CN114883021A - 核电厂机组事故工况监测方法和系统 - Google Patents

核电厂机组事故工况监测方法和系统 Download PDF

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CN114883021A CN202210371377.2A CN202210371377A CN114883021A CN 114883021 A CN114883021 A CN 114883021A CN 202210371377 A CN202210371377 A CN 202210371377A CN 114883021 A CN114883021 A CN 114883021A
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Abstract

本发明公开了一种核电厂机组事故工况监测方法和系统，该方法包括：采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态；对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数；利用多个逻辑计算单元对各种典型事故工况进行并行诊断；在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。本发明实时监测事故工况特征参数、机组重要参数信号及专设安全设施状态，自动并行诊断机组各个始发事故或叠加事故，并通过人机交互界面予以显示，辅助操纵员对机组事故工况进行判断和处理。

Description

核电厂机组事故工况监测方法和系统
技术领域
本发明属于核电厂机组事故监测领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂机组事故工况监测方法和系统。
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。
目前，一种已知的核电技术采用状态导向或征兆导向事故程序，操纵员主要依据有限几个表征反应堆三大安全功能状态的机组状态参数恶化程度执行事故程序，缺乏对事故起因的了解，不利于对事故的整体把握，影响事故处理效率，且容易迷失。
有鉴于此，确有必要提供一种能够解决上述问题的核电厂机组事故工况监测方法和系统。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种能够自动诊断机组的始发事故和叠加事故，且能够显示事故起因的核电厂机组事故工况监测方法和系统。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂机组事故工况监测方法，所述方法包括以下步骤：
采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态；
对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数；
利用多个逻辑计算单元对各种典型事故工况进行并行诊断，每一逻辑计算单元按预设逻辑对与该逻辑计算单元相关的异常特征参数、机组重要安全信号、专设安全设施状态进行逻辑计算，诊断是否发生与该逻辑计算单元对应的典型事故工况；
在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，所述典型事故工况包括典型热工水力事故、失去支持功能事故和乏燃料水池事件；其中，典型热工水力事故包括蒸汽发生器传热管破裂事故、一回路破口事故、一回路反应性事故和二回路破口事故；失去支持功能事故包括厂外电源失去事故、全厂失电事故、电气盘失电事故、完全丧失冷链事故和余热排出系统故障；乏燃料水池事件包括乏池失冷事故和乏池失水事故；
对应每一典型事故工况设置至少一个逻辑计算单元，不同典型事故工况的逻辑计算单元并行运行，分别对不同典型事故工况进行逻辑计算。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，利用蒸汽发生器传热管破裂事故逻辑计算单元对是否出现蒸汽发生器传热管破裂事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断蒸汽发生器传热管破裂事故已经发生：
一、二回路泄漏率平衡异常信号存在；
蒸汽发生器二次侧蒸汽管道放射性测量值大于高高阈值或蒸汽发生器排污水取样放射性测量值大于高高阈值；
蒸汽发生器二次侧蒸汽管道放射性测量值大于高阈值或蒸汽发生器排污水取样放射性测量值大于高阈值，叠加一回路稳压器或容控箱液位低。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，所述一回路破口事故根据破口发生的位置不同区分为安全壳内破口和安全厂房破口，利用两个事故逻辑计算单元对两种破口事故分别进行诊断；
利用安全壳内破口事故逻辑计算单元对是否出现安全壳内破口事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断安全壳内破口事故已经发生：(a)安全壳内剂量率测量值达到高高阈值；(b)安全壳内剂量率测量值达到高阈值，叠加安全壳内压力测量值达到高阈值；(c)一回路封闭状态下，安全壳内压力测量值达到高阈值，且存在一回路过冷度低或压力容器液位低信号；
