CN106934510A - 核电厂事故缓解系统以及缓解方法 - Google Patents
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Abstract
一种核电厂事故缓解系统，包括：测量单元，所述测量单元被配置为用于测量核电厂的一个或多个运行参数；数据网络，所述数据网络与所述测量单元连接；数据服务器，所述数据服务器与所述数据网络连接，用于存储通过所述数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数；计算服务器，所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接，用于控制所述数据网络和所述数据服务器，并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案；以及终端设备，所述终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。本发明还提供一种核电厂事故缓解方法。本发明的技术方案能够快速准确地确定缓解方案，提高了核电厂应对严重事故的处理能力。
Description
技术领域
本发明属于核电厂事故缓解技术领域，具体地，涉及一种核电厂事故缓解系统以及缓解方法。
背景技术
经过几十年的发展，核电已成为一种成熟的能源，其具有消耗资源少、对环境影响小、供应能力强等优点，就发电比例而言，核电发电量占全世界总发电量的比例逐年上升。在核电的发展历程中，安全性一直是首要的课题。
在三哩岛核泄漏事故和切尔诺贝利事故发生之后，核工业界开始关注被认为发生概率极低的超设计基准事故，随后很多国家要求核电厂制定严重事故管理导则。在福岛核事故之后，人们更深刻地认识到严重事故绝不仅仅是所谓的假想事故，国内外核工业界及核安全监管当局对核电厂严重事故的关注都提高到了一个前所未有的程度。近期，我国发布了《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》和《关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告》，它们均对国内核电厂的严重事故管理提出了明确的监管要求，具体地，要求运行核电厂2013年底前应当制定并实施严重事故管理导则。
目前国内核电厂的严重事故管理尚处于初级阶段。在当前的严重事故管理模式下，操作员、技术支持人员和监管机构利用纸质版或电子版的严重事故管理导则文档判断电厂状态，并决定采用何种缓解措施。技术人员需要采用翻阅和查找的方式，自行定位适用于当前电厂状态的导则，并根据导则上列出的电厂状态参数值名称，比较阈值和当前电厂参数值的大小，确定是否满足导则条件。这样的过程导致对严重事故不能及时作出反应，同时人为操作也易于产生错误判断。
严重事故管理导则中指出，严重事故缓解措施的选择和确定由技术支持人员决定，再将决定传达至主控室操作员，由操作员实施具体的缓解措施。目前，决定传达的方式为技术支持人员步行前往主控室进行传达。这种方式效率较低，在紧急情况时，有可能浪费宝贵的应急处理时间，导致事故工况进一步恶化。
发明内容
本发明的目的在于克服现有技术缺陷，提供一种提高核电厂应对严重事故的处理能力的核电厂事故缓解系统以及缓解方法。
本发明的目的还在于提供一种核电厂事故缓解系统以及缓解方法，能够对潜在的严重事故快速作出反应，并提高应对措施的可靠性。
本发明的目的还在于提供一种核电厂事故缓解系统以及缓解方法，便于技术支持人员、操作员以及监管机构之间的信息交换，缩短紧急情况下的信息传递时间。
为达到上述目的或目的之一，本发明的技术解决方案如下：
根据本发明的一个方面的实施例，提出了一种核电厂事故缓解系统，包括：
测量单元，所述测量单元被配置为用于测量核电厂的一个或多个运行参数；
数据网络，所述数据网络与所述测量单元连接；
数据服务器，所述数据服务器与所述数据网络连接，用于存储通过所述数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数；
计算服务器，所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接，用于控制所述数据网络和所述数据服务器，并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案；以及
终端设备，所述终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。
根据本发明的一个优选实施例，所述计算服务器包括导则判断模块、模拟分析模块和影响评价模块。
根据本发明的一个优选实施例，所述导则判断模块根据事故管理导则确立判断条件，当所获取的运行参数超过设定阈值时触发相应的事故缓解导则，所述导则判断模块对触发的事故缓解导则中列出的多种缓解措施进行组合，得到多个初步的缓解方案，并对多个初步的缓解方案中涉及的设备的可用性进行评估，去除不可行的缓解方案，得到多个可行的缓解方案。
根据本发明的一个优选实施例，所述模拟分析模块接收所述导则判断模块得到的多个可行的缓解方案，执行缓解方案的分析操作，所述模拟分析模块包括缓解方案分析进程和非缓解方案分析进程，当模拟分析模块接收到多个可行的缓解方案后启动缓解方案分析进程，所述缓解方案分析进程利用核电厂当前的运行参数和多个可行的缓解方案生成多个计算初始包，利用计算初始包启动分别对应于多个可行的缓解方案的计算进程，得到多个缓解方案模拟结果。
根据本发明的一个优选实施例，所述影响评价模块接收所述模拟分析模块得到的多个缓解方案模拟结果，根据预先建立的事故缓解目标和评价准则对多个缓解方案模拟结果进行分析，依据选定的参数判断分析各个缓解方案对核电厂当前状态的影响，生成多个影响评价结果，并对多个影响评价结果进行排序。
根据本发明的一个优选实施例，根据排序后的影响评价结果确定所述事故缓解方案，所述事故缓解方案以及排序后的影响评价结果被发送至所述终端设备，在所述终端设备上用户能够查看事故缓解方案实施后核电厂运行参数的变化。
根据本发明的一个优选实施例，所述模拟分析模块的非缓解方案分析进程能够被设置为待命状态或者运行状态。
根据本发明的一个优选实施例，当所述模拟分析模块为运行状态时，所述模拟分析模块根据实时的核电厂运行参数模拟核电厂运行状态，并将模拟结果与同步的核电厂运行参数进行比对，以此修正计算参数，确保模拟结果与核电厂的当前状态吻合。
根据本发明的一个优选实施例，在所述模拟分析模块中，所述多个可行的缓解方案被分别解析成计算参数的变化，从而启动相应的计算进程。
根据本发明的一个优选实施例，多个计算进程并行地进行。
根据本发明的一个优选实施例，所述数据服务器包括实时数据库和历史数据库，所述实时数据库存储核电厂实时传输的运行参数数据并实时更新，所述历史数据库间隔一定时间对实时数据库进行镜像存储，作为历史数据以备使用。
根据本发明的一个优选实施例，还包括通信模块，所述通信模块被配置为执行技术中心、指挥中心与控制中心之间的通信。
根据本发明的一个优选实施例，还包括移动设备客户端，利用所述移动设备客户端控制中心能够将需要现场操作的操作内容发送给现场操作人员，以执行现场操作。
根据本发明的一个优选实施例，还包括网关和/或防火墙，连接于数据网络与数据服务器之间。
根据本发明的一个优选实施例，所述一个或多个运行参数包括主系统压力、一回路系统压力、氢气浓度、反应堆堆芯出口温度或放射性物质浓度。
根据本发明的另一个方面的实施例，提出了一种核电厂事故缓解方法，所述事故缓解方法包括如下步骤：
通过测量单元测量核电厂的一个或多个运行参数；
利用数据服务器存储通过数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数，其中所述数据网络与所述测量单元连接，所述数据服务器与所述数据网络连接；
利用计算服务器控制所述数据网络和所述数据服务器，并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案，其中所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接；以及
利用终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。
根据本发明的一个优选实施例，利用计算服务器给出事故缓解方案的步骤包括导则判断步骤、模拟分析步骤和影响评价步骤。
根据本发明的一个优选实施例，在所述导则判断步骤中，根据事故管理导则确立判断条件，当所获取的运行参数超过设定阈值时触发相应的事故缓解导则，并且在所述导则判断步骤中，对触发的事故缓解导则中列出的多种缓解措施进行组合，得到多个初步的缓解方案，并对多个初步的缓解方案中涉及的设备的可用性进行评估，去除不可行的缓解方案，得到多个可行的缓解方案。
根据本发明的一个优选实施例，在所述模拟分析步骤中，接收所述导则判断步骤得到的多个可行的缓解方案，执行缓解方案的分析操作，所述模拟分析步骤包括缓解方案分析进程和非缓解方案分析进程，当接收到多个可行的缓解方案后启动缓解方案分析进程，所述缓解方案分析进程利用核电厂当前的运行参数和多个可行的缓解方案生成多个计算初始包，利用计算初始包启动分别对应于多个可行的缓解方案的计算进程，得到多个缓解方案模拟结果。
根据本发明的一个优选实施例，在所述影响评价步骤中，接收所述模拟分析步骤得到的多个缓解方案模拟结果，根据预先建立的事故缓解目标和评价准则对多个缓解方案模拟结果进行分析，依据选定的参数判断分析各个缓解方案对核电厂当前状态的影响，生成多个影响评价结果，并对多个影响评价结果进行排序。
根据本发明的一个优选实施例，根据排序后的影响评价结果确定所述事故缓解方案，所述事故缓解方案以及排序后的影响评价结果被发送至所述终端设备，在所述终端设备上用户能够查看事故缓解方案实施后核电厂运行参数的变化。
根据本发明的一个优选实施例，所述模拟分析步骤的非缓解方案分析进程能够被设置为待命状态或者运行状态。
根据本发明的一个优选实施例，当为运行状态时，所述模拟分析步骤根据实时的核电厂运行参数模拟核电厂运行状态，并将模拟结果与同步的核电厂运行参数进行比对，以此修正计算参数，确保模拟结果与核电厂的当前状态吻合。
根据本发明的一个优选实施例，在所述模拟分析步骤中，所述多个可行的缓解方案被分别解析成计算参数的变化，从而启动相应的计算进程。
根据本发明的一个优选实施例，多个计算进程并行地进行。
根据本发明的一个优选实施例，所述数据服务器包括实时数据库和历史数据库，所述实时数据库存储核电厂实时传输的运行参数数据并实时更新，所述历史数据库间隔一定时间对实时数据库进行镜像存储，作为历史数据以备使用。
根据本发明的一个优选实施例，还包括通信步骤，所述通信步骤执行技术中心、指挥中心与控制中心之间的通信。
根据本发明的一个优选实施例，还包括发送现场操作的操作内容的步骤，在发送现场操作的操作内容的步骤中，控制中心利用移动设备客户端将需要现场操作的操作内容发送给现场操作人员，以执行现场操作。
根据本发明的一个优选实施例，数据网络与数据服务器之间还包括网关和/或防火墙。
根据本发明的一个优选实施例，所述一个或多个运行参数包括主系统压力、一回路系统压力、氢气浓度、反应堆堆芯出口温度或放射性物质浓度。
通过本发明的技术方案，当核电厂发生严重事故时，能够快速准确地确定缓解方案，提高了核电厂应对严重事故的处理能力，降低严重事故的后果，提高核电厂的安全水平。利用计算机网络系统，信息可以方便的在技术中心、指挥中心和控制中心之间进行传递，降低信息传递的时间，提高效率。
附图说明
图1为根据本发明实施例的核电厂事故缓解系统的设备关系图；以及
图2为根据本发明实施例的核电厂事故缓解方法的工作流程图。
具体实施方式
下面结合附图详细描述本发明的示例性的实施例，其中相同或相似的标号表示相同或相似的元件。另外，在下面的详细描述中，为便于解释，阐述了许多具体的细节以提供对本披露实施例的全面理解。然而明显地，一个或多个实施例在没有这些具体细节的情况下也可以被实施。在其他情况下，公知的结构和装置以图示的方式体现以简化附图。
根据本发明总体上的发明构思，提供了一种核电厂事故缓解系统，所述事故缓解系统包括：测量单元，所述测量单元被配置为用于测量核电厂的一个或多个运行参数；数据网络，所述数据网络与所述测量单元连接；数据服务器，所述数据服务器与所述数据网络连接，用于存储通过所述数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数；计算服务器，所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接，用于控制所述数据网络和所述数据服务器，并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案；以及终端设备，所述终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。
根据本发明的优选实施例，核电厂事故缓解系统还包括网关和/或防火墙，连接于数据网络与数据服务器之间；所述一个或多个运行参数包括主系统压力、一回路系统压力、氢气浓度、反应堆堆芯出口温度或放射性物质浓度。
具体地，所述计算服务器包括导则判断模块、模拟分析模块和影响评价模块。所述导则判断模块根据事故管理导则确立判断条件，当所获取的运行参数超过设定阈值时触发相应的事故缓解导则，所述导则判断模块对触发的事故缓解导则中列出的多种缓解措施进行组合，得到多个初步的缓解方案，并对多个初步的缓解方案中涉及的设备的可用性进行评估，去除不可行的缓解方案，得到多个可行的缓解方案。所述模拟分析模块接收所述导则判断模块得到的多个可行的缓解方案，执行缓解方案的分析操作，所述模拟分析模块包括缓解方案分析进程和非缓解方案分析进程，当模拟分析模块接收到多个可行的缓解方案后启动缓解方案分析进程，所述缓解方案分析进程利用核电厂当前的运行参数和多个可行的缓解方案生成多个计算初始包，利用计算初始包启动分别对应于多个可行的缓解方案的计算进程，得到多个缓解方案模拟结果。所述影响评价模块接收所述模拟分析模块得到的多个缓解方案模拟结果，根据预先建立的事故缓解目标和评价准则对多个缓解方案模拟结果进行分析，依据选定的参数判断分析各个缓解方案对核电厂当前状态的影响，生成多个影响评价结果，并对多个影响评价结果进行排序。根据排序后的影响评价结果确定所述事故缓解方案，所述事故缓解方案以及排序后的影响评价结果被发送至所述终端设备，在所述终端设备上用户能够查看事故缓解方案实施后核电厂运行参数的变化。
本发明主要是将纸质版的严重事故管理导则进行电子化，并结合严重事故分析软件和多任务并行计算技术，可以自动判断导则的各项条件是否满足，并自动对导则中的多项缓解措施进行模拟分析，对模拟结果进行自动分析后，得到各缓解措施对当前事故状态的影响。
其中，所述模拟分析模块的非缓解方案分析进程能够被设置为待命状态或者运行状态。当非缓解方案分析进程能够为待命状态时，所述模拟分析模块并不实际运行，当所述模拟分析模块为运行状态时，所述模拟分析模块根据实时的核电厂运行参数模拟核电厂运行状态，并将模拟结果与同步的核电厂运行参数进行比对，以此修正计算参数，确保模拟结果与核电厂的当前状态吻合。
根据本发明的优选实施例，在所述模拟分析模块中，所述多个可行的缓解方案被分别解析成计算参数的变化，从而启动相应的计算进程。多个计算进程并行地进行，每个计算进程模拟一个缓解方案，计算采用简化的计算模型，确保计算速度和精度，计算完成后的结果发送至影响评价程序。
根据本发明的优选实施例，所述数据服务器包括实时数据库和历史数据库，所述实时数据库存储核电厂实时传输的运行参数数据并实时更新，所述历史数据库间隔一定时间对实时数据库进行镜像存储，作为历史数据以备使用。
根据本发明的优选实施例，核电厂事故缓解系统还包括通信模块，所述通信模块被配置为执行技术中心、指挥中心与控制中心之间的通信。根据进一步优选的实施例，核电厂事故缓解系统还包括移动设备客户端，利用所述移动设备客户端控制中心能够将需要现场操作的操作内容发送给现场操作人员，以执行现场操作。
图1为根据本发明实施例的核电厂事故缓解系统的设备关系图。如图所示，数据网络与测量单元连接，数据服务器通过防火墙和网关与数据网络连接，实时获取核电厂的一个或多个运行参数，计算服务器也与所述数据网络连接，用于控制所述数据网络和测量单元，计算服务器还与数据服务器连接，并对存储在数据服务器中的所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案，多个终端设备与计算服务器连接，接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。
根据本发明总体上的发明构思，还提供了一种核电厂事故缓解方法，所述事故缓解方法包括如下步骤：通过测量单元测量核电厂的一个或多个运行参数；利用数据服务器存储通过数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数，其中所述数据网络与所述测量单元连接，所述数据服务器与所述数据网络连接；利用计算服务器控制所述数据网络和所述数据服务器，并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案，其中所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接；以及利用终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。
根据本发明的优选实施例，数据网络与数据服务器之间还包括网关和/或防火墙；所述一个或多个运行参数包括主系统压力、一回路系统压力、氢气浓度、反应堆堆芯出口温度或放射性物质浓度。
具体地，利用计算服务器给出事故缓解方案的步骤包括导则判断步骤、模拟分析步骤和影响评价步骤。在所述导则判断步骤中，根据事故管理导则确立判断条件，当所获取的运行参数超过设定阈值时触发相应的事故缓解导则，并且在所述导则判断步骤中，对触发的事故缓解导则中列出的多种缓解措施进行组合，得到多个初步的缓解方案，并对多个初步的缓解方案中涉及的设备的可用性进行评估，去除不可行的缓解方案，得到多个可行的缓解方案。在所述模拟分析步骤中，接收所述导则判断步骤得到的多个可行的缓解方案，执行缓解方案的分析操作，所述模拟分析步骤包括缓解方案分析进程和非缓解方案分析进程，当接收到多个可行的缓解方案后启动缓解方案分析进程，所述缓解方案分析进程利用核电厂当前的运行参数和多个可行的缓解方案生成多个计算初始包，利用计算初始包启动分别对应于多个可行的缓解方案的计算进程，得到多个缓解方案模拟结果。在所述影响评价步骤中，接收所述模拟分析步骤得到的多个缓解方案模拟结果，根据预先建立的事故缓解目标和评价准则对多个缓解方案模拟结果进行分析，依据选定的参数判断分析各个缓解方案对核电厂当前状态的影响，生成多个影响评价结果，并对多个影响评价结果进行排序。根据排序后的影响评价结果确定所述事故缓解方案，所述事故缓解方案以及排序后的影响评价结果被发送至所述终端设备，在所述终端设备上用户能够查看事故缓解方案实施后核电厂运行参数的变化。
其中，所述模拟分析步骤的非缓解方案分析进程能够被设置为待命状态或者运行状态。当非缓解方案分析进程能够为待命状态时，所述模拟分析模块并不实际运行，当为运行状态时，所述模拟分析步骤根据实时的核电厂运行参数模拟核电厂运行状态，并将模拟结果与同步的核电厂运行参数进行比对，以此修正计算参数，确保模拟结果与核电厂的当前状态吻合。
根据本发明的优选实施例，在所述模拟分析步骤中，所述多个可行的缓解方案被分别解析成计算参数的变化，从而启动相应的计算进程。多个计算进程并行地进行，每个计算进程模拟一个缓解方案，计算采用简化的计算模型，确保计算速度和精度，计算完成后的结果发送至影响评价程序。
根据本发明的优选实施例，核电厂事故缓解方法还包括通信步骤，所述通信步骤执行技术中心、指挥中心与控制中心之间的通信。根据进一步优选的实施例，核电厂事故缓解方法还包括发送现场操作的操作内容的步骤，在发送现场操作的操作内容的步骤中，控制中心利用移动设备客户端将需要现场操作的操作内容发送给现场操作人员，以执行现场操作。
图2为根据本发明实施例的核电厂事故缓解方法的工作流程图。如图所示，核电厂的实时运行参数被存储在实时数据库中，当运行参数超过设定阈值时触发相应的事故缓解导则，并且在导则判断模块中得到多个可行的缓解方案，模拟分析模块根据实时的核电厂运行参数模拟核电厂运行状态，并将模拟结果与同步的核电厂关键安全参数进行比对，以此修正计算参数。利用计算参数与导则判断模块中确定的缓解方案进行并行方案模拟，获得模拟结果，然后，影响评价模块根据预先建立的事故缓解目标和评价准则对多个缓解方案模拟结果进行分析，得到各方案优劣分析结果。
本发明的实施例针对核电厂在严重事故中的事故缓解需要，为负责提出缓解方案的TSC(技术支持中心)技术人员提供对策选择上的帮助，并可以利用计算机网络在TSC、应急指挥部和主控室(分别对应于技术中心、指挥中心和控制中心)以及设备现场之间进行高效的信息交换，极大的提高事故处理效率，提升电厂安全水平。
核电厂运行中的某些运行参数可以被选定为关键安全参数，例如反应堆堆芯出口温度，当核电厂发生严重事故后，反应堆堆芯出口温度已经超过1200°F，表示核电厂进入严重事故状态。
下面针对本发明的一个具体实施例对核电厂事故缓解系统的工作进行说明。
核电厂事故缓解系统中的模拟分析模块自动监测核电厂的运行参数数据，并同时进行实时模拟计算，此时模拟分析模块为非缓解方案分析进程，处于运行状态。模拟计算结果中的关键安全参数与核电厂的实测值进行比较，如果误差较大，则进行修正，确保计算结果符合实际工况。根据该实施例，当导则判断模块监测到一回路压力超过100psig时，根据事故管理导则自动触发RCS(反应堆冷却剂系统)泄压方案分析。导则判断模块根据RCS泄压导则的步骤，开始从数据服务器的实时数据库的设备可用性数据中分析当前可用的泄压方法，经过分析，可以获得当前可用的所有泄压方案，即得到多个可行的缓解方案。导则判断模块将所有泄压方案发送至模拟分析模块，此时模拟分析模块启动缓解方案分析进程，模拟分析模块以当前计算结果和每种泄压方案合并生成初始计算文件，即计算初始包，针对每个计算初始包开启一个计算进程，并全速进行模拟分析，分析泄压方案实施后1小时的状态，根据实际情况也可以分析其它时长后的状态，例如2小时、4小时。当各进程结束计算后，生成多个计算结果文件。影响评价模块读取所有计算文件，并从文件中提取一回路系统压力、氢气浓度、堆芯出口温度和放射性物质浓度等参数。影响评价模块根据评价逻辑，即预先建立的事故缓解目标和评价准则，首先判断各个泄压方案在实施一小时后，主系统的压力是否达到安全值；其次评价系统中的氢气浓度值，是否达到氢气爆炸的限值；然后在所有结果之间进行横向比较，根据氢气浓度较低、堆芯出口温度较低和放射性物质浓度较低进行排序，并发送给终端设备，向用户进行显示。影响评价模块根据分析逻辑得出哪种缓解方案的效果最好、哪种方案的副作用最小等分析结论。可选地，各缓解方案的排序、各缓解方案的主系统压力值等参数，以及分析结果都向用户进行显示。最后，由用户选择采取何种方案。其中可能出现每个缓解方案的副作用都较大而向用户推荐不进行干预的情况。
当TSC技术人员确定泄压方案后，可以直接生成决策单并发送至应急总指挥处。应急总指挥在审核通过决策单的内容后，转发至主控室。主控室根据获得的决策单进行各项操作，如果决策单上提出的设备操作无法完成或出现与实际情况不一致时，主控室操作员可以直接在决策单上进行信息反馈。当主控室确认信息反馈后，TSC技术人员可以立刻看到反馈信息，并进行评估，做出修改决策单或撤回决策单的决定。如果主控室顺利完成了决策单上的操作，则可以反馈成功信息。TSC技术人员收到成功信息后，确认当前系统压力是否已经下降到安全水平以下。
由此可见，当核电厂发生严重事故时，本发明所涉及的系统和方法可以自动模拟分析不同缓解方案对于核电厂状态的影响，可以科学快速的找出最适合的缓解方案，降低TSC技术人员的负担，降低人因错误，提高事故缓解的效率。通过本系统和方法，所有严重事故缓解相关的人员都可以即时进行沟通交流，并在系统提供的帮助下高效合作。该系统和方法极大地提高了核电厂对于严重事故的处理能力，降低严重事故的后果，提高核电厂的安全水平。
本发明可以应用于核电厂的严重事故管理和培训中，可以构建为一套软件和硬件系统，自动获取核电厂当前状态参数，并根据严重事故管理导则进行不同缓解措施的评价。该系统可以为核电厂技术人员在决策严重事故缓解措施时，提供分析结果和建议，也可以用于核电厂日常严重事故操作培训。
尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行变化。本发明的适用范围由所附权利要求及其等同物限定。
Claims (30)
1.一种核电厂事故缓解系统，包括：
测量单元，所述测量单元被配置为用于测量核电厂的一个或多个运行参数；
数据网络，所述数据网络与所述测量单元连接；
数据服务器，所述数据服务器与所述数据网络连接，用于存储通过所述数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数；
计算服务器，所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接，用于控制所述数据网络和所述数据服务器，并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案；以及
终端设备，所述终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。
2.根据权利要求1所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
所述计算服务器包括导则判断模块、模拟分析模块和影响评价模块。
3.根据权利要求2所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
所述导则判断模块根据事故管理导则确立判断条件，当所获取的运行参数超过设定阈值时触发相应的事故缓解导则，所述导则判断模块对触发的事故缓解导则中列出的多种缓解措施进行组合，得到多个初步的缓解方案，并对多个初步的缓解方案中涉及的设备的可用性进行评估，去除不可行的缓解方案，得到多个可行的缓解方案。
4.根据权利要求3所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
所述模拟分析模块接收所述导则判断模块得到的多个可行的缓解方案，执行缓解方案的分析操作，所述模拟分析模块包括缓解方案分析进程和非缓解方案分析进程，当模拟分析模块接收到多个可行的缓解方案后启动缓解方案分析进程，所述缓解方案分析进程利用核电厂当前的运行参数和多个可行的缓解方案生成多个计算初始包，利用计算初始包启动分别对应于多个可行的缓解方案的计算进程，得到多个缓解方案模拟结果。
5.根据权利要求4所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
所述影响评价模块接收所述模拟分析模块得到的多个缓解方案模拟结果，根据预先建立的事故缓解目标和评价准则对多个缓解方案模拟结果进行分析，依据选定的参数判断分析各个缓解方案对核电厂当前状态的影响，生成多个影响评价结果，并对多个影响评价结果进行排序。
6.根据权利要求5所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
根据排序后的影响评价结果确定所述事故缓解方案，所述事故缓解方案以及排序后的影响评价结果被发送至所述终端设备，在所述终端设备上用户能够查看事故缓解方案实施后核电厂运行参数的变化。
7.根据权利要求4-6中任一项所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
所述模拟分析模块的非缓解方案分析进程能够被设置为待命状态或者运行状态。
8.根据权利要求7所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
当所述模拟分析模块为运行状态时，所述模拟分析模块根据实时的核电厂运行参数模拟核电厂运行状态，并将模拟结果与同步的核电厂运行参数进行比对，以此修正计算参数，确保模拟结果与核电厂的当前状态吻合。
9.根据权利要求8所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
在所述模拟分析模块中，所述多个可行的缓解方案被分别解析成计算参数的变化，从而启动相应的计算进程。
10.根据权利要求4-6中任一项所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
多个计算进程并行地进行。
11.根据权利要求1所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
所述数据服务器包括实时数据库和历史数据库，所述实时数据库存储核电厂实时传输的运行参数数据并实时更新，所述历史数据库间隔一定时间对实时数据库进行镜像存储，作为历史数据以备使用。
12.根据权利要求1-6中任一项所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
还包括通信模块，所述通信模块被配置为执行技术中心、指挥中心与控制中心之间的通信。
13.根据权利要求1-6中任一项所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
还包括移动设备客户端，利用所述移动设备客户端控制中心能够将需要现场操作的操作内容发送给现场操作人员，以执行现场操作。
14.根据权利要求1-6中任一项所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
还包括网关和/或防火墙，连接于数据网络与数据服务器之间。
15.根据权利要求1-6中任一项所述的核电厂事故缓解系统，其特征在于：
所述一个或多个运行参数包括主系统压力、一回路系统压力、氢气浓度、反应堆堆芯出口温度或放射性物质浓度。
16.一种核电厂事故缓解方法，其特征在于，所述事故缓解方法包括如下步骤：
通过测量单元测量核电厂的一个或多个运行参数；
利用数据服务器存储通过数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数，其中所述数据网络与所述测量单元连接，所述数据服务器与所述数据网络连接；
利用计算服务器控制所述数据网络和所述数据服务器，并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案，其中所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接；以及
利用终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。
17.根据权利要求16所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
利用计算服务器给出事故缓解方案的步骤包括导则判断步骤、模拟分析步骤和影响评价步骤。
18.根据权利要求17所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
在所述导则判断步骤中，根据事故管理导则确立判断条件，当所获取的运行参数超过设定阈值时触发相应的事故缓解导则，并且在所述导则判断步骤中，对触发的事故缓解导则中列出的多种缓解措施进行组合，得到多个初步的缓解方案，并对多个初步的缓解方案中涉及的设备的可用性进行评估，去除不可行的缓解方案，得到多个可行的缓解方案。
19.根据权利要求18所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
在所述模拟分析步骤中，接收所述导则判断步骤得到的多个可行的缓解方案，执行缓解方案的分析操作，所述模拟分析步骤包括缓解方案分析进程和非缓解方案分析进程，当接收到多个可行的缓解方案后启动缓解方案分析进程，所述缓解方案分析进程利用核电厂当前的运行参数和多个可行的缓解方案生成多个计算初始包，利用计算初始包启动分别对应于多个可行的缓解方案的计算进程，得到多个缓解方案模拟结果。
20.根据权利要求19所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
在所述影响评价步骤中，接收所述模拟分析步骤得到的多个缓解方案模拟结果，根据预先建立的事故缓解目标和评价准则对多个缓解方案模拟结果进行分析，依据选定的参数判断分析各个缓解方案对核电厂当前状态的影响，生成多个影响评价结果，并对多个影响评价结果进行排序。
21.根据权利要求20所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
根据排序后的影响评价结果确定所述事故缓解方案，所述事故缓解方案以及排序后的影响评价结果被发送至所述终端设备，在所述终端设备上用户能够查看事故缓解方案实施后核电厂运行参数的变化。
22.根据权利要求19-21中任一项所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
所述模拟分析步骤的非缓解方案分析进程能够被设置为待命状态或者运行状态。
23.根据权利要求22所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
当为运行状态时，所述模拟分析步骤根据实时的核电厂运行参数模拟核电厂运行状态，并将模拟结果与同步的核电厂运行参数进行比对，以此修正计算参数，确保模拟结果与核电厂的当前状态吻合。
24.根据权利要求23所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
在所述模拟分析步骤中，所述多个可行的缓解方案被分别解析成计算参数的变化，从而启动相应的计算进程。
25.根据权利要求19-21中任一项所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
多个计算进程并行地进行。
26.根据权利要求16所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
所述数据服务器包括实时数据库和历史数据库，所述实时数据库存储核电厂实时传输的运行参数数据并实时更新，所述历史数据库间隔一定时间对实时数据库进行镜像存储，作为历史数据以备使用。
27.根据权利要求16-21中任一项所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
还包括通信步骤，所述通信步骤执行技术中心、指挥中心与控制中心之间的通信。
28.根据权利要求16-21中任一项所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
还包括发送现场操作的操作内容的步骤，在发送现场操作的操作内容的步骤中，控制中心利用移动设备客户端将需要现场操作的操作内容发送给现场操作人员，以执行现场操作。
29.根据权利要求16-21中任一项所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
数据网络与数据服务器之间还包括网关和/或防火墙。
30.根据权利要求16-21中任一项所述的核电厂事故缓解方法，其特征在于：
所述一个或多个运行参数包括主系统压力、一回路系统压力、氢气浓度、反应堆堆芯出口温度或放射性物质浓度。
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|---|---|
| CN (1) | CN106934510A (zh) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109636322A (zh) * | 2018-11-27 | 2019-04-16 | 岭澳核电有限公司 | 核电厂事故规程信息化系统及核电厂事故规程信息化方法 |
| CN110490489A (zh) * | 2019-08-28 | 2019-11-22 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂严重事故信息系统 |
| CN112635086A (zh) * | 2020-12-03 | 2021-04-09 | 中广核工程有限公司 | 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法 |
| CN112785064A (zh) * | 2021-01-26 | 2021-05-11 | 中国人民解放军海军工程大学 | 一种基于事故状态推演优化的核事故处置对策生成方法 |
| CN113487464A (zh) * | 2021-06-17 | 2021-10-08 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103366047A (zh) * | 2013-06-24 | 2013-10-23 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂严重事故对策计算分析方法 |
| CN104299042A (zh) * | 2013-07-15 | 2015-01-21 | 中广核工程有限公司 | 核电站事故风险预测方法和系统 |
| CN104915768A (zh) * | 2015-06-02 | 2015-09-16 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种用于核电厂严重事故诊断及响应支持的方法及系统 |
| CN105023624A (zh) * | 2015-06-09 | 2015-11-04 | 中广核（北京）仿真技术有限公司 | 核电厂严重事故缓解方法及系统 |
-
2015
- 2015-12-30 CN CN201511024341.3A patent/CN106934510A/zh active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103366047A (zh) * | 2013-06-24 | 2013-10-23 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂严重事故对策计算分析方法 |
| CN104299042A (zh) * | 2013-07-15 | 2015-01-21 | 中广核工程有限公司 | 核电站事故风险预测方法和系统 |
| CN104915768A (zh) * | 2015-06-02 | 2015-09-16 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种用于核电厂严重事故诊断及响应支持的方法及系统 |
| CN105023624A (zh) * | 2015-06-09 | 2015-11-04 | 中广核（北京）仿真技术有限公司 | 核电厂严重事故缓解方法及系统 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 刘飞: ""核电厂计算机化操作规程系统研究"", 《中国博士学位论文全文数据库 工程科技Ⅱ辑》 * |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109636322A (zh) * | 2018-11-27 | 2019-04-16 | 岭澳核电有限公司 | 核电厂事故规程信息化系统及核电厂事故规程信息化方法 |
| CN110490489A (zh) * | 2019-08-28 | 2019-11-22 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂严重事故信息系统 |
| CN112635086A (zh) * | 2020-12-03 | 2021-04-09 | 中广核工程有限公司 | 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法 |
| CN112635086B (zh) * | 2020-12-03 | 2024-05-17 | 中广核工程有限公司 | 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法 |
| CN112785064A (zh) * | 2021-01-26 | 2021-05-11 | 中国人民解放军海军工程大学 | 一种基于事故状态推演优化的核事故处置对策生成方法 |
| CN113487464A (zh) * | 2021-06-17 | 2021-10-08 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 |
| CN113487464B (zh) * | 2021-06-17 | 2024-05-14 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 |
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