核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法及系统

摘要

本发明涉及一种核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法及系统，包括以下步骤：S1、基于不确定度均方根法制定交叉比较标准；S2、采集主给水流量冗余测量通道的实时水流测量值；S3、对所采集的水流测量值进行均值处理，获得主给水流量冗余测量通道的主给水流量的测量平均值，将主给水流量的测量平均值作为参考值；S4、将所有实时水流测量值与所确定的参考值进行计算，将计算结果与交叉比较标准进行交叉比较。实施本发明可以保证设备功能可用性以及可靠性、维修活动投入少，可以有效发现主给水流量冗余测量通道存在的异常或故障。

说明书

技术领域

本发明涉及蒸发器领域，更具体地说，涉及一种核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法及系统。

背景技术

核电站在初始设计时符合多样性、冗余性和独立性原则，采用相同、冗余或者等效方式对同一测量对象进行测量，核电站的蒸发器(蒸汽发生器)主给水流量即为典型的被测对象。

虽然冗余设计提升了设备及功能的可靠性，但是，同时增加了设备的维护量。特别是当冗余测量出现偏差时，如何有效地判断主给水流量的测量通道是否存在异常或者故障成为现有核电站急需解决的问题。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述缺陷，提供一种核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法及系统。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法，应用于核电站蒸发器的主给水流量冗余测量通道，包括以下步骤：

S1、基于不确定度均方根法制定交叉比较标准；

S2、采集所述主给水流量冗余测量通道的实时水流测量值；

S3、对所采集的实时水流测量值进行均值处理，获得所述主给水流量冗余测量通道的主给水流量的测量平均值，将所述主给水流量的测量平均值作为参考值；

S4、将所有所述实时水流测量值与所确定的参考值进行计算，将计算结果与所述交叉比较标准进行交叉比较。

优选地，所述交叉比较标准包括：小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准、冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准、以及反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准。

优选地，若所述交叉比较标准为：小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准；

所述步骤S1包括：

A1、设置小流量切除点，并根据所述小流量切除点计算小流量点通道整体的不确定度；

A2、获取通道整体的不确定流量理论值，根据所述通道整体的不确定流量理论值以及冗余测量通道实际最大的流量偏差值，计算得到理论偏差和测量可达最大偏差临界点通道的不确定度；

A3、获取所述小流量点通道整体的不确定度和所述最大偏差临界点的不确定度中的较小值，并将所述较小值乘以设定系数，获得小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准。

优选地，若所述交叉比较标准为：冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准；

所述步骤S1包括：

B1、计算主给水流量的差压测量的不确定度；

B2、根据液态流体对测量的影响，计算主给水流量的测量波动的不确定度；

B3、根据计算得到的差压测量的不确定度、测量波动的不确定度、以及测量通道所有模块的不确定度，并利用误差均方根法，计算冗余测量通道整体的不确定度；

步骤B4、将所计算出的冗余测量通道整体的不确定度乘以设定系数，获得冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准。

优选地，所述步骤B1包括：

根据流量与差压的关系式，计算主给水流量的差压测量的不确定度。

优选地，若所述交叉比较标准为：反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准；

所述步骤S1包括：

C1、获取测量通道所有单一模块的不确定度；

C2、对测量设备的功能允许误差以及测量通道所有单一模块的不确定度进行计算处理，得到测量通道的功能验证值；

C3、根据所述测量设备的数量对偏差标准的影响，确定反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准。

优选地，所述方法还包括：

依据正态分布概率，对所述交叉比较标准进行修正。

优选地，所述步骤S4包括：

S41、将所有所述实时水流测量值逐一与所述参考值作差，获得每一实时水流测量值与参考值的差值；

S42、将所述每一实时水流测量值与参考值的差值与所述交叉比较标准进行交叉比较。

优选地，所述步骤S4之后还包括：

S5、根据交叉比较结果，判断主给水流量冗余测量通道的异常情况。

本发明还提供一种核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较系统，用于对核电站蒸发器的主给水流量冗余测量通道进行比较验证，包括：

