（核能科学与工程专业论文）核电厂计算机化操作规程系统研究.pdf

核电厂计算机化操作规程系统研究 r i i t i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i 摘要 核动力装置的运行安全一直是核能界关注的重要问题。核能界进行了许 多卓有成效的研究。其中一个研究领域集中在操纵员对异常事件和紧急工况 的响应。 目前我国核电厂使用基于事件的应急操作规程，这种规程存在不足之处， 世界上主要核电国家都在研制基于征兆的应急操作规程。智能技术在运行领 域中的应用成为操作规程系统的发展趋势。 本文分析了国内外核电厂事故处理规程研究现状，综合运用核动力运行 理论、人工智能理论等多学科知识，对计算机化规程的理论和方法进行了研 究，开发了一套基本的计算机化操作规程系统。本文的主要工作有： ( 1 ) 本文在分析核电厂运行过程的特点后提出开发计算机化操作规程系 统的总体方案，提出的系统的硬件设计和软件选择方案为保证系统的可靠性 提供了基础。 ( 2 ) 本文研究了运行过程中出现的典型异常征兆的诊断方法，提出关键 安全功能异常模糊诊断策略，将专家诊断异常和消除异常的经验归纳整理， 作为计算机诊断异常和提供指导操作的依据。 ( 3 ) 在对核电厂事故分析的基础上，确定六种关键安全功能如水装量、 次临界、功率导出、蒸汽发生器完整性、蒸汽发生器水装量、安全壳完整性 来评判运行过程工况，并结合专家经验和检测条件，确定了各类别的表征参 数。 ( 4 ) 运用v x w o r k s 系统和c + + 语言进行编程，程序在仿真机上进行调试 并实现规程的计算机化显示。最后对实验结果进行了分析和探讨。通过实验 程序实现了预想的功能，系统可根据事故的征兆给出相应的操作指导，提高 了规程使用的有效性和处理事故的可靠性。 ( 5 ) 计算机化规程系统能够存储和显示正常操作规程和应急操作规程， 并且比文本规程显示更多的信息。多种显示元素的使用克服了文本规程手册 的限制。利用彩色图形窗口技术向操纵员提供规程信息，还可以显示出提示 和报警信息。运行状态图与规程的结合能够给操纵员提供操作的反馈，帮助 操纵员理解装置整体状态。 本文的研究内容和结论对于我国核电厂的运行安全的提高有着十分重要 的理论意义与实用价值。 关键词：核动力装置；应急操作规程；计算机化规程；征兆导向规程 哈尔滨工程大学博十学位论文 a b s t r a c t t h ei m p o r t a n tp r o b l e mh a sb e e np a i da t t e n t i o nt om a n a g i n gt h es a f e t yo f n u c l e a rp o w e rp l a n t sa 1 1t h r o u g h m a n ye f f i c i e n ts t u d i e sh a v e b e e nd o n ei nn u c l e a r e n e r g y o n eo ft h er e s e a r c ha r e a sh a sb e e nf o c u s e do no p e r a t o r s r e s p o n s et o a b n o r m a le v e n t sa n de m e r g e n c ys i t u a t i o n s a tp r e s e n te m e r g e n c yo p e r a t i n gp r o c e d u r e s ( e o p lu s e di nc h i n e s en u c l e a r p o w e rp l a n t sa r eb a s e do ne v e n t s ，t h e s ep r o c e d u r e sh a v es h o r t c o m i n g s m a j o r c o u n t r i e sw h i c hh a v en u c l e a rp o w e rp l a n t sa r ed e v e l o p i n gt h es y m p t o m - o r i e n t e d e m e r g e n c yo p e r m i n gp r o c e d u r e s t h ea p p l i c a t i o no fi n t e l l i g e n tt e c h n o l o g i e sh a s b e c o m et h ec u r r e n to fo p e r a t i n gp r o c e d u r e ss y s t e m t h er e s e a r c hs t a t u so fe m e r g e n c yo p e r a t i n gp r o c e d u r e so ff o r e i g nc o u n t r i e s a n dc h i n aa r ea n a l y z e di n t h i s p a d e r , t h em e c h a