JP2007232430A

JP2007232430A - Monitoring method of boiling water reactor and its monitoring program

Info

Publication number: JP2007232430A
Application number: JP2006051765A
Authority: JP
Inventors: Masaya Otsuka; 雅哉大塚; Kiyoshi Fujimoto; 清志藤本; Masaaki Tsubaki; 椿　　正昭
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2006-02-28
Filing date: 2006-02-28
Publication date: 2007-09-13
Anticipated expiration: 2026-02-28
Also published as: JP4430627B2

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a monitoring method of a boiling water reactor not damaging a steam drier or the like in a reactor pressure vessel by pressure vibration following acoustic resonance generated in a main steam system. <P>SOLUTION: In this boiling water reactor, a resonance frequency and a sound pressure distribution in the system are determined by acoustic analysis in the main steam system by paying attention to the fact that a main cause of the pressure vibration in the main steam system is the acoustic resonance, and an analysis result of the resonance frequency and a sound pressure is compared with an actual machine fluctuation pressure measurement result, and an analysis condition is determined so that both results agree best with each other. An exciting force applied to the steam drier (drier) is evaluated by the analysis condition agreeing with the actual machine fluctuation pressure measurement result. A restriction value of the sound pressure wherein a fatigue damage is not generated is determined by fatigue evaluation, and a fluctuation pressure of the actual machine is monitored by using the restriction value of the sound pressure. <P>COPYRIGHT: (C)2007,JPO&INPIT

Description

本発明は、主蒸気系で発生する圧力振動を監視するのに好適な沸騰水型原子炉の監視方法及びその監視プログラムに関する。 The present invention relates to a monitoring method for a boiling water reactor suitable for monitoring pressure oscillations generated in a main steam system and a monitoring program therefor.

沸騰水型原子炉における主蒸気系での圧力振動の原因の一つとして音響共鳴に起因する圧力振動がある。言い換えれば、原子炉圧力容器の蒸気ドームから蒸気配管を通って高圧タービンに至る主蒸気系では、蒸気流体の流量変動に起因して圧力波が発生し、蒸気配管の系内を伝播して反射する。これによって、大振幅を持つ定在波（音響共鳴モード）が形成され、圧力振動の振幅が増幅する（つまり、共鳴振動する）可能性がある。特に、発電容量を増大した発電プラントにおいては、蒸気流量の増大に伴って蒸気流量の変動が大きくなるため、大きな音響共鳴を生じることがある。このような音響共鳴の現象は、発電プラントの配管構成や境界条件によって影響を受けるために発電プラントごとに振動特性が異なる。そのため、音響共鳴による振動の周波数、振幅、及び最大振幅の位置などを事前に予測することは困難である。 One of the causes of pressure oscillations in the main steam system in boiling water reactors is pressure oscillations due to acoustic resonance. In other words, in the main steam system from the steam dome of the reactor pressure vessel to the high-pressure turbine through the steam pipe, a pressure wave is generated due to fluctuations in the flow rate of the steam fluid and propagates through the system of the steam pipe and is reflected. To do. As a result, a standing wave (acoustic resonance mode) having a large amplitude is formed, and the amplitude of the pressure vibration may be amplified (that is, resonant vibration). In particular, in a power plant with an increased power generation capacity, fluctuations in the steam flow rate increase as the steam flow rate increases, which may cause large acoustic resonance. Such an acoustic resonance phenomenon is affected by the piping configuration and boundary conditions of the power plant, and therefore has different vibration characteristics for each power plant. Therefore, it is difficult to predict in advance the frequency, amplitude, and maximum amplitude position of vibration due to acoustic resonance.

したがって、主蒸気系や各種機器の健全性を確保するためには、主蒸気系や各種機器の設計裕度を十分に大きく取って設計しておく必要がある。そこで、音響共鳴による圧力振動の増加によって生じる主蒸気系の配管及びバルブや各種機器の損傷を避けるために、主蒸気系の流路形状の適正化や構造強度の増大などの対策が採られており、このような事例及びその対策方法が例えば非特許文献１などに報告されている。 Therefore, in order to ensure the soundness of the main steam system and various devices, it is necessary to design the main steam system and various devices with a sufficiently large design margin. Therefore, in order to avoid damage to the main steam system piping and valves and various equipment caused by increased pressure vibration due to acoustic resonance, measures such as optimization of the main steam system flow path shape and increase in structural strength have been taken. Such cases and countermeasures thereof are reported in, for example, Non-Patent Document 1.

さらには、火力発電の分野において、ガスタービン燃焼室の音響振動を減衰させるためにヘルムホルツ共鳴管を利用した技術も非特許文献２などに開示されている。 Further, in the field of thermal power generation, a technique using a Helmholtz resonance tube for attenuating acoustic vibration of a gas turbine combustion chamber is also disclosed in Non-Patent Document 2.

NRC SPECIAL INSPECTION REPORT, 50-265/03-11NRC SPECIAL INSPECTION REPORT, 50-265 / 03-11 Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, April 2004, Vol.126 P.271-275Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, April 2004, Vol.126 P.271-275

