JP7482205B2 - 原子炉保護システム及び方法 - Google Patents
原子炉保護システム及び方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP7482205B2 JP7482205B2 JP2022208089A JP2022208089A JP7482205B2 JP 7482205 B2 JP7482205 B2 JP 7482205B2 JP 2022208089 A JP2022208089 A JP 2022208089A JP 2022208089 A JP2022208089 A JP 2022208089A JP 7482205 B2 JP7482205 B2 JP 7482205B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- safety
- decision
- logic circuit
- safety facility
- inputs
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 44
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 80
- 230000009471 action Effects 0.000 claims description 32
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 claims description 28
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 20
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 16
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 10
- 230000004044 response Effects 0.000 claims description 6
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 5
- 230000008878 coupling Effects 0.000 claims description 4
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 claims description 4
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 claims description 4
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 claims 1
- 230000006870 function Effects 0.000 description 132
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 43
- 238000013461 design Methods 0.000 description 38
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 27
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 26
- 230000008569 process Effects 0.000 description 22
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 21
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 21
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 21
- 231100000279 safety data Toxicity 0.000 description 19
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 15
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 14
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 12
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 10
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 8
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 7
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 7
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 6
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 description 5
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 5
- 230000008859 change Effects 0.000 description 4
- 230000000670 limiting effect Effects 0.000 description 4
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 4
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 4
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 4
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 3
- 230000001627 detrimental effect Effects 0.000 description 3
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 3
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 3
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 2
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 2
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 2
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000005381 potential energy Methods 0.000 description 2
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 2
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 2
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 2
- 229910052727 yttrium Inorganic materials 0.000 description 2
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052692 Dysprosium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052693 Europium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052772 Samarium Inorganic materials 0.000 description 1
- BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N Silver Chemical compound [Ag] BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 230000000454 anti-cipatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 1
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 1
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001364 causal effect Effects 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 1
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000295 complement effect Effects 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000009977 dual effect Effects 0.000 description 1
- KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N dysprosium atom Chemical compound [Dy] KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009710 electro sinter forging Methods 0.000 description 1
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N europium atom Chemical compound [Eu] OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000011990 functional testing Methods 0.000 description 1
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003116 impacting effect Effects 0.000 description 1
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 description 1
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 230000037361 pathway Effects 0.000 description 1
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 1
- 230000002441 reversible effect Effects 0.000 description 1
- 238000012552 review Methods 0.000 description 1
- KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N samarium atom Chemical compound [Sm] KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- 230000008054 signal transmission Effects 0.000 description 1
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004332 silver Substances 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 230000033772 system development Effects 0.000 description 1
- 238000013024 troubleshooting Methods 0.000 description 1
- 238000010977 unit operation Methods 0.000 description 1
- 238000010200 validation analysis Methods 0.000 description 1
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
-
- G—PHYSICS
- G05—CONTROLLING; REGULATING
- G05B—CONTROL OR REGULATING SYSTEMS IN GENERAL; FUNCTIONAL ELEMENTS OF SUCH SYSTEMS; MONITORING OR TESTING ARRANGEMENTS FOR SUCH SYSTEMS OR ELEMENTS
- G05B9/00—Safety arrangements
- G05B9/02—Safety arrangements electric
- G05B9/03—Safety arrangements electric with multiple-channel loop, i.e. redundant control systems
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G05—CONTROLLING; REGULATING
- G05B—CONTROL OR REGULATING SYSTEMS IN GENERAL; FUNCTIONAL ELEMENTS OF SUCH SYSTEMS; MONITORING OR TESTING ARRANGEMENTS FOR SUCH SYSTEMS OR ELEMENTS
- G05B9/00—Safety arrangements
- G05B9/02—Safety arrangements electric
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
- G06F1/00—Details not covered by groups G06F3/00 - G06F13/00 and G06F21/00
- G06F1/26—Power supply means, e.g. regulation thereof
- G06F1/28—Supervision thereof, e.g. detecting power-supply failure by out of limits supervision
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- H—ELECTRICITY
- H02—GENERATION; CONVERSION OR DISTRIBUTION OF ELECTRIC POWER
- H02H—EMERGENCY PROTECTIVE CIRCUIT ARRANGEMENTS
- H02H3/00—Emergency protective circuit arrangements for automatic disconnection directly responsive to an undesired change from normal electric working condition with or without subsequent reconnection ; integrated protection
- H02H3/02—Details
- H02H3/05—Details with means for increasing reliability, e.g. redundancy arrangements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Automation & Control Theory (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
- Safety Devices In Control Systems (AREA)
Description
本願は、2013年12月31日に出願された米国仮特許出願第61/922,625
号及び2014年3月6日に出願された米国特許出願第14/198,891号に対して
優先権を主張し、両出願の全内容が参照によりここに援用される。
[技術的背景]
本開示は、原子炉保護システム及びその関連する方法を述べる。
[背景]
原子炉保護システム、及び一般的に、原子炉計装制御(I&C)システムは、故障状態
がもたらす結果を軽減するため、自動始動信号、自動及び手動制御信号、並びに監視表示
を提供する。例えば、I&Cシステムは、定常状態及び過渡的電力運転中に安全でない原
子炉運転に対する保護を提供する。正常運転中、I&Cシステムは、種々のパラメータを
測定し、それらの信号を制御システムに送信する。異常運転及び事故状態中に、I&Cシ
ステムは、信号を、原子炉保護システムに、幾つかの場合には原子炉保護システムの原子
炉トリップシステム(RTS)及び工学的安全施設作動システム(ESFAS)に送信し
て、所定の設定点に基づいて保護動作を開始する。
[概要]
本開示に係る全体的な実装形態において、原子炉保護システムは、複数の機能的に独立
したモジュールであって、モジュールの各々は、原子炉安全システムから複数の入力を受
信し、少なくとも部分的に複数の入力に基づいて安全動作を論理的に決定するように構成
された、複数の機能的に独立したモジュールと、少なくとも部分的に複数の入力に基づい
た安全動作決定を受信するために、複数の機能的に独立したモジュールに通信可能に接続
された1つ又は複数の原子炉安全アクチュエータとを含んでいる。
ールの各々は、複数の機能的に独立したモジュールのうちのあらゆる他のモジュールに対
する単一の故障伝搬に対する保護を提供する。
、工学的安全施設作動システム(ESFAS)を含み、複数の機能的に独立したモジュー
ルは、複数のESFAS入力を受信し、少なくとも部分的にESFAS入力に基づいてE
SFASコンポーネント作動を論理的に決定する。
たモジュールは、冗長ESFAS投票区分を提供する。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第4の局面において、原子炉安全システムは
