JP4705066B2 - 原子力プラント、給水ノズルの熱疲労監視方法及び原子力プラントの運転方法 - Google Patents
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Description
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における非定常熱応力を予測し、予測された非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、予測された非定常熱応力が第1設定値以上になるときには、温度計測値の時系列データに基づいて、給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における累積損傷係数を予測し、予測された累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、制御装置が、予測された累積損傷係数が第2設定値以上になるとき、給水配管に設けられた給水加熱器に供給される蒸気の流量を増加させる。
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における非定常熱応力を予測し、予測された非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、予測された非定常熱応力が第1設定値以上であるときには、温度計測値の時系列データに基づいて、給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における累積損傷係数を予測し、予測された累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、制御装置が、予測された累積損傷係数が第2設定値以上であるとき、原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることによっても、上記した目的を達成することができる。
ΔTf=ΔTin・βmax ……(2)
ここで、ΔTp−pはデータベースAに示す冷却水27の温度変動(図5参照)のピーク・ピーク値(最大値と最小値の差をピーク・ピーク値と定義する)、Thは注水ノズル19上方での冷却水27の温度、Tcは給水23の温度である。ピーク・ピーク値ΔTp−pは給水ノズル12の周方向における最大の減衰係数を包絡している。また、冷却水温度Th及び給水温度Tcは、冷却水27と給水23が合流する前のそれぞれの温度であり、ΔTinは(Th−Tc)である。最大減衰係数βmaxは後述のステップ52の処理における流体温度差に適用される。最大減衰係数βmaxが小さいほど、流体温度揺らぎ幅ΔTfは小さくなる。さらには、温度揺らぎ幅ΔTfに起因する非定常熱応力σaltも小さくなる。
で表される。パワースペクトル密度は、温度変動振幅スペクトル(他に圧力や応力等もある)の2乗のスペクトルを単位周波数で基準化したものである。周波数特性の情報は、データベースAの温度変動の情報を用いて作成される。卓越するパワースペクトル密度PSD、すなわち流体が変動しやすい周波数があれば、そのパワースペクトル密度が発生した周波数を卓越周波数と判断し、卓越周波数が無ければランダム振動と判断する。
ここで、FPは熱伝達増倍係数、hmaxは非定常熱伝達率の最大値、hsは定常熱伝達率である。また、定常熱伝達率hsは(4)〜(6)式に基づいて算出される。
Nu∝f(hs、δ、1/λ) ……(5)
Gr∝f(g、1/Tm、δ、ΔTin、1/ν) ……(6)
ここで、Nuはヌセルト数、Grはグラフホフ数、Prはプラントル数、δは環状流路の幅、λは給水ノズルの熱伝導率、gは重力加速度、Tmは高温水24と低温水25の平均温度、νは動粘性係数である。
f*=f・t/a ……(8)
ここで、hmaxは非定常熱伝達率の最大値、tは給水ノズル12の肉厚、λは給水ノズル12の構造材の熱伝導率である。また、fは周波数、aは構造材の温度伝導度である。無次元応力範囲Δσ*にはビオ数Biも大きな影響を与える。
ここで、Eは給水ノズル12の構造部材の縦弾性係数、αはその構造部材の熱膨張係数、νpはポアソン比及び最大無次元応力範囲Δσ* maxである。応力割増係数KtはデータベースEに含まれる情報であり、温度揺らぎ幅ΔTfはステップ52で算出されている。非定常熱応力σaltを求めるためには、さらに、最大無次元応力範囲Δσ* maxを求める必要がある。最大無次元応力範囲Δσ* maxは、無次元周波数f*、ビオ数Bi及びデータベースGの情報を用いて求められる。無次元周波数f*の算出にはデータベースCに含まれる情報が用いられ、ビオ数Biの算出にはデータベースDに含まれる情報が用いられる。
給水温度の上昇によって、その上昇の度合いに対応して原子炉出力が減少する。BWR発電プラントは、累積損傷係数Ufが1以上になった時点以降の、上記の運転サイクルの残りの期間において、その状態で運転が継続される。制御装置48によって給水温度を上昇させる制御を行わせるために、オペレータは、変更された給水温度の設定値を入力装置46から入力する。この変更された給水温度設定値は、制御装置48に入力される。ステップ58の判定が「YES」になるまで、給水温度設定値の変更が繰り返され、制御装置48は変更されたそれらの給水温度設定値を用いて抽気蒸気量の制御により給水温度を調節する。監視装置42は、温度検出器41の測定値に基づいて給水ノズル12の構成部材の健全性評価を繰り返して行う。
Claims (14)
