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大谷 秀二*; 庄野 彰*; 田村 誠司*
PNC TN941 83-54, 53 Pages, 1983/04
本報告では,高速実験炉「常陽」での炉雑音を用いた異常監視システムの確立の第一歩として,炉心過渡応答特性の推定および監視方法,さらに中性子ゆらぎの空間依存度の監視方法について検討した。「常陽」で実施した炉心安定性試験時の反応度一中性子束伝達関数は,WSモデル(WeightSequenceModel)により良好に同定できた。このWSモデルを用いて,75MW出力上昇試験時に経験した出力反応度係数の特異現象についてケーススタディを実施した結果,その時の反応度一中性子束伝達関数の変化として,その特性変化を検出できた。また,炉心の空間依存性をもつ中性子ゆらぎ特性の変化についても,中性子検出器間の伝達関数の変化として検出できた。WSモデルは,入出力関係にある信号間の関係をインパルス応答系列で表現するもので,1度モデル同定を行えば,観測信号による応答との比較で,プラントの変化または異常を検出することができる。「常陽」で実施してきた炉雑音解析によるプラントの異常監視は,データ収集に時間のかかること(4
5時間),また解析コードが大きいためオフライン処理となるため,プラントの常時監視は困難である。しかしWSモデル法の様に1度モデル同定を行えば,40分程度のデータ点数で異常検定が可能であり,またプログラムの容量もあまり大きくならず,オンライン異常監視の手法として有望なことが明らかとなった。
村松 寿晴; 田村 誠治*; 大谷 秀二*; 綱島 幹泰*; 庄野 彰*; 奈良 義彦*
PNC TN941 82-176, 90 Pages, 1982/08
高速原型炉「もんじゅ」炉内計装用として開発された渦電流式温度流速計が昭和56年3月に「常陽」炉心中心孔プラグ内に設置された。本報告書は,75MW定格第4第6サイクル中に得られた上記検出器の持性について記したものである。得られた特性を以下に列記する。原子炉起動停止に伴なう熱サイクル印加に対し,各検出器の不平衡残留電圧最大変化は,第4サイクル時の値を基準にすると約-40%であった。中心検出器流速信号の1次系統流量に対する直線性は,フルスケール(2520m
3/hr)に対し各ケースとも+-5%以内であった。中心検出器流速信号の温度依存性は,内蔵熱電対温度を基準とするとフルスケール600
に対し各ケースとも+-4%以内であった。中心検出器温度信号の内蔵熱電対に対する直線性は,フルスケール(600)に対し各ケースとも+-1%以内であった。各検出器コイルの導通抵抗は,中性子束照射積算量約4.061019n/cm2に対し,有意な変化は認められなかった。
村松 寿晴; 佐野 健一*; 池上 哲雄*; 大谷 秀二*; 田村 誠司*
PNC TN941 81-75, 53 Pages, 1981/04
「常陽」中心燃料出口部に渦電流式温度流速計が設置されており,運転中の中心燃料集合体出口冷却材流速が測定できる。この情報は集合体毎に得られる出口Na温度情報と合わせて,炉内異常監視のための手法の1つとして活用される。本報告書は,50MW出力上昇試験時から75MW定格第3サイクル終了時までに得られた流速計の性能について記したものである。各種試験により得られた結果を以下に示す。不平衡残留電圧の正確な零調整を行なうことにより,1次系流量変化に対する流速信号の直線性および温度変化に対する流速信号への影響が,6%誤差内に納まる結果が得られた。不平衡残留電圧は,サイクル運転を行なうことにより大きな変化を起こし,毎サイクル開始前に零再調整を行なう必要が生じた。(1サイクルについて約4%の変化)原子炉定常状態において,フルスケールの2%程度に相当する流速信号のドリフトが見られた。和信号がスクラム時のNa温度変化を,ほぼ時間遅れなく忠実に検出していることが確認された。相関法を用いて流速を計算した結果,設計流量より20%程度低い値を示した。