n i s ma n dt e c h n o l o g y o f c o m p u t e r i z e dp r o c e d u r e sa r ei n v e s t i g a t e db yc o m p r e h e n s i v eu t i l i z a t i o no f n u c l e a r p o w e ro p e r a t i o nt h e o r ya n da r t i f i c i a li n t e l l i g e n c e a ne l e m e n t a r yc o m p u t e r i z e d o p e r a t i n gp r o c e d u r e ss y s t e m ( c o p s ) f o rt h eo p e r a t i o no fn p pi sd e v e l o p e d ， w h i c he a r n st h e o r e t i c a ls i g n i f i c a n c ea n dp r a c t i c a lv a l u e t 1 1 em o s tw o r ki n c l u d e s - ( 1 ) t h ei n t e g r a t e dp r o j e c to fe x p l o i t i n gc o p si sp r e s e n t e di nt h i sp a p e r a f t e ra n a l y z i n gt h ec h a r a c t e r i s t i c so fo p e r a t i n gp r o c e s so fn p p , t h es c h e m eo f h a r d w a r ed e s i g na n ds e l e c t i v es o f t w a r ei sb r o u g h tf o r w a r dt op r o v i d e t h e f o u n d a t i o no fe n s u r i n gt h er e l i a b i l i t yo f c o p s ( 2 ) t h em e t h o df o rd i a g n o s i n gt y p i c a la b n o r m a ls y m p t o m so fo p e r a t i o n p r o c e s si si n v e s t i g a t e d ，t h ef u z z yd i a g n o s i ss 仃a t e g yo fa b n o r m i t i e so fs a f e t y f u n c t i o n si sp u tf o r w a r d ，t h ee x p e r i e n c eo fe x p e r t so nd i a g n o s i n ga n dp r o v i d i n g p r o c e d u r e sa r es u m m a r i z e dt ow o r k i n ga st h ed e p e n d e n c eo fc o n g o ld e c i s i o no f c o m p u t e r ( 3 ) t h es i xs a f e t yf u n c t i o n ss u c ha sw a t e ri n v e n t o r y , s u b c r i t i c a l i t y , t h e p o w e rr e m o v a l ，t h es g si n t e g r i t y , t h es g sw a t e ri n v e n t o r y , t h ec o n t a i n m e n t i n t e g r i t yo fo p e r m i n gp r o c e s sa r eu s e dt oj u d g et h es i t u a t i o no fo p e r a t i n gp r o c e s s ， t h ed e t e c t e dv a r i a b l e sf o ri u d g i n ge a c hs a f e t yf u n c t i o na r ec h o s e nd e p e n do n e x p e r i e n c e so fe x p e r t sa n dc o n d i t i o n so fm o n i t o r i n gs i t u a t i o n ( 4 ) t h ev x w o r k ss y s t e ma n dc + + l a n g u a g ea r eu s e dt op r o g r a m m i n g t h e p r o g r a m m ei sd e b u g g e do ns i m u l a t o ra n