- 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管と、前記原子炉容器内で発生して前記主蒸気配管内を導かれる蒸気が供給されるタービンと、前記タービンを通過した前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で生成された凝縮水を給水として導き、前記給水ノズルに接続された給水配管と、前記給水配管に連絡され、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、前記給水配管に設けられた前記給水を加熱する給水加熱器と、前記タービン及び前記主蒸気配管の少なくとも1つから抽気された蒸気を前記給水加熱器に導く少なくとも1本の抽気配管と、前記抽気配管に設けられた流量調節弁と、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置と、監視装置と、制御装置とを備え、
前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をE、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν p 、最大無次元応力範囲をΔσ * max 、及び応力割増係数をKtとしたとき、前記監視装置は、前記温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて温度揺らぎ幅ΔT f を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、前記予測された前記非定常熱応力が前記第1設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、
前記制御装置は、前記予測された累積損傷係数が前記第2設定値以上になるとき、前記流量調節弁の開度を増加させることを特徴とする原子力プラント。 - 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管と、前記原子炉容器内で発生して前記主蒸気配管内を導かれる蒸気が供給されるタービンと、前記タービンを通過した前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で生成された凝縮水を給水として導き、前記給水ノズルに接続された給水配管と、前記給水配管に連絡され、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、前記給水配管に設けられた前記給水を加熱する給水加熱器と、前記タービン及び前記主蒸気配管の少なくとも1つから抽気された蒸気を前記給水加熱器に導く少なくとも1本の抽気配管と、前記抽気配管に設けられた流量調節弁と、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置と、監視装置と、制御装置とを備え、
前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をE、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν p 、最大無次元応力範囲をΔσ * max 、及び応力割増係数をKtとしたとき、前記監視装置は、前記温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて温度揺らぎ幅ΔT f を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、前記予測された前記非定常熱応力が前記第1設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、
前記制御装置は、前記予測された累積損傷係数が前記第2設定値以上になるとき、前記原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることを特徴とする原子力プラント。 - 前記制御装置は、前記冷却材流量の減少を、前記炉心に前記冷却材を供給するポンプを制御することにより前記冷却材流量の減少させる請求項2に記載の原子力プラント。
- 前記監視装置は、前記温度計測値の時系列データに基づいて前記累積損傷係数を求め、この累積損傷係数と累積損傷係数設定値を比較することによって前記熱疲労の評価を行う請求項1ないし請求項3のいずれか1項に記載の原子力プラント。
- 前記監視装置は、前記温度計測値の時系列データに基づいて前記温度揺らぎ幅の発生頻度を求め、前記温度揺らぎ幅及び前記発生頻度を用いて前記累積損傷係数を求める請求項4に記載の原子力プラント。
- 前記監視装置は、給水ノズル付近の温度変動の周波数とパワースペクトル密度の関係を示す第3情報及び前記時系列データに基づいて得られる無次元周波数、及びビオ数を用いて、前記最大無次元応力範囲の情報を求める請求項1または2に記載の原子力プラント。
- 前記監視装置は、熱伝達増倍係数、及び前記環状領域内の流体と給水ノズルの内面の間の定常熱伝達率に基づいて、非定常熱伝達率を求め、この非定常熱伝達率を用いて前記ビオ数を求める請求項6に記載の原子力プラント。
- 前記監視装置は、熱伝達増倍係数、及び前記環状領域内の流体と給水ノズルの内面の間の定常熱伝達率に基づいて、非定常熱伝達率を求め、この非定常熱伝達率を用いてビオ数を求め、求められた前記ビオ数、及びビオ数と最大無次元応力範囲の関係を示す第4情報に基づいて最大無次元応力範囲の情報を求める請求項1または2に記載の原子力プラント。
- 前記監視装置は、前記原子炉圧力容器内に供給される前記給水の温度と前記原子炉圧力容器内の冷却材の温度との温度差情報を求め、この温度差情報と温度差設定値を比較することによって前記熱疲労の評価を行う請求項1または2に記載の原子力プラント。
