CN106448775A - 一种核电站反应堆保护系统安全参数监控装置与方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站反应堆保护系统安全参数监控装置与方法，装置包括安全参数收发模块、安全参数处理模块以权限设置模块；其中安全参数处理模块有包括存储模块,验证模块以及修改模块；方法包括实际安全参数获取、实际安全参数处理以及显示界面设置。本发明基于数字化的反应堆保护系统，可对实时安全参数进行校准，并可将校准后的参数下装到相应的CPU单元中进行运行；同时利用显示界面来展示参数，便于直观展示数据和对数据进行理解，以便对参数进行快速、准确的处理，避免设置和修改错误；形成参数修改日志，可在日志文件中对参数修改过程进行追溯；还可以进行参数的批量修改，节省劳动力，提高工作效率。
Description
技术领域
本发明涉及计算机软件领域，具体涉及到一种核电站反应堆保护系统安全参数监控装置与方法。
背景技术
核电站反应堆保护系统的主要功能是在异常工况或事故工况下，通过停堆和(或)启动专设安全设施，以防止堆芯和冷却剂系统部件收到损坏，或减轻其损坏程度，以此来保证三大核安全屏障的完整性，避免引起放射性物质大量逸出，保护人员安全，避免核电厂周围环境受到污染。而核电站的反应堆保护系统中存在大量参数(例如保护整定值、报警限值、函数发生器参数、滤波器参数等)，它们直接关系到电站安全和电站经济性，在系统测试、调试、运行和维护过程中经常会涉及到上述参数的设置和调整。
而现有技术方案均是基于传统模拟技术的参数管理方式，主要采用人工方式来进行反应堆保护系统各参数的设置和调整，具体的，通过人员手动来对反应堆保护系统中的参数进行修改、比对、记录和存储，因此该参数管理的水平和效率完全取决于维护人员的素质，其主要存在如下缺陷：
1)在执行修改时，因为人体精力的限制，会误将错误的参数提交给反应堆保护系统，容易导致重大后果(比如停堆、保护拒动)的发生。
2)该种管理方式下，参数清单无法自动与AD/LD(LD：Logic Diagram，即逻辑图；AD:Analog Diagram，即模拟图)一起显示，因此，不便于维护人员的理解和参数的直观展示，进而容易导致参数设置错误；
3)人工手动无法对参数进行批量修改，导致效率低下，且由于没有参数修改日志文件，不便于对参数修改过程进行追溯。
4)无专门的参数修改界面，不便于参数的修改和比对等。
因此，有必要提供一种专核电站反应堆安全保护系统安全参数监控装置以及方法有效地管理上述安全参数，达到集中、统一、高效、安全地管理参数的目的。
发明内容
针对上述现有技术中问题，本发明提供了一种基于数字化的反应堆保护系统，可对核电站保护系统的安全参数进行集中、统一、高效、安全的在线管理的装置和方法。
本发明就上述技术问题而提出的技术方案如下：
一方面，提供一种核电站反应堆保护系统安全参数监控装置,用于对所述核电站反应堆保护系统内所有CPU单元的安全参数进行实时监控，所述装置包括:安全参数收发模块和安全参数处理模块；
所述安全参数收发模块，连接所述核电站反应堆保护系统,用于实时获取核电站反应堆保护系统内每一所述CPU单元的实际安全参数并传送给所述安全参数处理模块；
所述安全参数处理模块，连接所述安全参数收发模块,用于对所接收的每一所述CPU单元的实际安全参数信号进行处理,生成对应所述CPU单元的校准安全参数信号,并将每一所述校准安全参数信号分别通过所述安全参数收发模块下装到对应所述CPU单元。
优选地，所述安全参数处理模块包括：存储模块,验证模块以及修改模块；
所述存储模块连接维护终端，用于存储每一所述CPU单元的安全参数预设值；
所述验证模块分别连接所述存储模块和所述安全参数收发模块,用于实时接收由所述安全参数收发模块传送的每一所述CPU单元的实际安全参数,并将所接收的所述实际安全参数与对应所述CPU单元内的安全参数预设值进行比较,并传送比较验证结果；
所述修改模块分别连接所述验证模块和安全参数收发模块，用于根据所述验证模块传送的所述比较验证结果,利用预设的判断条件对所述实际安全参数进行校正，得到对应所述CPU单元的校准安全参数，将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到对应CPU单元。
优选地，还包括连接在所述存储模块和所述维护终端之间的显示界面,用于实时显示各对应的所有参数值，并在所述显示界面上对参数进行调整和管理；所述维护终端用于预设每一所述CPU单元的安全参数预设值,并将每一所述CPU单元的安全参数预设值存储在所述存储模块中，并监视每一所述CPU单元的实际安全参数值。
优选地，存储在所述存储模块中每一安全参数预设值对应每一所述CPU单元的校准安全参数，每一所述CPU单元的校准安全参数在运行前均要满足对应存储在所述存储模块内的安全参数预设值条件。
