JP2014191480A - 原子力プラントの運転支援装置 - Google Patents

Abstract

【課題】異常検知の原因となった配管系統を特定することができ、運転員が効率良く作業を行うことができる原子力プラントの運転支援装置を提供する。
【解決手段】原子力プラントに配置された複数の機器・配管及び機器系統・配管系統の運転状態に関する複数の運転状態情報を取得し、複数の運転状態情報がそれぞれ正常か異常かを判定し、複数の運転状態情報のそれぞれと複数の機器及び機器系統のそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルで構成されたデータベースと判定結果とに基づいて、複数の機器及び機器系統のそれぞれについて運転状態の評価を行い、その評価結果を表示して運転員に報知する。
【選択図】 図１

Description

本発明は、原子力プラントの運転員の判断や機器操作を支援する運転支援装置に関する。

原子力プラントなどの施設においては、安定した出力の継続のための監視及び制御を常時行っている。また、異常等を検知した場合には、出力の安定性を損なわないために、運転員は速やかに原因を分析・特定し、適切な処置をとることが求められる。

このような作業時に運転員を支援する技術として、例えば、特許文献１（特開平１０−３１９１８０号公報）には、機器の図面情報を格納したデータベースや、警報に対応して作業員が行う対応方法の情報を格納したデータベースを準備し、故障原因信号からデータベースの内容を読み取って表示するものが開示されている。

特開平１０−３１９１８０号公報

しかしながら、上記従来技術においては次のような問題点がある。

すなわち、上記従来技術においては、各機器に設けられたセンサのスイッチから出力される故障原因信号に基づいて機器故障に対応するよう構成されている。このため、例えば、各機器類を接続して原子力プラント内に縦横無尽に張り巡らされた配管設備に対して、その異常検知の原因となった配管系統を特定することは非常に困難である。また、原因の配管系統を特定することが出来ないため、表示する対応方法の絞込みや、操作・作業の優先順位の考慮などが出来ず、したがって、作業効率が著しく低下してしまうことが考えられる。

本発明は上記に鑑みてなされたものであり、異常検知の原因となった配管系統を特定することができ、運転員が効率良く作業を行うことができる原子力プラントの運転支援装置を提供することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明は、原子力プラントに配置された複数の機器及び機器系統の運転状態に関する複数の運転状態情報を取得する運転状態情報取得部と、前記複数の運転状態情報がそれぞれ正常か異常かを判定する判定部と、前記複数の運転状態情報のそれぞれと前記複数の機器及び機器系統のそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルで構成された相関関係データベースと、前記判定部の判定結果と前記テーブルの関連度合いとに基づいて、前記複数の機器及び機器系統のそれぞれについて運転状態の評価を行う評価部と、前記評価部における前記複数の機器及び機器系統についての評価結果を運転員に報知する表示部とを備えたものとする。

また、上記目的を達成するために、本発明は、原子力プラントの各部の運転状態に関する複数の運転状態情報を取得する運転状態情報取得部と、前記複数の運転状態情報がそれぞれ正常か異常かを判定する判定部と、前記複数の運転状態情報のそれぞれと、前記原子力プラントにおける複数の配管位置及び配管系等のそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルで構成された相関関係データベースと、前記判定部の判定結果と前記テーブルの関連度合いとに基づいて、前記複数の配管位置及び配管系統のそれぞれについて状態評価を行う評価部と、前記評価部における前記複数の配管位置及び配管系統についての評価結果を運転員に報知する表示部とを備えたものとする。

さらに、上記目的を達成するために、本発明は、原子力プラントの各部の運転状態に関する複数の運転状態情報を取得する運転状態情報取得部と、前記複数の運転状態情報がそれぞれ正常か異常かを判定する判定部と、前記複数の運転状態情報のそれぞれと、前記原子力プラントにおいて生じる可能性のある複数の事象のそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルで構成された相関関係データベースと、前記判定部の判定結果と前記テーブルの関連度合いとに基づいて、前記複数の事象のそれぞれについて状態評価を行う評価部と、前記評価部における前記複数の事象についての評価結果を運転員に報知する表示部とを備えたものとする。

