CN114694868A - 一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统，包括：采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数；对特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到；若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。本发明通过对压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数进行连续监测，并基于所监测的数据进行分析处理后，根据分析处理结果可自动诊断严重事故入口条件是否达到，并在诊断出严重事故入口条件达到时输出进行报警和显示，从而有效提升操纵员对严重事故的响应速度，降低人因失效概率，同时也为核电厂应急响应组织提供决策依据。

Description

一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统

技术领域

本发明涉及核电厂的技术领域，更具体地说，涉及一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统。

背景技术

当核电厂发生故障或事故后，为保证核电厂的安全，保护三道屏障的完整性，限制放射性物质向外释放，需要将机组控制到可控或安全停堆状态。事故运行规程用于故障或事故后指导操纵员控制机组，通过最大限度地利用可用的系统功能，减少异常或限制事故的后果，将机组恢复到一种安全的状态。如果事故持续发展，堆芯冷却不足导致堆芯裸露、升温进而融化，将会进入严重事故运行范围，此时操纵员需要及时的采用严重事故导则处理事故，以避免事故恶化为更加严重的状态，例如堆芯解体。

针对目前事故工况进入严重事故工况的诊断技术，三代核电普遍采用状态导向或征兆导向的人工判断方法操纵员主要依据有限几个表征反应堆状态的参数恶化程度来判断是否达到了严重事故的入口条件，缺乏及时性，不利于对事故的整体把握，影响事故处理效率，且增加了人因失误的概率。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的缺陷，提供一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，包括以下步骤：

采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数；

对所述特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到；

若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法中，所述特征参数包括：堆芯出口温度、安全壳剂量率、反应堆水池液位、反应堆水剂量率、乏燃料水池液位以及乏燃料水池剂量率。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法中，所述对所述特征参数进行分析处理和逻辑运算，并根据逻辑运算结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到包括：

对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据；

对所述预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据；

将所述一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果；

根据所述阈值比较结果和复位信号判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法中，所述对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据包括：

根据保守取值原则对所述特征参数进行筛选，获得所述预处理数据。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法中，所述对所述预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据包括：

将所述预处理数据进行无效性筛选，删除无效数据以获得所述一次处理数据。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法中，所述若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示包括：

若达到严重事故入口条件，则对严重事故配套画面和分解画面进行显示；

根据达到的严重事故入口条件输出严重事故报警。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法中，所述方法还包括：

若所述特征参数为安全壳剂量率，则对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据包括：

将安全壳外的剂量率进行转换为安全壳内剂量率，获得安全壳内转换剂量率；

将安全壳内的剂量率和安全壳内转换剂量根据保守取值原则进行筛选，获得安全壳预处理数据。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法中，所述将所述一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果包括：

判断计时器是否被触发；

若是，将所述安全壳预处理数据与安全壳剂量率阈值进行比较，获得安全壳剂量率比较结果。

本发明还提供一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统，包括：

采集单元，用于采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数；

分析处理单元，用于对所述特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到；

报警显示单元，用于在达到严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统中，所述特征参数包括：堆芯出口温度、安全壳剂量率、反应堆水池液位、反应堆水剂量率、乏燃料水池液位以及乏燃料水池剂量率。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统中，所述采集单元包括：堆芯出口温度仪表、安全壳剂量探测仪表、反应堆水池液位仪表、反应堆水剂量率探测仪表、乏燃料水池液位仪表以及乏燃料水池剂量率探测仪表；

所述堆芯出口温度仪表用于对堆芯出口温度进行实时监测并采集所述堆芯出口温度；

所述安全壳剂量率探测仪表用于对安全壳内/外壳剂量率进行实时监测并采集所述安全壳剂量率；

所述反应堆水池液位仪表用于对反应堆水池液位进行实时监测并采集所述反应堆水池液位；

所述反应堆水剂量率探测仪表用于对反应堆的水剂量率进行实时监测并采集所述反应堆水剂量率；

所述乏燃料水池液位仪表用于对乏燃料水池的液位进行实时监测并采集所述乏燃料水池液位；

所述乏燃料水池剂量率探测仪表用于对乏燃料水池的剂量率进行实时监测并采用所述乏燃料水池剂量率。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统中，所述分析处理单元包括：数据筛选模块、无效性管理模块、阈值比较模块以及置位模块；

所述数据筛选模块与所述采集单元连接，用于对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据；

所述无效性管理模块与所述数据筛选模块连接，用于对所述预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据；