しかしながら、上記従来技術においては、音響共鳴によって発生する蒸気乾燥器の損傷時に、蒸気に混入して搬送される水分のキャリオーバを測定し、蒸気乾燥器に何らかの不具合が生じてそのキャリオーバが制限値以上の値になったら沸騰水型原子炉を停止している。つまり、蒸気乾燥器の損傷を未然に防ぐためのインタロック機構は備えられていない。なお、原子力発電プラントの増出力時に発生する主蒸気系配管の変動圧力、加速度、あるいは歪などの測定が行われ、それらの測定結果によって沸騰水型原子炉を停止する技術は存在するが、蒸気乾燥器の損傷を未然に防ぐような対策はなされていない。また、音響共鳴に起因する圧力振動によって生じる主蒸気系の破損を防止するために設計裕度を大きくとることは、発電プラントの設備コストを高騰させる要因となる。さらに、ヘルムホルツ共鳴管を用いてガスタービン燃焼室の音響振動を減衰させる技術が知られているものの、沸騰水型原子炉における主蒸気系の圧力振動を抑制するためにヘルムホルツ共鳴管を利用する技術としては応用されていない。 However, in the above prior art, when the steam dryer is damaged due to acoustic resonance, the carryover of moisture transported by being mixed with the steam is measured, and some trouble occurs in the steam dryer and the carryover exceeds the limit value. The boiling water reactor is shut down when the value becomes. That is, an interlock mechanism for preventing damage to the steam dryer is not provided. Although there are technologies to measure the fluctuation pressure, acceleration, strain, etc. of the main steam system piping generated at the time of increased output of a nuclear power plant and stop the boiling water reactor based on the measurement results, No measures have been taken to prevent damage to the dryer. Further, taking a large design margin in order to prevent damage to the main steam system caused by pressure vibration caused by acoustic resonance is a factor that increases the facility cost of the power plant. Furthermore, although the technology for attenuating the acoustic vibration of the gas turbine combustion chamber using the Helmholtz resonance tube is known, the technology that uses the Helmholtz resonance tube to suppress the pressure oscillation of the main steam system in the boiling water reactor It has not been applied as.

すなわち、従来技術においては、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器の損傷を未然に防止するために主蒸気系の圧力振動を監視及び制御する技術は未だ存在していない。 That is, in the prior art, there is no technology for monitoring and controlling the pressure oscillation of the main steam system in order to prevent damage to the steam dryer in the reactor pressure vessel.

本発明は、以上のような事情に鑑みてなされたものであり、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させない沸騰水型原子炉の監視方法及びその監視プログラムを提供することを目的とする。 The present invention has been made in view of the above circumstances, and is a boiling water reactor that does not damage a steam dryer or the like in a reactor pressure vessel by pressure vibration accompanying acoustic resonance generated in a main steam system. It is an object of the present invention to provide a monitoring method and a monitoring program thereof.

本発明による沸騰水型原子炉の監視方法は、原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンとを備えた沸騰水型原子炉の監視方法において、監視装置が、前記蒸気ドーム及び前記蒸気配管からなる蒸気系に設置された圧力センサからの変動圧力信号を監視することを特徴とする。 A method for monitoring a boiling water reactor according to the present invention includes a reactor pressure vessel, a steam pipe for transporting steam generated in the reactor pressure vessel to the outside from a steam dome above the reactor pressure vessel, and the steam In a monitoring method for a boiling water reactor comprising a high-pressure turbine connected to a pipe and driven by the steam, a monitoring device is provided from a pressure sensor installed in a steam system including the steam dome and the steam pipe. The variable pressure signal is monitored.

また、沸騰水型原子炉の監視方法は、監視装置が、前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析ステップと、前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析ステップと、前記解析ステップと前記測定信号分析ステップとで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定するステップと、前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析ステップの解析条件を変更するステップと、前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析ステップにより前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求めるステップと、前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求めるステップと、前記構造物が疲労許容応力に達するために必要な前記圧力センサの制限圧力振幅を求めるステップと、前記圧力センサの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、前記制限圧力振幅以下であるか否かを監視するステップとを含んで実行することが好ましい。 The boiling water nuclear reactor monitoring method includes an analysis step in which a monitoring device analyzes an acoustic resonance phenomenon in the steam system to obtain a resonance frequency and a sound pressure distribution in the steam system; The measurement signal analysis step for processing the fluctuation pressure signal to obtain the resonance frequency and the fluctuation pressure distribution is compared with the result obtained in the analysis step and the measurement signal analysis step, and whether or not the comparison result is an allowable value or less. Determining the analysis conditions of the analysis step when the comparison result is not less than an allowable value; and when the comparison result is less than the allowable value, A step of obtaining a fluctuating pressure distribution applied to the surface of the object, a step of obtaining a stress distribution generated in the structure by the fluctuating pressure distribution of the surface of the structure, and the structure is fatigued Obtaining a pressure limit amplitude of the pressure sensor required to reach a capacity stress, and monitoring whether or not a fluctuating pressure amplitude from a fluctuating pressure signal of the pressure sensor is less than or equal to the limiting pressure amplitude. It is preferable to include and execute.

本発明によれば、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。 According to the present invention, a boiling water reactor can be appropriately monitored so as not to damage a steam dryer or the like in a reactor pressure vessel due to pressure vibration accompanying acoustic resonance generated in the main steam system.

以下、本発明の実施の形態を図面を参照して説明する。
《概要》
本発明の沸騰水型原子炉は、主蒸気系における圧力振動の主たる要因が音響共鳴であることに着目し、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気乾燥器（ドライヤ）に加わる加振力を評価する。疲労評価により、疲労損傷しない音圧の制限値を決定し、その音圧の制限値を用いて実機の変動圧力を監視する。 Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
"Overview"
In the boiling water reactor of the present invention, focusing on the fact that the main factor of pressure oscillation in the main steam system is acoustic resonance, the resonance frequency and the sound pressure distribution in the system are obtained by acoustic analysis of the main steam system, The analysis result of frequency and sound pressure is compared with the measurement result of actual machine fluctuation pressure, and the analysis conditions are determined so that they are the best match. The excitation force applied to the steam dryer (dryer) is evaluated based on the analysis conditions that match the actual machine fluctuation pressure measurement results. The limit value of sound pressure that does not cause fatigue damage is determined by fatigue evaluation, and the fluctuating pressure of the actual machine is monitored using the limit value of sound pressure.

