船用堆核安全在線支持系統的開發研究

陳玉清，王曉龍，蔡琦

（海軍工程大學核科學技術學院，湖北 武漢 430033）

人們在開發應用核能過程中，一直受到核安全風險失控的威脅，為確保核反應堆安全，業界建立了縱深防御原則，設置了事件預防—糾偏保護—事故限制—事故應對—事故應急等五道防線，并不斷通過技術革新和嚴格的管理措施來保障各道防線的有效性。已有的經驗教訓表明，由于核事故后果的極端嚴重性，關鍵還是要進一步提升前三道防線的有效性來防止發生反應堆嚴重事故。而對于核動力艦船，后兩道防線的設置還受應用環境和資源條件的制約，更需要突出前三道防線的安全。艦船核動力大量的運行實踐表明，無論是設備故障還是人因失誤引起的異常，及早發現、快速準確的干預可有效阻止事件發展擴大為事故，但干預失誤往往會導致更加嚴重的后果。

基于對核能安全的重視，國內外核能機構通過不斷開展技術攻關、總結事故教訓，在人因工程、故障診斷、特性仿真、事故分析等方面開展了大量技術探索和研究，為操縱員級運行安全支持系統的研究提供了有力技術支撐。目前，有些支持手段已直接內化到核動力操作控制系統，有些作為單獨的外接系統存在，已投入運行或正在研究開發的操縱員技術支持系統主要包括：堆芯安全監督系統[1]、計算機化報警監督系統[2]、安全參數顯示系統[3]、計算機化的應急操作規程[4]、設備故障診斷專家系統[5,6]。這些系統從支持功能上涵蓋了監控報警分析、故障輔助診斷[7-9]、堆芯安全特性參數監督、事故應急處置等多個方向，在輔助運行操作[10]、減少人因失誤[11]、指導事故應急[12]方面發揮了重要作用。總結、吸收、改進國內外先進支持技術，基于船用反應堆核安全保障特殊需求，本文研究設計了船用堆專用核安全在線支持系統，以期為船用堆運行操縱員提供技術和信息支持，提高裝備可用性、易用性，從而減小操縱員工作負擔和心理壓力，降低人因失誤概率，提高船用堆安全運維水平。從應用前景分析，支持系統對預防核事故的發生和確保反應堆安全具有重要的現實意義。

1 船用堆核安全在線支持系統的總體框架設計

基于對核能安全性的重視，國內外核能研究機構通過不斷開展技術攻關、總結事故教訓，在人因工程、故障診斷、特性仿真、事故分析等技術方面得到了快速發展，有效支撐了各種操縱員運行支持技術的開發。以壓水堆核電廠作為技術改良的原型堆進行分析研究，其核安全在線支持系統主要定位在：監控報警系統的優化設計、故障智能診斷、堆芯安全監督系統開發、智能化事故處置規程等方面，再結合船用反應堆的實際運行需求和操縱人員經驗反饋信息，最終設計出了船用堆核安全在線支持系統的總體應用框架，具體如圖1 所示。

圖1 船用堆核安全在線支持系統的應用框架Fig.1 Application framework of online safety support system for marine reactor

根據船用反應堆使命任務、裝置技術狀態及核安全縱深防御體系的特征，可以確定核反應堆的允許運行工況及運行支持預期技術目標，即希望在線系統提供什么樣的技術幫助，進而可以推斷出所需開發研究的關鍵技術。從裝置正常使用到不同異常引起裝置可運行性的變化特征看，核反應堆狀態可以分為正常工況、監控系統異常工況、功能系統異常工況（通過處置、加強監控或簡單搶修，反應堆可以不停閉，維持一定的功率水平，確保主動力不喪失）、設計基準事故工況和嚴重事故工況。

