陳玉清，姚　棟，于　雷

(1.中國核動力研究設(shè)計院核反應堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，成都　610213；2.海軍工程大學，武漢　430033)

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【裝備理論與裝備技術(shù)】

艦船核動力系統(tǒng)狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析方法初探

陳玉清1,2，姚棟1，于雷2

(1.中國核動力研究設(shè)計院核反應堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，成都610213；2.海軍工程大學，武漢430033)

針對艦船核動力系統(tǒng)運行狀態(tài)參數(shù)指示異?；蛑甘救笔栴}，分別基于參數(shù)耦合關(guān)系、工程仿真平臺、神經(jīng)網(wǎng)絡方法建立參數(shù)重構(gòu)分析模型，并利用可視化編程技術(shù)構(gòu)建了相應的狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析系統(tǒng)，實現(xiàn)了核動力系統(tǒng)異常指示參數(shù)和堆芯安全參數(shù)的重構(gòu)分析與預測，可為輔助運行人員開展操作決策提供數(shù)據(jù)基礎(chǔ)。

參數(shù)重構(gòu)；工程仿真；神經(jīng)網(wǎng)絡

核動力系統(tǒng)運行期間，裝置狀態(tài)參數(shù)是反映裝置安全特征的基本依據(jù)[1]，也是核動力系統(tǒng)自動控制、保護和人員有效實施干預的主要依據(jù)，能否實時準確顯示對反應堆安全非常重要。核電廠幾起嚴重的核事故也表明，監(jiān)測參數(shù)發(fā)生異常指示，可能觸發(fā)控制保護系統(tǒng)給出錯誤的動作，也容易誘發(fā)人員誤判、誤操作，加劇事故后果。為此核電廠非常重視裝置狀態(tài)監(jiān)測系統(tǒng)的可靠性設(shè)計，關(guān)鍵參數(shù)都設(shè)置了多道冗余；且隨著數(shù)字化控制技術(shù)、數(shù)據(jù)融合分析技術(shù)的發(fā)展，監(jiān)控系統(tǒng)實現(xiàn)了數(shù)字化、智能化[2]。但船用核動力系統(tǒng)受環(huán)境空間條件的限制，監(jiān)測探頭的設(shè)置、測量手段的多樣性和冗余性受到很大限制，且整個測量系統(tǒng)工作環(huán)境惡劣，部分安全參數(shù)難以直接監(jiān)測，個別監(jiān)測參數(shù)本身還會偶發(fā)異常。為此，在不增加監(jiān)控系統(tǒng)硬件設(shè)施的基礎(chǔ)上，根據(jù)已有的監(jiān)測參數(shù)，通過參數(shù)間的耦合關(guān)系，開展狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析，對準確掌握核動力系統(tǒng)裝置運行狀態(tài)、確保反應堆的安全具有重要的意義。

參數(shù)重構(gòu)技術(shù)屬于容錯控制理論范疇。近年來，容錯控制理論的研究發(fā)展很快，應用也很廣泛。在核能發(fā)達國家，多個機構(gòu)在進行故障診斷和容錯控制技術(shù)的應用性研究。國內(nèi)船用核動力系統(tǒng)，也廣泛采用硬件冗余提高控制系統(tǒng)的可靠性；但利用軟件冗余實現(xiàn)測量信號的重構(gòu)在核能領(lǐng)域尚未得到廣泛應用。軟件冗余重構(gòu)方法主要有基于數(shù)學物理模型和基于數(shù)理統(tǒng)計兩種?；谖锢砟Ｐ头椒ㄖ饕靡驯蛔C明的定理、定律和推論，在若干簡化假定條件下，通過分析系統(tǒng)變量間的關(guān)系和運動規(guī)律，獲得參數(shù)間耦合關(guān)系，主要用于在線故障診斷以及指示儀表信號的重構(gòu)?；跀?shù)理統(tǒng)計的方法是指以系統(tǒng)歷史運行數(shù)據(jù)為基礎(chǔ)，利用神經(jīng)網(wǎng)絡、支持向量機等人工智能技術(shù)[3-4]，分析系統(tǒng)運行規(guī)律以獲取系統(tǒng)模型，該方法無需考慮系統(tǒng)的實際模型，而且貼近系統(tǒng)實時運行狀態(tài)，對于復雜工業(yè)過程控制具有實際應用價值[5-6]。隨著近年來人工智能技術(shù)的快速發(fā)展，基于機器學習和模式識別的故障診斷與運行狀態(tài)重構(gòu)方法應運而生，但該方法給出的結(jié)果難以給出顯示解釋。

