一種用于核電廠嚴重事故診斷及響應(yīng)支持的方法及系統(tǒng)的制作方法
【技術(shù)領(lǐng)域】
[0001] 本發(fā)明涉及核電廠的嚴重事故管理導(dǎo)則（SAMG)實施及核電廠應(yīng)急輔助決策領(lǐng)域， 特別涉及一種用于核電廠嚴重事故診斷及響應(yīng)支持的方法及系統(tǒng)。
【背景技術(shù)】
[0002] 核電廠的嚴重事故管理導(dǎo)則（Sever Accident Management Guidelines, SAMG)是 在嚴重事故下用于主控室和技術(shù)支持中心的可執(zhí)行文件，是較為完整的，一體化的針對嚴 重事故處理的指導(dǎo)性管理文件。SAMG是在核電廠現(xiàn)有系統(tǒng)和設(shè)備的基礎(chǔ)上，總結(jié)得出的一 套針對核電廠可能發(fā)生的嚴重事故的對策集，是在管理對嚴重事故緩解能力的一個重大改 進，但是，由于在核電廠發(fā)生嚴重事故時，監(jiān)測儀表出現(xiàn)損壞，或監(jiān)測的數(shù)據(jù)不準確，對嚴重 事故的診斷和模擬會產(chǎn)生重要的影響，故可能會影響對嚴重事故的后果評價以及對策產(chǎn)生 不良的影響。
[0003] 在現(xiàn)有的技術(shù)中，也出現(xiàn)了一些對嚴重事故進行評估、預(yù)測的系統(tǒng)，大致包括如下 的幾種系統(tǒng)： I)、SESAME系統(tǒng)：SESAME系統(tǒng)采用計算機程序，根據(jù)反應(yīng)堆實時狀態(tài)快速分析和預(yù)測 源項，為后續(xù)事故后果評價提供更為準確、現(xiàn)實的源項，但事故診斷部分需要依賴專家人為 判斷，不能實現(xiàn)程序的自動診斷功能，且計算模型老舊、簡單。
[0004] 2)、RODOS系統(tǒng)：可以對應(yīng)急時緩解釋放的放射性物質(zhì)在環(huán)境中產(chǎn)生的輻射情景 進行診斷或預(yù)測，其涉及大氣擴散、沉降計算和輻射劑量計算，同時對應(yīng)急干預(yù)措施的后果 進行分析，可以計算分析受應(yīng)急干預(yù)措施影響的區(qū)域面積和人數(shù)、可避免的輻射劑量、應(yīng)急 干預(yù)措施的經(jīng)濟代價等。該系統(tǒng)涉及事故情況下輻射情景的預(yù)測，但未包括核電廠內(nèi)嚴重 事故的過程和干預(yù)等場內(nèi)應(yīng)急的部分內(nèi)容。
[0005] 3)、SPEEDI系統(tǒng)：可以發(fā)生事故時根據(jù)收集數(shù)據(jù)、通報的事故報告、考慮地形、氣 候的情況，預(yù)測放射性物質(zhì)在大球中的濃度及被輻照量。其結(jié)果向國家、地方的應(yīng)急管理部 門提供，作為應(yīng)急對策的重要信息來源，其主要功能與RODOS系統(tǒng)相似。
[0006] 4)、ERSS系統(tǒng)：在核電站發(fā)生事故時，根據(jù)業(yè)主發(fā)送的信息，監(jiān)視核電站的狀態(tài)， 基于專業(yè)的知識，判斷設(shè)施的狀態(tài)，并對其后的事故演變過程進行預(yù)測。
[0007] 但是，現(xiàn)有的這幾種嚴重事故診斷分析系統(tǒng)均存在一些不足之處，具體地： SESAME系統(tǒng)事故模型較老舊、簡單，考慮的事故工況太少，且始發(fā)事件的診斷需依賴人 為判斷； RODOS系統(tǒng)涉及的是嚴重事故情況下輻射情景的預(yù)測和后果評價，但未包括電廠內(nèi)嚴 重事故的過程和干預(yù)等場內(nèi)應(yīng)急的部分內(nèi)容； SPEEDI系統(tǒng)類似RODOS系統(tǒng)，缺乏電廠內(nèi)嚴重事故監(jiān)測、預(yù)測及分析等功能； ERSS系統(tǒng)數(shù)據(jù)來源單一，一旦關(guān)鍵儀表參數(shù)不可用，則系統(tǒng)能發(fā)揮的作用非常有限。