、原子炉トリップシステム(RTS)を含み、複数の機能的に独立したモジュールは、複
数のRTS入力を受信し、少なくとも部分的にRTS入力に基づいてRTSコンポーネン
ト作動を論理的に決定する。
たモジュールは、冗長RTS投票区分を提供する。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第6の局面において、複数の機能的に独立し
たモジュールの各々は、複数の機能的に独立したモジュールのうちのいずれかの他のモジ
ュールに対する単一のハードウェア故障伝搬に対する保護を提供する。
たモジュールの各々は、複数の機能的に独立したモジュールのうちのいずれかの他のモジ
ュールに対する単一のソフトウェア故障伝搬に対する保護を提供する。
たモジュールの各々は、複数の機能的に独立したモジュールのうちのいずれかの他のモジ
ュールに対する単一のソフトウェア生成論理故障伝搬に対する保護を提供する。
たモジュールは、原子炉トリップ検知及び決定の単一の経路について3重冗長化を提供す
る。
したモジュールは、原子炉トリップコンポーネント毎に複数の独立したトリップ投票モジ
ュールを含む。
したモジュールは、特定のトリップコンポーネントに専用の複数のモジュールの全ての他
のモジュールから切り離して原子炉トリップを論理的に決定する。
したモジュールは、ESFコンポーネント毎に複数の独立したESFAS作動投票モジュ
ールを提供含む。
したモジュールは、特定のESFコンポーネントに専用の複数のモジュールの全ての他の
モジュールから切り離してESFAS作動を論理的に決定する。
したモジュールは、複数の安全機能モジュールを含む。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第2の局面において、複数の機能的に独立し
たモジュールは、複数の通信モジュールを含む。
したモジュールは、複数の機器インタフェースモジュールを含む。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第16の局面において、複数の機能的に独立
したモジュールは、単一階層投票スキームにおいて原子炉トリップを論理的に決定する。
したモジュールは、複数階層投票スキームにおいて原子炉トリップを論理的に決定する。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第18の局面において、複数階層投票スキー
ムは2階層投票スキームを含む。
の第1の階層は、多数決投票スキームを含む。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第20の局面において、多数決投票スキーム
は、3分の2投票スキームを含む。
の第2の階層は、非多数決投票スキームを含む。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第22の局面において、第2の階層は、4分
の2投票スキームを含む。
、工学的安全施設作動システム(ESFAS)又は原子炉トリップシステム(RTS)の
うちの一方から、原子炉保護システムの複数の機能的に独立したモジュールにおいて複数
の入力を受信することと、複数の機能的に独立したモジュールによって、少なくとも部分
的に複数の入力に基づいて、ESFAS安全動作又は原子炉トリップの決定のうちの一方
を論理的に決定することと、論理的な決定に基づいて、複数の機能的に独立したモジュー
ルに通信可能に接続されたESFASコンポーネントアクチュエータ又は原子炉トリップ
遮断器のうちの一方を作動させることとを含む。
ールのうちの1つによって、複数の機能的に独立したモジュールのうちのいずれかの他の
モジュールに対する単一の故障伝搬を制限することを含む。
ハードウェア故障、単一のソフトウェア故障、又は単一のソフトウェア生成論理故障のう
ちの少なくとも1つを含む。
たモジュールによって、少なくとも部分的に入力に基づいて、ESFAS安全動作又は原
子炉トリップの決定の一方を論理的に決定することは、複数の機能的に独立したモジュー
ルによって、3重冗長化信号経路を通してESFAS安全動作又は原子炉トリップの決定
を論理的に決定することを含む。
たモジュールは、冗長RTS投票部又は冗長ESFAS投票部のうちの少なくとも一方を
提供する。
たモジュールによって、少なくとも部分的に入力に基づいて、ESFAS安全動作又は原
子炉トリップの決定の一方を論理的に決定することは、複数の機能的に独立したモジュー
ルによって、原子炉トリップコンポーネント毎の複数の独立したトリップ投票モジュール
を通してESFAS安全動作又は原子炉トリップの決定を論理的に決定することを含む。
たモジュールによって、少なくとも部分的に入力に基づいて、ESFAS安全動作又は原
子炉トリップの決定の一方を論理的に決定することは、複数の機能的に独立したモジュー
ルのうちの特定のモジュールによって、複数のモジュールの全ての他のモジュールから切
り離してESFAS安全動作又は原子炉トリップの決定を論理的に決定することを含む。
モジュールは、ESFコンポーネント毎の複数の独立したESFAS作動投票モジュール
を含み、方法は、更に、複数の機能的に独立したモジュールの特定のモジュールによって
、特定のESFコンポーネントに専用の複数のモジュールの全ての他のモジュールから切
り離してESFAS作動を論理的に決定することを含む。
たモジュールは、複数の安全機能モジュール、複数の通信モジュール、及び複数の機器イ
ンタフェースモジュールを含む。
たモジュールによって、少なくとも部分的に入力に基づいて、ESFAS安全動作又は原
子炉トリップの決定のうちの一方を論理的に決定することは、複数の機能的に独立したモ
ジュールによって、単一階層投票スキームにおいてESFAS安全動作又は原子炉トリッ
プの決定を論理的に決定することを含む。
したモジュールによって、少なくとも部分的に入力に基づいて、ESFAS安全動作又は
原子炉トリップの決定のうちの一方を論理的に決定することは、複数の機能的に独立した
モジュールによって、複数階層投票スキームにおいてESFAS安全動作又は原子炉トリ
ップの決定を論理的に決定することを含む。
ムは2階層投票スキームを含む。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第12の局面において、2階層投票スキーム
の第1の階層は、多数決投票スキームを含む。
は、3分の2投票スキームを含む。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第14の局面において、2階層投票スキーム
の第2の階層は、非多数決投票スキームを含む。
の2投票スキームを含む。
本開示に係る別の全体的な実装形態において、原子炉保護システムは、単一のモジュー
ルへの単一の故障の移行を制限する複数の機能的に独立したモジュールを含む。
ュールだけを含み、それにより、作業ラインで交換可能なユニットの数を最小化する、複
数の機能的に独立したモジュールを含む。
ってデータが通過するスケジュールを決定する通信モジュールを含む複数の機能的に独立
したモジュールを含む。
テクチャを規定する原子炉トリップシステムを含み、そのシステムアーキテクチャでは、
例えば事故後監視機能ではなく、安全機能に排他的に関連する経路を通って、データが原
子炉トリップシステムから制御室に送信される。
独立したモジュールを含み、複数の機能的に独立したモジュールの各々は、システムにお
ける複数の原子炉トリップ遮断器の間で特定の原子炉トリップ遮断器に専用である。
独立したモジュールを含み、複数の機能的に独立したモジュールの各々は、他のモジュー
ルの全てと完全に独立に、原子炉トリップ/トリップなし決定又はESFAS作動/作動
なし決定を行う。
独立したモジュールを含み、複数の機能的に独立したモジュールの各々は、システムにお
ける複数のESFAS機器アクチュエータの間で特定のESFAS機器アクチュエータに
専用である。
から複数の入力を受信し、少なくとも部分的に複数の入力に基づいて、安全動作を論理的
に決定するための手段と、少なくとも部分的に複数の入力に基づいて、安全動作決定を受
信するための手段とを含む。
手段は、原子炉安全システムから複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するため
の手段に通信可能に接続される。
ら複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、装置内の単一の故障
伝搬に対する保護を提供する。
、工学的安全施設作動システム(ESFAS)を備え、原子炉安全システムから複数の入
力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、複数のESFAS入力を受信し
、少なくとも部分的にESFAS入力に基づいて、ESFASコンポーネント作動を論理
的に決定する。
ら複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、冗長ESFAS投票
部を提供する。
、原子炉トリップシステム(RTS)を備え、原子炉安全システムから複数の入力を受信
し、安全動作を論理的に決定するための手段は、複数のRTS入力を受信し、少なくとも
部分的にRTS入力に基づいて、RTSコンポーネント作動を論理的に決定する。
ら複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、冗長RTS投票区分
を備える。
ら複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、装置内の単一のハー
ドウェア故障伝搬に対する保護を提供する。
ら複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、装置内の単一のソフ
トウェア故障伝搬に対する保護を提供する。
ら複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、装置内の単一のソフ
トウェア生成論理故障伝搬に対する保護を提供する。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、原子炉トリップ検
知及び決定の3重冗長信号経路を備える。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、原子炉トリップコ
ンポーネント毎に複数の独立したトリップ投票モジュールを備える。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、特定の原子炉トリ
ップコンポーネントについて原子炉トリップを独立して決定する。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、ESFコンポーネ
ント毎に複数の独立したESFAS作動投票モジュールを備える。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、特定のESFコン
ポーネントについてESFAS作動を独立して決定する。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、複数の安全機能モ
ジュールを備える。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、複数の通信モジュ
ールを備える。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、複数の機器インタ
フェースモジュールを備える。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、単一階層投票スキ
ームにおいて原子炉トリップを論理的に決定する。
から複数の入力を受信し、安全動作を論理的に決定するための手段は、複数階層投票スキ
ームにおいて原子炉トリップを論理的に決定する。
ムは2階層投票スキームを備える。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第21の局面において、2階層投票スキーム
の第1の階層は、多数決投票スキームを備える。
は、3分の2投票スキームを備える。
前の局面のうちのいずれかと組合せ可能な第23の局面において、2階層投票スキーム
の第2の階層は、非多数決投票スキームを備える。
の2投票スキームを備える。
本開示に係る原子炉保護システムの種々の実装形態は、以下の特徴の1つ、幾つか、又
は全てを含み得る。例えば、原子炉保護システムは、システムにおける安全機能を無効化
および/又は不能化し得るソフトウェア又はソフトウェア生成論理エラーによって引き起
こされる共通原因故障(CCF)を緩和し得る。別の例として、原子炉保護システムは、
独立性、冗長性、決定論、多層化多様性、試験可能性、及び診断を含む主要属性を組み込
んでもよい。原子炉保護システムは、原子炉が安全状態で維持されることを保証し得る。
別の例として、原子炉保護システムは、特定の機能に専用の個々の論理エンジンに実装さ
れる機能性を有する対称アーキテクチャを通して増加した簡素性を有してもよい。更に別
の例として、原子炉保護システムは、単純な決定論的プロトコルに基づく、かつ冗長経路
を介して通信される、アーキテクチャ内での通信を容易にし得る。
おいて述べられる。本主題の他の特徴、局面、及び利点は、説明、図面、及び請求項から
明らかになるであろう。
図1は、複数の原子力システム150と、原子炉計装及び制御(I&C)システム13
5とを含むシステム100の例示的な実装形態を図示している。一般的に、I&Cシステ
ム135は、自動始動信号、自動及び手動制御信号、並びに監視及び指示ディスプレイを
提供して、システム100における故障状態の結果を防止又は緩和する。I&Cシステム
135は、正常な原子炉制御と、定常状態及び過渡的電力運転中に原子力システム150
の安全でない原子炉運転に対しての保護とを提供する。正常運転中、計装は、種々のプロ
セスパラメータを測定し、その信号をI&Cシステム135の制御システムに送信する。
異常運転及び事故状態中、計装は、信号をI&Cシステム135の複数の部分(モジュー
ル保護システム(MPS)145の部分である、例えば(例えば、事故の影響を緩和する
ための)原子炉トリップシステム(RTS)147及び工学的安全施設作動システム(E
SFAS)148)に送信して、所定の設定点に基づいて保護動作を始動する。
原子力システム150を含む。3つの原子力システム150だけがこの例では示されるが
、システム100内に含まれるか又はシステム100に接続されるより少ないか又はより
多い(例えば、6、9、12、又はその他の数の)システム150が存在してもよい。1
つの好ましい実装形態において、システム100内に含まれる12の原子力システム15
0が存在してもよく、原子力システム150の1つ又は複数は、以下で更に述べるように
、モジュール式の軽水炉を含む。
供することができ、その熱が利用されて、(例えば、沸騰水型原子炉の場合と同様に)1
次冷却ループ内で又は(例えば、加圧水型原子炉の場合と同様に)2次冷却ループ内で水
を沸騰させる。例えば蒸気等の気化した冷却剤が使用されて、1つ又は複数のタービンを
駆動してもよく、タービンは熱ポテンシャルエネルギーを電気エネルギーに変換する。凝
縮された後、冷却剤は、その後、戻されて、原子炉炉心からより多くの熱エネルギーを再
び除去する。原子力システム150は、システム内の故障に関連する危険を最小にするた
め監視及び保護機能を必要とする任意のシステムの一例である。
セル状の原子炉容器の底部に配置される。炉心は、おそらく数年以上の期間にわたって起
こり得る制御された反応を生成する或る量の核分裂性物質を含む。図1に明示的に示さな
いが、制御棒が使用されて、炉心内の核分裂速度を制御してもよい。制御棒は、銀、イン
ジウム、カドミウム、ホウ素、コバルト、ハフニウム、ジスプロシウム、ガドリニウム、
サマリウム、エルビウム、及びユーロピウム、又はそれらの合金及び化合物を含み得る。
しかしながら、これらは、多くの考えられる制御棒材料のうちの少数に過ぎない。受動的
運転システムを有するように設計される原子炉では、正常運転中に又はたとえ緊急状態に
おいても、オペレータの介入又は監督なしで、少なくとも予め規定された或る期間の間、
原子炉の安全運転が維持されることを保証するのに物理法則が利用される。
子炉ベイ内で、例えば水線未満等、原子炉プール内に部分的に又は完全に浸漬される。原
子炉容器と格納容器との間の容積は、部分的に又は完全に真空排気されて、原子炉容器か
ら原子炉プールへの熱伝達を低減する。しかしながら、他の実装形態において、原子炉容
器と格納容器との間の容積を、原子炉と格納容器との間の熱伝達を増加させる気体及び/
又は液体で少なくとも部分的に充填してもよい。格納容器は、原子炉ベイのベースのスカ
ート上に載ってもよい。
体内に浸漬され、この液体は、炉心の表面と接触した後にチャネル内を上昇する。冷却剤
は、熱交換器の上部にわたって移動し、原子炉容器の内壁に沿って、対流によって下方に
引かれ、ひいては、冷却剤が熱を熱交換器に与える。原子炉容器の底部に達した後、炉心
との接触は、冷却剤を加熱することをもたらし、冷却剤は、再びチャネルを通って上昇す
る。
ルを表し得る。別の実装形態において、異なる数の螺旋コイルが、対向する方向にチャネ
ルに巻付いてもよく、例えば、第1の螺旋コイルが反時計方向に螺旋状に巻付く一方、第
2の螺旋コイルが時計方向に螺旋状に巻付く。しかしながら、異なるように構成された、
及び/又は異なるように配向された熱交換器の使用を何ものも妨げず、実装形態は、この
点に関して制限されない。
上昇し、熱交換器と接触するように進む。熱交換器と接触した後、冷却剤は、吸熱プロセ
スを誘起する方法で原子炉容器の底部に向かって沈む。図1の例において、原子炉容器内
の冷却剤は、大気圧を超える圧力のままであり、ひいては、冷却剤が、気化する(例えば
、沸騰する)ことなく高温を維持することを可能にする。
冷却剤が沸騰し始めると、例えば蒸気等の気化した冷却剤を1つ又は複数のタービンを駆
動するのに使用することができ、タービンは、蒸気の熱ポテンシャルエネルギーを電気エ
ネルギーに変換する。凝縮された後、冷却剤は、熱交換器のベースの近くの場所に戻され
る。
、原子力システム150内の種々の場所に配置された、例えばI&Cシステム135とい
ったセンサによって監視してもよい。原子力システム内のセンサは、システム温度、シス
テム圧力、1次及び/又は2次冷却剤レベル、及び中性子束を測定してもよい。これらの
測定値を示す信号を、原子力システムの外部で通信チャネルによってI&Cシステム13
5のインタフェースパネルにレポートしてもよい。
子炉)保護システム(MPS)145、及び非安全モジュール制御システム(MCS)1
55を含む。主制御室140は、各原子力システム150のための制御装置及び計器のセ
ット141を含む。制御装置及び計器の各セット141は、手動1E制御装置142、1
