JPS6334482B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6334482B2 JPS6334482B2 JP55028073A JP2807380A JPS6334482B2 JP S6334482 B2 JPS6334482 B2 JP S6334482B2 JP 55028073 A JP55028073 A JP 55028073A JP 2807380 A JP2807380 A JP 2807380A JP S6334482 B2 JPS6334482 B2 JP S6334482B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- margin
- interlock
- plant
- data
- input
- 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.)
- Expired
Links
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 7
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 5
- 230000001934 delay Effects 0.000 claims 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 10
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 description 5
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000006870 function Effects 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- IFLVGRRVGPXYON-UHFFFAOYSA-N adci Chemical compound C12=CC=CC=C2C2(C(=O)N)C3=CC=CC=C3CC1N2 IFLVGRRVGPXYON-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- 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)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は発電プラント、化学プラントなどのプ
ラントの状態監視装置、特に運転制御盤に設置す
るデータの表示に好適な監視装置に関する。
ラントの状態監視装置、特に運転制御盤に設置す
るデータの表示に好適な監視装置に関する。
火力・原子力等の大規模プラントの運転制御盤
には指示針、表示灯等の監視計器が多数設置され
ている。運転員はプラントを安全かつ効率よく運
転するため監視計器の指示値、ランプの点消灯等
からプラントに異常が発生しているか否かを判断
し適切な対応処置をとつている。火力・原子力等
の大規模プラントでは、プラントあるいはプラン
ト構成機器の安全が損われる可能性がある異常が
発生したときには安全第一を考えてインターロツ
クにより自動的にプラントあるいは異常発生機器
を停止するようにしている。したがつて、プラン
ト運転効率を高めるためにはインターロツクに関
連したプラントデータの変化を事前に知り、イン
ターロツク作動の前に適切な予防措置をとらなけ
ればならない。プラントのインターロツク回路は
不要なプラント停止をさけるため複雑な論理回路
から構成されている。また、インターロツクに関
連したプラントデータを表示している監視計器は
運転制御盤に広範囲に分散配置されている。この
ため、プラント運転状態を監視する作業は運転員
にとつて非常に負担の大きい作業である。
には指示針、表示灯等の監視計器が多数設置され
ている。運転員はプラントを安全かつ効率よく運
転するため監視計器の指示値、ランプの点消灯等
からプラントに異常が発生しているか否かを判断
し適切な対応処置をとつている。火力・原子力等
の大規模プラントでは、プラントあるいはプラン
ト構成機器の安全が損われる可能性がある異常が
発生したときには安全第一を考えてインターロツ
クにより自動的にプラントあるいは異常発生機器
を停止するようにしている。したがつて、プラン
ト運転効率を高めるためにはインターロツクに関
連したプラントデータの変化を事前に知り、イン
ターロツク作動の前に適切な予防措置をとらなけ
ればならない。プラントのインターロツク回路は
不要なプラント停止をさけるため複雑な論理回路