大谷 秀二*; 佐野 健一*; 田村 誠司*
PNC TN941 81-03, 82 Pages, 1981/01
75MW出力上昇試験時に炉雑音測定を行い,主に中性子束信号のAPSDにおけるピークの存在および510-3710-2HZの周波数帯域で検出器位置の異なる中性子束信号間の相関が小さいという現象について検討を行った。また,最初の75MW出力上昇時に発生した異常反応度現象に伴ってこの現象の前後で炉出力50MWでの出力係数が変化しており,このため炉雑音特性も変化していると予想できる。この経時変化を調査し,その結果を用いて上述の中性子束信号に関する現象の検討を行った。炉雑音解折の結果,以下の事柄が明らかになった。中性子束信号間の相関が小さいという現象については,この現象の定量的検討および炉雑音特性の経時変化の検討の結果,この現象は中性子束ゆらぎの空間依存性によって生じていることがほぼ明らかになった。炉雑音持性の経時変化については,中性子束信号間のコヒーレンス関数,原子炉入口温度-中性子束信号間の伝達関数(ゲイン)などに経時変化が見られ,これらの現象間の対応づけもほぼ得られた。この結果,異常反応度による出力係数の変化に伴って中性子束ゆらぎの空間依存性の強さが変化していることがほぼ明らかになった。中性子束信号のAPSDのピークについては,この中性子束ゆらぎは炉固有のゆらぎであり,炉心構成要素の移動によって発生していると推定した。これに基づき,炉心集合体の移動を伴ったラッパ管の熱わん曲量と中性子束間の共振現象を仮定した。
佐野 健一*; 大谷 秀二*; 田村 誠司*
PNC TN941 80-146, 60 Pages, 1980/08
高速実験炉「常陽」では,ナトリウム沸騰等の炉内の異常を早期に発見するために,炉内音響検出器による異常監視を続行している。現在,炉内音響検出器は,炉心位置〔5A2〕,〔5C2〕および〔5F2〕に合計3体設置されており,これらの検出器による,75MW定格第1サイクルまでの測定および連続監視の結果,以下のことが明らかになった。ナトリウム沸騰音響検出を目的とする数+kHzの周波数帯域では,バックグランド雑音は1次冷却材流量制御系による電磁気的雑音が主となっており,周波数成分としては,22kHz付近を中心,とする福広いスペクトルを有している。このバックグランド雑音レベルは,原子炉出力および1次冷却材流量(主ポンプ運転時)には,ほとんど依存しない。ナトリウム過渡沸騰試験結果からの類推によると,現在の炉内音響測定系ではSN比が悪く,局所沸騰(サブクール沸騰)の検出はむずかしいかもしれない。〔5C2〕および〔5F2〕炉内音響検出器の絶縁抵抗は,予想通り温度の上昇とともに減少したが,〔5A2〕炉内音響検出器だけは330前後で300倍以上に急増した。4)現在までのところ,炉内音響監視から,炉内の異常を示す結果は得られていない。
妹尾 誠*; 田村 誠司*; 坂口 俊英*; 大谷 秀二*; 村松 寿晴
PNC TN941 80-145, 60 Pages, 1980/08
「常陽」データ処理装置のアプリケーション・プログラムの一部として納入された異常反応度監視システムの機能を検証するため,出力上昇試験の期間において検証試験を実施した。検証試験は,出力上昇試験における各種外乱応答試験時に異常反応度監視システムを動作させ各種のデータを取ってシステムの機能を確認する方法によった。試験は下記の5項目について実施した。1)制御棒小反応度外乱投入試験 2)炉出力変更試験 3)原子炉入口冷却材外乱試験 4)未知反応度投入試験 5)50MW時連続監視上記の5項目の試験に対し,それぞれ以下の結果を得た。