JPH0120761B2 - - Google Patents
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- JPH0120761B2 JPH0120761B2 JP55043050A JP4305080A JPH0120761B2 JP H0120761 B2 JPH0120761 B2 JP H0120761B2 JP 55043050 A JP55043050 A JP 55043050A JP 4305080 A JP4305080 A JP 4305080A JP H0120761 B2 JPH0120761 B2 JP H0120761B2
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- Japan
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- accident
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- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 63
- 238000011282 treatment Methods 0.000 claims description 51
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 3
- 238000004088 simulation Methods 0.000 claims description 3
- 238000011369 optimal treatment Methods 0.000 description 8
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
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- 238000009499 grossing Methods 0.000 description 1
- 238000011017 operating method Methods 0.000 description 1
- 238000010187 selection method Methods 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
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Safety Devices In Control Systems (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉等で使用する事故時処置法選
定装置に関するものである。
定装置に関するものである。
従来、たとえば沸騰水型原子炉は事故時処置法
選定装置をもたない。
選定装置をもたない。
このような原子炉では、事故時に運転員による
手動操作が必要となつた際、その操作手順および
操作機器等の選択は、運転員の判断に基づき決定
される。そのため運転員に掛かる負担は大きい。
手動操作が必要となつた際、その操作手順および
操作機器等の選択は、運転員の判断に基づき決定
される。そのため運転員に掛かる負担は大きい。
本発明の目的は、最適な事故時の処置法を短時
間に選択することができしかも事故時に運転員に
掛かる負担を著しく軽減できる事故時処置法選定
装置を提供することにある。
間に選択することができしかも事故時に運転員に
掛かる負担を著しく軽減できる事故時処置法選定
装置を提供することにある。
本発明の特徴は、事故状態と密接な関係にある
入力した測定値に基づくシミユレーシヨンによ
り、所定時間の間における事故の進展状態を予測
する手段と、この予測結果から、プラントの安全
性に密接に関連する複数の状態パラメータのう
ち、状態パラメータの規格化された値と限界値と
の差である余裕が所定の余裕よりも小さくなつて
いる状態パラメータを選択する手段と、選択され
た状態パラメータに対して余裕を増大させる処置
法を選択する手段とを有し、選択された処置法を
実施した場合における前記予測手段による前記所
定時間の間での事故の進展状態の予測、状態パラ
メータ選択手段による状態パラメータの選択、及
び処置法選択手段による処置法の選択を繰返し、
選択された処置法の実施により選択された状態パ
ラメータの前記規格化された値と前記限界値との
差である余裕が前記所定の余裕よりも大きくなつ
たときに、余裕が最も大きい処置法を選択して表
示することにある。
入力した測定値に基づくシミユレーシヨンによ
