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基于参数自回归算法的核电厂关键设备早期预警方法研究

赵庆兵 魏士源 翟小飞 吕元亮 王子虎 潘凡 赵彤

赵庆兵, 魏士源, 翟小飞, 吕元亮, 王子虎, 潘凡, 赵彤. 基于参数自回归算法的核电厂关键设备早期预警方法研究[J]. 核动力工程, 2021, 42(6): 209-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0209
引用本文: 赵庆兵, 魏士源, 翟小飞, 吕元亮, 王子虎, 潘凡, 赵彤. 基于参数自回归算法的核电厂关键设备早期预警方法研究[J]. 核动力工程, 2021, 42(6): 209-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0209
Zhao Qingbing, Wei Shiyuan, Zhai Xiaofei, Lyu Yuanliang, Wang Zihu, Pan Fan, Zhao Tong. Parameter Autoregression Algorithm-Based Early Warning Method for Critical Equipment in Nuclear Power Plants[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(6): 209-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0209
Citation: Zhao Qingbing, Wei Shiyuan, Zhai Xiaofei, Lyu Yuanliang, Wang Zihu, Pan Fan, Zhao Tong. Parameter Autoregression Algorithm-Based Early Warning Method for Critical Equipment in Nuclear Power Plants[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(6): 209-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0209

基于参数自回归算法的核电厂关键设备早期预警方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0209
详细信息
    作者简介:

    赵庆兵(1987—),男,工程师,现主要从事核电设备状态监测方面的研究工作,E-mail: zhaoqb@cnnp.com.cn

  • 中图分类号: TL353

Parameter Autoregression Algorithm-Based Early Warning Method for Critical Equipment in Nuclear Power Plants

  • 摘要: 本研究设计并开发了一种基于参数自回归算法的用于核电厂关键设备早期预警的方法,该方法创新性地引入了基于多维度时序数据的参数自回归算法,对设备正常运行状态下的参数进行估计,并通过与实测值分析比较来提取残差特征,从而实现了基于动态阈值的设备状态监测机制。此外,结合设备机理,本研究提出并采用了测点重要度的关键概念,通过对设备核心部件拆分建模,实现了对设备运行状态的识别、异常征兆的早期预警、故障部件的确定和相关报警事件的生成。本研究在AP1000核电机组的核心设备——反应堆冷却剂泵(简称主泵)上对设计开发的方法进行了测试验证,通过对主泵实际运行数据和异常事件的相关数据分析,结果表明,与现有设备状态监测方法相比,新建立的关键设备早期预警方法可以在早期发现相关设备的异常征兆,进行预警,并给出关键信息协助工程师进行故障的分析和定位,从而显著缩短了故障诊断和排故的时间,同时极大降低了关键设备监测的人力投入。

     

  • 图  1  设备早期预警方法流程图

    Figure  1.  Flow Chart of Early Warning Method for Equipment

    图  2  主泵结构示意图

    Figure  2.  Structural Diagram of Reactor Coolant Pump

    图  3  轴承异常升温事件下算法的识别结果

    Figure  3.  Algorithm Identified Results Under Abnormal Bearing Temperature Rise Event

    图  4  冷段流量异常上升算法的识别结果

    Figure  4.  Algorithm Identified Results under Abnormal Rise in Cold Section Flow

    表  1  验证集下轴承模型估计结果与部分测点信息

    Table  1.   Estimated Results of the Bearing Model under Validation Set and Partial Measurement Points Information

    核心测点平均绝对误差最大绝对误差平均相对误差/%测点重要度
    主泵轴承水温度0.2512℃0.9341℃0.4140最重要
    主泵功率7.6639 kW28.4718 kW0.0981重要
    主泵转速0.0143 r/min0.0367 r/min0.0114最重要
    轴承振动测点振动幅值0.0003 mm0.0011 mm9.6764重要
    下载: 导出CSV

    表  2  算法在正常样本与异常样本下识别结果

    Table  2.   Algorithm Identified Results under Normal and Abnormal Samples

    核心测点平均绝对误差最大误差
    正常样本异常样本正常样本异常样本
    主泵轴承水温度/℃0.247982.616110.934085.24965
    主泵功率/kW8.120868.9902428.4718028.56510
    主泵转速/(r·min−1)0.011690.010100.033720.03438
    轴承振动测点振动幅值/mm0.000260.000250.000880.00102
    下载: 导出CSV
  • [1] 张明乾,刘昱,李承亮. 浅谈压水堆核电站AP1000屏蔽式电动主泵[J]. 水泵技术,2008(4): 1-5.
    [2] 毛昌森,陈富彬. AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析[J]. 核动力工程,2013, 34(6): 143-147. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2013.06.034
    [3] 官益豪. 三门核电AP1000机组无损检验技术能力验证实践探讨及分析[J]. 无损检测,2014, 36(5): 73-77+79.
    [4] 魏士源. 三门核电AP1000机组系统工程师巡检方案的策划与实施[J]. 科技创新导报,2018, 15(11): 61-62.
    [5] 郑华文,曹衍龙,杨将新,等. 基于支持向量机的核电站松动件质量估计方法[J]. 浙江大学学报:工学版,2010, 44(8): 1525-1529.
    [6] 李彬. 时频分析技术在AP1000特殊监测系统中的应用研究[D]. 哈尔滨: 哈尔滨工程大学, 2015.
    [7] 陈志辉,夏虹,王涛涛. 基于小波分析的主冷却剂泵转子故障诊断方法研究[J]. 核动力工程,2008, 29(3): 108-112.
    [8] HINES J W, GARVEY D, SEIBERT R, et al. Technical review of on-line monitoring techniques for performance assessment, Volume 2: Theoretical issues[R]. Washington: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007.
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出版历程
  • 收稿日期:  2020-09-15
  • 修回日期:  2020-11-11
  • 刊出日期:  2021-12-09

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