JP2912545B2

JP2912545B2 - 加圧水型原子炉および加圧水型原子炉の防御方法

Info

Publication number: JP2912545B2
Application number: JP6111418A
Authority: JP
Inventors: アルバート・ジョゼフ・インピンク・ジュニア; マイケル・デイビッド・ハイベル; トシオ・モリタ; レイモンド・カルボ
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1993-05-26
Filing date: 1994-05-25
Publication date: 1999-06-28
Anticipated expiration: 2014-06-28
Also published as: SK61794A3; KR100333206B1; ES2111854T3; JPH07113895A; EP0626698A1; EP0626698B1; US5297174A; SK281872B6; KR940026975A; CZ119394A3; US5373539A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、制御棒の落下に応答し
て制御棒の回収を自動的に阻止するための加圧水型原子
炉およびその方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】加圧水型原子炉の反応度は、炉心を介し
て循環する炉冷却材に含まれるホウ素などの中性子吸収
体の濃度を調整することや、制御棒を炉心へ挿入するこ
とによって制御される。ホウ素の濃度変化は、炉心の広
範囲に亙って影響を及ぼす。一方、制御棒の挿入による
影響は局部的なものである。制御棒は、炉心に対して段
階的に出し入れされるのが普通であるが、必要に応じ
て、炉心を閉鎖させるために炉心へ急速に落下される。
通常運転時に、一台以上の制御棒駆動機構が誤動作をし
て制御棒を炉心へ落下させてしまうことも考えられる。
これは、炉心の反応度の低下、延いては、炉心内の冷却
材の平均温度の低下につながる。炉心内の冷却材の平均
温度の低下を従来の制御装置が検出すると、実際に制御
棒が落下してから約２秒後に、この従来の制御装置は、
温度の低下に応答して特定の制御棒を回収し、炉心の平
均温度を設定点レベルへと引上げる。このため、制御装
置が炉心の反応度の低下を補償しようとすればする程、
炉心の別の部分の熱量が過度に増加する。

【０００３】従来の加圧水型原子炉においては、ホウ素
濃度を調整することによって、制御棒を操作しながら出
力レベルを制御し出力分布を制御している。この制御法
に基づく負荷追従運転時においても、運転中に炉心内へ
挿入される制御棒の部分は制御棒の僅か３分の１であ
る。上記の制御法によれば、最悪の場合でも、制御棒の
落下は、炉心の別の部分に危険を伴う温度上昇を引起こ
すことはないと分析的に判断されている。制御棒の落下
は、従来の原子炉の運転に悪影響を及ぼすが安全性の脅
威とはならない。

【０００４】本発明の譲り受け人は、受動式安全系で防
御された改良型の加圧水型原子炉を開発した。すなわ
ち、あらゆる種類の誤動作が発生しても、運転員の介入
を必要とせずに原子炉の安全運転状態を維持できるので
ある。この改良型の加圧水型原子炉に用いられている制
御法によれば、ホウ素の濃度の調整に基づいた負荷追従
運転ではなく、主として制御棒を用いた負荷追従運転が
実施される。従って、炉心へ挿入される制御棒の立坑口
の組合わせ方に様々な変化を加えて、負荷追従運転を実
施して炉心における出力分布を適切に維持することがで
きる。制御棒の挿入方法を組合わせても、制御棒の落下
が炉心の別の部分における燃料破損の原因にはならない
状況などないかどうかを分析的に判断することは実行不
可能である。

【０００５】このように、ホウ素の濃度を調節するので
はなく制御棒を用いることで負荷追従運転を行って、制
御棒の落下が発生したかどうかを判断する確実な装置を
備えた改良型の加圧水型原子炉が求められている。防御
装置は全部が受動式のものであることとした改良型の加
圧水型原子炉としての基準を満足させるためには、制御
棒の落下を検出するための装置として安全系等級づけが
必要である。この安全系等級づけ装置は、人間の運転員
の介入がなくても自動的に運転できるという信頼度を示
す。安全系の等級づけ基準はＩＥＥＥ基準６０３（１９
８０年版）に規定されている。ＩＥＥＥ基準６０３（１
９８０年版）は、米国原子力規制委員会（ＮＲＣ）によ
って規定され、その内容の応用も規制の手引き１．１５
３においてＮＲＣによって管轄される。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】制御棒の炉心に対する
段階的な出入りに追従して、制御棒の位置を示すための
制御棒位置表示器が設けられた装置は周知の通りであ
る。また、制御棒が完全に挿入された時にマイクロスイ
ッチで作動する制御棒底部灯が設けられた装置も周知の
通りである。しかし、これらの装置はどちらも安全系等
級づけ装置とは異なる。これらは、安全系等級づけ制御
棒位置表示装置なのであり、高価で保守が面倒である。

【０００７】米国特許４，７７４，０４９号は、炉心の
出力分布をオンラインで実時間に表示し、基準位置に対
する二次元炉心出力分布を特に正確に算出し表示する装
置を開示している。この装置を使用すれば、熟練した人
間の観察者ならば、制御棒の落下の表示を抽出できる。
しかし、この装置も安全系等級づけ装置ではない。重要
な点は、これは受動的ではないという点である。しか
も、人間の観察者が熱電対の障害を認識できないという
問題がある。

【０００８】加圧水型原子炉における制御棒の落下を確
認するための改良型の全自動装置と方法が求められてい
る。特に、安全系等級づけ装置が求められているのであ
る。しかも、制御棒の落下と装置障害とを識別できる装
置と方法とが求められている。

