JPS642234B2 - - Google Patents
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- JPS642234B2 JPS642234B2 JP55106421A JP10642180A JPS642234B2 JP S642234 B2 JPS642234 B2 JP S642234B2 JP 55106421 A JP55106421 A JP 55106421A JP 10642180 A JP10642180 A JP 10642180A JP S642234 B2 JPS642234 B2 JP S642234B2
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
本発明は原子炉の炉心およびチヤンネル安定性
の監視法および装置に係る。
沸騰水型原子炉の動特性として、炉心およびチ
ヤンネル安定性がある。この安定性を得るため、
原子炉の設計段階において計算モデルにより計算
し、その減巾比が予め定めた値以下となるように
設計する。
ところが、現実に運転されている原子力プラン
トの原子炉の炉心およびチヤンネルの安定性が、
どのような状態にあるかについて特に計測する手
段がなく、運転中のプラントの炉心およびチヤン
ネル安定性を知ることはできなかつた。
本発明は上記の事情に基きなされたもので、沸
騰水型原子炉の運転中に何ら外乱を加えることな
く、原子炉の炉心およびチヤンネル安定性を監視
することができる監視法および装置を得ることを
目的としている。
本発明においては、炉心内に炉出力等の計測の
ために配置されている複数の中性子束検出器の出
力信号を周波数解析し安定性情報を引出すことに
より前記目的を達成している。
以下、本発明の詳細を説明する。まず、中性子
検出器の出力信号に周波数解析を施し、得られた
パワースペクトル密度のパターンから、前記安定
性に係る情報である減巾比を算出する。
炉心安定性は炉心全体の挙動によるものである
から、ほとんど全ての中性子束検出器の出力信号
についての減巾比が予め定めたしきい値をこえた
場合、炉心安定性悪化と判断される。
チヤンネル安定性は、あるチヤンネルだけが熱
水力学的に不安定となつたか否かによるものであ
り、局所的な現象に関するものであるから、ある
限られた範囲にある中性子束検出器の出力信号に
ついての減巾比がしきい値をこえた場合、チヤン
ネル安定性悪化と判断する。
減巾比および共振周波数の推定は次の如くして
なされる。中性子束検出器の出力信号から得られ
たパワースペクトル密度（第１図曲線Ｃ）の中、
安定性に関係する周波数帯域だけを取出して、そ
の部分に二次式による最小二乗フイツテイングを
施す。第１図中、・を附したのが前記フイツテイ
ングに使用した周波数帯である。
回帰曲線Piは次式(1)で与えられる。
Pi＝α／ω4／i＋２（2ρ2−１）f2／0ω2／i＋f
4／0……(1)
また、評価関数ｓは次式(2)で与えられる。
ｓ＝o
〓i=1
Wi（Pi−Yi）2 ……(2)
ただし、
f0…共振周波数
ρ …減衰定数
ω …周波数
Wi…適当な重み係数
Yi…パワースペクトル密度（実測値）
であり、上式(2)のｓを最小とするようにρ、f0、
ゲインαを定め、前記の如く定めたρから減巾比
λは次式(3)により与えられる。なお、重み係数
Wiは通常1.0でよい。
λ＝e-X ……(3)
ここで、
The present invention relates to a method and apparatus for monitoring nuclear reactor core and channel stability. Dynamic characteristics of boiling water reactors include core and channel stability. To obtain this stability,
Calculations are made using a calculation model at the reactor design stage, and the design is made so that the width reduction ratio is less than or equal to a predetermined value. However, the stability of the reactor core and channels in actually operated nuclear power plants is
There was no way to specifically measure the state of the reactor, and it was not possible to know the stability of the reactor core and channels during operation. The present invention has been made based on the above circumstances, and an object of the present invention is to obtain a monitoring method and device capable of monitoring the core and channel stability of a nuclear reactor without applying any disturbance during operation of a boiling water reactor. It is an object. In the present invention, the above object is achieved by frequency-analyzing the output signals of a plurality of neutron flux detectors arranged in the reactor core for measuring reactor power, etc., and extracting stability information. The details of the present invention will be explained below. First, frequency analysis is performed on the output signal of the neutron detector, and the attenuation ratio, which is information related to the stability, is calculated from the obtained power spectral density pattern. Since core stability depends on the behavior of the entire core, if the attenuation ratio for the output signals of almost all neutron flux detectors exceeds a predetermined threshold, it is determined that core stability has deteriorated. Channel stability depends on whether only a certain channel becomes thermohydrodynamically unstable, and since it is related to a local phenomenon, the output signal of a neutron flux detector within a certain limited range If the width attenuation ratio exceeds the threshold value, it is determined that the channel stability has deteriorated. The attenuation ratio and resonance frequency are estimated as follows. In the power spectral density (curve C in Figure 1) obtained from the output signal of the neutron flux detector,