优选地，所述修改模块还连接所述维护终端，用于将所述校准安全参数存储在维护终端中，并将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到相应的CPU单元中；且在每次执行下装动作前均需要将所述存储在维护终端中的所述校准安全参数与每一对应CPU中的安全参数预设值进行对比，若所述校准安全参数满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则执行下装过程；若所述校准安全参数不满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则再次对所述校准安全参数进行校准，直至其满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件后再执行下装过程。
优选地，所述修改模块包括批量修改模块，用于对所述实际安全参数进行批量修改。
优选地，所述修改模块还包括修改日志形成模块，用于记录所述实际安全参数的校准过程，形成修改日志。
优选地，所述预设的判断条件为：
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint整定值，则触发反应堆停堆(2)；
其中，上述公式(1)中：ΔTsetpoint为超温ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
T0avg为额定热功率下Tavg的额定值；
P为稳压器压力(psig)；
P0为正常运行压力；
K1为预设偏置值；
K2为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的温度效应；
K3为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的压力效应；
τ1、τ2均为常数，用于补偿管路与仪表的时间延迟；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数；
以及
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint'整定值，则触发反应堆停堆(4)；
其中，上述公式(2)中：ΔTsetpoint'为超功率ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
Tavg'为额定热功率下Tavg的标示值；
K4为预设偏置值；
K5为常数，且当Tavg下降时为0；
K6为常数，且当Tavg小于Tavg'时为0；
τ3为预设时间常数；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数。
优选地，还包括权限设置模块，用于在各所述CPU单元之间设置互锁功能。
另一方面，还提供一种核电站反应堆保护系统安全参数监控方法，其步骤包括：
S1、实际安全参数获取：设置安全参数收发模块，连接所述核电站反应堆保护系统,用于实时获取核电站反应堆保护系统内每一所述CPU单元的实际安全参数并传送给所述安全参数处理模块；
S2、实际安全参数处理：设置安全参数处理模块，连接所述安全参数收发模块,用于对所接收的每一所述CPU单元的实际安全参数信号进行处理,生成对应所述CPU单元的校准安全参数信号,并将每一所述校准安全参数信号分别通过所述安全参数收发模块下装到对应所述CPU单元。
优选地，所述安全参数处理模块包括：存储模块,验证模块以及修改模块；
所述存储模块连接维护终端，所述维护终端用于预设每一所述CPU单元的安全参数预设值，将每一对应所述CPU单元的安全参数预设值存储在所述存储模块中，并监视每一所述CPU单元的实际安全参数值；
所述验证模块分别连接所述存储模块和所述安全参数收发模块,用于实时接收由所述安全参数收发模块传送的每一所述CPU单元的实际安全参数,并将所接收的所述实际安全参数与对应所述CPU单元内的安全参数预设值进行比较,并传送比较验证结果；
所述修改模块分别连接所述验证模块和安全参数收发模块，用于根据所述验证模块传送的所述比较验证结果,利用预设的判断条件对所述实际安全参数进行校正，得到对应所述CPU单元的校准安全参数，将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到对应CPU单元，并同时对所述存储模块内存储的安全参数预设值进行刷新。
优选地，还包括S3、显示界面设置：在所述存储模块和所述维护终端之间设置显示界面,用于实时显示各对应的所有参数值，并在所述显示界面上对参数进行调整和管理。
优选地，存储在所述存储模块中每一安全参数预设值对应每一所述CPU单元的校准安全参数，每一所述CPU单元的校准安全参数在运行前均要满足对应存储在所述存储模块内的安全参数预设值条件。
优选地，所述修改模块还连接所述维护终端，用于将所述校准安全参数存储在维护终端中，并将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到相应的CPU单元中；且在每次执行下装动作前均需要将所述存储在维护终端中的所述校准安全参数与每一对应CPU中的安全参数预设值进行对比，若所述校准安全参数满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则执行下装过程；若所述校准安全参数不满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则再次对所述校准安全参数进行校准，直至其满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件后再执行下装过程。