利用安全厂房破口事故逻辑计算单元对是否出现安全厂房破口事故进行诊断，诊断安全厂房破口事故已经发生的逻辑为：余热排出系统允许连接信号已生效，且安全厂房压力测量值大于高阈值或安全厂房地坑液位测量值大于高阈值。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，利用二回路破口事故逻辑计算单元对是否出现二回路破口事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断二回路破口事故已经发生：
主蒸汽隔离阀阀门隔间测量值达到高阈值；
主给水系统管道隔间测量值达到高阈值；
一列主蒸汽释放系统隔离阀自动隔离信号存在，且三列主蒸汽释放系统隔离阀自动隔离信号不存在；
两台蒸汽发生器内压差高，且余热排出系统允许连接信号未生效，叠加三列主蒸汽释放系统隔离阀自动隔离信号存在。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，利用一回路反应性事故逻辑计算单元对是否出现一回路反应性事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断一回路反应性事故已经发生：
一回路总硼浓度测量值低于低阈值；
超功率或超温△T跳堆信号；
功率量程高/低定值中子注量率高；
中间量程中子注量率高；
源间量程中子注量率高；
功率运行R棒棒位低；
停堆中子注量率高。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，所述失去支持功能事故的诊断逻辑为：
通过相应厂用交流电母线电压失去报警存在来判断所述厂外电源失去事故发生；
通过相应应急母线和非应急母线电压失去报警存在来判断所述全厂失电事故发生；
通过相应电气盘电压失去报警存在来判断所述电气盘失电事故发生；
通过设备冷却水系统或重要厂用水系统全部失去报警存在来判断所述完全丧失冷链事故发生；
通过余热排出系统设备故障报警存在来判断所述余热排出系统故障事故发生。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，所述乏池失水事故通过乏燃料水池液位测量值达到低阈值来表征；
利用乏池失冷事故逻辑计算单元对是否出现乏池失冷事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断诊断乏池失冷事故已经发生：
失去全部乏燃料水池冷却列；
乏燃料水池温度测量值达到高高阈值；
失去部分乏燃料水池冷却列且乏燃料水池温度测量值达到高阈值。
作为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一种优选实施方式，还包括：当诊断结果为核电机组发生典型事故工况时，发出声光报警要求操纵员调用机组事故工况自动诊断画面；操纵员通过机组事故工况自动诊断画面获取核电厂机组典型事故工况诊断结果，通过事故工况自动诊断画面上相应的导航链接获取具体典型事故工况的诊断逻辑分解画面。
为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电厂机组事故工况监测系统，其包括：
采集模块，用于采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态；
分析处理模块，用于对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数；
逻辑计算模块，包括多个并行的逻辑计算单元；所述逻辑计算单元分别用于按预设逻辑对与该逻辑计算单元相关的异常特征参数、机组重要安全信号、专设安全设施状态进行逻辑计算，诊断是否发生与该逻辑计算单元对应的典型事故工况；和
显示模块，用于在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。
作为本发明核电厂机组事故工况监测系统的一种优选实施方式，所述逻辑计算模块中对应每一典型事故工况设置至少一个逻辑计算单元，不同典型事故工况的逻辑计算单元并行运行，分别对不同典型事故工况进行逻辑计算。
作为本发明核电厂机组事故工况监测系统的一种优选实施方式，所述逻辑计算模块包括：
蒸汽发生器传热管破裂事故逻辑计算单元，用于对是否出现蒸汽发生器传热管破裂事故进行诊断；
安全壳内破口事故逻辑计算单元，用于对是否出现安全壳内破口事故进行诊断；
安全厂房破口事故逻辑计算单元，用于对是否出现安全厂房破口事故进行诊断；
二回路破口事故逻辑计算单元，用于对是否出现二回路破口事故进行诊断；
一回路反应性事故逻辑计算单元，用于对是否出现一回路反应性事故进行诊断；
厂外电源失去事故逻辑计算单元，用于对是否出现厂外电源失去事故进行诊断；
全厂失电事故逻辑计算单元，用于对是否出现全厂失电事故进行诊断；
电气盘失电事故逻辑计算单元，用于对是否出现电气盘失电事故进行诊断；
完全丧失冷链事故逻辑计算单元，用于对是否出现完全丧失冷链事故进行诊断；
余热排出系统故障事故逻辑计算单元，用于对是否出现余热排出系统故障事故进行诊断；
乏池失冷事故逻辑计算单元，用于对是否出现乏池失冷事故进行诊断；和
乏池失水事故逻辑计算单元，用于对是否出现乏池失水事故进行诊断。
作为本发明核电厂机组事故工况监测系统的一种优选实施方式，所述事故工况自动诊断画面用于向用户显示典型事故工况自动诊断所需的机组安全信号、专设安全设施状态、典型事故工况诊断结果以及建议执行的事故运行规程。
作为本发明核电厂机组事故工况监测系统的一种优选实施方式，所述事故工况自动诊断画面包括典型事故工况诊断显示区域、机组状态功能监测区域、机组重要安全信号监测区域、重要设备及专设安全设施状态监测区域、机组状态诊断结果显示区域及建议操作规程指引区域；其中，典型事故工况诊断显示区域用于显示典型热工水力事故诊断结果、失去支持功能事故诊断结果、乏燃料水池事件诊断结果，通过模块化展示典型事故工况诊断结果来使操纵员清晰了解相关机组状态信息。
