（核能科学与工程专业论文）核动力装置运行支持数据库技术的研究.pdf

哈尔滨工程大学硕士学位论文 摘要 本文主要研究将数据库技术用于核动力装置的故障诊断及运行管理，并 对该运行支持数据库的应用做了有益的探索。 核动力装置运行过程中，由于其运行环境复杂，影响其正常运行的因素 较多。其运行的安全和管理也在一定程度上依赖于运行人员和管理人员的素 质，缺乏有效的技术后援支持，因而难免对装置的运行效率和经济性产生影 响。同时由于采用手工记泵和经验管理，缺乏行之有效的运行信息管理手段 使大量可用于描述系统动态过程的原始信息资源得不到有效收集和管理，从 而造成在事件处理、故障诊断、设计改进以及安全可靠性分析等诸多方面的 被动局面。在分析了数据库技术发展的基础上，提出将运行支持数据库应用 于核动力装置运行过程中，为核动力装置运行提供必要的数据支持。 本论文的研究主要是针对用于核动力装置的运行支持数据库的设 计部分。主要完成以下几个方面的研究工作： 1 针对核动力装置的特点，对核动力装置一回路的各个系统的主 要故障进行异常信号和特征信息的收集整理。对类似的故障进 行分类对比。这项工作为运行支持数据库系统开发奠定了基础。 2 提出用于核动力装置的运行支持数据库，并对运行支持数据库的 概念结构、逻辑结构、物理结构和程序管理界面进行设计。 3 ，根据运行支持数据库的实际情况，为核动力装置中诊断对象提 出可行故障诊断算法，对运行支持数据库的应用做了有益的探 索和尝试， 本文对运行支持数据库系统的概念和功能进行了介绍，对其主要结 构进行了设计。并且，在已有应用系统上测试了运行支持数据库的可行 性。 关键谒：运行支持数据痒系统；核动力装置；故障特征信息 哈尔滨工程大学硕士学位论文 a b s t r a c t t h i sp a p e rm a i n l ys t u d yt h ea p p l i c a t i o no ft h et e c h n o l o g yo fd a t a b a s ei nt h e f a u l td i a g n o s i sa n dt h eo p e r a t i o nm a n a g eo ft h en u c l e a rp o w e r p l a n t ，a n de x p l o r e t h ea p p l i c a t i o no f o p e r a t i o ns u p p o r td a t a b a s e ， 1 1 1c o u r s eo ft h eo p e r a t i o no f t h en u c l e a rp o w e r p l a n t ，d u et ot h ec o m p l e x i t y o ft h eo p e r a t i o nc o n d i t i o n ，t h e r ea r em a n yf a c t o r sa f f e c t i n gt h er e g u l a ro p e r a t i o n o fi t t h es a f e t ya n dm a n a g eo ft h eo p e r a t i o nd e p e n do nt h eo p e r a t i o np e r s o n n e l s a n dm a n a g e r sq u a l i t yi nac e r t a i ne x t e n d ，a n dl a c ke f f e c t i v et h eb a c k u ps u s t a i no f t e c h n i q u e a sa r e s u l ti ta f 托c tt h ep l a n t so p e r a t i o ne f f i c i e n c ya n de c o n o m i c a tt h e s a m et i m eb e c a u s eo f t h ea d o p t i o no f n o t i n gb yh a n da n dm a n a g i n gb ye x p e r i e n c e ， a n dl a c k i n gt h ee f f e c t i v em a n a g em e a n si no p e r a t i o ni n f o r m a t i o n ，p e o p l ec a nn o t e f f e c t i v ec o l l e c ta n d m a n a g e t h eag r e a td e a lo r i g i n a li n f o r m a t i o no fd e s c r i b i n gt h e d y n a m i cc o u r s eo fs y s t e m t h u sp u t t i n gi t i nt h ep a s s i v ep o s i t i o no ft h es i d e so f e v e n th a n d l i n g ，f a u l td i a g n o s i s ，d e s i g na m e l i o r a t i o na n da n a l y z i n go n t h es a f es i d e o nt h eb a s i c so f a n a l y z i n gt h ed e v e l o p m e n t 。