JPH0213892A - 加圧水型原子炉の緊急停止余裕の決定及び算定方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は加圧水型原子力発電所の制御、より特定的には
このような発電所の原子炉の緊急停止余裕の測定及び算
定に係る０本発明はより厳密には、二次回路の蒸気の偶
発的な損失を予防のなめに考慮する緊急停止余裕の算定
に係る。

加圧水型原子力発電所は周知である。要約すると、該発
電所は核分裂物質を含む燃料棒から形成される燃料気合
体を容器内に収容する原子炉を備えており、燃料集合体
のいくつかに、中性子吸収材料を含む可動制御棒が挿入
されている。燃料集合体の制御棒は相互に組み合わせて
制御され、制御クラスターを形成する。燃料集合体は、
夫々−次ポンプ及び蒸気発生器を含む複数の一次ループ
を有する一次回路内を流れる加圧水に浸漬される。

これらのループのひとつは更に、原子炉内の水圧を維持
する加圧器を備えている。加圧水は減速及び熱伝達流体
として機能する。更に加圧水は、制御クラスターと同様
に原子炉の運転を制御するように機能する中性子吸収材
料であるホウ素を溶解している。

蒸気発生器は、主に交流発電機を駆動するタービン、復
水器及びポンプから構成される二次回路に蒸気を供給す
る。

、　反応度は原子炉の炉心における連鎖反応の進行の尺
度である。この連鎖反応において、重い核原子の分裂に
より発生し、−次回路の加圧水である減速材により減速
され、制御棒及び溶解したホウ素により多かれ少なかれ
吸収された中性子は、新たな核分裂を生じる。１つの発
生から次の発生までの核分裂の数の倍率である因数には
、−ｍに１に等しい。この因数は一時的に１より大きく
なり得る。にと１の正の偏差を反応度と呼称する。この
偏差はｐｅｗ（１００，０００分の１部）で表される。

反応度がゼロ以外の値のとき、連鎖反応は増加する傾向
がある。それ以外の場合、因数には１未満であり得、反
応度は負であり、これを負の反応度と呼称する。

この場合、反応は抑制される傾向がある。

原子炉の出力は反応度を調節することにより、実際には
制御棒の位置及び／又はホウ素の濃度を調節することに
より調整される。出力を増加するためには反応度を正に
する。反応は増加する。原子炉内の温度は上昇し、−次
回路の水の密度は減少する。水の減速効果は減少し、負
の反応度の付加分と等しくなり、最終的に反応度は均衡
する。

こうして原子炉は高い出力レベルに安定化される。

出力を低下させるためには逆の操作を行う。

このようにして原子炉は、一般に発電所が結合されてい
る送電網の電力の需要に応じるよ、うに必要な熱出力を
供給することができる。

原子炉を制御するために制御棒を調節する方法をとるか
ホウ素のレベルを調節する方法をとるが検討するにあた
ってまず第１に留意すべき点として、制御棒の操作はす
ぐに効果があるが、溶解したホウ素の調節による効果は
比較的遅い。

更に、溶解したホウ素の濃度を増加するためには、ホウ
酸を蓄積及び注入するための手段が必要であり、一方、
該濃度を減少させるためには希釈手段、特に流出物を処
理及び蓄積するための手段が必要であり、このような手
段は溶解したホウ素による作用に依存する頻度及び時間
が増すにつれて大形で且つ高価になる。

従って、原子炉の運転の反応度に及ぼす長期的効果、即
ち主にキセノンの効果及び燃料の老化を修正する目的の
みに、溶解したホウ素を使用する傾向がある。

このように、送電網の需要に応じるように原子炉により
供給される熱出力を制御するには、制御棒を使用するこ
とが好ましい。しかしながら、制御棒を挿入すると、原
子炉内に発生される出力の軸方向分布に悪影響がある。

原子炉の炉心に温度差が生じ、最高温度の箇所における
燃料の消耗が加速され、キ毛ノンが局所的に発生し、こ
れらの要因は原子炉の制御手順に限定的な役割を果たし
、溶解したホウ素のレベルの操作が相関的に必要になる
。