り、所定時間の間における事故の進展状態を予測
する手段と、この予測結果から、プラントの安全
性に密接に関連する複数の状態パラメータのう
ち、状態パラメータの規格化された値と限界値と
の差である余裕が所定の余裕よりも小さくなつて
いる状態パラメータを選択する手段と、選択され
た状態パラメータに対して余裕を増大させる処置
法を選択する手段とを有し、選択された処置法を
実施した場合における前記予測手段による前記所
定時間の間での事故の進展状態の予測、状態パラ
メータ選択手段による状態パラメータの選択、及
び処置法選択手段による処置法の選択を繰返し、
選択された処置法の実施により選択された状態パ
ラメータの前記規格化された値と前記限界値との
差である余裕が前記所定の余裕よりも大きくなつ
たときに、余裕が最も大きい処置法を選択して表
示することにある。
従つて、上記の特徴を有する事故時処置法選定
装置を用いれば、事故の進展状態の予測及び余裕
を増大させる処置法の選択が短時間にできるの
で、発生する事故に対する最適な処置法を短時間
に選択することができる。しかも事故時における
最適な処置法が自動的に選定されるので、事故時
に運転員に掛かる負担を著しく軽減できる。
装置を用いれば、事故の進展状態の予測及び余裕
を増大させる処置法の選択が短時間にできるの
で、発生する事故に対する最適な処置法を短時間
に選択することができる。しかも事故時における
最適な処置法が自動的に選定されるので、事故時
に運転員に掛かる負担を著しく軽減できる。
以下、本発明を実施例によつて詳細に説明す
る。
る。
第１図は本発明になる事故時処置法選定装置の
構成を示す概略図である。図において、１は原子
炉である。本実施例になる装置は、原子炉１の事
故進展状態と密接な関係にある測定値をとり込
み、データ処理装置２に於いて、予測装置３に内
蔵されるシミユレータの入力として必要なデータ
に変換する。つまり、データ処置装置２は、上記
測定値の高周波成分を取り除き信号の平滑化を行
なう機能、および微分演算を行なう機能等を有す
る。データ処置装置２により処理されたデータを
入力とし、予測装置３に内蔵されるシミユレータ
は、事故の進展状態を予測する。この予測結果の
内、原子炉の安全性に密接に関連する状態パラメ
ータ、例えば原子炉水位、原子炉圧力、原子炉冷
却水温度、サプレツシヨン・プール水温度、サプ
レツシヨン・チエンバー圧力、ドライウエル圧
力・温度等について、余裕決定装置４が、それぞ
れの限界値に対する余裕の度合を計算する。この
計算により、予測を行なつた時間区間に於いて、
限界値に対する余裕が設定値以下となるパラメー
タ（以下重要パラメータと呼ぶ）が発見される
と、それらの重要パラメータが処置法選択装置５
の入力とされる。この処置には、状態パラメータ
各々について、それらの余裕を増大させる処置法
がテーブルとなり内蔵されており、このテーブル
に基き、入力とされた重要パラメータの限界値に
対する余裕を増大させる処置法がいくつか選択さ
れる。選択された処置法それぞれの実行を仮定
し、再び予測装置３により、事故進展状況が予測
される。これら予測結果が再び余裕決定装置４に
入力され、最も限界値に対する余裕の大きい処置
法が選定される。この処置法、およびこの処置法
を仮定した場合の状態パラメータの変化について
の予測結果、および処置を全く施さないと仮定し
た場合の状態パラメータの変化についての予測結
果などが、表示装置６によつて表示される。
構成を示す概略図である。図において、１は原子
炉である。本実施例になる装置は、原子炉１の事
故進展状態と密接な関係にある測定値をとり込
み、データ処理装置２に於いて、予測装置３に内
蔵されるシミユレータの入力として必要なデータ
に変換する。つまり、データ処置装置２は、上記
測定値の高周波成分を取り除き信号の平滑化を行
なう機能、および微分演算を行なう機能等を有す
る。データ処置装置２により処理されたデータを
入力とし、予測装置３に内蔵されるシミユレータ
は、事故の進展状態を予測する。この予測結果の
内、原子炉の安全性に密接に関連する状態パラメ
ータ、例えば原子炉水位、原子炉圧力、原子炉冷
却水温度、サプレツシヨン・プール水温度、サプ
レツシヨン・チエンバー圧力、ドライウエル圧
力・温度等について、余裕決定装置４が、それぞ
れの限界値に対する余裕の度合を計算する。この
計算により、予測を行なつた時間区間に於いて、
限界値に対する余裕が設定値以下となるパラメー
タ（以下重要パラメータと呼ぶ）が発見される
と、それらの重要パラメータが処置法選択装置５
の入力とされる。この処置には、状態パラメータ
各々について、それらの余裕を増大させる処置法
がテーブルとなり内蔵されており、このテーブル
に基き、入力とされた重要パラメータの限界値に
