JPH06201892A - 原子力プラント事故マネジメント支援システム - Google Patents
原子力プラント事故マネジメント支援システムInfo
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- JPH06201892A JPH06201892A JP4347174A JP34717492A JPH06201892A JP H06201892 A JPH06201892 A JP H06201892A JP 4347174 A JP4347174 A JP 4347174A JP 34717492 A JP34717492 A JP 34717492A JP H06201892 A JPH06201892 A JP H06201892A
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Classifications
-
- 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
-
- 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
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 スクラム事故発生後の原子炉の状態をリアル
タイムで包括的に把握し、この状態を一見して判る方法
で運転員に報知することができる原子力プラント事故マ
ネジメント支援システムを得る。 【構成】 スクラム事故発生後、リスク指標演算システ
ム４２は、原子炉の燃料チャネル出力と燃料冷却水の有
無と重水系運転状態とを基に燃料冷却状態の危険度を示
すリスク指標として燃料冷却指標を算出するとともに、
格納容器内圧力と格納容器内温度と格納容器内水素濃度
とを基に原子炉格納容器状態の危険度を示すリスク指標
として格納容器指標を算出し、これらのリスク指標をＣ
ＲＴ５５にリアルタイムで表示する。
タイムで包括的に把握し、この状態を一見して判る方法
で運転員に報知することができる原子力プラント事故マ
ネジメント支援システムを得る。 【構成】 スクラム事故発生後、リスク指標演算システ
ム４２は、原子炉の燃料チャネル出力と燃料冷却水の有
無と重水系運転状態とを基に燃料冷却状態の危険度を示
すリスク指標として燃料冷却指標を算出するとともに、
格納容器内圧力と格納容器内温度と格納容器内水素濃度
とを基に原子炉格納容器状態の危険度を示すリスク指標
として格納容器指標を算出し、これらのリスク指標をＣ
ＲＴ５５にリアルタイムで表示する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子力プラントに係わ
り、特に原子炉の緊急停止を要するスクラム事故発生時
の対応措置を行うための原子力プラント事故マネジメン
トシステムに関する。
り、特に原子炉の緊急停止を要するスクラム事故発生時
の対応措置を行うための原子力プラント事故マネジメン
トシステムに関する。
【０００２】
【従来の技術】最新の原子力プラントにおいては、プラ
ント計算機システムが設けられ、プラント全体に分散配
備した各種の計測器から得られる計測信号を多重伝送シ
ステムにより上記プラント計算機システムに供給して正
常運転のための制御を行うようになっている。
ント計算機システムが設けられ、プラント全体に分散配
備した各種の計測器から得られる計測信号を多重伝送シ
ステムにより上記プラント計算機システムに供給して正
常運転のための制御を行うようになっている。
【０００３】このような制御はあくまで設計を越えない
範囲内での事象に対するものであるが、場合によっては
原子炉の核反応を緊急停止させる必要のある事故（スク
ラム事故）が発生する場合もある。
範囲内での事象に対するものであるが、場合によっては
原子炉の核反応を緊急停止させる必要のある事故（スク
ラム事故）が発生する場合もある。
【０００４】従来、このようなスクラム事故に対して
は、いわゆる決定論的な安全評価に基づく対応がなされ
ている。すなわち、スクラム事故が発生してある状態に
移行した場合には、その状態に応じた種類のスクラム信
号が発せられ、このスクラム信号に応じて必要な措置が
採られる。
は、いわゆる決定論的な安全評価に基づく対応がなされ
ている。すなわち、スクラム事故が発生してある状態に
移行した場合には、その状態に応じた種類のスクラム信
号が発せられ、このスクラム信号に応じて必要な措置が
採られる。
【０００５】例えば、一次冷却系配管の破断等により原
子炉冷却水の一部が喪失して水位が低下し炉心の温度が
上昇したような場合には、これを示すスクラム信号が発
せられ、この信号に応じて自動的に制御棒を挿入するこ
とにより中性子を吸収させ、核分裂の緊急停止が図られ
る。この結果、たとえ核反応が停止したとしても燃料棒
が水面上に露出していれば、その燃料棒に残った熱によ
り炉心が溶融して放射性物質が漏れ出るおそれがあるた
め、これに応じていわゆるＥＣＣＳ（緊急用炉心冷却シ
ステム）が作動し、炉心に冷却水が注入されるようにな
っている。
子炉冷却水の一部が喪失して水位が低下し炉心の温度が
上昇したような場合には、これを示すスクラム信号が発
せられ、この信号に応じて自動的に制御棒を挿入するこ
とにより中性子を吸収させ、核分裂の緊急停止が図られ
る。この結果、たとえ核反応が停止したとしても燃料棒
が水面上に露出していれば、その燃料棒に残った熱によ
り炉心が溶融して放射性物質が漏れ出るおそれがあるた
め、これに応じていわゆるＥＣＣＳ（緊急用炉心冷却シ
ステム）が作動し、炉心に冷却水が注入されるようにな
っている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】このように、従来のシ
ステムでは、ある事象に応じてスクラム信号が発せられ
これに対し原子炉緊急停止装置やＥＣＣＳ等の対応措置
が自動的に作動するようになっているものの、運転員
は、その作動の結果、原子炉全体の状態がどのようにな
ったか、すなわち原子炉の停止と燃料冷却の確保により
完全に安全な状態となったのか、あるいは緊急停止装置
やＥＣＣＳの不作動により原子炉が停止せず燃料冷却も
不十分なため依然として危険な状態が続いているのか、
を瞬時にかつ定量的に把握するのは困難であった。
ステムでは、ある事象に応じてスクラム信号が発せられ
これに対し原子炉緊急停止装置やＥＣＣＳ等の対応措置
が自動的に作動するようになっているものの、運転員
は、その作動の結果、原子炉全体の状態がどのようにな
ったか、すなわち原子炉の停止と燃料冷却の確保により
完全に安全な状態となったのか、あるいは緊急停止装置
やＥＣＣＳの不作動により原子炉が停止せず燃料冷却も
不十分なため依然として危険な状態が続いているのか、
を瞬時にかつ定量的に把握するのは困難であった。
【０００７】すなわち、このようなスクラム事故発生時
においては、制御盤には、多くの計測情報が多くのアラ
ーム表示とともに表示されているため、極めて短時間内
に運転員が各部の状態をチェックし、原子炉全体として
の包括的な安全度を正しく判断するのは不可能に近いの
である。
においては、制御盤には、多くの計測情報が多くのアラ
ーム表示とともに表示されているため、極めて短時間内