から構成されている。また、インターロツクに関
連したプラントデータを表示している監視計器は
運転制御盤に広範囲に分散配置されている。この
ため、プラント運転状態を監視する作業は運転員
にとつて非常に負担の大きい作業である。
本発明の目的はインターロツクに関連したプラ
ントデータを加工し、インターロツク作動までの
余裕を運転員に提供し、運転員がプラントの運転
状態を容易に判断するようにしたプラント状態監
視装置を提供することである。
ントデータを加工し、インターロツク作動までの
余裕を運転員に提供し、運転員がプラントの運転
状態を容易に判断するようにしたプラント状態監
視装置を提供することである。
本発明ではプラント停止、機器の停止をするイ
ンターロツク回路に入力されているプラントデー
タをグループ化し、インターロツク作動までの余
裕度をグループ内の各プラントデータの定常値か
らの偏差とインターロツク条件から求め運転員に
提供するようにしたものである。
ンターロツク回路に入力されているプラントデー
タをグループ化し、インターロツク作動までの余
裕度をグループ内の各プラントデータの定常値か
らの偏差とインターロツク条件から求め運転員に
提供するようにしたものである。
第１図は本発明の全体構成を示す図であり、プ
ラント１、入力装置２、インターロツク回路３、
演算部４、表示部５とより成る。プラント１から
は監視に必要な多数のアナログデータ（各種の量
を示す信号）、及びデイジタルデータ（各種の開
閉状態等を示す２値信号）が入力装置２に取り込
まれる。入力装置２では、プラント１からのデー
タを取り込み、インターロツク回路３及び演算部
４にデータを送出する。インターロツク回路３で
は、取り込んだデータをもとに内部の論理回路構
成に従つた演算を行い、インターロツク条件の信
号、例えばプラントのスクラム指令３Ａの送出を
行う。
ラント１、入力装置２、インターロツク回路３、
演算部４、表示部５とより成る。プラント１から
は監視に必要な多数のアナログデータ（各種の量
を示す信号）、及びデイジタルデータ（各種の開
閉状態等を示す２値信号）が入力装置２に取り込
まれる。入力装置２では、プラント１からのデー
タを取り込み、インターロツク回路３及び演算部
４にデータを送出する。インターロツク回路３で
は、取り込んだデータをもとに内部の論理回路構
成に従つた演算を行い、インターロツク条件の信
号、例えばプラントのスクラム指令３Ａの送出を
行う。
演算部４は、取り込んでなるデータをプラント
の監視対象部位毎にグループ化して、各グループ
単位に、そのグループを構成する各データの該当
部位スクラムへの余裕度を計算する。この余裕度
の演算は、各データ毎に与えられるデータの定常
値（基準値）と、トリツプ値と、実際の入力デー
タとを比較処理して余裕度算出を行つている。算
出された余裕度をもとに次の段階として論理演算
を行う。余裕度相互の論理演算結果はやはり余裕
度として算出される。かかる余裕度算出をインタ
ーロツク条件を形成する論理と同様のモデルに従
つて順次実行し、最終的に、そのグループ化した
該当部位単位のトリツプへの余裕度が得られる。
かかる最終的に得られる余裕度を表示部５に表示
する。これによつて、トリツプやスクラムへの余
裕度が目視可能となる。以上の過程は、複数個の
グループ化を行つた場合には、他のグループにつ
いて同様に余裕度算出が行われる。勿論、グルー
プ化されたもの相互が関連して更に高度なトリツ
プやスクラムへの余裕度算出を行う事もありう
る。
の監視対象部位毎にグループ化して、各グループ
単位に、そのグループを構成する各データの該当
部位スクラムへの余裕度を計算する。この余裕度
の演算は、各データ毎に与えられるデータの定常
値（基準値）と、トリツプ値と、実際の入力デー
タとを比較処理して余裕度算出を行つている。算
出された余裕度をもとに次の段階として論理演算
を行う。余裕度相互の論理演算結果はやはり余裕
度として算出される。かかる余裕度算出をインタ
ーロツク条件を形成する論理と同様のモデルに従
つて順次実行し、最終的に、そのグループ化した
該当部位単位のトリツプへの余裕度が得られる。
かかる最終的に得られる余裕度を表示部５に表示
する。これによつて、トリツプやスクラムへの余
裕度が目視可能となる。以上の過程は、複数個の
グループ化を行つた場合には、他のグループにつ
いて同様に余裕度算出が行われる。勿論、グルー
プ化されたもの相互が関連して更に高度なトリツ
プやスクラムへの余裕度算出を行う事もありう
る。
第２図は入力装置２、演算部４、表示部５を更
に具体化した実施例を示す図である。入力装置２
は、アナログマルチプレクサMPLi、Ａ／Ｄ変換
