CN110993135A - 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 - Google Patents
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 Download PDFInfo
- Publication number
- CN110993135A CN110993135A CN201910954921.4A CN201910954921A CN110993135A CN 110993135 A CN110993135 A CN 110993135A CN 201910954921 A CN201910954921 A CN 201910954921A CN 110993135 A CN110993135 A CN 110993135A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- secondary side
- symptom
- control strategy
- analysis
- side heat
- 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.)
- Pending
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 69
- 238000011217 control strategy Methods 0.000 title claims abstract description 64
- 238000013461 design Methods 0.000 title claims abstract description 40
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 27
- 208000024891 symptom Diseases 0.000 claims abstract description 110
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims abstract description 34
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims abstract description 7
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 54
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 claims description 29
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 claims description 21
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 claims description 21
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 claims description 6
- 238000010230 functional analysis Methods 0.000 claims description 6
- 238000009960 carding Methods 0.000 claims description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 5
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 3
- 238000012790 confirmation Methods 0.000 description 5
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 238000011282 treatment Methods 0.000 description 3
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 2
- 238000012216 screening Methods 0.000 description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 238000012512 characterization method Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000010485 coping Effects 0.000 description 1
- 230000002542 deteriorative effect Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 1
- 230000004879 molecular function Effects 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 238000013486 operation strategy Methods 0.000 description 1
- 230000004044 response Effects 0.000 description 1
- 238000012552 review Methods 0.000 description 1
- 238000010187 selection method Methods 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 1
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 description 1