dt h ec o m p u t e r i z e dp r e s e n t a t i o no f p r o c e d u r e si m p l e m e n t e d f i n a l l yt h er e s u l t s o fe x p e r i m e n t sa r ea n a l y s e da n d d i s c u s s e d t h cp r o g r a m m ea c h i e v e st h ep r o s p e c t i v ef u n c t i o n sb ye x p e r i m e n t s c o p sc a np r o v i d ec o r r e s p o n d i n gp r o c e d u r e sa c c o r d i n gt ot h es y m p t o m so f a c c i d e n t s ，t h ea v a i l a b i l i t yo fu s i n gt h ep r o c e d u r e sa n dr e l i a b i l i t yo fm a n a g i n g e v e n t sa r ei n c r e a s e d ( 5 ) c o p sc a np r o v i d et h es t o r a g ea n dd i s p l a y i n go fn o r m a lo p e r a t i n g p r o c e d u r e sa n de o pa n df u r t h e ri n f o r m a t i o nt h a nt e x tp r o c e d u r e s t h el i m i t a t i o n s i i 核电厂计算机化操作规稗系统研究 ml_ o ft e x tp r o c e d u r e sa r eh u r d l e db ys e v e r a li n f o r m a t i o np r e s e n t a t i o ne l e m e n t s t h e i n f o r m a t i o no fp r o c e d u r e s ，c l e wa n da l a r m sc a l lb ep r o v i d e db yc o l o rg r a p h w i n d o w t h ec o m b i n a t i o no fo p e r m i o ns t a t ec h a r t sa n dp r o c e d u r e s0 f - f e rt h e f e e d b a c ko fo p e r m i o nt oo p e r a t o r sa n dh e l po p e r a t o r st oc o m p r e h e n dt h ew h o l e s t a t eo fn p p t h ec o n t e n t sa n dc o n c l u s i o n so ft h i sp a d e rh a v et h e o r e t i cs i g n i f i c a n c ea n d p r a c t i c a lv a l u et oi m p r o v i n gn p p so p e r a t i o ns a f e t y k e yw o r d s ：n u c l e a rp o w e rp l a n t s ，e m e r g e n c yo p e r a t i n g p r o c e d u r e s ， c o m p u t e r i z e dp r o c e d u r e s ，s y m p t o mo r i e n t e dp r o c e d u r e s i i i 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、数据和文献的引用已在 文中指出，并与参考文献相对应。除文中已注明引用的内容外， 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) ：到色 日期：劬口9 年牟月7 日 哈尔滨工程大学 学位论文授权使用声明 本人完全了解学校保护知识产权的有关规定，即研究生在校 攻读学位期间论文工作的知识产权属于哈尔滨工程大学。哈尔滨 工程大学有权保留并向国家有关部门或机构送交论文的复印件。 本人允许哈尔滨工程大学将论文的部分或全部内容编入有关数 据库进行检索，可采用影印、缩印或扫描等复制手段保存和汇编 本学位论文，可以公布论文的全部内容。同时本人保证毕业后结 合学位论文研究课题再撰写的论文一律注明作者第一署名单位 为哈尔滨工程大学。涉密学位论文待解密后适用本声明。 本论文( 囝在授予学位后即可口在授予学位1 2 个月后口 解密后) 由哈尔滨工程大学送交有关部门进行保存、汇编等。 作者( 签字) ： 刘飞 日期：如o c 年4 月7 日 聊c ：衫 州1 年i 今日 第1 章绪论 第1 章绪论 1 1 计算机化操作规程系统研究意义 核电厂是人类和平利用核能的重要途径之一，对世界经济的繁荣和发展 起着重要的作用。核能是目前最有希望能够大规模替代化石能源的一次能源， 但是目前裂变反应堆具有潜在的放射性危险。危险来自于反应堆内的大量放 射性物质，一旦发生事故这些放射性物质就可能扩散到环境中，就会对人类 构成危险。从核电发展的初期开始，核能界就一直把安全问题置于首位。在 核电厂设计和运行过程中，主要安全目标是防止放射性释放到环境和保护工 作人员与公众的安全，。 核安全主要取决于固有安全性和运行安全两个方面。核电厂在设计阶段 就应当考虑运行中可能出现的人因差错，充分采用固有安全特性，在异常工 况下使反应堆内链式反应自动趋于中止；为了处理在电站设计基准范围内的 异常事件，核电厂使用若干专设安全系统，这些系统在需要时自动启动，在 设计中留有“不要求操纵员立即行动 的时间；但是自动保护不能保证事故 下电站的长期安全和过渡到安全状态，目前核动力装置的安全必须依靠操纵 员的干预晗3 。 运行安全涉及核电厂的各个方面，例如运行管理、运行规程、人员训练、 人因工程、运行经验反馈等，其中人的因素即操纵员的正确操作和响应尤为 重要。据世界核工业领域统计，人因失误占据核电厂运行事故的7 0 左右口1 ， 操纵员行为对核电厂安全的贡献非常重要，因此要非常重视它对核安全的影 响。由操纵员所造成的人因失误可以分为两种类型：一种是“程序性错误”， 这是操纵员违背操作规程进行操作造成的错误：对应心理动机为“疏忽性错 误”，这种错误是操纵员没有掌握规程或玩忽职守造成的，如切尔诺贝利事 故有一系列这类错误，最终导致严重后果。另一种是“知识性错误”，这种 错误是由于认识的原因或操纵员知识水平不够，判断不正确而导致的误操作， 哈尔滨工程大学博士学位论文 对应心理动机为“盲动性错误”，如三哩岛事故，堆芯失水的异常事件被操 纵员判断为满水，关闭了安全注射导致堆芯熔化，属于这一类错误。 三哩岛事故后各核电国家采取了多项技术措施，对应急操作规程进行了 改进，世界上发展核电的先进国家开发了基于征兆的应急操作规程。不过规 程的使用方式基本保持不变，例如操纵员仍然使用打印的文本文件规程，这 种规程限制了给操纵员提供的信息量，增加了操纵员搜索信息的负担；为了 使用正在执行的规程，操纵员必须妥善操作、阅读规程同时执行监督和控制 任务，这些任务增加了操纵员的工作量h 1 。 为了解决这些问题，利用多种技术和界面设计的新方法开发计算机化操 作规程系统是操作规程的发展方向。国外很多研究人员都在开发计算机化操 作规程系统，这种系统能够利用合理的方式为操纵员提供操作规程，减少操 纵员的程序性错误；同时利用智能技术帮助操纵员在紧急情况下作决策，减 少操纵员的知识性错误。计算机化操作规程系统帮助操纵员完成信息检索、 操作过程的监督、检查规程步骤等任务，减轻操纵员的工作负担，有利于提 高核电厂的运行安全。目前我国核电厂操纵员仍然使用文本文件规程，为了 提高我国核电厂的运行安全，我国也应该开展计算机化操作规程系统的研究。 1 2 核电厂运行操作规程的发展 为了保证核安全，目前核电厂有详细的操作规程，运行规程原则上可分 为正常运行规程和应急操作规程两大类。 正常运行规程处理核电厂正常启动和停止、检查和调整、装料和卸料等 工作；应急操作规程处理核电厂异常工况和事故状况瞳1 。 应急操作规程( e m e r g e n c yo p e r a t i o np r o c e d u r e s ，e o p ) 是核电厂发生事 故时核电厂运行人员应遵循的操作指令集，其目的是指示操纵员采取正确的 操作以防止事故进一步扩大或恶化，缓解事故后果，将释放到环境中的放射 性剂量限制到最低程度。应急操作规程为操纵员对异常事件的适当响应提供 依据，指导操纵员根据仪控系统和显示系统提供的信息进行事故诊断并采取 行动防止或缓解对电厂的损害，避免操纵员犯第二类错误，以保证反应堆处 于安全状态控制事故的规模，限制减少事故的后果，保证反应堆的冷却。 应急操作规程除了提供指导操作功能外，同时提供诊断功能，即按照主 2 星! 童堑笙 要讯息( 主要参数变化) 进行预定的逻辑诊断。由诊断得出什么初因事件导致了 异常工况? 核电厂的安全功能有否丧失? 核电厂处于何种状态? 这种诊断是 多重性的，而且非常实用。 三哩岛事故在事故初期操纵员根据应急操作规程的错误指导：仅根据稳 压器水位高信号( 规程当时没有规定和堆芯出口过冷度配合) 停运安注，导 致堆芯融化的严重事故。随着国际上重大事故的发生和事故处置经验反馈， 各核电国家都在不断改进应急操作规程，使其更加完备。 1 2 1 国外核电厂应急操作规程的发展 在1 9 7 9 年以前世界各国普遍使用的应急操作规程是基于对设计基准事 故的处置，并采用所谓“事件导向 的规程，即核电站发生事故后，传统的 恢复方法是操纵员通过解读控制室里的传感器和显示器所传递的信息来确定 事故，然后依据应急操作规程针对事故采取相应的恢复操作。可预见的事故 通过核电站的安全分析和仿真得到验证，并确定了相应的e o p 。如果操纵员 采用正确的e o p ，就能将核电站导向正常运行的方向。