本発明によれば、異常検知の原因となった配管系統を特定することができ、運転員が効率良く作業を行うことができる。

第１の実施の形態に係る原子力プラントの運転支援装置の構成を概略的に示す機能ブロック図である。 第１の実施の形態に係る漏洩配管データベースのテーブルの一例を模式的に示した図である。 第１の実施の形態に係る漏洩配管データベースのテーブルの他の信号状態となった場合の一例を模式的に示した図である。 表示装置における評価結果の表示画面の一例を示す図である。 第１の実施の形態に係る原子力プラントを構成する原子炉の建屋内構成を概略的に示す図である。 第２の実施の形態に係る原子力プラントの運転支援装置の構成を概略的に示す機能ブロック図である。 第２の実施の形態に係る原子力プラントを構成する原子炉の建屋内構成を概略的に示す図である。 第３の実施の形態に係る原子力プラントの運転支援装置の構成を概略的に示す機能ブロック図である。 第３の実施の形態に係る異常同定データベースのテーブルの一例を模式的に示した図である。 表示装置における評価結果の表示画面の一例を示す図である。 本発明における情報処理のながれを示した図である。

以下、本発明の実施の形態を図面を参照しつつ説明する。

＜第１の実施の形態＞
本発明の第１の実施の形態を図１〜図５を参照しつつ説明する。

図５は、本実施の形態に係る原子力プラントを構成する原子炉の建屋内構成を概略的に示す図である。

本実施の形態では、原子炉の一例として、改良型沸騰水型原子炉を例にとり説明する。

図５においては、鉄筋コンクリート製の原子炉建屋３内に、鋼製ライナを内張りした鉄筋コンクリート製の原子炉格納容器２が配置されており、さらにその中に炉心（図示せず）を内蔵した原子炉圧力容器１が設置されている。原子炉圧力容器１は、ペデスタル７で格納容器２内に保持されている。原子炉格納容器２は、ダイヤフロムフロア６によってドライウェル４とウェットウェル９に分割されている。ウェットウェル９には、原子炉圧力容器１内圧力が増加した時に主蒸気逃し弁配管（図示せず）を介して導いた蒸気を凝縮させることにより圧力増加を抑制するサプレッションプール１０が設けられている。

原子炉建屋３には複数の階が設けられており、各階に複数の部屋が設けられている。

図５においては、原子炉建屋地下３階に設けられた原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）室３０、及び原子炉建屋地下２階に設けられた原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）再生熱交換室３７を代表して示している。なお、図示しないが、原子炉建屋地下３階には、非常用炉心冷却系を構成する高圧炉心注水系(ＨＰＣＩ)がＨＰＣＩ室に、残留熱除去系(ＲＨＲ)のポンプ設備がＰＨＲ室にそれぞれ設置されている。

ここで、代表して原子炉冷却材浄化系（以下、略してＣＵＷと称する）を例にとり詳細に説明する。

ＣＵＷは、圧力容器１内の冷却材の一部を取り出し、浄化して原子炉圧力容器１に戻す装置である。ＣＵＷでは、ＣＵＷ１次系ポンプ３２によりＣＵＷ１次系配管３１aを介して原子炉圧力容器１内の冷却材を抽出し、抽出した冷却材をイオン交換樹脂３５に供給して浄化し、ＣＵＷ１次系配管３１ｂ及び給水管１５を介して原子炉圧力容器１に戻している。

イオン交換樹脂３５を機能させるには冷却材温度を下げる必要があるため、イオン交換樹脂３５の上流側に設けられたＣＵＷ非再生熱交換器３３によりＣＵＷ２次系配管３４a、３４ｂを流れる冷たい冷却材と熱交換することでイオン交換樹脂３５に流れ込む冷却材の温度を下げている。ＣＵＷ２次系配管３４ａ，３４ｂには、ＣＵＷ室３０内にそれぞれ隔離弁４０が設置されている。

ＣＵＷ非再生熱交換器３３に冷却材を供給するＣＵＷ１次系ポンプ３２の上流側であってイオン交換樹脂３５の下流側に配置されたＣＵＷ再生熱交換器３８では、ＣＵＷ１次系配管３１ａの冷却材とＣＵＷ１次系配管３１ｂの冷却材との熱交換を行うことにより、ＣＵＷ１次系配管３１aの冷却材温度を下げるとともに、原子炉圧力容器１に戻すＣＵＷ１次系配管３１ｂの冷却材温度を上昇させている。ＣＵＷ１次系配管３１ｂには流量計３９が設けられており、ＣＵＷ１次系における冷却材の流量が計測できるようになっている。ＣＵＷ１次系配管３１a、３１ｂには、原子炉格納容器壁の内側と外側のそれぞれに隔離弁３６が設置されている。

ポンプ３２、ＣＵＷ非再生熱交換器３３、イオン交換樹脂３５、及び隔離弁４０は、ＣＵＷ室３０内に配置されている。また、ＣＵＷ再生熱交器３８及び流量計３９はＣＵＷ再生熱交換室３７内に配置されている。

ＣＵＷ非再生熱交換室３７には、室内の温度を検出する温度計８３が設けられている。また、ＣＵＷ室３０には、室内の温度を検出する温度計８３、及び、γ線を検出する放射線検出器８４が設けられている。

