用于控制多个核反应堆的装置的制作方法

1.本发明涉及用于控制核反应堆的系统的领域，更具体地说，涉及核反应堆的预测性维护。


背景技术：

2.由于反应堆本身的复杂性，核反应堆的维护和监测是在技术上要求较高的领域。这种复杂性往往会增加在维护和监测操作期间的人为错误的风险，特别是在一些特别重复和频繁的步骤中。此外，它们的复杂性涉及使用大量不同技术领域的高素质且经验丰富的人员。
3.当前的解决方案包括专门的团队来驱动和监测反应堆以及在完全专用于唯一反应堆的单个控制室中组装用于驱动和监测该反应堆的装备。虽然这些解决方案在监测位于发电厂中的高功率反应堆的情况下可能看起来令人满意，但是它们涉及每个核反应堆的操作团队在现场的持续存在，当反应堆数量众多和/或分散时，如在小型模块化反应堆(smr)的情况下，这可能被证明是特别昂贵的。


技术实现要素：

4.为了降低核反应堆的操作成本，同时保持必要的安全等级，因此，第一方面提出了一种用于控制多个核反应堆的装置，该装置包括用于每个核反应堆的用于测量操作参数的多个传感器和用于控制核反应堆的控制系统，其特征在于，该装置进一步包括：
[0005]-监测系统，其用于监测每个核反应堆的状态，该监测系统与多个核反应堆的所有传感器通信，并且该监测系统包括核反应堆状态的数据库，该核反应堆状态的数据库包括针对至少一个核反应堆并且针对至少一个给定时刻与以下各项有关的数据：
[0006]
·
核反应堆的使用等级，
[0007]
·
核反应堆的部件的使用，
[0008]
·
核反应堆的操作参数，
[0009]
·
核反应堆的燃料的状态，
[0010]
·
核反应堆的使用率的计划变化；以及
[0011]-用于计划维护操作的计划系统，该计划系统与用于监测每个核反应堆的状态的监测系统通信，该计划系统包括维护操作的数据库以及人机界面(hmi)，在所述数据库中记录了与维护操作有关的数据，所述人机界面允许核反应堆的监督者将与维护操作有关的数据添加到维护操作的数据库中，与维护操作有关的数据包括：
[0012]
·
要进行的维护操作，
[0013]
·
必须对其进行维护操作的核反应堆，
[0014]
·
必须进行该操作的时间和日期。
[0015]
本发明有利地通过以下特征来完成，这些特征被单独采用或以它们技术上可能的组合中的任一种被采用：
[0016]-用于控制多个核反应堆的装置包括监测系统，该监测系统对于所有核反应堆的状态来说是集中式且单体式的。
[0017]-用于控制多个核反应堆的装置包括计划系统，该计划系统对于计划所有核反应堆的维护操作来说集中式且单体式的。
[0018]-用于控制多个核反应堆的装置包括专用于每个核反应堆的根据分布式架构的监测系统。
[0019]-用于监测每个核反应堆的所有监测系统经由数据交换网络进行通信，以便依据多个核反应堆的其他核反应堆的状态的演变来更新每个监测系统的核反应堆的状态的数据库。
[0020]-用于控制多个核反应堆的装置包括计划系统，该计划系统用于根据分布式架构计划专用于每个核反应堆的维护操作。
[0021]-用于计划每个核反应堆的维护操作的所有计划系统经由数据交换网络进行通信，以便依据针对多个核反应堆的其他核反应堆所计划的维护操作来更新每个监测系统的维护操作的数据库。
[0022]-每个核反应堆经由数据交换网络经由独立的通信链路与其他核反应堆通信，从而保证通信的保密性、认证和完整性，在数据交换之前，所述独立的通信链路是安全性相关的主体。
[0023]-多个核反应堆中的核反应堆是小型模块化反应堆。
[0024]-要进行的维护操作是由核反应堆之一的操作人员检查核反应堆的元件的操作或者是由用于控制核反应堆的控制系统自动进行的测试。
[0025]-给维护操作指定针对每个核反应堆的正常操作的重要性等级。
[0026]-可以有两种重要性等级，这两种等级是关键的和非关键的。