1　重構(gòu)參數(shù)的選擇

艦船核動力系統(tǒng)運行過程中涉及到的狀態(tài)參數(shù)很多。對每一個狀態(tài)參數(shù)都開展重構(gòu)分析沒有必要，也不科學。開展狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析，首先需要對系統(tǒng)運行狀態(tài)參數(shù)進行篩選。選取重構(gòu)參數(shù)應遵循如下原則：

(1)重要性原則

根據(jù)核動力裝置安全運行的需要，從判斷反應堆安全狀態(tài)角度確定參數(shù)的重要性，并將重要參數(shù)作為重構(gòu)分析的重點。如表征反應堆堆芯安全狀態(tài)的參數(shù)：熱點因子、最高燃料元件溫度、最小燒毀比等。

(2)敏感性原則

所要進行重構(gòu)的參數(shù)要充分體現(xiàn)潛艇核動力裝置的運行工況，尤其是參數(shù)變化必須及時、準確的反映出設(shè)備是否發(fā)生了故障。通常參數(shù)變化小能夠引起一定后果的這些參數(shù)是需要著重考慮的，如穩(wěn)壓器壓力、水位參數(shù)。

(3)易喪失性原則

對于基本未發(fā)生的或者即使發(fā)生、喪失對核動力系統(tǒng)產(chǎn)生的影響很小的參數(shù)，重構(gòu)意義不大。待重構(gòu)的參數(shù)應該是容易出現(xiàn)喪失或者可能存在虛假指示的，如穩(wěn)壓器水位、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位參數(shù)。

(4)可實現(xiàn)性原則

參數(shù)重構(gòu)的目的在于能夠?qū)适У膮?shù)進行重新標定，在現(xiàn)有的條件下實現(xiàn)選擇參數(shù)的重構(gòu)。對于根據(jù)現(xiàn)有條件實現(xiàn)喪失參數(shù)重構(gòu)相對比較困難的參數(shù)，應不斷修正，盡量能在操縱員的操縱上給予一定的相關(guān)指示。

根據(jù)上述原則及裝備實際情況，反應堆及一回路系統(tǒng)重點開展重構(gòu)分析的主要參數(shù)有：穩(wěn)壓器水位和穩(wěn)壓器壓力，核功率、反應堆進出口溫度、主冷卻劑流量、一回路降溫/升溫速率、堆芯熱點因子、燃料元件最高溫度、堆芯最小燒毀比。二回路主給水系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)需要重構(gòu)的主要參數(shù)有：蒸汽發(fā)生器水位、蒸汽發(fā)生器給水流量、主蒸汽流量、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力。

2　重構(gòu)分析方法研究

根據(jù)上述研究確定需要重點重構(gòu)分析的系統(tǒng)特征參數(shù)，針對不同的工況和參數(shù)類型研究建立不同的重構(gòu)分析方法。

2.1基于參數(shù)耦合關(guān)系開展重構(gòu)分析

根據(jù)核動力系統(tǒng)安全運行的實際，對于存在邏輯相關(guān)、守恒關(guān)系、線性外推關(guān)系、對稱特性的狀態(tài)參數(shù)，可直接建立參數(shù)間的相互映射關(guān)系。當僅某一個參數(shù)異常時，使其它相關(guān)參數(shù)給出真實值。如核動力裝置系統(tǒng)穩(wěn)定運行時，堆芯產(chǎn)熱、輸熱和二回路熱阱間能量處于動態(tài)平衡過程，堆芯核功率值和堆芯輸熱量、二回路熱阱值相等，這樣反應堆核功率值就能用多個公式重構(gòu)計算。

