JP6505889B1

JP6505889B1 - 原子炉の異常緩和設備及び制御棒の固着判定方法

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Publication number: JP6505889B1
Application number: JP2018035571A
Authority: JP
Inventors: 健太清水
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2018-02-28
Filing date: 2018-02-28
Publication date: 2019-04-24
Anticipated expiration: 2038-02-28
Also published as: JP2019152445A

Abstract

【課題】改修コストの増大を抑制しつつ、制御棒の固着を判定することができる原子炉のＡＴＷＳ緩和設備等の異常緩和設備を提供する。【解決手段】原子炉冷却系に含まれる原子炉のＡＴＷＳに対する緩和措置を行うＡＴＷＳ緩和設備３１において、原子炉冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータと、原子炉トリップ遮断器の開状態時に出力される遮断器開信号とを取得し、取得した出力パラメータから原子炉冷却系の出力が維持されている場合、原子炉内の制御棒が固着していると判定する制御回路５０を備える。【選択図】図３

Description

本発明は、原子炉の異常時に緩和措置を行う原子炉の異常緩和設備及び制御棒の固着判定方法に関するものである。

従来、原子炉に異常が発生してから原子炉トリップするまでの異常事象発生時に、その異常を判定し、異常の判定後、ランバック及び制御棒挿入等の緩和措置を行う原子炉の過渡緩和システムが知られている（例えば、特許文献１参照）。

特開平１１−０３０６９３号公報

ところで、改定された新たな規制基準において、再稼働する原子力プラントについては、ＡＴＷＳ緩和設備の設置が義務づけられることとなった。ＡＴＷＳとは、「Anticipated Transient Without Scram」の略語であり、プラント運転時の異常な過渡変化時における原子炉トリップの失敗事象を意味し、ＡＴＷＳ緩和設備とはＡＴＷＳ事象発生時に炉心の著しい損傷を防止し、一次冷却系圧力バウンダリの健全性を維持するために設置される設備である。ここで、ＡＴＷＳの発生要因の一つに、制御棒の機械的固着による制御棒の物理的な挿入の失敗がある。制御棒の機械的固着を直接的に検知する場合、制御棒の位置を検出する制御棒位置指示装置により検知することが可能であるが、一方で、ＡＴＷＳ緩和設備の一部として使用する場合、制御棒位置指示装置の耐震性を確保する必要が生じる。つまり、制御棒の機械的固着を直接的に検知する構造とする場合、その構造を実現するために新たな設備を追加したり、設備の耐震性を確保したり、または設備の設置スペースを確保したりする等の大幅な改修が必要となり、現実的でない。

そこで、本発明は、改修コストの増大を抑制しつつ、制御棒の固着を判定することができる原子炉の異常緩和設備及び制御棒の固着判定方法を提供することを課題とする。

本発明の原子炉の異常緩和設備は、一次冷却系に含まれる原子炉の異常に対する緩和措置を行う原子炉の異常緩和設備において、前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータと、原子炉トリップを行う遮断器の開閉状態を表す信号である遮断器信号とを取得し、取得した前記遮断器信号が前記遮断器の開状態を示し、且つ、取得した前記出力パラメータから前記一次冷却系の出力が維持されている場合、前記原子炉内の制御棒が固着していると判定する制御部を備えることを特徴とする。

また、本発明の制御棒の固着判定方法は、一次冷却系に含まれる原子炉内の燃料に抜き差しされる制御棒の固着を判定する制御部において実行される制御棒の固着判定方法であって、前記制御棒の挙動を検出する検出器とは異なる、前記原子炉を含む原子力設備に設けられる検出器から取得したプラントパラメータに基づいて、前記制御棒の固着を判定することを特徴とする。この場合、前記プラントパラメータとして、前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータと、原子炉トリップを行う遮断器の開閉状態を表す信号である遮断器信号と、を取得する取得工程と、前記取得工程において取得した前記出力パラメータから前記一次冷却系の出力が維持され、且つ、取得した前記遮断器信号が前記遮断器の開状態を示す場合、前記原子炉内の制御棒が固着していると判定する固着判定工程と、を実行する。

