JP2016161518A - Nuclear reactor monitoring system and nuclear power plant, and method for monitoring the nuclear reactor - Google Patents

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a nuclear reactor monitoring system capable of monitoring the condition of a nuclear reactor in an appropriate manner.SOLUTION: A nuclear reactor monitoring system includes: at least one thermoacoustic sensor 40 provided in a reactor vessel 11; a sound detector 48 for detecting sounds generated by the at least one thermoacoustic sensor 40; and a condition monitoring unit 100 for monitoring the condition of the reactor vessel 11 on the basis of a detection result of the sound detector 48. The condition monitoring unit 100 includes: a frequency analysis part for analyzing a frequency for the detection result of the sound detector 48; a sound pressure peak calculation part for calculating a sound pressure peak in an analysis result obtained by the frequency analysis part; and a monitoring part for monitoring the condition on the basis of the calculation result obtained by the sound pressure peak calculation part.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本開示は原子炉監視システム及び原子力プラント並びに原子炉監視方法に関する。   The present disclosure relates to a nuclear reactor monitoring system, a nuclear power plant, and a nuclear reactor monitoring method.

熱を音波に変換し、又は音波を熱に変換する熱音響デバイスが知られている。
例えば、特許文献１には、レゾネータ（共鳴装置）として機能するチャンバを画定するハウジングと、チャンバの中に配置されるスタックとを備える熱音響センサ（熱音響デバイス）が開示されている。この熱音響センサでは、スタックがハウジング内部又は外部の熱源からの熱を受けてスタックの両端部にある程度の温度差が生じると、ハウジングの周囲の温度に応じた周波数の音波が生成されるようになっている。したがって、レゾネータで共鳴する音波の周波数を計測することで、ハウジング周囲の温度を知ることができる。
また、特許文献１には、原子炉の圧力容器内の燃料棒に上述の熱音響センサを組み込んで、燃料棒の周囲を流れる冷却材の温度監視に利用することが記載されている。この熱音響センサでは、燃料棒の被覆管をハウジングとして用い、燃料棒内部の燃料ペレットを熱源としてスタックの両端に温度差を生じさせるようになっている。 Thermoacoustic devices that convert heat into sound waves or convert sound waves into heat are known.
For example, Patent Literature 1 discloses a thermoacoustic sensor (thermoacoustic device) including a housing that defines a chamber that functions as a resonator (resonance device), and a stack disposed in the chamber. In this thermoacoustic sensor, when the stack receives heat from a heat source inside or outside the housing and a certain temperature difference occurs between both ends of the stack, a sound wave having a frequency corresponding to the ambient temperature of the housing is generated. It has become. Therefore, the temperature around the housing can be known by measuring the frequency of the sound wave that resonates with the resonator.
Patent Document 1 describes that the above-described thermoacoustic sensor is incorporated in a fuel rod in a pressure vessel of a nuclear reactor and used for monitoring the temperature of a coolant flowing around the fuel rod. In this thermoacoustic sensor, a cladding tube of a fuel rod is used as a housing, and a fuel pellet inside the fuel rod is used as a heat source to cause a temperature difference between both ends of the stack.

米国特許出願公開第２０１４／００５０２９３号明細書US Patent Application Publication No. 2014/0050293

ところで、上述の熱音響センサから発せられた音は、該熱音響センサの周囲の状態（例えば温度）等を示すものであることから、熱音響センサからの音に基づいて原子炉の状態監視できることが期待される。しかしながら、特許文献１には、熱音響センサで得られた音に基づいて原子炉の状態を監視するための具体的な方策は記載されていない。   By the way, since the sound emitted from the above-mentioned thermoacoustic sensor indicates the surrounding state (for example, temperature) of the thermoacoustic sensor, the state of the reactor can be monitored based on the sound from the thermoacoustic sensor. There is expected. However, Patent Document 1 does not describe a specific measure for monitoring the state of the reactor based on the sound obtained by the thermoacoustic sensor.

上述の事情に鑑みて、本発明の少なくとも一実施形態は、原子炉の状態を的確に監視可能な原子炉監視システムを提供することを目的とする。   In view of the above circumstances, an object of at least one embodiment of the present invention is to provide a reactor monitoring system capable of accurately monitoring the state of a reactor.

（１）本発明の少なくとも一実施形態に係る原子炉監視システムは、
原子炉容器内に設けられる少なくとも一つの熱音響センサと、
前記少なくとも一つの熱音響センサが発する音を検出するための音検出器と、
前記音検出器の検出結果に基づいて、原子炉の状態監視を行うための状態監視ユニットと、を備え、
前記状態監視ユニットは、
前記音検出器の前記検出結果に対して周波数解析を行うための周波数解析部と、
前記周波数解析部による解析結果における音圧ピークを算出するための音圧ピーク算出部と、
前記音圧ピーク算出部による算出結果に基づいて、前記状態監視を行うための監視部と、
を含む。 (1) A reactor monitoring system according to at least one embodiment of the present invention includes:
At least one thermoacoustic sensor provided in the reactor vessel;
A sound detector for detecting sound emitted by the at least one thermoacoustic sensor;
A state monitoring unit for monitoring the state of the reactor based on the detection result of the sound detector;
The state monitoring unit is
A frequency analysis unit for performing frequency analysis on the detection result of the sound detector;
A sound pressure peak calculation unit for calculating a sound pressure peak in the analysis result by the frequency analysis unit;
A monitoring unit for performing the state monitoring based on a calculation result by the sound pressure peak calculation unit;
including.

熱音響センサが発する音の周波数や振幅は、熱音響センサの周囲の原子炉の状態（例えば、原子炉容器内の冷却材の温度等）を示す。よって、上記（１）の構成によれば、熱音響センサから発せられて音検出器で検出された音から算出された音圧ピーク（例えば音圧ピークの周波数や大きさ）に基づいて、原子炉の状態を的確に監視することができる。   The frequency and amplitude of the sound emitted from the thermoacoustic sensor indicate the state of the reactor around the thermoacoustic sensor (for example, the temperature of the coolant in the reactor vessel). Therefore, according to the configuration of (1) above, based on the sound pressure peak (for example, the frequency or magnitude of the sound pressure peak) calculated from the sound emitted from the thermoacoustic sensor and detected by the sound detector, The condition of the furnace can be monitored accurately.

（２）幾つかの実施形態では、上記（１）の構成において、
前記少なくとも一つの熱音響センサは、前記原子炉容器内における複数の位置にそれぞれ設けられた複数の熱音響センサを含み、
前記複数の熱音響センサは、発生音の基本周波数が互いに異なるように構成され、
前記音圧ピーク算出部は、各々の前記熱音響センサの前記基本周波数に応じて、前記複数の熱音響センサのそれぞれに対して前記音圧ピークを算出するように構成され、
前記監視部は、各々の前記熱音響センサの前記音圧ピークに基づいて、前記原子炉容器内の各位置において前記状態監視を行うように構成される。
複数の熱音響センサが設けられる場合、音検出器では、複数の熱音響センサから発せられた音を重ね合わせたものが取得される。
上記（２）の構成では、複数の熱音響センサ毎に発生音の基本周波数を異ならせているので、音検出器で検出された複数の熱音響センサからの音に対して周波数解析を行うことにより、熱音響センサ毎に音圧ピークを特定することが可能である。よって、熱音響センサ毎の音圧ピークに基づいて、各熱音響センサが設けられた各位置における原子炉の状態を監視することができる。 (2) In some embodiments, in the configuration of (1) above,
The at least one thermoacoustic sensor includes a plurality of thermoacoustic sensors respectively provided at a plurality of positions in the reactor vessel;
The plurality of thermoacoustic sensors are configured such that fundamental frequencies of generated sound are different from each other,
The sound pressure peak calculation unit is configured to calculate the sound pressure peak for each of the plurality of thermoacoustic sensors according to the fundamental frequency of each of the thermoacoustic sensors,
The monitoring unit is configured to perform the state monitoring at each position in the reactor vessel based on the sound pressure peak of each thermoacoustic sensor.
When a plurality of thermoacoustic sensors are provided, the sound detector obtains a superposition of sounds emitted from the plurality of thermoacoustic sensors.
In the configuration of (2) above, since the fundamental frequency of the generated sound is different for each of the plurality of thermoacoustic sensors, frequency analysis is performed on the sound from the plurality of thermoacoustic sensors detected by the sound detector. Thus, it is possible to specify the sound pressure peak for each thermoacoustic sensor. Therefore, based on the sound pressure peak for each thermoacoustic sensor, the state of the reactor at each position where each thermoacoustic sensor is provided can be monitored.

（３）幾つかの実施形態では、上記（１）又は（２）の構成において、前記監視部は、前記音圧ピーク算出部によって得られた前記音圧ピークの周波数に基づいて前記状態監視を行うように構成される。
熱音響センサが発する音の周波数は、熱音響センサの周囲の温度等に応じて変化する。よって、上記（３）の構成によれば、算出された音圧ピークの周波数に基づいて、原子炉容器内における熱音響センサの周囲に存在する冷却材の温度等を監視することができる。 (3) In some embodiments, in the configuration of (1) or (2), the monitoring unit monitors the state based on the frequency of the sound pressure peak obtained by the sound pressure peak calculation unit. Configured to do.
The frequency of the sound emitted from the thermoacoustic sensor changes according to the ambient temperature of the thermoacoustic sensor. Therefore, according to the configuration of (3) above, the temperature of the coolant existing around the thermoacoustic sensor in the reactor vessel can be monitored based on the calculated frequency of the sound pressure peak.

（４）幾つかの実施形態では、上記（１）〜（３）の何れかの構成において、前記監視部は、前記音圧ピークの周波数が規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断するように構成される。
熱音響センサが発する音の周波数は、熱音響センサの周囲の温度等に応じて変化する。よって、上記（４）の構成のように、原子炉容器内の冷却材の正常な温度の範囲を示す周波数の規定範囲を予め設定しておくことで、原子炉の状態が異常であるか否かを判定することができる。 (4) In some embodiments, in the configuration according to any one of the above (1) to (3), when the frequency of the sound pressure peak deviates from a specified range, the monitoring unit It is configured to determine that the condition is abnormal.
The frequency of the sound emitted from the thermoacoustic sensor changes according to the ambient temperature of the thermoacoustic sensor. Therefore, as in the configuration of (4) above, whether or not the state of the reactor is abnormal is determined by setting in advance a prescribed range of frequency indicating the normal temperature range of the coolant in the reactor vessel. Can be determined.

（５）幾つかの実施形態では、上記（２）〜（４）の何れかの構成において、前記複数の熱音響センサは、レゾネータの長さが互いに異なる。
上記（５）の構成によれば、複数の熱音響センサのレゾネータの長さを互いに異ならせることで、同一温度における基本周波数を各熱音響センサで異ならせることができるため、互いに異なる周波数バンドを各熱音響センサに割り当てることができる。よって、音検出器で検出された複数の熱音響センサからの音に対して周波数解析を行うことにより、熱音響センサ毎に音圧ピークを特定することが容易である。 (5) In some embodiments, in any of the configurations (2) to (4), the plurality of thermoacoustic sensors have different resonator lengths.
According to the configuration of (5) above, since the fundamental frequencies at the same temperature can be made different for each thermoacoustic sensor by making the lengths of the resonators of the plurality of thermoacoustic sensors different from each other, different frequency bands are used. It can be assigned to each thermoacoustic sensor. Therefore, it is easy to specify the sound pressure peak for each thermoacoustic sensor by performing frequency analysis on the sound from the plurality of thermoacoustic sensors detected by the sound detector.

