JP2009176205A - 桁探索木の初期危険因子解析装置 - Google Patents

Abstract

【課題】桁探索木の初期危険因子解析装置を提供する。
【解決手段】所定の安全関連ディジタルコントロールシステムについて、それぞれ、所定の解析ユニットでソフト障害が、安全解析の各仮想事件に与える影響を測定すう安全解析報告モジュールと、各深度防衛階層処理で原子炉の作動やシャットダウン及び冷却が制御される桁探索木モジュールと、からなる。これにより、システム化に、主要危険因子を識別でき、また、原子力発電所の安全コントロールシステム設計の弱点も確認されることができ、そのため、アナログ予備用システムのハード接続回線手動駆動措置の不足も、強化され、簡素化且つ有効的に、多様性と深度防衛（解析が実現され、また、ソフト共通形態である障害の関連事件が発生する時、作業員の工作負荷や責任も、適当に分離され、他の発電所のパラメータの変化を見逃すことがない。
【選択図】図１

Description

本発明は、桁探索木（Ｓｅｑｕｅｎｃｅ Ｔｒｅｅ）の初期危険因子解析装置に関し、特に、システムを中心として、桁探索木に基づく解析を行い、各主要制御システム同士の関係を識別できるものに関する。

ディジタルコントロールシステムは、設定点の漂流防止や自動検定ができるだけでなく、作業員が瞭解発電所の状態や各種の改善機能を理解するために、大量且つ詳しい情報を提供できる利点があるため、例えば、フォールトトレラントや自己診断、信号確認及び手続きシステム診斷である。そのため、近年、該ディジタルコントロールシステムは、原子力発電所の設計に、大幅に適用される。

しかしながら、該ディジタルコントロールシステムは、障害モードが、アナログコントロールシステムと異なる。アナログシステムは、論理回路から構成される。各論理回路は、独自に、論理結果を推定できる。それに対して、該ディジタルコントロールシステムは、コンピュータシステムから構成され、全ての論理回路が、ソフトにより実現され、中央処理装置（Ｃｅｎｔｒａｌ Ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇ Ｕｎｉｔ、ＣＰＵ）により、全ての論理が推定される。言換えれば、全てのソフトは、該中央処理装置によって実行される。ソフトが実行される時、メモリに配置されるため、アドレス衝突やメモリオーバーフロー（Ｏｖｅｒ ｆｌｏｗ）等の問題があり、また、ネットウォークにおいて、ディジタルデータを受送信する時にも、伝送の問題がある。冗長な（ｒｅｄｕｎｄａｎｔ）システムの設計は、有効に、単一の障害を防止できるが、一般として、ソフト設計や実装及びメンテナンスの信頼度を向上するため、その冗長なシステムの各制御通路に、同じソフトが実装され、そのため、ソフトに共通形態の障害（ＣＭＦ）が発生する時、該冗長なシステムは、作用を発揮できなくなる。

ソフト信頼度を改善するため、ソフト検証や確認（Ｓｏｆｔｗａｒｅ Ｖｅｒｉｆｉｃａｔｉｏｎ ａｎｄ Ｖａｌｉｄａｔｉｏｎ、ＳＶ＆Ｖ）とソフトウェアコンフィギュレーションマネジメント（Ｓｏｆｔｗａｒｅ Ｃｏｎｆｉｇｕｒａｔｉｏｎ Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ、ＳＣＭ）を用いて、ソフトのエラーを低減できるが、ディジタルコントロールシステムが、ある程度に複雑になると、絶対に過たないソフトが、有り得ないため、特に、ソフトの故障を事前に検知することができない場合があり、それは、ある所定の条件下でなければ、システムに現さないためである。そのため、ソフト故障は、設計エラーにより発生される。ソフト障害のメカニズムは、ハードウェ−ア障害の老化メカニズムと異なり、即ち、ソフト障害率は、ハードウェ−ア障害率のように、量化できない。そのため、ソフト安全解析（Ｓｏｆｔｗａｒｅ Ｓａｆｅｔｙ Ａｎａｌｙｓｉｓ、ＳＳＡ）と多様性及び深度防衛により、システムの安全が強化され、ソフト故障による影響が、発電所に及ぶことを防止できる。該ソフト安全解析は、主として、ソフト障害によるシステムの危険因子を識別し、該多様性と深度防衛は、主として、安全関連ディジタルコントロールシステム障害が、システムレベルの予備用防衛に影響することを防止する。