對于核反應堆正常工況，核安全支持的重點是開展運行狀態、操作過程檢查，預防人因失誤、設備異常的發生，當異常發生時能第一時間準確判明事件特征。對于核反應堆監控系統異常工況，核安全支持的重點是快速恢復對異常監控參數的認知，嚴防這些參數參與控制時將裝置導向錯誤的狀態，防止異常影響擴大。對于核反應堆部分功能系統異常的情況，核安全支持的重點是輔助完成故障診斷、功能系統狀態評估和堆芯安全狀態監督功能，輔助判斷能否開展應急搶修、如何搶修；如果故障不能及時修復，還需輔助運行人員分析評估故障對運行安全的影響，找出合理的運行策略：能否降功率運行，確保主動力不喪失。事故工況下導致保護停堆或手動停堆后，核安全支持的重點是評估異常工況情況及堆芯余熱排出能力，正確預測堆芯安全裕量，給出應急搶修時間限制，控制事故工況的惡化發展。在反應堆嚴重事故工況下，核安全支持的重點是輔助評價堆芯損傷情況、預測輻射影響的范圍及后果，輔助開展應急決策、減輕事故后果影響。

2 核安全在線支持系統核心技術研究

根據上述應用框架設計可知，核安全在線支持系統的核心技術模塊主要包括：裝置的狀態檢測與報警優化；反應堆特征參數重構分析；反應堆運行事件智能診斷；事故狀態安全裕量評估模塊；事故狀態堆芯損傷評價模塊、事故狀態輻射后果預測模塊。

2.1 裝置的狀態檢測與報警優化

狀態檢測與報警優化主要是根據裝置的運行監測數據評估裝置運行狀態，用于裝置、系統運行狀態實時多維度顯示與報警提醒。基于計算機數據采集與顯示技術的應用，為裝置狀態檢測與報警優化提供了堅實的基礎。根據信息特征時效性的差異，系統狀態監控的信息主要分為實時信息和趨勢信息；根據信息間的關聯特征，系統狀態監控的信息主要分為單一指示信息和耦合關系信息；根據信息的表現形式，系統狀態監控的信息主要包括指示燈、指示儀表、特征曲線和狀態監控八角圖。這其中指示燈、指示儀表主要反映實時的運轉、狀態信息；特征曲線主要反映系統運行參數一定時間內的變化趨勢；八角圖是通過參數間的耦合關系、圖形變化特征反映裝置的運行狀態。

但現有的狀態監測問題如：在越限報警方面不能根據運行工況變化而變化，有些參數從報警到觸發保護時間余量較小；有些報警缺乏智能分析和智能提醒功能，難以滿足實際運行需要。針對正常運行工況，設置主要參數顯示、設定細化報警區間。系統將根據運行工況自動調整參數限值，系統管理人員也可以根據需要自己調整參數區間。通過參數間冗余關系、耦合關系、關聯關系，建立智能分析評估功能，分析并給出參數越限報警的原因提醒。

2.2 反應堆特征參數重構分析

核反應堆安全運行的關鍵是人—機—環境的協調，人員正確操縱的基礎是感知裝置真實的運行狀態。在核動力裝置運行過程出現參數顯示異常的情形時，需迅速判斷到底是功能系統異常還是測控 顯示系統自身異常；如果是測控顯示系統自身異常引發的問題，則需要根據其他參數開展重構分析給出真實的裝置狀態特征。核動力系統是一個高度復雜的非線性熱能動力系統，具有較強的動態特性。本文重點基于參數耦合關系和在線仿真方法實現喪失參數的重構分析。

2.2.1 基于系統在線仿真的參數重構分析

實際經驗表明，兩個或多個儀表同時因測控顯示系統故障出現指示異常的概率較小，這樣當某一參數顯示異常時，可以根據與之有關的正常參數，通過耦合關系估算實現喪失參數的重新標定。該方法的基本原理就是根據參數間的耦合關系，建立計算模型，從而根據準確的參數輸入獲取異常參數的標定，特別適用于重構分析具有明確耦合關系的特征參數，該方法具有模型已解讀、計算速度快等特點。如果有兩個或多個特征參數同時異常，則要重點分析是否是裝置功能系統發生異常。