《第１の実施形態》
図１は、第１の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。原子炉圧力容器１の内部では、炉心シュラウド２に囲まれたウラン燃料（図示せず）が核***したときに生成された熱エネルギによって給水３が加熱沸騰し、そこで発生した蒸気４は気水分離器５及び蒸気乾燥器（ドライヤ）６によって水分が除去された後、蒸気ドーム７の中へ流入する。なお、気水分離器５で除去された水分は再び給水３に混入される。一方、原子炉圧力容器１の内部で生成された蒸気４は、蒸気ドーム７から蒸気配管８を通って高圧タービン９へ流入してその高圧タービン９を高速回転させる。さらに、高圧タービン９から排気された蒸気４は湿分分離器１０を介して低圧タービン１１へ流入してその低圧タービン１１を高速回転させる。このとき、高圧タービン９及び低圧タービン１１と図示しない発電機は１軸で構成されているので、高圧タービン９及び低圧タービン１１の回転によって発電機を高速回転させて所望の電力を発生させる。 << First Embodiment >>
FIG. 1 is a configuration diagram showing a steam system and a water supply system of a boiling water reactor according to a first embodiment. Inside the reactor pressure vessel 1, the feed water 3 is heated and boiled by the thermal energy generated when the uranium fuel (not shown) surrounded by the core shroud 2 is fissioned, and the generated steam 4 is separated into steam and water. After moisture is removed by the vessel 5 and the steam dryer (dryer) 6, it flows into the steam dome 7. The water removed by the steam separator 5 is mixed into the feed water 3 again. On the other hand, the steam 4 generated inside the reactor pressure vessel 1 flows from the steam dome 7 through the steam pipe 8 into the high-pressure turbine 9 and rotates the high-pressure turbine 9 at a high speed. Further, the steam 4 exhausted from the high pressure turbine 9 flows into the low pressure turbine 11 through the moisture separator 10 and rotates the low pressure turbine 11 at a high speed. At this time, since the high-pressure turbine 9 and the low-pressure turbine 11 and the generator (not shown) are configured with one shaft, the generator is rotated at a high speed by the rotation of the high-pressure turbine 9 and the low-pressure turbine 11 to generate desired power.

さらに、低圧タービン１１を通過した蒸気４は、復水器１２によって冷却され、水となって給水加熱器１３に供給される。給水加熱器１３を通過する水は所定の温度に予備加熱されて、ポンプ１２ａによって再び原子炉圧力容器１の内部に送り込まれる。このようにして給水３が循環しながら原子炉圧力容器１内で再び蒸気４となって高圧タービン９及び低圧タービン１１へ送り込まれて発電機を高速回転させる。 Further, the steam 4 that has passed through the low-pressure turbine 11 is cooled by the condenser 12 and supplied to the feed water heater 13 as water. The water passing through the feed water heater 13 is preheated to a predetermined temperature and sent again into the reactor pressure vessel 1 by the pump 12a. In this way, the feed water 3 circulates and becomes steam 4 again in the reactor pressure vessel 1 and is sent to the high-pressure turbine 9 and the low-pressure turbine 11 to rotate the generator at high speed.

さらに、制御棒駆動装置１５に取り付けられた制御棒１６が原子炉圧力容器１の内部に挿入されている。この制御棒１６は制御棒駆動装置１５によって炉心シュラウド２の内部のウラン燃料の核***反応をコントロールして、原子炉圧力容器１内で生成させる蒸気４の発生量を制御している。 Further, a control rod 16 attached to the control rod driving device 15 is inserted into the reactor pressure vessel 1. The control rod 16 controls the fission reaction of the uranium fuel inside the core shroud 2 by the control rod driving device 15 to control the amount of steam 4 generated in the reactor pressure vessel 1.

また、原子炉圧力容器１には、蒸気ドーム７の内部で発生した圧力振動を検出するための圧力センサ１７が取り付けられ、蒸気配管８には、その蒸気配管８の内部で発生した変動圧力を検出するための圧力センサ１８が取り付けられている。圧力センサ１７及び圧力センサ１８で検出されたそれぞれの変動圧力の信号は監視装置２０へ送信される。 In addition, the reactor pressure vessel 1 is provided with a pressure sensor 17 for detecting pressure vibration generated inside the steam dome 7, and the steam pipe 8 has a fluctuating pressure generated inside the steam pipe 8. A pressure sensor 18 for detection is attached. The signals of the fluctuating pressures detected by the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 are transmitted to the monitoring device 20.

図２は、第１の実施形態による沸騰水型原子炉の監視装置を示すブロック図である。監視装置２０は、外部装置（例えば、圧力センサ１７、圧力センサ１８、変動圧力を制御する制御装置４０、及び構造データ入力装置４１）との入出力のインターフェース部である入出力部２１と、実機変動圧力測定データを記憶する記憶部２２と、記憶部２２から所定のデータを抽出するデータ抽出部２３と、主蒸気系の共鳴周波数及び系内の音圧分布を求める音響解析部２４と、音響解析の解析条件を変更する解析条件変更部２５と、解析結果と実機変動圧力測定結果を比較する第１の比較部２６と、蒸気乾燥器（ドライヤ）６に加わる加振力を評価する疲労評価部２７と、音圧の制限値を決定する音圧制限値決定部２８と、決定された音圧制限値と実機変動圧力を比較する第２の比較部２９と、各部（２１〜２９）の制御をする制御部３０とを有している。制御部３０は、プログラムに従って動作する情報処理装置のＣＰＵによって実現される。 FIG. 2 is a block diagram showing the monitoring apparatus for the boiling water reactor according to the first embodiment. The monitoring device 20 includes an input / output unit 21 that is an input / output interface unit with external devices (for example, the pressure sensor 17, the pressure sensor 18, the control device 40 that controls the fluctuating pressure, and the structure data input device 41), A storage unit 22 for storing fluctuating pressure measurement data; a data extraction unit 23 for extracting predetermined data from the storage unit 22; an acoustic analysis unit 24 for obtaining a resonance frequency of the main steam system and a sound pressure distribution in the system; An analysis condition changing unit 25 that changes an analysis condition of the analysis, a first comparison unit 26 that compares the analysis result and the actual machine fluctuation pressure measurement result, and a fatigue evaluation that evaluates an excitation force applied to the steam dryer (dryer) 6 A unit 27, a sound pressure limit value determining unit 28 for determining a limit value of the sound pressure, a second comparison unit 29 for comparing the determined sound pressure limit value and the actual machine fluctuation pressure, and each unit (21 to 29). Control unit to control Has a 0 and. The control unit 30 is realized by a CPU of an information processing apparatus that operates according to a program.

