共查询到20条相似文献,搜索用时 156 毫秒
1.
核电厂运行过程中有许多瞬态过程,装置失灵、处理系统故障和安全系统失效都可能引起瞬态过程。这些瞬态过程可能导致电厂进入非期望的异常状态。如果电厂处于非期望状态(一般称为始发事件),操纵员必须执行诊断和纠正措施,但是操纵员的反应可能太慢而不能减轻故障的不利影响。而本论文的目的是开发一种基于人工神经网络的操纵员支持系统,这个系统将辅助操纵员在始发事件的发展初期将其识别出来。电厂异常情况可通过处理仪表的读数来诊断和识别。基于征兆的诊断系统用于识别始发事件。该系统对始发事件的识别是通过使用弹性反传算法(Resilient Back Propagation Neural Network Algorithm)来实现。一旦识别出始发事件,系统将显示始发事件类型和必要的操纵员规程,还显示相关参数的趋势曲线。目前该系统能够识别Narora核电站的8个始发事件。本文将以一个始发事件为例,说明该诊断系统的特征。 相似文献
2.
3.
核电厂操纵员心理选拔系统研究 总被引:3,自引:0,他引:3
核电厂操纵员心理选拔系统研究是职业适宜性研究的一个重要方面.,通过研究找出核电厂操纵员应具有的心理胜任特质,并据此选拔适合的人员.对提高核电厂的安全性和可靠性具有重要意义。本文在分析核电厂操纵员工作和任务特点基础上.找出操纵员的工作行为特点。参考其他危险职业领域人员心理选拔的研究成果,将这些工作行为特点、重要的行为影响因素与特定的心理评价维度相对应,从认知能力、人格特质、心理健康等3个方面给出了操纵员心理选拔系统所需要的21个维度.并提出各个维度的测量方法。 相似文献
4.
核电厂操纵员在监视核电厂数字化人-机界面参数信息时,某些时刻难以判断下一个最可能的监视目标,从而导致监视延迟或转移失误的情况。为更好研监视路径预测问题,提出基于马尔可夫过程的监视过程预测路径规划方法,包括监视过程预测路径模型、监视过程预测路径规划算法、转移路径成功率算法。基于提出的方法,对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故操纵员监视转移行为进行分析,以数字化人-机界面作为t时刻监视任务的信息源节点,可以准确预测到下一个监视目标的转移路径,提高操纵员监视绩效并成功地降低监视失误风险。 相似文献
5.
6.
文章中讨论了两个系统:自动启动智能控制系统(ASICS),它自动地控制压水堆核电厂从冷停堆到反应堆功率的5%;警报与综合诊断操纵员支持系统(ADIOS),它把报警过程值和诊断信息集成到一个进行警报处理的专家系统中。根据核电厂启动操作的常规规程,核电厂是手动控制从冷态到5%功率的.在核电厂和其它电厂中,检查异常主要利用的资源是警报信息。传统的硬件报警系统以单传感器单指示器为特点。这将使控制室中的操纵员在面对纷至沓来的警报的瞬间产生思维混乱、设计自动启动智能控制系统(ASICS)和警报与综合诊断操纵员支持系统(ADIOS)以减轻操纵员的负担。计算机软、硬件和信息处理技术的发展,给核电厂和有相关过程的电厂的控制系统与报警系统的改善提供了一个好的机会。对于像ASICS和ADIOS这样以计算机技术或以软件技术为基础的系统来说,测试与评价它们的功能和性能是非常必要的ASICS和ADIOS的功能和性能的评价是在实时功能测试装置上进行的。结果表明:开发的系统对于运行和操纵员的支持是有效的。 相似文献
7.
8.
为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。 相似文献
9.
基于模糊距离的核电厂瞬态分段识别方法 总被引:1,自引:0,他引:1
近年来发展的核电厂瞬态识别技术,可为操纵员提供处于发展阶段的故障信息,有助于了解核电厂状态并及时采取相应的操作动作,保证核电厂的安全运行。将瞬态过程曲线分为两段,前段利用聚类方法用于快速识别,后段利用提取的瞬态过程的特征进行更准确的识别。利用待识别瞬态与参考瞬态间的模糊距离描述二者的相近程度,可以消除噪声等扰动的影响,并得到更符合认知习惯的结果。利用高温气冷堆核电厂仿真机的故障数据验证瞬态识别方法的有效性。 相似文献
10.
11.
针对核电站运行时故障或事故状态的在线实时判定,提出了一种基于复合人工神经网络的故障诊断和事故判定方法.其基本思想是:首先应用BP网络对事故进行成组快速诊断,而后应用RBF网络对BP网络的诊断结果进行区分和检验.利用核电站正常状态和多种事故状态下各故障特征参数输出的仿真计算结果,对所提出的方法进行了检验.结果表明,通过BP网络和RBF网络的优势互补,不仅能对学习过的故障进行快速、正确的诊断,对不同工况下的故障以及未定义的新故障也能够有效地识别.该方法采用的是随时间序列输出诊断结果及其可信度的方式,操纵员容易接受推理结果. 相似文献
12.
13.
ZHOU Tao SUN Canhui LI Zhenyang WANG Zenghui Institute of Nuclear Thermal-Hydraulic Safety St ardization North China Electricity Power University Beijing China Graduate University of Chinese Academy of Sciences Beijing China 《核技术(英文版)》2011,(5):316-320
Human factor errors in probabilistic safety assessment(PSA) of a nuclear power plant(NPP) can be prevented using thermal comfort analysis.In this paper,the THERP+HCR model is modified by using PMV (Predicted Mean Vote) and PPD(Predicted Percentage Dissatisfied) index system,so as to obtain the operator cognitive reliability,and to reflect and analyze human perception,thermal comfort status,and cognitive ability in a specific NPP environment.The mechanism of human factors in the PSA is analyzed by operators of skill,rule and knowledge types.The THERP+HCR model modified by thermal comfort theory can reflect the conditions in actual environment,and optimize reliability analysis of human factors.Improving human thermal comfort for different types of operators reduces adverse factors due to human errors,and provides a safe and optimum decision-making for NPPs. 相似文献
14.
科学合理的操纵员管理是核安全的基础,也是核电厂人力资源管理的发展要求。尤其在三哩岛事故发生之后,操纵员管理更加受到重视。科学合理的操纵员管理的前提和基础是操纵员基本行为参数的预测和决策。灰色理论恰好解决了现行操纵员管理预测和决策中所遇到的困境。整个管理过程分为两步:首先,通过以往的操纵员行为参数的记录,建立灰色预测模型,对其今后行为进行预测;然后,使用灰色决策对其进行决策。计算结果对操纵员管理有一定的指导意义,也为操纵员提高自身素质指明了方向。灰色理论方法为今后操纵员管理提供了新的思路和方法。 相似文献
15.
16.
17.
In order to help nuclear power plant operator reduce his cognitive load and increase his available time to maintain the plant operating in a safe condition, transient identification systems have been devised to help operators identify possible plant transients and take fast and right corrective actions in due time. In the design of classification systems for identification of nuclear power plants transients, several artificial intelligence techniques, involving expert systems, neuro-fuzzy and genetic algorithms have been used. In this work we explore the ability of the Particle Swarm Optimization algorithm (PSO) as a tool for optimizing a distance-based discrimination transient classification method, giving also an innovative solution for searching the best set of prototypes for identification of transients. The Particle Swarm Optimization algorithm was successfully applied to the optimization of a nuclear power plant transient identification problem. Comparing the PSO to similar methods found in literature it has shown better results. 相似文献
18.
利用可信性模糊回归模型研究核电厂操纵员事故响应时 总被引:1,自引:0,他引:1
利用模糊数学中的模糊数概念,采用可信性模糊回归模型研究核电厂操纵员的事故响应.对影响操纵员事故响应时间的绩效形成因子PSF进行了定量化的分析,得到了核电厂操纵员事故响应时间的可信性模糊回归模型定量计算公式.对所得到的结论进行了相应的分析,说明了在小样本情况下所采用研究方法的正确性.研究方法不仅对核电厂的安全运行可以提供相应的参考借鉴而且可以推广到其他研究领域. 相似文献
19.
The digitalized Instrumentation and Control (I&C) system of Nuclear power plants can provide more powerful overall operation capability, and user friendly man-machine interface. The operator can obtain more information through digital I&C system. However, while I&C system being digitalized, three issues are encountered: (1) software common-cause failure, (2) the interaction failure between operator and digital instrumentation and control system interface, and (3) the non-detectability of software failure. These failures might defeat defense echelons, and make the Diversity and Defense-in-Depth (D3) analysis be more difficult. This work developed an integrated methodology to evaluate nuclear power plant safety effect by interactions between operator and digital I&C system, and then propose improvement recommendations. This integrated methodology includes component-level software fault tree, system-level sequence-tree method and nuclear power plant computer simulation analysis. Software fault tree can clarify the software failure structure in digital I&C systems. Sequence-tree method can identify the interaction process and relationship among operator and I&C systems in each D3 echelon in a design basis event. Nuclear power plant computer simulation analysis method can further analyze the available backup facilities and allowable manual action duration for the operator when the digital I&C fail to function. Applying this methodology to evaluate the performance of digital nuclear power plant D3 design, could promote the nuclear power plant operation safety. The operator can then trust the nuclear power plant than before, when operating the highly automatic digital I&C facilities. 相似文献