Only the frequency band related to stability is extracted and least squares fitting using a quadratic equation is applied to that part. In FIG. 1, the frequency bands marked with * are used for the above-mentioned fitting. The regression curve P i is given by the following equation (1). P i = α / ω 4 / i + 2 (2ρ 2 −1) f 2 / 0 ω 2 / i + f
4/0 ...( 1 ) Also, the evaluation function s is given by the following equation (2). s= o 〓 i=1 W i (P i −Y i ) 2 ...(2) However, f 0 ... Resonance frequency ρ ... Attenuation constant ω ... Frequency W i ... Appropriate weighting coefficient Y i ... Power spectral density ( (Actually measured value), and ρ, f 0 ,
The gain α is determined, and the width reduction ratio λ is given by the following equation (3) from ρ determined as described above. In addition, the weighting coefficient
Wi is usually 1.0. λ=e -X ……(3) Here,
【式】であり、πは円周率
である。
第２図において、演算回路１は、前述の手順に
従い個々の中性子束検出器の出力信号の減巾比λ
および共振周波数f0を算出し、比較計数回路２
は、演算回路の算出結果につき次の計数を行う。
すなわち、安定状態にある時、現用の沸騰水型
原子炉において、減巾比λ、共振周波数f0は、
λ＜0.25、0.1Hz＜f0＜１Hz
であることがわかつているので、回路２は減巾比
λが0.25〜0.5の間で運転上の要求により適当に
定めたしきい値αをこえ、また共振周波数が0.1
Hz〜1.0Hzの間となる中性子束検出器の数N1を計
数する。
比較計数回路３は、回路２で計数された数N1
が０でなかつた場合において、減巾比λが発振状
態時の減巾比から定めたしきい値β＝0.8（発振状
態では理想的にはλ＝１であるが実際には発振時
の周期波形は乱れており、λ＝0.8程度が適度な
しきい値であることがわかつている）より大とな
つている中性子束検出器の数N2を計数する。
第１判定回路４はN1＝０か否かを判定し、第
２判定回路５は前記回路４がN1≠０と判定した
時、N2＝０か否かを判定する。また、第３判定
回路６は前記回路５がN2＝０と判定した時、N1
≦γか否かを判定する。ここに、γは炉心とチヤ
ンネル安定性の識別フアクタで、チヤンネル安定
性が炉心全体の安定性に影響を及ぼす範囲、すな
わち、境界を示すフアクターであり、ｎを一つの
ストリングで監視している中性子束検出器の数と
した時、γ＝4n程度とするのが適当である。第
４判定回路７は、第２判定回路５がN2≠０と判
定した時、N2≦γであるか否かを判定する。
第１判定回路４がN1＝０と判定した時は、原
子炉は正常状態にあり、表示装置に“正常”８と
して表示される。
また、第３判定回路６がN1≦γであることを
判定した場合には、原因不明の異常状態であり、
表示装置に“原因不明”９として表示される。さ
らに、判定回路６がN1≦γが成立たないと判定
した時は、炉心安定性が悪化しているのであり、
警報装置１０が作動せしめられる。
また、第４判定回路７がN2≦γが成立たない
と判定した時も同様である。さらに、回路７が
N2≦γであると判定した時、第５判定回路１１
は、計数されたN2箇の中性子束検出器中に同一
ストリング中のものが２箇以上あるか否かを判定
する。含まれていると判定された時は、“チヤン
ネル発振であり、チヤンネル発振”12として表示
され、否と判定された時は“原因不明”13として
表示される。
上記の本発明装置において、N1≠０、N2＝
０、N1≦γが判定された時は、チヤンネル発振
には至らないまでも、何らかの異常を生じている
わけであり、原因不明の異常状態である。
また、N1≠０、N2＝０、N1＞γが判定された
時は、炉心安定性が悪化している時である。
さらに、N1≠０、N2≠０、N2≦γで、N2の
中性子束検出器中に同一ストリングの検出器が２
箇以上含まれているときは、そのストリング近傍
のチヤンネルに発振を生じさせている場合であ
る。また、N2中に同一ストリング中の中性子束
検出器が２箇以上含まれていないと判定された時
は、発振には至らないものの原因不明の何らかの
異常状態である。
なお、上記構成の本発明によれば、現在運転中
の原子炉において、減巾比、共振周波数がオンラ
インで求めることができる。また、発振を生じた
チヤンネルは発振検知ストリングの近傍であるか
ら、発振検出時に発振したチヤンネルの概略の位
置を知ることができる。[Formula], where π is pi. In FIG. 2, the arithmetic circuit 1 calculates the attenuation ratio λ of the output signal of each neutron flux detector according to the procedure described above.
and the resonant frequency f 0 , and the comparison counting circuit 2
performs the following counting based on the calculation result of the arithmetic circuit. That is, in a stable state, it is known that in the current boiling water reactor, the attenuation ratio λ and the resonant frequency f 0 are λ < 0.25, 0.1Hz < f 0 < 1Hz, so circuit 2 When the width reduction ratio λ is between 0.25 and 0.5, it exceeds the threshold value α appropriately determined according to operational requirements, and the resonance frequency is 0.1.