に運転員が各部の状態をチェックし、原子炉全体として
の包括的な安全度を正しく判断するのは不可能に近いの
である。
【０００８】従って、従来の事故対応システムでは、工
学的にはほとんど起こり得ないが設計事象範囲を超える
事故、例えば緊急停止装置やＥＣＣＳが設計通りに作動
せずあるいは作動が十分でない等の事故が発生して、原
子炉状態が危険な状態に陥った場合には、運転員はこの
状態を正確に把握するのにある程度の時間を要すること
から、適切なマニュアル対応措置を迅速に講ずることが
できず、事故の影響を最小限に抑え切れない等の恐れが
あった。
学的にはほとんど起こり得ないが設計事象範囲を超える
事故、例えば緊急停止装置やＥＣＣＳが設計通りに作動
せずあるいは作動が十分でない等の事故が発生して、原
子炉状態が危険な状態に陥った場合には、運転員はこの
状態を正確に把握するのにある程度の時間を要すること
から、適切なマニュアル対応措置を迅速に講ずることが
できず、事故の影響を最小限に抑え切れない等の恐れが
あった。
【０００９】この発明は、かかる課題を解決するために
なされたもので、スクラム事故発生後の原子炉の状態を
リアルタイムで包括的に把握し、この状態を一見して判
る方法で運転員に報知することができる原子力プラント
事故マネジメント支援システムを得ることを目的とす
る。
なされたもので、スクラム事故発生後の原子炉の状態を
リアルタイムで包括的に把握し、この状態を一見して判
る方法で運転員に報知することができる原子力プラント
事故マネジメント支援システムを得ることを目的とす
る。
【００１０】
【課題を解決するための手段】請求項１記載の発明に係
る原子力プラント事故マネジメントシステムは、原子力
プラントでのスクラム事故に対応するためのシステムで
あって、(i) スクラム事故発生後の原子炉各部の状態を
計測するための計測手段と、(ii)この計測手段により得
られた個々の計測情報のうち、特定の計測情報を基に原
子炉状態の危険度を示すリスク指標を算出する演算手段
と、(iii) この演算手段により算出されたリスク指標を
表示する表示手段と、を具備することを特徴とするもの
である。
る原子力プラント事故マネジメントシステムは、原子力
プラントでのスクラム事故に対応するためのシステムで
あって、(i) スクラム事故発生後の原子炉各部の状態を
計測するための計測手段と、(ii)この計測手段により得
られた個々の計測情報のうち、特定の計測情報を基に原
子炉状態の危険度を示すリスク指標を算出する演算手段
と、(iii) この演算手段により算出されたリスク指標を
表示する表示手段と、を具備することを特徴とするもの
である。
【００１１】請求項２記載の発明に係る原子力プラント
事故マネジメントシステムは、請求項１において、前記
演算手段が、前記特定の情報として原子炉の各燃料チャ
ネル出力を示す情報と燃料冷却水の有無を示す情報と重
水系運転状態を示す情報とを用いて燃料冷却状態の危険
度を示す燃料冷却指標を算出し、これを前記表示手段に
よりリスク指標として表示することを特徴とするもので
ある。
事故マネジメントシステムは、請求項１において、前記
演算手段が、前記特定の情報として原子炉の各燃料チャ
ネル出力を示す情報と燃料冷却水の有無を示す情報と重
水系運転状態を示す情報とを用いて燃料冷却状態の危険
度を示す燃料冷却指標を算出し、これを前記表示手段に
よりリスク指標として表示することを特徴とするもので
ある。
【００１２】請求項３記載の発明に係る原子力プラント
事故マネジメントシステムは、請求項１において、前記
演算手段が、前記特定の情報として格納容器内圧力を示
す情報と格納容器内温度を示す情報と格納容器内水素濃
度を示す情報とを用いて原子炉格納容器状態の危険度を
示す格納容器指標を算出し、これを前記表示手段により
リスク指標として表示することを特徴とするものであ
る。
事故マネジメントシステムは、請求項１において、前記
演算手段が、前記特定の情報として格納容器内圧力を示
す情報と格納容器内温度を示す情報と格納容器内水素濃
度を示す情報とを用いて原子炉格納容器状態の危険度を
示す格納容器指標を算出し、これを前記表示手段により
リスク指標として表示することを特徴とするものであ
る。
【００１３】
【作用】請求項１記載の発明に係る原子力プラント事故
マネジメントシステムでは、計測手段により得られた特
定の計測情報を基にリスク指標が算出され、これが原子
炉状態の危険度を包括的に示す指標として表示される。
マネジメントシステムでは、計測手段により得られた特
定の計測情報を基にリスク指標が算出され、これが原子
炉状態の危険度を包括的に示す指標として表示される。
【００１４】請求項２記載の発明に係る原子力プラント
事故マネジメントシステムでは、原子炉の燃料チャネル
出力情報と燃料冷却水の有無を示す情報と重水系運転状
態を示す情報とを基に燃料冷却指標が算出され、これが
燃料冷却状態の危険度を示すリスク指標として表示され
る。
事故マネジメントシステムでは、原子炉の燃料チャネル
出力情報と燃料冷却水の有無を示す情報と重水系運転状
態を示す情報とを基に燃料冷却指標が算出され、これが
燃料冷却状態の危険度を示すリスク指標として表示され
る。
【００１５】請求項３記載の発明に係る原子力プラント
事故マネジメントシステムでは、格納容器内圧力と格納
容器内温度と格納容器内水素濃度とを基に格納容器指標
が算出され、これが原子炉格納容器状態の危険度を示す
リスク指標として表示される。
事故マネジメントシステムでは、格納容器内圧力と格納
容器内温度と格納容器内水素濃度とを基に格納容器指標
が算出され、これが原子炉格納容器状態の危険度を示す
リスク指標として表示される。
【００１６】
【実施例】以下実施例につき本発明を詳細に説明する。
【００１７】図１は本発明の一実施例における原子力プ
ラント事故マネジメントシステムを表わしたものであ
る。この図に示すように、運転員は、通常の運転状態に
おいては、主制御盤１２及びプラント計算機システム１
１から各種の計測情報を取得し、必要に応じて対応操作
を行うことができるようになっている。プラント計算機
システム１１には、以下に掲げるような各種の制御系が
接続されている。
ラント事故マネジメントシステムを表わしたものであ
る。この図に示すように、運転員は、通常の運転状態に
おいては、主制御盤１２及びプラント計算機システム１
１から各種の計測情報を取得し、必要に応じて対応操作
を行うことができるようになっている。プラント計算機
システム１１には、以下に掲げるような各種の制御系が
接続されている。
【００１８】（１）原子炉保護系２１：スクラム事故発
生時にこれを検知してスクラム信号を発生させるための
系統である。
生時にこれを検知してスクラム信号を発生させるための
系統である。
【００１９】（２）工安系作動回路２２：ＥＣＣＳの起
動及び注水信号を発生させるための系統である。
動及び注水信号を発生させるための系統である。
【００２０】（３）核計装系２３：原子炉の熱出力の状
態を把握するために、中性子束を測定・監視する系統で
ある。
態を把握するために、中性子束を測定・監視する系統で
ある。
【００２１】（４）原子炉出力制御系２４：原子炉の出
力（中性子束）を制御するための系統である。
