial output peaking Ψ _i and the circumferential primary mode peaking ψ _i Is greater than or equal to 1.5, or the absolute value of the product of the radial output peaking Ψ _i and the circumferential primary mode peaking ψ _i and the axial output peaking maximum value Φ _{ij, max} is 2.
This is a method in which an addition operation is performed only on 0 or more bundles, and division is performed by the bundle number m ′. For example, when the second method is used, N324, T52 and S321 become N32 respectively.
4 ', T52', and S321 '.

【００９５】[0095]

【数１６】 (Equation 16)

【００９６】これらの因子評価値を基にして、前述した
指標が計算され、表示装置に示されるのと同時に、設定
値との比較により中央制御室に警報が発生される。Based on these factor evaluation values, the above-mentioned index is calculated and displayed on the display device, and at the same time, an alarm is generated in the central control room by comparison with the set value.

【００９７】次に、本発明の第２の実施の形態を図２を
用いて説明する。この第２の実施の形態では、安定性監
視装置２０の指標算出部２２は、原子炉の運転状態を表
わすパラメータ（原子炉熱出力Ｑ、炉心入口流量Ｗ）を
入力している。そして、Ｑ≧Ｑ₀、及び、Ｗ≦Ｗ₀のとき
のみに安定性監視装置２０の機能が動作する他、安定性
指標Ｉ1〜Ｉnを構成する関数の係数や指数は、Ｑ≧
Ｑ₀、および、Ｗ≦Ｗ₀に対して最適化されている。Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the second embodiment, the index calculator 22 of the stability monitoring device 20 receives parameters (reactor heat output Q, core inlet flow rate W) representing the operating state of the reactor. Then, Q ≧ Q _0, and, in addition to the function of only the stability monitoring device 20 when W ≦ W ₀ is operated, the coefficient and exponent of the functions constituting the stability index I1~In is, Q ≧
Optimized for Q ₀ and W ≦ W ₀ .

【００９８】次に、本発明の第３の実施の形態を図３を
用いて説明する。この第３の実施の形態では、指標算出
部２２において、安定性指標を構成する関数の係数ある
いは指数を炉心サイクル燃焼度、炉心制御棒密度、ある
いはボイド反応度係数に依存して変化させる。沸騰水型
原子炉ＢＷＲでは、一般に 、負のボイド反応度係数に
よる核のフィードバック・ゲインは炉心サイクル燃焼度
が進むほど大きくなり、また、炉心制御棒密度が高くな
るほど大きくなることが分かっていることから、これら
の傾向を上記係数・指数に反映することにより、監視精
度を向上させることができる。Next, a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the third embodiment, the index calculating unit 22 changes a coefficient or an index of a function constituting a stability index depending on a core cycle burnup, a core control rod density, or a void reactivity coefficient. It has been found that in a boiling water reactor BWR, the feedback gain of the nucleus due to the negative void reactivity coefficient generally increases as the core cycle burnup advances, and as the core control rod density increases. Therefore, the monitoring accuracy can be improved by reflecting these trends in the above-mentioned coefficient / index.

【００９９】次に、本発明の第４の実施の形態を図４を
用いて説明する。この第４の実施の形態では、指標算出
部２２において、安定性指標を構成する関数の係数ある
いは指数を、燃料棒外径、燃料ギャップコンダクタンス
に依存して変化させる。燃料棒の熱伝達時定数は、燃料
棒外径が小さくなると短くなり、燃料ギャップコンダク
タンスが大きくなった場合でも短くなる。沸騰水型原子
炉ＢＷＲでは、一般に、核のフィードバック・ゲインは
燃料棒の熱伝達時定数が短くなるほど大きくなることが
分かっていることから、これらの傾向を上記係数・指数
に反映することにより、監視精度を向上させることがで
きる。Next, a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the fourth embodiment, the index calculation unit 22 changes the coefficient or index of a function constituting the stability index depending on the fuel rod outer diameter and the fuel gap conductance. The heat transfer time constant of the fuel rod becomes shorter as the outer diameter of the fuel rod becomes smaller, and becomes shorter even when the fuel gap conductance becomes larger. In the boiling water reactor BWR, it is generally known that the feedback gain of the nucleus increases as the heat transfer time constant of the fuel rods becomes shorter. Therefore, by reflecting these trends in the above-described coefficients and exponents, Monitoring accuracy can be improved.