これらの構成によれば、通常、遮断器が開状態となると、原子炉内の燃料に制御棒が挿入されて、一次冷却系の出力が低下する。しかしながら、遮断器が開状態となっても、一次冷却系の出力が維持されている（出力が低下しない）場合、燃料に制御棒が挿入されていないと判定でき、原子炉内の制御棒が固着していると判定することができる。このとき、制御棒の固着を判定するにあたり、出力パラメータを、既存の検出器で取得することで、機器の追加等を行う必要がないことから、改修コストの増大を抑制することができる。

また、前記一次冷却系は、二次冷却系との間で熱交換を行う蒸気発生器を備え、前記制御部は、前記蒸気発生器内における冷却材の水位に関するパラメータである水位パラメータを取得し、取得した前記水位パラメータから前記冷却材の水位が前記予め設定された設定水位よりも少ないと判定し、且つ、前記原子炉内の制御棒が固着していると判定した場合、前記緩和措置を指示する緩和信号を出力することが、好ましい。

この構成によれば、蒸気発生器内の冷却材が設定水位よりも少なく、制御棒が固着している場合に、異常緩和設備による緩和措置を実行することができる。換言すれば、蒸気発生器内の冷却材が設定水位以上であれば、制御棒が固着していても、原子炉を適切に冷却できるとして、不要な緩和措置の実行を抑制することができる。

また、前記制御部は、前記遮断器開信号が出力されてから取得するまでの時間を遅延させる遅延回路を有することが、好ましい。

この構成によれば、遅延回路により遮断器開信号の取得を遅延させることができるため、遮断器開信号が出力されたときからの出力パラメータの推移を、遅延させた時間の分だけ待つことができる。つまり、遮断器開信号が出力されると、燃料に制御棒が挿入され、この後、一次冷却系の出力が低下することから、一次冷却系の出力が低下するまでの時間を待って、制御棒が固着しているか否かを判定することができる。

また、前記出力パラメータは、前記原子炉へ流入する冷却材の流入温度と前記原子炉から流出する前記冷却材の流出温度との温度差分、及び前記原子炉において発生する中性子を計測する中性子計測装置の計測値のうち、少なくとも一方であることが、好ましい。

この構成によれば、出力パラメータとして、制御棒の固着以外の要因を受け難いパラメータを用いることができるため、制御棒の固着を適切に判定することができる。

図１は、本実施形態に係る原子力施設の概略構成図である。図２は、本実施形態に係る原子炉停止装置周りの構成図である。図３は、本実施形態に係る異常緩和設備の制御装置に設けられる制御回路の図である。

以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能であり、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせることも可能である。

［本実施形態］
図１は、実施形態１に係る原子力施設の概略構成図である。原子力施設（原子力設備）１は、原子炉２を有する。原子炉２は、例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）が用いられる。この加圧水型の原子炉２を用いた原子力施設１は、原子炉２を含む原子炉冷却系（一次冷却系）１００と、原子炉冷却系１００と熱交換するタービン系（二次冷却系）２００とで構成される。原子炉冷却系１００は、一次冷却材が流通し、タービン系２００は、二次冷却材が流通する。

原子炉冷却系１００は、コールドレグ３ａおよびホットレグ３ｂを介して原子炉２に接続された蒸気発生器４を有する。ホットレグ３ｂには、加圧器５が設けられ、コールドレグ３ａは、一次冷却材ポンプ６が設けられている。そして、原子炉２、コールドレグ３ａ、ホットレグ３ｂ、蒸気発生器４、加圧器５および一次冷却材ポンプ６は、原子炉格納容器７に収容されている。

原子炉２は、上記したように加圧水型原子炉であり、その内部は一次冷却材で満たされる。一次冷却材は、中性子減速材として用いられるホウ素が溶解した軽水である。また、原子炉２は、原子炉容器１０の内部に、多数の燃料集合体８が収容され、この各燃料集合体８に対し、燃料集合体８の核分裂を制御する多数の制御棒９が抜差し可能に設けられている。この制御棒９は、燃料集合体８に対し、制御棒駆動装置２０により抜差し方向に駆動される。制御棒駆動装置２０により制御棒９が燃料集合体８へ差し込まれると、燃料集合体８における核反応は低下して停止する。一方で、制御棒駆動装置２０により制御棒９が引き抜かれると、燃料集合体８における核反応は増大して臨界状態となる。また、この制御棒駆動装置２０は、電力の供給が遮断され、電力喪失状態となると、制御棒９を燃料集合体８に差し込むように構成されている。