E計器143、並びに非1E制御装置及び計器144を含む。幾つかの局面において、「
1E」は、例えば原子力規制委員会規制ガイド1.32によって承認されたIEEE規格
308-2001のセクション3.7における1Eスキームを規定する要件等のような規
制要件を指すことができ、1Eスキームは、緊急原子炉停止、格納容器隔離、炉心冷却、
及び、格納容器及び原子炉の熱除去にとって必須の、又は別途、環境内への放射性物質の
著しい放出を防止するときに必須の、電気機器及びシステムの安全性分類を規定する。通
常、或る制御装置及び計器(例えば、手動1E制御装置142及び1E計器143)は「
1E」適格であってもよく、一方、他の制御装置及び計器(例えば、非1E制御装置及び
計器144)は「1E」適格でなくてもよい。
5は、原子力システム150の非安全部分の制御及び監視を提供してもよい。一般的に、
MCS155は、運転上の過渡状態を抑制して、ユニットトリップを防止し、運転の中で
もとりわけ定常状態ユニット運転を再確立する。
れぞれ一方向通信状態にある。MPS145は、一般的に、安全動作を始動して、設計基
準事象の結果を緩和する。MPS145は、一般的に、原子炉停止を始動するために必要
とされる、センサから最終的な作動デバイス(電力源、センサ、信号調節器、始動回路、
論理、バイパス、制御ボード、相互接続部、及び作動デバイス)までの(ハードウェア、
ソフトウェア、及びファームウェアを含む)全ての機器を含む。
の局面において、原子炉トリップを生成するために利用され得るプラントパラメータを監
視するため、独立した測定チャネルを有する4つの独立した分離グループ(例えば、同じ
クラス-1E電気チャネル指定(A、B、C、又はD)を有するプロセスチャネルの物理
的分類であって、別個でかつ独立した給電部及びプロセス計装送信機が設けられ、また、
そのグループのそれぞれが、他のグループと物理的にかつ電気的に独立している、プロセ
スチャネルの物理的分類)を含む。各測定チャネルは、パラメータが所定の設定点を超え
るとトリップする。RTS147の一致論理は、どの単一の故障も、必要とされるときに
原子炉トリップを妨げる可能性がなく、かつ、単一の測定チャネルにおけるどの故障も、
不必要な原子炉トリップを生成する可能性がないように設計されてもよい。
立した分離グループを含み、独立した測定チャネルはプラントパラメータを監視し、プラ
ントパラメータは、工学的安全施設(ESF)機器の運転を起動するのに使用され得る。
各測定チャネルは、パラメータが所定の設定点を超えるとトリップする。ESFAS14
8の一致論理は、どの単一の故障も、必要とされるときに保障措置作動を妨げる可能性が
なく、かつ、単一の測定チャネルにおけるどの単一の故障も、不必要なセーフガード作動
を生成する可能性がないように設計されてもよい。
層、例えば、原子炉を運転するため、又は、原子炉を停止し原子炉を冷却するために原子
炉に取り付けられた計装及び制御システムの配置構成に対する深層防護の原理の特定の適
用を含んでもよい。特に、4つの階層は、制御システム、原子炉トリップ又はスクラムシ
ステム、ESFAS、及び、監視及び計器システム(例えば、最も遅くかつ最も柔軟性の
ある防護の階層であって、他の3つの階層に名目的に割り当てられる機器を運転するため
に必要とされる、クラス1Eと非クラス1Eとの双方の手動制御装置、モニター、及び計
器を含む、防護の階層)である。
器)を含み、MCS155は、安全でない運転レジームに向かう原子炉暴走を定期的に防
止し、また、一般的に、原子炉を安全発電運転領域内で運転するのに使用される。計器、
アナンシエータ、及びアラームは、制御階層に含まれてもよい。原子炉制御システムは、
通常、特定の規則及び/又は要求、例えば、遠隔停止パネルのための要求を満たす何らか
の機器を含む。制御システム階層によって実行される原子炉制御機能はMCS155に含
まれる。MCS155は、例えば、運転限界内でシステム100を維持して、原子炉トリ
ップ又はESF作動についての必要性を回避する機能を含む。
答して炉心反応を急速に低減するように設計された安全機器を含む。この階層は、通常、
潜在的な又は実際の暴走を検出するための計装、原子炉制御棒を急速にかつ完全に挿入す
るための機器及びプロセスからなり、また同様に、或る化学的中性子減速システム(例え
ば、ホウ素注入)を含んでもよい。図示されるように、原子炉トリップ階層によって実行
される自動原子炉トリップ機能は、MPS145に(例えば、RTS147に)含まれる
。
む。ESFASモジュール148内に実装されるESFAS階層は、通常、熱を除去する
か又はそうでなければ放射性物質放出に対する3つの物理的障壁(例えば、原子炉燃料棒
被覆管、原子炉容器、及び原子炉格納)の完全性を維持するのを補助する安全機器を含む
。この階層は、例えば緊急時原子炉冷却、圧力逃がし又は減圧、隔離、及び、ESF機器
が運転するために必要とされる種々の支持システム(例えば、緊急時発電機)又はデバイ
ス(弁、モータ、ポンプ)の制御といった機能等についての必要性を検出し、それを実行
する。
いて、最も遅くまた同様に最も柔軟性がある防護の階層である。他の3つの階層のように
、(例えば、システム100の)人間オペレータは、自分のタスクを実行するために正確
なセンサ情報に依存するが、情報、時間、及び手段が与えられると、予期しない事象に反
応するため、前もって指定されていない論理的演算を実行できる。監視及び指示階層は、
他の3つの階層に(例えば、手動1E制御装置142、1E計器143、及び非1E制御
装置及び計器144を通して)名目上割り当てられた機器を運転するために必要とされる
クラス1E及び非クラス1E制御装置、モニター、及び計器を含む。監視及び計器システ
ム階層によって要求される機能は、主制御室内の手動制御装置、ディスプレイ、及び計器
によって提供され、MCS155及びMPS145からの情報を含む。安全監視、手動原
子炉トリップ、及び手動EFS作動機能はMPS145に含まれる。MCS155は、非
安全監視及び手動制御を提供して、正常プラント運転中に運転限界を維持する。
。特に、I&C多様性は、異なる技術、論理、又はアルゴリズムを使用して変数を測定す
るか又は作動手段を提供するという原理であり、想定プラント状態に対応する多様な方法
を提供する。ここで、多様性は、異なる技術、論理、又はアルゴリズムを使用して異なる
パラメータを検知する計装システム、又は、作動手段の原理に適用されて、重大事象を検
出し、重大事象に応答する幾つかの方法を提供する。多様性は、深層防護の原理に相補的
であり、特定のレベル又は深度の防護が、必要とされるときに作動されることになる機会
を増加させる。一般的に、6つの多様性の属性、すなわち、人間多様性、設計多様性、ソ
フトウェア多様性、機能多様性、信号多様性、及び機器多様性が存在する。本開示でより
詳細に論じるように、MPS145は、MPS145における共通原因故障(例えば、ハ
ードウェアアーキテクチャによって達成される冗長性を無効にし得るソフトウェアエラー
又はソフトウェア生成論理によって引き起こされる故障)の影響を緩和するために、6つ
の多様性の属性を組み込んでもよい。
例えば、誤り、誤解釈、エラー、構成失敗)に対処することに関連し、また、ライフサイ
クルプロセスの実行における不同性を特徴とする。
ハードウェアを含む異なるアプローチの使用である。ソフトウェア多様性は、設計多様性
の特別な場合であり、その考えられる重要性及びその考えられる欠点のために別々に述べ
られる。設計多様性についての理論的解釈は、異なる設計が異なる故障モードを有し、同
じ共通影響を受けないことである。
するための2つの別々に設計されたプログラムを使用して、同じ安全目標を達成するため
の、異なる主要職員を有する異なるソフトウェア開発グループによって設計され、実装さ
れる異なるソフトウェアプログラムの使用である。
えば、システム100内のサブシステム)を指すが、2つのシステムは、オーバラップす
る安全効果を有してもよい。
、保護動作において、そのパラメータのうちのいずれも、他のパラメータが正しく検出さ
れない場合でも、異常状態を独立して示し得る。
TS又はESFが完了することか、必要とされる全ての保護動作を補助的に支持する機能
が完了することか、又は両方によって達成され得る、設計基準事象について確立された許
容限度内にプラントパラメータを維持するのに必須のプロセス又は条件のうちの1つ)を
実行するための異なる機器の使用である。この場合、「異なる」は、共通原因故障に対す
る脆弱性を著しく減少させるほどに十分に違っていることを意味してもよい。
及び定期的な監視試験の組合せを組み込んでもよい。こうした試験戦略は、検出可能な全
ての故障が特定され、(例えば、主制御室140を通して)ステーション職員に通知され
ることを保証し得る。自己試験機能は、システム状態が連続的に(又は部分的に)監視さ
れることを保証する包括的診断システムを提供してもよい。検出可能な全ての故障は、ス
テーション職員に通知されてもよく、故障の影響の指示が提供されて、システムの全体の
状態を判定してもよい。自己試験機能は、分離グループ及び分割の独立性を維持する。自
己試験機能は、システムの完全性が常に維持されることを保証する。
ルは、モジュール内の単一の故障を検出するように設計された高い故障検出範囲を提供す
る自己試験機能を含んでもよい。これは、故障を検出するのに必要とされる時間を最小に
することができ、安全及びシステム可用性に対する利益を提供する。システムが正常運転
中であるとき、自己試験は、例えば応答時間等の安全機能の性能に影響を及ぼすことなく
進む。
ことを必要とされるときだけにアクティブとなる論理)の双方においてほとんどの故障を
検出することが可能であり、未検出故障を有することを回避し得る。故障検出及び指示は
、MPSサブモジュールレベルにおいて起こり、プラント職員が、置換される必要がある
MPSサブモジュールを容易に特定することを可能にする。
証、並びに時間応答測定が検証されることを保証してもよい。周期的監視試験はまた、継
続的自己試験機能を検証する。
いて実行される安全機能に相応する稼働中試験可能性のために設計されてもよい。性能自
己試験及び監視試験は、暫定試験セットアップを全く必要としない。試験機能は、システ
ムの設計に固有であってもよく、安全機能論理及びデータ構造に最小の複雑さを付加して
もよい。バイパス条件の継続的指示は、(1)プラントの正常運転中に自己試験によって
フォールトが検出される場合、又は、(2)安全機能の或る部分が、バイパスされるか、
又は、試験について故意に運転不能にされる場合に行われる。バイパス条件が取り除かれ
ると、バイパスの指示が除去される。これは、バイパスされた安全機能がサービスに適切
に戻されたことをプラント職員が確認できることを保証し得る。
ワークステーション(MWS)に提供される。MWSは、機器に接近して配置されて、ト
ラブルシューティング活動を容易にしてもよい。MPSとMWSとの間のインタフェース
は、光学的に絶縁された一方向診断インタフェースであってもよい。全ての診断データは
、物理的に離れた通信経路によって通信されてもよく、診断機能が安全機能と独立である
ことを保証し得る。更に、診断データを、長期格納のために、中央ヒストリアンに送信さ
れ得る。これは、システム運転の履歴分析を実行する手段を提供する。
ム内でアクティブである設置されたモジュールと継続的に比較されて、モジュールの欠如
又は正しくないモジュールが設置されることを予防してもよい。
に設計されてもよい。プロトコル機能は、通信が、送信故障を検出する能力によってロバ
ストでかつ信頼性があることを保証する。類似のデータ完全性機能が使用されて、診断デ
ータを転送してもよい。
テム(MPS)200のブロック図を図示している。幾つかの実装形態において、MPS
200は、図1に示されたMPS145に類似するか又はそれと同一であってもよい。一
般的に、図示されたMPS200は、センサ及び検出器の4つの分離グループ(例えば、
センサ202a~202d)、信号調節及び信号調節器の4つの分離グループ(例えば、
信号調節器204a~204d)、トリップ決定の4つの分離グループ(例えば、トリッ
プ決定208a~208d)、RTS投票及び原子炉トリップ遮断器の2つの区分(例え
ば、区分I RTS投票214及び区分II RTS投票216)、及び、工学的安全施
設作動システム(ESFAS)投票及び工学的安全施設(ESF)機器の2つの区分(例
えば、区分I ESFAS投票212及びESF機器224並びに区分II ESFAS
投票218及びESF機器226)を含む。
の異なるプロセスパラメータを測定することを担当するプロセスセンサを含む。そのため
、原子力システム150の各プロセスパラメータは、異なるセンサを使用して測定され、
異なる論理エンジンによって実行される異なるアルゴリズムによって処理される。幾つか
の局面において、中性子束センサは、フルパワーの120パーセントまでの停止条件によ
る、炉心からの中性子束を測定することを担当する。ソース範囲、中間範囲、及びパワー
範囲を含む、3つの型の中性子束センサを、MPS200内で使用してもよい。
受信し、測定値を処理し、出力206a~206dを提供する。幾つかの局面において、
信号調節器204a~204dに対するセンサ202a~202dの相互接続部は、専用
銅線又は何らかの他の信号送信方法であってもよい。
数のモジュールを示す)図3Aに示された複数の入力モジュール270a~270nから
なってもよく、入力モジュール270a~270nは、センサ202a~202dからの
フィールド入力を調節し、測定し、フィルタリングし、サンプリングすることを担う。各
入力モジュール270a~270nは、例えば24V又は48Vデジタル入力、4~20
mAアナログ入力、0~10Vアナログ入力、抵抗熱検出器入力、又は熱電対入力等の特
定の入力型に専用であってもよい。
よい。アナログ回路は、アナログ電圧又はアナログ電流をデジタル表現に変換することを
担う。アナログ回路は信号調節回路構成とも称される。各入力モジュール270a~27
0nのデジタル部分を、論理エンジン内に配置してもよい。論理エンジンは、全入力モジ
ュール制御、サンプル及びホールドフィルタリング、完全性チェック、自己試験、及びデ
ジタルフィルタリング機能を実行する。センサ出力のデジタル表現は、幾つかの例ではシ
リアルインタフェースを使用して、出力206a~206dを通して信号調節器204a
~204dからトリップ決定208a~208dまで通信される。
ように、信号調節器204a~204dからシリアルインタフェースを介してデジタルフ
ォーマットでセンサ入力値を受信する。トリップ決定208a~208dはそれぞれ、(
図5を参照してより完全に述べる)独立した安全機能モジュール(SFM)272a~2
72nからなり、そこで、特定のモジュールが安全機能の1つのセットを実装する(例え
ば、セットは、特定のプロセスパラメータに関連する単一の安全機能又は複数の安全機能
であってもよい)。例えば、安全機能のセットは、例えば同じ圧力入力からの高いトリッ
プ及び低いトリップ等の、主要変数に関連する機能のグループからなってもよい。各SF
M272a~272nは、安全機能の1つのセットを実装することに専用の固有の論理エ
ンジンを含む。これは、安全機能の全ての他のセットと全く異なる安全機能の各セットの
ゲートレベル実装をもたらす。
てもよく、各トリップ決定208a~208d内の特定のSFM272a~272nに提
供される。その後、これらの入力値は工学単位に変換されて、どんな安全機能又は安全機
能のセットがその特定のSFM272a~272n上に実装されるかを決定してもよい。
トリップ決定208a~208dは、これらの工学単位値を、幾つかの例では、絶縁され
た送信のみの光ファイバ接続を介して制御システムに提供する。
に基づいて原子炉トリップ決定を行い、トリップ要求又はトリップなし要求信号を、絶縁
された、また幾つかの事例では3重冗長性があり送信のみのシリアル接続によって各RT
S区分(例えば、それぞれ、区分I及びIIのRTS投票214及び216)に提供する
。SFMはまた、必要である場合、所定の設定点に基づいてESFAS作動決定を行い、
作動要求又は作動しない要求信号を、絶縁された、幾つかの事例では3重冗長性があり送
信のみのシリアル接続によって各ESFAS区分(例えば、それぞれ、区分I及びIIの
ESFAS投票212及び218)に提供する。
はトリップなし要求信号を、出力274aを通してESFAS投票212に、また、出力
274bを通してESFAS投票218に提供する。トリップ決定208aは、トリップ
要求又はトリップなし要求信号を、出力276aを通してRTS投票214に、また、出
力276bを通してRTS投票216に提供する。これらの出力はまた、それぞれ、トリ
ップ決定208a~208dからの出力210a~210dとして、図2Aに全体的に示
される。
又はトリップなし要求信号を、監視及び指示(M&I)出力278a及び278b(1区
分について1つ)並びに非1E出力280に提供する。出力278a及び278bは、非
安全制御機能についてプロセス情報をMCSに提供する。出力280は、プロセス情報及
びトリップ状態情報を非1E制御装置及び計器144に提供する。
IのためのRTS投票216)は、絶縁され、また幾つかの局面では冗長性(例えば、2
重、3重、又はその他)がある受信のみのシリアル接続210a~210dによって、上
述したようにトリップ決定208a~208dから入力を受信する。トリップ入力は、ト
リップ決定208a~208dからの2つ以上の原子炉トリップ入力が自動原子炉トリッ
プ出力信号を出力228a~228d及び230a~230d上に(各区分について適宜
)生成するようにRTS投票論理において組み合せられ、自動原子炉トリップ出力信号は
、それぞれの区分に関連する(図2Bに示す)8つの原子炉トリップ遮断器(RTB)の
うちの4つについてトリップコイルを作動させる。換言すれば、RTS投票論理は、MP
S200のこの例示的な実装形態において、「4分の2」論理に関して働き、原子炉「ト
リップ」が必要であることを4つのトリップ決定208a~208dのうちの少なくとも
2つが示す場合、トリップ信号がRTB264a~264d及び266a~266dのそ
れぞれに送信されることを意味する。この遮断器構成は、MPS200の安全でかつ簡単
なオンライン試験を可能にする。
プを提供し、手動トリップ250bは、(区分IIのための)RTB264a~264d
の直接トリップを提供すると共に、自動作動、(区分Iのための)手動トリップ234、
及び(区分IIのための)手動トリップ236に入力して、シーケンスが維持されること
を保証する。
は、入力として、手動トリップ250a及び250bを含む。そのため、双方の手動トリ
ップ250a及び250b(例えば、区分I及びIIについての各手動トリップ)が始動
される場合、電力入力260は、入力230a~230d及び入力228a~228dの
