(57)【要約】【課題】  原子力施設に事故が発生したときの事態の進展を自動で正確に行う。【解決手段】  原子力緊急事態計算システムは、原子力施設の各部から伝送データを収集する。収集された伝送データと所定の計算モデルを用いて、プラントで計測されない非検出値が推定される。伝送データと非検出値によって、解析コードの初期設定がなされる。解析コードを用いてリアルタイムにプラント状態をトラッキングしながらシミュレーションが行われる。シミュレーションの値とプラントから検出された値とのずれが大きくなると、非検出値等の設定が修正されて、計算が進められる。トラッキング中の設定値を用いて事態の進展を予測するための計算が開始される。【選択図】図１
2007010375.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電プラントの状態を示す検出値を取得する取得部と、
前記原子力発電プラントの非検出値算出モデルを記憶する記憶部と、
前記検出値を引数として前記非検出値算出モデルに渡すことによって非検出値を算出する初期設定部と、
前記検出値と前記非検出値とを事故時の前記原子力発電プラントの挙動を算出するプログラムに初期設定値として渡すプログラム起動部
とを具備する
原子力緊急事態計算システム。
【請求項２】
請求項１に記載された原子力緊急事態計算システムであって、
前記検出値は、前記原子力発電プラントに設置された検出装置が検出した値と、前記原子力発電プラントに設置された機器を制御する制御装置が前記機器を制御するために使用した値とを含む
原子力緊急事態計算システム。
【請求項３】
請求項１又は２に記載された原子力緊急事態計算システムであって、
更に、前記プログラムが用いる時間パラメータが前記原子力発電プラントの実時間と同期するように前記プログラムの時間待ち処理を行う同期部と、
前記検出値と前記プログラムによって計算された前記挙動において対応する値との偏差が所定の基準を超えたとき、前記偏差に応答して前記プログラムが計算中のプラント状態を前記検出値に合致させて前記プログラムを再始動するトラッキング部
とを具備する
原子力緊急事態計算システム。
【請求項４】
原子力発電プラントの状態を検出して検出値を生成する検出装置から前記検出値を取得するステップと、
記憶装置に格納されたモデルに前記検出値を引数として渡すことによって、事故が発生したときの前記原子力発電プラントの挙動を計算するプログラムの初期条件を設定するために用いられる非検出値を生成するステップ
とを具備する方法をコンピュータに実行させるための原子力緊急事態計算プログラム。
【請求項５】
請求項４に記載された原子力緊急事態計算プログラムであって、
更に、前記プログラムが用いる時間パラメータが前記原子力発電プラントの実時間と同期するように前記プログラムの時間待ち処理を行うステップと、
前記検出値と前記プログラムによって計算された前記挙動において対応する値との偏差が所定の基準を超えたとき、前記偏差に応答して前記非検出値を修正して前記プログラムを再始動するステップ
とを具備する方法をコンピュータに実行させるための原子力緊急事態計算プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力施設に異常が発生したときに事態の推移を予測するシステム及びプログラムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力施設に事故が発生した場合、その後の事態の推移を高速で正確に予測することが望まれる。そうした予測を行うための解析コードが開発されている。事故が発生した場合、原子力施設と解析コードに習熟した専門家が事故の状況を読み取り、解析コードを使用するための入力データを作成する。
【０００３】
特許文献１には、原子力発電プラントの運転訓練支援方法の一ステップとしてプラントモデルによるシミュレーションが含まれている。入力データに相当する初期状態は、予め作成されたものから選択される。
【０００４】
特許文献２には、原子力施設の運転情報及びそれから特定された起因事象に基づいて、ＭＡＡＰコードを用いた解析が行われ、事象進展及びソースタームの予測を行う手段が含まれている。
