CN114330010A - 一种数字核电站仿真运行数据的预测方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，包括S101、获取核电站机组的实时运行数据，并输入至所述核电站机组对应的仿真机中；S102、所述仿真机接收所述实时运行数据并执行快时处理，进行事故模拟；S103、根据事故模拟结果，预测核电站是否将会出现停堆现象。如此，将实时运行数据输入至仿真机中，仿真机通过快时计算确定早于当前时间的仿真预测数据，从而能够预测出核电站是否将会出现停堆现象，当预测出核电站将会出现停堆现象时，采用相应的故障调整策略，对其故障进行处理，保证核电站能够持续且正常的运行。也就是说，提前做好纠正措施，因此，提高核电站整体的运行安全水平。

Description

一种数字核电站仿真运行数据的预测方法

技术领域

本发明涉及核电站仿真和预测技术领域，具体涉及一种数字核电站仿真运行数据的预测方法。

背景技术

核电站数字化仪控系统已在核电站中广泛应用，并显现出极大的优越性。核电站数字化仪控系统是以计算机、网络通讯为基础的分布式控制系统的系统，是核电站的信息神经和控制中枢，用于监测可控制核电站热能和电能生产的主要和辅助过程，在所有运行模式，包括应急情况下，维持电厂的安全性、可操作性和可靠性，以保证核电站安全、稳定和经济运行。

随着核电站数字化仪控系统在核电站领域的广泛应用，利用仿真技术对核电站数字化仪控系统进行模拟再现，不但可以用来培训电站运行人员，还可应用于核电站的工程设计验证和核电站运行安全性分析。

在现有技术中，在核电站运行过程中，由于各种原因可能出现停堆现象，此时，需要通过人工现场检查才能确定发生停堆的具体原因，事故诊断效率低，也就是说，现有的仿真技术仅对于核电站的事故停留在事后的事故诊断层面，无法对可能发生的核电站安全运行事故进行预测。

发明内容

有鉴于此，本发明要解决的问题是提供一种数字核电站仿真运行数据的预测方法。

为解决上述技术问题，本发明采用的技术方案是：

一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，包括以下步骤：

S101、获取核电站机组的实时运行数据，并输入至所述核电站机组对应的仿真机中；

S102、所述仿真机接收所述实时运行数据并执行快时处理，进行事故模拟；

S103、根据事故模拟结果，预测核电站是否将会出现停堆现象。

可选地，在本发明中，所述实时运行数据包中子通量参数、堆芯温度参数、冷凝剂流量参数和压力参数。

可选地，在本发明中，所述S101包括：

探测器设在反应堆内，所述探测器用于实时采集所述中子通量参数，并发送至所述仿真机中；

热电偶设在堆芯上内，所述热电偶用于实时采集所述堆芯温度参数，并发送至所述仿真机中；

流量传感器设在冷凝剂管路上，所述流量传感器用于实时采集所述冷凝剂流量参数，并发送至所述仿真机中；

压力传感器设在稳压器内，所述压力传感器用于实时采集所述压力参数，并发送至所述仿真机中。

可选地，在本发明中，所述S103包括：

当在预设时间内所述中子通量参数持续减小、所述堆芯温度参数持续减小时，则预测出所述核电站将会出现停堆现象；

当在预设时间内所述冷凝剂流量参数持续减小时，则预测出所述核电站将会出现停堆现象；

当在预设时间内所述压力参数持续增大或持续减小时，则均预测出所述核电站将会出现停堆现象。

可选地，在本发明中，还包括步骤S104、根据所述实时运行数据判断停堆原因；

在预设时间内所述中子通量参数持续减小、所述堆芯温度参数持续减小，其停堆原因判断为驱动控制棒的驱动装置故障：

在预设时间内所述冷凝剂流量参数持续减小，其停堆原因判断为冷凝剂泵故障；

在预设时间内所述压力参数持续增大或持续减小，其停堆原因均判断为所述稳压器故障。

可选地，在本发明中，还包括S105、根据所述停堆原因制定相应的故障调整策略。

可选地，在本发明中，当判断所述驱动装置故障导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为提升所述控制棒；

当判断所述冷凝剂泵故障导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为降低汽轮机的功率以匹配当前给水流量能力；

当判断所述稳压器内的所述压力参数持续增大导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为打开泄压阀和喷淋阀；

