JP3564239B2

JP3564239B2 - Reactor core monitoring method

Info

Publication number: JP3564239B2
Application number: JP26976096A
Authority: JP
Inventors: 治嗣森; 茂兼本; 光広榎本; 茂男江畑
Original assignee: Toshiba Corp; Tokyo Electric Power Co Inc
Current assignee: Toshiba Corp; Tokyo Electric Power Co Holdings Inc
Priority date: 1996-10-11
Filing date: 1996-10-11
Publication date: 2004-09-08
Anticipated expiration: 2016-10-11
Also published as: JPH10115693A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電プラントにおいて原子炉内の冷却材流動状況を監視する原子炉炉心監視方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
一般に、沸騰水型原子炉では、原子炉内の冷却材流量を、炉外に２台設置された再循環ポンプにより駆動される炉内の例えば２０台のジェットポンプにより強制的に循環させ、原子炉の出力を調整している。また、最近の改良型沸騰水型原子炉では、原子炉内蔵型冷却材再循環ポンプ（以下ＲＩＰと称する）により原子炉内の冷却材流量を強制循環させている。この冷却材流量の流れは、炉心の熱的余裕の監視上重要であり、さらに炉内全体の冷却材流量だけでなく、核燃料チャンネル毎の局所的な流量の監視も望まれている。
【０００３】
炉心内には、出力分布の監視のために、局部中性子束モニター（以下ＬＰＲＭという）検出器が炉心の軸方向に４個配置され、さらにこれらが炉心の径方向に燃料チャンネルの４体置きに配置されている。このＬＰＲＭ検出器の検出信号中のゆらぎは、これらＬＰＲＭ検出器の周辺を流れるボイド（以下気泡という）の存在により引き起こされていることから、燃料チャンネルの流動状況を監視する情報を含んでいる。
【０００４】
そこで、従来からこのＬＰＲＭ検出器により検出された検出信号のゆらぎの統計解析を利用した燃料チャンネル流量推定方法（特願昭５２−１３９８９７、特公昭５３−１１６３４、特願平８−１５８５５８）が提案されている。この方法は、軸方向に異なる位置に配置された任意の２個のＬＰＲＭ検出器信号を高域通過フィルターにそれぞれ通して、高周波の変動成分を除去した上で、これら両検出器間の相関関数を求め、その遅れ時間から、ＬＰＲＭ検出器周辺を通過するボイド（気泡）の速度を算出する。
【０００５】
さらに、このボイド速度を、予め設定された炉心の核熱水力計算モデルから算出されるボイド速度と比較することにより、この計算モデルで用いたチャンネルの入口流量を逆に推定する。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、このような従来の方法の問題点の１つは、ＬＰＲＭ検出器のゆらぎ信号には、ＬＰＲＭ検出器の周辺を通過するボイドに起因する局所的な変動だけでなく、ボイドが核熱水力的に炉心全体が一体で変動する大局的変動成分が重畳していることに起因している。
【０００７】
つまり、この大局的変動成分の存在のために、ＬＰＲＭゆらぎ信号に含まれている局所的な変動成分、すなわち、ＬＰＲＭ検出器周辺の局所的なボイドの流動状態の情報が隠されてしまうことである。上記高域通過フィルターは、ボイドの大局的変動が低周波数で、局所的変動が高周波数であるという仮定で両者を分離しているので、この両者が必ずしも、特定の周波数で分離できない場合には、この方法を適用することができない。
【０００８】
もう１つの問題は、ＬＰＲＭ検出器により計測されるボイドの軸方向の遅れ時間は、気相速度と液相速度の重み付け平均により表現される量になっており、使用するＬＰＲＭ検出器周辺のボイド率に依存して、重み係数が異なってくるという事象に起因する。これは、熱水力モデルにより求められるボイド速度と、ＬＰＲＭ検出信号から求められるボイドの移動時間が、物理的に対応してくるという従来方法の仮定を覆すことになる。
【０００９】
つまり、従来の燃料チャンネルの炉心流量推定方法では、ＬＰＲＭ検出信号のゆらぎ成分の大局的変動成分と局所的変動成分を、特定の周波数成分で分離して評価していた。したがって、上記仮定が成り立たない場合、この推定結果に大きな誤差が生じることになる。
【００１０】
そこで、本発明は上記事情に鑑みてなされたものであり、その目的は、炉心内に配置されたＬＰＲＭ検出器の検出信号から、大局的変動成分を除いてから統計処理することにより、ＬＰＲＭ検出器周辺のボイドに関する情報をより高精度で抽出し、さらに、ボイドの軸方向および径方向の挙動として可視化して、炉内での冷却材の流動状況を監視することができる原子炉炉心監視方法を提供することにある。
【００１１】
他の目的は、炉心流量推定の精度を一層向上させ、さらに、広いプラント運転範囲に適用可能な方法を提供することにある。
【００１２】
【課題を解決するための手段】
本発明は、本発明者らが既に発明し、出願した特願平８−１５８５５８号明細書に記載した発明の改良に係るものであり、ＬＰＲＭ検出信号のゆらぎ成分から大局的変動成分を予め除去した上で、統計解析を行なうことにより、そのゆらぎ成分に含まれる局所的な情報を有効活用して、軸方向のボイド移動速度をより高精度で推定すると共に、径方向の流動状態の分布も監視するものである。
【００１３】
また、予め設定されている燃料チャンネルの熱水力モデルにより求めることができる気相速度と液相速度の重み付け平均を２個のＬＰＲＭ検出信号のゆらぎ成分から求められる計測時間遅れに対応させて炉心流量を推定することにより、その計算値の精度を向上させるものであり、次のように構成される。
【００１４】
請求項１に対応する原子炉炉心監視方法は、原子炉炉心に、局部中性子束を検出するＬＰＲＭ検出器を複数個配置している原子炉において、前記全ＬＰＲＭ検出器の検出信号を加算して核熱水力的に炉心全体で変動する大局的変動成分を算出する一方、前記炉心の軸方向または径方向で異なる位置に配置された任意の少なくとも２個のＬＰＲＭ検出器の検出信号より、前記大局的変動成分を除去してから、これら検出信号間の相関関数を求め、この相関関数に基づいて原子炉内における冷却材の流動状況を監視し、上記軸方向位置を異にする任意の少なくとも２個のＬＰＲＭ検出器の検出信号間の相関関数から、中性子束計測の遅れ時間を算出し、この算出結果を、予め設定された燃料チャンネルの熱水力モデルにより得られる軸方向遅れ時間と比較して、両者を一致させるようにその燃料チャンネルの入口流量を推定し、上記燃料チャンネル熱水力モデルにより得られる軸方向遅れ時間を、気相速度と液相速度の重み付け平均で求め、その重み付け平均の係数値は、気相速度の重み係数に関しては、１−α ^ｍ、液相速度の重み係数に関しては、α ^ｍ［但し、αは燃料チャンネル内のボイド率、ｍは実験的に求まるパラメータ］によりそれぞれ求めることを特徴とする。
【００１５】
この発明によれば、炉心の軸方向、または径方向で異なる位置に配置された任意の２個のＬＰＲＭ検出器の検出信号間の相関関数を用いて、軸方向の流動速度や、径方向の流動干渉を監視する際には、事前に、これらＬＰＲＭ検出器の検出信号から大局的変動成分を除去してＬＰＲＭ検出器周辺の局所的なボイドに関する情報を高精度で抽出しておくので、冷却材の軸方向および径方向の局所的挙動を監視する際の精度を向上させることができる。
【００１７】
この発明によれば、２個のＬＰＲＭ検出器の検出信号間の相関関数から中性子束計測の遅れ時間を算出する際には、その算出前に、各ＬＰＲＭ検出器の検出信号から大局的変動成分を除去してＬＰＲＭ検出器周辺の局所的なボイドに関する情報を高精度で抽出しておくので、この中性子束計測の遅れ時間の算出精度を向上させることができる。
【００１８】
したがって、この中性子束計測の遅れ時間の算出値と、燃料チャンネルの熱水力モデルにより得られる軸方向遅れ時間とに基づいて推定される燃料チャンネルの入口流量の推定精度を向上させることができる。
【００２４】
この発明によれば、燃料チャンネルの熱水力モデルから得られる軸方向遅れ時間を、気相速度と液相速度の重み付け平均で求めるので、ＬＰＲＭ検出器周辺の液相部が多くを占める部分で気泡が通過すれば、気泡の速度に対応した遅れ時間が計測され、逆に、気相部が主要部を占める部分で液滴が通過すれば、液滴の速度に対応した遅れ時間が計測されるという物理的状況を、算出した軸方向遅れ時間に反映させることができる。このために、炉心流量推定アルゴリズムの精度を向上させることができる。
【００２６】
この発明によれば、気相速度と液相速度の重み付け平均の係数を、ボイド率の関数として表現するので、プラント運転条件の範囲に広くかつ普遍的に適用することを可能にし、本発明の実用性を大きく向上させるものである。
【００２７】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図１〜図６を参照して説明する。なお、これらの図中同一または相当部分には同一または同等の符号を付している。
【００２８】
まず、本発明による炉心総流量および燃料チャンネル流量の推定方法の原理を説明する。
【００２９】
本発明は、少なくとも２つのＬＰＲＭ検出器（中性子束検出器）のゆらぎ成分の相関で求まる遅れ時間に相当する気泡伝達時間（「ボイド移動時間」、「ボイド伝播時間」ともいう）の計測値と、予め設定された燃料チャンネル内の熱水力モデルで定まる気泡伝達時間の予測値と、を用いた燃料チャンネル流量の推定方法を使用している。このＬＰＲＭ検出器と燃料チャンネル内の熱水力状態を図１（ａ）〜（ｃ）に示している。
【００３０】
図１（ａ）はＬＰＲＭ検出器１の軸方向ｚの配置を示している。これは炉心２内の４つの燃料チャンネル３，…３により囲まれたバイパス流路に、ＬＰＲＭ計装管４を配設し、この計装管４内には４つのＬＰＲＭ検出器１，…１を軸方向ｚに所定の間隔を置いて配設している。各ＬＰＲＭ検出器１はバイパス流路と燃料チャンネル内の水により減速された熱中性子を計測する。
【００３１】
したがって、ＬＰＲＭ検出器１周辺を気液二相流のボイド（気泡）が通過すれば、ＬＰＲＭ検出器１に到達する熱中性子の量が変化して、検出値が変動する。逆に、ボイドの多い場所で、液滴がＬＰＲＭ検出器１周辺を通過すれば、同じように検出値が変化する。このため、軸方向位置を異にする任意の２つのＬＰＲＭ検出信号のゆらぎ成分の相関から、下部のＬＰＲＭ検出器１の側を通ったボイドないし液滴が、その速度に応じた遅れ時間で上部ＬＰＲＭ検出器１の側に到達した際の遅れ時間を求めることができる。
【００３２】
図１（ｂ）は、燃料チャンネルに対して典型的に知られている燃料チャンネル３内の軸方向ｚの熱水力状態（熱出力分布パターン）を示しており、図１（ｃ）はこの熱水力モデルから求まる軸方向の気相速度、液相速度およびこれら速度より求まる重み付け平均混合速度を示している。
【００３３】
そして、プロセス計算機による炉心性能計算では、通常、核定数、全炉心流量、炉心入口エンタルピー等の情報に基づいて、炉心２内の各燃料バンドル内の軸方向の中性子束分布、熱流速分布、ボイド分布、クオリティ分布、チャンネル流量配分等の熱出力分布パターンが一定時間毎に計算されている。
【００３４】
一方、燃料チャンネル２の熱出力分布パターンの計算値と、予め設定された燃料チャンネル２の熱水力計算モデル、例えば、ドリフトフラックスモデルを用いることにより、次の［数１］式に示すように、軸方向の異なる位置に配置された２つのＬＰＲＭ検出器１，１間の気相速度Ｖｇ、液相速度Ｖｆ、体積速度Ｊ、ボイド波伝播速度Ｃｋを計算することができる。ここで、ボイド波伝播速度Ｃｋは、気相速度Ｖｇではなく、ボイド率の伝播速度を表している。
【００３５】
【数１】