（６）幾つかの実施形態では、上記（１）〜（５）の何れかの構成において、前記複数の熱音響センサは、それぞれ、前記原子炉容器内の炉心に互いに離れた位置に設けられる複数の燃料棒の内部に設けられている。
上記（６）の構成によれば、燃料棒の内部に設けられた熱音響センサによって、原子炉容器内の炉心における複数の位置での状態を監視することができる。 (6) In some embodiments, in any one of the configurations (1) to (5), the plurality of thermoacoustic sensors are provided at positions separated from each other in the core in the reactor vessel. It is provided inside the plurality of fuel rods.
According to the configuration of (6) above, the states at a plurality of positions in the core in the reactor vessel can be monitored by the thermoacoustic sensor provided inside the fuel rod.

（７）幾つかの実施形態では、上記（１）〜（６）の何れかの構成において、前記監視部は、前記音圧ピークの大きさが規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断するように構成される。
熱音響センサが発する音の振幅は、燃料棒内の燃料の劣化状態等に応じて変化する。よって、上記（７）の構成によれば、算出された音圧ピークの大きさに基づいて、燃料棒内の燃料の劣化状態等を監視することができ、例えば燃料の正常な状態を示す音圧ピークの規定範囲を予め設定しておくことで、原子炉の状態が異常であるか否かを判定することができる。 (7) In some embodiments, in the configuration according to any one of (1) to (6), the monitoring unit is configured such that when the magnitude of the sound pressure peak deviates from a specified range, It is configured to determine that the state is abnormal.
The amplitude of the sound generated by the thermoacoustic sensor changes according to the deterioration state of the fuel in the fuel rod. Therefore, according to the configuration of (7) above, the deterioration state of the fuel in the fuel rod can be monitored based on the calculated magnitude of the sound pressure peak, for example, a sound indicating the normal state of the fuel. By setting the specified range of the pressure peak in advance, it can be determined whether or not the state of the reactor is abnormal.

（８）本発明の少なくとも一実施形態に係る原子力プラントは、
原子炉と、
前記原子炉で発生した熱によって生成された蒸気により駆動されるように構成された蒸気タービンと、
前記原子炉の状態監視を行うための上記（１）〜（７）の何れかの構成を有する原子炉監視システムと、を備える。 (8) A nuclear power plant according to at least one embodiment of the present invention includes:
A nuclear reactor,
A steam turbine configured to be driven by steam generated by heat generated in the reactor;
And a reactor monitoring system having the configuration of any one of (1) to (7) for monitoring the state of the reactor.

熱音響センサが発する音の周波数や振幅は、熱音響センサの周囲の原子炉の状態（例えば、原子炉容器内の冷却材の温度等）を示す。よって、上記（８）の構成によれば、熱音響センサから発せられて音検出器で検出された音から算出された音圧ピーク（例えば音圧ピークの周波数や大きさ）に基づいて、原子炉の状態を的確に監視することができる。   The frequency and amplitude of the sound emitted from the thermoacoustic sensor indicate the state of the reactor around the thermoacoustic sensor (for example, the temperature of the coolant in the reactor vessel). Therefore, according to the configuration of (8) above, based on the sound pressure peak (for example, the frequency or magnitude of the sound pressure peak) calculated from the sound emitted from the thermoacoustic sensor and detected by the sound detector, The condition of the furnace can be monitored accurately.

（９）本発明の少なくとも一実施形態に係る原子炉監視方法は、
原子炉容器内に設けられた少なくとも一つの熱音響センサが発する音を音検出器で検出する検出ステップと、
前記音検出器の検出結果に基づいて、原子炉の状態監視を行う状態監視ステップと、を備え、
前記状態監視ステップでは、
前記音検出器の前記検出結果に対して周波数解析を行うこと、
前記周波数解析の結果における音圧ピークを算出すること、及び
前記音圧ピークの算出結果に基づいて、前記状態監視を行うこと
を含む。 (9) A reactor monitoring method according to at least one embodiment of the present invention includes:
A detection step of detecting a sound generated by at least one thermoacoustic sensor provided in the reactor vessel with a sound detector;
A state monitoring step of monitoring the state of the reactor based on the detection result of the sound detector,
In the state monitoring step,
Performing frequency analysis on the detection result of the sound detector;
Calculating a sound pressure peak in the result of the frequency analysis, and monitoring the state based on the calculation result of the sound pressure peak.

熱音響センサが発する音の周波数や振幅は、熱音響センサの周囲の原子炉の状態（例えば、原子炉容器内の冷却材の温度等）を示す。よって、上記（９）の方法によれば、熱音響センサから発せられて音検出器で検出された音から算出された音圧ピーク（例えば音圧ピークの周波数や大きさ）に基づいて、原子炉の状態を的確に監視することができる。   The frequency and amplitude of the sound emitted from the thermoacoustic sensor indicate the state of the reactor around the thermoacoustic sensor (for example, the temperature of the coolant in the reactor vessel). Therefore, according to the method of (9) above, based on the sound pressure peak (for example, frequency and magnitude of the sound pressure peak) calculated from the sound emitted from the thermoacoustic sensor and detected by the sound detector, The condition of the furnace can be monitored accurately.

（１０）幾つかの実施形態では、上記（９）の方法において、
前記少なくとも一つの熱音響センサは、前記原子炉容器内における複数の位置にそれぞれ設けられた複数の熱音響センサを含み、
前記複数の熱音響センサは、発生音の基本周波数が互いに異なるように構成され、
前記状態監視ステップでは、
各々の前記熱音響センサの前記基本周波数に応じて、前記複数の熱音響センサのそれぞれに対して前記音圧ピークを算出し、
各々の前記熱音響センサの前記音圧ピークに基づいて、前記原子炉容器内の各位置において前記状態監視を行う。
上記（１０）の方法では、複数の熱音響センサ毎に発生音の基本周波数を異ならせているので、音検出器で検出された複数の熱音響センサからの音に対して周波数解析を行うことにより、熱音響センサ毎に音圧ピークを特定することが可能である。よって、熱音響センサ毎の音圧ピークに基づいて、各熱音響センサが設けられた各位置における原子炉の状態を監視することができる。 (10) In some embodiments, in the method of (9) above,
The at least one thermoacoustic sensor includes a plurality of thermoacoustic sensors respectively provided at a plurality of positions in the reactor vessel;
The plurality of thermoacoustic sensors are configured such that fundamental frequencies of generated sound are different from each other,
In the state monitoring step,
Calculating the sound pressure peak for each of the plurality of thermoacoustic sensors according to the fundamental frequency of each thermoacoustic sensor;
Based on the sound pressure peak of each thermoacoustic sensor, the state is monitored at each position in the reactor vessel.
In the method (10), since the fundamental frequency of the generated sound is made different for each of the plurality of thermoacoustic sensors, frequency analysis is performed on the sound from the plurality of thermoacoustic sensors detected by the sound detector. Thus, it is possible to specify the sound pressure peak for each thermoacoustic sensor. Therefore, based on the sound pressure peak for each thermoacoustic sensor, the state of the reactor at each position where each thermoacoustic sensor is provided can be monitored.

（１１）幾つかの実施形態では、上記（９）又は（１０）の方法において、前記状態監視ステップでは、前記音圧ピークの周波数に基づいて前記状態監視を行う。
熱音響センサが発する音の周波数は、熱音響センサの周囲の温度等に応じて変化する。よって、上記（１１）の方法によれば、算出された音圧ピークの周波数に基づいて、原子炉容器内における熱音響センサの周囲に存在する冷却材の温度等を監視することができる。 (11) In some embodiments, in the above method (9) or (10), the state monitoring step performs the state monitoring based on the frequency of the sound pressure peak.
The frequency of the sound emitted from the thermoacoustic sensor changes according to the ambient temperature of the thermoacoustic sensor. Therefore, according to the method (11), the temperature of the coolant existing around the thermoacoustic sensor in the reactor vessel can be monitored based on the calculated frequency of the sound pressure peak.

（１２）幾つかの実施形態では、上記（９）〜（１１）の何れかの方法において、前記状態監視ステップでは、前記音圧ピークの周波数が規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断する。
熱音響センサが発する音の周波数は、熱音響センサの周囲の温度等に応じて変化する。よって、上記（１２）の方法のように、原子炉容器内の冷却材の正常な温度の範囲を示す周波数の規定範囲を予め設定しておくことで、原子炉の状態が異常であるか否かを判定することができる。 (12) In some embodiments, in the method according to any one of (9) to (11) above, in the state monitoring step, when the frequency of the sound pressure peak deviates from a specified range, It is determined that the state is abnormal.
The frequency of the sound emitted from the thermoacoustic sensor changes according to the ambient temperature of the thermoacoustic sensor. Therefore, whether or not the state of the reactor is abnormal is determined by setting in advance a prescribed range of frequency indicating the normal temperature range of the coolant in the reactor vessel as in the method (12). Can be determined.

（１３）幾つかの実施形態では、上記（１０）〜（１２）の何れかの方法において、前記複数の熱音響センサは、レゾネータの長さが互いに異なる。
上記（１３）の方法によれば、複数の熱音響センサのレゾネータの長さを互いに異ならせることで、同一温度における基本周波数を各熱音響センサで異ならせることができるため、互いに異なる周波数バンドを各熱音響センサに割り当てることができる。よって、音検出器で検出された複数の熱音響センサからの音に対して周波数解析を行うことにより、熱音響センサ毎に音圧ピークを特定することが容易である。 (13) In some embodiments, in any of the methods (10) to (12), the plurality of thermoacoustic sensors have different resonator lengths.
According to the method of (13) above, since the fundamental frequencies at the same temperature can be made different for each thermoacoustic sensor by making the lengths of the resonators of the plurality of thermoacoustic sensors different from each other, different frequency bands are used. It can be assigned to each thermoacoustic sensor. Therefore, it is easy to specify the sound pressure peak for each thermoacoustic sensor by performing frequency analysis on the sound from the plurality of thermoacoustic sensors detected by the sound detector.

（１４）幾つかの実施形態では、上記（９）〜（１３）の何れかの方法において、前記複数の熱音響センサは、それぞれ、前記原子炉容器内の炉心に互いに離れた位置に設けられる複数の燃料棒の内部に設けられている。
上記（１４）の方法によれば、燃料棒の内部に設けられた熱音響センサによって、原子炉容器内の炉心における複数の位置での状態を監視することができる。 (14) In some embodiments, in any one of the above methods (9) to (13), the plurality of thermoacoustic sensors are provided at positions separated from each other in the core in the reactor vessel. It is provided inside the plurality of fuel rods.
According to the above method (14), the state at a plurality of positions in the core in the reactor vessel can be monitored by the thermoacoustic sensor provided inside the fuel rod.

（１５）幾つかの実施形態では、上記（９）〜（１４）の何れかの方法において、前記状態監視ステップでは、前記音圧ピークの大きさが規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断する。
熱音響センサが発する音の振幅は、燃料棒内の燃料の劣化状態等に応じて変化する。よって、上記（１５）の方法によれば、算出された音圧ピークの大きさに基づいて、燃料棒内の燃料の劣化状態等を監視することができ、例えば燃料の正常な状態を示す音圧ピークの規定範囲を予め設定しておくことで、原子炉の状態が異常であるか否かを判定することができる。 (15) In some embodiments, in the method according to any one of (9) to (14), in the state monitoring step, when the magnitude of the sound pressure peak deviates from a specified range, the nuclear reactor Is determined to be abnormal.
The amplitude of the sound generated by the thermoacoustic sensor changes according to the deterioration state of the fuel in the fuel rod. Therefore, according to the above method (15), it is possible to monitor the deterioration state of the fuel in the fuel rod based on the calculated magnitude of the sound pressure peak, for example, a sound indicating the normal state of the fuel. By setting the specified range of the pressure peak in advance, it can be determined whether or not the state of the reactor is abnormal.