[0027]-关键的维护操作可以涉及与安全、环境、安全性或可用性有关的系统、结构或部件：
[0028]-操作中的反应堆；
[0029]-反应堆安全系统或反应堆保障系统；
[0030]-反应堆保护系统；
[0031]-分类辅助系统：
[0032]
·
通风，
[0033]
·
控制命令，
[0034]
·
电力分配，
[0035]
·
应急柴油机，
[0036]
·
制冷系统，
[0037]
·
泵站，以及
[0038]
·
围堵体；
[0039]-涡轮交流发电机单元及其用于操作的辅助设备，
[0040]
所述涡轮交流发电机单元及其用于操作的辅助设备包括：
[0041]
·
冷凝器，
[0042]
·
水站，
[0043]
·
冷却回路，
[0044]
·
变压器，以及
[0045]
·
排放站。
[0046]-非关键维护操作包括与其他结构或部件有关的维护操作：
[0047]-对负载设定或频率设定点进行设定(远程设定)；
[0048]-污水和废物的处理；
[0049]-脱盐站；
[0050]-辅助蒸汽的生产；
[0051]-现场施工；
[0052]-通用服务。
[0053]-对于关键的维护操作，监测装置将每个核反应堆的控制留给控制系统或所述核反应堆中的每个核反应堆的对应的操作人员，并且监测装置简单地收集由核反应堆的传感器测量的数据，而对于非关键的维护操作，监测装置将指令或命令传递给对应的控制系统以控制核反应堆。
[0054]-对于关键或非关键的维护操作，计划系统向所涉及的核反应堆传送维护操作的计划，该维护操作的计划对应于针对所选定的参考核反应堆定义的维护操作的标准计划，或者依据每个核反应堆的状态以及依据核反应堆状态的数据库中所记录的数据的每个核反应堆的个性化计划。
[0055]-当要进行的维护操作是由用于控制反应堆核的控制系统自动进行的测试时，可以开始测试过程的命令由控制装置直接发送。
[0056]-当维护操作或检查核反应堆的元件将由操作人员进行或触发时，控制装置向操作人员的地址发出通知，指示要进行的核反应堆的元件的检查或维护操作、所涉及的核反应堆、以及在必须进行维护操作或核反应堆的元件的检查的时间和日期之前的剩余时间。
[0057]-在进行维护操作之后，将维护操作的进度的报告添加到与维护操作有关的数据中。
[0058]-在自动进行测试的情况下，关于维护操作的进度的报告包括维护操作的进度的记录和与测试的结果有关的信息。
[0059]-在检查核反应堆的元件的情况下，关于维护操作的进度的报告包括与已检查的核反应堆的元件的状态有关的信息。
[0060]-在适当的情况下，在将关于维护操作的进度的报告添加到与维护操作有关的数据之后，自动添加与额外维护操作有关的数据。
[0061]-用于计划维护操作的计划系统在其操作期间学习依据关于维护操作的进度的报告的内容应当自动添加哪些额外的维护操作。
[0062]
该学习可以包括：
[0063]
·
对用于计划维护操作的计划系统记录在维护操作的数据库中的维护操作的进度的所有报告的内容进行分析，以便确定新的维护操作或某些维护操作必须进行的频率的变化，或者
[0064]
·
根据用于计划维护操作的计划系统记录在维护操作的数据库中的数据训练人工学习模型，以便确定最佳维护策略。
[0065]
根据第二方面，本发明提出了一种用于控制多个核反应堆的方法，该方法包括针对每个核反应堆使用多个传感器测量操作参数的步骤和控制所述核反应堆的步骤，其特征在于，该方法进一步包括以下步骤：
[0066]-基于由多个核反应堆的所有传感器所提供的信息并且基于核反应堆状态的数据库中所包含的信息，监测每个核反应堆的状态，所述核反应堆状态的数据库包括针对至少一个核反应堆并且针对至少一个给定时刻的与以下各项有关相关的数据：
[0067]
·
核反应堆的使用等级，
[0068]
·