力（中性子束）を制御するための系統である。
【００２２】（５）原子炉給水制御系２５：原子炉への
給水の制御を行う。
給水の制御を行う。
【００２３】（６）原子炉補機制御系２６：原子炉補助
設備・機器の制御を行う。
設備・機器の制御を行う。
【００２４】（７）タービン制御系２７：タービンの運
転状態を制御する。
転状態を制御する。
【００２５】（８）発電機制御系２８：発電機の運転状
態を制御する。
態を制御する。
【００２６】プラント計算機システム１１は、以上の各
制御系から各計測情報を取得することによりプラント各
機器・設備２９の状態を総合的に判断し、必要に応じて
各制御系に起動または停止の指令を発することにより、
プラントの通常運転時における設計事象を超えない範囲
での異常事象に対して自動対応が可能となっている。
制御系から各計測情報を取得することによりプラント各
機器・設備２９の状態を総合的に判断し、必要に応じて
各制御系に起動または停止の指令を発することにより、
プラントの通常運転時における設計事象を超えない範囲
での異常事象に対して自動対応が可能となっている。
【００２７】例えば、原子炉保護系２１からあるスクラ
ム信号が発せられた場合には、制御棒挿入により原子炉
緊急停止が行われ、さらに必要時には工安系作動回路２
２が作動してＥＣＣＳにより原子炉内への冷却水緊急注
入が行われる。
ム信号が発せられた場合には、制御棒挿入により原子炉
緊急停止が行われ、さらに必要時には工安系作動回路２
２が作動してＥＣＣＳにより原子炉内への冷却水緊急注
入が行われる。
【００２８】以上の構成は従来の原子炉プラントにおい
ても同様であるが、本発明の一実施例に係る本システム
では、さらに、図中に破線または一点鎖線で示した以下
のような付帯装置が備えられている。
ても同様であるが、本発明の一実施例に係る本システム
では、さらに、図中に破線または一点鎖線で示した以下
のような付帯装置が備えられている。
【００２９】（９）アクシデントマネジメント支援装置
４１：上記した通常の運転状態における設計事象範囲内
での事故を超える事故に対応すべく設けられた装置であ
って、さらに以下のサブシステムから構成されている。
４１：上記した通常の運転状態における設計事象範囲内
での事故を超える事故に対応すべく設けられた装置であ
って、さらに以下のサブシステムから構成されている。
【００３０】リスク指標演算システム４２：リスク指標
辞書５１を基に、原子炉状態の危険度を数値表示するリ
スク指標（後述）を導出する。
辞書５１を基に、原子炉状態の危険度を数値表示するリ
スク指標（後述）を導出する。
【００３１】事故同定システム４３：事故辞書５２を基
に発生した事故を同定する。
に発生した事故を同定する。
【００３２】状態進展予測システム４４：状態予測進展
辞書５３を基に事故発生後の原子炉状態の進展を予測す
る。
辞書５３を基に事故発生後の原子炉状態の進展を予測す
る。
【００３３】事故対応決定システム４５：事故対応辞書
５４を基に採るべき対応措置を決定する。
５４を基に採るべき対応措置を決定する。
【００３４】情報出力システム４６：ディスプレイ装置
（ＣＲＴ）５５及び音声告示装置５６を介して、リスク
指標、状態進展予測情報、事故対応措置内容等の情報を
出力する。
（ＣＲＴ）５５及び音声告示装置５６を介して、リスク
指標、状態進展予測情報、事故対応措置内容等の情報を
出力する。
【００３５】（１０）アクシデントマネジメント対応設
備制御系４７：アクシデントマネジメント支援装置４１
からの指令に基づき、アクシデントマネジメント対応機
器・設備４８の起動・停止、その他の動作を制御する。
備制御系４７：アクシデントマネジメント支援装置４１
からの指令に基づき、アクシデントマネジメント対応機
器・設備４８の起動・停止、その他の動作を制御する。
【００３６】（１１）アクシデントマネジメント対応機
器・設備４８：従来のプラント各機器・設備２９に付加
され、アクシデントマネジメント対応設備制御系４７の
制御により、事故による影響を緩和して原子炉状態の安
全を確保するための動作を行う。
器・設備４８：従来のプラント各機器・設備２９に付加
され、アクシデントマネジメント対応設備制御系４７の
制御により、事故による影響を緩和して原子炉状態の安
全を確保するための動作を行う。
【００３７】（１２）アクシデントマネジメント対応計
装系４９：アクシデントマネジメントに必要な計測情報
を得るために設けられた計測機器からなり、これらの計
測情報はアクシデントマネジメント支援装置４１に送ら
れる。これらの計測機器としては、例えば、重水温度測
定計、チャネル流量計、格納容器内温度測定計、下降管
流量計、水素濃度計、蒸気ドラム主蒸気管モニタ、蒸気
ドラム〜ヘッダ間水位計等がある。
装系４９：アクシデントマネジメントに必要な計測情報
を得るために設けられた計測機器からなり、これらの計
測情報はアクシデントマネジメント支援装置４１に送ら
れる。これらの計測機器としては、例えば、重水温度測
定計、チャネル流量計、格納容器内温度測定計、下降管
流量計、水素濃度計、蒸気ドラム主蒸気管モニタ、蒸気
ドラム〜ヘッダ間水位計等がある。
【００３８】以上のような構成の原子力プラント事故マ
ネジメント支援システムの概略動作を説明する。
ネジメント支援システムの概略動作を説明する。
【００３９】アクシデントマネジメント支援装置４１
は、上記各制御系からの情報に基づき原子炉各部の状態
をリアルタイムで把握し、必要な自動指令信号をアクシ
デントマネジメント対応設備制御系４７に与えるととも
に、その指令に対する動作状態を監視して必要に応じて
新たな指令を発し、さらに運転員に対し一見して認識可
能な状態情報を提供する。
は、上記各制御系からの情報に基づき原子炉各部の状態
をリアルタイムで把握し、必要な自動指令信号をアクシ
デントマネジメント対応設備制御系４７に与えるととも
に、その指令に対する動作状態を監視して必要に応じて
新たな指令を発し、さらに運転員に対し一見して認識可
能な状態情報を提供する。
【００４０】具体的には、アクシデントマネジメント対
応計装系４９や各制御系２１〜２８及び４７からアクシ
デントマネジメント支援装置４１に入力された各種情報
は、リスク指標演算システム４２及び事故同定システム
４３で超高速の信号処理を受ける。リスク指標演算シス
テム４２は、リスク指標導出の基礎となる各種条件を格
納したリスク指標辞書５１を参照してリアルタイムでリ
スク指標を導出する一方、事故同定システム４３は、得
られた情報を事故辞書５２と照合（パターンマッチング
等）することにより、異状・事故の検出と同定を行う。
ここで、事故辞書５２は、予め異状・事故事象の推移を
解析・評価・整理することにより構築された知識ベース
であり、得られた情報との照合・判断は、人工知能、フ
ァジィ理論、ニューラルネットワーク等によるパターン
認識技術を用いて行われる。
応計装系４９や各制御系２１〜２８及び４７からアクシ
デントマネジメント支援装置４１に入力された各種情報
は、リスク指標演算システム４２及び事故同定システム
４３で超高速の信号処理を受ける。リスク指標演算シス
テム４２は、リスク指標導出の基礎となる各種条件を格
納したリスク指標辞書５１を参照してリアルタイムでリ
スク指標を導出する一方、事故同定システム４３は、得
