CN109446571A - 一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置及其方法 - Google Patents

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Abstract

本发明提供了一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置及其方法，所述监测装置包括：预置模块，用于建立安全注射系统的风险监测曲线，并确定安全注射系统误触发风险区域；生效模块，用于在核电机组事故运行状态下接收故障信号，以启动安全注射系统风险监测；压力温度监测模块，用于检测核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号，控制模块依据实际压力信号和实际温度信号确定当前核电机组事故运行状态坐标，并判断安全注射系统是否位于误触发风险区域。本发明提供的核电厂安全注射系统误触发风险监测装置及其方法能够实时监测安全注射系统的误触发风险，避免安全注射系统误触发，为机组安全、平稳后撤至安全状态提供了保障。

Description

一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置及其方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置及其方法。
背景技术
典型压水堆核电厂一般配置有安全注射系统，安全注射系统作为一种专设安全设施，用于在冷却剂失流事故等工况下向堆芯注入冷水，淹没堆芯,恢复并维持堆芯长期冷却，避免堆芯熔化，以限制事故后果进一步恶化。然而,安全注射系统的误动作会干扰机组的控制，对机械设备寿命产生较大的影响。在正常运行工况以及其他不需要安全注射系统运行的工况下，应尽量避免安全注射系统的动作，使得操纵员可以以可控的方式控制机组。
在不同的运行模式下，安全注射系统的启动条件有所不同，例如在高压高压运行模式下,如主泵运行时的平均温度高于140℃的停堆工况和余热排出系统连接的停堆工况，安全注射系统的启动信号取决于热管段冷却剂的饱和裕度，即由热管段ΔPsat低信号触发安注信号。热管段ΔPsat为一回路热管段实际压力PHL与饱和压力Psat之差，热管段实际压力PHL由三个热管段压力探测器测得，饱和压力Psat由三个热管段压力探测器测得热管段温度THL计算得到。而在低温低压的运行模式下，如主泵停运状态时的余热排出系统连接工况和维修冷停堆工况，安注的触发信号取决于环路热管段水位低信号。
在环路冷却剂存在流动的情形下，如主泵运行时建立的强迫循环和主泵停运时蒸汽发生器二次侧冷却建立的自然循环，热管段冷却剂状态可以代表堆芯冷却剂的状态，热管段冷却剂饱和裕度的失去也意味着堆芯冷却剂饱和裕度的失去，表明堆芯冷却状态存在恶化，需要启动安全注射系统向堆芯注入冷水，恢复堆芯冷却。
然而，在一些特殊的核电机组事故情形，如一台蒸汽发生器发生主给水管线断裂事故，同时另一台蒸汽发生器的辅助给水系统故障，导致这两台蒸汽发生器均失去排热能力，在主泵停运后，他们所在的环路均无法有效建立自然循环，即环路中的冷却剂几乎是“静止”的。而此时堆芯热量可由剩余的一台完好蒸汽发生器通过自然循环导出，在这种情形下，堆芯冷却剂的温度将独立于故障蒸汽发生器所在环路中的冷却剂温度，即故障蒸汽发生器所在环路热管段的冷却剂状态无法等同于堆芯冷却剂的状态。在尝试对一回路降压使机组后撤过程中，虽然堆芯通过完好蒸汽发生器已经得到充分的冷却，然而两条故障蒸汽发生器所在环路中冷却剂的饱和裕度还是将很快失去，进而误触发安全注射系统动作，操纵员需按照核电厂事故运行规程的引导下控制机组，使机组后撤并稳定在安全停堆状态。事故运行规程要求操纵员对安全注射系统是否动作进行持续监测，如果监测到安全注射系统动作，操纵员首先对堆芯冷却状态进行检查，如果确认安全注射系统为误触发，则手动停运安全注射系统。
