JPS5935189A - 原子力プラントの非常時運転ガイド装置 - Google Patents

原子力プラントの非常時運転ガイド装置

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JPS5935189A
JPS5935189A JP57144737A JP14473782A JPS5935189A JP S5935189 A JPS5935189 A JP S5935189A JP 57144737 A JP57144737 A JP 57144737A JP 14473782 A JP14473782 A JP 14473782A JP S5935189 A JPS5935189 A JP S5935189A
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Japan
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couplant
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JP57144737A
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渡辺 孝雄
幸治 大賀
順一 丹治
村田 扶美男
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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    • YGENERAL 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
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
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  • Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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、原子カプラントに異常が発生したときに、異
常の波及拡大を防止させ、且つ安全性を確保させるのに
好適な非常時運転ガイド装置に関する。
従来の原子カプラントの運転ガイド装置は、予め計算機
等のメモリに記憶された運転手順に基いて、入力される
運転データに応じた運転ガイドを、運転員に提示するよ
うに構成されたものが提案されている。
しかしながら、起り得る全ての事象に対応させた運転手
順をメモリ等に記憶させることは不可能に等しく、たと
えそれが可能であったとしても、複雑に関連する系統構
成機器類の故障等が係わって、予め想定した事象からは
ずれてし甘う場合があると、適切な運転ガイドを提示で
きなくなるという欠点があった。
例えば、原子カプラントの異常状態に対応させた非常時
運転ガイドは、従来典形的な事例についての起因事象毎
にしか示されないものであったことから、原子炉を緊急
に停止させる1でもない、いわゆるスクラムに至らない
もの1でも、不必要に緊急停止させる運転ガイドを提示
するという欠点を有したものであった。これによって、
原子カプラントの稼動率が低下されるということがあっ
た。
本発明の目的は、不必要に原子炉を停止]二させること
なく、異常状態に応じた適切な運転手順、又は安全停止
に導く運転手順を提示することができる原子カプラント
の非常時運転ガイド装置を提供することにある。
本発明は、入力される原子カプラントのデータから予め
定められている異常波及モデルに基いて異常事象を判別
し、原子炉スクラム前は異常原因に対応した運転ガイド
を出力し、スクラム後は安全機能積行に影響を与える異
常事象に対応した運転ガイドを出力し、前記異常事象を
特定できない場合又は前記運転ガイドによって所定の効
果が得られない場合には、安全上重要なパラメータの変
化徴候に対応させて、安全確保を最優先させる運転ガイ
ドを出力することにより、不必要に原子炉を停止させる
ことなぐ、且つ異常事象によっては適切に安全停止に導
く運転ガイドを出力させようとするものである。
即ち、本発明は、原子カプラントに異常が発生したとき
、その異常を放置すると原子炉がスクラムに至るもので
あれば、その異常原因に対応した処置を施してその波及
を防止する必要があること、壕だスクラムに至った場合
には、スクラムによる急激で大きな過渡現象が生じ、プ
ラントの安全性が損われる虞れがあるので、安全性確保
を最優先とする必要があるという点に着眼してなされた
ものである。
以下、本発明を図示実施例に基いて説明する。
第1図に本発明の具体的な一実施例のブロック構成図が
示されている。
第1図に示された如く、原子カプラント1の非常時運転
ガイド装置は、入力処理装置2、事象判別装置3、原因
対応ガイド装置4、事象対応ガイド装置5、徴候対応ガ
イド装置6、安全機能評価装置7および表示装置8より
構成されている。
原子カプラント1から出力されるデータは、入力処理装
置2において、フィルタリングや工学単位変換などの必
要なデータ処理、および上下限チェック、多重信号チェ
ックや整合性チェックなどの信号検定が行なわれるよう
になっている。
事象判別装置3は、原子炉スクラムなどの安全機能確保
に係る異常事象をトップ事象とする異常波及モデル、例
えば第3図に示されるような、原因−結果関連樹木状の
モデルを記憶しており、プラントからのデータに基すい