标准制定单元，用于基于不确定度均方根法制定交叉比较标准；

采集单元，用于采集所述主给水流量冗余测量通道的实时水流测量值；

获取单元，用于对所采集的实时水流测量值进行均值处理，获得所述主给水流量冗余测量通道的主给水流量的测量平均值，将所述主给水流量的测量平均值作为参考值；

交叉比较单元，用于将所有所述实时水流测量值与所确定的参考值进行计算，将计算结果与所述交叉比较标准进行交叉比较。

实施本发明的核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法及系统，具有以下有益效果：实施本发明通过在线系统或者设备表征的参数及特征来反应系统及设备的运行状态，可以保证系统或者设备可用并处于正常的运行状态，限制了破坏性维修的可能，同时维修活动实施风险低，可以保证设备功能的可用性；通过监督或周期性验证，探测可能存在的系统或者设备偏差及异常，评估设备的健康状态，并根据设备的健康状态，决定是否进行介入性维修，保证了设备的可靠性；另外，通过对系统或者设备表征的参数及特征进行验证，其维修活动在人员投入、维修工期、资源投入等都较介入性维修活动少，且还可以有效发现主给水流量冗余测量通道存在的异常或故障。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明核电站冗余测量通道的结构示意图；

图2是本发明核电站蒸发器主给水流量冗余测量示意图；

图3是本发明核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法的流程示意图；

图4是本发明获取小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准的流程图；

图5是本发明获取冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准的流程图；

图6是本发明获取反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准的流程图；

图7是本发明核电站蒸发器主给水流量测量通道的原理图；

图8是本发明核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道交叉比较标准曲线图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

本发明基于现有技术中存在的问题，构造了一种核电站主给水流量冗余测量通道交叉比较方法，该方法将相同工作条件下的被验证的设备的测量值与参考值进行比较，根据比较结果判断测量通道是否异常或者故障，且该方法不介入过程通道并可以维持系统及设备功能正常，有效提高了核电站重要设备及功能的可用性。

如图1所示，为核电站典型流量冗余测量通道的结构示意图，其中，MD1和MD2为两路冗余测量通道，主管道安装有节流元件，如文丘里管，变送器MD1和变送器MD2感受节流元件前后差压，输出4～20mA电流信号，该电流信号输入至机柜进行信号处理和信号转化，一路参与显示和控制，另一路参与反应堆保护系统(RPR)，其中，显示1和显示2用于实时显示MD1和MD2的测量值。其中，一路测量通道对应设置一个测量设备，这里的测量设备即为图1中的变送器MD1和变送器MD2。

如图2所示，为核电站蒸发器主给水流量冗余测量示意图，蒸发器主给水流量设置有两路冗余测量通道。

参见图3，本发明核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法的流程示意图。该比较方法可以应用于核电站蒸发器的主给水流量冗余测量通道，并基于图2的示意图及图1的测量原理，实现对各个冗余测量通道的检测设备的数据采集。

如图3所示，该核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法，包括以下步骤：

步骤S1、基于不确定度均方根法制定交叉比较标准。

该步骤中，本发明首先根据主给水流量测量通道本身的测量特性，制定相应的交叉比较标准，具体的，本发明的交叉比较标准可以采用不确定度均方根法制定。

进一步地，由于主给水流量测量通道本身的测量特性，导致低功率情况下测量的不确定较额定功率下大，所以，在低功率情况下交叉比较标准采用流量测量通道整体的不确定度；而在接近额定功率下，交叉比较标准则采用核电站最终安全分析报告(FSAR)对保护通道的功能允许误差的条件下，计算得到的允许偏差作用交叉比较标准。

基于这些情况，本发明利用不确定度均方根法制定的交叉比较标准包括三个，分别为：(1)小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准；(2)冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准；(3)反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准。

各个交叉比较标准可根据以下方式获得。

(1)如图4所示，当交叉比较标准为小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准时，根据以下步骤获得。

步骤A1、设置小流量切除点，并根据小流量切除点计算小流量点通道整体的不确定度。

由图1的示意图可知，本发明核电站主给水流量使用的是差压原理测量，差压信号与流量的计算公式如下所示：

其中：Q为水流量测量值；△P为差压信号；ρ为水流密度。

根据上述差压信号与流量的计算公式可以看出，水流量与差压存在开方的关系。而由于水流量与差压存在开方的关系，因此，开方运算时，信号越小误差越大，所以，在进行交叉比较标准确定时，为了保证交叉比较标准的有效性，需设置流量死区，即设置小流量切除点。