本発明の少なくとも一実施形態によれば、原子炉の状態を的確に監視可能な原子炉監視システムが提供される。   According to at least one embodiment of the present invention, a nuclear reactor monitoring system capable of accurately monitoring the state of a nuclear reactor is provided.

一実施形態に係る原子力プラントの概略構成図である。It is a schematic structure figure of a nuclear power plant concerning one embodiment. 一実施形態に係る燃料棒を含む燃料集合体の一例を示す図である。It is a figure which shows an example of the fuel assembly containing the fuel rod which concerns on one Embodiment. 一実施形態に係る燃料棒の概略構成図である。It is a schematic block diagram of the fuel rod which concerns on one Embodiment. 一実施形態に係る熱音響センサが組み込まれた燃料棒の概略構成図である。It is a schematic block diagram of the fuel rod incorporating the thermoacoustic sensor which concerns on one Embodiment. 一実施形態に係る状態監視ユニットの構成を示す図である。It is a figure which shows the structure of the state monitoring unit which concerns on one Embodiment. 一実施形態に係る音検出器の検出結果に対して周波数解析を行った結果の一例を示すチャートである。It is a chart which shows an example of the result of having performed frequency analysis to the detection result of the sound detector concerning one embodiment. 一実施形態に係る音圧ピーク算出部により算出された音圧ピークの周波数の経時変化を示すグラフの一例である。It is an example of the graph which shows the time-dependent change of the frequency of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation part which concerns on one Embodiment. 音圧ピーク算出部の算出結果に基づく冷却材温度の経時変化を示すグラフの一例である。It is an example of the graph which shows the time-dependent change of the coolant temperature based on the calculation result of a sound pressure peak calculation part. 一実施形態に係る原子炉監視方法のフローチャートである。3 is a flowchart of a reactor monitoring method according to an embodiment.

以下、添付図面を参照して本発明の幾つかの実施形態について説明する。ただし、実施形態として記載されている又は図面に示されている構成部品の寸法、材質、形状、その相対的配置等は、本発明の範囲をこれに限定する趣旨ではなく、単なる説明例にすぎない。   Hereinafter, some embodiments of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings. However, the dimensions, materials, shapes, relative arrangements, etc. of the components described in the embodiments or shown in the drawings are not intended to limit the scope of the present invention, but are merely illustrative examples. Absent.

まず、図１を用いて、一実施形態に係る原子力プラントの概要について説明する。図１は、一実施形態に係る原子力プラントの概略構成図である。図１に示すように、原子力プラント１は、核***反応で発生する熱エネルギーにより蒸気を生成するための原子炉２と、原子炉２で生成された蒸気により駆動される蒸気タービン４と、蒸気タービン４の回転軸の回転により駆動される発電機６を備える。なお、図１に示す原子炉２は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）である。他の実施形態では、原子炉２は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）であってもよく、あるいは、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉を含む軽水炉とは異なり、減速材又は冷却材として軽水以外の物質を用いるタイプの原子炉であってもよい。   First, the outline | summary of the nuclear power plant which concerns on one Embodiment is demonstrated using FIG. FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a nuclear power plant according to an embodiment. As shown in FIG. 1, a nuclear power plant 1 includes a nuclear reactor 2 for generating steam by thermal energy generated in a fission reaction, a steam turbine 4 driven by the steam generated in the nuclear reactor 2, and a steam turbine. The generator 6 driven by rotation of the rotating shaft 4 is provided. Note that the nuclear reactor 2 shown in FIG. 1 is a pressurized water reactor (PWR: Pressurized Water Reactor). In other embodiments, the reactor 2 may be a boiling water reactor (BWR) or, unlike a light water reactor including a pressurized water reactor and a boiling water reactor, a moderator or It may be a reactor of a type using a substance other than light water as a coolant.

原子炉２は、一次冷却水（一次冷却材）が流れる一次冷却ループ１０と、一次冷却ループ１０に設けられる原子炉容器（圧力容器）１１、加圧器１４、蒸気発生器１６及び一次冷却材ポンプ１８と、を含む。一次冷却材ポンプ１８は、一次冷却ループ１０において一次冷却水を循環させるように構成される。また、加圧器１４は、一次冷却ループ１０において、一次冷却水が沸騰しないように、一次冷却水を加圧するように構成される。なお、原子炉２を構成する原子炉容器１１、加圧器１４、蒸気発生器１６及び一次冷却材ポンプ１８は、原子炉格納容器１９に格納される。
原子炉容器１１にはペレット状の核燃料（例えばウラン燃料やＭＯＸ燃料等）を含む燃料棒１２が収容されており、この燃料の核***反応で発生する熱エネルギーにより、原子炉容器１１の中の一次冷却水が加熱される。原子炉容器１１には、原子炉出力を制御するために、核燃料を含む炉心で生成される中性子数を吸収して調整するための制御棒１３が設けられている。なお、原子炉容器１１内で加熱された一次冷却水は蒸気発生器１６に送られ、熱交換により二次冷却ループ２０を流れる二次冷却水（二次冷却材）を加熱して蒸気を発生させる。 A nuclear reactor 2 includes a primary cooling loop 10 through which primary cooling water (primary coolant) flows, a reactor vessel (pressure vessel) 11 provided in the primary cooling loop 10, a pressurizer 14, a steam generator 16, and a primary coolant pump. 18. The primary coolant pump 18 is configured to circulate primary cooling water in the primary cooling loop 10. The pressurizer 14 is configured to pressurize the primary cooling water in the primary cooling loop 10 so that the primary cooling water does not boil. Note that the reactor vessel 11, the pressurizer 14, the steam generator 16, and the primary coolant pump 18 constituting the reactor 2 are stored in a reactor containment vessel 19.
The reactor vessel 11 contains fuel rods 12 containing pellet-like nuclear fuel (for example, uranium fuel, MOX fuel, etc.), and the primary energy in the reactor vessel 11 is generated by the thermal energy generated by the fission reaction of this fuel. The cooling water is heated. The reactor vessel 11 is provided with a control rod 13 for absorbing and adjusting the number of neutrons generated in the core containing nuclear fuel in order to control the reactor power. The primary cooling water heated in the reactor vessel 11 is sent to the steam generator 16 to generate steam by heating the secondary cooling water (secondary coolant) flowing through the secondary cooling loop 20 by heat exchange. Let

蒸気発生器１６において生成された蒸気は、高圧タービン２１及び低圧タービン２２を含む蒸気タービン４に送られて、蒸気タービン４を回転駆動させる。また、蒸気タービン４は回転軸を介して発電機６と連結されており、発電機６は該回転軸の回転により駆動されて、電気エネルギーを生成する。なお、高圧タービン２１と低圧タービン２２との間には湿分分離加熱器２３が設けられており、高圧タービン２１で仕事をした後の蒸気を再度加熱してから低圧タービン２２に送るようになっている。   The steam generated in the steam generator 16 is sent to the steam turbine 4 including the high-pressure turbine 21 and the low-pressure turbine 22 to rotate the steam turbine 4. The steam turbine 4 is connected to a generator 6 through a rotating shaft, and the generator 6 is driven by the rotation of the rotating shaft to generate electric energy. A moisture separator / heater 23 is provided between the high-pressure turbine 21 and the low-pressure turbine 22 so that the steam after working in the high-pressure turbine 21 is heated again and then sent to the low-pressure turbine 22. ing.

二次冷却ループ２０には、復水器２４、低圧給水加熱器２６、脱気器２７及び高圧給水加熱器２９が設けられており、低圧タービン２２で仕事をした後の蒸気がこれらの機器を通る過程で凝縮されるとともに加熱され、蒸気発生器１６に戻るようになっている。二次冷却ループ２０には、復水ポンプ２５及び給水ポンプ２８が設けられており、これらのポンプにより二次冷却ループ２０において二次冷却水が循環するようになっている。また、復水器２４には、低圧タービン２２からの蒸気を熱交換により冷却するための冷却水（例えば海水）がポンプ１５を介して供給されるようになっている。   The secondary cooling loop 20 is provided with a condenser 24, a low-pressure feed water heater 26, a deaerator 27, and a high-pressure feed water heater 29, and the steam after working in the low-pressure turbine 22 supplies these devices. It is condensed and heated in the course of passing, and returns to the steam generator 16. The secondary cooling loop 20 is provided with a condensate pump 25 and a feed water pump 28, and the secondary cooling water is circulated in the secondary cooling loop 20 by these pumps. The condenser 24 is supplied with cooling water (for example, seawater) for cooling the steam from the low-pressure turbine 22 by heat exchange via the pump 15.

図２は、一実施形態に係る燃料棒を含む燃料集合体の一例を示す図である。原子炉容器１１に収容される燃料棒１２は、複数の燃料棒１２の集合体である燃料集合体５０を構成してもよい。
図２に示す燃料集合体５０は、燃料集合体５０の両端部に配置されて冷却材の流路を確保するための上部ノズル５６及び下部ノズル５８と、上部ノズル５６と下部ノズル５８との間に設けられる燃料棒１２、炉内計装用案内シンブル（不図示）及び複数の制御棒案内シンブル（不図示）と、燃料棒１２を格子配列に維持するための支持格子５４と、を含む。炉内計装用案内シンブル及び制御棒案内シンブルは、燃料棒１２と略平行に設けられ、燃料棒１２とともに格子配列を形成するように配置される。
上部ノズル５６及び下部ノズル５８の各々と、炉内計装用案内シンブル及び制御棒案内シンブルの各々とは、溶接により互いに接合されており、燃料集合体５０の支持骨格を形成している。 FIG. 2 is a diagram illustrating an example of a fuel assembly including fuel rods according to an embodiment. The fuel rods 12 accommodated in the nuclear reactor vessel 11 may constitute a fuel assembly 50 that is an assembly of a plurality of fuel rods 12.
The fuel assembly 50 shown in FIG. 2 is disposed at both ends of the fuel assembly 50 to provide an upper nozzle 56 and a lower nozzle 58 for securing a coolant flow path, and between the upper nozzle 56 and the lower nozzle 58. Includes a fuel rod 12, an in-core instrumentation guide thimble (not shown) and a plurality of control rod guide thimbles (not shown), and a support lattice 54 for maintaining the fuel rods 12 in a lattice arrangement. The in-core instrumentation guide thimble and the control rod guide thimble are provided substantially parallel to the fuel rods 12 and are arranged so as to form a lattice arrangement together with the fuel rods 12.
Each of the upper nozzle 56 and the lower nozzle 58 and each of the in-core instrumentation guide thimble and each of the control rod guide thimbles are joined together by welding to form a support skeleton of the fuel assembly 50.

なお、燃料集合体５０に含まれる複数の燃料棒１２における核***反応は、複数の制御棒１３を備える制御棒クラスタ５１により制御されるようになっている。制御棒クラスタ５１は駆動装置（図示しない）により駆動されて、制御棒クラスタ５１の備える複数の制御棒１３が制御棒案内シンブルの中を上下に移動するようになっている。   The fission reaction in the plurality of fuel rods 12 included in the fuel assembly 50 is controlled by a control rod cluster 51 having a plurality of control rods 13. The control rod cluster 51 is driven by a driving device (not shown) so that the plurality of control rods 13 included in the control rod cluster 51 move up and down in the control rod guide thimble.