【０１００】次に、本発明の第５の実施の形態を図５を
用いて説明する。安定性解析プログラム、または炉心ノ
イズ解析機能を有する減幅比算出部２５を設け、安定性
監視指標の基本型と、この減幅比算出部２５で算出され
る減幅比や減衰係数等の安定性を表わすパラメータとを
関連付けることにより、係数や指数の最適化を行う。安
定性解析プログラムについては、所定のモデルを計算機
言語で記述したものを組込むことにより実現される。ま
た、炉心ノイズ解析機能を有する減幅比算出部２５につ
いては、特願平９−３４７１２０号「原子炉出力監視装
置」を適用する方法がある。Next, a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. A stability analysis program or a width reduction ratio calculation unit 25 having a core noise analysis function is provided, and a basic type of stability monitoring index and stability of the width reduction ratio, attenuation coefficient, etc. calculated by the width reduction ratio calculation unit 25 are provided. The coefficients and exponents are optimized by associating the parameters with the parameters representing the characteristics. The stability analysis program is realized by incorporating a predetermined model described in a computer language. As for the width reduction ratio calculation unit 25 having the core noise analysis function, there is a method of applying Japanese Patent Application No. 9-347120 “Reactor power monitoring device”.

【０１０１】次に、本発明の第６の実施の形態を図６を
用いて説明する。この実施の形態では、図５に示した第
５の実施の形態に対し、論理回路としてＡＮＤ回路２６
を設けたものである。安定性監視装置により算出される
指標値と、減幅比算出部２５から算出される減幅比や減
衰係数等の安定性を表わすパラメータとを用いてＡＮＤ
回路２６（または、ＯＲ回路）等の論理回路を介して、
論理回路の条件が満足された場合には、中央制御室に警
報を発生する。また、原子炉出力制御指令を出力する。
すなわち、選択制御棒（ＳＲＩ）を動作させたり、また
は、制御棒引き抜き阻止、冷却材再循環ポンプ速度減阻
止信号を出力する。Next, a sixth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is different from the fifth embodiment shown in FIG. 5 in that an AND circuit 26 is used as a logic circuit.
Is provided. AND using an index value calculated by the stability monitoring device and parameters indicating stability such as a reduction ratio and an attenuation coefficient calculated by the reduction ratio calculator 25.
Via a logic circuit such as a circuit 26 (or an OR circuit),
If the condition of the logic circuit is satisfied, an alarm is issued to the central control room. It also outputs a reactor power control command.
That is, it operates the selected control rod (SRI) or outputs a control rod withdrawal prevention and coolant recirculation pump speed reduction prevention signal.

【０１０２】また、本発明の安定性監視装置２０をプラ
ント運転全般に適用することを目的として、例えば、特
開平１−１１９７９３号公報「原子炉運転制御方法」と
組合せることも可能である。これにより、特開平１−１
１９７９３号公報の「制御則Ｒ''」に本発明の安定性監
視装置による要因分析結果が追加されることになるの
で、原子炉が不安定となることをより確実に防止でき
る。Further, for the purpose of applying the stability monitoring apparatus 20 of the present invention to the whole plant operation, it is possible to combine it with, for example, Japanese Unexamined Patent Publication No. 1-119793 “Reactor operation control method”. Thereby, Japanese Patent Laid-Open No. 1-1
Since the result of the factor analysis by the stability monitoring device of the present invention is added to the “control law R ″” of 19793, it is possible to more reliably prevent the reactor from becoming unstable.