【發(fā)明內(nèi)容】

[0008] 本發(fā)明所要解決的技術(shù)問題在于，提供用于核電廠嚴重事故診斷及響應(yīng)支持的方 法及系統(tǒng)，可以在嚴重事故環(huán)境下，仍可穩(wěn)定測量并實時反饋機組重要參數(shù)，實現(xiàn)嚴重事故 進程和應(yīng)急狀態(tài)的模擬，可根據(jù)嚴重事故環(huán)境實際監(jiān)測狀態(tài)修正嚴重事故預(yù)測的發(fā)展趨 勢，并推斷實施各種可能的干預(yù)手段的可行性及預(yù)期效果，為在合適時間內(nèi)啟動應(yīng)對措施 和應(yīng)急計劃，最大限度降低事故風(fēng)險提供保障。
[0009] 為解決上述技術(shù)問題，本發(fā)明實施例提供一種用于核電廠嚴重事故診斷及響應(yīng)支 持的方法，其特征在于，包括如下步驟： 步驟一、當(dāng)監(jiān)測到核電廠機組運行從穩(wěn)態(tài)工況進入瞬態(tài)工況時，根據(jù)可用儀表的監(jiān)測 數(shù)據(jù)，進行嚴重事故始發(fā)事件診斷，診斷出核電廠發(fā)生的始發(fā)事件、一回路破口尺寸，所述 始發(fā)事件至少包括冷卻劑喪失事故、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故； 步驟二、根據(jù)所診斷出的始發(fā)事件、破口尺寸和電廠初始狀態(tài)信息初始化嚴重事故一 體化MAAP程序，進行事故模擬； 步驟三、實時跟蹤進入嚴重事故前的核電廠的關(guān)鍵參數(shù)，利用MAP程序模擬出預(yù)定關(guān) 鍵參數(shù)的模擬值，將所述預(yù)定關(guān)鍵參數(shù)的模擬值與相應(yīng)監(jiān)測儀表獲得的實測值進行比較， 驗證所述診斷出的破口尺寸是否準確，并獲得驗證后的破口尺寸； 步驟四、當(dāng)核電廠進入嚴重事故后，根據(jù)所述驗證后的破口尺寸利用MAP程序?qū)κ鹿?進程進行模擬預(yù)測，對嚴重事故進程的各關(guān)鍵時間節(jié)點作為特征量進行跟蹤，以關(guān)鍵時間 節(jié)點的MAP模擬值與嚴重事故專用儀表的實測結(jié)果進行比較驗證，獲得嚴重事故進程模 擬結(jié)果； 步驟五、以所述嚴重事故模擬結(jié)果作為輸入，在電子化嚴重事故管理導(dǎo)則SAMG中獲得 對應(yīng)的嚴重事故對策。
[0010] 其中，所述步驟一進一步包括： 對采集到的一段時間內(nèi)核電廠的運行參數(shù)進行平穩(wěn)性檢測，獲得核電廠從穩(wěn)態(tài)工況進 入瞬變工況的初始時間； 結(jié)合每類工況選定的特征數(shù)據(jù)，對核電廠的瞬變數(shù)據(jù)進行預(yù)處理提取出故障診斷所 需的特征值，將所述所有特征值導(dǎo)入BP神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)模塊，計算獲得各個始發(fā)事件發(fā)生的概率 值，選取概率值排名前三的始發(fā)事件的結(jié)果信息； 根據(jù)流入或流出一回路系統(tǒng)液體的質(zhì)量和破口臨界流速，結(jié)合質(zhì)能平衡原理計算出一 回路破口尺寸，或者通過儀表實測的安全殼壓力曲線與預(yù)先計算好的不同破口譜的安全殼 壓力曲線進行對比估算出一回路破口尺寸。