- 前記監視装置は、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルと前記サーマルスリーブの間に形成された環状領域内での、前記給水ノズルの軸方向における温度の減衰係数分布情報を求め、前記環状領域内の軸方向における最大温度揺らぎ幅を表す最大減衰係数の分布を示す第2情報、及び前記減衰係数分布情報に基づいて最大減衰係数を求め、前記原子炉圧力容器内に供給される前記給水の温度と前記原子炉圧力容器内の冷却材の温度の温度差情報を求め、求められた前記最大減衰係数及び前記温度差情報に基づいて、前記環状領域内の流体の温度揺らぎ幅を求め、この温度揺らぎ幅と温度揺らぎ幅設定値を比較することによって前記熱疲労の評価を行う請求項1または2に記載の原子力プラント。
- 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの給水ノズルの熱疲労監視方法において、
前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をE、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν p 、最大無次元応力範囲をΔσ * max 、及び応力割増係数をKtとしたとき、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔT f を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第1設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、前記予測された累積損傷係数が前記第2設定値以上になるとき、前記給水の温度を増加させることを特徴とする給水ノズルの熱疲労監視方法。 - 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの給水ノズルの熱疲労監視方法において、
前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をE、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν p 、最大無次元応力範囲をΔσ * max 、及び応力割増係数をKtとしたとき、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔT f を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第1設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、前記予測された累積損傷係数が前記第2設定値以上になるとき、前記原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることを特徴とする給水ノズルの熱疲労監視方法。 - 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をE、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν p 、最大無次元応力範囲をΔσ * max 、及び応力割増係数をKtとしたとき、ある運転サイクルにおいて、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔT f を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第1設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、前記運転サイクルの期間で前記予測された累積損傷係数が前記第2設定値以上になる時点以降において、前記給水の温度を増加させることを特徴とする原子力プラントの運転方法。 - 給水ノズルを有する原子炉圧力容器と、前記給水ノズル内に配置されたサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に配置されて前記サーマルスリーブに接続され、給水を吐出する複数の注水ノズルを有する給水スパージャと、給水加熱器が設けられて前記サーマルスリーブに接続され、前記給水を導く給水配管とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記給水ノズルの構造部材の縦弾性係数をE、その構造部材の熱膨張係数をα、ポアソン比をν p 、最大無次元応力範囲をΔσ * max 、及び応力割増係数をKtとしたとき、ある運転サイクルにおいて、前記給水ノズル付近の温度を検出する温度検出装置から出力された温度計測値の時系列データに基づいて、温度揺らぎ幅ΔT f を求めて下記の式により、複数の非定常熱応力の計算値を求め、
σ alt =Kt・E・α・(ΔT f /2)・(1−ν p )・Δσ * max
求められた複数の非定常熱応力の計算値に基づいて将来における前記非定常熱応力を予測し、予測された前記非定常熱応力が非定常熱応力の第1設定値未満であるかを判定し、前記予測された非定常熱応力が前記第1設定値以上になるときには、前記温度計測値の時系列データに基づいて、前記給水ノズルの熱疲労評価を行い、この熱疲労の評価で求められた複数の累積損傷係数の計算値に基づいて将来における前記累積損傷係数を予測し、予測された前記累積損傷係数が累積損傷係数の第2設定値未満であるかを判定し、前記運転サイクルの期間で前記予測された累積損傷係数が前記第2設定値以上になる時点以降において、前記原子炉圧力容器内の炉心に供給する冷却材流量を減少させることを特徴とする原子力プラントの運転方法。
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