估计例如核反应堆的工业系统的物理量的未来值的方法 |
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| 申请号 | CN202311352780.1 | 申请日 | 2023-10-18 | 公开(公告)号 | CN117912729A | 公开(公告)日 | 2024-04-19 |
| 申请人 | 法国电力公司; | 发明人 | 帕特里克·博代; 弗兰克·德尔夸涅; 塞尔日·马尔盖; 托马斯·佩尼特; | ||||
| 摘要 | 一种估计系统(1)的量的方法，包括以下步骤：‑对于多个变量中的每个变量，获得连续测量序列，‑确定 稳定性 参数的连续值序列，所述参数是变量变化率的加权和，‑识别其中稳定性参数小于或等于预定 阈值 且持续时间大于或等于预定持续时间的时间间隔，‑估计特定变量的连续估计序列，所述序列的开始时间包含在所述时间间隔中，‑比较所述估计序列和测量序列，以确定调整参数，以及‑使用所述调整参数估计所述系统(1)的物理量。 | ||||||
| 权利要求 | 1.一种用于估计工业系统(1)的物理量的未来值的方法，所述方法包括由估计装置执行的以下步骤： |
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| 说明书全文 | 估计例如核反应堆的工业系统的物理量的未来值的方法技术领域[0001] 本发明涉及对复杂工业系统，特别是核电厂和核反应堆的未来状态的估计。 背景技术[0002] 这里，复杂工业系统是指其状态取决于许多物理量且其演化对其初始条件非常敏感的系统。为了表征这样的系统，需要测量或了解许多变量。这样一个系统的演化也取决于许多变量，这些变量的演化可以相互依赖。 [0003] 工业系统很难控制，因为为了将它们从一个操作点带到另一个操作点将使系统变得高度不稳定，因此很难预测其演变。 [0004] 核反应堆是复杂工业系统的一个例子。其中产生的物理现象涉及核物理，特别是中子学、热力学，特别是热工水力学和热机械学。在反应堆中，中子群控制着一次能量的产生，该能量根据各种传递机制传递至传热流体。该群及其空间分布随时间变化，具体取决于其与周围物质(特别是燃料和传热流体)的相互作用。这种变化尤其是中子的吸收(裂变、增殖和惰性)、扩散、反射和泄漏的函数。应该注意的是，数量的变化会导致周围物质的特性发生变化，这种变化然后可以反馈到中子数量上。 [0005] 例如，重核和中子之间相互作用后的核裂变产生可以被传热流体吸收的能量。周围介质的温度被改变，并且温度的这种变化又改变了反应堆中的核反应性，例如，特别是重核吸收自由中子的概率。反应堆中发生的现象本质上是多种多样的，并且它们相互作用。此外，应该指出的是，中子的数量取决于裂变产生中子过程的动力学，分布在瞬发中子和缓发中子之间；后者占少数，并且在瞬发中子几秒钟后出现，这对反应堆的控制至关重要。 [0006] 就核反应堆而言，由于所谓的可再生能源的出现，对可操作性的需求日益增长。产生所谓可再生能源的系统在电网中的存在越来越多。从本质上讲，这些与气候条件有关，因此会产生间歇性和波动的电力。如果电网也出现这种波动，则无法正常运行。与所谓的可再生能源系统的发电不同，核电站的发电是可以控制的。因此，核电站可以作为可再生能源系统的补充，以确保电网的整体稳定，从而实现电力生产和消费的平衡。为了进一步将所谓的可再生能源整合到电网中，同时使其适应需求，有必要更频繁地调整核反应堆的运行，换句话说，它可以在比以前更短、更多的时间窗口内进行调整。 [0007] 因此，需要更好地预测复杂工业系统的演变，特别是核反应堆的演变。 [0008] 为了更准确地介绍本发明及其在核反应堆中的应用，具体说明以下补充内容。 [0011] 目前，控制规则保证了遵守这些裕度，从而确保安全运行。仿真工具并不能替代这一点，而是可以在遵守控制规则的同时优化控制并更好地适应电网的约束。特别是，当可再生能源在电网上发电时，模拟工具使核电机组能够更快地适应，同时参与减少二氧化碳排放的整体方法。 [0012] 更具体地，本发明的领域涉及复杂物理现象的数值模拟，例如在核机组运行期间产生的那些物理现象。 [0013] 此外，核反应堆的控制需要知道反应堆的当前状态，以便能够在操作员可用的控制装置的帮助下达到预定的操作点。 [0014] 然而，核反应堆内的所述物理现象非常复杂，这使得有必要调用物理学的多个分支，包括核物理学、中子学(例如控制中子数量的定律)、热工水力学(例如流体力学和热传递)、热动力学和热机械学(力对受热材料的影响)；这些科学在这里应用于核反应堆的堆芯。可见，所发生的现象具有不同的性质，而且它们之间也相互作用。因此，例如，裂变(核物理)是由重核与中子(中子学)相互作用产生的，所述裂变产生在材料中传播的热量(热力学)，材料将其热量传递给输送热量的水(热工水力学)。在这里，中子学是中心分支，因为它控制着上述现象的产生，它能够根据能谱来表征空间和时间分布的神经元群，而能谱取决于与材料的相互作用。这些相互作用包括中子的吸收(裂变、增殖和惰性)、扩散、反射和泄漏。除此之外，还必须添加一个与裂变有效产生中子相关的动力学成分，中子分为瞬发中子和缓发中子；后者是少数，在瞬发中子之后几秒钟出现，对于控制反应堆至关重要。 [0015] 因此，很明显，核机组的操作员无法完全理解中子行为，因为他们希望根据易于解释的指标做出决定。最终，操作员无法对反应堆的稳定状态进行评估，而这将使他能够根据观察到的状态，通过中子模拟来预测最接近现实的操作点路径。如果起始状态错误，那么操作点的路径也会错误。这是更普遍已知的问题，称为在将物理模拟模型应用于物理系统之前了解物理系统的“初始条件”。 [0017] ‑一方面快速模拟，例如在不到两分钟的计算内，对于延伸十小时范围的功率瞬变，以及 [0018] ‑另一方面精确模拟要采取的控制行动。 [0019] 事实上，必须始终确保遵守操作和安全裕度，因此必须精确预期这些裕度。精确的模拟进一步使操作员能够完善控制策略以优化操作。 [0020] 这种优化可以采取多种形式，操作员的行动对于做出导致优化的选择至关重要。 [0021] 以通过稀释堆芯中存在的硼酸水来增加功率的情况为例。这种稀释降低了作为中子吸收剂的硼的浓度。因此，硼浓度的降低会自动增加中子数量，从而增加裂变数量，从而增加功率水平。 [0022] 这种稀释引起水的运动，导致硼酸水的排放，硼酸水构成污水，因此对工厂操作员来说是一种不利的废物，即使这种废物是可回收的。 [0023] 操作员可以对硼或吸收棒进行操作，以控制反应堆的功率。每种手段都有不同的特点： [0025] ·硼对功率具有均匀的几何效应，但它的作用速率比吸收棒更适中，并且有一定的延迟(硼从储存库传输到堆芯大约需要十分钟)。每次将硼酸水引入供应核芯的一次回路中，都必须通过抽出等量体积(因为回路的体积是恒定的)来补偿，换句话说，通过产生液体污水来补偿。相比之下，功率的轴向分布比使用吸收棒期间受到的干扰更小，这将需要更少的第二次补偿。 [0026] 由此可见，控制方式的选择需要调和两个相互矛盾的技术要求：轴向功率分布的控制和液体污水的产生。所产生的现象很复杂，因此使用模拟工具对于评估功率的轴向不平衡和产生的污水的体积至关重要。这些知识将使操作员能够根据外部约束(快速功率变化的要求、与污水产生相关的财务或技术约束)选择一个好的折衷方案。 [0027] 已知的解决方案/现有的产品或方法 [0028] 操作员基本上有两种主要的控制核反应堆的行动方式： [0029] ·吸收棒，插入或抽出吸收棒可以调节反应堆的功率和温度， [0030] ·稀释在水中的硼吸收中子。 [0031] 为了明智地使用可用的控制手段，换句话说，有效地并符合安全标准，操作员需要了解核机组的当前状态，并令人满意地了解要通过的瞬态，以达到所需的未来状态。 [0032] 这主要是堆芯中氙的演变，它影响了要采取的行动。氙135是裂变产物之一，直接或通过其他裂变产物的分解产生，是一种非常重要的中子学毒物，其产生与核机组的当前状态有关，也与其过去状态有关，并对未来状态产生强烈影响。氙在中子通量中产生和消耗，从而达到与当前功率相关的平衡水平。