CN110783007B - 一种反应堆控制室系统 - Google Patents

一种反应堆控制室系统 Download PDF

Info

Publication number
CN110783007B
CN110783007B CN201911070067.1A CN201911070067A CN110783007B CN 110783007 B CN110783007 B CN 110783007B CN 201911070067 A CN201911070067 A CN 201911070067A CN 110783007 B CN110783007 B CN 110783007B
Authority
CN
China
Prior art keywords
control room
reactor
voice
fault
unit
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
CN201911070067.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110783007A (zh
Inventor
陈帅
张俊军
宋勇
高胜
李洋
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.)
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Original Assignee
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
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 Hefei Institutes of Physical Science of CAS filed Critical Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority to CN201911070067.1A priority Critical patent/CN110783007B/zh
Publication of CN110783007A publication Critical patent/CN110783007A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110783007B publication Critical patent/CN110783007B/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
    • G21D3/008—Man-machine interface, e.g. control room layout
    • 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)

Abstract

本发明公开了一种反应堆控制室系统，包括控制室后台的数字化仪控系统、设于控制室内部的人机交互设施、数字化仪控系统信号输出单元、数字化仪控系统信号输入单元以及故障诊断单元；所述人机交互设施具体包括计算机操纵员工作站以及语音识别单元。本发明反应堆控制室系统通过采用故障诊断和语音识别系统，实现故障信息的自动语音播报和语音操作指令的发布，有利于提高操纵员工作效率，减少误操作，优化布局，减少控制室空间需求。有效提高了异常情况下运行人员的工作效率，降低了运行人员的误动作概率，同时也减少了控制室内操纵员工作站及操纵人员的数量，进而也降低了主控室的空间需求。