原子力施設１の原子炉冷却系１００における一連の動作について説明する。原子炉２内において、制御棒９により核分裂反応を制御しながら燃料集合体８を核分裂させると、核分裂により熱エネルギーが発生する。この熱エネルギーにより、原子炉２内の一次冷却材が加熱されると、加熱された一次冷却材は、一次冷却材ポンプ６によりホットレグ３ｂを介して蒸気発生器４に送られる。ホットレグ３ｂを通過する高温の一次冷却材は、加圧器５により加圧されることで沸騰が抑制され、高温高圧となった状態で、蒸気発生器４に流入する。蒸気発生器４に流入した高温高圧の一次冷却材は、二次冷却材と熱交換を行うことにより冷却され、冷却された一次冷却材は、一次冷却材ポンプ６によりコールドレグ３ａを介して原子炉２に送られる。そして、冷却された一次冷却材が原子炉２に流入することで、原子炉２が冷却される。このように、一次冷却材は、原子炉２と蒸気発生器４とを循環している。

タービン系２００は、蒸気管１１を介して蒸気発生器４に接続されたタービン１２、タービン１２に接続された復水器１３、および復水器１３と蒸気発生器４とを接続する給水管１４に介設された給水ポンプ１５、を有している。そして、タービン１２は、発電機１６が接続されている。

原子力施設１のタービン系２００における一連の動作について説明する。蒸気管１１を介して蒸気発生器４から蒸気がタービン１２に流入すると、タービン１２は回転を行う。タービン１２が回転すると、タービン１２に接続された発電機１６は、発電を行う。この後、タービン１２から流出した蒸気は復水器１３に流入する。復水器１３は、その内部に冷却管１７が配設されており、冷却管１７の一方には冷却水（例えば、海水）を供給するための取水管１８が接続され、冷却管１７の他方には冷却水を排水するための排水管１９が接続されている。この復水器１３は、タービン１２から流入した蒸気を冷却管１７により冷却することで、蒸気を液体に戻す。液体となった二次冷却材は、給水ポンプ１５により給水管１４を介して蒸気発生器４に送られる。蒸気発生器４に送られた二次冷却材は、蒸気発生器４において一次冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。

また、原子力施設１は、原子炉冷却系１００及びタービン系２００を制御する制御系３００を備えている。制御系３００は、図示しない中央制御設備の他、安全保護系設備３０、ＡＴＷＳ緩和設備（異常緩和設備）３１を含んで構成されている。

図２に示すように、安全保護系設備３０は、原子力施設１に異常が発生した場合、原子力施設１が安全に停止するように、原子力施設１に設けられた各機器を制御している。

図２は、本実施形態に係る原子炉停止装置周りの構成図である。原子力施設１の制御系３００は、原子炉２に異常が発生した場合を想定して、原子炉２の核反応を非常停止させる原子炉停止装置３５を有している。原子炉停止装置３５は、上記の安全保護系設備３０と、原子炉トリップ遮断器３７と、上記の制御棒駆動装置２０と、制御棒９とを備えている。

安全保護系設備３０は、ＣＰＵ等の演算装置やＨＤＤ等の記憶装置を搭載した、いわゆるデジタル設備であり、演算装置により記憶装置に記憶された各種プログラムを実行することで、原子力施設１の安全保護系を制御可能な設備となっている。なお、安全保護系とは、原子炉２の核反応を停止させる、原子力施設１を冷却する、原子力施設１からの放射性物質の漏洩を防ぐという機能を有する機能系統である。そして、安全保護系設備３０は、確実に作動可能で、且つ、厳しい環境下においても作動可能なように、動作保証が高いものとなっている。

安全保護系設備３０には、原子力施設１内に配設された各種検出センサが接続されており、各種検出センサから出力された検出信号に基づいて、原子力施設１に異常が発生したか否かを判断している。そして、安全保護系設備３０は、原子力施設１に異常が発生したと判断した場合、原子炉２を停止させるための原子炉トリップ信号を原子炉トリップ遮断器３７へ向けて出力する。