記憶部２２は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８で検出されたそれぞれの変動圧力の信号を、入出力部２１を介して記憶される。データ抽出部２３は、制御部３０の指令により、第１の比較部２６から要求される実測データを抽出する。 The storage unit 22 stores the fluctuating pressure signals detected by the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 via the input / output unit 21. The data extraction unit 23 extracts actual measurement data requested from the first comparison unit 26 according to a command from the control unit 30.

音響解析部２４は、所定の解析条件で、構造データ入力装置４１より入力された構造データをもとに、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求める。なお、構造データは、あらかじめ記憶部２２に記憶されている構造データを用いてもよい。例えば、蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードが形成される場合、それぞれの音響共鳴モードにおける音圧分布を求める。音響共鳴モードは、圧縮性流体の方程式もしくは音波方程式を基礎式として適切な境界条件を用いて数値計算することにより求められ、蒸気ドーム７及び蒸気配管8の各位置における変動圧力を得ることができる。この音響共鳴モードから、圧力センサ１７及び圧力センサ１８の位置における変動圧力を求めることができる。 The acoustic analysis unit 24 obtains the resonance frequency and the sound pressure distribution in the system by acoustic analysis of the main steam system based on the structure data input from the structure data input device 41 under predetermined analysis conditions. Note that the structure data stored in advance in the storage unit 22 may be used as the structure data. For example, when an acoustic resonance mode having a resonance frequency is formed in a steam system from the steam dome 7 through the steam pipe 8 to the high-pressure turbine 9, the sound pressure distribution in each acoustic resonance mode is obtained. The acoustic resonance mode is obtained by numerical calculation using an appropriate boundary condition based on the compressive fluid equation or the acoustic wave equation, and fluctuating pressure at each position of the steam dome 7 and the steam pipe 8 can be obtained. . From this acoustic resonance mode, the fluctuating pressure at the positions of the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 can be obtained.

解析条件変更部２５は、蒸気系に影響を与えると考えられる音響共鳴振動の解析条件を記憶し、第１の比較部２６の指令により、解析条件を選定する。選定された解析条件は、音響解析部２４で使用される。 The analysis condition changing unit 25 stores an analysis condition of acoustic resonance vibration that is considered to affect the steam system, and selects the analysis condition according to a command from the first comparison unit 26. The selected analysis condition is used by the acoustic analysis unit 24.

第１の比較部２６は、音響解析部２４で求められた音響共鳴モードに対して、解析結果の音圧と、圧力センサ１７及び圧力センサ１８の測定位置における変動圧力を比較する。解析結果と実測値の比較結果が、所定の許容値以下であるか否かを判定する。判定方法には、例えば、平均二乗誤差が、所定の誤差内であるか否かなどの方法を使用するとよい。 The first comparison unit 26 compares the sound pressure of the analysis result with the fluctuating pressure at the measurement positions of the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 with respect to the acoustic resonance mode obtained by the acoustic analysis unit 24. It is determined whether or not the comparison result between the analysis result and the actual measurement value is equal to or less than a predetermined allowable value. As a determination method, for example, a method such as whether or not the mean square error is within a predetermined error may be used.

疲労評価部２７は、第１の比較部２６での比較結果が、所定の許容値以下になった場合、その音響解析結果を用いて、構造物表面に加わる加振力を計算する。具体的には、疲労評価部２７は、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求め、得られた変動圧力分布により蒸気乾燥器６に生じる応力分布を求める。 When the comparison result in the first comparison unit 26 is equal to or less than a predetermined allowable value, the fatigue evaluation unit 27 calculates the excitation force applied to the structure surface using the acoustic analysis result. Specifically, the fatigue evaluation unit 27 calculates the excitation force applied to the surface of the steam dryer 6, obtains the fluctuating pressure distribution applied to the surface of the steam dryer 6, and uses the obtained fluctuating pressure distribution to determine the steam dryer. 6 is obtained.

音圧制限値決定部２８は、構造物が疲労許容応力に達するために必要な圧力センサの制限圧力振幅を求める。具体的には、蒸気乾燥器６の疲労許容応力に達するために必要な圧力センサ１７及び圧力センサ１８の制限圧力振幅を求める。圧力センサ１７及び圧力センサ１８は、設置位置が異なるため、各々の制限圧力振幅を求める必要がある。 The sound pressure limit value determining unit 28 determines the limit pressure amplitude of the pressure sensor necessary for the structure to reach the fatigue allowable stress. Specifically, the limit pressure amplitude of the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 necessary to reach the fatigue allowable stress of the steam dryer 6 is obtained. Since the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 have different installation positions, it is necessary to obtain the respective limit pressure amplitudes.

第２の比較部２９は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、音圧制限値決定部２８で求められた制限圧力振幅以下であるか否かを監視する。センサからの変動圧力振幅が、制限圧力振幅以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する。 The second comparison unit 29 monitors whether or not the fluctuating pressure amplitude from the fluctuating pressure signals from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 is less than or equal to the limiting pressure amplitude obtained by the sound pressure limiting value determining unit 28. . If the fluctuation pressure amplitude from the sensor is not less than or equal to the limit pressure amplitude, the controller 40 for suppressing acoustic resonance vibration is provided via the input / output unit 21 in order to prevent the structure from undergoing fatigue failure. Issue a suppression control command or issue a warning command.

次に動作について説明する。
図３は、第１の実施形態による音響共鳴の圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。 Next, the operation will be described.
FIG. 3 is a flowchart showing an operation for monitoring the pressure vibration of the acoustic resonance according to the first embodiment.

音響解析部２４は、蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードにおける音圧分布を求める（ステップＳ１０１）。 The acoustic analysis unit 24 obtains the sound pressure distribution in the acoustic resonance mode having the resonance frequency in the steam system from the steam dome 7 through the steam pipe 8 to the high pressure turbine 9 (step S101).

データ抽出部２３は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号を処理して、共鳴周波数と変動圧力分布を求める。第１の比較部２６は、音響解析部２４とデータ抽出部２３とで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する（ステップＳ１０２）。 The data extraction unit 23 processes the fluctuating pressure signal from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 to obtain the resonance frequency and fluctuating pressure distribution. The first comparison unit 26 compares the results obtained by the acoustic analysis unit 24 and the data extraction unit 23, and determines whether or not the comparison result is equal to or less than an allowable value (step S102).