Description

一种反应堆控制室系统
技术领域
本发明涉及核能技术领域，具体地说涉及一种反应堆控制室系统。
背景技术
控制室是核设施的运行监控中心，主要功能是利用人机交互设施在各种运行工况下，对核设施全厂进行监控，保障核设施安全、可靠运行，并给操纵员提供适宜的工作环境。
1979年美国三里岛核事故发生以来，控制室人因工程逐渐引入到核电厂工程设计领域中，为更好地支持并优化核电站运行人员的操作，降低人因失效的潜在风险，控制室设计依据操纵人员需求进行人性化设计改进。这种需求促进数字化主控室设计技术的发展，在现有的国内核电站和研究堆控制室系统中，控制室内均将数字化操纵员工作站作为主要控制手段，采用光字牌和大屏幕报警序列显示报警信息。
采用常规光字牌和大屏幕报警序列显示报警信息，将占用大量的控制室空间，同时操纵员需要在报警序列中查找、定位报警信息，分析判断始发事件，这种处理方式在警报级别不高、数量较少的情况下还能应对可能出现的情况，但在出现“报警雪崩”，即短时间出现大量警报时，会严重影响操纵人员对事故的判断和决策。
采用故障诊断和语音识别系统，实现故障信息的自动语音播报和语音操作指令的发布，利于提高操纵员工作效率，减少误操作，同时优化控制室布局，减少空间需求。
据此，目前急需一种能够提高工作效率、降低人因失效风险、布置紧凑的反应堆控制室系统。
发明内容
为了克服现有的控制室系统在出现“报警雪崩”时会严重影响操纵人员对事故的判断和决策的弊端缺陷，本发明通过采用故障诊断和语音识别系统，来实现故障信息的自动语音播报和语音操作指令的发布，即一种能够提高工作效率、降低人因失效风险、布置紧凑的反应堆控制室系统。
为了解决上述技术问题，本发明采用如下技术方案：一种反应堆控制室系统，包括控制室后台的数字化仪控系统、设于控制室内部的人机交互设施、数字化仪控系统信号输出单元、数字化仪控系统信号输入单元以及故障诊断单元；所述人机交互设施具体包括计算机操纵员工作站以及语音识别单元；
所述数字化仪控系统信号输出单元用于采集现场系统设备的运行状态参数并在线监测系统运行数据；
所述故障诊断单元包括实时仿真模块以及故障诊断模块，所述实时仿真模块用于离线仿真计算系统运行状态，所述故障诊断模块用于对数字化仪控系统信号输出单元以及实时仿真模块的在线监测数据与离线仿真数据进行残差分析和主元分析，实现故障、报警信息的分析及故障定位，为操纵员运行控制反应堆提供技术支持；
反应堆操纵员根据所述故障诊断单元的诊断结果在所述计算机操纵员工作站中通过语音识别单元输入相应的故障处理操作指令并通过数字化仪控系统信号输入单元完成指令的发布。
作为本发明的优选方式之一，所述语音识别单元具体包括扬声器播放设备、麦克风阵列以及语音识别芯片，所述故障诊断单元分析、识别出的系统故障信息和运行参数通过扬声器播放设备进行语音播报；通过麦克风阵列拾取语音指令(如“关闭指定的给水泵”，“启动蒸汽旁排阀门”等)，经过语音识别芯片识别后，利用数字化仪控系统信号输入单元完成运行控制指令的发布，在事故工况及数字化操纵员站失效时，完成故障警报信息播报及发布语音运行控制指令。
作为本发明的优选方式之一，所述语音识别芯片包括关键词识别芯片、语音指令数据库和语音指令存储器，语音指令存储器用于记录麦克风阵列拾取的操纵员语音操纵指令，语音指令数据库用来保存经过标准化处理的所有语音操纵指令，关键词识别芯片通过匹配操纵员语音指令和语音指令数据库中的指令信息，完成操纵员语音指令的识别，数字化仪控系统信号输入单元用于完成语音指令的发布。
作为本发明的优选方式之一，所述计算机操纵员工作站中设有可视化显示单元VDU，通过计算机操纵员工作站中的可视化显示单元VDU监视反应堆系统运行状态，通过鼠标、键盘输入运行控制令；在故障运行工况或计算机操纵员工作站失效情况下，利用扬声器语音播报故障诊断信息，利用麦克风阵列用于操纵员语音指令的拾取，并通过语音识别单元进行识别，最后经过数字化仪控系统信号输入单元完成语音指令的发布。
作为本发明的优选方式之一，所述实时仿真模块包括堆芯物理模型、热工水力模型、蒸汽发电系统模型、辅助系统模型、控制系统模型，上述模型基于全范围模拟机平台开发，通过以上模型实现实时及超实时仿真计算。
作为本发明的优选方式之一，所述故障诊断模块将监测诊断出的故障类型加载到实时仿真模块中进行超实时仿真计算，超实时仿真计算的样本数据通过神经网络模型进行故障分类，得到故障诊断模型，预测故障发展趋势，为操纵员提供故障处置建议。
作为本发明的优选方式之一，所述故障诊断模型的具体构建方法如下：设反应堆系统在线监测数据的有效测点数为n，其与离线仿真数据同步运行可以产生n组残差变量；取m次该组残差变量的数值作为主元分析建模的残差样本数据，得到m×n的矩阵X'，残差分析、主元分析建模按照以下步骤进行：
S1:残差变量的数据标准化处理
为消除量纲的影响，首先进行残差变量的数据标准化处理。另X为处理后的残差变量矩阵，则矩阵中的每一个元素xi,j：