対する余裕を増大させる処置法がいくつか選択さ
れる。選択された処置法それぞれの実行を仮定
し、再び予測装置３により、事故進展状況が予測
される。これら予測結果が再び余裕決定装置４に
入力され、最も限界値に対する余裕の大きい処置
法が選定される。この処置法、およびこの処置法
を仮定した場合の状態パラメータの変化について
の予測結果、および処置を全く施さないと仮定し
た場合の状態パラメータの変化についての予測結
果などが、表示装置６によつて表示される。
第２図に、処置法選定手順を詳細に示した。
原子炉からの測定値が本実施例になる装置にと
り込まれると、まずデータ処理されシミユレータ
の入力とされる。シミユレータは、設定された時
間区間Ｔの間の事故進展状況を予測する。この予
測結果の内、原子炉の安全性に密接に関連する状
態パラメータについて、それらの値の限界値に対
する余裕が設定値ε0以下となるかどうかを判定す
る。ここで、設定値ε0は、事故発生前の値を零、
限界値を1.0とし規格化した各々の状態パラメー
タの値について定義される値である。上記の如く
規格化した値が、時間区間Ｔの間に、（1.0−ε0）
以下の値になつた場合、その状態パラメータは重
要パラメータとされる。そして、処置法選択装置
５において、重要パラメータの限界値に対する余
裕を増大させる処置法が選択される。選択に際
し、ここでは、重要パラメータに対応する処置法
の内、作動中の系統・機器を除いた処置法がまず
選択される。
り込まれると、まずデータ処理されシミユレータ
の入力とされる。シミユレータは、設定された時
間区間Ｔの間の事故進展状況を予測する。この予
測結果の内、原子炉の安全性に密接に関連する状
態パラメータについて、それらの値の限界値に対
する余裕が設定値ε0以下となるかどうかを判定す
る。ここで、設定値ε0は、事故発生前の値を零、
限界値を1.0とし規格化した各々の状態パラメー
タの値について定義される値である。上記の如く
規格化した値が、時間区間Ｔの間に、（1.0−ε0）
以下の値になつた場合、その状態パラメータは重
要パラメータとされる。そして、処置法選択装置
５において、重要パラメータの限界値に対する余
裕を増大させる処置法が選択される。選択に際
し、ここでは、重要パラメータに対応する処置法
の内、作動中の系統・機器を除いた処置法がまず
選択される。
この選択された処置法それぞれの実行を仮定
し、事故の進展状態が予想される。その結果か
ら、上記原子炉の安全性に密接に関連する状態パ
ラメータ全てについて、その規格化した値につい
ての余裕が計算される。つまり、状態パラメータ
Ｐ１，Ｐ２，……，PNについて、余裕が次のよ
うに計算される。
し、事故の進展状態が予想される。その結果か
ら、上記原子炉の安全性に密接に関連する状態パ
ラメータ全てについて、その規格化した値につい
ての余裕が計算される。つまり、状態パラメータ
Ｐ１，Ｐ２，……，PNについて、余裕が次のよ
うに計算される。
εP1,Si＝（1.0−FP1,Si）
εP2,Si＝（1.0−FP2,Si）
εPj,Si＝（1.0−FPj,Si）
εPN,Si＝（1.0−FPN,Si） ……(1)
ここで、εは余裕であり、Ｆは上記状態パラメ
ータの予測した時間区間Ｔに於ける規格化された
最大値である。また、添字Pjは、状態パラメータ
を、Siは仮定した処置法を示す。
ータの予測した時間区間Ｔに於ける規格化された
最大値である。また、添字Pjは、状態パラメータ
を、Siは仮定した処置法を示す。
選択された処置法の全てＳ１，……，SMにつ
いて、上記の計算が終了した後、各々の処置法に
ついて、最も余裕の少ない状態パラメータの余裕
ESiが次のように計算される。
いて、上記の計算が終了した後、各々の処置法に
ついて、最も余裕の少ない状態パラメータの余裕
ESiが次のように計算される。
ESi＝min（εP1,Si、εP2,Si、……、
εPj,Si、……、εPN,Si） ……(2)
それぞれの操作法について、ESiを求めた後に、
ESiの内最大のものEnaxが選択される。つまり、 Enax＝ESi0＝max（Es1、…、ESi、…、ESM）
……(3) 上式において、ESiがEnaxとなる処置法、つま
りSi0が、最適の処置法として選定される。但し、
Enaxが、上記設定値ε0以下の場合には、データ処
理後１回目の予測に於いて余裕の最も大きいパラ
メータに関連する処置法の内、作動中でかつ上記
重要パラメータに関連する系統・機器の停止を仮
定し、処置法が再選択される。以後、Enaxがε0よ
りも大きくなるので、順次この計算が繰り返され
る。最終的にEnaxがε0よりも大きくなる処置法が
発見されると、それが最適処置法として選定さ
れ、表示装置６で表示される。