2.2.2 基于耦合關系估算的參數重構分析

仿真計算重構分析的核心工具為核動力系統高精度的模擬分析平臺。隨著核動力系統模擬仿真技術的發展，模擬計算的效率和仿真精度不斷得到提高，在實時計算方面，目前計算機計算能力已經可以滿足工程仿真的計算要求。實現基于在線仿真的參數重構方式主要是將在線仿真重構系統的數據與實際核動力裝置同步運行，通過匹配對比實現喪失或虛假參數指示的參數重構。在線仿真參數重構系統的總流程如圖 2 所示。系統主要劃分為 4個單元模塊：數據采集與處理、運行工況庫、人機界面等單元模塊。各個單元模塊之間不是孤立存在的，系統調入初始運行狀態后提取特征參數并進行處理和篩選，將得到的仿真數據存入參考數據庫，根據仿真數據與實際運行監測數據的對比分析實現喪失參數的重構，同時判斷裝置是發生了功能系統異常還是監測儀表的指示錯誤。如果是發生了功能系統異常，則可進一步開展典型事故的特征匹配分析，判斷裝置功能故障的類型，預測事故安全特征。

圖2 基于在線仿真的參數重構分析流程Fig.2 The analysis flow for parameter reconstruction based on online simulation

比如穩壓器水位信號，穩壓器水位是一回路系統非常重要的監測參數，穩壓器水位的變化可直接反映核動力系統運行狀態的改變，操縱員根據穩壓器水位及其他運行參數的輔助可預測反應堆的運行瞬變，然而，在某些運行瞬態，穩壓器內由于汽水混合現象會造成假水位或超量程水位問題，需要重構標定。

核動力裝置一回路系統是一個相對封閉的系統，正常功率運行時與外界幾乎沒有物質交換，只有能量交換，因此其參數間存在很強的耦合關系，利用這種耦合關系可以重構該參數，首先利用系統正常運行時，記錄的堆進出口溫度、回路流量，穩壓器溫度，穩壓器壓力、核功率等與穩壓器水位相關的一回路參數，改進和使用支持向量回歸智能學習算法，學習挖掘上述參數之間的耦合關系，然后用于在穩壓器水位參數喪失時，進行重構分析，其結果如表1～表2 所示。

表1 線性核函數SVR 重構結果Table 1 Reconstruction results by linear kernel function

表2 多項式、RBF 和sigmoid 核函數SVM 重構結果Table 2 Reconstruction results by multinomial,RBF and sigmoid kernel function

采用4 種核函數SVR 算法對測試樣本的穩壓器水位信號重構總體結果對比，試驗結果表明，在反應堆正常工況運行時，穩壓器水位與反應堆出口溫度、反應堆入口溫度、一回路主泵流量、穩壓器溫度、穩壓器壓力、核功率符合特定的函數關系，因此可以通過SVR 方法，利用上述信號重構出穩壓器水位信號。

2.3 反應堆運行事件智能診斷

運行事件智能診斷模塊主要用于實時辨識系統運行狀態、診斷事件類型與程度、分析事件進程；對于高度依賴操縱員干預的船用反應堆，該模塊是在線核安全支持系統的重要功能模塊，主要通過專家系統和智能算法兩種途徑實施診斷。

專家系統主要是通過建立推理機，綜合利用已有的專家知識建立專家系統，按照一定的推理方法去逐步推理，診斷確定事件類型。本文通過梳理船用堆運行事故（事件）的特點，建立了事故分類分級方法，首先將運行事故分為8 類，主要包括：反應性及功率分布異常、反應堆冷卻劑流量減少、反應堆冷卻劑裝量減少、二回路系統排熱異常增加、二回路系統排熱異常減少、工程安全設施異常、核輔助系統功能喪失、放射性包容失效。針對上述8 類事故，分別開展了事故誘因和始發事件分析，細分確定開展智能診斷研究的始發事件清單，基于層次遞進的推理機制建立專家知識規則集。專家知識規則集的建立在于分析提取各種典型事故下特征參數的變化規律，并根據響應規律提取事故判據，建立反向推理機制，用于事故診斷。該方法具有繼承核動力裝置已有運行經驗的優點，可以根據知識庫的累積不斷豐富診斷內容。