図３は、一実施形態に係る燃料棒の概略構成図である。図３に示すように、燃料棒１２は、被覆管３０と、被覆管３０の内部に収容された燃料ペレット３２と、被覆管３０の両端を封止するための端栓（３４，３６）と、を含む。なお、端栓３４は、燃料棒１２が原子炉容器１１に装着された際に鉛直方向上側に位置する端栓であり、端栓３６は、燃料棒１２が原子炉容器１１に装着された際に鉛直方向下側に位置する端栓である。また、被覆管３０の内部には、例えばヘリウムが加圧封入されていてもよい。
被覆管３０の内部において、燃料ペレット３２は、端栓３４により一端の位置が定まる付勢部材３７（図３においてはコイルばね）によって付勢されて、付勢部材３７と端栓３６との間に固定される。また、付勢部材３７で燃料ペレット３２を付勢することにより、被覆管３０の内部において、燃料ペレット３２の上端面３３と端栓３４の下端面３５との間にはプレナム３１が形成されており、燃料ペレット３２の核***により生成されるガスがプレナム３１の中に閉じ込められるようになっている。 FIG. 3 is a schematic configuration diagram of a fuel rod according to an embodiment. As shown in FIG. 3, the fuel rod 12 includes a cladding tube 30, fuel pellets 32 accommodated in the cladding tube 30, and end plugs (34, 36) for sealing both ends of the cladding tube 30. ,including. The end plug 34 is an end plug that is positioned on the upper side in the vertical direction when the fuel rod 12 is attached to the reactor vessel 11, and the end plug 36 is provided when the fuel rod 12 is attached to the reactor vessel 11. This is an end plug located on the lower side in the vertical direction. Further, for example, helium may be sealed in the cladding tube 30 under pressure.
Inside the cladding tube 30, the fuel pellet 32 is urged by an urging member 37 (coil spring in FIG. 3) whose one end is determined by the end plug 34, and between the urging member 37 and the end plug 36. Fixed to. Further, by urging the fuel pellet 32 with the urging member 37, a plenum 31 is formed between the upper end surface 33 of the fuel pellet 32 and the lower end surface 35 of the end plug 34 inside the cladding tube 30. The gas generated by the nuclear fission of the fuel pellet 32 is confined in the plenum 31.

被覆管３０及び端栓（３４，３６）は、例えばジルカロイ−４を材料として作製され、被覆管３０と端栓３４及び被覆管３０と端栓３６は、それぞれ溶接により接合されて密封構造とされる。
燃料ペレット３２は、ウラン燃料やＭＯＸ燃料の材料を成形して焼結したものであり、通常は円柱状の形状を有する。 The cladding tube 30 and the end plugs (34, 36) are made of, for example, Zircaloy-4, and the cladding tube 30 and the end plug 34 and the cladding tube 30 and the end plug 36 are joined together by welding to form a sealed structure. The
The fuel pellet 32 is formed by sintering a material of uranium fuel or MOX fuel, and usually has a cylindrical shape.

なお、複数の燃料棒１２のうちいくつかは、以下に説明するように熱音響センサ４０が組み込まれていてもよい。   Some of the plurality of fuel rods 12 may incorporate a thermoacoustic sensor 40 as described below.

次に、図１、図４〜図８を用いて、一実施形態に係る原子炉監視システムについて説明する。一実施形態に係る原子炉監視システム１２０は、図１に示すように、原子炉容器１１内に設けられる少なくとも一つの熱音響センサ４０と、熱音響センサ４０が発する音を検出するための音検出器４８と、音検出器４８の検出結果に基づいて原子炉２の状態監視を行うための状態監視ユニット１００と、を備える。   Next, a reactor monitoring system according to an embodiment will be described with reference to FIGS. 1 and 4 to 8. As shown in FIG. 1, the reactor monitoring system 120 according to an embodiment includes at least one thermoacoustic sensor 40 provided in the reactor vessel 11 and sound detection for detecting sound emitted from the thermoacoustic sensor 40. And a state monitoring unit 100 for monitoring the state of the reactor 2 based on the detection result of the sound detector 48.

幾つかの実施形態では、原子炉監視システム１２０において、複数の熱音響センサ４０が原子炉容器１１内における複数の位置にそれぞれ設けられる。   In some embodiments, in the reactor monitoring system 120, a plurality of thermoacoustic sensors 40 are provided at a plurality of positions in the reactor vessel 11, respectively.

図４は、一実施形態に係る熱音響センサが組み込まれた燃料棒の概略構成図である。
図４に示す実施形態に係る熱音響センサ４０は、燃料棒１２に組み込まれている。なお、図４に示す燃料棒１２は、端栓３４と燃料ペレット３２との間に固定リング３８が設けられており、燃料ペレット３２を付勢する付勢部材３７の一端の位置は固定リング３８により定まるようになっている点、及び、以下に説明する熱音響センサ４０が組み込まれている点を除いて、図３に示す燃料棒１２と同様の構成を有する。
図４に示すように、熱音響センサ４０は、レゾネータとして機能するチャンバ４２を画定するハウジング４１と、チャンバ４２の中に配置されるスタック４４とを備える。ここでは、燃料棒１２の被覆管３０がハウジング４１の機能を有する。図４に示す例では、ハウジング４１の内壁面と、端栓３４の下端面３５と、燃料ペレット３２の上端面３３とにより、長さがＬのチャンバ４２が画定される。
スタック４４は、その両端、すなわち熱源に近い側の高温側端４５と、熱源からより遠い側の低温側端４６との間にある程度の温度差が生じると、チャンバ４２の中で音波を生成する熱音響素子である。燃料ペレット３２は、スタック４４に熱を与える熱源としての役割を有し、燃料ペレット３２からの熱により、スタック４４において高温側端４５と低温側端４６との間に温度差が生じる。また、燃料ペレット３２からの熱に加えて、燃料ペレット３２の核***反応によって発生する電磁波により、スタック４４の高温側端４５がさらに加熱されると、スタック４４において高温側端４５と低温側端４６との間でさらに温度差が生じる。この温度差が所定値以上になると、スタック４４を流れる熱流束の一部が、チャンバ４２内部の温度に応じた周波数をもつ音波に変換される。
スタック４４と燃料ペレット３２とは、チャンバ（レゾネータ）４２の中で音の定在波が生成するような位置関係になっている。 FIG. 4 is a schematic configuration diagram of a fuel rod in which a thermoacoustic sensor according to an embodiment is incorporated.
The thermoacoustic sensor 40 according to the embodiment shown in FIG. 4 is incorporated in the fuel rod 12. In the fuel rod 12 shown in FIG. 4, a fixing ring 38 is provided between the end plug 34 and the fuel pellet 32, and the position of one end of the biasing member 37 that biases the fuel pellet 32 is the fixing ring 38. 3 has the same configuration as that of the fuel rod 12 shown in FIG. 3 except that a thermoacoustic sensor 40 described below is incorporated.
As shown in FIG. 4, the thermoacoustic sensor 40 includes a housing 41 that defines a chamber 42 that functions as a resonator, and a stack 44 that is disposed in the chamber 42. Here, the cladding tube 30 of the fuel rod 12 has the function of the housing 41. In the example shown in FIG. 4, a chamber 42 having a length L is defined by the inner wall surface of the housing 41, the lower end surface 35 of the end plug 34, and the upper end surface 33 of the fuel pellet 32.
The stack 44 generates a sound wave in the chamber 42 when a certain temperature difference occurs between its both ends, that is, the high temperature side end 45 closer to the heat source and the low temperature side end 46 farther from the heat source. It is a thermoacoustic element. The fuel pellet 32 serves as a heat source for applying heat to the stack 44, and a temperature difference is generated between the high temperature side end 45 and the low temperature side end 46 in the stack 44 due to the heat from the fuel pellet 32. Further, when the high temperature side end 45 of the stack 44 is further heated by electromagnetic waves generated by the fission reaction of the fuel pellet 32 in addition to the heat from the fuel pellet 32, the high temperature side end 45 and the low temperature side end 46 in the stack 44. A further temperature difference occurs between When this temperature difference exceeds a predetermined value, a part of the heat flux flowing through the stack 44 is converted into a sound wave having a frequency corresponding to the temperature inside the chamber 42.
The stack 44 and the fuel pellet 32 are in a positional relationship such that a standing wave of sound is generated in the chamber (resonator) 42.

スタック４４は、チャンバ４２の長さ方向に沿って平行に配列された複数の微細な孔（チャネル）を有するセラミック素子である。
他の実施形態では、スタック４４は、例えば、金属スパイラル、金属フォーム、金属フェルト、セラミックフォーム又はカーボンフォームから構成されていてもよく、ハニカム構造を有していてもよい。
また図４に示すスタック４４の断面形状は、円筒状のハウジング４１の断面形状に合わせた円形状であるが、四角形等別の形状を有していてもよい。 The stack 44 is a ceramic element having a plurality of fine holes (channels) arranged in parallel along the length direction of the chamber 42.
In other embodiments, the stack 44 may be composed of, for example, a metal spiral, metal foam, metal felt, ceramic foam, or carbon foam, and may have a honeycomb structure.
4 is a circular shape that matches the cross-sectional shape of the cylindrical housing 41, it may have another shape such as a quadrangle.

上述のように熱音響センサ４０にて生成される音の定在波の周波数は、チャンバ４２内部の温度に依存し、該周波数はチャンバ４２内の有効温度とともに増加する。なお、チャンバ４２内の有効温度とは、チャンバ４２内部の温度が一様であると仮定される場合に、同一の周波数の定在波を生成する時の温度である。このような有効温度として、例えば、チャンバ４２内の温度の積分平均又は重みづけ平均を用いることができる。
また、チャンバ４２内の温度は、スタック４４からの放射熱や、ハウジング４１（被覆管３０）の周囲に存在する一次冷却材（以降において単に「冷却材」とも称する）の温度に依存して決まる。
したがって、熱音響センサ４０にて生成される音の定在波の周波数を計測すれば、ハウジング４１の周囲の冷却材の温度を知ることができる。 As described above, the frequency of the standing wave of the sound generated by the thermoacoustic sensor 40 depends on the temperature inside the chamber 42, and the frequency increases with the effective temperature in the chamber 42. The effective temperature in the chamber 42 is a temperature at which a standing wave with the same frequency is generated when the temperature in the chamber 42 is assumed to be uniform. As such an effective temperature, for example, an integrated average or a weighted average of the temperatures in the chamber 42 can be used.
The temperature in the chamber 42 is determined depending on the radiant heat from the stack 44 and the temperature of the primary coolant (hereinafter also referred to simply as “coolant”) present around the housing 41 (the cladding tube 30). .
Therefore, if the frequency of the standing wave of the sound generated by the thermoacoustic sensor 40 is measured, the temperature of the coolant around the housing 41 can be known.

また、熱音響センサ４０にて生成される音の定在波の周波数は、チャンバ４２内に存在する混合ガスの平均分子量にも依存し、該周波数は、混合ガスの比熱比κと平均分子量Ｍとの比（κ／Ｍ）と相関性を有する。よって、熱音響センサ４０にて生成される音の定在波の周波数によって、混合ガスに関する情報が提供される。   Further, the frequency of the standing wave of the sound generated by the thermoacoustic sensor 40 also depends on the average molecular weight of the mixed gas existing in the chamber 42, and this frequency is the specific heat ratio κ and the average molecular weight M of the mixed gas. And the ratio (κ / M). Therefore, information regarding the mixed gas is provided by the frequency of the standing wave of the sound generated by the thermoacoustic sensor 40.