また、ＣＵＷ室３０には、床漏洩検出器として、床面に落下した漏洩水を収集して排出するドレン管８０が設置されている。ドレン管８０にはドレン管水位計８２が設置されており、水位が増加するとドレン管弁８１を開けて、ドレン水を処理装置に搬送する。ドレン管水位計８２の水位を計測したり、ＣＵＷ室３０の温度を監視したりすることで、ＣＵＷ室３０で漏洩が発生したかどうか把握することができる。

図１は、本実施の形態に係る原子力プラントの運転支援装置の構成を概略的に示す機能ブロック図である。

図１において、運転支援装置１２０は、検出器４１ａ，４１ｂと、プロセス計算機４５と、支援部１００とを備えている。

プロセス計算機４５は、原子力プラントに設置された圧力、温度、流量、中性子束等の放射線強度等を検出する検出器８３，８４等の検出器を代表して示す検出器４１ａからの検出器信号４２aを取り込んで、原子炉状態を把握、監視するものである。そして、プロセス計算機４５から原子力プラントの検出器信号や警報信号４６が運転状態情報として支援部１００に入力される。また、プロセス計算機４５は、建屋や格納容器に配管等からの漏洩等の異常を検知する目的で設置された各種検出器を代表して示す検出器信号４１bから、漏洩区画同定器４３により、たとえば、「原子炉建屋３階南東側エリア放射線高警報」といった場所情報を含んだ警報信号を発生させ、運転状態情報として支援部１００に入力する。

原子炉圧力容器やその周りの原子炉格納容器は放射線強度が高く、運転中は人が近づいて監視することができないため、プロセス計算機４５では、例えば、炉心に設置された複数の中性子検出器信号から中性子拡散理論に基づいて炉心全体の中性子束分布を評価して、限られた数の中性子検出器信号から炉心局所状態を監視したり、圧力容器に設けた差圧計から圧力容器内の原子炉水位を評価して水位が低くならないように監視したりする。また、原子炉建屋内での冷却系統の漏洩監視情報を表示でき、例えば、ＣＵＷ室３０に設けられた温度計８３や放射線検出器８４からの検出信号により、ＣＵＷ室３０内におけるＣＵＷ配管からの冷却材の漏洩を検出し、配管破断等の状態を検出することができる。

支援部１００は、配管漏洩同定装置５０と、表示装置７０とを備えている。また、配管漏洩同定装置５０は、漏洩配管同定器５１、漏洩配管データベース(ＤＢ)５３、及び漏洩配管決定論理データベース６３から構成されている。

プロセス計算機４５から運転状態情報としての検出器信号や警報信号４６が配管漏洩同定装置５０に入力されると、漏洩配管同定装器５１は、判定対象である運転状態情報について信号６４によりアクセスし、漏洩配管決定論理データベース６３に格納された判定条件を信号６５により受信して、運転状態情報が正常か異常かの判定を行う。漏洩配管決定論理データベース６３に格納した判定条件（知識ルール）は、例えば、ＣＵＷ室温度高と判定される場合（すなわち、後述の信号状態が１となる場合）の条件を、ＣＵＷ室温度＞７０℃などとして設定されている。

次に、漏洩配管同定装置５１は、漏洩配管データベース５３と通信５４，５５を行い、判定結果と漏洩配管データベース５３に記憶されたテーブルの関連度合いとに基づいて、機器、配管位置、機器系統、配管系統などについて運転状態の評価を行う。漏洩配管データベース５３には、運転状態情報のそれぞれと機器、配管位置、機器系統、配管系統などのそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルが記憶されている。判定結果は、表示部７０に判定結果の情報（後述の漏洩配管識別信号５６）として送られて表示され、運転員に報知される。なお、運転員への判定結果の報知は、表示部７０への表示以外にも音声等においても行うことができる。

図２は、漏洩配管データベース５３のテーブルの一例を模式的に示した図である。なお、図２では、説明の簡単のため、ＣＵＷ室３０とＨＰＣＩ室に関連する部分を抜粋して示している。

漏洩配管データベース５３は、プロセス計算機４５から配管漏洩同定装置５０に入力された検出信号（運転状態情報）と配管漏洩箇所の関連度合いを予め定めて表現した重み関数（評価関数）のテーブルで構成されている。

