JPH0682592A - 炉心自動監視装置 - Google Patents

炉心自動監視装置

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JPH0682592A
JPH0682592A JP5154664A JP15466493A JPH0682592A JP H0682592 A JPH0682592 A JP H0682592A JP 5154664 A JP5154664 A JP 5154664A JP 15466493 A JP15466493 A JP 15466493A JP H0682592 A JPH0682592 A JP H0682592A
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reactor
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JP5154664A
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Fred C-C Chao
フレッド・チャ−チ・チャオ
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General Electric Co
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General Electric Co
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Abstract

(57)【要約】 【目的】 蒸気を発生する為に水を沸騰させる原子炉炉
心を収めた圧力容器を持つ原子炉に対する自動監視装置
及び運転方法を説明した。 【構成】 複数個のモニタ２６が原子炉１０の運転を監
視する為の夫々の監視パラメータに対する信号を発生
し、コンピュータ２４ａが監視パラメータに対する予定
の設定点を収めたデータベースを持っている。コンピュ
ータはデータベースに基づいて、監視パラメータの異常
な及び正常な挙動を確認し、人工知能を用いて、監視パ
ラメータの異常な挙動の原因を決定する。監視パラメー
タの異常な挙動の原因を確認する警報も発生される。自
動軽減措置も実施することができる。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】この発明は全般的に原子炉、更に特定して
云えば、異常な挙動の原因を決定する為に原子炉炉心の
性能を監視する装置に関する。
【０００２】
【発明の背景】普通の沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）は、例
えば電力を発生する為に蒸気タービン−発電機に動力を
供給する蒸力を発生するのに、水を沸騰させる原子炉炉
心を含む圧力容器を持っている。ＢＷＲは、指令に応答
して、ＢＷＲの個々の種々の運転を制御する幾つかの普
通の閉ループ制御装置を持っている。
【０００３】例えば普通の再循環流れ制御装置（ＲＦＣ
Ｓ）を使って炉心流量を制御し、これによって原子炉炉
心の出力エネルギを制御する。普通の制御棒駆動装置、
即ち、棒制御装置（ＲＣＳ）が制御棒の位置を制御し、
こうして原子炉炉心内の制御棒の密度を制御して、その
中での反応度を制御する。普通の給水制御装置が、その
流量を含めて、圧力容器に供給される給水を制御し、こ
うして圧力容器内の水位を制御し、給水温度も制御され
る。普通のタービン制御装置が、負荷需要及び圧力調整
に基づいて、ＢＷＲからタービンへの蒸気の流れを制御
する。これら全ての装置並びにその他の普通の装置が、
ＢＷＲの種々の監視パラメータを利用して、その運転を
制御する。普通の監視パラメータの例を挙げれば、ＲＦ
ＣＳによって実現される炉心の流れ又は流量、圧力容器
からタービンに吐出される蒸気圧力である炉心圧力、中
性子束、給水の温度と流量、タービンに供給される蒸気
の流れ又は流量、炉心エネルギ、及びＢＷＲ装置の種々
の状態表示がある。多くの監視パラメータは、監視され
るパラメータを直接的に測定する普通のモニタ又はセン
サを含んでいるが、例えば炉心エネルギの様な他の監視
パラメータは、他の監視パラメータを使って計算するの
が普通であり、夫々の装置からの出力信号として状態監
視パラメータが発生される。
【０００４】上に列記された幾つかの監視パラメータを
含む普通の制御パラメータを普通の様に用いて、ＢＷＲ
の運転を制御する。制御パラメータは、例えば原子炉の
出力エネルギを制御する炉心流量、炉心内の反応度を制
御する制御棒の位置、圧力容器内の水位並びにその中に
入っている水の過冷却を制御する給水の流量と温度を含
む。幾つかの制御装置が、例えば負荷需要の様な所定の
指令信号に応答して、普通の形で原子炉の運転を制御す
る。普通はコンピュータ・プログラムを使って、原子炉
炉心の熱的及び流体力学的な特性を解析して、それを制
御する。この解析は、解析的及び経験的な過渡状態及び
事故事象や、普通の原子炉の物理学及び熱−流体力学の
原理から選ばれた原子力データに基づいている。例え
ば、ＢＷＲに於ける炉心流量の変化に対する炉心の応答
は、従来知られている温度、ドップラー、ボイド及び反
応度のエネルギ係数と関係を持つが、これらは普通の原
子炉の物理学及び熱−流体力学の原理を反映している。
【０００５】しかし、異常な過渡事象が発生した場合、
制御室に勤務しているオペレータは、その訓練、経験及
び判断に基づいて、その事象が起こったその瞬間に、こ
の事象に手作業で反応することが要求される。そこでと
る是正措置は、オペレータの訓練並びに知識によっては
正しいことも或いは正しくないこともあり、正しくない
場合、不要な原子炉のスクラムが必要になることがあ
る。更に、或る過渡的な事象は例外的に速く、人間であ