核反应堆的部件的使用，
[0069]
·
核反应堆的操作参数，
[0070]
·
核反应堆的燃料的状态，
[0071]
·
核反应堆的使用率的计划变化；和
[0072]-考虑到由人机界面(hmi)添加的维护操作的数据，基于在监测每个核反应堆的状态的步骤中所收集的信息并且基于维护操作的数据库中所包含的信息，计划维护操作，在所述维护操作的数据库中记录了与维护操作有关的数据，所述人机界面允许核反应堆的监督者添加与维护操作有关的数据，与维护操作有关的数据包括：
[0073]
·
要进行的维护操作，
[0074]
·
必须对其进行维护操作的核反应堆，
[0075]
·
必须进行该操作的时间和日期。
[0076]
该方法可以进一步包括以下步骤：搜寻给维护操作指定的针对每个核反应堆的正常操作的重要性等级、区分两种可能的重要性等级，这两种可能的重要性等级是关键重要性等级和非关键重要性等级，
[0077]
对于关键操作，监测装置将每个核反应堆的控制留给控制系统或所述核反应堆的每一个的对应操作人员，并且监测装置简单地收集测量的数据，而对于非关键操作，监测装置可以将指令或命令传递给对应的系统，以控制与为所选定的参考核反应堆定义的维护操作的标准计划相对应的核反应堆。
[0078]
本发明的优点是多方面的：
[0079]-对维护操作的进度和结果进行记录和分析。
[0080]-一些简单的操作(比如基本测试或者测量值或参数的读取)是自动化的，以便最大限度地减少由于所执行的任务的重复性而导致的人为错误的风险。
[0081]-单个团队可以监测若干个核反应堆，从而减少监测大型反应堆群的成本。
[0082]-该系统是安全的，以便确保没有计算机漏洞危及反应堆的关键功能，并且确保更好地抵御黑客行为。
附图说明
[0083]
在阅读以下对一个优选实施例的描述后，本发明的其他特征和优点将会显现。该描述将参考附图给出，在附图中：
[0084]
图1是根据本发明的控制装置的通用架构的示意图；
[0085]
图2a是根据本发明的控制装置的集中式架构的示意图；
[0086]
图2b是根据本发明的控制装置的分布式架构的示意图。
具体实施方式
[0087]
架构
[0088]
参考图1，用于控制若干个核反应堆、专用于监测和维护的装置dc根据以下通用架构进行组织：
[0089]-n个核反应堆r-1至r-n，每个核反应堆经由专用控制系统(sc-1至sc-n)进行导控，特别地，这些核反应堆可以是小型模块化反应堆；
[0090]-监测系统s-surv，其旨在寻回(recover)由每个反应堆的传感器测量的数据，该监测系统包括反应堆状态的数据库bdd-e，使得可以存储由传感器测量的值的历史以及发送到反应堆的所有部件的命令；
[0091]-用于计划维护操作的系统s-plan，该系统旨在协助负责反应堆的人员监测和维护反应堆，该系统包括维护操作的数据库bdd-op，使得可以存储关于要进行的维护和监测操作的信息。计划系统还具有人机界面(hmi)，该人机界面是包括屏幕以及信息输入装备的独立装置的形式或者是可以从计算机或触摸板使用的软件或网络应用的形式。
[0092]
这种架构可以以集中式方式或分布式方式实现。
[0093]
参考图2a，在集中式架构的情况下，使用集中式控制装置dc-c。dc-c集中式控制装置包括：
[0094]-集中式监测系统s-surv-c，其可以由一个或若干个计算机服务器构成，该集中式监测系统负责通过与反应堆r-1至r-n相关联的控制系统sc-1至sc-n处理在所述每个反应堆上收集的数据。集中式监测系统s-surv-c进一步包括数据库bdd-e，该数据库可以以一个或若干个单独服务器的形式集成，该数据库经由具有星形拓扑的专用局域网(lan)与集中式监测系统s-surv-c通信或者安装在与集中式监测系统s-surv-c的其余部分相同的服务器上；
