船用堆核安全在线支持系统的开发研究

陈玉清，王晓龙，蔡琦

（海军工程大学核科学技术学院，湖北 武汉 430033）

人们在开发应用核能过程中，一直受到核安全风险失控的威胁，为确保核反应堆安全，业界建立了纵深防御原则，设置了事件预防—纠偏保护—事故限制—事故应对—事故应急等五道防线，并不断通过技术革新和严格的管理措施来保障各道防线的有效性。已有的经验教训表明，由于核事故后果的极端严重性，关键还是要进一步提升前三道防线的有效性来防止发生反应堆严重事故。而对于核动力舰船，后两道防线的设置还受应用环境和资源条件的制约，更需要突出前三道防线的安全。舰船核动力大量的运行实践表明，无论是设备故障还是人因失误引起的异常，及早发现、快速准确的干预可有效阻止事件发展扩大为事故，但干预失误往往会导致更加严重的后果。

基于对核能安全的重视，国内外核能机构通过不断开展技术攻关、总结事故教训，在人因工程、故障诊断、特性仿真、事故分析等方面开展了大量技术探索和研究，为操纵员级运行安全支持系统的研究提供了有力技术支撑。目前，有些支持手段已直接内化到核动力操作控制系统，有些作为单独的外接系统存在，已投入运行或正在研究开发的操纵员技术支持系统主要包括：堆芯安全监督系统[1]、计算机化报警监督系统[2]、安全参数显示系统[3]、计算机化的应急操作规程[4]、设备故障诊断专家系统[5,6]。这些系统从支持功能上涵盖了监控报警分析、故障辅助诊断[7-9]、堆芯安全特性参数监督、事故应急处置等多个方向，在辅助运行操作[10]、减少人因失误[11]、指导事故应急[12]方面发挥了重要作用。总结、吸收、改进国内外先进支持技术，基于船用反应堆核安全保障特殊需求，本文研究设计了船用堆专用核安全在线支持系统，以期为船用堆运行操纵员提供技术和信息支持，提高装备可用性、易用性，从而减小操纵员工作负担和心理压力，降低人因失误概率，提高船用堆安全运维水平。从应用前景分析，支持系统对预防核事故的发生和确保反应堆安全具有重要的现实意义。

1 船用堆核安全在线支持系统的总体框架设计

基于对核能安全性的重视，国内外核能研究机构通过不断开展技术攻关、总结事故教训，在人因工程、故障诊断、特性仿真、事故分析等技术方面得到了快速发展，有效支撑了各种操纵员运行支持技术的开发。以压水堆核电厂作为技术改良的原型堆进行分析研究，其核安全在线支持系统主要定位在：监控报警系统的优化设计、故障智能诊断、堆芯安全监督系统开发、智能化事故处置规程等方面，再结合船用反应堆的实际运行需求和操纵人员经验反馈信息，最终设计出了船用堆核安全在线支持系统的总体应用框架，具体如图1 所示。

图1 船用堆核安全在线支持系统的应用框架Fig.1 Application framework of online safety support system for marine reactor

根据船用反应堆使命任务、装置技术状态及核安全纵深防御体系的特征，可以确定核反应堆的允许运行工况及运行支持预期技术目标，即希望在线系统提供什么样的技术帮助，进而可以推断出所需开发研究的关键技术。从装置正常使用到不同异常引起装置可运行性的变化特征看，核反应堆状态可以分为正常工况、监控系统异常工况、功能系统异常工况（通过处置、加强监控或简单抢修，反应堆可以不停闭，维持一定的功率水平，确保主动力不丧失）、设计基准事故工况和严重事故工况。

对于核反应堆正常工况，核安全支持的重点是开展运行状态、操作过程检查，预防人因失误、设备异常的发生，当异常发生时能第一时间准确判明事件特征。对于核反应堆监控系统异常工况，核安全支持的重点是快速恢复对异常监控参数的认知，严防这些参数参与控制时将装置导向错误的状态，防止异常影响扩大。对于核反应堆部分功能系统异常的情况，核安全支持的重点是辅助完成故障诊断、功能系统状态评估和堆芯安全状态监督功能，辅助判断能否开展应急抢修、如何抢修；如果故障不能及时修复，还需辅助运行人员分析评估故障对运行安全的影响，找出合理的运行策略：能否降功率运行，确保主动力不丧失。事故工况下导致保护停堆或手动停堆后，核安全支持的重点是评估异常工况情况及堆芯余热排出能力，正确预测堆芯安全裕量，给出应急抢修时间限制，控制事故工况的恶化发展。在反应堆严重事故工况下，核安全支持的重点是辅助评价堆芯损伤情况、预测辐射影响的范围及后果，辅助开展应急决策、减轻事故后果影响。

2 核安全在线支持系统核心技术研究

根据上述应用框架设计可知，核安全在线支持系统的核心技术模块主要包括：装置的状态检测与报警优化；反应堆特征参数重构分析；反应堆运行事件智能诊断；事故状态安全裕量评估模块；事故状态堆芯损伤评价模块、事故状态辐射后果预测模块。