当判断所述稳压器内的所述压力参数持续减小导致停堆时，与其对应的故障调整策略为关闭所述泄压阀和所述喷淋阀。

可选地，在本发明中，还包括S106、验证策略，所述验证策略用于验证进行所述故障调整策略后核电站机组的所述实时运行数据是否恢复至正常阈值范围内。

可选地，在本发明中，提升所述控制棒后，所述仿真机接收所述中子通量参数和所述堆芯温度参数并执行快时处理策略，所述快时处理策略包括在所述预设时间内，若所述中子通量参数和所述堆芯温度参数均逐渐增大，且所述中子通量参数恢复至中子通量的正常阈值范围、所述堆芯温度参数恢复至堆芯温度的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功：

降低所述汽轮机的功率后，所述仿真机接收所述冷凝剂流量参数并执行快时处理策略，所述快时处理策略包括在所述预设时间内，若所述冷凝剂流量参数逐渐增大，且所述冷凝剂流量参数恢复至冷凝剂流量的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功；

打开所述泄压阀和所述喷淋阀后，所述仿真机接收所述压力参数并执行快时处理策略，在所述预设时间内，若所述压力参数逐渐减小，且所述压力参数恢复至压力的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功；

关闭所述泄压阀和所述喷淋阀后，所述仿真机接收所述压力参数并执行快时处理策略，在所述预设时间内，若所述压力参数逐渐增大，且所述压力参数恢复至压力的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功。

可选地，在本发明中，还包括在进行所述故障调整策略后，所述核电站机组的所述实时运行数据中的各个参数在预设时间内并未恢复至对应参数的正常阈值范围内时，所述仿真机进行报警。

本发明具有的优点和积极效果是：

如此，在本发明中，将实时运行数据输入至仿真机中，仿真机通过快时计算确定早于当前时间的仿真预测数据，从而能够预测出核电站是否将会出现停堆现象，当预测出核电站将会出现停堆现象时，采用相应的故障调整策略，对其故障进行处理，保证核电站能够持续且正常的运行。也就是说，提前做好纠正措施，因此，提高核电站整体的运行安全水平，解决了现有技术中对于核电站的事故停留在事后的事故诊断层面而无法对可能发生的核电站安全运行事故进行预测的问题。

附图说明

附图用来提供对本发明的进一步理解，并且构成说明书的一部分，与本发明的实施例一起用于解释本发明，并不构成对本发明的限制。在附图中：

图1是本发明的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法的流程图；

图2是本发明的另一种数字核电站仿真运行数据的预测方法的流程图。

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一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做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。

需要说明的是，当组件被称为“固定于”另一个组件，它可以直接在另一个组件上或者也可以存在居中的组件。当一个组件被认为是“连接”另一个组件，它可以是直接连接到另一个组件或者可能同时存在居中组件。当一个组件被认为是“设置于”另一个组件，它可以是直接设置在另一个组件上或者可能同时存在居中组件。本文所使用的术语“垂直的”、“水平的”、“左”、“右”以及类似的表述只是为了说明的目的。

除非另有定义，本文所使用的所有的技术和科学术语与属于本发明的技术领域的技术人员通常理解的含义相同。本文中在本发明的说明书中所使用的术语只是为了描述具体的实施例的目的，不是旨在于限制本发明。本文所使用的术语“及/或”包括一个或多个相关的所列项目的任意的和所有的组合。

一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，如图1所示，包括以下步骤：

S101、获取核电站机组的实时运行数据，并输入至所述核电站机组对应的仿真机中；

S102、所述仿真机接收所述实时运行数据并执行快时处理，进行事故模拟；

S103、根据事故模拟结果，预测核电站是否将会出现停堆现象。

如此，在本发明中，将实时运行数据输入至仿真机中，仿真机通过快时计算确定早于当前时间的仿真预测数据，从而能够预测出核电站是否将会出现停堆现象，当预测出核电站将会出现停堆现象时，采用相应的故障调整策略，对其故障进行处理，保证核电站能够持续且正常的运行。也就是说，提前做好纠正措施，因此，提高核电站整体的运行安全水平，解决了现有技术中对于核电站的事故停留在事后的事故诊断层面而无法对可能发生的核电站安全运行事故进行预测的问题。