て、スクラム以前にはこの異常波及モデルを参照して、
異常原因の探索と波及の予測を行い、またスクラムに至
った場合にはスクラムに至った異常波及経路と安全機能
積行に影響を与える異常事象を特定化するように形成さ
れている。
原因対応ガイド装置4は、原子炉スクラム以前の状態の
とき、前記事象判別装置3より原因探索と波及予測の結
果を受け、これに基いて不要なスクラムを防止するため
の運転ガイドを出力するようになっている。
事象対応ガイド装置5は、原子炉がスクラムに至ったと
きに起動し、事象判別装置3より安全機能積行に影響を
与える異常事象の判別結果を受け、その異常事象グル了
プ毎に設定された運転ガイドを選定し出力する。この運
転ガイドに基いて運転した結果、予想通りのプラント応
答が得られない場合には、複数個用意式れた運転ガイド
から、次の優先順位の運転ガイドを選定して出力するよ
うになっている。
徴候対応ガイド装置6は、前記事象判別装置3によって
事象の判別が不可能な場合、又は前記事象対応ガイド装
置5から出力されたすべての運転ガイドが実施されても
、所定のプラント応答が得られなかった場合に起動する
。この徴候対応ガイド装置6は、異常の原因や事象に係
わらず原子炉水位、圧力および格納容器温度、圧力など
安全上重要なパラメータの変化の徴候に対応し、これら
のパラメータが安全限界値を越えないように、パラメー
タの変化を抑制する運転ガイドを出力する。
安全機能評価装置7は、炉水位確保、格納容器健全性確
保などの安全機能をはたす系統が、所定の機能を果して
いるか否かを評価し、その結果を事象対応ガイド装置5
および徴候対応ガイド装置6に送出するようになってい
る。これに基いて、各ガイド装置5.6は、安全機能を
はだす系統が所定の機能を果していない場合、又はプラ
ントの応答が予想通りでない場合には、次の優先順位の
運転ガイドを出力するようになっている。
表示装置8は、原因対応ガイド装置4、事象対応ガイド
装置5、徴候対応ガイド装置6、安全機能評価装置7か
らの運転ガイド、監視パラメータおよび安全機能積行に
係わる系統の状態等を、カラーCRT等への表示および
音声出力等を行なうものから形成されている。
このように構成される実施例の動作を、第2図に示され
たパ炉水位センサの故障を起因事象とする異常”の場合
を例にとって具体的に説明する。
炉水位センサの高側に故障が発生すると、炉水位が低下
する。この異常は事象判別装置3において、第3図に示
された原因−結果関連樹木に基き検出され、つづいて原
因の探索および波及予測解析がなされ、原因は炉水位セ
ンサの故障であること、1だこのまま放置すれば炉水位
がどんどん低下して原子炉スクラムに至ることが判別さ
れる。
この結果は原因対応ガイド装置4に出力され、このガイ
ド装置4からは、水位制御器を手動に切替えるよう運転
ガイドが出力される。さらに炉水位が低下し続ける場合
には、炉出力を降下させるよう運転ガイドが出力される
。これらの運転ガイドによって炉水位低下が防止され、
これによって原子炉スクラムを防ぐことができ、さらに
、水位センサの故障を修復等により排除すれば、再び運
転を継続することが可能となる。このように、原因対応
ガイド装置4にあっては、異常原因に対応した運転ガイ
ドを出力して、不必要な原子炉スクラムを防止させてい
るのである。
しかし、上述の原因対応運転ガイドに基づく操作が遅れ
て、原子炉がスクラムに至った場合には、これに伴うイ
ンターロック又は安全機能に係わる系統が、所定の動作
をしているか否かの評価が、安全機能評価装置7によっ
て行われる。例えば、制御棒が全挿入されたか否か、あ
るいは中性子束が低下されたか否か等の評価がなされる
(9) また、安全機能評価装置7は、スクラム後の原子炉水位
確保、減圧冷却、格納容器冷却等の安全機能に影響する
事象、例えばBWR形原子炉の場合にあっては、給水系
機能喪失、主蒸気隔離弁閉鎖、外部電源喪失、逃し弁開
固着、−次系配管破断の有無を判別する。そしてそれら
の事象の組み合せを特定化し、各事象グループに対応さ
せて設定した運転ガイドを、プラントの状態を監視しな
がら遂次出力する。1だ、事象グループが特定できない
場合、又は各事象グループ毎に複数個設定された全ての
運転ガイドによっても、所定のプラント応答が得られな
い場合は、徴候対応ガイド装置6を作動させる。
徴候対応ガイド装置6は、−次系圧力バウンダリーや格
納容器等の安全障壁の健全性を確保するうえで、重要な
パラメータに着目し、その値が安全限界値を越えないよ
うに、パラメータの変化を抑制する運転ガイドを出力す
る。例えば、事象が特定できず、高圧注水系で十分な炉
水位が確保できない場合には、原子炉を急速に減圧させ
て、低(10) 注水系による注水を促進させる等の運転ガイドを出力し
て、安全確保を図っている。
以上説明したように、本発明によれば、不必要に原子炉
を停止させることなく、且つ異常状態に応じた適切な運
転ガイドが出力提示されることから、原子カプラントの
稼動率が向上されるとともに、安全性確保が十分に達成
されるという著るしい効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例のブロック構成図、第2図は
実施例の動作説明のだめのフローチャート、第3図は異
常波及モデルとしての原因−結果関連樹木の一例を示す
図である。 1・・・原子カプラント、2・・・入力処理装置、3・
・・事象判別装置、4・・・原因対応ガイド装置、5・
・・事象対応ガイド装置、6・・・徴候対応ガイド装置
、7・・・(11)

