CN105448361A - 一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统,解决了现有技术中缺乏基于自给能中子探测器的堆芯状态监测方案的技术问题,本方案通过从核电站分布式控制系统获取第一测量数据,从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据,并根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量,最后输出所述堆芯状态参数和堆芯裕量。提供了一种适用于自给能中子探测器技术的堆芯监测仪控方案,通过采集系统信号,结合堆芯参数,进行处理后获取堆芯状态参数和堆芯裕量,为整个核电站系统提供了更全面的堆芯数据支持,同时为机组的可靠运行及操作员的正确操作提供必要且正确的信息。
Description
技术领域
本发明涉及核电站反应堆堆芯监测技术领域,尤其涉及一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统。
背景技术
核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂,核电站中的反应堆是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置,在反应堆之中,核变的速率需要得到精确的控制,使得其能量能够以较慢的速度向外释放,以供人们安全利用。
堆芯是反应堆的心脏,装在压力容器中间,由燃料组件构成;此外,堆芯还有控制棒和含硼的冷却水(即冷却剂),以防止反应堆因过热过压而破坏压力容器、甚至发生爆炸导致核泄漏。因此,需要对堆芯的燃耗、一回路冷却系统的温度和压力等进行严格控制,才能保证反应堆的安全运行,即堆芯的燃耗、一回路冷却系统的温度和压力等能够反映出反应堆的运行状态。可见,对堆芯状态进行监测,对核电站的安全可靠运行起着至关重要的作用。
一种已知的堆芯状态参数的在线监测系统主要为基于可移动式探测器和堆外(即中子活性区外)探测器的冷却剂失水事故监测系统(LSS,LossofCoolantAccidentSurveillanceSystem),LSS系统已在某些核电站的反应堆中得到广泛应用且具有成熟的应用业绩。但是,由于上述堆芯状态监测系统在堆外进行监测获得的堆芯状态参数有限,通常采用冷却剂平均温度等间接信号反映当前堆芯运行状态和安全裕量。
为了解决上述堆芯状态监测系统在堆外监测获得的堆芯状态参数有限且不能准确反映当前堆芯运行状态和安全裕量的技术问题,有的核电机构投入到对自给能中子探测器的研究中,其中自给能中子探测器能够直接对堆芯中子通量进行监测,能够直接反映出堆芯的中子通量(即堆芯状态参数中至关重要的一种参数),但是目前对自给能中子探测器的研究尚处于起步阶段,并没有相关的系统产品。
也就是说,现有技术中缺乏基于自给能中子探测器的堆芯状态监测方案的技术问题。
发明内容
本发明针对现有技术中存在的缺乏基于自给能中子探测器的堆芯状态监测方案的技术问题,提供一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统,适用于自给能中子探测器技术,该方法及系统为整个核电站系统提供了更全面的堆芯数据支持,同时为机组的可靠运行及操作员的正确操作提供必要且正确的信息。
第一方面,本发明方案提供了一种核电站堆芯状态的监测方法,所述监测方法包括步骤:
S1、从核电站分布式控制系统获取第一测量数据;
S2、从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据;
S3、根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量;
S4、输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
可选的,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号;所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。
可选的,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度和偏离泡核沸腾比;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故裕度。
可选的,所述步骤S1具体为:从核电站分布式控制系统获取第一测量数据,并将所述第一测量数据存储在第一数据库。
可选的,在所述步骤S1之后,所述监测方法还包括:验证所述第一测量数据的完整性和正确性。
可选的,所述步骤S2具体为:从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据,并将所述第二测量数据存储在第二数据库。
可选的,在所述步骤S2之后,所述监测方法还包括:验证所述第二测量数据的完整性和正确性。
可选的,在执行所述步骤S1及S2之后,且在执行所述步骤S3之前,所述监测方法还包括:
接收客户端的应用调用请求,基于所述应用调用请求判断所述客户端是否具有应用调用权限,并在判断结果为是时,执行所述步骤S3。
可选的,所述步骤S3具体为:
根据所述第一测量数据和所述第二测量数据,对堆芯理论计算单元进行三维功率分布的重构修正,并对重构修正后的三维功率分布进行处理,以及将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合,获得堆芯状态参数和堆芯裕量。
可选的,在执行所述步骤S3之后,且在执行所述步骤S4之前,所述监测方法还包括:将所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量存储在第三数据库。
可选的,所述步骤S4具体为:
对所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量进行处理,以获得堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据,并显示输出所述跟踪监测数据和所述预测数据。
可选的,所述堆芯出口温度由设置在核电站工艺系统接口层的堆芯出口热电偶探测器采集并发送于所述分布式控制系统;
所述一回路温度和所述一回路压力均由设置在核电站工艺系统接口层的反应堆冷却剂系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述堆芯硼浓度由设置在核电站工艺系统接口层的化学和容积控制系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述控制棒棒位信号由设置在核电站工艺系统接口层的棒控棒位系统采集并发送于所述分布式控制系统。
可选的,所述堆芯出口温度由所述堆芯出口热电偶探测器采集,并经由设置在核电站自动控制和保护层的堆芯测量系统信号调理单元转发至所述分布式控制系统。
可选的,所述步骤S4具体为:
通过设置在核电站自动控制和保护层或操作和管理信息层的客户端对所述堆芯状态监测数据进行显示输出。
第二方面,本发明方案还提供了一种核电站堆芯状态的监测服务器,包括:
第一测量数据获取单元,用于从核电站分布式控制系统获取第一测量数据;
第二测量数据获取单元,用于从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据;
数据处理单元,用于根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量;
数据输出单元,用于输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
可选的,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号;所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。
