JP2015145855A - 原子炉の出力領域モニタの試験装置及びその試験方法 - Google Patents
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Abstract
【課題】通常運転から試験に移行する作業を低減し、想定される炉心状態を正確に再現して行う原子炉の出力領域モニタの試験技術を提供する。
【解決手段】原子炉の出力領域モニタの試験装置10は、原子炉の出力レベルを監視する出力領域モニタ20に入力される入力信号43を伝送する第1配線群11が接続される第1端子群16と、入力信号43を模擬した模擬信号44を伝送する第2配線群12が接続される第2端子群17と、第1端子群16から入力した入力信号43と第2端子群17から入力した模擬信号44とを切換自在に出力領域モニタ20に入力させる切換スイッチ13と、を備えている。
【選択図】 図2
【解決手段】原子炉の出力領域モニタの試験装置10は、原子炉の出力レベルを監視する出力領域モニタ20に入力される入力信号43を伝送する第1配線群11が接続される第1端子群16と、入力信号43を模擬した模擬信号44を伝送する第2配線群12が接続される第2端子群17と、第1端子群16から入力した入力信号43と第2端子群17から入力した模擬信号44とを切換自在に出力領域モニタ20に入力させる切換スイッチ13と、を備えている。
【選択図】 図2
Description
本発明の実施形態は、原子炉の出力領域モニタの試験技術に関する。
沸騰水型の原子炉は、その出力変動を監視し、異常時に警報を発生する出力領域モニタ(PRM:Power Range Monitor)を備えている。
この出力領域モニタ(PRM)は、炉心内の中性子束等を計測し、原子炉平均出力モニタ(APRM)、局所出力モニタ(LPRM)及び出力振動モニタ(OPRM)が異常を示す場合に、警報を発生し、制御棒の引抜き阻止(制御棒ブロック)や制御棒の全挿入(スクラム)を実行する。
この出力領域モニタ(PRM)は、炉心内の中性子束等を計測し、原子炉平均出力モニタ(APRM)、局所出力モニタ(LPRM)及び出力振動モニタ(OPRM)が異常を示す場合に、警報を発生し、制御棒の引抜き阻止(制御棒ブロック)や制御棒の全挿入(スクラム)を実行する。
このような出力領域モニタ(PRM)のシステム健全性を確認するために、模擬信号を入力させて試験を行う試験装置が知られている(例えば、特許文献1,2)。
従来の試験装置においては、単純な入力信号に対する応答を確認するにとどまり、複雑に組み合わせた多数の模擬信号で炉心状態を再現して実際の稼働状況に則した出力領域モニタ(PRM)の応答確認をすることは、行われていなかった。
また、出力領域モニタ(PRM)の試験作業は、配線を取り外し取り付けといった人間系に委ねられる作業が膨大で、非効率である課題があった。
また、出力領域モニタ(PRM)の試験作業は、配線を取り外し取り付けといった人間系に委ねられる作業が膨大で、非効率である課題があった。
本発明の実施形態は、このような事情を考慮してなされたもので、通常運転から試験に移行する作業を低減し、想定される炉心状態を正確に再現して行なう、原子炉の出力領域モニタの試験技術を提供することを目的とする。
本発明の実施形態に係る原子炉の出力領域モニタの試験装置において、原子炉の出力レベルを監視する出力領域モニタに入力される入力信号を伝送する第1配線群が接続される第1端子群と、前記入力信号を模擬した模擬信号を伝送する第2配線群が接続される第2端子群と、前記第1端子群から入力した前記入力信号と前記第2端子群から入力した前記模擬信号とを切換自在に前記出力領域モニタに入力させる切換スイッチと、を備えることを特徴とする。
本発明の実施形態により、通常運転から試験に移行する作業を低減し、想定される炉心状態を正確に再現して行う、原子炉の出力領域モニタの試験技術が提供される。
本発明の実施形態の説明に先立って原子炉30及び出力領域モニタ20の説明を行う。
図1に示すように原子炉30は、炉心31を収容する圧力容器32と、この炉心31で発生した蒸気をタービン33に導く主蒸気管34と、このタービン33で仕事をして膨張した蒸気が冷却して凝縮した給水を再び圧力容器32に戻す給水管35とから構成されている。
図1に示すように原子炉30は、炉心31を収容する圧力容器32と、この炉心31で発生した蒸気をタービン33に導く主蒸気管34と、このタービン33で仕事をして膨張した蒸気が冷却して凝縮した給水を再び圧力容器32に戻す給水管35とから構成されている。
