CN112635086A - 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法 - Google Patents

一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法 Download PDF

Info

Publication number
CN112635086A
CN112635086A CN202011396067.3A CN202011396067A CN112635086A CN 112635086 A CN112635086 A CN 112635086A CN 202011396067 A CN202011396067 A CN 202011396067A CN 112635086 A CN112635086 A CN 112635086A
Authority
CN
China
Prior art keywords
power plant
nuclear power
accident
parameters
module
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.)
Granted
Application number
CN202011396067.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112635086B (zh
Inventor
毛婷
张黎明
彭华清
张建波
张学刚
吴一谦
徐晓梅
周粲
王岩
邹杰
栾语
程波
周毅超
刘至垚
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 General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design 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 General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Engineering Co Ltd, CGN Power Co Ltd, Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN202011396067.3A priority Critical patent/CN112635086B/zh
Publication of CN112635086A publication Critical patent/CN112635086A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112635086B publication Critical patent/CN112635086B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • G21D3/06Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/008Man-machine interface, e.g. control room layout
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

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)
  • Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法,包括:第一监控装置、第二监控装置以及第三监控装置;第一监控装置,用于对核电厂事故后的状态数据进行显示;第二监控装置,用于在第一监控装置异常或者故障时,对核电厂事故后的状态数据进行显示;第三监控装置,用于在反应堆保护系统失效时,对核电厂事故后的状态数据进行显示。本发明可对核电厂PAMS参数进行集中显示,方便操作员及时查看、分析及处理事故,完全能满足安全级显示的设备质量等级要求,监视路径多样。

Description

一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法
技术领域
本发明涉及核电站事故监控领域,更具体地说,涉及一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法。
背景技术
在核电厂事故发生的初始阶段,操作员难以立即判断出已发生或正在发生的事故,从而很难做出正确的响应。为此,将核电厂安全系统保护动作(如紧急停闭反应堆、应急堆芯冷却等)设计成了在事故发生的初始阶段自动执行的模式。但是,针对设计基准事故以及事故无法预测的状况(如电厂工况的进展与核安全分析预测的不一致),操作员必须要有足够的信息来预测事故的发展,以采取预先计划的操作使电站达到安全状态。
此外,操作员还需要另外一些仪表来监视三道安全屏障(燃料包壳、反应堆冷却剂压力边界、安全壳)是否超过了安全分析评价中所规定的限制、安全相关系统的运行以及放射性物质的释放标准。同时,在方案设计中还需要考虑软件发生共模故障时,或者由于不同原因的失电导致系统不可使用时,也必须向核电厂操作员提供相关监视信息。
