WO2012020666A1 - プラントの制御システム - Google Patents

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reactor
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哲郎 永井
秀和 佐竹
Original Assignee
三菱重工業株式会社
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a plant control system that controls a plant using a plurality of digital control devices.
  • a distributed control device including a host control device, a local control device, and a general control device is known (see, for example, Patent Document 1).
  • the host control device monitors and controls the entire plant
  • the local control device controls individual devices in the plant
  • the general control device controls these local control devices for each function.
  • the host control device includes plant control means having the same function as the plant control means of the overall control device so that the host control device performs plant control instead of the overall control device when a failure occurs in the overall control device. .
  • the higher-level control device has the same plant control means as the overall control device, so that the higher-level control device has more plant control means. For this reason, the configuration of the host control device increases, resulting in an increase in device cost. On the other hand, if the configuration of the host control device is not changed, if a failure occurs in the overall control device, the overall control device cannot control the local control device.
  • an object of the present invention is to provide a plant control system that can safely control a plant even if the digital control device breaks down while using a plurality of digital control devices.
  • the plant control system of the present invention uses a plurality of digital control devices to control the plant.
  • the plurality of digital control devices have a plurality of control means, and the plurality of control means. Are distributed in a plurality of digital control devices so as not to fall below a safety standard preset by safety analysis.
  • a plurality of control means can be distributed to a plurality of digital control devices.
  • the plant can be controlled by another control means of another digital control device.
  • other digital control devices can control the plant safely without falling below safety standards.
  • the plant is a nuclear facility having a nuclear reactor, a plurality of steam generators connected to the nuclear reactor, and a plurality of main water supply systems capable of supplying coolant to each steam generator
  • the plurality of control means preferably include a plurality of water supply control means for controlling the respective main water supply systems, and the plurality of water supply control means are preferably provided in different digital control devices.
  • a plurality of water supply control means that respectively control a plurality of main water supply systems can be distributed to a plurality of digital control devices.
  • another main water supply system can be controlled by another water supply control means of another digital control device. Each can be controlled.
  • the plant is a nuclear facility having a nuclear reactor
  • the plurality of control means include an operation control means for controlling the operation of equipment provided in the nuclear facility, and an interlock control means for locking the operation control by the operation control means. It is preferable that the operation control means and the interlock control means are provided separately in different digital control devices.
  • the operation control means and the interlock control means can be distributed to a plurality of digital control devices.
  • the operation control of the operation control means can be locked by the interlock control means of the other digital control device.
  • the operation control means of one digital control device can suitably control the operation of the device.
  • the plant includes a nuclear reactor in which a fuel assembly is stored, a control rod driving device capable of driving a control rod inserted in the fuel assembly, a steam generator connected to the nuclear reactor, a steam A main water supply system capable of supplying coolant to the generator, and a plurality of control means include control rod drive control means for controlling the control rod drive device, and water supply for controlling the main water supply system It is preferable that the control rod drive control unit and the water supply control unit are distributed in different digital control devices.
  • the control rod drive control means and the water supply control means can be distributed to a plurality of digital control devices.
  • the main water supply system can be controlled by the water supply control means of the other digital control device.
  • the control rod drive control means of one digital control device can suitably control the control rod drive device. it can.
  • the plant includes a nuclear reactor in which a fuel assembly and a control rod inserted into the fuel assembly are stored, a boron concentration adjusting device capable of adjusting a boron concentration of a coolant flowing in the reactor,
  • a plurality of control means comprising: a control rod stop margin monitoring means capable of monitoring a margin of reactor shutdown by the control rod; and a boron concentration adjustment control means for controlling the boron concentration adjusting device. It is preferable that the control rod stop margin monitoring means and the boron concentration adjustment control means are provided separately in different digital control devices.
  • the control rod stop margin monitoring means and the boron concentration adjustment control means can be distributed to a plurality of digital control devices. Thereby, even if one of the digital control devices fails and the control rod stop margin monitoring means does not function, the boron concentration can be adjusted by the boron concentration adjustment control means of the other digital control device. In addition, even if the other digital control device fails and the boron concentration adjustment control means cannot control the boron concentration adjustment device, the control rod stop margin monitoring means of one digital control device stops the reactor by the control rod. Can be monitored.
  • each of the plurality of digital control devices has a plurality of arithmetic devices.
  • the digital control device since the digital control device has a plurality of arithmetic devices, even if one arithmetic device does not operate due to a failure, the control means can be operated by another arithmetic device. For this reason, loss of the function of the digital control device due to a single failure can be avoided.
  • the plant control system of the present invention even if a failure occurs in one digital control device, the plant can be safely controlled by another digital control device.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram schematically illustrating a nuclear facility controlled by the control system according to the present embodiment.
  • FIG. 2 is an explanatory diagram showing a plurality of digital control devices in which a plurality of control functions are distributed based on safety analysis.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram schematically showing a nuclear facility controlled by the control system according to the present embodiment.
  • the plant control system 40 controls a nuclear facility 1 having a nuclear reactor 5 as a plant.
  • a nuclear reactor 5 for example, a pressurized water reactor (PWR: Pressurized Water Reactor) is used. It has been.
  • a nuclear facility 1 using this pressurized water reactor 5 includes a reactor cooling system 3 including the reactor 5 and a turbine system 4 that exchanges heat with the reactor cooling system 3.
  • a reactor coolant flows, and in the turbine system 4, a secondary coolant flows.
  • the reactor cooling system 3 has a reactor 5 and a steam generator 7 connected to the reactor 5 through a cold leg 6a and a hot leg 6b.
  • a pressurizer 8 is interposed in the hot leg 6b
  • a reactor coolant pump 9 is interposed in the cold leg 6a.
  • the reactor 5, the cold leg 6 a, the hot leg 6 b, the steam generator 7, the pressurizer 8, and the reactor coolant pump 9 are accommodated in the reactor containment vessel 10.
  • the reactor 5 is a pressurized water reactor as described above, and the inside thereof is filled with a reactor coolant.