なお、燃料棒１２に組み込まれた熱音響センサ４０では、燃料ペレット３２において経年変化によるクラックが発生した場合に、以下のような現象が発生する。まず、クラックはハウジング４１の内部においてガスの体積を増やすので、レゾネータ（チャンバ４２）の有効長さが長くなり、共鳴周波数が減少する。また、クラックにより燃料ペレット３２の表面積が増えるので、音波の振幅が減少する。
よって、燃料棒１２組み込まれたレゾネータにより発せられる音について共鳴振動数や振幅の変化を観測することで、燃料ペレット３２の経年劣化を監視することができる。 In the thermoacoustic sensor 40 incorporated in the fuel rod 12, the following phenomenon occurs when a crack due to aging occurs in the fuel pellet 32. First, since the crack increases the gas volume inside the housing 41, the effective length of the resonator (chamber 42) is increased and the resonance frequency is decreased. Moreover, since the surface area of the fuel pellet 32 increases due to the crack, the amplitude of the sound wave decreases.
Therefore, the deterioration over time of the fuel pellet 32 can be monitored by observing changes in the resonance frequency and amplitude of the sound emitted from the resonator incorporated in the fuel rod 12.

このように、熱音響センサ４０にて生成される音の定在波の周波数や振幅を計測することにより、燃料棒１２の周囲の冷却材の温度に関する情報を得ることができる。   In this way, by measuring the frequency and amplitude of the standing wave of the sound generated by the thermoacoustic sensor 40, information regarding the temperature of the coolant around the fuel rod 12 can be obtained.

熱音響センサ４０にて生成される音波は、ハウジング４１（燃料棒１２の被覆管３０）及びハウジング４１の周囲に存在する冷却材を介して伝達される。このように伝達される音波は、遠隔地においてマイクロフォンやハイドロフォンで受け取ることができる。   Sound waves generated by the thermoacoustic sensor 40 are transmitted through the housing 41 (the cladding tube 30 of the fuel rod 12) and the coolant present around the housing 41. The sound wave transmitted in this way can be received by a microphone or a hydrophone at a remote place.

熱音響センサ４０は、原子炉容器１１内において互いに異なる位置に複数設置してもよい。これにより、異なる複数の位置における燃料棒１２の内部及び燃料棒１２の周囲の冷却水に関する情報を得ることができる。
この場合、各熱音響センサ４０からの音を区別できるようにするために、複数の熱音響センサが生成する定在波の波長を、互いに異ならせてもよい。各熱音響センサ４０のレゾネータ（チャンバ４２）の長さＬは、例えば、各熱音響センサ４０において生成させる定在波の波長の１／２程度としてもよい。 A plurality of thermoacoustic sensors 40 may be installed at different positions in the reactor vessel 11. Thereby, the information regarding the inside of the fuel rod 12 and the cooling water around the fuel rod 12 at a plurality of different positions can be obtained.
In this case, in order to distinguish the sound from each thermoacoustic sensor 40, the wavelengths of standing waves generated by the plurality of thermoacoustic sensors may be different from each other. The length L of the resonator (chamber 42) of each thermoacoustic sensor 40 may be, for example, about ½ of the wavelength of the standing wave generated in each thermoacoustic sensor 40.

また、原子炉容器１１内に複数の熱音響センサ４０を設ける場合、熱音響センサ４０の各々が異なる方向に指向性を持つようにして（即ち、生成される音波がそれぞれ異なる特定の方向に伝播するようにして）、複数の熱音響センサ４０によって生成される音波が混在しないようにしてもよい。   Further, when a plurality of thermoacoustic sensors 40 are provided in the reactor vessel 11, each thermoacoustic sensor 40 has directivity in a different direction (that is, generated sound waves propagate in different specific directions. Thus, sound waves generated by the plurality of thermoacoustic sensors 40 may not be mixed.

以上においては、スタック４４の両端に温度差を生じさせるための熱源として燃料棒１２内部の燃料ペレット３２を用いる実施形態について説明したが、他の実施形態では、このような熱源として、ガンマ線吸収材等の高エネルギー放射線吸収体を用いてもよい。
例えば、燃料棒１２の内部の一端側において、熱源である燃料ペレット３２から封止された領域を形成し、熱音響センサ４０は、熱源としての高エネルギー放射線吸収体とともにこの領域に設けられてもよい。 In the above description, the embodiment using the fuel pellets 32 inside the fuel rod 12 as a heat source for generating a temperature difference at both ends of the stack 44 has been described. However, in other embodiments, a gamma ray absorber is used as such a heat source. High energy radiation absorbers such as may be used.
For example, a region sealed from the fuel pellet 32 as a heat source is formed on one end side inside the fuel rod 12, and the thermoacoustic sensor 40 may be provided in this region together with a high energy radiation absorber as a heat source. Good.

あるいは、熱源として高エネルギー放射線吸収体を用いた熱音響センサ４０は、燃料棒１２とは別個のハウジング４１により構成されてもよい。   Alternatively, the thermoacoustic sensor 40 using a high energy radiation absorber as a heat source may be configured by a housing 41 that is separate from the fuel rod 12.

このように熱源として高エネルギー放射線吸収体を用いる場合、熱音響センサ４０は、原子炉容器１１の内部において、高エネルギー放射線に曝されるように核燃料に十分近いところに配置される。
また、この場合、熱音響センサ４０の内部には核燃料が存在せず、核***によるガスの生成は起こらないため、チャンバ４２内の混合ガスの平均分子量は変化しない。このため、熱音響センサ４０で生じる音の定在波の周波数は、温度に依存して変化するが、混合ガスの分子量や核燃料の状態（クラックの生成等）に依っては変化しない。 When the high energy radiation absorber is used as the heat source in this way, the thermoacoustic sensor 40 is disposed in the reactor vessel 11 at a location sufficiently close to the nuclear fuel so as to be exposed to the high energy radiation.
In this case, no nuclear fuel is present inside the thermoacoustic sensor 40, and no gas is generated by fission, so the average molecular weight of the mixed gas in the chamber 42 does not change. For this reason, the frequency of the standing wave of the sound generated by the thermoacoustic sensor 40 varies depending on the temperature, but does not vary depending on the molecular weight of the mixed gas or the state of nuclear fuel (such as generation of cracks).

音検出器４８は、熱音響センサ４０が発する音（レゾネータによる共鳴音）を検出するように構成される。
一実施形態では、音検出器４８は、熱音響センサ４０から発せられて、冷却材の中を伝播して原子炉容器１１に到達した音を受け取るように、原子炉容器１１の外表面に設置される（図１を参照）。また、一実施形態では、音検出器４８は、受け取った音を電気信号に変換するように構成される。
音検出器４８としては、例えばマイクロフォンやハイドロフォン等を用いることができる。 The sound detector 48 is configured to detect sound generated by the thermoacoustic sensor 40 (resonance sound by a resonator).
In one embodiment, the sound detector 48 is installed on the outer surface of the reactor vessel 11 so as to receive sound emitted from the thermoacoustic sensor 40 and propagating through the coolant to reach the reactor vessel 11. (See FIG. 1). In one embodiment, the sound detector 48 is configured to convert the received sound into an electrical signal.
As the sound detector 48, for example, a microphone or a hydrophone can be used.

一実施形態において、音検出器４８での検出結果（例えば検出音から変換された電気信号）は、状態監視ユニット１００に送られる。図５は、一実施形態に係る状態監視ユニットの構成を示す図である。図５に示すように、状態監視ユニット１００は、周波数解析部１０２と、音圧ピーク算出部１０４と、監視部１０６と、を含む。   In one embodiment, the detection result of the sound detector 48 (for example, an electrical signal converted from the detected sound) is sent to the state monitoring unit 100. FIG. 5 is a diagram illustrating a configuration of a state monitoring unit according to an embodiment. As shown in FIG. 5, the state monitoring unit 100 includes a frequency analysis unit 102, a sound pressure peak calculation unit 104, and a monitoring unit 106.

周波数解析部１０２は、音検出器４８の検出結果に対して、周波数解析を行う。
一実施形態では、周波数解析部１０２は、音検出器４８（マイクロフォン）にて熱音響センサ４０からの音から変換された電気信号の示す音圧データに対してＦＦＴ解析を行うように構成される。 The frequency analysis unit 102 performs frequency analysis on the detection result of the sound detector 48.
In one embodiment, the frequency analysis unit 102 is configured to perform FFT analysis on sound pressure data indicated by an electrical signal converted from sound from the thermoacoustic sensor 40 by the sound detector 48 (microphone). .

図６は、音検出器４８（マイクロフォン）で受け取られた複数の熱音響センサ４０からの音から得られる音圧データに対して、周波数解析部１０２にてＦＦＴ解析を行った結果の一例を示すチャートである。
幾つかの実施形態では、原子炉監視システム１２０は、原子炉容器１１内における複数の位置にそれぞれ設けられた複数の熱音響センサ４０を含み、各熱音響センサ４０は、発生音の基本周波数が互いに異なるように構成される。
複数の熱音響センサ４０が設けられる場合、音検出器４８では、複数の熱音響センサ４０から発せられた音を重ね合わせたものが取得される。
上述のように、複数の熱音響センサ４０毎に発生音の基本周波数を異ならせることで、音検出器４８で検出された複数の熱音響センサ４０からの音に対して周波数解析を行うことにより、熱音響センサ４０毎に音圧ピークが得られる。
図６に示すチャートでは、互いに異なる基本周波数ｆ_０＿１〜ｆ_０＿４を有する複数の熱音響センサ４０からの音から得られた４つの音圧ピークＰ_１〜Ｐ_４が現れている。 FIG. 6 shows an example of the result of FFT analysis performed by the frequency analysis unit 102 on sound pressure data obtained from sounds from a plurality of thermoacoustic sensors 40 received by the sound detector 48 (microphone). It is a chart.
In some embodiments, the reactor monitoring system 120 includes a plurality of thermoacoustic sensors 40 respectively provided at a plurality of positions in the reactor vessel 11, and each thermoacoustic sensor 40 has a fundamental frequency of generated sound. Configured to be different from each other.
When a plurality of thermoacoustic sensors 40 are provided, the sound detector 48 obtains a superposition of sounds emitted from the plurality of thermoacoustic sensors 40.
As described above, by performing the frequency analysis on the sound from the plurality of thermoacoustic sensors 40 detected by the sound detector 48 by changing the fundamental frequency of the generated sound for each of the plurality of thermoacoustic sensors 40. A sound pressure peak is obtained for each thermoacoustic sensor 40.
In the chart shown in FIG. 6, has different fundamental frequency _f 0_1 _{~f 0_4} 4 single sound obtained from the sound from a plurality of thermoacoustic sensor 40 pressure peak _P 1 to P ₄ having appeared together.