ESiの内最大のものEnaxが選択される。つまり、 Enax＝ESi0＝max（Es1、…、ESi、…、ESM）
……(3) 上式において、ESiがEnaxとなる処置法、つま
りSi0が、最適の処置法として選定される。但し、
Enaxが、上記設定値ε0以下の場合には、データ処
理後１回目の予測に於いて余裕の最も大きいパラ
メータに関連する処置法の内、作動中でかつ上記
重要パラメータに関連する系統・機器の停止を仮
定し、処置法が再選択される。以後、Enaxがε0よ
りも大きくなるので、順次この計算が繰り返され
る。最終的にEnaxがε0よりも大きくなる処置法が
発見されると、それが最適処置法として選定さ
れ、表示装置６で表示される。
第３図、第４図は、原子炉の安全性に密接に関
連する状態パラメータをＰ１，Ｐ２，Ｐ３とし、
それらについての時間区間Ｔに於ける予測結果
を、データ処置後１回目の予測、処置法Ｓ１を仮
定した予測、処置法Ｓ２を仮定した予測につい
て、それぞれ示したものである。第３図におい
て、パラメータＰ１，Ｐ２が（1.0−ε0）以上の
値となつており、これらが重要パラメータとされ
る。そして、これらの重要パラメータの限界値に
対する余裕を増大させる処置法Ｓ１，Ｓ２が選択
される。処置法Ｓ１を仮定すると、第４図に示し
た予測結果が得られ、この結果から、最も余裕の
少ないパラメータＰ２の余裕εP2,S1がES1とされ
る。同様に、処置法S2を仮定すると、第５図に
示した予測結果が得られ、最も余裕の少ないパラ
メータＰ１についての余裕εP1,S2がES2とされる。
ここで、ES1よりもES2の方が大きいので、ES2が
Enaxとなり、かつ、Enaxはε0よりも大きいから、
処置法Ｓ２が最適処置法として選定される。
連する状態パラメータをＰ１，Ｐ２，Ｐ３とし、
それらについての時間区間Ｔに於ける予測結果
を、データ処置後１回目の予測、処置法Ｓ１を仮
定した予測、処置法Ｓ２を仮定した予測につい
て、それぞれ示したものである。第３図におい
て、パラメータＰ１，Ｐ２が（1.0−ε0）以上の
値となつており、これらが重要パラメータとされ
る。そして、これらの重要パラメータの限界値に
対する余裕を増大させる処置法Ｓ１，Ｓ２が選択
される。処置法Ｓ１を仮定すると、第４図に示し
た予測結果が得られ、この結果から、最も余裕の
少ないパラメータＰ２の余裕εP2,S1がES1とされ
る。同様に、処置法S2を仮定すると、第５図に
示した予測結果が得られ、最も余裕の少ないパラ
メータＰ１についての余裕εP1,S2がES2とされる。
ここで、ES1よりもES2の方が大きいので、ES2が
Enaxとなり、かつ、Enaxはε0よりも大きいから、
処置法Ｓ２が最適処置法として選定される。
本実施例によれば、予測装置３で所定時間経過
における事故の進展状態の予測を行つているの
で、この予測に要する時間は短くしかもこの予測
結果に基づく状態パラメータの余裕を求めるのに
要する演算時間も短くて済む。余裕を求める状態
パラメータも、プラントの安全性に密接に関連す
るものであつて数が少ない。これも、状態パラメ
ータの余裕を求めるのに要する演算時間の短縮に
つながる。更には、事故原因に比べて数の少ない
状態パラメータ（プラントの安全性に密接に関連
する状態パラメータ）に対して処置法を用意して
いるので、用意する処置法の数も少なくてすむ。
従つて、本実施例では、最適な処置法を選定する
のに要する時間が著しく短い、これは、事故発生
後の影響を抑制する処置を短時間に実行できるこ
とにつながり、原子炉プラントの安全性を著しく
向上させることになる。また、最適な処置法が自
動的に選定できるので、事故時に運転員に掛ける
負担を著しく軽減できる。
における事故の進展状態の予測を行つているの
で、この予測に要する時間は短くしかもこの予測
結果に基づく状態パラメータの余裕を求めるのに
要する演算時間も短くて済む。余裕を求める状態
パラメータも、プラントの安全性に密接に関連す
るものであつて数が少ない。これも、状態パラメ
ータの余裕を求めるのに要する演算時間の短縮に
つながる。更には、事故原因に比べて数の少ない
状態パラメータ（プラントの安全性に密接に関連
する状態パラメータ）に対して処置法を用意して
いるので、用意する処置法の数も少なくてすむ。
従つて、本実施例では、最適な処置法を選定する
のに要する時間が著しく短い、これは、事故発生
後の影響を抑制する処置を短時間に実行できるこ
とにつながり、原子炉プラントの安全性を著しく
向上させることになる。また、最適な処置法が自
動的に選定できるので、事故時に運転員に掛ける
負担を著しく軽減できる。
なお、本実施例になる装置は、原子炉のスクラ
ム信号により起動するものとする。
ム信号により起動するものとする。