基于上述原因,核电厂必须设置事故后监视系统。
目前,在运的二代和二代加核电厂在事故后参数监测的人机接口设置上,普遍采用两种方式对事故后参数进行记录和指示:
一、在主要的数字化监控手段上,对PAMS参数提供专用指示画面,用于对PAMS参数进行集中指示。同时,这些画面还提供对PAMS参数的历史记录和趋势指示的功能。
二、在后备监控手段上,对PAMS参数提供常规指示仪表以及常规记录仪。以备主要监控手段失效时,对PAMS参数进行监视和历史趋势的查看。
其中,主要监控手段提供非安全级的事故后参数监视信息,而后备监控手段上则提供安全级的常规指示。
现有技术对于PAMS参数在核电站后备监视手段上的实时显示和历史记录采用的是常规仪表设备,并且分散在控制盘台的各个部分,不能集中有效地对PAMS参数进行显示,不便于操作员及时分析和处理事故。同时,不能完全满足安全级显示的设备质量等级要求。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于,针对现有技术的上述缺陷,提供一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是:构造一种核电厂主控制室事故后监控系统,包括:第一监控装置、第二监控装置以及第三监控装置;
所述第一监控装置,用于对核电厂事故后的状态数据进行显示;
所述第二监控装置,用于在所述第一监控装置异常或者故障时,对所述核电厂事故后的状态数据进行显示;
所述第三监控装置,用于在反应堆保护系统失效时,对所述核电厂事故后的状态数据进行显示。
优选地,还包括:与核电厂的现场检测装置连接、接收所述现场检测装置输出的检测信号、并对所述检测信号进行逻辑处理后输出核电厂事故后的状态数据并传送给所述第一监控装置和所述第二监控装置的反应堆保护系统。
优选地,所述第一监控装置包括:第一人机交互模块;
所述第一人机交互模块与所述反应堆保护系统连接,用于接收所述核电厂事故后的状态数据,并对所述核电厂事故后的状态数据进行显示。
优选地,所述第一监控装置还包括:显示单元;
所述显示单元与所述第一人机交互模块连接,用于接收所述第一人机交互模块传送的数据或信息。
优选地,所述显示单元包括显示屏;
所述显示屏的显示界面大于所述第一人机交互模块的显示界面。
优选地,所述第一人机交互模块包括:第一显示模块;
所述第一显示模块包括用于对PAMS参数的实时数据、PAMS参数的历史数据、以及PAMS参数的趋势图进行专用显示的第一PAMS专用显示模块。
优选地,所述第一人机交互模块还包括:与所述第一显示模块连接、用于记录所述PAMS参数的历史数据的第一存储模块;以及与所述第一显示模块连接、用于根据所述PAMS参数趋势图的第一趋势生成模块。
优选地,所述第一监控装置还包括:第一输入模块;
所述第一输入模块用于接收用户输入的操作指令或者操作信息。
优选地,所述第一人机交互模块用于对核电厂事故后的状态数据进行显示,以及执行非安全级控制。
优选地,所述第二监控装置包括:第二人机交互模块;
所述第二人机交互模块与所述反应堆保护系统连接,用于接收所述核电厂事故后的状态数据,并对所述核电厂事故后的状态数据进行显示。
优选地,所述第二人机交互模块包括:第二显示模块;
所述第二显示模块包括用于对对PAMS参数的实时数据、PAMS参数的历史数据、以及PAMS参数的趋势图进行专用显示的第二PAMS专用显示模块。
优选地,所述第二人机交互模块还包括:与所述第二显示模块连接、用于记录所述PAMS参数的历史数据的第二存储模块;以及与所述第二显示模块连接、用于根据所述PAMS参数趋势图的第二趋势生成模块。
优选地,所述第二人机交互模块还包括:第二输入模块;
所述第二输入模块用于接收用户输入的操作指令或者操作信息。
优选地,所述第二监控装置还包括:与所述反应堆保护系统连接的安全级显示装置。
优选地,所述安全级显示装置包括:可调用安全级显示装置;
所述可调用安全级显示装置用于对PAMS参数中的安全级参数进行动态连续显示。
优选地,所述可调用安全级显示装置包括:第三显示模块;
所述第三显示模块用于对PAMS参数中的安全级参数的实时数据和趋势图进行动态连续显示。
优选地,所述可调用安全级显示装置还包括:与所述第三显示模块连接的第三趋势生成模块;
所述第三趋势生成模块用于根据所述实时数据生成PAMS参数中的安全级参数的趋势图。
优选地,所述安全级显示装置还包括:固定安全级显示装置;
所述固定安全级显示装置用于对PAMS参数中需要固定连续指示的安全级参数进行固定连续显示。
优选地,所述固定安全级显示装置包括:第四显示模块;
所述第四显示模块用于对所述PAMS参数中的安全级参数的实时数据进行固定显示,且所述PAMS参数中的安全级参数的实时数据在所述第四显示模块的显示画面中的位置固定且唯一。
优选地,所述第三监控装置包括:多样性控制盘;
所述多样性控制盘包括:多个指示表;
所述多个指示表与核电厂的现场检测装置对应连接、接收所述现场检测装置输出的检测信号并根据所述检测信号进行相应指示。
本发明还提供一种核电厂主控制室事故后监控方法,包括:
在核电厂正常运行/事故工况时,通过第一监控装置和/或第二监控装置对核电厂事故后的状态数据进行显示;