上述e o p 的执行离不 开对事故的确认，针对每一个初因事件而制定的特定处理规程统称为事件导 向的应急操作规程嫡，。如处理蒸汽发生器传热管破裂的应急操作规程等。 事件导向应急操作规程的特点是能够针对某一发生的初因事件采取最佳 措施来使核电厂回到安全状态，初因事件的选定与核电厂具体设计有关。事 件导向的应急操作规程是基于事故分析的确定论方法。确定论方法确定一组 设计基准事故，选择特定事故下安全系统的最大不利后果的单一事故，然后 用描述电厂物理过程的计算模型，研究电厂在假想故障或事故下的行为，制 定操纵和干预程序，确认电厂关键参量是否超过许可值。 基于确定论方法的事件导向e o p 具有事故处理速度快的优势，但只能针 对事故原因单一、事故现象清晰的简单事故运行工况，它不可能包括一切可 能发生的综合事件，也不可能述及某些可能性极小的同时发生的或在不同时 间发生的综合设备故障的事件：当遇到多重失效、并且现象复杂的事故，事 件导向的e o p 就无法向操纵员提供适当的事故处理手段，甚至给人以误导。 核电厂一旦出现事故，运行人员必须首先判断和鉴别事故的性质，然后对特 定的事故利用相应的规程进行处置。事件导向规程的主要问题在于万一出现 哈尔滨工程大学博士学位论文 误诊断或误操作，可能会使事故进一步恶化，后果会越加严重。 实际上在核电厂里出现的事故并非总是单一事故，而往往是多种事故的 综合。核电站在运行期间所遭遇的事故经常出现多重故障的复杂事故运行工 况，显然用适合于单一事故的e o p 无法处理。但是使用事件导向的应急操作 规程的前提是先要正确判定事故事件。由于核电厂系统复杂，这一点常常难 以很快判定。那种理想化的按一个事故编写一个规程的方法不符合实际1 。 由于核电厂异常事件的发生存在不可预知性，在设计时很难考虑所有的 预期事件。1 9 8 2 年美国基纳( g i n n a ) 电厂的蒸汽发生器传热管破裂经历了多 种事故，如在蒸汽发生器传热管子破裂( s g t r ) 同时出现蒸汽发生器安全阀开 启后没有正常回座等口，。 国际原子能机构认为应考虑事件导向规程的固有局限性，它们包括： ( a ) 只有在正确确认事件类型后才可能实现最佳的恢复和或缓解。然而 操作人员可能需要对意外事件做出响应，因此他们可能会发现自己处于没有 受过响应这种状况的专门培训或没有准确鉴别所发生事件的规程的境况。 ( b ) 在最终安全分析报告( f s a r ) 中只有有限数量的事件被分析和考虑， 未分析过的超设计基准事故不在这些规程范围以内。 ( c ) 大部分事件导向规程面向“单向的”，仅处理有限数量的事件组合。 ( d ) 处理不同事故的规程之间各自独立，因此没有提供操作人员处理多重 事件使用的预定方法( 例如，与冷却剂丧失事故相关的蒸汽管道破裂，或与 预期紧急停堆瞬变相关的给水丧失) 呻1 。 为避免三哩岛这类事故的发生，e o p 必须被改进。为了与美国核管会进 行更有效的交流，1 9 7 9 年美国电站业主和供货商组成了“业主集团 。它的 第一项活动就是启动一个通用应急响应导则( e r g s ) 的开发项目。其中一个分 委员会负责开发应急操作规程，逐步形成了规程编制程序和综合事件导向和 征兆导向的应急操作规程n 3 。 同年美国西屋公司组成了w e s t i n g h o u s eo w n e r sg r o u p 机构，研究了事 故应急规程中存在的问题。对三哩岛事故起因的深入研究和多年积累的运行 经验促使美国核管会( n r c ) 明确要求所有的核电站开发和使用以征兆为基础 的应急操作规程。 项目的第一目标是向电站业主提供一套优化的、电站专用的、以征兆为 4 箜! 童笙鲨 基础的应急操作规程、并使之符合现行的电站设计和最新的国际标准。最终 开发的规程针对现有电站设计进行优化，如果该设计本身有安全性问题，程 序不能作为其长期的有效解决方案。只能包含临时性的安全性改进并尽可能 地弥补设计的不足。当项目进行中发现了设计的不足，则提出改进的建议， 这些建议很多都得到了业主的支持，并在有关安全当局批准后得以落实。 项目的第二目标通过使核电站员工对其电站的应急程序的背景和基础知 识有透彻的理解，实现有深度的技术和专有知识的转让。这使业主获得必要 的知识以制定和实施恰当的操纵员培训计划，并正确地建立和管理电站专有 e o p 的支持规划，从而更好地使用e o p 。 通用应急响应导则中包含有非常详细和完整的背景信息文件，该文件对 于e o p 培训和使用非常有价值。文件中还包括一个非常实用的e o p 编写( 即电 站专用程序开发) 工具，对于非西屋设计的核电站来说，这些文件还不够，因嚣 为它们只包含一种形式的关键信息旧1 。 美国核管会要求新版e o p 必须能处理那些不按预期进程变化的瞬变，特别 是与当时旧规程有冲突的事件。新规程还要求明确的从应急操作规程向堆芯 冷却不足处理规程过渡的分析。n r c 要求美国核电厂安装安全参数显示，并引 入面向功能的应急操作规程。西屋公司又发展了一套与事故进程没有直接关“ 系的关键安全功能诊断关键安全功能状态树和它们相应的功能恢复规 程。考虑到在事故处理过程中电厂有些重要参数可能已经出现极大偏差，这 些偏差将对电厂造成极不良的后果。