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下でない場合には、解析条件変更部２５に対して、解析条件変更指令を出す。解析条件変更部２５は、解析条件変更指令を受けると、これまでの解析条件を考慮して適切な解析条件を選出し、音響解析部２４に指令する（ステップＳ１０３）。 If the comparison result by the first comparison unit 26 is not less than the allowable value, an analysis condition change command is issued to the analysis condition change unit 25. Upon receiving the analysis condition change command, the analysis condition change unit 25 selects an appropriate analysis condition in consideration of the analysis conditions so far and instructs the acoustic analysis unit 24 (step S103).

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下の場合には、疲労評価部２７は、音響解析部２４での音響解析結果を用いて、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求め、得られた変動圧力分布により蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６に生じる応力分布を求める（ステップＳ１０４）。 When the comparison result by the first comparison unit 26 is less than the allowable value, the fatigue evaluation unit 27 calculates the excitation force applied to the surface of the steam dryer 6 using the acoustic analysis result in the acoustic analysis unit 24. Then, the fluctuating pressure distribution applied to the surface of the steam dryer 6 is obtained, the excitation force applied to the surface of the steam dryer 6 is calculated from the obtained fluctuating pressure distribution, and the stress distribution generated in the steam dryer 6 is obtained (step) S104).

音圧制限値決定部２８は、蒸気乾燥器６に生じる応力分布から、蒸気乾燥器６の疲労許容応力に達するために必要な圧力センサ１７及び圧力センサ１８の制限圧力振幅を求める（ステップＳ１０５）。 The sound pressure limit value determination unit 28 obtains limit pressure amplitudes of the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 necessary to reach the fatigue allowable stress of the steam dryer 6 from the stress distribution generated in the steam dryer 6 (step S105). .

第２の比較部２９は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、音圧制限値決定部２８で求められた制限圧力振幅以下であるか否かをオンラインで常時監視する（ステップＳ１０６）。 The second comparison unit 29 determines whether or not the fluctuating pressure amplitude from the fluctuating pressure signals from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 is less than or equal to the limiting pressure amplitude obtained by the sound pressure limiting value determining unit 28. Monitoring is always performed (step S106).

圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力振幅が、制限圧力振幅以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、第２の比較部２９は、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する（ステップＳ１０７）。 If the fluctuating pressure amplitude from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 is not less than or equal to the limit pressure amplitude, in order to prevent the structure from being subjected to fatigue failure, the second comparison unit 29 includes an input / output unit 21. Then, a suppression control command is issued to the control device 40 for suppressing acoustic resonance vibrations, or a warning command is issued (step S107).

本実施形態によれば、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致（許容値以下）するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気乾燥器に加わる加振力を評価する。疲労評価により、疲労損傷しない音圧の制限値（例えば、圧力センサの制限圧力振幅）を決定する。その音圧の制限値を用いて実機の変動圧力を監視しているので、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。 According to the present embodiment, the resonance frequency and the sound pressure distribution in the system are obtained by the acoustic analysis of the main steam system, and the analysis result of the resonance frequency and the sound pressure is compared with the actual fluctuation pressure measurement result. The analysis conditions are determined so as to be less than the allowable value. The excitation force applied to the steam dryer is evaluated based on the analysis conditions that are consistent with the actual machine fluctuation pressure measurement results. The limit value of sound pressure that does not cause fatigue damage (for example, the limit pressure amplitude of the pressure sensor) is determined by fatigue evaluation. Since the fluctuating pressure of the actual machine is monitored using the limit value of the sound pressure, it boiled so as not to damage the steam dryer etc. in the reactor pressure vessel due to the pressure vibration accompanying the acoustic resonance generated in the main steam system. Water reactors can be properly monitored.

《第２の実施形態》
図４は、第２の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。本実施形態では、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致（許容値以下）するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気系内の構造物表面（例えば、蒸気乾燥器表面）に加わる変動圧力分布を求める。この構造物表面の変動圧力分布により、構造物に生じる応力分布を求める。対象とする構造物の所定の疲労許容応力の制限値を用いて、実機の変動応力を監視する。 << Second Embodiment >>
FIG. 4 is a flowchart showing an operation for monitoring pressure vibration according to the second embodiment. In this embodiment, the resonance frequency and the sound pressure distribution in the system are obtained by acoustic analysis of the main steam system, and the analysis result of the resonance frequency and sound pressure is compared with the actual machine fluctuation pressure measurement result. The analysis conditions are determined as follows. The fluctuating pressure distribution applied to the surface of the structure in the steam system (for example, the surface of the steam dryer) is determined based on the analysis conditions that match the actual machine fluctuating pressure measurement result. The stress distribution generated in the structure is obtained from the fluctuating pressure distribution on the surface of the structure. The fluctuation stress of the actual machine is monitored using the limit value of the predetermined fatigue allowable stress of the target structure.

図４に示すフローチャートは、図３に示すフローチャートと比較して、ステップＳ２０４、ステップＳ２０５、及びステップＳ２０６が異なる。第２の実施形態においても、監視装置２０を使用することができる。監視装置２０の制御プログラムを設定変更することにより、音圧制限値決定部２８では、構造物の疲労許容応力制限値が設定されている。 The flowchart shown in FIG. 4 differs from the flowchart shown in FIG. 3 in step S204, step S205, and step S206. Also in the second embodiment, the monitoring device 20 can be used. By changing the setting of the control program of the monitoring device 20, the sound pressure limit value determination unit 28 sets the fatigue allowable stress limit value of the structure.

音響解析部２４は、蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードにおける音圧分布を求める（ステップＳ２０１）。 The acoustic analysis unit 24 obtains the sound pressure distribution in the acoustic resonance mode having the resonance frequency in the steam system from the steam dome 7 through the steam pipe 8 to the high-pressure turbine 9 (step S201).