Figure BDA0002260674020000041
其中，平均值
Figure BDA0002260674020000042
标准差
Figure BDA0002260674020000043
S2：对标准化残差变量矩阵X，求其协方差矩阵cov(X)：
Figure BDA0002260674020000044
S3：求解协方差矩阵cov(X)的特征值及对应的特征向量：
cov(X)Pi＝liPi
对求得的特征值进行排序：λ1＞λ2＞…＞λn，对应的特征向量为：P1＞P2＞…＞Pn，其中特征值最大值对应的特征向量为第一主元方向，其他主元方向依次类推。对应的得分向量ti由下式计算：
ti＝XPi
S4：确定主元个数A
主元个数根据主元的累积贡献率Qm确定，Qm＞90％时确定为主元，对应数量A为主元个数，Qm通过下式计算：
Figure BDA0002260674020000051
通过以上残差分析、主元分析方法，实现反应堆故障的诊断定位。
作为本发明的优选方式之一，所述有效测点数包括反应堆核功率、冷却剂温度、冷却剂压力、冷却剂流量、主泵转速、蒸汽发生器出口蒸汽压力、蒸汽发生器液位、汽轮机转速、发电机电功率或者其他反应堆运行状态参数。
本发明的有益效果体现在：本发明反应堆控制室系统通过采用故障诊断和语音识别系统，实现故障信息的自动语音播报和语音操作指令的发布，有利于提高操纵员工作效率，减少误操作，优化布局，减少控制室空间需求。有效提高了异常情况下运行人员的工作效率，降低了运行人员的误动作概率，同时也减少了控制室内操纵员工作站及操纵人员的数量，进而也降低了主控室的空间需求。
附图说明
图1是本实施例的反应堆控制室系统的结构示意图；
图2是本实施例的反应堆控制室系统的布置示意图。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明的一部分实施例，而不是全部的实施例。在不冲突的情况下，本申请中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
需要说明，若本发明实施例中有涉及方向性指示(诸如上、下、左、右、前、后……)，则该方向性指示仅用于解释在某一特定姿态(如附图所示)下各部件之间的相对位置关系、运动情况等，如果该特定姿态发生改变时，则该方向性指示也相应地随之改变。
另外，若本发明实施例中有涉及“第一”、“第二”等的描述，则该“第一”、“第二”等的描述仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示其相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。另外，全文中出现的“和/或”的含义，包括三个并列的方案，以“A和/或B”为例，包括A方案、或B方案、或A和B同时满足的方案。另外，各个实施例之间的技术方案可以相互结合，但是必须是以本领域普通技术人员能够实现为基础，当技术方案的结合出现相互矛盾或无法实现时应当认为这种技术方案的结合不存在，不在本发明要求的保护范围之内。
实施例1
参见图1-2：一种反应堆控制室系统，包括控制室后台的数字化仪控系统、设于控制室内部的人机交互设施、数字化仪控系统信号输出单元1、数字化仪控系统信号输入单元2以及故障诊断单元3；所述人机交互设施具体包括计算机操纵员工作站4以及语音识别单元5；
所述数字化仪控系统信号输出单元1用于采集现场系统设备的运行状态参数并在线监测系统运行数据；
所述故障诊断单元3包括实时仿真模块301以及故障诊断模块302，所述实时仿真模块301用于离线仿真计算系统运行状态，所述故障诊断模块302用于对数字化仪控系统信号输出单元1以及实时仿真模块301的在线监测数据与离线仿真数据进行残差分析和主元分析，实现故障、报警信息的分析及故障定位，为操纵员运行控制反应堆提供技术支持；
反应堆操纵员根据所述故障诊断单元3的诊断结果在所述计算机操纵员工作站4中通过语音识别单元5输入相应的故障处理操作指令并通过数字化仪控系统信号输入单元2完成指令的发布。
需要说明的是，本实施例通过故障诊断单元3和语音识别单元5实现反应堆系统故障信息的播报及语音控制指令的发布。采用基于实时仿真型的故障诊断系统，通过比对在线监测数据与离线仿真数据，实现反应堆故障的诊断和定位，为操纵员及发现故障及故障处置提供技术支持，从而减少了控制室内人机交互设备的数量，也减小了操纵员的负担。
在具体实现中，本本实施例的反应堆控制室系统能够最大限度地发挥主控室操作人员及主控室监控设备的效能，并能降低控制室系统的人因失效，实现控制室系统空间布置的小型化。