1)の試験に対しては,制御棒の位置信号取込み周期と核出力信号の取込み周期のいずれにより残留反応度が制御棒位置変化時に大きくなるという問題があった。2)の試験については,約20MWの炉出力変化に対しても残留反応度が約2セント以内であり,かなり大きな炉出力変更に対しても対処できることがわかった。3)の試験では,炉入口冷却材変化に対しては残留反応度はほぼ零で問題ないが,流量変化に対して反応度変化の推定が悪い。4)の試験では,パイルオシレータロッドによる未知反応度を投入し,約10%の精度でその未知反応度の値を推定できることが確認された。5)の連続監視については,正常な通常運転において,残留反応度はほぼ2セント以内の値を示しており,異常反応度検出用判定値として約2.5セントが妥当と考えられる。
佐野 健一*; 池上 哲雄*; 大谷 秀二*; 田村 誠司*; 三田 敏男*; 山本 寿*
PNC TN941 80-02, 70 Pages, 1980/01
高速実験炉「常陽」の低出力および出力上昇試験期間中に1次冷却材の流動によって生じる制御棒振動の反応度への影響を調べるために,中性子束,制御棒荷重信号,制御棒駆動機構ハウジング上での音響信号および反応度信号を測定し解析した。1次冷却材流量,制御棒位置および原子炉出力に関する種々の運転条件において測定した信号は多チャンネルデータレコーダに記録した。これを再生して周波数分析器により,パワースペクトル密度,コヒーレンス関数およびrms値を求めた。その結果,以下のような特徴が認められた。制御棒(調整棒)駆動機構ハウジング上で検出される衝撃音は1次冷却材流量が100%に近付くと顕著になり,その生じる頻度は約2Hzである。測足した信号ゆらぎのパワースペクトル密度には約2Hzに顕著なピークがあり,信号間のコヒーレンス関数にも約2Hzに顕著なピークがある。反応度ゆらぎのrms値は制御棒が引き抜かれるにつれて減少し,50MWでは約0.1￠となる。以上のことより,1次冷却材の流動により引き起こされる制御棒(調整棒)振動の周波数は約2Hzであることと,50MWでの制御棒振動による反応度ゆらぎのrms値は約0.1￠であり,原子炉制御には外乱を与えないことがわかった。
大谷 秀二*; 佐野 健一*; 高山 義人*; 田村 誠司*
PNC TN941 79-237, 27 Pages, 1979/12
炉出力50MW第2サイクル定格運転時(昭54.2)に炉雑音測足を行った。雑音解析にあたっては,炉容器内及び1次系ナトリウムルーブ内の温度,流量及び中性子束のゆらぎ(10-310-1Hzの周波数帯域)についてこれらのゆらぎの相関を検討した。▲炉雑音解析の結果,以下の事柄が明らかになった。▲1)中性子信号の自己パワースペクトル密度に2.53.010-2Hzのピークが存在し,このピークはブランケットS/Aナトリウム温度の2.53.010-2Hzのゆらぎによって生じる中性子透過量のゆらぎが原因であると推論した。▲2)1.05.010-3Hzの中性子信号のゆらぎは原子炉入口温度のゆらぎによって生じる反応度ゆらぎであり,5.010-32.010-2Hzの中性子信号のゆらぎはブランケットS/A内ナトリウム温度ゆらぎによって生じる中性子透過量のゆらぎであると推論した。▲3)燃料集合体の領域はコア内の温度の空間的な動きに関してA,B領域の2つの領域に分離できる。A領域とはS/A内のナトリウム温度ゆらぎが主にAルーブの入口温度ゆらぎに影響される領域のことであり,B領域とはS/A内のナトリウム温度ゆらぎがBループの入口温度ゆらぎに影響される領域のことである。この現象はほぼ下部プレナムでのA,Bループナトリウムの混合か少いために発生している。▲4)Aループの原子炉入口温度ゆらぎはBループの入口温度ゆらぎより大きい。これはAループでは冷却材流量のゆらぎが直接入口温度ゆらぎに影響しているのに対し,Bループではこの関係はほとんどないことが原因であると推論した。▲