不难看到，现有事故运行规程对安全注射系统误触发的后果进行了管理，但并未从预防的角度给出避免安注误触发的手段，其并不能够从根本上防范安全注射系统误触发的风险，不仅无法避免机组后撤过程中安全注射系统不必要的动作，还干扰了机组的控制，对机械设备寿命产生较大的影响。
发明内容
本发明针对上述现有技术中的问题，提供了一种核电厂安全注射系统误触发风险的监测装置及其方法，用于在核电厂发生不需要安全注射系统投入的事故后，协助操纵员监测安全注射系统误触发的风险。
本发明用于解决以上技术问题的技术方案为：一方面，提供一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置，所述监测装置包括：
预置模块，设置在控制模块内，用于建立安全注射系统的风险监测曲线，并依据所述风险监测曲线确定安全注射系统误触发风险区域；
生效模块，分别连接所述控制模块和核电机组事故运行中的仪表系统，用于在核电机组事故运行状态下，接收故障信号，并将故障信号传输至控制模块，以打开控制模块并启动安全注射系统风险监测；
压力温度监测模块，连接所述控制模块，用于检测核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号；
所述控制模块用于接收并计算处理所述实际压力信号和实际温度信号，确定当前核电机组事故运行状态坐标，并判断安全注射系统是否位于误触发风险区域。
本发明上述的监测装置中，所述风险监测曲线为误触发临界状态下一回路绝对压力值和堆芯出口温度之间的对应关系。
本发明上述的监测装置还包括：
信号处理模块，分别连接所述控制模块和压力温度监测模块，用于接收核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号，并根据所述实际压力信号确定一回路绝对压力值，根据所述实际温度信号确定堆芯出口温度，并将所述一回路绝对压力值和堆芯出口温度传输至控制模块。
本发明上述的监测装置中，所述预置模块包括：
第一配置模块，用于建立高温高压运行模式下的一回路绝对压力值与堆芯出口温度之间的第一函数关系；
第二配置模块，用于建立低温低压运行模式下的一回路绝对压力值与堆芯出口温度之间的第二函数关系；
计算模块，用于根据所述第一函数关系和第二函数关系得到所述风险监测曲线；
划分模块，用于将所述风险监测曲线划分为存在安全注射系统误触发风险的第一区域和不存在安全注射系统误触发风险的第二区域。
本发明上述的监测装置还包括：
显示单元，与所述控制模块连接，用于将所述运行状态坐标显示在所述第一区域或第二区域；
报警单元，连接所述控制模块，用于在所述运行状态坐标显示在所述第一区域时，报警提示操作者采取措施以避免安全注射系统误投入。
本发明上述的监测装置中，所述计算模块还用于根据第一函数关系和第二函数关系计算不同一回路绝对压力值下的不同堆芯出口温度的对应关系表，并依据所述对应关系表上的数据，绘制基于一回路绝对压力值和堆芯出口温度的所述风险监测曲线；
所述第一区域的运行状态点位于所述风险监测曲线之下，所述第二区域的运行状态点位于所述风险监测曲线之上。
本发明上述的监测装置中，所述故障信号包括事故规程执行信号和允许信号，所述事故规程执行信号为事故运行规程正在执行期间产生，所述允许信号代表环路热管段低信号触发安注信号的逻辑生效。
本发明上述的监测装置中，所述压力温度监测模块包括：
安全壳压力仪表，安装在安全壳上，用于检测安全壳压力信号；
一回路压力仪表，安装在一回路上，用于检测一回路热管段压力信号；
堆芯出口温度仪表，安装在堆芯出口处，用于检测堆芯出口温度信号；
所述安全壳内的压力信号、一回路热管段的压力信号和堆芯出口温度实时传送至所述信号处理模块中，所述信号处理模块用于将所述安全壳内的压力信号和一回路热管段的压力信号进行处理并相加得到一回路绝对压力值，所述信号处理模块还用于处理所述堆芯出口温度信号得到堆芯出口温度。
另一方面，还提供一种核电厂安全注射系统误触发风险监测方法，包括如下步骤：
S1、建立安全注射系统的风险监测曲线，并依据所述风险监测曲线确定安全注射系统误触发风险区域；
S2、在核电机组事故运行状态下，接收故障信号，并依据所述故障信号启动安全注射系统风险监测；