可选地，在本发明中，所述实时运行数据包中子通量参数、堆芯温度参数、冷凝剂流量参数和压力参数。

可选地，在本发明中，所述S101包括：

探测器设在反应堆内，所述探测器用于实时采集所述中子通量参数，并发送至所述仿真机中；

热电偶设在堆芯上内，所述热电偶用于实时采集所述堆芯温度参数，并发送至所述仿真机中；

流量传感器设在冷凝剂管路上，所述流量传感器用于实时采集所述冷凝剂流量参数，并发送至所述仿真机中；

压力传感器设在稳压器内，所述压力传感器用于实时采集所述压力参数，并发送至所述仿真机中。

可选地，在本发明中，所述S103包括：

当在预设时间内所述中子通量参数持续减小、所述堆芯温度参数持续减小时，则预测出所述核电站将会出现停堆现象；

当在预设时间内所述冷凝剂流量参数持续减小时，则预测出所述核电站将会出现停堆现象；

当在预设时间内所述压力参数持续增大或持续减小时，则均预测出所述核电站将会出现停堆现象。

如下将具体举例进行说明。

例如1：

以预设时间可以设为30秒、初始中子通量参数为10¹³cm2·s和初始堆芯温度参数为300℃为例。

在预设时间30秒后，中子通量参数从10¹³cm2·s持续减小到10¹²cm2·s，同时，堆芯温度参数从300℃持续减小到250℃，则预测出核电站将会出现停堆现象。

例如2：

以预设时间可以设为30秒、冷凝剂流量参数为7m³/s为例。

在预设时间30秒后，冷凝剂流量参数从7m³/s持续减小到5m³/s，则预测出核电站将会出现停堆现象。

例如3：

以预设时间可以设为30秒、压力参数为16.1MPa为例。

在预设时间30秒后，压力参数从16.1MPa持续增大到16.5MPa，则预测出核电站将会出现停堆现象。

例如4：

以预设时间可以设为30秒、压力参数为16.1MPa为例。

在预设时间30秒后，压力参数从16.1MPa持续减小到12.7MPa，则预测出核电站将会出现停堆现象。

综上所述，上述的四种情况中的任一种情况发生时，均会导致核电站出现停堆现象。

可选地，在本发明中，如图2所示，还包括步骤S104、根据所述实时运行数据判断停堆原因；

在预设时间内所述中子通量参数持续减小、所述堆芯温度参数持续减小，其停堆原因判断为驱动控制棒的驱动装置故障：

在预设时间内所述冷凝剂流量参数持续减小，其停堆原因判断为冷凝剂泵故障；

在预设时间内所述压力参数持续增大或持续减小，其停堆原因均判断为所述稳压器故障。

需要说明的是，驱动装置故障导致中子通量参数和堆芯温度参数逐渐减小，其具体解释是：控制棒可以用来快速停止链式反应，具体地，当驱动控制棒的驱动装置出现故障时，控制棒脱落，使控制棒插在堆芯内，因此，反应堆内的链式反应停止，也就是说，反应堆不运行，因此，中子通量参数和堆芯温度参数会逐渐减小。

并且，冷凝剂泵故障导致冷凝剂流量参数减小，其具体解释是：当核电站正常运行时，一般是由给水泵向蒸汽发生器给水，而给水泵是由冷凝剂泵供水的，因此，当冷凝剂泵出现出现故障时，冷凝剂流量参数将会逐渐减小。

如此，根据不同的参数变化，可以预测出核电站停堆的不同原因，因此，便于后续根据停堆原因制定相应的故障调整策略，以使核电站能够正常运行。

可选地，在本发明中，还包括S105、根据所述停堆原因制定相应的故障调整策略。

可选地，在本发明中，当判断所述驱动装置故障导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为提升所述控制棒；

当判断所述冷凝剂泵故障导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为降低汽轮机的功率以匹配当前给水流量能力；

当判断所述稳压器内的所述压力参数持续增大导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为打开泄压阀和喷淋阀；