  • a large number of fuel assemblies 15 are accommodated in the nuclear reactor 5, and a large number of control rods 16 for controlling the nuclear fission of the fuel assemblies 15 are provided so as to be insertable into the respective fuel assemblies 15. ing.
  • the pressurizer 8 interposed in the hot leg 6b suppresses boiling of the reactor coolant by pressurizing the reactor coolant that has become high temperature. Further, the steam generator 7 heat-exchanges the reactor coolant that has become high temperature and high pressure with the secondary coolant, thereby evaporating the secondary coolant and generating steam, and also has high temperature and pressure. Reactor coolant is being cooled.
  • the reactor coolant pump 9 circulates the reactor coolant in the reactor cooling system 3, and sends the reactor coolant from the steam generator 7 to the reactor 5 through the cold leg 6 a, and also the reactor coolant. From the nuclear reactor 5 to the steam generator 7 through the hot leg 6b.
  • the reactor coolant is heated by the thermal energy generated by the fission reaction in the reactor 5, the heated reactor coolant is transferred to the steam generator 7 via the hot leg 6b by the reactor coolant pump 9. Sent.
  • the high-temperature reactor coolant passing through the hot leg 6b is pressurized by the pressurizer 8 to suppress boiling, and flows into the steam generator 7 in a state of high temperature and pressure.
  • the high-temperature and high-pressure reactor coolant flowing into the steam generator 7 is cooled by exchanging heat with the secondary coolant, and the cooled reactor coolant is passed through the cold leg 6 a by the reactor coolant pump 9. And sent to the reactor 5.
  • the reactor 5 is cooled by the cooled reactor coolant flowing into the reactor 5. That is, the reactor coolant is circulated between the reactor 5 and the steam generator 7.
  • the reactor coolant is light water used as a coolant and a neutron moderator.
  • the turbine system 4 connects a turbine 22 connected to each steam generator 7 through a steam pipe 21, a condenser 23 connected to the turbine 22, and the condenser 23 and each steam generator 7. And a water supply pump 24 interposed in the water supply pipe 26.
  • a generator 25 is connected to the turbine 22.
  • the condenser 23 has a cooling pipe 27 disposed therein, and one of the cooling pipes 27 is connected to a water intake pipe 28 for supplying cooling water (for example, seawater). A drain pipe 29 for draining the cooling water is connected to.
  • the condenser 23 cools the steam flowing in from the turbine 22 by the cooling pipe 27, thereby returning the steam to a liquid.
  • the secondary coolant that has become liquid is sent to the steam generator 7 through the feed water pipe 26 by the feed water pump 24.
  • the secondary coolant sent to the steam generator 7 becomes steam again by exchanging heat with the reactor coolant in the steam generator 7.
  • FIG. 2 is an explanatory diagram showing a plurality of digital control devices in which a plurality of control functions are distributed based on safety analysis.
  • the nuclear power facility 1 configured as described above is provided with a control system 40 that controls the operation of the various pumps and valves (not shown) provided in the nuclear power facility 1.
  • the control system 40 includes a plurality of digital control devices 41, and the plurality of digital control devices 41 controls the operation of the nuclear facility 1.
  • the digital control device 41 is equipped with a calculation device such as a CPU, and the nuclear power facility 1 can be controlled by executing various programs by the calculation device. At this time, the digital control device 41 has a plurality of arithmetic devices 45, and even if one arithmetic device 45 becomes inoperable due to a failure or the like, the other arithmetic device 45 operates, so that the nuclear facility 1 It is possible to control the operation.
  • a calculation device such as a CPU
  • the nuclear power facility 1 can be controlled by executing various programs by the calculation device.
  • the digital control device 41 has a plurality of arithmetic devices 45, and even if one arithmetic device 45 becomes inoperable due to a failure or the like, the other arithmetic device 45 operates, so that the nuclear facility 1 It is possible to control the operation.
  • the plurality of digital control devices 41 have a plurality of various control functions for controlling the nuclear facility 1.
  • the plurality of control functions for example, a water supply control function 46, a main steam relief valve control function 47, a main steam relief valve interlock function 57, a pressurizer pressure control function 48, a pressurizer water level control function 49, Pressurizer interlock function 50, main feed water pump speed control function 51, turbine bypass control function 52, turbine bypass interlock function 58, control rod drive control function 53, control rod stop margin monitoring function 54, control There are a bar interlock function 55 and a boron concentration control function 56.
  • the water supply control function 46 is a function for controlling a main water supply system capable of supplying a coolant to the steam generator 7 connected to the nuclear reactor 5.
  • a plurality of water supply control functions 46 are provided according to the plurality of steam generators 7.
  • the main steam relief valve control function 47 is a function for controlling a valve for letting the steam in the steam generator 7 escape.
  • the main steam relief valve interlock function 57 is a function for locking the control by the main steam relief valve control function 47. Also in this case, a plurality of main steam relief valve control functions 47 and main steam relief valve interlock functions 57 are provided according to the plurality of steam generators 7.
  • the pressurizer pressure control function 48 is a function for controlling the pressure in the pressurizer 8.
  • the pressurizer water level control function 49 is a function for controlling the water level in the pressurizer 8.
  • the pressurizer interlock function 50 is a function for locking the control by the pressurizer pressure control function 48 and the pressurizer water level control function 49.
  • the main feed pump speed control function 51 is a function for controlling the feed pump 24 that supplies coolant to the steam generator 7 connected to the nuclear reactor 5.
  • the turbine bypass control function 52 is a function of controlling a turbine bypass valve for releasing steam supplied from the steam generator 7 toward the turbine 22.
  • the turbine bypass interlock function 58 is a function for locking the control by the turbine bypass control function 52.
  • the control rod drive control function 53 is a function for controlling the drive of the control rod 16 inserted into the fuel assembly 15.
  • the control rod interlock function 55 is a function for locking the control by the control rod drive control function 53.
  • the control rod stop margin monitoring function 54 is a function that monitors the margin of stoppage of the reactor 5 by the control rod 16.
  • the boron concentration control function 56 is a function of adjusting the boron concentration of the coolant flowing through the nuclear reactor 5.