複数の熱音響センサ４０毎に基本周波数を異ならせるため、一実施形態では、例えば、各熱音響センサ４０のレゾネータ（チャンバ４２）の長さＬを異ならせる。これにより、各レゾネータでの共鳴音の波長を異ならせることができ、すなわち各レゾネータでの共鳴音（熱音響センサ４０での発生音）の基本周波数を異ならせることができる。
このように、複数の熱音響センサ４０のレゾネータの長さＬを互いに異ならせることで、同一温度における基本周波数を各熱音響センサ４０で異ならせることができるため、互いに異なる周波数バンドを各熱音響センサ４０に割り当てることができる。
図６に示すように、例えば、複数の熱音響センサ４０のそれぞれに対して、各々の所定温度における基本周波数ｆ_０＿１〜ｆ_０＿４を中心とした所定幅の周波数バンドＢ_１〜Ｂ_４を割り当てるようにしてもよい。そして、周波数解析により得られた音圧ピークがある周波数バンド（例えばＢ１）の領域に存在するとき、その音圧ピークは、該周波数バンドに対応する基本周波数（例えばｆ_０＿１）を有する熱音響センサ４０に由来するものであると特定するようにしてもよい。
このように、複数の熱音響センサ４０における発生音の基本周波数を異ならせることで、音検出器４８で検出された複数の熱音響センサ４０からの音に対して周波数解析を行うことにより、熱音響センサ４０毎に音圧ピークを特定することが容易となる。 In order to make the fundamental frequency different for each of the plurality of thermoacoustic sensors 40, in one embodiment, for example, the length L of the resonator (chamber 42) of each thermoacoustic sensor 40 is made different. Thereby, the wavelength of the resonance sound in each resonator can be varied, that is, the fundamental frequency of the resonance sound (generated sound in the thermoacoustic sensor 40) in each resonator can be varied.
In this manner, since the fundamental frequencies at the same temperature can be made different for each thermoacoustic sensor 40 by making the lengths L of the resonators of the plurality of thermoacoustic sensors 40 different from each other, different frequency bands are assigned to each thermoacoustic sensor. It can be assigned to the sensor 40.
As shown in FIG. 6, for example, for each of a plurality of thermoacoustic sensor 40, so as to assign a basic frequency _f 0_1 _{~f 0_4} of a predetermined width around the frequency band _B 1 .about.B ₄ at each predetermined temperature It may be. When the sound pressure peak obtained by frequency analysis exists in a certain frequency band (for example, B1) region, the sound pressure peak has a fundamental frequency (for example, f _{0_1} ) corresponding to the frequency band. You may make it specify that it originates in 40.
In this way, by changing the fundamental frequency of the generated sound in the plurality of thermoacoustic sensors 40, by performing frequency analysis on the sound from the plurality of thermoacoustic sensors 40 detected by the sound detector 48, heat It becomes easy to specify the sound pressure peak for each acoustic sensor 40.

なお、熱音響センサ４０から発せられる音の周波数は、レゾネータ内部の分子量や比熱比に依存する。よって、一実施形態では、複数の熱音響センサ４０毎の基本周波数を異ならせるために、レゾネータの長さＬを異ならせる代わりに、各熱音響センサ４０のレゾネータ内部に、平均分子量又は比熱比が異なる気体を予め封入するようにしてもよい。   The frequency of sound emitted from the thermoacoustic sensor 40 depends on the molecular weight and specific heat ratio inside the resonator. Therefore, in one embodiment, in order to vary the fundamental frequency for each of the plurality of thermoacoustic sensors 40, instead of varying the length L of the resonator, the average molecular weight or specific heat ratio is present inside the resonator of each thermoacoustic sensor 40. Different gases may be sealed in advance.

複数の熱音響センサ４０が原子炉容器１１内に設けられる場合には、以下に説明する音圧ピーク算出部１０４は、各々の熱音響センサ４０の基本周波数に応じて、複数の熱音響センサ４０のそれぞれに対して音圧ピーク（音圧ピークの周波数又は大きさ等）を算出するように構成される。また、複数の熱音響センサ４０が原子炉容器１１内に設けられる場合には、以下に説明する監視部１０６は、各々の熱音響センサ４０の音圧ピーク（音圧ピークの周波数又は大きさ等）に基づいて、原子炉容器１１内において複数の熱音響センサ４０が設けられた各位置において状態監視を行うように構成される。   When a plurality of thermoacoustic sensors 40 are provided in the reactor vessel 11, the sound pressure peak calculation unit 104 described below has a plurality of thermoacoustic sensors 40 according to the fundamental frequency of each thermoacoustic sensor 40. The sound pressure peak (the frequency or the magnitude of the sound pressure peak) is calculated for each of the above. Further, when a plurality of thermoacoustic sensors 40 are provided in the reactor vessel 11, the monitoring unit 106 described below has the sound pressure peaks (frequency or magnitude of the sound pressure peaks, etc.) of each thermoacoustic sensor 40. ), The state is monitored at each position where the plurality of thermoacoustic sensors 40 are provided in the reactor vessel 11.

音圧ピーク算出部１０４は、周波数解析部１０２による解析結果における音圧ピーク（例えば音圧ピークの周波数や大きさ）を算出するように構成される。
例えば、図６において、内部温度が所定温度である場合に基本周波数ｆ_０＿１を有する熱音響センサ４０から得られた音圧ピークＰ_１について、音圧ピークＰ_１の周波数（音圧ピークＰ_１が現れる周波数）ｆ_Ｐ１及び／又は音圧ピークＰ_１の大きさΔＰ_Ｐ１が音圧ピーク算出部１０４により算出される。 The sound pressure peak calculation unit 104 is configured to calculate the sound pressure peak (for example, the frequency and magnitude of the sound pressure peak) in the analysis result by the frequency analysis unit 102.
For example, in FIG. 6, the sound pressure peak P ₁ obtained from the thermoacoustic sensor 40 the internal temperature has a fundamental frequency f _{0_1} when a predetermined temperature, sound pressure frequency (sound pressure peak P ₁ of the peak P ₁ is appearing _{frequency) f P1} and / or the sound pressure peak _{P 1} of size [Delta] P _P1 is calculated by the sound pressure peak calculation unit 104.

監視部１０６は、音圧ピーク算出部１０４により算出した音圧ピークに基づいて、原子炉２の状態監視を行うように構成される。
一実施形態では、監視部１０６は、音圧ピーク算出部１０４によって得られた音圧ピークの周波数に基づいて原子炉２の状態監視を行うように構成される。 The monitoring unit 106 is configured to monitor the state of the nuclear reactor 2 based on the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104.
In one embodiment, the monitoring unit 106 is configured to monitor the state of the nuclear reactor 2 based on the frequency of the sound pressure peak obtained by the sound pressure peak calculation unit 104.

ここで、音圧ピーク算出部１０４により得られた音圧ピークの周波数と、熱音響センサ４０のレゾネータ（チャンバ４２）内部の温度との相関関係は、以下のように説明できる。
レゾネータ（チャンバ４２）の長さがＬであるとき、レゾネータの両端が固定端である場合の音の定在波の基本振動における波長は２Ｌであるので、熱音響センサ４０で発せられる音（共鳴音）の周波数ｆとレゾネータ内部の気体の温度Ｔとの関係は、下記式（１）で表すことができる。

ただし、式（１）において、ｃは音速であり、κはレゾネータ内部の気体の比熱比であり、Ｔはレゾネータ内部の気体の温度であり、Ｒは気体定数である。式（１）により示されるように、共鳴音の周波数ｆは、熱音響センサ４０のレゾネータ（チャンバ４２）内部の温度Ｔに依存する。
ここで、レゾネータ（チャンバ４２）内部の温度Ｔは、熱音響センサ４０の周囲の冷却材の温度に依存する。よって、熱音響センサ４０共鳴音の周波数は、熱音響センサ４０の周囲の冷却材の温度に依存する。したがって、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数（熱音響センサ４０により発せられる共鳴音の周波数に対応する）と、熱音響センサ４０の周囲の冷却材の温度とは互いに相関関係を有する。
このように、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数に基づいて、原子炉容器１１内における熱音響センサ４０の周囲の冷却材の温度が定量的に示されるので、これにより原子炉の状態を的確に監視することができる。 Here, the correlation between the frequency of the sound pressure peak obtained by the sound pressure peak calculation unit 104 and the temperature inside the resonator (chamber 42) of the thermoacoustic sensor 40 can be described as follows.
When the length of the resonator (chamber 42) is L, the wavelength in the fundamental vibration of the standing wave of the sound when both ends of the resonator are fixed ends is 2L, so that the sound (resonance) generated by the thermoacoustic sensor 40 is The relationship between the frequency f of the sound and the temperature T of the gas inside the resonator can be expressed by the following equation (1).

In equation (1), c is the speed of sound, κ is the specific heat ratio of the gas inside the resonator, T is the temperature of the gas inside the resonator, and R is the gas constant. As shown by the equation (1), the frequency f of the resonance sound depends on the temperature T inside the resonator (chamber 42) of the thermoacoustic sensor 40.
Here, the temperature T inside the resonator (chamber 42) depends on the temperature of the coolant around the thermoacoustic sensor 40. Therefore, the frequency of the resonance sound of the thermoacoustic sensor 40 depends on the temperature of the coolant around the thermoacoustic sensor 40. Therefore, the frequency of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104 (corresponding to the frequency of the resonance sound emitted by the thermoacoustic sensor 40) and the temperature of the coolant around the thermoacoustic sensor 40 are correlated with each other. Have a relationship.
As described above, the temperature of the coolant around the thermoacoustic sensor 40 in the reactor vessel 11 is quantitatively shown based on the frequency of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104. The state of the reactor can be monitored accurately.

図７は、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数の経時変化を示すグラフの一例である。音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数を時系列でプロットすることにより、例えば図７に示すグラフが得られる。図７に示すように、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数は、熱音響センサ４０の周囲の冷却材の温度等の影響を受けて時々刻々変化する。なお、発生音の基本周波数が異なる複数の熱音響センサ４０が原子炉容器１１内に設けられる場合、複数の熱音響センサ４０のそれぞれについて、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数の経時変化を示すグラフが得られる。   FIG. 7 is an example of a graph showing the change over time of the frequency of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104. For example, a graph shown in FIG. 7 is obtained by plotting the frequency of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104 in time series. As shown in FIG. 7, the frequency of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104 changes from time to time under the influence of the temperature of the coolant around the thermoacoustic sensor 40. When a plurality of thermoacoustic sensors 40 having different fundamental frequencies of generated sound are provided in the reactor vessel 11, the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104 is calculated for each of the plurality of thermoacoustic sensors 40. A graph showing the change in frequency over time is obtained.

監視部１０６は、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数が規定範囲を逸脱したときに、原子炉２の状態が異常であると判断するように構成されてもよい。
一実施形態では、監視部１０６は、原子炉容器１１内の冷却材の正常な温度範囲の上限値及び下限値をそれぞれ示す音圧ピークの周波数の閾値ｆ_Ｔｈ＿Ｈ及びｆ_Ｔｈ＿Ｌが予め記憶された記憶装置（不図示）を備える。そして、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数が、ｆ_Ｔｈ＿Ｌ以上ｆ_Ｔｈ＿Ｈ以下の範囲外であれば、原子炉２の状態が異常であると判断するように構成される。なお、図７中のｆ_０は、冷却材温度が所定温度（Ｔｃ_０）であるときの熱音響センサ４０の発生音（共鳴音）の基本周波数である。ｆ_０は、ｆ_Ｔｈ＿Ｌとｆ_Ｔｈ＿Ｈの中央値であってもよい。 The monitoring unit 106 may be configured to determine that the state of the nuclear reactor 2 is abnormal when the frequency of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104 deviates from the specified range.
In one embodiment, the monitoring unit 106 is a memory in which threshold values f _{Th_H} and f _{Th_L} of sound pressure peak frequencies respectively indicating an upper limit value and a lower limit value of a normal temperature range of the coolant in the reactor vessel 11 are stored in advance. A device (not shown) is provided. The frequency of the sound pressure peak, which is calculated by the sound pressure peak calculation unit 104, if outside the range of the following f _{Th_L} or f _{Th_H,} configured as a state of the reactor 2 is determined to be abnormal. Incidentally, f ₀ in FIG. 7 is a fundamental frequency of the coolant temperature is a predetermined temperature (Tc ₀₎ generated sound thermoacoustic sensor 40 when a (resonance sound). f ₀ may be a median value of f _{Th_L} and f _{Th_H} .