状態(例えば、トリップ又はトリップなし)によらず、電力出力262に送信されないこ
とになる。
ときにセーフガード作動を妨げる可能性がなく、かつ、トリップ決定信号(例えば、20
1a~210d)内のどの単一の故障も、不必要なセーフガード作動を生成する可能性が
ないように配置される。ESFASシステムは、例えば緊急時炉心冷却システム及び崩壊
熱除去システム等のクリティカルシステムの自動始動及び手動始動の双方を提供してもよ
い。
性があり受信のみの光ファイバ(又は他の通信技法)接続によってトリップ決定208a
~208dから受信する。作動論理及び投票は、ESFAS投票212/218内で起こ
る。ESFAS投票212/218は、作動が必要であると判定すると、ESFAS投票
212/218は、適切なESF機器224及び226を作動させる作動要求信号を、E
SFAS優先度論理220/222にそれぞれ送信する。
素間の高いレベルの独立性を保証する。これは、センサ及び検出器の4つの分離グループ
202a~202d、(「a」~「d」とラベル付けされる)トリップ決定の4つの分離
グループ、RTS214/214の2つの区分(述べた区分I及び区分II)、ESFA
S回路構成212/218の2つの区分(述べた区分I及び区分II)、及びESF機器
224/226の2つの区分(述べた区分I及び区分II)の間の独立性を含む。(例え
ば、トリップ決定208a~208d内の)SFMへの入力に基づいて、MPS200は
、4つの分離グループの各々の中に安全機能のセットを独立に実装する。安全機能独立性
は、センサ202a~202dからトリップ決定出力210a~210dまで維持される
。この構成は、幾つかの局面では、SFM故障を、そのモジュールの入力に基づくSFM
故障に限定する。この戦略は、共通原因故障の影響を制限し、信号多様性を高めるのに役
立ち得る。独立性のこの方法はまた、独立した安全機能内の故障が、他の安全機能モジュ
ールのいずれかに伝搬しないことを保証し得る。更に、故障したSFMのオンライン置換
は、もしあれば他のモジュールに対する影響が最小の状態で故障が正される可能性がある
ことを保証する。
り独立した光学式絶縁一方向通信経路によって送受信される。この通信スキームは、区分
間投票を除いて、安全機能が、その安全機能を達成するため、その区分の外部に起因する
あらゆる情報又はリソースにも依存しないことを保証し得る。クラス1E区分(例えば、
区分I及びII)間の故障伝搬は、区分トリップ信号の一方向絶縁(例えば、光学式絶縁
又はその他)によって防止される。
れたアーキテクチャの複数のエリアにおいて冗長性を更に組み込んでいる。MPS200
内の冗長性は、(「a」~「d」とラベル付けされる)センサ及び検出器の4つの分離グ
ループ、(「a」~「d」とラベル付けされる)トリップ決定、及びRTS及びESFA
S回路構成の2つの区分(述べた区分I及び区分II)を含む。MPS200はまた、原
子炉トリップ又はESF機器作動が、必要されるときに起こることを、始動信号の単一の
故障が妨げないように4分の2投票を用いる。更に、始動信号の単一の故障は、偽りの又
は意図しない原理炉トリップ又はESF機器作動が必要とされないときに、それらをもた
らさないことになる。
み、安全機能の各セットは、独立したSFM上での特定の過渡事象を、安全機能のその特
定のセットのための固有の論理エンジンによって緩和するのに使用される。
く安全な設計を実現する設計技法を実装する。例えば、MPS200は、4つの分離グル
ープ及び2つの区分の対称アーキテクチャに基づいてもよい。4つの分離グループの各々
は、他の分離グループと機能的に同等であってもよく、2つの区分の各々は、機能的に同
等であってもよい。上述したように、4分の2投票は、図示された実装形態において唯一
の投票戦略であってもよい。別の例として、MPS200の論理は、特定の安全機能又は
安全機能のグループに専用の有限状態機械(例えば、デジタル論理回路の集合体であって
、有限数の状態のうちの1つの状態にある可能性があり、一度に、現在状態と称されるた
だ1つの状態にあるが、例えば状態遷移等のトリガー用の事象又は条件のセットによって
始動されると1つの状態から別の状態に変化し得る、デジタル論理回路の集合体)に実装
してもよい。そのため、カーネル又はオペレーティングシステムが全く必要とされない。
別の例として、MPS200内の通信は、決定論的プロトコルに基づいてもよく、全ての
安全データは、冗長性がある通信経路によって通信される。別の例として、MPS200
の多様性属性は、完全に異なるプラットフォームに基づく更なるシステムの更なる複雑さ
なしで、アーチテクチャに固有であるように設計されてもよい。
ェアベース又はソフトウェア論理ベース共通原因故障をどのように緩和するかを図示する
例示的なチャート400及び450をそれぞれ図示している。チャート400及び450
は、MPS200内に実装される多層化多様性戦略が、MPS(例えばMPS200)内
のソフトウェアベース又はソフトウェア論理ベースCCFについての懸念をどのように排
除することができるかを図示している。これらの例において、過渡事象は、原子力システ
ムのための給水の喪失である。図示されるように、2つの異なるプロセスパラメータA1
及びA2が(例えば、センサ202a~202dを通して)測定される。A1は、図示さ
れるように温度パラメータである一方、A2は、図示されるように、圧力である。
ゴリズム、すなわち、(A1)高温及び(A2)高圧に入力される。2つの安全機能アル
ゴリズムの各々は、分離グループ内の別個でかつ独立したSFM上に位置する。安全機能
アルゴリズムは、MPS200と共に示されるように、4つの分離グループ(A,B,C
,D)に分割されるプログラマブルデジタルハードウェアの2つの異なるセット(A/C
及びB/D)と、2つの区分とを使用して実装されてもよい。例えば、ここでは、2つの
安全機能は、安全機能の単一のセットを備える。(例えば、2つの安全機能アルゴリズム
の)各セットは、異なる技術に基づいてもよい。
して異なる設計チームによって設計され得るため、設計多様性もまたプロセスによって組
み込まれる。一例として、安全機能は、マイクロプロセッサに実装されてもよい。この例
において、安全機能は、シーケンシャルな方法で評価されてもよく、シーケンシャルな方
法は、幾つかの局面において、処理ループのシーケンシャル動作に起因して、1つの安全
機能(例えばA2)の別の安全機能(例えばA1)に対する依存性を導入してもよい。別
の例として、安全機能は、状態ベースフィールドプログラマブルゲートアレイ(FPGA
)に実装されてもよい。この例において、各安全機能は、全ての他の安全機能と独立に評
価されてもよい。この後者の例は、別の安全機能に対する1つの安全機能の処理のあらゆ
る依存性を除去することによって独立性の増加を保証し得る。
機能(A1)の1つのセット(A/C)に限定することによって、保護動作を無効化する
CCFに対する保護を提供する。幾つかの局面において、ソフトウェアCCFは、2つの
安全機能間の機能的独立性、及び、安全機能アルゴリズムが入力として使用するプロセス
測定値に基づいて特定の安全機能に限定される。幾つかの局面において、ソフトウェアC
CFは、各セットについて異なるプログラマブルハードウェア、設計チーム、及び設計ツ
ールを組み込むことによって、特定の安全機能の1つのセットに限定される。CCFが特
定の安全機能の1つのセットに限定された状態で、過渡事象は、その安全機能(A1)の
他のセット(B/D)又は第2の安全機能(A2)の双方のセット(A/C及びB/D)
によって緩和される。
つ全ての分離グループ(A,B,C,D)によってとられる必要があることを示すA1に
ついての安全機能の出力は、(例えば、「トリップ)」で示される)保護動作の始動をも
たらす。図4Bに示されるように、安全機能A1について、2つの分離グループ(A及び
C)、更に単一の区分内の2つのグループ内にCCFが存在する場合、他の分離グループ
(B及びD)内の保護動作の肯定的な指示は、(上述した4分の2スキームにおいて)保
護動作を始動するのに十分な投票を依然としてもたらす。更に、安全機能A1についての
グループA及びC内のCCFは、各SFMに関する評価が独立しているため、安全機能A
2に伝搬しない。
M)500のブロック図を図示している。図6は、原子力システムのためのI&Cシステ
ムのMPSの通信モジュール(CM)600のブロック図を図示している。図7は、原子
力システムのためのI&CシステムのMPSの機器インタフェースモジュール(EIM)
700のブロック図を図示している。(以下で論じる)図8は、筐体(例えば、1つ又は
複数のSFM500、CM600、及びEIM700を相互接続する機械的構造)内の通
信経路を図示している。一般的に、(筐体800によって図示され、以下で述べられる)
筐体内で相互接続された図示されたモジュール500、600、及び700は、MPS2
00の安全機能を実装し、分離グループレベルモジュール(例えば、信号調節器204a
~204d、トリップ決定208a~208d)、RTSレベルモジュール(例えば、R
TS投票214/216)、及びESFASレベルモジュール(例えば、ESFAS投票
212/218)を構成する。幾つかの局面において、3つの型のモジュール(500、
600、及び700)を有することは、作業ラインで交換可能なユニットの数を最小にし
、それにより、旧式化を最小にすることができる。更に、これらのモジュール(500、
600、及び700)は、どの個々のモジュール(500、600、及び700)におけ
る単一の故障も、他のモジュール又は他の安全機能に伝搬しないように機能的に独立であ
ってもよい。更に、図8A~8Cにおいて実装されるモジュール(500、600、及び
700)の組合せは、離散的で決定論的な安全信号経路をもたらし得る。
的独立性を少なくとも部分的に規定する1つ又は複数の特性を有してもよい。例えば、モ
ジュールの各々は、全体システム/アーキテクチャにおいて(例えば、MPS200にお
いて)各々の他のモジュールに対して完全に自律的であってもよい。別の例として、モジ
ュールの各々は、全体システム/アーキテクチャにおいて各々の他のモジュールに対して
自律的に、特定の意図された安全機能を実行してもよい。更に別の例として、モジュール
の各々は、モジュールの特定の意図された安全機能に固有である専用論理を含んでもよい
。したがって、機能的に独立した各モジュールは、特定の意図された安全機能を遂行する
ため、任意の他のモジュールからの論理又は機能に依存していなくてもよい。
データを処理して、特定のSFMが割り当てられる分離グループ(例えば、分離グループ
A、B、C、又はD)について原子炉トリップ及び/又はESF作動決定を行う。SFM
500は、2つの別個の構成、すなわち、(1)安全データバス通信によるセンサ信号調
節及び原子炉トリップ及び/又はEFS作動、並びに、(2)原子炉トリップ決定及び/
又はEFS作動決定を伴う安全データバス通信において使用され得る。
ク512、並びに通信ブロック514、516、及び518を含む。(図5には4つが示
される)各入力ブロック504は、信号調節回路506、アナログ・デジタル(A/D)
変換器508、及びシリアルインタフェース510からなる。各入力ブロック504は、
(例えば、センサ202a~202dと同じか又は類似し得る)センサ502に通信可能
に接続される。示されるように、個々のSFM500は、(図示された例示的な実施形態
において)最大4つの入力ブロック504を扱うことができる。入力型は、許可及びイン
ターロックの生成を含む、トリップ又はESF作動決定を行うためにSFM500が必要
になるであろうアナログ及びデジタル(例えば、4~20mA、10~50mA、0~1
0V)の任意の組合せであってもよい。
フェース510からの出力を工学的単位に変換するSFM500のプログラマブル部分で
ある。機能論理ブロック512はまた、(例えば、センサ502からのセンサ測定値に基
づく)入力ブロック504の出力及び/又は安全データバスからの情報に基づいてトリッ
プ及び/又はESF作動決定を行ってもよい。機能論理ブロック512はまた、許可を生
成し、インターロックを制御してもよい。図示されるように、機能論理ブロック512は
、複数の決定論的論理エンジンからなり、決定論的論理エンジンは、入力ブロック504
及び/又は安全データバスから得られる情報を利用して、トリップ又はESF作動決定を
行う。
、SFM500上の)不揮発性メモリに格納され得る。これは、基礎にある論理を修正す
ることなく、変更を可能にし得る。更に、機能多様性、信号多様性、及びソフトウェア多
様性を実装するため、AOO又はPAを緩和するのに使用される主要機能及びバックアッ
プ機能は、同じSFM500上にはなくてもよい。そのため、機能又は機能のグループの
ための専用SFM500を使用することによって、また、主要機能及びバックアップ機能
が別個のモジュール500上にあることを保証することによって、ソフトウェアCCFの
影響は、各モジュール500上の論理及びアルゴリズムが固有であることに起因して制限
される。
ラベル付けされた3つの安全データポート、516とラベル付けされた1つのポート、及
び518とラベル付けされた1つのポート)からなる。各ポートは、機能的に独立であり
、監視及び指示(M/I)バス(例えば、ブロック516)、メンテナンスワークステー
ション(MWS)バス(例えば、ブロック518)、又は安全バス(例えば、ブロック5
14)のいずれかとして指定される。各安全データバス514は同じデータを通信してよ
いものの、各通信ポートは、非同期であり、ポートは、独立しかつ固有の異なる通信エン
ジンを使用することによって異なるようにデータをパッケージし送信する。例えば、1つ
の安全データバス514は、例えば、シーケンシャルな順序(例えば、1、2、…、10
)でデータの10パケットを送信してもよい一方、別の安全バス514は、同じ10パケ
ットを逆順(例えば、10、9、…、1)で送信し、第3の安全バス514は、最初に偶
数パケットを、それに続いて奇数パケットを送信する(例えば、2、4、…、10、1、
3、…、9)。この3重モジュール冗長性及び多様性は、通信エラー検出を可能にするだ
けでなく、RTS又はESFASが正しいトリップ及び/又は作動決定を行う能力に影響
を及ぼすことなく、通信CCFを特定のバスに限定する。
CシステムのMPSの分離グループレベル相互接続、RTSレベル相互接続、及びESF
ASレベル相互接続内で、例えばSFM500及びEIM700等のMPSの他のモジュ
ール間の独立しかつ冗長性がある通信を提供する。例えば、CM600は、データがMP
S内で通過するパイプライン並びにデータのこうした通過のスケジューラであってもよい
。CM600は、任意の特定のチャネルにおいて、そのチャネル内でのデータの操作/通
過を制御してもよい。CM600の図示された実装形態において、3つの型のブロック、
すなわち、制限付き通信ブロック(RCB)604、通信スケジューラ606、及び通信
ブロック608/610が存在する。
て、各ポートは、異なる一方向(例えば、受信のみ又は送信のみ)経路になるよう構成さ
れ得る。幾つかの実装形態において、図示されたCM600の場合と同様に、特定のRC
B604から受信又は送信される情報は、光絶縁器602を通過する。幾つかの事例にお
いて、光絶縁器602は、任意の特定のトリップ決定からのデータが他のトリップ決定の
データから絶縁され、それにより、独立した冗長性を確保することを保証するのに役立ち
得る。
RCB604から通信ブロック608/610にデータを移動させることを担う。幾つか
の局面において、通信エンジン606は、例えばFPGA等のプログラマブル論理、マイ
クロプロセッサ、又は述べた相互接続の間で通信をスケジュールするようにプログラムさ
れる他の離散的論理からなる。
けされた3つの安全データポート及び610とラベル付けされた1つのポート)からなる
。各ポートは、機能的に独立であってもよく、監視及び指示(M/I)バス(例えば、ブ
ロック610)又は安全データバス(例えば、ブロック608)として指定される。幾つ
かの局面において、M/Iバス610は、MPS(例えば、モジュール500、600、
及び700)内の全てのモジュールから、こうしたモジュールの各々の状態を含む情報を
収集してもよく、その情報を「ヒストリアン」ステーション(例えば、MPSの履歴デー
タのための専用コンピューティングシステム)に送信する。
514を参照して上述したように、データを異なるようにパッケージし送信する。通信モ
ジュールのアプリケーションに応じて、4つの通信ブロック608/610は、一方向及
び2方向経路の任意の組合せで構成され得る。
ム内の原子力システム内で各コンポーネントに対するインタフェースを提供して、トリッ
プ決定が投票され、コンポーネントレベルの作動及び操作が行われる。図示されるように
、EIM700は、出力ブロック720、機器フィードバックブロック718、1E手動
入力716、非1E手動入力714、投票エンジン722、優先度論理ブロック721、
機器制御ブロック723、及び通信ブロック724/726/728を含む。一般的に、
EIM700は、トリップ信号に基づいて、投票また幾つかの場合には2重投票(例えば
、通信のための3分の2投票及びトリップ信号のための4分の2投票)を実行して、単一
のコンポーネントの故障が、原子力システム(例えば、MPS200)のためのI&Cシ
ステムのMPSのチャネルレベル相互接続、RTSレベル相互接続、及びESFASレベ
ル相互接続内で伝搬しないことを保証してもよい。EIM700は、投票722、手動作
動/1E入力716、及び非1E入力714からの自動信号について優先度割当てを実行
してもよい。
つ、電気負荷702(例えば、アクチュエータ)に接続される、最大3つの独立した出力
スイッチ、又は幾つかの例ではそれより多い出力スイッチを含む。幾つかの局面では、こ
れにより、EIM700は、単一のコンポーネントを直接制御するか又は複数のコンポー
ネントのための始動信号を提供できる。例えば、出力ブロック720はリレーを励磁し、
リレーは種々のポンプを始動させ、複数の弁を開放する。各出力ブロック720はまた、
自己試験し、負荷連続性チェックを実行する能力を含んでもよい。
最大3つ又は幾つかの例ではそれより多い数の)フィードバック入力704からなっても
よい。フィードバック入力704は、例えば、弁位置(例えば、完全に開放、完全に閉鎖
)、遮断器状態(例えば、閉鎖/開放)、又は他のコンポーネントからの他のフィードバ
ックを含み得る。機器フィードバック704は、以下で論じるように投票機器制御ブロッ
ク723内で使用され得る。
り多い数の)手動入力信号706を提供してもよい。EIM700のこの部分は、手動入
力に専用であってもよく、優先度論理ブロック721において利用される。
4に接続される。この電気的絶縁インタフェース712は、優先度論理ブロック721へ
の入力について非1E信号の使用を可能にする。
