CN108172314B - 数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法 - Google Patents

数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法 Download PDF

Info

Publication number
CN108172314B
CN108172314B CN201711183629.4A CN201711183629A CN108172314B CN 108172314 B CN108172314 B CN 108172314B CN 201711183629 A CN201711183629 A CN 201711183629A CN 108172314 B CN108172314 B CN 108172314B
Authority
CN
China
Prior art keywords
strategy
analysis
control room
power plant
nuclear power
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.)
Active
Application number
CN201711183629.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN108172314A (zh
Inventor
徐钊
杜宇
李力
张圣陶
张莉
杨庆明
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201711183629.4A priority Critical patent/CN108172314B/zh
Publication of CN108172314A publication Critical patent/CN108172314A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN108172314B publication Critical patent/CN108172314B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，该方法确立了数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略的分析原则，分析机组的各种初始工况，得到所需设计的机组初始运行工况的清单，以及每个初始运行工况对应的操作策略，生成策略分析总表，将操作策略相同的相邻工况合并，生成策略合并表，确定策略合并表中每条路径的优先级，生成策略优先级表，分析策略的优先级，对步骤进行合并优化，完成整体的故障处理策略。通过本发明方法设计的故障处理策略能够快速将操纵员引导到所需操作，提高诊断的针对性，减少不必要的诊断时间。

Description

数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法
技术领域
本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法。
背景技术
核电厂的主控制室为操纵员提供了完备的控制手段，操纵员通常在主控制室内完成对核电厂状态的监视和对各种设备的控制。然而，在发生影响操纵员在主控制可居留性的情况(火灾、烟雾等)下，为了保证电厂安全，操纵员需要转到远程停堆站操作。远程停堆站使操纵员能完成适当的操作，以达到安全停堆。
为实现上述功能，在核电厂中均配有专用的操作规程供操纵员在执行上述提及的“主控制室不可居留转向远程停堆站”操作时使用。此规程的主要内容一般包括：操纵员撤离主控制室；在远程停堆站能够使核蒸汽供应系统处于安全的停堆状态；尽快恢复主控制室功能，并切换回主控制室。
然而，不同于使用传统远程停堆盘的核电厂，新建核电厂大多采用全数字化仪控技术(Digi tal Control System,DCS系统)，操纵员不是在硬控制盘台，而是在数字化的工作站上完成各项工作。在传统电厂的远程停堆盘上，受到布置空间的限制，只能实现主控制室中的部分功能；而数字化核电厂的远程停堆站则不再受到布置空间的限制，其操纵员工作站与主控制室操纵员工作站的功能完全相同是全功能的。因此，为充分利用数字化电厂的优势，需要重新设计“主控制室不可居留转向远程停堆站”的操作策略。
发明内容
本发明的目的在于针对采用数字化仪控技术的核电厂的特点，提供一种数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法。
本发明的技术方案如下：一种数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，包括如下步骤：
(1)确立数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略的分析原则，包括：
1.1)对于机组的每个运行模式，均需开展主控制室不可居留转向远程停堆站策略分析，且在分析中需综合考虑主泵的可运行性；
1.2)对于机组的退防操作，针对每个初始运行工况，无需考虑相邻工况的运行策略，为每个工况独立设计最佳的退防策略；
1.3)在退防策略的选择中，需尽量复用已有的其他成熟规程的操作模块；
(2)依据步骤(1)中所述原则，分析机组的各种初始工况，得到所需设计的机组初始运行工况的清单，以及每个初始运行工况对应的操作策略，生成策略分析总表；
(3)对步骤(2)得到的策略分析总表进行分析，如果相邻工况的操作策略相同，则将其合并，生成策略合并表；
(4)根据不同工况下发生故障对机组的影响以及重要影响因素的影响，确定步骤(3)得到的策略合并表中每条路径的优先级，生成策略优先级表；
(5)分析策略的优先级，对步骤进行合并优化，完成整体的故障处理策略；
(6)评价设计结果是否满足运行要求，如果不满足，返回步骤(2)重新分析生成策略分析总表，依次进行分析操作，直至设计结果满足运行要求。
进一步，如上所述的数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，其中，步骤(2)中生成的策略分析总表包括每个初始运行工况的退防策略和目标工况。
进一步，如上所述的数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，其中，步骤(4)中所述的重要影响因素是指丧失主泵。
进一步，如上所述的数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，其中，步骤(4)中所述优先级的确定原则包括：
--由于机组正常运行的时间较长，为了节省诊断时间，正常运行工况诊断优先；
--对于其他工况，当主回路温度压力较高时，机组的状态更加危急，在同等情况下按照高模式到低模式的顺序进行诊断。
本发明的有益效果如下：
1、故障处理是连续、复杂的过程，在任何时候，核电厂主控制室均有发生不可居留的可能性，本发明对于那些发生概率极低的工况在分析中不予考虑。在保证策略复杂度相对简单的前提下，覆盖了绝大多数初始工况。
2、本发明不考虑相邻工况的运行策略，为每个工况独立设计最佳的退防策略，简化了分析中需考虑的因素，可以有针对性的提出对当前考虑工况的最佳退防策略。
3、本发明在退防策略的选择中，尽量复用已有的其他成熟规程的操作模块，可以控制文件的规模，利于操纵员培训。
4、通过将可合并的同类策略进行合并，能够简化策略。
5、通过确定分级表中每条路径的优先级”，可以使操纵员尽早被引导到所需的操作策略，提高诊断的针对性，减少不必要的诊断时间。
附图说明
图1为本发明的方法流程图；
图2为本发明方法中策略合并的示意图；
图3为本发明具体实施例中故障处理策略示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
核电厂系统组成复杂，系统功能多种多样，相当多的系统都与主控制室不可居留转向远程停堆站的操作策略相关。在向远程停堆站切换过程中，对核电厂各部分的操作策略、操作时机和操纵员的相互配合都有着复杂而精准的要求。本发明所提供的操作策略分析方法从运行角度出发，分析了机组在各种工况下，在充分利用全功能的远程停堆站优势的情况下，执行机组稳定、退防的操作策略。
如图1所示，本发明所提供的一种数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，包括如下步骤：
(1)确立数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略的分析原则。
虽然在任何时候，核电厂主控制室均有发生不可居留的可能性，从工程现实考虑，对于那些发生概率极低的工况在分析中不予考虑。此外，由于主泵决定了机组在退防过程中所使用的策略，因此，主泵的可运行性需要单独分析。本发明确立了对于机组的每个运行模式，均需开展主控制室不可居留转向远程停堆站策略分析，且在分析中需综合考虑主泵的可运行性的原则1.1。
为了实现策略的最优化，在电厂退防的过程中，根据不同的机组初始工况，设计针对每个机组初始工况的最优的退防策略。本发明确立了对于机组的退防操作，针对每个初始运行工况，无需考虑相邻工况的运行策略，为每个工况独立设计最佳的退防策略的原则1.2。
机组的操作虽然可以是多种多样的，但是为了控制文件的规模，和利于操纵员培训，在退防策略的选择中，需尽量复用已有的其他成熟规程(如故障运行规程以外的事故处理规程、总体运行规程等)的操作模块。本发明确立了在退防策略的选择中，需尽量复用已有的其他成熟规程的操作模块的原则1.3。
(2)依据步骤(1)中所述原则，分析机组的各种初始工况，得到所需设计的机组初始运行工况的清单，以及每个初始运行工况对应的操作策略，生成策略分析总表，如表1所示。
表1策略分析总表
Figure BDA0001479686410000051
(3)对步骤(2)得到的策略分析总表进行分析，如果相邻工况的操作策略相同，则将其合并，生成策略合并表，如表2所示。
表2策略合并表
Figure BDA0001479686410000052
(4)根据不同工况下发生故障对机组的影响以及重要影响因素的影响，确定步骤(3)得到的策略合并表中每条路径的优先级，生成策略优先级表，如表3所示。
表3策略优先级表
Figure BDA0001479686410000061
优先级考虑的原则如下：
--由于机组正常运行的时间较长，因此，为了节省诊断时间，正常运行工况诊断优先；
--对于其他工况，当主回路温度压力较高时，机组的状态更加危急，因此，在同等情况下按照高模式到低模式的顺序进行诊断。
(5)分析策略的优先级，对步骤进行合并优化，完成整体的故障处理策略，合并后的整体故障处理策略如图2所示。
(6)评价设计结果是否满足运行要求，如果不满足，返回步骤(2)重新分析生成策略分析总表，依次进行分析操作，直至设计结果满足运行要求。
实施例
以数字化压水堆核电厂主控制室不可居留故障处理策略为例对本发明的分析方法进行说明：
1)机组在各个运行模式下均有发生主控制室不可居留的可能性，因此确定对于机组的各个运行模式下的工况，均需开展主控制室不可居留转向远程停堆站策略分析。主泵决定了机组在退防过程中所使用的策略，因此将主泵的可运行性列为重要影响因素，在分析中综合考虑主泵的可运行性。
对于机组的退防操作，针对每个初始运行工况，无需考虑相邻工况的运行策略，为每个工况独立设计最佳的退防策略。
在退防策略的选择中，尽量复用已有的其他成熟规程的操作模块，使用紧急停堆处理功能的规程模块(简称E模块，E模块又分为Ea和Eb两个子模块，分别用于主泵不可运行工况和主泵可运行工况)将机组带入热停堆，使用具有自然循环冷却一回路的规程模块(简称Z模块)或用于机组启停的总体规程模块(简称G模块)，将机组带入冷停堆。
2)根据上述原则，分析机组的各种初始工况，得到所需设计的机组初始工况的清单，及每个初始运行工况对应的操作策略。完成策略分析总表，如表4所示。
表4
Figure BDA0001479686410000071
3)针对策略分析总表进行分析，合并相邻工况的同类策略，完成策略合并表，如表5所示。
表5
Figure BDA0001479686410000072
Figure BDA0001479686410000081
4)确定策略表中每条路径的优先级，完成策略优先级表，如表6所示。
表6
Figure BDA0001479686410000082
5)按照每条路径的策略的优先级，对步骤进行合并优化，得到整体的故障处理策略，如图3所示。
在完成步骤4)后，得到的结果是“策略合并表”和“策略优先级表”。其实质上是得到了具有不同优先级的若干个不同的针对不同工况的退防策略。
在本步骤中，需要将这些退防策略通过诊断流程的引导(诊断流程的设计根据优先级来确定)来形成一个可覆盖所有需考虑的运行工况的总的运行策略，图3所示即为合并后的总的运行策略。
6)通过综合分析，根据此方法得出的策略满足运行要求。
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，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (3)