そして、炉心31で発生した蒸気は、気水分離器36で気水分離され、その蒸気は前記したように主蒸気管34に導かれて発電に寄与し、分離された分離水は給水管35から戻された給水と合流する。このように合流した炉水は、周方向に複数設けられた再循環ポンプ37により(図面では省略して一つのみ記載)、再び炉心31を通過して加熱され気液二相流となって、再び気水分離器36に導かれ、前記したプロセスを繰り返す。
再循環ポンプ37の近傍には、炉心31の内部を循環する炉水の流量を、計測する検出器(図示略)が設けられている。
再循環ポンプ37の近傍には、炉心31の内部を循環する炉水の流量を、計測する検出器(図示略)が設けられている。
炉心31は、核燃料を収容する燃料集合体(図示略)と、この核燃料の核分裂反応を制御する制御棒(図示略)と、この核分裂反応に伴い放出される中性子を検出するLPRM検出器41と、このLPRM検出器41を長手方向に4つ支持するとともに信号線を圧力容器32の外部に案内する計装管42とが、多数配列して構成されている。
この計装管42は、16体の燃料集合体(図示略)に1本程度の割合で設置されており、たとえば燃料集合体が872体の改良型沸騰水型の原子炉(ABWR)では52本の計装管42が設けられている。
この計装管42は、16体の燃料集合体(図示略)に1本程度の割合で設置されており、たとえば燃料集合体が872体の改良型沸騰水型の原子炉(ABWR)では52本の計装管42が設けられている。
出力領域モニタ20は、局部出力領域モニタ(local power range monitor;LPRMユニット21)、平均出力領域モニタ(average power range monitor;APRMユニット22)、出力振動モニタ(oscillation power range monitor;OPRMユニット23)、流量モニタ(FLOWユニット24)、及び制御棒引抜監視装置(rod block monitor;RBMユニット25)から構成されている。
このように構成される出力領域モニタ20は、原子炉30の内部に配置されている種々の検出器の出力を入力信号43(43a,43b)として入力し、原子炉30の出力レベルを監視する。
これら入力信号43を伝送するメタルケーブル(第1配線群11)は、その先端において出力領域モニタ20の端子に、着脱自在に接続されている。
これら入力信号43を伝送するメタルケーブル(第1配線群11)は、その先端において出力領域モニタ20の端子に、着脱自在に接続されている。
そして出力領域モニタ20は、原子炉30に内部配置された検出器の計測値をヒューマンインターフェース(HMI)に表示させたり上位計算機に演算させたりするための信号を、出力信号45として出力する。
さらに出力領域モニタ20は、原子炉30が異常状態に陥った際に、警報を発生させたり出力低下させたり緊急停止させたりするための信号も、出力信号45として出力する。
さらに出力領域モニタ20は、原子炉30が異常状態に陥った際に、警報を発生させたり出力低下させたり緊急停止させたりするための信号も、出力信号45として出力する。
LPRMユニット21は、原子炉30の内部に配置された複数のLPRM検出器41からの入力信号43aを入力し、局所出力を示すLPRM信号(出力信号45a)を出力する。
さらに、LPRMユニット21は、複数のLPRM信号45aのうち、設定値を超えるものがある場合は、異常と判定してアラーム信号を、出力信号45として出力する。
さらに、LPRMユニット21は、複数のLPRM信号45aのうち、設定値を超えるものがある場合は、異常と判定してアラーム信号を、出力信号45として出力する。
APRMユニット22は、LPRM信号(出力信号45a)を加算平均したAPRM信号(出力信号45b)を、出力するものである。
ここで、APRMユニット22に入力する複数のLPRM信号45aは、冗長性をもたせるため複数にグループ分けされている。
そして、それぞれのグループ毎に、APRM信号45bが、出力される。
さらに、APRMユニット22は、演算したAPRM信号45bが設定値を超える場合に、異常と判定してスクラム信号やロッドブロック信号を、出力信号45として出力する。
ここで、APRMユニット22に入力する複数のLPRM信号45aは、冗長性をもたせるため複数にグループ分けされている。
そして、それぞれのグループ毎に、APRM信号45bが、出力される。
さらに、APRMユニット22は、演算したAPRM信号45bが設定値を超える場合に、異常と判定してスクラム信号やロッドブロック信号を、出力信号45として出力する。
OPRMユニット23は、個々のLPRM信号から振動成分を抽出したOPRM信号(出力信号45c)を、出力するものである。
沸騰水型原子炉は、炉心31を通過する炉水にボイドが生成したり消滅したりするのに伴い、原子炉出力が低下と上昇とを繰り返し増幅する出力振動が、観測される。