【０１０３】さらに、本発明の安定性監視装置による要
因分析機能を、プラント診断に適用することを目的とし
て、特開平７−２９４６９５号公報「プラント診断方法
および装置」、または、特開平８−２３４８３２号公報
「プラント診断方法および装置」、または、特開平１０
−２０２９５号公報「プラント診断装置」と組合せる方
法がある。これらによれば、安定性が悪化したときの過
渡変化の起点と伝播経路のより確実な絞り込み、あるい
は、安定性悪化徴候のより確実な検知が可能となる。Further, for the purpose of applying the factor analysis function of the stability monitoring apparatus of the present invention to plant diagnosis, Japanese Patent Application Laid-Open No. 7-294695, entitled "Plant Diagnosis Method and Apparatus", or Japanese Patent Application Laid-Open No. Hei 8-234832. Patent Publication “Plant Diagnosis Method and Apparatus”
There is a method of combining with Japanese Patent Publication No. -20295, “Plant diagnosis device”. According to these, the starting point of the transient change and the propagation path when the stability is deteriorated can be narrowed more reliably, or the stability deterioration sign can be more reliably detected.

【０１０４】[0104]

【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、原
子炉の計装系による信号、及びプロセス計算機による結
果を入力として用いて安定性に係る核的因子Ｎ、熱水力
的因子Ｔ、外乱伝播速度因子Ｖ、安定性タイプ上因子Ｓ
を算出し、それらを変数とする関数で記述される複数の
安定性指標Ｉ1〜Ｉnを計算することにより、多種類から
なる安定性の悪化要因を、断定的かつ定量的に知ること
ができる。また、炉心がどの程度発振に近いか否かを監
視できる。これにより、中性子束の炉心一体振動、領域
振動、高出力チャンネルの入口流量振動を防ぎ、炉心の
安定性を向上させることができる。As described above, according to the present invention, the nuclear factor N and the thermo-hydraulic factor relating to stability are obtained by using the signal from the instrumentation system of the reactor and the result from the process computer as inputs. T, disturbance velocity factor V, stability type upper factor S
Is calculated, and a plurality of stability indices I1 to In described by a function using the variables as variables are calculated, so that various types of deterioration factors of stability can be definitely and quantitatively known. Also, it is possible to monitor how close the core is to oscillation. As a result, it is possible to prevent the core integral vibration of the neutron flux, the regional vibration, and the flow rate vibration of the inlet of the high power channel, thereby improving the stability of the core.

【０１０５】また、本発明による安全性監視装置は、他
のプラント診断方法および装置との組合せが容易であ
り、その組合せにより監視・診断の信頼度を向上させる
ことができる。Further, the safety monitoring device according to the present invention can be easily combined with another plant diagnosis method and device, and the reliability of monitoring and diagnosis can be improved by the combination.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図１】本発明の第１の実施の形態を示す構成図。FIG. 1 is a configuration diagram showing a first embodiment of the present invention.

【図２】本発明の第２の実施の形態を示す構成図。FIG. 2 is a configuration diagram showing a second embodiment of the present invention.

【図３】本発明の第３の実施の形態を示す構成図。FIG. 3 is a configuration diagram showing a third embodiment of the present invention.

【図４】本発明の第４の実施の形態を示す構成図。FIG. 4 is a configuration diagram showing a fourth embodiment of the present invention.

【図５】本発明の第５の実施の形態を示す構成図。FIG. 5 is a configuration diagram showing a fifth embodiment of the present invention.

【図６】本発明の第６の実施の形態を示す構成図。FIG. 6 is a configuration diagram showing a sixth embodiment of the present invention.

【図７】沸騰水型原子炉の炉心の平面図。FIG. 7 is a plan view of a core of the boiling water reactor.

【図８】沸騰水型原子炉の炉心の断面図。FIG. 8 is a sectional view of a core of a boiling water reactor.