【特許文献１】特開２０００‐３３８８５４号公報
【特許文献２】特開２００３‐２１５２４６号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
本発明の目的は、原子力施設に異常が発生したときの事態の進展を正確に予測する原子力緊急事態計算システム及びプログラムを提供することである。
本発明の他の目的は、原子力施設に異常が発生したときの事態の進展の予測をオペレータの熟練度に依存せずに行う原子力緊急事態計算システム及びプログラムを提供することである。
本発明の更に他の目的は、原子力施設に異常が発生したときの事態の進展を速く予測する原子力緊急事態計算システム及びプログラムを提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
以下に、［発明を実施するための最良の形態］で使用される番号を括弧付きで用いて、課題を解決するための手段を説明する。これらの番号は、［特許請求の範囲］の記載と［発明を実施するための最良の形態］との対応関係を明らかにするために付加されたものである。ただし、それらの番号を、［特許請求の範囲］に記載されている発明の技術的範囲の解釈に用いてはならない。
【０００７】
本発明による原子力緊急事態計算システム（５４）は、演算処理装置（８８）によって読み出され実行されるプログラムが記録される記憶装置（９０）を備えるコンピュータである。そのプログラムは、原子力発電プラントの状態を示す検出値（９８）を取得する取得部（１０２）と、原子力発電プラントの非検出値算出モデル（Ｍ１〜Ｍ１２）を記憶する記憶部（１０４）と、検出値（９８）を引数として非検出値算出モデルに渡すことによって非検出値（１００）を算出する初期設定部（１０６）と、前記検出値（９８）と前記非検出値（１００）とを事故時の前記原子力発電プラントの挙動を算出するプログラム（１１４）に初期設定値として渡すプログラム起動部（１１２）とを備える。
【０００８】
検出値は、プラント内に設置される検出装置によって直接的に測定される温度、圧力、水位、あるいはプラント内の弁などの機器を制御するための制御信号に含まれる情報などである。非検出値は、通常のプラントでは直接の測定をしない、あるいは測定が困難な値であり、燃料棒温度、１次系破断面積、１次系水量等を含む。
【０００９】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は、原子力発電プラントに設置された検出装置が検出した値と、原子力発電プラントに設置された機器を制御する制御装置が機器を制御するために使用した値とを含む。
【００１０】
本発明による原子力緊急事態計算システム（５４）が記憶するプログラムは、プログラムが用いる時間パラメータが原子力発電プラントの実時間と同期するようにプログラムの時間待ち処理を行う同期部（１０８）と、検出値とプログラムによって計算された挙動において対応する値との偏差が所定の基準を超えたとき、偏差に応答して前記プログラムが計算中のプラント状態を検出値に合致させてプログラムを再始動するトラッキング部（１１０）とを備える。
【００１１】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、原子力発電プラントは加圧水型の原子炉を含む。
【００１２】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は１次系の水位を含む。非検出値は１次系の水量を含む。初期設定部は、１次系の水位を用いて１次系の水量を計算する。
【００１３】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は１次系の冷却材を加圧する加圧器の水位を含む。非検出値は加圧器の水量を含む。初期設定部は、加圧器の水位を用いて加圧器の水量を計算する。
【００１４】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は、冷却水と気体とを貯蔵し１次系の圧力が気体の気体圧力より低下したとき気体の圧力によって冷却水を１次系に注入する蓄圧器の気体圧力を含む。非検出値は１次系に注入された冷却水の注入水量を含む。初期設定部は、予め記録された気体の初期圧力と、予め記録された蓄圧器の内部の容積と、予め記録された冷却水の初期水量とを用いて、気体が等温膨張するという仮定の下に注入水量を計算する。
【００１５】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は、１次系の冷却材を加圧する加圧器の内部の気体を加圧器逃がしタンクに流す加圧器逃がし弁の動作に係る１次系の圧力を示す１次系圧力情報を含む。非検出値は逃がし弁タンクの内部の熱力学的な状態量を含む。初期設定部は、１次系圧力情報を用いて熱力学的な状態量を計算する。
【００１６】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は蒸気発生器の２次側の水位を含む。非検出値は蒸気発生器の２次側の水量を含む。初期設定部は、２次側の水位を用いて２次側の水量を計算する。
【００１７】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は、原子炉格納容器によって形成される内部の空間に水を供給するためのスプレイ及び／又はＥＣＣＳから供給された水の量である燃料取替用水水量と、１次系の水位と、原子炉格納容器の内部の熱力学的な状態量である格納容器状態量とを含む。非検出値は原子炉格納容器の内部の床面に溜まった液相の水の量である格納容器水量を含む。初期設定部は、１次系の水位を用いて１次系から外部に漏れた冷却材の漏れ水量を計算し、燃料取替水水量と漏れ水量と格納容器状態量から計算される気相中の水蒸気量とを用いて格納容器水量を計算する。
【００１８】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は、原子炉格納容器によって形成される内部の空間の格納容器圧力と、内部の空間の格納容器温度とを含む。非検出値は、内部の空間の気相中の水蒸気の質量を含む。初期設定部は、格納容器温度と格納容器圧力とが所定の状態方程式を満たすように格納容器内部の気相中の水蒸気の質量を計算する。
【００１９】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、モデルは原子炉格納容器に含まれるヒートシンクの表面温度と内部温度との相関を含む温度分布モデルを備える。検出値は、原子炉格納容器によって形成される内部の空間の気相部の気相温度を含む。非検出値は、内部温度を含む。初期設定部は、気相温度から表面温度を仮定して、温度分布モデルを用いて内部温度を計算する。
【００２０】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、モデルは、１次系の破断面積と１次系の圧力の時間変化との相関を示す１次系圧力変化モデルを備える。検出値は、１次系の圧力の時間変化を含む。非検出値は破断面積を含む。初期設定部は、１次系の圧力の時間変化を用いて破断面積を計算する。
【００２１】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は、１次系の圧力を含む。非検出値は、１次系内の水蒸気の質量及びエンタルピ並びに１次系内の水温を含む。初期設定部は、１次系の圧力に基づき飽和状態を仮定して水及び水蒸気の物性値を計算し、更に１次系の水量と１次系体積から１次系の蒸気量を計算する。
【００２２】
本発明による原子力緊急事態計算システムにおいて、検出値は、１次系の圧力と原子炉停止からの時間を含む。非検出値は、燃料棒内温度分布を含む。初期設定部は、１次系の水の温度、原子炉停止からの時間により計算される炉心の発熱量、炉心出力分布ならびに燃料棒構造に基づき、燃料棒内温度分布を計算する。
【００２３】
本発明による原子力緊急事態計算プログラムは、原子力発電プラントの状態を検出して検出値を生成する検出装置から検出値を取得するステップと、予め記録されたモデルに検出値を引数として渡すことによって、事故時の原子力発電プラントの挙動を計算するプログラムの初期条件を設定するために用いられる非検出値を生成するステップとを備える方法をコンピュータに実行させる。
【００２４】
本発明による原子力緊急事態計算プログラムは、プログラムが用いる時間パラメータが原子力発電プラントの実時間と同期するようにプログラムの時間待ち処理を行うステップと、検出値とプログラムによって計算された挙動において対応する値との偏差が所定の基準を超えたとき、偏差に応答して前記プログラムが計算中のプラント状態を前記検出値に合致するように計算条件を修正して前記プログラムを再始動するステップとを備える。
【発明の効果】
【００２５】
本発明によれば、原子力施設に異常が発生したときの事態の進展を正確に予測する原子力緊急事態計算システム及びプログラムが提供される。
更に本発明によれば、原子力施設に異常が発生したときの事態の進展の予測をオペレータの熟練度に依存せずに行う原子力緊急事態計算システム及びプログラムが提供される。
更に本発明によれば、原子力施設に異常が発生したときの事態の進展を速く予測する原子力緊急事態計算システム及びプログラムが提供される。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２６】
以下、図面を参照しながら本発明による原子力緊急事態計算システム及びプログラムを実施するための最良の形態について詳細に説明する。
【００２７】
図１は、加圧水型の原子力発電プラントの構成を示す。原子力発電プラントは、原子炉格納容器２を備える。原子炉格納容器２は内部に格納容器内スペース３４を形成する。格納容器内スペース３４には原子炉容器４が設置されている。原子炉容器４は炉心６を格納し燃料棒８を備えている。原子炉容器４には１次系の配管を介して蒸気発生器１０が接続されている。１次系の配管のうち、冷却材が原子炉容器４から蒸気発生器１０に流れる部分はホットレグ１２である。１次系の配管のうち、冷却材が蒸気発生器１０から原子炉容器４に流れる部分はコールドレグ１４である。
【００２８】
ホットレグ１２には加圧器１６が接続されている。加圧器１６の内部は、水がある水位まで充填されている。その水位よりも上は蒸気が溜まっている気相部である。加圧器１６は、気相部に水を吹き込む加圧器スプレイ１８を備える。加圧器１６の気相部には、加圧器逃がし弁２０と加圧器安全弁２２とが接続されている。加圧器逃がし弁２０と加圧器安全弁２２とは加圧器逃がしタンク２４に接続されている。コールドレグ１４には蓄圧器２５が接続されている。
【００２９】
原子炉格納容器２の外部には、燃料取替用水タンク２６が設けられている。燃料取替用水タンク２６は格納容器スプレイポンプ２８と冷却器３０とを介して格納容器内スペース３４に水を注入するための格納容器スプレイ３２に水を供給する（格納容器スプレイ系）。燃料取替用水タンク２６は高圧注入ポンプ３６を介して１次系に水を供給する（高圧注入系）。燃料取替用水タンク２６は余熱除去ポンプ３８と冷却器４０とを介して１次系に水を供給する（低圧注入系）。
【００３０】
原子炉格納容器２の内部には再循環サンプ４２が設けられている。再循環サンプ４２に溜められた水は格納容器スプレイ系、高圧注入系及び低圧注入系に供給することが可能である。
【００３１】
図２は、原子力発電プラントに異常が発生したときに、その後の事態を予測する原子力緊急時対応システムの構成を示す。原子力緊急時対応システムは、情報収集・判断システム５０、事象進展・表示システム５２、事故模擬解析システム５４及び周辺被ばく予測システム５６を備える。
【００３２】
情報収集・判断システム５０は、原子力発電プラントから機器の動作状態を示す信号及び状態量を検出する信号を含むプラントパラメータ５８を受信する。情報収集・判断システム５０は更に、環境の放射線量、風向及び風速を含む環境パラメータ６０を検出装置から受信する。更に、プラントパラメータ５８を用いて起因事象（原子力発電プラントが異常な状態になる原因となる事象）を自動的に同定する。プラントパラメータ５８、環境パラメータ６０及び同定された起因事象とを含む事象情報５１は、事象進展・表示システム５２と事故模擬解析システム５４とに送信される。
【００３３】
事象進展・表示システム５２は事象情報５１を用いてプラントの事象進展（事故が進展していく状態）を表示する。事象進展・表示システム５２は事象進展の情報を用いて予想されるソースタームの情報を検索するためのソースタームデータベースを備える。検索されたソースターム情報７９は周辺被ばく予測システム５６に送信される。
【００３４】
ソースタームについて説明する。事故が発生し原子炉の冷却が不十分な状態が続き炉心温度が大幅に上昇すると、原子炉内の燃料が溶融し、核分裂生成物と称される放射性物質が炉心から放出される。このとき、原子炉冷却系や原子炉格納容器の健全性が損なわれた場合には核分裂生成物が環境へ放出されることになる。環境への影響を評価するためには、炉心から放出される核分裂生成物の種類、化学形、放出量を明らかにする必要がある。これらの種類、化学形、放出量が総称してソースタームと呼ばれる。
【００３５】
事故模擬解析システム５４は事象進展を予測し、ソースターム情報５５を周辺被ばく予測システム５６に送信する。事故模擬解析システム５４については後で詳しく説明がなされる。
【００３６】
周辺被ばく予測システム５６は気象予測データ７８を収集する。周辺被ばく予測システム５６は、気象予測データ７８とソースターム情報５５又はソースタームデータベースから検索されたソースターム情報７９とを用いて、原子力発電プラントの周辺地域の被ばく線量の予測値を算出し出力する。
【００３７】
図３は、事故模擬解析システム５４の構成を示す。事故模擬解析システム５４は、演算処理装置８８、記憶装置９０、入力装置９２、出力装置９４及び通信装置９６を備えるコンピュータである。
【００３８】
図４は、記憶装置９０に格納されているデータの構成を示す。記憶装置９０は、伝送データ９８、非検出値１００、取得部１０２、モデル記憶部１０４、初期設定部１０６、同期部１０８、トラッキング部１１０、解析プログラム起動部１１２及び解析プログラム１１４を格納している。解析プログラム１１４は、シビアアクシデント解析コードを含んでいる。本実施の形態において、シビアアクシデント解析コードとしては米国電力研究所（ＥＰＲＩ）によって開発されたＭＡＡＰコードが使用される。
【００３９】
図５は、伝送データ９８として記憶されているデータと、モデル記憶部１０４に記憶されているモデルと、非検出値１００に記憶されているデータとを示している。図５におけるブロック間を接続する線については、後で説明される。
【００４０】
伝送データ９８は、原子炉容器水位１１６、加圧器水位１１８、蓄圧器圧力１２５、蒸気発生器水位１２８、燃料取替用水タンク水位１３０、格納容器測定圧力１３２、格納容器温度１３４、１次系圧力１３６及び原子炉停止時間１５９を含む。
【００４１】
モデル記憶部１０４はモデルＭ１〜Ｍ１２を含む。
【００４２】
非検出値１００は、１次系水量１３８、加圧器水量１４０、蓄圧器放出水量１４２、逃がしタンク内状態量１４６、蒸気発生器水量１４８、格納容器水量１５０、格納容器内水蒸気量１５４、ヒートシンク温度１５６、１次系破断面積１５８、１次系内水蒸気量１６０及び燃料棒内温度分布１６１を含む。
【００４３】
伝送データ９８は、原子力発電プラントから収集される情報である。非検出値１００は、ＭＡＡＰコードを使用するために用いられる値であって伝送データ９８に含まれないものである。非検出値１００は、伝送データ９８からモデルＭ１〜Ｍ１２を用いて算出される。
【００４４】
次に図６を参照しながら、本実施の形態における原子力緊急事態計算システムが予測計算を行うための初期設定を行う動作について説明する。図６の左側は取得部１０２、同期部１０８及び解析プログラム起動部１１２を含む解析制御プログラム及びトラッキング部１１０が行う動作を示し、右側は初期設定部１０６、解析プログラム１１４及びトラッキング部１１０が行う動作を示す。
【００４５】
ステップＳ１：オペレータにより解析制御プログラムが起動される。オペレータは、解析条件を設定する。解析条件には、原子力発電プラントが通常動作時のシミュレーションを行うのか緊急事態が発生しているときのシミュレーションを行うのかを選択する情報が含まれる。
【００４６】
ステップＳ２：原子力発電プラントの各部から、プラントパラメータ５８が所定のスケジュールに従って収集される。プラントパラメータ５８は、情報収集・判断システム５０を介して事故模擬解析システム５４に送信される。取得部１０２は受信したプラントパラメータ５８を伝送データ９８として記憶する。
【００４７】
プラントパラメータ５８について詳細に説明する。原子力発電プラントの１次系には、冷却材の水位を検出する検出装置が設けられている。その検出装置からの水位を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を検出時間と共に原子炉容器水位１１６として登録する。
【００４８】
加圧器１６には、内部の水の水位を検出する検出装置が設けられている。その検出装置からの水位を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を検出時間と共に加圧器水位１１８として登録する。
【００４９】
蓄圧器体積１２０、蓄圧器内初期圧力１２２及び蓄圧器内初期水量１２４は予め設定された値であり、モデル記憶部１０４の一部として登録される。蓄圧器２５には内部の気相部の圧力を検出する検出装置が設置されている。その検出装置からの圧力を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を検出時間と共に蓄圧器圧力１２５として登録する。
【００５０】
蒸気発生器１０には、内部の水の水位を検出する検出装置が設けられている。その検出装置からの水位を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を検出時間と共に蒸気発生器水位１２８として登録する。
【００５１】
格納容器スプレイ３２及び／又はＥＣＣＳ３６、３８によって格納容器内スペース３４に供給される水の水量は、燃料取替用水タンク２６の水位を検出する検出装置によって検出される。その検出装置からの水位を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を受信した時間と共に燃料取替用水タンク水位１３０として登録する。
【００５２】
原子炉格納容器２には、格納容器内スペース３４の圧力を検出する検出装置が設置されている。その検出装置からの圧力を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を検出時間と共に格納容器測定圧力１３２として登録する。
【００５３】
原子炉格納容器２には、格納容器内スペース３４の温度を検出する検出装置が設置されている。その検出装置からの温度を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を検出時間と共に格納容器温度１３４として登録する。
【００５４】
原子力発電プラントの１次系には、１次系の冷却材の圧力を検出する検出装置が設置されている。その検出装置からの圧力を示す信号はプラントパラメータ５８として送信される。取得部１０２は受信した信号に含まれる情報を検出時間と共に１次系圧力１３６として登録する。
【００５５】
ステップＳ３：解析プログラム起動部１１２が初期設定部１０６を呼び出す。
ステップＴ１：初期設定部１０６は、伝送データ９８を引数としてモデル１０４を用いることによって非検出値１００を算出する。個々の非検出値１００は各々、モデルＭ１〜Ｍ１２を用いて後述する手順で計算される。そして、その結果に基づきＭＡＡＰコードが初期化される。
【００５６】
ステップＳ４：初期化結果が画面表示され、その内容を確認する。また、必要に応じて１次系破断面積を入力により再設定することができる。
【００５７】
モデルＭ１：設計情報から得られる１次系内の水位と水量の関係を用いて、原子炉容器水位１１６から１次系水量が計算される。この際、水の比体積は水が１次系圧力に応じた飽和状態にあるものとして設定される。
【００５８】
モデルＭ２：設計情報から得られる加圧器１６の水位と水量の関係を用いて、加圧器水位１１８から加圧器水量１４０が計算される。この際、ホットレグ１２の内部の冷却材の温度から水の比体積が計算される。
【００５９】
モデルＭ３：設計情報から得られる蓄圧器体積１２０、蓄圧器内初期圧力１２２、蓄圧器内初期水量１２４の関係を利用して、蓄圧器２５の気相部の空気が等温膨張するという仮定の下で、蓄圧器圧力１２５から気相部の体積を求め、その体積から蓄圧器２５から１次系に注入された注入水量１４２が計算される。
【００６０】
モデルＭ４：加圧器逃がし弁２０の開閉に係る１次系圧力を用いて、１次系圧力１３６から加圧器逃がしタンクラプチャーディスクの状態を判別し、加圧器逃がしタンク２４の内部の熱力学的な状態量が計算される。
【００６１】
モデルＭ５：設計情報から得られる蒸気発生器１０の水位と水量の関係を用いて、蒸気発生器水位１２８から蒸気発生器水量１４８が計算される。
【００６２】
モデルＭ６：燃料取替用水タンク水位１３０、１次系水量１３８及び格納容器内水蒸気量１５４を用いて格納容器水量１５０が計算される。
【００６３】
モデルＭ７、Ｍ８：原子炉格納容器４の内部の非凝縮性ガス（空気）の量は通常運転のときから変化しないという仮定の下で、格納容器内圧力１５２、格納容器温度１３４、前記非凝縮性ガス（空気）の質量及び熱力学的関係から格納容器内水蒸気量１５４を算出する。
【００６４】
モデルＭ９：原子炉格納容器２は、コンクリートの構造物など熱容量の大きいヒートシンクを含んでいる。モデルＭ９は多数の解析結果から一般化したヒートシンクの温度分布モデルを記憶している。その温度分布モデルは、表面温度と内部温度との相関を含んでいる。その温度分布モデルを用い、格納容器温度１３４を用いて仮定したヒートシンクの表面の温度からヒートシンク温度１５６が算出される。
【００６５】
モデルＭ１０：このモデルは、あらかじめ１次系破断面積と１次系圧力及び１次系水量の時間変化の相関関係を解析結果から定量化したものを記憶している。その相関関係を用いることにより、１次系圧力１３６の時間変化（減圧度合い）から１次系破断面積１５８が計算される。
【００６６】
モデルＭ１１：このモデルは、あらかじめ１次系の圧力に基づき飽和状態を仮定して水及び水蒸気の物性値を計算し、更に前記１次系の水量と１次系体積から１次系の蒸気量を計算するものを記憶している。そのモデルを用いて、１次系圧力１３６と原子炉容器水位１１６から１次系内水蒸気量１６０が計算される。
【００６７】
モデルＭ１２：このモデルは、あらかじめ前記１次系の水の温度、前記原子炉停止からの時間により計算される炉心の発熱量、炉心出力分布ならびに燃料棒構造に基づき、燃料棒内温度分布を計算するものを記憶している。そのモデルを用いて、原子炉停止からの時間１５９と１次系圧力１３６から燃料棒内温度分布１６１が計算される。
【００６８】
ステップＳ５：同期部１０８は、実時間とＭＡＡＰがシミュレーションのために用いる時間パラメータとを比較する。実時間よりもＭＡＡＰ時間の方が遅くない（シミュレーションの方が時間的に先行している）場合には、ステップＳ５に戻る時間待ち処理が行われる。実時間よりもＭＡＡＰ時間の方が遅いと、処理はステップＳ６に移行する。この処理により、ＭＡＡＰによるシミュレーションの時間が実時間と同期する。
【００６９】
ステップＳ６：解析プログラム起動部１１２は、ＭＡＡＰを呼び出し、伝送データ９８と非検出値１００をＭＡＡＰに渡す。
【００７０】
ステップＴ２：伝送データ９８を用いて、ＭＡＡＰの初期化用のデータが更新される。
ステップＴ３：伝送データ９８に示される機器の状態がＭＡＡＰに反映される。
ステップＴ４：時間積分計算が実行され、事故の計算が進められる。
【００７１】
ステップＴ５：解析プログラム１１４はトラッキング部１１０を呼び出す。トラッキング部１１０は、ある時刻Ｔ０において予測計算された時刻Ｔ１における１次系の圧力の計算値と、時刻Ｔ１において検出された１次系の圧力の値とを比較する。両者の乖離がＸ％より小さければステップＴ７に移行し、乖離がＸ％以上だったらステップＴ６に移行する。
【００７２】
ステップＴ６：ＭＡＡＰコードは再初期化され、処理はステップＴ２に戻る。
ステップＴ７：原子炉格納容器２（ＣＶ）が破損したか否かが判定される。破損したときはステップＴ８、していないときはステップＴ９に移行する。