Count the number N 1 of neutron flux detectors between Hz and 1.0 Hz. Comparison counting circuit 3 calculates the number N 1 counted by circuit 2
is not 0, the attenuation ratio λ is determined from the attenuation ratio in the oscillation state. The waveform is disordered, and the number N 2 of neutron flux detectors whose flux is larger than λ = 0.8 is known to be a suitable threshold is counted. The first determination circuit 4 determines whether N 1 =0 or not, and the second determination circuit 5 determines whether N 2 =0 when the circuit 4 determines that N 1 ≠ 0. Further, when the circuit 5 determines that N 2 =0, the third determination circuit 6 determines that N 1
Determine whether ≦γ. Here, γ is a factor that identifies core and channel stability, and is a factor that indicates the range, or boundary, where channel stability affects the stability of the entire core, and n is a factor that indicates the boundary between neutrons monitored in one string. When considering the number of bundle detectors, it is appropriate to set γ to about 4n. The fourth determination circuit 7 determines whether N 2 ≦γ when the second determination circuit 5 determines that N 2 ≠0. When the first determination circuit 4 determines that N 1 =0, the reactor is in a normal state and is displayed as "normal" 8 on the display device. Further, if the third determination circuit 6 determines that N 1 ≦γ, it is an abnormal state of unknown cause;
"Cause unknown" 9 is displayed on the display device. Furthermore, when the determination circuit 6 determines that N 1 ≦γ does not hold, it means that the core stability has deteriorated.
The alarm device 10 is activated. The same applies when the fourth determination circuit 7 determines that N 2 ≦γ does not hold. Furthermore, circuit 7
When it is determined that N 2 ≦γ, the fifth determination circuit 11
determines whether there are two or more neutron flux detectors in the same string among the N 2 counted neutron flux detectors. When it is determined that it is included, it is displayed as "channel oscillation, channel oscillation" 12, and when it is determined that it is not included, it is displayed as "cause unknown" 13. In the above device of the present invention, N 1 ≠0, N 2 =
0, and when N 1 ≦γ is determined, even if channel oscillation does not occur, some kind of abnormality has occurred, and this is an abnormal state of unknown cause. Furthermore, when it is determined that N 1 ≠0, N 2 =0, and N 1 >γ, the core stability is deteriorating. Furthermore, with N 1 ≠ 0, N 2 ≠ 0, and N 2 ≦γ, there are two detectors of the same string in N 2 neutron flux detectors.
If more than one string is included, this means that oscillation is caused in the channel near the string. Further, when it is determined that two or more neutron flux detectors in the same string are not included in N2 , it is an abnormal state of unknown cause although it does not lead to oscillation. According to the present invention having the above configuration, the attenuation ratio and the resonance frequency can be determined online in a nuclear reactor currently in operation. Furthermore, since the channel in which the oscillation occurred is near the oscillation detection string, the approximate position of the channel in which the oscillation occurred can be known at the time of the oscillation detection.
第１図は中性子束パワースペクトル密度に対す
るフイツテイングを示す線図、第２図は本発明一
実施例のブロツクダイヤグラムである。
１……演算回路、２，３……比較計数回路、
４，５，６，７，１１……判定回路。
FIG. 1 is a diagram showing fitting to neutron flux power spectral density, and FIG. 2 is a block diagram of an embodiment of the present invention. 1... Arithmetic circuit, 2, 3... Comparison counting circuit,
4, 5, 6, 7, 11...determination circuit.
Claims (1)
た複数の中性子束検出器からの出力信号の減幅比
λおよび共振周波数f0をそのパワースペクトル密
度から求め、この減幅比λが原子炉正常運転時の
減幅比λのしきい値をこえ、かつ、前記共振周波
数が設定周波数帯域内にある中性子束検出器の数
N1を計数すると共に、この中性子束検出器のう
ち、その出力がチヤンネル発振時の減幅比のしき
い値をこえる中性子束検出器の数N2をそれぞれ
計数し、前記中性子束検出器の数N1≠０、N2＝
０で、N1が炉心とチヤンネル安定性の識別フア
クタγより大なるとき、およびN1≠０、N2≠０
でN2＞γのとき炉心安定性悪化と判定し、N1≠
０、N2≠０、N2≦γでN2箇の中性子束検出器中
同一ストリング中のものが２以上ある時チヤンネ
ル発振と判定する原子炉の炉心およびチヤンネル
安定性監視法。 ２ 原子炉の炉心に炉出力測定のために設置され
た複数の中性子束検出器の出力信号の減幅比λ、
共振周波数f0をそのパワースペクトル密度から求
める演算回路と、上記共振周波数f0が設定周波数
帯域内にあり、かつ上記減幅比λが原子炉正常運
転時の減幅比のしきい値αより大きくなる中性子
束検出器の数N1を計数する第１の比較計数回路
と、前記N1箇の中性子束検出器のうち、その減
幅比λがチヤンネル発振時のしきい値βより大と
なる中性子束検出器の数N2を計数する第２の比
較計数回路と、前記中性子束検出器の数N1＝０
か否かを判定する第１の判定回路と、前記N1≠
０のときN2＝０であるか否かを判定する第２の
判定回路と、N1≠０、N2＝０のときN1が炉心お
よびチヤンネル安定性の識別フアクタγに対し
N1≦γであるか否かを判定し、否のとき炉心安
定性悪化と判定する第３の判定回路と、N1≠０、
N2≠０、N2≦γであるか否かを判定し否のとき
炉心安定性悪化と判定する第４の判定回路と、
N2≦γであるときN2の中に同一ストリング中の
ものが２以上あるか否かを判定し２以上あるとき
チヤンネル発振と判定する第５の判定回路とを有
することを特徴とする原子炉の炉心およびチヤン
ネル安定性監視装置。[Claims] 1. Determine the attenuation ratio λ and resonance frequency f 0 of the output signal from a plurality of neutron flux detectors installed in the core of a nuclear reactor to measure reactor power from the power spectrum density, and The number of neutron flux detectors whose width reduction ratio λ exceeds the threshold value of the width reduction ratio λ during normal reactor operation, and whose resonance frequency is within the set frequency band.
At the same time, the number N 2 of the neutron flux detectors whose output exceeds the threshold of the attenuation ratio during channel oscillation is counted, and the number N 2 of the neutron flux detectors is counted. Number N 1 ≠ 0, N 2 =
0, when N 1 is greater than the core and channel stability discrimination factor γ, and N 1 ≠ 0, N 2 ≠ 0
When N 2 > γ, core stability is determined to be deteriorated, and N 1 ≠
0, N 2 ≠ 0, N 2 ≦γ, and a method for monitoring the core and channel stability of a nuclear reactor that determines channel oscillation when there are two or more neutron flux detectors in the same string among N 2 neutron flux detectors. 2. Attenuation ratio λ of the output signals of multiple neutron flux detectors installed in the reactor core to measure reactor power,
an arithmetic circuit that calculates the resonant frequency f 0 from its power spectral density ; A first comparison counting circuit that counts the increasing number N1 of neutron flux detectors, and a first comparison circuit that counts the increasing number N1 of neutron flux detectors; a second comparison counting circuit that counts the number N 2 of neutron flux detectors, and the number N 1 = 0 of the neutron flux detectors;
a first determination circuit that determines whether or not N 1 ≠
A second determination circuit that determines whether N 2 = 0 when N 1 is 0, and a second determination circuit that determines whether N 2 = 0 when N 1 ≠ 0 and N 1 is
a third determination circuit that determines whether N 1 ≦γ, and determines that core stability has deteriorated if not, and N 1 ≠0,
a fourth determination circuit that determines whether N 2 ≠ 0 and N 2 ≦γ, and determines that core stability has deteriorated when negative;
An atom characterized by having a fifth determination circuit that determines whether or not there are two or more of the same string in N2 when N2 ≦γ, and determines that channel oscillation occurs when there are two or more. Reactor core and channel stability monitoring equipment.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10642180A JPS5730990A (en) | 1980-08-04 | 1980-08-04 | Method and device for monitoring channel stability and nuclear reactor core |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10642180A JPS5730990A (en) | 1980-08-04 | 1980-08-04 | Method and device for monitoring channel stability and nuclear reactor core |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5730990A JPS5730990A (en) | 1982-02-19 |
| JPS642234B2 true JPS642234B2 (en) | 1989-01-17 |
Family
ID=14433192
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10642180A Granted JPS5730990A (en) | 1980-08-04 | 1980-08-04 | Method and device for monitoring channel stability and nuclear reactor core |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5730990A (en) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP5574943B2 (en) * | 2010-12-21 | 2014-08-20 | 株式会社東芝 | Nuclear thermal hydraulic stability monitoring apparatus, method and program for nuclear reactor |
| EP2571029A4 (en) * | 2010-05-14 | 2015-06-17 | Toshiba Kk | Output monitoring device for nuclear reactor |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5594186A (en) * | 1979-01-12 | 1980-07-17 | Hitachi Ltd | Reactor stability monitoring control device |
-
1980
- 1980-08-04 JP JP10642180A patent/JPS5730990A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5730990A (en) | 1982-02-19 |
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