【図９】従来例における沸騰水型原子炉の監視制御装置
の構成図。FIG. 9 is a configuration diagram of a monitoring and control device for a boiling water reactor in a conventional example.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

１ 燃料集合体 ２ チャンネルボックス ３ ＬＰＲＭ ４ 炉心支持板 ５ 上部格子板 ６ シュラウド ７ 冷却材 ８ 燃料支持金具 ９ 制御処理装置 １０ プロセス計算機 ２０ 安定性監視装置 ２１ 因子算出部 ２２ 指標算出部 ２３ 判定部 ２４ 表示部 ２５ 減幅比算出部 ２６ ＡＮＤ回路 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Fuel assembly 2 Channel box 3 LPRM 4 Core support plate 5 Upper lattice plate 6 Shroud 7 Coolant 8 Fuel support fitting 9 Control processing device 10 Process computer 20 Stability monitoring device 21 Factor calculation unit 22 Index calculation unit 23 Judgment unit 24 Display unit 25 Reduction ratio calculation unit 26 AND circuit

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 大水 諭 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 山本 知己 神奈川県川崎市幸区堀川町66番２ 東芝エ ンジニアリング株式会社内 Ｆターム(参考） 2G075 AA03 BA05 CA04 DA09 EA07 FA02 FA19 FB07 FB09 FB10 FC03 GA18 GA24  ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuing on the front page (72) Inventor Satoshi Omizu 8 Shinsugita-cho, Isogo-ku, Yokohama-shi, Kanagawa Prefecture Inside the Toshiba Yokohama Works Co., Ltd. (72) Tomomi Yamamoto 66-2 Horikawa-cho, Sachi-ku, Kawasaki-shi, Kanagawa F-term in Toshiba Engineering Corporation (reference) 2G075 AA03 BA05 CA04 DA09 EA07 FA02 FA19 FB07 FB09 FB10 FC03 GA18 GA24