器ADCi、デイジタルスキヤナDIiとより成る。演
算部４は、余裕度判定装置MCSi、表示制御部
DCSとより成る。この演算部４は例えば、マイ
クロコンピユータより成る。表示部５は、CRT
表示部DSPとより成る。以下、本装置の動作を
原子力プラントを例として述べる。第２図におい
て、P11，P12，……，P1iは発電機トリツプのイ
ンターロツク回路に関連した圧力、流量等のアナ
ログデータ、D11，D12，……，D1lは発電機トリ
ツプのインターロツク回路に関連したバルブの開
閉、操作スイツチの状態等を示すデイジタルデー
タである。P21，P22，……，P2jおよびD21，D22，
……D2nはタービントリツプのインターロツクに
関連したアナログデータおよびデイジタルデー
タ、PN1，PN2，……，PNkおよびDN1，DN2，…
…，DNoは給水ポンプトリツプに関連したプラン
トデータである。グループ１〜Ｎのアナログデー
タP11〜P1i，P21〜P2j，……，PN1〜PNkはマルチ
プレクサMPX1〜MPXNおよびＡ／Ｄ（アナロ
グ／デイジタル）変換器ADC1〜ADCNを介して
余裕度判定装置MCS1〜MCSNに周期的に取り込
まれる。また、各グループのデイジタルデータ
D11〜D1l，D21〜D2n，……，DN1〜DNoもデイジ
タルスキヤナDI1〜DINを介して余裕度判定装置
MCS1〜MCSNに周期的に取り込まれる。
に具体化した実施例を示す図である。入力装置２
は、アナログマルチプレクサMPLi、Ａ／Ｄ変換
器ADCi、デイジタルスキヤナDIiとより成る。演
算部４は、余裕度判定装置MCSi、表示制御部
DCSとより成る。この演算部４は例えば、マイ
クロコンピユータより成る。表示部５は、CRT
表示部DSPとより成る。以下、本装置の動作を
原子力プラントを例として述べる。第２図におい
て、P11，P12，……，P1iは発電機トリツプのイ
ンターロツク回路に関連した圧力、流量等のアナ
ログデータ、D11，D12，……，D1lは発電機トリ
ツプのインターロツク回路に関連したバルブの開
閉、操作スイツチの状態等を示すデイジタルデー
タである。P21，P22，……，P2jおよびD21，D22，
……D2nはタービントリツプのインターロツクに
関連したアナログデータおよびデイジタルデー
タ、PN1，PN2，……，PNkおよびDN1，DN2，…
…，DNoは給水ポンプトリツプに関連したプラン
トデータである。グループ１〜Ｎのアナログデー
タP11〜P1i，P21〜P2j，……，PN1〜PNkはマルチ
プレクサMPX1〜MPXNおよびＡ／Ｄ（アナロ
グ／デイジタル）変換器ADC1〜ADCNを介して
余裕度判定装置MCS1〜MCSNに周期的に取り込
まれる。また、各グループのデイジタルデータ
D11〜D1l，D21〜D2n，……，DN1〜DNoもデイジ
タルスキヤナDI1〜DINを介して余裕度判定装置
MCS1〜MCSNに周期的に取り込まれる。
余裕度判定装置MCS1〜MCSNは各グループの
アナログデータP11〜P1i，P21〜P2j，……，PN1〜
PNkの定常値からの偏差とデイジタルデータD11
〜D1，D21〜D2n，……，DN1〜DNoの状態および
後述するインターロツク条件からインターロツク
作動までの余裕を計算し、各グループごとの余裕
度信号I1〜INを表示制御装置DCSに送る。表示制
御装置DCSは余裕度信号I1〜INを後述するような
形式でCRT等を使用した表示装置DSPに出力す
る。第２図において、本実施例では余裕度判定装
置MCS1〜MCSNおよび表示制御装置DCSはマイ
クロコンピユータを使用する。
アナログデータP11〜P1i，P21〜P2j，……，PN1〜
PNkの定常値からの偏差とデイジタルデータD11
〜D1，D21〜D2n，……，DN1〜DNoの状態および
後述するインターロツク条件からインターロツク
作動までの余裕を計算し、各グループごとの余裕
度信号I1〜INを表示制御装置DCSに送る。表示制
御装置DCSは余裕度信号I1〜INを後述するような
形式でCRT等を使用した表示装置DSPに出力す
る。第２図において、本実施例では余裕度判定装
置MCS1〜MCSNおよび表示制御装置DCSはマイ
クロコンピユータを使用する。
以下、本発明の中心である余裕度判定装置
MCS1〜MCSNの処理内容について詳細に述べる
が、各グループとも処理内容は同様であるので、
ここでは、第Ｍグループを例として原子炉スクラ
ムのインターロツク作動までの余裕度信号IMを求
める余裕度判定装置MCSMの処理について述べ
る。
MCS1〜MCSNの処理内容について詳細に述べる
が、各グループとも処理内容は同様であるので、