このような出力振動の発生は燃料健全性の低下に繋がるために、OPRMユニット23は、演算したOPRM信号45cの振幅又はその増幅率が設定値を超える場合に異常と判定して、スクラム信号を、出力信号45として出力する。
沸騰水型原子炉は、炉心31を通過する炉水にボイドが生成したり消滅したりするのに伴い、原子炉出力が低下と上昇とを繰り返し増幅する出力振動が、観測される。
このような出力振動の発生は燃料健全性の低下に繋がるために、OPRMユニット23は、演算したOPRM信号45cの振幅又はその増幅率が設定値を超える場合に異常と判定して、スクラム信号を、出力信号45として出力する。
FLOWユニット24は、原子炉30の内部に配置された複数の検出器(図示略)や再循環ポンプ37からの入力信号43bを入力し、炉心31の内部を循環する炉水の流量を示す炉心流量信号(出力信号45d)を出力する。
さらに、FLOWユニット24は、演算した炉心流量信号45dが設定値を超える場合に、異常と判定してスクラム信号やロッドブロック信号を、出力信号45として出力する。
RBMユニット25は、選択された制御棒まわりのLPRM信号45aの平均値が設定値を超えたり、選択した炉心流量信号45dが設定値を超えたりする場合に異常と判定して、制御棒引抜阻止信号45eを、出力信号45として出力する。
さらに、FLOWユニット24は、演算した炉心流量信号45dが設定値を超える場合に、異常と判定してスクラム信号やロッドブロック信号を、出力信号45として出力する。
RBMユニット25は、選択された制御棒まわりのLPRM信号45aの平均値が設定値を超えたり、選択した炉心流量信号45dが設定値を超えたりする場合に異常と判定して、制御棒引抜阻止信号45eを、出力信号45として出力する。
次に図2に基づいて、本発明の実施形態に係る原子炉の出力領域モニタの試験装置10(以下、単に「試験装置10」という)を説明する。
なおこの試験装置10は、図1に示される原子炉30と出力領域モニタ20との間に介在し、原子炉30からの入力信号43及び模擬信号発生器26からの模擬信号44を中継し、切り換え自在に出力領域モニタ20に入力させるものである。
図2において図1と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
なおこの試験装置10は、図1に示される原子炉30と出力領域モニタ20との間に介在し、原子炉30からの入力信号43及び模擬信号発生器26からの模擬信号44を中継し、切り換え自在に出力領域モニタ20に入力させるものである。
図2において図1と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
図2に示すように、原子炉の出力領域モニタの試験装置10は、原子炉の出力レベルを監視する出力領域モニタ20に入力される入力信号43を伝送する第1配線群11が接続される第1端子群16と、入力信号43を模擬した模擬信号44を伝送する第2配線群12が接続される第2端子群17と、第1端子群16から入力した入力信号43と第2端子群17から入力した模擬信号44とを切換自在に出力領域モニタ20に入力させる切換スイッチ13と、を備えている。
第1端子群16は、出力領域モニタ20に対し直接接続することができるメタルケーブルの第1配線群11(図1参照)の先端が接続される部位である。
ちなみに、改良型沸騰水型の原子炉(ABWR)では、LPRM検出器41が208個あり、このLPRM検出器41から延びるメタルケーブルの先端コネクタだけでも208個存在する。
ちなみに、改良型沸騰水型の原子炉(ABWR)では、LPRM検出器41が208個あり、このLPRM検出器41から延びるメタルケーブルの先端コネクタだけでも208個存在する。
このような多数のメタルケーブルから構成される第1配線群11は、第1端子群16に一度接続されれば、定期的に行なわれる出力領域モニタ20の試験作業の度に、取り外す必要はない。
そして、通常運転時における原子炉30からの入力信号43は、試験装置10の第1端子群16を、経由することとなる。
そして、通常運転時における原子炉30からの入力信号43は、試験装置10の第1端子群16を、経由することとなる。
模擬信号発生器26は、原子炉30からの複数の入力信号43に対応する複数の模擬信号44を、それぞれ異なる信号として独立に発生し出力させることができるものである。
この模擬信号44は、出力領域モニタ20の入力信号43に基づく出力信号45の線形性を確認する仕様を、具備するものである。
また模擬信号44は、組み合わされた複数の入力信号43に基づいて出力領域モニタ20が導いた出力信号45(APRM信号、スクラム信号、炉心流量信号、制御棒引抜阻止信号等)の正確性を確認する仕様を、具備するものであったりする。
この模擬信号44は、出力領域モニタ20の入力信号43に基づく出力信号45の線形性を確認する仕様を、具備するものである。