るオペレータがそれに反応する能力よりも一層速く起こ
ることがある。この様な事象があった場合、原子炉のス
クラムが自動的に行なわれることがある。
【０００６】普通の原子炉制御装置の内の１つが原子力
装置保護装置（ＮＳＰＳ）であり、これは多重チャンネ
ル電気警報及び作動装置であって、原子炉の運転を監視
し、異常な事象を感知すると、安全でない状態又は安全
でなくなる惧れのある状態を防止する為の措置を開始す
る。普通、ＮＳＰＳは（１）監視される或るパラメータ
の限界を越えた時に原子炉の運転を停止する原子炉の引
外し、（２）原子炉容器並びに収納部の障壁を通り抜け
る全ての接続部を隔離する原子力装置の隔離、及び
（３）例えば冷却装置及び余熱除去装置の様な普通の緊
急装置を作動する設計上の安全の特徴の作動と云う３つ
の機能を行なう。
【０００７】オペレータが原子炉の運転中の異常な過渡
的な事象の原因を直ちに且つ正しく確認して、是正又は
軽減措置を直ちに講じないと、原子力装置保護装置が自
動的に原子炉の引外しを行なうが、これは必要ではなく
ても、望ましいことではない。
【０００８】
【発明の目的】従って、この発明の１つの目的は原子炉
に対する新規で改良された監視装置を提供することであ
る。この発明の別の目的は原子炉の異常な状態の考えら
れる原因を自動的に決定する原子炉監視装置を提供する
ことである。
【０００９】この発明の別の目的は、原子炉の異常な運
転の原因を確認する為に人工知能を用いて、原子炉のオ
ペーレタに診断メッセージを供給する自動原子炉監視装
置を提供することである。この発明の別の目的は、原子
力装置保護装置とは独立していて、原子炉の異常な状態
を軽減するのに有効な自動原子炉監視装置を提供するこ
とである。
【００１０】
【発明の要約】蒸気を発生する為に水を沸騰させる原子
炉炉心を収めた圧力容器を持つ原子炉に対する自動監視
装置及び運転方法を提供する。複数個のモニタが夫々の
監視パラメータに対する信号を発生して、原子炉の運転
を監視し、コンピュータが監視パラメータに対する予定
の設定点を収めたデータベースを持っている。コンピュ
ータは、データベースに基づいて監視パラメータの異常
な挙動及び正常な挙動を確認する手段と、人工知能を用
いて、監視パラメータの異常な挙動の原因を決定する手
段とを持っている。監視パラメータの異常な挙動の原因
を確認する警報手段も設ける自動軽減措置を講ずること
ができる。
【００１１】この発明の好ましい実施例並びにその他の
目的と利点は、以下図面について詳しく説明する所から
明らかになろう。
【００１２】
【好ましい実施例の説明】図１には一例としての原子炉
１０が略図で示されている。この原子炉は、原子炉圧力
容器１２を持ち、その中に収められた原子炉炉心１４
が、この実施例では、水１６を沸騰させて蒸気１８を発
生する様に作用する。この実施例では、普通の蒸気ター
ビン２０に蒸気１８を供給する為に、沸騰水形原子炉
（ＢＷＲ）１０が使われている。タービンが普通の発電
機２２を回転させて、普通の公益回路網に電力を供給す
る。
【００１３】この発明では、全体を２４で示した炉心自
動監視装置（ＣＡＭＳＹＳ）を原子炉１０と共に設け
て、その運転を自動的に監視し、正常な及び異常な運転
を確認すると共に、異常な過渡的な事象の原因を予測又
は確認し、その時、オペレータが是正軽減措置を講ずる
ことができる様に、又はＣＡＭＳＹＳ ２４によってそ
う云う措置を自動的に行なうことができる様に、オペレ
ータが評価できる様な診断を下す。
【００１４】更にＣＡＭＳＹＳ ２４が包括的に参照数
字２６で示した複数個の普通のセンサ又はモニタを持っ
ていて、これらが装置２４に対する入力信号を供給す
る。モニタ２６は普通は原子炉１０及びその種々の制御
装置に作動的に結合されていて、炉心１４を含む原子炉
１０の運転を監視し、各々のモニタ２６が、ＭＰで示し
た夫々の監視パラメータに対する対応する電気信号を発
生する。監視パラメータＭＰの例を挙げれば、（イ）原
子炉炉心１４内にあって、ＣＡＭＳＹＳ ２４に作動的
に結合された普通の中性子束モニタ２６ａによって発生
される中性子束ＭＰ1 、（ロ）普通の再循環流れ制御装
置（ＲＦＣＳ ２８）内にある普通の炉心流量モニタ２
６ｂによって発生される炉心流量ＭＰ2 、（ハ）普通は
普通の棒制御装置（ＲＣＳ）３０内にある普通の位置モ
ニタ２６ｃによって発生される制御棒密度ＭＰ3 、
（ニ）給水の流量と温度を別々に制御する普通の給水装
置３２内にあって、それを一緒に２６ｄと示した１つの
ボックスで示してあるが、普通の温度及び流量モニタに
よって発生される給水温度ＭＰ4 及び流量ＭＰ5 及び
（ホ）圧力容器１２に作動的に結合された普通の圧力調
整形タービン制御装置３４内にある普通の圧力センサ２
６ｅによって発生される原子炉圧力ＭＰ6 がある。
【００１５】この他の普通の監視パラメータの例を挙げ
れば、炉心熱エネルギ、蒸気流量、原子炉容器の水位、
ＲＦＣＳ ２８、ＲＣＳ装置３０、給水装置３２及びタ
ービン制御装置３４の様な幾つかの制御装置の状態があ
る。こう云う例として挙げたモニタは、全体的に参照数
字２６で示してあるが、普通は電気配線を介して、プラ
ント制御室から適当な指令信号３８を普通の様に受取る
夫々の制御装置に作動的に普通の形で結合されている。
更に具体的に云うと、ＲＦＣＳ ２８は普通は沸騰水形
原子炉において、その出力エネルギを制御する為に使わ
れる。ＲＦＣＳ ２８が、圧力容器１２に作動的に結合
されていて、その中の水１６の一部分を受取る普通の再
循環ポンプ４０を有する。この水１６が普通の制御弁４
２に圧送され、圧力容器１２に戻されて、その中で強制
的に再循環の流れとなることは従来公知の通りである。
普通の位置ぎめ装置又はアクチュエータ４４が、それに
作動的に結合された普通の流れ制御装置４６に応答し