在核电厂失电时,通过第三监控装置对核电厂事故后的状态数据进行显示。
实施本发明的核电厂主控制室事故后监控系统和方法,具有以下有益效果:包括:第一监控装置、第二监控装置以及第三监控装置;第一监控装置,用于对核电厂事故后的状态数据进行显示;第二监控装置,用于在第一监控装置异常或者故障时,对核电厂事故后的状态数据进行显示;第三监控装置,用于在反应堆保护系统失效时,对核电厂事故后的状态数据进行显示。本发明可对核电厂PAMS参数进行集中显示,方便操作员及时查看、分析及处理事故,完全能满足安全级显示的设备质量等级要求,监视路径多样。
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主控制室事故后监控系统实施例一的结构示意图;
图2是本发明提供的核电厂主控制室事故后监控系统实施例二的结构示意图;
图3是本发明提供的第一人机交互模块的结构示意图;
图4是本发明提供的第二人机交互模块的结构示意图;
图5是本发明实施例提供的核电厂主控制室事故后监控方法的示意图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解,现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
为了解决现有常规分散监控手段所导致的不方便操作员查看、及时了解事故状况的问题,因此,本发明为了满足核电厂的法规标准要求,对PAMS参数监控的进行优化配置,以实现更集中、更完善、多样化的人机接口体系,从而给操作员提供更加全面、实用的事故后监视界面,方便操作员及时有效地确定事故性质、采取适当操作。
参考图1,图1为本发明提供的核电厂主控制事故后监控系统实施例一的结构示意图。
如图1所示,在该实施例中,该核电厂主控制室事故后监控系统可包括:第一监控装置11、第二监控装置12以及第三监控装置13。
其中,第一监控装置11,用于对核电厂事故后的状态数据进行显示。需要说明的是,第一监控装置11是本发明核电厂主控制室事故后监控系统的主要监控手段。
本发明实施例中,在核电厂正常运行/事故工况时,操作员使用第一监控装置11进行监控。其中,第一监控装置11可以用于对核电厂事故后的状态数据(包括安全级、非安全级数据)进行显示和控制,一般不采用全厂失电情况下的应急供电。当然,可以理解地,在其他一些实施例中,该第一监控装置11也可采用全厂失电情况下的应急供电。
该实施例中,该第二监控装置12用于在第一监控装置11异常或者故障时,对核电厂事故后的状态数据进行显示。其中,该第二监控装置12可以用于对非安全级数据、安全级数据进行显示和控制,其可作为第一监控装置11的备用监控手段。该第二监控装置12一般可配置全厂失电情况下的应急供电。
该实施例中,第三监控装置13,用于在反应堆保护系统14失效时,对核电厂事故后的状态数据进行显示。当反应堆保护系统14不可用时,直接切换至第三监控装置13,由第三监控装置13直接获取到核电厂现场的事故情况信息。该第三监控装置13配置有全厂失电情况下的应急供电,以达到在全厂失电的情况下,仍能准确、及时地获取到核电厂现场的事故情况信息。
需要说明的是,在核电厂正常运行/事故工况时,第一监控装置11、第二监控装置12和第三监控装置13均可同时实现对核电厂现场的事故情况信息进行显示和控制。而在一些实施例中,为了节省能耗及资源,因此,在第一监控装置11可用时,即主要以第一监控装置11对核电厂事故后的状态数据进行显示和控制;在第一监控装置11不可用时,退至采用第二监控装置12对核电厂事故后的状态数据进行显示和控制;当反应堆保护系统14不可用时,才采用第三监控装置13对核电厂事故后的状态数据进行显示和控制。
进一步地,如图1所示,该实施例中,该核电厂主控制室事故后监控系统还包括:与核电厂的现场检测装置15连接、接收现场检测装置15输出的检测信号、并对检测信号进行逻辑处理后输出核电厂事故后的状态数据并传送给第一监控装置11和第二监控装置12的反应堆保护系统14。
该反应堆保护系统14主要用于对核电厂的现场检测装置15所检测到的检测信号进行收集,并进行相应的逻辑处理后,再传送给第一监控装置11和/或第二监控装置12,从而通过第一监控装置11和/或第二监控装置12进行显示和控制。
进一步地,如图1所示,核电厂的现场检测装置15通过硬接线直接传递到第三监控装置13,以达到在反应堆保护系统14故障或者失效时,现场检测装置15的检测信号可直接通过硬接线传送给第三监控装置13,由第三监控装置13在全厂失去电源的情况下,也能确保主控制室中对事故后的参数进行正常监控。
参考图2,图2为本发明提供的核电厂主控制室事故后监控系统实施例二的结构示意图。
如图2所示,该第一监控装置11包括:第一人机交互模块112。该第一人机交互模块112与反应堆保护系统14连接,用于接收核电厂事故后的状态数据,并对核电厂事故后的状态数据进行显示。
如图3所示,该第一人机交互模块112包括:第一显示模块1123。第一显示模块1123包括用于对PAMS参数的实时数据、PAMS参数的历史数据、以及PAMS参数的趋势图进行专用显示的第一PAMS专用显示模块。