Claims (15)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項１】 沸騰水型原子炉の安定性を監視するため
の核的な因子Ｎとして各バンドルに対する炉心半径方向
出力ピーキングの自乗を加算したものを全バンドル体数
で除算した核的因子Ｎを演算する核的因子算出部と、全
バンドルについて燃料有効長から飽和沸騰開始点高さを
差引いた長さを有効燃料長で除算した結果の中での最大
値を熱水力的因子Ｔとして算出する熱水力的因子算出部
と、炉心入口流量の定格流量に対する割合を外乱伝播速
度因子Ｖとして算出する外乱伝播速度因子算出部と、各
バンドルの半径方向出力ピーキングの自乗に対して炉心
半径方向距離を乗算したものを加算しさらに各バンドル
の炉心半径方向距離の総和で除算して安定性タイプ上因
子Ｓを算出する安定性タイプ上因子算出部と、前記核的
因子Ｎ、前記熱水力的因子Ｔ、前記外乱伝播速度因子
Ｖ、前記安定性タイプ上因子Ｓのすべてあるいは一部分
からなる関係式を基本型として複数個の安定性監視指標
を算出する指標演算部と、前記安定性監視指標が予め定
めた設定値を一つでも超えた場合あるいは複数個超えた
場合に中央制御室に警報を出力する判定部とを備えたこ
とを特徴とした沸騰水型原子炉の安定性監視装置。1. A nuclear factor N for monitoring the stability of a boiling water reactor as a nuclear factor N obtained by adding the square of core radial power peaking for each bundle and dividing by the total number of bundles. And the maximum value in the result obtained by dividing the length obtained by subtracting the height of the saturation boiling start point from the active fuel length from the active fuel length for all bundles by the active fuel length is defined as the thermo-hydraulic factor T. A thermal-hydraulic factor calculating unit, a disturbance propagation speed factor calculating unit that calculates a ratio of a core inlet flow rate to a rated flow as a disturbance propagation speed factor V, and a core radius with respect to a square of a radial output peaking of each bundle. A stability type upper factor calculation unit for calculating the stability type upper factor S by adding the product of the directional distances and further dividing the sum by the total core radial distance of each bundle; Power An index calculator for calculating a plurality of stability monitoring indices based on a relational expression consisting of all or a part of the statistical factor T, the disturbance propagation velocity factor V, and the stability type upper factor S, and the stability monitoring index And a determination unit for outputting an alarm to the central control room when at least one of the predetermined set values is exceeded or when a plurality of set values are exceeded. 【請求項２】 前記核的因子算出部は、炉心安定性（基
本モード）に関しては、半径方向出力ピーキングの自乗
に対して軸方向出力ピーキングの自乗の加算平均値を乗
算した値を各バンドルについて加算し、さらに全バンド
ル体数で除算した結果を前記核的因子Ｎとして算出する
ようにしたことを特徴とした請求項１に記載の沸騰水型
原子炉の安定性監視装置。2. The core factor calculation unit calculates, for each bundle, a value obtained by multiplying the square of the radial output peaking by the average of the square of the axial output peaking with respect to the core stability (basic mode). 2. The stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to claim 1, wherein a result obtained by adding and further dividing by a total number of bundles is calculated as the nuclear factor N. 【請求項３】 前記核的因子算出部は、領域安定性（周
方向１次モード）に関しては、半径方向出力ピーキング
と炉心軸方向出力ピーキングの最大値との積を各バンド
ルについて加算したものを全バンドル体数で除算した結
果、または、半径方向出力ピーキングと周方向１次モー
ド出力ピーキングの絶対値との積を各バンドルについて
加算したものを全バンドル体数で除算した結果、また
は、半径方向出力ピーキングと周方向１次モード出力ピ
ーキングの絶対値及び軸方向出力ピーキングの最大値と
の積を各バンドルについて加算したものを全バンドル体
数で除算した結果、または、半径方向出力ピーキングと
周方向１次モード出力ピーキング絶対値の積に対して軸
方向出力ピーキングの自乗の加算平均値を乗算した値を
各バンドルについて加算したものをさらに全バンドル体
数で除算した結果を、前記核的因子Ｎとして算出するこ
とを特徴とした請求項１に記載の沸騰水型原子炉の安定
性監視装置。3. The nuclear factor calculation unit calculates, for each of the bundles, the product of the radial output peaking and the maximum value of the core axial output peaking with respect to the regional stability (circumferential first mode). The result of dividing by the total number of bundles, or the result of adding the product of the radial output peaking and the absolute value of the circumferential primary mode output peaking for each bundle, and dividing by the total number of bundles, or the radial direction Output peaking and circumferential primary mode The result of adding the product of the absolute value of the output peaking and the maximum value of the axial output peaking for each bundle and dividing by the total number of bundles, or the radial output peaking and the circumferential direction For each bundle, add the value obtained by multiplying the product of the primary mode output peaking absolute value by the averaging of the square of the axial output peaking. 2. The stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 1, wherein a result obtained by further dividing the calculated value by the total number of bundles is calculated as the nuclear factor N. 3. 【請求項４】 前記熱水力的因子算出部は、全バンドル