原子炉トリップ遮断器３７は、安全保護系設備３０から出力された原子炉トリップ信号に基づいて、制御棒駆動装置２０へ供給される電力を遮断するものである。

原子炉停止装置３５は、安全保護系設備３０から原子炉トリップ遮断器３７へ向けて、原子炉トリップ信号を出力する。すると、原子炉トリップ遮断器３７は、入力された原子炉トリップ信号に基づいて電力供給を遮断する開状態となり、制御棒駆動装置２０へ供給される電力を遮断する。制御棒駆動装置２０へ供給される電力が遮断されると、制御棒９の支持状態が解除されることで、制御棒９は、自重によって燃料集合体８に落下する。そして、燃料集合体８に制御棒９が挿し込まれることで、燃料の核反応が低下し、原子炉２が停止する。

ＡＴＷＳ緩和設備３１は、原子力施設１の異常時において行われる原子炉トリップの失敗事象に対して緩和措置を行う設備である。ＡＴＷＳ緩和設備３１は、失敗事象を検知する制御回路５０を有しており、緩和措置を実行するにあたり、制御回路５０により失敗事象を検知し、検知した失敗事象に対応する緩和措置を実行する。具体的に、失敗事象としては、原子炉トリップ遮断器の開失敗、安全保護系設備の機能喪失、制御棒の機械的固着による物理的挿入失敗がある。

また、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、各種プラントデータ及びパラメータが入力され、このプラントデータに基づいて、制御回路（制御部）５０により失敗事象の検知が行われる。ＡＴＷＳ緩和設備３１に入力されるプラントデータとしては、原子炉２の流入側における一次冷却材の検出温度Ｔ_ｃｏｌｄ、原子炉２の流出側における一次冷却材の検出温度Ｔ_ｈｏｔ、図示しない原子炉２内部に設けられる中性子計測装置の計測値（ＮＩＳ）、原子炉トリップ遮断器３７の開状態の検出信号である遮断器開信号（遮断器信号）、蒸気発生器４内の検出水位、補助給水機器の作動信号等がある。

また、ＡＴＷＳ緩和設備３１を含む制御系３００は、これらのプラントデータに基づいて、各種データを生成する。生成されるプラントデータとしては、例えば、検出温度Ｔ_ｃｏｌｄ及び検出温度Ｔ_ｈｏｔの算術平均である平均検出温度Ｔａｖｅ、検出温度Ｔ_ｃｏｌｄ及び検出温度Ｔ_ｈｏｔの差分である温度差分ΔＴがある。ここで、中性子計測装置の計測値（ＮＩＳ）及び温度差分ΔＴは、原子炉冷却系１００の出力に関する原子炉２（原子炉冷却系１００）の出力パラメータとして取り扱われる。

図３は、本実施形態に係る異常緩和設備の制御装置に設けられる制御回路の図である。図３では、１つの原子炉２に対して、蒸気発生器４が４つ設置されている４系統（４ループ）の構成となっている。図３では、４系統の構成について説明するが、３系統の構成であってもよく、特に限定されない。図３に示すように、制御回路５０は、安全保護系設備３０の機能喪失を検知する第一制御回路５１と、原子炉トリップ遮断器３７の開失敗を検知する第二制御回路５２と、制御棒９の機械的固着による物理的挿入失敗を検知する第三制御回路５３と、を含んで構成されている。この制御回路５０には、遮断器開信号、補助給水機器の作動信号、計測値（ＮＩＳ）及び温度差分ΔＴ等の原子炉２の出力パラメータ、ＡＴＷＳ緩和設備３１を使用する使用モードであることの入力値等が入力される。

第一制御回路５１は、第一多数決回路６１と、第一タイマー６２と、第一ＮＯＴ回路６３と、第二ＮＯＴ回路６４と、第一ＡＮＤ回路６５と、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８からなる第一出力維持回路６６と、を含んで構成されている。

第一多数決回路６１は、蒸気発生器４の検出水位が所定の水位よりも低いときに出力される水位低（狭域）信号が入力される。なお、原子炉２を冷却する原子炉冷却系１００は、冗長性を持たせた４系統（４ループ）の構成であるため、この４系統の原子炉冷却系１００に設けられる４つの蒸気発生器４の水位低（狭域）信号が第一多数決回路６１に入力可能となっている。そして、第一多数決回路６１は、４入力のうち、少なくとも３つの水位低（狭域）信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。なお、原子炉冷却系１００が、例えば、３系統である場合、第一多数決回路６１は、３入力のうち、少なくとも２つの水位低（狭域）信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。