初期危険因子解析は、最も基本のソフト安全解析であり、解析者が、該初期危険因子解析により、ソフト障害による主要危険因子を識別し、それらの解析結果は、例えば、障害モードや影響解析（Ｆａｉｌｕｒｅ Ｍｏｄｅｓ ａｎｄ Ｅｆｆｅｃｔｓ Ａｎａｌｙｓｉｓ、ＦＭＥＡ）或いは過失系統樹解析（Ｆａｕｌｔ Ｔｒｅｅ Ａｎａｌｙｓｉｓ、ＦＴＡ）等のアドバンスソフト安全解析の重要参考とされる。

しかしながら、従来の初期危険因子解析は、各領域の専門家により、討論を介して危険因子を識別することによる。従来の初期危険因子解析には、発電所の主要因機能リストとチェックリストを利用して、議題焦点を合わせる。被解析される安全関連システムは、例えば、リアクター保護システム（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ Ｓｙｓｔｅｍ、ＲＰＳ）や非常用炉心冷却装置（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｃｏｒｅ ｃｏｏｌｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ、ＥＣＣＳ）は、仮想事件において、その役割が、明白に認定されない。また、事件の各コントロールシステム同士の関係も、明白に説明されない。そして、従来の初期危険因子解析が、システム化の方法ではないため、その解析結果は、各参与専門家の主観的な意見に大きく影響され、そのため、その解析品質は、適当に制御されることができない。その故に、一般の、従来のものは、実用的とは言えない。

本発明の主な目的は、システムを中心として、桁探索木に基づく解析により、各主要制御システム同士間の関係を明白にすることができる桁探索木の初期危険因子解析装置を提供する。

本発明は、上記の目的を達成するため、少なくとも、被解析システム名ユニットと安全解析報告節標ユニット、タイトルユニット、事件説明ユニット、被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット及び緩和措置ユニットからなる安全解析報告モジュールと、制御階層（Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｅｃｈｅｌｏｎ）と原子炉トリップ階層（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｔｒｉｐ Ｅｃｈｅｌｏｎ）、特殊安全施設作動システム階層（Ｅｎｇｉｎｅｅｒｅｄ Ｓａｆｅｔｙ Ｆｅａｔｕｒｅｓ Ａｃｔｕａｔｉｏｎ Ｓｙｓｔｅｍ（ＥＳＦＡＳ）Ｅｃｈｅｌｏｎ）及び監視＆指示階層（Ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ Ａｎｄ Ｉｎｄｉｃａｔｉｏｎ Ｅｃｈｅｌｏｎ）からなる桁探索木モジュールと、が備えられる桁探索木の初期危険因子解析装置である。これにより、システム化に、主要危険因子を識別でき、また、原子力発電所の安全コントロールシステム設計の弱点も確認されることができ、そのため、アナログ予備用システムのハード接続回線手動駆動措置の不足も、強化され、簡素化且つ有効的に、多様性と深度防衛（Ｄｉｖｅｒｓｉｔｙ ａｎｄ Ｄｅｆｅｎｓｅ−ｉｎ−Ｄｅｐｔｈ、Ｄ３）解析が実現され、また、ソフト共通形態である障害の関連事件が発生する時、作業員の工作負荷や責任も、適当に分離され、他の発電所のパラメータの変化を見逃すことがない。