データ抽出部２３は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号を処理して、共鳴周波数と変動圧力分布を求める。第１の比較部２６は、音響解析部２４とデータ抽出部２３とで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する（ステップＳ２０２）。 The data extraction unit 23 processes the fluctuating pressure signal from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 to obtain the resonance frequency and fluctuating pressure distribution. The first comparison unit 26 compares the results obtained by the acoustic analysis unit 24 and the data extraction unit 23, and determines whether or not the comparison result is equal to or less than an allowable value (step S202).

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下でない場合には、解析条件変更部２５に対して、解析条件変更指令を出す。解析条件変更部２５は、解析条件変更指令を受けると、これまでの解析条件を考慮して適切な解析条件を選出し、音響解析部２４に指令する（ステップＳ２０３）。 If the comparison result by the first comparison unit 26 is not less than the allowable value, an analysis condition change command is issued to the analysis condition change unit 25. Upon receiving the analysis condition change command, the analysis condition change unit 25 selects an appropriate analysis condition in consideration of the analysis conditions so far and instructs the acoustic analysis unit 24 (step S203).

第１の比較部２６による比較結果が許容値以下の場合には、疲労評価部２７は、音響解析部２４での音響解析結果を用いて、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求める（ステップＳ２０４）。 When the comparison result by the first comparison unit 26 is less than the allowable value, the fatigue evaluation unit 27 calculates the excitation force applied to the surface of the steam dryer 6 using the acoustic analysis result in the acoustic analysis unit 24. Then, the fluctuating pressure distribution applied to the surface of the steam dryer 6 is obtained (step S204).

疲労評価部２７は、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布により、蒸気乾燥器６の応力分布を求める（ステップＳ２０５）。 The fatigue evaluation unit 27 obtains the stress distribution of the steam dryer 6 from the fluctuating pressure distribution applied to the surface of the steam dryer 6 (step S205).

第２の比較部２９は、ステップＳ２０５で計算された応力分布が、音圧制限値決定部２８で設定されている疲労許容応力制限値以下であるか否かをオンラインで常時監視する（ステップＳ２０６）。 The second comparison unit 29 constantly monitors online whether the stress distribution calculated in step S205 is equal to or less than the fatigue allowable stress limit value set by the sound pressure limit value determination unit 28 (step S206). ).

ステップＳ２０５で計算された応力分布が、疲労許容応力制限値以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、第２の比較部２９は、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する（ステップＳ２０７）。 If the stress distribution calculated in step S205 is not less than or equal to the fatigue allowable stress limit value, the second comparison unit 29 is connected via the input / output unit 21 in order to prevent the structure from undergoing fatigue failure. Then, a suppression control command is issued to the control device 40 for suppressing acoustic resonance vibrations, or a warning command is issued (step S207).

本実施形態によれば、構造物の疲労許容応力制限値を用いて計算された変動応力を監視しているので、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。 According to this embodiment, since the fluctuating stress calculated using the fatigue allowable stress limit value of the structure is monitored, the pressure in the reactor pressure vessel is caused by the pressure vibration accompanying the acoustic resonance generated in the main steam system. The boiling water reactor can be appropriately monitored so as not to damage the steam dryer or the like.

《第３の実施形態》
図５は、第３の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。第１の実施形態は、オンライン上で音圧の制限値を決定していたが、第３の実施形態においては、オフラインにおいて、あらかじめ音圧の制限値（例えば、制限圧力振幅）を決定し、その音圧の制限値を用いて、オンライン上で実機の変動圧力振幅を監視する。 << Third Embodiment >>
FIG. 5 is a flowchart showing an operation for monitoring pressure vibration according to the third embodiment. In the first embodiment, the limit value of the sound pressure is determined online, but in the third embodiment, the limit value of the sound pressure (for example, the limit pressure amplitude) is determined in advance offline, Using the sound pressure limit value, the fluctuation pressure amplitude of the actual machine is monitored online.

図５（ａ）に示すフローチャートは、オフライン情報処理装置（図示していない）で処理される処理であり、図５（ｂ）は、監視装置２０により監視される処理である。オフライン情報処理装置は、具体的には、ワークステーションやパーソナルコンピュータ等の情報処理装置によって実現される。 The flowchart shown in FIG. 5A is a process that is processed by an offline information processing apparatus (not shown), and FIG. 5B is a process that is monitored by the monitoring apparatus 20. More specifically, the offline information processing apparatus is realized by an information processing apparatus such as a workstation or a personal computer.

オフライン情報処理装置の制御部（以下、情報処理制御部という。）は、構造設計データを用いて蒸気ドーム７から、蒸気配管８を通り、高圧タービン９に至る蒸気系で、共鳴周波数を持つ音響共鳴モードにおける音圧分布を求める（ステップＳ３０１）。 The control unit of the offline information processing apparatus (hereinafter referred to as the information processing control unit) uses a structural design data to transmit a sound having a resonance frequency in the steam system from the steam dome 7 through the steam pipe 8 to the high-pressure turbine 9. A sound pressure distribution in the resonance mode is obtained (step S301).

情報処理制御部は、あらかじめ入手できている圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号を処理して、共鳴周波数と変動圧力分布を求める。解析結果と測定データから求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する（ステップＳ３０２）。なお、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの測定データは、原子炉の初期運転時のデータ、所定出力時の運転時のデータなど複数の測定データを使用することが好ましい。 The information processing control unit processes the fluctuating pressure signals from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 that are available in advance to obtain the resonance frequency and fluctuating pressure distribution. The analysis result and the result obtained from the measurement data are compared, and it is determined whether or not the comparison result is below an allowable value (step S302). As the measurement data from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18, it is preferable to use a plurality of measurement data such as data during initial operation of the nuclear reactor and data during operation at a predetermined output.

情報処理制御部は、比較結果が許容値以下でない場合には、解析条件を変更する。（ステップＳ３０３）。 The information processing control unit changes the analysis condition when the comparison result is not less than the allowable value. (Step S303).