  • the plurality of control functions described above are distributed with respect to the plurality of digital control devices 41. At this time, the plurality of control functions are distributed so as not to fall below safety standards set in advance by safety analysis.
  • the plurality of control functions include simultaneous occurrence of abnormality between the output of the nuclear reactor 5 and heat removal from the turbine system 4, and simultaneous occurrence of abnormality between the output of the nuclear reactor 5 and the pressure of the reactor cooling system 3.
  • the dispersion is performed so as to avoid the simultaneous occurrence of abnormalities between the pressure of the reactor cooling system 3 and the heat removal of the turbine system 4. That is, according to the safety analysis, the plurality of control functions are distributed into a control function related to heat removal of the turbine system 4, a control function related to the pressure of the reactor cooling system 3, and a control function related to the reactor output. .
  • the control functions related to heat removal of the turbine system 4 include a plurality of (four in this embodiment) water supply control functions 46, a plurality (four in this embodiment) main steam relief valve control functions 47, and a plurality of functions.
  • the control function related to heat removal of the turbine system 4 is that two or more abnormalities of the plurality of water supply control functions 46 occur simultaneously, two or more abnormalities of the plurality of main steam relief valve control functions 47 occur simultaneously,
  • the bypass control function 52 is distributed so as to avoid the occurrence of an abnormality.
  • the plurality of water supply control functions 46 are distributed to different digital control devices 41, and the plurality of main steam relief valve control functions 47 are distributed to different digital control devices 41. Also, the main steam relief valve control function 47 and the main steam relief valve interlock function 57 corresponding to the main steam relief valve control function 47 are distributed to different digital control devices 41, respectively, and the turbine bypass control function 52 and the turbine bypass interface The lock function 58 is distributed among different digital control devices 41.
  • the control functions related to the pressure of the reactor cooling system 3 are the pressurizer pressure control function 48 and the pressurizer interlock function 50 described above. At this time, the control function related to the pressure of the reactor cooling system 3 is distributed so as to avoid the simultaneous occurrence of abnormalities in the pressurizer pressure control function 48 and the pressurizer interlock function 50. That is, according to the safety analysis, the pressurizer pressure control function 48 and the pressurizer interlock function 50 are distributed to different digital control devices 41.
  • the control functions related to the reactor power are a control rod drive control function 53, a control rod interlock function 55, a boron concentration control function 56, and a control rod stop margin monitoring function 54.
  • the control function related to the reactor power is that abnormality occurs in the control rod drive control function 53 and the control rod interlock function 55 simultaneously, the control rod drive control function 53, the boron concentration control function 56, and the control rod stop margin. It is distributed so as to avoid the occurrence of abnormality with the monitoring function 54 at the same time. That is, according to the safety analysis, the control rod drive control function 53 and the control rod interlock function 55 are distributed to different digital control devices 41, and the control rod drive control function 53, boron concentration control function 56, and control.
  • the bar stop margin monitoring function 54 is distributed to different digital control devices 41.
  • FIG. 2 shows the result of distributing a plurality of control functions based on safety analysis.
  • the control function is distributed. That is, the first digital control device 41 includes a first feed water control function 46, a first main steam relief valve control function 47, a pressurizer interlock control function 50, a main feed pump speed control function 51, And a second main steam relief valve interlock function 57.
  • the second digital control device 41 includes a second water supply control function 46, a second main steam relief valve control function 47, a pressurizer pressure control function 48, and a third main steam relief valve interlock function 57. have.
  • the third digital controller 41 includes a third water supply control function 46, a third main steam relief valve control function 47, a pressurizer water level control function 49, a fourth main steam relief valve interlock function 57, have.
  • the fourth digital controller 41 includes a fourth water supply control function 46, a fourth main steam relief valve control function 47, a control rod stop margin monitoring function 54, and a first main steam relief valve interlock function 57. And have.
  • the fifth digital control device 41 has a turbine bypass control function 52, a control rod interlock function 55, and a boron concentration control function 56.
  • the sixth digital control device 41 has a control rod drive control function 53 and a turbine bypass interlock function 58.
  • a plurality of control means can be distributed to the plurality of digital control devices 41.
  • the nuclear facility 1 can be controlled by another control means of another digital control device 41.
  • the other digital control device 41 can safely control the nuclear facility 1 without falling below safety standards.
  • the safety control of the nuclear facility 1 will be described in detail.
  • the control system 40 uses the other digital device 41 to set the safety standard. The operation of the nuclear facility 1 is stopped while controlling so as not to fall below.
  • a plurality of water supply control functions 46 can be distributed to a plurality of digital control devices 41. For this reason, even if one digital control device 41 breaks down and one main water supply system 46 cannot be controlled by one water supply control function 46, the other water supply control functions 46 of other digital control devices 41 can Each main water supply system can be controlled. As a result, the plurality of digital control devices 41 can safely control the nuclear facility 1.
  • the pressurizer pressure control function 48 and the pressurizer interlock function 50 can be distributed to a plurality of digital control devices 41.
  • the main steam relief valve control function 47 and the main steam relief valve interlock function 57 corresponding to the main steam relief valve control function 47 can be distributed to a plurality of digital control devices 41.
  • the turbine bypass control function 52 and the turbine bypass interlock function 58 can be distributed to a plurality of digital control devices 41.
  • the control rod drive control function 53 and the control rod interlock function 55 can be distributed to a plurality of digital control devices 41.
  • the other digital control device 41 fails and the pressurizer interlock function 50, the main steam relief valve interlock function 57, the turbine bypass interlock function 58 or the control rod interlock function 55 does not function,
  • the pressurizer pressure control function 48, the main steam relief valve control function 47, the turbine bypass control function 52, or the control rod drive control function 53 of the digital control device 41 can be suitably controlled.
  • the plurality of digital control devices 41 can safely control the nuclear facility 1.