テーブルの各行には、検出信号（運転状態情報）に関係する項目が並んでおり、例えば、上から下に向かって順番に、「ＣＵＷ室漏洩警報発生」、「ＣＵＷ室漏洩警報無」、・・・、「原子炉建屋地下３階南西エリア放射線高」、「原子炉建屋地下３階南西エリア放射線低」が配置されている。また、テーブルの各列には、配管位置や配管系統に関する項目が並んでおり、例えば、左から右に向かって順番に、「ＣＵＷ１次系配管」、「ＣＵＷ２次系配管」、・・・、「ＨＰＣＩポンプ補器冷却系配管」、「換気ダクト配管」が配置されている。そして、行列の各項目における交点には、それらの関連度合いに基づいて予め定めた重み関数（評価関数）がそれぞれ配置されている。

また、テーブルの各行には、検出信号（運転情報状態）がそれぞれ有効であるか無効であるかを示す状態（信号状態）を表す値が対応している。言い換えると、信号状態において、「１」はその信号が発生したことを示し、「０」は発生していないことを示す。図２では、ＣＵＷ室漏洩警報、ＣＵＷ室ドレン水位高、ＣＵＷ室放射線高、ＣＵＷ室温度高、原子炉建屋地下３階南西エリア放射線高が発生しているが、ＨＰＣＩ室漏洩警報、ＨＰＣＩ室ドレン水位高信号は発生していない。例えば、ＣＵＷ室漏洩警報の判定結果は異常であり、「ＣＵＷ室漏洩警報発生」が有効で、信号状態は「１」となっている。なお、「ＣＵＷ室漏洩警報無」が無効であり、信号状態は「０」となっている。

検出信号（運転状態情報）は、判定結果が正常の場合と異常の場合の両方の項目が設けられている。例えば、ＣＵＷ室漏洩警報については、「ＣＵＷ室漏洩警報発生」（異常）と、逆に「ＣＵＷ室漏洩警報無」（正常）とがリスト化されている。本発明の大きな特徴の一つとしては、このように、警報や異常信号の発生する場合（異常）と発生していない場合（正常）の両方の情報も利用することがあげられる。

テーブルの下段には、各行の項目の信号状態（すなわち、１又は０）と各列の項目の評価関数を掛け合わせて、各列の項目についての和を取った値（評価値）を示している。評価値は、その項目での異常が発生している可能性の高さを知るための指標である。図２では、ＣＵＷ１次系配管の評価値が５０と最も高く、次いで、ＣＵＷ２次系配管の評価値が３０、ＣＵＷポンプ補機冷却系配管の評価値が１０となっている。この信号状態の場合には、評価値の高いＣＵＷ１次系配管の例えば漏洩などの異常が発生している可能性が高いことがわかる。

ここで、重み関数（評価関数）の設定方法の一例を説明する。

例えば、ＣＵＷ室漏洩警報発生の項目について評価関数を設定する場合、配管漏洩箇所の候補としては、ＣＵＷ室のＣＵＷ１次系配管、ＣＵＷ２次系配管、ＣＵＷポンプを冷却する補機冷却系配管から漏洩した場合に信号状態が１となる可能性が高いため、これらの項目についての評価関数として、例えば数値１０を設定している。また、ＣＵＷ室漏洩警報無の場合は、配管漏洩箇所の候補として、ＣＵＷ室のＣＵＷ１次系配管、ＣＵＷ２次系配管、ＣＵＷポンプ補機冷却系配管から漏洩した場合に信号状態が１となる可能性は低いため、これらの項目についての評価関数として-１０を設定している。また、ＣＵＷ室漏洩警報とＨＰＣＩ室の配管漏洩との関連性自体が小さいため、ＣＵＷ室漏洩警報に対するＨＰＣＩ室配管漏洩の評価関数は０を設定している。

ＣＵＷ室ドレン水位高の項目についての評価関数は、ＣＵＷ室漏洩警報発生の場合とほぼ同様であるが、換気ダクト配管破損では水は蓄積しないので、評価関数として-１０を設定している。

ＣＵＷ室放射線高の項目に対しては、放射性物質を内包するＣＵＷ１次系配管からの漏洩の可能性が高いため、ＣＵＷ１次系配管の評価関数が１０、一方、ＣＵＷ２次系配管、ＣＵＷポンプ補機冷却系配管の評価関数は、これだけでは破断の有無を判定できないため０が設定されている。ＣＵＷ室放射線低の項目に対しては、ＣＵＷ１次系配管からの漏洩の可能性は低いため、ＣＵＷ１次系配管の評価関数が-１０、ＣＵＷ２次系配管、ＣＵＷポンプ補機冷却系配管の評価関数が０に設定されている。