ところで、電力全発電量に占める原子力発電の比率の増
加に伴い、元々はぼ一定の発電レベルを有する基底負荷
発電所として使用されている原子力発電所を、負荷に応
じて日々の曲線に合致する発電レベルで使用するか、あ
るいは遠隔制御による制御方式で使用することが必要に
なっているが、発電レベルは任意の曲線に一致するので
制御操作が増加し、上記のような好ましくない結果をも
たらす、従って、軸方向出力分布の歪みが減少しその有
害な効果が制限されるような、制御棒による制御方法が
求められている。

ちなみに仏国特許第２３９５５７２号は、出力変化によ
る反応度効果を制御するために、原子炉の炉心の平均温
度と必要な出力レベルの関数である参照温度との間に常
に存在する差に応じて非常に吸収性の高いクラスターか
ら形成される群・くを移動させると共に、少なくとも１
個が原子炉の出力を変化させるように小さい負の反応度
を有する吸収材料クラスターから形成される複数の群を
、タービンに必要な出力のみに応じて移動させるような
原子炉の運転方法を記載しており、溶解したホウ素の濃
度の操作は、長期的な反応度効果の修正に加えて群Ｒを
所定の範囲に維持する役割を果たす。

より最近の文献である仏国特許第２４９３５８２号は。

軸方向出力分布の変動が常に制限されるように原子炉の
炉心で複数の制御棒群を相互に組み合わせて移動させる
ことにより原子炉を制御するための方法を記載しており
、従って、溶解したホウ素には依存せず、この場合、ホ
ウ素の濃度はキセノン発生効果及び燃料棒の老化の効果
を補償するためのみに調節される。

後者のシステムは原子炉の正常運転に否定できない利点
を与えるが、二次回路の偶発的な破壊の危険を考慮する
と安全性の面で欠陥がある。

このような状況では二次回路は急に冷却され、−次回路
及び原子炉の炉心も同様である。安全装置が始動し、全
制御クラスターが完全に挿入され、ホウ素の安全注入操
作が行われる。通常はこうして原子炉は停止する６ しかしながら、上記２種類の制御方法が実施されるとき
、溶解したホウ素のレベルは比較的低いが、制御棒の挿
入効果は比較的大きい。制御棒を完全に挿入すると、原
子炉内の熱出力の放出を停止するに十分な負の反応度が
与えられる。この効果は二次回路の破壊により生じる一
次回路の冷却と相俟って、原子炉の炉心における水の温
度を著しく低下させ、従って減速材としての効果が増加
し、これに対応して反応度が増す、ホウ素の安全注入操
作の効果はすぐに現れないので、この反応度の増加は制
御棒の完全な挿入により付加される負の反応度よりも大
きくなり得、−時的に反応が再開し、簡単に燃料要素の
温度の許容できないような上昇が生じる。

この困難は既に認識されており、二次回路の破壊が不十
分な場合に補正操作を行う目的でこのような破壊に特に
必要な余有に対して緊急停止余有、即ち緊急停止に使用
可能な負の反応度を決定及び算定する方法により解決さ
れる。

特に仏国特許第２３９５５７２号の原子炉制御方法に関
して特に規定されるこの方法は、主に群Ｒが常にもたら
し得る負の反応度を監視することがら成る。実際に、出
力制御クラスターの貢献度は完全に挿入されるまではゼ
ロであると見なすことができる。制御クラスターはある
程度負の反応度をもたらすが、対応して減速材の温度が
低下するので同一値の正の反応度も付加される。この点
に関する安全棒の貢献は知られている１群Ｒのクラスタ
ーのみは温度に依存しない絶えず可変な位置にあり、従
って、その位置は唯一のパラメーターである。更に付言
すべき点として、算定は安全性の観点から特に出力制御
棒の負の反応度の効果に関する制御システムのあらゆる
不正確さを考慮して行わなければならない。従って、最
悪の条件をカバーするためには、必要な負の反応度は近
似により規定された一定の値の安全項の分だけ増加する
。

更に、温度制御棒により提供され得る負の反応度は、安
全性の観点から見て最悪の場合に棒の位置及び棒の位置
と負の反応度との関係から導かれる単なる推定値に過ぎ
ない。

このような方法は仏国特許第２４９３５８２号の制御方
法の場合にはもはや適用できない、実際に、出力制御群
と温度調節群Ｒとの区別はなくなる。出力制御群の位置
は複雑なプログラムに従って絶えず可変である。監視す
べきパラメーターはただ１つだけでなく複数になり、制
御棒群の位置のみを考慮すればよいのではなくなる。