ここでは、第Ｍグループを例として原子炉スクラ
ムのインターロツク作動までの余裕度信号IMを求
める余裕度判定装置MCSMの処理について述べ
る。
第３図に原子炉スクラムのインターロツク回路
３の概念図を示す。第３図において、１１〜１４
は論理積ゲート、１５〜２１は論理和ゲートを示
す。インターロツク回路は第３図に示すように論
理和ゲート、論理積ゲートおよび第３図に示して
いないが時間遅れ要素から構成される。原子炉ス
クラムは、第３図に示すように種々の条件で発生
する。余裕度判定装置MCSMではアナログデータ
PM1〜PM12およびデイジタルデータDM1〜DM6の値
と第３図に示すインターロツク条件と同様な論理
から以下に述べるような方法で原子炉スクラムま
での余裕度を計算する。
３の概念図を示す。第３図において、１１〜１４
は論理積ゲート、１５〜２１は論理和ゲートを示
す。インターロツク回路は第３図に示すように論
理和ゲート、論理積ゲートおよび第３図に示して
いないが時間遅れ要素から構成される。原子炉ス
クラムは、第３図に示すように種々の条件で発生
する。余裕度判定装置MCSMではアナログデータ
PM1〜PM12およびデイジタルデータDM1〜DM6の値
と第３図に示すインターロツク条件と同様な論理
から以下に述べるような方法で原子炉スクラムま
での余裕度を計算する。
第４図に余裕度判定装置MCSMの処理フローを
示す。第４図において、処理ステツプF1ではア
ナログデータPM1〜PM12、デイジタルデータDM1
〜DM6を周期的に取り込む。処理ステツプF2では
処理ステツプF1で取り込んだアナログデータPM1
〜PM12が論理積および論理和のゲートを開にする
までどれだけ余裕があるかを第５図に示すような
テーブルを参照して計算する。第５図において
ADTテーブルは周期的に取り込んだアナログデ
ータPM1〜PM12の現在値を格納しているアナログ
データテーブル、PNTは各アナログデータの定
常値PN M1〜PN M12およびトリツプ値PT M1〜PT M12をあら
かじめ格納している定数テーブルである。トリツ
プ値PT M1〜PT M12はインターロツク回路の論理積、
論理和のゲートを開にする値が各アナログデータ
ごとに設定される。たとえば、アナログデータ
PM4の原子炉水位の場合は定常値PN M4として、通
常運転時にとられるデータ1150mmが設定され、ト
リツプ値PT M4としては論理和ゲート２１の入力が
“１”になる値を273mm（原子炉水位低）が設定さ
れる。この他に、逆に高くなるのをトリツプ条件
とする例もある。後述する第６図は、その例を示
す。更に、以下の余裕度算出も、この逆の例を述
べている。第４図の処理ステツプF2では第５図
に示すアナログデータテーブルADTと定数テー
ブルPNTを参照して、下式によつて各アナログ
データの余裕度IM1〜IM12を計算し余裕度テーブル
ITに格納する。
示す。第４図において、処理ステツプF1ではア
ナログデータPM1〜PM12、デイジタルデータDM1
〜DM6を周期的に取り込む。処理ステツプF2では
処理ステツプF1で取り込んだアナログデータPM1
〜PM12が論理積および論理和のゲートを開にする
までどれだけ余裕があるかを第５図に示すような
テーブルを参照して計算する。第５図において
ADTテーブルは周期的に取り込んだアナログデ
ータPM1〜PM12の現在値を格納しているアナログ
データテーブル、PNTは各アナログデータの定
常値PN M1〜PN M12およびトリツプ値PT M1〜PT M12をあら
かじめ格納している定数テーブルである。トリツ
プ値PT M1〜PT M12はインターロツク回路の論理積、
論理和のゲートを開にする値が各アナログデータ
ごとに設定される。たとえば、アナログデータ
PM4の原子炉水位の場合は定常値PN M4として、通
常運転時にとられるデータ1150mmが設定され、ト
リツプ値PT M4としては論理和ゲート２１の入力が
“１”になる値を273mm（原子炉水位低）が設定さ
れる。この他に、逆に高くなるのをトリツプ条件
とする例もある。後述する第６図は、その例を示
す。更に、以下の余裕度算出も、この逆の例を述
べている。第４図の処理ステツプF2では第５図
に示すアナログデータテーブルADTと定数テー
ブルPNTを参照して、下式によつて各アナログ
データの余裕度IM1〜IM12を計算し余裕度テーブル
ITに格納する。
PN MiPMiの時 IMi＝０
PN Mi＜PMi＜PT Miの時 IMi＝PMi−PN／Mi／PT／Mi−PN
／Mi PMiPT Miの時 IMi＝１ 本実施例ではプラントデータPMiがトリツプ値
PT Miに達するまでの余裕度IMiを第６図の実線で示