f t h et e c l m o l o g yo fd a t a b a s e ，b r i n g f o r w a r du s i n go p e r a t i o ns u p p o r td a t a b a s ei nt h en u c l e a rp o w e rp l a n tt op r o v i d e n e c e s s a r y d a t as u p p o r tf o rt h eo p e r a t i o no f t h en u c l e a rp o w e rp l a n t t h i sp a p e r ss t u d yi st h ed e s i g np a r to ft h eo p e r a t i o ns u p p o r td a t a b a s e i nt h e n u c l e a rp o w e r p l a n t 。i th a s d o n es o m ew o r ka sf o l l o w s ： 1 。t ot h es p e c i a l t yo ft h en u c l e a rp o w e r p l a n t ，t h i sp a p e r c o l l e c ta b n o r m i t y s i g n a lc h a r a c t e rs i g n a lo f t h e m o s t l y f a u l t o f t h e e v e r ys y s t e m s o f t h e p r i m a r y l o o p s y s t e m s ，a n dc l a s s i f yt h es i m i l a rf a u l tt h e nc o n t r a s tt h e m i ti sv e r yi m p o r t a n t t o t h ed e v e l o p m e n to ft h eo p e r a t i o ns u p p o r td a t a b a s es y s t e m 2 ，b r i n gf o r w a r du s i n go p e r a t i o ns u p p o r td a t a b a s e i nt h en u c l e a rp o w e r p l a n td e s i g nt h ec o n c e p ts t r u c t u r e ，l o g i cs t r u c t u r e ，p h y s i c s s t r u c t u r e ，f u n c t i o n m o d u l ea n dt h em a n a g ei n t e r f a c eo f p r o g r a mo ft h eo p e r a t i o ns u p p o r t d a t a b a s e 3 o nt h eb a s i so ft h ef a c to ft h eo p e r a t i o ns u p p o r td a t a b a s e ，b r i n gf o r w a r d t h ef e a s i b l ea r i t h m e t i co ff a u l td i a g n o s i sa n de x p l o r et h ea p p l i c a t i o no fo p e r a t i o n s u p p o r t d a t a b a s e 哈尔滨工程大学硕士学位论文 ；j ；i i ；i i ；i ；i ；i ；i i i i ；i ；i j ；i ；i - - i i i ；i ；i 蔷 t h i s p a p e ri n t r o d u c e t h e c o n c e p t a n da b i l i t yo ft h e o p e r a t i o ns u p p o r t d a t a b a s e s y s t e m ，a n dd e s i g nt h em o s t l y s t r u c t u r e t h e nt h i s p a p e r t e s tt h e f e a s i b i l i t yo f t h i sd a t a b a s es y s t e mi na p p l i c a t i o ns y s t e m k e y w a r d a ： n u c l e a rp o w e rp l a n t ；o p e r a t i o ns u p p o r td a t a b a s es y n e m ；f a u l t s c h a r a c t e ri n f d r m a t i o n 哈尔滨工程大学 学位论文原创性声明 本人郑重声明：本论文的所有工作，是在导师的指导下， 由作者本人独立完成的。有关观点、方法、数据和文献等的 引用已在文中指出，并与参考文献相对应。除文中已经证明 引用的内容外，本论文不包含任何其他个人或集体已经公开 发表的作品成果。对本文的研究做出重要贡献的个人和集 体，均已在文中以明确的方式标明。本人完全意识到本声明 的法律结果由本人承担。 作者( 签字) ： 日期：年月曰 哈尔滨工程大学硕士学位论文 1 1 概述 第1 章绪论 运行支持数据库是一个能够为应用系统运行提供包含支持数据的数 据库。在该数据库中的数据按一定的数据模型组织、描述和储存，具有 较小的冗余度、较高的数据独立性和易扩展性，并为各种复杂的应用系 统共享。运行支持数据库不仅要包含应用系统的各种运行特征信息，还 包括多种相关的知识信息。这些运行特征信息为应用系统灼运行提供全 面、可靠的数据支持，并且不影响应用系统运行。而相关的知识信息则 为应用程序进行推理和判断提供充足的知识数据。 核动力装黄是一种复杂的工程系统。核动力装置的运行，需要人员 操纵、监控和维护人与核动力装置设备及周围的环境系统构成一个复 杂的人一机环境系统。所以核动力装置的安全、可靠运行依赖于操作人 员的经验和素质，因此人为失误对核动力装置运行的安全性和可靠性的 影响比比其他因素要大得多。所以运行支持数据库不仅要包含各种工况 下核动力装置的运行特征信息，作为运行支持系统判断装置运行状态、 诊断故障发生部位和原因的知识库，更应该包括相应故障工况下的操作 规程，随时为操作人员提供查询、答疑服务，使运行人员在工作中提高 自己的专业技术水平，为核动力装置的运行提供技术后援储备。 1 1 1 建立运行支持数据库的目的 建立运行支持数据库的主要目的就是为些技术密集、结掏复杂的 应用系统( 如核动力装置系统) 提供数据支持。在这些应用系统运行过 程中，往往需要多种相关的知识数据和产生大量的运行数据，这些数据 如果得不到有效的管理，将对系统的运行产生不利的影响，甚至造成不 可预料的事故。而运行支持数据库可以为这些应用系统的运行提供安全、 可靠的保障。 1 1 2 建立运行支持数据库的任务 建立运行支持数据库的主要任务就是在相应的开发工具的支持下， 眙尔滨工程大学硕士学位论文 按照应用的要求设计一个结构合理、使用方便、效率较高的数据库及其 应用程序。其中主要包括数据库概念设计、逻辑设计、物理设计和管理 程序设计。该运行支持数据库可以借助计算机和数据库技术科学地保存 和管理应用系统所需的大量的、复杂的数据，以便方便而充分地利用这 些宝贵的信息资源。 1 1 3 运行支持数据库在核动力装置运行中的应用 核动力装置运行过程中，由于其运行环境复杂，影q 趣其正常运行的 因素较多。其运行的安全和管理也在一定程度上依赖于运行人员和管理 人员的素质，缺乏有效的技术后援支持，因而难免对装置的运行效率和 经济性产生影向。同时由于采用手工记录和经验管理，缺乏行之有效的 运行信息管理手段，使大量可用于描述系统动态过程的原始信息资源得 不到有效收集和管理，从而造成在事件处理、故障诊断、设计改进以及 安全可靠性分析等诸多方面的被动局面。所以将运行支持数据库应用 于核动力装置运行过程中，为核动力装置运行提供必要鹳数据支持。 为核动力装置提供运行支持的该数据库的基本原理是：运行支持数 据库将从核动力装置综合管理系统中实时地取得的运行数据，存放在动 念数据表中，运行状态监测单元将获取的核动力装置运行信息与从运行 状态数据库中提取的特征信息进行比较。判断核动力装置运行是正常还 是异常；如果运行正常，通过智能化人机界面向操作人员显示正常信息。 在特殊工况下运行时，操作人员可通过人机界面咨询操作规程以及预期 的运行状态， 乍为操作运行的参考。z j 1 2 课题背景 核动力装置是一个复杂的大系统，其运行空间狭小，对其安全性能 要求很高。而核动力装置所涉及到的理论有核反应堆物理、传热学、流 体力学、工程热力学、力学、运行梯形图原理、电气工程、控制理论及 计算机等并且多数设备与系统具有非线性、时变性、耦合性和不确定 性等特点使得传统的控制理论和方法在船用核动力装置的应用中，没 有使动力装置的安全性能达到最佳的状态。且核动力装置在大幅度变负 荷运行过程中，系统的参数变化幅度较大，尤其是一回路和二回路的压 力变化较大，从而使得核动力装置的安全性较低，不能很好地发挥出核 2 哈尔滨工程大学硕士学位论文 动力装置应有的作用。同时，要求操作人员具有很好动力装置的知识和 操作经验以处理船用核动力装置可能出现的故障。旦发生故障，梅给 操作人员带来了很大的压力。【3 由于核动力装置在运行过程中可产生比设计功率高缛多的功率，及 裂变释能过程同时伴有放射性辐射及放射性废物，因而核动力装置的安 全性能及防止放射性核素对环境的影响一直是核能界关注的重要问题。 由子核动力装置的复杂性和在运行过程中所出现的各种事件部需要操纵 员去干预，操纵员必须对各个系统在各种情况下的运行状态了如指掌， 而且对各种可能发生的故障及其原因也报熟悉，才能对可能出现的事件 或事故进行及时、准确的判断，因而对操纵员的要求很高。从另一方面 来说，装置的复杂性也是造成操纵员误刿断、误操 乍的一个重要原因， 核装置的仪器仪表众多，在故障状态下，操纵员可能无法从众多而分散 的仪表信息中认清事故的本质，从而造成误判断，执行了错误的规程， 导致停堆事故，严重的，可能造成反应堆烧毁，放射性物质大量释放的 事故。 4 j 所以需要运行支持数据库随时为操作人员提供查询、答疑服务， 使运行人员在工作中提高自己的专业技术水平，为核动力装置的运行提 供技术后援储备。 数据库技术是数据管理的最新技术，是计算机科学的重要分支。今 天，信息资源已成为各个部门的重要财富和资源。建立一个满足各级部 门信息处理要求的行之有效的信息系统业成为一个企业或组织尘存昶发 展的重要条件。因此，作为信息系统核一心和基础的数据库技术得到越来 越广泛的应用。从小型单项事务处理系统到大型信息系统，从联机事务 处理到联机分析处理，从一般企业管理到计算机辅助设计与制造、计算 机集成制造系统、办公信息系统、地理信息系统等，越来越多新的应用 领域采用数据库存储和处理它们的信息资源。对于一个国家来说，数据 库的建设规模、数据库信息量的大小和使用频率已成为衡量这个国家信 息化程度的重要标志。【5 l 数据库技术是从2 0 世纪6 0 年代中期产生至今已有3 0 多年的历史。 数据库的第一代为网络型、层次性数据库，第二代位关系数据库，第三 代为面向对象的数据库。数据模型是数据库的核心与基础。数据模型的 发展经历了格式化数据模型( 包括层次数据模型和网状数据模型) 、关系 数据库模型两个阶段，正在走向面向对象的数据模型等非传统数据模型 哈尔滨工程大学硕士学位论文 阶段。第代和第二代数据库的数据模型虽然描述了现实世界数据的结 构和一些重要的相互关系，但是仍然不能捕捉和表达数疆对象所具有的 丰富而重要的语义，因此只能属于语法模型。而第三代数据库可以以丰 富的数据模型和强大的数据管理功能，满足传统数据痒难以支持的螽的 应用要求。 从2 0 世纪5 0 年代中期以前，计算机主要用于科学计算。没有操作 系统，没有管理数据的软件：数据处理方式是批处理，是人工管理数据。 人工管理数据具有数据不保存、数据不共享和数据不具有独立性的缺点。 从2 0 世纪5 0 年代后期到5 0 年代中期，这时硬件方面已有了磁盘、磁鼓 等直接存取存储设备；软件方面，操作系统中已经有了专门的数据管理 软件，一般称之为文件系统；处理方式上不仅有了批处理，而且能够联 机实时处理。但是，文件系统管理数据存在数据共享性差和数据独立性 差的缺点。2 0 世纪6 0 年代后期以来，计算机用于管理的规模越泰越大， 应用越来越广泛，数据量急剧增长，同时多种应用、多种语言互相覆盖 地共享数据集合的要求越来越强烈。这时硬件已有大容量磁盘，硬件价 格下降：软件则价格上升，为编制和维护系统软件及应用程序所需的成 本相对增加；在处理方式上，联机实时处理要求更多，并开始提出和考 虑分布处理。在这种背景下，以文件系统作为数据管理手段已经不能满 足应用的需求，于是为解决多用户、多应用基享数据的需求，使数据为 尽可能多的应用服务，数据库技术便应运而生。出现了统一管理数据的 专门软件系统一数据库管理系统。用数据库来管理数据比文件系统具 有明显的优点从文件系统到数据库。标志着数据管理技术的飞跃。 6 1 从六十年代末期开始，数据库的研究和开发已经走过了三十多年的 历程，经历了三代的演变，取得了辉煌的成就，形成了数百亿美元的产 业。数掂库技术和系统已经成为世界各国信息基础设施的核心技术和重 要基础。三十多年来，随着计算机系统硬件技术的发展、i n t e r n e t 和w e b 技术的发展、数据痒歇管理的数据以及应累环境翰不断变化，数据痒技 术的研究和开发非但未枯萎，反而大有方兴末艾之势，新的问题不断出 现。新的研究成果层出不穷，一言以蔽之，数据库是一个吕新只异的五舞 究领域。 从第个数据库诞生至今数据库一直是一个十分活跃的研究领域， 大量的研究成果不断涌现，每年都有数千篇学术论文在重要学术会议和 哈尔滨工程大学硕士学位论文 学术刊物上发表，每隔几年就会出现一大批新的挑战性问题，随之又会 出现大量解决这些问题的研究成果和新产品。数据库是一个日新月异的 研究领域。在数据库诞生二十年后，即1 9 9 0 年，一些世界著名数据库专 家举行了一个研讨会对数据库研究领域进行了认真分析，向数据库界 提交了一份具有深刻影响的报告。这个报告总结了数据库研究领域的成 就，分析了数据库研究领域面临的挑战，提出了新的研究方向和问题。 这个报告使数据库研究领域进入了一个新时期，取得了新的辉煌成就。 五年以后，即1 9 9 5 年，世界著名的数据库专家举行了第二次研讨会，总 结了五年来数据库领域的新成就，分析了数据库领域面临的新挑战，提 出了更新的研究方向和问题。三年以后，即1 9 9 8 年，世界著名的数据库 专家举行了第三次研讨会，总结了三年来数据库领域的新成就，分析了 数据库领域面临的新挑战，提出了崭新的研究。 数据库诞生3 0 年来。数据库应用环境的变化可谓巨大。最初的数据 库主要用于银行管理、飞机定票等事务处理环境。进入八十年代以后， 出现了一大批新的数据库应用，如工程设计与制造、软件工程、办公室 自动化、实时数据管理、科学与统计数据管理、多媒体数据管理等。新 应用迫使人们开始了新代数据库的研究。并取得了很大的成绩，大量 的数握库新技术已经出现。进入九十年以来，数据库应用环境发生了巨 大的变化，i n t e r n e t w e b 向数据库领域提出了前所未有的挑战，一大批 新一代数据库应用应运丽生，如支持高层决策的数据仓库、o l a p 分析、 数据挖掘、数字图书馆、电子出版物、电子商务、w e b 医院、远程教育、 虚拟现实、工作流管理、移动数据库、w e b 上的信息管理与检索等。新 一代应用提出的挑战极大地激发了数据库技术的研究和开发者，使数据 库技术的研究和开发出现了一个新的高潮。 7 - 8 】 1 3 研究内容 本论文的研究主要是针对核动力装置的运行支持数据库的设 计部分，其相关内容为一回路各系统的主要故障和运行信息。本课 题的主要研究内容包括以下三部分： 1 针对核动力装置的特点，对核动力装置一回路和二回路装置 各系统作了介绍，并对一回路的各个系统的主要故障进行异 常信号和特征信息的收集整理。对类似的故障进行分类对 哈尔滨工程大学硕士学位论文 i ；i i ；t t ； 比。 2 对运行支持数据库的概念结构、逻辑结构、物理结构和程序 管理界面进行设计。 3 ，根据运行支持数据库的实际情况，为核动力装置中诊断对象 提出可行故障诊断算法。并且，为了测试该运萼亍支持数据 库的可行性，在某海洋信息管理系统运行中调用该数据库提供 数据支持。 1 4 研究步骤 本课题的研究步骤可分为三部分：相关知识搜集和整理、系统设计、 系统实现和应用检验，具体如下： 1 相关知识搜集和整理：这一阶段主要工作是调研运行支持数 据库的基本开发方法，并根据核动力装置的特点，提出相 应的解决方案并讨论其可行性。 2 系统设计：系统设计阶段主要完成以核动力装置为对象的 运行支持数据库的设计。相应的程序管理界面设计以及选择 合适的系统开发工具。 3 系统实现和应用检验：这一阶段主要工作是提出运行支持数 据库在核动力装置故障诊断中的应用方法和利用某海洋信息管 理系统及相应的海洋信息来检验该数据库。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 第2 章核动力装置各系统的介绍 核动力装置是一个复杂的大系统，所涉及到的理论有核反应堆物 理、传热学、流体力学、工程热力学、力学、运行梯形图原理、电气工 程、控制理论及计算机等。且核动力装置在大幅度变负荷运行过程中， 系统的参数变化幅度较大，尤其是一回路和二回路的压力变化较大，从 而使得核动力装置的安全性较低。 本章主要对一回路装置各系统作了介绍并对其基本故障做了分析 和整理。也对二回路装置作了简要概述。 一回路系统的功能是通过反应堆冷却剂系统把反应堆堆芯产生的 热量传递给蒸汽发生器的二回路给水，使之产生饱和蒸汽，供给主机和 辅机使用。反应堆冷却剂系统作为一道屏障，防止反应堆冷却剂和放射 性物质不可控制的释放到反应堆舱。并通过设置压力安全系统、余热排 出系统、安全注射系统、补水系统、设备冷却水系统、净化系统、废物 处理系统、一次屏蔽水系统、化学物添加系统、化学停堆系统、取样系 统、去污系统、换料充排水和冷却系统1 3 个辅助系统来保证反应堆冷却 剂系统的正常运行和提供故障保护。 2 1 一回路装置主系统 2 ，1 1 反应堆主冷却剂系统 2 1 1 1 系统功能 反应堆冷却剂系统是一回路系统中的核心系统，也是整个核动力城 嚣中最重要的系统之一。其主要功能如下： 1 将反应堆堆芯产生的热量输送到蒸汽发生器，然后在蒸汽发生器 中将热量传递给二回路系统； 2 在反应堆正常停堆和紧急停堆时，与余热排出系统共同运行，导 出反应堆和一回路余热； 3 在一回路发生失水故障，运行安全注射时，作为向堆芯注水通道， 而在再循环阶段则构成堆芯冷却回路； 4 反应堆冷却剂系统形成的压力边界，承受正常运行和运行瞬变时 哈尔滨工程大学硕士学位论文 冷却剂的温度和压力，并防止放射性物质向反应堆舱和二回路泄漏： 5 反应堆内的冷却剂作为中子的慢化剂和反射层。 2 1 1 2 系统流程描述 系统内的反应堆冷却剂分别由每条环路的一台主泵驱动从环路的 冷段进入反应堆，在反应堆内从下向上通过堆芯并被加热。然后，热的 反应堆冷却剂从堆芯的上部的反应堆出口分别经过由两条环路的热段进 入各自的蒸汽发生器一次侧，在流过蒸汽发生器的传热管时，将热量传 递给二次侧给水并使之产生饱和蒸汽供二回路使用。被二回路给水冷却 了的反应堆冷却剂离开蒸汽发生器，经由过渡段返回到主泵的入口构成 反应堆冷却剂的循环。 主慕汽东统 一一一一。一一1 一一一一一一一一1 l 一反应堆；2 一堆芯；3 一n o ，1 蘸扎役啦器：4 m 、2 嘏i 7 e 发协器： 5 一稳“器；6 一主冷却刺聚：7 一商j k 纷水加热嚣；s 一主纷水袋 出 图2 1 反应堆主冷却剂系统流程图 2 i 1 3 主要故障的现象 1l o c a 一回路管道破裂： 1 ) 主回路压力下降。因主回路管道破裂后，一次冷却水以音速向外 喷射，故压力下降速度变快，当压力将到某一额定值时有报警提示，并 且有报警后压力仍急剧下降； 哈尔滨工程大学硕士学位论文 2 ) 堆舱的温度升高； 3 ) 堆舱的压力升高。压力升高到一定时控制台发出报警： 4 ) 堆舱的放射性吸收剂量水平迅速升高，并出现报警。因一回路带 有放射性的水进入堆舱后，使堆舱吸收剂量水平升高，仪表可监测并给 予报警； 5 ) 堆舱舱底水位升高。从破口出来的高温高压水，一部分变为蒸汽， 一部分凝结成水流到舱底，使舱底水位升高。中央控制台上有舱底水位 的信号报警； 6 ) 稳压器水位下降： 7 ) 主泵工作电流减小。一回路冷却剂通过破口泄漏到堆体外，堆芯 冷却剂减少，随着主泵的工作流量下降，引起主泵的负荷减少，泵的工 作电流也相应减少，或主泵的转速增加。这样就可以根据主泵的流量表、 电流表的工作状态指示来判断： 8 ) 二回路蒸汽流量明显下降。由于一部分冷却剂流出系统之外，使 之主冷却剂系统在蒸汽发生器内热交换的能量减少，因此二回路的蒸汽 流量也随之减少。从二回路蒸汽流量表指示也可予以监溅。 发生失水故障后，前面六种现象将很快的反映出来。后两种现象只 有到了后期才有较明显的反应。如果同时出现六神现象，便可明确的判 断是发生了失水故障。 2 左环路蒸汽发生器管板与管间隙处泄漏：二回路左环路有放射 性。 3 ，右环路蒸汽发生器管板与管间隙处泄漏：二回路右环路有放射 性。 4 左环路蒸汽发生器u 型管破损：二回路左环路放射性吸收剂量 水平升高：辅机舱放射性吸收剂量水平升高；左环路蒸汽发生器二 次侧压力升高：稳压器压力下降；稳压器水位下降；泄放水放射性 吸收剂量水平升高。 5 右环路蒸汽发生器u 型管破损：二回路右环路放射性吸收剂量 水平升高；辅机舱放射性吸收剂量水平升高；右环路蒸汽发生器二 次侧压力升高；稳压器压力下降；稳压器水位下降；泄放水放射性 i 殁收剂量水平升高。 6 燃料包壳破损：回路放射性吸收莉量水平升高。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 ；i ；i i ；i i 日i i ai i ；： j； 7 左环路主管道止回阀泄漏：左环路流量下降。 8 右环路主管道止回阁泄漏：右环路流量下降。【9 】 2 1 ，1 4 主要故障的特征信息 表2 j 主冷却裁系统主要故障特征信息 故障名称 特征信息 主回路压力下降 堆舱的温度升高 堆舱的压力升高 l o c a 回路管道破裂 稳压器水位下降 堆舱舱底水位升高 堆舱的放射性吸收剂量水平迅速升高 左环路蒸汽发生器管板与 管问隙处泄漏 二回路左环路有放射性 右环路蒸汽发生器管板与 管问隙处泄漏 二回路右环路有放射性 二回路左环路放射性吸收剂量水平升高 鞴杌舱放射性吸收剂量水平升高 左环路蒸汽发生器u 型管左环路蒸汽发生器二次侧压力高 破损稳压器压力下降 稳压器水位下降 泄放水放射性吸收剂量水平升高 二回路右环路放射性吸收帮量水平乡 高 辅机舱放射性吸收剂量水平升高 右环路蒸汽发生器u 型管右环路蒸汽发生器二次侧压力高 破损稳压器压力下降 稳压器水位下降 泄放水放射性吸收刘量水平于 高 燃料包壳破损一回路放射性吸收剂量水平升高 左环路主管道止回阀泄漏左环路流量下降 右环路主管道止回阀撞潺右环路流量下海 补充，l o c a 一回路管道破裂故障与在堆舱内的主蒸汽管道破 裂故障的故障特征信息相似，下面进行一下区分：当发生兰蒸汽管 道破裂故障时，同样有主回路压力下降、堆舱温度升高、堆舱压力 升高、二回路蒸汽流量明显下降等特征信息，但当发生一回路管道 破裂故障时，有堆舱的放射性吸收剂量水平迅速升高特征信息。而 i 口 哈尔滨工程大学硕士学位论文 当发生主蒸汽管道破裂故障时却没有这条特征信息。 2 1 ，2 压力安全系统 2 1 2 1 系统功能 压力安全系统是反应堆及一回路系统的主要辅助系统之一，在反应 堆及一回路系统启动、稳态功率运行、正常功率变化、停堆和故障工况 下。本系统具有压力调节和压力保护的功能；同时还具有除去反应堆冷 却剂中的放射性气体的功能。 1 压力调节 1 ) 在反应堆和动力装置启动的过程中，按升温升压的控制要求，提 高反应堆冷却剂系统的压力： 2 ) 在反应堆和动力装置停止运行过程中，按降温降压的控制要求，降 低反应堆冷却剂系统的压力； 3 ) 在反应堆和动力装置稳态运行及正常功率变化的过程中，补偿冷却 剂的膨胀或收缩，使反应堆冷却剂系统的压力变化限制在允许范围内： 4 ) 在反应壤短期停堆觏闻，维持及应堆冷却裁系统必需的压力。 2 压力保护 在反应堆和动力装置因负荷变化引起反应堆冷却剂系统压力斟烈上 升或下降时，防止超压损坏系统设备或堆芯出口处产生体积沸腾。 3 除气和贮水 除掉溶解于反应堆冷却荆中的有害气体：补偿反应堆及一回路系统 泄漏损失。 2 1 22 系统流程描述 稳态运行时，用电加热控制稳压器中蒸汽和水的饱和参数，实现对 反应堆玲卸系统的压力调节；瞬时功率变化时，用蒸汽的可压缩性和喷 雾冷凝或用电加热器加热，限制压力波动的幅值在允许范围内。 在一毁故障工况一f ，释竣阀开启，使稳压器镪压力降低而不经安全 阀动作。而当压力急剧上升时，安全阀启动，保证系统不超压。 利用稳压器在饱和状态下工作的特性，可以除掉溶解于冷却栽中的 放射性气体，以降低舱室的放射性剂量，保证运行人员的安金。当燃料 元件发土破损后或停堆前。除气过程连续进行。 略尔滨工程大学硕士学位论文 图2 2 压力安全系统流程图 2 。1 2 3 主要故障的现象 1喷雾电磁阀不能开启或堵塞：稳压器压力持续上升：导致释放 阀动作：喷雾电磁阀的状态为关闭。 2 喷雾电磁阀不能关闭：稳压器压力持续下降；导致间断运行组、 启动调节组电加热器投入。喷雾电磁阀的状态为开启。 3间断运行组电加热器烧毁：稳压器压力持续下降；补水泵的状 态为运行，开始补水；其相应的电流为零。 4 启动调节组电加热器部分烧毁：稳压器压力持续下降：恢复负 波动时间延长；其相应的电流为零。 5 稳压器安全阀不能开启：稳压器压力持续上升到其整定值时仍 继续上升。 6 稳压器电动阀不能关闭：稳压器压力持续下降；导致安全注射； 稳压器电动阀的状态为打开。 7稳压器释放蠲不能开启：稳压器匿力持续上升；导致安全阀行 启：稳压器释放阀的状态为关闭。 8 稳压器释放阀不能关闭：稳压器压力持续下降：导致隔离阀关 闭：稳压器释放阀的状态为开启。 堕查鎏三堡查兰堡圭耋堡鎏圣 212 4 主要故障的特征信息 表2 2 压力安全系统主要故障特征信息 故障名称特征信息 喷雾电磁阀不能开启或堵塞喷雾电磁阀的状态为关闭 喷雾电磁阀不能关闭喷雾电磁阎的状态为开启 间断运行组电加热器烧毁其相应的电流为零 启动调节组电加热器部分烧毁 其相应的电流为零 稳压器压力持续上升到其整定 稳压器安全阀不能开启 值时仍继续上升 稳压器电动阀不能关闭稳压器电动阀的状态为打开 稳压器释放阀不能开启 稳压器释放阀的状态为关闭 稳压器释放阀不能关闭 稳压器释放阀的状态为开启 2 13 余热排出系统 2131 系统功能 当反应堆进入冷停闭的第二阶段由余热排出系统导出堆芯的剩余发 热，水和一回路设备中的显热以及运行的主泵给一回路水提供的热量。 当反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路 水保持在冷态温度。 在堆芯换料后，把换料水池水排送回换料水箱：当主泵停止时，余 热排出系统可使一回路硼浓度均匀化，另外，由于和化学和容积系统相 连，当一回路压力过低冷却剂难以通过高压下泄i l 板时，可排放和净化 一回路冷却剂。 2 13 2 系统流程描述 当本系统投入时，依赖于一台主泵的低速绕组与一台余热排出泵的 运行，部分冷却剂从主泵出口通过余热排出泵升压后，流过余热排出冷 却器，并回到主泵的入口。反应堆堆芯余热由流经余热排出冷却器的这 部分冷却剂传给海水或设备冷却水，海水来自二回路海水系统，流经余 热排出冷却器后返回海水系统排出舷外。需要时，可使设备冷却水系统 进出1 5 1 总管与余热排出系统相连接，则可实现用设备冷却水冷却余热排 出冷却器。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 图2 3 余热排出系统流程图 2l ，3 3 主要故障的现象 1 余热排出泵不能启动：余热排出泵的运行状态为关闭：余热排 出管出口冷却剂温度降低；稳压器压力升高。 2余热冷却器传热管破损：海水出口温度升高；海水出口辐射剂 量高。 3系统左入口隔离阀故障关闭：余热排出泵入口压力减少；稳压 器压力升高；海水出口温度降低；系统左入口隰离阀状叁为关阕。 4 系统右出口隔离阀故障打开：余热排出泵出口压力降低。系统 右出口隔离阀状态为打开。 5系统左出口隔离阀故障关闭：余热排出泵出口压力升高：稳压 器压力升高；海水出口温度降低。系统左出口隔离阀状态为关闭。 6海水入口电动闸阕故障打开：海水出口温度降低；余热排出管 出口冷却剂温度降低：海水入1 ：3 电动闸阀的状态为打开。 7 海水出口电动闸溺故障关闭或未能全打歼：余热捧出管出口冷 却剂温度高；海水出口温度商；稳压器压力升高；海水出口电动闸 阀的状态为关闭。 8 余热泵入口隔离阀故障关闭：余热排出泵出口管压力降低；稳 哈尔滨工程大学硕士学位论文 压器压力升高；海水出口温度降低；余热排出管出口冷却剂温度降 低：余热泵入口隔离阀的状态为关闭。 9 余热泵出1 2 1 隔离阀故障关闭：余热排出管出口冷却剂温度降 低；稳压器压力升高；海水出口温度降低；余热排出泵出口压力升 高：余热排出泵出口隔离阀的状态为关闭。【1 ，9 】 2 134 主要故障的特征信息 表2 3 余热排出系统主要故障特征信息 故障名称 特征信息 余孰排m 磊不能启甜j 余热排出泵的运行状态为关闭 海水出口温度升高 余热冷却器传热管破损 海水出口辐射剂量高 系统左入口隔离阀故障关闭 系统左入口隔离阀状态为关闭 系统右出口隔离阀故障打开系统右出口隔离阀状态为打开 系统左出口隔离阀故障关闭系统左出口隔离阀状态为关闭 海水入口电动闸阀的状态为打 海水入口电动闸阀故障打开 开 海水出口电动闸阀故障关闭或海水出口电动闸阀的状态为关 未能全打开闭 余热泵入口隔离阀的状态为关 余热泵入口隔离阀故障关闭 闭 余热泵出口隔离阀的状态为关 余热泵出口隔离阀故障关闭 闭 补充。这些特征信息中，海水出口温度、海水出口辐射剂量、 没有进行数据采集，故在进行故障判断时需对这两个测点的数据进 行采集处理。 214 安全注射系统 2 1 4 1 系统功能 安全注射系统又可称作紧急堆芯冷却系统，它的主要用途是： 当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水故障时，安 全注射系统能为堆芯提供应急的和持续的冷却，在故障发生的第一 阶段，尽快将硼水直接注入堆芯，并在一定时间后，过渡到第二阶 哈尔滨工程大学硕士学位论文 i ；暑i 高i ；i i i i i i ；i ；j ；i i 宣；i ；= 薯i ；i 暑薯i i i ；离罱i i ；i i i ；- e i 赢 段利用积聚在堆舱地坑里的水再循环，防止燃料元件包壳因堆芯 失水而烧毁。 当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄漏，以保 持稳压器内的水位。 发生蒸汽管道破裂故障时，安全注射系统能将含高浓度硼酸的 水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应 堆重返i 临界。 2 1 4 2 系统流程描述 系统运行流程： 1 高压安全注射分系统 当稳压器发出低水位信号时，高压安全注射分系统投入，自动启动 一台高压安全注射泵从过渡段向堆芯注入冷却水：当水位继续下降到某 一特定水位时，手动启动另一台高压安全注射泵。 2 低压安全注射分系统 当稳压器压力继续下降时，低压安全注射分系统投入。两台低压安 全注射泵先后自动和手动启动，相关阀门开启，系统从二回路各用水舱 吸水，经过安全注射总管从冷段向堆芯注入冷却水，运行一段时间后， 停运指挥舱舱底泵，由一次屏蔽水箱提供冷却水。 3 再循环冷却分系统 低压安全注射分系统运行较长时间以后，反应堆冷却剂系统及反应 堆舱压力、温度均已降低，处于较稳定工况，或者低压安全注射的水源 均已排空以后，运行人员视情况转入再循环冷却分系统。【l 1 5 哈尔滨工程大学硕士学位论文 图2 4 安全注射系统流程图 21 4 3 主要故障的现象 1 低压安注泵不能启动：不能输送冷却水；低压安注泵的状态为停止。 2 1 号电动闸阀故障关闭：安全注射系统警道超压；j 号电动阊闳的状 态为关闭。 32 号电动闸阀故障关闭：安全注射系统管道超压：2 号电动闸阀的状 态为关闭。 4 ，3 号电动闸阎故障关闭：安全注射系统管道超压；3 号电动闸阀的状 态为关闭。 5 1 号电动球阀故障关闭：l 号低压安全注射泵失流；1 号电动球阀的 状态为关闭。 6 ，2 号电动球阀故障关闭：2 号低压安全注射泵失流；2 号电动球阀的 状态为关闭。 坠兰鎏三堡查兰至圭兰堡鎏兰 2 14 4 主要故障的特征信息 表2 4 安全注射系统主要故障特征信息 故障名称特征信息 低压安注泵不能启动低压安注泵的状态为停止 1 号电动闸阀故障关闭1 号电动闸阀的状态为关闭 2 号电动闸阀故障关闭2 号电动闸阀的状态为关闭 3 号电动闸阀故障关闭3 号电动闸阀的状态为关闭 1 号电动球阀故障关闭1 号电动球阀的状态为关闭 2 号电动球阀故障关闭2 号电动球阀的状态为关闭 补充，1 号电动闸阎的功能为截断安全总管：2 号电动闸阀的功能为 隔离安全注射系统和余热排出冷却器入口管道：3 号电动闸阀的功能为 隔离安全注射系统和余热排出冷却器出口管道；1 号电动球阀的功能为 隔离1 # 低压安全注射泵水源管道：2 号电动球阀的功能为隔离2 # 低压安 全注射泵水源管道。 2 1 5 补水系统 2 1 5 l 系统功能 补水系统是反应堆动力装置一回路的主要辅助系统之一，系统的功 能如下： 1 对一回路系统进行初始充水； 2 在反应堆装置启动时，用补水泵为反应堆冷却剂系统进行初始升压； 3反应堆装置正常运行时，补偿反应堆冷却剂的泄漏、取样等损失， 以维持稳压器的水位在正常范围内： 4热停堆和冷停堆过程中，补偿一回路系统水体积的收缩； 5向设各冷却水系统补水： 6 当反应堆冷却剂系统发生小破口失水故障时，对反应堆冷却剂系统 进行高压安全注射； 7向净化系统离子交换器提供充排树脂用水： 8提供仪器、仪表和取样管等的冲洗水； 9 化学停堆过程中，提供化学停堆用水； 1 0 用补水泵将化学物添加系统的化学物注入反应堆冷却剂系统。 哈尔壤工程大学硕士学位论文 i ii i 2 1 5 2 系统流程描述 正常运行时，本系统由二回路辅凝水泵供水，经补水冷却器冷 却到某一温度以下，在经过补水离子交换器除盐、除氧后，成为合 格的去离子水，然后用一台补承泵 入反应堆冷却莉系统。正常补 水是经过净化系统的再生式热交换器余热后进入反应堆冷却剂系 统。净化系统隔离时，通过备用水管，经余热排出系统向反应堆冷 却剂系统补水。 两台驳运泵作为补水泵的前置泵，当二回路停运或二回路来水 压力不足时，可手动启动驳运泵从备用水舱或辅凝水泵出口抽水。 当供水中的含氧量高于氧表的整定值时，氧表会发出警报，此 时应开关相应的阀门，使来水先经过除氧离子交换器，再经除盐离 子交换器流到补水泵入口。 本系统和反应堆冷却剂系统初次充水是在码头上进行的。充水 管与码头水源接通后，打开相应的阀门，水便进入反应堆冷却剂系 统。 图2 5 补水系统流程图 哈尔滨工程大学硕士擎位论文 2 1 5 3 主要故障的现象 1 补水驳运泵故障：补水系统压力升高；补水驳运泵的状态为关闭。 2 补水冷却器故障：补水冷却器出口水温过高。 3 除盐离子交换器故障：除盐离子交换器出水量变小。 4 除氧离子交换器故障：除氧离子交换器出水量变小。 5 树脂捕捉器故障：补水通过该过滤器压降过大。 6 补水泵故障：补水系统压力过高；补水泵的状态为关闭。 2 1 5 4 主要故障的特征信息 表2 5 补水系统主要故障特征信息 故障名称特征信息 补水驳运泵故障补水驳运泵的状态为关闭 补水冷却器故障补水冷