本発明の目的は、二次的であると見なされる制御方法、
より一般的にはあらゆる制御方法に適する、加圧水型原
子炉の緊急停止余裕の決定方法を提供することである。

更に、上述のように、本発明に適用される緊急停止余裕
の決定方法は、必要な負の反応度を増加する安全項とし
ての非測定作用の近似と、温度調節棒が常にもたらし得
る負の反応度に関“する別の近似とを含む、従って、し
ばしば原子炉の制御に不当な制限が生じる。

本発明の別の目的は、このような制限のない緊急停止余
裕の決定方法を提供することである。

本発明の加圧水型原子炉の緊急停止余裕の決定及び算定
方法は、−最大： ％式％ （式中、Ｍａｒは所望の停止余裕であり、Δｐｇは原子
炉の制御棒が完全に引き抜かれた状態から完全に挿入さ
れた状態に移するときに該制御棒全体に由来する負の反
応度（負の符号）であり、Δｐｐは公称出力からゼロ出
力への変化によりもたらされる反応度（正の符号）であ
り、ΔＰｒは原子炉を該当時点の状況に導くために既に
消費された負の反応度であり、式： ％式％ を適用することにより計算され、ここでＥＣは測定され
る軸方向出力分布及び予め規定された炉心の消耗を考慮
することにより、出力制御クラスターの測定位置に由来
する負の反応度であり、ＤＣは公称出力から原子炉の現
在の状況までの出力の低下により得られる反応度の付加
分を算定する項であり、Ｅｇｏは目盛定数を含む）を適
用することにより停止余裕を計算することから成る。

項ＤＣは、公称出力に対する出力低下の反応度効果に対
応し且つ測定される軸方向出力歪みの一次関数である第
１の項ＤＰ、原子炉の炉心における水の密度分布の歪み
により生じる、実際の出力即ち測定出力での誤差の反応
度効果に対応し且つ測定される軸方向出力歪みの二次関
数である第１の補正項ＦＰ、及び測定値である炉心の平
均温度と、予め設定された値である参照温度との偏差の
反応度効果に対応する第２の補正項ＦＴのうちの１項以
上の和であり得る。

本発明の方法によると、こうして計算された緊急停止余
裕と、原子炉全体について一旦決定的に計算され且つ定
数ＥＧｏに含゛まれる定数であると見なされる最小余裕
との偏差を決定することが可能である。

本発明の方法は更に、−時回路内の溶解したホウ素のレ
ベルを修正することから成る補正操作を行うためにこの
偏差を使用することが可能である。

以下、添付図面を参考に本発明の具体例に関して本発明
の種々の目的及び特徴をより詳細に説明する。

図中、加圧木型原子炉の炉心１は一次回路４内で蒸気発
生器２に連結されている。加圧水の移動は一次ボンブ３
により推進される。加圧器５は一次回路内の水の体積及
び圧力を維持する。これらの各種の要素は囲障１０内に
配置されており、蒸気発生器２に連結された二次回路１
２の管が囲障を貫通している。この二次回路１２は交流
発電機１４を駆動するタービン１３、復水器１５及び二
次ポンプ１６をを備えている。弁１９及び２０は、交流
発電機の駆動を中断しなければならない場合に二次回路
を維持するようにタービン１３をバイパスさせることが
可能である。

上記のように、原子炉の炉心は核分裂物質を含む燃料棒
から形成される燃料集合体を容器内に収容しており、い
くつかの燃料集合体には中性子吸収材料を含む可動制御
棒２０が挿入されている。燃料集合体の制御棒は相互に
組み合わせて制御され、制御クラスターを形成する。燃
料集合体は一次回路４内を流れる加圧水に浸漬され、該
回路４は実際に複数の一次ループから構成され、そのう
ちの１個（図面のループ）のみが加圧器５を含んでいる
。

加圧水は減速及び熱伝達流体として機能する。更に加圧
水には、制御クラスターと同様に原子炉の゛運転を制御
するように機能する中性子吸収材であるホウ素が溶解し
ている。

