[发明专利]基于混合模型的核电站主泵密封故障诊断方法

说明书

本发明提供一种基于混合模型的核电站主泵密封故障诊断方法，其包括以下步骤：S1、分析核电站主泵密封装置的故障影响因素及机理：核电站主泵的故障影响因素及机理包括腐蚀以及结垢；S2、构建退化点检测模型：将数据库划分为退化点前的数据和退化点后的数据；S3、基于混合模型构建故障诊断模型并进行实时诊断分析；本发明提出了基于混合模型的故障诊断模型方法，其中物理模型的构建有效地将不可被监测的健康指标S_m与可被监测的变量联系起来，使模型具有较好的物理可解释性；数据驱动的模型则提高了模型参数估计的有效性。

技术领域

本发明涉及故障诊断方法领域，具体地涉及一种基于混合模型的核电站主泵密封故障诊断方法。

背景技术

核电作为一种新兴的能源方式，具有着清洁、安全、资源消耗小、运输成本低、发电量稳定等优点。其长期、持续发展对于减少碳排放、优化能源结构有着重要的作用。然而，核电站一旦发生放射性泄漏事故，难以得到有效、快速的处理，将会引发严重的公共安全事件。我国在《中国的能源政策(2012)白皮书》中强调了构建安全、稳定、清洁的现代能源体系的重要性。同时，核电站的投资、设计、制造、运行、维护陈本极高。因而，核电站的稳定运行，是全世界核电发展研究的共同目标。

自1960年起，第二代核电站在世界范围内陆续建成。他们主要分为压水堆(PWR)、沸水反应堆(BWR)，先进气冷反应堆(AGR)和Vodo-Vodyanoi Energetichesky反应堆(VVER)等核电机组，通常被称为轻水堆(LWRs)。这些核电站大部分情况下由核反应堆的操作人员对于相关功能进行电机操作，只有少部分安全功能，如压力安全阀，是自动控制、无需操作员进行操控的。压水堆中的冷却剂，或称载热剂，为轻水。其热容和热导率大，熔点低、沸点高，对热和辐射有良好的稳定性，因而使得轻水堆可以有较大的运作功率，使核反应堆占地面积更小、经济效益更高。压水堆核电站共有三级循环回路，其工作过程主要依赖于冷却剂在回路中不断循环以达到散热。在一级回路中，发电机做功带动循环泵，将冷却剂抽取到回路中，以蒸汽的形式将核反应产生的热量通过管壁传输至二级回路。二级回路中的高温蒸汽进入汽轮机，三分之一的能量可以带动发电机进行发电，余下的三分之二则通过冷凝器排除到循环体系外。三回路则是一个开式回路，用于排除无法利用的剩余热量。目前，压水堆核电站技术逐渐成熟，停堆、换料时间逐步缩短，组件也逐渐标准化、系列化，商业应用发展前景向好。

主冷却剂循环泵(简称核主泵)用于推动冷却剂在核反应堆中的流动，是核反应堆中最重要的装置。它主要由电动机、液压部分和密封装置三部分组成。密封装置位于电动机与液压装置之间，将装置漏出的冷却剂收回到系统中，以防止其泄漏至外部环境而造成污染和潜在危险。据统计，70％以上的核主泵故障来自于密封装置。一级机械密封装置是一个构件繁多、结构复杂、非线性的系统，要想解决该问题，需要对于该装置的故障模式及产生原因进行具体分析，采取有效的检测、诊断方法，并及时向核电站工作人员进行反馈，以便于及时有针对性地开展视情维修。

当前，核电站的安全、高效运行受到人们广泛的关注，其中核主泵一级机械密封装置的故障机理诊断与处理更是亟待解决的问题。然而，由于现有的故障诊断模型，如专家经验模型、物理模型、数据驱动模型等都具有各自的局限性，或是缺乏诊断的准确度，或是可解释性较差、无法反馈到系统设计阶段。

发明内容

为了解决上述提到的现有技术的不足，本文提出了一种基于混合模型的核电站主泵密封故障诊断方法，用于对核电站主泵密封故障机理进行诊断并对故障类型及发生时间进行判断，从而能够避免故障的发生。该方法建立在对于核主泵泄漏量数据的分析，主要包括退化点检测、故障机理诊断两个步骤。

具体地，本发明提供一种基于混合模型的核电站主泵密封故障诊断方法，其包括以下步骤：

S1、分析核电站主泵密封装置的故障影响因素及机理：核电站主泵的故障影响因素及机理包括腐蚀以及结垢；

S2、构建退化点检测模型：将数据库划分为退化点前的数据和退化点后的数据；