また、上述の式（１）を変形して得られる下記式（２）により、熱音響センサ４０で発せられた音（共鳴音）の周波数ｆ（すなわち、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数ｆ）に対応するレゾネータ内部の気体の温度Ｔを算出することができる。

また、熱音響センサ４０の周囲の冷却材の温度と、レゾネータ（チャンバ４２）内部の温度Ｔとは、相関性を有する。
よって、監視部１０６は、原子炉容器１１内の冷却材の正常な温度範囲の上限値及び下限値をそれぞれ示す冷却材温度の閾値Ｔｃ_Ｔｈ＿Ｈ及びＴｃ_Ｔｈ＿Ｌが予め記憶された記憶装置（不図示）を備えてもよい。そして、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの周波数に基づいて算出された冷却材温度が、Ｔｃ_Ｔｈ＿Ｌ以上Ｔｃ_Ｔｈ＿Ｈ以下の範囲外であれば、原子炉２の状態が異常であると判断するように構成されてもよい。なお、図８は、音圧ピーク算出部の算出結果に基づく冷却材温度の経時変化を示すグラフの一例である。また、図８中のＴｃ_０は、熱音響センサ４０の発生音（共鳴音）の基本周波数がｆ_０となる温度を示す。Ｔｃ_０は、Ｔｃ_Ｔｈ＿ＬとＴｃ_Ｔｈ＿Ｈの中央値であってもよい。
なお、原子炉容器１１内の冷却材の正常な温度範囲の上限値及び下限値をそれぞれ示す冷却材温度の閾値Ｔｃ_Ｔｈ＿Ｈ及びＴｃ_Ｔｈ＿Ｌは、データ蓄積装置より採取された健全時の運転データに基づいて決定されもよい。 Further, the frequency f of the sound (resonant sound) emitted by the thermoacoustic sensor 40 (that is, calculated by the sound pressure peak calculation unit 104) is obtained by the following expression (2) obtained by modifying the above expression (1). The temperature T of the gas inside the resonator corresponding to the frequency f) of the sound pressure peak can be calculated.

Moreover, the temperature of the coolant around the thermoacoustic sensor 40 and the temperature T inside the resonator (chamber 42) have a correlation.
Therefore, the monitoring unit 106 is a storage device (not shown) in which the coolant temperature thresholds Tc _{Th_H} and Tc _{Th_L} indicating the upper and lower limits of the normal temperature range of the coolant in the reactor vessel 11 are stored in advance. May be provided. Then, the coolant temperature calculated based on the frequency of the sound pressure peak, which is calculated by the sound pressure peak calculation unit 104, if outside the range of the following Tc _{Th_L} above Tc _{Th_H,} is in an abnormal state of the reactor 2 It may be configured to determine. FIG. 8 is an example of a graph showing the change over time in the coolant temperature based on the calculation result of the sound pressure peak calculation unit. Further, Tc _{0 in} FIG. 8 indicates a temperature at which the fundamental frequency of the sound (resonance sound) generated by the thermoacoustic sensor 40 is f ₀ . Tc ₀ may be a median value of Tc _{Th_L} and Tc _{Th_H} .
Note that the coolant temperature thresholds Tc _{Th_H} and Tc _{Th_L} , which respectively indicate the upper limit value and the lower limit value of the normal temperature range of the coolant in the reactor vessel 11, are based on the operating data at the time of sound collected from the data storage device. May be determined.

一実施形態では、監視部１０６は、音圧ピーク算出部１０４により算出された音圧ピークの大きさが規定範囲を逸脱したときに、原子炉２の状態が異常であると判断するように構成される。
音圧ピーク算出部１０４で算出される音圧ピークの大きさは、熱音響センサ４０で発せられた音（共鳴音）の振幅に対応する。また、熱音響センサ４０で発せられた音（共鳴音）の振幅の変化は、レゾネータ（チャンバ４２）と同一の空間に存在する燃料ペレット３２の状態を示す。よって、音圧ピーク算出部１０４で算出される音圧ピークの大きさを監視することで、燃料ペレット３２の経年劣化を把握することができる。
例えば、監視部１０６は、図６に示す音圧ピークＰ_１の大きさΔＰ_Ｐ１を継続的に監視し、音圧ピークの大きさΔＰ_Ｐ１が所定値を超えたとき、又は音圧ピークの大きさΔＰ_Ｐ１の増加率が所定値を超えたときに、原子炉２の状態が異常であると判断するように構成されてもよい。 In one embodiment, the monitoring unit 106 is configured to determine that the state of the reactor 2 is abnormal when the magnitude of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104 deviates from a specified range. Is done.
The magnitude of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104 corresponds to the amplitude of the sound (resonance sound) emitted by the thermoacoustic sensor 40. The change in the amplitude of the sound (resonant sound) emitted by the thermoacoustic sensor 40 indicates the state of the fuel pellet 32 existing in the same space as the resonator (chamber 42). Therefore, by monitoring the magnitude of the sound pressure peak calculated by the sound pressure peak calculation unit 104, it is possible to grasp the aging deterioration of the fuel pellet 32.
For example, the monitoring unit 106 continuously monitors the magnitude of [Delta] P _P1 of the sound pressure peak P ₁ shown in FIG. 6, when the magnitude [Delta] P _P1 of the sound pressure peak exceeds a predetermined value, or the sound of pressure peak magnitude When the increase rate of ΔP _P1 exceeds a predetermined value, the state of the reactor 2 may be determined to be abnormal.

図９は、一実施形態に係る原子炉監視方法のフローチャートである。この原子炉監視方法は、例えば、以上に説明した原子炉監視システムを用いて実行することができる。
図９に原子炉監視方法は、原子炉容器１１内に設けられた少なくとも一つの熱音響センサ４０が発する音を音検出器４８で検出するステップ（Ｓ２）と、Ｓ２での音検出器４８での検出結果に基づいて、原子炉２の状態監視を行う状態監視ステップ（Ｓ４〜Ｓ１０）と、を備える。
状態監視ステップにおいては、まず、Ｓ２における音検出器４８での検出結果に対して周波数解析（ＦＦＴ解析）を行う（Ｓ４）。次に、Ｓ４での周波数解析結果における音圧ピーク（音圧ピークの周波数又は音圧ピークの大きさ）を算出する（Ｓ４）。そして、Ｓ４での算出結果に基づいて、原子炉２の状態監視を行う（Ｓ８〜Ｓ１２）。
例えば、Ｓ４で算出された音圧ピークの周波数が予め設定された規定範囲（例えばｆ_Ｔｈ＿Ｌ以上ｆ_Ｔｈ＿Ｈ以下）を逸脱していれば（Ｓ８のＮｏ）、原子炉２に異常が生じていると判断する（Ｓ１０）。また、Ｓ４で算出された音圧ピークの周波数が予め設定された規定範囲（例えばｆ_Ｔｈ＿Ｌ以上ｆ_Ｔｈ＿Ｈ以下）に入っていれば（Ｓ８のＹｅｓ）、原子炉２に異常は生じていないと判断する（Ｓ１２）。 FIG. 9 is a flowchart of a reactor monitoring method according to an embodiment. This reactor monitoring method can be executed using, for example, the reactor monitoring system described above.
In the reactor monitoring method shown in FIG. 9, the sound detector 48 detects sound generated by at least one thermoacoustic sensor 40 provided in the reactor vessel 11 (S2), and the sound detector 48 in S2. And a state monitoring step (S4 to S10) for monitoring the state of the nuclear reactor 2 based on the detection result.
In the state monitoring step, first, frequency analysis (FFT analysis) is performed on the detection result of the sound detector 48 in S2 (S4). Next, the sound pressure peak (the frequency of the sound pressure peak or the magnitude of the sound pressure peak) in the frequency analysis result in S4 is calculated (S4). And based on the calculation result in S4, the state of the nuclear reactor 2 is monitored (S8 to S12).
For example, if the frequency of the sound pressure peak calculated in S4 deviates from a predetermined range (for example, _{fTh_L} or more and _{fTh_H} or less) (No in S8), the reactor 2 is abnormal. Judgment is made (S10). Further, if the frequency of the sound pressure peak calculated in S4 is within a preset specified range (for example, f _{Th_L} or more and f _{Th_H} or less) (Yes in S8), it is determined that no abnormality has occurred in the reactor 2. (S12).

なお、原子炉容器１１内において異なる位置に設けられた複数の熱音響センサを用いて原子炉の監視を行う場合、複数の熱音響センサ４０は、発生音の基本周波数が互いに異なるように構成されてもよい。そして、状態監視ステップ（Ｓ４〜Ｓ１０）においては、各々の熱音響センサ４０の基本周波数に応じて、複数の熱音響センサ４０のそれぞれに対して音圧ピーク（音圧ピークの周波数又は大きさ）を算出し、各々の熱音響センサ４０の音圧ピーク（音圧ピークの周波数又は大きさ）に基づいて、原子炉容器１１内の各位置において状態監視を行うようにしてもよい。   In the case where the reactor is monitored using a plurality of thermoacoustic sensors provided at different positions in the reactor vessel 11, the plurality of thermoacoustic sensors 40 are configured so that the fundamental frequencies of generated sound are different from each other. May be. And in a state monitoring step (S4-S10), according to the fundamental frequency of each thermoacoustic sensor 40, sound pressure peak (frequency or magnitude of sound pressure peak) for each of the plurality of thermoacoustic sensors 40. May be calculated, and state monitoring may be performed at each position in the reactor vessel 11 based on the sound pressure peak of each thermoacoustic sensor 40 (frequency or magnitude of the sound pressure peak).

また、状態監視ステップのＳ８〜Ｓ１２においては、Ｓ４で算出された音圧ピークの大きさが予め設定された規定範囲を逸脱していれば（Ｓ８のＮｏ）、原子炉２に異常が生じていると判断し（Ｓ１０）、また、Ｓ４で算出された音圧ピークの大きさが予め設定された規定範囲内であれば（Ｓ８のＹｅｓ）、原子炉２に異常は生じていないと判断する（Ｓ１２）ようになっていてもよい。 Further, in S8 to S12 of the state monitoring steps, if the magnitude of the sound pressure peak calculated in S4 deviates from the preset specified range (No in S8), an abnormality has occurred in the reactor 2. If the magnitude of the sound pressure peak calculated in S4 is within a preset specified range (Yes in S8), it is determined that no abnormality has occurred in the reactor 2. (S12) It may be as follows.

以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明は上述した実施形態に限定されることはなく、上述した実施形態に変形を加えた形態や、これらの形態を適宜組み合わせた形態も含む。   As mentioned above, although embodiment of this invention was described, this invention is not limited to embodiment mentioned above, The form which added the deformation | transformation to embodiment mentioned above and the form which combined these forms suitably are included.

本明細書において、「ある方向に」、「ある方向に沿って」、「平行」、「直交」、「中心」、「同心」或いは「同軸」等の相対的或いは絶対的な配置を表す表現は、厳密にそのような配置を表すのみならず、公差、若しくは、同じ機能が得られる程度の角度や距離をもって相対的に変位している状態も表すものとする。
例えば、「同一」、「等しい」及び「均質」等の物事が等しい状態であることを表す表現は、厳密に等しい状態を表すのみならず、公差、若しくは、同じ機能が得られる程度の差が存在している状態も表すものとする。
例えば、四角形状や円筒形状等の形状を表す表現は、幾何学的に厳密な意味での四角形状や円筒形状等の形状を表すのみならず、同じ効果が得られる範囲で、凹凸部や面取り部等を含む形状も表すものとする。
一方、一の構成要素を「備える」、「含む」、又は、「有する」という表現は、他の構成要素の存在を除外する排他的な表現ではない。 In this specification, an expression representing a relative or absolute arrangement such as “in a certain direction”, “along a certain direction”, “parallel”, “orthogonal”, “center”, “concentric” or “coaxial”. Represents not only such an arrangement strictly but also a state of relative displacement with tolerance or an angle or a distance to obtain the same function.
For example, an expression indicating that things such as “identical”, “equal”, and “homogeneous” are in an equal state not only represents an exactly equal state, but also has a tolerance or a difference that can provide the same function. It also represents the existing state.
For example, expressions representing shapes such as quadrangular shapes and cylindrical shapes represent not only geometrically strict shapes such as quadrangular shapes and cylindrical shapes, but also irregularities and chamfers as long as the same effects can be obtained. A shape including a part or the like is also expressed.
On the other hand, the expression “comprising”, “including”, or “having” one constituent element is not an exclusive expression that excludes the presence of the other constituent elements.