(1)根據(jù)反應堆一回路系統(tǒng)輸熱方程表達

艦船壓水堆一般不允許反應堆出口冷卻劑沸騰。因此，在堆芯冷卻劑流量不變的情況下，冷卻劑流經(jīng)堆芯帶走的能量主要取決于反應堆的進出口溫差。即

(1)

式中:Pt為反應堆熱功率；cp為冷卻劑定壓比熱；G為堆芯冷卻劑流量；T0為反應堆冷卻劑的出口溫度、Ti為反應堆冷卻劑的入口溫度。

(2)根據(jù)蒸汽發(fā)生器帶走的能量表達

根據(jù)輸熱方程，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)從一回路帶走的能量可以分別表達為式(2)和式(3)：

(2)

式中，hg、hl分別為蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽和給水的焓值，可以根據(jù)監(jiān)測的溫度壓力參數(shù)推算；ηrg為反應堆至蒸汽發(fā)生器殼側(cè)的熱效率。

(3)

式中：K為比例系數(shù)，與蒸汽發(fā)生器的傳熱性能、熱功率的大小、冷卻劑流速以及蒸汽發(fā)生器的水位等因素有關(guān)。在一次近似時，可以看作常數(shù)。Tav為冷卻劑平均溫度，Ts為二回路蒸汽溫度。

核反應堆運行過程中，在一段時間內(nèi)堆芯核功率與堆芯內(nèi)中子通量密度近似成正比。核測系統(tǒng)通過實時測量堆芯內(nèi)中子通量密度值，可近似測量反應堆的功率值。而反應堆穩(wěn)定運行時，核功率值等于熱功率值，這樣根據(jù)重構(gòu)分析結(jié)果可以相互判斷上述監(jiān)測參數(shù)正確與否。同時根據(jù)功率、溫度、壓力變化情況和裝置幾何特征，也可重構(gòu)分析穩(wěn)壓器液位情況。

從上述分析可以看出，基于參數(shù)耦合關(guān)系開展重構(gòu)分析，方法直觀、簡單，主要適用于參數(shù)間存在簡單耦合關(guān)系的情況。對于映射耦合關(guān)系復雜的堆芯安全參數(shù)，利用該方法開展重構(gòu)分析存在較大的不確定性，需要尋求其他重構(gòu)方法。

2.2基于工程仿真方法開展重構(gòu)分析

近20年來，隨著數(shù)值計算方法的改進和計算性能的不斷提高，核動力系統(tǒng)工程仿真技術(shù)得到了飛快的發(fā)展。在實時(甚至超實時)的計算要求下，模擬分析的精度一般可以與核設(shè)計分析相當，工程仿真的應用范圍得到擴展。為此，針對缺乏直接監(jiān)控測點的堆芯安全參數(shù)或狀態(tài)參數(shù)異常的情況，探索基于在線的工程仿真方法，開展狀態(tài)參數(shù)的重構(gòu)分析。該方法也可用于事故工況下狀態(tài)參數(shù)的預測分析?；诜抡娣椒ㄩ_展重構(gòu)分析的關(guān)鍵是要確保在線仿真工況與實際核動力系統(tǒng)運行狀態(tài)一致，這樣方可通過匹配對比實現(xiàn)喪失或缺失狀態(tài)參數(shù)的重構(gòu)。