また模擬信号44は、組み合わされた複数の入力信号43に基づいて出力領域モニタ20が導いた出力信号45(APRM信号、スクラム信号、炉心流量信号、制御棒引抜阻止信号等)の正確性を確認する仕様を、具備するものであったりする。
これら模擬信号44は、csv形式やtxt形式のデータフォーマットで表されたテストベクタを、データ読み出しして変換処理したものである。
このようなテストベクタは、試験内容に応じて複数のデータファイルが作成され予め保持部27に保持されており、いずれかを選択もしくは組み合わせることにより、発生器26に模擬信号44を発生させる。
このようにして発生した模擬信号44は、第2配線群12の先端が接続する第2端子群17を経由して、試験装置10に伝送される。
なお第2端子群17における端子の数は、第1端子群16における端子の数と同一であることが通常である。
このようなテストベクタは、試験内容に応じて複数のデータファイルが作成され予め保持部27に保持されており、いずれかを選択もしくは組み合わせることにより、発生器26に模擬信号44を発生させる。
このようにして発生した模擬信号44は、第2配線群12の先端が接続する第2端子群17を経由して、試験装置10に伝送される。
なお第2端子群17における端子の数は、第1端子群16における端子の数と同一であることが通常である。
またテストベクタは、原子炉30(図1)の運転時における入力信号43に基づいて作成される場合もある。
例えば、過去の原子炉運転において発生した不具合事象における入力信号43のプロファイルが記録されていれば、このプロファイルからテストベクタの生成が可能となる。
この生成したテストベクタに基づいて模擬信号44を発生させることにより、原子炉30で実際に起きた不具合事象を再現させて、出力領域モニタ20の試験を実施することができる。
例えば、過去の原子炉運転において発生した不具合事象における入力信号43のプロファイルが記録されていれば、このプロファイルからテストベクタの生成が可能となる。
この生成したテストベクタに基づいて模擬信号44を発生させることにより、原子炉30で実際に起きた不具合事象を再現させて、出力領域モニタ20の試験を実施することができる。
切換スイッチ13は、第1端子群16(又は第2端子群17)の端子数と同じ数のチャンネル15を有している。
それぞれのチャンネル15は、第1端子群16上の一つ端子に連絡する接点と、第2端子群17上の一つ端子に連絡する接点と、この二つの接点に択一的に導通する切片と、この切片から延線され電気的に出力領域モニタ20の端子に接続するメタルケーブルと、から構成されている。
それぞれのチャンネル15は、第1端子群16上の一つ端子に連絡する接点と、第2端子群17上の一つ端子に連絡する接点と、この二つの接点に択一的に導通する切片と、この切片から延線され電気的に出力領域モニタ20の端子に接続するメタルケーブルと、から構成されている。
切換制御部14は、切換スイッチ13における全てのチャンネル15の接点切換を、同期的に動作させるものである。
このように切換制御部14を動作させることにより、第1端子群16から入力した入力信号43と第2端子群17から入力した模擬信号44とは、切換自在に出力領域モニタ20に、入力される。
このように切換制御部14を動作させることにより、第1端子群16から入力した入力信号43と第2端子群17から入力した模擬信号44とは、切換自在に出力領域モニタ20に、入力される。
これにより、切換制御部14の切換操作のみで、出力領域モニタ20を、通常運転モードから試験モードに、変更することができる。
このため通常運転モードから試験モードへの変更は、原子炉30の第1配線群11の着脱作業を伴わないため、極めて効率的で人為的ミスの発生を低減することができる。
このため通常運転モードから試験モードへの変更は、原子炉30の第1配線群11の着脱作業を伴わないため、極めて効率的で人為的ミスの発生を低減することができる。
記録部18は、模擬信号44の入力に基づく出力領域モニタ20の出力信号45を、記録するものである。
このように出力信号45を記録することにより、試験による出力領域モニタ20の性能判定を精密に実施することができ、さらに過去試験データと今回試験データとを比較して経時的な性能変化を判定することもできる。
このように出力信号45を記録することにより、試験による出力領域モニタ20の性能判定を精密に実施することができ、さらに過去試験データと今回試験データとを比較して経時的な性能変化を判定することもできる。
記録部18は、大容量データを保持可能な例えばハードディスクのようなものであり、出力領域モニタ20からの出力信号45を、タイムコードに関連付けて記録する。