优选地，所述修改模块包括批量修改模块，用于对所述实际安全参数进行批量修改。
优选地，所述修改模块还包括修改日志形成模块，用于记录所述实际安全参数的修改过程，形成修改日志。
优选地，所述预设的判断条件为：
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(1)中：ΔTsetpoint为超温ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
T0avg为额定热功率下Tavg的额定值；
P为稳压器压力(psig)；
P0为正常运行压力；
K1为预设偏置值；
K2为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的温度效应；
K3为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的压力效应；
τ1、τ2均为常数，用于补偿管路与仪表的时间延迟；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数；
以及
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint'整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(2)中：ΔTsetpoint'为超功率ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
Tavg'为额定热功率下Tavg的标示值；
K4为预设偏置值；
K5为常数，且当Tavg下降时为0；
K6为常数，且当Tavg小于Tavg'时为0；
τ3为预设时间常数；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数。
优选地，各所述CPU单元之间均设置互锁功能。
本发明技术方案带来的技术效果：
1)本发明基于数字化的反应堆保护系统，可对实时安全参数进行校准，并可将校准后的参数下装到相应的CPU单元中进行运行，并且可以与预先存储的安全参数预设值进行比较，避免校正错误的发生；
2)AD/LD与参数可以一起显示，便于直观展示数据和对数据进行理解，避免设置和修改错误；
3)形成参数修改日志，可在日志文件中对参数修改过程进行追溯；
4)通过编写安全参数修改脚本，可以进行参数的批量修改，节省劳动力，提高工作效率。
5)提供友好的操作界面，便于人员进行快速、准确的参数处理。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明实施例一提供的核电站反应堆保护系统安全参数监控装置的结构示意图；
图2是本发明实施例一提供的安全参数处理模块的结构示意图；
图3是本发明实施例一提供的核电站反应堆保护系统安全参数监控装置各部件之间的连接关系示意图；
图4是本发明实施例一提供的修改模块的结构示意图；
图5是本发明实施例二提供的核电站反应堆保护系统安全参数监控方法的步骤流程图；
具体实施方式
本发明针对现有技术中存在的在对核电站安全参数进行人工修改和设置时，易误将错误的参数提交给反应堆保护系统；参数清单无法自动与AD/LD一起显示，不便于维护人员的理解和参数的直观展示；人工手动无法对参数进行批量修改，导致效率低下；没有参数修改日志文件，不便于对参数修改过程进行追溯；无专门的参数修改界面，不便于参数的修改和比对等问题，提供了一种基于数字化的反应堆保护系统，可对核电站保护系统的安全参数进行集中、统一、高效、安全的在线管理的装置和方法。其核心思想是：基于数字化的反应堆保护系统，可对实时安全参数进行校准，并可将校准后的参数下装到相应的CPU单元中进行运行，并且可以与预先存储的安全参数预设值进行比较，避免校正错误的发生；利用显示界面来直观展示参数，便于直观展示数据和对数据进行理解，进一步对参数进行快速、准确的处理，避免设置和修改错误；形成参数修改日志，可在日志文件中对参数修改过程进行追溯；通过编写安全参数修改脚本，可以进行参数的批量修改，节省劳动力，提高工作效率。
实施例一：
图1示出了核电站反应堆保护系统安全参数监控装置的结构示意图，所述装置用于对所述核电站反应堆保护系统内所有CPU单元的安全参数进行实时监控，其包括:安全参数收发模块和安全参数处理模块；
所述安全参数收发模块，连接所述核电站反应堆保护系统,用于实时获取核电站反应堆保护系统内每一所述CPU单元的实际安全参数并传送给所述安全参数处理模块；
所述安全参数处理模块，连接所述安全参数收发模块,用于对所接收的每一所述CPU单元的实际安全参数信号进行处理,生成对应所述CPU单元的校准安全参数信号,并将每一所述校准安全参数信号分别通过所述安全参数收发模块下装到对应所述CPU单元。