作为本发明核电厂机组事故工况监测系统的一种优选实施方式，所述显示模块还用于在事故工况自动诊断画面上通过相应的导航链接导向具体典型事故工况的诊断逻辑分解画面。
与现有技术相比，本发明核电厂机组事故工况监测方法和系统不仅实时监测事故工况特征参数，还能够实时监测机组重要参数信号及专设安全设施状态，自动并行诊断机组各个始发事故或叠加事故，并通过人机交互界面予以显示，辅助操纵员对机组事故工况进行判断和处理。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂机组事故工况监测方法和系统进行详细说明。
图1为本发明核电厂机组事故工况监测方法的一个实施例流程图。
图2为SGTR事故诊断逻辑图。
图3为安全壳内LOCA事故诊断逻辑图。
图4为安全厂房LOCA事故诊断逻辑图。
图5为二回路破口事故诊断逻辑图。
图6为一回路反应性事故诊断逻辑图。
图7为乏池失冷事故诊断逻辑图。
图8为本发明一个实施例的事故工况自动诊断画面示意图。
图9为本发明一个实施例的诊断逻辑分解画面示意图。
图10为本发明核电厂机组事故工况监测系统的一个实施例流程图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施例仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参阅图1，本发明核电厂机组事故工况监测方法包括以下步骤：
步骤101，采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态。
在核电领域，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；本发明典型事故工况的监测范围包括设计基准事故及设计扩展工况，但不覆盖堆芯损坏的设计扩展工况。
具体的，压水堆核电厂定义了6个状态功能参数(次临界度、一回路水装量、余热导出、蒸汽发生器水装量、蒸汽发生器完整性、安全壳完整性)，这些状态功能参数的组合可以表征反应堆所处的物理状态。因此，可以根据事故工况引起机组6大状态功能参数降级情况不同，来对核电厂事故工况清单所述的事故工况和设计拓展工况进行分类。
以某压水堆核电厂为例，本发明对典型事故工况的分类如下：
(一)典型热工水力事故，包括SGTR(蒸汽发生器传热管破裂)事故、一回路LOCA(一回路破口)事故、一回路反应性事故和二回路破口事故；
(二)失去支持功能事故，包括LOOP(厂外电源失去)事故、SBO(全厂失电)事故、电气盘失电事故、TLOCC(完全丧失冷链)事故和RIS-RHR(余热排出系统)故障；
(三)乏燃料水池事件，包括乏池失冷事故和乏池失水事故。
核电机组典型事故工况导致的表征机组3大安全功能相关的六大状态参数恶化情况不同，根据典型事故工况事故演化过程及安全分析结果，可以得到表征该典型事故工况的特征参数，如一回路大破口事故，会导致压力容器液位快速降低，安全壳内压力和放射性升高。在机组运行期间这些特征参数需要连续测量，如某压水堆核电厂典型热工水力事故所需的特征参数：中间量程中子通量、一回路过冷度、压力容器液位、蒸汽发生器宽量程液位、蒸汽发生器二次侧蒸汽管道放射性测量、蒸汽发生器排污水取样放射性测量、冷凝器抽气放射性测量、安全壳压力、安全壳内放射性等。
具体的，所述事故工况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，反应堆核功率可以由核仪表系统的功率量程探测器、中间量程探测器和源量程探测器测得；堆芯中子通量、堆芯温度、压力容器水位分别可以由堆芯测量系统的自给能中子探测器和热电偶探测器测得；一回路压力可以由布置在稳压器的反应堆冷却剂系统压力测量仪表和布置在一回路热管段的安全注入系统压力测量仪表测得；一回路温度可以由布置在一回路冷管段和热管段的反应堆冷却剂系统的窄量程温度测量仪表和安全注入系统的宽量程温度测量仪表测得。所述机组重要安全信号，通过使用核电机组正常运行的保护信号或通过使用机组状态参数设计相应逻辑获取。专设安全设施是指核电厂为确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故后果而专门设置的安全设施，专设安全设施状态可以通过机组事故工况专用的NSSS功能可用性信息监测得到。
步骤102，对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数。
具体的，对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数包括：将事故工况特征参数与预设阈值进行比较，不在预设阈值范围内的参数判断为异常特征参数。
优选地，在将事故工况特征参数与预设阈值进行比较之前，先对事故工况特征参数进行预处理，包括以下处理中的一种或两种：(1)根据保守取值原则对事故工况特征参数进行筛选，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；(2)对事故工况特征参数进行无效性筛选，删除无效数据，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。
步骤103，利用多个逻辑计算单元对各种典型事故工况进行并行诊断，每一逻辑计算单元按预设逻辑对与该逻辑计算单元相关的异常特征参数、机组重要安全信号、专设安全设施状态进行逻辑计算，诊断是否发生与该逻辑计算单元对应的典型事故工况。