１ 原子力プラント
２ 原子炉
４ 蒸気タービン
６ 発電機
１０ 一次冷却ループ
１１ 原子炉容器
１２ 燃料棒
１３ 制御棒
１４ 加圧器
１５ ポンプ
１６ 蒸気発生器
１８ 一次冷却材ポンプ
１９ 原子炉格納容器
２０ 二次冷却ループ
２１ 高圧タービン
２２ 低圧タービン
２３ 湿分分離加熱器
２４ 復水器
２５ 復水ポンプ
２６ 低圧給水加熱器
２７ 脱気器
２８ 給水ポンプ
２９ 高圧給水加熱器
３０ 被覆管
３１ プレナム
３２ 燃料ペレット
３３ 上端面
３４ 端栓
３５ 下端面
３６ 端栓
３７ 付勢部材
３８ 固定リング
４０ 熱音響センサ
４１ ハウジング
４２ チャンバ
４４ スタック
４５ 高温側端
４６ 低温側端
４８ 音検出器
５０ 燃料集合体
５１ 制御棒クラスタ
５４ 支持格子
５６ 上部ノズル
５８ 下部ノズル
１００ 状態監視ユニット
１０２ 周波数解析部
１０４ 音圧ピーク算出部
１０６ 監視部
１２０ 原子炉監視システム
Ｂ１〜Ｂ４ 周波数バンド
Ｐ１〜Ｐ４ 音圧ピーク DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Nuclear power plant 2 Reactor 4 Steam turbine 6 Generator 10 Primary cooling loop 11 Reactor vessel 12 Fuel rod 13 Control rod 14 Pressurizer 15 Pump 16 Steam generator 18 Primary coolant pump 19 Reactor containment vessel 20 Secondary cooling loop 21 High-pressure turbine 22 Low-pressure turbine 23 Moisture separation heater 24 Condenser 25 Condensate pump 26 Low-pressure feed water heater 27 Deaerator 28 Feed water pump 29 High-pressure feed water heater 30 Cladding tube 31 Plenum 32 Fuel pellet 33 Upper end surface 34 End Plug 35 Lower end surface 36 End plug 37 Energizing member 38 Fixing ring 40 Thermoacoustic sensor 41 Housing 42 Chamber 44 Stack 45 High temperature side end 46 Low temperature side end 48 Sound detector 50 Fuel assembly 51 Control rod cluster 54 Support grid 56 Upper nozzle 58 Lower nozzle 100 Condition monitoring unit 102 Frequency analysis unit 104 Sound pressure Over click calculation unit 106 monitor 120 reactor monitoring system B1~B4 frequency band P1~P4 sound pressure peak

Claims (15)

原子炉容器内に設けられる少なくとも一つの熱音響センサと、
前記少なくとも一つの熱音響センサが発する音を検出するための音検出器と、
前記音検出器の検出結果に基づいて、原子炉の状態監視を行うための状態監視ユニットと、を備え、
前記状態監視ユニットは、
前記音検出器の前記検出結果に対して周波数解析を行うための周波数解析部と、
前記周波数解析部による解析結果における音圧ピークを算出するための音圧ピーク算出部と、
前記音圧ピーク算出部による算出結果に基づいて、前記状態監視を行うための監視部と、
を含むことを特徴とする原子炉監視システム。 At least one thermoacoustic sensor provided in the reactor vessel;
A sound detector for detecting sound emitted by the at least one thermoacoustic sensor;
A state monitoring unit for monitoring the state of the reactor based on the detection result of the sound detector;
The state monitoring unit is
A frequency analysis unit for performing frequency analysis on the detection result of the sound detector;
A sound pressure peak calculation unit for calculating a sound pressure peak in the analysis result by the frequency analysis unit;
A monitoring unit for performing the state monitoring based on a calculation result by the sound pressure peak calculation unit;
A reactor monitoring system characterized by comprising: 前記少なくとも一つの熱音響センサは、前記原子炉容器内における複数の位置にそれぞれ設けられた複数の熱音響センサを含み、
前記複数の熱音響センサは、発生音の基本周波数が互いに異なるように構成され、
前記音圧ピーク算出部は、各々の前記熱音響センサの前記基本周波数に応じて、前記複数の熱音響センサのそれぞれに対して前記音圧ピークを算出するように構成され、
前記監視部は、各々の前記熱音響センサの前記音圧ピークに基づいて、前記原子炉容器内の各位置において前記状態監視を行うように構成されたことを特徴とする請求項１に記載の原子炉監視システム。 The at least one thermoacoustic sensor includes a plurality of thermoacoustic sensors respectively provided at a plurality of positions in the reactor vessel;
The plurality of thermoacoustic sensors are configured such that fundamental frequencies of generated sound are different from each other,
The sound pressure peak calculation unit is configured to calculate the sound pressure peak for each of the plurality of thermoacoustic sensors according to the fundamental frequency of each of the thermoacoustic sensors,
The said monitoring part is comprised so that the said state monitoring may be performed in each position in the said reactor vessel based on the said sound pressure peak of each said thermoacoustic sensor. Reactor monitoring system. 前記監視部は、前記音圧ピーク算出部によって得られた前記音圧ピークの周波数に基づいて前記状態監視を行うように構成されたことを特徴とする請求項１又は２に記載の原子炉監視システム。   The reactor monitoring according to claim 1, wherein the monitoring unit is configured to perform the state monitoring based on a frequency of the sound pressure peak obtained by the sound pressure peak calculating unit. system. 前記監視部は、前記音圧ピークの周波数が規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断するように構成されたことを特徴とする請求項１乃至３の何れか一項に記載の原子炉監視システム。   4. The system according to claim 1, wherein the monitoring unit is configured to determine that the state of the nuclear reactor is abnormal when the frequency of the sound pressure peak deviates from a specified range. 5. A reactor monitoring system according to claim 1. 前記複数の熱音響センサは、レゾネータの長さが互いに異なることを特徴とする請求項２乃至４のいずれか一項に記載の原子炉監視システム。   The reactor monitoring system according to any one of claims 2 to 4, wherein the plurality of thermoacoustic sensors have different resonator lengths. 前記複数の熱音響センサは、それぞれ、前記原子炉容器内の炉心に互いに離れた位置に設けられる複数の燃料棒の内部に設けられていることを特徴とする請求項１乃至５の何れか一項に記載の原子炉監視システム。   The plurality of thermoacoustic sensors are respectively provided inside a plurality of fuel rods provided at positions separated from each other in a core in the reactor vessel. The reactor monitoring system described in the section. 前記監視部は、前記音圧ピークの大きさが規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断するように構成されたことを特徴とする請求項１乃至６の何れか一項に記載の原子炉監視システム。   The monitoring unit is configured to determine that the state of the nuclear reactor is abnormal when the magnitude of the sound pressure peak deviates from a specified range. The reactor monitoring system according to any one of the above. 原子炉と、
前記原子炉で発生した熱によって生成された蒸気により駆動されるように構成された蒸気タービンと、
前記原子炉の状態監視を行うための請求項１乃至７の何れか一項に記載の原子炉監視システムと、
を備えることを特徴とする原子力プラント。 A nuclear reactor,
A steam turbine configured to be driven by steam generated by heat generated in the reactor;
Reactor monitoring system according to any one of claims 1 to 7 for performing state monitoring of the reactor;
A nuclear plant characterized by comprising: 原子炉容器内に設けられた少なくとも一つの熱音響センサが発する音を音検出器で検出する検出ステップと、
前記音検出器の検出結果に基づいて、原子炉の状態監視を行う状態監視ステップと、を備え、
前記状態監視ステップでは、
前記音検出器の前記検出結果に対して周波数解析を行うこと、
前記周波数解析の結果における音圧ピークを算出すること、及び
前記音圧ピークの算出結果に基づいて、前記状態監視を行うこと
を含むことを特徴とする原子炉監視方法。 A detection step of detecting a sound generated by at least one thermoacoustic sensor provided in the reactor vessel with a sound detector;
A state monitoring step of monitoring the state of the reactor based on the detection result of the sound detector,
In the state monitoring step,
Performing frequency analysis on the detection result of the sound detector;
A reactor monitoring method comprising: calculating a sound pressure peak in the result of the frequency analysis; and performing the state monitoring based on the calculation result of the sound pressure peak. 前記少なくとも一つの熱音響センサは、前記原子炉容器内における複数の位置にそれぞれ設けられた複数の熱音響センサを含み、
前記複数の熱音響センサは、発生音の基本周波数が互いに異なるように構成され、
前記状態監視ステップでは、
各々の前記熱音響センサの前記基本周波数に応じて、前記複数の熱音響センサのそれぞれに対して前記音圧ピークを算出し、
各々の前記熱音響センサの前記音圧ピークに基づいて、前記原子炉容器内の各位置において前記状態監視を行う
ことを特徴とする請求項９に記載の原子炉監視方法。 The at least one thermoacoustic sensor includes a plurality of thermoacoustic sensors respectively provided at a plurality of positions in the reactor vessel;
The plurality of thermoacoustic sensors are configured such that fundamental frequencies of generated sound are different from each other,
In the state monitoring step,
Calculating the sound pressure peak for each of the plurality of thermoacoustic sensors according to the fundamental frequency of each thermoacoustic sensor;
The reactor monitoring method according to claim 9, wherein the state monitoring is performed at each position in the reactor vessel based on the sound pressure peak of each thermoacoustic sensor. 前記状態監視ステップでは、前記音圧ピークの周波数に基づいて前記状態監視を行うことを特徴とする請求項９又は１０に記載の原子炉監視方法。   The reactor monitoring method according to claim 9 or 10, wherein in the state monitoring step, the state monitoring is performed based on a frequency of the sound pressure peak. 前記状態監視ステップでは、前記音圧ピークの周波数が規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断することを特徴とする請求項９乃至１１の何れか一項に記載の原子炉監視方法。   The state monitoring step determines that the state of the nuclear reactor is abnormal when the frequency of the sound pressure peak deviates from a specified range. The described reactor monitoring method. 前記複数の熱音響センサは、レゾネータの長さが互いに異なることを特徴とする請求項１０乃至１２の何れか一項に記載の原子炉監視方法。   The reactor monitoring method according to claim 10, wherein the plurality of thermoacoustic sensors have different resonator lengths. 前記複数の熱音響センサは、それぞれ、前記原子炉容器内の炉心に互いに離れた位置に設けられる複数の燃料棒の内部に設けられていることを特徴とする請求項９乃至１３の何れか一項に記載の原子炉監視方法。   The plurality of thermoacoustic sensors are provided inside a plurality of fuel rods provided at positions separated from each other in the core in the reactor vessel, respectively. The reactor monitoring method according to the item. 前記状態監視ステップでは、前記音圧ピークの大きさが規定範囲を逸脱したときに、前記原子炉の前記状態が異常であると判断することを特徴とする請求項９乃至１４の何れか一項に記載の原子炉監視方法。   The state monitoring step determines that the state of the nuclear reactor is abnormal when the magnitude of the sound pressure peak deviates from a specified range. The reactor monitoring method according to claim 1.

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