ＣＵＷ室温度高信号に対しては、ＣＵＷ１次系配管とＣＵＷ２次系配管の評価関数が１０、ＣＵＷポンプ補機冷却系配管の評価関数は-１０に設定されている。

また、ＣＵＷ室とＨＰＣＳ室は、原子炉建屋地下３階南西エリアに隣接しているため、原子炉建屋地下３階南西エリア放射線高に対し、ＣＵＷ１次系配管とＨＰＣＩ配管の評価関数が１０に設定されている。

図３は、図２に示したテーブルにおいて、他の信号状態となった場合を示す図である。

この例では、ＣＵＷ室漏洩警報、ＣＵＷ室ドレン水位高、ＣＵＷ室温度高が発生しているが、ＣＵＷ室放射線高や、ＨＰＣＩ室漏洩警報、原子炉建屋地下３階南西エリア放射線高信号は発生していない。下段に、各項目の１と０の信号状態と各項目の評価関数を掛け合わせて全項目について和を取った評価値を示す。評価値は、ＣＵＷ２次系配管の３０が最も高く、次いでＣＵＷ１次系配管が２０、ＣＵＷポンプ補機冷却系配管が１０となっている。この信号状態の場合には、放射線強度が低いので、ＣＵＷ２次系配管から漏洩した可能性が高い。

このように構成した本実施の形態の漏洩配管データベースのテーブル形式は、検出器項目信号や配管破断箇所の項目を自由に追加、変更できるという利点があり、汎用性が非常に高い。例えば、配管破断箇所の項目については、配管系統構成の異なるプラント毎に項目を組み替える必要はなく、評価関数だけ変更すればよい。例えば、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）には非常用炉心注入系として高圧炉心注水系はあるが高圧炉心スプレイ系はない。一方、ＢＷＲ−５型の沸騰水型原子炉には高圧炉心スプレイ系はあるが高圧炉心注水系はない。この場合でも、配管破断箇所の項目には高圧炉心スプレイ系と高圧炉心注水系を両方記載しておき、実在しない配管系統には評価関数として０を記載しておけばよい。漏洩配管データベースの項目や評価関数は、プラントが稼働後に機器や計測器を追加、変更した場合には、対応して追加、変更することができる。なお、検出器項目信号の項目については、実在しない検出器には状態信号に０が入力されるので、データベース中の存在しない検出器項目信号を削除したり、評価関数の値を変更する必要はない。

また、最初は重要な検出器項目信号項目を掲載した小さなデータベースから始め、その後、検出器項目信号を追加拡充することができる。検出器項目信号（信号状態）は、連続的な検出器信号ではなく、ＯＮかＯＦＦかの二値信号の入力になっているので、プラント毎に評価関数の値を変更する必要は小さい。

漏洩配管決定論理データベース６３には、それ以外の知識ルールも格納することができる。たとえば、ＣＵＷ室放射線高信号が発生したにも関わらず、ＣＵＷ室ドレン水位高信号が発生していない場合には、ＣＵＷ１次系配管の漏洩の可能性が高いが、漏洩面積は小さく、小破断であるといった破断規模に関する情報が得られる。漏洩配管データベース５３だけでは漏洩規模までは把握できないのに対し、漏洩配管決定論理データベース６３に予め格納した知識ルールによって、破断規模などのより詳細な情報を得ることができる。漏洩配管決定論理データベース６３の内容も、追加、修正が可能である。

漏洩配管同定器５１からは、表示装置７０に漏洩配管識別信号５６が伝送される。漏洩配管識別信号５６は、各配管位置や配管系統における漏洩等の可能性を示す情報であり、各配管位置や配管系統の項目とその評価値等の評価結果を含む情報である。例えば、図２の例ではＣＵＷ１次系配管の評価値が５０と大きく、他の配管より高いので、漏洩可能性のある配管系統としてＣＵＷ１次系配管と表示する。また、図３の例では、ＣＵＷ２次系配管とＣＵＷ１次系配管の評価値の差が比較的小さいので、漏洩配管系統としてＣＵＷ２次系配管とＣＵＷ１次系配管、もしくはそれに加えてＣＵＷポンプ補機冷却系配管を表示する。

図４は、表示装置における評価結果の表示画面の一例を示す図である。

図４では、各対象項目を表示するときに、確度を表す指標として評価値またはその相対値を併せて表示している場合を示している。図４において、評価結果画面１４０は、対象項目欄１４１と評価値欄１４２とを有している。このように評価値情報を加えることによって、運転員は漏洩配管に関する情報の信頼性を把握することができる。