具体的，对应每一典型事故工况设置至少一个逻辑计算单元，不同典型事故工况的逻辑计算单元并行运行，分别对不同典型事故工况进行逻辑计算，从而在最短时间内诊断出每一典型事故工况是否发生。
机组典型事故工况表征需要结合事故工况特征参数及机组重要信号和专设安全设施状态。本发明采用并联监测和逻辑计算方法，使得始发事故工况和叠加事故工况可以同时监测，相关逻辑之间相不干扰。
以前述压水堆核电厂为例，对各种典型事故工况的表征逻辑进行说明：
(一)典型热工水力事故
热工水力事故是指引起机组状态参数直接变化的事故工况。
(1)SGTR事故
利用SGTR事故逻辑计算单元对是否出现SGTR事故进行诊断。请参阅图2，出现以下情况之一即诊断SGTR事故已经发生：
(a)一、二回路泄漏率平衡异常信号存在。该信号存在表征一回路向二回路存在较大泄漏(如该压水堆核电厂阈值为一回路向二回路泄漏阈值为大于70L/H)，根据压水堆核电机组系统功能联系，可以判断为由于SGTR事故导致该信号触发。
(b)蒸汽发生器二次侧蒸汽管道放射性测量值大于高高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为4.0E+6Bq/m3)或蒸汽发生器排污水取样放射性测量值大于高高阈值(如该压水堆核电厂高高阈值为2.0E+8Bq/m3)，能够判定出一回路向二回路存在较大放射性泄漏，根据压水堆核电机组放射性来源，可以判断为由于SGTR事故导致蒸汽发生器传热管破裂，一回路放射性物质向二回路泄漏。
(c)蒸汽发生器二次侧蒸汽管道放射性测量值大于高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为4.0E+4Bq/m3)或蒸汽发生器排污水取样放射性测量值大于高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为2.0E+6Bq/m3)，叠加一回路稳压器或容控箱液位低(如该压水堆核电厂选取对应设备最低液位，信号触发时表明一回路存在大量的水装量补给)表征发生SGTR事故。二回路轻微放射性时，通过一回路水位波动信号来进行验证是否真实发生SGTR事故。
(2)一回路LOCA事故
一回路LOCA事故根据LOCA发生的位置不同区分为安全壳内LOCA和安全厂房LOCA，需要利用两个事故逻辑计算单元对两种LOCA事故分别进行诊断。
利用安全壳内LOCA事故逻辑计算单元对是否出现安全壳内LOCA事故进行诊断。请参阅图3，出现以下情况之一即诊断安全壳内LOCA事故已经发生：
(a)安全壳内剂量率测量值达到高高阈值(如该压水堆核电厂高高阈值为1.0E+1Gy/h)，表明一回路压力边界破损，放射性物质突破第二道安全屏障。
(b)安全壳内剂量率测量值达到高阈值(如该压水堆核电厂高高阈值为1.0E-2Gy/h)时，需通过安全壳压力测量验证，如果同时叠加安全壳内压力测量值达到高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为1.23bar.a)，则表征发生安全壳内LOCA事故。
(c)一回路封闭状态下，安全壳内压力测量值达到高阈值时，通过一回路过冷度(△Tsat)低或压力容器液位(LRPV)低信号(如该压水堆核电厂阈值为△Tsat＜-ε或LRPV小于一回路热管管底部，△Tsat＜-ε对应于一回路过热的情形，可以确定堆芯正在逐步失水；LRPV小于一回路热管管底部表明堆芯水装量已严重降级)，表征发生了壳内LOCA事故。
利用安全厂房LOCA事故逻辑计算单元对是否出现安全厂房LOCA事故进行诊断。请参阅图4，诊断安全厂房LOCA事故已经发生的逻辑为：通过P25信号(余热排出系统允许连接信号)已生效确认RIS-RHR连接条件，待连接后判断安全厂房压力测量值大于高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为0.12Mpa.a，表明安全厂房出现了质能释放)或安全厂房地坑液位测量值大于高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为地坑即将溢流液位值0.15m)，RHR连接后通过一回路放射性泄漏或泄漏冷却剂收集量多来表征安全厂房内发生LOCA事故。
(3)二回路破口事故
利用二回路破口事故逻辑计算单元对是否出现二回路破口事故进行诊断。
请参阅图5，出现以下情况之一即诊断二回路破口事故已经发生：
(a)VVP(主蒸汽隔离阀)阀门隔间测量值达到高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为75℃，通过远高于环境温度且保持测量仪表反应足够灵敏的温度设计，表明发生主蒸汽泄漏)，用于诊断安全壳外主蒸汽管道破口事故。
(b)ARE(主给水系统)管道隔间测量值达到高阈值(如该压水堆核电厂高阈值为75℃，通过远高于环境温度且保持测量仪表反应足够灵敏的温度设计，表明发生主给水管道泄漏)，用于诊断安全壳外主给水管道破口事故。
(c)一列VDA(主蒸汽释放系统)隔离阀自动隔离信号存在时，需要排出除该蒸汽发生器以外的故障因素干扰，通过三列VDA隔离阀自动隔离信号不存在来排除。主蒸汽管道压力低会导致VDA隔离阀隔离，单列的主蒸汽管道压力骤降，表明该列主蒸汽管道蒸汽出现了不可控泄漏。
(d)两台蒸汽发生器内压差高(如该压水堆核电厂压差高阈值为10bar)且P25信号未生效时，通过叠加三列VDA隔离阀自动隔离信号存在表征发生二回路破口事故。
(4)一回路反应性事故
利用一回路反应性事故逻辑计算单元对是否出现一回路反应性事故进行诊断。请参阅图6，出现以下情况之一即诊断一回路反应性事故已经发生：
(a)一回路总硼浓度测量值低于低阈值(该压水堆核电厂压低阈值及该段落下述阈值均为根据机组技术规格书所要求的阈值)。