例えば、原子炉30の異常発生を示す模擬信号44を出力領域モニタ20に入力し、スクラム信号が出力信号45として出力されるまでのタイムラグを、検査することもできる。
これにより、模擬信号44を入力してプラント異常時の挙動の再現性試験を実施した場合、原因解析の正確性を担保し信頼性の向上を図ることができる。
また、原子炉30の入力信号43に対する出力信号45を記録し、この記録した出力信号45に基づいて、テストベクタを作成することもできる。
例えば、原子炉30の異常発生を示す模擬信号44を出力領域モニタ20に入力し、スクラム信号が出力信号45として出力されるまでのタイムラグを、検査することもできる。
これにより、模擬信号44を入力してプラント異常時の挙動の再現性試験を実施した場合、原因解析の正確性を担保し信頼性の向上を図ることができる。
また、原子炉30の入力信号43に対する出力信号45を記録し、この記録した出力信号45に基づいて、テストベクタを作成することもできる。
以上述べた実施形態に係る原子炉の出力領域モニタの試験装置によれば、通常運転モードから試験モードへの切り換えを簡易的に行い、独立に制御された模擬信号を入力することができるため、人間系の作業を低減し、想定される炉心状態を正確に再現して試験を実施できる。
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
10…試験装置、11…第1配線群、12…第2配線群、13…切換スイッチ、14…切換制御部、15…チャンネル、16…第1端子群、17…第2端子群、18…記録部、20…出力領域モニタ、21…LPRMユニット、22…APRMユニット、23…OPRMユニット、24…FLOWユニット、25…RBMユニット、26…模擬信号発生器、27…テストベクタ保持部、30…原子炉、31…炉心、32…圧力容器、33…タービン、34…主蒸気管、35…給水管、36…気水分離器、37…再循環ポンプ、41…LPRM検出器、42…計装管、43(43a,43b)…入力信号、44…模擬信号、45(45a,45b,45c,45d,45e)…出力信号、45a…LPRM信号、45b…APRM信号、45c…OPRM信号、45d…炉心流量信号、45e…制御棒引抜阻止信号、45…出力データ。
Claims (5)
- 原子炉の出力レベルを監視する出力領域モニタに入力される入力信号を伝送する第1配線群が接続される第1端子群と、
前記入力信号を模擬した模擬信号を伝送する第2配線群が接続される第2端子群と、
前記第1端子群から入力した前記入力信号と前記第2端子群から入力した前記模擬信号とを切換自在に前記出力領域モニタに入力させる切換スイッチと、を備えることを特徴とする原子炉の出力領域モニタの試験装置。 - 請求項1に記載の原子炉の出力領域モニタの試験装置において、
前記第2端子群を構成する端子のそれぞれに入力する複数の前記模擬信号は、テストベクタに基づいて発生したものであることを特徴とする原子炉の出力領域モニタの試験装置。 - 請求項2に記載の原子炉の出力領域モニタの試験装置において、
前記テストベクタは、前記原子炉の運転時における前記入力信号に基づいて作成されたものであることを特徴とする原子炉の出力領域モニタの試験装置。 - 請求項1から請求項3のいずれかに記載の原子炉の出力領域モニタの試験装置において、
前記模擬信号の入力に対する前記出力領域モニタの出力を記録する記録部をさらに備えることを特徴とする原子炉の出力領域モニタの試験装置。 - 原子炉の出力レベルを監視する出力領域モニタに入力される入力信号を伝送する第1配線群を第1端子群に接続するステップと、
前記入力信号を模擬した模擬信号を伝送する第2配線群を第2端子群に接続するステップと、
前記第1端子群から入力した前記入力信号と前記第2端子群から入力した前記模擬信号とを切換自在に前記出力領域モニタに入力させるステップと、を含むことを特徴とする原子炉の出力領域モニタの試験方法。
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US10580541B2 (en) * | 2016-07-15 | 2020-03-03 | DOOSAN Heavy Industries Construction Co., LTD | Apparatus and system for simulating maintenance of reactor core protection system |
KR20210148324A (ko) * | 2019-05-07 | 2021-12-07 | 프라마톰 게엠베하 | 가압수 원자로를 관리하는 방법 및 그에 따른 관리 시스템 |
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