  • the water supply control function 46 and the control rod drive control function 53 can be distributed to a plurality of digital control devices 41. Therefore, even if one of the digital control devices 41 breaks down and the control rod drive control function 53 malfunctions, the main water supply system is controlled by the water supply control function 46 of the other digital control device 41, and the reactor cooling system 3 pressures can be controlled. Conversely, even if the other digital control device 41 fails and the main water supply system cannot be controlled by the water supply control function 46, the reactor cooling system 3 is controlled by the control rod drive control function 53 of the one digital control device 41. The pressure can be controlled. As a result, the plurality of digital control devices 41 can safely control the nuclear facility 1.
  • control rod stop margin monitoring function 54 and the boron concentration control function 56 can be distributed to a plurality of digital control devices 41. Therefore, even if one of the digital control devices 41 fails and the control rod stop margin monitoring function 54 does not function, the boron concentration is adjusted by the boron concentration control function 56 of the other digital control device 41 to control the nuclear reaction. can do. Conversely, even if the other digital control device 41 fails and the boron concentration control function 56 cannot adjust the boron concentration, the control rod stop margin monitoring function 54 of the one digital control device 41 causes the control rod 16 to control the reactor 5. Other measures can be taken by monitoring the margin of stoppage.
  • the digital control device 41 since the digital control device 41 includes a plurality of arithmetic devices 45, even if one arithmetic device 45 does not operate due to a failure, the other arithmetic devices 45 can execute a plurality of control functions. For this reason, loss of the function of the digital control device 41 due to a single failure can be avoided.
  • the plant is described as being applied to a nuclear facility.
  • the present invention is not limited to this and may be applied to a thermal power plant or a chemical plant.
  • the plant control system according to the present invention is useful in a nuclear facility where high safety is required, and is particularly suitable for control using a plurality of digital control devices.

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Abstract

　複数のデジタル制御装置（４１）を使用して、原子力施設（１）等のプラントを制御するプラントの制御システムにおいて、複数のデジタル制御装置（４１）は、複数の制御機能（４６－５６）を有しており、複数の制御機能（４６－５６）は、安全解析によって予め設定された安全基準を下回らないように、複数のデジタル制御装置（４１）に分散させて設けられている。　これにより、複数のデジタル制御装置（４１）を使用しつつ、デジタル制御装置が故障しても、プラントを安全に運転することができるプラントの制御システムを提供している。

Description

プラントの制御システム
　本発明は、複数のデジタル制御装置を使用して、プラントを制御するプラントの制御システムに関するものである。
　従来、上位制御装置と、ローカル制御装置と、統括制御装置とを備えた分散形制御装置が知られている（例えば、特許文献１参照）。この分散形制御装置において、上位制御装置は、プラント全体を監視制御しており、ローカル制御装置は、プラント内の個々の装置を制御し、統括制御装置は、これらのローカル制御装置を機能ごとに統括制御している。そして、統括制御装置の故障発生時に、上位制御装置が統括制御装置の代わりにプラント制御を行うように、上位制御装置は、統括制御装置のプラント制御手段と同じ機能のプラント制御手段を備えている。
特開平４－２４８７９８号公報
　しかしながら、従来の分散形制御装置では、上位制御装置が統括制御装置と同じプラント制御手段を有する分、上位制御装置のプラント制御手段が増える。このため、上位制御装置の構成が増え、装置コストの増大を招く。一方で、上位制御装置の構成を代えない場合、統括制御装置に故障が発生すると、統括制御装置は、ローカル制御装置を制御することができない。
　そこで、本発明は、複数のデジタル制御装置を使用しつつ、デジタル制御装置が故障しても、プラントを安全に制御することができるプラントの制御システムを提供することを課題とする。
　本発明のプラントの制御システムは、複数のデジタル制御装置を使用して、プラントを制御するプラントの制御システムにおいて、複数のデジタル制御装置は、複数の制御手段を有しており、複数の制御手段は、安全解析によって予め設定された安全基準を下回らないように、複数のデジタル制御装置に分散させて設けられていることを特徴とする。
　この構成によれば、複数のデジタル制御装置に、複数の制御手段を分散させることができる。これにより、１つのデジタル制御装置が故障して１つの制御手段を行うことができなくとも、他のデジタル制御装置の他の制御手段によりプラントを制御することができる。これにより、他のデジタル制御装置は、安全基準を下回ることなく、プラントを安全に制御することが可能となる。
　この場合、プラントは、原子炉と、原子炉に接続された複数の蒸気発生器と、各蒸気発生器ヘ向けて冷却材を供給可能な複数の主給水系と、を有する原子力施設であり、複数の制御手段は、各主給水系を制御する複数の給水制御手段を有し、複数の給水制御手段は、それぞれ異なるデジタル制御装置に分散させて設けられていることが、好ましい。
　この構成によれば、複数の主給水系をそれぞれ制御する複数の給水制御手段を、複数のデジタル制御装置に分散させることができる。これにより、１つのデジタル制御装置が故障して１つの給水制御手段により１つの主給水系を制御することができなくとも、他のデジタル制御装置の他の給水制御手段により他の主給水系をそれぞれ制御することができる。
　この場合、プラントは、原子炉を有する原子力施設であり、複数の制御手段は、原子力施設に設けられた機器を作動制御する作動制御手段と、作動制御手段による作動制御をロックするインターロック制御手段と、を有し、作動制御手段とインターロック制御手段とは、それぞれ異なるデジタル制御装置に分散させて設けられていることが、好ましい。
　この構成によれば、作動制御手段とインターロック制御手段とを、複数のデジタル制御装置に分散させることができる。これにより、一方のデジタル制御装置が故障して作動制御手段が誤作動しても、他方のデジタル制御装置のインターロック制御手段により、作動制御手段の作動制御をロックすることができる。また、他方のデジタル制御装置が故障してインターロック制御手段が機能せずとも、一方のデジタル制御装置の作動制御手段は好適に機器を作動制御することができる。
　この場合、プラントは、内部に燃料集合体が格納された原子炉と、燃料集合体に挿入される制御棒を駆動可能な制御棒駆動装置と、原子炉に接続された蒸気発生器と、蒸気発生器ヘ向けて冷却材を供給可能な主給水系と、を有する原子力施設であり、複数の制御手段は、制御棒駆動装置を制御する制御棒駆動制御手段と、主給水系を制御する給水制御手段と、を有し、制御棒駆動制御手段と給水制御手段とは、それぞれ異なるデジタル制御装置に分散させて設けられていることが、好ましい。
　この構成によれば、制御棒駆動制御手段と給水制御手段とを、複数のデジタル制御装置に分散させることができる。これにより、一方のデジタル制御装置が故障して制御棒駆動制御手段が誤作動しても、他方のデジタル制御装置の給水制御手段により主給水系を制御することができる。また、他方のデジタル制御装置が故障して給水制御手段により主給水系を制御することができなくとも、一方のデジタル制御装置の制御棒駆動制御手段は好適に制御棒駆動装置を制御することができる。
　この場合、プラントは、燃料集合体および燃料集合体に挿入される制御棒が内部に格納された原子炉と、原子炉内を流通する冷却材のホウ素濃度を調整可能なホウ素濃度調整装置と、を有する原子力施設であり、複数の制御手段は、制御棒による原子炉の停止の余裕度を監視可能な制御棒停止余裕監視手段と、ホウ素濃度調整装置を制御するホウ素濃度調整制御手段と、を有し、制御棒停止余裕監視手段とホウ素濃度調整制御手段とは、それぞれ異なるデジタル制御装置に分散させて設けられていることが、好ましい。
　この構成によれば、制御棒停止余裕監視手段とホウ素濃度調整制御手段とを、複数のデジタル制御装置に分散させることができる。これにより、一方のデジタル制御装置が故障して制御棒停止余裕監視手段が機能せずとも、他方のデジタル制御装置のホウ素濃度調整制御手段によりホウ素濃度を調整することができる。また、他方のデジタル制御装置が故障してホウ素濃度調整制御手段によりホウ素濃度調整装置を制御することができなくとも、一方のデジタル制御装置の制御棒停止余裕監視手段により制御棒による原子炉の停止の余裕度を監視することができる。
　この場合、複数のデジタル制御装置は、それぞれ複数の演算装置を有していることが、好ましい。
　この構成によれば、デジタル制御装置は、複数の演算装置を有するため、１つの演算装置が故障により作動せずとも、他の演算装置により制御手段を作動させることができる。このため、単一の故障によるデジタル制御装置の機能の喪失を回避することができる。
　本発明のプラントの制御システムによれば、１つのデジタル制御装置に不具合が生じても、他のデジタル制御装置によりプラントを安全に制御することができる。
図１は、本実施例に係る制御システムにより制御される原子力施設を模式的に表した概略構成図である。 図２は、安全解析に基づいて、複数の制御機能を分散させた複数のデジタル制御装置を示す説明図である。
　以下、添付した図面を参照して、本発明に係るプラントの制御システムについて説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、或いは実質的に同一のものが含まれる。
　図１は、本実施例に係る制御システムにより制御される原子力施設を模式的に表した概略構成図である。本発明に係るプラントの制御システム４０は、プラントとして、原子炉５を有する原子力施設１を制御するものであり、原子炉５としては、例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）が用いられている。この加圧水型の原子炉５を用いた原子力施設１は、原子炉５を含む原子炉冷却系３と、原子炉冷却系３と熱交換するタービン系４とで構成されており、原子炉冷却系３には、原子炉冷却材が流通し、タービン系４には、二次冷却材が流通している。
　原子炉冷却系３は、原子炉５と、コールドレグ６ａおよびホットレグ６ｂを介して原子炉５に接続された蒸気発生器７とを有している。また、ホットレグ６ｂには、加圧器８が介設され、コールドレグ６ａには、原子炉冷却材ポンプ９が介設されている。そして、原子炉５、コールドレグ６ａ、ホットレグ６ｂ、蒸気発生器７、加圧器８および原子炉冷却材ポンプ９は、原子炉格納容器１０に収容されている。
　原子炉５は、上記したように加圧水型原子炉であり、その内部は原子炉冷却材で満たされている。そして、原子炉５内には、多数の燃料集合体１５が収容されると共に、燃料集合体１５の核分裂を制御する多数の制御棒１６が、各燃料集合体１５に対し、挿入可能に設けられている。
　制御棒１６により核分裂反応を制御しながら燃料集合体１５を核分裂させると、この核分裂により熱エネルギーが発生する。発生した熱エネルギーは原子炉冷却材を加熱し、加熱された原子炉冷却材は、ホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送られる。一方、コールドレグ６ａを介して各蒸気発生器７から送られてきた原子炉冷却材は、原子炉５内に流入して、原子炉５内を冷却する。
　ホットレグ６ｂに介設された加圧器８は、高温となった原子炉冷却材を加圧することにより、原子炉冷却材の沸騰を抑制している。また、蒸気発生器７は、高温高圧となった原子炉冷却材を、二次冷却材と熱交換させることにより、二次冷却材を蒸発させて蒸気を発生させ、且つ、高温高圧となった原子炉冷却材を冷却している。原子炉冷却材ポンプ９は、原子炉冷却系３において原子炉冷却材を循環させており、原子炉冷却材を蒸気発生器７からコールドレグ６ａを介して原子炉５へ送り込むと共に、原子炉冷却材を原子炉５からホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送り込んでいる。
　ここで、原子力施設１の原子炉冷却系３における一連の動作について説明する。原子炉５内の核分裂反応により発生した熱エネルギーにより、原子炉冷却材が加熱されると、加熱された原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ９によりホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７に送られる。ホットレグ６ｂを通過する高温の原子炉冷却材は、加圧器８により加圧されることで沸騰が抑制され、高温高圧となった状態で、蒸気発生器７に流入する。蒸気発生器７に流入した高温高圧の原子炉冷却材は、二次冷却材と熱交換を行うことにより冷却され、冷却された原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ９によりコールドレグ６ａを介して原子炉５に送られる。そして、冷却された原子炉冷却材が原子炉５に流入することで、原子炉５が冷却される。つまり、原子炉冷却材は、原子炉５と蒸気発生器７との間を循環している。なお、原子炉冷却材は、冷却材および中性子減速材として用いられる軽水である。
　タービン系４は、蒸気管２１を介して各蒸気発生器７に接続されたタービン２２と、タービン２２に接続された復水器２３と、復水器２３と各蒸気発生器７とを接続する給水管２６に介設された給水ポンプ２４と、を有している。そして、上記のタービン２２には、発電機２５が接続されている。
　ここで、原子力施設１のタービン系４における一連の動作について説明する。蒸気管２１を介して蒸気発生器７から蒸気がタービン２２に流入すると、タービン２２は回転を行う。タービン２２が回転すると、タービン２２に接続された発電機２５は、発電を行う。この後、タービン２２から流出した蒸気は復水器２３に流入する。復水器２３は、その内部に冷却管２７が配設されており、冷却管２７の一方には冷却水（例えば、海水）を供給するための取水管２８が接続され、冷却管２７の他方には冷却水を排水するための排水管２９が接続されている。そして、復水器２３は、タービン２２から流入した蒸気を冷却管２７により冷却することで、蒸気を液体に戻している。液体となった二次冷却材は、給水ポンプ２４により給水管２６を介して蒸気発生器７に送られる。蒸気発生器７に送られた二次冷却材は、蒸気発生器７において原子炉冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。
　ここで、図２は、安全解析に基づいて、複数の制御機能を分散させた複数のデジタル制御装置を示す説明図である。図２に示すように、上記のように構成された原子力施設１には、原子力施設１に設けられた上記の各種ポンプや図示しないバルブ等の各機器の作動を制御する制御システム４０が配設されている。この制御システム４０は、複数のデジタル制御装置４１を有しており、複数のデジタル制御装置４１は、原子力施設１の運転を制御している。
　デジタル制御装置４１は、ＣＰＵ等の演算装置を搭載しており、演算装置により各種プログラムを実行することで、原子力施設１を制御可能となっている。このとき、デジタル制御装置４１は、複数の演算装置４５を有しており、１つの演算装置４５が故障等により作動不能となっても、他の演算装置４５が作動することにより、原子力施設１の運転を制御することが可能となっている。
　ここで、複数のデジタル制御装置４１は、原子力施設１を制御する各種制御機能を複数有している。複数の制御機能としては、例えば、給水制御機能４６と、主蒸気逃がし弁制御機能４７と、主蒸気逃がし弁インターロック機能５７と、加圧器圧力制御機能４８と、加圧器水位制御機能４９と、加圧器インターロック機能５０と、主給水ポンプ速度制御機能５１と、タービンバイパス制御機能５２と、タービンバイパスインターロック機能５８と、制御棒駆動制御機能５３と、制御棒停止余裕監視機能５４と、制御棒インターロック機能５５と、ホウ素濃度制御機能５６とがある。
　給水制御機能４６は、原子炉５に接続された蒸気発生器７ヘ向けて冷却材を供給可能な主給水系を制御する機能である。このとき、原子力施設１に蒸気発生器７が複数設けられている場合、給水制御機能４６は、複数の蒸気発生器７に応じて複数設けられている。主蒸気逃がし弁制御機能４７は、蒸気発生器７内の蒸気を逃がすための弁を制御する機能である。主蒸気逃がし弁インターロック機能５７は、主蒸気逃がし弁制御機能４７による制御をロックする機能である。この場合も、主蒸気逃がし弁制御機能４７および主蒸気逃がし弁インターロック機能５７は、複数の蒸気発生器７に応じて複数設けられている。
　加圧器圧力制御機能４８は、加圧器８内の圧力を制御する機能である。加圧器水位制御機能４９は、加圧器８内の水位を制御する機能である。加圧器インターロック機能５０は、加圧器圧力制御機能４８および加圧器水位制御機能４９による制御をロックする機能である。
　主給水ポンプ速度制御機能５１は、原子炉５に接続された蒸気発生器７へ向けて冷却材を供給する給水ポンプ２４を制御する機能である。タービンバイパス制御機能５２は、蒸気発生器７からタービン２２へ向けて供給される蒸気を逃がすためのタービンバイパス弁を制御する機能である。タービンバイパスインターロック機能５８は、タービンバイパス制御機能５２による制御をロックする機能である。