当判断所述稳压器内的所述压力参数持续减小导致停堆时，与其对应的故障调整策略为关闭所述泄压阀和所述喷淋阀。

其中，可以通过人为操作提升控制棒，也可以通过其他外部机械装置提升控制棒，使反应堆内的链式反应继续。

并且，当冷凝剂泵出现故障时，会降低蒸汽发生器的给水能力，因此，必须降低汽轮机的负荷，以防止整齐发生器低水位而紧急停堆。

此外，当稳压器内的压力参数较大时，需要同时打开泄压阀和喷淋阀，以减小稳压器内的压力；当稳压器内的压力参数较小时，需要同时关闭泄压阀和喷淋阀。

如此，在预测出核电站将会发生停堆时，根据停堆原因制定出相应的故障调整策略，并对核电站内的设备进行调整，避免核电站出现停堆现象。

可选地，在本发明中，还包括S106、验证策略，所述验证策略用于验证进行所述故障调整策略后核电站机组的所述实时运行数据是否恢复至正常阈值范围内。

可选地，在本发明中，提升所述控制棒后，所述仿真机接收所述中子通量参数和所述堆芯温度参数并执行快时处理策略，所述快时处理策略包括在所述预设时间内，若所述中子通量参数和所述堆芯温度参数均逐渐增大，且所述中子通量参数恢复至中子通量的正常阈值范围、所述堆芯温度参数恢复至堆芯温度的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功：

降低所述汽轮机的功率后，所述仿真机接收所述冷凝剂流量参数并执行快时处理策略，所述快时处理策略包括在所述预设时间内，若所述冷凝剂流量参数逐渐增大，且所述冷凝剂流量参数恢复至冷凝剂流量的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功；

打开所述泄压阀和所述喷淋阀后，所述仿真机接收所述压力参数并执行快时处理策略，在所述预设时间内，若所述压力参数逐渐减小，且所述压力参数恢复至压力的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功；

关闭所述泄压阀和所述喷淋阀后，所述仿真机接收所述压力参数并执行快时处理策略，在所述预设时间内，若所述压力参数逐渐增大，且所述压力参数恢复至压力的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功。

如此，在制定出故障调整策略后且对核电站内的相应设备进行调整后，还对核电站机组的实时运行数据再次进行验证，若在验证时，实时运行数据中的各个参数均恢复至对应参数的正常阈值范围内时，表明当前核电站处于正常运行中，也就是说，提前做好纠正措施，可以避免核电站停堆现象。

可选地，在本发明中，还包括在进行所述故障调整策略后，所述核电站机组的所述实时运行数据中的各个参数在预设时间内并未恢复至对应参数的正常阈值范围内时，所述仿真机进行报警。

如此，在制定出故障调整策略后且对核电站内的相应设备进行调整后，仍预测出核电站将会发生停堆现象，表明当前无法提前做好纠正措施，此时，提示维修人员到现场检测维修。

本发明的工作原理如下：

通过探测器、热电偶、流量传感器和压力传感器，实时获取中子通量参数、堆芯温度参数、冷凝剂流量参数和压力参数，并输入至核电站机组对应的仿真机中，仿真机接收中子通量参数、堆芯温度参数、冷凝剂流量参数和压力参并执行快时处理，进行事故模拟，从而预测出核电站是否将会出现停堆现象；

如下以其中一种情况为例进行说明。

当在预设时间内中子通量参数持续减小、堆芯温度参数持续减小时，则预测出核电站将会出现停堆现象，其停堆原因判断为驱动控制棒的驱动装置故障，与其对应的故障调整策略为提升所述控制棒。那么，在提升所述控制棒后，仿真机接收中子通量参数和堆芯温度参数并执行快时处理策略，快时处理策略包括在所述预设时间内，若中子通量参数和堆芯温度参数均逐渐增大，且中子通量参数恢复至中子通量的正常阈值范围、堆芯温度参数恢复至堆芯温度的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功；若中子通量参数在预设时间内未恢复至中子通量的正常阈值范围、堆芯温度参数在预设时间内未恢复至堆芯温度的正常阈值范围内时，仿真机进行报警。

如此，在本发明中，将实时运行数据输入至仿真机中，仿真机通过快时计算确定早于当前时间的仿真预测数据，从而能够预测出核电站是否将会出现停堆现象，当预测出核电站将会出现停堆现象时，采用相应的故障调整策略，对其故障进行处理，保证核电站能够持续且正常的运行。也就是说，提前做好纠正措施，因此，提高核电站整体的运行安全水平，解决了现有技术中对于核电站的事故停留在事后的事故诊断层面而无法对可能发生的核电站安全运行事故进行预测的问题。