結果は、自動作動信号のために作動又は非作動信号を優先度論理ブロック721に提供す
る。幾つかの局面において、投票エンジン722は、投票スキームまた幾つかの場合には
2重投票スキームを実装して、MPS内の単一のコンポーネントの故障が伝搬しないこと
を保証してもよい。例えば、幾つかの局面において、投票エンジン722は、通信ブロッ
ク724においてトリップ決定を受信する。各通信ブロック724は、4つのチャネル又
は分離グループ(例えば、上述したチャネルA~D)からトリップ決定(例えば、トリッ
プ又はトリップなし)を受信してもよい。投票エンジン722内では、幾つかの局面にお
いて、3つの「A」トリップ決定、3つの「B」トリップ決定、3つの「C」トリップ決
定、及び3つの「D」トリップ決定が存在してもよい。そのため、投票エンジン722は
、4つのチャネル又は分離グループの各々に関して3分の2決定を実行してもよい。例え
ば、3つの「A」チャネルのうちの少なくとも2つがトリップの有効通信(例えば、トリ
ップ決定の通信が有効であることを示す)を提供する場合、投票エンジン722は、少な
くとも最初に、チャンル「A」上にトリップが存在することを通信してもよい一方、3つ
の「A」チャネルのうちの1つだけがトリップを示す場合、投票エンジン722は、チャ
ネル「A」上にトリップが存在しないと判定してもよい。
全体にわたって故障が伝搬しないことを更に保証してもよい。例えば、上述した3分の2
通信決定に続いて、投票エンジン722はまた、(例えば、偽りのトリップを示す故障と
対照的に)トリップが実際に起こったのかを判定するために、4分の2トリップ決定を実
行してもよい。例えば、3つの決定のうちの2つを実行する投票エンジン722内の4つ
の投票ブロック(例えば、3つの投票論理ゲートのうちの2つ)の出力を、4つの決定の
うちの2つを行う別の投票ブロック(例えば、4つの投票論理ゲートのうちの2つ)に送
ってもよい。第1の階層投票ブロック(例えば、3つのブロックのうちの2つ)からの4
つの出力のうちの少なくとも2つがトリップを示す場合、投票エンジン722は、トリッ
プが起こった、(また、例えば負荷702等のEFS機器が作動されるべきである)と判
定してもよく、そうでなければ、投票エンジン722は、実際にはトリップが全く起こら
なかったと判定してもよい。
E手動入力ブロック714から入力を受信する。優先度論理ブロック721は、その後、
全ての入力に基づいて、何を実行するよう機器制御モジュールに指令するかを決定する。
0を介してコンポーネントに対して適切な作動又は操作を実行する。機器制御ブロックは
、機器制御目的のために、機器フィードバックブロック718を介して機器からフィード
バックを受信する。
ぞれ、状態情報をメンテナンスワークステーション(MWS)バス(例えば、ブロック7
28)に提供する。通信ブロック724/726/728は、5つの別個の通信ポート(
例えば、724とラベル付けされた3つの安全データポート、726とラベル付けされた
1つのポート、及び728とラベル付けされた1つのポート)からなる。各ポートは、機
能的に独立であってもよく、監視及び指示(M/I)バス(例えば、ブロック726)、
メンテナンスワークステーション(MWS)バス(例えば、ブロック728)、又は安全
データバス(例えば、ブロック724)のいずれかとして指定される。
続する原子炉保護システム(例えば、MPS145)の筐体800の例示的な実施形態を
図示している。この図は、筐体800内で4つのCM600に接続された3つのSFM5
00又はEIM700の例を提示する。この例において、5つのデータバス経路が示され
ている。例えば、X、Y、及びZとそれぞれラベル付けされた3つの安全データポート8
02が存在する。M/Iとラベル付けされた1つのデータバス経路804が存在する。M
WSとラベル付けされた1つのデータバス経路804が存在する。各データバス経路80
2/804は、この例において、筐体800内で全ての他のデータバス経路802/80
4から機能的にかつ電気的に独立であってもよい。
4のうちの1つのマスターを含んでもよい。図示されるように、Xデータバス経路802
のマスター808は、安全データXのためのCM600の一部である。Yデータ経路80
2のマスター810は、安全データYのためのCM600である。Zデータ経路802の
マスター812は、安全データZのためのCM600である。最後に、この例に示すよう
に、M/Iデータ経路804のためのマスター814は、M/IのためのCM600であ
る。同様にこの例において、(例えば、メンテナンスワークステーションとして)別々に
接続される、MWSデータ経路806のマスターであるMWSマスター816が存在する
。メンテナンスワークステーション(MWSマスター)816は、配線スイッチによって
、機器の正常運転のために切り離されてもよい。
する分離グループレベル相互接続、RTSレベル相互接続、及びESAFASレベル相互
接続のブロック図を図示している。一般的に、モジュールSFM500、CM600、及
びEIM700は、例えば、隣接するか又は他の安全機能に単一の故障(例えば、ハード
ウェア、ソフトウェア、又はその他)が伝搬することに対する保護をもたらす機能的に独
立したモジュール(例えば、相互接続されたコンポーネントのアセンブリであって、識別
可能なデバイス、計器、又は機器要素を構成し、切り離すことができ、ユニットとして除
去することができ、またスペアと置換することができ、そのアセンブリがユニットとして
試験されることを可能にする定義可能な性能特性を有する、アセンブリ)として、MPS
200内に配置され得る。モジュールは、トリップ検知及び決定のために、幾つかの実装
形態において、最大3重冗長性を提供してもよい。モジュールは、同様に、上述したよう
に、冗長性があるRTS及びESFAS投票区分を提供するために配置されてもよい。幾
つかの実装形態において、モジュールは、トリップコンポーネント(例えば、遮断器、セ
ンサ、又はその他)毎に複数の独立したトリップ投票モジュールを提供してもよい。
モジュールはESFAS投票を提供する。各モジュールの独立性に関して、各モジュール
は、特定のトリップコンポーネントに専用の全ての他のモジュールとは別に、特定のトリ
ップについて決定を行って、RTS/ESFASトリップを起動しても又は起動しなくて
もよい。幾つかの実装形態において、トリップ決定の有効通信の決定は、多数(例えば、
3分の2)によって行ってもよい。幾つかの実装形態において、決定は、2重投票スキー
ムにおいて行なわれてもよく、2重投票スキームにおいて、トリップ決定の通信は多数決
(例えば、3分の2)によって有効化され、2次トリップ決定投票は、多数に満たない(
例えば、4分の2)投票による。
されたチャネルレベル相互接続900は、チャネルセンサ入力902、入力902を受信
するSFM500、及び920を通して出力904を通信するCM600を含む。示され
るように、単一の機能又は機能の単一のセットを実装するため、チャネルレベル相互接続
900における各SFM500は、アナログ及びデジタルの任意の組合せで、4つの入力
902又は幾つかの事例ではそれより多い入力902を含み得る。各入力902は、特定
のSFM500に固有であってもよい(例えば、チャネルA加圧器圧力信号は、1つのS
FM500だけに対する直接入力である)。入力データは、状態情報(例えば、アラーム
、論理決定、モジュール状態)と共に、4つ全てのデータバス上で利用可能であってもよ
い。
ルを使用し、マスターはCM600である。SFM内のブロックは同期して運転するもの
の、モジュール間の通信は非同期であってもよい。或るバスのためのCM600が特定の
SFM500から情報を要求するとき、SFM500は、ブロードキャストによってバス
に応答してもよい。ブロードキャストの利点は、例えば、「1」とラベル付けされるSF
M500が「2」とラベル付けされるSFM500が必要とする情報(例えば、許可信号
、センサ入力値)を有する場合、SFM500「2」は、傾聴し、必要とされる情報を取
得することができるということである。
加えて、監視及び指示(M/I)のための第4の図示された通信バスが存在する。M/I
バスのマスターは、M/Iデータを安全ゲートウェイ及び非安全制御システムに提供する
ことに専用のCM600であってもよい。3つの安全データバス(例えば、バスX、Y、
及びZ)のためのCM600とは違い、M/I CM600は、3つの全ての安全バス上
のブロードキャスト情報を傾聴できてもよい。
イント・ツー・ポイント構成を有し得る。分離グループレベル相互接続900において、
RCB上の4つの全ての通信ポートを、送信だけのために構成してもよい。各安全データ
バスCM600(例えば、X、Y、及びZとラベル付けされるCM600)からのデータ
を、RTS及びESFASの各区分(例えば、区分I及びII)に送信してもよい。M/
I CM600からのデータ(例えば、出力916~920)を、安全ゲートウェイ及び
非安全制御システムに送信してもよい。
に提供してもよい(以下で述べる)。例えば、図示されるように、出力904、908、
及び912を、ESFASレベル相互接続に提供してもよい一方、出力906、910、
及び914を、RTSレベル相互接続に提供してもよい。1つだけの分離グループレベル
相互接続900が図9Aに示されているものの、MPS構造内に複数の相互接続900が
存在してもよい。
る。RTSレベル相互接続は、示されるように、RTSの区分I及びII(例えば、RT
S投票214及び216)を含む。図示された各区分(214及び216)は、4つのC
M600及び4つのEIM700を含む。各区分について、(X、Y、及びZとラベル付
けされる)3つの安全データバスの各々は、(例えば、同じ数値、すなわち、A1及びB
1でラベル付けされる分離グループを有する)入力962~972として示されるトリッ
プ又はトリップなし決定を4つの全ての分離グループから受信してもよい。第4のCM6
00を、示されるように、非安全制御システム及び安全ゲートウェイに(出力974~9
76として)データを送信するために設けてもよい。
してもよく、また、(上述したように)光学的に絶縁してもよい。M/I CM600は
、「送信のみ」のために構成されたRCBにおける全てのポートを有してもよい。
リップ決定は、4つのEIM700の各々に利用可能である。EIM700は、(X、Y
、及びZとラベル付けされる)3つ全ての安全バスを使用して、通信エラーに起因する遮
断器の誤った作動が全く存在しないことを保証してもよい。4つの分離グループ(入力9
62~972)のうちの少なくとも2つがトリップ状態を示すとき、原子炉トリップ遮断
器は開放される。各EIM700は、例えば、原子炉トリップ遮断器の不足電圧リレー及
びシャントトリップコイルに専用であってもよい。自動作動に加えて、EIM600は、
手動区分レベル原子炉トリップ978、遮断器フィードバック、及びESFASフィード
バックのための入力を有することになる。
982dとラベル付けされる)EIM600出力は、特定の区分に関連する(図2Bに示
された)原子炉トリップ遮断器(RTB)についてトリップコイルのための入力に接続さ
れてもよい。
ている。ESFASレベル相互接続は、示されるように、ESFASの区分I及びII(
例えば、ESFAS投票212及び218)を含む。図示された各区分(212及び21
8)は、4つのCM600及び4つのEIM700を含む。各区分について、(X、Y、
及びZとラベル付けされる)3つの安全データバスの各々は、入力962~972として
ラベル付けされるESF作動決定を全ての分離グループ(この例では、Dとラベル付けさ
れる4つの分離グループ)から受信する。
おける各通信ポートを、「受信のみ」のために構成し、また、(上述したように)光学的
に絶縁してもよい。M/I CM600は、「送信のみ」のために構成されるRCBにお
ける全てのポートを有し、また、光学的に絶縁されてもよい。
及びZとラベル付けされる)3つの全ての安全データバス上のEIM700に利用可能で
ある。例えば、EIM700は、3つの全ての安全データバスを使用して、通信エラーに
よって引き起こされる機器の誤作動が全く存在しないことを保証してもよい。(例えば、
入力962~972上で)4つの分離グループのうちの少なくとも2つがESF作動につ
いての必要性を示すとき、安全機能を、(図3Bに示すように、区分に基づいてESF機
器224及び226に接続される)出力990を通して始動してもよい。幾つかの局面に
おいて、各EIM700は、個々のコンポーネント(例えば、単一のESFコンポーネン
ト)に専用となり得る。
御できる。更に、各EIM700はまた、非1E制御入力994を受信してもよい。(図
3Bにおいて入力282としても示される)非1E制御入力994は、非1EのためのE
IM700に提供されて、EIMの出力に基づいて1E安全ESFコンポーネントを制御
してもよい。コンポーネントフィードバック(例えば、リミットスイッチ)、投票決定、
及び他の利用可能な情報(例えば、アラーム)は、出力974~976としてM/I C
M600から送信されてもよい。
している。多様性分析の目的ために、図10において特定されるブロックは、システム検
査を簡略化する或るレベルの詳細を示す。ブロックは、機器及びソフトウェアであって、
それらの内部故障がそれらの属性に基づいて他のブロックに伝搬しないと仮定され得る、
機器及びソフトウェアの物理的サブセットを表すように選択された。
システム135を図示している。ブロック1002は、非1E監視及び指示機器を表し、
ブロック1004a/bは、1E監視及び指示I及びIIをそれぞれ表し、ブロック10
06a/bは、安全ブロックI及びIIをそれぞれ表す。ブロック1006aは、分離グ
ループA及びC、RTS I、及びESFAS Iを含む一方、ブロック1006bは、
分離グループB及びD、RTS II、及びESFAS IIを含む。ブロック1008
はMCSを表す。図示されるように、矢印を有する接続ラインはブロック間の通信を示す
。
障基準を満たしてもよく、単一の故障基準は、(1)特定可能であるが検出可能でない全
ての故障と同時発生の安全システム内の任意の単一の検出可能故障、(2)単一の故障に
よってもたらされる全ての故障、及び(3)安全機能を必要とする設計基準事象をもたら
すか又は設計基準事象によってもたらされる全ての故障及び誤ったシステム動作の存在下
で、設計基準事象について必要とされる全ての安全機能をMPSが実行することを要求し
てもよい。この要件は、信頼性の増加を提供し得るが、システムが共通原因故障(CCF
)に脆弱であることを排除しない。任意の設計について、CCFを複数の独立した故障か
ら区別する依存性(例えば、結合因子)が存在し得る。これは、システム内の共通原因故
障を防止する2つの基本形態をもたらす、すなわち、原因となる影響が減少するか、又は
、これらの影響に抗するシステムの能力が増加する。
多様性、機能多様性、人間多様性、信号多様性、及びソフトウェア多様性で実装され得る
。これらの属性の適用は、図10に図示される各ブロック並びに図10に示されるブロッ
ク間の属性に関して検査される。
[ブロック内の属性]
先の図を参照して図示され、また同様に述べるように、分離グループA、B、C、及び
D並びにRTS及びESFASの2つの区分は、それらが基づくプログラマブル技術に従
ってグループ化される。安全ブロックI及びIIは共に、モジュール保護システム(MP
S)(例えばMPS200)を構成する。
能性があり、それぞれの機能は、異なる物理効果(例えば、圧力、レベル、温度、中性子
束)の被測定変数に基づく。1つの安全機能の喪失は、ブロックが保護動作についての必
要性を特定することを妨げない。
00)は、安全機能又は安全機能のグループに専用である。結果として、各SFMは、固
有のアルゴリズム/論理を有する。各通信モジュール(CM600)は、同じ情報のパケ
ットを、CMにおける各通信エンジン(608/610)が異なるアルゴリズムを有する
ことを必要とし得る異なる順序で送信する。各機器インタフェースモジュール(EIM7
00)は、単一のコンポーネントに専用であってもよく、固有のアルゴリズム/論理をも
たらしてもよい。
を使用して達成されてもよい。1E監視及び指示(M/I)の各区分はブロック1004
a/bであってもよい。設計多様性に関して、M/Iの各区分は、ディジタル表示上のプ
ラント状態情報をオペレータに提供してもよく、また、区分レベルで、任意の保護動作を
手動で始動する手動スイッチを有する。信号多様性に関して、オペレータは、MPSによ
って利用される全ての被測定変数を有し、トリップ及び/又はEFS作動が必要とされる
かを判定してもよい。同程度に速くはないものの、オペレータは、異なる物理効果の複数
の被測定変数を有して、MPSと同じ判定を行い得る。
[ブロック間の多様性属性]
人間多様性に関して、安全ブロックI及び1E M/I Iのソフトウェアは、1つの
設計チームによって設計されてもよく、安全ブロックII及び1E M/I IIは、異
なる設計チームによって設計されてもよい。更に、独立した検証及び妥当性確認チームが
、各設計チームの作業を再検討して、設計の正しさを保証し得る。先に述べた設計チーム
は、同様に、モジュール制御システム(MCS)及び非1E M/Iに割り当てられる設
計チームとは異なる。
との双方を含む異なるアプローチを使用することである。CCFの可能性及び結果を制限
するため、安全ブロックI 1004a及び1E M/I I ブロック1006aは、
安全ブロックII及び1E M/I IIとは異なるプログラマブル技術を使用してもよ
い。MCS及び非1E M/Iもまた、異なるプログラマブル技術を有してもよい。以下
で論じる他の属性と共に、異なるハードウェア設計は、異なる故障モードを有してもよく
、ひいては、CCFが2つ以上のブロックに影響を及ぼす可能性を減少させてもよい。例
えば、M/Iブロックを除いて、ブロックは、異なる部屋に物理的に分離されてもよい。
これは、複数のコンポーネントがCCF事象に関わる状態を生成し得る結合因子を更に減
少させることが意図されている。
るための、異なる主要職員を有する異なる開発グループによって設計され、実装される異
なるプログラムの使用を含んでもよい。先に論じた設計多様性に起因して、異なる設計チ
ームは、異なる設計ツールを使用してもよく、ひいては、ツールは、同じ故障モードを導
入しなくてもよい。
い。安全ブロックI及びIIはMPSを形成する。これらのブロックは、運転限界を超え
た場合に原子炉トリップを始動し、ESFを始動して、想定事故を緩和してもよい。M/
Iブロックによって、オペレータが、安全システムと非安全システムとの双方を監視及び
制御することが可能になり得る。オペレータは、プラントを運転限界内に維持するか又は
必要な保護動作を始動することができる。MCSは、システムの自動制御を提供して、或
る運転上の過渡変化を制限することを含む運転限界内にプラントを維持することを提供す
る。