　制御棒駆動制御機能５３は、燃料集合体１５に挿入される制御棒１６の駆動を制御する機能である。制御棒インターロック機能５５は、制御棒駆動制御機能５３による制御をロックする機能である。制御棒停止余裕監視機能５４は、制御棒１６による原子炉５の停止の余裕度を監視する機能である。ホウ素濃度制御機能５６は、原子炉５内を流通する冷却材のホウ素濃度を調整する機能である。
　上記した複数の制御機能は、複数のデジタル制御装置４１に対し、分散させて設けられる。このとき、複数の制御機能は、安全解析によって予め設定された安全基準を下回らないように分散される。
　具体的に、複数の制御機能は、原子炉５の出力とタービン系４の除熱との異常の同時発生と、原子炉５の出力と原子炉冷却系３の圧力との異常の同時発生と、原子炉冷却系３の圧力とタービン系４の除熱との異常の同時発生とを回避するように分散される。つまり、安全解析上に従えば、複数の制御機能は、タービン系４の除熱に関する制御機能と、原子炉冷却系３の圧力に関する制御機能と、原子炉出力に関する制御機能と、に分散される。
　タービン系４の除熱に関する制御機能としては、上記した複数（本実施例では４つ）の給水制御機能４６と、複数（本実施例では４つ）の主蒸気逃がし弁制御機能４７と、複数（本実施例では４つ）の主蒸気逃がし弁インターロック機能５７と、タービンバイパス制御機能５２と、主給水ポンプ速度制御機能５１とである。このとき、タービン系４の除熱に関する制御機能は、複数の給水制御機能４６の異常が２以上同時に発生すること、複数の主蒸気逃がし弁制御機能４７の異常が２以上同時に発生すること、タービンバイパス制御機能５２の異常が発生することを回避するように分散される。つまり、安全解析上に従えば、複数の給水制御機能４６は、それぞれ異なるデジタル制御装置４１に分散され、複数の主蒸気逃がし弁制御機能４７は、それぞれ異なるデジタル制御装置４１に分散される。また、主蒸気逃がし弁制御機能４７およびこの主蒸気逃がし弁制御機能４７に対応する主蒸気逃がし弁インターロック機能５７は、それぞれ異なるデジタル制御装置４１に分散され、タービンバイパス制御機能５２およびタービンバイパスインターロック機能５８は、それぞれ異なるデジタル制御装置４１に分散される。
　原子炉冷却系３の圧力に関する制御機能としては、上記した加圧器圧力制御機能４８と、加圧器インターロック機能５０とである。このとき、原子炉冷却系３の圧力に関する制御機能は、加圧器圧力制御機能４８と加圧器インターロック機能５０との異常が同時に発生することを回避するように分散される。つまり、安全解析に従えば、加圧器圧力制御機能４８および加圧器インターロック機能５０は、それぞれ異なるデジタル制御装置４１に分散される。
　原子炉出力に関する制御機能としては、制御棒駆動制御機能５３と、制御棒インターロック機能５５と、ホウ素濃度制御機能５６と、制御棒停止余裕監視機能５４とである。このとき、原子炉出力に関する制御機能は、制御棒駆動制御機能５３と制御棒インターロック機能５５との異常が同時に発生すること、制御棒駆動制御機能５３とホウ素濃度制御機能５６と制御棒停止余裕監視機能５４との異常が同時に発生することを回避するように分散される。つまり、安全解析上に従えば、制御棒駆動制御機能５３および制御棒インターロック機能５５は、それぞれ異なるデジタル制御装置４１に分散され、また、制御棒駆動制御機能５３、ホウ素濃度制御機能５６および制御棒停止余裕監視機能５４は、それぞれ異なるデジタル制御装置４１に分散される。
　そして、図２には、安全解析に基づいて、複数の制御機能を分散させた結果が示されている。なお、図２では、６つのデジタル制御装置４１を用い、４つの給水制御機能４６、４つの主蒸気逃がし弁制御機能４７および４つの主蒸気逃がし弁インターロック機能５７を設けた場合において、複数の制御機能を分散させたものである。つまり、第１のデジタル制御装置４１は、第１の給水制御機能４６と、第１の主蒸気逃がし弁制御機能４７と、加圧器インターロック制御機能５０と、主給水ポンプ速度制御機能５１と、第２の主蒸気逃がし弁インターロック機能５７とを有している。第２のデジタル制御装置４１は、第２の給水制御機能４６と、第２の主蒸気逃がし弁制御機能４７と、加圧器圧力制御機能４８と、第３の主蒸気逃がし弁インターロック機能５７とを有している。第３のデジタル制御装置４１は、第３の給水制御機能４６と、第３の主蒸気逃がし弁制御機能４７と、加圧器水位制御機能４９と、第４の主蒸気逃がし弁インターロック機能５７とを有している。第４のデジタル制御装置４１は、第４の給水制御機能４６と、第４の主蒸気逃がし弁制御機能４７と、制御棒停止余裕監視機能５４と、第１の主蒸気逃がし弁インターロック機能５７とを有している。第５のデジタル制御装置４１は、タービンバイパス制御機能５２と、制御棒インターロック機能５５と、ホウ素濃度制御機能５６とを有している。第６のデジタル制御装置４１は、制御棒駆動制御機能５３と、タービンバイパスインターロック機能５８とを有している。
　以上の構成によれば、複数のデジタル制御装置４１に、複数の制御手段を分散させることができる。これにより、１つのデジタル制御装置４１が故障して１つの制御手段を行うことができなくとも、他のデジタル制御装置４１の他の制御手段により原子力施設１を制御することができる。これにより、他のデジタル制御装置４１は、安全基準を下回ることなく、原子力施設１を安全に制御することが可能となる。ここで、原子力施設１の安全制御について具体的に説明すると、複数のデジタル制御装置４１のうち、１つのデジタル装置４１が故障した場合、制御システム４０は、他のデジタル装置４１により、安全基準を下回らないように制御しながら、原子力施設１の運転を停止させている。
　また、具体的に、複数の給水制御機能４６を、複数のデジタル制御装置４１に分散させることができる。このため、１つのデジタル制御装置４１が故障して１つの給水制御機能４６により１つの主給水系を制御することができなくとも、他のデジタル制御装置４１の他の給水制御機能４６により他の主給水系をそれぞれ制御することができる。これにより、複数のデジタル制御装置４１は、原子力施設１を安全に制御することが可能となる。