- 238000011269 treatment regimen Methods 0.000 description 1
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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/32—Control of nuclear reaction by varying flow of coolant through the core by adjusting the coolant or moderator temperature
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- 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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及一种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，该方法通过梳理筛选征兆参数，开展二次侧热阱功能降级水平分析，并形成降级失效程度划分，并在此基础开展相应的子功能失效梳理，针对子功能失效情况结合核电厂安全设计确定最佳的恢复控制策略。本发明能够满足蒸汽发生器二次侧热阱功能的重要性和复杂性要求，并充分体现征兆导向在处理复杂和叠加事故方面的优势，基于该方法设计的压水堆核电厂二次侧热阱控制策略可有效实现事故工况下二次侧热阱功能的恢复，并确保了控制策略的有效性、可靠性和完备性。
Description
技术领域
本发明属于核电厂设计技术领域，具体涉及一种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。
背景技术
核电厂蒸汽发生器二次侧热阱是核电厂安全运行的关键功能之一，是实现核电厂堆芯冷却的重要途径。蒸汽发生器给水不足或水位过低，导致蒸汽发生器二次侧排热能力下降，反应堆冷却剂温度上升，导致一回路工况恶化；二次侧热阱全部丧失工况中如不采取任何措施，堆芯有逐渐裸露和损坏的风险。另一方面，若蒸汽发生器水位过高，造成蒸发器出口蒸汽含水量超标，会增加汽轮机的热冲击和汽蚀风险，影响机组寿命甚至造成机组损坏。因此，二次侧热阱功能直接关系核电厂的安全运行。
同时，蒸汽发生器二次侧热阱是核电厂最复杂的控制功能之一。二次侧热阱功能涉及的系统和设备数量众多，对各部分的操作顺序、操作时机和操纵员的相互配合也都有着复杂而精准的要求。
因此，鉴于蒸汽发生器二次侧热阱功能的重要性和复杂性，必须为其建立一套合理可行的控制策略，确保二次侧热阱相关功能的可用性和可靠性，从而保证核电厂安全有效的运行。
当二次侧热阱功能降级或丧失，则必须采取事故缓解措施恢复其功能。然而二次热阱功能包含的子功能多，如蒸汽发生器水位控制，给水控制、汽机旁排控制、排污控制等；且所需要监视的信息多，如蒸汽发生器水位、给水流量、给水温度、蒸汽流量、蒸汽压力等，因此造成二次侧热阱失效的初因事件较多，不仅事件类型多，且会发生多重事件叠加。面对二次热阱存在的多种故障和多重失效的特性，基于单一故障的事件导向存在不可避免的局限性，无法包络二次侧热阱各种失效工况，如无法正确处理叠加事故，对人因失误造成的事故响应不足等。
基于征兆导向的事故处理策略，通过监视若干个安全相关参数的演变情况，用以表征安全功能的降级程度，从而针对性的采取最优的方式进行电厂恢复操作，并通过控制相关安全功能将反应堆机组始终维持在安全状态，能够有效地处理复杂工况和叠加事故。因此，为应对二次侧热阱失效工况，有必要采取基于征兆导向的控制策略，针对不同的征兆表征的不同的功能降级程度，采取最优恢复策略，保证二次侧热阱功能。
发明内容
本发明的目的在于提供一种基于征兆导向的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，以满足蒸汽发生器二次侧热阱功能的重要性和复杂性要求，并能够设计确定出最佳的恢复控制策略。
本发明的技术方案如下：一种基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，包括如下步骤：
(1)进行二次侧热阱征兆分析，包括：征兆参数分析、征兆异常水平分析；
(2)进行二次侧热阱控制策略分析，包括：失效子功能梳理分析、恢复手段分析；
(3)初步形成二次侧热阱控制策略，并进行控制策略的验证与确认；
(4)确定最终的二次侧热阱控制策略。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，步骤(1)中所述的征兆参数分析如下：
(I)从功能分析、运行技术规范、概率安全分析、事故分析、系统设计方面梳理分析，形成二次侧热阱征兆参数的总集合；
(II)通过对总集合中各个参数之间相互关系的确定，合并相同的征兆参数，得到最终的有效征兆参数合集。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，步骤(1)中所述的征兆异常水平分析如下：
(i)根据事故严重程度的不同，将征兆参数异常所表征的功能降级水平按照严重程度进行分级；
(i i)确定各个征兆参数不同的异常程度，将每个参数划分不同的阈值，来表示参数的异常程度；
(i i i)根据各个参数不同阈值的组合，参考系统设计限值，机组安全准则，安全分析报告中相关征兆参数的描述，确定各个征兆参数反应出的事故严重程度的权重，并将多个异常征兆参数按照不同权重进行组合，形成不同权重的参数组，对应到各个不同的功能降级水平。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，步骤(2)中所述的失效子功能梳理分析如下：通过开展功能分析，将二次侧热阱功能拆分为若干个子功能，并结合系统设计开展子功能配置梳理，根据征兆异常情况，划定失效的子功能。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，步骤(2)中所述的恢复手段分析如下：根据子功能失效情况，结合核电厂的安全设计措施，针对同一个征兆异常时存在的多种不同的恢复手段，确定各个恢复手段的优先顺序。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，步骤(3)中，通过模拟典型事故初始工况，按照事故处理策略进行处理，确认反应性和其他参数的控制效果，以确认控制策略是否满足设计要求，如不满足，确定不满足项，重新进行失效分析或恢复手段分析，确定控制策略。
本发明的有益效果如下：
1)本发明提出的基于征兆的压水堆核电厂二次热阱控制策略的征兆参数选取方法，能够完整、典型、包络的选取需要的征兆，表征二次侧热阱各个功能状态，指导运行人员对二次侧热阱功能的监视和状态评价；
2)本发明提出的基于征兆的压水堆核电厂二次热阱控制策略的征兆异常分级方法，能够表征二次侧热阱失效程度，指导运行人员第一时间了解失效程度，掌握机组降级水平，并及时干预；
3)本发明提出的基于征兆的压水堆核电厂二次热阱控制策略的子功能失效梳理方法，通过征兆参数异常情况分级，结合二次侧热阱系统配置，划定失效的子功能，为后续功能恢复提供依据；
4)本发明提出的基于征兆的压水堆核电厂二次热阱控制策略分析方法，基于征兆导向选取最佳恢复策略，并进行验证确认，保证策略的有效性、可靠性和完备性；
5)基于本发明提出的方法设计的压水堆核电厂二次侧热阱控制策略可有效实现事故工况下二次侧热阱功能的恢复；
6)本发明提出的基于征兆的压水堆核电厂二次热阱控制策略的设计方法可用于指导各种不同机型压水堆核电厂二次侧热阱控制策略的设计。
附图说明
图1为本发明基于征兆的压水堆核电厂二次侧热阱控制策略的设计流程图；
图2为具体实施例中二次侧给水子功能恢复手段的选取策略示意图。
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。
二次侧热阱功能复杂，涉及大量的系统和设备，其可能发生的初因事件数量多，事故现象复杂。而基于征兆的控制策略通过征兆表征的功能状态水平，采取最优的恢复手段，控制和缓解关键安全功能实现对机组状态的控制。通过设计一套基于征兆导向的适用于二次侧热阱控制的运行策略，以实现二次侧热阱的最佳控制。本发明需要重点解决以下问题：
·征兆选取：威胁核电厂二次侧热阱安全的初因事件繁多，需要根据电厂的安全功能和可用性目标，参考电厂设计，技术规范和事故分析等内容，选取具有包络性和典型性的征兆及其阈值，用以全面合理的评价和表征二次侧热阱功能状态。
·失效程度分级：征兆异常的不同程度，表征二次侧热阱功能的降级程度，进一步对应了事故的不同严重程度，需要选择不同的事故处理策略，所以需要根据相关征兆的异常变化，综合判断二次侧热阱的降级水平，为之后不同控制策略的选择提供依据。
·失效子功能梳理分析：征兆只能表明二次侧热阱部分或全部功能的失效，但不能直接确定具体的失效子功能，所以需要通过对征兆参数的分析，结合二次侧热阱的系统配置，确定不同征兆对应的失效子功能，从而为后续选择最佳的控制策略提供依据。
·控制策略的确定：核电厂为了防止事故的发生和恶化，设计了多重防御措施，需要通过分析征兆参数的变化水平，确定相关安全功能的降级程度，根据失效子功能梳理分析结果，针对失效的子功能选择最佳的恢复策略。
为了解决上述问题，本发明提出了一种基于征兆导向的二次侧热阱控制策略的设计方法。基于机组设计和相关事故分析模拟计算，分析相关征兆，确定事故严重程度，优选最佳恢复手段，得到合理可行的二次侧热阱控制策略。
如图1所示，本发明从运行角度出发，基于征兆的事故处理方式，提出了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，包括如下步骤：
(1)二次侧热阱征兆分析，包括：征兆参数分析、征兆异常水平分析。
1.1)征兆参数分析
为了保证二次侧热阱征兆的完整性和包络性，初次选取二次侧热阱相关征兆时应保证选取范围的全面性和多样性，从功能分析、运行技术规范、概率安全分析、事故分析、系统设计方面梳理分析，提炼出对应的征兆参数。
在分析二次侧热阱的相关征兆时，应按照如表1所示的分析方式，形成二次侧热阱征兆参数的总集合{A1,A2,A3,……,B1,B2,B3……,C1,C2,C3,……}。
表1二次侧热阱征兆参数分析表
得到二次侧热阱征兆的总集合后，通过对各个参数之间相互关系的确定，合并相同的征兆参数，得到最终的有效征兆参数合集{a,b,c,d,……}。
1.2)征兆异常水平分析
通过征兆参数分析，确定了表征二次侧热阱功能的若干征兆参数。这些参数在二次侧热阱功能丧失或部分丧失时，会表现出不同的异常值，这些异常表征了二次侧热阱功能的降级水平。所以需要综合分析这些征兆参数的异常程度，对应出二次侧热阱功能的不同降级水平，指导控制策略的选择。
■降级程度分类
根据事故严重程度的不同，将功能降级水平按照严重程度依次分为4级，分别用绿、黄、橙和红色代表。其中:
红色：功能完全丧失，需立即处理；
橙色：部分子功能丧失，需尽快处理；
黄色：子功能降级但未丧失，可根据机组状况适时处理；
绿色：功能正常，无需处理。
■参数不同阈值的划分
在征兆降级水平分析中，各个参数异常程度表征的事故严重程度不同，所以需要确定各个参数不同的异常程度，每个参数可以分为“1,2,3，……”若干参数异常水平。其中，“1”表示参数的正常值，之后的序列表示参数异常程度逐渐严重。
■确定征兆优先级
根据各个参数不同阈值的组合，参考系统设计限值，机组安全准则，安全分析报告等文件中相关征兆参数的描述，确定各个征兆参数反应出的事故严重程度的权重，并将多个异常征兆参数按照不同权重进行组合，形成不同权重的参数组，对应到各个不同颜色功能降级水平，如表2所示。在表2中通过单一参数下标序号(a1,a2,a3,a4)和权重组颜色(绿-黄-橙-红)代表不同权重，参数下标序号越大，越严重，严重程度权重越大，对应颜色从绿-黄-橙-红越严重。
表2征兆异常水平分级
注：表中“a，b，c，d”表示4个二次侧热阱的相关征兆，每个征兆对应不同程度的异常值，通过征兆的下脚标“1,2,3”表示，“1”表示参数的正常值，之后的序列表示参数异常程度逐渐严重。不同征兆异常程度组合对应的功能降级水平，如{a1,b1,c1,d1}组合对应的是绿色水平，{a3,b3,c3,d2}组合对应的是红色水平。
(2)二次侧热阱控制策略分析
2.1)失效子功能梳理分析
对于征兆导向的事故处理策略，是通过发现不同征兆的异常，选择不同的功能恢复手段。在二次侧热阱功能中，每一种征兆异常对应了二次侧热阱某个子功能的失效。通过开展功能分析，将二次侧热阱功能拆分为若干个子功能，并结合系统设计开展子功能配置梳理。根据征兆异常情况，划定失效的子功能。
2.2)恢复手段分析
压水堆核电厂采用纵深防御的设计理念，为了应对事故发生设计多重冗余的恢复手段和处理方式，所以在应对同一个征兆异常时，存在了不同的恢复手段。根据子功能失效情况，进行“对症下药”，结合电厂的安全设计措施，确定各个恢复手段的优先顺序。
(3)二次侧热阱控制策略验证与确认
初步完成二次侧热阱控制策略后，需要开展验证与确认的工作。验证为书面审查策略的正确性。确认通过使用确认工具进行，模拟典型事故初始工况，按照事故处理策略进行处理，确认反应性和其他参数的控制效果，以确认控制策略是否满足设计要求，如不满足，确定不满足项，重新进行失效分析或恢复手段分析，确定控制策略。
(4)确定二次侧热阱控制策略
基于上述的分析结果，形成基于征兆的二次侧热阱控制策略。
实施例
以某型压水堆核电厂为例，对二次侧热阱控制策略的设计方法以及所设计出的控制策略进行具体说明。
(1)二次侧热阱征兆分析
1.1)征兆参数分析
从核电厂的安全功能和可用性功能两方面出发，结合相关设计文件的要求，分析核电厂二次侧热阱控制相关征兆参数，如表3所示。
表3二次侧热阱征兆
根据分析出的二次侧热阱相关征兆参数的关系，经过筛选，最终确定核电厂二次侧热阱的3类征兆与各个征兆包含的征兆参数：
·蒸汽发生器蒸汽压力：蒸发器A、B、C蒸汽压力。
·蒸汽发生器给水流量：蒸发器A、B、C主给水流量、辅助给水流量、启动给水流量。
·蒸汽发生器水位：蒸发器A、B、C窄量程水位、宽量程水位。
1.2)征兆异常水平分析
根据上述3类征兆中各个征兆参数的异常情况，综合考虑各个参数对二次侧热阱功能的影响，确定各个征兆参数异常后的功能降级水平，如表4所示。
表4征兆异常水平分级
(2)二次侧热阱控制策略分析
2.1)失效功能分析
在二次侧热阱功能中，不同的征兆异常同样代表了不同的子功能丧失，为了更好的选取有效的功能恢复手段，需要对不同征兆代表的子功能进行分析，确定之间的对应关系。二次侧热阱征兆和子功能对应的关系是：
·蒸汽发生器蒸汽压力：大气排放、凝汽器排放、主蒸汽控制。
·蒸汽发生器给水流量：启动给水、主给水、辅助给水、凝结水给水、非能动给水。
·蒸汽发生器水位：启动给水、主给水、辅助给水、凝结水给水、非能动给水。
本实施例以表4中{水位定值3，给水流量定值3}此征兆降级水平为例说明。在此征兆降级水平中，由于水位定值和给水流量定值已经严重降级，在任何蒸汽发生器压力条件下，其征兆水平已经为红灯工况，对应的失效功能为失去二次侧给水，所以，应优先恢复的二次侧热阱子功能为二次侧给水。
2.2)恢复手段分析
根据各种功能恢复手段的安全性、可靠性、能动非能动等特性，分析出各个恢复手段的优先顺序。
根据2.1)节的分析，确定{水位定值3，给水流量定值3}此征兆降级水平对应失去的子功能为失去二次侧给水，所以在本节制定的恢复手段应为要恢复二次侧给水子功能。
按照各个功能恢复手段的特点，最终确定的恢复二次侧热阱子功能的手段的优先顺序为：辅助给水，主给水，启动给水，非能动给水，凝结水给水。如果以上给水方式均不能马上恢复，为了保证堆芯冷却，应建立一回路充排冷却，待堆芯状态稳定后，仍应按照上述顺序再次尝试恢复二次侧给水子功能，直到此功能恢复，二次侧热阱异常征兆得到缓解。具体策略流程见图2。
(3)二次侧热阱控制策略验证与确认
A)书面检查验证策略的正确性。
B)验证典型事故工况下事故处理策略的正确性。
经验证和确认，表明上述策略能够满足事故处理的要求。
(4)确定二次侧热阱控制策略
基于上述的分析结果，完成基于征兆的二次侧热阱控制策略。
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 (6)
1.一种基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，包括如下步骤：
(1)进行二次侧热阱征兆分析，包括：征兆参数分析、征兆异常水平分析；
(2)进行二次侧热阱控制策略分析，包括：失效子功能梳理分析、恢复手段分析；
(3)初步形成二次侧热阱控制策略，并进行控制策略的验证与确认；
(4)确定最终的二次侧热阱控制策略。
2.如权利要求1所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，其特征在于：步骤(1)中所述的征兆参数分析如下：
(I)从功能分析、运行技术规范、概率安全分析、事故分析、系统设计方面梳理分析，形成二次侧热阱征兆参数的总集合；
(II)通过对总集合中各个参数之间相互关系的确定，合并相同的征兆参数，得到最终的有效征兆参数合集。
3.如权利要求2所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，其特征在于：步骤(1)中所述的征兆异常水平分析如下：
(i)根据事故严重程度的不同，将征兆参数异常所表征的功能降级水平按照严重程度进行分级；
(ii)确定各个征兆参数不同的异常程度，将每个参数划分不同的阈值，来表示参数的异常程度；
(iii)根据各个参数不同阈值的组合，参考系统设计限值，机组安全准则，安全分析报告中相关征兆参数的描述，确定各个征兆参数反应出的事故严重程度的权重，并将多个异常征兆参数按照不同权重进行组合，形成不同权重的参数组，对应到各个不同的功能降级水平。
4.如权利要求1所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，其特征在于：步骤(2)中所述的失效子功能梳理分析如下：通过开展功能分析，将二次侧热阱功能拆分为若干个子功能，并结合系统设计开展子功能配置梳理，根据征兆异常情况，划定失效的子功能。
5.如权利要求4所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，其特征在于：步骤(2)中所述的恢复手段分析如下：根据子功能失效情况，结合核电厂的安全设计措施，针对同一个征兆异常时存在的多种不同的恢复手段，确定各个恢复手段的优先顺序。