可选的,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度和偏离泡核沸腾比;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故裕度。
可选的,所述监测服务器还包括:
第一数据库,用于存储从核电站分布式控制系统获取的第一测量数据。
可选的,所述监测服务器还包括:
第一验证单元,用于在所述第一数据库存储所述第一测量数据后,验证所述第一测量数据的完整性和正确性。
可选的所述监测服务器还包括:
第二数据库,用于存储从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取的第二测量数据。
可选的,所述监测服务器还包括:
第二验证单元,用于在所述第二数据库存储所述第二测量数据后,验证所述第二测量数据的完整性和正确性。
可选的,所述监测服务器还包括:
应用管理单元,用于在所述第一测量数据获取单元获取所述第一测量数据、以及所述第二测量数据获取单元获取所述第二测量数据之后,且所述数据处理单元获取所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量之前,接收客户端的应用调用请求,基于所述应用调用请求判断所述客户端是否具有应用调用权限。
可选的,所述应用管理单元还用于对所述监测服务器的工作参数进行配置和维护。
可选的,所述数据处理单元具体用于根据所述第一测量数据和所述第二测量数据,对堆芯理论计算单元进行三维功率分布的重构修正,并对重构修正后的三维功率分布进行处理,以及将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合,获得堆芯状态参数和堆芯裕量。
可选的,所述监测服务器还包括:
第三数据库,用于在所述数据处理单元获取所述堆芯状态参数和堆芯裕量之后,且所述数据输出单元输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量之前,存储所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
可选的,所述数据输出单元具体用于:对所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量进行处理,以获得堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据,并显示输出所述跟踪监测数据和所述预测数据。
可选的,所述堆芯出口温度由设置在核电站工艺系统接口层的堆芯出口热电偶探测器获取并发送于所述分布式控制系统;
所述一回路温度和所述一回路压力均由设置在核电站工艺系统接口层的反应堆冷却剂系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述堆芯硼浓度由设置在核电站工艺系统接口层的化学和容积控制系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述控制棒棒位信号由设置在核电站工艺系统接口层的棒控棒位系统采集并发送于所述分布式控制系统。
可选的,所述堆芯出口温度由所述堆芯出口热电偶探测器采集,并经由设置在核电站自动控制和保护层的堆芯测量系统信号调理单元转发至所述分布式控制系统。
可选的,所述数据输出单元具体用于:将所述堆芯状态参数和堆芯裕量输出至设置在核电站自动控制和保护层或操作和管理信息层的客户端进行显示。
可选的,所述监测服务器还包括:
接口单元,用于基于TCP协议与所述分布式控制系统、所述堆芯测量系统和客户端进行通讯。
第三方面,本发明方案还提供了一种核电站堆芯状态的监测系统,包括:服务器和客户端;
所述服务器用于获取第一测量数据和第二测量数据,以及根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量,并将所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量输出至所述客户端;
所述客户端用于显示输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
可选的,所述监测系统还包括:核电站分布式控制系统,以及具有自给能中子探测器的核电站堆芯测量系统;
所述分布式控制系统用于向所述服务器提供所述第一测量数据;
所述堆芯测量系统用于向所述服务器提供所述第二测量数据。
可选的,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号;所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。
可选的,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度和偏离泡核沸腾比;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故裕度。
本发明方案提供的一个或多个技术方案,至少具有如下技术效果或优点:
由于在本发明方案中,在进行核电站堆芯状态监测时,通过从核电站分布式控制系统获取第一测量数据,从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据,并根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量,最后输出所述堆芯状态参数和堆芯裕量。也就是说,本方案提供一种适用于自给能中子探测器技术的堆芯监测仪控方案,通过采集系统信号,结合堆芯参数,进行处理后获取堆芯状态参数和堆芯裕量,为整个核电站系统提供了更全面的堆芯数据支持,同时为机组的可靠运行及操作员的正确操作提供必要且正确的信息。有效地解决了现有技术中缺乏基于自给能中子探测器的堆芯状态监测方案的技术问题。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动的前提下,还可以根据提供的附图获得其他的附图。
图1为本发明实施例提供的一种核电站堆芯状态的监测方法流程图;
图2A为本发明实施例提供的第一种核电站堆芯状态的监测服务器结构框图;
图2B为本发明实施例提供的第二种核电站堆芯状态的监测服务器结构框图;
图3A为本发明实施例提供的一种核电站堆芯状态的监测系统的结构框图;
图3B为本发明实施例提供的一种核电站堆芯状态的监测系统的接口结构示意图;
图4为本发明实施例提供的第三种核电站堆芯状态的监测服务器结构框图。
具体实施方式
本发明实施例通过提供一种核电站堆芯状态的监测方法,解决了现有技术中存在的缺乏基于自给能中子探测器的堆芯状态监测方案的技术问题,该方法适用于自给能中子探测器技术,为整个核电站系统提供了更全面的堆芯数据支持,同时为机组的可靠运行及操作员的正确操作提供必要且正确的信息。
本发明实施例的技术方案为解决上述技术问题,总体思路如下:
本发明实施例提供了一种核电站堆芯状态的监测方法,包括步骤:S1、从核电站分布式控制系统获取第一测量数据;S2、从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据;S3、根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量;S4、输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
可见,本发明方案提供一种适用于自给能中子探测器技术的堆芯监测仪控方案,通过采集系统信号,结合堆芯参数,进行处理后产生反应堆功率分布,为整个核电站系统提供了更全面的堆芯数据支持,同时为机组的可靠运行及操作员的正确操作提供必要、正确的信息。有效地解决了现有技术中缺乏基于自给能中子探测器的堆芯状态监测方案的技术问题。
为了更好的理解上述技术方案,下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明,应当理解本发明实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明,而不是对本申请技术方案的限定,在不冲突的情况下,本发明实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。