因为安全参数的重要性，所以对安全参数的各种操作需要定义不同的操作权限，避免不必要的人为失误。因此，优选地，该装置还包括权限设置模块，用于在各所述CPU单元之间设置互锁功能。即任何时候只允许对一个保护组(或列)的CPU进行参数修改，避免同时对两个及以上保护组的CPU进行参数修改，影响反应堆保护系统的安全动作。
图2示出了安全参数处理模块的结构示意图，所述安全参数处理模块包括：存储模块,验证模块以及修改模块。
图3示出了各部件之间的连接关系示意图，具体的，所述安全参数收发模块连接到核电站安全保护系统中的各CPU单元(CPU1，CPU2，CPU3...CPUN)，可读取并接收各CPU单元实时传送的各实际安全参数；
所述存储模块连接维护终端，用于存储每一所述CPU单元的安全参数预设值；
所述验证模块分别连接所述存储模块和所述安全参数收发模块,用于实时接收由所述安全参数收发模块传送的每一所述CPU单元的实际安全参数,并将所接收的所述实际安全参数与存储在所述存储模块中的对应所述CPU单元内的安全参数预设值进行比较,并传送比较验证结果；
所述修改模块分别连接所述验证模块和安全参数收发模块，用于根据所述验证模块传送的所述比较验证结果,利用预设的判断条件对所述实际安全参数进行校正，得到对应所述CPU单元的校准安全参数，待实际合适时，将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到对应CPU单元。
对实际安全参数进行校正的过程为：
现有技术中只是针对比较复杂的△T功率和△T温度保护功能的整定值计算进行了研究。因为流量下降引起温度上升，因此与此相关的参数是主回路流量及主回路的压力，压力下降引起水的饱和温度Ts下降，增加了元件壁面产生泡核沸腾的概率。但由于上述△T参数反应较慢，所以还要测量反应较快的参数加以辅助保护。
因此，本实施例中还测量了超温ΔT停堆的整定值ΔTsetpoint以及超功率ΔT停堆的整定值ΔTsetpoint'来加以辅助保护。其中，超温ΔT停堆的整定值ΔTsetpoint用于保护堆芯在各种压力、功率、冷却剂温度及轴向功率分布的组合状态下仍偏离核沸腾。当反应堆瞬态与从堆芯到温度探测器的管路瞬态延迟相比要缓慢时，而压力处于高压停堆和低压停堆之间时，由超温ΔT提供保护。停堆整定值包含有对水的密度与热容量随温度而变化的补偿以及对从堆芯到回路温度传感器的管路延迟的动态补偿。当反应堆轴向功率密度分布正常时，该停堆限值总是在堆芯的安全极限以下，但当轴向功率峰值大于设计值时(由功率量程上部探测器与下部探测器之差指示)反应堆停堆限值将自动按下面的计算减小。每个回路的二个热端温度测量与一个冷端温度测量值配合形成四个ΔT与Tavg信号。
这一停堆的ΔTsetpoint整定值信号按每个回路的一组温度测量值连续进行计算。
具体计算公式如下：
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(1)中：ΔTsetpoint为超温ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
T0avg为额定热功率下Tavg的额定值；
P为稳压器压力(psig)；
P0为正常运行压力；
K1为预设偏置值；
K2为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的温度效应；
K3为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的压力效应；
τ1、τ2均为常数，用于补偿管路与仪表的时间延迟；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数；
超功率ΔT停堆的ΔT整定值用于提供超功率工况下对燃料完整性的保护、
限制需要超温ΔT保护的范围、并对功率量程高中子注量率停堆提供后备。
所述超功率ΔT停堆的ΔT整定值对每个回路连续计算。具体计算公式如下：
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint'整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(2)中：ΔTsetpoint'为超功率ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
Tavg'为额定热功率下Tavg的标示值；
K4为预设偏置值；
K5为常数，且当Tavg下降时为0；
K6为常数，且当Tavg小于Tavg'时为0；
τ3为预设时间常数；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数。
进一步的，还包括连接在所述存储模块和所述维护终端之间的显示界面,用于实时显示各对应的所有参数值，并在所述显示界面上对参数进行调整和管理；所述维护终端用于预设每一所述CPU单元的安全参数预设值,并将每一所述CPU单元的安全参数预设值存储在所述存储模块中，并可以通过维护网络访问到所有的CPU单元，监视每一所述CPU单元的实际安全参数值。