情報処理制御部は、比較結果が許容値以下の場合には、音響解析結果を用いて、蒸気乾燥器６の表面に加わる加振力を計算し、蒸気乾燥器６の表面に加わる変動圧力分布を求め、得られた変動圧力分布により蒸気乾燥器６に生じる応力分布を求める（ステップＳ３０４）。 When the comparison result is equal to or less than the allowable value, the information processing control unit calculates the excitation force applied to the surface of the steam dryer 6 using the acoustic analysis result, and the fluctuation pressure distribution applied to the surface of the steam dryer 6 And the stress distribution generated in the steam dryer 6 is obtained from the obtained fluctuating pressure distribution (step S304).

情報処理制御部は、蒸気乾燥器６に生じる応力分布から、蒸気乾燥器６の疲労許容応力に達するために必要な圧力センサ１７及び圧力センサ１８の制限圧力振幅を求める（ステップＳ３０５）。 The information processing control unit obtains the limit pressure amplitude of the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 necessary to reach the fatigue allowable stress of the steam dryer 6 from the stress distribution generated in the steam dryer 6 (step S305).

ステップＳ３０５で得られた制限圧力振幅は、監視装置２０の音圧制限値決定部２８に
設定される。制限圧力振幅の設定は、管理者が実施してもよいし、オフライン情報処理装置から、通信回線を利用して監視装置２０に設定してもよい。 The limit pressure amplitude obtained in step S305 is set in the sound pressure limit value determination unit 28 of the monitoring device 20. The limit pressure amplitude may be set by an administrator, or may be set in the monitoring device 20 from an offline information processing device using a communication line.

監視装置２０の第２の比較部２９は、圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、音圧制限値決定部２８に設定された制限圧力振幅以下であるか否かをオンラインで常時監視する（ステップＳ３０６）。 The second comparison unit 29 of the monitoring device 20 determines whether or not the fluctuation pressure amplitude from the fluctuation pressure signals from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 is equal to or less than the limit pressure amplitude set in the sound pressure limit value determination unit 28. This is constantly monitored online (step S306).

圧力センサ１７及び圧力センサ１８からの変動圧力振幅が、制限圧力振幅以下でなければ、構造物が疲労破壊することを未然に防止するために、第２の比較部２９は、入出力部２１を介して、音響共鳴振動抑制のための制御装置４０に抑制制御指令を発するか、又は、警告指令を発する（ステップＳ３０７）。 If the fluctuating pressure amplitude from the pressure sensor 17 and the pressure sensor 18 is not less than or equal to the limit pressure amplitude, in order to prevent the structure from being subjected to fatigue failure, the second comparison unit 29 includes an input / output unit 21. Then, a suppression control command is issued to the control device 40 for suppressing acoustic resonance vibration, or a warning command is issued (step S307).

なお、第３の実施形態では、オフライン情報処理装置により実施している機能（音響解析部２４、解析条件変更部２５、第１の比較部２６、及び疲労評価部２７）を、監視装置２０から省略することができる。 In the third embodiment, the functions (acoustic analysis unit 24, analysis condition change unit 25, first comparison unit 26, and fatigue evaluation unit 27) implemented by the offline information processing device are changed from the monitoring device 20. Can be omitted.

本実施形態によれば、オフライン情報処理装置により、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致（許容値以下）するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気乾燥器に加わる加振力を評価する。疲労評価により、疲労損傷しない音圧の制限値（例えば、圧力センサの制限圧力振幅）を決定する。その音圧の制限値を用いて実機の変動圧力を監視しているので、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させないように沸騰水型原子炉を適切に監視することができる。 According to the present embodiment, the resonance frequency and the sound pressure distribution in the system are obtained by the off-line information processing apparatus by the acoustic analysis of the main steam system, and the analysis result of the resonance frequency and the sound pressure is compared with the actual machine fluctuation pressure measurement result. The analysis conditions are determined so that they are the most consistent (below the allowable value). The excitation force applied to the steam dryer is evaluated based on the analysis conditions that are consistent with the actual machine fluctuation pressure measurement results. The limit value of sound pressure that does not cause fatigue damage (for example, the limit pressure amplitude of the pressure sensor) is determined by fatigue evaluation. Since the fluctuating pressure of the actual machine is monitored using the limit value of the sound pressure, it boiled so as not to damage the steam dryer etc. in the reactor pressure vessel due to the pressure vibration accompanying the acoustic resonance generated in the main steam system. Water reactors can be properly monitored.

第１の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。It is a block diagram which shows the steam system and water supply system of the boiling water reactor by 1st Embodiment. 第１の実施形態による沸騰水型原子炉の監視装置を示すブロック図である。It is a block diagram which shows the monitoring apparatus of the boiling water reactor by 1st Embodiment. 第１の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the operation | movement which monitors the pressure vibration by 1st Embodiment. 第２の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the operation | movement which monitors the pressure vibration by 2nd Embodiment. 第３の実施形態による圧力振動を監視する動作を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the operation | movement which monitors the pressure vibration by 3rd Embodiment.

符号の説明Explanation of symbols

１原子炉圧力容器
２炉心シュラウド
３給水
４蒸気
５気水分離器
６蒸気乾燥器（ドライヤ）
７蒸気ドーム
８蒸気配管
９高圧タービン
１０湿分分離加熱器
１１低圧タービン
１２復水器
１３給水加熱器
１５制御棒駆動装置
１６制御棒
１７，１８圧力センサ
２０監視装置 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Reactor pressure vessel 2 Core shroud 3 Water supply 4 Steam 5 Steam-water separator 6 Steam dryer (dryer)
7 Steam Dome 8 Steam Piping 9 High Pressure Turbine 10 Moisture Separation Heater 11 Low Pressure Turbine 12 Condenser 13 Feed Water Heater 15 Control Rod Drive Device 16 Control Rod 17, 18 Pressure Sensor 20 Monitoring Device

Claims

原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンとを備えた沸騰水型原子炉の監視方法において、
監視装置が、前記蒸気ドーム及び前記蒸気配管からなる蒸気系に設置された圧力センサからの変動圧力信号を監視する
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の監視方法。 Reactor pressure vessel, steam piping for transporting steam generated in the reactor pressure vessel from the steam dome above the reactor pressure vessel to the outside, and a high-pressure turbine connected to the steam piping and driven by the steam In a monitoring method for a boiling water reactor equipped with
A monitoring method for a boiling water reactor, wherein the monitoring device monitors a fluctuating pressure signal from a pressure sensor installed in a steam system including the steam dome and the steam pipe.