进一步的，所述语音识别单元5具体包括扬声器播放设备、麦克风阵列以及语音识别芯片，所述故障诊断单元3分析、识别出的系统故障信息和运行参数通过扬声器播放设备进行语音播报；通过麦克风阵列拾取语音指令(如“关闭指定的给水泵”，“启动蒸汽旁排阀门”等)，经过语音识别芯片识别后，利用数字化仪控系统信号输入单元2完成运行控制指令的发布，在事故工况及数字化操纵员站失效时，完成故障警报信息播报及发布语音运行控制指令。
具体的，所述语音识别芯片包括关键词识别芯片、语音指令数据库和语音指令存储器，语音指令存储器用于记录麦克风阵列拾取的操纵员语音操纵指令，语音指令数据库用来保存经过标准化处理的所有语音操纵指令，关键词识别芯片通过匹配操纵员语音指令和语音指令数据库中的指令信息，完成操纵员语音指令的识别，数字化仪控系统信号输入单元2用于完成语音指令的发布。
具体的，所述计算机操纵员工作站4中设有可视化显示单元VDU，通过计算机操纵员工作站4中的可视化显示单元VDU监视反应堆系统运行状态，通过鼠标、键盘输入运行控制令；说要说明的是，在故障运行工况或计算机操纵员工作站失效情况下，利用扬声器语音播报故障诊断信息，利用麦克风阵列用于操纵员语音指令的拾取，并通过语音识别单元进行识别，最后经过数字化仪控系统信号输入单元2就可以完成语音指令的发布。
具体的，所述实时仿真模块301包括堆芯物理模型、热工水力模型、蒸汽发电系统模型、辅助系统模型、控制系统模型，上述模型基于全范围模拟机平台开发，通过以上模型实现实时及超实时仿真计算。
进一步的，所述故障诊断模块302将监测诊断出的故障类型加载到实时仿真模块301中进行超实时仿真计算，超实时仿真计算的样本数据通过神经网络模型进行故障分类，得到故障诊断模型，预测故障发展趋势，为操纵员提供故障处置建议。
具体的，所述故障诊断模型的具体构建方法如下：设反应堆系统在线监测数据的有效测点数为n(测点包括反应堆核功率、冷却剂温度、冷却剂压力、冷却剂流量、主泵转速、蒸汽发生器出口蒸汽压力、蒸汽发生器液位、汽轮机转速、发电机电功率等反应堆运行状态参数)，其与离线仿真数据同步运行可以产生n组残差变量；取m次该组残差变量的数值作为主元分析建模的残差样本数据，得到m×n的矩阵X'，残差分析、主元分析建模按照以下步骤进行：
S1:残差变量的数据标准化处理
为消除量纲的影响，首先进行残差变量的数据标准化处理。另X为处理后的残差变量矩阵，则矩阵中的每一个元素xi,j：
Figure BDA0002260674020000091
其中，平均值
Figure BDA0002260674020000092
标准差
Figure BDA0002260674020000093
S2：对标准化残差变量矩阵X，求其协方差矩阵cov(X)：
Figure BDA0002260674020000094
S3：求解协方差矩阵cov(X)的特征值及对应的特征向量：
cov(X)Pi＝liPi
对求得的特征值进行排序：λ1＞λ2＞…＞λn，对应的特征向量为：P1＞P2＞…＞Pn，其中特征值最大值对应的特征向量为第一主元方向，其他主元方向依次类推。对应的得分向量ti由下式计算：
ti＝XPi
S4：确定主元个数A
主元个数根据主元的累积贡献率Qm确定，Qm＞90％时确定为主元，对应数量A为主元个数，Qm通过下式计算：
Figure BDA0002260674020000101
通过以上残差分析、主元分析方法，实现反应堆故障的诊断定位。
需要说明的是，本实施例的故障诊断单元将监测诊断出的故障类型加载到实时仿真模型301中，以一定的加速倍率进行仿真计算，实现超实时仿真，对事故发展的趋势进行预测。根据加载的故障类型(包括管道泄漏事故等)，超实时仿真模型进行事故演化趋势模拟，模拟事故的演变序列，计算事故后的反应堆系统运行状态参数、放射性物质泄漏量等。经过超实时仿真形成了系统运行状态的样本数据，样本数据输入到神经网络模型进行识别，通过神经网络模型对样本数据的故障分类定位，实现故障模式的确认，同时参照反应堆运行安全分级规范对事故模拟的后果进行分级评价，为操纵员提供故障处置的建议。
本发明的有益效果：本发明通过故障诊断单元3和语音识别单元5实现反应堆系统故障信息的播报及语音控制指令的发布。采用基于实时仿真型的故障诊断系统，通过比对在线监测数据与离线仿真数据，实现反应堆故障的诊断和定位，为操纵员及发现故障及故障处置提供技术支持，从而减少了控制室内人机交互设备的数量，也减小了操纵员的负担。因此，本发明的反应堆控制室系统能够最大限度地发挥主控室操作人员及主控室监控设备的效能，并能降低控制室系统的人因失效，实现控制室系统空间布置的小型化。
本发明以上所述仅为本发明的优选实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是在本发明的发明构思下，利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构变换，或直接/间接运用在其他相关的技术领域均包括在本发明的专利保护范围内。

Claims (8)

1.一种反应堆控制室系统，其特征在于：包括控制室后台的数字化仪控系统、设于控制室内部的人机交互设施、数字化仪控系统信号输出单元(1)、数字化仪控系统信号输入单元(2)以及故障诊断单元(3)；所述人机交互设施具体包括计算机操纵员工作站(4)以及语音识别单元(5)；
所述数字化仪控系统信号输出单元(1)用于采集现场系统设备的运行状态参数并在线监测系统运行数据；
所述故障诊断单元(3)包括实时仿真模块(301)以及故障诊断模块(302)，所述实时仿真模块(301)用于离线仿真计算系统运行状态，所述故障诊断模块(302)用于对数字化仪控系统信号输出单元(1)以及实时仿真模块(301)的在线监测数据与离线仿真数据进行残差分析和主元分析，实现故障、报警信息的分析及故障定位；
反应堆操纵员根据所述故障诊断单元(3)的诊断结果在所述计算机操纵员工作站(4)中通过语音识别单元(5)输入相应的故障处理操作指令并通过数字化仪控系统信号输入单元(2)完成指令的发布。
2.根据权利要求1所述的反应堆控制室系统，其特征在于：所述语音识别单元(5)具体包括扬声器播放设备、麦克风阵列以及语音识别芯片，所述故障诊断单元(3)分析、识别出的系统故障信息和运行参数通过扬声器播放设备进行语音播报；通过麦克风阵列拾取语音指令，经过语音识别芯片识别后，利用数字化仪控系统信号输入单元(2)完成运行控制指令的发布，在事故工况及数字化操纵员站失效时，完成故障警报信息播报及发布语音运行控制指令。
3.根据权利要求2所述的反应堆控制室系统，其特征在于：所述语音识别芯片包括关键词识别芯片、语音指令数据库和语音指令存储器，语音指令存储器用于记录麦克风阵列拾取的操纵员语音操纵指令，语音指令数据库用来保存经过标准化处理的所有语音操纵指令，关键词识别芯片通过匹配操纵员语音指令和语音指令数据库中的指令信息，完成操纵员语音指令的识别，数字化仪控系统信号输入单元(2)用于完成语音指令的发布。
4.根据权利要求1所述的反应堆控制室系统，其特征在于：所述计算机操纵员工作站(4)中设有可视化显示单元VDU，通过计算机操纵员工作站(4)中的可视化显示单元VDU监视反应堆系统运行状态，通过鼠标、键盘输入运行控制令。
5.根据权利要求1所述的反应堆控制室系统，其特征在于：所述实时仿真模块(301)包括堆芯物理模型、热工水力模型、蒸汽发电系统模型、辅助系统模型、控制系统模型，上述模型基于全范围模拟机平台开发，通过以上模型实现实时及超实时仿真计算。
6.根据权利要求1所述的反应堆控制室系统，其特征在于：所述故障诊断模块(302)将监测诊断出的故障类型加载到实时仿真模块(301)中进行超实时仿真计算，超实时仿真计算的样本数据通过神经网络模型进行故障分类，得到故障诊断模型。
7.根据权利要求6所述的反应堆控制室系统，其特征在于：所述故障诊断模型的具体构建方法如下：设反应堆系统在线监测数据的有效测点数为n，其与离线仿真数据同步运行可以产生n组残差变量；取m次该组残差变量的数值作为主元分析建模的残差样本数据，得到m×n的矩阵X'，残差分析、主元分析建模按照以下步骤进行：
S1:残差变量的数据标准化处理
为消除量纲的影响，首先进行残差变量的数据标准化处理； 另X为处理后的残差变量矩阵，则矩阵中的每一个元素xi,j：
Figure FDA0002260674010000031
其中，平均值
Figure FDA0002260674010000032
标准差
Figure FDA0002260674010000033
；
S2：对标准化残差变量矩阵X，求其协方差矩阵cov(X)：
Figure FDA0002260674010000034
S3：求解协方差矩阵cov(X)的特征值及对应的特征向量：
cov(X)Pi＝liPi
对求得的特征值进行排序：λ1＞λ2＞…＞λn，对应的特征向量为：P1＞P2＞…＞Pn，其中特征值最大值对应的特征向量为第一主元方向，其他主元方向依次类推；对应的得分向量ti由下式计算：
ti＝XPi
S4：确定主元个数A
主元个数根据主元的累积贡献率Qm确定，Qm＞90％时确定为主元，对应数量A为主元个数，Qm通过下式计算：
Figure FDA0002260674010000035
通过以上残差分析、主元分析方法，实现反应堆故障的诊断定位。
8.根据权利要求7所述的反应堆控制室系统，其特征在于：所述有效测点数包括反应堆核功率、冷却剂温度、冷却剂压力、冷却剂流量、主泵转速、蒸汽发生器出口蒸汽压力、蒸汽发生器液位、汽轮机转速、发电机电功率或者其他反应堆运行状态参数。
CN201911070067.1A 2019-11-05 2019-11-05 一种反应堆控制室系统 Active CN110783007B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911070067.1A CN110783007B (zh) 2019-11-05 2019-11-05 一种反应堆控制室系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911070067.1A CN110783007B (zh) 2019-11-05 2019-11-05 一种反应堆控制室系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110783007A CN110783007A (zh) 2020-02-11
CN110783007B true CN110783007B (zh) 2023-05-05

Family

ID=69389014

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201911070067.1A Active CN110783007B (zh) 2019-11-05 2019-11-05 一种反应堆控制室系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110783007B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111899905B (zh) * 2020-08-05 2022-11-01 哈尔滨工程大学 一种基于核动力装置的故障诊断方法及系统

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002086726A1 (en) * 2001-04-10 2002-10-31 Smartsignal Corporation Diagnostic systems and methods for predictive condition monitoring
WO2004040465A1 (en) * 2002-10-31 2004-05-13 Predictive Systems Engineering, Ltd System and method for remote diagnosis of distributed objects
CN202887755U (zh) * 2012-10-11 2013-04-17 中广核工程有限公司 核电站主控室系统
CN104392756A (zh) * 2014-10-08 2015-03-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于数字化仪控系统的反应堆动态联锁系统及方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002086726A1 (en) * 2001-04-10 2002-10-31 Smartsignal Corporation Diagnostic systems and methods for predictive condition monitoring
WO2004040465A1 (en) * 2002-10-31 2004-05-13 Predictive Systems Engineering, Ltd System and method for remote diagnosis of distributed objects
CN202887755U (zh) * 2012-10-11 2013-04-17 中广核工程有限公司 核电站主控室系统
CN104392756A (zh) * 2014-10-08 2015-03-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于数字化仪控系统的反应堆动态联锁系统及方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
基于In Touch的核反应堆控制系统人机界面设计;王飞等;《兵器装备工程学报》;20160525(第05期);全文 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN110783007A (zh) 2020-02-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Jamil et al. Fault diagnosis of Pakistan Research Reactor-2 with data-driven techniques
RU2743250C1 (ru) Способ аварийной остановки реактора на основании состояния сигналов приборов,важных для безопасности АЭС
CN111665818A (zh) 一种核电厂数字化仪控验证系统及其方法
CN111597223A (zh) 故障预警处理方法、装置及系统
CN112632845B (zh) 基于数据的小型反应堆在线故障诊断方法、介质及设备
Li et al. Fault identification in PCA method during sensor condition monitoring in a nuclear power plant
CN115392037A (zh) 设备故障预测方法、装置、设备及存储介质
CN110783007B (zh) 一种反应堆控制室系统
WO2022227679A1 (zh) 基于概率安全分析的核电厂电缆防火保护选取方法及装置
Yu et al. A continuous learning monitoring strategy for multi-condition of nuclear power plant
Papakonstantinou et al. Simulation based machine learning for fault detection in complex systems using the functional failure identification and propagation framework
CN112506718B (zh) 一种故障冗余机制的安全芯片处理器及处理方法
Ding et al. Multi-state reliability analysis of rotor system using Semi-Markov model and UGF
Jharko et al. Diagnostic tasks in human-machine control systems of nuclear power plants
Zhou et al. Identification-based sensor and actuator fault diagnosis for industrial control systems and its application to HTR-PM
No et al. Development of a prediction method for SAMG entry time in NPPs using the extended group method of data handling (GMDH) model
Takizawa et al. An intelligent man-machine system for future nuclear power plants
KR20010036423A (ko) 일반 회귀 신경망을 이용한 고장 검출 방법 및 장치
Cho et al. Multiobjective programming approach to reliability allocation for nuclear power plants
CN113837535B (zh) 一种用于核电厂严重事故进程回溯的方法
Chou et al. The development of a thermal performance diagnostics expert system for nuclear power plant
CN117290205B (zh) 一种通用核电热工水力软件测试方法及装置
Bernard Issues regarding the design and acceptance of intelligent support systems for reactor operators
Jharko Information operator support systems of nuclear power plants and a flexible modeling complex
KR102592723B1 (ko) 다중오동작 분석장치

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