具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例1

如图1、图2所示，本发明一种核电厂事故规程整定值的确定方法，该方法包括：

S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；

S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据所述基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到事故规程的整定值信息；其中：

所述事故规程整定值的不确定性包括安全壳正常情况下的不确定性和安全壳事故工况下的不确定性；根据所述基准整定值信息和安全壳正常情况下的不确定性，计算得到安全壳正常情况下整定值信息；根据所述基准整定值信息和安全壳事故工况下的不确定性，计算得到安全壳事故工况下整定值信息；

S3：根据所述安全壳正常情况下整定值信息和安全壳事故工况下整定值信息，进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；

S4：根据所述简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息。

具体地，步骤S1中获取的核电厂事故规程的基准整定值信息，采用机器识别方法，根据事故规程整体构架、具体规程的缓解策略实施流程、不同规程间的转折条件、核电厂不同状态的表征参数，并结合核电厂的名义设计参数，以及具体整定值所包含的物理意义来识别确定，具体过程为：首先根据设计信息，梳理核电厂所有系统和设备的正常运行、控制及保护动作的状态指标及动作定值，其次，根据事故规程的基本构架和规程中各项整定值的物理意义，建立事故规程整定值和设计信息之间的定向关联模型，最后，采用所述定向关联模型确定事故规程中各项整定值的基准信息。

具体地，步骤S2中的所述事故规程整定值方法采用的公式为：

S＝S_n+Δs

式中，S为事故规程整定值；S_n为基准整定值；Δs为整定值的不确定性，Δs包括过程测量引入的误差、传感器引入的误差、校准引入的误差、以及仪表所处环境条件引起的误差等。

具体地，还包括事故规程整定值S的校准；基于整定值的不确定性Δs具有方向性，需在事故规程整定值具体功能及物理意义的基础上，对其不确定性的方向性进行考虑；以图2为例，假设仪表不确定性为[△L₁₁,△L₁₂]，其中△L₁₁及△L₁₂的取值为正值或者负值，根据实际的不确定分析进行确定；整定值的不确定性具体取值方向如下所述：

如果通过理论分析表明对参数实际值的需求为：大于L_a，从图2可知，该实际值对应的仪表显示值范围为[L_v1,L_v2]。其中，仪表显示值为L_v1时，对应着更小的实际值L_a1，而L_a1比L_a更小，不符合整定值的理论需求，所以，应选择L_v2作为整定值，即：L_v2＝L_a+△L₁₂

如果通过理论分析表明对参数实际值的需求为：小于L_a，从图2可知，该实际值对应的仪表显示值范围为[L_v1,L_v2]。其中，仪表显示值为L_v2时，对应着更大的实际值L_a2，而L_a2比L_a更大，不符合整定值的理论需求，所以，应选择L_v1作为整定值，即：L_v1＝L_a+△L₁₁。

(1)分析安全壳正常情况下整定值的确定方法

所述事故规程整定值的不确定性包括安全壳正常情况下的不确定性，根据所述基准整定值信息和安全壳正常情况下的不确定性，计算得到安全壳正常情况下整定值信息；其中：

安全壳正常情况是指安全壳内部的环境处于预设(特定)限值以下的情况，通常在这种情况下没有发生核电厂一回路或二回路系统的高能流体向安全壳排放的事故；

所述安全壳正常情况下的不确定性包括过程测量引入的误差、传感器引入的误差、校准引入的误差、计算方法误差。

(2)分析安全壳事故工况下整定值的确定方法

所述事故规程整定值的不确定性包括安全壳事故工况下的不确定性；根据所述基准整定值信息和安全壳事故工况下的不确定性，计算得到安全壳事故工况下整定值信息；其中：

安全壳事故工况是指存在核电厂一回路或二回路系统内的流体向安全壳内排放，导致安全壳出现温度、压力或放射性异常，并超过了预设(特定)限值；在这种情况下，对于安全壳内的仪表系统或设备，其精度可能受到影响，需要确定适用于这种情况下的事故规程整定值；

所述安全壳事故工况下的不确定性包括过程测量引入的误差、传感器引入的误差、校准引入的误差、计算方法误差，以及但是这些误差的分析过程中需要考虑安全壳内事故工况对于整定值测量及误差计算的影响，包括高温高压条件造成的影响、辐照条件造成的影响、或者同时存在高温高压条件以及辐照条件造成的影响。

通过(1)和(2)，将形成两套整定值信息，一套适用于安全壳正常情况，一套适用于安全壳事故工况。需要说明的是，在所获取的两套整定值中，可能存在一些特定整定值的取值是一致的，这是由于这些整定值的相关测量仪表不受安全壳事故工况环境条件的影响或者影响很小，例如，位于安全壳外的测量仪表不受安全壳内事故工况环境条件的影响。

具体地，步骤S3中根据所述安全壳正常情况下整定值信息和安全壳事故工况下整定值信息，采用规程相似功能模型进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；具体包括：首先确定具有相似性的操纵员动作；其次，对这些相似的操纵员动作对应的整定值信息(即逻辑判断条件)进行评价，选取能够保证正确引导操纵员执行上述相似动作的整定值信息作为包络的整定值，从而避免了相似的操纵员动作采用不同的整定值。