監視装置が、
前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析ステップと、
前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析ステップと、
前記解析ステップと前記測定信号分析ステップとで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定するステップと、
前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析ステップの解析条件を変更するステップと、
前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析ステップにより前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求めるステップと、
前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求めるステップと、
前記構造物が疲労許容応力に達するために必要な前記圧力センサの制限圧力振幅を求めるステップと、
前記圧力センサの変動圧力信号からの変動圧力振幅が、前記制限圧力振幅以下であるか否かを監視するステップとを含んで実行する
ことを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉の監視方法。 The monitoring device
An analysis step of analyzing an acoustic resonance phenomenon in the vapor system to obtain a resonance frequency and a sound pressure distribution in the vapor system;
A measurement signal analysis step of processing a fluctuation pressure signal from the pressure sensor to obtain a resonance frequency and a fluctuation pressure distribution;
Comparing the results obtained in the analysis step and the measurement signal analysis step, and determining whether or not the comparison result is an allowable value or less;
Changing the analysis conditions of the analysis step when the comparison result is not less than or equal to an allowable value;
When the comparison result is less than or equal to an allowable value, obtaining a fluctuating pressure distribution applied to the structure surface in the steam system by the analysis step;
Obtaining a stress distribution generated in the structure by a fluctuating pressure distribution on the surface of the structure;
Determining a limit pressure amplitude of the pressure sensor required for the structure to reach fatigue tolerance;
The boiling water reactor according to claim 1, further comprising: monitoring whether or not a fluctuating pressure amplitude from a fluctuating pressure signal of the pressure sensor is equal to or less than the limit pressure amplitude. Monitoring method.

監視装置が、
前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析ステップと、
前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析ステップと、
前記解析ステップと前記測定信号分析ステップとで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定するステップと、
前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析ステップの解析条件を変更するステップと、
前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析ステップにより前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求めるステップと、
前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求める応力分布ステップと、
前記応力分布ステップにより求めた応力が、前記構造物の疲労許容応力以下であるか否かを監視するステップとを含んで実行する
ことを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉の監視方法。 The monitoring device
An analysis step of analyzing an acoustic resonance phenomenon in the vapor system to obtain a resonance frequency and a sound pressure distribution in the vapor system;
A measurement signal analysis step of processing a fluctuation pressure signal from the pressure sensor to obtain a resonance frequency and a fluctuation pressure distribution;
Comparing the results obtained in the analysis step and the measurement signal analysis step, and determining whether or not the comparison result is an allowable value or less;
Changing the analysis conditions of the analysis step when the comparison result is not less than or equal to an allowable value;
When the comparison result is less than or equal to an allowable value, obtaining a fluctuating pressure distribution applied to the structure surface in the steam system by the analysis step;
A stress distribution step for obtaining a stress distribution generated in the structure due to a fluctuating pressure distribution on the surface of the structure;
The step of monitoring whether or not the stress obtained by the stress distribution step is less than or equal to a fatigue allowable stress of the structure is performed. The boiling water reactor according to claim 1, Monitoring method.

原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、前記蒸気ドームと前記蒸気配管からなる主蒸気系に設置された圧力センサとを備えた沸騰水型原子炉の監視プログラムであって、
コンピュータに、
前記蒸気系内における音響共鳴現象を解析して前記蒸気系内の共鳴周波数と音圧分布を求める解析処理と、
前記圧力センサからの変動圧力信号を処理して共鳴周波数と変動圧力分布を求める測定信号分析処理と、
前記解析処理と前記測定信号分析処理とで求めた結果を比較し、比較結果が許容値以下であるか否かを判定する処理と、
前記比較結果が許容値以下でない場合に、前記解析ステップの解析条件を変更する処理と、
前記比較結果が許容値以下の場合に、前記解析ステップにより前記蒸気系内の構造物表面に加わる変動圧力分布を求める処理と、
前記構造物表面の変動圧力分布により前記構造物に生じる応力分布を求める処理と、
前記構造物が疲労許容応力に達するために必要な前記圧力センサの制限圧力振幅を求める処理とを
実行させるための沸騰水型原子炉の監視プログラム。 Reactor pressure vessel, steam piping for transporting steam generated in the reactor pressure vessel from the steam dome above the reactor pressure vessel to the outside, and a high-pressure turbine connected to the steam piping and driven by the steam And a boiling water reactor monitoring program comprising a pressure sensor installed in a main steam system comprising the steam dome and the steam pipe,
On the computer,
Analyzing the acoustic resonance phenomenon in the steam system to obtain the resonance frequency and sound pressure distribution in the steam system;
A measurement signal analysis process for processing a fluctuation pressure signal from the pressure sensor to obtain a resonance frequency and a fluctuation pressure distribution;
Comparing the results obtained in the analysis process and the measurement signal analysis process, and determining whether the comparison result is an allowable value or less;
When the comparison result is not less than or equal to an allowable value, processing to change the analysis conditions of the analysis step;
When the comparison result is less than or equal to an allowable value, a process for obtaining a fluctuating pressure distribution applied to the structure surface in the steam system by the analysis step;
A process for obtaining a stress distribution generated in the structure due to a fluctuating pressure distribution on the surface of the structure;
A boiling water reactor monitoring program for executing a process of obtaining a limit pressure amplitude of the pressure sensor necessary for the structure to reach a fatigue allowable stress.

コンピュータに、
前記圧力センサの変動圧力信号データからの変動圧力振幅が、前記制限圧力振幅以下であるか否かを監視する処理を
実行させるための請求項４に記載の沸騰水型原子炉の監視プログラム。 On the computer,
The monitoring program for a boiling water reactor according to claim 4, for executing a process of monitoring whether or not a fluctuating pressure amplitude from fluctuating pressure signal data of the pressure sensor is equal to or less than the limit pressure amplitude.