よって、信号多様性を提供してもよい。MCS及び非1E M/Iは、機器レベルの制御
を提供する一方、1E M/Iブロックは、区分レベルの制御を提供する。
始動は、スイッチを使用してオペレータ動作によって行われ得る、又は、安全ブロックI
又はIIによって自動的に実行され得る。安全ブロックIとIIとの間において、異なる
プログラマブル技術を使用してもよく、その技術は、異なる内部サブコンポーネント及び
異なる製造方法を必要としてもよい。
相互作用による制御システムエラーによって始動されるプラント過渡変化について、保護
動作をとることができない故障である。通常、これは、共通のセンサ又は信号源の故障に
関連する。MPSによって監視されるプラントパラメータのうちの幾つかは、正常なプラ
ント制御のためにMCSに提供される。上述したように、1つの信号源を設ける代わりに
、4つの全ての分離グループ並びにESFAS及びRTSの双方の区分は、絶縁された一
方向通信を通して情報を提供する。これによって、MCSが、冗長性がありかつ独立した
どの信号源を使用するかを選択する異なる方法(例えば、中央信号選択)を使用できるよ
うになり得る。
ため、保護機器がプラント過渡変化に応答しない場合がある故障である。安全ブロックI
及びIIの中及びIとIIとの間の属性を使用すると、検出されない故障又はCCFが2
つ以上のブロックに影響を及ぼすことを防止するのに十分な多様性が存在し得る。保護動
作を自動的に始動するために必要とされる2つのブロックのうちの1つだけによって、型
2故障を、更なるシステムなしで、MPS(安全ブロックI及びII)によって緩和して
もよい。
故障である。信号多様性は、任意の過渡事象について、少なくとも2つの安全機能をそれ
ぞれ異なる測定パラメータに基づいて提供することによって安全ブロック内に存在し得る
。所与の安全機能についての4つの全ての分離グループのセンサが異常な読みを提供する
場合、型3故障について2つの考えられる不都合なシナリオ、すなわち、1)限界を実際
に超えたときにトリップ又はESF作動が全く必要とされないことを異常な読みが示すこ
と、及び、2)限度を超えなくてもトリップ又はESF作動が必要とされること(例えば
、誤ったトリップ又はESF作動)を異常な読みが示すことが存在し得る。第1のシナリ
オにおいて、安全ブロック内でCCFと同時発生の型3故障は、必要な保護動作の始動を
妨げないことがある。先に述べたように、信号多様性は、別個の安全機能が過渡事象を緩
和するために利用可能であることを可能にし得る。MPS内のCCFは、2つの安全ブロ
ックの一方の安全ブロックに限定され、また、保護動作の始動を妨げるか又は誤った指示
による始動を妨げると仮定される。例えば、先に論じたように、4分の2一致論理は、全
てのトリップ及びESF作動のために使用されてもよく、4分の2一致論理は、4つの分
離グループのうちの2つが、影響を受けない安全ブロック上の影響を受けない安全機能に
ついて、トリップ又はESF作動についての必要性を示し、実行される動作のオペレータ
に肯定的な指示を提供する。
リップまたはESF作動をもたらし、そのとき、1E M/Iブロックは、1つのブロッ
クが肯定的であり、かつ1つのブロックが成功裡の作動の誤った指示であることを示すか
、又は、1つのブロックが肯定的であり、かつ1つブロックが作動の指示を有していない
ことを示す。いずれの場合も、誤った作動を評価しそれを正すことは、オペレータを長く
拘束する場合があるが、必要に応じてコンポーネントを再整列させる能力は、同じCCF
によって影響を受けないであろう1E制御装置及び非1E制御装置の双方によって提供さ
れる。
を提供するため、防護の4つの概念的な階層が、幾つかのブロックにおいて組み合わされ
る(例えば、RTS及びESFAS)だけでなく、別個のブロック(例えば、安全ブロッ
クI及びII、1E M/I I及びII)に分割される。幾つかの局面において、分離
グループ、RTS、及びESFASは、それらが基づくプログラマブル技術に従って安全
ブロックにグループ化される。例えば、MPSのそれぞれの半分(例えば、4つの分離グ
ループのうちの2つ、ESFASの2つの区分のうちの1つ、及びRTSの2つの区分の
うちの1つ)又は1つの安全ブロックは、十分な多様性属性を有してもよい。異なる設計
チーム(人間多様性)は、異なるプログラマブル技術(設計及び機器多様性)に基づいて
異なるプログラマブルデジタルハードウェアを利用し、異なるプログラマブル技術は、異
なる設計ツール(ソフトウェア多様性)の使用を必要とする。M/I階層は、同様に別個
のブロックに分割されてもよい。1E M/Iブロックは、分割されて、1E M/Iブ
ロックが安全ブロックと類似の多様性属性を有することを特定してもよい。選択されたブ
ロックがどのようにして防護の4つの階層の中に入るかが図11に図示され、図11はダ
イアグラム1100を示す。
針に従って分析されると、想定されることを必要とするあらゆる想定故障も、最も弊害を
もたらす結果を生成するように、「ブラックボックス」として考慮されるべきである。幾
つかの局面において、作動するシステムの故障は、特に、自動化安全システム内のCCF
に起因する状態を特定し、それに応答するために必要とされる時間を分析するとき、最悪
の事態の故障ではない場合がある。ブロックは、ハードウェアCCF及びソフトウェアC
CFに基づいて評価されることになる。各CCFについて、ブロックは、最も弊害をもた
らす結果を生じ得る3つの考えられる出力、すなわち、1)誤った指示を有する故障した
ままの状態か又は必要とされるときの動作がない、2)成功裡の作動の指示を伴う、機能
の誤った始動、及び3)成功裡の作動の指示のない、機能の誤った始動を有すると評価さ
れ得る。安全ブロックのうちのいずれかの安全ブロック内のEIMは、ソフトウェアCC
Fに対して脆弱であると考慮されない場合がある。例えば、EIMは、単一のESFコン
ポーネント又は原子炉トリップ遮断器並びに手動制御及び自動制御を有するインタフェー
スに専用の優先度論理モジュールであってもよい。有限状態機械の使用は、全ての考えら
れる入力、デバイス状態、及び状態機械の出力を含む、機能の網羅的な試験を可能にし得
る。その試験可能性、EIM多様性属性、及び単一のコンポーネントに専用であることに
基づいて、EIMは、ソフトウェアベースの又はソフトウェア論理ベースのCCFの考慮
が必要とされないほどに十分に簡素であってもよい。
表示ユニット(デジタルハードウェア)と手動制御装置(非デジタルハードウェア)との
組合せを含む。VDUは、指示のためだけに設計されてもよく、機器を制御する能力を持
たない。各1E M/Iブロック1004a/b内の手動制御は、安全ブロックI又はI
Iによって自動的に実行される任意の保護動作を区分レベルで始動する能力をオペレータ
に提供する。指示及び手動制御が、幾つかの例において異なるハードウェア(例えば、デ
ジタル対オープン/クローズ接点スイッチ)である状態で、CCFは、両方ではないが、
一方又は他方に影響を及ぼすと仮定され得る。ソフトウェアCCFとハードウェアCCF
の双方について、故障したままの状態は、1つの区分のオペレータ表示が、誤った安全運
転状態又は1つの区分の手動スイッチの故障を示すことをもたらす。VDUは、制御能力
をほとんど又は全く有していない場合があるため、誤った作動を提供しない場合がある。
しかしながら、ソフトウェアCCFの場合、VDUは、成功裡の作動の誤った指示を提供
するか又は不正確なプラント状態を提供し、オペレータが誤った保護動作を始動すること
を要求する場合がある。
される。安全ブロック内の多様性属性に起因して、ソフトウェアCCFは、SFM上のC
M又は機能に限定され得る。SFMが適切なトリップ決定を行うことを妨げる安全ブロッ
ク内のソフトウェアCCFは、そのブロック内の機器、信号、及びソフトウェア多様性に
よって緩和され得る。それぞれの過渡事象の場合、事象を緩和するために必要とされる1
次安全機能及びバックアップ安全機能は、異なる物理効果の被測定パラメータに基づく異
なる論理/アルゴリズムを使用して別個の安全機能上に実装され得る。3重のモジュール
冗長性の実装形態を有し、かつ、各データバスが異なる方法で同じ情報を送信すると、ソ
フトウェアCCFを有するCMは、保護動作を誤って始動しないか又は、保護動作の始動
を妨げない場合がある。結果として、最も弊害をもたらすシナリオは、ESFAS機能の
誤った作動をもたらすSFM内のソフトウェアCCFである可能性がある。
完全故障であると想定され得る。ESF機能の誤った作動をもたらすハードウェアCCF
は、ソフトウェアCCFに起因する誤った作動と同じ影響を及ぼす場合があり、ひいては
、ハードウェアCCFについてやはり考えられない場合がある。
Uは、1E M/Iによって使用されるVDUとは異なる。非1E M/Iが、正常な日
々の運転のために使用されるため、非1E M/Iサブシステム(例えば、タービン制御
、給水制御)内のソフトウェア又はハードウェアCCFによって誘起されるあらゆる誤っ
た作動も即座に特定可能である場合があり、また、運転限界を超える場合、MPS(安全
ブロックI及びII)によって緩和される場合がある。非1Eについての想定故障は、1
)成功裡の作動の指示がある、また、その指示がないサブシステムのコンポーネントの誤
った作動を有する故障したままの状態、及び、2)どの機器も実際に作動されないときの
成功裡の作動の指示を有する故障したままの状態である。
転を維持するために依存する非安全システムを包含する。したがって、サブシステム(例
えば、棒コントロール)のあらゆる故障も、オペレータによって即座に検出され得る。非
1E M/Iと同様に、MCSについての想定されるソフトウェア及びハードウェアCC
Fは、1)成功裡の作動の指示がある、また、その指示がないサブシステムのコンポーネ
ントの誤った作動を有する故障したままの状態、及び、2)どの機器も実際に作動されな
いときの成功裡の作動の指示を提供する故障したままの状態をもたらす。
で、ブロック間の多様性は、同一であるブロックを考慮しないための基礎を提供する。こ
れに基づいて、想定されるCCFは、単一のブロックに限定され得る。
い入力に応答して正しく機能すると仮定される。各ブロックは、独立し、別のブロック内
の想定されるCCFによって影響を受けないとみなされる。
ラーが後方に伝搬して前のブロックの出力に入るのを防止し得る。安全ブロックI及びI
Iから1E M/Iへの全ての情報は、(CM600内に示される)光学的に絶縁された
送信のみの通信エンジンを通して送出され得る。1E M/Iから安全ブロックへの信号
は、手動スイッチからのオープン/クローズ接点であってもよく、手動スイッチの位置又
は接点状態を、安全ブロック内のCCFは変更できない。安全ブロック間の通信情報は、
分離グループA及びCからESFAS及びRTSの区分IIに、また、分離グループB及
びDからESFAS及びRTSの区分Iに送出されるデータであってもよい。4つの分離
グループは、独立しかつ冗長性がある。しかしながら、図10の例証のために、分離グル
ープは、それらが使用するプログラマブル技術に従って安全ブロックにグループ化される
。安全ブロックと1E M/Iとの間の通信と同様に、分離グループからRTS及びES
FASの任意の区分への通信は、光学的に絶縁された送信のみの通信エンジンを通しても
よい。安全ブロックへの非安全入力は、ESFAS EIMに対するものであってもよく
、絶縁されたオープン/クローズ接点に限定されてもよい。
あってもよい。これは、1E M/I内のいずれのエラーも、後方に伝搬して安全ブロッ
クに至ることを防止し得る。
CF又は型2故障は、MPSがその安全機能を実行することを妨げない場合がある。MP
Sを共に構成する安全ブロックI及びIIは、CCFを1つのブロックに限定するために
選択され得る。慣例的に、原子力発電所は、CCFによってMPSが使用不能になった場
合に機能を始動する多様な方法を提供するため、多様化作動システム(DAS)又はスク
ラムなしの予想遷移(ATWS)に依存してきた。しかし、図示されたMPS設計におい
て、単一のCCFであっても安全機能を始動するのに十分な多様性がシステム内に存在し
得る。ここで、MPSは、安全ブロックI及びII(例えば、1006a/b)に分割さ
れる。想定されるソフトウェア又はハードウェアCCFは、1つの安全ブロックに限定さ
れることになる。各ブロックは、異なるプログラマブル技術(設計及び機器多様性)に基
づいて異なるプログラマブルデジタルハードウェアを利用する異なる設計チーム(人間多
様性)を使用し、異なるプログラマブル技術は、異なる設計ツール(ソフトウェア多様性
)の使用を必要とし得る。各ブロック内で、別個のSFM上に実装される、異なる物理効
果の被測定変数に基づく少なくとも2つの安全機能が存在し得る。全ての論理は、有限状
態機械に実装されてもよく、また、全ての安全データは、決定論的方法で通信されてもよ
い。これらの属性に起因して、CCFに関連する型3故障でも、MPSが必要な保護動作
を始動することを妨げない可能性がある。
ーに関連する想定事故は、MPSがその安全機能を実行することを妨げない可能性がある
。
動区分レベル作動は、オペレータに提供されてもよい。手動コンポーネントレベル制御は
、1E M/Iによって許可される場合、非1E M/Iを使用してオペレータに提供さ
れる。
変更は、当業者にとって明らかであるように、以下の特許請求の範囲内にある。例えば、
請求項に記載された動作は、異なる順序で実行され、またそれでも望ましい結果を達成し
得る。したがって、例示的な実装形態の先の説明は、本開示を規定又は制限しない。他の
変更形態、置換形態、及び代替形態もまた、本開示の精神及び範囲から逸脱することなく
可能である。
Claims (20)
- 原子炉保護システムであって、
原子力システムにおける一以上のセンサの第1セットからの第1セットの入力に少なくとも部分的に基づいて第1安全施設決定を導くハードウェア構成を有する第1論理回路であって、前記第1安全施設決定は、原子炉又はその一部分の過渡事象に関連する前記第1セットの入力に基づいて導かれる、第1論理回路と、
前記第1論理回路に並列に通信可能に結合される第2論理回路であって、前記第2論理回路は、前記原子力システムにおける一以上のセンサの第2セットからの第2セットの入力に少なくとも部分的に基づいて第2安全施設決定を導くハードウェア構成を有し、前記第2セットの入力は前記第1セットの入力とは異なる測定パラメータを含み、前記第2安全施設決定は、前記第2セットの入力からの前記過渡事象の冗長な検出に対応し、前記第2論理回路は前記第1論理回路とは異なるハードウェアを含む、第2論理回路と、
前記第1論理回路及び前記第2論理回路に通信可能に結合されて前記第1安全施設決定及び前記第2安全施設決定に応答して作動することによって前記過渡事象に対処する原子炉安全アクチュエータと
を含む、原子炉保護システム。 - 前記第1論理回路及び前記第2論理回路は、これら論理回路の中の複数の回路コンポーネント間のハードウェア設定及び/又は接続が、前記第1安全施設決定及び前記第2安全施設決定それぞれを導くように事前に構成される、請求項1の原子炉保護システム。
- 前記第1論理回路は、前記第1安全施設決定を導くハードウェア構成を有する第1フィールドプログラマブルゲートアレイ(FPGA)であり、
前記第2論理回路は、前記第2安全施設決定を導くようにハードウェアが構成される第2FPGAを含む、請求項1の原子炉保護システム。 - 前記第1FPGA及び前記第2FPGAは、前記過渡事象を決定するための異なる独立した処理構成を有する、請求項3の原子炉保護システム。
- 前記第1FPGAと前記第2FPGAとは、ハードウェアの型、構成及び/又はアーキテクチャが異なる、請求項3の原子炉保護システム。
- 前記第1FPGA及び前記第2FPGAのハードウェアの構成が、異なるソフトウェア及び/又は異なるプラットフォームを使用して確立される、請求項3の原子炉保護システム。
- 前記第1論理回路及び前記第2論理回路から前記第1安全施設決定及び前記第2安全施設決定を受け取るべく結合される投票回路をさらに含み、
前記投票回路は、前記第1安全施設決定及び前記第2安全施設決定を投票入力として解釈することに基づいて安全動作を決定するべく構成され、
前記安全動作は前記過渡事象への応答を表し、
前記安全動作により前記原子炉安全アクチュエータが、前記過渡事象に対処するべく動作する、請求項1の原子炉保護システム。 - 前記第1論理回路は、
前記過渡事象に関連付けられる論理決定に対応する第1決定出力を生成するべく構成される第1回路と、
前記過渡事象に関連付けられる第1冗長論理決定に対応する第2決定出力を生成するべく構成される第2回路と、
前記過渡事象に関連付けられる第2冗長論理決定に対応する第3決定出力を生成するべく構成される第3回路と
を含み、
前記第1回路、前記第2回路及び前記第3回路は、互いから電気的に分離されかつ独立して動作し、
前記投票回路は、前記第1決定出力、前記第2決定出力及び前記第3決定出力により示される値の多数に対応する前記安全動作を決定するべく構成され、
前記原子炉保護システムは、
前記第1回路を前記投票回路に結合する第1データバス経路と、
前記第2回路を前記投票回路に結合する第2データバス経路と、
前記第3回路を前記投票回路に結合する第3データバス経路と
をさらに含み、
前記第1データバス経路、前記第2データバス経路及び前記第3データバス経路は互いから分離かつ独立である、請求項7の原子炉保護システム。 - 前記第1データバス経路を経由してデータ通信を制御することにより前記第1データバス経路のためのマスターとして機能するべく構成される第1通信モジュールと、
前記第2データバス経路を経由してデータ通信を制御することにより前記第2データバス経路のためのマスターとして機能するべく構成される第2通信モジュールと、
前記第3データバス経路を経由してデータ通信を制御することにより前記第3データバス経路のためのマスターとして機能するべく構成される第3通信モジュールと
をさらに含み、
前記第1データバス経路、前記第2データバス経路及び前記第3データバス経路は互いから分離かつ独立である、請求項8の原子炉保護システム。 - 前記第1論理回路及び前記第2論理回路に並列に通信可能に結合される第3論理回路をさらに含み、
前記第3論理回路は、前記原子力システムにおける一以上のセンサの第3セットからの第3セットの入力に少なくとも部分的に基づいて第3安全施設決定を導くハードウェア構成を有し、
前記第3安全施設決定は、異なる入力及び異なる回路を使用した前記過渡事象のさらに冗長な決定に対応し、
前記投票回路は、前記第3論理回路に通信可能に結合されて第1階層投票結果及び第2階層投票結果に基づいて前記安全動作を決定するべく構成され、
前記第1階層投票結果は前記第1安全施設決定に対応し、前記第1決定出力、前記第2決定出力及び前記第3決定出力により示される値の前記多数として生成され、