更确切的说可能危及三道安全屏障( 燃料 包壳、压力壳、安全壳) 的完整性，所以对某些关键安全功能进行附加的检查， 如有问题应采取相应的规程进行恢复。 编制更加有效地应急操作规程是三哩岛事故的重要技术改进之一。一个 重要的发现是，单一故障准则作为编制应急操作规程的基础是不充分的，必 须考虑无故障、单一故障、多重故障和人因差错等各种复杂情况。三哩岛事 故之后各核电国家开始把应急操作规程扩展到以征兆定向的超设计基准事故 工况，并以此作为要求来训练操纵员。征兆导向规程是以事故分析的概率论 方法为基础，可以帮助操纵员处理复杂的异常事件和选择最合适的操作来恢 复核电厂的安全状态，进一步提高了核电厂的安全性。 三哩岛事故的教训使人们认识到应该综合事件导向和征兆导向两种规程 哈尔滨工程大学博士学位论文 的长处，才能确保在复杂的情况下维持核电厂的关键安全功能，使核电厂恢 复到安全状态。在征兆导向的方法中核电厂的安全由一些与安全相关的装置 参数控制，被称为征兆，只要所有安全相关参数在预先规定的范围内，就能 够维护装置安全。如果任一或多个参数超过安全限度，核电厂就处于异常工 况或紧急状态，此时操纵员可以利用针对征兆所制定的应急操作规程使核电 厂恢复到安全状态。 征兆导向规程的目标在于根据对堆芯的出口温度、蒸汽发生器的可用性 以及安全注入系统的状况评价来采取恰当的措施，保证通过利用蒸汽发生器、 安全注入、稳压器的安全阀和主泵来处理事故，减缓或延迟事故状况的继续 恶化1 们。 征兆导向规程可以通过正式确定主要关键安全功能的方法来克服事件导 向方法的一些局限性。一般来说根据这些功能准则，所有多重故障最后都可 以归结为反应性引入、失去主冷却剂、失去二次冷却剂、二回路系统排热过 多、二回路系统排热不足、一次侧向二次侧泄漏冷却剂等类别。 征兆导向规程规定了考虑到征兆和核电厂的系统状况( 例如安全参数值 和关键安全功能) 后才能做出事件响应措施的决定。关键确保安全状态，使 操纵人员可以维护最佳的运行性能，有利于处置复杂事件，无需担忧持续的 事故情况。这对操纵人员处理一些未预料到的综合事件和超设计基准事故特 别方便。 目前美国等先进国家当前采用事件导向和征兆导向相结合的事故处置规 程。从其内容上看，它不仅考虑对设计基准事故的处置，也考虑了多重故障。 从处置的手段看，它首先保证核电厂的关键安全功能的完备，同时诊断事故 的性质，一旦诊断清楚，则进入相应的事件导向最佳恢复规程，若由于操纵 员误动作造成关键安全参数异常，则自始至终受到监督的关键安全功能恢复 规程将引导操纵员去纠正错误动作，保证核电厂最终达到长期的安全状态。 例如，若发生了安全壳高压力或地坑高液位等征兆，无须明确判断是一 次冷却剂丧失，或是位于安全壳内二次侧主蒸汽管线破口( 因为两者的结果都 会导致安全壳高压力或地坑高液位) ，就可以直接转入e - i 规程，e 一1 规程不 只可以处理一次冷却剂丧失，也能处理二次系统冷却剂丧失，只是如诊断出 存有蒸汽发生器压力不可控的下降，则需转入e 一2 规程进行该蒸汽发生器的 6 笙! 童丝笙 一i inkibei _ - - _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ - 隔离，然后再转入e 一1 进行处置。 法国是世界上发展核电的先进国家之一，从2 0 世纪7 0 年代初发展压水 堆核电站，顺利地实现了核电发展计划，并且开发的一套事故处理规程也较 为完整n 。法国目前正在运行的核电厂，不论是9 0 0 m w ，还是1 3 0 0 m w ，所应 用的规程从内容、格式结构上看大多是相同的，已形成了一整套文件。各个 不同的规程一般都由两个文件构成，即运行规定和操作指令。 ( 一) 经典的事故处理规程 法国最初引进了美国西屋公司的压水堆技术，事故处理规程基本上也与 设计基准事故相适应。它是根据核电厂对运行寿期可能发生的有限的运行事 件进行的诊断和分析，确定出应采取和补救的措施。法国的应急操作规程主 要分为四组，i 和a 规程用于处理设计基准事故，i 规程用于处理在紧急停堆后 或在安注系统启动后反应堆的控制和支持系统丧失时的操作。a 规程适用于反 应性事故、一回路主管道失水事故( l o c a ) ，二回路管道破裂；蒸汽发生器管 道破裂( s g t r ) 等事故的处理。h 规程适用于超设计基准事故的处理规程。u 规程处理严重事故，包容放射性产物并获得时间实施厂内应急计划。 ( 二) 概率方法的引进 1 9 7 7 年法国安全当局要求研究超设计基准事故的发生概率和可能后果， 因为这些事故有可能涉及到使堆芯损坏的严重事故。法国电力公司为此提出 了两个定量安全目标，作为处理各种超设计基准事故的参考。这两个目标是： ( 1 ) 一座压水堆核电厂设计，必须使得由于该电厂造成的不可接受后果的 总发生概率不得超过1 0 喝堆年。 ( 2 ) 由于一组事件造成的不可接受后果的发生概率不得超过1 0 。堆年。 通过系统可靠性研究，法国电力公司认为必须对频繁使用的几个有冗余的电 厂系统( 冷却水、蒸汽发生器给水、电源和紧急停堆系统) 的共模故障导致的 失效采取措施，因为这些功能丧失有可能导致超过安全目标的事故，这是制 定h 规程的依据。 