1.一种数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，包括如下步骤：
（1）确立数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略的分析原则，包括：
1.1）对于机组的每个运行模式，均需开展主控制室不可居留转向远程停堆站策略分析，且在分析中需综合考虑主泵的可运行性；
1.2）对于机组的退防操作，针对每个初始运行工况，无需考虑相邻工况的运行策略，为每个工况独立设计最佳的退防策略；
1.3）在退防策略的选择中，需尽量复用已有的其他成熟规程的操作模块，使用紧急停堆处理功能的规程模块将机组带入热停堆，使用具有自然循环冷却一回路的规程模块或用于机组启停的总体规程模块将机组带入冷停堆；
（2）依据步骤（1）中所述原则，分析机组的各种初始工况，得到所需设计的机组初始运行工况的清单，以及每个初始运行工况对应的操作策略，生成策略分析总表；
（3）对步骤（2）得到的策略分析总表进行分析，如果相邻工况的操作策略相同，则将其合并，生成策略合并表；
（4）根据不同工况下发生故障对机组的影响以及重要影响因素的影响，确定步骤（3）得到的策略合并表中每条路径的优先级，生成策略优先级表，所述优先级的确定原则包括：
--由于机组正常运行的时间较长，为了节省诊断时间，正常运行工况诊断优先；
--对于其他工况，当主回路温度压力较高时，机组的状态更加危急，在同等情况下按照高模式到低模式的顺序进行诊断；
（5）分析策略的优先级，对步骤进行合并优化，完成整体的故障处理策略；
（6）评价设计结果是否满足运行要求，如果不满足，返回步骤（2）重新分析生成策略分析总表，依次进行分析操作，直至设计结果满足运行要求。
2.如权利要求1所述的数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，其特征在于：步骤（2）中生成的策略分析总表包括每个初始运行工况的退防策略和目标工况。
3.如权利要求1所述的数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法，其特征在于：步骤（4）中所述的重要影响因素是指丧失主泵。
CN201711183629.4A 2017-11-23 2017-11-23 数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法 Active CN108172314B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201711183629.4A CN108172314B (zh) 2017-11-23 2017-11-23 数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201711183629.4A CN108172314B (zh) 2017-11-23 2017-11-23 数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN108172314A CN108172314A (zh) 2018-06-15
CN108172314B true CN108172314B (zh) 2021-07-16

Family

ID=62527557

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201711183629.4A Active CN108172314B (zh) 2017-11-23 2017-11-23 数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN108172314B (zh)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109087721B (zh) * 2018-07-09 2021-09-17 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电厂故障诊断方法
CN109255176B (zh) * 2018-08-31 2023-05-09 岭澳核电有限公司 动排气后一回路剩余空气体积标准值提升分析方法及系统
CN109760814B (zh) * 2018-12-07 2021-06-18 中广核研究院有限公司 一种紧凑型布置的核动力主控室的操作方法
CN114906077A (zh) * 2022-06-08 2022-08-16 中国第一汽车股份有限公司 故障处理方法、装置、存储介质、处理器及电子装置

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106842993A (zh) * 2016-12-21 2017-06-13 中国核电工程有限公司 一种事件处理和功能控制相结合的事故处理方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103514969B (zh) * 2012-06-28 2017-04-12 中国核电工程有限公司 一种电源系统丧失及后果的分析方法
FR3001573B1 (fr) * 2013-01-25 2015-02-27 Electricite De France Installation d'amenee d'eau pour le refroidissement d'une centrale nucleaire, et centrale nucleaire comprenant une telle installation
CN103310860B (zh) * 2013-05-27 2016-03-30 中国核电工程有限公司 一种采用数字化人机接口核电厂的事故运行处理显示功能分析方法
CN103632738B (zh) * 2013-10-30 2016-02-10 中国广核集团有限公司 核电厂的防火分区划分方法
JP2015219033A (ja) * 2014-05-14 2015-12-07 株式会社日立製作所 制御棒操作監視システムおよび制御棒個別制御部ならびに制御棒操作監視システムの試験方法
CN105512812A (zh) * 2015-12-02 2016-04-20 中广核工程有限公司 基于动态仿真模型的核电厂设备故障预警分析方法及系统
CN106547236A (zh) * 2016-10-19 2017-03-29 中国核电工程有限公司 一种核电厂数字化事故程序要素的设计方法
CN106448778A (zh) * 2016-11-08 2017-02-22 中广核工程有限公司 核电站严重事故仪控系统

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106842993A (zh) * 2016-12-21 2017-06-13 中国核电工程有限公司 一种事件处理和功能控制相结合的事故处理方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN108172314A (zh) 2018-06-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108172314B (zh) 数字化压水堆核电厂主控室不可用故障处理策略分析方法
CN109102913B (zh) 一种压水堆核电厂故障诊断策略的设计方法
GB2545511A (en) Reactor protection system of nuclear power plant and safety control method thereof
CN110163766B (zh) 一种核电厂异常处理策略的设计方法
CN111753394B (zh) 先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能调试的设计方法
Reer et al. The CESA method and its application in a plant-specific pilot study on errors of commission
CN106653129A (zh) 一种采用数字化人机接口核电厂的蒸汽发生器给水控制的功能分析方法
CN110134906B (zh) 一种非对称功率分布下堆芯dnbr计算方法
CN109659053B (zh) 一种用于运行策略开发的任务分析方法
JP2012083231A (ja) 原子力施設の制御システム
CN107863168B (zh) 一种核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法
CN105469840A (zh) 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及系统
JP5606260B2 (ja) 原子力施設の制御システム
CN109087721B (zh) 一种压水堆核电厂故障诊断方法
KR102214119B1 (ko) 원자로냉각재 재순환 시스템
CN113972019A (zh) 核电厂事故处理策略生成方法、装置和电子设备
CN103578590B (zh) 核电站失电事故分析方法和系统
CN111738557A (zh) 一种用于核电厂征兆导向事故处理的给水控制策略设计方法
CN111863296B (zh) 一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统
CN107845436A (zh) 压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法
CN106842993A (zh) 一种事件处理和功能控制相结合的事故处理方法
CN113409977A (zh) 数字化人机接口界面的设计方法及数字化人机接口界面
KR101245049B1 (ko) 원전 다중구조 적응형 제어기기 및 방법
CN111627583B (zh) 一种核电厂征兆导向最佳恢复事故导则确认工况选取方法
CN111627584A (zh) 一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant