【技术实现步骤摘要】
本申请涉及核电厂安全监测，具体涉及一种用于核电厂冷却剂损失事故的破口预警分析方法及装置。
技术介绍
1、在核电厂正常运行工况下，操作员需要对核反应堆的整体状态进行监视，以确定核反应堆处于正常的运行状态。一旦发现核反应堆发生状态异常后，需迅速对核反应堆的状态进行诊断和分析，以确定异常/故障/事故的原因和来源。并及时通过人工干预手段排除故障或将核反应堆带入并维持在安全状态下。而在核电厂安全事故中一回路冷却剂丧失属于严重安全事故，其极大影响核反应堆安全。
2、主回路冷却剂丧失(loss of coolant accident,loca)是指反应堆主回路存在破口，冷却剂补充能力不足以弥补从破口的流失量，使堆芯逐渐失去冷却发生事故。它可能会导致反应堆冷却失效，核反应堆过热，造成核燃料熔化甚至核泄漏。也可能导致系统压力升高，引发爆炸或其他设备损坏，加剧事故情况，甚至可能引发连锁反应，影响到其他部分设备，扩大事故范围和影响。因此，需要采取有效措施来预防和处理此类事故，确保核电厂安全稳定运行。一方面需要对loca事故实现预警和诊断，以及时提醒操作员干预，另一方面需及时对loca事故的破口大小进行识别，以便针对loca事故采用适当干预措施，降低事故范围。
技术实现思路
1、为克服上述现有技术的不足，本申请提供了一种用于核电厂冷却剂损失事故的破口预警分析方法及装置，具体采用如下技术方案：
2、一种用于核电厂冷却剂损失事故的破口预警分析方法，其包括如下步骤：
3、确定
4、采集不同运行时段下变工况的历史正常运行数据分别作为训练集和测试集，利用训练集对堆芯运行模型进行训练获得故障预警模型；
5、利用测试集对故障预警模型进行校验，若校验通过，则进行下一步骤；若校验不通过，则重新选择训练集，并训练获得新的故障预警模型；
6、基于历史正常运行数据计算故障预警模型的输出数据与实际数据的欧氏距离；
7、判断对应运行时段下的欧式距离与预设阈值大小，若欧式距离小于预设阈值，则判定发生冷却剂损失事故，并进行下一步骤；若欧式距离大于或等于预设阈值，则判定未发生冷却剂损失事故；
8、当发生冷却剂损失事故时，计算主回路降压速率和稳压器液位下降速率；
9、对主回路降压速率和稳压器液位下降速率进行排序确定破口大小，所述破口大小包括微破口、小破口、中破口以及大破口；
10、可选的：所述历史运行数据至少包括安全壳放射性、安全壳压力、稳压器液位、主回路压力以及主蒸汽压力。
11、可选的：利用测试集对故障预警模型进行校验时，采用安全壳压力、稳压器液位以及主蒸汽压力进行校验。
12、可选的：所述计算故障预警模型的输出数据与实际数据的欧氏距离的步骤为：
13、
14、其中d为故障预警模型的输出数据与实际数据的欧氏距离；为运行时段i对应的实际数据；为在运行时段i时故障预警模型的输出数据；n为总运行时段。
15、可选的：所述主回路降压速率的计算步骤为：
16、
17、其中ps为主回路降压速率；p为主回路压力测量值。
18、可选的：所述稳压器液位下降速率的计算步骤为：
19、
20、其中hv为稳压器液位下降速率；h为稳压器液位测量值。
21、可选的：所述对主回路降压速率和稳压器液位下降速率进行排序确定破口大小的步骤包括：
22、设定主回路降压速速率的第一降压速率阈值、第二降压速率阈值和第三降压速率阈值；设定稳压器液位下降速率的第一液位阈值、第二液位阈值和第三液位阈值；
23、分别获取不同运行时段下的主回路降压速率和稳压器液位下降速率；
24、当主回路降压速速率小于第一降压速率阈值，且稳压器液位下降速率小于第一液位阈值时，判断破口大小为大破口；
25、当主回路降压速速率处于第一降压速率阈值和第二降压速率阈值之间，且稳压器液位下降速率位于第一液位阈值和第二液位阈值之间时，判断破口大小为中破口；
26、当主回路降压速速率处于第二降压速率阈值和第三降压速率阈值之间，且稳压器液位下降速率位于第二液位阈值和第三液位阈值之间时，判断破口大小为小破口；
27、当主回路降压速速率处于第二降压速率阈值和第三降压速率阈值之间，且稳压器液位下降速率位于第二液位阈值和第三液位阈值之间时，判断破口大小为小破口；
28、当主回路降压速速率大于第三降压速率阈值，且稳压器液位下降速率大于第三液位阈值时，判断破口大小为微破口。
29、可选的：当基于欧式距离判定发生冷却剂损失事故时，采用安全壳放射性数据进行辅助判断，当安全壳放射性数据呈上升趋势且大于安全辐射阈值时，确认发生冷却剂损失事故。
30、可选的：利用训练集对堆芯运行模型进行训练时采用自适应集成神经网络对堆芯运行模型进行优化。
31、此外本申请还公开一种用于核电厂冷却剂损失事故的破口预警分析装置，其包括：
32、模型建立模块，用于确定核电厂冷却剂损失事故发生时的相关参数及建模参数，构建堆芯运行模型；
33、模型训练模块，用于采集不同运行时段下变工况的历史运行数据分别作为训练集和测试集，利用训练集对堆芯运行模型进行训练获得故障预警模型；
34、模型校验模块，用于利用测试集对故障预警模型进行校验，若校验通过，则进行下一步骤；若校验不通过，则重新选择训练集，并由模型训练模块训练获得新的故障预警模型；
35、第一计算模块，用于基于历史运行数据计算故障预警模型的输出数据与实际数据的欧氏距离；
36、事故判断模块，用于判断对应运行时段下的欧式距离与预设阈值大小，若欧式距离小于预设阈值，则判定发生冷却剂损失事故，并进行下一步骤；若欧式距离大于或等于预设阈值，则判定未发生冷却剂损失事故；
37、第二计算模块，用于计算发生冷却剂损失事故时主回路降压速率和稳压器液位下降速率。
38、破口确定模块，用于对主回路降压速率和稳压器液位下降速率进行排序确定破口大小，所述破口大小包括微破口、小破口、中破口以及大破口。
39、有益效果
40、本申请的技术方案获得了下列有益效果：
41、本申请的破口预警分析方法通过利用变工况的历史运行数据训练获得分析反应堆的主回路降压速率与稳压器液位下降速率可快速识别出破口大小，进而能够在事故发生早期对破口大小进行智能监测及识别，大大降低了核电厂操作员运行任务的难度，提高了核反应堆的自动化和智能化水平，有效保证了核电厂的安全稳定运行，并为少人/无人值守提供了技术基础。
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1.一种用于核电厂冷却剂损失事故的破口预警分析方法，其特征在于，包括如下步骤：
2.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述历史运行数据至少包括安全壳放射性、安全壳压力、稳压器液位、主回路压力以及主蒸汽压力。
3.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，利用测试集对故障预警模型进行校验时，采用安全壳压力、稳压器液位以及主蒸汽压力进行校验。
4.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述计算故障预警模型的输出数据与实际数据的欧氏距离的步骤为：
5.根据权利要求4所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述主回路降压速率的计算步骤为：
6.根据权利要求4所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述稳压器液位下降速率的计算步骤为：
7.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述对主回路降压速率和稳压器液位下降速率进行排序确定破口大小的步骤包括：
8.根据权利要求5所述的破口预警分析方法，其特征在于，当基于欧式距离判定发生冷却剂损失事故时，采用安全壳放射性数据进行辅
9.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，利用训练集对堆芯运行模型进行训练时采用自适应集成神经网络对堆芯运行模型进行优化。
10.一种用于核电厂冷却剂损失事故的破口预警分析装置，其特征在于，包括：
...【技术特征摘要】
1.一种用于核电厂冷却剂损失事故的破口预警分析方法，其特征在于，包括如下步骤：
2.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述历史运行数据至少包括安全壳放射性、安全壳压力、稳压器液位、主回路压力以及主蒸汽压力。
3.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，利用测试集对故障预警模型进行校验时，采用安全壳压力、稳压器液位以及主蒸汽压力进行校验。
4.根据权利要求1所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述计算故障预警模型的输出数据与实际数据的欧氏距离的步骤为：
5.根据权利要求4所述的破口预警分析方法，其特征在于，所述主回路降压速率的计算步骤为：
6.根据权利要求4所述的破...
【专利技术属性】
技术研发人员：杜鸣，姚植元，赵腾，王泽中，牛玉广，
申请(专利权)人：华北电力大学，
类型：发明
国别省市：
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