6.如权利要求1所述的基于征兆的压水堆核电厂的二次侧热阱控制策略的设计方法，其特征在于：步骤(3)中，通过模拟典型事故初始工况，按照事故处理策略进行处理，确认反应性和其他参数的控制效果，以确认控制策略是否满足设计要求，如不满足，确定不满足项，重新进行失效分析或恢复手段分析，确定控制策略。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201910954921.4A CN110993135A (zh) | 2019-10-09 | 2019-10-09 | 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 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201910954921.4A CN110993135A (zh) | 2019-10-09 | 2019-10-09 | 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 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN110993135A true CN110993135A (zh) | 2020-04-10 |
Family
ID=70081862
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201910954921.4A Pending CN110993135A (zh) | 2019-10-09 | 2019-10-09 | 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 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN110993135A (zh) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111612218A (zh) * | 2020-04-24 | 2020-09-01 | 中国核电工程有限公司 | 一种征兆导向事故导则操作策略优化的方法 |
| CN111627584A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-09-04 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111627583A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-09-04 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111681794A (zh) * | 2020-06-19 | 2020-09-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及系统 |
| CN111738557A (zh) * | 2020-05-25 | 2020-10-02 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111768070A (zh) * | 2020-05-18 | 2020-10-13 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104503434A (zh) * | 2014-12-01 | 2015-04-08 | 北京航天试验技术研究所 | 一种基于故障征兆主动推送的故障诊断方法 |
| CN105204436A (zh) * | 2015-08-26 | 2015-12-30 | 山东省计算中心（国家超级计算济南中心） | 基于分级预警的数控机床故障诊断方法 |
| CN109102913A (zh) * | 2018-07-09 | 2018-12-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种压水堆核电厂故障诊断策略的设计方法 |
| CN109543941A (zh) * | 2018-10-15 | 2019-03-29 | 中国核电工程有限公司 | 一种基于安全壳工况确定核电厂事故策略定值的方法 |
-
2019
- 2019-10-09 CN CN201910954921.4A patent/CN110993135A/zh active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104503434A (zh) * | 2014-12-01 | 2015-04-08 | 北京航天试验技术研究所 | 一种基于故障征兆主动推送的故障诊断方法 |
| CN105204436A (zh) * | 2015-08-26 | 2015-12-30 | 山东省计算中心（国家超级计算济南中心） | 基于分级预警的数控机床故障诊断方法 |
| CN109102913A (zh) * | 2018-07-09 | 2018-12-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种压水堆核电厂故障诊断策略的设计方法 |
| CN109543941A (zh) * | 2018-10-15 | 2019-03-29 | 中国核电工程有限公司 | 一种基于安全壳工况确定核电厂事故策略定值的方法 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 张喆: "基于征兆的核电厂应急规程产生技术的研究", 《中国优秀硕士学位论文电子期刊》, 15 December 2011 (2011-12-15), pages 12 - 17 * |
| 张喆: "基于征兆的核电厂应急规程产生技术的研究", 《中国优秀硕士学位论文电子期刊》, pages 12 - 17 * |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111612218A (zh) * | 2020-04-24 | 2020-09-01 | 中国核电工程有限公司 | 一种征兆导向事故导则操作策略优化的方法 |
| CN111612218B (zh) * | 2020-04-24 | 2024-05-21 | 中国核电工程有限公司 | 一种征兆导向事故导则操作策略优化的方法 |
| CN111627584A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-09-04 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111627583A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-09-04 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111627584B (zh) * | 2020-04-30 | 2023-11-24 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111627583B (zh) * | 2020-04-30 | 2023-12-26 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111768070A (zh) * | 2020-05-18 | 2020-10-13 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 |
| CN111738557A (zh) * | 2020-05-25 | 2020-10-02 | 中国核电工程有限公司 | 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 |
| CN111681794A (zh) * | 2020-06-19 | 2020-09-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及系统 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| 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 | |
| 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 | |
| CN104240781B (zh) | 核电厂数字化仪控系统的信号分配方法及系统 | |
| CN106683728B (zh) | 一种基于机组状态的事故诊断方法 | |
| CN107316444A (zh) | 化学品生产装置实时安全预警方法 | |
| CN111028969B (zh) | 核电厂安全壳控制策略的设计方法 | |
| Chen et al. | Unified security and safety risk assessment-a case study on nuclear power plant | |
| CN110209996A (zh) | 一种用于评价继电保护装置的健康水平的方法及系统 | |
| CN106055803A (zh) | 考虑条件风险值的炼油装置气体检测报警仪选址优化方法 | |
| CN110175811A (zh) | 一种基于最佳估算系统程序的功能恢复导则确认方法 | |
| Chung | A machine learning strategy with restricted sliding windows for real-time assessment of accident conditions in nuclear power plants | |
| CN110782173A (zh) | 一种泛在电力物联网突发电力事件的推演方法 | |
| CN110210722A (zh) | 一种核电厂系统监督方案的开发方法 | |
| CN111768070A (zh) | 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 | |
| CN110289112B (zh) | 基于层次分析和模糊评价的核动力装置健康状态诊断方法 | |
| CN109087721B (zh) | 一种压水堆核电厂故障诊断方法 | |
| CN113052431B (zh) | 一种基于adcp模型的航天测发系统效能评估方法 | |
| CN113922347A (zh) | 一种基于失配度评价指标的接地保护定值优化方法、系统及存储介质 | |
| CN113887598A (zh) | 核电厂降低设备强损的关键敏感设备消除方法和电子设备 | |
| Shrivastava¹ et al. | Research on Failure mode and effect analysis of Diesel Engine | |
| Santhosh et al. | Diagnostic & Prognostic System for Identification of Accident Scenarios and Prediction of “Source Term” in Nuclear Power Plants under Accident Conditions | |
| CN113806909B (zh) | 核电综合场景验证的场景选取方法及装置、核电综合场景验证方法及系统 | |
| CN113297727B (zh) | 基于概率安全分析的核电厂电缆防火保护选取设计方法 | |
| KR102558695B1 (ko) | 확률론적 안전성평가를 이용한 중대사고 대표 사고경위 선정방법 | |
| Vesely | Utilizing Probabilistic Risk Analyses (Pras) In Decision Support Systems |
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 |