すような関数で求めたが、この関数形は各アナロ
グデータ変化状態を考慮して第６図の点線、一点
鎖線に示すような種々の関数形で計算してもよ
い。また、各プラントデータの定常値PN Miは本実
施例は定数としてあらかじめ設定しておくように
しているがプラント状態によつて変化するデータ
もある。たとえば、第３図に示したアナログデー
タの中で原子炉圧力、出力領域中性子モニタ等は
プラントの出力レベルによつて定常値が変化す
る。このようなアナログデータについては定常値
をプラント状態から計算によつて求め、定数テー
ブルPNTのPN Miの値を周期的に更新しても良い。
／Mi PMiPT Miの時 IMi＝１ 本実施例ではプラントデータPMiがトリツプ値
PT Miに達するまでの余裕度IMiを第６図の実線で示
すような関数で求めたが、この関数形は各アナロ
グデータ変化状態を考慮して第６図の点線、一点
鎖線に示すような種々の関数形で計算してもよ
い。また、各プラントデータの定常値PN Miは本実
施例は定数としてあらかじめ設定しておくように
しているがプラント状態によつて変化するデータ
もある。たとえば、第３図に示したアナログデー
タの中で原子炉圧力、出力領域中性子モニタ等は
プラントの出力レベルによつて定常値が変化す
る。このようなアナログデータについては定常値
をプラント状態から計算によつて求め、定数テー
ブルPNTのPN Miの値を周期的に更新しても良い。
つぎに、第４図の処理ステツプF3では、第７
図に示すインターロツクテーブルINTLOKを参
照して以下のようにインターロツク条件を判定す
る。インターロツクテーブルINTLOKはインタ
ーロツク回路の入出力関係をあらかじめ格納して
おくテーブルでつぎのように構成する。第７図に
おいて、ａではインターロツク回路の論理素子の
種類を指示し、論理和のときａ＝１、論理積のと
きａ＝２、遅れ要素のときａ＝３とする。ｂでは
論理素子への入力数を指定する。ただし、遅れ要
素の場合はｂに遅れ時間を秒単位で指定する。c1
〜coでは論理素子への入力データを指定する。こ
こで、アナログデータについては第５図に示した
余裕度テーブルITの番号、デイジタルデータに
ついては第４図の処理ステツプF1で周期的に取
り込んだデータを格納しているデイジタルデータ
テーブルの番号を指定する。ｄでは余裕度の演算
結果を格納する余裕度テーブルITの番号を指定
する。具体的なテーブル例として、第３図の論理
素子１６，１７，１２相当の論理モデルについて
作成した例を第７図のT6，T7，T2に示す。
図に示すインターロツクテーブルINTLOKを参
照して以下のようにインターロツク条件を判定す
る。インターロツクテーブルINTLOKはインタ
ーロツク回路の入出力関係をあらかじめ格納して
おくテーブルでつぎのように構成する。第７図に
おいて、ａではインターロツク回路の論理素子の
種類を指示し、論理和のときａ＝１、論理積のと
きａ＝２、遅れ要素のときａ＝３とする。ｂでは
論理素子への入力数を指定する。ただし、遅れ要
素の場合はｂに遅れ時間を秒単位で指定する。c1
〜coでは論理素子への入力データを指定する。こ
こで、アナログデータについては第５図に示した
余裕度テーブルITの番号、デイジタルデータに
ついては第４図の処理ステツプF1で周期的に取
り込んだデータを格納しているデイジタルデータ
テーブルの番号を指定する。ｄでは余裕度の演算
結果を格納する余裕度テーブルITの番号を指定
する。具体的なテーブル例として、第３図の論理
素子１６，１７，１２相当の論理モデルについて
作成した例を第７図のT6，T7，T2に示す。
処理ステツプF3ではインターロツクテーブル
INTOKを参照して、各論理素子ごとに以下のよ
うに余裕度を計算する。
INTOKを参照して、各論理素子ごとに以下のよ
うに余裕度を計算する。
(1) 論理和の場合。
各入力データの余裕度の中の最大値をその出
力とする。たとえば、T6，T7のテーブルの場
合、IM20＝Max｛IM7，IM8），IM21＝Max｛IM9，
DM3｝とする。すなわち、論理和の場合には入
力データの中で余裕度が“１”にもつとも近い
値を出力として選択する。
力とする。たとえば、T6，T7のテーブルの場
合、IM20＝Max｛IM7，IM8），IM21＝Max｛IM9，
DM3｝とする。すなわち、論理和の場合には入
力データの中で余裕度が“１”にもつとも近い
値を出力として選択する。
(2) 論理積の場合。
各入力データの余裕度の中の最小値をその出
力とする。たとえばT2のテーブルの場合IM22＝
Mio｛IM20，IM21｝とする。
力とする。たとえばT2のテーブルの場合IM22＝
Mio｛IM20，IM21｝とする。