[0095]-用于计划维护操作的集中式计划系统s-plan-c，该系统可以由一个或若干个计算机服务器构成，该系统负责跟踪和组织在装置所控制的所有反应堆上进行的维护操作。该系统通过优选具有星形拓扑的专用局域网(lan)连接到集中式监测系统s-surv-c。数据库bdd-op可以以一个或若干个单独服务器的形式集成，该数据库经由专用局域网(lan)与用于计划维护操作的集中式计划系统s-plan-c通信或者安装在与用于计划维护操作的集中式计划系统s-plan-c的其余部分相同的服务器上。
[0096]
这两个(监测和计划)系统也完全可以组装在单个服务器中。
[0097]
控制装置dc-c通过广域网10(比如数据交换网络)连接到控制系统sc-1至sc-n。该网络优选地可以是专用数据交换网络，以便确保所连接装备的安全性，比如“内联网”网络，加密数据经由该网络进行传送或者通过对称加密方法(比如aes、des、三重des等加密)或通过非对称加密方法(比如rsa加密)进行传送，以便确保连接到数据交换网络的设备的安全性。在使用非对称加密方法的情况下，在集中式控制装置dc-c和反应堆的控制系统sc-1至sc-n之间的每次数据交换之前创建安全关联。这些安全关联基于在每一方(dc-c、sc-n)中预先登记的安全元素，比如大型对称密钥或以防篡改方式将各方的身份与非对称公钥链接的证书。
[0098]
参考图2b，在分布式架构的情况下，使用一组分布式控制装置dc-1到dc-n。这些分布式控制装置dc-1到dc-n各自与反应堆相关联。每个分布式控制装置由dc-标识，其包括：
[0099]-分布式监测系统s-surv-i，其可以由一个或若干个计算机服务器构成，该分布式监测系统负责通过相关联的控制系统sc-i处理在与其相关联的反应堆r-i上收集的数据。分布式监测系统s-surv-i进一步包括数据库bdd-e，该数据库可以以一个或若干个单独服务器的形式集成，该数据库经由具有全网状拓扑的专用局域网(lan)与分布式监测系统s-surv-i通信，以便确保更好的冗余性和更高的安全性，或者该数据库安装在与分布式监测系统s-surv-i的其余部分相同的服务器上。在该实施例中，数据库bdd-e是分布式数据库，也就是说，数据库的每个实例的内容都是相同的并且包括在所有被监测的反应堆上测量的数据。因此，当将新数据添加到数据库的一个实例中时或者当修改现有数据或从数据库的一个实例中删除现有数据时，该事务被通知给其他实例，并且与添加、删除或修改有关的信息通过广域网10(比如数据交换网络)传送到其他实例。该网络可以是内联网类型的专用数据交换网络，以便确保所连接装备的安全性，加密数据经由所述网络进行传送或者通过对称加密方法(比如aes、des、三重des等加密)或通过非对称加密方法(比如rsa加密)进行传送，以便确保连接到数据交换网络的设备的安全性。在使用对称加密方法或非对称加密方法的情况下，在分布式控制装置dc-1至dc-n和用于控制反应堆的控制系统sc-1至sc-n之间的每次数据交换之前创建安全关联。这些安全关联基于在每一方(dc-1至dc-n和sc-1至sc-n)中预先登记的安全元素，比如大型对称密钥或以防篡改方式将各方的身份与非对称公钥链接的证书。
[0100]-用于计划维护操作的分布式系统s-plan-i，该系统可以由一个或若干个计算机服务器构成，该系统负责跟踪和组织在与其相关联的反应堆上进行的维护操作。该系统通过优选具有全网状拓扑的专用局域网(lan)连接到分布式监测系统s-surv-i。数据库bdd-op可以以一个或若干个单独服务器的形式集成，该数据库经由专用局域网(lan)与用于计划维护操作的分布式计划系统s-plan-i通信或者安装在与用于计划维护操作的分布式计划系统s-plan-i的其余部分相同的服务器上。