ステップＴ８：ＭＡＡＰコードに対して原子炉格納容器２が破損したという設定を行う。
【００７３】
ステップＴ９：原子炉格納容器２が破損していないという条件の下で、原子炉格納容器の圧力の予測値と伝送データ９８に含まれる検出された値とが比較される。それらの乖離がＰｋｇ／ｃｍ２より小さいときはステップＳ６、Ｐｋｇ／ｃｍ２以上のときはステップＴ１０に移行する。
ステップＴ１０：原子炉格納容器２の圧力を修正するためのＣＶ圧力調整ルーチンが実行され、ステップＳ６に移行する。
【００７４】
ステップＳ７：ＭＡＡＰを用いた計算の結果が出力装置９４による画面表示に反映される。
ステップＳ８：ＭＡＡＰの時間パラメータに示される時刻が、伝送データ９８を受信した時間を超えていないとき処理はステップＳ５に移行し、超えたとき処理はステップＳ９に移行する。
ステップＳ９：取得部１０２は、新たな伝送データ９８を取得し、処理をステップＳ５に戻す。
【００７５】
以上に示された手順によって、次の処理が実現される。
初期化の段階では、原子力発電プラントの緊急時の事象進展を予測する能力をもつ解析プログラム（ＭＡＡＰコード）の計算を開始するために必要な変数が全て自動的に設定される。
トラッキングの段階では、初期化で設定された解析条件に基づく解析結果とプラント状態が比較され、解析結果がプラント状態からずれてきたら、解析条件の一部が修正され、計算が続行される。このため、１次系圧力と格納容器圧力についてそれぞれプラント情報と解析結果の違いがしきい値を超えたら、１次系圧力の場合は破断面積の推定が再度実施されるとともにその時点での１次系の状態に解析条件が再設定され、格納容器圧力の場合はプラント情報に解析条件が合うように雰囲気ガスの圧力・温度が計算され解析条件が再設定される。
【００７６】
図７は、図６によるトラッキングの段階で行われる予測解析の手順を示す。
ステップＳ１０：解析制御プログラムは初期化を解析プログラムに指令する。
ステップＴ１１：指令を受けた解析プログラムは初期化を行う。
ステップＳ１１：プラントの予測状態を示す画面表示が更新される。
ステップＳ１２：ＭＡＡＰをプラントの異常事態時の予測を行うモードで実行するように指令が出される。
ステップＴ１２：解析プログラム１１４は時間積分計算を行ってプラント状態の予測を行い、結果を解析制御プログラムに返す。解析制御プログラムはステップＳ１２を繰り返す。
【図面の簡単な説明】
【００７７】
【図１】図１は、原子力発電プラントの構成を示す。
【図２】図２は、原子力緊急時対応システムの構成を示す。
【図３】図３は、事故模擬解析システムの構成を示す。
【図４】図４は、事故模擬解析システムの記憶装置に格納されているデータを示す。
【図５】図５は、伝送データ、モデル及び非検出値の関係を示す。
【図６】図６は、解析コードの初期設定を行うための動作を示す流れ図である。
【図７】図７は、解析コードを用いた予測解析の動作を示す流れ図である。
【符号の説明】
【００７８】
２…原子炉格納容器
４…原子炉容器
６…炉心
８…燃料棒
１０…蒸気発生器
１２…ホットレグ
１４…コールドレグ
１６…加圧器
１８…加圧器スプレイ
２０…加圧器逃がし弁
２２…加圧器安全弁
２４…加圧器逃がしタンク
２５…蓄圧器
２６…燃料取替用水タンク
２８…格納容器スプレイポンプ
３０…冷却器
３２…格納容器スプレイリング
３４…格納容器内スペース
３６…高圧注入ポンプ
３８…余熱除去ポンプ
４０…冷却器
４２…再循環サンプ
５０…情報収集・判断システム
５１…事象情報
５２…事象進展・表示システム
５４…事故模擬解析システム
５５…ソースターム情報
５６…周辺被ばく予測システム
７９…ソースターム情報
９０…記憶装置
９８…伝送データ
１００…非検出値
１０４…モデル記憶部
【図１】
2007010375.tif 000003
【図２】
2007010375.tif 000004
【図３】
2007010375.tif 000005
【図４】
2007010375.tif 000006
【図５】
2007010375.tif 000007
【図６】
2007010375.tif 000008
【図７】
2007010375.tif 000009