所述显示界面是专门为参数管理制作友好的人机界面，可方便维护人员进行参数的调整和管理。并且能够为参数在界面上显示相应的AD/LD和参数说明，方便维护人员理解准备要修改的参数的含义，避免可能的参数设置错误。
需要说明的是，存储在所述存储模块中每一安全参数预设值对应每一所述CPU单元的校准安全参数，每一所述CPU单元的校准安全参数在运行前均要满足对应存储在所述存储模块内的安全参数预设值条件。
此外，所述修改模块还连接所述维护终端，用于将所述校准安全参数存储在维护终端中，并将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到相应的CPU单元中；且在每次执行下装动作前均需要将所述存储在维护终端中的所述校准安全参数与每一对应CPU中的安全参数预设值进行对比，若所述校准安全参数满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则执行下装过程；若所述校准安全参数不满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则再次对所述校准安全参数进行校准，直至其满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件后再执行下装过程。
所述校准安全参数可以存储在维护终端中，待合适时机下装到相应的CPU单元中。在每次执行下装动作前均需要对存储的参数与每一对应CPU中的安全参数预设值条件进行对比，逐项比较两者的差异项，以此来确认参数修改的正确性，以及避免引入不必要的参数修改。
并且维护终端是基于LINUX的计算机，其任务是对整个数字化反应堆保护系统进行工程组态、维护，实现动态和静态的参数修改任务
图4示出了修改模块的结构示意图，其包括批量修改模块，用于对所述实际安全参数进行批量修改。通过编写和运行参数修改脚本，便于对参数进行批量修改，可直接减轻了维护人员的工作量。
所述修改模块还包括修改日志形成模块，用于记录所述实际安全参数的校准过程，形成修改日志，使得参数修改的过程均可在日志文件中进行追溯。
图5示出了核电站反应堆保护系统安全参数监控方法的步骤流程图，其步骤包括：
S1、实际安全参数获取：设置安全参数收发模块，连接所述核电站反应堆保护系统,用于实时获取核电站反应堆保护系统内每一所述CPU单元的实际安全参数并传送给所述安全参数处理模块；
S2、实际安全参数处理：设置安全参数处理模块，连接所述安全参数收发模块,用于对所接收的每一所述CPU单元的实际安全参数信号进行处理,生成对应所述CPU单元的校准安全参数信号,并将每一所述校准安全参数信号分别通过所述安全参数收发模块下装到对应所述CPU单元。
进一步的，还包括S3、显示界面设置：在所述存储模块和所述维护终端之间设置显示界面,用于实时显示各对应的所有参数值，并在所述显示界面上对参数进行调整和管理。
同样的，各所述CPU单元之间均设置互锁功能。
其中，所述安全参数处理模块以及修改模块的组成、各模块之间的连接关系、各模块的运行机制和功能均与实施例一完全相同。
综上所述，本发明基于基于数字化的反应堆保护系统，可对实时安全参数进行校准，并可将校准后的参数下装到相应的CPU单元中进行运行，并且可以与预先存储的安全参数预设值进行比较，根避免校正错误的发生；利用显示界面来直观展示参数，便于直观展示数据和对数据进行理解，进一步对参数进行快速、准确的处理，避免设置和修改错误；形成参数修改日志，可在日志文件中对参数修改过程进行追溯；通过编写安全参数修改脚本，可以进行参数的批量修改，节省劳动力，提高工作效率。
本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例的全部或部分步骤可以通过硬件来完成，也可以通过程序来指令相关的硬件完成，所述的程序可以存储于一种计算机可读存储介质中，上述提到的存储介质可以是只读存储器，磁盘或光盘等。
以上所述仅为本发明的较佳实施例，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (18)
1.一种核电站反应堆保护系统安全参数监控装置,用于对所述核电站反应堆保护系统内所有CPU单元的安全参数进行实时监控,其特征在于，所述装置包括:安全参数收发模块和安全参数处理模块；
所述安全参数收发模块，连接所述核电站反应堆保护系统,用于实时获取核电站反应堆保护系统内每一所述CPU单元的实际安全参数并传送给所述安全参数处理模块；
所述安全参数处理模块，连接所述安全参数收发模块,用于对所接收的每一所述CPU单元的实际安全参数信号进行处理,生成对应所述CPU单元的校准安全参数信号,并将每一所述校准安全参数信号分别通过所述安全参数收发模块下装到对应所述CPU单元。
2.根据权利要求1所述的安全参数监控装置,其特征在于，所述安全参数处理模块包括：存储模块,验证模块以及修改模块；
所述存储模块连接维护终端，用于存储每一所述CPU单元的安全参数预设值；