第一タイマー６２は、第一多数決回路６１から出力された異常発生信号が入力される。第一タイマー６２は、第一多数決回路６１に直列に接続され、第一多数決回路６１を経て入力される異常発生信号の出力を、予め設定された設定時間分だけ遅延させる。つまり、第一タイマー６２は、設定時間を超えて、異常発生信号が継続して入力された場合、異常発生信号を出力する一方で、異常発生信号の入力が設定時間以内となる場合、異常発生信号の出力をブロックする。

第一ＮＯＴ回路６３は、タービン１２の動力により作動する補助給水機器としての給水ポンプの起動に関する作動信号が入力される。第一ＮＯＴ回路６３は、作動信号が入力された場合、安全保護系設備３０が作動しているとして、第一ＮＯＴ回路６３からの異常発生信号の出力をブロックする。一方で、第一ＮＯＴ回路６３は、作動信号が入力されない場合、安全保護系設備３０が作動していないとして、異常発生信号を出力する。

第二ＮＯＴ回路６４は、外部電源または非常用電源により作動する補助給水機器としての給水ポンプの起動に関する作動信号が入力される。第二ＮＯＴ回路６４は、作動信号が入力された場合、安全保護系設備３０が作動しているとして、第二ＮＯＴ回路６４からの異常発生信号の出力をブロックする。一方で、第二ＮＯＴ回路６４は、作動信号が入力されない場合、安全保護系設備３０が作動していないとして、異常発生信号を出力する。

第一ＡＮＤ回路６５は、第一タイマー６２から出力される異常発生信号、第一ＮＯＴ回路６３から出力される異常発生信号、及び第二ＮＯＴ回路６４から出力される異常発生信号が入力される。第一ＡＮＤ回路６５は、全ての異常発生信号の入力がある場合、異常発生信号を出力する一方で、いずれかの異常発生信号の入力がない場合、異常発生信号を出力しない。つまり、第一ＡＮＤ回路６５は、安全保護系設備３０が機能していないにもかかわらず、蒸気発生器４の水位に異常があることを検知すると、異常発生信号を出力する。

第一出力維持回路６６は、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８を含み、第一ＡＮＤ回路６５から出力される異常発生信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。ＯＲ回路６７は、第一ＡＮＤ回路６５から出力される異常発生信号が入力され、また、ＡＮＤ回路６８から出力される緩和措置作動信号が入力される。ＯＲ回路６７は、異常発生信号及び緩和措置作動信号の少なくとも一方の信号が入力された場合、緩和措置作動信号を出力する。一方で、ＯＲ回路６７は、異常発生信号及び緩和措置作動信号が入力されない場合、緩和措置作動信号を出力しない。ＡＮＤ回路６８は、ＯＲ回路６７から出力される緩和措置作動信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。ＡＮＤ回路６８は、緩和措置作動信号及び入力値が入力される場合、緩和措置作動信号を出力する一方で、緩和措置作動信号及び入力値の少なくとも一方の信号が入力されない場合、緩和措置作動信号を出力しない。このため、第一出力維持回路６６は、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される限り、入力された緩和措置作動信号を出力し続ける。

第一制御回路５１から緩和措置作動信号が出力されると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、補助給水機器としての給水ポンプを作動させる。このように、第一制御回路５１において、安全保護系設備３０の機能喪失を検知すると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、緩和措置作動信号に基づいて、ＡＴＷＳに対する緩和措置を実行する。

第二制御回路５２は、第三ＮＯＴ回路７１と、第二タイマー７２と、第二ＡＮＤ回路７３と、第二出力維持回路７４と、を含んで構成されている。

第三ＮＯＴ回路７１は、安全保護系設備３０から遮断器開信号が入力される。第三ＮＯＴ回路７１は、遮断器開信号が入力される場合、原子炉トリップ遮断器３７が作動したとして、第三ＮＯＴ回路７１からの異常発生信号を出力しない一方で、遮断器開信号が入力されない場合、原子炉トリップ遮断器３７が作動していないとして、第三ＮＯＴ回路７１からの異常発生信号を出力する。