2.1 装置的状态检测与报警优化

状态检测与报警优化主要是根据装置的运行监测数据评估装置运行状态，用于装置、系统运行状态实时多维度显示与报警提醒。基于计算机数据采集与显示技术的应用，为装置状态检测与报警优化提供了坚实的基础。根据信息特征时效性的差异，系统状态监控的信息主要分为实时信息和趋势信息；根据信息间的关联特征，系统状态监控的信息主要分为单一指示信息和耦合关系信息；根据信息的表现形式，系统状态监控的信息主要包括指示灯、指示仪表、特征曲线和状态监控八角图。这其中指示灯、指示仪表主要反映实时的运转、状态信息；特征曲线主要反映系统运行参数一定时间内的变化趋势；八角图是通过参数间的耦合关系、图形变化特征反映装置的运行状态。

但现有的状态监测问题如：在越限报警方面不能根据运行工况变化而变化，有些参数从报警到触发保护时间余量较小；有些报警缺乏智能分析和智能提醒功能，难以满足实际运行需要。针对正常运行工况，设置主要参数显示、设定细化报警区间。系统将根据运行工况自动调整参数限值，系统管理人员也可以根据需要自己调整参数区间。通过参数间冗余关系、耦合关系、关联关系，建立智能分析评估功能，分析并给出参数越限报警的原因提醒。

2.2 反应堆特征参数重构分析

核反应堆安全运行的关键是人—机—环境的协调，人员正确操纵的基础是感知装置真实的运行状态。在核动力装置运行过程出现参数显示异常的情形时，需迅速判断到底是功能系统异常还是测控 显示系统自身异常；如果是测控显示系统自身异常引发的问题，则需要根据其他参数开展重构分析给出真实的装置状态特征。核动力系统是一个高度复杂的非线性热能动力系统，具有较强的动态特性。本文重点基于参数耦合关系和在线仿真方法实现丧失参数的重构分析。

2.2.1 基于系统在线仿真的参数重构分析

实际经验表明，两个或多个仪表同时因测控显示系统故障出现指示异常的概率较小，这样当某一参数显示异常时，可以根据与之有关的正常参数，通过耦合关系估算实现丧失参数的重新标定。该方法的基本原理就是根据参数间的耦合关系，建立计算模型，从而根据准确的参数输入获取异常参数的标定，特别适用于重构分析具有明确耦合关系的特征参数，该方法具有模型已解读、计算速度快等特点。如果有两个或多个特征参数同时异常，则要重点分析是否是装置功能系统发生异常。

2.2.2 基于耦合关系估算的参数重构分析

仿真计算重构分析的核心工具为核动力系统高精度的模拟分析平台。随着核动力系统模拟仿真技术的发展，模拟计算的效率和仿真精度不断得到提高，在实时计算方面，目前计算机计算能力已经可以满足工程仿真的计算要求。实现基于在线仿真的参数重构方式主要是将在线仿真重构系统的数据与实际核动力装置同步运行，通过匹配对比实现丧失或虚假参数指示的参数重构。在线仿真参数重构系统的总流程如图 2 所示。系统主要划分为 4个单元模块：数据采集与处理、运行工况库、人机界面等单元模块。各个单元模块之间不是孤立存在的，系统调入初始运行状态后提取特征参数并进行处理和筛选，将得到的仿真数据存入参考数据库，根据仿真数据与实际运行监测数据的对比分析实现丧失参数的重构，同时判断装置是发生了功能系统异常还是监测仪表的指示错误。如果是发生了功能系统异常，则可进一步开展典型事故的特征匹配分析，判断装置功能故障的类型，预测事故安全特征。

图2 基于在线仿真的参数重构分析流程Fig.2 The analysis flow for parameter reconstruction based on online simulation

比如稳压器水位信号，稳压器水位是一回路系统非常重要的监测参数，稳压器水位的变化可直接反映核动力系统运行状态的改变，操纵员根据稳压器水位及其他运行参数的辅助可预测反应堆的运行瞬变，然而，在某些运行瞬态，稳压器内由于汽水混合现象会造成假水位或超量程水位问题，需要重构标定。

核动力装置一回路系统是一个相对封闭的系统，正常功率运行时与外界几乎没有物质交换，只有能量交换，因此其参数间存在很强的耦合关系，利用这种耦合关系可以重构该参数，首先利用系统正常运行时，记录的堆进出口温度、回路流量，稳压器温度，稳压器压力、核功率等与稳压器水位相关的一回路参数，改进和使用支持向量回归智能学习算法，学习挖掘上述参数之间的耦合关系，然后用于在稳压器水位参数丧失时，进行重构分析，其结果如表1～表2 所示。

表1 线性核函数SVR 重构结果Table 1 Reconstruction results by linear kernel function

表2 多项式、RBF 和sigmoid 核函数SVM 重构结果Table 2 Reconstruction results by multinomial,RBF and sigmoid kernel function