具体的，本发明实施例中，小流量切除点以α表示，实时测量的实时水流测量值为Q_FW，理论最大值为Q_MAX，其中α为百分比。由于设置了小流量切除点，所以，当测量流量值Q_FW＜α×Q_MAX时，流量显示为0；当测量流量值Q_FW≥α×Q_MAX时，流量显示为当前的测量值。因此，当测量流量值Q_FW＜α×Q_MAX时，给主给水流量通道整体的不确定度取值为Q_FWa＝α×Q_MAX，从而可以计算得到小流量切除点时，主给水流量通道整体的不确定度

步骤A2、获取通道整体的不确定流量理论值，根据通道整体的不确定流量理论值以及冗余测量通道实际最大的流量偏差值，计算得到最大偏差临界点通道的不确定度。

通道整体的不确定流量理论值可以通过以下式子获得：

ε_FW×Q_MAX；ε_FW为主给水流量通道整体的不确定度。

另外，考虑理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下，冗余测量通道实际最大的流量偏差为：

|Q_FWj-Q_FWj+1|_MAX＝n×Q_FW；Q_FWj为其中一个测量设备测量的显示值，n为测量设备的数量，Q_FW为主给水流量的测量平均值(t/h)。

令n×Q_FW＝ε_FW×Q_MAX，计算得到理论偏差和测量可达最大偏差临界点的不确定度以及测量可达最大偏差临界点的流量值Q_FWb。

步骤A3、获取小流量点通道整体的不确定度和最大偏差临界点的不确定度中的较小值，并将较小值乘以设定系数，获得小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准。

本发明实施例中，由于主给水流量冗余测量通道一般设置为两条测量通道，所以在获得较小值时，需要乘以设定系数，其中，设定系数可以为以数学表达式表示为：

(2)如图5所示，当交叉比较标准为：冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准，根据以下步骤获得。

步骤B1、计算主给水流量的差压测量的不确定度。

根据主给水流量与差压的关系式，得到：

进而可以得到，

其中，△P_MAX为差压量程；Q_MAX为流量量程(即理论最大值)，δ为求微分符号。

另外，核电站蒸发器主给水温度与核功率呈正相关，随着核功率的升高，主给水温度升高。但是，由于主给水温度变化的区间小，对主给水的密度影响量较小，所以，主给水密度基本为常数，即进而可以计算得到差压测量的不确定度。具体的计算过程如下：

取从而可以得到：因此，可以得到主给水差压测量的不确定度：

其中，λ为不确定系数，λ₁为差压测量的不确定系数，δQ_FW′为主给水流量差压测量的不确定度流量值(t/h)，ε_FW′为主给水流量差压测量的不确定度百分比(％)。可以理解地，本文所指的主给水差压测量的不确定度，即为主给水流量差压测量的不确定度百分比。

步骤B2、根据液态流体对测量的影响，计算主给水流量的测量波动的不确定度。

由于液态液体对测量会产生一定的影响，因此，在本发明实施例中，需要考虑测量波动的影响。具体的，测量波动的不确定度可以通过以下计算得到：

其中，λ₂为测量波的不确定系数，δQ_FW^″为主给水流量测量波动的不确定度流量值(t/h)，ε_FW^″为主给水流量的测量波动的不确定度百分比(％)。可以理解地，本文所指的主给水的测量波动的不确定度，即为主给水流量的测量波动的不确定度百分比。

步骤B3、根据计算得到的差压测量的不确定度、测量波动的不确定度、以及测量通道所有模块的不确定度，并利用误差均方根法，计算冗余测量通道整体的不确定度。

具体的，在步骤B1和步骤B2中分别获得差压测量的不确定和测量波动的不确定度后，再根据测量通道所有模块的不确定度，利用误差均方根法，可以算出冗余测量通道整体的不确定度。具体如下：

其中，ε_FW为主给水流量通道整体的不确定度(％)，ε₁、ε₂、……、ε_k为冗余测量通道内单一模块的不确定度，k为冗余测量通道所包含的模块的数量。

步骤B4、将所计算出的冗余测量通道整体的不确定度乘以设定系数，获得冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准。

具体的，设定系数为所以冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准以数学表达式表示为：

(3)如图6所示，当交叉比较标准为：反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准时，可以通过以下步骤获得。