前記第2階層投票結果は、前記第1安全施設決定、前記第2安全施設決定及び前記第3安全施設決定により示される一致値の最小数に対応する、請求項8の原子炉保護システム。 - 原子炉保護システムを動作させる方法であって、
原子力システムのための一以上のセンサの第1セット及び位置以上のセンサの第2セットのそれぞれから第1セットの入力及び第2セットの入力を受信することと、
第1論理回路を使用して、前記第1セットの入力に少なくとも部分的に基づいて第1安全施設決定を論理的に決定することであって、前記第1安全施設決定は、前記原子力システムの過渡事象の検出に対応することと、
前記第1論理回路とは異なる第2論理回路を使用して、前記第2セットの入力に少なくとも部分的に基づいて第2安全施設決定を論理的に決定することであって、前記第2安全施設決定は、異なる入力及び異なる回路を使用した前記過渡事象の冗長な検出に対応することと、
前記第1安全施設決定及び前記第2安全施設決定に基づいて、前記第1論理回路及び前記第2論理回路に通信可能に結合される前記原子力システムのための安全機能機器又は原子炉トリップ遮断器を作動させることであって、前記安全機能機器は前記過渡事象に対処するべく制御されることと
を含む、方法。 - 前記第1安全施設決定を導くことは、前記第1論理回路のハードウェア構成に従って前記第1セットの入力を処理することを含み、
前記第2安全施設決定を導くことは、前記第2論理回路のハードウェア構成に従って前記第2セットの入力を処理することを含む、請求項11の方法。 - 前記第1論理回路のハードウェア構成と前記第2論理回路のハードウェア構成との間の事前に構成された接続は異なる、請求項12の方法。
- 前記第1論理回路と前記第2論理回路とは、回路コンポーネントが異なり、内部接続が異なり、ハードウェアの型が異なり、及び/又はアーキテクチャが異なる、請求項13の方法。
- 前記第1論理回路は第1フィールドプログラマブルゲートアレイ(FPGA)であり、
前記第2論理回路は第2FPGAである、請求項11の方法。 - 前記第1FPGA及び前記第2FPGAは、ハードウェアの構成を確立するべく使用される異なるコンポーネントに対応する、請求項15の方法。
- 第1セットの冗長回路を使用して、前記第1セットの入力に部分的に基づいて一セットの第1冗長安全施設決定を導くことであって、前記第1セットの冗長回路における各回路は、前記第1セットの冗長回路における他の回路から及び前記第1論理回路から分離かつ独立であることをさらに含み、
前記安全機能機器は、前記第1安全施設決定及び前記一セットの第1冗長安全施設決定により示される値の多数に従って制御される、請求項11の方法。 - 単一箇所通信故障を防止するべく専用バスを経由して前記第1安全施設決定及び各冗長決定の通信を独立して制御することをさらに含む、請求項17の方法。
- 前記原子力システムを別個にモニタリングすることから第3セットの入力を受信することと、
第3論理回路を使用して、前記第3セットの入力に少なくとも部分的に基づいて第3安全施設決定を導くことと
を含み、
前記第3安全施設決定は、異なる入力及び異なる回路を使用した前記過渡事象のさらに冗長な検出に対応し、
前記安全機能機器は、前記第1安全施設決定、前記第2安全施設決定及び前記第3安全施設決定により示される一致する値の最小数に従って制御される、請求項11の方法。 - それぞれが前記過渡事象に対応する前記第1安全施設決定、前記第2安全施設決定及び前記第3安全施設決定に基づいて前記安全機能機器を制御することは、単一箇所ハードウェア関連故障を防止し又は単一箇所ハードウェア関連故障から回復することを含む、請求項19の方法。
Applications Claiming Priority (6)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US201361922625P | 2013-12-31 | 2013-12-31 | |
US61/922,625 | 2013-12-31 | ||
US14/198,891 | 2014-03-06 | ||
US14/198,891 US11017907B2 (en) | 2013-12-31 | 2014-03-06 | Nuclear reactor protection systems and methods |
JP2019211482A JP6899884B2 (ja) | 2013-12-31 | 2019-11-22 | 原子炉保護システム |
JP2021099632A JP7203154B2 (ja) | 2013-12-31 | 2021-06-15 | 原子炉保護システムとこれを動作させる方法 |
Related Parent Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2021099632A Division JP7203154B2 (ja) | 2013-12-31 | 2021-06-15 | 原子炉保護システムとこれを動作させる方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2023040088A JP2023040088A (ja) | 2023-03-22 |
JP7482205B2 true JP7482205B2 (ja) | 2024-05-13 |
Family
ID=53682109
Family Applications (4)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2016544596A Pending JP2017501419A (ja) | 2013-12-31 | 2014-12-23 | 原子炉保護システム及び方法 |
JP2019211482A Active JP6899884B2 (ja) | 2013-12-31 | 2019-11-22 | 原子炉保護システム |
JP2021099632A Active JP7203154B2 (ja) | 2013-12-31 | 2021-06-15 | 原子炉保護システムとこれを動作させる方法 |
JP2022208089A Active JP7482205B2 (ja) | 2013-12-31 | 2022-12-26 | 原子炉保護システム及び方法 |
Family Applications Before (3)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2016544596A Pending JP2017501419A (ja) | 2013-12-31 | 2014-12-23 | 原子炉保護システム及び方法 |
JP2019211482A Active JP6899884B2 (ja) | 2013-12-31 | 2019-11-22 | 原子炉保護システム |
JP2021099632A Active JP7203154B2 (ja) | 2013-12-31 | 2021-06-15 | 原子炉保護システムとこれを動作させる方法 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (3) | US11017907B2 (ja) |
EP (1) | EP3090433B1 (ja) |
JP (4) | JP2017501419A (ja) |
KR (1) | KR102364973B1 (ja) |
CN (1) | CN106165020B (ja) |
CA (2) | CA3144136A1 (ja) |
PL (1) | PL3090433T3 (ja) |
WO (1) | WO2015112304A2 (ja) |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US11017907B2 (en) | 2013-12-31 | 2021-05-25 | Nuscale Power, Llc | Nuclear reactor protection systems and methods |
US9997265B2 (en) * | 2015-03-27 | 2018-06-12 | Mitsubishi Electric Power Products, Inc. | Safety system for a nuclear power plant and method for operating the same |
WO2017079950A1 (zh) * | 2015-11-12 | 2017-05-18 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站多样性驱动系统及方法和多样性保护系统 |
WO2017101031A1 (zh) * | 2015-12-15 | 2017-06-22 | 中广核工程有限公司 | 核电站反应堆保护系统及其中的安全控制方法 |
KR101736405B1 (ko) * | 2016-03-31 | 2017-05-16 | 한국전력기술 주식회사 | 원자력 발전소의 설계를 위한 시스템 및 방법 |
KR101797078B1 (ko) | 2016-07-15 | 2017-11-13 | 두산중공업 주식회사 | 원자로노심보호계통 유지보수 시뮬레이션 장치 및 시스템 |
KR102642462B1 (ko) * | 2016-12-30 | 2024-03-04 | 뉴스케일 파워, 엘엘씨 | 핵 반응기 보호 시스템 및 방법 |
FR3063855B1 (fr) * | 2017-03-08 | 2019-04-12 | Areva Np | Circuit logique programmable de commande d'une installation electrique, en particulier une installation nucleaire, dispositif et procede de commande associes |
CN107132837B (zh) * | 2017-04-24 | 2019-07-23 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法及系统 |
CN109429116A (zh) * | 2017-08-28 | 2019-03-05 | 广东核电合营有限公司 | 基于核电监测的冗余热备系统 |
CN108665990A (zh) * | 2018-04-26 | 2018-10-16 | 中国核动力研究设计院 | 一种可靠停运反应堆冷却剂泵的装置及方法 |
CN108711459B (zh) * | 2018-05-30 | 2020-12-11 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于快堆的多样化保护装置 |
CN109240245A (zh) * | 2018-10-25 | 2019-01-18 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | 一种核动力装置综合控制系统数字化体系架构 |
CN110444305B (zh) * | 2019-08-13 | 2022-09-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种优化的数字化反应堆保护系统 |
US11289893B2 (en) * | 2019-12-18 | 2022-03-29 | Semiconductor Components Industries, Llc | Devices, systems and methods for avoiding fault propagation in safety systems |
US11946972B2 (en) | 2020-08-06 | 2024-04-02 | Semiconductor Components Industries, Llc | Monitoring of interconnect lines |
CN114647939B (zh) * | 2022-03-23 | 2023-09-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法 |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2001142503A (ja) | 1999-11-16 | 2001-05-25 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 多重化装置 |
JP2001296383A (ja) | 2000-02-10 | 2001-10-26 | Westinghouse Electric Co Llc | プロセス保護システム |
US20040136487A1 (en) | 2001-05-07 | 2004-07-15 | Hyun Kook Shin | Digital reactor protection system for preventing common-mode failures |
JP2010249559A (ja) | 2009-04-13 | 2010-11-04 | Toshiba Corp | デジタル安全保護系システム |
US20110202163A1 (en) | 2008-10-22 | 2011-08-18 | Kepco Engineering & Construction Company | Plant protection system and method using field programmable gate array |
US20110313580A1 (en) | 2010-06-17 | 2011-12-22 | Levgenii Bakhmach | Method and platform to implement safety critical systems |
Family Cites Families (57)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3597939A (en) | 1969-06-25 | 1971-08-10 | Atomic Energy Commission | Control assembly for a nuclear reactor including an offset coupling |
US4661310A (en) * | 1983-10-27 | 1987-04-28 | Westinghouse Electric Corp | Pulsed multichannel protection system with saturable core magnetic logic units |
US4783307A (en) | 1987-03-05 | 1988-11-08 | Commonwealth Edison Company | Reactor control system verification |
JPS63290989A (ja) | 1987-05-22 | 1988-11-28 | Hitachi Ltd | 制御棒駆動機構 |
CZ293613B6 (cs) | 1992-01-17 | 2004-06-16 | Westinghouse Electric Corporation | Způsob monitorování chodu zařízení pomocí CPU |
JPH07174890A (ja) | 1993-12-17 | 1995-07-14 | Toshiba Corp | プラント制御装置 |
DE69618160T2 (de) | 1995-07-14 | 2002-09-05 | Gen Electric | Reaktorschutzsystem |
US5621776A (en) | 1995-07-14 | 1997-04-15 | General Electric Company | Fault-tolerant reactor protection system |
JPH0944203A (ja) * | 1995-07-26 | 1997-02-14 | Hitachi Ltd | 冗長化制御システム |
JP3567038B2 (ja) | 1995-12-27 | 2004-09-15 | 株式会社東芝 | 原子炉出力監視装置 |
US5892440A (en) | 1997-05-14 | 1999-04-06 | Combustion Engineering Inc. | Alarm significance mapping |
JPH10104385A (ja) | 1996-10-01 | 1998-04-24 | Hitachi Ltd | プラント内伝送器の監視方法及びシステム |
US6049578A (en) | 1997-06-06 | 2000-04-11 | Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. | Digital plant protection system |
US6292523B1 (en) | 1997-06-06 | 2001-09-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Digital engineered safety features actuation system |
JP3595661B2 (ja) | 1997-09-19 | 2004-12-02 | 株式会社東芝 | 原子力プラントの安全保護系制御装置 |
US5820475A (en) | 1997-10-30 | 1998-10-13 | Luna; Antonio A. | Compact golf ball teeing machine |
CN1145975C (zh) | 1998-02-19 | 2004-04-14 | Abb燃烧工程核力公司 | 泵选择逻辑 |
US6449732B1 (en) | 1998-12-18 | 2002-09-10 | Triconex Corporation | Method and apparatus for processing control using a multiple redundant processor control system |
AU2387700A (en) | 1998-12-23 | 2000-07-12 | Triconex Corporation | Cause effect diagram program maintenance development and test system |
CN1144236C (zh) | 1999-08-19 | 2004-03-31 | 东芝株式会社 | 控制棒操作监控系统的试验方法及试验装置 |