所述验证模块分别连接所述存储模块和所述安全参数收发模块,用于实时接收由所述安全参数收发模块传送的每一所述CPU单元的实际安全参数,并将所接收的所述实际安全参数与对应所述CPU单元内的安全参数预设值进行比较,并传送比较验证结果；
所述修改模块分别连接所述验证模块和安全参数收发模块，用于根据所述验证模块传送的所述比较验证结果,利用预设的判断条件对所述实际安全参数进行校正，得到对应所述CPU单元的校准安全参数，将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到对应CPU单元。
3.根据权利要求2所述安全参数监控装置,其特征在于，还包括连接在所述存储模块和所述维护终端之间的显示界面,用于实时显示各对应的所有参数值，并在所述显示界面上对参数进行调整和管理；所述维护终端用于预设每一所述CPU单元的安全参数预设值,并将每一所述CPU单元的安全参数预设值存储在所述存储模块中，并监视每一所述CPU单元的实际安全参数值。
4.根据权利要求3所述的安全参数监控装置,其特征在于，存储在所述存储模块中每一安全参数预设值对应每一所述CPU单元的校准安全参数，每一所述CPU单元的校准安全参数在运行前均要满足对应存储在所述存储模块内的安全参数预设值条件。
5.根据权利要求2所述的安全参数监控装置,其特征在于，所述修改模块还连接所述维护终端，用于将所述校准安全参数存储在维护终端中，并将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到相应的CPU单元中；且在每次执行下装动作前均需要将所述存储在维护终端中的所述校准安全参数与每一对应CPU中的安全参数预设值进行对比，若所述校准安全参数满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则执行下装过程；若所述校准安全参数不满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则再次对所述校准安全参数进行校准，直至其满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件后再执行下装过程。
6.根据权利要求2所述的安全参数监控装置,其特征在于，所述修改模块包括批量修改模块，用于对所述实际安全参数进行批量修改。
7.根据权利要求2所述的安全参数监控装置,其特征在于，所述修改模块还包括修改日志形成模块，用于记录所述实际安全参数的校准过程，形成修改日志。
8.根据权利要求2所述的安全参数监控装置,其特征在于，所述预设的判断条件为：
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(1)中：ΔTsetpoint为超温ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
T0avg为额定热功率下Tavg的额定值；
P为稳压器压力(psig)；
P0为正常运行压力；
K1为预设偏置值；
K2为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的温度效应；
K3为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的压力效应；
τ1、τ2均为常数，用于补偿管路与仪表的时间延迟；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数；
以及
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint'整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(2)中：ΔTsetpoint'为超功率ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
Tavg'为额定热功率下Tavg的标示值；
K4为预设偏置值；
K5为常数，且当Tavg下降时为0；
K6为常数，且当Tavg小于Tavg'时为0；
τ3为预设时间常数；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数。
9.根据权利要求1所述的安全参数监控装置,其特征在于，还包括权限设置模块，用于在各所述CPU单元之间设置互锁功能。
10.一种核电站反应堆保护系统安全参数监控方法，其特征在于，步骤包括：
S1、实际安全参数获取：设置安全参数收发模块，连接所述核电站反应堆保护系统,用于实时获取核电站反应堆保护系统内每一所述CPU单元的实际安全参数并传送给所述安全参数处理模块；
S2、实际安全参数处理：设置安全参数处理模块，连接所述安全参数收发模块,用于对所接收的每一所述CPU单元的实际安全参数信号进行处理,生成对应所述CPU单元的校准安全参数信号,并将每一所述校准安全参数信号分别通过所述安全参数收发模块下装到对应所述CPU单元。
11.如权利要求10所述的方法，其特征在于，所述安全参数处理模块包括：存储模块,验证模块以及修改模块；