第二タイマー７２は、第一制御回路５１の第一多数決回路６１から出力された異常発生信号を利用しており、この異常発生信号が入力される。第二タイマー７２は、第一多数決回路６１に直列に接続され、第一多数決回路６１を経て入力される異常発生信号の出力を、予め設定された設定時間分だけ遅延させる。つまり、第二タイマー７２は、設定時間を超えて、異常発生信号が継続して入力された場合、異常発生信号を出力する一方で、異常発生信号の入力が設定時間以内となる場合、異常発生信号の出力をブロックする。

第二ＡＮＤ回路７３は、第三ＮＯＴ回路７１から出力される異常発生信号、及び第二タイマー７２から出力される異常発生信号が入力される。第二ＡＮＤ回路７３は、全ての異常発生信号の入力がある場合、異常発生信号を出力する一方で、いずれかの異常発生信号の入力がない場合、異常発生信号を出力しない。つまり、第二ＡＮＤ回路７３は、原子炉トリップ遮断器３７の開状態でないにもかかわらず、蒸気発生器４の水位に異常があることを検知すると、異常発生信号を出力する。

第二出力維持回路７４は、第一出力維持回路６６と同様の構成となっており、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８を含み、第二ＡＮＤ回路７３から出力される異常発生信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。なお、第二出力維持回路７４は、第一出力維持回路６６と同様の構成であるため、説明を省略する。そして、第二出力維持回路７４は、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される限り、入力された緩和措置作動信号を出力し続ける。

第三制御回路５３は、第二多数決回路８１と、第三タイマー（遅延回路）８２と、第三ＡＮＤ回路８３と、第三多数決回路８４と、第四ＡＮＤ回路８５と、第三出力維持回路８６と、を含んで構成されている。なお、第二多数決回路８１及び第三多数決回路８４は、第一多数決回路６１と同様に、原子炉冷却系１００が４系統である場合の構成となっているが、原子炉冷却系１００が３系統である場合には、３系統に応じた構成であってもよい。

第二多数決回路８１は、原子炉２の出力パラメータとしての計測値（ＮＩＳ）または温度差分ΔＴが異常であるときに、すなわち、原子炉２の出力が低下しないときに出力される出力異常信号が入力される。なお、原子炉出力パラメータとして計測値（ＮＩＳ）が用いられる場合、原子炉２内に設けられる中性子計測装置から出力される複数の計測値（ＮＩＳ）に基づく複数の出力異常信号が、第二多数決回路８１に入力可能となっている。また、原子炉２の出力パラメータとして温度差分Δが用いられる場合、冗長性を持たせた４系統の原子炉冷却系１００から得られる温度差分ΔＴに基づく複数の出力異常信号が、第二多数決回路８１に入力可能となっている。そして、第二多数決回路８１は、４入力のうち、少なくとも３つの出力異常信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。

第三タイマー８２は、安全保護系設備３０から遮断器開信号が入力される。第三タイマー８２は、入力される遮断器開信号の出力を、予め設定された設定時間分だけ遅延させる。つまり、第三タイマー８２は、設定時間を超えて、遮断器開信号が継続して入力された場合、遮断器開信号を出力する一方で、遮断器開信号の入力が設定時間以内となる場合、遮断器開信号出力をしない。

第三ＡＮＤ回路８３は、第二多数決回路８１から出力される異常発生信号、及び第三タイマー８２から出力される遮断器開信号が入力される。第三ＡＮＤ回路８３は、異常発生信号及び遮断器開信号が入力される場合、原子炉トリップ遮断器３７が開状態であっても、原子炉２の出力が異常である（低下しない）ことから、制御棒９の固着が発生しているとして、異常発生信号を出力する。一方で、第三ＡＮＤ回路８３は、異常発生信号及び遮断器開信号の少なくとも一方の信号が入力されない場合、異常発生信号を出力しない。

第三多数決回路８４は、蒸気発生器４の検出水位が所定の水位よりも低いときに出力される水位低（広域）信号が入力される。なお、水位低（広域）信号も水位低（狭域）信号と同様に、４系統の４つの蒸気発生器４に対応して、第三多数決回路８４にそれぞれ入力可能となっている。そして、第三多数決回路８４は、４入力のうち、少なくとも３つの水位低（広域）信号が入力された場合、原子力施設１に異常が発生しているとして、異常発生信号を出力する。