在该实施例中，数据库bdd-op是分布式数据库，也就是说，数据库的每个实例的内容都是相同的并且包括在所有被监测的反应堆上测量的数据。因此，当将新数据添加到数据库的一个实例中时或者当修改现有数据或从数据库的一个实例中删除现有数据时，该事务被通知给其他实例，并且与添加、删除或修改有关的信息通过广域网10(比如数据交换网络)传送到其他实例。该网络可以是专用数据交换网络，以便确保所连接装备的安全性，加密数据经由所述网络进行传送或者通过对称加密方法(比如aes、des、三重des等加密)或通过非对称加密方法(比如rsa加密)进行传送，以便确保连接到数据交换网络的设备的安全性；
[0101]
这两个(监测和计划)系统也完全可以组装在单个服务器中。
[0102]
最后，还可以合并两种类型的架构，当希望控制在不同现场的若干个副本中存在的反应堆时，这种可能性被证明是特别相关的。在这种情况下，存在于同一现场的所有反应堆可以由集中式控制装置控制，并且该集中式系统本身形成分布式控制装置的一部分。
[0103]
监测系统的操作
[0104]
在任何时候或周期性地，监测系统负责测量和记录反应堆及其设备的所有状态和操作参数，这些操作参数例如是：
[0105]-反应堆及其辅助回路的温度、压力、流速、液位、功率、化学组成、控制参数等；
[0106]-堆芯的中子参数：中子功率、功率分布、控制棒的位置、可溶性硼浓度；
[0107]-涡轮交流发电机单元、水站、电网的状态和操作参数；
[0108]-在设备或在现场进行的测量；天气、冷源温度、辐射防护；
[0109]-振动、性能或使用次数的测量；
[0110]-等等。
[0111]
这些操作参数以一定的时间步长(例如大约一秒)记录在核反应堆状态的数据库中，从而允许识别部件的故障、在发生技术事故的情况下检查操作历史、以及开发模型以便预测反应堆或其部件的未来状态。
[0112]
计划系统的操作
[0113]
计划系统本身旨在确保反应堆维护过程的稳健性，这些维护操作是由操作人员进行的操作或者是由装备本身自动进行的测试(例如，系统的自动顺序、可用性或性能的测试)。为此，它包括维护操作的数据库，在该数据库中记录了要在所有反应堆上进行的所有维护操作以及对于每个维护操作来说必须进行操作的最后期限和使得可以识别必须在其上进行维护操作的反应堆的信息。此外，当进行维护操作时，操作人员或操作后自动生成的报告会将记录添加到数据库。
[0114]
这些记录可以由操作人员经由安全地连接到分布式通信网络的便携式终端以表格的形式完成，并且使得可以验证或通知所进行的维护操作。
[0115]
计划系统管理必须定期(例如，每两个月、每年等)进行的维护操作。计划系统还可以依据先前进行的维护操作的结果、依据反应堆的操作历史、依据操作参数的值或依据这些值的演变或依据从其他反应堆吸取的教训(经验反馈)来添加要进行的维护操作。例如，如果计划系统检测到涡轮机中异常高的振动，则计划系统可以自动将检查涡轮机状态的操作添加到数据库中。以相同的方式，当计划系统检测到过高的温度值、异常的压力变化、部件故障，或者在相邻反应堆上发生事故并且需要对其他反应堆进行检查的情况下，计划系统可以添加要进行的维护操作。计划系统可以触发自动补充操作或者由操作人员进行。
[0116]
关键等级
[0117]
由于受控制系统控制的装备的敏感性，反应堆的控制系统必须具有关于其监测的部件对反应堆的正常操作的重要性的信息，以便知道如何监测它们。为此，给维护操作以及反应堆的部件指定两种重要性等级：当操作或部件对于反应堆的正常操作至关重要时，为“关键”，否则为“非关键”。这些重要性等级允许识别反应堆的哪些部件或哪些维护操作需要更多的关注，例如通过要求合格监督者的干预、通过仅允许经过正式检查(例如通过静态分析方法)的软件部件处理被识别为“关键”的部件或操作或者通过简单地收集测量数据。也可以只允许装置监督“非关键”维护操作并且将所有“关键”维护操作的控制留给反应堆的每一个的对应控制系统，从而使“关键”维护操作独立于计划系统。可以被认定为“关键”的维护操作是与和安全、环境、安保或可用性有关的系统、结构或部件有关的操作，比如：
