基于CDG的核动力装置警报分析方法研究
核动力装置一旦发生事故，将引发主控制室产生大量警报，从而容易使操纵员感到困惑。同时，沉重的工作负荷和精神压力容易使操纵员产生人因失误，从而危害核动力装置的安全运行。本文提出一种因果关系图方法，可用于分析警报间复杂的因果关系，有利于操纵员进行决策。
针对传统的因果关系图有关系复杂，功能间因果关系难以穷尽的缺点，本文应用多层流的建模思想辅助建模，将系统拆分成物质流、能量流、信息流，从而大大地减少了建模的工作量，并简化了分析。
本文介绍了因果关系图的基本理论和定性推理方法，并以二环路压水堆核动力装置为例，对主冷却剂系统的主要设备和管道进行了建模，建模过程中采用高度抽象的方法，简化了一些系统的阀门和辅助设备，从而有利于简化诸如主冷却剂丧失事故(LOCA)、蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)以及主蒸汽管道破裂(MSLB)等设计基准事故下警报分析工作。本文采用并采用面向对象的语言C++编写了相关的算法，并通过来自RELAP5/MOD2的仿真数据验证了所提出模型和算法的有效性。实验结果表明：本文所提出的基于因果关系图的核动力装置模型和警报分析方法可以有效用于反应堆停堆前的系统异常分析和诊断。
核动力装置;因果关系图;主冷却剂系统;警报分析法;反应堆停堆
哈尔滨工程大学
硕士
核能科学与工程
彭敏俊
2008
中文
TL364.4
66
2009-06-30（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）