[0011] 其中，所述步驟三進一步包括： 獲得進入嚴重事故前的監(jiān)測儀表所監(jiān)測到的核電廠的關(guān)鍵參數(shù)的實測值，所述關(guān)鍵參 數(shù)至少包括一回路壓力、穩(wěn)壓器水位、安全殼壓力； 將所述MAP程序經(jīng)模擬獲得的所述關(guān)鍵參數(shù)的模擬值與所述實測值進行比較； 如果所述關(guān)鍵參數(shù)的實測值與模擬值不吻合，則對輸入所述MAP程序的破口尺寸進 行調(diào)整，重新進行模擬，直至所述關(guān)鍵參數(shù)的實測值與模擬值相吻合，則將當(dāng)前的破口尺寸 作為驗證后的破口尺寸。
[0012] 其中，所述步驟四進一步包括： 通過MAP程序計算出無人為干預(yù)情況下的嚴重事故進程，將嚴重事故進程關(guān)鍵時間 節(jié)點作為特征量進行跟蹤，依次對所述關(guān)鍵時間節(jié)點進行診斷驗證，所述關(guān)鍵時間節(jié)點包 括堆芯裸露時間、堆芯出口溫度達650攝氏度的時間、堆芯支撐板失效時間、壓力容器失效 時間、安全殼失效時間； 依次以關(guān)鍵時間節(jié)點的MAAP模擬值為基礎(chǔ)，向上或向下取一預(yù)定的時間，確定所述關(guān) 鍵時間節(jié)點的一模擬值范圍，判斷通過嚴重事故專用儀表或可用儀表中獲得的所述關(guān)鍵時 間節(jié)點的實測值是否處于所述關(guān)鍵時間節(jié)點的模擬值范圍內(nèi)； 如果所述實測值處于所述關(guān)鍵時間節(jié)點的模擬值范圍內(nèi)，則判定所述嚴重事故模擬結(jié) 果準確； 如果所述實測值處于所述關(guān)鍵時間節(jié)點的模擬值范圍外，則返回上一個已通過診斷驗 證的關(guān)鍵節(jié)點處，重新調(diào)整擬驗證的關(guān)鍵時間節(jié)點相關(guān)的MAAP程序敏感性參數(shù)后，繼續(xù)進 行模擬，直至所述儀表監(jiān)測的實測值處于模擬結(jié)果的模擬值范圍之內(nèi)為止，所述MAP程序 敏感性參數(shù)包括MAP程序的計算時間步長、破口噴放系數(shù)、膜狀沸騰傳熱系數(shù)、氫氣和一 氧化碳抵消系數(shù)等。
[0013] 其中，所述步驟五進一步包括： 在進行嚴重事故進程模擬的同時，以所述嚴重事故模擬結(jié)果作為輸入，結(jié)合電子化的 SAMG和相關(guān)嚴重事故處理對策，給出相應(yīng)的嚴重事故后人員干預(yù)建議，并實時跟蹤操作狀 態(tài)，對操作員操作的有效性給出提示，輔助操作員盡快進行正確操作。
[0014] 相應(yīng)地，本發(fā)明實施例還提供一種用于核電廠嚴重事故診斷及響應(yīng)支持的系統(tǒng)， 包括： 嚴重事故診斷模塊，用于當(dāng)監(jiān)測到核電廠機組運行從穩(wěn)態(tài)工況進入瞬態(tài)工況時，根據(jù) 可用儀表的監(jiān)測數(shù)據(jù)，進行嚴重事故始發(fā)事件診斷，診斷出核電廠發(fā)生的始發(fā)事件、一回路 破口尺寸，所述始發(fā)事件至少包括冷卻劑喪失事故、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故； 嚴重事故模擬模塊，用于在進入嚴重事故前，利用MAP程序模擬出預(yù)定關(guān)鍵參數(shù)的模 擬值，將所述預(yù)定關(guān)鍵參數(shù)的模擬值與相應(yīng)監(jiān)測儀表獲得的實