(b)超功率或超温△T跳堆信号。
(c)功率量程高/低定值中子注量率高。
(d)中间量程中子注量率高。
(e)源间量程中子注量率高。
(f)功率运行R棒棒位低。
(g)停堆中子注量率高。
(二)失去支持功能事故
失去支持功能事故主要包络机组失电、失冷等事故工况。该类型事故的发生，可为始发事故，也可为叠加事故。
(1)LOOP事故：厂外电源失去事故表征通过相应厂用交流电母线电压失去报警存在来判断该事故发生。利用厂外电源失去事故逻辑计算单元对是否出现厂外电源失去事故进行诊断。
(2)SBO事故：全厂失电事故表征通过相应应急母线和非应急母线电压失去报警存在来判断该事故发生。利用全厂失电事故逻辑计算单元对是否出现全厂失电事故进行诊断。
(3)电气盘失电事故：单一电气盘失电事故表征通过相应电气盘电压失去报警存在来判断该事故发生。利用电气盘失电事故逻辑计算单元对是否出现电气盘失电事故进行诊断。
(4)TLOCC事故：完全丧失冷链事故表征通过RRI/SEC系统(设备冷却水系统或重要厂用水系统)全部失去报警存在来判断该事故发生。利用完全丧失冷链事故逻辑计算单元对是否出现完全丧失冷链事故进行诊断。
(5)RIS-RHR故障事故：RIS-RHR故障事故表征通过RIS-RHR设备故障报警存在来判断该事故发生。利用RIS-RHR故障事故逻辑计算单元对是否出现RIS-RHR故障事故进行诊断。
(三)乏燃料水池事件
乏燃料水池事故区分为乏池失冷事故和乏池失水事故。
(1)乏池失冷事故
利用乏池失冷事故逻辑计算单元对是否出现乏池失冷事故进行诊断。请参阅图7，出现以下情况之一即诊断乏池失冷事故已经发生：
(a)失去全部乏燃料水池冷却列。
(b)乏燃料水池温度测量值达到高高阈值(该压水堆核电厂压高高阈值为78℃，该阈值为乏燃料水池需要紧急人为干预的温度)。
(c)失去部分乏燃料水池冷却列且乏燃料水池温度测量值达到高阈值(该压水堆核电厂压高阈值为50℃，该阈值为乏燃料水池正常运行所达到的最高温度)。
(2)乏池失水事故：乏池失水事故通过乏燃料水池液位测量值达到低阈值来(该压水堆核电厂压低阈值为16.3m，该阈值为防止乏燃料水池液位低于其冷却列吸入口的报警液位)表征。利用乏池失水事故逻辑计算单元对是否出现乏池失水事故进行诊断。
步骤104，在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。
优选的，当诊断结果为核电机组发生典型事故工况(即任一个或多个逻辑计算单元诊断出典型事故工况已发生)时，发出声光报警要求操纵员调用机组事故工况自动诊断画面，操纵员通过机组事故工况自动诊断画面获取核电厂机组典型事故工况诊断结果。发出声光报警可通过主控室声光报警系统实现。
下面以前述压水堆核电厂为例介绍相关配套画面。
事故工况自动诊断画面的一个具体实施例的示意图如图8所示，用于向用户显示典型事故工况自动诊断所需的机组安全信号、专设安全设施状态、典型事故工况诊断结果以及建议执行的事故运行规程。
具体的，事故工况自动诊断画面包括典型事故工况诊断显示区域，典型事故工况诊断显示区域用于显示典型热工水力事故诊断结果、失去支持功能事故诊断结果、乏燃料水池事件诊断结果，通过模块化展示典型事故工况诊断结果来使操纵员清晰了解相关机组状态信息。优选的，典型事故工况诊断显示区域通过设置对应典型事故工况后的显示指示灯，在指示灯亮时表示该事故触发。
优选的，事故工况自动诊断画面还包括机组状态功能监测区域、机组重要安全信号监测区域、重要设备及专设安全设施状态监测区域、机组状态诊断结果显示区域及建议操作规程指引区域。事故工况自动诊断画面在给出机组典型事故工况诊断结果的同时，还在诊断页面上将重要安全信息和专设安全设施状态信息进行了集成，可以通过相关信息对自动诊断结果进行验证。
优选的，在事故工况自动诊断画面上也可以通过相应的导航链接导向具体典型事故工况的诊断逻辑分解画面，操纵员可以通过事故工况自动诊断画面上相应的导航链接获取具体典型事故工况的诊断逻辑分解画面，相应的诊断逻辑分解画面如图9所示。通过在诊断逻辑分解画面中，参数监测的集成，配合主画面中机组重要安全信号和专设安全设施状态可以直接验证自动诊断逻辑的触发，避免操作员无序查找，可以减少操纵员工作量，并减少事故响应时间，以快速进入机组事故控制阶段。
通过以上描述可知，本发明核电厂机组事故工况监测方法对各典型事故工况并行诊断，相互之间不产生影响，可以同时诊断始发事故和叠加事故；而且，机组安全信号、专设安全设施状态可以实时监测机组设备状态，在相应状态改变时触发相关信号或改变画面图符显示。
请参阅图10，本发明核电厂机组事故工况监测系统包括采集模块10、分析处理模块20、逻辑计算模块30和显示模块40。
采集模块10用于采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态。
以某压水堆核电厂为例，本发明对典型事故工况的分类如下：
(一)典型热工水力事故，包括SGTR事故、一回路LOCA事故、一回路反应性事故和二回路破口事故；
(二)失去支持功能事故，包括LOOP事故、SBO事故、电气盘失电事故、TLOCC事故和RIS-RHR故障；
(三)乏燃料水池事件，包括乏池失冷事故和乏池失水事故。