為開展狀態(tài)參數(shù)的重構(gòu)分析，研究建立了在線的核動力系統(tǒng)工程仿真平臺[7]。該平臺物理計算模塊是基于現(xiàn)代節(jié)塊法的三維瞬態(tài)分析模型，可實時計算堆芯三維功率分布隨時間的變化。熱工水力分析采用系統(tǒng)瞬態(tài)程序RELAP5/MOD3.2。通過接口交互模塊，實現(xiàn)典型運行特征數(shù)據(jù)的實時輸入，如運行負荷、工況運行歷史、控制棒棒位參數(shù)、主泵運轉(zhuǎn)狀態(tài)、功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)狀態(tài)、給水調(diào)節(jié)閥控制狀態(tài)、工況轉(zhuǎn)換狀態(tài)等。跟蹤模擬核動力裝置穩(wěn)態(tài)運行工況和瞬變特性，確保工程仿真系統(tǒng)模擬工況與實際裝置運行狀態(tài)基本一致。然后，通過仿真數(shù)據(jù)與實測數(shù)據(jù)的對比分析，確定哪一參數(shù)出現(xiàn)異常指示，并給出系統(tǒng)狀態(tài)真值；也可根據(jù)模擬計算的堆芯安全狀態(tài)參數(shù)，讓輔助運行人員掌握堆芯安全狀態(tài)；在核動力裝置發(fā)生全艇斷電等事故時，也可根據(jù)仿真系統(tǒng)預測事故發(fā)展趨勢，作為運行人員開展事故應急處置的依據(jù)?；诠こ谭抡娴闹貥?gòu)分析系統(tǒng)流程如圖1所示。

圖1　基于工程仿真的重構(gòu)分析系統(tǒng)流程

2.3基于神經(jīng)網(wǎng)絡方法開展重構(gòu)分析

人工神經(jīng)網(wǎng)絡是人工智能的一個分支，具有強大的學習功能，可以以任意精度逼近非線性過程，在復雜系統(tǒng)故障的自動識別診斷領(lǐng)域應用廣泛。海軍工程大學段孟強、王曉龍等人先后分別基于Elman、GMDH建模、支持向量機等不同的人工神經(jīng)網(wǎng)絡方法，建立核動力裝置參數(shù)的重構(gòu)分析模型[8-9]，用于識別系統(tǒng)運行狀態(tài)，預測重要參數(shù)變化趨勢。基于神經(jīng)網(wǎng)絡方法開展重構(gòu)分析的基本流程圖如圖2所示。

圖2　基于神經(jīng)網(wǎng)絡的重構(gòu)分析流程

從圖2可以看出，神經(jīng)網(wǎng)絡方法應用的關(guān)鍵是根據(jù)實際核動力系統(tǒng)的運行數(shù)據(jù)開展訓練。運行數(shù)據(jù)收集的品質(zhì)，某種程度上決定著重構(gòu)分析的精度。該方法盡可能多的利用運行數(shù)據(jù)信息，可有效解決參數(shù)重構(gòu)分析知識獲取的瓶頸問題。只要開展重構(gòu)分析時核動力系統(tǒng)的運行工況與訓練工況一致，即可獲得較精確的重構(gòu)分析結(jié)果。但該方法存在兩個缺點，一是缺乏事故工況運行數(shù)據(jù)，難以獲得大量故障運行數(shù)據(jù)構(gòu)建重構(gòu)模型，通常選用支持小樣本建模的方法，或者借助工程仿真模擬故障數(shù)據(jù)的方法；二是該方法基于數(shù)據(jù)分析和智能學習構(gòu)建模型，實際上是從整體上使用柔性函數(shù)擬合系統(tǒng)或分系統(tǒng)的運行過程，對于發(fā)生故障時系統(tǒng)或分系統(tǒng)內(nèi)部的邏輯關(guān)系無法推導解釋，結(jié)論正確性的可信度不足。為此，作者將該方法作為前兩種方法的驗證手段。

3　狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析系統(tǒng)的構(gòu)建

為便于開展運行參數(shù)重構(gòu)分析，基于可視化編程技術(shù)，開發(fā)了艦船核動力系統(tǒng)狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析系統(tǒng)。系統(tǒng)集成了運行參數(shù)分析處理模塊、耦合分析模塊、系統(tǒng)仿真模塊、基于神經(jīng)網(wǎng)絡方法(支持向量機)的重構(gòu)分析與預測模塊，實現(xiàn)了不同模塊間重構(gòu)結(jié)果的相互校核。其中耦合分析模塊主要用于船用反應堆一、二回路系統(tǒng)宏觀特征參數(shù)的重構(gòu)分析，系統(tǒng)仿真模塊主要用于事故下宏觀特性參數(shù)、堆芯安全參數(shù)的重構(gòu)分析；神經(jīng)網(wǎng)絡方法主要用于校核。