図１と図２は、それぞれ、本発明に係わる安全解析報告（Ｓａｆｅｔｙ Ａｎａｌｙｓｉｓ Ｒｅｐｏｒｔ、ＳＡＲ）事件解析の概念図と本発明に係わる桁探索木の概念図である。図のように、本発明は、桁探索木の初期危険因子解析装置であり、少なくとも、安全解析報告モジュール１と桁探索木モジュール２が備えられ、これにより、システムを中心として、桁探索木に基づく解析により、各主要制御システム同士間の関係を明白にすることができる。

該安全解析報告モジュール１は、所定の安全関連ディジタルコントロールシステムについて、それぞれ、所定の解析ユニットで、主要安全関連ディジタルコントロールシステムが障害する時、設備の実行する予備用機能が緩和され、また、所定の解析ユニットは、少なくとも、被解析システム名ユニット１１と安全解析報告節標ユニット１２、タイトルユニット１３、事件説明ユニット１４、被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット１５及び緩和措置ユニット１６が備えられる。

該桁探索木モジュール２は、深度防衛階層毎に、事件に係わるコントロールシステムや安全関連ディジタルコントロールシステム実行機能の条件と手続きを識別し、主要安全システムが障害する時、予備用システムを駆動して、事件後果を緩和し、また、原子炉の作動やシャットダウン及び冷却を制御する。また、各深度防衛階層に、少なくとも、制御階層２１と原子炉トリップ階層２２、特殊安全施設作動システム階層２３及び監視＆指示階層２４が備えられ、そして、全ての関連コントロールシステムは、少なくとも、ディジタルシステムとアナログ予備用システム及びハード接続回線手動措置が備えられ、また、上記の関連コントロールシステムは、それぞれ、所定の所属される深度防衛階層に実装され、また、システム化に、主要危険因子を識別でき、原子力発電所の安全コントロールシステム設計の弱点を確認でき、そして、簡素化且つ有効的に、多様化と深度防衛評価を行うことができる。

本発明によれば、所定の安全関連ディジタルコントロールシステムについて、それぞれ、安全解析報告モジュール１の所定の解析ユニットで、ソフト障害が、安全解析の各仮想事件に与える影響を測定する。該被解析システム名ユニット１１で被解析のディジタルコントロールシステム名を記録し、例えば、リアクター保護システム（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ Ｓｙｓｔｅｍ、ＲＰＳ）であり、該安全解析報告節標ユニット１２と該タイトルユニット１３により、被解析の事件が示された後、該事件説明ユニット１４により、事件シーケンスと事件に関係するコントロールシステムが記述され、また、該被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット１５により、関連するディジタルコントロールシステムが、事件においての機能と発電所に対する影響が説明され、最後に、該緩和措置ユニット１６により、安全関連ディジタルシステムが障害する時、システムが面しなければならない後果や障害のための多様化予備用施設の駆動条件と緩和機能による発電所に与える影響を説明し、これにより、該安全解析報告モジュール１は、ソフト障害による各仮想事件の影響を評価することを終了し、また、該桁探索木モジュール２は、危険近付き経路４１と仮想経路４２及び危険離れ経路４３がある。

過渡状態初期システム２５の状態５１の異常行為によるシステムレベルの過渡状態は、制御システムや特殊安全施設作動システム或いは任意の機械システムに発生する場合がある。また、該過渡状態初期システム２５は、状態５２において、あるパラメータが変化され、例えば、リアクターの水位低下やリアクター圧力の上昇である。

そのため、リアクターが正常に作動する元で、非安全等級設備の制御階層２１は、リアクターの状態が不安全の作動領域へ暴走（Ｅｘｃｕｒｓｉｏｎ）することを防止でき、また、該過渡状態が、小規模であれば、該制御階層２１とリアクター自身の物理レスポンスにより解消され、そうでなければ、該リアクターは、低水位により非常停止になる。また、該制御階層２１も、その緩和機能を実行できる。