佐野 健一*; 村松 寿晴; 山本 寿*; 三田 敏男*; 大谷 秀二*; 池上 哲雄*; 田村 誠司*
PNC TN941 79-227, 50 Pages, 1979/12
高速炉の異常を早期に発見し,安全性及び経済性を高めるための信頼できる異常監視技術の開発が望まれている。▲異常監視技術には,いくつかの方法があるが,高速実験炉「常陽」では炉内の異常監視法の1つとして音響法を採用している。この方法は,炉内に設置した音響検出器からの信号のパワースペクトル及びRNS値を監視し,それらに正常時との差が生じたら異常の可能性有りと判断して原因を調査するものである。▲現在,音響検出器は炉心上部位恒に2体設固しており(炉心位置〔5A2〕及び〔5C2〕の制御棒予備孔位置),低出力試験及び50MW出力上昇試験期間中の正常時に収集した炉内音響データの解析結果を検討した。その結果は次のようになる。▲〔5A2〕と〔5C2〕炉内音響検出糸では特性が相当異なり,〔5C2〕炉内音響検出糸は回転プラグ上の騒音の影響を強く受け,また〔5A2〕炉内音響検出糸は高温時に信号の振幅が半減する。▲本検出糸は各種のノイズのためSN比が極めて悪く,炉内のナトリウム中を伝播してくる音響を,どの程度検出しているかは,現在のところ不明である。▲制御棒振動による衝撃音については,制御棒駆動機構ハウジンク音響検出器の方が,よく検出できた。▲現在までのところ,炉内音響監視からは特に異常は認められない。▲
三田 敏男*; 大谷 秀二*; 佐野 健一*; 牧戸 正紀*; 綱島 幹泰*; 村松 寿晴; 関口 善之*
PNC TN941 79-218, 99 Pages, 1979/12
高速実験炉「常陽」の動特性試験の一環として,炉雑音試験を行った8本試験では,50MWまでの出力上昇の各段階において,中性子束,燃料出口温度,主冷却系1次系回り及び2次系回りの温度信号のゆらぎを測定した。解析においては,各信号のパワースペクトル密度,相関関数,伝達関数及びコヒーレンス関数を求めて,これより原子炉の特性の解析を行った。▲主な試験結果は,以下の通りである。▲原子炉に不安定現象がないことを確認した。▲各信号とも低周波領域で変動が大きく,信号間の相関が強い。この領域における中性子束及び原子炉出口温度の定常変動の要因を検討した。▲中性子束の自己パワースペクトル密度には,約1.8Hz及び約0.025Hzに顕著なピークが存在するが,前者のピークは制御棒振動効果によるものであり,後者のピークは炉出力依存性が顕著であり,検出器位置による空間依存性が存在する。▲2次系回りの各信号の相互相関関数から各信号間の輸送遅れ時間を求めた。この結果は,流速と配管長から計算される値とよく一致した。▲
三田 敏男*; 牧戸 正紀*; 大谷 秀二*; 佐野 健一*; 綱島 幹泰*; 村松 晴*; 山本 寿*
PNC TN941 79-160, 64 Pages, 1979/10
高速実験炉「常陽」の動特性試験の一環としてパイルオシレータ試験を行った。本試験では,零出力から約50MWまでの出力上昇の各段階において,パイルオシレータ装置により正弦波状反応度変化を与え,中性子束,燃料出口温度,原子炉出口温度等の応答から伝達関数を求めた。測定周波数範囲は,0.001Hzから3Hzである。▲主な試験結果は,以下の通りである。▲1)零出力伝達関数は,測定値と計算値がよく一致した。▲2)高出力伝達関数測定結果から,原子炉は大きな負のフィードバック効果のため,安定であることが確認できた。▲3)フィードバック伝達関数および中性子束と燃料出口温度の伝達関数は,ほぼ同じ時定数(約3秒)をもつ1次遅れで近似できる。▲4)2次系の温度制御系の効果は,今回の測定(反応度幅約7￠では0.001Hz付近の低周波領域のみに限られた。▲中心燃料集合体出口温度計(熱電対)の時定数は,約32秒である。▲