进一步地,如图3所示,该第一人机交互模块112还包括:与第一显示模块1123连接、用于记录PAMS参数的历史数据的第一存储模块1124;以及与第一显示模块1123连接、用于根据PAMS参数趋势图的第一趋势生成模块1125。
进一步地,如图3所示,第一监控装置11还包括:第一输入模块1122;第一输入模块1122用于接收用户输入的操作指令或者操作信息。
本发明实施例中,该第一人机交互模块112用于对核电厂事故后的所有数据进行显示,以及执行非安全级控制。
进一步地,如图3所示,该第一人机交互模块112还包括:第一处理模块1126和第一通信模块1121。该第一通信模块1121用于实现第一人机交互模块112与反应堆保护系统14进行通信及数据交互。该第一处理模块1126与该第一通信模块1121、第一输入模块1122、第一显示模块1123、第一存储模块1124以及第一趋势生成模块1125连接,用于对数据进行处理并实现对第一显示模块1123、第一存储模块1124和第一趋势生成模块1125的控制。
通过该第一存储模块1124可以实现对核电厂事故后的状态数据进行存储记录。通过该第一趋势生成模块1125可以实现对核电厂事故后的状态数据的趋势进行生成及记录,从而可以使得第一显示模块1123可向操作员提供PAMS参数进行专用画面的显示,同时还能提供全部或者部分PAMS参数的历史记录和趋势显示。并且,通过第一输入模块1122,可以向操作提供自主选择查看任意PAMS参数、PAMS参数趋势记录等。
进一步地,如图2所示,该第一监控装置11还包括:显示单元111。该显示单元111与第一人机交互模块112连接,用于接收第一人机交互模块112传送的数据或信息。
进一步地,该显示单元111包括显示屏。其中,该显示屏的显示界面大于第一人机交互模块112的显示界面。
在一个具体实施例中,该显示屏即为一个只供显示的大屏幕,即只进行显示作用。通过该显示屏可方便所有机组人员及时、迅速的获得各类事故后参数连续显示信息。其中,该显示屏的事故后参数连续显示信息可以由操作员在第一人机交互模块112上的第一输入模块1122输入相应的操作指令以传送到该显示屏上。
如图2所示,该第二监控装置12包括:第二人机交互模块121。其中,第二人机交互模块121与反应堆保护系统14连接,用于接收核电厂事故后的状态数据,并对核电厂事故后的状态数据进行显示。
如图4所示,该第二人机交互模块121包括:第二显示模块1213。
第二显示模块1213包括用于对对PAMS参数的实时数据、PAMS参数的历史数据、以及PAMS参数的趋势图进行专用显示的第二PAMS专用显示模块。
进一步地,如图4所示,该第二人机交互模块121还包括:与第二显示模块1213连接、用于记录PAMS参数的历史数据的第二存储模块1214;以及与第二显示模块1213连接、用于根据PAMS参数趋势图的第二趋势生成模块1215。
进一步地,如图4所示,该第二人机交互模块121还包括:第二输入模块1212;第二输入模块1212用于接收用户输入的操作指令或者操作信息。
进一步地,如图4所示,该第二人机交互模块121还包括:第二处理模块1216和第二通信模块1211。该第二通信模块1211用于实现第二人机交互模块121与反应堆保护系统14进行通信及数据交互。该第二处理模块1216与该第二通信模块1211、第二输入模块1212、第二显示模块1213、第二存储模块1214以及第二趋势生成模块1215连接,用于对数据进行处理并实现对第二显示模块1213、第二存储模块1214和第二趋势生成模块1215的控制。
通过该第二存储模块1214可以实现对核电厂事故后的状态数据进行存储记录。通过该二趋势生成模块可以实现对核电厂事故后的状态数据的趋势进行生成及记录,从而可以使得第一显示模块1123可向操作员提供PAMS参数进行专用画面的显示,同时还能提供全部或者部分PAMS参数的历史记录和趋势显示。并且,通过第二输入模块1212,可以向操作提供自主选择查看任意PAMS参数、PAMS参数趋势记录等。
进一步地,如图2所示,该第二监控装置12还包括:与反应堆保护系统14连接的安全级显示装置122。
其中,该安全级显示装置122包括:可调用安全级显示装置1221。该可调用安全级显示装置1221用于对PAMS参数中的安全级参数进行动态连续显示。
进一步地,该可调用安全级显示装置1221包括:第三显示模块。该第三显示模块用于对PAMS参数中的安全级参数的实时数据和趋势图进行动态连续显示。
进一步地,该可调用安全级显示装置1221还包括:与第三显示模块连接的第三趋势生成模块;该第三趋势生成模块用于根据实时数据生成PAMS参数中的安全级参数的趋势图。
具体的,该可调用安全级显示装置1221可用于对PAMS参数中的安全级参数进行显示,例如,可用于对PAMS参数中的A类参数、B类参数、C类参数等安全级参数进行显示。进一步地,该可调用安全级显示装置1221还可以向操作员提供预设时间段内的趋势记录和显示。可选的,在一些实施例中,该预设时间段可以为72小时以内。该可调用安全级显示装置1221采用专用画面对相关安全级参数进行显示,同时,还可供操作员对PAMS画面之间进行切换。
进一步地,该安全级显示装置122还包括:固定安全级显示装置1222。该固定安全级显示装置1222用于对PAMS参数中需要固定连续指示的安全级参数进行固定连续显示,如PAMS参数中的A类参数、B类参数等安全级参数进行固定连续显示。