また、該原子炉トリップ階層２２は、反応性を急速に低下させることにより、パワー制御できない時に対処するための安全設備であり、状態５３の元で、一部のパラメータを変化して、例えば、リアクターの水位低下やリアクターの圧力上昇であり、また、状態５４の元で、該ディジタルリアクター保護システムが、正常にリアクターの非常停止を実行できない場合、予備用／代替設備により、自動的にリアクターのシャットダウン機能を駆動して、事件の後果を緩和する。

該特殊安全施設作動システム階層２３は、放熱或いはアウターケーブルや圧力槽及びコンテインメントの３種類の輻射漏れを防止するための物理遮蔽完全性を維持するための安全設備である。改良沸騰水炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ、ＡＢＷＲ）であれば、非常用炉心冷却装置は、該特殊安全施設作動システム階層２３の最も主要のシステムであり、炉心隔離冷却システム（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｉｓｏｌａｔｉｏｎ Ｃｏｏｌｉｎｇ、 ＲＣＩＣ）と高圧コアフラッダー系及び残留熱除去系／低圧コアフラッダー系（Ｒｅｓｉｄｕａｌ Ｈｅａｔ Ｒｅｍｏｖａｌ Ｓｙｓｔｅｍ、ＲＨＲ／Ｌｏｗ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｃｏｒｅ Ｆｌｏｏｄｅｒ、ＬＰＣＦ）が備えられる。各システムは、全てが、所定のリアクター低水位設定点やドライウエル高圧力で、水を炉心に注入する。状態５５において、ディジタル特殊安全施設作動システムが、正常に機能を実行できない場合、該特殊安全施設作動システム階層２３の予備用／代替設備により、自動的に注入機能を駆動して、ディジタルシステムソフト共通形態障害を緩和する。これらの予備用／代替設備のシステムは、自動的にアナログシステムにより、ハード接続回線により手動されることにより、駆動される。

該監視＆指示階層２４は、１組の検知器と安全パラメータ表示であり、システムとその多様化予備用施設に対して、ディジタル監視＆指示を行う。過渡状態が進行している状態５６である場合、作業員が、この階層のディジタルと予備用／代替設備監視制御システムにより、発電所の状態を把握できる。該ディジタルリアクター保護システム或いは該特殊安全施設作動システムは、正常に機能を実行できない場合、状態５７において、作業員が、手動で発電所が更に退化することを防止できる。また、アナログ式監視＆指示システムは、ディジタル監視＆指示システムが、ソフト共通障害により機能を実行できない場合の予備用システムとして利用されることができる。

以上のように、本発明によれば、中心桁探索木に基づく解析により、システム化に、主要危険因子を識別できるだけでなく、原子力発電所の安全コントロールシステム設計の弱点も、確認される。そのため、同時に、簡素化且つ有効的に、多様化と深度防衛評価が実行される。

図３と図４は、それぞれ、本発明に係わる安全解析報告−ＲＰＳ解析の概念図と本発明に係わるＲＰＳ桁探索木解析の概念図である。図のように、本発明において、被解析システム名ユニット１１を、リアクター保護システム（ＲＰＳ）として、また、該安全解析報告節標ユニット１２と該タイトルユニット１３により、該改良沸騰水炉の安全解析報告第１５．１．１２節を記述して、そして、安全解析報告モジュール１と桁探索木モジュール２により、改良沸騰水炉安全解析報告の「給水制御器障害—最大需要」の事件を解析した後、完全のリアクター保護システム解析を実行する場合、事件説明ユニット１４により、全ての安全解析報告の中の該リアクター保護システムに関連する事件が、選ばれ、また、該被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット１５により解析され、最後に、該緩和措置ユニット１６により、ステップ６０において、本事件が、給水制御器が障害することを仮定して、最大流量需要で行う。