　また、具体的に、加圧器圧力制御機能４８と加圧器インターロック機能５０とを、複数のデジタル制御装置４１に分散させることができる。同様に、主蒸気逃がし弁制御機能４７とこの主蒸気逃がし弁制御機能４７に対応する主蒸気逃がし弁インターロック機能５７とを、複数のデジタル制御装置４１に分散させることができる。同様に、タービンバイパス制御機能５２とタービンバイパスインターロック機能５８とを、複数のデジタル制御装置４１に分散させることができる。同様に、制御棒駆動制御機能５３と制御棒インターロック機能５５とを、複数のデジタル制御装置４１に分散させることができる。このため、一方のデジタル制御装置４１が故障して加圧器圧力制御機能４８、主蒸気逃がし弁制御機能４７、タービンバイパス制御機能５２または制御棒駆動制御機能５３が誤作動しても、他方のデジタル制御装置４１の加圧器インターロック機能５０、主蒸気逃がし弁インターロック機能５７、タービンバイパスインターロック機能５８または制御棒インターロック機能５５により、加圧器圧力制御機能４８、主蒸気逃がし弁制御機能４７、タービンバイパス制御機能５２または制御棒駆動制御機能５３の制御をロックすることができる。逆に、他方のデジタル制御装置４１が故障して加圧器インターロック機能５０、主蒸気逃がし弁インターロック機能５７、タービンバイパスインターロック機能５８または制御棒インターロック機能５５が機能せずとも、一方のデジタル制御装置４１の加圧器圧力制御機能４８、主蒸気逃がし弁制御機能４７、タービンバイパス制御機能５２または制御棒駆動制御機能５３は、好適に制御を行うことが可能である。これにより、複数のデジタル制御装置４１は、原子力施設１を安全に制御することが可能となる。
　また、具体的に、給水制御機能４６と制御棒駆動制御機能５３とを、複数のデジタル制御装置４１に分散させることができる。このため、一方のデジタル制御装置４１が故障して制御棒駆動制御機能５３が誤作動しても、他方のデジタル制御装置４１の給水制御機能４６により主給水系を制御して、原子炉冷却系３の圧力を制御することができる。逆に、他方のデジタル制御装置４１が故障して給水制御機能４６により主給水系を制御することができなくとも、一方のデジタル制御装置４１の制御棒駆動制御機能５３により、原子炉冷却系３の圧力を制御することができる。これにより、複数のデジタル制御装置４１は、原子力施設１を安全に制御することが可能となる。
　また、具体的に、制御棒停止余裕監視機能５４とホウ素濃度制御機能５６とを、複数のデジタル制御装置４１に分散させることができる。このため、一方のデジタル制御装置４１が故障して制御棒停止余裕監視機能５４が機能せずとも、他方のデジタル制御装置４１のホウ素濃度制御機能５６によりホウ素濃度を調整して、核反応を制御することができる。逆に、他方のデジタル制御装置４１が故障してホウ素濃度制御機能５６によりホウ素濃度を調整できなくとも、一方のデジタル制御装置４１の制御棒停止余裕監視機能５４により制御棒１６による原子炉５の停止の余裕度を監視することで、他の対策を講じることができる。
　また、デジタル制御装置４１は、複数の演算装置４５を有するため、１つの演算装置４５が故障により作動せずとも、他の演算装置４５により複数の制御機能を実行することができる。このため、単一の故障によるデジタル制御装置４１の機能の喪失を回避することができる。
　なお、本実施例では、プラントとして、原子力施設に適用して説明したが、これに限らず、火力発電プラントや、化学プラントに適用しても良い。
　以上のように、本発明に係るプラントの制御システムは、高い安全性が求められる原子力施設において有用であり、特に、複数のデジタル制御装置を用いて制御する場合に適している。
　１　　原子力施設
　３　　原子炉冷却系
　４　　タービン系
　５　　原子炉
　７　　蒸気発生器
　８　　加圧器
　１５　燃料集合体
　１６　制御棒
　２２　タービン
　２５　発電機
　４０　制御システム
　４１　デジタル制御装置
　４５　演算装置
　４６　給水制御機能
　４７　主蒸気逃がし弁制御機能
　４８　加圧器圧力制御機能
　４９　加圧器水位制御機能
　５０　加圧器インターロック機能
　５１　主給水ポンプ速度制御機能
　５２　タービンバイパス制御機能
　５３　制御棒駆動制御機能
　５４　制御棒停止余裕監視機能
　５５　制御棒インターロック機能
　５６　ホウ素濃度制御機能
　５７　主蒸気逃がし弁インターロック機能
　５８　タービンバイパスインターロック機能

Claims (6)

  1. 　複数のデジタル制御装置を使用して、プラントを制御するプラントの制御システムにおいて、
    　前記複数のデジタル制御装置は、複数の制御手段を有しており、
    　前記複数の制御手段は、安全解析によって予め設定された安全基準を下回らないように、前記複数のデジタル制御装置に分散させて設けられていることを特徴とするプラントの制御システム。
  2. 　前記プラントは、原子炉と、前記原子炉に接続された複数の蒸気発生器と、前記各蒸気発生器ヘ向けて冷却材を供給可能な複数の主給水系と、を有する原子力施設であり、
    　前記複数の制御手段は、前記各主給水系を制御する複数の給水制御手段を有し、
    　前記複数の給水制御手段は、それぞれ異なる前記デジタル制御装置に分散させて設けられていることを特徴とする請求項１に記載のプラントの制御システム。
  3. 　前記プラントは、原子炉を有する原子力施設であり、
    　前記複数の制御手段は、前記原子力施設に設けられた機器を作動制御する作動制御手段と、前記作動制御手段による作動制御をロックするインターロック制御手段と、を有し、
    　前記作動制御手段と前記インターロック制御手段とは、それぞれ異なる前記デジタル制御装置に分散させて設けられていることを特徴とする請求項１または２に記載のプラントの制御システム。
  4. 　前記プラントは、内部に燃料集合体が格納された原子炉と、前記燃料集合体に挿入される制御棒を駆動可能な制御棒駆動装置と、前記原子炉に接続された蒸気発生器と、前記蒸気発生器ヘ向けて冷却材を供給可能な主給水系と、を有する原子力施設であり、
    　前記複数の制御手段は、前記制御棒駆動装置を制御する制御棒駆動制御手段と、前記主給水系を制御する給水制御手段と、を有し、
    　前記制御棒駆動制御手段と前記給水制御手段とは、それぞれ異なる前記デジタル制御装置に分散させて設けられていることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１項に記載のプラントの制御システム。
  5. 　前記プラントは、燃料集合体および前記燃料集合体に挿入される制御棒が内部に格納された原子炉と、前記原子炉内を流通する冷却材のホウ素濃度を調整可能なホウ素濃度調整装置と、を有する原子力施設であり、
    　前記複数の制御手段は、前記制御棒による前記原子炉の停止の余裕度を監視可能な制御棒停止余裕監視手段と、前記ホウ素濃度調整装置を制御するホウ素濃度調整制御手段と、を有し、
    　前記制御棒停止余裕監視手段と前記ホウ素濃度調整制御手段とは、それぞれ異なる前記デジタル制御装置に分散させて設けられていることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか１項に記載のプラントの制御システム。
  6. 　前記複数のデジタル制御装置は、それぞれ複数の演算装置を有していることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１項に記載のプラントの制御システム。
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