具体的，所述事故工况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，反应堆核功率可以由核仪表系统的功率量程探测器、中间量程探测器和源量程探测器测得；堆芯中子通量、堆芯温度、压力容器水位分别可以由堆芯测量系统的自给能中子探测器和热电偶探测器测得；一回路压力可以由布置在稳压器的反应堆冷却剂系统压力测量仪表和布置在一回路热管段的安全注入系统压力测量仪表测得；一回路温度可以由布置在一回路冷管段和热管段的反应堆冷却剂系统的窄量程温度测量仪表和安全注入系统的宽量程温度测量仪表测得。所述机组重要安全信号，通过使用核电机组正常运行的保护信号或通过使用机组状态参数设计相应逻辑获取。专设安全设施是指核电厂为确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故后果而专门设置的安全设施，专设安全设施状态可以通过机组事故工况专用的NSSS功能可用性信息监测得到。
分析处理模块20用于对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数。
具体的，分析处理模块20包括阈值比较单元，阈值比较单元用于将事故工况特征参数与预设阈值进行比较，不在预设阈值范围内的参数判断为异常特征参数。
优选的，分析处理模块20还包括预处理单元，预处理单元用于在将事故工况特征参数与预设阈值进行比较之前，先对事故工况特征参数进行预处理，包括以下处理中的一种或两种：(1)根据保守取值原则对事故工况特征参数进行筛选，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；(2)对事故工况特征参数进行无效性筛选，删除无效数据，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。
逻辑计算模块30，包括多个并行的逻辑计算单元；所述多个逻辑计算单元用于分别按预设逻辑对与该逻辑计算单元相关的异常特征参数、机组重要安全信号、专设安全设施状态进行逻辑计算，诊断是否发生与该逻辑计算单元对应的典型事故工况。
具体的，逻辑计算模块30中对应每一典型事故工况设置至少一个逻辑计算单元，不同典型事故工况的逻辑计算单元并行运行，分别对不同典型事故工况进行逻辑计算，从而在最短时间内诊断出每一典型事故工况是否发生。
具体的，逻辑计算模块30包括：
SGTR事故逻辑计算单元，用于对是否出现SGTR事故进行诊断；
安全壳内LOCA事故逻辑计算单元，用于对是否出现安全壳内LOCA事故进行诊断；
安全厂房LOCA事故逻辑计算单元，用于对是否出现安全厂房LOCA事故进行诊断；
二回路破口事故逻辑计算单元，用于对是否出现二回路破口事故进行诊断；
一回路反应性事故逻辑计算单元，用于对是否出现一回路反应性事故进行诊断；
LOOP事故逻辑计算单元，用于对是否出现LOOP事故进行诊断；
SBO事故逻辑计算单元，用于对是否出现SBO事故进行诊断；
电气盘失电事故逻辑计算单元，用于对是否出现电气盘失电事故进行诊断；
TLOCC事故逻辑计算单元，用于对是否出现TLOCC事故进行诊断；
RIS-RHR故障事故逻辑计算单元，用于对是否出现RIS-RHR故障事故进行诊断；
乏池失冷事故逻辑计算单元，用于对是否出现乏池失冷事故进行诊断；和
乏池失水事故逻辑计算单元，用于对是否出现乏池失水事故进行诊断。
逻辑计算模块30中各事故逻辑计算单元的计算逻辑如前述方法实施例中所述，此处不再赘述。
显示模块40，用于在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。
显示模块40连接有报警模块，报警模块用于当诊断结果为核电机组发生典型事故工况(即任一个或多个逻辑计算单元诊断出发生典型事故工况)时，发出声光报警要求操纵员调用机组事故工况自动诊断画面。报警模块可以是主控室声光报警系统。
下面以前述压水堆核电厂为例介绍相关配套画面。
事故工况自动诊断画面的一个具体实施例的示意图如图8所示，用于向用户显示典型事故工况自动诊断所需的机组安全信号、专设安全设施状态、典型事故工况诊断结果以及建议执行的事故运行规程。
具体的，事故工况自动诊断画面包括典型事故工况诊断显示区域，典型事故工况诊断显示区域用于显示典型热工水力事故诊断结果、失去支持功能事故诊断结果、乏燃料水池事件诊断结果，通过模块化展示典型事故工况诊断结果来使操纵员清晰了解相关机组状态信息。优选的，典型事故工况诊断显示区域通过设置对应典型事故工况后的显示指示灯，在指示灯亮时表示该事故触发。
优选的，事故工况自动诊断画面还包括机组状态功能监测区域、机组重要安全信号监测区域、重要设备及专设安全设施状态监测区域、机组状态诊断结果显示区域及建议操作规程指引区域。事故工况自动诊断画面在给出机组典型事故工况诊断结果的同时，还在诊断页面上将重要安全信息和专设安全设施状态信息进行了集成，可以通过相关信息对自动诊断结果进行验证。
优选的，显示模块还用于在事故工况自动诊断画面上通过相应的导航链接导向具体典型事故工况的诊断逻辑分解画面，相应的诊断逻辑分解画面如图9所示。通过在诊断逻辑分解画面中，参数监测的集成，配合主画面中机组重要安全信号和专设安全设施状态可以直接验证自动诊断逻辑的触发，避免操作员无序查找，可以减少操纵员工作量，并减少事故响应时间，以快速进入机组事故控制阶段。
结合以上对本发明的详细描述可以看出，本发明核电厂机组事故工况监测方法和系统不仅实时监测事故工况特征参数，还能够实时监测机组重要参数信号及专设安全设施状态，自动并行诊断机组各个始发事故或叠加事故，并通过人机交互界面予以显示，辅助操纵员对机组事故工况进行判断和处理。
相对于现有技术，本发明核电厂机组事故工况监测方法和系统至少具有以下有益技术效果：
1)可以对机组状态典型事故工况进行实时、自动监测，通过本发明可以实现在事故情况下的事故始发事故或叠加事故的自动诊断，可帮助操纵员快速了解当前机组状态并对机组状态变化进行预判，提高操纵员事故响应速度，有效减少操纵员控制机组事故过程中产生的人因失效，也可为电厂应急响应组织提供决策依据。