所述阈值比较模块与所述无效性管理模块连接，用于将所述一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果；

所述置位模块用于接收用户操作指令并根据所述操作指令输出复位信号。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统中，所述报警显示单元包括：声光报警模块和显示模块；

所述声光报警模块用于输出严重事故报警；

所述显示模块用于显示严重事故。

在本发明所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统中，所述显示模块包括：配套显示模块和分解显示模块；

所述配套显示模块用于显示严重事故配套画面；

所述分析显示模块用于显示分解画面。

实施本发明的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统，具有以下有益效果：包括：采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数；对特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到；若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。本发明通过对压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数进行连续监测，并基于所监测的数据进行分析处理后，根据分析处理结果可自动诊断严重事故入口条件是否达到，并在诊断出严重事故入口条件达到时输出进行报警和显示，从而有效提升操纵员对严重事故的响应速度，降低人因失效概率，同时也为核电厂应急响应组织提供决策依据。

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是本发明实施例提供的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法的流程示意图；

图2是本发明堆芯出口温度严重事故入口条件的逻辑图；

图3是本发明安全壳剂量率严重事故入口条件的逻辑图；

图4是本发明反应堆水池液位严重事故入口条件的逻辑图；

图5是本发明反应堆水池剂量率严重事故入口条件的逻辑图；

图6是本发明乏燃料水池液位严重事故入口条件的逻辑图；

图7是本发明乏燃料水池剂量率严重事故入口条件的逻辑图；

图8是本发明分解画面显示示意图；

图9是本发明实施例提供的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统的原理框图。

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。

参考图1，为本发明提供的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法一可选实施例的流程示意图。

如图1所示，该压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法包括以下步骤：

步骤S101、采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数。

可选的，本发明实施例中，与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数包括但不限于：堆芯出口温度、安全壳剂量率、反应堆水池液位、反应堆水剂量率、乏燃料水池液位以及乏燃料水池剂量率。

可选的，本发明实施例中，相关的特征参数可以通过核电厂功能参数测量仪表自动监测和获取。

例如，堆芯出口温度可以通过堆芯出中温度仪表进行实时监测并采集。安全壳剂量率可以通过安全壳剂量探测仪表进行实时监测并采集。反应堆水池液位可以通过反应堆水池液位仪表进行实时监测并采集。反应堆水剂量率可以通过反应水剂量率探测仪表进行实时监测并采集。乏燃料水池液位可以通过乏燃料水池液位仪表进行实时监测并采集。乏燃料水池剂量率可以通过乏燃料水池剂量率探测仪表进行实时监测并采集。

其中，本发明实施例中，上述仪表均采用冗余配置。例如，安全壳剂量率探测仪表采集安全壳内外的两个仪表共同监测，且所测得的数据均参与分析计算，从而可以避免单一故障导致监测不到位或者监测失误等。

本发明实施例中，事故工况是指比机组预计运行事件更为严重的偏离正常运行的工况，包括设计基准事故、设计扩展工况等。

严重事故工况是指由多个初因事件叠加而成的事故或者造成堆芯严重损坏的事故。其中，本发明实施例的严重事故工况可分为两大类，分别是：堆芯融化事故和堆芯解体事故。

步骤S102、对特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到。

一些实施例中，对特征参数进行分析处理和逻辑运算，并根据逻辑运算结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到包括：对特征参数进行预处理，获得预处理数据；对预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据；将一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果；根据阈值比较结果和复位信号判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到。

其中，对特征参数进行预处理，获得预处理数据包括：根据保守取值原则对特征参数进行筛选，获得预处理数据。即将所采集到的多列冗余的数据进行保守取值，如取大或者取小，从而获得进行初步筛选的数据，以提高数据分析的准确度和有效性。

一些实施例中，对预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据包括：将预处理数据进行无效性筛选，删除无效数据以获得一次处理数据。

通过对预处理数据进行无效性管理，可以剔除对诊断结果产生影响的数据，从而提高数据的准确性和有效性。

进一步地，为了保证严重事故入口条件判断的结果的准确性，避免误触发，还可以接入置位管理。其中，置位管理是指当严重事故入口条件被误判断并触发时，由操纵员核实相关参数以及机组的实际状态，若确认未达到严重事故入口条件，则手动复位被误触发的信号，从而避免误判发生。