ホウ素をホウ酸の形態で一次回路４に注入するための回
路は図示していない。

図面は更に、種々の水準で中性子束を測定するために容
器の外側で原子炉の近傍に配置された電離箱Ｃ１〜Ｃ６
を示している。実際に、これらの検出器は１水準につき
４個の別々の検出器から構成されており、これらの検出
器の出力信号は、夫々対応する水準で原子炉により発生
される瞬間出力を表す信号を供給するように結合される
。

一方、−次回路の種々の箇所の温度、制御棒の挿入深さ
、−次回路内の加圧水のホウ素含有量等のような各種の
変数を測定及び決定するための装置については図示しな
かった。

最後に、周知のように原子炉の炉心の状態は、原子炉を
所与の運転条件下に置き、特定の測定を行うことにより
周期的に再規定され、これらのうちで所定の測定は、こ
の際に炉心に導入したプローブを用いて行われる。

運転中、原子炉の実際の出力Ｐｒｅ　Ｉは公称出力（定
格出力）、即ち原子炉の正常運転で予想される最大出力
（制御棒の挿入度が最小）のフラクションとして表され
る。実際の出力は例えば、検出器Ｃ１〜Ｃ６により表示
される中性子束から測定される。軸方向出力歪み、即ち
実際の出力分布の非対称性を表す値も同様に、これらの
検出器の出力信号から導かれる。制御棒の位置は、クラ
スターの挿入ピッチカウンタにより直接表示される。参
照温度Ｔｒｅｆは原子炉に必要な出力の関数として規定
される。

炉心の平均温度Ｔａｖは、原子炉内への加圧水の入口及
び出口において一次回路で測定された温度から導かれる
。

本発明は、正常運転状況における原子炉の緊急、停止余
裕の決定及び算定方法に係り、二次回路１２の蒸気の損
失を予防のために考慮するものである。

このような状況では、自動安全システムが圧力及び温度
の値の異常な変位により始動され、全制御棒が完全に挿
入されるが、安全のためにはクラスターの１本を挿入し
ないようにすべきである。

同時にホウ素の安全注入操作を行い、間違いなく反応停
止の効果を与える。

問題は、ホウ素の注入制御効果がすぐに現れず、制御棒
の挿入によりもたらされる負の反応度が二次回路の蒸気
の放出に続く一時回路の水の冷却にもたらされる反応度
と少なくとも平衡するに十分でなければならないという
点にある。この偶発的原因による反応度は計算により規
定することができる。従って、制御クラスターの潜在的
な負の反応度がこの必要を常に満たすのに十分な値に維
持されるようにすべきである。このためには、制御クラ
スターの潜在的な負の反応度を決定及び算定しなければ
ならない。

本発明によると、−最大： ％式％ （式中、Ｍａｒは所望のく負の）停止余裕であり、Δｐ
ｇは原子炉の制御棒が完全に引き抜かれた状態から完全
に挿入された状態に移るときに該制御棒全体に由来する
負の反応度であり、Δｐｐは公称（定格）出力からゼロ
出力への変化によりもたらされる（正の）反応度であり
、ΔＰｒは原子炉を該当時点の状況に導くために既に消
費された負の反応度であり、式： ％式％ を適用することにより計算され、ここでＥＣは測定され
る軸方向出力分布及び予め規定された炉心の消耗を考慮
することにより、出力制御クラスターの測定位置に由来
する負の反応度であり、ＤＣは公称（定格）出力から原
子炉の現在の状況までの出力の低下により与えられる反
応度を算定する項であり、Ｅｇｏは目盛定数を含む）を
適用することにより緊急停止余裕を計算する。

上記式の各項を計算方法の観点から検討すると、ΔＰＦ
Ｉ即ち出力制御クラスター及び緊急停止（スクラム）ク
ラスターを含む制御棒の全体の負の反応度は、安全のた
めに最大の負の反応度を有するクラスターが挿入されな
いような、予め決定された原子炉の特徴であり、Δｐｐ
即ち連鎖反応停止に対応する温度までの加圧水の冷却に
よる総反応度は、同様に予め決定された原子炉の特徴で
あり、ΔＰｒ即ち挿入される制御棒により消費される負
の反応度は従って原子炉の運転の実際の条件に依存し、
ＥＧｏは定数である。

項ΔＰｔｒ、ΔＰｐ及び１４ｏが原子炉の特徴に従って
予め設定された定数であるので、本発明の方法はΔＰｒ
のみをインラインに決定することができ、その種々の構
成部分の決定方法の一例を以下に述べる。

項ＥＧは棒の挿入により消費される負の反応度に対応し
、中性子束の検出器の出力測定信号及び出力制御クラス
ターの挿入レベルに基づいて決定される。

本発明の一態様によると、項ＥＣは行列表記による次式
： （式中、［Ｐｒｅｆ］及び［Ｐｒ］は軸方向出力分布を
表すベクトルであり、［Ｐｒｅｆ］は炉心の軸方向消耗
を表すように参照構造で周期的に再規定され、［Ｐｒ］
は中性子束検出器により行われるインライン測定から導
かれる）を適用することにより得られる。

［Ｐｒｅｆ］及び［Ｐｒコは次の型の式：％式％［１］ （式中、［Ｐ］は軸方向出力分布であり、［Ｔ］は測定
システムの伝達行列であり、［Ｓ］は検出器の感度の行
列であり、［１］は中性子検出器の出力を表す）を適用
することにより決定される。

項［＾］は、出力制御クラスターによりもたらされる負
の反応度を表す対角行列であり、出力制御群と同数の項
の和、即ち ［＾］＝Ｃ，［Ｇ、］ であり、Ｃ，は予め決定又は予め測定された群の全体の
効率であり、［Ｇ＋］は挿入ピッチカウンタにより表示
される制御群の位置により直接規定される項を有する位
置行列である。

本発明は更に、原子炉の公称出力（定格出力）と実際の
状況との出力差による反応度の付加分を項ＤＣとして算
定することができる。既に消費されている反応度の値を
できるだけ正確に概算するために、本発明は下記に規定
するような項ＤＰ、　ＦＰ、　ＦＴの１以上の和として
この項を構成する。

第１の項ＤＰは公称出力からの出力低下の反応度効果に
対応し、式： ％式％） （式中、ｐｌ及びｐ２は一定の寸法決定係数であり、Ｐ
ｒｅｌは先に規定した意味を有し、＾０は式：を使用し
て計算される軸方向出力歪みであり、ここでｐｈ及びｐ
ｂは中性子束検出器により為されるインライン測定から
導かれる夫々炉心の上部及び下部の出力である）で表さ
れる、測定される軸方向出力歪みの一次関数である。

第１の補正項ＦＰは、原子炉の炉心における水の密度分
布の歪みの、実際の出力即ち測定出力での反応度効果に
対応し、式： ％式％） （式中、ｐ３、ｐ４及びｐ５は同じく一定の寸法決定係
数である）で表される、測定される軸方向出力歪みの二
次関数である。

第２の補正項ＦＴは測定値である炉心の平均温度と、予
め設定された値である参照温度との偏差の　　。

反応度効果に対応し、式： ％式％） （式中、ｐ６は別の一定の係数であり、Ｔａｖは炉心の
入口及び出口で一次回路の温度から得られる原子炉の炉
心の平均温度である）で表される。

これらの補正後、制御棒の潜在的な負の反応度は、項Ｅ
ＧＩが単独の目盛定数となり得るように高精度に決定さ
れる。この定数は所与の原子炉について一旦決定的に計
算され且つ定数とみなされる最小余裕、即ち二次回路に
おける破壊の結果を考慮する余裕を含み得る。この場合
、決定される余裕の算定は簡単であり、ゼロより大きく
するだけでよい。

更に本発明によると、−次回路内のホウ素のレベルを上
昇させることから成る補正操作を開始するために、こう
して決定及び算定された緊急停止余裕を使用することが
できる。

自明のことであるが、以上の説明は非限定的な例示とし
て与えたものに過ぎず、発明の範囲及び趣旨を逸脱する
ことなく多数の変形を予想することができる。

【図面の簡単な説明】

図面は加圧水型発電所の概略図である。 １・・・・・・炉心、２・・・・・・蒸気発生器、３・
・・・・・−次ポンプ、４・・・・・・−次回路、５・
・・・・・加圧器、１０・・・・・・囲障、１２・・・
・・・二次回路、１３・・・・・・タービン、１４・・
・・・・交流発電機、１５・・・・・・復水器、１６・
・・・・・二次ポンプ、１９．２０・・・・・・弁、２
０・・・・・・制御棒。

Claims (7)