在1 9 7 9 年三哩岛事故后，法国安全当局对于在压水堆上采用的安全分析 法仍然加以信赖，对于i 、a 、和h 规程进行重新评价，只进行了一些小的改 进，并将有关要求增加到设计和建造规则中。 ( 三) 物理状态法规程 7 哈尔滨工程大学博士学位论文 a 规程主要是针对一回路和二回路破裂事故的处理；h 规程是试图在多系 统丧失的特殊情况下实现总的安全目标。它们没有包括设备发生多重故障和 操纵员误操作情况。当操纵员遇到一种先前未预先分析过的状态或者操纵员 未能对电站工况做出满意的判断时，a 规程和h 规程就不可能照着执行，在 概念层次上所采取的全部设计措施可能是不够的。为了弥补这个问题，发展 了物理状态法规程，它包括全部可能的核蒸汽供应系统的状态、它们的鉴别 以及操纵员为了避免或为了把堆芯熔化减少到最低限度所采取的纠正行动。u 规程是以物理状态法为基础设计n 刳。物理状态法规程要求： ( 1 ) 按照对不同系统( 一、二回路、安全壳和安全保障系统) 的参数监测进 行诊断； ( 2 ) 按各自目标( 排出余热，恢复水贮量和次临界) 验证操纵人员的操作； ( 3 ) 针对每个状态下的目标和采取的措施进行分类排队； 三哩岛二号堆事故的教训之一是在紧急情况下，由于操纵人员诊断错误， 连续运用的几个事件规程都是错误的，以致使小事故转化成了大事故。1 9 8 6 年法国开始第二代物理状态导向规程的研制，打算完全舍弃事件导向规程， 而以状态一系统网络图决定操纵员的行动。 法国核电厂的事故处理规程的发展( 从7 0 年代n 9 0 年代) 按照其不同特 点，大致划分为四代： 第一代：7 0 年代c p i 型9 0 0 m w 开始执行压水堆核电计划，针对事件规程，应用确定论，产生工、a 规程。 第二代：8 0 年代初c p 2 型9 0 0 m w 法国为达到事件导向和状态导向规程的一致性、可使用性和操纵员的响 应，1 9 7 9 年确定了事件导向规程( s p i 、s p u 、u 等) 和状态导向( 逼近) 事故 规程之间区别的主要原则。基于w a s h - m o o 和法国可靠性研究，接受t m i 一2 事 故教训，引用概率论，对超设计基准事故制定了h 规程，同时制定物理状态法 规程s p i u u i s p u 。 第三代：8 0 年代后期，p 4 型1 3 0 0 m w 基于切尔诺贝利事故教训，更加重视事故处理规程，提出u 规程，强调物 理状态法，对热工水力事故以外的事故仍应用事件规程。1 9 8 5 年开始作为事 件导向规程的补充，逐步推广执行状态导向应急操作规程。 蔓! 至堑笙 第四代：9 0 年代n 4 型1 4 0 0 m w 在前述规程的基础上，法国发展制定综合物理状态法规程。1 9 9 0 年法国 电力公司在13 0 0 m w e 机组上首次实施全面状态导向应急操作规程( g s o a ) ， 1 9 9 5 年后扩大规程覆盖范围。1 9 9 9 年在9 0 0 m w e 机组实施状态导向应急操作 规程( g s o p ) 。 法马通和法国电力公司于1 9 世纪8 0 年代制定了包括所有反应堆运行状 态的改进和优化事件导向应急操作规程研究计划，历时2 0 余年，计划全面实 施状态导向应急操作规程。从事件导向过渡并形成状态导向应急操作规程的 研究内容和技术路线，是必须集合新的安全分析研究成果( 包括吸收概率安 全分析和人因工程研究结果) 和综合各核电厂的改进计划及经验反馈，以达 到在复杂情况下或有人因失误情况下可以减少操纵员的压力和较平稳地恢复 机组状态为目标。 经过十多年的研究与发展，法国核电厂使用的事故处理规程全面转换为 基于状态导向法的操作规程。这种规程属于使用征兆为依据的应急操作规程， 无须确切判断出发生什么事故，只要依据特定的征兆就可以进入或转出某一 个规程，然后边处理边诊断。在征兆导向规程的支持下操纵员不需要确认事 故就可以应付未预见到的事故，使电站保持在安全状态下运行。此时核电厂 的事故工况下规程的操作基于对核电厂实际运行状态的诊断，即征兆的诊断， 整个操作过程是闭环而非开环的，各个恢复规程之间相互都是关联的，主要 为已经开发的现役压水堆核电厂改进发展服务。法国提出了全状态定向e o p 的概念，但是这种规程还有待于研究和发展。 俄罗斯的规程设计与美国和法国类似，在多年前设计的核电站的原有应 急操作准则都是“事件导向型。这些以现象为基础的准则不能对意料之外 的事件作出响应，如多重事故，时间效应等。与之相对应，以征兆为基础的 应急响应规程则不受现象和时间的影响，通过有效利用防护系统来提供足够 的操作导则以防止潜在的堆芯损害1 。这种情况已经改变，到目前为止几乎 所有对东欧核电站的安全评价项目都对新建电站进行征兆为基础的应急操作 规程的开发，并把已经运行电站的现有应急规程的升级作为一项重要内容。 核电厂操作规程的使用方式也发生了变化。由于核动力装置运行过程是 连续的动态时变过程，有许多环节要依靠操作人员和领域专家的实际经验来 9 哈尔滨工程大学博士学位论文 进行操作调整，势必带来操作的盲目性和不确定性。核电站研究人员在主控 室的设计、运行支持手段的开发、维修培训设施和运行规程等方面不断改进， 力争为操纵员创造一个有利于做出正确决策和有利于发现错误与问题的环 境。在过去的二十几年中，很多国家都在利用人工智能技术研究计算机化规 程系统。计算机可用于获得可靠的信息、识别装置状态、预测事故进展、计 划缓解措施。西欧共同体、美国、日本和韩国一批懂得核电厂运行和计算机 技术的专家热衷于核电厂运行系统的开发，在事故情况下计算机为操纵员、 技术支持人员和应急小组提供有用的工具。 1 9 8 7 年w i l l i a mp e t r i c k 等n 3 1 开发了基于计算机的核动力装置应急操作 规程( e o p ) 处理系统。指示性的信息或提示作为在线逻辑处理结果返回规程， 给操纵员提供指导。 有些应急操作规程系统作为操纵员支持系统的组成部分给操纵员提供支 持。1 9 9 4 年j o o n - e o ny a n g 等人开发了计算机化运行支持系统( k o s s n ) 。它 给操纵员提供基于e o p 的操作指导和必需的对紧急情况能够正确响应的额外 信息。该系统可以支持高级操纵员在紧急情况下作决策n 钔。但是知识库的内 容还需要在将来的工作中验证，数据库的结构和表示技术应该连续的更新， 内容还应该不断扩充。同年k is i gk a n g n 耵等人也利用相似的技术开发了用 于应急操作的先进应急操作规程。试验结果表明操纵员使用先进应急操作规 程操作不但更可靠，而且能够实现更早的事故终止和缓解。但是还需要增加 知识库的知识和改进人机界面。 1 9 9 5 年v u j in i w a 等人把在图形使用者界面显示e o p 的基本方法和定义 作为显示基础，开发了计算机化操作规程显示的原型系统n 引。同年c h a n gs h 等人n 7 1 开发了在线操纵员帮助系统( o a s y s ) ，通过及时地提供适当的指导方针 给操纵员，支持操纵员作决策，以确保核电厂的安全。 根据西屋用户集团应急响应导则设计的c o m p r o 指导操纵员通过文本显示 和提示执行规程。挪威的h a l d e n 反应堆工程开发的c o p m ai i 利用规程的一 维流程图、详细的指导和不同结构的相关装置信息。 除此之外匈牙利的巴基斯核电站在1 9 9 8 - 1 9 9 9 年启动一项工程。基本目 标是安装一个现代化的机组信息系统。在基于征兆的应急操作规程执行期间 提供广泛的操纵员支持，内联网技术被应用于e o p 的显示n 8 1 。1 9 9 9 年s o o n l o 蔓! 皇堑堡 h e u n gc h a n g 等人对计算机化操作规程控制台( c o c ) 进行了概念设计，扩大 了计算机化规程的范围。正常装置启动、停堆等操作规程和装置安全停闭的 应急操作规程在c o c 上以电子文本形式显示n 钔。 综上所述计算机化操作规程系统把文本规程转化为计算机内的规程知识 库，通过图表或基于文本的方式显示给操纵员瞳0 2 。采用计算机化应急操作 规程后，可以减轻操纵员的劳动强度和精神压力，使操纵员集中于如应急动 作的执行以及核电厂总体安全状态的评估等工作。 尽管国外在计算机化规程领域作了很多工作，计算机化规程系统在核电 厂还不象基于计算机的监督和控制系统一样广泛应用。i a e a 的控制室计算机 化工作组认为当前的计算机化规程系统研究还处于初级阶段，应该通过研究 计划更深程度的开发瞳4 。2 7 1 。从国内外的计算机化规程研究情况看，国外大部 分开发的系统仍处于研究阶段，还没有达到在核动力装置运行的实用阶段， 因此开发实用的计算机化操作规程系统是目前的研究方向。由于核电厂运行 过程的复杂性，需要综合运用核电厂理论、人工智能理论等多学科知识，对 核电厂运行过程理论和操作规程方法进行深入研究，开发用于核电厂运行过 程的计算机化操作规程系统具有重要的理论意义和实用价值。 1 2 2 国内核电厂应急操作规程的发展 我国2 0 世纪9 0 年代以前设计和运行的核电厂以及现役核电厂都是以确定 论评价分析为基础，按事件导向制定各种运行规程。秦山核电厂参考国外同 类核电厂的相关导则，制定了秦山核电厂应急操作规程。由于当时秦山核电 厂即将投入运行，准备应急操作规程的工作已十分迫切。由中国原子能科学 研究院、秦山核电厂、上海核工程设计院和武汉核动力研究所共同组成的攻 关小组，对秦山核电厂应急操作规程进行了研制瞳8 1 。组成的工作小组研究了 其它国家先进e o p 的经验和我国其它反应堆多年的运行经验，制定了整套的规 程。 整套规程由事件导向的最佳恢复规程、判断关键安全功能状态的状态树 和征兆定向的功能恢复规程组成。最佳恢复规程覆盖了设计基准事故和概率 较高的多重故障，功能恢复规程则包含了最佳恢复规程未覆盖的工况。最佳 恢复规程指导操纵员从设计基准事故和多重故障的异常工况下恢复，关键安 哈尔滨工程大学博士学位论文 全功能恢复规程与状态树联用，为操纵员提供一套系统的手段来对付关键安 全功能所受到的冲击，综合应用这两套规程，操纵员就可以连续监视核电厂 关键安全功能，进行核电厂的最佳恢复操作，并系统地响应最佳恢复规程未 覆盖的工况。 大亚湾核电站机组采用从法国引进的改进型堆型，而岭澳一期核电站机 组，则是在大亚湾的基础上“翻版加改进 的。按当时引进的技术，使用基 于事件的事故处理规程。大亚湾核电站事故处理规程与法国核电厂规程类似， 包括设计基准事故类的处理规