て、弁４２の位置、従ってそれを通る流量を制御する。
普通の合算器４８が流量要求信号３８ａを受取り、普通
の閉じたフィードバック・ループで、監視される炉心流
量信号ＭＰ2 （２６ｂ）を減算し、炉心流量ＭＰ2 （２
６ｂ）の所望の値を自動的に保つ。普通の負荷需要誤差
信号５２がタービン制御装置３４から負荷制御装置又は
マスター制御装置３６に送られる。この制御装置が別の
普通の合算器５４に出力信号３６を普通の様に発生し、
普通の束制御装置５６によって発生されるモニタ２６ａ
からの中性子束信号と組合せて、所要流量要求信号３８
ａを発生する。普通のタービン制御装置３４が、圧力容
器１２と蒸気タービン２０の間に作動的に結合された普
通の制御弁５８をも含んでいて、それを通る蒸気１８の
流れを普通の様に制御すると共に、普通の圧力調整形タ
ービン制御装置６０に対する別の速度フィードバック信
号を供給する為の普通の速度モニタ２６ｆをも含んでい
る。タービン制御装置６０には、圧力要求信号３８ｂの
様な普通の入力信号が普通の様に供給される。
【００１６】更にＲＣＳ装置３０が図１に示した１つの
制御棒駆動部６４によって図式的に示した複数個の普通
の制御棒駆動部６４を持っており、これが原子炉炉心１
４に普通の制御棒６６を普通の様に挿入したり、そこか
ら引出したりする。普通の棒制御装置６８が、駆動部６
４と、制御棒密度モニタ２６ｃとに作動的に結合されて
いる。モニタ２６ｃは原子炉炉心１４内の制御棒６６の
位置を監視し、従ってその包括的な密度を監視する。棒
制御装置６８は普通は、原子炉炉心１４内の制御棒６６
の密度を制御する為の棒位置要求信号３８ｃを受取る。
【００１７】図１に示した実施例では、最後に給水装置
３２が、タービン２０の復水器と圧力容器１２の間に作
動的に結合されていて、タービン２０からの復水を圧力
容器１２に対する給水として圧送する普通の給水ポンプ
７０を持っている。普通の給水流量制御装置７２は、給
水ポンプ７０及び給水モニタ２６ｄと連絡する様に閉じ
たフィードバック・ループで普通の様に結合されてい
る。このモニタ２６ｄは、給水流量ＭＰ5 の表示を制御
装置７２に供給し、制御装置７２は圧力容器１２内の水
位を表わす信号をも普通の様に受取る。給水流量要求信
号３８ｄが普通の様に制御装置７２に供給される。
【００１８】制御装置２８，３０，３２，３４の構造及
び機能は、原子炉１０の運転を普通の様に制御するもの
として、普通のものである。勿論、この他の普通の装置
も存在していて、普通の閉ループ動作で、これまで説明
したものと同様に動作する。原子炉１０の異常な運転又
は状態があった場合、プラント・オペレータはその状態
を解析し、どんな軽減措置が必要であるかを決定するこ
とが要求される。この措置が制御室からオペレータによ
って手作業で行なわれる。例えば、冷却材消失事故（Ｌ
ＯＣＡ）の様な重大な異常な事象は、原子炉の引外し又
はスクラムとして知られている原子炉１０の運転停止を
必要とするのが典形的である。原子炉１０の運転を自動
的に監視して、自動的な原子炉の引外しを行なう為、普
通の原子力装置保護装置（ＮＳＰＳ）７４が設けられて
いる。ＮＳＰＳ ７４は独立の装置であって、普通は幾
つかのモニタ２６の内の選ばれたものからの信号を受取
り、異常な状態を感知すると、安全でない状態又は安全
でなくなる惧れのある状態を防止する為の措置を開始す
る。監視パラメータＭＰの或る限界を越えた時、ＮＳＰ
Ｓ ７４は原子炉の引外しを行なって原子炉１０の運転
を停止することができる。ＮＳＰＳ ７４は、圧力容器
１２と、収納部の障壁を通り抜ける１次圧力境界の全て
の接続部を隔離することもできる。更にＮＳＰＳ ７４
は、原子炉１０を保護する為、炉心の冷却及び余熱の除
去の様な普通の計画的な安全性の特徴を働かせる装置を
作動することができる。然し、ＮＳＰＳ ７４は、原子
炉１０の運転を監視して、必要な異常な状態を感知した
時に、こう云う予定の措置を開始することができるだけ
である。ＮＳＰＳ ７４は異常な状態の原因を決定する
ことができない。その原因は、観察された異常な状態を
評価するオペレータの経験と知識に基づいて、オペレー
タによって決定しなければならないのが普通である。Ｎ
ＳＰＳ ７４は、原子炉の引外しが行なわれない様にす
る為の軽減措置を講ずることもできない。
【００１９】例えば、図２には、横軸に秒単位で時間を
とり、縦軸に定格値の百分率をとったグラフが示されて
いる。実線７６で示すのは、モニタ２６ｂによって発生
される炉心流量（ＭＰ2 ）曲線である。破線７８で示す
のはモニタ２６ａによって発生される中性子束（Ｍ
Ｐ1 ）曲線である。鎖線８０で示すのはモニタ２６ｄに
よって発生される給水流量（ＭＰ5 ）曲線である。二点
鎖線８２で示すのは、普通のモニタ（図に示してない）
よって発生される、容器１２からタービン２０への蒸気
流量である。このグラフの時刻ゼロでは、異常な過渡的
な事象が始まり、それによって図２に示す幾つかの監視
パラメータ並びにこの例には示してない他の普通の監視
パラメータに、対応する変化が生ずる。図面に示してな
い更に多くのものを含めて、図２に示す様な変化する曲
線と遭遇した時、オペレータは自分の経験と知識に基づ
いて、この異常の原因を決定しようとし、その後この問
題を軽減しようとする。比較的複雑な原子炉１０の運転
では色々な種類の異常が起こり得るから、異常を検出
し、その後、人間の反応能力と両立する様な相対的な期
間内にこの異常を軽減しようとすることは、その異常と
オペレータの能力とに応じて、比較的容易な場合から比
較的困難な場合まである。
【００２０】この発明では、監視パラメータＭＰの正常
な並びに異常な挙動を自動的に確認する為にＣＡＭＳＹ
Ｓ ２４を設け、監視パラメータＭＰの異常な挙動の原
因を自動的に決定し、その後考えられる原因を示す警報
を制御室内にいるオペレータに少なくとも供給する。Ｃ