实施例一
请参考图1,本申请实施例提供了一种适用于自给能中子探测器技术的核电站堆芯状态的监测方法,应用于核电站堆芯状态的监测服务器中,所述监测方法包括步骤:
S1、从核电站分布式控制系统(DCS,DistributedControlSystem)获取第一测量数据。
具体的,核电站DCS综合了计算机、通讯、显示和控制等多项技术,用于从核电站各控制管理系统(如棒控棒位系统、核仪表系统、反应堆冷却剂系统等)集中获取数据、并对上述各控制管理系统集中管理和集中控制,为核电站运行提供了更加先进的控制和管理手段,其在核电领域起着至关重要的作用;所述第一测量数据包括堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号。其中,所述堆芯出口温度由堆芯出口热电偶探测器采集并发送于DCS;所述一回路温度和所述一回路压力均由反应堆冷却剂系统(RCP)采集并发送于DCS;所述堆芯硼浓度由化学和容积控制系统(RCV)采集并发送于DCS;所述控制棒棒位信号由棒控棒位系统(RGL)采集并发送于DCS。当然,所述第一测量数据还包括由堆外中子探测器(RPN)采集并发送于DCS的堆外中子探测信号。核电站监控系统结构通常分为工艺系统接口层、自动控制和保护层、操作和管理信息层;其中,所述工艺系统接口层包括现场测量设备(如RCP、RCV、RGL、RPN等),所述自动控制和保护层包括安全控制设备(如DCS等),所述操作和管理信息层包括客户端(如操作员工作站等)。需要注意的是,上述关于核电站监控系统结构的划分并非以空间区域作为划分标准,而是以信号采集-处理-操作的流程作为划分标准,例如,客户端可为设置在DCS主控室的电站计算机信息和控制系统(KIC,PlantComputerInformation&Control)的操作员工作站(OWP,OperatorWorkPlace)。
S2、从核电站堆芯测量系统(RIC,In-CoreInstrumentationSystem)的自给能中子探测器(SPND)获取第二测量数据。其中,RIC可设置在工艺系统接口层,所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。
在具体实施过程中,RIC还包括堆芯出口热电偶探测器,所述堆芯出口热电偶探测器用于对堆芯出口温度进行测量以获得。RIC测量的信号包括自给能中子探测器测得的信号和所述堆芯出口温度,为了对RIC测量的信号进行传输管理,在自动控制和保护层设置有堆芯测量系统信号调理单元,所述自给能中子探测器测得的信号直接经过所述堆芯测量系统信号调理单元发送于核电站堆芯状态的监测服务器,所述堆芯出口温度则经由所述堆芯测量系统信号调理单元发送至DCS,并由DCS发送于核电站堆芯状态的监测服务器。
S3、根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量;其中,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度(LPD,LiningPowerDensity)和偏离泡核沸腾比(DNBR,DepartureFromNucleateBoilingRatio)等;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故(LOCA,LossofCoolantAccident)裕度等。
上述步骤S3具体为:根据所述第一测量数据和所述第二测量数据,对所述监测服务器中的堆芯理论计算单元进行三维功率分布的重构修正,并对重构修正后的三维功率分布进行处理,以及将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合,获得堆芯状态参数和堆芯裕量。其中,在执行步骤S3之前,所述堆芯理论计算单元会根据核电站通用的一套堆芯理论计算方法,基于堆芯模型和燃料浓度等计算出堆芯理论计算结果,包括堆芯理论的三维功率分布、燃耗、核子密度、热点因子等。之后,在执行步骤S3时对所述堆芯理论计算结果进行修正或再计算以得到全面的堆芯状态参数和堆芯裕量。当然,在具体实施过程中,可在所述堆芯理论计算单元进行堆芯理论计算的同时执行步骤S3。其中,“对重构修正后的三维功率分布进行处理”用于获得堆芯轴向功率偏差、LOCA裕度、LPD等参数;“将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合”用于获得DNBR等参数;获得的LPD和DNBR能更直接地反映当前堆芯运行状态参数和安全裕量。总之,执行上述步骤S3基本可以得到堆芯运行的所有参数,而不仅仅是仪器测量信号,从而为整个电站系统提供更全面的数据支持。
S4、输出所述堆芯状态参数和堆芯裕量;具体的,将所述堆芯状态参数和堆芯裕量输出至设置在核电站自动控制和保护层或操作和管理信息层的客户端进行显示。
在具体实施过程中,所述步骤S4具体为:对所述堆芯状态参数和堆芯裕量进行处理,以获得堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据,并显示输出所述跟踪监测数据和所述预测数据,以使现场运行人员基于所述堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据获知当前堆芯运行状态、评估堆芯运行趋势及安全性。在具体实施过程中,根据用户的查看或操作需求,有选择的显示输出所述堆芯状态参数和堆芯裕量。例如,在进行堆芯状态跟踪监测时,所述跟踪监测数据包括堆芯热功率、堆芯燃耗、硼浓度、LPD、DNBR、SPND、平均轴向功率、LOCA裕度、最小DNBR、DNBR限值等;在进行堆芯状态预测时,所述预测数据包括:硼浓度、Xe浓度、堆芯功率水平/冷却剂温度、有效增殖系数、控制棒棒位、控制棒限制区间等。在具体实施过程中,上述跟踪监测数据和预测数据均可以坐标曲线画面形式输出,其坐标横轴为时间、纵轴为各个跟踪监测数据和预测数据的数值。
在具体实施过程中,执行步骤S1和S2时,获取的第一测量数据和第二测量数据的数据量较大,为了减轻执行步骤S3时的处理数据量,所述步骤S1具体为:从核电站分布式控制系统获取第一测量数据,并将所述第一测量数据存储在第一数据库;所述步骤S2具体为:从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据,并将所述第二测量数据存储在第二数据库。当执行步骤S3时,从所述第一数据库和所述第二数据库调用所述第一测量数据和所述第二测量数据,其中所述第一数据库和所述第二数据库可为同一数据库。进一步,为了确保执行步骤S3时从所述第一数据库和所述第二数据库调用的数据的完整性和正确性,进而确保最终获得的堆芯状态参数和堆芯裕量的可靠性,在所述步骤S1之后,所述监测方法还包括:验证所述第一测量数据的完整性和正确性,以及在所述步骤S2之后,所述监测方法还包括:验证所述第二测量数据的完整性和正确性。
上述是将所述第一测量数据和所述第二测量数据存储到数据库之后,再验证测量数据的完整性和正确性,在其它实施方式中,也可先验证所述第一测量数据和所述第二测量数据的完整性和正确性之后,再存储到数据库中。这里不做具体限定。
在具体实施过程中,所述监测服务器支持与客户端进行交互,以及基于客户端的调用请求计算获得堆芯状态参数和堆芯裕量,为了实现对客户端权限的管理,在执行所述步骤S1及S2之后,且在执行所述步骤S3之前,所述监测方法还包括:接收客户端的应用调用请求,基于所述应用调用请求判断所述客户端是否具有应用调用权限,并在判断结果为是时,执行所述步骤S3。进一步,在获得堆芯状态参数和堆芯裕量之后将所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量存储在第三数据库,并基于来自客户端的不同类型的数据输出请求从所述第三数据库选择输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量,如仅输出堆芯状态的跟踪监测数据、或仅输出堆芯状态的预测数据、或同时输出堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据等,其中,所述第一数据库、所述第二数据库和所述第三数据库可为同一数据库。
总而言之,堆芯状态参数的监测对核电站的安全可靠运行起着至关重要的作用,特别是对堆芯轴向功率偏差、LOCA裕度、LPD及DNBR等堆芯状态参数的监测尤为重要,以自给能中子探测器信号为基础进行堆芯三维功率分布的重构修正,可分析得到全面而准确的堆芯运行参数和安全裕量。本方案通过采集堆芯自给能探测器信号、核仪表系统(RPN)、棒控棒位系统(RGL)、反应堆冷却剂系统(RCP)等系统信号,进行处理后产生堆芯状态参数,通过人机界面把堆芯参数通过各种图形、表格把参数直接提供给操作员进行监测分析。
实施例二
基于同一发明构思,请参考图2A,本发明实施例还提供了一种核电站堆芯状态的监测服务器,包括:
第一测量数据获取单元21,用于从核电站分布式控制系统(DCS,DistributedControlSystem)获取第一测量数据;其中,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号。具体的,所述堆芯出口温度由堆芯出口热电偶探测器采集并发送于DCS;所述一回路温度和所述一回路压力均由反应堆冷却剂系统(RCP)采集并发送于DCS;所述堆芯硼浓度由化学和容积控制系统(RCV)采集并发送于DCS;所述控制棒棒位信号由棒控棒位系统(RGL)采集并发送于DCS。当然,所述第一测量数据还包括由堆外中子探测器(RPN)采集并发送于DCS的堆外中子探测信号。核电站监控系统结构通常分为工艺系统接口层、自动控制和保护层、操作和管理信息层;其中,所述工艺系统接口层包括现场测量设备(如RCP、RCV、RGL、RPN等),所述自动控制和保护层包括安全控制设备(如DCS等),所述操作和管理信息层包括客户端(如操作员工作站等)。需要注意的是,上述关于核电站监控系统结构的划分并非以空间区域作为划分标准,而是以信号采集-处理-操作的流程作为划分标准,例如,客户端可为设置在DCS主控室的电站计算机信息和控制系统(KIC,PlantComputerInformation&Control)的操作员工作站(OWP,OperatorWorkPlace)。
第二测量数据获取单元22,用于从核电站堆芯测量系统(RIC,In-CoreInstrumentationSystem)的自给能中子探测器获取第二测量数据;其中,RIC可设置在工艺系统接口层,所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。在具体实施过程中,RIC还包括堆芯出口热电偶探测器,所述堆芯出口热电偶探测器用于对堆芯出口温度进行测量以获得。RIC测量的信号包括自给能中子探测器测得的信号和所述堆芯出口温度,为了对RIC测量的信号进行传输管理,在自动控制和保护层设置有堆芯测量系统信号调理单元,所述自给能中子探测器测得的信号直接经过所述堆芯测量系统信号调理单元发送于核电站堆芯状态的监测服务器,所述堆芯出口温度则经由所述堆芯测量系统信号调理单元发送至DCS,并由DCS发送于核电站堆芯状态的监测服务器。
数据处理单元23,用于根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量;其中,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度(LPD,LiningPowerDensity)和偏离泡核沸腾比(DNBR,DepartureFromNucleateBoilingRatio)等;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故(LOCA,LossofCoolantAccident)裕度等。具体的,数据处理单元23根据所述第一测量数据和所述第二测量数据,对所述监测服务器中的堆芯理论计算单元进行三维功率分布的重构修正,并对重构修正后的三维功率分布进行处理,以及将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合,获得堆芯状态参数和堆芯裕量。
数据输出单元24,用于输出所述堆芯状态参数和堆芯裕量。具体的,将所述堆芯状态参数和堆芯裕量输出至设置在核电站自动控制和保护层或操作和管理信息层的客户端进行显示。在具体实施过程中,数据输出单元24输出所述堆芯状态参数和堆芯裕量,具体为:对所述堆芯状态参数和堆芯裕量进行处理,以获得堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据,并显示输出所述跟踪监测数据和所述预测数据,以使现场运行人员基于所述堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据获知当前堆芯运行状态、评估堆芯运行趋势及安全性。
在具体实施过程中,请参考图2B,所述监测服务器还包括:
第一数据库25,用于存储从核电站分布式控制系统获取的第一测量数据。
第一验证单元26,用于在第一数据库25存储所述第一测量数据后,验证所述第一测量数据的完整性和正确性。
第二数据库27,用于存储从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据。
第二验证单元28,用于在第二数据库27存储所述第二测量数据后,验证所述第二测量数据的完整性和正确性。
在具体实施过程中,仍请参考图2B,所述监测服务器还包括:
应用管理单元29,用于在第一测量数据获取单元21获取所述第一测量数据、以及第二测量数据获取单元22获取所述第二测量数据之后,且数据处理单元23获取所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量之前,接收客户端的应用调用请求,基于所述应用调用请求判断所述客户端是否具有应用调用权限;应用管理单元29还用于对所述监测服务器的工作参数(如数据库、界面库)进行配置和维护;应用管理单元29还用于用户配置管理和服务器软硬件维护。
进一步,所述监测服务器还包括:
第三数据库210,用于在数据处理单元23获取所述堆芯状态参数和堆芯裕量之后,且数据输出单元24输出所述堆芯状态参数和堆芯裕量之前,存储所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。其中,第一数据库25、第二数据库27和第三数据库210可为同一数据库。
在具体实施过程中,仍请参考图2B,所述监测服务器还包括:
接口单元211,用于基于TCP协议与所述分布式控制系统、所述堆芯测量系统和客户端进行通讯。
根据上面的描述,上述核电站堆芯状态的监测服务器用于实施上述核电站堆芯状态的监测方法,所以,该服务器的实施方式与上述方法的一个或多个实施方式相同,在此就不再一一赘述了。
实施例三
基于同一发明构思,请参考图3A,本发明实施例还提供了一种核电站堆芯状态的监测系统,包括:服务器31和客户端32;
所述服务器31用于获取第一测量数据和第二测量数据,以及根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量,并将所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量输出至客户端32;
客户端32用于显示输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
进一步,所述监测系统还包括:核电站分布式控制系统DCS,以及具有自给能中子探测器的核电站堆芯测量系统RIC;
分布式控制系统DCS用于向服务器31提供所述第一测量数据;
堆芯测量系统RIC用于向服务器31提供所述第二测量数据。
其中,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号;所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号;所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度和偏离泡核沸腾比;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故裕度。
如图3A所示,为本实施例提供的一种核电站堆芯状态的监测系统的结构框图,在具体实施过程中,所述核电站堆芯状态的监测系统包括堆芯在线监测系统(KSS,CoreOnlineSurveillanceSystem),服务器31承载了KSS系统的所有功能。服务器31设置在KSS机柜30中,在KSS机柜30中还设置有与服务器31连接的路由器33和交换机34;其中,路由器33和交换机34用于与DCS、RIC、客户端32和打印机35等进行通讯;具体的,KSS机柜30上可预留网络接口与客户端32连接,该客户端33可为位于KSS机柜30附近的就地客户端,也可为设置在DCS主控室内的远程客户端,当其为就地客户端时,该客户端通过VGA视频线连接显示器,当其为远程客户端时,其可为设置在DCS主控室的电站计算机信息和控制系统(KIC,PlantComputerInformation&Control)客户端。
也就是说,为了实现对堆芯状态的监测功能,在具体实施过程中采用服务器加客户端的处理方案,并利用当前成熟的计算机技术,采用高速网络实现KSS系统内部模块之间、KSS系统与外部模块之间的数据交换,同时采用数据库作为内部功能计算模块与画面监控模块数据交换的接口。其中,设置两台处于热备用关系的服务器31,即当其中正在使用的一台服务器发生故障后,另一台服务器将马上代替故障服务器。另外,KSS系统数据可通过显示器输出、打印输出和磁盘输出的方式进行输出。
结合图2B、图3A和图4,在任一服务器31中设置有数据获取模块41(对应图2B中的第一测量数据获取单元21和第二测量数据获取单元22)、功能计算模块42(对应图2B中的数据处理单元23)、数据库模块43(对应图2B中的第一数据库25、第二数据库27和第三数据库210)、应用管理模块44(对应图2B中的应用管理单元29)、通讯接口模块45(对应图2B中的接口单元211)和画面监控模块46(对应图2B中的数据输出单元24);其中:
数据获取模块41用于从DCS处理机柜和RIC处理机柜采集堆芯和回路测量数据(即所述第一测量数据和所述第二测量数据)。具体的,从DCS处理机柜采集的数据包括堆芯出口温度、一回路温度、压力、堆芯硼浓度、控制棒棒位信号等,从RIC处理机柜采集的数据主要是堆芯自给能中子探测器信号(SPND);
数据库模块43用于储存数据获取模块41所获取的堆芯和回路测量数据,同时在获取堆芯和回路测量数据后对其数据的完整性和正确性进行验证,并将验证结果为合格的数据送往功能计算模块42进行计算处理,以及对功能计算模块42计算获得的数据(即堆芯状态参数和安全裕量)进行存储,以用于就地客户端的人机交互和显示。通过应用管理模块44接受客户端32的调用,数据库模块43与其他功能模块均存在连接,即数据库模块43为连接其他各个功能模块的纽带。
功能计算模块42用于从数据库模块43读取所述堆芯和回路测量数据对堆芯理论计算单元进行三维功率分布的重构修正,并对重构修正后的三维功率分布进行计算处理,以及将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合,获得全面的堆芯运行参数和安全裕量;功能计算模块42还用于基于所述堆芯运行参数和安全裕量对堆芯状态进行跟踪和预测,获得堆芯状态跟踪监测数据和预测数据,以使现场运行人员基于所述堆芯状态跟踪监测数据和预测数据获知当前堆芯运行状态、评估堆芯运行趋势及安全性。其中,计算获得的堆芯运行参数和安全裕量、以及堆芯状态跟踪监测数据和预测数据存储到数据库模块43中。
应用管理模块44完成KSS系统的配置维护管理功能,包括系统参数的配置(如数据库、界面库配置),用户配置及权限管理,系统软硬件的定期维护,并与客户端32及各功能模块进行交互。例如,通过应用管理模块44接收来自客户端32的调用指令,以触发功能计算模块42进行堆芯重构计算。
通讯接口模块45从数据库模块43获取计算结果和各种功能参数(包括计算获得的堆芯运行参数和安全裕量、以及堆芯状态跟踪监测数据和预测数据等),并通过画面监控模块46进行处理获得堆芯运行状态画面监控数据,以送往客户端32进行显示。
画面监控模块46根据系统功能需求,辅助现场运行人员更好地了解当前堆芯运行状态,评估堆芯运行趋势及安全性,并提供后续运行指导,同时也为核电站设计人员提供在线运行技术支持窗口。KSS系统画面可分为:堆芯参数跟踪画面、堆芯预测参数画面、堆芯历史参数画面和系统配置维护画面。其所支持的监控内容包括:主画面监控、LPD及LOCA裕度画面监控、运行图画面监控、棒位信息画面监控、功率倾斜画面监控、三维画面信息监控、输入参数画面监控、报警显示画面监控、历史参数点画面监控、历史参数曲线画面监控、堆芯预测画面监控等。
另外,仍请参考图4,任一服务器31中还包括:运维监控子系统模块47和打印与日志查询模块48。其中,系统运维监控子系统模块47用于对KSS服务器的CPU、内存等资源运行情况进行监控并在画面显示;打印与日志查询模块48,用于保持系统的打印输出功能,对于堆芯状态的某些重要参数,操作员可通过打印输出,更好的辅助操作员对电站运行工况的分析判断。打印与日志查询模块48还支持日志查询功能,并记录系统各项报警日志。
进一步,如图3B所示,为本实施例提供的一种核电站堆芯状态的监测系统的接口结构示意图,本方案系统接口包含与客户端32和打印机35的接口,位于计算机房中,其主要功能包括:为各功能模块的调用提供接口,以及为客户端32提供关键功能参数监视信息、以及系统和设备状态指示信息。其中,关键功能参数监视信息(包括LPD、DNBR等)用于关键功能参数显示;报警信息用于相关参数超限时的重要报警,具体可采用声光报警提示操纵员;系统和设备状态指示信息用于系统或设备的状态指示或报警,主要包括设备(如卡件)异常或故障报警、通信故障报警,这些报警和指示信息根据相应报警、指示设置原则采用报警灯或者视频显示装置(VDU)进行显示。
下面结合图3B对KSS与外部设备的接口进行具体介绍,其中,虚线表示硬件连接线,实线表示基于TCP协议的通信网络,整个接口示意图包括LEVEL0(即所述工艺系统接口层)、LEVEL1(即所述自动控制和保护层)和LEVEL2(即所述操作和管理信息层),在LEVEL0内设置有分别与RIC和DCS相连的一些测量系统,在LEVEL1内设置有KSS、DCS等,在LEVEL2内设置有与KSS连接的操作员工作站(KIC-OWP)。
(1)与DCS的接口
DCS与棒控棒位系统(RGL)、核仪表系统(RPN)、一回路冷却剂系统(RCP)、化学和容积控制系统(RCV)相连,获取RGL的CRDM信号(即控制棒棒位信号)、RPN的MA信号(即堆外中子探测信号)、RCP的TC/MP信号(即所述一回路温度和所述一回路压力)、RCV的MG信号(即所述堆芯硼浓度),并通过网络(基于TCP通讯协议)送到KSS中。其触发机制为DCS按照一定周期向KSS系统发送数据;触发周期频率与DCS读取数据的周期一致。
(2)与RIC的接口
基于TCP通讯协议从RIC接收KSS所需的中子自给能探测器(SPND)、堆芯出口温度(TC)等输入信号数据。其触发机制为RIC按照一定周期向KSS系统发送数据;触发周期频率为与RIC系统数据读取频率一致。其中,KSS接收的来自RIC的输入信号数据需要通过RIC信号调理单元36进行处理,SPND信号可直接传送至KSS;RIC的TC信号则需要发送至DCS,并经DCS输出至KSS。
(3)与操作员工作站(KIC-OWP)的接口
基于TCP通讯协议从KSS系统输送信号至KIC-OWP,通过调取相应画面以展示。其触发机制为KSS系统画面软件;触发周期频率为按需可调。
(4)就地客户端(即KSS客户端321)接口
实现服务器与KSS客户端321的交互,以进行数据采集、图像生成以及应用管理等。通信协议为TCP;触发机制为启动客户端的相关应用程序;触发周期频率为按需可调。
(5)打印机35接口
从KSS系统输送信号至KSS打印设备。其通信协议为TCP;触发机制为打印执行命令;触发周期频率为按需可调。
总而言之,本发明方案是通过采集系统信号,结合堆芯参数,进行处理后产生反应堆功率分布,提供稳定、可靠的信息显示和报警,实现堆芯三维功率分布、LOCA裕度监测、轴向功率偏差,线功率密度和DNBR等状态参数的监测、显示和报警输出的功能,为机组的可靠运行及操作员的正确操作提供必要且正确的信息。
本领域内的技术人员应明白,本发明的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此,本发明可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且,本发明可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上,使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理,从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
尽管已描述了本发明的优选实施例,但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念,则可对这些实施例做出另外的变更和修改。所以,所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (34)
1.一种核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述监测方法包括步骤:
S1、从核电站分布式控制系统获取第一测量数据;
S2、从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据;
S3、根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量;
S4、输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
2.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号;所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。
3.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度和偏离泡核沸腾比;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故裕度。
4.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述步骤S1具体为:从核电站分布式控制系统获取第一测量数据,并将所述第一测量数据存储在第一数据库。
5.如权利要求4所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,在所述步骤S1之后,所述监测方法还包括:验证所述第一测量数据的完整性和正确性。
6.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述步骤S2具体为:从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据,并将所述第二测量数据存储在第二数据库。
7.如权利要求6所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,在所述步骤S2之后,所述监测方法还包括:验证所述第二测量数据的完整性和正确性。
8.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,在执行所述步骤S1及S2之后,且在执行所述步骤S3之前,所述监测方法还包括:
接收客户端的应用调用请求,基于所述应用调用请求判断所述客户端是否具有应用调用权限,并在判断结果为是时,执行所述步骤S3。
9.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述步骤S3具体为:
根据所述第一测量数据和所述第二测量数据,对堆芯理论计算单元进行三维功率分布的重构修正,并对重构修正后的三维功率分布进行处理,以及将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合,获得堆芯状态参数和堆芯裕量。
10.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,在执行所述步骤S3之后,且在执行所述步骤S4之前,所述监测方法还包括:将所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量存储在第三数据库。
11.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述步骤S4具体为:
对所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量进行处理,以获得堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据,并显示输出所述跟踪监测数据和所述预测数据。
12.如权利要求2所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述堆芯出口温度由设置在核电站工艺系统接口层的堆芯出口热电偶探测器采集并发送于所述分布式控制系统;
所述一回路温度和所述一回路压力均由设置在核电站工艺系统接口层的反应堆冷却剂系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述堆芯硼浓度由设置在核电站工艺系统接口层的化学和容积控制系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述控制棒棒位信号由设置在核电站工艺系统接口层的棒控棒位系统采集并发送于所述分布式控制系统。
13.如权利要求12所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述堆芯出口温度由所述堆芯出口热电偶探测器采集,并经由设置在核电站自动控制和保护层的堆芯测量系统信号调理单元转发至所述分布式控制系统。
14.如权利要求1所述的核电站堆芯状态的监测方法,其特征在于,所述步骤S4具体为:
通过设置在核电站自动控制和保护层或操作和管理信息层的客户端对所述堆芯状态监测数据进行显示输出。
15.一种核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器包括:
第一测量数据获取单元,用于从核电站分布式控制系统获取第一测量数据;
第二测量数据获取单元,用于从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取第二测量数据;
数据处理单元,用于根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量;
数据输出单元,用于输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
16.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号;所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。
17.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度和偏离泡核沸腾比;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故裕度。
18.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器还包括:
第一数据库,用于存储从核电站分布式控制系统获取的第一测量数据。
19.如权利要求18所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器还包括:
第一验证单元,用于在所述第一数据库存储所述第一测量数据后,验证所述第一测量数据的完整性和正确性。
20.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器还包括:
第二数据库,用于存储从核电站堆芯测量系统的自给能中子探测器获取的第二测量数据。
21.如权利要求20所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器还包括:
第二验证单元,用于在所述第二数据库存储所述第二测量数据后,验证所述第二测量数据的完整性和正确性。
22.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器还包括:
应用管理单元,用于在所述第一测量数据获取单元获取所述第一测量数据、以及所述第二测量数据获取单元获取所述第二测量数据之后,且所述数据处理单元获取所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量之前,接收客户端的应用调用请求,基于所述应用调用请求判断所述客户端是否具有应用调用权限。
23.如权利要求22所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述应用管理单元还用于对所述监测服务器的工作参数进行配置和维护。
24.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述数据处理单元具体用于根据所述第一测量数据和所述第二测量数据,对堆芯理论计算单元进行三维功率分布的重构修正,并对重构修正后的三维功率分布进行处理,以及将所述重构修正后的三维功率分布与子通道热工水利计算相结合,获得堆芯状态参数和堆芯裕量。
25.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器还包括:
第三数据库,用于在所述数据处理单元获取所述堆芯状态参数和堆芯裕量之后,且所述数据输出单元输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量之前,存储所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
26.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述数据输出单元具体用于:对所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量进行处理,以获得堆芯状态的跟踪监测数据和预测数据,并显示输出所述跟踪监测数据和所述预测数据。
27.如权利要求16所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述堆芯出口温度由设置在核电站工艺系统接口层的堆芯出口热电偶探测器获取并发送于所述分布式控制系统;
所述一回路温度和所述一回路压力均由设置在核电站工艺系统接口层的反应堆冷却剂系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述堆芯硼浓度由设置在核电站工艺系统接口层的化学和容积控制系统采集并发送于所述分布式控制系统;
所述控制棒棒位信号由设置在核电站工艺系统接口层的棒控棒位系统采集并发送于所述分布式控制系统。
28.如权利要求27所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述堆芯出口温度由所述堆芯出口热电偶探测器采集,并经由设置在核电站自动控制和保护层的堆芯测量系统信号调理单元转发至所述分布式控制系统。
29.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述数据输出单元具体用于:将所述堆芯状态参数和堆芯裕量输出至设置在核电站自动控制和保护层或操作和管理信息层的客户端进行显示。
30.如权利要求15所述的核电站堆芯状态的监测服务器,其特征在于,所述监测服务器还包括:
接口单元,用于基于TCP协议与所述分布式控制系统、所述堆芯测量系统和客户端进行通讯。
31.一种核电站堆芯状态的监测系统,其特征在于,所述监测系统包括:服务器和客户端;
所述服务器用于获取第一测量数据和第二测量数据,以及根据所述第一测量数据和所述第二测量数据获取堆芯状态参数和堆芯裕量,并将所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量输出至所述客户端;
所述客户端用于显示输出所述堆芯状态参数和所述堆芯裕量。
32.如权利要求31所述的核电站堆芯状态的监测系统,其特征在于,所述监测系统还包括:核电站分布式控制系统,以及具有自给能中子探测器的核电站堆芯测量系统;
所述分布式控制系统用于向所述服务器提供所述第一测量数据;
所述堆芯测量系统用于向所述服务器提供所述第二测量数据。
33.如权利要求31或32所述的核电站堆芯状态的监测系统,其特征在于,所述第一测量数据包括:堆芯出口温度、一回路温度、一回路压力、堆芯硼浓度和控制棒棒位信号;所述第二测量数据包括自给能中子探测器测得的信号。
34.如权利要求31或32所述的核电站堆芯状态的监测系统,其特征在于,所述堆芯状态参数包括:堆芯轴向功率偏差、线功率密度和偏离泡核沸腾比;所述堆芯裕量包括冷却剂失水事故裕度。
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Cited By (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106709133A (zh) * | 2016-11-16 | 2017-05-24 | 东南大学 | 基于神经网络曲面拟合的核电站堆芯温度场软测量方法 |
CN109060009A (zh) * | 2018-06-29 | 2018-12-21 | 北京广利核系统工程有限公司 | 适用于eop规程下的堆芯温度水位监测装置及方法 |
CN109147975A (zh) * | 2018-10-25 | 2019-01-04 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种压水堆核电厂堆芯状态监测与分析系统 |
CN109639681A (zh) * | 2018-12-14 | 2019-04-16 | 三门核电有限公司 | 一种在线堆芯功率分布监测系统 |
CN109918738A (zh) * | 2019-02-12 | 2019-06-21 | 中广核工程有限公司 | 核电厂反应堆功率状态三维可视化方法、评估方法及系统 |
CN110689974A (zh) * | 2018-11-02 | 2020-01-14 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种基于瞬时伽马响应修正的改进堆芯功率分布的测量方法 |
CN110753111A (zh) * | 2019-10-23 | 2020-02-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆物理启动试验设备信息共享系统 |
CN111149175A (zh) * | 2017-08-18 | 2020-05-12 | 西屋电气有限责任公司 | 核仪表隔离输出信号标度方法和采用相同方法的系统 |
CN113192660A (zh) * | 2021-04-20 | 2021-07-30 | 广东核电合营有限公司 | 核电站堆芯测量系统参数调整方法、装置、设备及介质 |
CN113205896A (zh) * | 2021-03-26 | 2021-08-03 | 中广核研究院有限公司 | 核反应堆堆芯监测方法、装置、计算机设备和存储介质 |
WO2023159938A1 (zh) * | 2022-02-22 | 2023-08-31 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆在线保护方法、系统及可读存储介质 |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR3085787B1 (fr) * | 2018-09-12 | 2020-10-23 | Framatome Sa | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire avec calcul du rftc en ligne, reacteur nucleaire correspondant |
CN110991884A (zh) * | 2019-12-03 | 2020-04-10 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂疲劳监测和寿命评估系统 |
CN111768884B (zh) * | 2020-06-08 | 2023-02-21 | 核动力运行研究所 | 一种核电厂机组运行状态监测系统及方法 |
CN113405686B (zh) * | 2021-05-19 | 2022-07-01 | 中国原子能科学研究院 | 一种温度测量方法 |
CN114461491A (zh) * | 2022-01-12 | 2022-05-10 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核蒸汽供应系统功能检测方法、装置、计算机设备和介质 |
CN114722646B (zh) * | 2022-06-10 | 2022-08-26 | 西安交通大学 | 基于克里金模型的自给能探测器三维测点布置优化方法 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3760183A (en) * | 1972-06-08 | 1973-09-18 | Gen Electric | Neutron detector system |
JP2001033578A (ja) * | 1999-07-22 | 2001-02-09 | Toshiba Corp | 制御棒監視制御システムおよびプログラムを記憶した記憶媒体 |
CN102473466A (zh) * | 2009-07-01 | 2012-05-23 | 西屋电气有限责任公司 | 堆芯内仪器堆芯性能验证方法 |
CN104240779A (zh) * | 2014-09-22 | 2014-12-24 | 中国广核集团有限公司 | 核电站堆芯象限功率倾斜的监督方法和装置 |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5956380A (en) * | 1995-12-22 | 1999-09-21 | Siemens Aktiengesellschaft | Method and apparatus for determining neutron flux density, in particular in a nuclear power facility |
FR2914103B1 (fr) * | 2007-03-19 | 2009-12-18 | Areva Np | Procede de determination de la distribution de puissance volumique du coeur d'un reacteur nucleaire |
US9633752B2 (en) * | 2010-09-17 | 2017-04-25 | Atomic Energy Of Canada Limited | Reactor shutdown trip algorithm using derivatives |
-
2015
- 2015-11-12 CN CN201510771988.6A patent/CN105448361B/zh active Active
- 2015-12-17 GB GB1522288.8A patent/GB2544351B/en active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3760183A (en) * | 1972-06-08 | 1973-09-18 | Gen Electric | Neutron detector system |
JP2001033578A (ja) * | 1999-07-22 | 2001-02-09 | Toshiba Corp | 制御棒監視制御システムおよびプログラムを記憶した記憶媒体 |
CN102473466A (zh) * | 2009-07-01 | 2012-05-23 | 西屋电气有限责任公司 | 堆芯内仪器堆芯性能验证方法 |
CN104240779A (zh) * | 2014-09-22 | 2014-12-24 | 中国广核集团有限公司 | 核电站堆芯象限功率倾斜的监督方法和装置 |
Non-Patent Citations (4)
Title |
---|
刘同先等: "《核科学与工程》", 《裕量法的堆芯功率能力分析研究》 * |
周海翔等: "《三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析》", 《自动化仪表》 * |
罗征培等: "《在核反应堆安全运行中使用在线监视技术的设想》", 《核科学与工程》 * |
肖博等: "《某型"三代"核电机组与M310机组堆芯测量系统》", 《科教导刊》 * |
Cited By (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106709133A (zh) * | 2016-11-16 | 2017-05-24 | 东南大学 | 基于神经网络曲面拟合的核电站堆芯温度场软测量方法 |
CN111149175A (zh) * | 2017-08-18 | 2020-05-12 | 西屋电气有限责任公司 | 核仪表隔离输出信号标度方法和采用相同方法的系统 |
CN109060009A (zh) * | 2018-06-29 | 2018-12-21 | 北京广利核系统工程有限公司 | 适用于eop规程下的堆芯温度水位监测装置及方法 |
CN109147975A (zh) * | 2018-10-25 | 2019-01-04 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种压水堆核电厂堆芯状态监测与分析系统 |
CN110689974A (zh) * | 2018-11-02 | 2020-01-14 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种基于瞬时伽马响应修正的改进堆芯功率分布的测量方法 |
CN109639681A (zh) * | 2018-12-14 | 2019-04-16 | 三门核电有限公司 | 一种在线堆芯功率分布监测系统 |
CN109918738B (zh) * | 2019-02-12 | 2022-12-30 | 中广核工程有限公司 | 核电厂反应堆功率状态三维可视化方法、评估方法及系统 |
CN109918738A (zh) * | 2019-02-12 | 2019-06-21 | 中广核工程有限公司 | 核电厂反应堆功率状态三维可视化方法、评估方法及系统 |
CN110753111A (zh) * | 2019-10-23 | 2020-02-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆物理启动试验设备信息共享系统 |
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