なお、表示装置７０は、中央制御室に設置した運転支援システムのディスプレイに表示するほか、中央制御室の機器操作ディスプレイに表示してもよい。

図１１には、本発明における情報処理の流れを示す。プロセス計算機４５に代表される運転情報所得部１３１には多数のセンサ信号１４０が入力され、水位や圧力といった物理的意味のあるセンサ指示値１４１を正常／異常判定部１３２に出力する。この正常／異常判定部１３２はプロセス計算機４５に組み込まれている場合が多い。正常／異常判定部１３２で、原子炉水位高といった異常が発生したか否かといったＯＮ／ＯＦＦの二値情報１４２を生成する。二値情報１４２と相関関係データベース１３３により、発生する可能性のある種々の事象に対する評価値１４３が算出される。状態判定部１３４では、複数の事象に対する各評価値１４３に基づき、発生した可能性の高い事象やその確度１４４を表示部１３５に出力し、運転員に情報を伝達する。

以上のように構成した本実施の形態における効果を説明する。原子力プラントなどの施設においては、安定した出力の継続のための監視及び制御を常時行っている。また、異常等を検知した場合には、出力の安定性を損なわないために、運転員は速やかに原因を分析・特定し、適切な処置をとることが求められる。このような作業時に運転員を支援する技術としては、機器の図面情報を格納したデータベースや、警報に対応して作業員が行う対応方法の情報を格納したデータベースを準備し、故障原因信号からデータベースの内容を読み取って表示するものが知られている。

しかしながら、従来技術においては、各機器に設けられたセンサのスイッチから出力される故障原因信号に基づいて機器故障に対応するよう構成されている。このため、例えば、各機器類を接続して原子力プラント内に縦横無尽に張り巡らされた配管設備に対して、その異常検知の原因となった配管系統を特定することは困難である。また、原因の配管系統を特定することが出来ないため、表示する対応方法の絞込みや、操作・作業の優先順位の考慮などが困難で、作業効率が低下してしまうことが考えられる。

これに対して、本実施の形態においては、機器系統や配管系等などについて、それぞれの異常に対する関連度合いの評価結果を運転員に報知するので、異常検知の原因となった配管系統を特定することができ、運転員が効率良く作業を行うことができる。

＜第２の実施の形態＞
本発明の第２の実施の形態を図６及び図７を参照しつつ説明する。

図７は、本実施の形態に係る原子力プラントを構成する原子炉の建屋内構成を概略的に示す図であり、図６は原子力プラントの運転支援装置の構成を概略的に示す機能ブロック図である。図中、第１の実施の形態と同様の部材には同じ符号を付し説明を省略する。

図７において、格納容器２内側には、温度計２３と、γ線を検知する放射線検出器２４ａ〜２４ｇ、圧力計２５が複数設置されている。圧力計２５に比べて温度計２３や放射線検出器２４は局所の状態を良く示すので、温度計２３や放射線検出器２４の指示値の分布状況を調べれば、指示値の高い検出器の近くで漏洩や破断が発生したと推定できる。

したがって、漏洩配管データベース５３のテーブル（図３参照）に、格納容器内側の各検出器指示値が高い時の配管漏洩箇所の評価関数を設定しておけば、格納容器外側と同様に、漏洩や破断の確率の高い配管系統を同定できる。例えば、主蒸気管１４に破断箇所２０が発生した時、破断箇所２０に近い放射線検出器２４ｂ，２４ｃ，２４ｅの指示値が高くなる。一方、主蒸気管１４と反対側の放射線検出器２４ａ，２４ｄの指示値は放射線検出器２４ｂ，２４ｃ，２４ｅの指示値と比較して低いため、これらの特徴から主蒸気管１４の破断を検出できる。一方、放射線検出器２４ａ，２４ｄは給水管１５に近いため、これらの指示値が高くなった場合は、給水管１５の破断と同定できる。なお、漏洩配管データベース５３は複数設定することができる。また階層構造にすることもできる。

図６においては、図１の構成に加えて配管漏洩同定装置５０ｂに、機器操作データベース５７と操作機器ガイダンス作成器５９を設置した場合を示している。機器操作データベース５７には、漏洩配管に対する操作機器情報が格納されている。例えば、ＣＵＷ１次系配管から漏洩している場合の操作として、電動で動作する隔離弁３６を表す例えば「MO-Ｆ０１４閉操作、MO−Ｆ０１５閉操作」といった情報が格納されており、この情報を基に、操作ガイダンス作成器５９で「ＣＵＷ１次系配管漏洩 確度：０．５」や「MO-Ｆ０１４閉操作、MO−Ｆ０１５閉操作」という操作ガイダンス情報６０を作成し、表示装置７０に表示する。ここで確度１.０は、１００％信頼できるという意味である。確度は評価値に基づいて計算できる。表示装置に表示した例を図10に示す。このような情報を画面に表示することで、運転員にプラントで発生している可能性の高い事象とその対応を報知し、運転員が効率よく作業を行うことができる。