ＡＭＳＹＳ ２４のプラント運転に対する全体的な関係
が図３に示されている。正常なプラントの運転が、オペ
レータの誤り又は部品の誤動作の様な外部の擾乱によっ
て乱された時、プラントは異常な状態に入る。この擾乱
が原子炉内に小さな過渡的な状態を作り、プラントの正
常な運転で典形的に起こる様に、それが普通の制御装置
によって安定化させ又は是正することができることがあ
る。その擾乱は、ＮＳＰＳ ７４によって原子炉のスク
ラムを行なわせる様な重大な過渡的な事象又は事故を招
くこともある。従って、ＣＡＭＳＹＳ ２４の主な機能
は、過渡的な事象の早期に異常な状態を自動的に検出
し、例えばプラント制御室内にある普通のモニタ８４を
通じて、プラントのオペレータに警報を発することであ
る。この警報は、異常な状態から生ずる結果を抑える為
に、ＣＡＭＳＹＳ２４によって好ましくは自動的に軽減
することができる様な異常な事象の考えられる原因を表
示することが好ましい。ＣＡＭＳＹＳ ２４の監視及び
軽減制御機能は、ＮＳＰＳ ７４から完全に独立してい
て、ＮＳＰＳ ７４の安全性を保つ為の動作がＣＡＭＳ
ＹＳ ２４の影響を受けず、所期通りに作用する様にす
ることが好ましい。重大な過渡的な事象又は事故をプラ
ント・オペレータの手作業により、又はＣＡＭＳＹＳ
２４によって自動的に軽減することができなければ、安
全なプラントのスクラム動作は常に利用し得る。
【００２１】図１に示すＣＡＭＳＹＳ ２４はＣＡＭＳ
ＹＳコンピュータ２４ａを含むことが好ましい。このコ
ンピュータは、必要なデータベースをメモリに普通の様
に記憶して持っていると共に、この発明による監視及び
制御ソフトウェア・アルゴリズムをも持つ普通のプログ
ラム可能なマイクロプロセッサであってよい。モニタ２
６からの信号が、その間の電気接続を示す途切れた線で
示す様に、幾つかの制御装置２８，３０，３２，３４及
びＮＳＰＳ ７４と並列に、ＣＡＭＳＹＳコンピュータ
２４ａに直接的に供給される。
【００２２】ＣＡＭＳＹＳ ２４に対する基本的な論理
処理のフローチャートが図４に示されており、図２の曲
線で表わした信号の例で示す様な夫々のモニタ２６から
の幾つかの監視パラメータＭＰの入力信号を受取る。多
くの監視パラメータは普通の原子炉の物理学及び熱流体
力学の原理によって相互の関係を持っているから、１個
の異常な事象が多くの監視パラメータに過渡的な動作を
行なわせる。その為、ＣＡＭＳＹＳ ２４は、監視パラ
メータの正常な並びに異常な挙動を確認し、異常な監視
パラメータから、異常な挙動の原因を決定する様に選ば
れた予定の人工知能則を収めた知識をベースとする装置
である。
【００２３】例えば、図２に示した監視パラメータの曲
線を検査するオペレータはこれまで習った経験及び知識
を用いて、挙動を解析し、その原因を予測しようとす
る。図２で、異常な状態が時刻ゼロに発生し、例として
示した全ての監視パラメータは種々の割合で増加する。
勿論、エネルギ増加に対する普通の要求の後に起こる様
な正常な過渡的な事象では、監視パラメータは、その正
常な挙動に基づいて、場合に応じて増加したり減少した
りし、これが正常な挙動に比べて、異常な挙動を予測す
るのを更に困難にする。図２では、確認されていない異
常な原因が、曲線７８で示す中性子束（ＭＰ1 ）に急激
な増加を招くことがあり、これは定格値の約１２０％と
いう予定の設定点に達すると、ＮＳＰＳ ７４による保
護作用の原子炉引外し又はスクラムを行なわせて、原子
炉１０の運転を停止するが、これは約７秒で行なわれ
る。その少し後、蒸気流量が曲線８２で示す様に約０％
に減少し、曲線７６，８０で示した炉心流量ＭＰ2 及び
給水流量ＭＰ5 は、原子炉引外しの後は正常な形の挙動
になる。
【００２４】普通のＮＳＰＳ ７４は幾つかのモニタ２
６を使って原子炉１０の運転を監視すると共に保護する
のが普通であり、その異常な挙動を普通の様に感知す
る。これは、特定の監視パラメータが予定の大きさの限
界又は設定点又は対応する限界又は設定点によって表わ
されたその大きさの予定の変化率を越えることを含むこ
とがある。異常な挙動の激しさに応じて、ＮＳＰＳ ７
４は原子炉のスクラム、隔離及び／又は安全装置を働か
せる。然し、ＮＳＰＳ ７４は、異常な挙動の原因を確
認したり、又は原子炉引外しを防止する能力は持ってい
ない。
【００２５】従って、図４で示すＣＡＭＳＹＳ ２４
は、監視される幾つかの監視パラメータＭＰの正常な挙
動及び異常な挙動を区別する為の大きさ及び変化率の設
定点を含めて、ＮＳＰＳ ７４に使われている様な監視
パラメータＭＰの予定の設定点又は限界値を収めた普通
のデータベース８６を含むことが好ましい。データベー
ス８６にある設定点は、一層速く措置を講ずることがで
きる様にする為に、ＮＳＰＳ ７４にある設定点よりも
更に厳しい。ＣＡＭＳＹＳ ２４は更に、データベース
８６に基づいて監視パラメータの異常な及び正常な挙動
を確認する普通の手段８８を含んでいる。監視パラメー
タＭＰを解析し、大きさ及び変化率の設定点を収めた予
定のデータベースとそれを比較することが普通である。
好ましい実施例では、米国特許第４，６７８，６２２号
に記載されたゼネラル・エレクトリック社の過渡状態モ
ニタ（ＧＥＰＲＡＭ）を用いて、異常な事象を開始され
た直後の、図２の曲線７８に示す中性子束ＭＰ1 の過大
な増加の様な異常な過渡的な変化率を確認することがで
きる。図２に示す例では、図４に示す確認手段８８がデ
ータベース８６に入っている予定の設定点を使って、監
視される各々のパラメータＭＰを検査して、原子炉炉心
１４の性能に影響を与え且つ異常な挙動を示すパラメー
タを確認することができる。各々の監視パラメータＭＰ
を異常な挙動について検査する。例えば、１つのＭＰ
が、データベース８６にある或る設定点の率よりも高い
率を持つ場合、このＭＰはプラントの正常な運転に比べ
て異常な増加を示している。
【００２６】図２の例では、確認手段８８は、とりわけ
炉心流量ＭＰ2 、中性子束ＭＰ1 、給水流量ＭＰ5 及び
蒸気流量が変化しつゝあること、並びに曲線７８に示す
中性子束ＭＰ1 が異常に過大な率で増加しつゝあること
を確認する。図４に示す様に、ＣＡＭＳＹＳ ２４は、
例えばプラントのオペレータの直接的な人的入力なし
に、監視パラメータＭＰの異常な挙動の原因を自動的に
決定する手段９０を含む。この原因を決定する手段９０
は、データベース８６及び予定の知識ベース９２を用い
て、予め選ばれた監視パラメータＭＰの性能に基づい
て、異常な挙動を解析してその原因を決定する為の、各
々の監視パラメータＭＰに関連する予定の人工知能則、
例えばソフトウェア・アルゴリズムを持っている。
【００２７】更に具体的に云うと、一旦確認手段８８に
よって第１段階のタスクとして、異常な挙動をする監視
パラメータが確認されたら、この確認された異常なパラ
メータ又は１次監視パラメータが、２段階目のタスクと
して、最も密接な関係を持つ監視パラメータ又は２次監
視パラメータと共に、決定する手段９０によって更に解
析され、異常な挙動の原因を確認する為に、過渡状態の
種類及びパラメータの変化の傾向を含めた過渡状態の特
性を判断する。これが予定の知識ベース９２を用いるこ
とによって行なわれる。この知識ベースは、各々の監視
パラメータに関連する予定の人工知能則として構成され
る。
【００２８】異常な状態は幾つかの監視パラメータの変
化となって現われるのが典形的であるから、原因を確認
する為に、異常な挙動を正常な挙動から区別する様に、
関連するパラメータを評価することが必要である。従っ
て、知識ベース９２は、（１）普通得られる原子炉１０
の予定の解析的な、過渡状態及び事故の動作性能、
（２）やはり普通に得られる原子炉１０の過渡状態及び
事故の動作性能の実際の運転記録、及び（３）やはり普
通に得られる原子炉の予定の物理学及び熱流体力学の原
理に基づく１次及び２次監視パラメータの相互関係の内
の少なくとも１つ、そして好ましい実施例では、３つ全
部を含むことが好ましい。例えば、炉心流量の変化及び
制御棒の密度変化に基づいて炉心の性能を表示し、又は
ＬＯＣＡの様な事故に基づいて炉心性能を表示する解析
的及び経験的なデータが普通分かっている。更に、炉心
流量の変化に対する炉心の応答は、従来公知の様に、相
互関係を持つ４つの変数、即ち、炉心ボイド割合、ドッ
プラー係数、炉心入口エンタルピー変化及びキセノン濃
度変化となって現われる。こうして、各々の１次監視パ
ラメータに対し、２次監視パラメータを予め選んで、そ
れに基づいて異常な挙動の原因を決定することができ
る。
【００２９】図２の例に対して必要な人工知能則の一例
は、図５に簡単に示した下記の規則を含む。 （１）ＧＥＴＲＡＭによって確認される様に、１次監視
パラメータ、例えば中性子束（曲線７８）の様なＭＰ1
が過大な率の増加の様に予定の設定点を越えた場合、そ
の時、炉心流量（曲線７６）及び制御棒の密度の変化率
（幾つかの制御棒６６の位置に基づく）の様な関連する
２次パラメータＭＰ2 ，ＭＰ3 等を検査する。
【００３０】（２）炉心流量（曲線７６）の様な２次監
視パラメータＭＰ2 が変化しつゝある場合、例えば増加
しつゝある場合、その時その制御装置、例えばＲＦＣＳ
２８の状態を検査して、それがこの様な変化を要求し
ているかどうかを判断する。 （３）２次監視パラメータＭＰ3 が変化しつゝあり、例
えば、制御棒の密度が変化しつゝある場合、その制御装
置、例えば、ＲＣＳ装置３０の動作を自動又は手動動作
の為に検査する。
【００３１】（４）１次監視パラメータＭＰ1 と２次監
視パラメータＭＰ2 ，ＭＰ3 等の予定の関係に基づいて
異常を診断する。例えば、炉心流量が過大な率で増加
し、この様な増加の要求がない場合、制御棒の密度に変
化がなければ、ＲＦＣＳ ２８に制御上の問題がある。
従って、図２に示した例の異常な挙動の原因は、略直線
的に増加しつゝある炉心流量（曲線７６）の制御作用が
失われたことであると決定される。例えば、図１に示し
た流量制御装置４６が故障して、制御弁４２が異常に開
き、原子炉炉心１４を通る炉心流量を増加することがあ
る。炉心流量（曲線７６）が増加すると、中性子束（曲
線７８）が急速に増加し、軽減措置を講じなければ、流
量制御装置４６の故障の開始から約７秒後に、図２に示
す様な原子炉引外しをＮＳＰＳ７４が行なう。
【００３２】ＣＡＭＳＹＳ ２４は、原子炉引外しが起
こるより十分前の時間内に、流量制御装置４６の故障の
様な問題を確認し、異常な挙動の原因を確認する警報を
モニタ８４を介して制御室にいるプラント・オペレータ
に提供する。例えば、モニタ８４によって表示される警
報は、単に「炉心流量の異常な増加」を記述するもので
あってよい。
【００３３】この時、オペレータは、例えば、流量制御
装置４６を普通の方法で手動状態におき、図１に示す様
な適当な取消し信号３８ｅを、アクチュエータ４４に作
動的に結合された普通の手動取消し制御装置９４に送
り、ＲＣＳ ３０を普通の方法で作動（信号３８ｃ）し
て選ばれた制御棒６６を挿入することにより、ＣＡＭＳ
ＹＳ ２４の自動的な動作を伴わずに、手作業で軽減措
置を講ずることができる。
【００３４】この実施例では、１次監視パラメータは中
性子束ＭＰ1 であり、２次監視パラメータは炉心流量Ｍ
Ｐ2 及び制御棒密度変化率ＭＰ3 を含み、互いに関係が
あることが従来から分かっている様に、給水流量ＭＰ5
及び原子炉圧力ＭＰ6 をも含んでいてもよい。人工知能
則は、炉心流量が、それに対する正常な要求なしに、所
定の設定点を越え、制御棒の密度の変化率が実質的に変
わらない場合、中性子束が所定の設定点を越えるという
異常な挙動の考えられる原因として、再循環流れ制御装
置に問題があると確認する。
【００３５】勿論、これはＣＡＭＳＹＳコンピュータ２
