Study on Data Driven Anomaly Detection and Analysis Algorithm for Nuclear Power Systems
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摘要: 针对核动力系统在线异常检测存在故障样本稀少且不完备的现实问题，借鉴安全运行域的概念，基于逻辑距离计算的思路，提出一种基于正常运行数据驱动的核动力系统异常检测方法，并以某核动力系统常用运行工况历史数据为对象，对算法进行了试验验证。结果表明，设计算法能有效检测系统异常和故障，具有良好的可靠性和可解释性，并且检测力度具有可调节性。Abstract: Aiming at the problem that there are few and incomplete fault samples in nuclear power system on-line anomaly detection, referring to the concept of Safe operation domain, and based on the idea of logical distance calculation, this paper proposes a nuclear power system anomaly detection algorithm based on normal operation data. Taking the historical data of common operating conditions of a nuclear power system as the object, numerical experiments were carried out to verify the algorithm. The results show that the design algorithm can effectively detect system anomalies and faults, with good reliability and interpretability, and the detection strength can be adjusted.
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Key words:
- Anomaly detection /
- Nuclear power system /
- Data driven /
- Safe operation domain /
- Logic distance
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图 1 数据驱动的核动力系统异常检测算法体系
Figure 1. Framework and Steps for Data Driven Anomaly Detection Algorithm of Nuclear Power Systems
图 2 核动力系统运行状态参数遴选策略
Figure 2. Selection of Operation Condition Parameters of Nuclear Power Systems
图 3 运行域与运行状态数据逻辑关系示意图
Figure 3. Schematic Diagram of Logical Relationship between Operation Domain and Operation Condition Data
图 4 功率1样本数据部分关键参数分布
每一种颜色的曲线表示核动力系统在不同的历史运行阶段，功率1工况对应的一个连续样本集合，集合元素数为5000
Figure 4. Distribution of Some Key Parameters of Sample Data for Power 1 Condition
图 5 偶发性异常检测验证
①—蒸汽消耗突然增加；②—蒸汽发生器2给水突然减少；③—蒸汽发生器2给水突然增加；④需求功率偶然变化，与核功率不匹配；⑤—轴转速陡增4~9倍；⑥蒸汽发生器2给水减少叠加二回路耗气增加；⑦—蒸汽发生器2给水突然增加
Figure 5. Verification of Accidental Anomaly Detection
图 6 功率1破坏性损伤故障检测验证
Figure 6. Verification of Destructive Damage Fault Detection under Power 1 Condition
图 7 不同训练样本与标准运行工况之间的逻辑距离随系统运行时间的变化
Figure 7. Change of Logic Distance between Different Training Samples and Standard Operating Conditions with System Operation Time
图 8 快速升负荷工况系统异常检测验证
Figure 8. Verification of System Anomaly Detection under Rapid Load Increasing Condition
表 1 核动力系统运行工况体系
Table 1. Operating Condition System for Nuclear Power System
稳态运行工况 切换类工况 启/停堆类工况 功率1 功率M切换至功率
L，M≠L且M、L∈1，2$, \cdots ,$ N冷启动（物理启动）、热启动、正常停堆、紧急停堆 功率2 $ \vdots $ 功率N 
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表 2 标准运行工况体系及安全运行域表征函数
Table 2. Characterization Function of Standard Operating Condition System and Safe Operation Domain