进一步地,该固定安全级显示装置1222包括:第四显示模块。
第四显示模块用于对PAMS参数中的安全级参数的实时数据进行固定显示,且PAMS参数中的安全级参数的实时数据在第四显示模块的显示画面中的位置固定且唯一。具体的,PAMS参数在第四显示模块的固定位置进行固定连续指示,例如,可对PAMS参数中的A类参数、B类参数等安全级参数进行固定连续指示,而且这些参数在第四显示模块的画面上的位置是固定且唯一的,通过该固定连续指示,可以方便操作员迅速查看,更加直观、高效、准确。
进一步地,本发明实施例的第三监控装置13包括:多样性控制盘。
其中,该多样性控制盘包括:多个指示表。该多个指示表与核电厂的现场检测装置15对应连接、接收现场检测装置15输出的检测信号并根据检测信号进行相应指示。
可选的,该多样性控制盘上的指示表可以为常规指示仪表,这些常规指示仪表可以在反应堆保护系统14失效时,仍保持正确指示,给操作员提供信号确定的通道及参数,从而保证在全厂失去电源的情况下,也能确保主控制室对参数的监控。
如图1所示,现场检测装置15是设置在现场的检测设备包括:多种传感器、感应器等。其中,传感器、感应器的类型及数量由所核电厂中的设备进行确定。第一监控装置11、第二监控装置12及第三监控装置13都是设置在核电厂主控制室中的,反应堆保护系统14则是设置在固定的机房或者机柜中。
进一步地,本发明还提供核电厂主控制室事故后监控方法。该核电厂主控制室事故后监控方法可能通过本发明实施例公开的核电厂主控制室事故后监控系统实现。
如图5所示,该核电厂主控制室事故后监控方法包括:
步骤S501、在核电厂正常运行/事故工况时,通过第一监控装置11和/或第二监控装置12对核电厂事故后的状态数据进行显示。
具体的,在核电厂正常运行时,由第一监控装置11对核电厂的事故后状态数据进行显示和控制,且可对非安全级状态数据进行显示和控制。
当第一监控装置11故障或者异常时,由可转由第二监控装置12对核电厂的事故后状态数据进行显示和控制。其中,该第二监控装置12可以通过第二人机交互模块121对非安全级状态数据进行显示和控制,通过安全级显示装置122对安全级参数进行显示和控制。进一步地,安全级显示装置122可提供可调用的安全级参数显示和控制、以及固定连续的安全级参数显示和控制。
步骤S502、在核电厂失电时,通过第三监控装置13对核电厂事故后的状态数据进行显示。
具体的,在核电厂失电时,通过第三监控装置13与现场检测装置15的硬接线直接进行对应参数数据的显示。从而保证了在失电的情况下,仍能对核电厂事故后的状态数据进行正常显示。
本发明的核电厂主控制室事故后监控系统和方法采用数字化全范围事故后参数人机接口监控,完全符合当前最新的标准法规要求。本发明全面考虑核电厂正常运行工况、事故运行工况以及反应堆保护系统14故障或者失效的情况、以及全厂失电情况下的事故后参数监控要求,并配置了非安全级、安全级显示界面和常规指示仪表等多种监控方式,保障了监控路径的多样性。同时,本发明在主控制室正常监控和后备监控上均配置了用于事故后参数趋势记录和显示,方便操作员根据历史趋势进行判断和决策。
当然,可以理解地,在其他一些实施例中,还可以根据核电厂不同机组的实际情况,进行监控路径的调整,不限于本发明的监控路径。
以上实施例只为说明本发明的技术构思及特点,其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据此实施,并不能限制本发明的保护范围。凡跟本发明权利要求范围所做的均等变化与修饰,均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (21)

1.一种核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,包括:第一监控装置、第二监控装置以及第三监控装置;
所述第一监控装置,用于对核电厂事故后的状态数据进行显示;
所述第二监控装置,用于在所述第一监控装置异常或者故障时,对所述核电厂事故后的状态数据进行显示;
所述第三监控装置,用于在反应堆保护系统失效时,对所述核电厂事故后的状态数据进行显示。
2.根据权利要求1所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,还包括:与核电厂的现场检测装置连接、接收所述现场检测装置输出的检测信号、并对所述检测信号进行逻辑处理后输出核电厂事故后的状态数据并传送给所述第一监控装置和所述第二监控装置的反应堆保护系统。
3.根据权利要求2所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第一监控装置包括:第一人机交互模块;
所述第一人机交互模块与所述反应堆保护系统连接,用于接收所述核电厂事故后的状态数据,并对所述核电厂事故后的状态数据进行显示。
4.根据权利要求3所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第一监控装置还包括:显示单元;
所述显示单元与所述第一人机交互模块连接,用于接收所述第一人机交互模块传送的数据或信息。