步骤S103、若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。

一些实施例中，若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示包括：若达到严重事故入口条件，则对严重事故配套画面和分解画面进行显示；根据达到的严重事故入口条件输出严重事故报警。

具体的，如图2所示，为某压水堆核电厂堆芯出口温度严重事故入口条件的逻辑图。

如图2所示，核电厂处于功率运行工况至维修冷停堆工况(一回路不可升压，反应堆水池满水前)，当堆芯出口温度大于650℃且堆芯冷却行动失败、堆芯出口温度没有下降趋势时，输出严重事故入口条件已达到的报警信息并显示相关参数或者信息，以提醒操纵员以及通知应急总指挥严重事故进入条件已达到，应及时采取措施缓解事故。

如图3所示，为安全壳剂量率严重事故入口条件的逻辑图。

具体的，若特征参数为安全壳剂量率，则对特征参数进行预处理，获得预处理数据包括：将安全壳外的剂量率进行转换为安全壳内剂量率，获得安全壳内转换剂量率；将安全壳内的剂量率和安全壳内转换剂量根据保守取值原则进行筛选，获得安全壳预处理数据。其中，将一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果包括：判断计时器是否被触发；若是，将安全壳预处理数据与安全壳剂量率阈值进行比较，获得安全壳剂量率比较结果。即安全壳剂量率的数据需要将安全壳外的课题率通过一定的比例关系转换为安全壳内的剂量率水平，然后再进行保守取值，且在热停堆的计时器被触发时，开始计时，且安全壳剂量率高于阈值时，输出为1，即此时判断严重事故入口条件已达到，并输出严重事故入口条件已达到的报警信息并显示相关参数或者信息。

核电厂处于功率运行工况至维修冷停堆工况(一回路不可升压、反应堆水池满水前)，停堆后安全壳内放射性累积剂量(从热停堆开始计时)超过安全壳剂量率阈值，输出提醒信息并显示，以提醒操纵员以及通知应急总指挥严重事故进入条件已达到，应及时采取措施缓解事故。

参考图4，为反应堆水池液位低严重事故入口条件的逻辑简图。

如图4所示，反应堆水池液位可由多列仪表(如图中的A列仪表和B列仪表)进行实时监测并采集，所采集到的数据汇总后进行保守取值并进行无效性筛选后，与反应堆水池液位阈值进行比较，并结合复位信号最终确定严重事故入口条件。其中，该严重事故入口条件为反应堆水池液位低。

具体的，核电厂处于换料冷停堆工况(反应堆水池满水后)，若反应堆水池液位≤11.25m，输出提醒信息并显示，以提醒操纵员以及通知应急总指挥严重事故进入条件已达到，应及时采取措施缓解事故。

参考图5，为反应堆水池剂量率严重事故入口条件(反应堆水池剂量率高)的逻辑简图。

如图5所示，反应堆水池剂量率可由多列仪表(如图中的A列仪表和B列仪表)进行实时监测并采集，所采集到的数据汇总后进行保守取值并进行无效性筛选后，与反应堆水池剂量率阈值进行比较，并结合复位信号最终确定严重事故入口条件。其中，该严重事故入口条件为反应堆水池剂量高高。

具体的，核电厂处于换料冷停堆工况(反应堆水池满水后)，反应堆厂房剂量率≥10mSv/h，提醒操纵员以及通知应急总指挥严重事故进入条件已达到，输出提醒信息并显示，应及时采取措施缓解事故。

参考图6，为乏燃料水池液位严重事故入口条件的逻辑简图。

如图6所示，乏燃料水池液位可由多列仪表(如图中的A列仪表和B列仪表)进行实时监测并采集，所采集到的数据汇总后进行保守取值并进行无效性筛选后，与乏燃料水池液位阈值进行比较，并结合复位信号最终确定严重事故入口条件。其中，该严重事故入口条件为乏燃料水池液位低。

具体的，当乏燃料水池液位≤11.25m，输出提醒信息并显示，提醒操纵员以及通知应急总指挥严重事故进入条件已达到，应及时采取措施缓解事故。

参考图7，为乏燃料水池剂量率严重事故入口条件的逻辑简图。

如图7所示，乏燃料水池剂量率可由多列仪表(如图中的A列仪表和B列仪表)进行实时监测并采集，所采集到的数据汇总后进行保守取值并进行无效性筛选后，与乏燃料水池剂量率阈值进行比较，并结合复位信号最终确定严重事故入口条件。其中，该严重事故入口条件为乏燃料水池剂量率高。