(3) 時間遅れ要素の場合。
インターロツク回路の時間遅れ要素はつぎの
ように作動する。たとえば遅れ時間がΔt秒の
場合、入力データがΔt秒間“１”が継続する
と出力が“１”となる動作をする。そこで、時
間遅れ要素の場合には現在からΔt秒前のデー
タの中の最小値を出力として選択する。
ように作動する。たとえば遅れ時間がΔt秒の
場合、入力データがΔt秒間“１”が継続する
と出力が“１”となる動作をする。そこで、時
間遅れ要素の場合には現在からΔt秒前のデー
タの中の最小値を出力として選択する。
以上のようにしてINTLOKテーブルを参照し
て原子炉スクラムまでの余裕度IMが計算される。
第４図の処理ステツプF3で計算された原子炉ス
クラムまでの余裕度IMは処理ステツプF4で情報表
示制御装置DCSに送出される。
て原子炉スクラムまでの余裕度IMが計算される。
第４図の処理ステツプF3で計算された原子炉ス
クラムまでの余裕度IMは処理ステツプF4で情報表
示制御装置DCSに送出される。
以上、本発明の中心である余裕度判定装置
MCSMの処理内容を原子炉スクラムを例として述
べたが、他の余裕度判定装置MCS1〜MCSM-1，
MCSM+1〜MCSNの処理について入力データが異
なるのみで、処理内容は同様である。また、本実
施例では各グループごとにマイクロコンピユータ
を１台使用した分散形システムとしたが、メモリ
容量の大きいマイクロコンピユータを使用すれば
１台で処理することも可能である。
MCSMの処理内容を原子炉スクラムを例として述
べたが、他の余裕度判定装置MCS1〜MCSM-1，
MCSM+1〜MCSNの処理について入力データが異
なるのみで、処理内容は同様である。また、本実
施例では各グループごとにマイクロコンピユータ
を１台使用した分散形システムとしたが、メモリ
容量の大きいマイクロコンピユータを使用すれば
１台で処理することも可能である。
余裕度判定装置MCS1〜MCSNから送られた余
裕度信号I1〜INは情報表示制御装置DCSによつて
種々の形式で表示装置DSPに表示される。
裕度信号I1〜INは情報表示制御装置DCSによつて
種々の形式で表示装置DSPに表示される。
表示装置DSPとしてCRTを使用した表示例を
第８図、第９図に示す。第８図は余裕度の現在値
を棒グラフで表示した例である。また、第９図は
過去１時間の余裕度の変化をトレンド表示した例
であり、時間が０のところが現在の余裕度を表示
している。第９図のような表示は、過去の履歴が
監視できると同時に、余裕度の変化状態から将来
の予想ができるようにした表示例である。
第８図、第９図に示す。第８図は余裕度の現在値
を棒グラフで表示した例である。また、第９図は
過去１時間の余裕度の変化をトレンド表示した例
であり、時間が０のところが現在の余裕度を表示
している。第９図のような表示は、過去の履歴が
監視できると同時に、余裕度の変化状態から将来
の予想ができるようにした表示例である。
以上、本発明の実施例について述べたが、本実
施例によれば、原子力プラントの原子炉スクラ
ム、タービントリツプ、給水ポンプトリツプとい
つたプラント停止、機器停止のインターロツク作
動までの余裕が容易に判断することが可能であ
る。
施例によれば、原子力プラントの原子炉スクラ
ム、タービントリツプ、給水ポンプトリツプとい
つたプラント停止、機器停止のインターロツク作
動までの余裕が容易に判断することが可能であ
る。
本発明によれば、プラント停止、起器停止のイ
ンターロツク作動までの余裕度を、各インターロ
ツクに関連したプラントデータの変化状態とイン
ターロツク条件から計算して、運転員にわかりや
すい形で提供できる。したがつて、運転員はこれ
までの多数の計器から判断していたプラント状態
を本発明のプラント状態監視装置によつて集中監
視することができ運転員の監視作業を軽減するこ
とができる。また、インターロツク作動までの余
裕が容易に監視できるため、プラントに異常が発
生する前に早期に対応処置がとれ、プラント停
止、機器停止といつた異常を防止できプラントの
効率的な運転が可能となる。
ンターロツク作動までの余裕度を、各インターロ
ツクに関連したプラントデータの変化状態とイン
ターロツク条件から計算して、運転員にわかりや
すい形で提供できる。したがつて、運転員はこれ
までの多数の計器から判断していたプラント状態
を本発明のプラント状態監視装置によつて集中監
視することができ運転員の監視作業を軽減するこ
とができる。また、インターロツク作動までの余
裕が容易に監視できるため、プラントに異常が発
生する前に早期に対応処置がとれ、プラント停
止、機器停止といつた異常を防止できプラントの
効率的な運転が可能となる。