４ａの知識ベース９２に入っている人工知能則の比較的
簡単な一例に過ぎない。図５に示す様に、こう云う規則
は、各々の所望の監視パラメータＭＰとそれに対して相
互関係を持つ２次監視パラメータを評価する為に作り出
すことのできる多くのブランチの内の１つのブランチに
過ぎない。人工知能則は、普通の方法で異常な徴候を前
もって解析して、異常な徴候の原因を適当な精度で解析
して確認することができる様にするのに適した人工知能
則とする為に必要な程度に基づいて、希望する様に手を
加えることができる。この規則は、上に述べた例の規則
の様に簡単にしてもよいし、或いは原子炉の物理学及び
熱−流体力学の原理によって定められたパラメータの傾
向の従来公知の相互関係並びにプラントの過渡状態及び
事故を反映した解析的及び経験的なデータに基づいて、
更に複雑にしてもよい。
【００３６】図４に示す様に、更にＣＡＭＳＹＳコンピ
ュータ２４ａは、モニタ８４を介して手動による是正の
為にオペレータに表示されるか、又はＣＡＭＳＹＳ ２
４自体によって行なわれる自動的な軽減の何れかによっ
て、監視パラメータの異常な挙動を制御又は軽減する為
の少なくとも１つの制御パラメータＣＰを決定する別の
手段９６をも含んでいてよい。従来公知の制御パラメー
タＣＰの例としては、炉心流量及び制御棒の位置があ
り、これらが沸騰水形原子炉の運転を制御する主たるパ
ラメータであり、この他の制御パラメータは給水流量、
負荷需要、及び幾つかの監視パラメータＭＰ自体を含む
その他がある。監視パラメータＭＰと制御パラメータＣ
Ｐの間には従来知られている重なりがあり、或るパラメ
ータは監視情報及び制御機能の両方になる。図４及び５
に示す様に、制御パラメータを決定する手段９６は、知
識ベース９２からの適当な人工知能則及びデータベース
８６からのデータを使って、異常な過渡的な事象を軽減
する為に、どの制御パラメータＣＰを使うことができる
かを決定する。
【００３７】例えば、一旦流量制御装置４６が故障した
ことが分かり、従って、炉心流量の制御作用が失われた
場合、炉心流量が中性子束の過大な増加を制御する１次
制御パラメータＣＰ1 になる。炉心１４内の制御棒密度
ＣＰ2 に影響を与え、従って中性子束に影響を与える制
御棒の位置の様に中性子束の制御を助ける１つ又は更に
多くの２次制御パラメータも選ぶことができる。２次制
御パラメータが各々の予定の異常な徴候に対して予め選
ばれ、原子炉の物理学及び熱流体力学の原理並びに解析
的及び経験的なプラントの過渡的な事象及び事故に基づ
く従来公知のパラメータの相互関係にやはり基づいて、
知識ベース９２に収められている。予定の異常な徴候に
対し、実際の異常な徴候にぶつかった時の必要に応じて
使える様に、１次及び２次制御パラメータを知識ベース
９２内で特定しておくことができる。
【００３８】図２に示し、前に説明した例では、モニタ
８４で表示される警報メッセージは、流量制御装置４６
の故障を確認すると共に、炉心流量ＣＰ1 を手動で調節
することにより、即ち、流量を減少することにより、又
は制御棒６６を挿入して棒密度ＣＰ2 を増加することに
より、又はその両方により、中性子束レベルが原子炉ス
クラムに通ずる様な設定点を越えない様にする軽減の制
御作用を示唆することができる。
【００３９】前に述べた様に、軽減措置は、プラント制
御室からオペレータが手作業で行なってもよいし、或い
はＣＡＭＳＹＳ ２４がこの他に、図４に図式的に示す
様に、監視パラメータの異常な挙動を軽減する為、１次
又は２次制御パラメータＣＰ又はその両方を自動的に調
節する手段９８を持っていてもよい。図１に示すＣＡＭ
ＳＹＳコンピュータ２４ａは、例えば専用のＣＡＭＳＹ
Ｓ制御装置内に、別の普通の制御指令を持っていて、そ
れが適当な制御装置、例えば２８，３０，３２，３４
に、適当な軽減用の信号、例えば１００ａ−１００ｅを
送出してもよい。
【００４０】一旦異常な挙動の原因が確認され、異常な
挙動を軽減する為の適当な制御パラメータＣＰが決定さ
れたら、制御パラメータＣＰを手段９８によって自動的
に調節して、異常な挙動を軽減する為の適当な是正又は
軽減信号を発生することができる。前に述べた例では、
ＣＡＭＳＹＳコンピュータ２４ａからの軽減信号を、取
消し信号３８ｅに相当する取消し信号１００ｅとして、
手動取消し制御装置９４に自動的に直接的に供給して、
異常に開いている制御弁４２を適当に閉じて、過大な炉
心流量を逆転させ、こうして中性子束の異常な増加を逆
転することにより、図１に示した流量制御装置４６を側
路することができる。同時に、要求信号３８ｃに相当す
る別の軽減信号１００ｃをＣＡＭＳＹＳコンピュータ２
４ａ内の手段２８によって自動的に発生して、棒制御装
置６８に加え、選ばれた制御棒６６を更に挿入して、中
性子束をもっと正常なレベルへ減らすことができる。更
に、要求信号３８ｄに相当する別の軽減信号１００ｄを
流量制御装置７２に供給して、給水流量を適当に調節す
ることができる。
【００４１】ＣＡＭＳＹＳコンピュータ２４ａは、合算
器４８に直接的に軽減信号１００ａを供給して、流量制
御装置４６が正しく作用していて取消しを必要としない
時、異常な事象の間に、必要に応じて、循環流量を自動
的に調節することが出来る。図４に示す様に、夫々の軽
減信号を伝える夫々の出力線１００に結合されたブロッ
クで示したフィードバック制御装置は、異常な挙動を軽
減する為に選ばれた、原子炉１０の任意の適当なフィー
ドバック制御装置である。モニタ８４は、この時、問題
の診断及び自動的に行なわれる是正措置をも表示するこ
とができる。調節する手段９８が、普通の閉ループのフ
ィードバック動作の為、原子炉１０の夫々のフィードバ
ック制御装置に適当な軽減信号を供給することができ
る。制御装置の調節の程度は、異常な過渡状態の激しさ
に関係する。これは、ＭＰ信号の略瞬時的で無限小の変
化に応答する普通の論理回路を通じて達成することがで
きる。ＣＡＭＳＹＳコンピュータ２４ａ内にある調節す
る手段９８が、異常な過渡的な事象を軽減する為の普通
の「ファジイ」論理回路を含むことが好ましい。ファジ
イ論理回路は、幾つかのパラメータの間の相互関係が複
雑である場合、制御パラメータの要求の変化と、普通の
連続的な制御論理回路で監視パラメータに観測される応
答との間の普通見られる長い時間的な遅れ及び振動応答
を考えると、軽減性能を改善するのに役立つことがあ
る。
【００４２】過渡的な異常な事象は、比較的遅いものか
ら比較的早い速度のものまで、その速度が変化し得るか
ら、図４に示した確認する手段８８は、図６に図式的に
示す様に、相異なる速度を区別する様に選ぶのが普通で
ある。監視パラメータＭＰの変化率は、例えば、ＧＥＴ
ＲＡＭを用いることによって普通の方法で決定すること
ができる。これは、遅い過渡状態と分類することができ
る第１の速度Ａ、この遅い過渡状態に比べて速い過渡状
態と分類することができる第２の速度Ｂ、速度Ｂを持つ
速い過渡状態よりも更に速い非常に速い又は甚だしい過
渡状態と分類することができる第３の速度Ｃを含む異常
な挙動の速度を決定する。３つの速度Ａ，Ｂ，Ｃは、予
定の速度の範囲であることが好ましく、遅い過渡状態の
速度Ａより低い範囲は安定な運転と定められ、この時何
ら軽減措置も必要ではないし、とられもせず、モニタ８
４で何のメッセージも表示されない。任意の１つの監視
パラメータＭＰが安定な変化率より高い場合、それは３
つの速度Ａ，Ｂ，Ｃの内の１つに入り、それが、制御室
にいるオペレータによって手動で、又は調節する手段９
８によって自動的に行なわれるべき、モニタ８４で表示
される必要な軽減のレベルＬ１，Ｌ２，Ｌ３を決定す
る。更に図３に示す様に、遅い過渡状態及び速い過渡状
態は、原子炉のスクラムをせずに軽減することができる
小さい過渡状態と見なすことができ、これに対して事故
を含む甚だしい過渡状態は、ＮＳＰＳ７４を作動して、
原子炉１０のスクラムをし、原子炉を隔離し、普通要求
されている様に安全装置を働かせることを必要とする。
従って、調節する手段９８は、観察された異常な過渡状
態の激しさに基づいて、必要な軽減のレベルＬ１，Ｌ
２，Ｌ３を示す適当なアルゴリズムを含んでいてよい。
再び前に述べた炉心流量の例について云うと、炉心流量
の増加は比較的ゆっくりしていれば、軽減レベルＬ１で
は、ＣＡＭＳＹＳコンピュータ２４ａに応答して、手動
取消し制御装置９４によるアクチュエータ４４の手動制
御を行うか、又は制御棒６６をＣＡＭＳＹＳコンピュー
タ２４ａの指示により炉心１４内に更に挿入してもよ
い。レベルＬ１で、ＣＡＭＳＹＳコンピュータ２４ａに
よって自動的な制御が行なわれる場合、比較的小さい補
正を用いて軽減が行なわれる。炉心流量の異常が速い過
渡状態の範囲内であれば、第２の軽減レベルＬ２は、中
規模の是正を用いた、上に述べた少なくとも両方の是正
措置を必要とすることがある。炉心流量の増加が激しい
過渡状態の範囲内であって、中性子束レベルが甚だしい
率で増加しつゝある場合、最大規模の是正値を用いて、
第３の軽減レベルＬ３が実行される。軽減が異常な挙動
を十分敏速に改善する効果がない場合、ＮＳＰＳ ７４
が原子炉のスクラムを実行する場合があるが、その場合
でも、それが独立して動作することは守られる。
【００４３】例えば、図２の中性子束曲線７８が、図２
に示した１２０％という様な予定の最大限界に達した
時、ＮＳＰＳ ７４が作動される。然し、中性子束が１
２０％の限界に達する前に、ＣＡＭＳＹＳ ２４が中性
子束の異常な増加の原因を自動的に軽減し、こうして原
子炉のスクラムを防止することがある。ＣＡＭＳＹＳ２
４は完全にＮＳＰＳ ７４と動作が独立しているから、
ＮＳＰＳ ７４が原子炉のスクラムを行なう能力を保持
する様にすることで、改良された、知能的とも云える全
体的なシステムが得られる。
【００４４】ＣＡＭＳＹＳ ２４はコンピュータ２４ａ
を用いてマイクロプロセッサを基本としているから、そ
の中の必要な全ての論理は、普通のソフトウェア・アル
ゴリズムを用いて普通の様にプログラムすることができ
る。アルゴリズムに手を加える程度及び複雑さの程度
は、利用しようとする知識ベース及び経験に基づいて、
比較的簡単なものから比較的複雑なものまで変わり得
る。ＣＡＭＳＹＳ ２４は、幾つかの監視パラメータＭ
Ｐの大きさ及び変化率の評価を含むことが好ましい。更
にこれは監視パラメータの２次変化をも含んでいてよ
い。例として挙げた監視パラメータＭＰは、原子炉炉心
１４自体の性能に特に関係するものであるが、炉心１４
の性能に間接的に関係するこの他のプラントの機能を監
視する為に、他の監視パラメータを利用してもよい。プ
ラントの異常な動作状態の更に大がゝりな監視及び制御
の為に、ファジイ論理技術と組合せることができるニュ
ーラル（神経）回路の普通の原理も利用することができ
る。
【００４５】普通の沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）について
ＣＡＭＳＹＳ ２４を説明したが、加圧水形原子炉（Ｐ
ＷＲ）の様な他の形式の原子炉にも用いることができ
る。勿論、データベース、知識ベース及びアルゴリズム
は、ＰＷＲの動作原理に合う様に適当に変更する。ＣＡ
ＭＳＹＳ ２４は融通性のあるシステムであって、異常
な動作を判断する為に、例えば炉心の性能を反映する選
ばれた監視パラメータを監視する能力を持つ。最も重要
なことは、ＣＡＭＳＹＳ ２４が、原子炉の物理学及び
熱−流体力学を含む普通のよく知られている原理、並び
に異常な挙動の原因（１つ又は複数）を判定する為に、
過渡的な事象及び事故を表わす解析的及び経験的なデー
タを用いて、監視されるパラメータの間の性能の相互関
係に基づく人工知能則を利用することである。予測され