格納容器外側は、主な部屋が区画に整理され、放射線モニタが４０個以上、床漏洩検出器も複数設置されているため、漏洩箇所の特定が比較的容易である。一方、格納容器内側は、ドライウェルとウェットウェル以外は明確に区画に分離されておらず、格納容器外側と比べると漏洩箇所の同定は難しいが、上記のように構成することにより同定することができる。

その他の構成は、第１の実施の形態と同様である。

以上のように構成した本実施の形態においても第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

＜第３の実施の形態＞
本発明の第３の実施の形態を図面を参照しつつ説明する。

図８は、本実施の形態に係る原子力プラントの運転支援装置の構成を概略的に示す機能ブロック図であり、図９は異常同定データベースのテーブルの一例を模式的に示した図である。

図８において、運転支援装置１２０Ｃは、異常同定装置９０を有し、異常同定装置９０から配管漏洩同定装置５０（図１及び図５参照）に、検出器信号や警報信号９１を伝達し、配管漏洩同定装置５０から漏洩配管に関する評価値９２を受け取る。本実施例の異常同定データベース９３は漏洩配管データベース５３と同様の構成を採用している。

図９では、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）が起動すると事象が複雑化するため、ＥＣＣＳ起動前の状態で事象を同定するデータベースの例を示している。

図９において、横軸には各列の項目として、「給水配管破断（ＰＣＶ内）」、「給水配管破断（ＰＣＶ内）」といった配管破断事象とともに、「負荷遮断」や「外部電源喪失」といった配管破断以外の事象が同定事象として項目化されている。縦軸の各行には、事象を同定するために利用する二値化した検出項目が記載され、検出項目と事象と関係を表現した評価関数のテーブルで構成されている。検出項目の中には、配管漏洩同定装置５０で同定したＰＣＶ外給水配管破断評価値大といった項目があり、その項目と給水配管破断（ＰＣＶ外）事象との関係を示す重みは１００に設定してある。重みを大きな値に設定することにより、配管漏洩同定装置５０で同定した配管破断位置が異常同定装置９０にも伝達できるようにしている。

図９に示した信号状態においては、原子炉水位低信号も原子炉水位高信号も発生せず、中性子束高信号や主蒸気隔離弁急速閉信号が発生している。一方、配管破断の発生を示す信号は発生していない。このことから、評価値は、「負荷遮断」事象の評価値が５０と最も高く、次いで「外部電源喪失」事象の評価値が２０となっている。

このとき、表示装置７０に表示される同定結果（評価結果）は、例えば、「起因事象 負荷遮断 確度：０．７」といったように表示される。

異常同定データベース９３は、漏洩配管データベース５３と同様に、縦軸、横軸の項目の追加、修正が可能で、評価値の修正も容易である。また、評価値を使って同定の確度を定量的に表示することができる。

その他の構成は、第１の実施の形態と同様である。

以上のように構成した本実施の形態においても第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、配管漏洩や配管破断の同定ばかりでなく、発生した異常事象、あるいは起因事象の同定も可能となる。

なお、本実施の形態においては、ＥＣＣＳ起動前の信号状態におけるデータベースを利用したが、ＥＣＣＳ起動後の信号状態における評価関数を記載したデータベースを用意しておき、ＥＣＣＳ起動後に切り替えることも可能である。この場合、長期期間にわたって事象同定が可能となる効果がある。

また、本実施の形態に示した異常同定データベース９３や漏洩配管データベース５３の構成は、ポンプ故障や弁故障等、異常の発生した機器の同定にも適用可能である。この場合、起因事象、機器故障、漏洩配管など、多くの現象に対して運転員操作への支援が可能となる。