5.根据权利要求4所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述显示单元包括显示屏;
所述显示屏的显示界面大于所述第一人机交互模块的显示界面。
6.根据权利要求3所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第一人机交互模块包括:第一显示模块;
所述第一显示模块包括用于对PAMS参数的实时数据、PAMS参数的历史数据、以及PAMS参数的趋势图进行专用显示的第一PAMS专用显示模块。
7.根据权利要求6所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第一人机交互模块还包括:与所述第一显示模块连接、用于记录所述PAMS参数的历史数据的第一存储模块;以及与所述第一显示模块连接、用于根据所述PAMS参数趋势图的第一趋势生成模块。
8.根据权利要求3所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第一监控装置还包括:第一输入模块;
所述第一输入模块用于接收用户输入的操作指令或者操作信息。
9.根据权利要求3所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第一人机交互模块用于对核电厂事故后的状态数据进行显示,以及执行非安全级控制。
10.根据权利要求2所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第二监控装置包括:第二人机交互模块;
所述第二人机交互模块与所述反应堆保护系统连接,用于接收所述核电厂事故后的状态数据,并对所述核电厂事故后的状态数据进行显示。
11.根据权利要求10所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第二人机交互模块包括:第二显示模块;
所述第二显示模块包括用于对PAMS参数的实时数据、PAMS参数的历史数据、以及PAMS参数的趋势图进行专用显示的第二PAMS专用显示模块。
12.根据权利要求11所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第二人机交互模块还包括:与所述第二显示模块连接、用于记录所述PAMS参数的历史数据的第二存储模块;以及与所述第二显示模块连接、用于根据所述PAMS参数趋势图的第二趋势生成模块。
13.根据权利要求10所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第二人机交互模块还包括:第二输入模块;
所述第二输入模块用于接收用户输入的操作指令或者操作信息。
14.根据权利要求10所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第二监控装置还包括:与所述反应堆保护系统连接的安全级显示装置。
15.根据权利要求14所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述安全级显示装置包括:可调用安全级显示装置;
所述可调用安全级显示装置用于对PAMS参数中的安全级参数进行动态连续显示。
16.根据权利要求15所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述可调用安全级显示装置包括:第三显示模块;
所述第三显示模块用于对PAMS参数中的安全级参数的实时数据和趋势图进行动态连续显示。
17.根据权利要求16所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述可调用安全级显示装置还包括:与所述第三显示模块连接的第三趋势生成模块;
所述第三趋势生成模块用于根据所述实时数据生成PAMS参数中的安全级参数的趋势图。
18.根据权利要求14所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述安全级显示装置还包括:固定安全级显示装置;
所述固定安全级显示装置用于对PAMS参数中需要固定连续指示的安全级参数进行固定连续显示。
19.根据权利要求18所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述固定安全级显示装置包括:第四显示模块;
所述第四显示模块用于对所述PAMS参数中的安全级参数的实时数据进行固定显示,且所述PAMS参数中的安全级参数的实时数据在所述第四显示模块的显示画面中的位置固定且唯一。
20.根据权利要求1所述的核电厂主控制室事故后监控系统,其特征在于,所述第三监控装置包括:多样性控制盘;
所述多样性控制盘包括:多个指示表;
所述多个指示表与核电厂的现场检测装置对应连接、接收所述现场检测装置输出的检测信号并根据所述检测信号进行相应指示。
21.一种核电厂主控制室事故后监控方法,其特征在于,包括:
在核电厂正常运行/事故工况时,通过第一监控装置和/或第二监控装置对核电厂事故后的状态数据进行显示;
在核电厂失电时,通过第三监控装置对核电厂事故后的状态数据进行显示。
