CN103971774A - 一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种用计算机模拟核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放的方法及系统，采用核电站部件模拟器(1)与数据处理装置(2)通信连接，数据处理装置(2)内安装有用于模拟核电站部件模拟器(1)的核电站系统数字模拟器(3)，核电站系统数字模拟器(3)所包含的子模拟器与核电站部件模拟器(1)所包含的子模拟器一一对应。相比现有技术，本发明用计算机模拟核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放的方法及系统具有模拟范围广、精度高以及显示直观、精确，且回放速度快、使用方便的优点。
Description
技术领域
本发明涉及核电站仿真控制领域，更具体地说，涉及一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统。
背景技术
现有技术的核电站设计、运行和安全分析数据查询以及回放，特别是发生事故后的数据回放，为了再现(回放或再启动)核电站的运行或者事故过程中的某一时刻参数；通常需要将核电站的运行或者事故过程中的几何和状态参数以文件的方式完整的保存在计算机的硬盘内，才能再现核电站在某一时刻的运行和事故过程。但由于计算机硬盘的内存是有限的，一个完整的核电站运行或者事故过程的再启动文件的信息量非常巨大，现有技术的数据存储以及回放方式未针对核电站数据系统作出相应的优化设计，因此，要从这个完整的再启动文件的某一时刻再现核电站的运行或者事故过程是非常困难的，且效率极低。存在着速度慢、无法用图像等方式进行直接与形象的显示等缺点。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的不足，提供一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统。
该方法及系统提供了一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统，采用核电站部件模拟器(1)与数据处理装置(2)通信连接，数据处理装置(2)内安装有用于模拟核电站部件模拟器(1)的核电站系统数字模拟器(3)，核电站系统数字模拟器(3)所包含的子模拟器与核电站部件模拟器(1)所包含的子模拟器一一对应。对于核电站设计、运行和安全分析数据查询以及回放，当用户需要直观地显示数据时，可直接点击相应的子模拟器，就能显示相应的瞬时数据，显示可采用直观的曲线图显示或表格显示等多种形式。当用户需要对核电站设计、运行和安全分析数据进行回放时，可在所述核电站系统数字模拟器(3)中选定需要进行回放的时间节点，则所述核电站系统数字模拟器(3)提取所述数据处理装置中存储的在该时间节点之后的所有数据，并按照时间顺序进行显示。相比现有技术，本发明的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统具有模拟范围广、精度高以及显示效果直观、精确，且回放速度快、方便的优点。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：构建核电站设计、运行和安全分析模拟系统，所述核电站设计、运行和安全分析模拟系统包括核电站部件模拟器(1)、数据处理装置(2)、安装于所述数据处理装置(2)内的核电站系统数字模拟器(3)，所述核电站部件模拟器(1)与所述数据处理装置(2)通信连接；
S2：使用所述核电站系统数字模拟器(3)为所述核电站部件模拟器(1)的各子模拟器设定几何参数以及状态参数，参数设定完毕后，开启所述核电站部件模拟器(1)；
S3：所述核电站部件模拟器(1)将其产生的数据传输到所述数据处理装置(2)中，并按照时间顺序以及设定的时间间隔进行存储；
S4：开启所述核电站系统数字模拟器(3)，点击所述核电站系统数字模拟器(3)中的子模拟器，所述核电站系统数字模拟器(3)调用所述数据处理装置(2)中所存储的所述核电站部件模拟器(1)的相应子模拟器的数据并即时显示；
S5：根据需要对核电站设计、运行和安全分析数据进行回放，在所述核电站系统数字模拟器(3)中选定需要进行回放的时间节点，所述核电站系统数字模拟器(3)提取所述数据处理装置(2)中所存储的在该时间节点之后的所有数据，并按照时间顺序进行显示。
优选地，所述核电站部件模拟器(1)将其产生的数据传输到所述数据处理装置(2)中，并按照时间顺序以及设定的时间间隔进行存储具体包括：所述核电站系统数字模拟器(3)将所述核电站部件模拟器(1)的各子模拟器的几何和状态参数以文件的方式存储在所述数据处理装置(2)的存储器内，以备使用，其存储的顺序为：几何参数、状态参数；
所述几何参数的存储顺序是：控制体模拟器号、容积、面积、流动长度，以及其余参数；
所述状态参数的存储顺序是：控制体模拟器号、压力、温度、流量、热功率，以及其余参数。
优选地，所述步骤S3中，所述核电站部件模拟器(1)将其产生的数据传输到所述数据处理装置(2)中，所述数据传输过程中，所述核电站部件模拟器(1)的各子模拟器的各参数均对应与其匹配的一个二维序号，所述二维序号中的一维标示所述模拟器的序号，另一维标示所述参数的序号。
优选地，所述步骤S4中，所述核电站系统数字模拟器(3)调用所述数据处理装置(2)中所存储的所述核电站部件模拟器(1)的相应子模拟器的数据并即时显示，具体显示方法包括采用表格显示所述数据，还包括由所述核电站系统数字模拟器(3)根据相应数据生成曲线图，并在所述数据处理装置(2)上显示所述曲线图。
一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统，包括核电站部件模拟器(1)、数据处理装置(2)、安装于所述数据处理装置(2)内的核电站系统数字模拟器(3)，所述核电站系统数字模拟器(3)用于模拟所述核电站部件模拟器(1)，所述核电站系统数字模拟器(3)所包含的子模拟器与所述核电站部件模拟器(1)所包含的子模拟器一一对应，所述核电站部件模拟器(1)与所述数据处理装置(2)通信连接；其特征在于，所述核电站部件模拟器(3)包括：用于模拟核电站的压力、温度、密度和能量等参数的控制体模拟器(31)，所述控制体模拟器(31)包括多个子控制体模拟器；用于模拟核电站流体的流动速度、流量等参数的接管模拟器(32)，所述接管模拟器(32)包括多个子接管模拟器；用于模拟核电站的反应堆堆芯燃料、传热或者冷却剂管道等的温度和热量分布参数的热构件模拟器(33)，所述热构件模拟器(33)包括多个子热构件模拟器；每两个所述子控制体模拟器之间至少设有一个所述子接管模拟器，所述子控制体模拟器与所述子热构件模拟器一一对应。
优选地，所述控制体模拟器(31)包括：用于分别模拟核电站第一环路、第二环路、第三环路的第一环路控制体模拟器(311)、第二环路控制体模拟器(312)、第三环路控制体模拟器(313)，所述控制体模拟器(31)还包括用于模拟核电站压力容器的压力容器控制体模拟器(314)；所述第一环路控制体模拟器(311)、第二环路控制体模拟器(312)、第三环路控制体模拟器(313)均通过所述接管模拟器(32)的子接管模拟器与所述压力容器控制体模拟器(314)相连。
优选地，所述第一环路控制体模拟器(311)的子模拟器包括：
沿着气体流动方向依次相连的热管段模拟器(101)、蒸汽发生器传热管模拟器(102)、蒸汽发生器传热管模拟器(105)、过渡段模拟器(109)、冷管段模拟器(148)；所述热管段模拟器(101)、冷管段模拟器(148)均与所述压力容器控制体模拟器(314)相连；
依次相连的稳压器波动管模拟器(133)、稳压器模拟器(130)、稳压器卸压箱模拟器(870)，所述稳压器波动管模拟器(133)一端连接于所述热管段模拟器(101)的中部；
依次相连的蒸汽发生器二次侧模拟器(151)、蒸汽发生器二次侧模拟器(154)、蒸汽发生器二次侧模拟器(155)，以及与所述蒸汽发生器二次侧模拟器(155)相连的蒸汽发生器二次侧模拟器(159)、蒸汽发生器二次侧模拟器(160)，所述蒸汽发生器二次侧模拟器(151)为腔体结构，其内部容纳所述蒸汽发生器传热管模拟器(102)与蒸汽发生器传热管模拟器(105)；
主蒸汽管道模拟器(180)、主蒸汽管道模拟器(189)、蒸汽联箱模拟器(399)、汽轮机模拟器(696)依次相连，所述主蒸汽管道模拟器(180)与所述蒸汽发生器二次侧模拟器(159)相连；
辅助给水模拟器(901)、辅助给水模拟器(951)，所述辅助给水模拟器(901)、辅助给水模拟器(951)均与所述蒸汽发生器二次侧模拟器(160)相连；
安注箱模拟器(856)、安注泵模拟器(858)，所述安注箱模拟器(856)、安注泵模拟器(858)均与所述冷管段模拟器(148)相连。
优选地，所述主蒸汽管道模拟器(189)上设有大气释放阀模拟器与安全阀模拟器。
优选地，所述压力容器控制体模拟器(314)的子模拟器包括：
堆芯模拟器(501)、堆芯模拟器(502)、堆芯模拟器(503)、堆芯模拟器(508)、上腔室模拟器(531)、上封头模拟器(536)、下封头和下腔室模拟器(520)、下降段模拟器(538)；所述下封头和下腔室模拟器(520)与所述堆芯模拟器(501)、堆芯模拟器(502)、堆芯模拟器(503)、堆芯模拟器(508)均相连，所述下封头和下腔室模拟器(520)还与所述下降段模拟器(538)相连，所述堆芯模拟器(501)、堆芯模拟器(502)、堆芯模拟器(503)、堆芯模拟器(508)均与所述上腔室模拟器(531)相连，所述上腔室模拟器(531)、下降段模拟器(538)均与所述上封头模拟器(536)相连。
优选地，所述上腔室模拟器(531)与所述热管段模拟器(101)相连，用于从所述压力容器控制体模拟器(314)向所述第一环路控制体模拟器(311)排气。
本发明提供一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统，采用核电站部件模拟器(1)与数据处理装置(2)通信连接，数据处理装置(2)内安装有用于模拟核电站部件模拟器(1)的核电站系统数字模拟器(3)，核电站系统数字模拟器(3)所包含的子模拟器与核电站部件模拟器(1)所包含的子模拟器一一对应。对于核电站设计、运行和安全分析数据查询以及回放，当用户需要直观地显示数据时，可直接点击相应的子模拟器，就能显示相应的瞬时数据，显示可采用直观的曲线图显示或表格显示等多种形式。当用户需要对核电站设计、运行和安全分析数据进行回放时，可在所述核电站系统数字模拟器(3)中选定需要进行回放的时间节点，则所述核电站系统数字模拟器(3)提取所述数据处理装置中存储的在该时间节点之后的所有数据，并按照时间顺序进行显示。相比现有技术，本发明的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统具有模拟范围广、精度高以及显示效果直观、精确，且回放速度快、方便的优点。
附图说明
图1是本发明较佳实施例的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法的流程图；
图2是本发明较佳实施例的核电站系统数字模拟器3的数据回放界面示意图；
图3是本发明较佳实施例的核电站系统数字模拟器3的控制体模拟器101的压力和温度等参数显示界面示意图；
图4是本发明较佳实施例的核电站系统数字模拟器3的控制体模拟器102的压力和温度等参数显示界面示意图；
图5是本发明较佳实施例的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统的结构图；
图6(A、B、C和D分别模拟第一环路、第二环路、第三环路和压力容器)是本发明较佳实施例的控制体模拟器31的结构图。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明作进一步说明：
如图1所示，为本发明较佳实施例提供的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法的流程图。该方法包括如下步骤：
S1：构建核电站设计、运行和安全分析模拟系统，核电站设计、运行和安全分析模拟系统包括核电站部件模拟器1、数据处理装置2、安装于数据处理装置2内的核电站系统数字模拟器3，核电站部件模拟器与所述数据处理装置通信连接。
作为优选实施方式，核电站部件模拟器1是按照核电站实际部件进行模拟的硬件模拟实体装置，其与数据处理装置2通信连接，核电站系统数字模拟器3则可以是安装在数据处理装置2内，用以对核电站部件模拟器1进行数据实时监控以及计算的装置或软件。
S2：使用核电站系统数字模拟器3为核电站部件模拟器1的各子模拟器设定几何参数以及状态参数，参数设定完毕后，开启核电站部件模拟器1。
作为较佳实施例，该步骤中，参数的设定应当以核电站相应实体部件的当前运行情况的实际参数为标准，这样可以使模拟过程更加逼真和精确。
S3：核电站部件模拟器1将其产生的数据传输到数据处理装置2中，并按照时间顺序以及设定的时间间隔进行存储。
作为较佳实施例，对数据进行存储的过程具体包括：核电站系统数字模拟器3将核电站部件模拟器1的各子模拟器的几何和状态参数以文件的方式存储在数据处理装置2的存储器内，以备使用，其存储的顺序为：几何参数、状态参数；
其中，几何参数的存储顺序是：控制体模拟器号、容积、面积、流动长度，以及其余参数；
状态参数的存储顺序是：控制体模拟器号、压力、温度、流量、热功率，以及其余参数。
在数据传输过程中，对于核电站部件模拟器1的各子模拟器的各参数均采用参数数值匹配二维序号的传输方式，二维序号中的一维标示所述模拟器的序号，另一维标示所述参数的序号。
作为较佳实施例，控制体模拟器31的参数为两维方式传输：PX(I,j),其中，I为控制体模拟器序号，I＝1，n，j为控制体模拟器的几何或者状态参数，J＝1，m。
接管模拟器32的参数为两维方式传输：PJ(I,j),其中，I为接管模拟器序号，I＝1，n，j为接管模拟器的几何或者状态参数，J＝1，m。
热构件模拟器33的参数为两维方式传输：PH(I,j),其中，I为热构件模拟器序号，I＝1，n，j为热构件模拟器的几何或者状态参数，J＝1，m。
S4：开启核电站系统数字模拟器3，点击核电站系统数字模拟器3中的子模拟器，核电站系统数字模拟器3调用数据处理装置2中所存储的核电站部件模拟器1的相应子模拟器的数据并在数据处理装置2上显示该曲线图。
作为较佳实施例，核电站系统数字模拟器3调用数据处理装置2中所存储的核电站部件模拟器1的相应子模拟器的数据并即时显示，具体可采用表格显示或由核电站系统数字模拟器3根据相应数据生成曲线图并显示。
S5：根据需要对核电站设计、运行和安全分析数据进行回放，在核电站系统数字模拟器3中选定需要进行回放的时间节点，核电站系统数字模拟器3提取数据处理装置2中所存储的在该时间节点之后的所有数据，并按照时间顺序进行显示。
以下是本发明的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法的一个较佳实施例：包括以下步骤：
SA：数据再启动(回放)文件的存储；
核电站模拟器模拟核电站运行或者事故的过程是一个长时间过程，为了再现(回放或再启动)核电站的运行或者事故过程中的某一时刻参数，需要将核电站的运行或者事故过程中的几何和状态参数以文件的方式完整的保存在计算机的硬盘内，才能再现核电站在某一时刻的运行和事故过程。由于计算机硬盘的内存是有限的，为了节省计算机内存，再启动文件是按照一定的时间间隔存储的，但一个完整的核电站运行或者事故过程的再启动文件的信息量非常巨大，要从这个完整的再启动文件的某一时刻再现核电站的运行或者事故过程是困难的，为了方便再启动(回放)，因此再启动文件是按照用户给定的时间间隔存储另外一个新文件。文件名称是任意的，可以是中文名称，可以是任意文字组合的名称，还可以是阿拉伯数字，它存储顺序是按照CPU顺序，如表A所示，为本发明的核电站设计、运行和安全分析数据的再启动文件的存储状况。
表A：再启动文件的存储状况
表A中，△t为两个再启动文件之间的时间间隔，时间间隔可以在任何时刻通过计算机屏幕输入按钮或者输入文件中给出或者修改。当用户规定的文件数目大于n时，系统模拟器重新将文件号设置为1，时间状态t＝t(n-1)+2△t，再启动文件将覆盖第一个文件，再启动文件的时间序列不改变。
SB：数据再启动(回放)
请参考图2，为本发明较佳实施例的核电站系统数字模拟器3的数据回放界面示意图。
用户可以通过计算机屏幕开启的文件阅读窗口点击需要的再启动文件名或者通过输入文件给出再启动文件名。
用户通过核电站系统数字模拟器3给出的文件选择方框点击编号为了73的再启动文件，核电站系统数字模拟器3就从编号为了73的再启动文件开始再启动，原来的再启动文件74将被覆盖产生新的再启动文件是74、75、…、n。
以下是本发明的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法的另一较佳实施例：
如图3所示，为本发明较佳实施例的核电站系统数字模拟器3的控制体模拟器101的压力和温度等参数显示界面示意图；
当用户需要直观地显示数据时，点击相应的模拟器，就能显示相应的瞬时数据，如点击控制体模拟器101时，控制体模拟器的两维传输数组PJ(I,J)就会自动把数据传输到设置好的数据显示方框内并显示出来。如：PX(101,1)、PX(101,3)和PX(101,4)分别代表这个模拟器的压力＝1.53352x107pa,液体温度＝595.808K，汽体温度＝617.074K。
如图4所示，为本发明较佳实施例的核电站系统数字模拟器3的控制体模拟器102的压力和温度等参数显示界面示意图
如点击接管模拟器102时，接管模拟器的两维传输数组PJ(I,J)就会自动把数据传输到设置好的数据显示方框内并显示出来，如：PJ(102,1)、PJ(101,2)和PJ(101,3)分别代表接管102的液体流动速度＝7.03316m/s，汽体流动速度＝7.56165m/s,液体流量＝4829.28kg/s，汽体流量＝0.0456016kg/s。
作为本发明进一步的较佳实施例，当用户希望纪录控制体模拟器101的压力和温度随时间的变化时，点击在计算机屏幕上显示的控制体模拟器101的数据方框中的压力和温度行，就能够绘制出压力和温度曲线。作为优选实施方式，压力和温度曲线的横坐标为时间，纵坐标可为压力温度。
当用户希望记录接管模拟器102的冷却剂流量随时间的变化时，点击计算机屏幕上的接管拟器102数据方框中的冷却剂流量行，就能够绘制出如图所示的流量曲线。作为优选实施方式，流量曲线的横坐标为时间，纵坐标为流量。
对于本发明的核电站系统数字模拟器3的其他子模拟器，均可采用以上手段来记录其相应的参数。
如图5所示，为本发明较佳实施例提供的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统的结构图。本发明较佳实施例提供的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统包括：
核电站部件模拟器1、数据处理装置2、安装于数据处理装置2内的核电站系统数字模拟器3，核电站部件模拟器1与数据处理装置2通信连接。核电站系统数字模拟器3用于模拟核电站部件模拟器1，核电站系统数字模拟器3所包含的子模拟器与核电站部件模拟器1所包含的子模拟器一一对应。
其中，核电站系统数字模拟器3包括：用于模拟核电站的压力、温度、密度和能量等参数的控制体模拟器31，控制体模拟器31包括多个子控制体模拟器；用于模拟核电站流体的流动速度、流量等参数的接管模拟器32，接管模拟器32包括多个子接管模拟器；模拟核电站的反应堆堆芯燃料、传热或者冷却剂管道等的温度和热量分布参数的热构件模拟器33，热构件模拟器33包括多个子热构件模拟器；每两个子控制体模拟器之间至少设有一个子接管模拟器，子控制体模拟器与子热构件模拟器一一对应。
控制体模拟器31包括：用于分别模拟核电站第一环路、第二环路、第三环路的第一环路控制体模拟器311、第二环路控制体模拟器312、第三环路控制体模拟器313，控制体模拟器31还包括用于模拟核电站压力容器的压力容器控制体模拟器314；第一环路控制体模拟器311、第二环路控制体模拟器312、第三环路控制体模拟器313均通过子接管模拟器与压力容器控制体模拟器314相连。
如图6(图6A、图6B、图6C、图6D)所示，为本发明较佳实施例的控制体模拟器31的结构图；其中，图6A、图6B、图6C和图6D分别为第一环路控制体模拟器311、第二环路控制体模拟器312、第三环路控制体模拟器313和压力容器控制体模拟器314。
其中，如图6A所示，第一环路控制体模拟器311包括：
沿着气体流动方向依次相连的热管段模拟器101、蒸汽发生器传热管模拟器102、蒸汽发生器传热管模拟器105、过渡段模拟器109、冷管段模拟器148；热管段模拟器101、冷管段模拟器148均与压力容器控制体模拟器相连。
依次相连的稳压器波动管模拟器133、稳压器模拟器130、稳压器卸压箱模拟器870，稳压器波动管模拟器133一端连接于热管段模拟器101的中部。
依次相连的蒸汽发生器二次侧模拟器151、蒸汽发生器二次侧模拟器154、蒸汽发生器二次侧模拟器155，以及与蒸汽发生器二次侧模拟器155相连的蒸汽发生器二次侧模拟器159、蒸汽发生器二次侧模拟器160，蒸汽发生器二次侧模拟器151为腔体结构，其内部容纳蒸汽发生器传热管模拟器102与蒸汽发生器传热管模拟器105。
主蒸汽管道模拟器180、主蒸汽管道模拟器189、蒸汽联箱模拟器399、汽轮机模拟器696依次相连，主蒸汽管道模拟器180与蒸汽发生器二次侧模拟器159相连；作为优选实施方式，主蒸汽管道模拟器189上设有大气释放阀模拟器与安全阀模拟器。
辅助给水模拟器901、主给水模拟器951，辅助给水模拟器901、主给水模拟器951均与蒸汽发生器二次侧模拟器160相连。
安注箱模拟器856、安注泵模拟器858，安注箱模拟器856、安注泵模拟器858均与冷管段模拟器148相连。
其中，如图6B所示，第二环路控制体模拟器312包括：
沿着气体流动方向依次相连的热管段模拟器201、蒸汽发生器传热管模拟器202、蒸汽发生器传热管模拟器205、过渡段模拟器209、冷管段模拟器248；热管段模拟器201、冷管段模拟器248均与所述压力容器控制体模拟器相连。
依次相连的蒸汽发生器二次侧模拟器251、蒸汽发生器二次侧模拟器254、蒸汽发生器二次侧模拟器255，以及与蒸汽发生器二次侧模拟器255相连的蒸汽发生器二次侧模拟器259、蒸汽发生器二次侧模拟器260，蒸汽发生器二次侧模拟器251为腔体结构，其内部容纳蒸汽发生器传热管模拟器202与蒸汽发生器传热管模拟器205。
主蒸汽管道模拟器280、主蒸汽管道模拟器289、蒸汽联箱模拟器399、汽轮机模拟器696依次相连，主蒸汽管道模拟器280与蒸汽发生器二次侧模拟器259相连；作为优选实施方式，主蒸汽管道模拟器289上设有大气释放阀模拟器与安全阀模拟器。
辅助给水模拟器903、主给水模拟器953，辅助给水模拟器903、主给水模拟器953均与蒸汽发生器二次侧模拟器260相连。
安注箱模拟器876、安注泵模拟器878，安注箱模拟器876、安注泵模拟器878均与冷管段模拟器248相连。
其中，如图6C所示，第三环路控制体模拟器313包括：
沿着气体流动方向依次相连的热管段模拟器301、蒸汽发生器传热管模拟器302、蒸汽发生器传热管模拟器305、过渡段模拟器309、冷管段模拟器348；热管段模拟器301、冷管段模拟器348均与所述压力容器控制体模拟器相连。
依次相连的蒸汽发生器二次侧模拟器351、蒸汽发生器二次侧模拟器354、蒸汽发生器二次侧模拟器355，以及与蒸汽发生器二次侧模拟器355相连的蒸汽发生器二次侧模拟器359、蒸汽发生器二次侧模拟器360，蒸汽发生器二次侧模拟器351为腔体结构，其内部容纳蒸汽发生器传热管模拟器302与蒸汽发生器传热管模拟器305。
主蒸汽管道模拟器380、主蒸汽管道模拟器389、蒸汽联箱模拟器399、汽轮机模拟器696依次相连，主蒸汽管道模拟器380与蒸汽发生器二次侧模拟器359相连；作为优选实施方式，主蒸汽管道模拟器189上设有大气释放阀模拟器与安全阀模拟器。
辅助给水模拟器905、主给水模拟器955，辅助给水模拟器905、主给水模拟器955均与蒸汽发生器二次侧模拟器360相连；
安注箱模拟器896、安注泵模拟器898，安注箱模拟器896、安注泵模拟器898均与冷管段模拟器348相连。
其中，如图6D所示，压力容器控制体模拟器314包括：
堆芯模拟器501、堆芯模拟器502、堆芯模拟器503、堆芯模拟器508、上腔室模拟器531、上封头模拟器536、下封头和下腔室模拟器520、下降段模拟器538。下封头和下腔室模拟器520与堆芯模拟器501、堆芯模拟器502、堆芯模拟器503、堆芯模拟器508均相连，下封头和下腔室模拟器520还与下降段模拟器538相连，堆芯模拟器501、堆芯模拟器502、堆芯模拟器503、堆芯模拟器508均与上腔室模拟器531相连，上腔室模拟器531、下降段模拟器538均与上封头模拟器536相连。
上腔室模拟器531分别与热管段模拟器101、201、301相连，用于从压力容器控制体模拟器314分别向第一环路控制体模拟器311、第二环路控制体模拟器312、第三环路控制体模拟器313排气。
本发明优选实施方式的核电站部件模拟器3的控制体模拟器31的每两个子控制体模拟器之间至少设有一个子接管模拟器，子控制体模拟器与子热构件模拟器一一对应。
表B、表C、表D及其补充说明为本发明较佳实施例的核电站部件模拟器3的各子模拟器编号：
表B:环路1的模拟器编号
| 接管模拟器号 | 流出控制体模拟器号 | 流入控制体模拟器号 |
| 531 | 531 | 101 |
| 101 | 102 | 105 |
| 105 | 105 | 109 |
| 109 | 109 | 148 |
| 148 | 148 | 538 |
| 160 | 160 | 157 |
| 161 | 159 | 160 |
| 157 | 157 | 151 |
| 151 | 151 | 154 |
| 154 | 154 | 155 |
| 155 | 155 | 159 |
| 156 | 155 | 160 |
| 159 | 159 | 180 |
| 180 | 180 | 189 |
| 189 | 189 | 399 |
| 901 | 901 | 160 |
| 951 | 951 | 160 |
| 111 | 101 | 133 |
| 133 | 133 | 130 |
| 130 | 130 | 870 |
| 870 | 870 | 445 |
表C：环路2的模拟器编号
| 接管模拟器号 | 流出控制体模拟器号 | 流入控制体模拟器号 |
| 532 | 531 | 201 |
| 201 | 202 | 205 |
| 205 | 205 | 209 |
| 209 | 209 | 248 |
| 248 | 248 | 538 |
| 260 | 260 | 257 |
| 261 | 259 | 260 |
| 257 | 257 | 251 |
| 251 | 251 | 254 |
| 254 | 254 | 255 |
| 255 | 255 | 259 |
| 256 | 255 | 260 |
| 259 | 259 | 280 |
| 280 | 280 | 289 |
| 289 | 289 | 399 |
| 903 | 903 | 260 |
| 953 | 953 | 260 |
表D：环路3的模拟器编号
| 接管模拟器号 | 流出控制体模拟器号 | 流入控制体模拟器号 |
| 533 | 531 | 301 |
| 301 | 302 | 305 |
| 305 | 305 | 309 |
| 309 | 309 | 348 |
| 348 | 348 | 538 |
| 360 | 360 | 357 |
| 361 | 359 | 360 |
| 357 | 357 | 351 |
| 351 | 351 | 354 |
| 354 | 354 | 355 |
| 355 | 355 | 359 |
| 356 | 355 | 360 |
| 359 | 359 | 380 |
| 380 | 380 | 389 |
| 389 | 389 | 399 |
| 905 | 905 | 360 |
| 955 | 955 | 360 |
在控制体模拟器号的前面加1就成为热构件模拟器的编号，如：热管段控制体模拟器101变为1101就成为热管段热构件模拟器，在此不再赘述。
以下介绍本发明实施例的控制体模拟器的几何和状态参数以及接管模拟器的几何和状态参数。
如表E、表F、表G所示，为本发明的控制体模拟器的几何和状态参数的一个较佳实施例。
表E：环路1的控制体模拟器的几何和状态参数
| 控制体模拟器号 | 压力(MPa) | 温度(K) | 容积(m3) |
| 101 | 15.55 | 600.356 | 7.781 |
| 102 | 15.49 | 594.259 | 10.7 |
| 105 | 15.31 | 569.15 | 10.7 |
| 109 | 15.24 | 566.15 | 12.889 |
| 148 | 15.91 | 566.15 | 3.048 |
| 151 | 6.928 | 542.3 | 58.331 |
| 154 | 6.927 | 541.15 | 2.698 |
| 155 | 6.925 | 540.15 | 7.683 |
| 157 | 6.93 | 540.15 | 16.1486 |
| 159 | 6.92 | 540.15 | 48.785 |
| 160 | 6.93 | 540.15 | 29.9645 |
| 180 | 6.91 | 540.15 | 12.1611 |
| 189 | 6.81 | 540.15 | 4.517 |
| 951 | 6.93 | 499.15 | ～ |
表F：环路2的控制体模拟器的几何和状态参数
| 控制体模拟器号 | 压力(MPa) | 温度(K) | 容积(m3) |
| 201 | 15.55 | 600.356 | 7.781 |
| 202 | 15.49 | 594.259 | 10.7 |
| 205 | 15.31 | 569.15 | 10.7 |
| 209 | 15.24 | 566.15 | 12.889 |
| 248 | 15.91 | 566.15 | 3.048 |
| 251 | 6.928 | 542.3 | 58.331 |
| 254 | 6.927 | 541.15 | 2.698 |
| 255 | 6.925 | 540.15 | 7.683 |
| 257 | 6.93 | 540.15 | 16.1486 |
| 259 | 6.92 | 540.15 | 48.785 |
| 260 | 6.93 | 540.15 | 29.9645 |
| 280 | 6.91 | 540.15 | 12.1611 |
| 289 | 6.81 | 540.15 | 4.517 |
| 953 | 6.93 | 499.15 | ～ |
表G：环路3的控制体模拟器的几何和状态参数
| 控制体模拟器号 | 压力(MPa) | 温度(K) | 容积(m3) |
| 301 | 15.55 | 600.356 | 7.781 |
| 302 | 15.49 | 594.259 | 10.7 |
| 305 | 15.31 | 569.15 | 10.7 |
| 309 | 15.24 | 566.15 | 12.889 |
| 348 | 15.91 | 566.15 | 3.048 |
| 351 | 6.928 | 542.3 | 58.331 |
| 354 | 6.927 | 541.15 | 2.698 |
| 355 | 6.925 | 540.15 | 7.683 |
| 357 | 6.93 | 540.15 | 16.1486 |
| 359 | 6.92 | 540.15 | 48.785 |
| 360 | 6.93 | 540.15 | 29.9645 |
| 380 | 6.91 | 540.15 | 12.1611 |
| 389 | 6.81 | 540.15 | 4.517 |
| 955 | 6.93 | 499.15 | ～ |
如表H、表I、表J、表K所示，为本发明的接管模拟器的几何和状态参数的一个较佳实施例。
表H:环路1的接管模拟器的几何和状态参数
表I:环路2的接管模拟器的几何和状态参数
| 接管模拟器号 | 流量(kg/s) | 流动面积(m2) |
| 532 | 4813 | 0.426 |
| 201 | 4813 | 1.0 |
| 205 | 4813 | 1.0 |
| 209 | 4813 | 0.487 |
| 248 | 4813 | 0.383 |
| 260 | 550 | 0.8058 |
| 261 | 10 | 0.45 |
| 257 | 550 | 0.8058 |
| 251 | 550 | 0.8058 |
| 254 | 550 | 0.8058 |
| 255 | 550 | 0.8058 |
| 256 | 10 | 0.25 |
| 259 | 540 | 0.13 |
| 280 | 540 | 0.4404 |
| 289 | 540 | 0.4404 |
| 953 | 540 | 0.04815 |
表J:环路3的接管模拟器的几何和状态参数
| 接管模拟器号 | 流量(kg/s) | 流动面积(m2) |
| 533 | 4813 | 0.426 |
| 301 | 4813 | 1.0 |
| 305 | 4813 | 1.0 |
| 309 | 4813 | 0.487 |
| 348 | 4813 | 0.383 |
| 360 | 550 | 0.8058 |
| 361 | 10 | 0.45 |
| 357 | 550 | 0.8058 |
| 351 | 550 | 0.8058 |
| 354 | 550 | 0.8058 |
| 355 | 550 | 0.8058 |
| 356 | 10 | 0.25 |
| 359 | 540 | 0.13 |
| 380 | 540 | 0.4404 |
| 389 | 540 | 0.4404 |
| 955 | 540 | 0.04815 |
表K:压力容器接管模拟器的几何和状态参数
本发明的热构件模拟器使用的边界条件(状态参数)与控制体模拟器相同，在此不在赘述。
本发明提供一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统，采用核电站部件模拟器1与数据处理装置2通信连接，数据处理装置2内安装有用于模拟核电站部件模拟器1的核电站系统数字模拟器3，核电站系统数字模拟器3所包含的子模拟器与核电站部件模拟器1所包含的子模拟器一一对应。对于核电站设计、运行和安全分析数据查询以及回放，当用户需要直观地显示数据时，可直接点击相应的子模拟器，就能显示相应的瞬时数据，显示可采用直观的曲线图显示或表格显示等多种形式。当用户需要对核电站设计、运行和安全分析数据进行回放时，可在核电站系统数字模拟器3中选定需要进行回放的时间节点，则所述核电站系统数字模拟器3提取所述数据处理装置中存储的在该时间节点之后的所有数据，并按照时间顺序进行显示。相比现有技术，本发明的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法及系统具有模拟以及显示效果直观、精确，且回放数据方便的优点。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，本领域技术人员知悉，在不脱离本发明的精神和范围的情况下，可以对这些特征和实施例进行各种改变或等同替换。另外，在本发明的教导下，可以对这些特征和实施例进行修改以适应具体的情况及材料而不会脱离本发明的精神和范围。因此，本发明不受此处所公开的具体实施例的限制，所有落入本申请的权利要求范围内的实施例都属于本发明的保护范围。
Claims (10)
1.一种核电站设计、运行和安全分析的数据的存储、显示和回放方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：构建核电站设计、运行和安全分析模拟系统，所述核电站设计、运行和安全分析模拟系统包括核电站部件模拟器(1)、数据处理装置(2)、安装于所述数据处理装置(2)内的核电站系统数字模拟器(3)，所述核电站部件模拟器(1)与所述数据处理装置(2)通信连接；
S2：使用所述核电站系统数字模拟器(3)为所述核电站部件模拟器(1)的各子模拟器设定几何参数以及状态参数，参数设定完毕后，开启所述核电站部件模拟器(1)；
S3：所述核电站部件模拟器(1)将其产生的数据传输到所述数据处理装置(2)中，并按照时间顺序以及设定的时间间隔进行存储；
S4：开启所述核电站系统数字模拟器(3)，点击所述核电站系统数字模拟器(3)中的子模拟器，所述核电站系统数字模拟器(3)调用所述数据处理装置(2)中所存储的所述核电站部件模拟器(1)的相应子模拟器的数据并即时显示；
S5：根据需要对核电站设计、运行和安全分析数据进行回放，在所述核电站系统数字模拟器(3)中选定需要进行回放的时间节点，所述核电站系统数字模拟器(3)提取所述数据处理装置(2)中所存储的该时间节点之后的所有数据，并按照时间顺序进行显示。
2.根据权利要求1所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法，其特征在于，所述步骤S3中，所述核电站部件模拟器(1)将其产生的数据传输到所述数据处理装置(2)中，并按照时间顺序以及设定的时间间隔进行存储具体包括：所述核电站系统数字模拟器(3)将所述核电站部件模拟器(1)的各子模拟器的几何和状态参数以文件的方式存储在所述数据处理装置(2)的存储器内，以备使用，其存储的顺序为：几何参数、状态参数；
所述几何参数的存储顺序是：控制体模拟器号、容积、面积、流动长度，以及其余参数；
所述状态参数的存储顺序是：控制体模拟器号、压力、温度、流量、热功率，以及其余参数。
3.根据权利要求1所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法，其特征在于，所述步骤S3中，所述核电站部件模拟器(1)将其产生的数据传输到所述数据处理装置(2)中，所述数据传输过程中，所述核电站部件模拟器(1)的各子模拟器的各参数均对应与其匹配的一个二维序号，所述二维序号中的一维标示所述模拟器的序号，另一维标示所述参数的序号。
4.根据权利要求1所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放方法，其特征在于，所述步骤S4中，所述核电站系统数字模拟器(3)调用所述数据处理装置(2)中所存储的所述核电站部件模拟器(1)的相应子模拟器的数据并即时显示，具体显示方法包括采用表格显示所述数据，还包括由所述核电站系统数字模拟器(3)根据相应数据生成曲线图，并在所述数据处理装置(2)上显示所述曲线图。
5.一种核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统，包括核电站部件模拟器(1)、数据处理装置(2)、安装于所述数据处理装置(2)内的核电站系统数字模拟器(3)，所述核电站系统数字模拟器(3)用于模拟所述核电站部件模拟器(1)，所述核电站系统数字模拟器(3)所包含的子模拟器与所述核电站部件模拟器(1)所包含的子模拟器一一对应，所述核电站部件模拟器(1)与所述数据处理装置(2)通信连接；其特征在于，所述核电站部件模拟器(3)包括：用于模拟核电站的压力、温度、密度和能量等参数的控制体模拟器(31)，所述控制体模拟器(31)包括多个子控制体模拟器；用于模拟核电站流体的流动速度、流量等参数的接管模拟器(32)，所述接管模拟器(32)包括多个子接管模拟器；用于模拟核电站的反应堆堆芯燃料、传热或者冷却剂管道等的温度和热量分布参数的热构件模拟器(33)，所述热构件模拟器(33)包括多个子热构件模拟器；每两个所述子控制体模拟器之间至少设有一个所述子接管模拟器，所述子控制体模拟器与所述子热构件模拟器一一对应。
6.根据权利要求5所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统，其特征在于，所述控制体模拟器(31)包括：用于分别模拟核电站第一环路、第二环路、第三环路的第一环路控制体模拟器(311)、第二环路控制体模拟器(312)、第三环路控制体模拟器(313)，所述控制体模拟器(31)还包括用于模拟核电站压力容器的压力容器控制体模拟器(314)；所述第一环路控制体模拟器(311)、第二环路控制体模拟器(312)、第三环路控制体模拟器(313)均通过所述接管模拟器(32)的子接管模拟器与所述压力容器控制体模拟器(314)相连。
7.根据权利要求6所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统，其特征在于，所述第一环路控制体模拟器(311)的子模拟器包括：
沿着气体流动方向依次相连的热管段模拟器(101)、蒸汽发生器传热管模拟器(102)、蒸汽发生器传热管模拟器(105)、过渡段模拟器(109)、冷管段模拟器(148)；所述热管段模拟器(101)、冷管段模拟器(148)均与所述压力容器控制体模拟器(314)相连；
依次相连的稳压器波动管模拟器(133)、稳压器模拟器(130)、稳压器卸压箱模拟器(870)，所述稳压器波动管模拟器(133)一端连接于所述热管段模拟器(101)的中部；
依次相连的蒸汽发生器二次侧模拟器(151)、蒸汽发生器二次侧模拟器(154)、蒸汽发生器二次侧模拟器(155)，以及与所述蒸汽发生器二次侧模拟器(155)相连的蒸汽发生器二次侧模拟器(159)、蒸汽发生器二次侧模拟器(160)，所述蒸汽发生器二次侧模拟器(151)为腔体结构，其内部容纳所述蒸汽发生器传热管模拟器(102)与蒸汽发生器传热管模拟器(105)；
主蒸汽管道模拟器(180)、主蒸汽管道模拟器(189)、蒸汽联箱模拟器(399)、汽轮机模拟器(696)依次相连，所述主蒸汽管道模拟器(180)与所述蒸汽发生器二次侧模拟器(159)相连；
辅助给水模拟器(901)、主给水模拟器(951)，所述辅助给水模拟器(901)、主给水模拟器(951)均与所述蒸汽发生器二次侧模拟器(160)相连；
安注箱模拟器(856)、安注泵模拟器(858)，所述安注箱模拟器(856)、安注泵模拟器(858)均与所述冷管段模拟器(148)相连。
8.根据权利要求7所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统，其特征在于，所述主蒸汽管道模拟器(189)上设有大气释放阀模拟器与安全阀模拟器。
9.根据权利要求6所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统，其特征在于，所述压力容器控制体模拟器(314)的子模拟器包括：
堆芯模拟器(501)、堆芯模拟器(502)、堆芯模拟器(503)、堆芯模拟器(508)、上腔室模拟器(531)、上封头模拟器(536)、下封头和下腔室模拟器(520)、下降段模拟器(538)；所述下封头和下腔室模拟器(520)与所述堆芯模拟器(501)、堆芯模拟器(502)、堆芯模拟器(503)、堆芯模拟器(508)均相连，所述下封头和下腔室模拟器(520)还与所述下降段模拟器(538)相连，所述堆芯模拟器(501)、堆芯模拟器(502)、堆芯模拟器(503)、堆芯模拟器(508)均与所述上腔室模拟器(531)相连，所述上腔室模拟器(531)、下降段模拟器(538)均与所述上封头模拟器(536)相连。
10.根据权利要求7或9所述的核电站设计、运行和安全分析数据的存储、显示和回放系统，其特征在于：所述上腔室模拟器(531)与所述热管段模拟器(101)相连，用于从所述压力容器控制体模拟器(314)向所述第一环路控制体模拟器(311)排流体。
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Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN103971774B (zh) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106710651A (zh) * | 2015-11-16 | 2017-05-24 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 一种展示核电站中核事故状态变迁的方法和系统 |
| CN107763610A (zh) * | 2017-09-28 | 2018-03-06 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于结构的核电厂高压给水加热器精细化仿真方法 |
| CN112363409A (zh) * | 2020-11-10 | 2021-02-12 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂安全级仪控仿真系统的工况回溯与重演系统 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB968729A (en) * | 1962-02-05 | 1964-09-02 | Atomic Energy Authority Uk | Data acquisition and display apparatus |
| JPH1123777A (ja) * | 1997-07-04 | 1999-01-29 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | プラント運転シミュレータ調整装置 |
| CN101847453A (zh) * | 2009-09-01 | 2010-09-29 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站生产过程回放的方法和系统 |
-
2014
- 2014-05-05 CN CN201410187116.0A patent/CN103971774B/zh active Active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB968729A (en) * | 1962-02-05 | 1964-09-02 | Atomic Energy Authority Uk | Data acquisition and display apparatus |
| JPH1123777A (ja) * | 1997-07-04 | 1999-01-29 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | プラント運転シミュレータ調整装置 |
| CN101847453A (zh) * | 2009-09-01 | 2010-09-29 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站生产过程回放的方法和系统 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| ADAM X. MIAO ET AL.: "A Computational Situation Assessment Model for Nuclear Power Plant Operations", 《IEEE TRANSACTIONS ON SYSTEMS, MAN, AND CYBERNETICS—PART A: SYSTEMS AND HUMANS》 * |
| 刘鹏飞等: "核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究", 《核动力工程》 * |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106710651A (zh) * | 2015-11-16 | 2017-05-24 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 一种展示核电站中核事故状态变迁的方法和系统 |
| CN106710651B (zh) * | 2015-11-16 | 2018-05-08 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 一种展示核电站中核事故状态变迁的方法和系统 |
| CN107763610A (zh) * | 2017-09-28 | 2018-03-06 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于结构的核电厂高压给水加热器精细化仿真方法 |
| CN107763610B (zh) * | 2017-09-28 | 2019-05-24 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于结构的核电厂高压给水加热器精细化仿真方法 |
| CN112363409A (zh) * | 2020-11-10 | 2021-02-12 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂安全级仪控仿真系统的工况回溯与重演系统 |
| CN112363409B (zh) * | 2020-11-10 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂安全级仪控仿真系统的工况回溯与重演系统 |
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| Publication number | Publication date |
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| CN103971774B (zh) | 2016-08-24 |
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