所述存储模块连接维护终端，所述维护终端用于预设每一所述CPU单元的安全参数预设值，将每一对应所述CPU单元的安全参数预设值存储在所述存储模块中，并监视每一所述CPU单元的实际安全参数值；
所述验证模块分别连接所述存储模块和所述安全参数收发模块,用于实时接收由所述安全参数收发模块传送的每一所述CPU单元的实际安全参数,并将所接收的所述实际安全参数与对应所述CPU单元内的安全参数预设值进行比较,并传送比较验证结果；
所述修改模块分别连接所述验证模块和安全参数收发模块，用于根据所述验证模块传送的所述比较验证结果,利用预设的判断条件对所述实际安全参数进行校正，得到对应所述CPU单元的校准安全参数，将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到对应CPU单元，并同时对所述存储模块内存储的安全参数预设值进行刷新。
12.如权利要求10所述的方法，其特征在于，还包括S3、显示界面设置：
在所述存储模块和所述维护终端之间设置显示界面,用于实时显示各对应的所有参数值，并在所述显示界面上对参数进行调整和管理。
13.如权利要求11所述的方法，其特征在于，存储在所述存储模块中每一安全参数预设值对应每一所述CPU单元的校准安全参数，每一所述CPU单元的校准安全参数在运行前均要满足对应存储在所述存储模块内的安全参数预设值条件。
14.如权利要求11所述的方法，其特征在于，所述修改模块还连接所述维护终端，用于将所述校准安全参数存储在维护终端中，并将所述校准安全参数通过所述安全参数收发模块下装到相应的CPU单元中；且在每次执行下装动作前均需要将所述存储在维护终端中的所述校准安全参数与每一对应CPU中的安全参数预设值进行对比，若所述校准安全参数满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则执行下装过程；若所述校准安全参数不满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件，则再次对所述校准安全参数进行校准，直至其满足每一对应CPU中的安全参数预设值条件后再执行下装过程。
15.根据权利要求11所述的安全参数监控装置,其特征在于，所述修改模块包括批量修改模块，用于对所述实际安全参数进行批量修改。
16.根据权利要求11所述的安全参数监控装置,其特征在于，所述修改模块还包括修改日志形成模块，用于记录所述实际安全参数的修改过程，形成修改日志。
17.如权利要求11所述的方法，其特征在于，其特征在于，所述预设的判断条件为：
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(1)中：ΔTsetpoint为超温ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
T0avg为额定热功率下Tavg的额定值；
P为稳压器压力(psig)；
P0为正常运行压力；
K1为预设偏置值；
K2为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的温度效应；
K3为预设增益，用于补偿偏离核沸腾极限值的压力效应；
τ1、τ2均为常数，用于补偿管路与仪表的时间延迟；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数；
以及
若ΔT(1+τ4s)/(1+τ5s)≥ΔTsetpoint'整定值，则触发反应堆停堆；
其中，上述公式(2)中：ΔTsetpoint'为超功率ΔT停堆的整定值；
ΔT为由电阻温度计测得的温度；
ΔT0为在额定热功率下指示的温度；
Tavg为反应堆冷却剂平均温度(°F)；
Tavg'为额定热功率下Tavg的标示值；
K4为预设偏置值；
K5为常数，且当Tavg下降时为0；
K6为常数，且当Tavg小于Tavg'时为0；
τ3为预设时间常数；
τ4、τ5均为常数，用于对ΔT的超前-滞后补偿；
s为拉普拉斯变换算符；
为上部与下部电离室中子注量率信号差的函数。
18.根据权利要求10所述的安全参数监控装置,其特征在于，各所述CPU单元之间均设置互锁功能。
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Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107967953A (zh) * | 2017-11-13 | 2018-04-27 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 熔盐堆保护系统 |
| CN108538418A (zh) * | 2018-04-24 | 2018-09-14 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 一种核电站冗余模拟量参数显示系统和方法 |
| CN108766602A (zh) * | 2018-06-04 | 2018-11-06 | 中广核核电运营有限公司 | 核电厂反应堆保护系统通道试验方法 |