[0118]-操作中的反应堆；
[0119]-反应堆安全系统或保障系统；
[0120]-反应堆保护系统；
[0121]-分类辅助系统：
[0122]
·
通风，
[0123]
·
控制命令，
[0124]
·
电力分配，
[0125]
·
应急柴油机，
[0126]
·
制冷系统，
[0127]
·
泵站，以及
[0128]
·
围堵体；
[0129]-涡轮交流发电机单元及其用于操作的辅助设备：
[0130]
·
冷凝器，
[0131]
·
水站，
[0132]
·
冷却回路，
[0133]
·
变压器，以及
[0134]
·
排放站。
[0135]
这些部件被归类为“关键”部件。
[0136]
相反，可以被认定为“非关键”的维护操作是与其他结构系统或组件有关的操作，比如：
[0137]-对负载设定或频率设定点进行设定(远程设定)；
[0138]-污水和废物的处理；
[0139]-脱盐站；
[0140]-辅助蒸汽的生产；
[0141]-现场施工；
[0142]-通用服务。
[0143]
这些部件未被归类为“关键”部件。
[0144]
随着时间的推移对装置的改进
[0145]
所进行的数据收集，比如与一组物理参数有关的物理测量，监测系统和计划系统对这些测量(冷却回路的温度、次级的电流-电压等)中的至少一个的时间演变的准确估计用于改进故障的检测以及识别在检测到异常之后要采取的行动。事实上，在核反应堆状态的数据库中所记录的数据可以与在维护操作的数据库中所记录的数据相结合，更具体地说，关于维护操作的进度的报告允许例如建立由反应堆的传感器检测到的值和部件的状态之间的关系，或者通过应用自动学习方法来预测测试的结果。例如通过使用递归神经网络训练自动学习模型来完成检测至少一个测量参数的异常漂移的任务，递归神经网络例如是lstm(长短期记忆)类型的模型、gru(门控递归单元)类型的模型、双向递归网络的模型。此外，这种模型的使用允许检测通过更简单的方法(比如与参数相关联的公差裕度)检测不到的故障。因此，当控制装置识别出故障的风险时，故障检测允许对新的检查操作或新的自动测试进行编程。
[0146]
一组核反应堆的导控(piloting)
[0147]
为了简化操作团队对反应堆的管理，还提出了一种方法，该方法包括修改反应堆的一些操作参数，使得一组核反应堆的所有反应堆以相似的方式运行，例如相同的负载等级、相似的温度、泵的出口处的相似的水流速等。因此，这允许在核反应堆组的所有反应堆上具有相似程度的部件磨损，并且因此依据和反应堆组的其他反应堆来预测反应堆的部件的状态，例如，如果部件在反应堆上发生故障，则控制装置将自动对具有相似操作参数的所
有反应堆上的该部件的检查进行编程。这也允许一组反应堆的“团结”运行，以便例如在反应堆之间分配负载或对网络调用的负载瞬变的响应：将优先使用操纵性最高的反应堆，闲置可能处于更难操纵的情况下的反应堆(因为在周期结束时，或者在用于进行测试的稳定操作中)，由其他反应堆对处于困难(或处于事故)中的反应堆进行补偿，等等。
[0148]
操作参数的这种调整进一步与创建反应堆组的算法相关联。该算法基于传统的数据划分(聚类)方法，该算法创建所有核反应堆的分区，这些分区被称为集群。一旦创建了集群，依据操作参数的值，总是可以向其添加新的反应堆或排除形成集群的一部分的反应堆。因此，如果一个反应堆比集群的其他反应堆受到高得多的生产请求，则可以将其排除或重新分配给新的更合适的集群。为此，可接受的变化裕度与反应堆的每个操作参数相关联，以便允许决定给定的反应堆是否可以保持在其集群中或者是否必须改变它。