步骤C1、获取测量通道所有单一模块的不确定度。

这里需要说明的是，测量通道内的所有单一模块的不确定即为每一个单一模块自身的测量精度，可以通过单一模块的使用说明书直接获得。

步骤C2、对测量设备的功能允许误差以及测量通道所有单一模块的不确定度进行计算处理，得到测量通道的功能验证值。

测量设备的功能允许误差可以通过以下式子获得：

δ(FS)＝(δ(FP)²-δ(FT)²)^1/2；

结合测量通道所有单一模块的不确定度进行均方根运算得到：

其中，δ(FS)＝(δ(FP)²-δ(FT)²)^1/2。

ε(fv)为功能验证值，δ(FS)为测量设备的功能允许误差，ε_j、ε_j+1、……、为测量通道内所有单一模块的不确定度，δ(FP)为通道功能允许误差，其中，通道功能允许误差δ(FP)是测量设备的功能允许误差δ(FS)与通道信号处理部分的功能允许误差δ(FT)的总和，即

通过使ε(fv)＝ε_FW，可以计算得到测量通道整体的不确定度与通道功能允许误差交叉点的流量值Q_Z。当小于Q_Z时，说明通道整体客观存在的不确定度大于通道功能允许误差，所以以通道整体的不确定度作为交叉比较标准；当大于Q_Z时，说明通道整体客观存在的不确定度小于通道功能允许误差，所以以通道功能允许误差作为交叉比较标准。

步骤C3、根据测量设备的数量对偏差标准的影响，确定反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准。

具体的，每一个测量设备的参考测量精度为ε(t)，假设测量设备数目的系数为X，则可以得到反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准以数学表达式表示为：

由该式子可以看出，测量设备的数量越多，冗余程度越高，则说明参考值的可信度越高，可适当放宽标准。

其中，系数X与测量设备(冗余传感器)数目的对应关系如下表：

通过上述方案，最终可以确定主给水流量冗余测量通道的交叉比较标准，以数学式表示为：

由该式子可以看出，当测量流量平均值Q_FW小于或等于小流量切除点时的流量值Q_FWa和测量可达最大偏差临界点的Q_FWb中的较大值时，则以小流量切除点及理论偏差和测量可达最大偏差临界点条件下的允许偏差标准作为交叉比较标准；当测量流量平均值Q_FW小于通道整体不确定度及通道功能允许误差交叉点的流量值Q_Z，且大于小流量切除点时的流量值Q_FWa和测量可达最大偏差临界点的Q_FWb中的较大值时，则以冗余测量通道整体的不确定度条件下的允许偏差标准作为交叉比较标准；当测量流量平均值Q_FW大于或等于通道整体不确定度及通道功能允许误差交叉点的流量值Q_Z时，则以反应堆保护通道功能允许误差条件下的允许偏差标准作为交叉比较标准。

进一步地，在本发明实施例中，为了使所制定的交叉比较标准精度更高，本发明实施例可以依据正态分布概率，对交叉比较标准进行修正。

具体的，依据正态分布概率分析，根据参数为μ＝0，σ²(σ为标准偏差)的正态分布概率密度函数：

其中，x为流量测量通道的不确定度，当-1.96σ≤x≤+1.96σ，正态分布函数Φ(x)＝95％，根据设计标准在此区间可满足流量测量通道可用性的判断要求，故令1.96σ＝C(fv)。不同的流量测量通道在严苛程度上存在差异，因此，可根据正态分布概率分析，设定C(fv)系数，实现异常和故障判断的覆盖概率。

步骤S2、采集主给水流量冗余测量通道的实时水流测量值。

这里，主给水流量冗余测量通道的实时水流测量值包括多个，具体以所设置的测量设备确定，即一个测量设备对应有一个测量值。假设有n个测量设备，则所采集的实时水流测量值为：Q_FW1、Q_FW2、Q_FW3、……、Q_FWn。