具体的，当乏燃料厂房剂量率≥10mSv/h，输出提醒信息并显示，提醒操纵员以及通知应急总指挥严重事故进入条件已达到，应及时采取措施缓解事故。

本发明实施例中，核电机组从事故工况发展成严重事故工况时，可通过主控室霞光报警系统提示操纵员调用机组事故工况诊断画面(即严重事故画面)，操纵员通过该画面获取严重事故入口条件判断结果。

例如，以某压水堆核电厂为例介绍相关配套画面。严重事故工况入口自动诊断画面如下所示，通过该画面可以向用户显示严重事故工况自动诊断结果、严重事故入口触发原因。

进一步地，本发明实施例中，在对诊断结果进行显示的同时，还可以在诊断界面上将仪表的实时数据进行集成并显示，以通过相关信息对自动诊断结果进行验证。

进一步地，本发明实施例中，还可以对严重事故的诊断逻辑分解画面进行显示，具体如图8所示。

通过对严重事故的诊断逻辑进行分解并显示，可以在分解画面上，能够实时的显示严重事故进入条件相关的仪表参数，发生故障时，可以使操纵员清晰的追根溯源，快速确定原因。

本发明还提供一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统。其中，该压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统可以用于实现本发明实施例公开的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法。

具体的，如图9所示，该压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统包括：

采集单元901，用于采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数。

可选的，本发明实施例中，与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数包括但不限于：堆芯出口温度、安全壳剂量率、反应堆水池液位、反应堆水剂量率、乏燃料水池液位以及乏燃料水池剂量率。

可选的，本发明实施例中，采集单元包括：堆芯出口温度仪表、安全壳剂量探测仪表、反应堆水池液位仪表、反应堆水剂量率探测仪表、乏燃料水池液位仪表以及乏燃料水池剂量率探测仪表。

堆芯出口温度仪表用于对堆芯出口温度进行实时监测并采集堆芯出口温度。

安全壳剂量率探测仪表用于对安全壳内/外壳剂量率进行实时监测并采集安全壳剂量率。

反应堆水池液位仪表用于对反应堆水池液位进行实时监测并采集反应堆水池液位。

反应堆水剂量率探测仪表用于对反应堆的水剂量率进行实时监测并采集反应堆水剂量率。

乏燃料水池液位仪表用于对乏燃料水池的液位进行实时监测并采集乏燃料水池液位。

乏燃料水池剂量率探测仪表用于对乏燃料水池的剂量率进行实时监测并采用乏燃料水池剂量率。

分析处理单元902，用于对特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到。

可选的，本发明实施例中，分析处理单元包括：数据筛选模块、无效性管理模块、阈值比较模块以及置位模块。

数据筛选模块与采集单元连接，用于对特征参数进行预处理，获得预处理数据。

无效性管理模块与数据筛选模块连接，用于对预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据。

阈值比较模块与无效性管理模块连接，用于将一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果。

置位模块用于接收用户操作指令并根据操作指令输出复位信号。

报警显示单元903，用于在达到严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。

可选的，本发明实施例中，报警显示单元包括：声光报警模块和显示模块。声光报警模块用于输出严重事故报警；显示模块用于显示严重事故。

一些实施例中，显示模块包括：配套显示模块和分解显示模块。

其中，配套显示模块用于显示严重事故配套画面；分析显示模块用于显示分解画面。

本发明实施例公开的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统，可以实时、自动监测并诊断严重事故进入条件，有效地避免了事故情况下的人因诊断失误。同时基于配套画面和逻辑画面的设计，集成化显示核电机组严重事故工况下使用的重要仪表信息，让操纵员清晰、直观、快速地确定严重事故进入原因和当前机组的恶化程度，明显提高操纵员对机组严重事故工况的响应效率。

本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的装置而言，由于其与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。

专业人员还可以进一步意识到，结合本文中所公开的实施例描述的各示例的单元及算法步骤，能够以电子硬件、计算机软件或者二者的结合来实现，为了清楚地说明硬件和软件的可互换性，在上述说明中已经按照功能一般性地描述了各示例的组成及步骤。这些功能究竟以硬件还是软件方式来执行，取决于技术方案的特定应用和设计约束条件。专业技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。

结合本文中所公开的实施例描述的方法或算法的步骤可以直接用硬件、处理器执行的软件模块，或者二者的结合来实施。软件模块可以置于随机存储器(RAM)、内存、只读存储器(ROM)、电可编程ROM、电可擦除可编程ROM、寄存器、硬盘、可移动磁盘、CD-ROM、或技术领域内所公知的任意其它形式的存储介质中。

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 (14)

1.一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，包括以下步骤：

采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数；

对所述特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到；

若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。

2.根据权利要求1所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，所述特征参数包括：堆芯出口温度、安全壳剂量率、反应堆水池液位、反应堆水剂量率、乏燃料水池液位以及乏燃料水池剂量率。

3.根据权利要求2所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，所述对所述特征参数进行分析处理和逻辑运算，并根据逻辑运算结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到包括：

对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据；

对所述预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据；

将所述一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果；

根据所述阈值比较结果和复位信号判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到。

4.根据权利要求3所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，所述对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据包括：

根据保守取值原则对所述特征参数进行筛选，获得所述预处理数据。

5.根据权利要求3所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，所述对所述预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据包括：

将所述预处理数据进行无效性筛选，删除无效数据以获得所述一次处理数据。

6.根据权利要求1所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，所述若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示包括：

若达到严重事故入口条件，则对严重事故配套画面和分解画面进行显示；

根据达到的严重事故入口条件输出严重事故报警。

7.根据权利要求3所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，所述方法还包括：

若所述特征参数为安全壳剂量率，则对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据包括：

将安全壳外的剂量率进行转换为安全壳内剂量率，获得安全壳内转换剂量率；

将安全壳内的剂量率和安全壳内转换剂量根据保守取值原则进行筛选，获得安全壳预处理数据。

8.根据权利要求7所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法，其特征在于，所述将所述一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果包括：

判断计时器是否被触发；

若是，将所述安全壳预处理数据与安全壳剂量率阈值进行比较，获得安全壳剂量率比较结果。

9.一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统，其特征在于，包括：

采集单元，用于采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数；

分析处理单元，用于对所述特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到；

报警显示单元，用于在达到严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。

10.根据权利要求9所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统，其特征在于，所述特征参数包括：堆芯出口温度、安全壳剂量率、反应堆水池液位、反应堆水剂量率、乏燃料水池液位以及乏燃料水池剂量率。

11.根据权利要求10所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统，其特征在于，所述采集单元包括：堆芯出口温度仪表、安全壳剂量探测仪表、反应堆水池液位仪表、反应堆水剂量率探测仪表、乏燃料水池液位仪表以及乏燃料水池剂量率探测仪表；

所述堆芯出口温度仪表用于对堆芯出口温度进行实时监测并采集所述堆芯出口温度；

所述安全壳剂量率探测仪表用于对安全壳内/外壳剂量率进行实时监测并采集所述安全壳剂量率；

所述反应堆水池液位仪表用于对反应堆水池液位进行实时监测并采集所述反应堆水池液位；

所述反应堆水剂量率探测仪表用于对反应堆的水剂量率进行实时监测并采集所述反应堆水剂量率；

所述乏燃料水池液位仪表用于对乏燃料水池的液位进行实时监测并采集所述乏燃料水池液位；

所述乏燃料水池剂量率探测仪表用于对乏燃料水池的剂量率进行实时监测并采用所述乏燃料水池剂量率。

12.根据权利要求9所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统，其特征在于，所述分析处理单元包括：数据筛选模块、无效性管理模块、阈值比较模块以及置位模块；

所述数据筛选模块与所述采集单元连接，用于对所述特征参数进行预处理，获得预处理数据；

所述无效性管理模块与所述数据筛选模块连接，用于对所述预处理数据进行一次处理，获得一次处理数据；

所述阈值比较模块与所述无效性管理模块连接，用于将所述一次处理数据进行阈值比较，获得阈值比较结果；

所述置位模块用于接收用户操作指令并根据所述操作指令输出复位信号。

13.根据权利要求9所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统，其特征在于，所述报警显示单元包括：声光报警模块和显示模块；

所述声光报警模块用于输出严重事故报警；

所述显示模块用于显示严重事故。

14.根据权利要求13所述的压水堆核电厂严重事故入口自动诊断系统，其特征在于，所述显示模块包括：配套显示模块和分解显示模块；

所述配套显示模块用于显示严重事故配套画面；

所述分析显示模块用于显示分解画面。

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