られた情報を事故辞書５２と照合（パターンマッチング
等）することにより、異状・事故の検出と同定を行う。
ここで、事故辞書５２は、予め異状・事故事象の推移を
解析・評価・整理することにより構築された知識ベース
であり、得られた情報との照合・判断は、人工知能、フ
ァジィ理論、ニューラルネットワーク等によるパターン
認識技術を用いて行われる。
【００４１】ここで、異状・事故事象が認識された場合
は、情報出力システム４６によりＣＲＴ５５及び音声告
示装置５６を介してその内容が運転員に通知されるとと
もに、状態進展予測システム４４が作動し将来のプラン
ト状態の推移を高速シミュレーションにより予測する。
この高速シミュレーションは、動特性解析コードによる
シミュレーションも可能であるが、リアルタイム以上の
速度で将来を予測する必要があるため、ここでは状態進
展予測辞書５３を参照するパターン照合により行われ
る。この状態進展予測辞書５３は、予め異状・事故時の
状態推移の解析・評価結果を基に簡易に状態推移を予測
しうるような知識を整理して蓄えたものである。なお、
この状態進展予測システム４４による予測結果も、情報
出力システム４６により運転員に通知される。
は、情報出力システム４６によりＣＲＴ５５及び音声告
示装置５６を介してその内容が運転員に通知されるとと
もに、状態進展予測システム４４が作動し将来のプラン
ト状態の推移を高速シミュレーションにより予測する。
この高速シミュレーションは、動特性解析コードによる
シミュレーションも可能であるが、リアルタイム以上の
速度で将来を予測する必要があるため、ここでは状態進
展予測辞書５３を参照するパターン照合により行われ
る。この状態進展予測辞書５３は、予め異状・事故時の
状態推移の解析・評価結果を基に簡易に状態推移を予測
しうるような知識を整理して蓄えたものである。なお、
この状態進展予測システム４４による予測結果も、情報
出力システム４６により運転員に通知される。
【００４２】これと同時に事故対応決定システム４５も
作動し、予め事故対応操作が知識ベース化されて蓄えら
れた事故対応辞書５４を参照して、アクシデントマネジ
メントの観点から必要な機器・設備の操作を判断・決定
する。そして、自動操作可能なものについては自動指令
照合を発して制御系２１〜２８及び４７を自動操作する
一方、自動操作不可能なものについては情報出力システ
ム４６を通じて運転員に必要な操作を指示する。
作動し、予め事故対応操作が知識ベース化されて蓄えら
れた事故対応辞書５４を参照して、アクシデントマネジ
メントの観点から必要な機器・設備の操作を判断・決定
する。そして、自動操作可能なものについては自動指令
照合を発して制御系２１〜２８及び４７を自動操作する
一方、自動操作不可能なものについては情報出力システ
ム４６を通じて運転員に必要な操作を指示する。
【００４３】なお、上記ＣＲＴ５５には、リスク指標演
算システム４２、事故同定システム４３、状態進展予測
システム４４、及び事故対応決定システム４５による演
算・・同定結果・予測結果・決定結果を単に表示するだ
けでなく、これらの判断の根拠についても運転員に示す
ように構成することも可能である。
算システム４２、事故同定システム４３、状態進展予測
システム４４、及び事故対応決定システム４５による演
算・・同定結果・予測結果・決定結果を単に表示するだ
けでなく、これらの判断の根拠についても運転員に示す
ように構成することも可能である。
【００４４】次に、本発明の特徴部分であるリスク指標
の内容及びその導出について説明する。
の内容及びその導出について説明する。
【００４５】リスク指標としては、燃料冷却指標Ｆと格
納容器指標Ｃの２つを定義する。このうち、燃料冷却指
標Ｆは、原子炉内の燃料の冷却状態の危険度を示す指標
であり、“０”〜“１”の値を取る。この値が“０”の
場合は、燃料の冷却状態が良好であって通常の運転状態
と同様の安全状態であることを示し、“１”であるとき
は、燃料の冷却が不完全であって極めて危険な状態にあ
ることを示す。
納容器指標Ｃの２つを定義する。このうち、燃料冷却指
標Ｆは、原子炉内の燃料の冷却状態の危険度を示す指標
であり、“０”〜“１”の値を取る。この値が“０”の
場合は、燃料の冷却状態が良好であって通常の運転状態
と同様の安全状態であることを示し、“１”であるとき
は、燃料の冷却が不完全であって極めて危険な状態にあ
ることを示す。
【００４６】燃料冷却指標は、それぞれ“０”〜“１”
の値をとる３つのリスク係数、すなわちチャネル出力リ
スク係数Ｆ1 、冷却水リスク係数Ｆ2 、及び重水系リス
ク係数Ｆ3 のみを用いて、次の（１）式から求められ
る。
の値をとる３つのリスク係数、すなわちチャネル出力リ
スク係数Ｆ1 、冷却水リスク係数Ｆ2 、及び重水系リス
ク係数Ｆ3 のみを用いて、次の（１）式から求められ
る。
【００４７】 Ｆ＝Ｆ1 ＋Ｆ2 ・Ｆ3 −Ｆ1 ・Ｆ2 ・Ｆ3 ……（１） ここに、チャネル出力リスク係数Ｆ1 とは、燃料チャネ
ルの出力状態の危険度を示す係数である。例えば、新型
転換炉「ふげん」の場合は、２２４の燃料チャネルがあ
り、これらの各燃料チャネル出力は通常運転時において
は、２．５ＭＷ程度である。ここでスクラム信号が発信
されて制御棒挿入による緊急停止が正常に行われた場合
は、チャネル出力は急速に低下し、原子炉は安全に停止
するが、何らかの原因で制御棒挿入による緊急停止に失
敗した場合は、チャネル出力は十分に低下しない。安全
解析によれば、各燃料チャネル出力が１．５ＭＷ以下の
場合は、冷却水の自然循環でも燃料冷却が十分可能であ
ることが確認されているが、それ以上の場合は、燃料が
溶融する可能性があるため、重水ダンプやポイズン注入
等の措置を緊急に採る必要がある。従って、燃料チャネ
ル出力が１．５ＭＷ以下の場合はＦ1 ＝０とし、それ以
上の場合は０＜Ｆ1 ≦１とする。
ルの出力状態の危険度を示す係数である。例えば、新型
転換炉「ふげん」の場合は、２２４の燃料チャネルがあ
り、これらの各燃料チャネル出力は通常運転時において
は、２．５ＭＷ程度である。ここでスクラム信号が発信
されて制御棒挿入による緊急停止が正常に行われた場合
は、チャネル出力は急速に低下し、原子炉は安全に停止
するが、何らかの原因で制御棒挿入による緊急停止に失
敗した場合は、チャネル出力は十分に低下しない。安全
解析によれば、各燃料チャネル出力が１．５ＭＷ以下の
場合は、冷却水の自然循環でも燃料冷却が十分可能であ
ることが確認されているが、それ以上の場合は、燃料が
溶融する可能性があるため、重水ダンプやポイズン注入
等の措置を緊急に採る必要がある。従って、燃料チャネ
ル出力が１．５ＭＷ以下の場合はＦ1 ＝０とし、それ以
上の場合は０＜Ｆ1 ≦１とする。
【００４８】また、冷却水リスク係数Ｆ2 とは、燃料冷
却水の確保状態の危険度を示す係数である。チャネル出
力が１．５ＭＷ以下の場合、冷却水が燃料有効長の１／
２以上確保されていれば、上記の如く自然循環でも燃料
冷却が可能であること安全解析により確認されているこ
とから、冷却水量が燃料有効長の１／２以上の場合はＦ
2 ＝０とし、それ以下の場合は０＜Ｆ2 ≦１とする。
却水の確保状態の危険度を示す係数である。チャネル出
力が１．５ＭＷ以下の場合、冷却水が燃料有効長の１／