CN202011396067.3A 2020-12-03 2020-12-03 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法 Active CN112635086B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011396067.3A CN112635086B (zh) 2020-12-03 2020-12-03 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011396067.3A CN112635086B (zh) 2020-12-03 2020-12-03 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112635086A true CN112635086A (zh) 2021-04-09
CN112635086B CN112635086B (zh) 2024-05-17

Family

ID=75307644

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202011396067.3A Active CN112635086B (zh) 2020-12-03 2020-12-03 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112635086B (zh)

Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB9023718D0 (en) * 1989-11-02 1990-12-12 Combustion Eng Plant monitor system
CN101783097A (zh) * 2009-12-15 2010-07-21 中广核工程有限公司 核电站先进控制室事故后监视系统的显示装置及方法
CN102142291A (zh) * 2010-11-10 2011-08-03 中广核工程有限公司 一种核电站事故后监视参数的显示方法及系统
CN103400622A (zh) * 2013-08-18 2013-11-20 中广核工程有限公司 核电站主控制室监控模式切换方法和系统
KR20160068483A (ko) * 2014-12-05 2016-06-15 한국수력원자력 주식회사 중대사고 시 원자로건물의 건전성 예측시스템 및 예측방법
JP2016118990A (ja) * 2014-12-22 2016-06-30 株式会社東芝 プラント監視制御システムおよびプラントシステム
JP2017040554A (ja) * 2015-08-19 2017-02-23 三菱重工業株式会社 原子力プラントの電子手順書表示装置、安全系制御監視システム、及び運転監視システム
CN106934510A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 国核(北京)科学技术研究院有限公司 核电厂事故缓解系统以及缓解方法
CN107820042A (zh) * 2016-09-14 2018-03-20 苏州热工研究院有限公司 一种核电厂群堆可视化监控系统
CN108231227A (zh) * 2017-12-18 2018-06-29 广东核电合营有限公司 一种核电站运行状态的监测方法、系统及存储介质
CN108490855A (zh) * 2018-04-02 2018-09-04 中广核研究院有限公司 一种核动力船舶主控室专用安全盘的配置系统
CN110490489A (zh) * 2019-08-28 2019-11-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电厂严重事故信息系统
KR102069442B1 (ko) * 2018-08-31 2020-01-22 휠러스 주식회사 원자력 발전소 운전지원 및 감시 시스템

Patent Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB9023718D0 (en) * 1989-11-02 1990-12-12 Combustion Eng Plant monitor system
CN101783097A (zh) * 2009-12-15 2010-07-21 中广核工程有限公司 核电站先进控制室事故后监视系统的显示装置及方法
CN102142291A (zh) * 2010-11-10 2011-08-03 中广核工程有限公司 一种核电站事故后监视参数的显示方法及系统
CN103400622A (zh) * 2013-08-18 2013-11-20 中广核工程有限公司 核电站主控制室监控模式切换方法和系统
KR20160068483A (ko) * 2014-12-05 2016-06-15 한국수력원자력 주식회사 중대사고 시 원자로건물의 건전성 예측시스템 및 예측방법
JP2016118990A (ja) * 2014-12-22 2016-06-30 株式会社東芝 プラント監視制御システムおよびプラントシステム