について有効燃料長からサブクール沸騰開始点高さを差
引いた長さを有効燃料長で除算した結果の中の最大値を
前記熱水力的因子として算出することを特徴とした請求
項１に記載の沸騰水型原子炉の安定性監視装置。4. The thermo-hydraulic factor calculating unit calculates a maximum value of a result obtained by dividing a length obtained by subtracting a subcool boiling start point height from an active fuel length for all bundles by an active fuel length. 2. The stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the stability is calculated as a force factor. 【請求項５】 前記熱水力的因子算出部は、炉心安定性
（基本モード）に関しては、全バンドルについて燃料有
効長から飽和沸騰開始点高さを差引いた長さを有効燃料
長で除算した結果、または、全バンドルについて有効燃
料長からサブクール沸騰開始点高さを差引いた長さを有
効燃料長で除算した結果を加算したものを、さらに全バ
ンドル体数で除算した結果を、前記熱水力的因子として
算出することを特徴とした請求項１または請求項４に記
載の沸騰水型原子炉の安定性監視装置。5. The thermal-hydraulic factor calculation unit divides a length obtained by subtracting a saturated boiling start point height from a fuel active length for all bundles by an active fuel length for core stability (basic mode). The result obtained by adding the result obtained by subtracting the subcool boiling start point height from the active fuel length from the active fuel length for all the bundles and dividing the result by the active fuel length, and further dividing the result by the total bundle number, The stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 1 or 4, wherein the stability is calculated as a force factor. 【請求項６】 前記熱水力的因子算出部は、領域安定性
（周方向１次モード）に関しては、炉心周辺領域のバン
ドルについて燃料有効長から飽和沸騰開始点高さを差引
いた長さを有効燃料長で除算した結果、または、全バン
ドルについて有効燃料長からサブクール沸騰開始点高さ
を差引いた長さを有効燃料長で除算した結果を加算した
ものをさらに当該バンドル体数で除算した結果を、前記
熱水力的因子として算出することを特徴とした請求項１
または請求項４に記載の沸騰水型原子炉の安定性監視装
置。6. The thermal-hydraulic factor calculation unit calculates a length obtained by subtracting the height of the saturation boiling start point from the active fuel length of the bundle around the core with respect to the regional stability (first circumferential mode). The result of dividing by the active fuel length, or the sum of the active fuel length minus the length obtained by subtracting the subcool boiling start point height from the active fuel length divided by the active fuel length, and further dividing by the number of bundles in question Is calculated as the thermo-hydraulic factor.
Or a stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 4. 【請求項７】 前記外乱伝播速度因子算出部は、冷却材
再循環ポンプ速度の定格速度に対する割合を前記外乱伝
播速度上の因子として算出することを特徴とした請求項
１に記載の沸騰水型原子炉の安定性監視装置。7. The boiling water type according to claim 1, wherein the disturbance propagation speed factor calculation unit calculates a ratio of a coolant recirculation pump speed to a rated speed as a factor on the disturbance propagation speed. Reactor stability monitoring device. 【請求項８】 前記安定性タイプ上因子算出部は、炉心
安定性（基本モード）に関しては、各バンドルの半径方
向出力ピーキングに対して、炉心半径方向距離を炉心半
径長さで規格化した値を変数とした次数０のベッセル関
数値を乗算したものを各バンドルについて加算し、さら
に全バンドル体数で除算した結果を前記安定性タイプ上
因子として算出することを特徴とした請求項１に記載の
沸騰水型原子炉の安定性監視装置。8. The stability type upper factor calculator calculates a value obtained by standardizing a core radial direction distance with respect to a radial output peaking of each bundle with respect to a core stability (basic mode). 2. The multiplication of a Bessel function value of order 0 with as a variable is added for each bundle, and the result of dividing by the total number of bundles is calculated as the factor on the stability type. 3. Monitoring system for boiling water reactors. 【請求項９】 前記安定性タイプ上因子算出部は、領域
安定性（周方向１次モード）に関しては、各バンドルの
半径方向出力ピーキングに対して炉心半径方向距離を炉
心半径長さで規格化した値を変数とした次数１のベッセ
ル関数値を乗算したものを各バンドルについて加算しさ
らに全バンドル体数で除算した結果、または、各バンド
ルの半径方向出力ピーキングに対して周方向一次モード
ピーキングの絶対値を乗算したものを各バンドルについ
て加算しさらに各バンドル周方向一次モードピーキング
の自乗の加算値で除算した結果を前記安定性タイプ上因
子として算出することを特徴とした請求項１に記載の沸
騰水型原子炉の安定性監視装置。9. The stability type upper factor calculating unit normalizes the core radial distance with respect to the radial output peaking of each bundle with respect to the regional stability (first-order circumferential mode) by the core radius length. Multiplied by the Bessel function value of degree 1 with the obtained value as a variable, added for each bundle, and divided by the total number of bundles, or the result of the circumferential primary mode peaking with respect to the radial output peaking of each bundle 2. The stability type upper factor according to claim 1, wherein a result of multiplying an absolute value by each bundle is added to each bundle, and a result obtained by dividing by a sum of squares of each bundle circumferential primary mode peaking is calculated as the above-mentioned stability type factor. Boiling water reactor stability monitoring device. 【請求項１０】 前記核的因子算出部、前記熱水力的因
子算出部、あるいは前記安定性タイプ上因子算出部は、
炉心内バンドルについての加算値を算出するときに、炉
心安定性（基本モード）に関しては、半径方向出力ピー
キングの自乗が相対的に高いバンドルのみについての合
計値を算出し、さらに当該バンドル体数で除算した結果
をそれぞれ因子とすることを特徴とした請求項１に記載
の沸騰水型原子炉の安定性監視装置。10. The nuclear factor calculator, the thermo-hydraulic factor calculator, or the stability type upper factor calculator,
When calculating the additional value for the bundle in the core, regarding the core stability (basic mode), the total value of only the bundles having a relatively high square of the radial power peaking is calculated, and further, the number of bundles is calculated. 2. The stability monitoring apparatus for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the division results are used as factors. 【請求項１１】 前記核的因子算出部、前記熱水力的因
子算出部、あるいは前記安定性タイプ上因子算出部は、
領域安定性（周方向１次モード）に関しては、半径方向
出力ピーキングの自乗、または、半径方向出力ピーキン
グと周方向１次モードピーキングの積の絶対値、また
は、半径方向出力ピーキングと周方向１次モードピーキ
ングの絶対値及び軸方向出力ピーキング最大値との積が
相対的に高いバンドルのみについての合計値を算出し、
さらに当該バンドル体数で除算した結果をそれぞれ因子
とすることを特徴とした請求項１に記載の沸騰水型原子
炉の安定性監視装置。11. The nuclear factor calculator, the thermo-hydraulic factor calculator, or the stability type upper factor calculator,
Regarding the area stability (circumferential primary mode), the square of the radial output peaking, or the absolute value of the product of the radial output peaking and the circumferential primary mode peaking, or the radial output peaking and the circumferential primary The product of the absolute value of the mode peaking and the maximum value of the axial output peaking is calculated as the sum of only the bundles having a relatively high value,
2. The stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the results obtained by dividing the number of bundles are used as factors. 【請求項１２】 前記熱水力的因子算出部は、チャンネ
ル内二相流部圧損の全圧損に対する割合を加味した熱水
力的因子を算出することを特徴として請求項１または請
求項４または請求項５または請求項６に記載の沸騰水型
原子炉の安定性監視装置。12. The thermo-hydraulic factor calculation unit, wherein the thermo-hydraulic factor calculation unit calculates a thermo-hydraulic factor in consideration of a ratio of a pressure loss of a two-phase flow portion in a channel to a total pressure loss. The stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 5 or 6. 【請求項１３】 前記指標演算部は、前記安定性監視指
標値の基本型の各項に適用される係数あるいは指数を、
炉心サイクル燃焼度、炉心制御棒密度またはボイド反応
度係数に依存して変化させることを特徴とした請求項１
に記載の沸騰水型原子炉の安定性監視装置。13. The index calculating unit calculates a coefficient or an exponent applied to each term of a basic type of the stability monitoring index value,
2. The method according to claim 1, wherein the temperature is varied depending on a core cycle burnup, a core control rod density, or a void reactivity coefficient.
2. The stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 1. 【請求項１４】 前記指標演算部は、前記安定性監視指
標値の基本型の各項に適用される係数あるいは指数を、
燃料棒外径または燃料ギャップコンダクタンスに依存し
て変化させることを特徴とした請求項１に記載の沸騰水
型原子炉の安定性監視装置。14. The index calculating unit calculates a coefficient or an exponent applied to each term of a basic type of the stability monitoring index value,
2. The stability monitoring device for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the stability is changed depending on a fuel rod outer diameter or a fuel gap conductance. 【請求項１５】 安定性解析プログラムまたは炉心ノイ
ズ解析機能を有し減幅比および減衰係数等の安定性を表
わすパラメータを算出する減衰比算出部を設け、前記減
衰比算出部からの安定性を表すパラメータと前記指標演
算部により算出される前記安定性監視指標値とを論理回
路を介して原子炉出力制御指令として出力することを特
徴とした請求項１に記載の沸騰水型原子炉の安定性監視
装置。15. A damping ratio calculation unit having a stability analysis program or a core noise analysis function for calculating parameters representing stability such as a width reduction ratio and a damping coefficient is provided, and the stability from the damping ratio calculation unit is determined. The stability of the boiling water reactor according to claim 1, wherein a parameter to be represented and the stability monitoring index value calculated by the index calculation unit are output as a reactor power control command via a logic circuit. Sex monitoring device.