２以上確保されていれば、上記の如く自然循環でも燃料
冷却が可能であること安全解析により確認されているこ
とから、冷却水量が燃料有効長の１／２以上の場合はＦ
2 ＝０とし、それ以下の場合は０＜Ｆ2 ≦１とする。
【００４９】重水系リスク係数Ｆ3 とは、重水系の運転
状態の危険度を示す係数である。チャネル出力が１．５
ＭＷ以下で、かつ冷却水が燃料有効長の１／２以上確保
されていない場合でも、重水系の運転状態が正常であれ
ば、重水による燃料冷却が可能であることが安全解析に
より確認されていることから、重水系運転状態が正常で
あればＦ3 ＝０とし、そうでない場合は０＜Ｆ3 ≦１と
する。
状態の危険度を示す係数である。チャネル出力が１．５
ＭＷ以下で、かつ冷却水が燃料有効長の１／２以上確保
されていない場合でも、重水系の運転状態が正常であれ
ば、重水による燃料冷却が可能であることが安全解析に
より確認されていることから、重水系運転状態が正常で
あればＦ3 ＝０とし、そうでない場合は０＜Ｆ3 ≦１と
する。
【００５０】このようにして、燃料チャネル出力、冷却
水量、及び重水系運転状態の３つの要素の組合せにより
各リスク係数Ｆ1 ，Ｆ2 ，Ｆ3 の値が定まり、（１）式
から燃料冷却指標Ｆの値が求められる。
水量、及び重水系運転状態の３つの要素の組合せにより
各リスク係数Ｆ1 ，Ｆ2 ，Ｆ3 の値が定まり、（１）式
から燃料冷却指標Ｆの値が求められる。
【００５１】一方、格納容器指標Ｃは、原子炉を格納し
ている格納容器の健全性を示す指標であり、やはり
“０”〜“１”の値を取る。この値が“０”の場合は、
格納容器状態が良好で放射能漏れがまったくなく、通常
の運転状態と同様の安全状態であることを示し、“１”
であるときは、格納容器の健全性が失われ放射能漏れ等
が発生する可能性があることを示す。
ている格納容器の健全性を示す指標であり、やはり
“０”〜“１”の値を取る。この値が“０”の場合は、
格納容器状態が良好で放射能漏れがまったくなく、通常
の運転状態と同様の安全状態であることを示し、“１”
であるときは、格納容器の健全性が失われ放射能漏れ等
が発生する可能性があることを示す。
【００５２】格納容器指標Ｃは、それぞれ“０”〜
“１”の値をとる３つのリスク係数、すなわち容器内圧
力リスク係数Ｃ1 、容器内温度リスク係数Ｃ2 、及び容
器内水素濃度リスク係数Ｃ3 のみを用いて、次の（２）
式から求められる。
“１”の値をとる３つのリスク係数、すなわち容器内圧
力リスク係数Ｃ1 、容器内温度リスク係数Ｃ2 、及び容
器内水素濃度リスク係数Ｃ3 のみを用いて、次の（２）
式から求められる。
【００５３】 Ｃ＝Ｃ1 ＋Ｃ2 ＋Ｃ3 −Ｃ1 ・Ｃ2 −Ｃ2 ・Ｃ3 −Ｃ3 ・Ｃ1 ＋Ｃ1 ・Ｃ2 ・Ｃ3 ……（２） ここに、容器内圧力リスク係数Ｃ1 とは、格納容器内の
圧力状態の危険度を示すリスク係数である。格納容器内
圧力が０．２ｋｇ／ｃｍ2 以上の場合は格納容器破損の
おそれがあるため格納容器スプレーが自動起動するが、
それでも容器内圧力が上昇を続ける場合（例えば起動し
ない場合）には格納容器破損の危険性大として０＜Ｃ1
≦１とし、そうでない場合はＣ1 ＝０とする。
圧力状態の危険度を示すリスク係数である。格納容器内
圧力が０．２ｋｇ／ｃｍ2 以上の場合は格納容器破損の
おそれがあるため格納容器スプレーが自動起動するが、
それでも容器内圧力が上昇を続ける場合（例えば起動し
ない場合）には格納容器破損の危険性大として０＜Ｃ1
≦１とし、そうでない場合はＣ1 ＝０とする。
【００５４】また、容器内温度リスク係数Ｃ2 とは、格
納容器内の温度状態の危険度を示すリスク係数である。
蒸気放出プールの温度が４０℃を超える場合には、蒸気
放出プール冷却系が自動起動するが、それでも蒸気放出
プールの温度が上昇を続ける場合（例えば起動しない場
合）には、格納容器破損の危険性大として０＜Ｃ2 ≦１
とし、そうでない場合はＣ2 ＝０とする。
納容器内の温度状態の危険度を示すリスク係数である。
蒸気放出プールの温度が４０℃を超える場合には、蒸気
放出プール冷却系が自動起動するが、それでも蒸気放出
プールの温度が上昇を続ける場合（例えば起動しない場
合）には、格納容器破損の危険性大として０＜Ｃ2 ≦１
とし、そうでない場合はＣ2 ＝０とする。
【００５５】容器内水素濃度リスク係数Ｃ3 とは、格納
容器内の水素濃度状態の危険度を示すリスク係数であ
る。格納容器内水素濃度が基準値を超えて上昇する場合
には、格納容器破損の危険性大として０＜Ｃ3 ≦１と
し、そうでない場合はＣ3 ＝０とする。
容器内の水素濃度状態の危険度を示すリスク係数であ
る。格納容器内水素濃度が基準値を超えて上昇する場合
には、格納容器破損の危険性大として０＜Ｃ3 ≦１と
し、そうでない場合はＣ3 ＝０とする。
【００５６】次に、図２〜図４とともに、燃料冷却と格
納容器健全性とを確保するための動作内容について説明
する。
納容器健全性とを確保するための動作内容について説明
する。
【００５７】図２は、スクラム信号発信後にアクシデン
トマネジメント支援装置４１（以下、単に装置４１とい
う）により行われる燃料冷却確保のための処理を表した
ものである。まず、何らかの事故が発生してスクラム信
号が発信されると、装置４１の制御により制御棒の挿入
による原子炉緊急停止が行われる（図２ステップＳ１０
１）。この状態で、燃料チャネル出力が１．５ＭＷ以上
となっている場合には（ステップＳ１０２；Ｙ）、その
出力値の大小に応じリスク係数Ｆ1 の値を０＜Ｆ1 ≦１
の範囲で設定するとともに、ＣＲＴ５５に“燃料ドライ
アウト／溶融リスク大”という警告メッセージを表示し
（ステップＳ１０３）、さらに、原子炉停止のためのバ
ックアップ手段であるポイズン注入や重水ダンプ等の原
子炉制御手順を実行する（ステップＳ１０４）。
トマネジメント支援装置４１（以下、単に装置４１とい
う）により行われる燃料冷却確保のための処理を表した
ものである。まず、何らかの事故が発生してスクラム信
号が発信されると、装置４１の制御により制御棒の挿入
による原子炉緊急停止が行われる（図２ステップＳ１０
１）。この状態で、燃料チャネル出力が１．５ＭＷ以上
となっている場合には（ステップＳ１０２；Ｙ）、その
出力値の大小に応じリスク係数Ｆ1 の値を０＜Ｆ1 ≦１
の範囲で設定するとともに、ＣＲＴ５５に“燃料ドライ
アウト／溶融リスク大”という警告メッセージを表示し
（ステップＳ１０３）、さらに、原子炉停止のためのバ
ックアップ手段であるポイズン注入や重水ダンプ等の原
子炉制御手順を実行する（ステップＳ１０４）。
【００５８】一方、燃料チャネル出力が１．５ＭＷを超
えない場合には（ステップＳ１０２；Ｎ）、Ｆ1 ＝０と
し、さらに燃料冷却水の有無の確認を行う（ステップＳ
１０５）。この結果、冷却水が燃料有効長の１／２以上
存在すれば（ステップＳ１０５；Ｙ）、自然循環でも燃
料冷却可能と判断して、Ｆ2 ＝０に設定するとともに、
ＣＲＴ５５に“燃料冷却可能”と表示する（ステップＳ
１０６）。
えない場合には（ステップＳ１０２；Ｎ）、Ｆ1 ＝０と
し、さらに燃料冷却水の有無の確認を行う（ステップＳ
１０５）。この結果、冷却水が燃料有効長の１／２以上
存在すれば（ステップＳ１０５；Ｙ）、自然循環でも燃
料冷却可能と判断して、Ｆ2 ＝０に設定するとともに、