基于所構(gòu)建的系統(tǒng)，利用耦合分析模塊對典型功率運行期間工況變換時穩(wěn)壓器水位參數(shù)進行了實時重構(gòu)，分析結(jié)果如表1所示?；趯嵮b運行測量數(shù)據(jù)的對比結(jié)果表明，上述方法獲得的結(jié)果具有較高的精度，宏觀特性參數(shù)的重構(gòu)分析誤差和儀表指示誤差相當。利用系統(tǒng)仿真模塊對反應堆典型運行工況下全艇斷電事故開展了分析，圖3給出了穩(wěn)壓器水位參數(shù)的重構(gòu)分析結(jié)果，系統(tǒng)仿真分析結(jié)果和全范圍訓練模擬器計算結(jié)果吻合較好；該系統(tǒng)能通過仿真方式預測分析事故工況關(guān)鍵安全參數(shù)的變化規(guī)律，對輔助運行人員判斷裝置運行狀態(tài)提供有效支撐。

表1　船用堆變工況下穩(wěn)壓器水位參數(shù)重構(gòu)對比

圖3　全艇斷電事故下穩(wěn)壓器水位參數(shù)的重構(gòu)分析

4　小結(jié)

本文針對艦船核動力系統(tǒng)運行監(jiān)控問題，分別基于參數(shù)耦合關(guān)系、工程仿真平臺、神經(jīng)網(wǎng)絡方法建立系統(tǒng)狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析模型，利用可視化編程平臺，構(gòu)建了核動力系統(tǒng)狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析系統(tǒng)。該重構(gòu)分析系統(tǒng)實現(xiàn)了裝置異常指示參數(shù)和堆芯安全參數(shù)的重構(gòu)分析與預測，為輔助運行人員開展操作決策提供了數(shù)據(jù)支撐，對確保反應堆的運行安全具有重要的現(xiàn)實意義。

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(責任編輯周江川)

AnalysisMethodofShipsNuclear-PoweredSystemStateParameterReconstruction

CHENYu-qing1,2,YAODong1,YULei2

(1.KeyLaboratoryofReactorSystemDesignTechnology,NuclearPowerInstituteofChina,Chengdu610213,China;2.NavalUniversityofEngineering,Wuhan430033,China)

Aimedattheproblemofrunningstateparametersabnormalindicationinthemarinenuclearsystem,theparameterreconstitutionanalysismodelwasmadebasedontheparametercouplerelation,engineeringsimulationplatformandneuralnetworkmethod.Thevisualprogrammingtechnologywasusedtobuildaparameterreconstitutionanalysissystem.Reconstitutionanalysisandpredictionabouttheabnormalindicationparameterandcoresystemparameterinthenuclearsystemhasbeenrealized,andthiswillprovideareliabledatebasisfortheassistoperationpersonneltocarryoutoperationdecision.

parameterreconstitution;engineeringsimulation;neuralnetwork

2016-04-19；

2016-05-02

陳玉清(1980—)，男，博士，副教授，主要從事艦船核反應堆安全分析研究。

10.11809/scbgxb2016.09.012

format:CHENYu-qing,YAODong,YULei.AnalysisMethodofShipsNuclear-PoweredSystemStateParameterReconstruction[J].JournalofOrdnanceEquipmentEngineering,2016(9):50-53.

TL364

A

2096-2304(2016)09-0050-04

本文引用格式：陳玉清，姚棟，于雷.艦船核動力系統(tǒng)狀態(tài)參數(shù)重構(gòu)分析方法初探[J].兵器裝備工程學報，2016(9):50-53.