【０００９】

【課題を解決するための手段】上記の要求に応えるため
に、本発明は、加圧水型原子炉における制御棒の落下を
検出するための方法と安全系等級づけ装置を提供する。
更に具体的には、本発明は、制御棒の落下を検出し、制
御棒の落下が検出されたときに原子炉制御棒制御装置が
炉心から制御棒を回収するのを自動的に阻止するための
方法と装置とに係わる。炉心出口熱電対と、熱電対が発
生する信号を分析して制御棒の落下を確認する処理装置
とを用いて、制御棒の落下を検出する。更に具体的に
は、平均炉心入口温度と平均炉心出口温度とを測定する
温度センサ、好適には、高温／低温脚部温度センサの出
力と熱電対の信号とに基づいて、熱電対地点における燃
料集合体内の温度上昇時と原子炉容器全域の温度上昇時
との相対出力の基準状態時からの偏差を熱電対位置毎に
算出する。好適には、周知の曲面スプライン適合を使用
して、熱電対が設けられていない他の燃料集合体に対す
る相対出力偏差を外挿する。次に、相対出力分布の空間
二次導関数で示される曲率指数を燃料集合体一つ一つに
ついて算出する。その後、制御棒を備えた燃料集合体の
曲率指数と、隣接燃料集合体、好適には、横方向に隣接
した燃料集合体の曲率指数とを分析して、制御棒の落下
を検出し熱電対の故障を制御棒の落下から識別する。

【００１０】

【実施例】

実施例１．図１は、典型的な加圧水型原子炉（ＰＷＲ）
３を備えた核蒸気供給装置１の概略図である。この加圧
水型原子炉においては、本発明に従って、制御棒の落下
と熱電対の誤動作とが検出される。ＰＷＲ３には、頭部
７によって密閉されて加圧型容器を形成する原子炉容器
５が設けられている。原子炉容器５は、燃料集合体１１
の行列で構成される炉心９を収納する。また、燃料集合
体は、核***性物質が収容された燃料棒１３を多数備え
ている。燃料棒１３内の核***によって熱が発生する。
この熱は、炉心９を通過する軽水などの加圧型原子炉冷
却材によって吸収される。炉冷却材は、入口１５から原
子炉容器５へ侵入し、環状降下管１７から下方へ流入
し、その後、燃料集合体１１を介して上方へ流入する。
燃料集合体で、冷却材は、核***の熱で加熱される。加
熱された炉冷却材は、炉心から出て上方へ流れ、出口１
９から一次ループ２３の高温脚部２１に流込む。高温脚
部２１は、加熱炉冷却材を蒸気発生器２５へ搬送する。
蒸気発生器２５で、供給水が蒸気に変換される。蒸気
は、二次ループ２７内を循環する。これによって、電力
を発生するタービン発電器２９が駆動される。炉冷却材
は、炉冷却材ポンプ３３によって低温脚部３１を介して
入口１５へ返還される。図１には一次ループ２３内の蒸
気発生器２５を１台のみ図示したが、公知のとおり、典
型的なＰＷＲ核蒸気供給装置１には一次ループが２〜４
台と、一台のタービン発電器２９を駆動する二次ループ
２７が一次ループに匹敵する台数だけ設けられる。ま
た、蒸気を発生する蒸気発生器２５が一次ループ毎に設
けられている。

【００１１】炉内化学体積制御装置ＣＶＣＳ３４と、上
述の制御棒制御装置３７によって炉心９に挿入されたり
炉心９から回収されたりする制御棒３５とを使用して、
炉冷却材に溶解されている中性子吸収体の濃度を調整す
ることによって、炉心９の反応度を制御する。制御棒制
御装置３７は、原子炉制御防御装置３９の指示の下で制
御棒の立坑口を挿入し回収する。原子炉制御防御装置３
９は、ＲＴＤ４１と４３などの温度センサによって測定
された高温脚部炉冷却材温度と低温脚部炉冷却材温度と
を入力する。原子炉制御防御装置３９が監視するその他
の原子炉パラメータは、選択された燃料集合体地点で炉
心出口熱電対４５によって以下に述べるように測定され
る炉心出口温度である。炉心内検出装置４７は、定期的
に炉心内の出力分布をマッピングする。制御棒落下検出
装置４９は、高温脚部温度センサ４１と低温脚部温度セ
ンサ４３および炉心出口熱電対４５が発生する信号に基
づいて、制御棒の落下３５を検出し制御棒制御装置３７
に印加される信号を発生する。これによって、制御棒の
回収が阻止される。

【００１２】ＰＷＲの具体例３は改良型の原子炉であ
り、上述の通り、炉冷却材に含まれる中性子吸収体の濃
度を調整することによってではなく主に制御棒を移動さ
せることによって負荷追従運転を実施しようとするもの
である。この種の原子炉は、中性子吸収物質を収容する
制御棒ばかりでなく、炉心９での出力分布を適切に維持
するための反応の穏やかな中性子吸収物質を収容するグ
レイ制御棒をも備えている。図２は、ＰＷＲの具体例３
における炉心９内の燃料集合体１１の配置を示す。ここ
で、従来の制御棒３５をＣで表し、グレイ棒３５’をＧ
で表す。説明し易いように、特に明記しない限り、制御
棒３５は、従来の制御棒Ｃとグレイ棒Ｇの両方を意味す
るものとする。一台の燃料集合体における制御棒３５
は、共通の機構で運転されるクラスタを形成する。一
方、クラスタ群同士は、周知の通り、電気的に結合して
制御棒の立坑口を形成する。立坑口への制御棒の割当て
については、本発明の理解には必要ないので図２には示
さない。