ＣＲＴ５５に“燃料冷却可能”と表示する（ステップＳ
１０６）。
【００５９】反対に、冷却水が燃料有効長の１／２に満
たない場合には（ステップＳ１０５；Ｎ）、Ｆ2 の値を
０＜Ｆ2 ≦１の範囲で設定するとともに、さらに重水系
の運転状態の確認を行う（ステップＳ１０７）。この結
果、重水系運転状態が正常の場合には（ステップＳ１０
７；Ｙ）、Ｆ3 ＝０に設定するとともに、重水による冷
却が可能と判断して、ＣＲＴ５５に“燃料冷却可能”と
表示する（ステップＳ１０６）。逆に、重水系運転状態
が異常の場合には（ステップＳ１０７；Ｎ）、Ｆ3 の値
を０＜Ｆ3 ≦１の範囲で設定するとともに、ＣＲＴ５５
に“重水系運転異常”という警告メッセージを表示し
（ステップＳ１０８）、重水系の自動復旧操作を実行す
る（ステップＳ１０９）。
たない場合には（ステップＳ１０５；Ｎ）、Ｆ2 の値を
０＜Ｆ2 ≦１の範囲で設定するとともに、さらに重水系
の運転状態の確認を行う（ステップＳ１０７）。この結
果、重水系運転状態が正常の場合には（ステップＳ１０
７；Ｙ）、Ｆ3 ＝０に設定するとともに、重水による冷
却が可能と判断して、ＣＲＴ５５に“燃料冷却可能”と
表示する（ステップＳ１０６）。逆に、重水系運転状態
が異常の場合には（ステップＳ１０７；Ｎ）、Ｆ3 の値
を０＜Ｆ3 ≦１の範囲で設定するとともに、ＣＲＴ５５
に“重水系運転異常”という警告メッセージを表示し
（ステップＳ１０８）、重水系の自動復旧操作を実行す
る（ステップＳ１０９）。
【００６０】以上のようにして設定された各リスク係数
Ｆ1 、Ｆ2 、Ｆ3 を基に（１）式より、燃料冷却指標Ｆ
が求められ、これがＣＲＴ５５に表示される。運転員
は、このＣＲＴに表示された燃料冷却指標Ｆの値を見る
ことにより、現時点での原子炉冷却状態の危険度を即座
に把握することができる。
Ｆ1 、Ｆ2 、Ｆ3 を基に（１）式より、燃料冷却指標Ｆ
が求められ、これがＣＲＴ５５に表示される。運転員
は、このＣＲＴに表示された燃料冷却指標Ｆの値を見る
ことにより、現時点での原子炉冷却状態の危険度を即座
に把握することができる。
【００６１】なお、ステップＳ１０６において燃料冷却
可能表示が行われた場合には、さらに以下のような状態
確認と事故の同定が行われる。すなわち、まず、炭酸ガ
スの湿度及び圧力をチェックし、これが上昇し（ステッ
プＳ１１０；Ｙ）、かつヘリウム系の圧力が上昇してい
る場合には（ステップＳ１１５；Ｙ）、圧力管破損及び
カランドリア管破損と判断し、その旨を表示する（ステ
ップＳ１１６）。また、炭酸ガスの湿度及び圧力が上昇
し（ステップＳ１１０；Ｙ）、かつヘリウム系圧力が上
昇していない場合には（ステップＳ１１５；Ｎ）、圧力
管破損と判断し、その旨を表示する（ステップＳ１１
７）。一方、炭酸ガスの湿度及び圧力の上昇がない場合
は（ステップＳ１１０；Ｎ）、炉心内に追加設置した重
水温度計をチェックして、重水温度が上昇している場合
には（ステップＳ１１１；Ｙ）、圧力管バルーニングと
判断し、その旨を表示する（ステップＳ１１８）。さら
に、重水温度の上昇がない場合には（ステップＳ１１
１；Ｎ）、蒸気ドラム（Ｓ／Ｄ）蒸気管付近に追加設置
した放射線モニタにより蒸気中の放射能をチェックす
る。この結果、放射能の上昇が検出されたときは（ステ
ップＳ１１２；Ｙ）、燃料破損と判断してその旨を表示
し（ステップＳ１１４）、放射能上昇が検出されないと
きは（ステップＳ１１２；Ｎ））、燃料健全と判断して
その旨を表示する（ステップＳ１１３）。
可能表示が行われた場合には、さらに以下のような状態
確認と事故の同定が行われる。すなわち、まず、炭酸ガ
スの湿度及び圧力をチェックし、これが上昇し（ステッ
プＳ１１０；Ｙ）、かつヘリウム系の圧力が上昇してい
る場合には（ステップＳ１１５；Ｙ）、圧力管破損及び
カランドリア管破損と判断し、その旨を表示する（ステ
ップＳ１１６）。また、炭酸ガスの湿度及び圧力が上昇
し（ステップＳ１１０；Ｙ）、かつヘリウム系圧力が上
昇していない場合には（ステップＳ１１５；Ｎ）、圧力
管破損と判断し、その旨を表示する（ステップＳ１１
７）。一方、炭酸ガスの湿度及び圧力の上昇がない場合
は（ステップＳ１１０；Ｎ）、炉心内に追加設置した重
水温度計をチェックして、重水温度が上昇している場合
には（ステップＳ１１１；Ｙ）、圧力管バルーニングと
判断し、その旨を表示する（ステップＳ１１８）。さら
に、重水温度の上昇がない場合には（ステップＳ１１
１；Ｎ）、蒸気ドラム（Ｓ／Ｄ）蒸気管付近に追加設置
した放射線モニタにより蒸気中の放射能をチェックす
る。この結果、放射能の上昇が検出されたときは（ステ
ップＳ１１２；Ｙ）、燃料破損と判断してその旨を表示
し（ステップＳ１１４）、放射能上昇が検出されないと
きは（ステップＳ１１２；Ｎ））、燃料健全と判断して
その旨を表示する（ステップＳ１１３）。
【００６２】このようにして、冷却可能状態を確保した
時点で、スクラム事故の箇所の同定が行われる。
時点で、スクラム事故の箇所の同定が行われる。
【００６３】図３及び図４は、スクラム信号発信後にア
クシデントマネジメント支援装置４１により行われる格
納容器健全性確保のための処理を表したものである。何
らかの事故が発生してスクラム信号が発信されると、装
置４１の制御により制御棒の挿入による原子炉緊急停止
が行われる（図３ステップＳ２０１）。
クシデントマネジメント支援装置４１により行われる格
納容器健全性確保のための処理を表したものである。何
らかの事故が発生してスクラム信号が発信されると、装
置４１の制御により制御棒の挿入による原子炉緊急停止
が行われる（図３ステップＳ２０１）。
【００６４】この状態で、格納容器（ＰＣＶ）内圧が
０．２ｋｇ／ｃｍ2 以上の場合には（ステップＳ２０
２；Ｙ）、格納容器破損のおそれがあるため格納容器ス
プレーが自動起動して減圧が図られる。これが万一起動
せず、あるいは運転異常の場合には（ステップＳ２０
３；Ｎ）、自動復旧操作が行われ（ステップＳ２０
４）、運転正常の場合には（ステップＳ２０３；Ｙ）、
次に蒸気放出（ＳＲＰ）プールの温度をチェックする
（ステップＳ２０５）。
０．２ｋｇ／ｃｍ2 以上の場合には（ステップＳ２０
２；Ｙ）、格納容器破損のおそれがあるため格納容器ス
プレーが自動起動して減圧が図られる。これが万一起動
せず、あるいは運転異常の場合には（ステップＳ２０
３；Ｎ）、自動復旧操作が行われ（ステップＳ２０
４）、運転正常の場合には（ステップＳ２０３；Ｙ）、
次に蒸気放出（ＳＲＰ）プールの温度をチェックする
（ステップＳ２０５）。
【００６５】この結果、蒸気放出プールの温度が４０℃
以上になっているときは（ステップＳ２０５；Ｙ）、蒸
気放出プール冷却系（ＳＲＰＣ）が自動起動される。こ
れが、万一起動せずあるいは運転異常の場合には（ステ
ップＳ２０６；Ｎ）、自動復旧操作が行われ（ステップ
Ｓ２０７）、正常運転の場合には（ステップＳ２０６；
Ｙ）、格納容器内圧力をチェックする（ステップＳ２０
８）。
以上になっているときは（ステップＳ２０５；Ｙ）、蒸
気放出プール冷却系（ＳＲＰＣ）が自動起動される。こ
れが、万一起動せずあるいは運転異常の場合には（ステ
ップＳ２０６；Ｎ）、自動復旧操作が行われ（ステップ
Ｓ２０７）、正常運転の場合には（ステップＳ２０６；
Ｙ）、格納容器内圧力をチェックする（ステップＳ２０
８）。
【００６６】この結果、依然として格納容器内圧が上昇
して１．３ｋｇ／ｃｍ2 を超えている場合には（ステッ
プＳ２０８；Ｙ）、リスク係数Ｃ1 の値を０＜Ｃ1 ≦１
の範囲で設定するとともに、格納容器減圧のための自動
手順を実行し（ステップＳ２０９）、ステップＳ２１５
に進む。一方、格納容器内圧の上昇がない場合には（ス
テップＳ２０８；Ｎ）、Ｃ1 ＝０に設定して、次に格納
容器内の温度をチェックする（ステップＳ２１０）。
して１．３ｋｇ／ｃｍ2 を超えている場合には（ステッ
プＳ２０８；Ｙ）、リスク係数Ｃ1 の値を０＜Ｃ1 ≦１
の範囲で設定するとともに、格納容器減圧のための自動
手順を実行し（ステップＳ２０９）、ステップＳ２１５
に進む。一方、格納容器内圧の上昇がない場合には（ス
テップＳ２０８；Ｎ）、Ｃ1 ＝０に設定して、次に格納
容器内の温度をチェックする（ステップＳ２１０）。
【００６７】この結果、格納容器内温度が依然として上
昇して１００℃を超えている場合には（ステップＳ２１
０；Ｙ）、リスク係数Ｃ2 の値を０＜Ｃ2 ≦１の範囲で
設定するとともに、格納容器降温のための自動手順を実
行し（ステップＳ２１１）、ステップＳ２１５に進む。
一方、格納容器内温度の上昇がない場合には（ステップ
Ｓ２１０；Ｎ）、Ｃ2 ＝０に設定し、次に格納容器内の
水素濃度をチェックする（ステップＳ２１２）。
昇して１００℃を超えている場合には（ステップＳ２１
０；Ｙ）、リスク係数Ｃ2 の値を０＜Ｃ2 ≦１の範囲で
設定するとともに、格納容器降温のための自動手順を実
行し（ステップＳ２１１）、ステップＳ２１５に進む。
一方、格納容器内温度の上昇がない場合には（ステップ
Ｓ２１０；Ｎ）、Ｃ2 ＝０に設定し、次に格納容器内の
水素濃度をチェックする（ステップＳ２１２）。
【００６８】この結果、格納容器内の水素濃度が上昇し
て４％を超えている場合は（ステップＳ２１２；Ｙ）、
リスク係数Ｃ3 の値を０＜Ｃ3 ≦１の範囲で設定すると
ともに、水素濃度抑制のための自動制御手順を実行し
（ステップＳ２１３）、ステップＳ２１５に進む。一
方、水素濃度の上昇がない場合には（ステップＳ２１
２；Ｎ）、Ｃ3 ＝０に設定するとともに、格納容器が健
全であると判断し、その旨をＣＲＴ５５に表示する（ス
テップＳ２１４）。
て４％を超えている場合は（ステップＳ２１２；Ｙ）、
リスク係数Ｃ3 の値を０＜Ｃ3 ≦１の範囲で設定すると
ともに、水素濃度抑制のための自動制御手順を実行し
（ステップＳ２１３）、ステップＳ２１５に進む。一
方、水素濃度の上昇がない場合には（ステップＳ２１
２；Ｎ）、Ｃ3 ＝０に設定するとともに、格納容器が健
全であると判断し、その旨をＣＲＴ５５に表示する（ス
テップＳ２１４）。
【００６９】次に、格納容器内の放射能濃度をチェック
する（ステップＳ２１５）。この結果、放射能濃度に変
化がなければ（ステップＳ２１５；Ｎ）、ステップＳ２
１７に進み、放射能濃度に変化があれば（ステップＳ２
１５；Ｙ）、格納容器内放射能濃度制御手順を実行した
のち（ステップＳ２１６）、ステップＳ２１７に進む。
する（ステップＳ２１５）。この結果、放射能濃度に変
化がなければ（ステップＳ２１５；Ｎ）、ステップＳ２
１７に進み、放射能濃度に変化があれば（ステップＳ２
１５；Ｙ）、格納容器内放射能濃度制御手順を実行した
のち（ステップＳ２１６）、ステップＳ２１７に進む。
【００７０】ステップＳ２１７では、スタックモニタや
モニタリングポストをチェックし、これらに変化がなけ
れば（ステップＳ２１７；Ｎ）、ステップＳ２１５に戻
り、変化があれば（ステップＳ２１７；Ｙ）、放射能隔
離が失敗したと判断してその旨をＣＲＴ５５に表示する
（ステップＳ２１８）。
モニタリングポストをチェックし、これらに変化がなけ
れば（ステップＳ２１７；Ｎ）、ステップＳ２１５に戻
り、変化があれば（ステップＳ２１７；Ｙ）、放射能隔
離が失敗したと判断してその旨をＣＲＴ５５に表示する
（ステップＳ２１８）。
【００７１】以上のようにして設定された各リスク係数
Ｃ1 、Ｃ2 、Ｃ3 を基に（２）式より、格納容器指標Ｃ
が求められ、これがＣＲＴ５５に表示される。運転員
は、このＣＲＴに表示された格納容器指標Ｃの値を見る
ことにより、現時点での原子炉格納容器の危険度（健全
性）を即座に把握することができる。
Ｃ1 、Ｃ2 、Ｃ3 を基に（２）式より、格納容器指標Ｃ
が求められ、これがＣＲＴ５５に表示される。運転員
は、このＣＲＴに表示された格納容器指標Ｃの値を見る
ことにより、現時点での原子炉格納容器の危険度（健全
性）を即座に把握することができる。
【００７２】以上の図２〜図４の説明中における各復旧
操作や制御手順は、事故対応辞書５４の内容に従って実
行されるが、その内容とは、例えば以下に示す通りであ
る。 （ａ）原子炉制御手順 ダンプ信号を発信してヘリウム連通弁と差圧調整弁を開
き重水急速ダンプを行う。
操作や制御手順は、事故対応辞書５４の内容に従って実
行されるが、その内容とは、例えば以下に示す通りであ
る。 （ａ）原子炉制御手順 ダンプ信号を発信してヘリウム連通弁と差圧調整弁を開
き重水急速ダンプを行う。
【００７３】ポイズン注入弁を開きポイズン急速注入す
る。
る。
【００７４】（ｂ）格納容器減圧手順 格納容器スプレーポンプを運転する。
【００７５】蒸気放出プール冷却系を運転する。
【００７６】アニュラス排気を行う。
【００７７】格納容器ベントシステムを作動させる。
【００７８】工安系注入量を増加させる。
【００７９】（ｃ）格納容器降温手順 格納容器スプレーポンプを運転する。
【００８０】蒸気放出プール冷却系を運転する。
【００８１】消火設備より格納容器ドーム部に散水す
る。
る。
【００８２】（ｄ）格納容器内放射能濃度制御手順 格納容器スプレーポンプを運転する。
【００８３】格納容器空気再循環系非常用フィルタを起
動する。
動する。
【００８４】（ｅ）水素制御手順 水素燃焼装置を起動する。
【００８５】（ｆ）格納容器スプレー系復旧操作 ポンプ起動信号を発信する。
【００８６】水源を確保する。
【００８７】電源を確保する。
【００８８】（ｇ）蒸気放出プール冷却系復旧操作 ポンプ起動信号を発信する。
【００８９】電源を確保する。
【００９０】なお、本実施例では、ＤＤＣ（Direct Dig
ital Controller)やシーケンサ等をプラントに分散配置
しこれらを多重伝送システムによりプラント計算機シス
テムと連動させる分散制御方式を採用した最新型プラン
トを例に説明したが、これに限るものではなく、計算機
制御が採用されていないプラントにおいても適用できる
のはもちろんである。
ital Controller)やシーケンサ等をプラントに分散配置
しこれらを多重伝送システムによりプラント計算機シス
テムと連動させる分散制御方式を採用した最新型プラン
トを例に説明したが、これに限るものではなく、計算機
制御が採用されていないプラントにおいても適用できる
のはもちろんである。
【００９１】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
計測手段により得られた特定の計測情報のみを用いて原
子炉状態の危険度を包括的に示すリスク指標を算出し表
示することとしたので、スクラム事故発生時において
も、運転員はこの指標を一見するだけで原子炉状態の危
険度をリアルタイムで包括的に把握することができる。
これにより、運転員は早期に対応措置を採ることも容易
となり、スクラム事故がシビアアクシデントに発展する
のを効果的に回避するのを支援することができるという
効果がある。
計測手段により得られた特定の計測情報のみを用いて原
子炉状態の危険度を包括的に示すリスク指標を算出し表
示することとしたので、スクラム事故発生時において
も、運転員はこの指標を一見するだけで原子炉状態の危
険度をリアルタイムで包括的に把握することができる。
これにより、運転員は早期に対応措置を採ることも容易
となり、スクラム事故がシビアアクシデントに発展する
のを効果的に回避するのを支援することができるという
効果がある。
【図１】本発明の一実施例における原子力プラント事故
マネジメント支援システムを示すブロック図である。
マネジメント支援システムを示すブロック図である。
【図２】このシステムによる燃料冷却確保のための処理
内容を示す流れ図である。
内容を示す流れ図である。
【図３】このシステムによる格納容器健全性確保のため
の処理内容を示す流れ図である。
の処理内容を示す流れ図である。
【図４】このシステムによる格納容器健全性確保のため
の処理内容であって図３の続きを示す流れ図である。
の処理内容であって図３の続きを示す流れ図である。
１１ プラント計算機システム １２ 主制御盤 ４１ アクシデントマネジメント支援装置 ４２ リスク指標演算システム ４３ 事故同定システム ４４ 状態進展予測システム ４５ 事故対応決定システム ４６ 情報出力システム ４７ アクシデントマネジメント対応設備制御系 ４８ アクシデントマネジメント対応機器・設備 ４９ アクシデントマネジメント対応計装系
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 桜井 直人 福井県敦賀市明神町３ 動力炉・核燃料開 発事業団新型転換炉ふげん発電所内 (72)発明者 新澤 達也 東京都港区赤坂１丁目９番13号 動力炉・ 核燃料開発事業団本社内 (72)発明者 澤井 定 東京都港区赤坂１丁目９番13号 動力炉・ 核燃料開発事業団本社内
Claims (3)
- 【請求項１】 原子力プラントでのスクラム事故に対応
するためのシステムであって、 スクラム事故発生後の原子炉各部の状態を計測するため
の計測手段と、 この計測手段により得られた個々の計測情報のうち、特
定の計測情報を基に原子炉状態の危険度を示すリスク指
標を算出する演算手段と、 この演算手段により算出されたリスク指標を表示する表
示手段と、を具備することを特徴とする原子力プラント
事故マネジメント支援システム。 - 【請求項２】 請求項１において、前記演算手段は、前
記特定の情報として原子炉の各燃料チャネル出力を示す
情報と燃料冷却水の有無を示す情報と重水系運転状態を
示す情報とを用いて燃料冷却状態の危険度を示す燃料冷
却指標を算出し、これを前記表示手段によりリスク指標
として表示することを特徴とする原子力プラント事故マ
ネジメント支援システム。 - 【請求項３】 請求項１において、前記演算手段は、前
記特定の情報として格納容器内圧力を示す情報と格納容
器内温度を示す情報と格納容器内水素濃度を示す情報と
を用いて原子炉格納容器状態の危険度を示す格納容器指
標を算出し、これを前記表示手段によりリスク指標とし
て表示することを特徴とする原子力プラント事故マネジ
メント支援システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4347174A JP2927629B2 (ja) | 1992-12-25 | 1992-12-25 | 原子力プラント事故マネジメント支援システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4347174A JP2927629B2 (ja) | 1992-12-25 | 1992-12-25 | 原子力プラント事故マネジメント支援システム |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06201892A true JPH06201892A (ja) | 1994-07-22 |
| JP2927629B2 JP2927629B2 (ja) | 1999-07-28 |
Family
ID=18388422
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4347174A Expired - Fee Related JP2927629B2 (ja) | 1992-12-25 | 1992-12-25 | 原子力プラント事故マネジメント支援システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2927629B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103440892A (zh) * | 2013-07-16 | 2013-12-11 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂数字化报警优化设计方法 |
| CN103440893A (zh) * | 2013-07-16 | 2013-12-11 | 中国核电工程有限公司 | 一种用于核电厂数字化报警抑制运行工况计算的分析方法 |
| CN104347130A (zh) * | 2013-07-26 | 2015-02-11 | 中广核工程有限公司 | 核电站辐射的报警抑制方法、设备及系统 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100710545B1 (ko) * | 2001-12-29 | 2007-04-24 | 에스케이 주식회사 | 해양오염 방제방법 및 시스템 |
-
1992
- 1992-12-25 JP JP4347174A patent/JP2927629B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103440892A (zh) * | 2013-07-16 | 2013-12-11 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂数字化报警优化设计方法 |
| CN103440893A (zh) * | 2013-07-16 | 2013-12-11 | 中国核电工程有限公司 | 一种用于核电厂数字化报警抑制运行工况计算的分析方法 |
| CN104347130A (zh) * | 2013-07-26 | 2015-02-11 | 中广核工程有限公司 | 核电站辐射的报警抑制方法、设备及系统 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2927629B2 (ja) | 1999-07-28 |
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