１ 原子炉圧力容器
２ 原子炉格納容器
３ 原子炉建屋
４ ドライウェル
６ ダイヤフロムフロア
７ ペデスタル
８ ペデスタルキャビティ
９ ウェットウェル
１０ サプレッションプール
１１ 制御棒駆動機構
１４ 主蒸気管
１５ 給水管
２０ 破断箇所
２３ 温度計
２４ａ〜２４ｇ 放射線検出器
２５ 圧力計
３０ 原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）室
３１a、３１ｂ ＣＵＷ１次系配管
３２ ＣＵＷ１次系ポンプ
３３ ＣＵＷ非再生熱交換器
３４a、３４ｂ ＣＵＷ２次系配管
３５ イオン交換樹脂
３６ 隔離弁
３７ ＣＵＷ再生熱交換器室
３８ ＣＵＷ再生熱交換器
３９ 流量計
４０ 弁
４１、４１a、４１ｂ 検出器
４２、４２a、４２ｂ 検出器信号
４３ 漏洩区画同定器
４４ 漏洩警報
４５ プロセス計算機
４６ 検出器信号・警報信号
５０ 配管漏洩同定装置
５１ 漏洩配管同定器
５３ 漏洩配管データベース
５４ 二値化した検出器項目の状態信号
５５ 漏洩配管評価値
５６ 漏洩配管識別信号
５７ 操作機器データベース
５８ 操作機器識別信号
５９ 操作ガイダンス作成器
６０ 操作ガイダンス
６３ 漏洩配管決定論理データベース
６４ 検出器信号（アナログ）、漏洩配管候補信号
６５ 検出器項目の状態信号（二値）、漏洩配管識別信号
６６ プラントシミュレータ入力データ作成器
６７ プラントシミュレータ
７０ 表示装置
８０ ドレン管
８１ ドレン管弁
８２ ドレン管水位計
８３ 温度計
８４ 放射線検出器
９０ 異常同定装置
９１ 検出器信号・警報信号
９２ 漏洩配管評価値
９３ 異常同定データベース
９４ 二値化した状態信号
９５ 異常事象評価値
９６ 異常事象識別信号
１００，１００Ｂ，１００Ｃ 運転支援部
１２０，１２０Ｂ，１２０Ｃ 運転支援装置

Claims (7)

1. 原子力プラントに配置された複数の機器及び機器系統の運転状態に関する複数の運転状態情報を取得する運転状態情報取得部と、
   前記複数の運転状態情報がそれぞれ正常か異常かを判定する判定部と、
   前記複数の運転状態情報のそれぞれと前記複数の機器及び機器系統のそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルで構成された相関関係データベースと、
   前記判定部の判定結果と前記テーブルの関連度合いとに基づいて、前記複数の機器及び機器系統のそれぞれについて運転状態の評価を行う評価部と、
   前記評価部における前記複数の機器及び機器系統についての評価結果を運転員に報知する表示部と
   を備えたことを特徴とする原子力プラントの運転支援装置。
2. 原子力プラントの各部の運転状態に関する複数の運転状態情報を取得する運転状態情報取得部と、
   前記複数の運転状態情報がそれぞれ正常か異常かを判定する判定部と、
   前記複数の運転状態情報のそれぞれと、前記原子力プラントにおける複数の配管位置及び配管系等のそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルで構成された相関関係データベースと、
   前記判定部の判定結果と前記テーブルの関連度合いとに基づいて、前記複数の配管位置及び配管系統のそれぞれについて状態評価を行う評価部と、
   前記評価部における前記複数の配管位置及び配管系統についての評価結果を運転員に報知する表示部と
   を備えたことを特徴とする原子力プラントの運転支援装置。
3. 原子力プラントの各部の運転状態に関する複数の運転状態情報を取得する運転状態情報取得部と、
   前記複数の運転状態情報がそれぞれ正常か異常かを判定する判定部と、
   前記複数の運転状態情報のそれぞれと、前記原子力プラントにおいて生じる可能性のある複数の事象のそれぞれの関連度合いを予め定めたテーブルで構成された相関関係データベースと、
   前記判定部の判定結果と前記テーブルの関連度合いとに基づいて、前記複数の事象のそれぞれについて状態評価を行う評価部と、
   前記評価部における前記複数の事象についての評価結果を運転員に報知する表示部と
   を備えたことを特徴とする原子力プラントの運転支援装置。
4. 請求項１〜３の何れか１項記載の原子力プラントの運転支援装置において、
   前記相関関係データベースの前記テーブルは、前記運転状態情報が正常と判定された場合と異常と判定された場合のそれぞれについて、前記関連度合いを定めたことを特徴とする原子力プラントの運転支援装置。
5. 請求項１記載の原子力プラントの運転支援装置において、
   前記表示部は、前記評価部の評価結果に基づいて、前記運転状態情報が異常と判定された原因である機器又は機器系統として確度の高い順に、前記機器又は機器系統の名称と確度情報とを対にして表示することを特徴とする原子力プラントの運転支援装置。
6. 請求項２記載の原子力プラントの運転支援装置において、
   前記表示部は、前記評価部の評価結果に基づいて、前記運転状態情報が異常と判定された原因である配管位置又は配管系統として確度の高い順に、前記機器又は機器系統の名称と確度情報とを対にして表示することを特徴とする原子力プラントの運転支援装置。
7. 請求項３記載の原子力プラントの運転支援装置において、
   前記表示部は、前記評価部の評価結果に基づいて、前記運転状態情報が異常と判定された原因である事象として確度の高い順に、前記事象の名称と確度情報とを対にして表示することを特徴とする原子力プラントの運転支援装置。

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