US7328189B2 (en) | 2000-01-26 | 2008-02-05 | Paybyclick Corporation | Method and apparatus for conducting electronic commerce transactions using electronic tokens |
US8121941B2 (en) | 2000-03-07 | 2012-02-21 | American Express Travel Related Services Company, Inc. | System and method for automatic reconciliation of transaction account spend |
US6418178B1 (en) | 2001-04-16 | 2002-07-09 | General Electric Company | Control rod coupling assembly for a nuclear reactor |
US20030149576A1 (en) | 2001-04-19 | 2003-08-07 | Sunyich Steven L. | Personalized smart room |
US7102343B1 (en) | 2003-03-31 | 2006-09-05 | Invensys Systems, Inc. | Methods and systems having multiple cooperating transformers |
JP4568143B2 (ja) | 2005-02-28 | 2010-10-27 | 株式会社東芝 | 安全系装置の検証方法およびその検証方法で検証された安全系装置 |
US7558292B2 (en) | 2005-08-19 | 2009-07-07 | Invensys Systems, Inc. | Redundant time synchronization |
US7840285B2 (en) | 2005-10-28 | 2010-11-23 | Invensys Systems, Inc. | Sequence of events recorder facility for an industrial process control environment |
KR100848881B1 (ko) | 2006-08-07 | 2008-07-29 | 삼창기업 주식회사 | 디지털 원자로 보호 시스템 |
KR100850484B1 (ko) * | 2006-11-28 | 2008-08-05 | 한국원자력연구원 | 디지털 원자로 보호계통의 트립설정치 조절 방법 및 장치 |
KR20090000054A (ko) | 2006-12-20 | 2009-01-07 | (주) 호미인터랙티브 | 동영상 게시 중계 서비스 제공 방법 |
GB0704753D0 (en) | 2007-03-13 | 2007-04-18 | Airbus Uk Ltd | Preparation of a component for use in a joint |
KR100931136B1 (ko) | 2007-11-27 | 2009-12-10 | 한국원자력연구원 | 삼중화된 bp와 cp 및 2/3 논리의 개시회로 구조를 갖는디지털 원자로 보호계통 및 그 구동 방법 |
US7870299B1 (en) | 2008-02-06 | 2011-01-11 | Westinghouse Electric Co Llc | Advanced logic system |
US8117512B2 (en) | 2008-02-06 | 2012-02-14 | Westinghouse Electric Company Llc | Failure detection and mitigation in logic circuits |
US8776066B2 (en) | 2009-11-30 | 2014-07-08 | International Business Machines Corporation | Managing task execution on accelerators |
US20110173060A1 (en) | 2010-01-08 | 2011-07-14 | Gallagher Kevin N | Guest Check Presenter Having a Wireless Communication Device |
US20110178863A1 (en) | 2010-01-19 | 2011-07-21 | Daigle Mark R | Location based consumer interface for retail environment |
US8730004B2 (en) | 2010-01-29 | 2014-05-20 | Assa Abloy Hospitality, Inc. | Method and system for permitting remote check-in and coordinating access control |
US20110302504A1 (en) | 2010-06-08 | 2011-12-08 | Santosh Khare | Mobile Application for Proximity Based Awareness System |
CA2707373A1 (en) | 2010-06-14 | 2011-12-14 | Ievgenii Bakhmach | Platform and method to implement safety critical instrumentation and control (i&c) functions |
US9095002B2 (en) | 2010-07-12 | 2015-07-28 | Invensys Systems, Inc. | Methods and apparatus for process control with improved communication links |
US8331855B2 (en) | 2010-07-12 | 2012-12-11 | Invensys Systems, Inc. | Methods and apparatus for process control with improved communication links |
JP5675208B2 (ja) * | 2010-08-06 | 2015-02-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子力施設の制御システム |
KR101022606B1 (ko) * | 2010-09-28 | 2011-03-16 | (주) 코아네트 | 원자력 발전소의 디지털 신호 전자제어 처리를 위한 장치 및 방법 |
US8565735B2 (en) | 2010-10-29 | 2013-10-22 | Jeffrey L. Wohlwend | System and method for supporting mobile unit connectivity to venue specific servers |
US8498900B1 (en) | 2011-07-25 | 2013-07-30 | Dash Software, LLC | Bar or restaurant check-in and payment systems and methods of their operation |
DE102011108802B4 (de) | 2011-07-29 | 2013-02-21 | Areva Np Gmbh | Verbindung zwischen Steuerstabführungsrohr und Antriebsgehäuserohr eines Kernreaktors |
CN102426863B (zh) | 2011-10-31 | 2015-12-16 | 中广核工程有限公司 | 核电站反应堆停堆信号传输系统和方法 |
JP5583153B2 (ja) | 2012-01-26 | 2014-09-03 | 株式会社東芝 | 液面レベル検知装置及び方法 |
US9031892B2 (en) | 2012-04-19 | 2015-05-12 | Invensys Systems, Inc. | Real time safety management system and method |
US20130304578A1 (en) | 2012-05-08 | 2013-11-14 | 24/7 Customer, Inc. | Method and apparatus for enhanced in-store retail experience using location awareness |
US9496057B2 (en) | 2012-08-06 | 2016-11-15 | Smr Inventec, Llc | Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor |
CN104091558B (zh) | 2013-04-01 | 2017-03-01 | 香港理工大学 | Led显示面板的驱动方法及系统 |
JP6139341B2 (ja) | 2013-09-04 | 2017-05-31 | 三菱電機株式会社 | 安全系表示システム |
US11017907B2 (en) | 2013-12-31 | 2021-05-25 | Nuscale Power, Llc | Nuclear reactor protection systems and methods |
FR3063855B1 (fr) * | 2017-03-08 | 2019-04-12 | Areva Np | Circuit logique programmable de commande d'une installation electrique, en particulier une installation nucleaire, dispositif et procede de commande associes |
-
2014
- 2014-03-06 US US14/198,891 patent/US11017907B2/en active Active
- 2014-12-23 PL PL14880292T patent/PL3090433T3/pl unknown
- 2014-12-23 KR KR1020167017646A patent/KR102364973B1/ko active IP Right Grant
- 2014-12-23 JP JP2016544596A patent/JP2017501419A/ja active Pending
- 2014-12-23 WO PCT/US2014/072224 patent/WO2015112304A2/en active Application Filing
- 2014-12-23 EP EP14880292.9A patent/EP3090433B1/en active Active
- 2014-12-23 CA CA3144136A patent/CA3144136A1/en active Pending
- 2014-12-23 CA CA2927946A patent/CA2927946C/en active Active
- 2014-12-23 CN CN201480066779.5A patent/CN106165020B/zh active Active
-
2019
- 2019-11-22 JP JP2019211482A patent/JP6899884B2/ja active Active
-
2020
- 2020-10-22 US US17/077,979 patent/US11728051B2/en active Active
-
2021
- 2021-06-15 JP JP2021099632A patent/JP7203154B2/ja active Active
-
2022
- 2022-12-26 JP JP2022208089A patent/JP7482205B2/ja active Active
-
2023
- 2023-03-15 US US18/122,028 patent/US20230290527A1/en active Pending
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2001142503A (ja) | 1999-11-16 | 2001-05-25 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 多重化装置 |
JP2001296383A (ja) | 2000-02-10 | 2001-10-26 | Westinghouse Electric Co Llc | プロセス保護システム |
US20040136487A1 (en) | 2001-05-07 | 2004-07-15 | Hyun Kook Shin | Digital reactor protection system for preventing common-mode failures |
JP2004529353A (ja) | 2001-05-07 | 2004-09-24 | コリア パワー エンジニアリング カンパニー インク. | ソフトウェア共通類型故障を自体排除したデジタル原子炉保護システム |
US20110202163A1 (en) | 2008-10-22 | 2011-08-18 | Kepco Engineering & Construction Company | Plant protection system and method using field programmable gate array |
JP2010249559A (ja) | 2009-04-13 | 2010-11-04 | Toshiba Corp | デジタル安全保護系システム |
US20110313580A1 (en) | 2010-06-17 | 2011-12-22 | Levgenii Bakhmach | Method and platform to implement safety critical systems |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN106165020B (zh) | 2019-01-22 |
EP3090433A4 (en) | 2016-12-14 |
CA3144136A1 (en) | 2015-07-30 |
JP2017501419A (ja) | 2017-01-12 |
KR20160104627A (ko) | 2016-09-05 |
CA2927946A1 (en) | 2015-07-30 |
EP3090433B1 (en) | 2020-03-11 |
JP7203154B2 (ja) | 2023-01-12 |
EP3090433A2 (en) | 2016-11-09 |
US20210210225A1 (en) | 2021-07-08 |
WO2015112304A3 (en) | 2015-10-29 |
US11728051B2 (en) | 2023-08-15 |
US20200343009A1 (en) | 2020-10-29 |
US11017907B2 (en) | 2021-05-25 |
JP2020034575A (ja) | 2020-03-05 |
PL3090433T3 (pl) | 2020-08-24 |
WO2015112304A2 (en) | 2015-07-30 |
CN106165020A (zh) | 2016-11-23 |
CA2927946C (en) | 2023-01-24 |
US20230290527A1 (en) | 2023-09-14 |
KR102364973B1 (ko) | 2022-02-18 |
JP2023040088A (ja) | 2023-03-22 |
JP6899884B2 (ja) | 2021-07-07 |
JP2021156899A (ja) | 2021-10-07 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP7482205B2 (ja) | 原子炉保護システム及び方法 | |
US11961625B2 (en) | Nuclear reactor protection systems and methods | |
KR100931136B1 (ko) | 삼중화된 bp와 cp 및 2/3 논리의 개시회로 구조를 갖는디지털 원자로 보호계통 및 그 구동 방법 | |
US9997265B2 (en) | Safety system for a nuclear power plant and method for operating the same | |
KR100788826B1 (ko) | 디지털 원자로 보호계통 및 디지털 원자로 보호계통의 시험 방법 | |
KR100875467B1 (ko) | 독립적 이중화 구조 리던던시를 갖는 디지털 원자로보호계통 및 그 방법 | |
Cook et al. | LI Reclassification |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20230119 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20230119 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20231114 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20231121 |
|
A711 | Notification of change in applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A711 Effective date: 20231213 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20240213 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20240402 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20240426 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7482205 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |