CN109087721B - 一种压水堆核电厂故障诊断方法 - Google Patents
一种压水堆核电厂故障诊断方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN109087721B CN109087721B CN201810743590.5A CN201810743590A CN109087721B CN 109087721 B CN109087721 B CN 109087721B CN 201810743590 A CN201810743590 A CN 201810743590A CN 109087721 B CN109087721 B CN 109087721B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- fault
- fault diagnosis
- diagnosis
- faults
- strategy
- 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
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明属于核电厂运营技术领域,涉及一种压水堆核电厂故障诊断方法。所述的故障诊断方法包括如下步骤:(1)故障诊断策略的进入;(2)故障诊断策略的使用;(3)确定故障诊断的优先顺序;(4)基于故障共性特征的诊断流程优化。利用本发明的压水堆核电厂故障诊断策略的设计方法,能够为了完善故障工况下机组的处理措施,配合三代压水堆核电机组运行规程体系,提出新的故障诊断策略。
Description
技术领域
本发明属于核电厂运营技术领域,涉及一种压水堆核电厂故障诊断方法。
背景技术
核电厂系统复杂,运行参数很多,一旦出现事件或事故工况,就认为进入了紧急状态,要求操纵员做出迅速反应,纠正工况偏离,并采取必要的行动来避免或减轻可能的后果。事故和故障处理规程是实现核电厂纵深防御概念的重要组成部分,其设计是否合理直接关系到核电厂的运行安全,先进的事故和故障处理规程能够更好地确保机组安全,防止事故恶化。
目前国际上压水堆核电厂事故处理规程框架体系主要分为事件导向法、状态导向法和征兆导向法三大类。上述各事故处理规程框架体系的思路及理念均存在一定程度的差异。国内目前普遍采用的事故处理规程框架体系大多是以事件导向为主,仅包含很少的基于状态导向的规程用于处理超设计基准事故,这样就不能很好地处理设计基准事故外各种复杂的事故工况。而国内自主研发的第三代压水堆核电机组拟采用与以往的事件导向不同的事故处理规程体系。
事故处理规程体系的变化将对与之关联的各类文件产生深远的影响,其中故障规程作为与事故处理规程一起构成核电厂纵深防御概念的重要运行文件,也必须依据事故处理规程体系的变化进行相关的变化,以实现与事故处理规程的相互配合,达到作为事故处理规程的补充及辅助的作用。
国内自主研发的第三代压水堆核电机组的故障规程按照进入准则和执行优先级的差异可分为两类:一类是受诊断规程引导,具有较高执行优先级的故障规程;另一类是不受诊断规程引导,执行的优先级逊于前一类的故障规程。在实际执行过程中,当基于事件导向技术的引导规程判断结果合适时,将直接执行第一类故障规程。这类规程覆盖了电气系统故障、控制系统故障、丧失冷源和泄漏等故障类型。
在国内自主开发的第三代压水堆核电机组的运行规程体系下,一方面,事故处理规程覆盖的范围较广,但其对未直接触发停堆和专设动作的机组故障处理针对性稍逊,在部分特定故障工况下的应对措施难以做到最优;另一方面,因为故障规程数量庞大,涉及故障工况类别较多,针对所有可能的故障进行优化既不经济也难以实施;此外,在数字化主控室设计条件下,事故和故障处理规程的入口条件和报警数量巨大,类型较多。因此,为了完善故障工况下机组的处理措施,并配合三代压水堆核电机组运行规程体系,需要设计新的故障处理策略。
发明内容
本发明的目的是提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,以为了完善故障工况下机组的处理措施,配合三代压水堆核电机组运行规程体系,提出新的故障诊断策略。
为实现此目的,在基础的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,所述的故障诊断方法包括如下步骤:
(1)故障诊断策略的进入;
(2)故障诊断策略的使用;
(3)确定故障诊断的优先顺序;
(4)基于故障共性特征的诊断流程优化。
在一种优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中步骤(1)中,根据包括后果的严重性的因素,选定要进入的故障诊断策略及其引导的故障规程,在要进入的故障诊断策略的入口征兆设置专用诊断报警标记,用于快速识别故障。
在一种更加优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中选定要进入的故障诊断策略对应的故障或事故工况发生的标志是出现至少一个“专用诊断报警”。
在一种优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中步骤(2)中,故障诊断策略的使用过程中,在确认阶段,
如果检验的结果是“是”,则诊断结果为需进入相关的故障运行规程;
如果检验的结果是“否”,则继续进行下一步检验,当进行到第一个结果是“是”的检验后,不必再继续进行操作程序中余下的检验步骤而进入相关的故障运行规程。
在一种优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中步骤(2)中,如果在使用“由故障诊断规程引导的运行规程”的过程中出现新的专用报警,则不再使用该故障诊断策略。
在一种优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中步骤(3)中,所述的故障诊断的优先顺序为:配电盘失效故障最优先,控制柜失效故障其次,其他类型事件或故障再次。
在一种更加优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中由丧失厂外电源引起的所述的配电盘失效故障和所述的控制柜失效故障的内部优先等级顺序为:对于NSSS有影响的故障或事故、对保护系统和仪表有影响的故障或事故、对主电源有影响的故障或事故、对于在运行设备有影响的故障或事故。
在一种更加优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中所述的其他类型事件或故障依据事件或故障严重性和征兆独立性由高到低的顺序进行诊断。
在一种优选的实施方案中,本发明提供一种压水堆核电厂故障诊断方法,其中步骤(4)中,根据故障时机组是否为余热排出系统接入状态,将机组特性分为高、低模式两组,以将被引导故障导则分类,从而进行快速的故障诊断。
本发明的有益效果在于,利用本发明的压水堆核电厂故障诊断方法,能够为了完善故障工况下机组的处理措施,配合三代压水堆核电机组运行规程体系,提出新的故障诊断策略。
本发明在三代压水堆核电机组的运行规程体系下,确定了新的故障诊断策略,合理利用了有关的报警和诊断条件,并综合考虑了数量庞大的故障规程与事故规程之间有序的配合使用,从而避免了可能导致的对于诊断策略的影响。
本发明的有益效果具体体现在:
(1)该诊断方法可以为自主开发的三代压水堆核电机组的故障规程提供一个明确的故障诊断,引导相应故障规程来处理相应故障;
(2)该诊断方法作为通用的压水堆核电厂故障诊断策略,适用于相似的压水堆核电厂的故障诊断;
(3)明确需要故障诊断的故障规程范围、对诊断规程所引导的故障规程设置专用诊断报警标记,用于快速设别故障,精简了压水堆故障诊断工作量,在保证机组的安全性的同时,提高了诊断工作的效率;
(4)考虑“配电盘失效故障,控制柜失效故障,其它类型的事件”优先等级建立的诊断顺序的效果保证了诊断结果的正确性,防止了误诊断的可能性;
(5)同一类型的故障,按照后果严重性和征兆的独立性确认诊断的先后顺序的效果是确保了那些对于机组安全威胁比较大的故障能够在可能的情况下尽早的被诊断出来,进而使得操纵员可以尽早的展开干预,提升了机组的安全性;
(6)以余热排出系统是否接入来分析“基于故障征兆共性特征的诊断流程优化”的效果是通过优先识别“故障征兆的共性特征”明显的改善了故障诊断的效率。
附图说明
图1为具体实施方式中其他类型的故障检验的优先等级的示意图。
图2为具体实施方式中举例的本发明的压水堆核电厂故障诊断方法的流程图。其中,AOP1为电源类故障(配电盘失效故障,如应急配电盘);AOP2为电源类故障(影响在运行设备的故障,如直流电源);AOP3为控制柜失效故障;AOP4为冷源丧失故障;AOP5为反应堆冷却剂泄漏故障;AOP6为余热排出系统故障。其中,“征兆i”为相应故障规程“AOPi”的进入条件(i在图中为编号1-6),如“征兆1”为故障规程“AOP1”的进入条件。
具体实施方式
以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
示例性的本发明的压水堆核电厂故障诊断方法包括如下步骤。
(1)故障诊断策略的进入
根据后果的严重性等因素,选定了由该故障诊断策略引导的故障规程,其入口征兆设置了专用诊断报警标记,用于快速识别故障。此类故障或事故工况发生的标志是,出现至少一个“专用诊断报警”。应注意,在故障发生时,专用报警的数量和名称并不重要,因为相关专用报警的触发会导致应用故障诊断规程;所以,它们主要用来使操纵员注意到已发生可能需要进入故障或事故运行规程的事件。
当专用诊断报警出现后,协调员应根据管理要求,决定是否将指派一名主控室操纵员应用故障诊断规程,并一步一步地查阅其操作程序。
(2)故障诊断策略的使用
在诊断策略的使用过程中,在确认阶段,如果检验的结果是“是”,则诊断结果为需进入相关的故障运行规程;如果检验的结果是“否”,则继续进行下一步检验;当进行到第一个结果是“是”的检验后,不必再继续进行操作程序中余下的检验步骤。之后的一些检验也可能生效,但其结果却不会用于诊断,因为这些检验可能会导向那些仅能部分覆盖事件或者恶化程度不足的其它事件的故障或事故运行规程。
在操纵员完成故障诊断规程的诊断后,将诊断的结果反馈给协调员。协调员根据管理要求及对实际情况的综合判断,决定执行或不执行相关的故障或事故规程。
如果在使用“由故障诊断规程引导的运行规程”的过程中出现新的专用报警,则不再使用本故障诊断策略。
(3)故障诊断的优先顺序
要进行可靠诊断,必须具有可靠电源,即防止误诊断。所以,相对于其它类型的故障或事故,应先核实电源的状况。类似地,电源的丧失也会逐步导致所有相关下游配电盘的丧失。因此,按下列优先等级建立诊断顺序:
配电盘失效故障;
控制柜失效故障;
其它类型的事件。
其中的一些故障是由丧失厂外电源引起的,因此,两类电源故障有可能是重叠的。
关于失电的内部优先等级主要依据如下:
对于NSSS有影响的故障或事故;
对保护系统和仪表有影响的故障或事故;
对主电源有影响的故障或事故;
对于在运行设备有影响的故障或事故。
具体归纳于如下表1。
表1失电故障诊断优先顺序
在上述所有的检验都进行完之后,可进行其它类型事件的诊断。因为不同类型的几种事件都能产生同一个报警或征兆,所以检验的程序应依据事件严重性和征兆独立性由高到低的顺序进行。检验程序的设计应确保尽可能准确地指向适当的规程。此外,为了确保故障诊断规程引导的运行规程易于使用且不会“篇幅过长”,对具有类似征兆故障的准确甄别将在规程中进行。
类似于丧失电源,其他类型的故障检验的优先等级归纳于图1。
(4)基于故障共性特征的诊断流程优化
考虑根据故障共性特征将故障分组诊断,以提高诊断效率。根据故障时,机组是否为余热排出系统接入状态,从而将机组特性分为高、低模式两组,以将被引导故障导则分类,从而进行快速的故障诊断。
综上所述,以6类故障为例,该故障诊断策略归纳为如下表2的故障诊断策略框架。
表2故障诊断策略框架及特征分析
注:X为不适用工况,Y为适用工况;
AOP1:电源类故障(配电盘失效故障,如应急配电盘);
AOP2:电源类故障(影响在运行设备的故障,如直流电源);
AOP3:控制柜失效故障;
AOP4:冷源丧失故障;
AOP5:反应堆冷却剂泄漏故障;
AOP6:余热排出系统故障。
上述示例性的本发明的压水堆核电厂故障诊断方法的应用举例的流程如图2所示,包括如下步骤。
1)诊断开始后,判断机组运行状态。余热排出系统已接入,则走右边的诊断流程,余热排出系统未接入,则走左边的诊断流程。
2)余热排出系统未接入,机组处于较高的模式,优先诊断电源类故障,其中电源类故障中优先应急配电盘失效故障AOP1,其次是影响在运行设备的故障AOP2。然后诊断是否为控制柜失效故障AOP3,后面是工艺系统故障。
工艺系统故障中,较为严重的是冷源丧失故障AOP4,然后是其他系统反应堆冷却剂泄漏故障AOP5。
3)余热排出系统已接入,机组处于较低的模式,为了诊断的可靠性,同样优先诊断电源类故障,电源类故障中优先应急配电盘失效故障AOP1,其次是影响在运行设备的故障AOP2。然后诊断是否为控制柜失效故障AOP3,后面是工艺系统故障。
工艺系统故障中,较为严重的是冷源丧失故障AOP4,然后是其他系统余热排出系统故障AOP6。
4)诊断过程中,故障征兆1为“是”则进入AOP1,否则继续下一故障征兆判断,直到第一个满足“是”的故障征兆,根据协调员判断是否进入相应故障处理规程。
需要注意的是,有的故障规程在各个模式工况下都适用,但是可能不同模式下的征兆条件不一样。
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。上述实施方式只是对本发明的举例说明,本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施,而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此,描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明,任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。
Claims (4)
1.一种压水堆核电厂故障诊断方法,其特征在于,所述的故障诊断方法包括如下步骤:
(1)故障诊断策略的进入;
(2)故障诊断策略的使用;
(3)确定故障诊断的优先顺序;
(4)基于故障共性特征的诊断流程优化,
其中:
步骤(1)中,根据包括后果的严重性的因素,选定要进入的故障诊断策略及其引导的故障规程,在要进入的故障诊断策略的入口征兆设置专用诊断报警标记,用于快速识别故障,
步骤(2)中,故障诊断策略的使用过程中,在确认阶段,
如果检验的结果是“是”,则诊断结果为需进入相关的故障运行规程;
如果检验的结果是“否”,则继续进行下一步检验,当进行到第一个结果是“是”的检验后,不必再继续进行操作程序中余下的检验步骤而进入相关的故障运行规程,
步骤(2)中,如果在使用“由故障诊断规程引导的运行规程”的过程中出现新的专用报警,则不再使用该故障诊断策略,
步骤(3)中,所述的故障诊断的优先顺序为:配电盘失效故障最优先,控制柜失效故障其次,其他类型事件或故障再次,
步骤(4)中,根据故障时机组是否为余热排出系统接入状态,将机组特性分为高、低模式两组,以将被引导故障导则分类,从而进行快速的故障诊断。
2.根据权利要求1所述的故障诊断方法,其特征在于:选定要进入的故障诊断策略对应的故障或事故工况发生的标志是出现至少一个“专用诊断报警”。
3.根据权利要求1所述的故障诊断方法,其特征在于:由丧失厂外电源引起的所述的配电盘失效故障和所述的控制柜失效故障的内部优先等级顺序为:对于NSSS有影响的故障或事故、对保护系统和仪表有影响的故障或事故、对主电源有影响的故障或事故、对于在运行设备有影响的故障或事故。
4.根据权利要求1所述的故障诊断方法,其特征在于:所述的其他类型事件或故障依据事件或故障严重性和征兆独立性由高到低的顺序进行诊断。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201810743590.5A CN109087721B (zh) | 2018-07-09 | 2018-07-09 | 一种压水堆核电厂故障诊断方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201810743590.5A CN109087721B (zh) | 2018-07-09 | 2018-07-09 | 一种压水堆核电厂故障诊断方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN109087721A CN109087721A (zh) | 2018-12-25 |
CN109087721B true CN109087721B (zh) | 2021-09-17 |
Family
ID=64837245
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201810743590.5A Active CN109087721B (zh) | 2018-07-09 | 2018-07-09 | 一种压水堆核电厂故障诊断方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN109087721B (zh) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN113238535B (zh) * | 2021-06-03 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种核安全级dcs模拟量输入模块故障诊断方法及系统 |
CN113936821A (zh) * | 2021-10-11 | 2022-01-14 | 中国核电工程有限公司 | 次临界度关键安全功能的诊断方法、恢复方法、诊断装置及恢复装置 |
CN114842994A (zh) * | 2022-03-15 | 2022-08-02 | 中国核电工程有限公司 | 一种快堆核电厂事故诊断设计方法 |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN104051038A (zh) * | 2014-05-28 | 2014-09-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种用于数字化核电厂事故程序快速进入的方法 |
CN106683728B (zh) * | 2016-12-21 | 2020-12-18 | 中国核电工程有限公司 | 一种基于机组状态的事故诊断方法 |
CN107945897B (zh) * | 2017-11-15 | 2020-07-17 | 中广核工程有限公司 | 核电事故处理的方法及装置 |
CN108172314B (zh) * | 2017-11-23 | 2021-07-16 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
-
2018
- 2018-07-09 CN CN201810743590.5A patent/CN109087721B/zh active Active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN109087721A (zh) | 2018-12-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN109102913B (zh) | 一种压水堆核电厂故障诊断策略的设计方法 | |
CN109087721B (zh) | 一种压水堆核电厂故障诊断方法 | |
CN110428919B (zh) | 基于征兆的压水堆核电厂反应性控制策略的设计方法 | |
CN110993135A (zh) | 基于征兆的压水堆核电厂二次侧热阱控制策略的设计方法 | |
GB2618947A (en) | Probabilistic safety analysis-based fire protection selection method and apparatus for cables in nuclear power plant | |
CN105097059A (zh) | 核电厂系统定期试验项目分析设计方法 | |
CN111028969B (zh) | 核电厂安全壳控制策略的设计方法 | |
CN111128425B (zh) | 核电厂安全相关系统和设备定期试验监督要求执行方法 | |
CN106683727B (zh) | 一种事故处理中的故障监测方法 | |
CN111627584B (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 | |
CN113972019B (zh) | 核电厂事故处理策略生成方法、装置和电子设备 | |
CN113421670B (zh) | 一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统 | |
CN111738557B (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 | |
CN104966158B (zh) | 影响操作员不干预时间敏感事故的筛选方法 | |
CN110909982B (zh) | 一种核电机组长期临停下短周期维修项目延期论证方法 | |
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 | |
CN108492900B (zh) | 压水堆核电厂故障规程与事故处理规程的接口方法和系统 | |
Liu et al. | RESEARCH ON SYSTEM STRUCTURE IMPROVEMENT OF HPR1000 SYMPTOM BASED EMERGENCY OPERATING PROCEDURES | |
Groth et al. | A model-based approach to HRA: example application and quantitative analysis | |
Yu et al. | Risk Assessment of Test Cycle Change of Important Equipment in Nuclear Power Plant | |
CN114842994A (zh) | 一种快堆核电厂事故诊断设计方法 | |
CN116110631A (zh) | 一种小型压水堆的事故处理方法及系统 | |
Qian et al. | METHOD OF SCENARIO SELECTION FOR INTEGRATED SYSTEM VALIDATION | |
Huang et al. | Discussion on application of reliability-centered maintenance to reliability improvement in new nuclear power plants | |
Yu et al. | Risk Assessment of Relay Failure in Emergency |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
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 |