［数１］式中、ＣＯはボイド相関式の分布定数、Ｖｇｊはボイド相関式のドリフト速度で、いずれもボイド率の関数として実験的に決められる定数である。また、Ｊは気相速度Ｖｇと液相速度Ｖｆのホイド率αによる重み付け平均である。
【００３６】
つまり、気相速度Ｖｇと液相速度Ｖｆの重み付け平均として次の［数２］で示す混合速度Ｖｍを考案した。
【００３７】
【数２】

［数２］式中、ｗが重み係数で、ｗ＝αとおくと、体積速度Ｊになるが、本発明では、先に述べた物理要因を考慮して、次の［数３］式で示すように、ボイド率ゼロのところで、「１」、すなわち、気相速度Ｖｇに重みが掛かるように、ボイド率１のところで、「０」、すなわち、液相速度Ｖｆに重みが掛かるようにする。
【００３８】
【数３】

この［数３］式中、ｍは実験的に求まるパラメータとして任意要素を残しておく。この重みの関数形状とパラメータｍを適切に選べば、広い運転範囲で炉心流量推定精度を確保する予測モデルが可能になる。ちなみに、現状の沸騰水型炉の燃料チャンネル形状では、ｍ＝１．７程度が適切である結果が得られている。この形状は、従来の体積速度とは反対の形状をしている点に注意が必要である。
【００３９】
そして、ＬＰＲＭ検出器の軸方向位置を異にするＬＰＲＭ下部検出器Ａから上部検出器Ｂの位置までの伝播時間をＴＡＢとすると、このＴＡＢは、気相・液相速度Ｖｇ・Ｖｆの加算により次の［数４］式により求めることができる。
【００４０】
【数４】

ここで本発明の特徴は、重み係数ｗを、対象ＬＰＲＭの下部検出器Ａの位置でのボイド率の関数とした点にある。これは、２点のＬＰＲＭ検出器の相関により得られる遅れ時間は、冷却材流れの上流側にあるＬＰＲＭ下部検出器Ａの近傍を通った気泡ないし液滴による外乱の寄与分に依存すると見做せるためである。このため、重みをＬＰＲＭ下部検出器位置でのボイド率の関数とした。
【００４１】
一方、ＬＰＲＭ検出器１周辺の４体の燃料チャンネル３でもそれぞれ異なるボイド伝播時間を持っているため、計測値と対応させるためには、この４体の平均方法も必要になる。このために、次の［数５］式で示す重み付け平均を採用している。
【００４２】
【数５】

この［数５］式中、ｉは燃料チャンネルのインデクスを示す。また、重みｕは、次の［数６］式で定義することができる。
【００４３】
【数６】

この［数６］式中、α（Ａ）は、ＬＰＲＭ検出器のＡ断面でのボイド率、φ（Ａ）φ（Ｂ）は軸方向高さＡ，Ｂの位置での中性子束であり、計測値は、中性子インポータンスにも依存することを考慮して、この重みを採用した。
【００４４】
こうして、炉心性能計算と同じ熱水力モデルから、ＬＰＲＭ検出器１の中性子束計測時間遅れに相当する時間遅れを計算により求めることができる。この遅れ時間計測値と次に説明する軸方向計測遅れ時間とを一致させるように、燃料チャンネルの入口流量を推定することが可能になる。
【００４５】
計測遅れ時間を求める方法は、軸方向に異なる位置にある２つのＬＰＲＭ検出器１の検出信号のゆらぎ成分から大局的変動成分を除いた信号を用いる点に新たな特徴を有する。
【００４６】
つまり、対象とする任意の２つのＬＰＲＭ検出器１の検出信号の時系列波形を、ｘａ（ｔ），ｘｂ（ｔ）、大局的変動成分を、Ｇ（ｔ）とすると、次の［数７］式によりこの大局的変動成分Ｇ（ｔ）を除去することができる。
【００４７】
【数７】

この［数７］式中、Ｇ（ｔ）は、炉内の全領域に亘る複数のＬＰＲＭ検出器１の出力（検出）信号を加算して得たもので近似できる。
【００４８】
また、遅れ時間を求める相関関数は、このｙａ（ｔ），ｙｂ（ｔ）に、高域通過フィルターを通した後、次の［数８］式で示す加重平均で求めることができる。
【００４９】
【数８】

【００５０】
なお、前記の相関関数の代りに、次の［数９］式で示すように、２つのＬＰＲＭ検出器の検出信号の時系列パターンの類似度を定義して、これを最小にするτを遅れ時間として求めることが可能である。
【００５１】
【数９】

【００５２】
図２はこのような原理に基づいて炉心流量を推定する方法に係る一実施形態のアルゴリズムのフローチャートであり、図中、Ｓに数字を付した記号はフローチャートのステップを示す。
【００５３】
まず、Ｓ１では、軸方向位置を異にする任意の２つのＬＰＲＭ検出器１，１の各検出信号をそれぞれ収集し、さらにこれら各検出信号から大局的変動成分をそれぞれ除去する。
【００５４】
この後Ｓ２で、これら両信号の相関関数を上記数式に基づいて求め、Ｓ３で軸方向の中性子束計測遅れ時間を推定する。
【００５５】
一方、Ｓ４では、プロセス計算機により炉心機能を計算して出力分布を得る。次のＳ５では、この出力分布と、予め設定されている燃料チャンネルの熱水力計算モデルとを使用してＬＰＲＭ計装管４周辺の４体の燃料チャンネル３，…３回りの気相速度、液相速度、およびこれらの重み付け平均とを上記数式に基づいて求める。
【００５６】
次にＳ６では、これら、気相速度、液相速度、およびこれらの重み付け平均を上記［数５］式と［数６］式に適用して上記遅れ時間計測値（Ｓ３）に相当する軸方向遅れ時間計算値を求める。
【００５７】
この後、Ｓ７で、これら遅れ時間の計測値と同計算値の最小２乗誤差を評価関数として、これを最小にする燃料チャンネルの炉心入口流量を炉心流量推定値として求める。
【００５８】
この評価関数の基準としては、軸方向に４つ並んだＬＰＲＭ検出器１の複数の組合せの重み付け平均を採用する。例えば、軸方向下部より上部へ向けてＬＰＲＭ検出器をＡ，Ｂ，Ｃ，Ｄとすると、次の［数１０］式により評価関数を定義することができる。
【００５９】
【数１０】

【００６０】
なお、Ｓ７で遅れ時間計測値と遅れ時間計算値とが一致できない場合は、非収束の場合として、Ｓ５の熱水力計算モデルの炉心流量を、収束するまで段階的に変更させる。
【００６１】
図３は、上記ＬＰＲＭ検出器１の遅れ時間計測値の求め方の一例のフローチャートである。これは、まず、Ｓ１１とＳ１２で、軸方向位置を異にする上記任意の２つのＬＰＲＭ検出器Ａ，ＢのＬＰＲＭ信号を収集し、次のＳ１３とＳ１４でこれら両信号から大局的変動成分を差し引いてから、Ｓ１５とＳ１６でハンドパスフィルターにより、例えば、２Ｈｚ〜３０Ｈｚの変動成分を抽出し、Ｓ１７でこれら両信号の相互相関関数を求める。さらに、Ｓ１８で、この相関関数からピークサーチにより、遅れ時間に対応するピークを探して、Ｓ１９で、二次関数フィッティングにより、遅れ時間計測値を算出する。
【００６２】
図４（ａ），（ｂ）は、ＬＰＲＭ検出信号から大局的変動成分を除去する前と後の相互相関関数の波形の一例をそれぞれ示しているが、大局的変動成分除去後は、遅れ時間ＴＢＣが０．１５８７秒で相関関数のピークが明瞭に見られるのに対し、その除去前は遅れ時間ＴＢＣが０．０６２秒で相関関数のピークが見られ、除去後よりも伝達速度が速い点を示している。
【００６３】
図５（ａ），（ｂ）は、同じくＬＰＲＭ検出信号から大局的変動成分を除去する前と後の、４つのＬＰＲＭ検出器Ａ〜Ｄから出力される検出信号の生波形を示しているが、大局的変動成分の除去後、これら検出器Ａ〜Ｄの検出信号が矢印で示すようにほぼ同形の波形で図中右方向にずれている点が明瞭に出ている。つまり、ボイドの移動に関する外乱がはっきりと出ていることが表われている。
【００６４】
この図５は、炉心軸方向の時間遅れを可視化するものであるが、炉心径方向の任意の組合せにより、炉心横断面での流動の様子も監視することができる。
【００６５】
図６は、その一例であり、下部ＬＰＲＭ検出器Ａの高さで水平方向に炉心を切断したときの水平断面を示しており、図中横軸はこの水平断面における横方向の燃料棒の位置を示し、図中縦軸は炉心平断面における縦方向の燃料棒の位置を示している。
【００６６】
そして、相関関数の基準（Ｂａｓｅ）として図中左端の燃料棒から第８本目、かつ図中下端の燃料棒から第１７本目の位置にある燃料棒をとり、この基準との相関関数の大きさを数値で示すと共に、位相を正負で表示しているが、これら相関関数が図中ほぼ右上半部とほぼ左下半部とで逆相の変動をしていることが見て取れる。この変動の相関により、炉内の径方向の冷却材流動状況の変化を知ることができる。
【００６７】
したがって、この実施形態によれば、炉心の軸方向、または径方向で異なる位置に配置された任意の２個のＬＰＲＭ検出器１の検出信号間の相関関数を用いて、冷却材の軸方向の流動速度や、径方向の流動干渉を監視する際には、事前に、これらＬＰＲＭ検出器１の検出信号から大局的変動成分を除去してＬＰＲＭ検出器１周辺の局所的なボイドに関する情報を高精度で抽出しておくので、冷却材の軸方向および径方向の局所的挙動を監視する際の精度を向上させることができる。
【００６８】
また、２個のＬＰＲＭ検出器１の検出信号間の相関関数から中性子束の計測遅れ時間を算出する際には、その算出前に、各ＬＰＲＭ検出器１の検出信号から大局的変動成分を除去してＬＰＲＭ検出器１周辺の局所的なボイドに関する情報を高精度で抽出しておくので、この計測遅れ時間の算出精度を向上させることができる。
【００６９】
したがって、この中性子束の計測遅れ時間の算出値と、燃料チャンネルの熱水力モデルにより得られる軸方向遅れ時間とに基づいて推定される燃料チャンネルの入口流量の推定精度を向上させることができる。
【００７０】
さらに、炉心の軸方向同じ高さの２個のＬＰＲＭ検出器の径方向の組合せの相関の強さや正負を炉心断面として評価し、表示するので、炉心入口の空間的な流動状況の変動特性を監視することが可能になる。
【００７１】
また、２個のＬＰＲＭ検出器１の検出信号同士の時系列波形のパターン類似度の比較からボイドの移動速度（中性子計測の遅れ時間）を算出することにより、高域通過フィルターの周波数パラメータへの依存性を少なくし、より正確な遅れ時間評価を可能にする。
【００７２】
さらに、気相速度と液相速度の重み付け平均で求めるので、ＬＰＲＭ検出器１周辺の液相部が多くを占める部分で気泡が通過すれば、気泡の速度に対応した遅れ時間が計測され、逆に、気相部が主要部を占める部分で液滴が通過すれば、液滴の速度に対応した遅れ時間が計測されるという物理的状況を反映させることができる。このために、炉心流量推定アルゴリズムの精度を向上させることができる。
【００７３】
さらにまた、気相速度と液相速度の重み付け平均の係数を、ボイド率の関数として表現するので、プラント運転条件の範囲に広くかつ普遍的に適用することを可能にし、本発明の実用性を大きく向上させるものである。
【００７４】
【発明の効果】
以上説明したように請求項１の発明によれば、炉心の軸方向、または径方向で異なる位置に配置された任意の２個のＬＰＲＭ検出器の検出信号間の相関関数を用いて、軸方向の流動速度や、径方向の流動干渉を監視する際には、事前に、これらＬＰＲＭ検出器の検出信号から大局的変動成分を除去してＬＰＲＭ検出器周辺の局所的なボイドに関する情報を高精度で抽出しておくので、冷却材の軸方向および径方向の局所的挙動を監視する際の精度を向上させることができる。
【００７５】
請求項２の発明によれば、２個のＬＰＲＭ検出器の検出信号間の相関関数から中性子束計測の遅れ時間を算出する際には、その算出前に、各ＬＰＲＭ検出器の検出信号から大局的変動成分を除去してＬＰＲＭ検出器周辺の局所的なボイドに関する情報を高精度で抽出しておくので、この中性子束計測の遅れ時間の算出精度を向上させることができる。
【００７６】
したがって、この中性子束計測の遅れ時間の算出値と、燃料チャンネルの熱水力モデルにより得られる軸方向遅れ時間とに基づいて推定される燃料チャンネルの入口流量の推定精度を向上させることができる。
【００７７】
請求項３の発明によれば、炉心軸方向同じ高さの２個のＬＰＲＭ検出器の径方向の組合せの相関の強さや正負を炉心断面として評価し、表示するので、炉心入口の空間的な流動状況の変動特性を監視することが可能になる。
【００７８】
請求項４の発明によれば、２個のＬＰＲＭ検出器の検出信号同士の時系列波形のパターン類似度の比較から中性子計測の遅れ時間を算出することにより、高域通過フィルターの周波数パラメータへの依存性を少なくし、より正確な遅れ時間評価を可能にする。
【００７９】
請求項５の発明によれば、燃料チャンネルの熱水力モデルから得られる軸方向遅れ時間を、気相速度と液相速度の重み付け平均で求めるので、ＬＰＲＭ検出器周辺の液相部が多くを占める部分で気泡が通過すれば、気泡の速度に対応した遅れ時間が計測され、逆に、気相部が主要部を占める部分で液滴が通過すれば、液滴の速度に対応した遅れ時間が計測されるという物理的状況を、算出した軸方向遅れ時間に反映させることができる。このために、炉心流量推定アルゴリズムの精度を向上させることができる。
【００８０】
請求項６の発明によれば、気相速度と液相速度の重み付け平均の係数を、ボイド率の関数として表現するので、プラント運転条件の範囲に広くかつ普遍的に適用することを可能にし、本発明の実用性を大きく向上させるものである。
【図面の簡単な説明】
【図１】（ａ）はＬＰＲＭ検出器と周辺のボイド挙動の概念図、（ｂ）は燃料チャンネルの軸方向出力分布図、（ｃ）は燃料チャンネルの軸方向の気相，液相速度と、これらの重み付け混合速度を示すグラフ。
【図２】本発明の一実施形態に係る炉心総流量およびチャンネル入口流量の推定方法のアルゴリズムのフローチャート。
【図３】図２で示すＬＰＲＭ検出信号の軸方向遅れ時間の推定方法のアルゴリズムのフローチャート。
【図４】（ａ），（ｂ）はＬＰＲＭ検出信号からグローバル変動成分の除去前後の軸方向の相関関数の波形図。
【図５】（ａ），（ｂ）はグローバル変動成分の除去前後のＬＰＲＭ検出信号の生波形図。
【図６】径方向の相関関数を基準に対して正負を付して示す概念図。
【符号の説明】
１ＬＰＲＭ検出器（中性子束検出器）
２炉心
３燃料チャンネル
４ＬＰＲＭ計装管[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a reactor core monitoring method for monitoring a coolant flow state in a nuclear reactor in a nuclear power plant.
[0002]
[Prior art]
Generally, in a boiling water reactor, the coolant flow rate inside the reactor is forcibly circulated by, for example, 20 jet pumps inside the reactor driven by two recirculation pumps installed outside the reactor, and The furnace power is being adjusted. In a recent improved boiling water reactor, the coolant flow rate in the reactor is forcibly circulated by a coolant recirculation pump (hereinafter referred to as RIP) built in the reactor. The flow of the coolant flow rate is important in monitoring the thermal margin of the reactor core, and furthermore, it is desired to monitor not only the coolant flow rate in the entire furnace but also the local flow rate of each nuclear fuel channel.
[0003]
In the core, four local neutron flux monitor (hereinafter referred to as LPRM) detectors are arranged in the axial direction of the core in order to monitor the power distribution, and these are arranged at every four fuel channels in the radial direction of the core. Are located. Fluctuations in the detection signal of the LPRM detector include information for monitoring the flow state of the fuel channel because the fluctuations are caused by the presence of voids (hereinafter referred to as bubbles) flowing around the LPRM detector.
[0004]
Therefore, conventionally, a fuel channel flow rate estimating method using a statistical analysis of fluctuations of a detection signal detected by the LPRM detector (Japanese Patent Application Nos. 52-139897, 53-11634, and 8-158558) has been proposed. Have been. In this method, arbitrary two LPRM detector signals arranged at different positions in the axial direction are respectively passed through a high-pass filter to remove high-frequency fluctuation components, and a correlation function between the two detectors is used. Is calculated, and the velocity of the void (bubble) passing around the LPRM detector is calculated from the delay time.
[0005]
Further, by comparing this void velocity with a void velocity calculated from a core nuclear thermal hydraulic calculation model set in advance, the inlet flow rate of the channel used in this calculation model is inversely estimated.
[0006]
[Problems to be solved by the invention]
However, one of the problems of such a conventional method is that the fluctuation signal of the LPRM detector includes not only local fluctuations due to voids passing around the LPRM detector, but also voids due to nuclear hot water. This is due to the superimposition of a global fluctuation component which fluctuates integrally with the entire core.
[0007]
That is, due to the existence of the global fluctuation component, the local fluctuation component included in the LPRM fluctuation signal, that is, information on the flow state of the local void around the LPRM detector is hidden. is there. Since the high-pass filter separates the two on the assumption that the global variation of the void is at a low frequency and the local variation is at a high frequency, if the two cannot always be separated at a specific frequency, , This method can not be applied.
[0008]
Another problem is that the axial delay time of the void measured by the LPRM detector is an amount expressed by a weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity, and the void around the LPRM detector used is This is due to the fact that the weighting factor differs depending on the rate. This reverses the assumption of the conventional method that the void velocity obtained from the thermal hydraulic model and the moving time of the void obtained from the LPRM detection signal physically correspond.
[0009]
That is, in the conventional method of estimating the core flow rate of the fuel channel, the global fluctuation component and the local fluctuation component of the fluctuation component of the LPRM detection signal are separated and evaluated by a specific frequency component. Therefore, when the above assumption does not hold, a large error occurs in the estimation result.
[0010]
Accordingly, the present invention has been made in view of the above circumstances, and an object of the present invention is to remove a global fluctuation component from a detection signal of an LPRM detector arranged in a reactor core, and then perform statistical processing on the LPRM detection signal. Reactor core monitoring method that can extract information about voids around the reactor with higher accuracy and visualize the axial and radial behavior of the voids to monitor the flow of coolant in the reactor Is to provide.
[0011]
It is another object of the present invention to further improve the accuracy of core flow rate estimation and to provide a method applicable to a wide plant operation range.
[0012]
[Means for Solving the Problems]
The present invention relates to an improvement of the invention described in the specification of Japanese Patent Application No. 8-158558 filed by the present inventors, which removes a global fluctuation component from the fluctuation component of the LPRM detection signal in advance. In addition, by performing statistical analysis, the local information contained in the fluctuation component is effectively used to estimate the axial void moving speed with higher accuracy, and the radial flow state distribution is also estimated. To monitor.
[0013]
Further, a weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity which can be obtained by a preset thermal hydraulic model of the fuel channel is made to correspond to the measurement time delay obtained from the fluctuation components of the two LPRM detection signals. The accuracy of the calculated value is improved by estimating the flow rate, and is configured as follows.
[0014]
A reactor core monitoring method according to claim 1, wherein in a reactor in which a plurality of LPRM detectors for detecting a local neutron flux are disposed in a reactor core, detection signals of the all LPRM detectors are added. while calculating the global variation component that varies across the nuclear thermal hydraulic manner core, from the detection signal of any at least two LPRM detectors placed at different positions in the axial direction or radial direction of the core, the After removing the global fluctuation component, a correlation function between these detection signals is obtained, and based on the correlation function, the flow state of the coolant in the reactor is monitored, and at least any of the above-mentioned axial positions different from each other is obtained. The delay time of the neutron flux measurement is calculated from the correlation function between the detection signals of the two LPRM detectors, and the calculation result is calculated based on the axial delay obtained by the preset thermal hydraulic model of the fuel channel. In comparison with, the inlet flow rate of the fuel channel is estimated so as to match the two, the axial delay time obtained by the fuel channel thermal hydraulic model is obtained by a weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity, coefficient value of the weighted average, for the weighting coefficient of the gas phase velocity, 1-alpha ^m, with respect to the weight coefficient of the liquid phase velocity, alpha ^{m [However,} alpha is the void fraction in the fuel channel, m is experimentally Determined parameters] .
[0015]
According to the present invention, the axial flow velocity and the radial flow rate are determined by using the correlation function between the detection signals of any two LPRM detectors arranged at different positions in the axial direction or the radial direction of the core. When monitoring the flow interference, beforehand, global fluctuation components are removed from the detection signals of these LPRM detectors, and information on local voids around the LPRM detector is extracted with high precision. The accuracy in monitoring the local behavior of the material in the axial direction and the radial direction can be improved.
[0017]
According to the present invention, when calculating the delay time of the neutron flux measurement from the correlation function between the detection signals of the two LPRM detectors, the global fluctuation component is calculated from the detection signals of the respective LPRM detectors before the calculation. Is removed and information about local voids around the LPRM detector is extracted with high accuracy, so that the accuracy of calculating the delay time of the neutron flux measurement can be improved.
[0018]
Therefore, it is possible to improve the accuracy of estimating the inlet flow rate of the fuel channel estimated based on the calculated value of the neutron flux measurement delay time and the axial delay time obtained from the thermal hydraulic model of the fuel channel.
[0024]
According to the present invention, the axial delay time obtained from the thermal hydraulic model of the fuel channel is obtained by the weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity, so that the liquid phase around the LPRM detector occupies a large part. If the bubble passes, the delay time corresponding to the velocity of the bubble is measured, and conversely, if the droplet passes through the part where the gas phase occupies the main part, the delay time corresponding to the velocity of the droplet is measured. This physical condition can be reflected in the calculated axial delay time. For this reason, the accuracy of the core flow rate estimation algorithm can be improved.
[0026]
According to the present invention, the coefficient of the weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity is expressed as a function of the void fraction, so that it can be widely and universally applied to a range of plant operating conditions. This greatly improves practicality.
[0027]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Hereinafter, an embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. In these drawings, the same or corresponding parts are denoted by the same or equivalent reference numerals.
[0028]
First, the principle of the method for estimating the total core flow rate and the fuel channel flow rate according to the present invention will be described.
[0029]
The present invention relates to a method for measuring a bubble transmission time (also referred to as a “void moving time” or a “void propagation time”) corresponding to a delay time obtained by a correlation between fluctuation components of at least two LPRM detectors (neutron flux detectors). And a method of estimating the flow rate of the fuel channel using a predicted value of the bubble transmission time determined by a preset thermal hydraulic model in the fuel channel. FIGS. 1A to 1C show the LPRM detector and the thermo-hydraulic state in the fuel channel.
[0030]
FIG. 1A shows an arrangement of the LPRM detector 1 in the axial direction z. In this, an LPRM instrumentation pipe 4 is disposed in a bypass flow path surrounded by four fuel channels 3,... 3 in a reactor core 2, and four LPRM detectors 1,. Are arranged at predetermined intervals in the axial direction z. Each LPRM detector 1 measures thermal neutrons decelerated by water in the bypass channel and the fuel channel.
[0031]
Therefore, if voids (bubbles) of the gas-liquid two-phase flow pass around the LPRM detector 1, the amount of thermal neutrons reaching the LPRM detector 1 changes, and the detection value fluctuates. Conversely, if the droplet passes around the LPRM detector 1 in a location with many voids, the detection value changes in the same manner. For this reason, from the correlation between the fluctuation components of any two LPRM detection signals having different axial positions, the voids or droplets passing through the lower LPRM detector 1 are separated from the upper part by a delay time corresponding to the velocity. The delay time when the light reaches the LPRM detector 1 can be obtained.
[0032]
FIG. 1 (b) shows the thermal hydraulic state (heat output distribution pattern) in the axial direction z in the fuel channel 3 typically known for the fuel channel, and FIG. 1 (c) shows this state. The figure shows the gas-phase velocity and liquid-phase velocity in the axial direction obtained from the thermal hydraulic model and the weighted average mixing velocity obtained from these velocities.
[0033]
In the core performance calculation by the process computer, the neutron flux distribution, the heat flow distribution, the void distribution, and the Heat output distribution patterns such as distribution, quality distribution, channel flow distribution, etc. are calculated at regular intervals.
[0034]
On the other hand, by using the calculated value of the heat output distribution pattern of the fuel channel 2 and a preset thermo-hydraulic calculation model of the fuel channel 2, for example, a drift flux model, as shown in the following [Formula 1] , The gas phase velocity Vg, the liquid phase velocity Vf, the volume velocity J, and the void wave propagation velocity Ck between the two LPRM detectors 1, 1 arranged at different positions in the axial direction. Here, the void wave propagation velocity Ck represents the propagation velocity of the void fraction instead of the gas phase velocity Vg.
[0035]
(Equation 1)

In Equation 1, CO is the distribution constant of the void correlation equation, and Vgj is the drift velocity of the void correlation equation, both of which are experimentally determined as functions of the void fraction. J is a weighted average of the gas phase velocity Vg and the liquid phase velocity Vf by the wedge ratio α.
[0036]
That is, a mixing speed Vm expressed by the following [Equation 2] was devised as a weighted average of the gas phase speed Vg and the liquid phase speed Vf.
[0037]
(Equation 2)

[Mathematical formula 2] where w is a weighting factor and w = α, the volume velocity J is obtained. In the present invention, considering the physical factors described above, the following [formula 3] is used. As shown, "1", that is, the gas phase velocity Vg is weighted at the void rate zero, and "0", that is, the liquid phase velocity Vf is weighted at the void rate 1. .
[0038]
(Equation 3)

In this [Equation 3], m is an arbitrary element left as a parameter experimentally obtained. By appropriately selecting the function shape of this weight and the parameter m, a prediction model that ensures the core flow rate estimation accuracy over a wide operating range becomes possible. By the way, in the fuel channel shape of the present boiling water reactor, the result that m = 1.7 is appropriate is obtained. It should be noted that this shape has a shape opposite to the conventional volume velocity.
[0039]
Then, assuming that the propagation time from the LPRM lower detector A to the upper detector B at different positions in the axial direction of the LPRM detector is TAB, this TAB is calculated by adding the gas / liquid velocity Vg · Vf. It can be obtained by the following [Equation 4].
[0040]
(Equation 4)

