JPS59161707A - プラントの運転操作ガイド装置 - Google Patents
プラントの運転操作ガイド装置Info
- Publication number
- JPS59161707A JPS59161707A JP58035960A JP3596083A JPS59161707A JP S59161707 A JPS59161707 A JP S59161707A JP 58035960 A JP58035960 A JP 58035960A JP 3596083 A JP3596083 A JP 3596083A JP S59161707 A JPS59161707 A JP S59161707A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- subsystem
- safety
- guide
- plant
- operation effect
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G05—CONTROLLING; REGULATING
- G05B—CONTROL OR REGULATING SYSTEMS IN GENERAL; FUNCTIONAL ELEMENTS OF SUCH SYSTEMS; MONITORING OR TESTING ARRANGEMENTS FOR SUCH SYSTEMS OR ELEMENTS
- G05B23/00—Testing or monitoring of control systems or parts thereof
- G05B23/02—Electric testing or monitoring
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Automation & Control Theory (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、プラントの運転操作ガイド方式に関するもの
で、特に原子カプラントの運転操作信頼性の向上をもた
らす方式に関する。
で、特に原子カプラントの運転操作信頼性の向上をもた
らす方式に関する。
一般に、原子カプラントは原子炉、タービン・発電機の
主システムと、制御系、補機系及び非常用炉心冷却系等
の多数のサブシステムから構成される大規模かつ複雑な
システムである。本システムでは、たとえば異常な過渡
変化や冷却材喪失事故等が発生しても原子炉スクラム、
非常用炉心冷却系の自動起動等がなされ、原子炉は安全
に停止できるように構成されているが、原子炉スクラム
後でも、安全な冷温停止状態に移行させるためには原子
炉水位、圧力等の主要な安全パラメータを監視しながら
各種サブシステムの運転操作を行っていく必要がある。
主システムと、制御系、補機系及び非常用炉心冷却系等
の多数のサブシステムから構成される大規模かつ複雑な
システムである。本システムでは、たとえば異常な過渡
変化や冷却材喪失事故等が発生しても原子炉スクラム、
非常用炉心冷却系の自動起動等がなされ、原子炉は安全
に停止できるように構成されているが、原子炉スクラム
後でも、安全な冷温停止状態に移行させるためには原子
炉水位、圧力等の主要な安全パラメータを監視しながら
各種サブシステムの運転操作を行っていく必要がある。
また、現実には工学的安全系の機器の多重故障や運転員
の誤操作の発生の確率を皆無にすることは困難である。
の誤操作の発生の確率を皆無にすることは困難である。
このため、従来より運転員の適切な判断および運転操作
を支援するためのプラント状態監視・診断システムの研
究開発が行われてきた。
を支援するためのプラント状態監視・診断システムの研
究開発が行われてきた。
本発明の目的は、原子カプラントのような大規模かつ複
雑なシステムの、状態監視・診断情報提示によるマン−
マシン性向上策から更に進めて、運転員に対するより積
極的な情報提示形態として、運転操作ガイドを行う方式
を提供することにある。
雑なシステムの、状態監視・診断情報提示によるマン−
マシン性向上策から更に進めて、運転員に対するより積
極的な情報提示形態として、運転操作ガイドを行う方式
を提供することにある。
本発明の特徴は、簡明な基準に基づく基本運転ガイド選
定から、操作優先順位および操作効果決定に流れる階層
構成を有する点にある。
定から、操作優先順位および操作効果決定に流れる階層
構成を有する点にある。
以下、本発明の一実施例として、原す刀プラント、特に
沸騰水形原子力発電所を対象【、本発明の運転操作ガイ
ド方式を詳細に説明する。
沸騰水形原子力発電所を対象【、本発明の運転操作ガイ
ド方式を詳細に説明する。
第1図は、本発明になるプラントの運転操作ガイド方式
の基本構成を示すブロック図である。プラント1は、原
子炉、格納容器、タービン・発電機からなる主システム
2と、給水流量制御系やタービン制御系などの主要制御
系と、隔離時冷却系。
の基本構成を示すブロック図である。プラント1は、原
子炉、格納容器、タービン・発電機からなる主システム
2と、給水流量制御系やタービン制御系などの主要制御
系と、隔離時冷却系。
残留熱除去系などの補機系と高圧炉心スプレィ系。
低圧炉心スプレィ系、自動減圧系などの非常用炉心冷却
系等からなるサブシステム3が結合したものである。プ
ラントの運転操作は、大略的には、主システム2を目標
状態にもっていくためにザブシステム3の起動・停止、
あるいは操作量調整を行うことである。基本運転操作選
定部6はサブシステム状態量4と安全パラメータ5をプ
ラント1から周期的に取込み、ガイドデータベース12
を検索して基本運転ガイド9を決定する。ここで、サブ
システム状態量4は、各サブシステムが作動、待機1作
動異常、待機異常のどの機能状態にあるかを判定する為
に必要な信号でアシ、サブシステム中の弁位置、ポンプ
回転数、流量等である。安全パラメータ5は、原子炉水
位、原子炉圧力、格納容器圧力、温度などのプラントの
安全状態を推定するのに必要なプロセス信号である。ガ
イドデータベース12の内容構成を第2図に示す。基本
運転ガイドとして水位確保ガイド101.減圧・冷却ガ
イド102.格納容器制御ガイド103、および後備操
作ガイド104が用意されておシ、安全パラメータ5の
変動徴候に応じた基本運転ガイドが決定される。後備操
作ガイド104は、プラントで大事故発生時、あるいは
非常用炉心冷却系の多重故障発生等によシ安全パラメー
タが大きく変動した場合に対応するもので、徴候に応じ
て水位回復ガイド、急速減圧ガイドおよび圧力容器満水
ガイドが用意されている。水位確保ガイドiotはガイ
ド開始信号および水位回復信号Bによってガイドを行う