运行工况 标准运行工况对应特征向量 空间逻辑距离 所属阈值 稳态工况 功率1 $ {\boldsymbol{A}}_{1}=\left[{a}_{\rm{1}}{,}{a}_{2},\cdots {,}{a}_{\rm{23}}\right]$ ${d_{{\rm{AB}}}} = \sqrt {{c_1}{{\left[ {\left( {{a_1} - {b_1}} \right)/{a_1}} \right]}^2} + {c_2}{{\left[ {\left( {{a_2} - {b_2}} \right)/{a_2}} \right]}^2} + \cdots + {c_{23}}{{\left[ {\left( {{a_{23}} - {b_{23}}} \right)/{a_{23}}} \right]}^2}} $ Q1 功率2 ${{\boldsymbol{A}}_2} = \left[ {{a_1},{a_2}{\rm{,}} \cdots ,{a_{{\rm{23}}}}} \right]$ Q2 $ \vdots $ $ \vdots $ $\vdots $ 功率N ${{\boldsymbol{A}}_N} = \left[ {{a_{\rm{1}}},{a_2}, \cdots ,{a_{{\rm{23}}}}} \right]$ QN 切换工况 功率M至功率L $ {\boldsymbol{A}}_{{\text{切}}}=\left[\begin{array}{l}{a}_{\rm{1}},{a}_{2},\cdots ,{a}_{\rm{23}}\\ {a}_{\rm{1}}^{\prime },{a}_{\rm{2}}^{\prime },\cdots ,{a}_{k}^{\prime }\end{array}\right]$ $\begin{array}{l} {d_{ {\rm{AB} } } } = \sqrt { {c_1}{ {\left[ {\left( { {a_1} - {b_1} } \right)/{a_1} } \right]}^2} + {c_2}{ {\left[ {\left( { {a_2} - {b_2} } \right)/{a_2} } \right]}^2} + \cdots + {c_{23} }{ {\left[ {\left( { {a_{23} } - {b_{23} } } \right)/{a_{23} } } \right]}^2} } \\ {d_{ {\rm{AB} } } }^{\prime} = \sqrt { {c_1}^{\prime} { {\left[ {({a_1}^{\prime} - {b_1}^{\prime} )/{a_1}^{\prime} } \right]}^2} + \cdots + {c_k}^{\prime} { {\left[ {\left( { {a_k}^{\prime} - {b_k}^{\prime} } \right)/{a_k}^{\prime} } \right]}^2} } \left( {k < 23} \right) \end{array}$ Q切 启/停堆工况 冷启动 $ {\boldsymbol{A}}_{{\text{冷}}}=\left[\begin{array}{l}{a}_{\rm{1}},{a}_{2},\cdots ,{a}_{\rm{23}}\\ {a}_{1}^{\prime },{a}_{\rm{2}}^{\prime },\cdots ,{a}_{k}^{\prime }\end{array}\right]$ Q冷 热启动 ${\boldsymbol{A} }_{ {\text{热} } }=\left[\begin{array}{l}{a}_{\rm{1} },{a}_{2},\cdots ,{a}_{\rm{23} }\\ {a}_{1}^{\prime },{a}_{\rm{2} }^{\prime },\cdots ,{a}_{k}^{\prime }\end{array}\right]$ Q热 正常停堆 $ {\boldsymbol{A}}_{{\text{正}}}=\left[\begin{array}{l}{a}_{\rm{1}},{a}_{2},\cdots ,{a}_{\rm{23}}\\ {a}_{1}^{\prime },{a}_{\rm{2}}^{\prime },\cdots ,{a}_{k}^{\prime }\end{array}\right]$ Q正 紧急停堆 $ {\boldsymbol{A}}_{{\text{紧}}}=\left[\begin{array}{l}{a}_{1},{a}_{2},\cdots ,{a}_{\rm{23}}\\ {a}_{1}^{\prime },{a}_{\rm{2}}^{\prime },\cdots ,{a}_{k}^{\prime }\end{array}\right]$ Q紧 AN——核动力系统在功率N工况稳态运行时，对应的标准运行工况特征向量；A切—核动力系统在功率切换过程中对应的标准运行工况特征向量；A冷—核动力系统在冷态启动的过对应的标准运行工况特征向量；A热—核动力系统在热态启动过程中对应的标准运行工况特征向量；A正—核动力系统正常停堆过程中对应的标准运行工况特征向量；A紧—核动力系统在紧急停堆过程中对应的标准运行工况特征向量；dAB—核动力系统当前运行工况提取的特征向量与标准运行工况提取的特征向量之间的逻辑距离；QN—核动力系统在功率N工况异常检测对应的阈值（在此工况下，如果计算所得的dAB大于阈值QN，则认为检测到系统异常，否则认为系统正常运行）；Q切、Q冷、Q热、Q正、Q紧—核动力系统在功率切换、冷态启动、热态启动、正常停堆、紧急停堆过程中，核动力系统异常检测对应的阈值
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表 3 功率1标准运行工况及参数权值分配
Table 3. Power 1 Standard Operating Condition and Parameter Weight Allocation
参数名称 标准值 权值 堆入口温度1 下限基准值+33.0℃ 0.0425 堆入口温度2 下限基准值+33.1℃ 0.0425 堆出口温度1 下限基准值+2.5℃ 0.0425 堆出口温度2 下限基准值+2.0℃ 0.0425 右环路流量 下限基准值+35.0 t·h−1 0.0535 左环路流量 下限基准值+65.1 t·h−1 0.0535 稳压器压力 下限基准值+2.31 MPa 0.0525 稳压器温度 下限基准值+35.9℃ 0.0520 稳压器水位 下限基准值+22.67 cm 0.0530 净化离子交换器进口温度 下限基准值+6.02℃ 0.0300 二回路负荷功率 下限基准值+0.44% 0.0515 核功率 下限基准值+1.10% 0.0550 净化水温度 下限基准值+6.11℃ 0.0215 净化水流量 下限基准值+0.20 t·h−1 0.0215 主蒸汽压力1 下限基准值+0.224 MPa 0.0420 主蒸汽压力2 下限基准值+0.174 MPa 0.0420 蒸汽发生器水位1 下限基准值+31.42 cm 0.0415 蒸汽发生器水位2 下限基准值+35.48 cm 0.0415 蒸汽发生器给水流量1 下限基准值+1.89 t·h−1 0.0425 蒸汽发生器给水流量2 下限基准值+0.70 t·h−1 0.0425 蒸汽发生器蒸汽流量1 下限基准值+1.51 t·h−1 0.0420 蒸汽发生器蒸汽流量2 下限基准值+1.38 t·h−1 0.0420 轴转速（归一化） 下限基准值+0.16 0.0500
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