具体实施时：

以“蒸汽发生器二次侧发生卸压事故后的停运第一台安注泵”这一操作所涉及稳压器水位整定值为例，对本发明的实施方式进行说明，包括以下具体步骤：

S1：获取蒸汽发生器二次侧发生卸压事故规程的基准整定值信息；

对于“蒸汽发生器二次侧卸压事故”，将导致一回路系统降温降压、造成冷却剂体积收缩，并会触发安注系统自动运行。根据事故规程的整体框架信息，操纵员在进入规程后，首先经过引导规程的确认，通过蒸汽发生器二次侧压力的异常能够进行识别事故并转入相应的子规程，将会涉及到终止安注的操作，安注终止的操作采取“逐步停运安注泵”的方法。安注系统的运行对于该事故所起的主要缓解作用包括：

a.控制堆芯反应性

b.补偿一回路冷却收缩的体积

因此，判断是否可以停运第一台安注泵需要考虑上述两项功能是否已经得到保证。以“补偿一回路冷却收缩的体积”为例，需要关注稳压器水位是否得到恢复，结合核电厂的设计信息，稳压器水位的量程为L₁-L₂，从理论上只要稳压器水位大于L₁，则认为是可以稳压器水位得到了恢复。从而确定停运第一台安注泵需要保证的稳压器水位是大于L₁。

S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据所述基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到事故规程的整定值信息；其中：

所述事故规程整定值的不确定性包括安全壳正常情况下的不确定性和安全壳事故工况下的不确定性；根据所述基准整定值信息和安全壳正常情况下的不确定性，计算得到安全壳正常情况下整定值信息；根据所述基准整定值信息和安全壳事故工况下的不确定性，计算得到安全壳事故工况下整定值信息；具体地：

“蒸汽发生器二次侧卸压事故”可能是由于安全壳内的二次侧管道破口造成的，因此，可能会对安全壳内部环境造成影响，导致安全壳内大气升温升压，如果在二次侧管道破裂的同时伴随着蒸汽发生器传热管破口，则还可能造成安全壳内大气处于高温高压及辐照的条件下。并且，稳压器水位的监测是布置于安全壳内，所以稳压器水位整定值需要考虑正常情况及安全壳事故工况两套信息。

首先，需要明确不确定性的方向选取，通过理论分析可知对于稳压器水位的需求为大于L₁，因此，应该取正方向(或大的)的不确定性。

其次，分析安全壳正常情况下的不确定性为[△L_n1,△L_n2]、安全壳事故工况下的不确定性为[△Ls₁,△Ls₂]，相应的稳压器水位整定值为：

安全壳正常情况下：

L_n＝L₁+△L_n2

安全壳事故工况下：

L_s＝L₁+△L_s2

S3：根据所述安全壳正常情况下整定值信息和安全壳事故工况下整定值信息，进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；

通过步骤S2确定了用于“蒸汽发生器二次侧卸压事故”后停运第一台安注泵的稳压器水位整定值，然后对比事故规程体系下，存在于其它多个子规程中操作的具备类似功能的整定值，例如：确认停运第二安注泵的稳压器水位要求、确认不再需要安注的稳压器水位要求、隔离安注箱的稳压器水位要求等，由于这些整定值的理论需求值是接近的，所以可以对其进行合并，均取为L_n和L_s。

S4：根据所述简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息。

针对步骤S3产生的整定值信息进行验证和评价，从事故发展进程及单个规程功能执行情况的两个维度开展验证和评价，并分别考虑正常情况和安全壳事故工况两种环境条件，论证整定值的设计是否合理。具体地：

筛选典型的二次侧管道破裂事故(主给水管道破裂或主蒸汽管道破裂)进行分析评价，此类事故在核电厂自动响应阶段通过正常控制和保护系统将触发反应堆停堆、停汽机、主蒸汽管道和给水管道隔离、安注启动、辅助给水系统启动等，在操纵员干预后，根据事故规程的指令和前文设计的整定值信息进行手动控制，执行隔离故障蒸汽发生器、控制给水和蒸汽排放、控制稳压器水位、降低安注和终止安注等操作，采用计算机程序模拟上述事故初因、发生事故后核电厂的自动响应以及操纵员根据事故采取的手动操作，论证了在上述步骤中确定的整定值信息下，执行停运第一台/第二安注泵、终止安注、隔离安注箱等操作时，能够将核电厂状态顺利引导至预期的状态，满足要求。

本发明设计一套合理有效的整定值，能够提升事故规程的应对事故、恢复电厂状态的能力；为事故规程整定值的确定过程提供更为全面的指导。

实施例2

如图1、图2所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了一种核电厂事故规程整定值的确定装置，该装置支持实施例1所述的一种核电厂事故规程整定值的确定方法，该装置包括：

获取单元，用于获取核电厂事故规程的基准整定值信息；

确定整定值的不确定性单元，用于确定事故规程整定值的不确定性，根据所述基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到事故规程的整定值信息；其中：所述事故规程整定值的不确定性包括安全壳正常情况下的不确定性和安全壳事故工况下的不确定性；根据所述基准整定值信息和安全壳正常情况下的不确定性，计算得到安全壳正常情况下整定值信息；根据所述基准整定值信息和安全壳事故工况下的不确定性，计算得到安全壳事故工况下整定值信息；

整定值简化单元，用于根据所述安全壳正常情况下整定值信息和安全壳事故工况下整定值信息，进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；

整定值优化单元，用于根据所述简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行上述各个单元继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息；

输出单元，用于输出最优化的事故规程整定值信息。

各个单元的执行过程按照实施例1所述的一种核电厂事故规程整定值的确定方法的流程步骤执行即可，本实施例中不再一一赘述。

本领域内的技术人员应明白，本申请的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本申请可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本申请可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。

本申请是参照根据本申请实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。

这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。

这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。