JP2017040554A (ja) * 2015-08-19 2017-02-23 三菱重工業株式会社 原子力プラントの電子手順書表示装置、安全系制御監視システム、及び運転監視システム
CN106934510A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 国核(北京)科学技术研究院有限公司 核电厂事故缓解系统以及缓解方法
CN107820042A (zh) * 2016-09-14 2018-03-20 苏州热工研究院有限公司 一种核电厂群堆可视化监控系统
CN108231227A (zh) * 2017-12-18 2018-06-29 广东核电合营有限公司 一种核电站运行状态的监测方法、系统及存储介质
CN108490855A (zh) * 2018-04-02 2018-09-04 中广核研究院有限公司 一种核动力船舶主控室专用安全盘的配置系统
KR102069442B1 (ko) * 2018-08-31 2020-01-22 휠러스 주식회사 원자력 발전소 운전지원 및 감시 시스템
CN110490489A (zh) * 2019-08-28 2019-11-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电厂严重事故信息系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
陈杰;张瑜;陈冬雷;: "核电厂严重事故氢气监测系统的设计与研究", 自动化仪表, no. 11, 20 November 2015 (2015-11-20), pages 74 - 80 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN112635086B (zh) 2024-05-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP3563391B1 (en) Nuclear reactor protection systems and methods
US5311562A (en) Plant maintenance with predictive diagnostics
EP3886115A1 (en) Nuclear power plant digital auxiliary control panel system and design method, and control system
JP5758692B2 (ja) 原子力プラントの監視制御システム
CN105116833B (zh) 一种基于双机冗余策略的超高压电源测控系统及方法
CN103400622A (zh) 核电站主控制室监控模式切换方法和系统
CN103310860A (zh) 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
CN106340332A (zh) 核电站数字化保护控制系统
CN104637555A (zh) 基于核电站机组智能监控方法和系统
KR102069442B1 (ko) 원자력 발전소 운전지원 및 감시 시스템
CN102142291A (zh) 一种核电站事故后监视参数的显示方法及系统
JP6139341B2 (ja) 安全系表示システム
Kwon et al. Technical review on the localized digital instrumentation and control systems
CN201302670Y (zh) 基于分散控制系统dcs的核电机组
CN112083261A (zh) 一种电能质量检测系统
CN112635086A (zh) 一种核电厂主控制室事故后监控系统和方法
CN101783097A (zh) 核电站先进控制室事故后监视系统的显示装置及方法
Liao et al. Development and Application of Intelligent Expert System for Cold Functional Test of Reactor Vessel Open in Nuclear Power Plant
CN212256937U (zh) 一种仪控系统
CN213069054U (zh) 一种电能质量检测系统
Suh et al. An overview of instrumentation and control systems of a Korea standard nuclear power plant: A signal interface standpoint
WO2023197462A1 (zh) 核电厂机组事故工况监测方法和系统
CN114005563A (zh) 一种仪控系统
CN117648233A (zh) 一种多样性驱动系统及方法
Sun Digital Instrumentation and Control System for Unit 5 & 6 of YangJiang NPP

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