た原因が、必要に応じて評価並びに措置の為に、オペレ
ータに提供され、又前に述べた様にＣＡＭＳＹＳ ２４
によって自動的に軽減することができる。従って、ＣＡ
ＭＳＹＳ ２４は予定の知識ベース９２を利用して、原
子炉１０の制御を改良する為に、異常な過渡状態の原因
を確認する点で少なくともオペレータの助けになる。
【００４６】この発明の好ましい実施例と考えられるも
のを以上説明したが、当業者には、以上説明したことか
ら、この発明のこの他の変更が容易に考えられよう。従
って、特許請求の範囲は、この発明の範囲内に属するこ
の様な全ての変更を包括するものであることを承知され
たい。
【図面の簡単な説明】
【図１】この発明の一実施例による原子炉に対する炉心
自動監視装置（ＣＡＭＳＹＳ）の系統図。
【図２】図１に示した原子炉に対する、定格値の百分率
対時間で表わした監視パラメータの例を示すグラフ。
【図３】図１に示した原子炉１０と組合せて使われるＣ
ＡＭＳＹＳを表わすフローチャート。
【図４】図１及び３に示したＣＡＭＳＹＳ内の基本的な
論理処理のフローチャート。
【図５】図４に示した知識ベースに基づく人工知能則の
例を示すフローチャート。
【図６】図４に示した異常な監視パラメータの過渡状態
の変化率を決定するフローチャート。
【符号の説明】
１２ 圧力容器 １４ 炉心 ２４ ＣＡＭＳＹＳコンピュータ ２６ モニタ ８４ 警報メッセージ ８６ データベース ８８ 確認する手段 ９０ 解析する手段 ９２ 知識ベース

Claims (8)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 蒸気を発生する為に水を沸騰させる原子
    炉炉心を持つ原子炉圧力容器を含む原子炉と、何れも夫
    々の監視パラメータに対する信号を発生する様な、前記
    原子炉の運転を監視する複数個のモニタと、炉心自動監
    視装置（ＣＡＭＳＹＳ）コンピュータとを有し、該コン
    ピュータが、前記監視パラメータに対する予定の設定点
    を収めたデータベース、該データベースに基づいて前記
    監視パラメータの異常及び正常な挙動を確認する手段、
    前記監視パラメータの異常な挙動の原因を決定する手
    段、及び前記監視パラメータの異常な挙動の原因を確認
    する警報を発する手段を含んでいる炉心自動監視装置。
  2. 【請求項２】 前記決定する手段が、前記監視パラメー
    タの内の各々の１次監視パラメータに関連する予定の人
    工知能則を持っていて、前記監視パラメータの内の予め
    選ばれた関連する２次監視パラメータに基づいて、前記
    異常な挙動の原因を決定する請求項１記載の炉心自動監
    視装置。
  3. 【請求項３】 前記２次監視パラメータが各々の１次監
    視パラメータに対して予め選ばれていて、前記原子炉の
    予定の解析的な過渡的及び偶発的な運転性能、前記原子
    炉の過渡的及び偶発的な運転性能の実際の運転記録、及
    び予定の原子炉物理及び熱流体力学原理に基づく前記１
    次及び２次監視パラメータの相互関係の内の少なくとも
    １つに基づいて、前記異常な挙動の原因を決定する請求
    項２記載の炉心自動監視装置。
  4. 【請求項４】 前記１次監視パラメータが中性子束であ
    り、前記２次監視パラメータが炉心流量及び制御棒の密
    度変化率を含み、前記人工知能則は、その時前記炉心流
    量がそれに対する通常の需要なしに所定の設定点を越え
    ると共に制御棒の密度変化率が実質的にゼロであって、
    前記中性子束が所定の設定点を越えると云う異常な挙動
    の原因として、再循環流れ制御装置の問題を確認する請
    求項３記載の炉心自動監視装置。
  5. 【請求項５】 前記ＣＡＭＳＹＳコンピュータが、前記
    監視パラメータの異常な挙動を軽減する制御パラメータ
    を決定する手段、及び前記監視パラメータの異常な挙動
    を軽減する為に前記制御パラメータを調節する手段を更
    に含んでいる請求項３記載の炉心自動監視装置。
  6. 【請求項６】 前記モニタに作動的に結合されていて、
    原子炉の引外し並びに原子炉安全装置の作動を行なわせ
    る様に作用する原子力装置保護装置を有し、前記挙動を
    確認する手段が、遅い過渡状態、該遅い過渡状態に比べ
    て速い過渡状態、及び該速い過渡状態よりも更に速い著
    しい過渡状態を含む前記異常な挙動の率を決定し、前記
    遅い過渡状態、速い過渡状態及び著しい過渡状態は相異
    なる軽減レベルを実現する様にした請求項５記載の炉心
    自動監視装置。
  7. 【請求項７】 蒸気を発生する為に水を沸騰させる原子
    炉炉心を収めた原子炉圧力容器、及び原子炉の運転を監
    視し、何れも夫々の監視パラメータに対する信号を発生
    する複数個のモニタを有する原子炉の運転方法におい
    て、前記監視パラメータに対する予定の設定点を収めた
    データベースを用意し、該データベースに基づいて、前
    記監視パラメータの異常な挙動及び正常な挙動を確認
    し、前記データベース並びに予定の人工知能則に基づい
    てコンピュータで前記監視パラメータの異常な挙動の原
    因を自動的に決定し、該監視パラメータの異常な挙動の
    原因を確認する警報を発することを特徴とする方法。
  8. 【請求項８】 前記監視パラメータの異常な挙動を軽減
    する制御パラメータを自動的に決定し、前記監視パラメ
    ータの異常な挙動を軽減する様に前記制御パラメータを
    調節することを含む請求項７記載の方法。
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