S3、实时检测核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号；
S4、根据所述一回路绝对压力值和堆芯出口温度确定当前核电机组事故运行状态坐标，并判断安全注射系统是否位于误触发风险区域；
S5、所述运行状态坐标显示在所述误触发风险区域时，报警提示操作者采取措施以避免安全注射系统误投入。
本发明上述的监测方法中，所述风险监测曲线为误触发临界状态下一回路绝对压力值和堆芯出口温度之间的对应关系，并根据所述实际压力信号确定一回路绝对压力值，根据所述实际温度信号确定堆芯出口温度。
综上所述，本发明提供的一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置及其方法用于在核电机组事故运行状态下，实时监测安全注射系统的误触发风险，从而提醒操作员及时采取措施避免安全注射系统触发，避免机组后撤过程中安全注射系统不必要的动作，为机组安全、平稳后撤至安全状态提供了保障。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明提供的核电厂安全注射系统误触发风险监测装置的示意图；
图2是本发明实施例提供的风险监测曲线的示意图。
具体实施方式
为了使本领域技术人员能够更加清楚地理解本发明，下面将结合附图及具体实施例对本发明做进一步详细的描述。
如图1所示，本实施例提供的核电厂安全注射系统误触发风险监测装置包括预置模块10、生效模块20、压力温度监测模块30、控制模块40、信号处理模块50、显示单元60和报警单元70。
其中，预置模块10设置在控制模块40内，用于建立安全注射系统的风险监测曲线，并依据所述风险监测曲线确定安全注射系统误触发风险区域；
生效模块20分别连接控制系统和核电机组事故运行中的仪表系统，用于在核电机组事故运行状态下，接收故障信号，并将故障信号传输至控制模块40，以打开控制模块40并启动安全注射系统风险监测；
压力温度监测模块30连接控制系统40，用于检测核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号；
控制模块40用于接收并计算处理所述实际压力信号和实际温度信号，以确定当前核电机组事故运行状态坐标，并判断安全注射系统是否处于误触发风险区域。
进一步地，所述风险监测曲线为误触发临界状态下一回路绝对压力值和堆芯出口温度之间的对应关系；
信号处理模块50分别连接控制模块40和压力温度监测模块30，用于接收核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号，并根据该实际压力信号确定一回路绝对压力值，根据该实际温度信号确定堆芯出口温度，并将一回路绝对压力值和堆芯出口温度传输至控制模块40，核电机组事故运行状态坐标的横坐标为所述堆芯出口温度，所述运行状态坐标的纵坐标为一回路绝对压力值。
显示单元60连接控制模块40，用于将所述运行状态点坐标显示在存在安全注射系统误触发风险的区域或不存在安全注射系统误触发风险的区域；
报警单元70连接控制模块40，用于在所述运行状态坐标显示在存在安全注射系统误触发风险的区域时，报警提示操作者采取措施以避免安全注射系统误投入。
本实施例中，核电机组事故运行状态指诸如一台蒸汽发生器发生主给水管线断裂事故，同时另一台蒸汽发生器的辅助给水系统故障，两台蒸汽发生器均失去排热能力的事故情形，操纵员在执行事故运行规程引导机组后撤的过程中，即可借助本发明提供的监测装置监测安全注射系统误触发风险，从而及时采取措施避免安注触发，使核电机组平稳后撤至安全停堆状态。
所述故障信号即包括事故规程执行信号和允许信号，所述事故规程执行信号为在向冷停堆后撤的事故运行规程正在执行期间产生，所述允许信号的存在代表环路热管段ΔPsat低信号触发安注信号的逻辑生效，如允许信号P15，允许信号P15的存在意味着环路热管段ΔPsat低信号触发安注的逻辑生效，允许信号P15不存在将闭锁环路热管段ΔPsat低信号触发安注的逻辑。因此，只有在向冷停堆后撤的事故运行规程正在执行期间，且允许信号的存在使环路热管段ΔPsat低信号触发安注信号生效时，才启动安全注射系统误触发风险监测。