步骤S3、对所采集的实时水流测量值进行均值处理，获得主给水流量冗余测量通道的主给水流量的测量平均值，将主给水流量的测量平均值作为参考值。

根据步骤S2所采集的数据，对所采集的所有实时水流测量值进行均值运算，得到主给水流量的测量平均值QFW，即：

步骤S4、将所有实时水流测量值与所确定的参考值进行计算，将计算结果与交叉比较标准进行交叉比较。

进一步地，步骤S4包括：

步骤S41、将所有实时水流测量值逐一与参考值作差，获得每一实时水流测量值与参考值的差值。

步骤S42、将每一实时水流测量值与参考值的差值与交叉比较标准进行交叉比较。

进一步地，在步骤S4之后还包括：

S5、根据交叉比较结果，判断主给水流量冗余测量通道的异常情况。

具体的，将所采集的实时水流测量值Q_FW1、Q_FW2、Q_FW3、……、Q_FWn逐一与主给水流量的测量平均值Q_FW进行比较，若超出交叉比较标准，如则说明Q_FW1对应的测量通道存在异常，需要进一步进行检查和处理，或者采取介入性的维修方式。反之，若则说明Q_FW1对应的测量通道偏差在允许范围之内，结果合格，不需处理。

本发明还提供了一种核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较系统，用于对核电站蒸发器的主给水流量冗余测量通道进行比较验证，该比较系统可用于实现上述核电站蒸发器主给水流量冗余测量通道比较方法。具体的，该比较系统包括：

标准制定单元10，用于基于不确定度均方根法制定交叉比较标准。

采集单元20，用于采集主给水流量冗余测量通道的实时水流测量值。

获取单元30，用于对所采集的水流测量值进行均值处理，获得主给水流量冗余测量通道的主给水流量的测量平均值，将主给水流量的测量平均值作为参考值。

交叉比较单元40，用于将所有实时水流测量值与所确定的参考值进行计算，将计算结果与交叉比较标准进行交叉比较。

通过实施本发明的上述技术方案，首先：通过在线系统或者设备表征的参数及特征来反应系统及设备的运行状态，保证了系统或者设备可用并处于正常运行状态，限制了破坏性维修的可能，同时维修活动实施风险低，保证了设备功能的可用性。其次：保持设备的初始可靠性，所制定的维修策略优先选择进行监督或验证等检查或试验活动，根据监督或者验证结果再决定下一步行动，避免采用系统性的定期维修活动。通过监督或周期性验证，探测可能存在的系统或者设备偏差及异常，评估设备的健康状态，根据设备的健康状态，决定是否进行介入性维修。再者：通过系统或者设备表征的参数及特征进行验证，其维修活动在人员投入、维修工期、资源投入等都较介入性维修活动小。最后，交叉比较标准的制定及参考值的确定均具有合理性及科学性，可以有效发现冗余测量通道存在的异常或者故障。

下面以一个具体工程实例对本发明的技术方案进行详细说明。

以核电站蒸发器主给水流量典型测量通道为例，如图7所示，为两路冗余设置，主给水流量的测量设备(M)测量节流元件前后差压信号转化输出4～20mA的电流信号，RS电流转电压模块将4～20mA电流信号转换为1～5V电压信号，一路送至DC开方模块进行开方运算，参与反应堆保护逻辑(RPR)以及蒸发器水位控制；另一路经过IS隔离模块送EU计算机显示。其中，图7中M表示测量设备(为流量变送器)，RS为电流转电压模块，DC为开方模块，IS为隔离模块，CA为电压信号转换模块，XU为阈值模块，EU为计算机显示。

已知差压(△P)的不确定度，QMAX＝2442(t/h)，根据测量原理和特性，设定△P测量的不确定度系数λ₁＝1.01％，测量波动不确定系数λ2＝0.5％，小流量切除点α＝0.5％，核电站最终安全分析报告(RSAR)对主给水流量及蒸汽流量通道功能允许误差要求为δ(FP)＝3％。

下表为主给水测量通道内各个单一模块的不确定度：

模块RSDCXUISCAEU不确定度ε₁＝0.15％ε₂＝0.5％ε₃＝0.5％ε₄＝0.5％ε₅＝0.1％ε₆＝0.5％

根据流量与差压的关系式，得到核电站主给水△P测量的不确定度：

主给水测量波动的不确定度：

通道整体的不确定度：

最终的主给水流量交叉比较标准C(fv)为：

根据上述公式，可以获得核电站蒸发器主给水冗余测量通道交叉比较标准曲线，如图8所示。

以上实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据此实施，并不能限制本发明的保护范围。凡跟本发明权利要求范围所做的均等变化与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

应当理解的是，对本领域普通技术人员来说，可以根据上述说明加以改进或变换，而所有这些改进和变换都应属于本发明所附权利要求的保护范围。