本発明によれば、事故の進展状態の予測及び余
裕を増大させる処置法の選択が短時間にできるの
で、発生する事故に対する最適な処置法を短時間
に選択することができる。しかも事故時における
最適な処置法が自動的に選定されるので、事故時
に運転員に掛かる負担を著しく軽減できる。
裕を増大させる処置法の選択が短時間にできるの
で、発生する事故に対する最適な処置法を短時間
に選択することができる。しかも事故時における
最適な処置法が自動的に選定されるので、事故時
に運転員に掛かる負担を著しく軽減できる。
第１図は本発明の実施例の構成を示す概要図、
第２図は第１図の実施例の処置法選定手順を示す
説明図、第３図は第１回目の予測結果を示す特性
図、第４図および第５図はそれぞれ選択された処
置法の実行を仮定した場合の予測結果を示す特性
図である。 １……原子炉、２……データ処置装置、３……
予測装置、４……余裕決定装置、５……処置法選
択装置、６……表示装置。
第２図は第１図の実施例の処置法選定手順を示す
説明図、第３図は第１回目の予測結果を示す特性
図、第４図および第５図はそれぞれ選択された処
置法の実行を仮定した場合の予測結果を示す特性
図である。 １……原子炉、２……データ処置装置、３……
予測装置、４……余裕決定装置、５……処置法選
択装置、６……表示装置。
Claims (1)
- １ 事故状態と密接な関係にある入力した測定値
に基づくシミユレーシヨンにより、所定時間の間
における事故の進展状態を予測する手段と、この
予測結果から、プラントの安全性に密接に関連す
る複数の状態パラメータのうち、状態パラメータ
の規格化された値と限界値との差である余裕が所
定の余裕よりも小さくなつている前記状態パラメ
ータを選択する手段と、選択された前記状態パラ
メータに対して前記余裕を増大させる処置法を選
択する手段とを有し、前記選択された処置法を実
施した場合における前記予測手段による前記所定
時間の間での事故の進展状態の予測、前記状態パ
ラメータ選択手段による前記状態パラメータの選
択、及び前記処置法選択手段による前記処置法の
選択を繰返し、前記選択された処置法の実施によ
り前記選択された状態パラメータの前記規格化さ
れた値と前記限界値との差である前記余裕が前記
所定の余裕よりも大きくなつたときに、前記余裕
が最も大きい前記処置法を選択して表示する事故
時処置法選定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4305080A JPS56140401A (en) | 1980-03-31 | 1980-03-31 | Selecting device for method of measures against accident |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4305080A JPS56140401A (en) | 1980-03-31 | 1980-03-31 | Selecting device for method of measures against accident |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56140401A JPS56140401A (en) | 1981-11-02 |
| JPH0120761B2 true JPH0120761B2 (ja) | 1989-04-18 |
Family
ID=12653048
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4305080A Granted JPS56140401A (en) | 1980-03-31 | 1980-03-31 | Selecting device for method of measures against accident |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56140401A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0362101A (ja) * | 1989-07-31 | 1991-03-18 | Hitachi Ltd | プラント運転支援装置 |
-
1980
- 1980-03-31 JP JP4305080A patent/JPS56140401A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56140401A (en) | 1981-11-02 |
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