智能算法主要依據核動力裝置歷史運行數據、仿真計算數據，借助支持向量機等人工智能算法，訓練數據驅動的工況判斷、故障診斷模型或者網絡，通過系統運行參數變化，辨識系統運行狀態、異常事件，診斷故障類型。該方法可以識別事故條件下核動力裝置的特征參數細微的征兆或判據差異，實現智能診斷分析，經支持向量機的分析方法驗證，能算法可以獲得較高的診斷效率和準確率，可以作為專家知識不足的有效補充。但該方法嚴重依賴訓練樣本與真實事故響應的一致性，對事故過程的高保真分析要求較高。

2.4 堆芯安全裕量分析

堆芯安全裕量研究主要是計算事故進程中的堆芯主要狀態量與堆芯安全邊界限值的距離，評估采用各種應急對策后堆芯安全狀態演變趨勢，判斷開展后續的堆芯損傷與源項評價計算的必要性和預測突破安全邊界限值的時間點。采用系統模擬分析手段，計算了不同工況、各種典型事故下的響應過程，給出了安全裕量特征，形成堆芯安全裕量分析評估數據庫。在船用堆發生異常事件（事故）時，可根據事故特征匹配查詢給出堆芯安全裕量信息。

2.5 堆芯損傷評價

評估堆芯損傷狀態（堆芯無損傷/包殼損傷/燃料過熱/燃料熔化），可以為確定核應急的水平、源項等提供比較準確的信息，對核應急指揮決策具有重要意義。與事故進程密切相關的一些特殊參數變化能反映出堆芯的狀態演變，堆芯溫度、堆芯水位、裂變產物釋放情況（安全殼放射性水平）、氫產量。

2.6 輻射后果預測

結合輻射場計算分系統計算結果及地理、氣候等信息，對放射性污染區內的人員受照劑量進行評估，評價各種防護行動方案的必要性和有效性。可以根據放射性物質在艇（洞庫）內空氣中的的濃度場結果，預測評價范圍內人員可能的劑量后果，評價人員可能受到的輻射劑量與健康危害。該分系統主要用于在核裝備核設施發生核事故情況下，為海軍各級指揮部位決策應急處置行動和指導現場救援行動提供輻射后果預測技術支持。該分系統內部主要由艇（洞庫）輻射場子系統和環境輻射場計算子系統構成。由源項計算分系統提供源項輸入，由外部數據模塊提供用于計算的模型參數，如模型尺寸、地形、氣象及水文數據。輻射場分系統的過程數據如濃度場數據和計算結果如劑量場數據為可視化分系統和后果評價子系統提供輸入。

3 結論

本文根據潛艇核動力裝置運行管理的實際需求，基于模塊化、數據庫、人工智能和可視化編程技術構建了一套艇員級核安全支持系統。主要實現了：

（1）多維信息資源的優化管理；

（2）反應堆運行狀態的監測優化；

（3）異常指示參數的重構分析；

（4）異常運行事件的智能診斷分析；

（5）堆芯安全參數的監督分析等功能的設計研究，并集成開發了一套艇員級核安全支持原型系統。

系統整合了大量實際運行數據及事故序列，較準確的核物理與熱工水力計算模型，通過友好的人機界面可為船用堆操縱員用戶以及運維研究用戶呈現各項分析和支持功能，操作方便。并在某型船用核動力裝置配套的模擬機上，開展了部署驗證，驗證工況涵蓋啟停堆，行進一至行進六功率運行，快速升降負荷運行，失水事故運行，失流事故運行，控制棒引起的反應性事故運行，冷水效應引起的反應性事故運行，蒸汽管道破口事故運行等諸多典型工況，均獲得良好的支持效果，具有較強的實用價值。