【００１３】炉心出口熱電対４５は、燃料集合体１１の
約４分の１の辺りに設けられた計測指頭に搭載されてい
る。図２に示すように、炉心出口熱電対は、燃料集合体
１１全域に規則的なパターンに従って配列されるので、
炉心出口熱電対４５は、従来の制御棒クラスタＣと２台
のグレイ棒クラスタを除いた全部のグレイ棒クラスタＧ
各々の横方向に隣接した燃料集合体に配置される。例外
のグレイ棒クラスタＧ２台は、炉心９の辺縁に位置し、
各々が、その横方向に隣接した燃料集合体内に炉心出口
熱電対１台を有する。更に、制御棒クラスタＣとグレイ
棒クラスタＧ一つ一つの位置からチェスのナイトの動き
だけ離れた位置に存在する燃料集合体には、少なくとも
２台、より一般的には、４台の炉心出口熱電対４５が設
けられる。従って、２本の完全に別個の炉心出口熱電対
列に分割された装置を支援するのはは容易である。しか
し、本発明の好的実施例では、四列装置を採用してい
る。四列装置では、演算プロセス中の一時点で列間での
情報の相互交換が必要である。ＰＷＲの具体例３では、
炉心出口熱電対を図２の熱電対４５に添付された数字１
〜４で示されるパターンに従って四つの列に分割させて
いる。

【００１４】本発明の制御棒落下検出装置が安全系等級
づけ装置と見なされるためには、炉心出口熱電対４５を
含む装置全体がＩＥＥＥ６０３基準に徹頭徹尾整合して
いることが保証されなければならない。熱電対４５で測
定される温度は、主に、出力分布に基づいて判断され
る。熱電対の示度が突然の変動を示した場合、その原因
としては、（ア）炉心状態の突然の変化あるいは（イ）
熱電対の誤動作が考えられる。前者の場合、熱電対の示
度の変動とその空間分布とは物理的な原理に左右され
る。しかし、後者の場合、制御の物理的原理を適用する
ことはできない。両方の可能性についての評価を簡単に
できるようにするために、新たに、相対出力偏差ＲＤと
いうパラメータを導入する。ＲＤは次のように定義され
る。

【００１５】 RD(L,M)＝100[{ΔT(L,M)/ΔTO(L,M)}×{ΔTOAvt/ΔTAvg}-1.0] （等式1）

【００１６】ここで、 (L,M)…熱電対地点 ΔT…燃料集合体内の温度上昇量 ΔTO …基準状態における燃料集合体内の温度上昇量 ΔTAvg …原子炉容器全域での温度上昇量 ΔTOAvt…基準状態における原子炉容器全域での温度上
昇量ここではRD値を温度に関連づけて定義しているが、エン
タルピーに関連づけて定義してもよい。

【００１７】炉心出口熱電対を備えた燃料集合体１１の
ＲＤ値は、等式１に従って算出される。一方、燃料集合
体一つ一つのＲＤ値については、従来例で知られている
ように、曲面スプライン適合を使用して補間を行うこと
によって算出される。各熱電対４５は、燃料集合体出口
温度を測定する。燃料集合体出口温度は、入口温度に対
する温度上昇を規定する。ＲＤ値は、正規化出力分布の
基準分布形状からの変動を表す百分率である。重要な点
は、出力空間分布が変化しなければ、ＲＤ値は、出力レ
ベルにかかわらずゼロのままであるという点である。出
力分布が基準分布形状から変動するにつれて、ＲＤ値は
ゼロではなくなる。ＲＤ値の空間分布は、中性子拡散方
程式に左右される。例えば制御棒３５が挿入されたため
に出力分布が大きく変動すると、ＲＤ値も大きく変化す
る。しかし、空間変動は、制御棒の挿入地点以外では平
滑である。これは、中性子束分布の動きと類似してい
る。分布の平滑度を測定するために、曲率指数ＣＩなど
のパラメータが導入される。ＣＩは、座標（ｉ，ｊ）で
示される燃料集合体のｘ−ｙ配列に関して次のように定
義される。

【００１８】 CI(i, 1j)＝4×RD(i,j)−{RD(i-1,j)＋RD(i+1,j)＋RD(i,j-1)＋RD(i,j+1)} （等式2）

【００１９】数学的には、ＣＩ値は、ＲＤ値の空間二次
導関数の負数に近似する。出力分布が、制御棒の挿入に
伴い変動した場合、ＣＩ値は挿入地点でのみ大きくな
る。他の地点では、ＲＤ値が広範囲に亙って変化して
も、ＣＩ値は小さいままである。しかし、熱電対の誤動
作が原因でＲＤ値が大きくなった場合は、周囲の燃料集
合体のＣＩ値も大きくなる。これが、熱電対信号が変動
したときに、炉心の物理的な状態の変化を検出器の誤動
作から識別するために用いられる原理である。

【００２０】「不良熱電対」の符号定数を求める際、最
も有意義なＣＩ値は、疑わしい熱電対地点と横方向に隣
接した燃料集合体４台とで記録される値である。「不良
熱電対」符号定数の特徴を以下に記す。

【００２１】熱電対地点のＣＩ値は比較的大きな正数か
負数である。横方向に隣接した燃料集合体地点四つのほ
とんど（大抵全部）のＣＩ値は、中心ＣＩ値よりも小さ
いが依然としてかなり大きく（中心ＣＩ値の約４分の
１）中心ＣＩ値の逆符号の値である。斜方向に隣接した
燃料集合体地点四つのＣＩ値は、ノイズレベルの任意符
号値である。疑がわしい熱電対地点のＲＤ値に信頼性欠
如係数が付加され（例えば、ＲＤ値が無視されると）、
ＲＤスプライン整合が再実行され、ＣＩ値が再評価され
ると、横方向に隣接した燃料集合体地点四つのＣＩ値
は、仮想的に比較的大きな逆符号の値ではなくなる。中
心ＣＩ値の符号は、熱電対信号の誤差方向を示す。正の
符号は、誤差が高いことを示す。中心ＣＩ値の大きさ
は、概ね、信号誤差の大きさに比例する。

【００２２】制御棒の移動（落下を含む）が疑われると
き、制御棒地点を中心とした３×３配列中の９台の燃料
集合体全部のＣＩ値から、符号定数パターンが得られ
る。「制御棒の移動」を示す符号定数の特徴は次の通り
である。

【００２３】制御棒地点かグレイ棒地点のＣＩ値は、比
較的大きな正数か負数である（具体例の原子炉において
は、熱電対は、制御棒やグレイ棒と同じ位置を占めるこ
とはない。）。横方向および斜方向に隣接した燃料集合
体地点のＣＩ値は、中心ＣＩ値と同符号か逆符号の中心
ＣＩ値より遥かに小さい値である。（ＣＩ値の符号が同
じが逆かは、熱電対同士が近隣で動作可能かどうか、す
なわち、近くのＣＩ値がスプライン整合アルゴリズムの
影響をどの程度受けるかによって異なる。）中心ＣＩ値
の符号は、制御棒の移動方向を反映する。負の中心ＣＩ
値は、制御棒の挿入を示す。中心ＣＩ値の大きさは、概
ね、制御棒の移動によって局所的に投入される（正か負
の）反応度に比例する。

【００２４】符号定数弁別プロセスに入るのに重要な鍵
は、次の二点である。（１）最大ＣＩ値が、熱電対地点
で検出されるか、それとも、制御棒地点かグレイ棒地点
で検出されるか。制御棒地点かグレイ棒地点で検出され
る場合、制御棒が移動したのはほぼ確実である。（２）
最大ＣＩ値が熱電対地点で検出される場合、破棄された
疑わしいＲＤ値でＲＤ整合とＣＩ評価とを再実行するこ
とによって、横方向に隣接した燃料集合体地点のＣＩ値
に識別可能な変化が生じる。

【００２５】制御棒の落下と熱電対の誤動作とを識別す
るための本発明に係わる機能の一例を図３、図４（ａ）
と（ｂ）に示す。これらの図面には、制御棒の落下地点
の近隣および熱電対の故障地点近隣の燃料集合体のＣＩ
値が図示されている。ーと＋とは各々が一つで、ＣＩ値
の任意の一つの単位を示す。ドットは、任意符号の部分
単位を示す。図３から分かるように、太線で輪郭を示し
た燃料集合体１１図形の中心部の制御棒落下地点のＣＩ
値は大きい負の値である。横方向および斜方向に隣接し
た燃料集合体におけるＣＩ値は、どちらかの符号の値で
あって制御棒落下地点の燃料集合体のＣＩ値より遥かに
小さい。しかも、周囲３６０゜の燃料集合体のＣＩ値と
制御棒落下が発生した燃料集合体から離れた数地点の燃
料集合体のＣＩ値とは、制御棒落下の影響を受けてい
る。一方、図４ａから明かなように、熱電対の故障が発
生した燃料集合体から主要軸に沿って横方向に間隔を置
いた地点の燃料集合体のＣＩ値のみが、熱電対の故障の
影響を受けている。特に重要な点は、横方向に隣接した
燃料集合体のＣＩ値は、熱電対の故障が発生した燃料集
合体のＣＩ値とは逆の符号をもち、制御棒の落下の場合
よりも急速に機能が低下するということである。図４ｂ
は、曲面スプライン整合で得られたＲＤ値から算出され
たＣＩ値の分布を示す。図４ｂにおいて、疑がわしい熱
電対のＲＤ値に信頼性欠如係数が付加されている。図面
から分かるように、疑がわしい熱電対地点でさえも外乱
はごく僅かしか認められない。また、外乱は、横方向に
隣接した燃料集合体地点四つに及ぶ程度である。

【００２６】図５は、制御棒落下検出装置４９の四つ列
５１の中の一つを示すブロック図である。制御棒落下検
出装置４９の図示の列５１には、前端高温脚部ＲＴＤ信
号処理装置５３が含まれている。この処理装置は、当該
列内の高温脚部ＲＴＤ４１（通常、３個）からのオーム
信号をデジタル化して、デジタルオーム信号を華氏温度
に変換する。処理装置５３は、次に、当該列の平均Ｔ１
_hot温度を求める。平均温度Ｔ１_hotは、他の列全部へ送
出される。処理装置５３は、他の列全部で求められた平
均高温脚温度Ｔ１_hotを受信し、平均値すなわち平均Ｔ
１_hot信号を生成する。各列５１には、前端低温脚部Ｒ
ＴＤ信号処理装置５４も含まれる。処理装置５４も、や
はり、当該列内の低温脚部ＲＴＤ４３からのオーム信号
をデジタル化して、それを華氏温度に変換する。処理装
置５４は、次に、列平均Ｔ１_cold信号を生成する。この
信号は、他の列全部へ送信される。その後、処理装置５
４は、平均値を求める、すなわち、全列からのＴ１_cold
信号から平均低温脚部温度Ｔ２_co _ld信号を生成する。

【００２７】計算器５５は、Ｔ２_hot信号とＴ２_cold信
号とからΔＴ２_core信号を生成する。ΔＴ_core信号は、
炉心全域の平均温度上昇量を示す。列５１には、更に、
前端熱電対（ＴＣ）信号処理装置５７が設けられてい
る。当該列の作動時、処理装置５７は、座標（Ｌ，Ｍ）
に位置する列内の各熱電対で発生した電圧信号をデジタ
ル化して、ミリボルトから華氏温度へ変換する。ＴＣ信
号処理装置５７は、開路故障であろうと閉路故障であろ
うと、疑う余地のない熱電対の故障を確認する。どちら
の故障であっても、処理装置５７は、曲面スプライン整
合で用いられる信頼性欠如係数又は容誤差Ｃ（Ｌ，Ｍ）
を大きな値（例えば、約１０００）に設定する。周知の
ように、信頼性欠如係数Ｃのお陰で、データ地点におけ
る信頼性欠如係数Ｃの大きさの関数としての量だけ生成
された曲面をデータ地点から偏向させることによって、
曲面スプライン整合を平滑に実行できる。ＴＣ信号処理
装置５７は、熱電対毎にΔＴ_TC（Ｌ，Ｍ）を演算する。
ΔＴ_TC（Ｌ，Ｍ）は、熱電対の示度と処理装置５４によ
って求められた平均入口温度Ｔ２_coldとの間の差異を示
す。当該列のΔＴ_TC（Ｌ，Ｍ）値とＣ（Ｌ，Ｍ）値は、
他の列全部へ送信される。同様に、処理装置５７は、他
の列からΔＴ_TC（Ｌ，Ｍ）値とＣ（Ｌ，Ｍ）値とを受信
し、ＲＤ／ＣＩ計算器へ出力する。

【００２８】列５１が作動していないときは、列障害が
発生しているか、あるいは、試験モードに設定されてい
るのであり、前端ＴＣ信号処理装置５７は、当該列内の
ΔＴ２ＴＣ（Ｌ，Ｍ）値全部をΔＴ２_core値へ設定す
る。更に、列内のＣ（Ｌ，Ｍ）値全部を大きな値（およ
そ１０００）に設定する。これらの値は他の列全部へ送
信され、他の列全部から対応する値が受信されて、必要
な値全部が算出される。この必要の値全部は計算器５９
へ送信される。後に更に詳細に考察するが、ＲＤ／ＣＩ
計算器５９は、ＴＣ信号処理装置５７からのΔＴ_TC信号
とＣ信号および計算器５５からのΔＴ２_core信号をΔＴ
_TCとΔＴ２_coreとの基準値と供に用いて、燃料集合体１
１全部のＣＩ値を算出する。ＣＩ値は、制御棒の落下を
確認するＣＩ評価器６１に使用される。制御棒落下信号
が、当該列の制御棒停止信号を生成するための安全系等
級づけ制御棒回収停止信号発生モデュール６３に印加さ
れる。

【００２９】ＣＩ評価器６１は、熱電対の故障を確認す
る。実質的には、前端処理装置５７が、Ｃ値を大きい値
に設定することによって疑う余地のない熱電対の故障を
明示する。この結果、ＣＩ評価器は、該当する熱電対を
無視して疑わしい熱電対に専念する。疑わしい熱電対と
は、完全に故障してはいないが確実性のないものであ
る。熱電対の誤動作の確認情報は、熱電対の故障地点の
大きなＣ値とともにライブラリに格納される。ライブラ
リ６５には、処理装置５７によって検出された熱電対の
故障の確認情報も格納される。

【００３０】上述のように、図５に示す構造体５１は、
制御棒落下防御装置の四つの列一つ一つに対して設けら
れる。図６に示すように、四つの列一つ一つに設けられ
た停止信号発生器６３−１〜６３―４が発生した制御棒
停止信号は、選出論理演算機構６７へ入力される。選出
論理演算機構６７は、先行例で周知のように、列制御棒
停止信号四つの内の二つとか、又は、一つの列が使用さ
れていない場合には、三つの内の二つといった特定の組
合せの列制御棒停止信号を受信して、ブロック制御棒回
収信号を生成する。ブロック制御棒回収信号は、制御棒
制御装置３７へ印加される。これによって、制御棒の落
下に伴い制御棒の回収が防止される。

【００３１】図７に示すように、共通基準値送信器６９
は、熱電対地点全部のΔＴ２_core／ＲＥＦ値とΔＴ
_TC（Ｌ，Ｍ）ＲＥＦ値とを制御棒落下防御装置の四つの
列の一つ一つに供給する。制御棒の立坑口が移動するに
つれて、炉心全域のＣＩ値のマップは、基準状態が設定
されたときの制御棒構成からの現行の制御棒構成の偏差
を反映して、漸進的に大きな対称歪を示すようになる。
これは、全く正常であるが、コンピュータには非常に紛
らわしいのである。従って、ΔＴ２_core／ＲＥＦ値とΔ
Ｔ_TC（Ｌ，Ｍ）ＲＥＦ値との基準値を定期的に更新する
ことが非常に望まれる。基準値の更新には、ビーコン
（ＢＥＡＣＯＮ）などのソフトウエアの炉心監視プログ
ラムを利用する。ビーコンは、例えば、１５分間隔で走
行する。ビーコンは、ウエスチングハウス社の商業核燃
料部門の製品であり、炉心外出力範囲検出器と炉心出口
熱電対か固定炉心内検出器とを使用して炉心内の三次元
ノード型出力分布を算出するための分析ツールである。
基準値送信器６９と、その基準値送信器６９とインター
フェイスをとるビーコンとで、安全系等級づけ装置が形
成されるわけではないので、基準値送信器６９からの基
準値信号に対して、図５のスイッチ７１で機能的に図示
されるように人間の承認を与える。基準値が有効ではな
いと運転員が判断する理由がある場合、基準値承認を与
えずにおくことができる。しかも、以下に図１１に関連
づけて考察するが、制御棒の誤調整が検出されたとき
に、ブロック７０で基準値の更新を阻止することができ
る。

【００３２】基準値の更新方法は、まず最初に、（ア）
制御群の対称に配置された制御棒地点のＣＩ値を監視す
るというものである。最後の基準値組が設定された時の
元の位置から遠くへ制御棒を移動させるにつれて、ＣＩ
値の絶対値は着実に増加する。次に、（イ）監視ＣＩ値
が予め選択された絶対値に到達したら、現行の基準値に
対応していた立坑口位置と、その位置からの立坑口の移
動方向を示すものとを運転員に表示する。運転員は、制
御棒位置表示器を使用して、制御棒落下防御隔壁が制御
棒の立坑口の移動傾向にうまく追従したことを確認す
る。それと反対の警報が発生しなければ、また、運転員
が、防御装置は少なくとも正しい方向に向かっていると
判断したならば、運転員は、今まで使用されていた基準
値組を現行のパラメータ組に置換えることを許可する。
ここで大切な点は、装置が正しく動作しているかどうか
を運転員が確認するということである。次に、（ウ）
「変則的な列動作」すなわち変則的な制御棒／立坑口移
動警報のどれかが発生された場合、更新「ブロック」が
起動される。このため、現行の値は基準値として使用さ
れない。装置が正しい方向に向いていないと運転員が判
断した場合、運転員は、基準値の更新許可を見合わせ
る。何れの場合にも、また、装置誤動作が修正されたと
推測されれば、運転員は、ビーコン炉心監視装置は正し
く走行している、すなわち、炉心内検出器信号などの炉
心出力分布に使われる様々な測定可能な側面と同様に分
析的に推察される値との間には顕著な差異は何も存在し
ないことを確認する。ビーコンが、炉心出力分布に関す
る確実な推定値を提供しているように見える場合、運転
員は、熱電対全部に対する現行のΔＴ２_coreとΔＴ_TCの
ビーコン推定値を制御棒落下防御装置の新しい基準値組
として設定することを許可できる。ビーコンはオンライ
ンで連続的に走行するため、常に、最新の炉心動作に合
致している。最後に、（ニ）基準値を更新する必要があ
ったのに更新できなかった場合、制御棒の落下が一度以
上発生したとしても何の損傷も受けずに炉心は残存する
ことを保証するために、状況が修正されるまで、極く保
守的な制御棒挿入限界値を設定するなどの管理制御を行
う。

【００３３】図８は、ＲＤ／ＣＩ計算器５９が行うＲＤ
／ＣＩ計算の流れ図である。ΔＴ計算器５５とＴＣ信号
処理装置５７とからの情報と基準値送信器６９からの基
準値情報とに基づいて、計算器５９は、ステップ７１で
等式１に従って熱電対の全地点におけるＲＤ（Ｌ，Ｍ）
値を演算する。ＲＤ値と上記の地点の信頼性欠如係数Ｃ
とに基づいて、ステップ７３で曲面スプライン整合を用
いて燃料集合体全部（ｉ，ｊ）の相対出力偏差ＲＤを算
出する。ステップ７５で、算出された値に基づいて等式
２で全燃料集合体１１の曲率指数ＣＩ（ｉ，ｊ）を算出
する。曲率指数は、ステップ７７で大きい順に整列され
る。装置は、言うまでもなく、制御棒の正常移動をも検
出する。例えば、１０分おきに、時間の経過がステップ
７９で確認されると、制御棒の移動を示すフラグの状態
がステップ８１で格納される。ステップ８３でフラグが
リセットされ、ステップ８５で期間を示すタイマがリセ
ットされる。

【００３４】ＣＩ評価器６１が行うＣＩ評価の流れ図は
図９〜図１１である。図１２に挿入されるシーケンスを
示す。ＣＩ評価器は、ステップ８７で、降順に整列され
たＣＩ値を一通り評価する。第一限界値より大きいとス
テップ８９で判断されたＣＩ絶対値のみが検査される。
限界値１としては、予想されるノイズレベルを上回る信
号のみが検査されるようにする値が選択される。ＣＩ値
全部の検査が終了したら、ＣＩ評価から抜けて、図１２
と１３に示す制御棒移動分析へ進む。評価器がＣＩ値全
部を一巡する場合、ＣＩ値全部が第一限界値より大きい
ということであり、これは、有効な状態ではないので、
「変則的な列動作」警報がステップ９１で発生される。

【００３５】ステップ９３で熱電対地点であると判断さ
れた（ｉ，ｊ）地点のノイズレベルを上回るＣＩ信号に
対して、ＣＩ評価器は図１２に示すルーチンを実行す
る。このルーチンは、熱電対の示度を消去することによ
って当該地点で熱電対の故障が発生しているかどうかを
検査する。図１２に示すように、問題の熱電対の現行の
信頼性欠如係数Ｃと、熱電対値に基づいて算出された現
行の曲率指数ＣＩ配列とが、ステップ９７と９９で格納
される。問題の熱電対の信頼性欠如係数Ｃは、ステップ
１０１で大きな値に設定される。ステップ１０３で燃料
集合体地点全部のＲＤ値に対して曲面スプライン整合を
再実行する。ステップ１０５で、新しいＲＤ値を用いて
ＣＩ値を再計算する。次に、ステップ１０７で、問題の
熱電対の周囲にある局部のＣＩ値が、上述の通りに評価
される。ステップ１０７で不良熱電対の符号定数が検出
された場合、Ｃの元の格納値とＣＩ配列とが、ステップ
１０９と１１１で再格納される。その後、図１２の挿入
シーケンスの「肯定」ブランチから図９のシーケンスへ
戻る。ステップ１０７で不良熱電対の符号定数が検出さ
れなければ、検査対象地点のＣ値と元のＣＩ配列とがス
テップ１１３と１１５で再格納される。そして、図１２
の挿入シーケンスの「否定」ブランチから図９のシーケ
ンスへ戻る。

【００３６】挿入シーケンスの「肯定」ブランチから図
９のシーケンスへ戻る。検査対象の地点が、当該列内の
熱電対地点であるとステップ１１７で判断されたら、こ
の燃料集合体の信頼性係数Ｃは、ライブラリ６５上で１
０００といった大きい値へ変更される。ステップ１２１
で、「列内の新しい不良熱電対」というメッセージが出
力される。ステップ１１７で検査対象の地点が当該列内
に存在しないと判断された場合、ステップ１２３で「別
の列の新しい不良熱電対」というメッセージが出力され
る。検査対象の燃料集合体に熱電対が設けられていよう
といまいと、図１０のステップ１２５で当該地点に制御
棒が存在すると判断されたならば、ステップ１２７で、
当該燃料集合体の周囲の部位のＣＩ値を検査して、制御
棒の移動を示す符号定数であるかどうかを判断する。制
御棒の移動を示す符号定数である場合、図１１のステッ
プ１２９で、ＣＩの絶対値を検査して正常な制御棒の動
きに一致するか制御棒の落下に一致するかを判断する。
制御棒の落下が検出されるとすぐに、安全系等級づけ制
御棒回収停止信号が、ステップ１３１で生成され、ステ
ップ１３３で制御棒装置へ送信される。また、ステップ
１３５で「制御棒回収停止中」警報が発生される。

【００３７】ステップ１２９でＣＩ値が限界値２より小
さいと判断された場合、ステップ１３７で座標（Ｒ，
Ｓ）地点の制御棒の制御棒移動フラグがセットされる。
このフラグには、ＣＩ値と制御棒群割当てとが設定され
る。その後、図９のループの入口に戻り、次の燃料集合
体地点を検査する。検査対象の燃料集合体のＣＩ値が限
界値１を上回るが、その地点は熱電対地点でも制御棒地
点でもない場合、当該燃料集合体が、制御棒の移動が発
生した５×５燃料集合体配列の中の一つであるかどうか
がを図１０のステップ１３９で判断する。当該燃料集合
体が、上記のＣＩ値をもたらした制御棒の移動の発生地
点に近接している場合、図９のループの入口に戻って次
の燃料集合体の検査に移る。当該燃料集合体が、制御棒
の移動が確認された地点に近接していないか、制御棒の
移動を示す符号定数がステップ１２７で確認されなかっ
た場合、ステップ１４１で「変則的な列動作」警報を発
生する。その後、ステップ８７へ戻る。

【００３８】図１３と図１４は、制御棒移動分析器が行
う制御棒移動分析の流れ図である。図９に関する説明で
引用したように、重要なＣＩ値を示す燃料集合体全部の
評価が終了すると、本ルーチンを呼出して検出された制
御棒の移動を分析する。すなわち、図１３のステップ１
４３で挿入順に制御棒の立坑口を一巡して、ステップ１
４５で立坑口の制御棒の移動を示すフラグがどれかセッ
トされているかどうかを判断する。ステップ１４７で立
坑口の制御棒移動フラグが一つだけセットされていると
判断された場合、ステップ１４９で「立坑口Ｘの制御棒
（Ｒ，Ｓ）の疑いの余地のない誤調整」というメッセー
ジが出力される。ステップ１５１で「基準値更新」ブロ
ックが起動される。これによって、図７のステップ７０
で基準値が変更されずにすむ。当該立坑口に位置する制
御棒が全部ではないが一つ以上移動したことがステップ
１５３で検出された場合、ステップ１５５で「立坑口Ｘ
の制御棒の変則的な移動」というメッセージが出力され
る。

【００３９】当該立坑口の制御棒全部が移動したことが
示されたとステップ１５３で判断され、立坑口移動更新
を実行する時刻になると、ステップ１５７で、現行の制
御棒移動フラグデータと当該立坑口に対応づけて格納さ
れたデータとが制御棒毎に比較される。図１４のステッ
プ１５９で新たな立坑口の移動が示されたかどうかが判
断される。ステップ１６１で移動が回収を意味すると判
断されると、ステップ１６３で「−−分間の立坑口Ｘか
らの回収」というメッセージが出力される。制御棒が挿
入された場合については、ステップ１６５で相応のメッ
セージが出力される。制御棒移動分析器は、制御棒の移
動に関する正確な情報を提供しない。その代わり、制御
棒が移動したことと移動方向とを示すものを提供する。
移動方向は、制御棒位置表示器の情報と比較される。制
御棒分析器は、他の装置の情報に照らし合わせて検討さ
れる制御棒の移動に関する情報を提供して、当該装置の
信頼性を示すものを提示することによって、オペレータ
の信頼を確立する役目を果たす。

【００４０】本発明の特定の実施例について詳細に述べ
たが、当業者なら理解されるであろうが、開示の教示か
ら鑑み本書の詳細な内容に様々な修正や変更を加えるこ
とは可能である。従って、開示された具体的な構成は、
一例を示すためだけのものであり限定的なものではな
い。本発明の範囲は、添付の特許請求の範囲全体とそれ
に同等なもので規定される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明が実現されている加圧水型原子炉の発電
装置を示す概略図である。

【図２】図１の加圧水型原子炉の炉心の断面を概略的に
示す図である。

【図３】本発明に従って制御棒の落下に伴い生成された
曲率指数パターンを示す概略図である。

【図４】図４（ａ）は、熱電対の故障に伴い生成された
曲率指数パターンを示す図３に類似した概略図である。
図４（ｂ）は、疑わしい熱電対の故障を無視して曲率指
数を再計算して求めた図４（ａ）と同じパターンを示す
図である。

【図５】制御棒の落下が検出されると同時に図１に示す
加圧水型原子炉からの制御棒の回収を自動的に阻止する
ための装置内の四つの列の中の一つを示すブロック図で
ある。

【図６】本発明に係わる制御棒の回収を阻止するための
多数の列の統合を示すブロック図である。

【図７】図５に示す列一つ一つに対する基準値信号の生
成を示すブロック図である。

【図８】図５に示す列の相対出力偏差（ＲＤ）／曲率指
数（ＣＩ）計算器が行う処理の流れ図である。

【図９】図５に示す列用のＣＩ評価器が行う処理の流れ
図である。

【図１０】図５に示す列用のＣＩ評価器が行う処理の流
れ図である。

【図１１】図５に示す列用のＣＩ評価器が行う処理の流
れ図である。

【図１２】図９〜１１の流れ図に挿入されるシーケンス
を示す。

【図１３】図５の列の一部を形成する制御棒移動分析器
が行う処理の流れ図である。

【図１４】図５の列の一部を形成する制御棒移動分析器
が行う処理の流れ図である。

【符号の説明】

１核蒸気供給装置、３加圧水型原子炉、５原子炉
容器、７頭部、９炉心、１１燃料集合体、１３燃
料棒、１５入口、１７降下管

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者マイケル・デイビッド・ハイベルアメリカ合衆国、ペンシルベニア州、アーウィン、リッジ・ドライブ 134 (72)発明者トシオ・モリタアメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ピッツバーグ、ナンバー・913、ペン・アバニュー 1601 (72)発明者レイモンド・カルボアメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ノース・ハンチンドン、ラモント・ドライブ 91 (56)参考文献特開昭57−139693（ＪＰ，Ａ) 特開平２−82196（ＪＰ，Ａ) 特開昭62−245996（ＪＰ，Ａ) 特開昭62−245997（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁶，ＤＢ名) G21C 7/08,17/10 G21D 3/04

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】複数の燃料集合体を備えた炉心と、前記炉心の燃料集合体を介して冷却材を循環させる手段
と、前記炉心に挿入可能な制御棒と、前記制御棒の中の少なくともどれかを自動的に前記炉心
へ挿入し前記炉心から回収するための制御棒制御手段
と、前記炉心全域に配置された燃料集合体中で選択された燃
料集合体に存在する前記冷却材の温度を表す温度信号を
生成する温度センサからの温度信号に応答して制御棒の
落下を認識し、前記温度信号に応答して、前記温度セン
サの故障を識別する制御棒の落下を検出する手段と、前記制御棒の落下を検出する手段による制御棒の落下検
出時に、前記制御棒制御手段が制御棒を前記炉心から回
収するのを自動的に阻止する手段と、で構成される加圧水型原子炉。
【請求項２】前記制御棒の落下を検出する手段は、前記
炉心全域に配置された燃料集合体の中の選択された燃料
集合体に存在する前記冷却材の温度を表す温度信号を生
成する温度センサと、前記温度信号に応答して、制御棒
の落下を認識して停止信号を生成する手段とで構成さ
れ、前記制御棒制御手段は、前記炉心からの前記制御棒
の回収を阻止するための前記停止信号に応答することを
特徴とする請求項１の加圧水型原子炉。
【請求項３】前記温度センサは熱電対で構成され、前記
温度信号に応答して制御棒の落下を認識する手段は、前
記温度信号に応答して、熱電対の誤動作を制御棒の落下
から識別し、制御棒の落下にのみ応じて前記停止信号を
生成する手段を備えていることを特徴とする請求項２の
加圧水型原子炉。
【請求項４】前記制御棒の落下を検出する手段は、炉心
を通過する炉冷却材の平均温度変化を判断する手段と、
前記温度信号と前記平均湿度変化との相対出力偏差を前
記燃料集合体毎に判断する手段と、前記相対出力偏差を
処理して制御棒の落下を検出する手段とを備えているこ
とを特徴とする請求項２の加圧水型原子炉。
【請求項５】前記相対出力偏差を処理する手段は、前記
相対温度変化の空間二次導関数として示される曲率指数
を燃料集合体毎に算出する手段と、前記曲率指数に基づ
いて制御棒の落下を認識する手段とで構成されることを
特徴とする請求項４に記載の加圧水型原子炉。