2)通过多个事故逻辑计算单元对各典型事故工况并行诊断，相互之间不产生影响，可以同时诊断始发事故和叠加事故。
3)基于配套画面和逻辑画面的详细设计，集成化显示机组典型事故工况下使用的重要机组信号和专设安全设施状态，让操作员清晰机组需要且真实可靠的系统及功能配置，可以明显提高操纵员对机组事故工况的响应效率。
4)根据事故工况导致机组六大状态参数恶化情况不同的原则，来分别定义出典型事故工况分类，有利于典型事故工况的清晰化展示和区分。
5)在电厂发生事故时自动提示事故的触发原因、用于应对事故的专设安全设施的状态以及建议的操作规程，有助于进一步提高核电厂的智能化和自动化水平。
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 (15)

1.一种核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：
采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态；
对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数；
利用多个逻辑计算单元对各种典型事故工况进行并行诊断，每一逻辑计算单元按预设逻辑对与该逻辑计算单元相关的异常特征参数、机组重要安全信号、专设安全设施状态进行逻辑计算，诊断是否发生与该逻辑计算单元对应的典型事故工况；
在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。
2.根据权利要求1所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，所述典型事故工况包括典型热工水力事故、失去支持功能事故和乏燃料水池事件；其中，典型热工水力事故包括蒸汽发生器传热管破裂事故、一回路破口事故、一回路反应性事故和二回路破口事故；失去支持功能事故包括厂外电源失去事故、全厂失电事故、电气盘失电事故、完全丧失冷链事故和余热排出系统故障；乏燃料水池事件包括乏池失冷事故和乏池失水事故；
对应每一典型事故工况设置至少一个逻辑计算单元，不同典型事故工况的逻辑计算单元并行运行，分别对不同典型事故工况进行逻辑计算。
3.根据权利要求2所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，利用蒸汽发生器传热管破裂事故逻辑计算单元对是否出现蒸汽发生器传热管破裂事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断蒸汽发生器传热管破裂事故已经发生：
一、二回路泄漏率平衡异常信号存在；
蒸汽发生器二次侧蒸汽管道放射性测量值大于高高阈值或蒸汽发生器排污水取样放射性测量值大于高高阈值；
蒸汽发生器二次侧蒸汽管道放射性测量值大于高阈值或蒸汽发生器排污水取样放射性测量值大于高阈值，叠加一回路稳压器或容控箱液位低。
4.根据权利要求2所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，所述一回路破口事故根据破口发生的位置不同区分为安全壳内破口和安全厂房破口，利用两个事故逻辑计算单元对两种破口事故分别进行诊断；
利用安全壳内破口事故逻辑计算单元对是否出现安全壳内破口事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断安全壳内破口事故已经发生：(a)安全壳内剂量率测量值达到高高阈值；(b)安全壳内剂量率测量值达到高阈值，叠加安全壳内压力测量值达到高阈值；(c)一回路封闭状态下，安全壳内压力测量值达到高阈值，且存在一回路过冷度低或压力容器液位低信号；
利用安全厂房破口事故逻辑计算单元对是否出现安全厂房破口事故进行诊断，诊断安全厂房破口事故已经发生的逻辑为：余热排出系统允许连接信号已生效，且安全厂房压力测量值大于高阈值或安全厂房地坑液位测量值大于高阈值。
5.根据权利要求2所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，利用二回路破口事故逻辑计算单元对是否出现二回路破口事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断二回路破口事故已经发生：
主蒸汽隔离阀阀门隔间测量值达到高阈值；
主给水系统管道隔间测量值达到高阈值；
一列主蒸汽释放系统隔离阀自动隔离信号存在，且三列主蒸汽释放系统隔离阀自动隔离信号不存在；
两台蒸汽发生器内压差高，且余热排出系统允许连接信号未生效，叠加三列主蒸汽释放系统隔离阀自动隔离信号存在。
6.根据权利要求2所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，利用一回路反应性事故逻辑计算单元对是否出现一回路反应性事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断一回路反应性事故已经发生：
一回路总硼浓度测量值低于低阈值；
超功率或超温△T跳堆信号；
功率量程高/低定值中子注量率高；
中间量程中子注量率高；
源间量程中子注量率高；
功率运行R棒棒位低；
停堆中子注量率高。
7.根据权利要求2所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，所述失去支持功能事故的诊断逻辑为：
通过相应厂用交流电母线电压失去报警存在来判断所述厂外电源失去事故发生；
通过相应应急母线和非应急母线电压失去报警存在来判断所述全厂失电事故发生；
通过相应电气盘电压失去报警存在来判断所述电气盘失电事故发生；
通过设备冷却水系统或重要厂用水系统全部失去报警存在来判断所述完全丧失冷链事故发生；
通过余热排出系统设备故障报警存在来判断所述余热排出系统故障事故发生。
8.根据权利要求2所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，所述乏池失水事故通过乏燃料水池液位测量值达到低阈值来表征；
利用乏池失冷事故逻辑计算单元对是否出现乏池失冷事故进行诊断，出现以下情况之一即诊断诊断乏池失冷事故已经发生：
失去全部乏燃料水池冷却列；
乏燃料水池温度测量值达到高高阈值；
失去部分乏燃料水池冷却列且乏燃料水池温度测量值达到高阈值。
9.根据权利要求1所述的核电厂机组事故工况监测方法，其特征在于，还包括：当诊断结果为核电机组发生典型事故工况时，发出声光报警要求操纵员调用机组事故工况自动诊断画面；操纵员通过机组事故工况自动诊断画面获取核电厂机组典型事故工况诊断结果，通过事故工况自动诊断画面上相应的导航链接获取具体典型事故工况的诊断逻辑分解画面。
10.一种核电厂机组事故工况监测系统，其特征在于，所述系统包括：
采集模块，用于采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态；
分析处理模块，用于对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数；
逻辑计算模块，包括多个并行的逻辑计算单元；所述逻辑计算单元分别用于按预设逻辑对与该逻辑计算单元相关的异常特征参数、机组重要安全信号、专设安全设施状态进行逻辑计算，诊断是否发生与该逻辑计算单元对应的典型事故工况；和
显示模块，用于在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。
11.根据权利要求10所述的核电厂机组事故工况监测系统，其特征在于，所述逻辑计算模块中对应每一典型事故工况设置至少一个逻辑计算单元，不同典型事故工况的逻辑计算单元并行运行，分别对不同典型事故工况进行逻辑计算。
12.根据权利要求10所述的核电厂机组事故工况监测系统，其特征在于，所述逻辑计算模块包括：
蒸汽发生器传热管破裂事故逻辑计算单元，用于对是否出现蒸汽发生器传热管破裂事故进行诊断；
安全壳内破口事故逻辑计算单元，用于对是否出现安全壳内破口事故进行诊断；
安全厂房破口事故逻辑计算单元，用于对是否出现安全厂房破口事故进行诊断；
二回路破口事故逻辑计算单元，用于对是否出现二回路破口事故进行诊断；
一回路反应性事故逻辑计算单元，用于对是否出现一回路反应性事故进行诊断；
厂外电源失去事故逻辑计算单元，用于对是否出现厂外电源失去事故进行诊断；
全厂失电事故逻辑计算单元，用于对是否出现全厂失电事故进行诊断；
电气盘失电事故逻辑计算单元，用于对是否出现电气盘失电事故进行诊断；
完全丧失冷链事故逻辑计算单元，用于对是否出现完全丧失冷链事故进行诊断；
余热排出系统故障事故逻辑计算单元，用于对是否出现余热排出系统故障事故进行诊断；
乏池失冷事故逻辑计算单元，用于对是否出现乏池失冷事故进行诊断；和
乏池失水事故逻辑计算单元，用于对是否出现乏池失水事故进行诊断。
13.根据权利要求10所述的核电厂机组事故工况监测系统，其特征在于，所述事故工况自动诊断画面用于向用户显示典型事故工况自动诊断所需的机组安全信号、专设安全设施状态、典型事故工况诊断结果以及建议执行的事故运行规程。
14.根据权利要求13所述的核电厂机组事故工况监测系统，其特征在于，所述事故工况自动诊断画面包括典型事故工况诊断显示区域、机组状态功能监测区域、机组重要安全信号监测区域、重要设备及专设安全设施状态监测区域、机组状态诊断结果显示区域及建议操作规程指引区域；其中，典型事故工况诊断显示区域用于显示典型热工水力事故诊断结果、失去支持功能事故诊断结果、乏燃料水池事件诊断结果，通过模块化展示典型事故工况诊断结果来使操纵员清晰了解相关机组状态信息。
15.根据权利要求10所述的核电厂机组事故工况监测系统，其特征在于，所述显示模块还用于在事故工况自动诊断画面上通过相应的导航链接导向具体典型事故工况的诊断逻辑分解画面。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN101158874A (zh) * 2007-09-26 2008-04-09 大亚湾核电运营管理有限责任公司 一种核电机组的控制系统及其自动诊断方法和子系统
CN101770826B (zh) * 2008-12-30 2013-01-02 中广核工程有限公司 核电站计算机化事故工况下进行计算与显示的方法及系统
CN103440893B (zh) * 2013-07-16 2016-05-04 中国核电工程有限公司 一种用于核电厂数字化报警抑制运行工况计算的分析方法
CN105023624B (zh) * 2015-06-09 2017-06-16 中广核（北京）仿真技术有限公司 核电厂严重事故缓解方法及系统
JP2017049153A (ja) * 2015-09-03 2017-03-09 株式会社日立製作所 原子力プラントのアクシデント対策支援システム及び原子力プラントのアクシデント対策支援方法
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
CN111768884B (zh) * 2020-06-08 2023-02-21 核动力运行研究所 一种核电厂机组运行状态监测系统及方法

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