| CN110580964A (zh) * | 2019-09-03 | 2019-12-17 | 中广核工程有限公司 | 一种核电机组热功率提升裕度的在线监测方法以及系统 |
| CN111581192A (zh) * | 2020-04-24 | 2020-08-25 | 岭东核电有限公司 | 核电厂反应堆重要敏感参数管理方法、装置、设备及介质 |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101968974A (zh) * | 2010-08-09 | 2011-02-09 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆保护系统 |
| CN103869846A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种主回路冷热段平均温度信号处理方法 |
| CN103871518A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂超温超功率保护温差信号处理方法 |
| CN105321588A (zh) * | 2014-08-05 | 2016-02-10 | 北京广利核系统工程有限公司 | 一种核电厂超温超功率回路保护通道定期试验验证准则的整定方法 |
| KR101653915B1 (ko) * | 2015-03-11 | 2016-09-02 | 주식회사 티보그 | 원자로보호계통의 가변 과출력 트립 장치 및 가변 과출력 트립 방법 |
-
2016
- 2016-09-23 CN CN201610848681.6A patent/CN106448775B/zh active Active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101968974A (zh) * | 2010-08-09 | 2011-02-09 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆保护系统 |
| CN103869846A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种主回路冷热段平均温度信号处理方法 |
| CN103871518A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂超温超功率保护温差信号处理方法 |
| CN105321588A (zh) * | 2014-08-05 | 2016-02-10 | 北京广利核系统工程有限公司 | 一种核电厂超温超功率回路保护通道定期试验验证准则的整定方法 |
| KR101653915B1 (ko) * | 2015-03-11 | 2016-09-02 | 주식회사 티보그 | 원자로보호계통의 가변 과출력 트립 장치 및 가변 과출력 트립 방법 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 杜晓光 等: "超温超功率保护半实物仿真系统的设计及验证", 《核科学与工程》 * |
| 王明辉 等: "非能动压水堆超温和超功率温升保护逻辑算法分析", 《吉林电力》 * |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107967953A (zh) * | 2017-11-13 | 2018-04-27 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 熔盐堆保护系统 |
| CN108538418A (zh) * | 2018-04-24 | 2018-09-14 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 一种核电站冗余模拟量参数显示系统和方法 |
| CN108766602A (zh) * | 2018-06-04 | 2018-11-06 | 中广核核电运营有限公司 | 核电厂反应堆保护系统通道试验方法 |
| CN110580964A (zh) * | 2019-09-03 | 2019-12-17 | 中广核工程有限公司 | 一种核电机组热功率提升裕度的在线监测方法以及系统 |
| CN111581192A (zh) * | 2020-04-24 | 2020-08-25 | 岭东核电有限公司 | 核电厂反应堆重要敏感参数管理方法、装置、设备及介质 |
| CN111581192B (zh) * | 2020-04-24 | 2024-04-05 | 岭东核电有限公司 | 核电厂反应堆重要敏感参数管理方法、装置、设备及介质 |
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