以上对本发明的实施例进行了详细说明，但所述内容仅为本发明的较佳实施例，不能被认为用于限定本发明的实施范围。凡依本发明范围所作的均等变化与改进等，均应仍归属于本专利涵盖范围之内。

Claims (10)

1.一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，包括以下步骤：

S101、获取核电站机组的实时运行数据，并输入至所述核电站机组对应的仿真机中；

S102、所述仿真机接收所述实时运行数据并执行快时处理，进行事故模拟；

S103、根据事故模拟结果，预测核电站是否将会出现停堆现象。

2.根据权利要求1所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，所述实时运行数据包中子通量参数、堆芯温度参数、冷凝剂流量参数和压力参数。

3.根据权利要求2所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，所述S101包括：

探测器设在反应堆内，所述探测器用于实时采集所述中子通量参数，并发送至所述仿真机中；

热电偶设在堆芯上内，所述热电偶用于实时采集所述堆芯温度参数，并发送至所述仿真机中；

流量传感器设在冷凝剂管路上，所述流量传感器用于实时采集所述冷凝剂流量参数，并发送至所述仿真机中；

压力传感器设在稳压器内，所述压力传感器用于实时采集所述压力参数，并发送至所述仿真机中。

4.根据权利要求3所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，所述S103包括：

当在预设时间内所述中子通量参数持续减小、所述堆芯温度参数持续减小时，则预测出所述核电站将会出现停堆现象；

当在预设时间内所述冷凝剂流量参数持续减小时，则预测出所述核电站将会出现停堆现象；

当在预设时间内所述压力参数持续增大或持续减小时，则均预测出所述核电站将会出现停堆现象。

5.根据权利要求4所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，还包括步骤S104、根据所述实时运行数据判断停堆原因；

在预设时间内所述中子通量参数持续减小、所述堆芯温度参数持续减小，其停堆原因判断为驱动控制棒的驱动装置故障：

在预设时间内所述冷凝剂流量参数持续减小，其停堆原因判断为冷凝剂泵故障；

在预设时间内所述压力参数持续增大或持续减小，其停堆原因均判断为所述稳压器故障。

6.根据权利要求5所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，还包括S105、根据所述停堆原因制定相应的故障调整策略。

7.根据权利要求6所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，当判断所述驱动装置故障导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为提升所述控制棒；

当判断所述冷凝剂泵故障导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为降低汽轮机的功率以匹配当前给水流量能力；

当判断所述稳压器内的所述压力参数持续增大导致停堆时，与其对应的所述故障调整策略为打开泄压阀和喷淋阀；

当判断所述稳压器内的所述压力参数持续减小导致停堆时，与其对应的故障调整策略为关闭所述泄压阀和所述喷淋阀。

8.根据权利要求7所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，还包括S106、验证策略，所述验证策略用于验证进行所述故障调整策略后核电站机组的所述实时运行数据是否恢复至正常阈值范围内。

9.根据权利要求8所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，提升所述控制棒后，所述仿真机接收所述中子通量参数和所述堆芯温度参数并执行快时处理策略，所述快时处理策略包括在所述预设时间内，若所述中子通量参数和所述堆芯温度参数均逐渐增大，且所述中子通量参数恢复至中子通量的正常阈值范围、所述堆芯温度参数恢复至堆芯温度的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功：

降低所述汽轮机的功率后，所述仿真机接收所述冷凝剂流量参数并执行快时处理策略，所述快时处理策略包括在所述预设时间内，若所述冷凝剂流量参数逐渐增大，且所述冷凝剂流量参数恢复至冷凝剂流量的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功；

打开所述泄压阀和所述喷淋阀后，所述仿真机接收所述压力参数并执行快时处理策略，在所述预设时间内，若所述压力参数逐渐减小，且所述压力参数恢复至压力的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功；

关闭所述泄压阀和所述喷淋阀后，所述仿真机接收所述压力参数并执行快时处理策略，在所述预设时间内，若所述压力参数逐渐增大，且所述压力参数恢复至压力的正常阈值范围内时，则验证结果为故障状态调整成功。

10.根据权利要求9所述的一种数字核电站仿真运行数据的预测方法，其特征在于，还包括在进行所述故障调整策略后，所述核电站机组的所述实时运行数据中的各个参数在预设时间内并未恢复至对应参数的正常阈值范围内时，所述仿真机进行报警。

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