Here, a feature of the present invention is that the weight coefficient w is a function of the void ratio at the position of the lower detector A of the target LPRM. It can be considered that the delay time obtained by the correlation between the two LPRM detectors depends on the contribution of disturbance due to bubbles or droplets passing near the LPRM lower detector A upstream of the coolant flow. It is to make it. For this reason, the weight was defined as a function of the void fraction at the position of the LPRM lower detector.
[0041]
On the other hand, since the four fuel channels 3 around the LPRM detector 1 also have different void propagation times, an averaging method for the four fuel channels is required to correspond to the measured values. For this purpose, a weighted average represented by the following [Equation 5] is employed.
[0042]
(Equation 5)

In this [Equation 5], i indicates the index of the fuel channel. The weight u can be defined by the following [Equation 6].
[0043]
(Equation 6)

In this [Equation 6], α (A) is the void fraction at the section A of the LPRM detector, φ (A) φ (B) is the neutron flux at the positions of the axial heights A and B, Considering that the measured value also depends on the neutron importance, this weight was adopted.
[0044]
In this manner, a time delay corresponding to the neutron flux measurement time delay of the LPRM detector 1 can be obtained by calculation from the same thermal hydraulic model as the core performance calculation. It is possible to estimate the inlet flow rate of the fuel channel so that the measured delay time matches the axial measurement delay described below.
[0045]
The method of obtaining the measurement delay time has a new feature in that a signal obtained by removing a global fluctuation component from fluctuation components of the detection signals of the two LPRM detectors 1 located at different positions in the axial direction is used.
[0046]
That is, if the time-series waveforms of the detection signals of any two LPRM detectors 1 are xa (t) and xb (t), and the global fluctuation component is G (t), the following [Equation 7] ], The global fluctuation component G (t) can be removed.
[0047]
(Equation 7)

In this [Equation 7], G (t) can be approximated by the result obtained by adding the output (detection) signals of the plurality of LPRM detectors 1 over the entire region in the furnace.
[0048]
Further, a correlation function for obtaining the delay time can be obtained by a weighted average represented by the following [Equation 8] after passing the ya (t) and yb (t) through a high-pass filter.
[0049]
(Equation 8)

[0050]
Instead of the correlation function, the similarity between the time series patterns of the detection signals of the two LPRM detectors is defined as shown in the following equation (9), and τ for minimizing the similarity is delayed. It can be obtained as time.
[0051]
(Equation 9)

[0052]
FIG. 2 is a flowchart of an algorithm of an embodiment according to a method for estimating a core flow rate based on such a principle. In the drawing, symbols with numbers attached to S indicate steps in the flowchart.
[0053]
First, in S1, detection signals of arbitrary two LPRM detectors 1 and 1 having different axial positions are respectively collected, and a global fluctuation component is removed from each detection signal.
[0054]
Thereafter, in S2, the correlation function of these two signals is obtained based on the above equation, and in S3, the neutron flux measurement delay time in the axial direction is estimated.
[0055]
On the other hand, in S4, the core function is calculated by the process computer to obtain the power distribution. In the next S5, using this power distribution and a preset thermal hydraulic calculation model of the fuel channel, the gas phase velocity around the four fuel channels 3,... 3 around the LPRM instrumentation pipe 4, The liquid phase velocities and their weighted averages are determined based on the above formula.
[0056]
Next, in S6, the gas velocity, the liquid phase velocity, and the weighted average thereof are applied to the above [Equation 5] and [Equation 6], and the axial direction corresponding to the above measured delay time (S3) Find the delay time calculation value.
[0057]
Thereafter, in step S7, the least squared error of the measured value and the calculated value of the delay time is used as an evaluation function, and the core inlet flow rate of the fuel channel that minimizes the error is obtained as an estimated core flow rate.
[0058]
As a criterion of this evaluation function, a weighted average of a plurality of combinations of the LPRM detectors 1 arranged in the axial direction is employed. For example, if the LPRM detectors are A, B, C, and D from the lower part in the axial direction to the upper part, the evaluation function can be defined by the following [Equation 10].
[0059]
(Equation 10)

[0060]
If the measured lag time and the calculated lag time cannot match in S7, the core flow rate of the thermal hydraulic calculation model in S5 is changed stepwise until the convergence, as a non-convergence case.
[0061]
FIG. 3 is a flowchart of an example of a method of obtaining the delay time measurement value of the LPRM detector 1. First, in S11 and S12, the LPRM signals of the arbitrary two LPRM detectors A and B having different axial positions are collected, and in S13 and S14, a global fluctuation component is obtained from these two signals. After the subtraction, a fluctuation component of, for example, 2 Hz to 30 Hz is extracted by a hand-pass filter in S15 and S16, and a cross-correlation function of these two signals is obtained in S17. Further, in S18, a peak corresponding to the delay time is searched from the correlation function by a peak search, and in S19, a delay time measurement value is calculated by quadratic function fitting.
[0062]
FIGS. 4A and 4B show examples of the waveform of the cross-correlation function before and after removing the global fluctuation component from the LPRM detection signal, respectively. The peak of the correlation function is clearly seen at a TBC of 0.1587 seconds, whereas the peak of the correlation function is seen at a TBC of 0.062 seconds before the removal, and the transmission speed is faster than after the removal. Is shown.
[0063]
FIGS. 5A and 5B show raw waveforms of the detection signals output from the four LPRM detectors A to D before and after removing the global fluctuation component from the LPRM detection signal. After the removal of the global fluctuation components, it is apparent that the detection signals of these detectors A to D have substantially the same waveform as shown by arrows and are shifted to the right in the drawing. In other words, it is clear that disturbances related to the movement of the voids are apparent.
[0064]
Although FIG. 5 visualizes the time delay in the core axis direction, the flow state in the core cross section can be monitored by an arbitrary combination in the core radial direction.
[0065]
FIG. 6 is an example of this, and shows a horizontal cross section when the core is cut in the horizontal direction at the height of the lower LPRM detector A, where the horizontal axis indicates the position of the fuel rod in the horizontal direction in this horizontal cross section. In the figure, the vertical axis indicates the position of the fuel rod in the vertical direction in the core flat section.
[0066]
Then, as the criterion (Base) of the correlation function, the eighth fuel rod from the leftmost fuel rod in the figure and the seventeenth fuel rod from the lowermost fuel rod in the figure are taken, and the magnitude of the correlation function with this criterion is taken. Are shown by numerical values, and the phases are indicated by positive and negative. It can be seen that these correlation functions fluctuate in the opposite phases between the upper right half and the lower left half in the figure. From the correlation of the fluctuation, it is possible to know the change in the flow state of the coolant in the radial direction in the furnace.
[0067]
Therefore, according to this embodiment, the axial direction of the coolant is calculated using the correlation function between the detection signals of any two LPRM detectors 1 arranged at different positions in the axial direction of the core or in the radial direction. When monitoring the flow velocity and the flow interference in the radial direction, global fluctuation components are removed from the detection signal of the LPRM detector 1 in advance, and information on local voids around the LPRM detector 1 is increased. Since extraction is performed with accuracy, the accuracy of monitoring the local behavior of the coolant in the axial direction and the radial direction can be improved.
[0068]
In addition, when calculating the neutron flux measurement delay time from the correlation function between the detection signals of the two LPRM detectors 1, the global fluctuation component is removed from the detection signals of each LPRM detector 1 before the calculation. Then, since information about local voids around the LPRM detector 1 is extracted with high accuracy, the calculation accuracy of the measurement delay time can be improved.
[0069]
Therefore, it is possible to improve the accuracy of estimating the inlet flow rate of the fuel channel estimated based on the calculated value of the neutron flux measurement delay time and the axial delay time obtained by the thermal hydraulic model of the fuel channel.
[0070]
Furthermore, the correlation strength and positive / negative of the radial combination of two LPRM detectors having the same height in the axial direction of the core are evaluated and displayed as a core cross section. It becomes possible to monitor.
[0071]
Further, by calculating the moving speed of the void (delay time of neutron measurement) from the comparison of the pattern similarity of the time-series waveform between the detection signals of the two LPRM detectors 1, the frequency parameter of the high-pass filter is calculated. Reduces dependencies and enables more accurate lag time evaluation.
[0072]
Furthermore, since the gas phase velocity and the liquid phase velocity are obtained by a weighted average, if a bubble passes through a portion occupied by a large portion of the liquid phase around the LPRM detector 1, a delay time corresponding to the bubble velocity is measured. In addition, if the droplet passes through a portion where the gas phase occupies the main portion, a physical situation in which a delay time corresponding to the speed of the droplet is measured can be reflected. For this reason, the accuracy of the core flow rate estimation algorithm can be improved.
[0073]
Furthermore, since the coefficient of the weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity is expressed as a function of the void fraction, it can be widely and universally applied to a range of plant operating conditions, and the practicability of the present invention is improved. This is a significant improvement.
[0074]
【The invention's effect】
As described above, according to the first aspect of the present invention, an axial direction is determined by using a correlation function between detection signals of two arbitrary LPRM detectors arranged at different positions in the axial direction or radial direction of the core. When monitoring the flow velocity and radial flow interference, the global fluctuation components are removed from the detection signals of these LPRM detectors in advance, and information on local voids around the LPRM detectors can be obtained with high accuracy. Therefore, the accuracy in monitoring the local behavior of the coolant in the axial direction and the radial direction can be improved.
[0075]
According to the second aspect of the present invention, when calculating the delay time of the neutron flux measurement from the correlation function between the detection signals of the two LPRM detectors, before calculating the delay time of the neutron flux measurement, the overall delay is calculated from the detection signals of the respective LPRM detectors. Since the information about the local void around the LPRM detector is extracted with high accuracy by removing the dynamic fluctuation component, the calculation accuracy of the delay time of the neutron flux measurement can be improved.
[0076]
Therefore, it is possible to improve the accuracy of estimating the inlet flow rate of the fuel channel estimated based on the calculated value of the neutron flux measurement delay time and the axial delay time obtained from the thermal hydraulic model of the fuel channel.
[0077]
According to the third aspect of the present invention, the strength and the sign of the correlation in the radial direction of the two LPRM detectors having the same height in the core axis direction are evaluated and displayed as the core cross section, so that the space at the inlet of the core can be spatially evaluated. It becomes possible to monitor the fluctuation characteristics of the flow situation.
[0078]
According to the invention of claim 4, by calculating the delay time of the neutron measurement from the comparison of the pattern similarity of the time-series waveform between the detection signals of the two LPRM detectors, the frequency parameter of the high-pass filter is calculated. Reduces dependencies and enables more accurate lag time evaluation.
[0079]
According to the fifth aspect of the present invention, the axial delay time obtained from the thermal hydraulic model of the fuel channel is obtained by the weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity. If the bubble passes through the occupied portion, the delay time corresponding to the speed of the bubble is measured. Conversely, if the droplet passes through the portion where the gas phase occupies the main portion, the delay time corresponding to the droplet speed is measured. Can be reflected in the calculated axial delay time. For this reason, the accuracy of the core flow rate estimation algorithm can be improved.
[0080]
According to the invention of claim 6, since the coefficient of the weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity is expressed as a function of the void fraction, it is possible to widely and universally apply to a range of plant operating conditions, This greatly improves the utility of the present invention.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 (a) is a conceptual diagram of an LPRM detector and a void behavior in the vicinity thereof, (b) is an axial power distribution map of a fuel channel, and (c) is a gas-phase and liquid-phase velocity and a fuel channel axial direction. , Graphs showing these weighted mixing speeds.
FIG. 2 is a flowchart of an algorithm of a method for estimating a total core flow rate and a channel inlet flow rate according to an embodiment of the present invention.
FIG. 3 is a flowchart of an algorithm of a method for estimating an axial delay time of an LPRM detection signal shown in FIG. 2;
FIGS. 4A and 4B are waveform diagrams of an axial correlation function before and after removal of a global fluctuation component from an LPRM detection signal.
FIGS. 5A and 5B are raw waveform diagrams of LPRM detection signals before and after removal of a global fluctuation component.
FIG. 6 is a conceptual diagram showing a correlation function in the radial direction with plus or minus with respect to a reference.
[Explanation of symbols]
1 LPRM detector (neutron flux detector)
2 Reactor core 3 Fuel channel 4 LPRM instrumentation pipe

Claims

In a nuclear reactor in which a plurality of LPRM detectors for detecting a local neutron flux are arranged in a reactor core, a global fluctuation which is obtained by adding the detection signals of all of the LPRM detectors and fluctuating throughout the core in a nuclear thermohydraulic manner. while calculating the fluctuation component, the detection signal of any at least two LPRM detectors placed at different positions in the axial direction or radial direction of the reactor core, since by removing the global fluctuation component, these detection signals A correlation function between at least two LPRM detectors having different axial positions is monitored based on the correlation function. Calculate the delay time of the neutron flux measurement from, and compare the calculation result with the axial delay time obtained by a preset thermal hydraulic model of the fuel channel, and calculate the delay time so that the two coincide. Estimate the inlet flow rate of the fuel channel, obtain the axial delay time obtained by the fuel channel thermal hydraulic model by the weighted average of the gas phase velocity and the liquid phase velocity, and the coefficient value of the weighted average is An atom characterized in that the weight coefficient is obtained by 1-α ^m , and the liquid phase velocity weight coefficient is obtained by α ^m [where α is a void ratio in the fuel channel and m is a parameter obtained experimentally]. Reactor core monitoring method.