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、入力される原子カプラントのデータから予め定めら
    れている異常波及モデルに基いて異常事象を判別すると
    ともに、原子炉がスクラム状態に至る以前にあっては前
    記異常波及モデルに基いて異常波及を防止させる原因対
    応運転ガイドを出力し、原子炉がスクラム状態にあって
    は異常事象グループ毎に対応させて安全機能優性の事象
    対応運転ガイドを出力するように構成されたことを特徴
    とする原子カプラントの非常時運転ガイド装置。 2 人力される原子カプラントのデータから予め定めら
    れている異常波及モデルに基いて異常事象を判別すると
    ともに、原子炉がスクラム状態に至る以前にあっては前
    記異常波及モデルに基いて異常波及を防止させる原因対
    応運転ガイドを出力し、原子炉がスクラム状態にあって
    は異常事象グループ毎に対応させて安全機能優性の事象
    対応運転ガイドを出力し、前記異常事象が前記異常事象
    グループのいずれに属するか判別不可能又は前記事象対
    応運転ガイドによって所定の効果が得られない場合は前
    記入力データの安全上重要なパラメータの変化徴候を検
    出し当該パラメータを安全限界値以下に抑制させる徴候
    運転ガイドを出力するように構成されたことを特徴とす
    る原子カプラントの非常時運転ガイド装置。 3、特許請求の範囲第1項又は第2項の発明において、
    前記事象対応運転ガイド又は前記徴候運転ガイドは優先
    順位の設定された複数個の運転ガイドから成っており、
    1個の運転ガイドを出力した後、入力データを判別して
    所定の効果が得られない場合は次の優先順位の運転ガイ
    ドを出力するように構成されたことを特徴とする原子カ
    プラントの非常時運転ガイド装置。
JP57144737A 1982-08-23 1982-08-23 原子力プラントの非常時運転ガイド装置 Granted JPS5935189A (ja)

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JPH0373836B2 JPH0373836B2 (ja) 1991-11-25

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0215306A (ja) * 1988-07-04 1990-01-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd プラント運転支援装置

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56168204A (en) * 1980-05-30 1981-12-24 Hitachi Ltd Operation guidance equipment
JPS56168192A (en) * 1980-05-28 1981-12-24 Nippon Atomic Ind Group Co Operator supporting system of atomic power plant
JPS5717894A (en) * 1980-07-07 1982-01-29 Nippon Atomic Ind Group Co Operator supporting system for atomic power plant
JPS57118195A (en) * 1981-01-14 1982-07-22 Tokyo Shibaura Electric Co Operation guide device

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56168192A (en) * 1980-05-28 1981-12-24 Nippon Atomic Ind Group Co Operator supporting system of atomic power plant
JPS56168204A (en) * 1980-05-30 1981-12-24 Hitachi Ltd Operation guidance equipment
JPS5717894A (en) * 1980-07-07 1982-01-29 Nippon Atomic Ind Group Co Operator supporting system for atomic power plant
JPS57118195A (en) * 1981-01-14 1982-07-22 Tokyo Shibaura Electric Co Operation guide device

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0215306A (ja) * 1988-07-04 1990-01-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd プラント運転支援装置

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