第四ＡＮＤ回路８５は、第三ＡＮＤ回路８３から出力される異常発生信号、及び第三多数決回路８４から出力される異常発生信号が入力される。第四ＡＮＤ回路８５は、全ての異常発生信号の入力がある場合、異常発生信号を出力する一方で、いずれかの異常発生信号の入力がない場合、異常発生信号を出力しない。

第三出力維持回路８６は、第一出力維持回路６６及び第二出力維持回路７４と同様の構成となっており、ＯＲ回路６７及びＡＮＤ回路６８を含み、第四ＡＮＤ回路８５から出力される異常発生信号が入力されると共に、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される。なお、第三出力維持回路８６は、第一出力維持回路６６及び第二出力維持回路７４と同様の構成であるため、説明を省略する。そして、第三出力維持回路８６は、ＡＴＷＳ緩和設備３１の使用モードの入力値が入力される限り、入力された緩和措置作動信号を出力し続ける。

また、制御回路５０は、第二制御回路５２から出力された緩和措置作動信号、及び第三制御回路５３から出力された緩和措置作動信号が入力される第一ＯＲ回路５４を有している。第一ＯＲ回路５４は、全ての緩和措置作動信号のうち、少なくとも一つの緩和措置作動信号が入力される場合、緩和措置作動信号を出力する。一方で、第一ＯＲ回路５４は、全ての緩和措置作動信号のうち、全ての緩和措置作動信号が入力されない場合、緩和措置作動信号を出力しない。

そして、第一ＯＲ回路５４から緩和措置作動信号が出力されると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、タービントリップ動作を実行したり、蒸気管１１に設けられる図示しない蒸気隔離弁の閉動作を実行したりする。このように、第二制御回路５２において、原子炉トリップ遮断器３７の開失敗を検知すると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、緩和措置作動信号に基づいて、ＡＴＷＳに対する緩和措置を実行する。また、第三制御回路５３において、制御棒の機械的固着による物理的挿入失敗を検知すると、ＡＴＷＳ緩和設備３１は、緩和措置作動信号に基づいて、ＡＴＷＳに対する緩和措置を実行する。

このように、制御回路５０は、制御棒９の機械的固着による物理的挿入失敗を検知するにあたり、原子炉２の出力パラメータと、安全保護系設備３０からの遮断器開信号と、を取得する（取得工程）。取得した出力パラメータ及び遮断器開信号等のプラントパラメータは、制御棒９の挙動を直接的に検出するパラメータとは異なるパラメータとなっている。この後、制御回路５０は、遮断器開信号を取得し、且つ出力パラメータから原子炉２の出力が低下しない場合、原子炉２内の制御棒９が固着していると判定する（固着判定工程）。そして、制御回路５０は、制御棒９の機械的固着による物理的挿入失敗を検知すると、ＡＴＷＳに対する緩和措置を実行する。

以上のように、本実施形態によれば、原子炉２の出力パラメータと、安全保護系設備３０からの遮断器開信号と、に基づいて、制御棒９の機械的固着による物理的挿入失敗を検知することができる。このとき、制御棒９の固着を判定するにあたり、出力パラメータを、既存の検出器で取得することで、機器の追加等を行う必要がないことから、改修コストの増大を抑制することができる。

また、本実施形態によれば、蒸気発生器４内の水位が設定水位よりも少なく、制御棒９が固着している場合に、ＡＴＷＳ緩和設備３１による緩和措置を実行することができる。換言すれば、蒸気発生器４内の水位が設定水位以上であれば、制御棒９が固着していても、原子炉２を適切に冷却できるとして、不要な緩和措置の実行を抑制することができる。

また、本実施形態によれば、第三タイマー８２により遮断器開信号の取得を遅延させることができるため、遮断器開信号が出力されたときからの原子炉２の出力パラメータの推移を、遅延させた時間の分だけ待つことができる。つまり、遮断器開信号が出力されると、燃料集合体８に制御棒９が挿入され、この後、原子炉冷却系１００の出力が低下することから、原子炉冷却系１００の出力が低下するまでの時間を待って、制御棒９が固着しているか否かを判定することができる。