。又、減圧・冷却ガイド102は水位確保ガイド101
からの水位安定信号Cによってガイドを開始し、格納容
器制御ガイド103はドライ゛ウェルの圧力や温度ある
いはサプレッションプールの水位や温度が制限値を越え
たという信号りおよび急速減圧が終了したという信号E
によってガイドを開始する。更に、後備操作ガイド10
4は水位確保ガイド101.減圧・冷却ガイド102か
ら発せられる炉水位がTAF以下あるいは炉水位が不明
であるという信号F、Gおよび格納容器制御ガイド10
3よ9発せられる格納容器制御不可信号Hによって作動
する。各基本運転ガイドは、安全パラメー(の変動傾向
と運転ガイド実施に関連するシブシステムの機能状態に
応じて実施すべき運転操作の内容を示している詳細なガ
イドフローから成る。したがって、基本運転操作選定部
6は、徴候に応じて運転操作の内在と関連サブシステム
の1叱及びその機能状態を基本運転ガイド9として運転
員に示す。ガイドデータベース12は、原子炉スクラム
後から冷温停止にもつでいく通常の運転手順をベースと
し、給水流量喪失などの異常な過渡変化、又は冷却材喪
失事故等の動特性解析結果を用いて、プラントの安全を
確保する立場から作成する。
系等からなるサブシステム3が結合したものである。プ
ラントの運転操作は、大略的には、主システム2を目標
状態にもっていくためにザブシステム3の起動・停止、
あるいは操作量調整を行うことである。基本運転操作選
定部6はサブシステム状態量4と安全パラメータ5をプ
ラント1から周期的に取込み、ガイドデータベース12
を検索して基本運転ガイド9を決定する。ここで、サブ
システム状態量4は、各サブシステムが作動、待機1作
動異常、待機異常のどの機能状態にあるかを判定する為
に必要な信号でアシ、サブシステム中の弁位置、ポンプ
回転数、流量等である。安全パラメータ5は、原子炉水
位、原子炉圧力、格納容器圧力、温度などのプラントの
安全状態を推定するのに必要なプロセス信号である。ガ
イドデータベース12の内容構成を第2図に示す。基本
運転ガイドとして水位確保ガイド101.減圧・冷却ガ
イド102.格納容器制御ガイド103、および後備操
作ガイド104が用意されておシ、安全パラメータ5の
変動徴候に応じた基本運転ガイドが決定される。後備操
作ガイド104は、プラントで大事故発生時、あるいは
非常用炉心冷却系の多重故障発生等によシ安全パラメー
タが大きく変動した場合に対応するもので、徴候に応じ
て水位回復ガイド、急速減圧ガイドおよび圧力容器満水
ガイドが用意されている。水位確保ガイドiotはガイ
ド開始信号および水位回復信号Bによってガイドを行う
。又、減圧・冷却ガイド102は水位確保ガイド101
からの水位安定信号Cによってガイドを開始し、格納容
器制御ガイド103はドライ゛ウェルの圧力や温度ある
いはサプレッションプールの水位や温度が制限値を越え
たという信号りおよび急速減圧が終了したという信号E
によってガイドを開始する。更に、後備操作ガイド10
4は水位確保ガイド101.減圧・冷却ガイド102か
ら発せられる炉水位がTAF以下あるいは炉水位が不明
であるという信号F、Gおよび格納容器制御ガイド10
3よ9発せられる格納容器制御不可信号Hによって作動
する。各基本運転ガイドは、安全パラメー(の変動傾向
と運転ガイド実施に関連するシブシステムの機能状態に
応じて実施すべき運転操作の内容を示している詳細なガ
イドフローから成る。したがって、基本運転操作選定部
6は、徴候に応じて運転操作の内在と関連サブシステム
の1叱及びその機能状態を基本運転ガイド9として運転
員に示す。ガイドデータベース12は、原子炉スクラム
後から冷温停止にもつでいく通常の運転手順をベースと
し、給水流量喪失などの異常な過渡変化、又は冷却材喪
失事故等の動特性解析結果を用いて、プラントの安全を
確保する立場から作成する。
サブシステム選択部7は、安全パラメータ5と基本運転
ガイド9を取込み、基本運転ガイド9で指定された制御
すべき安全パラメータの変動徴候の程度を評価して、関
連サブシステムの運転操作量を決定することと、安全パ
ラメータの変動徴候の程度と通常操作優先順位を共に考
慮した関連サブシステム操作順位を決定することを行う
。更に、関連サブシステムのそれぞれを作動させた場合
に発生する各安全パラメータ変動徴候の変化を予測し、
変動徴候がしきい値よシ大きくなった場合にはその旨の
ガイドを出す。ここで、関連サブシステム操作順位決定
に安全パラメータの変動徴候の程度を反映させる方法と
しては、まず操作効果評価モデルを用いて各関連サブシ
ステムの操作効果を予測し、これで得られる各サブシス
テムの操作効果順位を制御すべき安全パラメータの変動
徴候の程度で重みづけする。サブシステム選定部7の実
施例における詳細なアルゴリズムの説明は後述する。
ガイド9を取込み、基本運転ガイド9で指定された制御
すべき安全パラメータの変動徴候の程度を評価して、関
連サブシステムの運転操作量を決定することと、安全パ
ラメータの変動徴候の程度と通常操作優先順位を共に考
慮した関連サブシステム操作順位を決定することを行う
。更に、関連サブシステムのそれぞれを作動させた場合
に発生する各安全パラメータ変動徴候の変化を予測し、
変動徴候がしきい値よシ大きくなった場合にはその旨の
ガイドを出す。ここで、関連サブシステム操作順位決定
に安全パラメータの変動徴候の程度を反映させる方法と
しては、まず操作効果評価モデルを用いて各関連サブシ
ステムの操作効果を予測し、これで得られる各サブシス
テムの操作効果順位を制御すべき安全パラメータの変動
徴候の程度で重みづけする。サブシステム選定部7の実
施例における詳細なアルゴリズムの説明は後述する。
操作効果確認部8は、安全パラメータ5と基本運転ガイ
ド9を取込み、基本運転ガイド9で示される関連サブシ
ステムの機能状態変動をみて、関連サブシステムのどれ
かが作動した場合に、対象とする安全パラメータの応答
変動に関し、操作効果評価モデルによる予測値と実測値
を比較して操作効果有無の判定を行う。この時同様に、
全ての取込んでいる安全パラメータの応答変動に関して
も、変化率変動分の予測値と実測値の偏差を評価し、こ
れがしきい値よシ大きい場合に操作効果評価モデルの修
正を行う。操作効果確認部8の実施例における詳細なア
ルゴリズムの説明は後述する。
ド9を取込み、基本運転ガイド9で示される関連サブシ
ステムの機能状態変動をみて、関連サブシステムのどれ
かが作動した場合に、対象とする安全パラメータの応答
変動に関し、操作効果評価モデルによる予測値と実測値
を比較して操作効果有無の判定を行う。この時同様に、
全ての取込んでいる安全パラメータの応答変動に関して
も、変化率変動分の予測値と実測値の偏差を評価し、こ
れがしきい値よシ大きい場合に操作効果評価モデルの修
正を行う。操作効果確認部8の実施例における詳細なア
ルゴリズムの説明は後述する。
以上に述べた本発明になるプラントの運転操作ガイド方
式の基本構成の動作フローチャートを第3図に示す。基
本運転操作選定部6でガイドデータベースを検索して基
本運転ガイドを決定するが、徴候が変化して運転操作ガ
イドを変更した場合にサブシステム選択部7の機能を実
行させる。また、操作効果確認部8は、関連サブシステ
ムの起動をもってガイド実施が行われたと判定し、機能
を実行させる。もしも、操作効果確認部8の機能を実行
した結果、操作効果評価モデル13の修正を行つた場合
には再びサブシステム選択部7の機能を実行させて関連
サブシステムの操作優先順位を決定する。
式の基本構成の動作フローチャートを第3図に示す。基
本運転操作選定部6でガイドデータベースを検索して基
本運転ガイドを決定するが、徴候が変化して運転操作ガ
イドを変更した場合にサブシステム選択部7の機能を実
行させる。また、操作効果確認部8は、関連サブシステ
ムの起動をもってガイド実施が行われたと判定し、機能
を実行させる。もしも、操作効果確認部8の機能を実行
した結果、操作効果評価モデル13の修正を行つた場合
には再びサブシステム選択部7の機能を実行させて関連
サブシステムの操作優先順位を決定する。
プラントの安全を確保するだめの運転操作法の決定にあ
たっては、プラントに発生した異常な過渡変化または事
故が解析などで想定したものであるか否かを問わず、極
力誤)の可能性のない確実性を有しなければならない。
たっては、プラントに発生した異常な過渡変化または事
故が解析などで想定したものであるか否かを問わず、極
力誤)の可能性のない確実性を有しなければならない。
安全パラメータの変動徴候をみて基本運転ガイドを決定
する方式は、イベントツリーを用いてとるべき運転操作
を決定するイベントツリーガイド方式に比較して、よシ
直接的にプラント安全確保に対応しておシ、発生した事
象が不明、又はイベントツリーで想定していなかった場
合でも有効なガイドが出せる。しかし、基本運転ガイド
の本質は対応の運転操作を実施すべき安全パラメータと
関連サブシステムを提示することでアシ、非常に簡明で
誤シの可能性は少ないガイドであるが、具体的に作動す
べきサブシステムの選定およびその操作量についてのガ
イドは与えられていない。この点に関しては、プラント
から取込んだ信号をもとにプラント状態を詳細に把握す
る必要があシ、ガイドデータベースのように前もって与
えることは出来ない。すなわち、安全パラメータの変動
傾向と関連サブシステムの機能状態把握結果から発生し
た異常な過渡変化や事故事象の大きさと種類を見積る必
要があり、更に、発生した事象およびプラント状態によ
っては、事前に与えられでいる各サブシステムの機能特
性が大きく変動している場合も考えられる。本発明の運
転操作ガイド方式は、まず簡明で確実な基本運転ガイド
を徴候に基づいて決定し、次にその枠内で関連サブシス
テムの操作優先順位と操作量を、各サブシステムの機能
特性情報を与える操作効果評価モデルを用いて決定し、
更にプラント状態情報を取込んで操作効果評価モデルが
現実のプラント状態を常に正しく表わすように修正する
という階層構成をとっている。具体例として、原子炉再
循環系の配管破断による冷却材喪失事故発生を想定して
みる。冷却材が流出して原子炉水位が低下し、原子炉水
位が炉スクラム設定点(L3゜+3i8m)に達した時
基本運転ガイドとして水位確保ガイドが選定される。こ
の時関連サブシステムとして以下のサブシステムが提示
される。
する方式は、イベントツリーを用いてとるべき運転操作
を決定するイベントツリーガイド方式に比較して、よシ
直接的にプラント安全確保に対応しておシ、発生した事
象が不明、又はイベントツリーで想定していなかった場
合でも有効なガイドが出せる。しかし、基本運転ガイド
の本質は対応の運転操作を実施すべき安全パラメータと
関連サブシステムを提示することでアシ、非常に簡明で
誤シの可能性は少ないガイドであるが、具体的に作動す
べきサブシステムの選定およびその操作量についてのガ
イドは与えられていない。この点に関しては、プラント
から取込んだ信号をもとにプラント状態を詳細に把握す
る必要があシ、ガイドデータベースのように前もって与
えることは出来ない。すなわち、安全パラメータの変動
傾向と関連サブシステムの機能状態把握結果から発生し
た異常な過渡変化や事故事象の大きさと種類を見積る必
要があり、更に、発生した事象およびプラント状態によ
っては、事前に与えられでいる各サブシステムの機能特
性が大きく変動している場合も考えられる。本発明の運
転操作ガイド方式は、まず簡明で確実な基本運転ガイド
を徴候に基づいて決定し、次にその枠内で関連サブシス
テムの操作優先順位と操作量を、各サブシステムの機能
特性情報を与える操作効果評価モデルを用いて決定し、
更にプラント状態情報を取込んで操作効果評価モデルが
現実のプラント状態を常に正しく表わすように修正する
という階層構成をとっている。具体例として、原子炉再
循環系の配管破断による冷却材喪失事故発生を想定して
みる。冷却材が流出して原子炉水位が低下し、原子炉水
位が炉スクラム設定点(L3゜+3i8m)に達した時
基本運転ガイドとして水位確保ガイドが選定される。こ
の時関連サブシステムとして以下のサブシステムが提示
される。
■ 復給水系
■ CRD (制御棒駆動水系)
■ RCICC炉隔離時冷却系)
■ HPC8(高圧炉心スプレィ系)
■ LPC8’(低圧炉心スプレィ系)■ LPCI−
A、 B、 C(低圧炉心注水系)この基本連転ガイド
のみでは、運転員は作動させるべきサブシステムの台数
1種類、起動操作順番について判断を下す必要がある。
A、 B、 C(低圧炉心注水系)この基本連転ガイド
のみでは、運転員は作動させるべきサブシステムの台数
1種類、起動操作順番について判断を下す必要がある。
もしも、配管破断面積が小さく、PLCIC及びHPC
8作動で水位低下を防ぐことが可能な場合にはLPC8
及びLPCIのように水質の悪い圧力抑制室プール水を
注入するサブシステムは作動させない。これらの判断の
補助となるガイドとして、サブシステム選択部が作動さ
せるべきサブシステムの台数・種類とその操作優先順位
を提示する。このガイドは、事故時のように緊急時で多
くの運転操作事項に関しその実施要否を迅速に判断する
必要がある状況では、運転員にとって特に有益な指針と
なる。この場合必要となる情報としては、発生した事故
の程度と関連サブシステムの対応能力である。前者に関
しでは、安全パラメータの変動徴候の程度を定量的に評
価して決定する。後者に関しては、操作効果評価モデル
で与えておくが、操作効果評価する。
8作動で水位低下を防ぐことが可能な場合にはLPC8
及びLPCIのように水質の悪い圧力抑制室プール水を
注入するサブシステムは作動させない。これらの判断の
補助となるガイドとして、サブシステム選択部が作動さ
せるべきサブシステムの台数・種類とその操作優先順位
を提示する。このガイドは、事故時のように緊急時で多
くの運転操作事項に関しその実施要否を迅速に判断する
必要がある状況では、運転員にとって特に有益な指針と
なる。この場合必要となる情報としては、発生した事故
の程度と関連サブシステムの対応能力である。前者に関
しでは、安全パラメータの変動徴候の程度を定量的に評
価して決定する。後者に関しては、操作効果評価モデル
で与えておくが、操作効果評価する。
ザブシステム選択部7の操作優先度決定方式の一実施例
について、第4図の°ブロック図と第5図のフローチャ
ー1・を用いて説明する。まず、ここで用いている操作
効果評価モデル13について述べる。操作効果評価モデ
ルは、プラントの各サブシステム作動による安全パラメ
ータの応答変化を予測する機能が必要であるが、応答予
測の詳細度は計算時間が短いことと実プラント応答の取
込みによるモデル同定が容易なことを満足するという必
要条件に制約される。本実施例では、サブシステム起動
まだは停止Eによる安全パラメータの変化率変動分に対
して、パラメーメ微少変動の範囲では線形重ね合せが成
立することに着目し、下記のような式で表わすモデルと
した。
について、第4図の°ブロック図と第5図のフローチャ
ー1・を用いて説明する。まず、ここで用いている操作
効果評価モデル13について述べる。操作効果評価モデ
ルは、プラントの各サブシステム作動による安全パラメ
ータの応答変化を予測する機能が必要であるが、応答予
測の詳細度は計算時間が短いことと実プラント応答の取
込みによるモデル同定が容易なことを満足するという必
要条件に制約される。本実施例では、サブシステム起動
まだは停止Eによる安全パラメータの変化率変動分に対
して、パラメーメ微少変動の範囲では線形重ね合せが成
立することに着目し、下記のような式で表わすモデルと
した。
δW K = G ’ E・δWx ・・・・
・・ (1)ここで、δWK:安全パラメータ制御効果
ベクトル(n次元)。安全パラメータ の変化率変動分の予測値δ’X。
・・ (1)ここで、δWK:安全パラメータ制御効果
ベクトル(n次元)。安全パラメータ の変化率変動分の予測値δ’X。
(i = 1 、・・・、n)を成分とする。
G :サブシステム構造マトリクス
(mxn)。要素g++けサブシ
ステムjが起動した時の安全パ
ラメータiの変化率変動分の設
定値。この要素は安全パラメー
タの関数として与える。
E :サブシステム起動むだ時間マト
リクス(mxm)。起動操作し
で、安全パラメータに効果が出
るまでの遅れ時間も含む。
δWK:サブシステム運転操作ベクトル(m次元)。
サブシステム選択部7では、操作優先度を決定する前に
モデル非線形特性評価部24によシ、サブシステム構造
マトリクスの要素を修正する。これは、原子炉圧力が変
動した場合のポンプ吐出流量の変動、逃し安全弁容量の
変動、および原子炉水位大幅低下の場合の水位応答特性
の変化等の非線形特性を考慮することである。例えば、
パラメータiを原子炉圧力、サブシステムJをADS(
自動減圧系)とすると、 ココテ、g+so:定格圧力(炉圧79.4 kg/c
ag)でAD8作動時の原子炉圧力変化 率変動分 PR:原子炉圧力(kg/cn1g) 徴候程度評価部21は安全パラメータ5と基本運転ガイ
ド9を取込み、全安全パラメータに関して、次式で示す
徴候程度評価指標Jを計算する。
モデル非線形特性評価部24によシ、サブシステム構造
マトリクスの要素を修正する。これは、原子炉圧力が変
動した場合のポンプ吐出流量の変動、逃し安全弁容量の
変動、および原子炉水位大幅低下の場合の水位応答特性
の変化等の非線形特性を考慮することである。例えば、
パラメータiを原子炉圧力、サブシステムJをADS(
自動減圧系)とすると、 ココテ、g+so:定格圧力(炉圧79.4 kg/c
ag)でAD8作動時の原子炉圧力変化 率変動分 PR:原子炉圧力(kg/cn1g) 徴候程度評価部21は安全パラメータ5と基本運転ガイ
ド9を取込み、全安全パラメータに関して、次式で示す
徴候程度評価指標Jを計算する。
(i=1.・・・、n)
ここで、X、:安全パラメータiの測定値XI :
〃 の変化率測定値X、、 Xl :安全パラ
メータiおよびその変化率の整定目標値 hO,、h目=規格化のだめの定数 いま、基本蓮転ガイド9で与えられる操作対象となる安
全パラメータをiとすると徴候程度評価指標J+は、安
全パラメータiの変動量およびその変動傾向を示すもの
で、7プラントで発生した異常な過渡変化または事故に
よる危急塵′と考えることができる。この値と関連サブ
システムの作動台数をあらかじめ対応させておき、作動
すべき関連サブシステムをガイド表示する。起動要求指
標計算部22は、徴候程度評価指標J+と、操作効果評
価モデル13による全サブシステムの操作効果情報と、
全サブシステムの通常運転優先順位情報を用いて起動要
求指標SIJを計算する。
〃 の変化率測定値X、、 Xl :安全パラ
メータiおよびその変化率の整定目標値 hO,、h目=規格化のだめの定数 いま、基本蓮転ガイド9で与えられる操作対象となる安
全パラメータをiとすると徴候程度評価指標J+は、安
全パラメータiの変動量およびその変動傾向を示すもの
で、7プラントで発生した異常な過渡変化または事故に
よる危急塵′と考えることができる。この値と関連サブ
システムの作動台数をあらかじめ対応させておき、作動
すべき関連サブシステムをガイド表示する。起動要求指
標計算部22は、徴候程度評価指標J+と、操作効果評
価モデル13による全サブシステムの操作効果情報と、
全サブシステムの通常運転優先順位情報を用いて起動要
求指標SIJを計算する。
SIJ:CIJI gtt+C2NIJ ”’
(5)(j=1.・・・、m) または、 S IJ= Mat (C3J’l gu
+ C4NIJ) ・・・ (6)(
j=1.・・・、m) ここで、SB:安全パラメータiに対するサブシステム
jの起動要求指標。
(5)(j=1.・・・、m) または、 S IJ= Mat (C3J’l gu
+ C4NIJ) ・・・ (6)(
j=1.・・・、m) ここで、SB:安全パラメータiに対するサブシステム
jの起動要求指標。
NIJ:安全パラメータiに対するサブシステムjの通
常運転優先順位。
常運転優先順位。
01〜C4:定数
起動要求指標SIJは、作動させるべきサブシステムの
優先順位を決める為の指標であり、通常の運転優先順位
に対し、プラント危急塵を表わす徴候程度評価指標J+
を重みづけして該サブシステムの操作効果g+jを考慮
している。次に、関連サブシステム操作順位決定部23
は、基本運転ガイド9から得られる関連サブシステムに
、関して、起動要求指標SIjの犬なる順にサブシステ
ム作動の操作優先順位としてガイド表示する。
優先順位を決める為の指標であり、通常の運転優先順位
に対し、プラント危急塵を表わす徴候程度評価指標J+
を重みづけして該サブシステムの操作効果g+jを考慮
している。次に、関連サブシステム操作順位決定部23
は、基本運転ガイド9から得られる関連サブシステムに
、関して、起動要求指標SIjの犬なる順にサブシステ
ム作動の操作優先順位としてガイド表示する。
次に、徴候変動予測部25の演算内容について述べる。
まず、基本運転ガイド9から与えられ仝関連サブシステ
ムのそれぞれを単独に作動させた時の、全安全パラメー
タ変化率変動分を操作効果評価モデル13を用いて予測
する。この場合、既に作動中の関連サブシステムについ
ては除く。安全パラメータの応答予測は(1)式の関係
を考慮し次式となる。
ムのそれぞれを単独に作動させた時の、全安全パラメー
タ変化率変動分を操作効果評価モデル13を用いて予測
する。この場合、既に作動中の関連サブシステムについ
ては除く。安全パラメータの応答予測は(1)式の関係
を考慮し次式となる。
(ΔXP)、=G ・ δWJ
・・・・・・ (力ここで、(ΔXP)J:関連サブシ
ステムjの作動効果による安全パラメータ変化 率変動分の予測ベクトル δWj :関連サブシステムj運転操作ベクトル。第j
要素を1とし、 他は全て零である。
・・・・・・ (力ここで、(ΔXP)J:関連サブシ
ステムjの作動効果による安全パラメータ変化 率変動分の予測ベクトル δWj :関連サブシステムj運転操作ベクトル。第j
要素を1とし、 他は全て零である。
徴候変動の予測は、徴候程度評価部21で計算した徴候
程度評価指標J ((3)、 (4)式)と応答予測の
式((7)式)を用いて次式で行う。
程度評価指標J ((3)、 (4)式)と応答予測の
式((7)式)を用いて次式で行う。
(’ ” t +・・・、n)
ここで、Jτj:関連サブシステムj起動時の安全パラ
メータiの徴候変動予測指標。
メータiの徴候変動予測指標。
+P
ΔXB:(ΔX)jの第i成分、(力式。
徴候変動予測ガイドは、各関連サブシステムjの起動を
仮定した時に、それぞれ全安全パラメー・り(i =
l 、・・・、n)について得られる徴候変動予測指標
に対してしきい値との比較を行い、しきい値を超過した
安全パラメータがあった場合には、該関連サブシステム
の操作ガイドにその旨付加してガイド表示する。このガ
イドによシ、運転員は基本運転ガイドで作動要求ガイド
が出ている関連サブシステムを起動させた場合に、基本
運転ガイドで操作対象としている安全パラメータ外の安
全パラメータに影響が出ることを予測可能となる。
仮定した時に、それぞれ全安全パラメー・り(i =
l 、・・・、n)について得られる徴候変動予測指標
に対してしきい値との比較を行い、しきい値を超過した
安全パラメータがあった場合には、該関連サブシステム
の操作ガイドにその旨付加してガイド表示する。このガ
イドによシ、運転員は基本運転ガイドで作動要求ガイド
が出ている関連サブシステムを起動させた場合に、基本
運転ガイドで操作対象としている安全パラメータ外の安
全パラメータに影響が出ることを予測可能となる。
具体的例としては、原子炉急速減圧の為にADSを作動
させる場合に、圧力抑制室のプール水温度上昇が副次的
に発生することなどである。この場合、安全パラメータ
の一つでおる圧力抑制室プール水温度が制限値に達する
以前に、プール水冷却の為のRHR系(原子炉残留熱除
去系)プール水冷却モードの起動を準備することかで”
きる。
させる場合に、圧力抑制室のプール水温度上昇が副次的
に発生することなどである。この場合、安全パラメータ
の一つでおる圧力抑制室プール水温度が制限値に達する
以前に、プール水冷却の為のRHR系(原子炉残留熱除
去系)プール水冷却モードの起動を準備することかで”
きる。
次に、操作効果確認部8の操作効果評価方式の一実施例
について、第6図のブロック図と第7図のフローチャー
トを用いて説明する。基本運転ガイド9で示された関連
サブシステムの作動が確認された場合に、(1)式で示
される操作効果評価モデルのサブシステム起動むだ時間
分の遅れをもたせ、安全パラノー。夕変化率変動分を次
式で評価する。
について、第6図のブロック図と第7図のフローチャー
トを用いて説明する。基本運転ガイド9で示された関連
サブシステムの作動が確認された場合に、(1)式で示
される操作効果評価モデルのサブシステム起動むだ時間
分の遅れをもたせ、安全パラノー。夕変化率変動分を次
式で評価する。
Δx=’x(t)−x (t−τ) ・・・・・・
(9)ここで、X(t):現在時刻tの安全パラメー
タ変化率の測定値。
(9)ここで、X(t):現在時刻tの安全パラメー
タ変化率の測定値。
X(を−τ):サブシステム起動むだ時間τ前の安全パ
ラメータ変化車側 定値。
ラメータ変化車側 定値。
安全パラメータ応答予測部33では、操作効果評価モデ
ル13を用いて、関連サブシステムiが起動する場合の
安全パラメータ変化率変動分の予測値を(力式で求める
。操作効果評価部32は、まず次式で示す操作効果評価
指標P−1を計算する。
ル13を用いて、関連サブシステムiが起動する場合の
安全パラメータ変化率変動分の予測値を(力式で求める
。操作効果評価部32は、まず次式で示す操作効果評価
指標P−1を計算する。
サフィックスiは、基本運転ガイドで操作対象として示
された安全パラメータiに関することを表わす。
された安全パラメータiに関することを表わす。
分
°P
ΔX1j:ベクトル(ΔX)J((7)式)の第i成分
操作効果評価指標PIがしきい値−61(ε1〉0)よ
シ大の場合は操作効果有と、逆の場合は操作効果無と判
定し、判定結果をガイド表示する。
シ大の場合は操作効果有と、逆の場合は操作効果無と判
定し、判定結果をガイド表示する。
次に、操作効果評価モデルが現実のプラント特性を表現
しているかどうかを調べる為に、次式で示す予測精度評
価指数HJを計算する。
しているかどうかを調べる為に、次式で示す予測精度評
価指数HJを計算する。
°P 。
HJ−1(ΔX)+−Δx1 ・・・ αυ予
測精度評価指標HJは、操作効果評価モデルのプラント
特性同定状況を全安全パラメータの応答変化をみて総合
的に評価するものでアシ、この値がしきい値ε2 (ε
2〉0)よシ犬なる場合、および操作効果評価指標P1
がしきい値−ε1(ε1〉0)よシ小または等しい場合
には操作効果評価モデルの修正が必要と判定し、以下の
モデル修正を行う。
測精度評価指標HJは、操作効果評価モデルのプラント
特性同定状況を全安全パラメータの応答変化をみて総合
的に評価するものでアシ、この値がしきい値ε2 (ε
2〉0)よシ犬なる場合、および操作効果評価指標P1
がしきい値−ε1(ε1〉0)よシ小または等しい場合
には操作効果評価モデルの修正が必要と判定し、以下の
モデル修正を行う。
操作効果評価モデルの修正は、サブシステムjが作動し
た時の安全パラメータ応答予測値が、測定値に等しくな
るように、サブシステム構造マトリクスGの第3列ベク
トルg+を修正する。第3列ベクトルgjは(7)式で
示すように安全パラメータ変化率変動分の予測ベクトル
(ΔX )jに等しいので、(9)式で示す安全パラメ
ータ変化率変動分の測定値ΔXを新たな第1列ベクトル
gj′とすればよい。
た時の安全パラメータ応答予測値が、測定値に等しくな
るように、サブシステム構造マトリクスGの第3列ベク
トルg+を修正する。第3列ベクトルgjは(7)式で
示すように安全パラメータ変化率変動分の予測ベクトル
(ΔX )jに等しいので、(9)式で示す安全パラメ
ータ変化率変動分の測定値ΔXを新たな第1列ベクトル
gj′とすればよい。
g+’=ΔX ・・・・・・ σ渇操作
効果評価モデルを修正した場合には、この旨ガイド表示
し、第3図のフローチャートに示すようにサブシステム
操作の優先順位選定を行う。
効果評価モデルを修正した場合には、この旨ガイド表示
し、第3図のフローチャートに示すようにサブシステム
操作の優先順位選定を行う。
上述したごとく、本発明の運転操作ガイド方式では、プ
ラントに発生した異常な過渡変化や事故あるいはサブシ
ステム機能故障の情報を常にフィードバックし、現実の
プラント状態に見合った適切な運転操作ガイドを提示可
能である。
ラントに発生した異常な過渡変化や事故あるいはサブシ
ステム機能故障の情報を常にフィードバックし、現実の
プラント状態に見合った適切な運転操作ガイドを提示可
能である。
本発明になる、プラントの運転操作ガイド方式の妥当性
をシミュレーションで確認した例について、第8図を用
いて述べる。シミュレーション例としで、米国系原子力
発電所における事故と類似の、沸騰水形原子力発電所に
おける全給水喪失(ホットウェル水位低々)と逃し弁開
固着を想定し、更にRCIC,、’HPC8の高圧注水
機能不作動を仮定した。給水機能喪失によ多原子炉水位
は低下し、′約7秒後の時刻1.に原子炉水位低で炉ス
クラムとなる。この時点で本発明の運転操作ガイド方式
によりl(、CICとHPC8起動要求がガイドされる
が、運転員が起動操作に入る以前に原子炉水位は更に降
下して原子炉水位低々L2に達して、MSIVl主蒸気
隔離弁)トリップ、とRCIC。
をシミュレーションで確認した例について、第8図を用
いて述べる。シミュレーション例としで、米国系原子力
発電所における事故と類似の、沸騰水形原子力発電所に
おける全給水喪失(ホットウェル水位低々)と逃し弁開
固着を想定し、更にRCIC,、’HPC8の高圧注水
機能不作動を仮定した。給水機能喪失によ多原子炉水位
は低下し、′約7秒後の時刻1.に原子炉水位低で炉ス
クラムとなる。この時点で本発明の運転操作ガイド方式
によりl(、CICとHPC8起動要求がガイドされる
が、運転員が起動操作に入る以前に原子炉水位は更に降
下して原子炉水位低々L2に達して、MSIVl主蒸気
隔離弁)トリップ、とRCIC。
HPC8自動起動が発生する。しかし、RCIC。
HPC8は不作動であるので原子炉水位は更に降下中と
なる。この間aにおいて、逃し弁が作動し、bにおいて
開状態で固着する。この時、運転操作ガイドとしては、
基本運転ガイドとして、安全パラメータの炉水位を確保
する操作要求および注水機能を有する関連サブシステム
がガイド表示されている。これに付加する形で、サブシ
ステム操作優先順位ガイドが出力される。このサブシス
テみ操作優先順位としては、炉水位の減少傾向継続を反
映して、通常起動優先順位は低いLP01゜LPCIの
優先順位が高くなっている。このガイドに基づき運転員
は、時刻t2においてLP01の起動操作を行うが、同
時にLP01の注入を可能とする為のADS作動による
急速減圧要求ガイドが出力され、ADSを手動操作する
。やがて、原子炉圧力が低下し、炉圧20.3 、kg
/Cr/IgのLPC8注水可能圧力に達して時刻t3
において、LP01の注水が開始される。一方、ADS
操作ガイド提示時、徴候変動予測ガイドとして圧力抑制
室のプール水温度上昇がガイドされておシ、運転員はR
HR系プール冷却モードの起動準備を実施しでいるが、
゛やがてプール水温度が上昇して通常運転制限値+32
Cに達すると、基本運転ガイドとして格納容器制御ガイ
ドの圧力抑制室プール水冷却操作がガイドされ、運転員
は直ちにRHR系プール水冷却モードを作動させる。
なる。この間aにおいて、逃し弁が作動し、bにおいて
開状態で固着する。この時、運転操作ガイドとしては、
基本運転ガイドとして、安全パラメータの炉水位を確保
する操作要求および注水機能を有する関連サブシステム
がガイド表示されている。これに付加する形で、サブシ
ステム操作優先順位ガイドが出力される。このサブシス
テみ操作優先順位としては、炉水位の減少傾向継続を反
映して、通常起動優先順位は低いLP01゜LPCIの
優先順位が高くなっている。このガイドに基づき運転員
は、時刻t2においてLP01の起動操作を行うが、同
時にLP01の注入を可能とする為のADS作動による
急速減圧要求ガイドが出力され、ADSを手動操作する
。やがて、原子炉圧力が低下し、炉圧20.3 、kg
/Cr/IgのLPC8注水可能圧力に達して時刻t3
において、LP01の注水が開始される。一方、ADS
操作ガイド提示時、徴候変動予測ガイドとして圧力抑制
室のプール水温度上昇がガイドされておシ、運転員はR
HR系プール冷却モードの起動準備を実施しでいるが、
゛やがてプール水温度が上昇して通常運転制限値+32
Cに達すると、基本運転ガイドとして格納容器制御ガイ
ドの圧力抑制室プール水冷却操作がガイドされ、運転員
は直ちにRHR系プール水冷却モードを作動させる。
以上述べたごとく、本発明の運転操作ガイド方式によれ
ば、プラントのサブシステム多重故障発生時にも適切な
運転操作ガイドが提示されることがわかる。
ば、プラントのサブシステム多重故障発生時にも適切な
運転操作ガイドが提示されることがわかる。
第1図は、本発明になるプラントの運転操作ガイド方式
の基本構成を示すブロック図、第2図は、ガイドデータ
ベースの例としてBWR発電所事故時の基本運転ガイド
の相互関連図、第3図は、運転操作ガイド方式の流れを
示すフローチャート、第4図は、操作優先順位決定方式
のブロック図、第5図は、操作優先順位決定の流れを示
すフローチャート、第6図は、操作効果確認方式のブロ
ック図、第7図は、操作効果確認の流れを示す70−チ
ャート、第8図は、゛本運転操作ガイド方式を全給水喪
失を起因事象とするBWR発電所の多重故障事故に適用
した場合のパラメータ応答と運転操作内容。 ■・・・プラント、2・・・主システム、3・・・サブ
システム、4・・・サブシステ子状態量、5・・・安全
パラメータ、6・・・基本運転操作選定部、7・・・サ
ブシステム選択部、8・・・操作効果確認部、9・・・
基本運転ガイド、10・・・サブシステム操作優先順位
′、11・・・操作効果、12・・・ガイドデータベー
ス、13・・・操作効果評価モデル、14・・・モデル
修正作用、15・・・ガイド表示部、21・・・徴候程
度評価部、22・・・起動要求指標計算部、23・・・
関連サブシステム操作順位決定部、24・・・モデル非
線形特性評価部、25・・・徴候変動予測部、31・・
・安全パラメータ変化率変動分評価部、32・・・操作
効果評価部、33・・・安全パラメータ応答予測部、3
4・・・モデル修正lΦ 丁AF:有効列−栄1委1P
の基本構成を示すブロック図、第2図は、ガイドデータ
ベースの例としてBWR発電所事故時の基本運転ガイド
の相互関連図、第3図は、運転操作ガイド方式の流れを
示すフローチャート、第4図は、操作優先順位決定方式
のブロック図、第5図は、操作優先順位決定の流れを示
すフローチャート、第6図は、操作効果確認方式のブロ
ック図、第7図は、操作効果確認の流れを示す70−チ
ャート、第8図は、゛本運転操作ガイド方式を全給水喪
失を起因事象とするBWR発電所の多重故障事故に適用
した場合のパラメータ応答と運転操作内容。 ■・・・プラント、2・・・主システム、3・・・サブ
システム、4・・・サブシステ子状態量、5・・・安全
パラメータ、6・・・基本運転操作選定部、7・・・サ
ブシステム選択部、8・・・操作効果確認部、9・・・
基本運転ガイド、10・・・サブシステム操作優先順位
′、11・・・操作効果、12・・・ガイドデータベー
ス、13・・・操作効果評価モデル、14・・・モデル
修正作用、15・・・ガイド表示部、21・・・徴候程
度評価部、22・・・起動要求指標計算部、23・・・
関連サブシステム操作順位決定部、24・・・モデル非
線形特性評価部、25・・・徴候変動予測部、31・・
・安全パラメータ変化率変動分評価部、32・・・操作
効果評価部、33・・・安全パラメータ応答予測部、3
4・・・モデル修正lΦ 丁AF:有効列−栄1委1P
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ■、主要機器系統からなる主システムと、制御系。 補機系及び安全機能系からなるサブシステムから構成さ
れるプラントにおいて、プラントの安全に関するパラメ
ータの変動徴候とサブシステムの機能状態を取込み、ガ
イドデータベースを用いてプラントの安全を確保するだ
めの・基本運転ガイドを決定する運転操作選定部と、安
全パラメータの変動徴候程度から操作効果評価モデルを
用いて該基本運転ガイドに関連するサブシステムの操作
量と操作優先順位を決定するサブシステム選択部と、サ
ブシステム運転操作発生時に、安全パラメータの応答変
化実測値と操作効果評価モデルによる応答変化予測値を
比較して操作効果有無と操作効果評価モデルの修正必要
有無を判定し、修正必要と判定した場合には、安全パラ
メータの応答変化実測値をもって修正する操作効果確認
部からなシ、該操作効果確認部で操作効果評価モデルを
修正した場合には再び該サブシステム選択部の機能を実
行させるような、階層構成をとることを特徴とするプラ
ントの運転操作ガイド方式。 2、特許請求の範囲第1項の操作効果評価モデルとして
、プラントの各サブシステムを起動操作して安全パラメ
ータに効果が出る迄の遅れ時間と起動操作所要時間の情
報、及び各サブシステム作動時の安全パラメータ変化率
変動分を操作効果情報として有し、かつ安全パラメータ
変動による操作効果変化を安全パラメータの関数形とし
て修正する機能を有するモデルを用いることを特徴とす
るプラントの運転ガイド方式。 3、特許請求の範囲第1項のサブシステム操作量の決定
方式として、安全パラメータの整定目標値と測定値との
偏差、および安全ノくラメータの変化率目標値と女化率
測定値との偏差をもって徴候程度評価指標を計算し、該
徴候程度評価指標とサブシステム作動台数をあらかじめ
対応づけておくこととする方式をとり、同サブシステム
操作優先順位の決定方式として通常運転優先順位と前記
徴候程度評価指標でサブシステムの操作効果を重みづけ
した量からつくる起動要求指標の犬なる順に順位づけす
る方式をとることを特徴とするプラントの運転操作ガイ
ド方式。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP58035960A JPS59161707A (ja) | 1983-03-07 | 1983-03-07 | プラントの運転操作ガイド装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP58035960A JPS59161707A (ja) | 1983-03-07 | 1983-03-07 | プラントの運転操作ガイド装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS59161707A true JPS59161707A (ja) | 1984-09-12 |
JPH0415482B2 JPH0415482B2 (ja) | 1992-03-18 |
Family
ID=12456528
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP58035960A Granted JPS59161707A (ja) | 1983-03-07 | 1983-03-07 | プラントの運転操作ガイド装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS59161707A (ja) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH01265310A (ja) * | 1988-04-18 | 1989-10-23 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | プロセスプラントの自動運転管理方法 |
JPH08101710A (ja) * | 1994-09-30 | 1996-04-16 | Babcock Hitachi Kk | プラントの運転制御装置 |
JP2013195397A (ja) * | 2012-03-22 | 2013-09-30 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力発電プラント制御システム及びその代替監視制御方法 |
EP4152114A4 (en) * | 2020-08-07 | 2024-01-31 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | DISPLAY DEVICE, DISPLAY METHOD AND PROGRAM |
-
1983
- 1983-03-07 JP JP58035960A patent/JPS59161707A/ja active Granted
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH01265310A (ja) * | 1988-04-18 | 1989-10-23 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | プロセスプラントの自動運転管理方法 |
JPH08101710A (ja) * | 1994-09-30 | 1996-04-16 | Babcock Hitachi Kk | プラントの運転制御装置 |
JP2013195397A (ja) * | 2012-03-22 | 2013-09-30 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力発電プラント制御システム及びその代替監視制御方法 |
EP4152114A4 (en) * | 2020-08-07 | 2024-01-31 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | DISPLAY DEVICE, DISPLAY METHOD AND PROGRAM |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0415482B2 (ja) | 1992-03-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5519740A (en) | Reactor control having transient mitigation system | |
US4080251A (en) | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor | |
JP2002168988A (ja) | 原子力発電所のデジタルオンライン能動試験発電所保護システム及びその方法 | |
Albalawi et al. | Process operational safety via model predictive control: Recent results and future research directions | |
CN110163766B (zh) | 一种核电厂异常处理策略的设计方法 | |
US8811563B2 (en) | Method and system for assessing failures of fuel rods | |
JPS59161707A (ja) | プラントの運転操作ガイド装置 | |
JPH08220279A (ja) | プラント制御装置、その異常同定方法および異常同定装置 | |
JP3432612B2 (ja) | プラントの運転制御装置 | |
Huang et al. | Integrated software safety analysis method for digital I&C systems | |
JP2009176205A (ja) | 桁探索木の初期危険因子解析装置 | |
JP2922374B2 (ja) | 原子力プラント事故対応支援システム | |
EP1407458A1 (en) | Method and system for performing a safety analysis of a boiling water nuclear reactor | |
JPS6212878B2 (ja) | ||
Svenson | A decision theoretic approach to an accident sequence: When feedwater and auxiliary feedwater fail in a nuclear power plant | |
Muhlheim et al. | Integrated Risk-Informed Decision-Making for an ALMR PRISM | |
Fukutomi et al. | An integrated operator decision aid system for boiling water reactor power plants | |
Munteanu et al. | A methodology for probabilistic accident management | |
Yu et al. | Operation and Operation Analysis | |
WO2003032327A1 (en) | Method for licensing increased power output of a boiling water nuclear reactor | |
Varde et al. | Risk-based approach towards design evaluation and re-assessment of shutdown safety margin | |
Muhlheim et al. | A Risk-Informed Assessment of Operational Options for Successfully Avoiding a Trip Setpoint | |
JPH01103712A (ja) | プロセスプラントの運転支援装置 | |
Huning et al. | Risk-Informed Decision-Making and Reconfiguration using OPRA | |
Kang et al. | Fault-tree-based risk assessment for dynamic condition changes |