采用4 种核函数SVR 算法对测试样本的稳压器水位信号重构总体结果对比，试验结果表明，在反应堆正常工况运行时，稳压器水位与反应堆出口温度、反应堆入口温度、一回路主泵流量、稳压器温度、稳压器压力、核功率符合特定的函数关系，因此可以通过SVR 方法，利用上述信号重构出稳压器水位信号。

2.3 反应堆运行事件智能诊断

运行事件智能诊断模块主要用于实时辨识系统运行状态、诊断事件类型与程度、分析事件进程；对于高度依赖操纵员干预的船用反应堆，该模块是在线核安全支持系统的重要功能模块，主要通过专家系统和智能算法两种途径实施诊断。

专家系统主要是通过建立推理机，综合利用已有的专家知识建立专家系统，按照一定的推理方法去逐步推理，诊断确定事件类型。本文通过梳理船用堆运行事故（事件）的特点，建立了事故分类分级方法，首先将运行事故分为8 类，主要包括：反应性及功率分布异常、反应堆冷却剂流量减少、反应堆冷却剂装量减少、二回路系统排热异常增加、二回路系统排热异常减少、工程安全设施异常、核辅助系统功能丧失、放射性包容失效。针对上述8 类事故，分别开展了事故诱因和始发事件分析，细分确定开展智能诊断研究的始发事件清单，基于层次递进的推理机制建立专家知识规则集。专家知识规则集的建立在于分析提取各种典型事故下特征参数的变化规律，并根据响应规律提取事故判据，建立反向推理机制，用于事故诊断。该方法具有继承核动力装置已有运行经验的优点，可以根据知识库的累积不断丰富诊断内容。

智能算法主要依据核动力装置历史运行数据、仿真计算数据，借助支持向量机等人工智能算法，训练数据驱动的工况判断、故障诊断模型或者网络，通过系统运行参数变化，辨识系统运行状态、异常事件，诊断故障类型。该方法可以识别事故条件下核动力装置的特征参数细微的征兆或判据差异，实现智能诊断分析，经支持向量机的分析方法验证，能算法可以获得较高的诊断效率和准确率，可以作为专家知识不足的有效补充。但该方法严重依赖训练样本与真实事故响应的一致性，对事故过程的高保真分析要求较高。

2.4 堆芯安全裕量分析

堆芯安全裕量研究主要是计算事故进程中的堆芯主要状态量与堆芯安全边界限值的距离，评估采用各种应急对策后堆芯安全状态演变趋势，判断开展后续的堆芯损伤与源项评价计算的必要性和预测突破安全边界限值的时间点。采用系统模拟分析手段，计算了不同工况、各种典型事故下的响应过程，给出了安全裕量特征，形成堆芯安全裕量分析评估数据库。在船用堆发生异常事件（事故）时，可根据事故特征匹配查询给出堆芯安全裕量信息。

2.5 堆芯损伤评价

评估堆芯损伤状态（堆芯无损伤/包壳损伤/燃料过热/燃料熔化），可以为确定核应急的水平、源项等提供比较准确的信息，对核应急指挥决策具有重要意义。与事故进程密切相关的一些特殊参数变化能反映出堆芯的状态演变，堆芯温度、堆芯水位、裂变产物释放情况（安全壳放射性水平）、氢产量。

2.6 辐射后果预测

结合辐射场计算分系统计算结果及地理、气候等信息，对放射性污染区内的人员受照剂量进行评估，评价各种防护行动方案的必要性和有效性。可以根据放射性物质在艇（洞库）内空气中的的浓度场结果，预测评价范围内人员可能的剂量后果，评价人员可能受到的辐射剂量与健康危害。该分系统主要用于在核装备核设施发生核事故情况下，为海军各级指挥部位决策应急处置行动和指导现场救援行动提供辐射后果预测技术支持。该分系统内部主要由艇（洞库）辐射场子系统和环境辐射场计算子系统构成。由源项计算分系统提供源项输入，由外部数据模块提供用于计算的模型参数，如模型尺寸、地形、气象及水文数据。辐射场分系统的过程数据如浓度场数据和计算结果如剂量场数据为可视化分系统和后果评价子系统提供输入。

3 结论

本文根据潜艇核动力装置运行管理的实际需求，基于模块化、数据库、人工智能和可视化编程技术构建了一套艇员级核安全支持系统。主要实现了：

（1）多维信息资源的优化管理；

（2）反应堆运行状态的监测优化；

（3）异常指示参数的重构分析；

（4）异常运行事件的智能诊断分析；

（5）堆芯安全参数的监督分析等功能的设计研究，并集成开发了一套艇员级核安全支持原型系统。

系统整合了大量实际运行数据及事故序列，较准确的核物理与热工水力计算模型，通过友好的人机界面可为船用堆操纵员用户以及运维研究用户呈现各项分析和支持功能，操作方便。并在某型船用核动力装置配套的模拟机上，开展了部署验证，验证工况涵盖启停堆，行进一至行进六功率运行，快速升降负荷运行，失水事故运行，失流事故运行，控制棒引起的反应性事故运行，冷水效应引起的反应性事故运行，蒸汽管道破口事故运行等诸多典型工况，均获得良好的支持效果，具有较强的实用价值。