また、本実施形態によれば、出力パラメータとして、計測値（ＮＩＳ）または温度差分ΔＴを用いることで、制御棒９の固着以外の要因を受け難いものとすることができるため、制御棒９の固着を適切に判定することができる。

１原子力施設
２原子炉
３ａコールドレグ
３ｂホットレグ
４蒸気発生器
５加圧器
６一次冷却材ポンプ
７原子炉格納容器
８燃料集合体
９制御棒
１０原子炉容器
１１蒸気管
１２タービン
１３復水器
１４給水管
１５給水ポンプ
１６発電機
２０制御棒駆動装置
３０安全保護系設備
３１ＡＴＷＳ緩和設備
３５原子炉停止装置
３７原子炉トリップ遮断器
５０制御回路
５１第一制御回路
５２第二制御回路
５３第三制御回路
５４第一ＯＲ回路
６１第一多数決回路
６２第一タイマー
６３第一ＮＯＴ回路
６４第二ＮＯＴ回路
６５第一ＡＮＤ回路
６６第一出力維持回路
６７ＯＲ回路
６８ＡＮＤ回路
７１第三ＮＯＴ回路
７２第二タイマー
７３第二ＡＮＤ回路
７４第二出力維持回路
８１第二多数決回路
８２第三タイマー
８３第三ＡＮＤ回路
８４第三多数決回路
８５第四ＡＮＤ回路
８６第三出力維持回路

Claims

一次冷却系に含まれる加圧水型原子炉の異常に対する緩和措置を行う原子炉の異常緩和設備において、
前記一次冷却系は、二次冷却系との間で熱交換を行う蒸気発生器を備え、
前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータと、原子炉トリップを行う遮断器の開閉状態を表す信号である遮断器信号とを取得し、取得した前記遮断器信号が前記遮断器の開状態を示し、且つ、取得した前記出力パラメータから前記一次冷却系の出力が維持されている場合、前記原子炉内の制御棒が固着していると判定する制御部を備え、
前記制御部は、前記蒸気発生器内における冷却材の水位に関するパラメータである水位パラメータを取得し、取得した前記水位パラメータから前記冷却材の水位が予め設定された設定水位よりも少ないと判定して異常発生信号を出力し、且つ、前記原子炉内の制御棒が固着していると判定して異常発生信号を出力した場合、前記緩和措置を指示する緩和信号を出力する一方で、いずれかの前記異常発生信号の出力がない場合、前記緩和信号を出力しないことを特徴とする原子炉の異常緩和設備。
前記制御部は、前記遮断器の開状態を示す前記遮断器信号が出力されてから取得するまでの時間を遅延させる遅延回路を有することを特徴とする請求項１に記載の原子炉の異常緩和設備。
前記出力パラメータは、前記原子炉へ流入する冷却材の流入温度と前記原子炉から流出する前記冷却材の流出温度との温度差分、及び前記原子炉において発生する中性子を計測する中性子計測装置の計測値のうち、少なくとも一方であることを特徴とする請求項１または２に記載の原子炉の異常緩和設備。
一次冷却系に含まれる加圧水型原子炉内の燃料に抜き差しされる制御棒の固着を判定する制御部において実行される制御棒の固着判定方法であって、
前記一次冷却系は、二次冷却系との間で熱交換を行う蒸気発生器を備え、
前記一次冷却系の出力に関するパラメータである出力パラメータと、原子炉トリップを行う遮断器の開閉状態を表す信号である遮断器信号と、を取得する取得工程と、
前記取得工程において取得した前記出力パラメータから前記一次冷却系の出力が維持され、且つ、取得した前記遮断器信号が前記遮断器の開状態を示す場合、前記原子炉内の制御棒が固着していると判定する固着判定工程と、
前記蒸気発生器内における冷却材の水位に関するパラメータである水位パラメータを取得し、取得した前記水位パラメータから前記冷却材の水位が予め設定された設定水位よりも少ないと判定して異常発生信号を出力し、且つ、前記原子炉内の制御棒が固着していると判定して異常発生信号を出力した場合、前記加圧水型原子炉の異常に対する緩和措置を指示する緩和信号を出力する一方で、いずれかの前記異常発生信号の出力がない場合、前記緩和信号を出力しない工程と、を実行することを特徴とする制御棒の固着判定方法。