【特許請求の範囲】
1. （１）加圧水型原子炉の緊急停止余裕を決定及び算定す
   る方法であって、一般式： Ｍａｒ＝ΔＰｇ＋ΔＰｐ−ΔＰｒ （式中、Ｍａｒは所望の停止余裕であり、ΔＰｇは原子
   炉の制御棒が完全に引き抜かれた状態から完全に挿入さ
   れた状態に移るときに該制御棒全体に由来する負の反応
   度であり、ΔＰｐは公称出力からゼロ出力への変化によ
   りもたらされる反応度であり、ΔＰｒは原子炉を該当時
   点の状況に導くために既に消費された負の反応度であり
   、ΔＰｒは式：ΔＰｒ＝ＥＧ＋ＤＣ＋ＥＧｏ を適用することにより計算され、ここでＥＧは測定され
   る軸方向出力分布及び予め規定された炉心の消耗を考慮
   することにより、出力制御クラスターの測定位置に由来
   する負の反応度であり、ＤＣは原子炉の公称出力からの
   現在の状況までの出力の低下により与えられる反応度を
   算定する項であり、Ｅｇｏは目盛定数を含む）を適用す
   ることにより停止余裕を計算することから成ることを特
   徴とする方法。
2. （２）項ＤＣが、公称出力に対する出力低下の反応度効
   果に対応し且つ測定される軸方向出力歪みの一次関数で
   ある第１の項ＤＰ、原子炉の炉心における水の密度分布
   の歪みにより生じる、実際の出力即ち測定出力での誤差
   の反応度効果に対応し且つ測定される軸方向出力歪みの
   二次関数である第１の補正項ＦＰ、及び測定値である炉
   心の平均温度と、予め設定された値である参照温度との
   偏差の反応度効果に対応する第２の補正項ＦＴのうちの
   １項以上の和であることを特徴とする請求項１に記載の
   方法。
3. （３）第１の項ＤＰが公称出力からの出力低下の反応度
   効果に対応し、式： ＤＰ＝（ｐ１＋ｐ２．Ａｏ）（１−Ｐｒｅｌ）（式中、
   ｐ１及びｐ２は一定の寸法決定係数であり、Ｐｒｅｌは
   炉心により供給される相対出力であり、原子炉炉心によ
   り発生される中性子束のインライン測定により決定され
   、Ａｏは式： Ａｏ＝Ｐｈ−Ｐｂ／Ｐｈ＋Ｐｂ を使用して計算される軸方向出力歪みであり、ここでＰ
   ｈ及びＰｂは中性子束のインライン測定から導かれる夫
   々炉心の上部及び下部の出力である）で表される、測定
   される軸方向出力歪みの一次関数であることを特徴とす
   る請求項２に記載の方法。
4. （４）第１の補正項ＦＰが、原子炉の炉心における水の
   密度分布の歪みにより生じる、実際の出力即ち測定出力
   での偏差の反応度効果に対応し、式：ＦＰ＝Ｐｒｅｌ（
   ｐ３＋ｐ４．Ａｏ＋ｐ５．Ａｏ＾２）（式中、ｐ３、ｐ
   ４及びｐ５は一定の寸法決定係数である）で表される、
   測定される軸方向出力歪みの二次関数であることを特徴
   とする請求項２に記載の方法。
5. （５）第２の補正項ＦＴが測定値である炉心の平均温度
   と、予め設定された値である参照温度との偏差の反応度
   効果に対応し、式： ＦＴ＝ｐ６（Ｔａｖ−Ｔｒｅｆ） （式中、ｐ６は一定の係数であり、Ｔａｖは炉心の入口
   及び出口で一次回路の温度から得られる原子炉の炉心の
   平均温度である）で表されることを特徴とする請求項２
   に記載の方法。
6. （６）こうして計算された緊急停止余裕が、所与の原子
   炉について一旦決定的に計算され且つ定数と見なされる
   最小余裕に対する偏差を表すように、該最小余裕が定数
   ＥＧｏに含まれることを特徴とする請求項１から５のい
   ずれか一項に記載の方法。
7. （７）一次回路中の溶解したホウ素のレベルを変えるこ
   とから成る補正操作を始動するために緊急停止余裕を使
   用することを特徴とする請求項１から６のいずれか一項
   に記載の方法。