第１図は本発明の全体構成図、第２図は本発明
の具体的な実施例図、第３図は原子炉スクラムの
インターロツクの概念図、第４図は余裕度判定装
置の処理フロー、第５図は余裕度計算のためのテ
ーブルの関連図、第６図は余裕度計算のための関
数形の説明図、第７図はインターロツクテーブル
の構成図、第８図、第９図は余裕度の表示例図で
ある。 １……プラント、２……入力装置、３……イン
ターロツク回路、４……演算部、５……表示部。
の具体的な実施例図、第３図は原子炉スクラムの
インターロツクの概念図、第４図は余裕度判定装
置の処理フロー、第５図は余裕度計算のためのテ
ーブルの関連図、第６図は余裕度計算のための関
数形の説明図、第７図はインターロツクテーブル
の構成図、第８図、第９図は余裕度の表示例図で
ある。 １……プラント、２……入力装置、３……イン
ターロツク回路、４……演算部、５……表示部。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 論理積、論理和、遅延の各要素の組合せより
成るインターロツク判定条件に従つてプラントの
インターロツクを行うインターロツク回路を備え
てなるシステムにおいて、 インターロツク対応にグループ化されたプラン
トデータを取込みインターロツクまでの余裕度
を、インターロツク回路のインターロツク判定条
件と同一判定条件である余裕度判定条件に従つ
て、監視する監視手段とを備え、該監視手段は、 インターロツク回路と同じプラントデータを取
込む入力部と、 プラントデータ毎に各データと定常値とトリツ
プ値との比較を行い、プラントデータ毎の余裕度
を算出する手段と、 該プラントデータ毎の余裕度をプラントデータ
に代つて余裕度判定条件の入力データとし、且つ
該余裕度判定条件中の論理積要素は当該要素に入
力する複数個の余裕度の最小値を次段の余裕度と
して出力し、論理和要素は当該要素に入力する複
数の余裕度の最大値を次段の余裕度として出力
し、遅延要素は遅延時間分だけ入力の余裕度を遅
延させて次段の余裕度として出力する処理を行
う、余裕度のインターロツク判定部と、該判定出
力を表示する表示部と、より成るプラント状態監
視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2807380A JPS56124912A (en) | 1980-03-07 | 1980-03-07 | Plant status monitoring method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2807380A JPS56124912A (en) | 1980-03-07 | 1980-03-07 | Plant status monitoring method |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56124912A JPS56124912A (en) | 1981-09-30 |
| JPS6334482B2 true JPS6334482B2 (ja) | 1988-07-11 |
Family
ID=12238588
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2807380A Granted JPS56124912A (en) | 1980-03-07 | 1980-03-07 | Plant status monitoring method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56124912A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04136272U (ja) * | 1991-06-13 | 1992-12-18 | 株式会社浅間製作所 | パチンコ機用槌先部材 |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6043711A (ja) * | 1983-08-22 | 1985-03-08 | Toshiba Corp | 過渡現象デ−タ表示装置 |
| JP2607620B2 (ja) * | 1988-04-26 | 1997-05-07 | マツダ株式会社 | シーケンスプログラム制御系モニタのグループ分け方法 |
-
1980
- 1980-03-07 JP JP2807380A patent/JPS56124912A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04136272U (ja) * | 1991-06-13 | 1992-12-18 | 株式会社浅間製作所 | パチンコ機用槌先部材 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56124912A (en) | 1981-09-30 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5291190A (en) | Operator interface for plant component control system | |
| KR970003786B1 (ko) | 콤펙트한 작업대를 갖는 제어실 | |
| CA1164073A (en) | Dedicated microcomputer-based control system for steam turbine-generators | |
| KR100399759B1 (ko) | 원자력 발전소의 디지털 온라인 능동 시험 발전소 보호시스템 및 그 방법 | |
| US5953226A (en) | Control system having an application function with integrated self diagnostics | |
| KR970017705A (ko) | 원자력발전소의 운전원 작업반 | |
| JPS6334482B2 (ja) | ||
| EP0199337B1 (en) | Supervisory control computer system of compound generating plant | |
| JPH06100921B2 (ja) | プラントの異常時処置決定方法 | |
| JP3113350B2 (ja) | システム監視方法およびシステム監視装置 | |
| Husseiny et al. | Operating procedure automation to enhance safety of nuclear power plants | |
| Zhao et al. | Research on An Operation Monitoring and Evaluation Technology for Advanced Main Control Room of Nuclear Power Plant | |
| Al-Gobaisi et al. | Manageable automation systems for power and desalination plants | |
| Ecob et al. | PLCs and SCADA-a water industry experience | |
| KR102793738B1 (ko) | 원자로 시스템의 분산 제어 장치 및 방법 | |
| Kawai | An intelligent multimedia human interface for highly automated combined-cycle plants | |
| GB2286907A (en) | Compact work station control room | |
| Halang et al. | A Fuzzy-Logic-Based Programmable Electronic System for the Control of Safety-Critical Processes | |
| JPH01166199A (ja) | 警報装置 | |
| CN121578730A (zh) | 一种高频高压型电子辐照加速器控制系统 | |
| Fujii et al. | Recent computerized power generation plant automation and advanced man-machine interface system | |
| JPH0819194A (ja) | 電力系統監視制御装置 | |
| Sun | Control and automation technology in United States nuclear power plants | |
| Cheon et al. | Development of an expert system for performance evaluation and diagnosis in nuclear power plants | |
| Kim et al. | An application of dynamic safety system to pressurized water reactor |