进一步地，压力温度监测模块30选用事故运行规程中使用的仪表参数，这些仪表应经鉴定在事故后长期可用，具体包括：安全壳压力仪表31、一回路压力仪表32、堆芯出口温度仪表33；
安全壳压力仪表31安装在安全壳上，用于检测安全壳压力信号；一回路压力仪表32安装在一回路上，用于检测一回路热管段压力信号；堆芯出口温度仪表33安装在堆芯出口处，用于检测堆芯出口温度信号；
所述安全壳压力信号、一回路热管段压力信号和堆芯出口温度信号实时传送至信号处理模块50中，信号处理模块50对接收到的安全壳压力信号、一回路热管段压力信号和堆芯出口温度信号进行包括信号的有效性监测等简单处理后得到安全壳压力PCON、一回路热管段压力PHL和堆芯出口温度TRIC，同时执行简单的计算，将安全壳压力PCON和一回路热管段压力PHL相加得到一回路绝对压力值PRCP，其中，一回路绝对压力值PRCP即为当前核电机组事故运行状态的横坐标，堆芯出口温度TRIC即为当前核电机组事故运行状态的纵坐标。
预置模块10包括第一配置模块11、第二配置模块12、计算模块13和划分模块14，其首先对特定事故下一回路热管段内密度差导致的分层流现象进行分析，量化一回路热管段温度THL和堆芯出口温度TRIC之间的关系，然后综合考虑所涉及的各物理参数的测量误差，进而绘制出所述风险监测曲线。
其中，第一配置模块11用于建立高温高压模式运行模式下的一回路绝对压力值与堆芯出口温度之间的第一函数关系，在高温高压运行模式下，安全注射系统的启动信号取决与热管段冷却剂的饱和裕度，由热管段ΔPsat低信号触发安注信号，以启动安全注射系统。第一配置模块11建立第一函数关系的实际关系如下：
首先，对故障蒸汽发生器所在环路的物理现象进行分析，分析堆芯出口温度TRIC与一回路热管段温度THL的内在关系。在核电机组事故运行状态下，即主泵停运，且蒸汽发生器故障失去排热能力，使得所在环路无法有效建立自然循环，由于密度峰的传播使得堆芯出口温度TRIC与一回路热管段温度THL之间存在一定的温度差ΔTeq，温度差ΔTeq可由下列公式(3)计算得出：
其中，α1为一回路冷却速率，l为管道的水平长度，CPl为流体的比热容，Mm为热管段管道的质量，CPm为热管段管道金属的比热容，S为热管段的流动截面，D为管道直径，β近似为常数，g为重力加速度。
作为示例：在向冷停堆过渡过程中，核电厂事故运行规程限定一回路冷却速率α1不超过56℃/h，根据该值即可计算温度差ΔTeq的最大值。具体的，保守假设管道金属的热惰性和流体的热惰性相等，即MmCpm＝ρSlCpl；取g＝9.8m/s2，且根据核电厂实际情况取D＝0.76m，β≈10-3K-1，l＝8m。根据上式(3)计算可以得到温度差ΔTeq的最大值为5.4℃。这表明，尽管环路中受影响并未建立自然循环，压力容器上腔室和水平热管段的温差会低于5.4℃。
进一步地，对如下各方面因素进行保守考虑和处理：安全壳压力PCON、堆芯出口温度TRIC以及一回路热管段温度THL等测量通道的测量误差dPCON、dTRIC以及dTHL、热管段ΔPsat低阈值THDPsat，和事故后安全壳最大压力MAXPCON，为确保热管段ΔPsat低阈值不触发安注信号，一回路绝对压力值PRCP和堆芯出口温度TRIC之间应满足以下第一函数关系：
TRIC＝Tsat(PRCP–MAXPCON–dPCON–THDPsat)–dTRIC–dTHL–ΔTeq (1)；
公式(1)中，Tsat(PRCP–MAXPCON–dPCON–THDPsat)为压力(PRCP-MAXPCON–dPCON-THDPsat)所对应的饱和温度，其中，PRCP＝PHL+PCON，PRCP为一回路绝对压力值，PHL为一回路热管段压力，PCON为安全壳压力；MAXPCON为事故后安全壳最大压力；dPCON为安全壳压力的测量误差；THDPsat为热管段ΔPsat低阈值；dTRIC为堆芯出口温度的测量误差；dTHL为一回路热管段温度测量误差。
另一方面，第二配置模块12用于建立低温低压运行模式下的一回路绝对压力值与堆芯出口温度之间的第二函数关系，在低温低压运行模式下，余热排出系统连接后，安注的触发信号将切换至环路热管段水位低信号，因此，防止安全注射系统误触发的主要是保证堆芯出口温度存在一定的过冷边界MINDTsat，防止一回路水的沸腾蒸发损失。具体的，过冷边界MINDTsat可由下列公式(2)计算：
MINDTsat＝Tsat(PRCP–dPCON–dPHL)–(TRIC+dTRIC) (2)；
公式(2)中，Tsat(PRCP–dPCON–dPHL)为压力(PRCP–dPCON–dPHL)所对应的饱和温度，其中，PRCP＝PHL+PCON，PHL为一回路热管段压力，PCON为安全壳压力；dPCON为安全壳压力的测量误差，dPHL为一回路热管段压力的测量误差，TRIC为堆芯出口温度；dTRIC为堆芯出口温度的测量误差。
本实施例中，选取某核电机组，MAXPCON取5.2bar，dPCON取0.2bar，THDPsat取10bar，dTRIC取5.4℃，dTHL取5℃，ΔTeq取5.4℃；余热排出系统连接条件取PRCP≤30bar，TRIC≤180℃；MINDTsat取20℃。
计算模块13根据上述公式(1)和公式(2)计算不同一回路绝对压力值PRCP下的不同堆芯出口温度TRIC的,并绘制一回路绝对压力值与堆芯出口温度一一对应的关系表，如下：
进一步地，如图2所示，计算模块13依据上述对应关系表上的数据，绘制基于一回路绝对压力值PRCP和堆芯出口温度TRIC的所述风险监测曲线；划分模块将所述风险监测曲线划分为存在安全注射系统误触发风险的第一区域1和不存在安全注射系统误触发风险的第二区域2，第一区域1的运行状态点位于所述风险监测曲线之下，第二区域2的运行状态点位于所述风险监测曲线之上。
如果机组后撤过程中，核电机组事故运行状态坐标位于第一区域1，则意味着存在安全注射系统误触发风险，控制模块40向报警单元70发送报警信号，触发风险指示灯，提醒操纵员存在不必要的安全注射系统动作风险，需要采取相应措施，避免安全注射系统误触发。如果核电机组事故运行状态坐标位于第二区域2，则表明不存在安全注射系统误触发风险。
实施例二
本发明实施例二提供一种核电厂安全注射系统误触发风险监测方法，利用实施例一提供的监测装置，包括以下步骤：
S1、建立安全注射系统的风险监测曲线，并依据所述风险监测曲线确定安全注射系统误触发风险区域；所述风险监测曲线为误触发临界状态下安全壳与一回路的绝对压力值一回路绝对压力值和堆芯出口温度之间的对应关系；
S2、在核电机组事故运行状态下，接收故障信号，并依据所述故障信号启动安全注射系统风险监测；
S3、实时检测核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号，并根据所述实际压力信号确定一回路绝对压力值，根据所述实际温度信号确定堆芯出口温度；
S4、根据所述一回路绝对压力值和堆芯出口温度确定当前核电机组事故运行状态坐标，并判断安全注射系统是否位于误触发风险区域；
S5、当所述运行状态坐标显示在所述误触发风险区域时，报警提示操作者采取措施以避免安全注射系统误投入。
所属领域的技术人员可以清楚地了解到，为描述的方便和简洁，上述监测方法可以参考实施例一中提供的监测装置对应的监测过程，在此不再赘述。
综上所述，本发明提供的一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置及其方法通过选用合理的监测参数，并基于监测参数建立安全注射系统风险曲线，确定误触发风险区域，当核电机组事故运行状态坐标位于易误触发风险区域时，则提醒操纵员存在安全注射系统误触发风险，应及时采取措施，降低安全注射系统误触发对系统和设备运行的不利影响，使机组平稳后撤至安全状态。
应当理解的是，对本领域普通技术人员来说，可以根据上述说明加以改进或变换，而所有这些改进和变换都应属于本发明所附权利要求的保护范围。

Claims (10)

1.一种核电厂安全注射系统误触发风险监测装置，其特征在于，包括：
预置模块，设置在控制模块内，用于建立安全注射系统的风险监测曲线，并依据所述风险监测曲线确定安全注射系统误触发风险区域；
生效模块，分别连接所述控制模块和核电机组事故运行中的仪表系统，用于在核电机组事故运行状态下，接收故障信号，并将故障信号传输至控制模块，以打开控制模块并启动安全注射系统风险监测；
压力温度监测模块，连接所述控制模块，用于检测核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号；
所述控制模块用于接收并计算处理所述实际压力信号和实际温度信号，确定当前核电机组事故运行状态坐标，并判断安全注射系统是否位于误触发风险区域。
2.根据权利要求1所述的监测装置，其特征在于，所述风险监测曲线为误触发临界状态下一回路绝对压力值和堆芯出口温度之间的对应关系。
3.根据权利要求2所述的监测装置，其特征在于，还包括：
信号处理模块，分别连接所述控制模块和压力温度监测模块，用于接收核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号，并根据所述实际压力信号确定一回路绝对压力值，根据所述实际温度信号确定堆芯出口温度，并将所述一回路绝对压力值和堆芯出口温度传输至控制模块。
4.根据权利要求1所述的监测装置，其特征在于，所述预置模块包括：
第一配置模块，用于建立高温高压运行模式下的一回路绝对压力值与堆芯出口温度之间的第一函数关系；
第二配置模块，用于建立低温低压运行模式下的一回路绝对压力值与堆芯出口温度之间的第二函数关系；
计算模块，用于根据所述第一函数关系和第二函数关系得到所述风险监测曲线；
划分模块，用于将所述风险监测曲线划分为存在安全注射系统误触发风险的第一区域和不存在安全注射系统误触发风险的第二区域。
5.根据权利要求4所述的监测装置，其特征在于，还包括：
显示单元，与所述控制模块连接，用于将所述运行状态坐标显示在所述第一区域或第二区域；
报警单元，连接所述控制模块，用于在所述运行状态坐标显示在所述第一区域时，报警提示操作者采取措施以避免安全注射系统误投入。
6.根据权利要求4所述的监测装置，其特征在于，所述计算模块还用于根据第一函数关系和第二函数关系计算不同一回路绝对压力值下的不同堆芯出口温度的对应关系表，并依据所述对应关系表上的数据，绘制基于一回路绝对压力值和堆芯出口温度的所述风险监测曲线；
所述第一区域的运行状态点位于所述风险监测曲线之下，所述第二区域的运行状态点位于所述风险监测曲线之上。
7.根据权利要求1所述的监测装置，其特征在于，所述故障信号包括事故规程执行信号和允许信号，所述事故规程执行信号为事故运行规程正在执行期间产生，所述允许信号代表环路热管段低信号触发安注信号的逻辑生效。
8.根据权利要求3所述的监测装置，其特征在于，所述压力温度监测模块包括：
安全壳压力仪表，安装在安全壳上，用于检测安全壳压力信号；
一回路压力仪表，安装在一回路上，用于检测一回路热管段压力信号；
堆芯出口温度仪表，安装在堆芯出口处，用于检测堆芯出口温度信号；
所述安全壳内的压力信号、一回路热管段的压力信号和堆芯出口温度实时传送至所述信号处理模块中，所述信号处理模块用于将所述安全壳内的压力信号和一回路热管段的压力信号进行处理并相加得到一回路绝对压力值，所述信号处理模块还用于处理所述堆芯出口温度信号得到堆芯出口温度。
9.一种核电厂安全注射系统误触发风险监测方法，其特征在于，包括如下步骤：
S1、建立安全注射系统的风险监测曲线，并依据所述风险监测曲线确定安全注射系统误触发风险区域；
S2、在核电机组事故运行状态下，接收故障信号，并依据所述故障信号启动安全注射系统风险监测；
S3、实时检测核电机组事故运行状态时的实际压力信号和实际温度信号；
S4、根据所述实际压力信号和实际温度信号确定当前核电机组事故运行状态坐标，并判断安全注射系统是否位于误触发风险区域；
S5、所述运行状态坐标显示在所述误触发风险区域时，报警提示操作者采取措施以避免安全注射系统误投入。
10.根据权利要求9所述的监测方法，其特征在于，所述风险监测曲线为误触发临界状态下一回路绝对压力值和堆芯出口温度之间的对应关系，并根据所述实际压力信号确定一回路绝对压力值，根据所述实际温度信号确定堆芯出口温度。
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