本事件において、給水制御システム２６が、過渡状態初期２６１にあり、２基のタービンにより、給水ポンプが異常に高い回転数で駆動されて、水流量が増加され、ステップ６１において、該システム障害により、水位が、Ｌｅｖｅｌ８まで高くなり、制御階層２１において、高水位により、給水ポンプと主タービンが引き外されて、冷却が主蒸気管路に流れることを阻止し、また、ステップ６２において、十組のタービンバイパス弁が素早く開放されて蒸気が釈放され、高いリアクター圧力を防止できる。また、該給水ポンプ引き外されるが、リアクターが引き外されない場合、水位が低水位設定点Ｌｅｖｅｌ３まで下げてリアクターの非常停止が起動される。本第１の実施例において、該被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット１５のディジタル化リアクター保護システムにより、低リアクター水位非常停止起動信号が生成され、水位が、Ｌｅｖｅｌ３まで下がると、該ディジタル化リアクター保護システムにより、リアクターの非常停止を作動できない時、リアクターがシャットダウンされないため、高いパワー状態に維持し、この時、圧力槽に対して給水していなく、水位が、低水位まで下がり、ステップ６３において、４組の炉内ポンプも、低水位により、引き外される。

原子炉トリップ階層２２において、リアクターが正常に非常停止する場合、水位の低下速度が快速的に緩和される。また、ステップ６４は、本実例において、ディジタル化リアクター保護システムが、ソフト共通形態障害により、リアクターの非常停止ができないと解析仮定して、過渡状態が非常停止されないことを予期する（Ａｎｔｉｃｉｐａｔｅｄ Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ Ｗｉｔｈｏｕｔ Ｓｃｒａｍ、ＡＴＷＳ）。これにより、該リアクター保護システム障害の危険因子により、水位が持続的に低下し、同時に、炉心が水面から露出する潜在可能性が増加することを識別できる。

蒸気のように、該改良沸騰水炉の設計は、多様性予備用措置により、危険因子を緩和する。水位が、持続的にＬｅｖｅｌ２まで低下する時、制御棒代替インサートシステム（Ａｌｔｅｒｎａｔｅ Ｒｏｄ Ｉｎｓｅｒｔｉｏｎ、ＡＲＩ）と微調整制御棒駆動装置（Ｆｉｎｅ Ｍｏｔｉｏｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ Ｄｒｉｖｅ、ＦＭＣＲＤ）が作動（Ｒｕｎ−ｉｎ）するように駆動され、該制御棒代替インサートシステムにより、代替弁が開放されて液圧駆動力が釈放され、制御棒がインサートされる。また、共通信号形態であるソフト共通形態障害による影響を受けないため、アナログ式水位信号器具を利用して、多様化に、主なディジタル水位信号を隔離して、また、ステップ６５において、水位がＬｅｖｅｌ２まで下がると、該アナログ引き外しモジュールから、該制御棒代替インサートシステムに、反応シャットダウン信号が送信され、微調整制御棒駆動装置と予備用ホウ素液制御システム（Ｓｔａｎｄｂｙ Ｌｉｑｕｉｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｓｙｓｔｅｍ、ＳＬＣＳ）が作動する。ステップ６６において、水位が、Ｌｅｖｅｌ２以下まで下がってから、３分後、制御棒が、炉心にインサートされない場合、該予備用ホウ素液制御システムにより、ホウ素液を注入して、リアクターがシャットダウンされ、また、アナログが、独立したハード接続線により連接される水位指示と低水位警報で、リアクターを非常停止するように、作業員に注意させる。

該特殊安全施設作動システム階層２３において、水位がＬｅｖｅ１２まで下がる時、ステップ６７の炉心隔離冷却システムにより、補給水を駆動する。リアクターがスムーズに非常停止する場合、該炉心隔離冷却システムにより、正常に水位の低下を阻止できる。過渡状態が非常停止されないことを予期する場合、高リアクターパワーにより、冷却水が快速的に消費され、ステップ６８において、水位がＬｅｖｅｌ１．５まで下がる恐れがあり、そのため、ハード接続回線を利用して手動で一串の該改良沸騰水炉の代替措置を駆動して、該高圧コアフラッダー系が、スムーズに、駆動されることを強化する。

監視＆指示階層２４において、ディジタル監視＆指示システム２４１は、ステップ６９において、持続的に、リアクター水位とリアクター圧力情報を提供できる。また、多様のアナログ式リアクター水位測定信号２４２とアナログ式水位表示２４３及びアナログ式低水位警報２４４により、ステップ７０において、代替性情報を提供でき、於危険近付き経路４１は、ステップ７１、７２において、リアクター水位や圧力情報が異常であることを知ると、作業員２４５が、ステップ７３において、手動でリアクターをシャットダウンすることや手動で炉心に注水することを注意させることができる。上記のように、本発明に係わる解析表示多様化緩和措置設計により、燃料の完全性を保護できる。

図５と図６は、それぞれ、本発明に係わる安全解析報告−ＥＣＣＳ解析の概念図と本発明に係わるＥＣＣＳ桁探索木解析の概念図である。図のように、本発明は、更に、被解析システム名ユニット１１を、非常用炉心冷却装置とし、また、該安全解析報告節標ユニット１２と該タイトルユニット１３により、該改良沸騰水炉の安全解析報告第６．３節と、安全解析報告モジュール１と桁探索木モジュール２により、改良沸騰水炉安全解析報告中の「冷却水流失事故−高圧コアフラッダー系（ＬＯＣＡ−ＨＰＣＦ）管路断裂」の事件を解析した後、完全の非常用炉心冷却装置解析にとっては、事件説明ユニット１４により、全ての安全解析報告中にある該非常用炉心冷却装置に関連する事件が、選ばれ、また、該被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット１５により、炉心隔離冷却システムと自動圧抜きシステム及び低圧注水残留熱除去系／低圧コアフラッダー系を解析し、最後に、該緩和措置ユニット１６により、本事件において、ソフト共通形態障害に対する緩和措置を記述する。

本事件において、高圧コアフラッダー系管路断裂が、事件初期のものであり、それにより、水位が、突然に低下され、該改良沸騰水炉の設計は、２基の高圧コアフラッダー系装置があり、本事件において、１台の高圧コアフラッダー系が、ディーゼル発電機障害により電源を失って起動できないと、また、もう１台は、高圧コアフラッダー系が、管路断裂による障害であると仮定する。そのため、緊急に炉心に注水する高圧コアフラッダー系がない。該制御階層２１において、本事件に参与する制御システムがない。該制御階層２１の水位計が、水位を測定して、アナログ信号に変換するだけを実行する。該原子炉トリップ階層２２と特殊安全施設作動システム階層２３のディジタルシステムにより、更に、アナログ信号をディジタル信号に変換する。

該原子炉トリップ階層２２のステップ８１において、リアクターは、水位がＬｅｖｅｌ３まで下がるため、非常停止される。水位がＬｅｖｅｌ１．５まで下がる時、ステップ８２において、主蒸気隔離弁（Ｍａｉｎ Ｓｔｅａｍ Ｉｓｏｌａｔｉｏｎ Ｖａｌｖｅｓ、ＭＳＩＶ）が閉鎖され、本第２の実施例の解析が、該非常用炉心冷却装置に注目するため、該原子炉トリップ階層２２のソフト共通形態障害を顧慮しない。しかしながら、該リアクター保護システムと該特殊安全施設作動システムは、同一の作業システムを利用すれば、ソフト共通形態障害により、同時に、二つの防衛階層が破れられる。

該特殊安全施設作動システム階層２３において、該炉心隔離冷却システムが、水位がＬｅｖｅｌ２まで下がる時、ステップ８３において、該炉心隔離冷却システムを駆動して、ステップ８４において、水位がＬｅｖｅｌ１まで下がる時、自動圧抜きシステムを駆動することにより、ステップ８６において、低圧注水残留熱除去系／低圧コアフラッダー系をスムーズに駆動できる。ソフト共通形態障害により、ディジタル自動圧抜きシステムや残留熱除去系／低圧コアフラッダー系防衛が破れられると、作業員は、ステップ８５、８７において、ハード接続回線を利用して手動で、該自動圧抜きシステムを手動で起動させ、低圧注水残留熱除去系／低圧コアフラッダー系等の予備用システムを手動で駆動する。

監視＆指示階層２４において、ディジタル監視＆指示システム２４１が、ステップ８８において、持続的にリアクター水位とリアクター圧力情報を提供する。また、多様化のアナログ式リアクター水位信号２４２とアナログ式水位表示２４３及びアナログ式低水位警報２４４により、ステップ８９において、代替情報を提供でき、危険近付き経路４１のステップ９０、９１において、リアクター水位や圧力情報が異常であることを知ると、ステップ９２において、手動で、該自動圧抜きシステムや残留熱除去系／低圧コアフラッダー系を駆動するように、作業員２４５に注意させる。

これにより、該改良沸騰水炉設計において、炉内ポンプが、重大な改良であり、大きいサイズで、再循環管路が断裂の顧慮を解消でき、該冷却水が流失することよる事故のリスクを大幅に低減できる。これにより、主蒸気管路断裂や給水管路断裂及び高圧コアフラッダー系注水管路断裂が、該改良沸騰水炉の非常用炉心冷却装置の重要顧慮であるが、その厳重性は、従来の改良沸騰水炉の再循環管路断裂より遥かに低い。

本発明の二つの実施例から分かるように、作業員の手動により駆動する動作が、原子力発電所の全ての防衛階層の最後の手段であり、多様性と深度防衛のある設計により、十分に自動なアナログ予備用施設があれば、ソフト共通形態障害に関連する事件が発生する時、作業員の工作負荷と責任は、適当に分離され、また、他の発電所パラメータの変化を注意できるようになる。

以上のように、本発明は、桁探索木の初期危険因子解析装置であり、有効的に、従来の諸欠点を改善でき、システム化に、主要危険因子を識別できるだけでなく、原子力発電所の安全コントロールシステム設計の弱点も確認され、そのため、アナログ予備用システムの時のハード接続回線手動駆動措置の不足が強化され、同時に、簡素化且つ有効的に、多様性と深度防衛（Ｄｉｖｅｒｓｉｔｙ ａｎｄ Ｄｅｆｅｎｓｅ−ｉｎ−Ｄｅｐｔｈ、Ｄ３）解析が実現され、そのため、本発明は、より進歩的かつより実用的で、法に従って特許請求を出願する。

以上は、ただ、本発明のより良い実施例であり、本発明は、それによって制限されることが無く、本発明に係わる特許請求の範囲や明細書の内容に基づいて行った等価の変更や修正は、全てが、本発明の特許請求の範囲内に含まれる。

本発明に係わるＳＡＲ事件解析の概念図 本発明に係わる桁探索木の概念図 本発明に係わる安全解析報告−ＲＰＳ解析の概念図 本発明に係わるＲＰＳ桁探索木解析の概念図 本発明に係わる安全解析報告−ＥＣＣＳ解析の概念図 本発明に係わるＥＣＣＳ桁探索木解析の概念図

符号の説明

１ 安全解析報告モジュール
１１ 被解析システム名ユニット
１２ 安全解析報告節標ユニット
１３ タイトルユニット
１４ 事件説明ユニット
１５ 被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット
１６ 緩和措置ユニット
２ 桁探索木モジュール
２１ 制御階層
２２ 原子炉トリップ階層
２３ 特殊安全施設作動システム階層
２４ 監視＆指示階層
２４２ 多様のアナログ式リアクター水位測定信号
２４３ 多様のアナログ式水位表示
２４４ 多様のアナログ式低水位警報
２５ 過渡状態初期システム
２６ 給水制御システム
２６１ 過渡状態初期
４１ 危険近付き経路
４２ 仮想経路
４３ 離開危険経路
５１〜５７ 状態
６０〜７３ ステップ
８１〜９２ ステップ

Claims (10)

1. 所定の安全関連ディジタルコントロールシステムについて、それぞれ、所定の解析ユニットでソフト障害が、安全解析の各仮想事件に与える影響を測定すう安全解析報告（Ｓａｆｅｔｙ Ａｎａｌｙｓｉｓ Ｒｅｐｏｒｔ、ＳＡＲ）モジュールと、
   各深度防衛階層処理で原子炉の作動やシャットダウン及び冷却が制御される桁探索木（Ｓｅｑｕｅｎｃｅ Ｔｒｅｅ）モジュールと、
   が含有される、ことを特徴とする桁探索木の初期危険因子解析装置。
2. 各所定の解析ユニットは、被解析システム名ユニットと安全解析報告節標ユニット、タイトルユニット、事件説明ユニット、被解析安全関連ディジタルコントロールシステム役割ユニット及び緩和措置ユニットが備えられることを特徴とする請求項１に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
3. 各深度防衛階層は、制御階層（Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｅｃｈｅｌｏｎ）と原子炉トリップ階層（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｔｒｉｐ Ｅｃｈｅｌｏｎ）、特殊安全施設作動システム階層（Ｅｎｇｉｎｅｅｒｅｄ Ｓａｆｅｔｙ Ｆｅａｔｕｒｅｓ Ａｃｔｕａｔｉｏｎ Ｓｙｓｔｅｍ（ＥＳＦＡＳ） Ｅｃｈｅｌｏｎ）及び監視＆指示階層（Ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ Ａｎｄ Ｉｎｄｉｃａｔｉｏｎ Ｅｃｈｅｌｏｎ）が備えられることを特徴とする請求項１に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
4. 該特殊安全施設作動システム階層は、放熱或いはアウターケーブルや圧力槽及びコンテインメントの３種類の輻射漏れを防止するための物理遮蔽完全性を維持するための安全設備であることを特徴とする請求項３に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
5. 該監視＆指示階層は、１組の検知器と安全パラメータ表示であることを特徴とする請求項３に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
6. 該監視＆指示階層は、主要ディジタル監視＆指示システムと多様化予備用施設が備えられることを特徴とする請求項３に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
7. 該桁探索木モジュールは、
   （Ａ）事件に関連するコントロールシステムを認識する機能と、
   （Ｂ）安全関連ディジタルコントロールシステム実行機能の条件と手続きを認識する機能と、
   （Ｃ）主要安全システムが障害する時、予備用システム駆動されて事件の影響を緩和するための条件と手続きを認識する機能と、
   が備えられることを特徴とする請求項１に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
8. 該桁探索木の初期危険因子解析装置は、全ての関連コントロールシステムに対して、各所定の所属する深度防衛階層に実装され、
   （Ａ）システム的に主要危険因子を鑑定する機能と、
   （Ｂ）原子力発電所の安全コントロールシステム設計の弱点を確認できる機能と、
   （Ｃ）簡素化且つ有効的に、多様化と深度防衛評価する機能と、
   が備えられることを特徴とする請求項１に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
9. 該関連コントロールシステムは、ディジタルシステムとアナログ予備用システム及びハード接続回線手動措置が備えられることを特徴とする請求項８に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。
10. 該桁探索木の初期危険因子解析装置は、システムを中心として、桁探索木に基づく解析を行うことを特徴とする請求項１に記載の桁探索木の初期危険因子解析装置。