在功率降低的情况下，由于中子通量的减少，氙继续产生，但其消耗却不再继续，这导致氙的积累，必须对其进行补偿，以稳定新的功率水平。氙的物理特性会产生振荡现象，称为时间和空间氙振荡，如果不加以控制，可能会导致偏离核反应堆可接受的运行范围。在实践中，这表现为由于不遵守安全裕度而导致堆芯自动停止。因此，对堆芯未来状态的精确模拟对于控制机动核机组至关重要。 [0033] 在反应堆内，轴向z可以定义为由铅垂线给出的垂直方向。该方向z在反应堆内垂直向上定向。为了表征反应堆堆芯上半部的功率Ph与反应堆堆芯下半部的功率Pb之间的变化。 [0034] 特别是，它用于提供轴向偏移(缩写为AO)或轴向功率不平衡的精确模拟，可以用符号"ΔI"或“DPAX”表示。这两个量表征了反应堆顶部和底部之间的功率变化，并由以下公式定义： [0035] [0036] [0037] 其中Pn是反应堆的标称功率。 [0038] 术语Ph+Pb＝Pt表示反应堆中的总瞬时功率。轴向偏移是功率相对于总瞬时功率的相对值。 [0039] 轴向不平衡量“DPAX”是功率相对于标称功率Pn的相对值，标称功率不一定等于总瞬时功率Pt。 [0040] 两个量之间的关系如下： [0041] 其中Prel是相对功率，以标称功率的百分比表示。 [0042] 该模拟可以确保不会超过对核燃料完整性造成危险的温度阈值。即使操作员经验丰富，如果没有模拟工具，操作员也无法在几个小时内理解轴向偏移参数。 [0043] 该模拟由数值工具(控制辅助工具)提供。控制辅助工具是一种在核反应堆运行时连续运行的数值工具。它实时提供来自传感器的实验数据以及基于传感器测量计算的基本数据。它的作用是为操作员提供堆芯状态的实时概览。该状态通过以下方式确定： [0045] ·对控制很重要但不可测量的量的图形表示。因此，这些是通过计算获得的(例如：AO碘；堆芯上半部和堆芯下半部之间碘分布的轴向不平衡)。 [0046] 在本文中，术语“簇”、“组”或“棒”以单数或复数形式使用来表示用于将中子吸收剂插入堆芯中的装置。 [0047] 顾名思义，吸收棒是一根由吸收材料制成的长铅笔。在堆芯中，棒被分成簇。每个簇插入一个燃料组件中。它们被分成具有等效中子吸收重量的簇组，均匀分布在堆芯中，以便它们的插入不会破坏功率径向分布的稳定性。 [0048] 仿真的作用还在于使操作员能够准备功率瞬态。为此，控制辅助工具可以进行模拟。这些模拟的结果也以图形形式呈现给用户(控制图、组的位置、硼浓度曲线等)，以便使堆芯的未来状态可视化。 [0049] 该方法是迭代的：操作员制定假设(例如，通过将棒放置在给定位置来获得状态)，可视化它们的影响，然后修改它们并在必要时重新启动模拟，直到满足控制方面的要求(例如，最大限度地减少液体污水量、尽快获得堆芯的稳定性、更快地提高功率等)。 [0050] 目前大多数控制辅助工具都使用0D或1D中子学代码。对于0D代码，原则上不可能获得AO(轴向量)的模拟。因此，所提供的帮助是有限的，并且无法通过仿真来优化要执行的功率瞬变。 [0051] 1D代码提供了控制感兴趣的轴向参数，但是复杂实体(例如简单“一维线程”形式的核堆芯)的建模仅限于大尺寸的堆芯。更具体地说，在这些反应堆中，由于中子相对于整体几何形状具有较短的平均自由程，因此堆芯中彼此相距较远的部分将以物理解耦的方式表现。为了正确模拟堆芯的这些“解耦扇区”，有必要引入3D建模。 [0052] 目前存在配备3D代码的工具，但大多数时候对应于“堆芯监控”助手，或者重点放在单元当前状态的可视化上，而不是未来的模拟上。我们设想的解决方案的具体特征是对堆芯进行3D建模，将其与我们开发的模型相关联，这些模型既能实时准确地表示堆芯的状态，又能对核反应堆的未来状态进行预测模拟。 [0053] 因此，本发明的主要目的是确定堆芯的稳定状态，该稳定状态与核反应堆堆芯的初始状态——换言之，初始条件——相一致，期望模拟从所述初始(稳定)状态到最终状态(期望目标)的操作点的路径。 发明内容[0054] 本发明的目的是提出一种用于估计复杂系统的物理量的未来值的方法。 [0055] 在本发明的上下文中，通过一种用于估计工业系统的物理量的未来值的方法来实现该目的，该方法包括以下步骤： [0056] ‑对于所述系统的多个变量中的每个变量，获得所述变量的连续测量序列，每个变量与被定义为所述变量与参考值之比的归一化变量相关联，并且归一化所述连续测量序列以获得所述归一化变量的连续测量序列， [0057] ‑确定所述系统的稳定性参数，以获得所述稳定性参数的连续值序列，所述稳定参数是由所述归一化变量的变化率的预定系数加权的和， [0058] ‑识别最近的稳定性时间间隔，在所述最近的稳定性时间间隔中，对于所述间隔的每个点，所述稳定性参数在大于或等于预定持续时间的持续时间内小于或等于预定阈值，[0059] ‑对于所述多个变量中的特定变量，估计所述特定变量的连续测量序列的一部分，以获得所述特定变量的连续估计序列，所述连续测量序列的开始时间对应于所述时间间隔中的时刻，所述估计由估计器执行， [0060] ‑将所述连续估计序列与所述连续测量序列的所述部分进行比较，以确定调整参数的值，所述调整参数被配置为由所述估计器使用以改进所述估计，以及 [0061] ‑由所述估计器基于所述调整参数的值来估计所述系统的物理量的未来值。 [0062] 这种方法有利地且任选地由单独或组合的各种以下特征补充： [0063] ‑随时间记录所述变量的连续测量，以便获得所述系统的多个变量中的每个变量的连续测量序列的步骤； [0064] ‑所述工业系统是核反应堆，所述多个物理变量包括所述反应堆的功率、反应堆容器的平均温度、轴向功率不平衡、在所述反应堆中循环的传热流体中的化学物质的浓度，所述化学物质被配置成吸收所述反应堆内的中子，以及被配置为在所述反应堆中吸收中子的装置的位置，所述特定变量是轴向功率不平衡； [0065] ‑估计所述系统的物理量的未来值考虑与操作员可控制的至少一个变量的连续值序列相对应的反应堆的控制场景； [0066] ‑估计所述系统的所述多个变量中的变量的未来值的步骤，以及基于所述系统的所述多个变量中的变量的未来值来确定所述稳定性参数的未来值的步骤； [0067] ‑确定所述控制场景的得分的步骤，所述得分是从产生的污水的体积、与所述参考轴向不平衡的平均偏差以及与所述反应堆的操作范围极限的平均距离中选择的量的值；和[0068] ‑所述控制情景是第一控制情景，通过用与至少一个可控变量的另一连续值序列对应的反应堆的第二控制情景代替所述第一情景来第二次执行所述系统的物理量的未来值的估计，所述方法优选地包括比较所述第一场景和第二场景的得分的步骤。 [0069] 本发明还涉及一种计算机程序，其包括适合于当所述程序在计算机上执行时实现如上所述的方法的至少一个步骤的指令。 [0070] 最后，本发明涉及一种用于估计工业系统的物理量的未来值的装置，所述装置被配置为实现如上所述的方法，所述装置包括处理单元，所述处理单元被配置为： [0071] ‑对于所述系统的多个变量中的每个变量，获得所述系统变量的测量时间序列、所述变量的连续测量序列，每个变量与被定义为所述变量与参考值的比率的归一化变量相关联，以及归一化连续测量序列，以获得归一化变量的连续测量序列， [0072] ‑确定所述系统的稳定性参数，以获得所述稳定性参数的连续值序列，所述稳定参数是由所述归一化变量的变化率的预定系数加权的和， [0073] ‑识别最近的稳定性时间间隔，在所述最近的稳定性时间间隔中，对于所述间隔的每个点，所述稳定性参数在大于或等于预定持续时间的持续时间内小于或等于预定阈值，[0074] 所述装置还包括估计器，其被配置对于所述多个变量中的特定变量，估计所述特定变量的连续测量序列的一部分，以获得所述特定参数的连续估计序列，所述连续测量序列的开始时间对应于所述时间间隔中的时刻，所述估计由估计器执行， [0075] 所述处理单元被配置为将所述连续估计序列与所述连续测量序列的所述部分进行比较，以确定调整参数的值，所述调整参数被配置为由所述估计器使用以改进所述估计，以及 [0077] 本发明的其他特征和优点将从下面的描述中显现出来，该描述纯粹是为了说明而不是限制性的，并且应该参考附图来阅读，其中： [0078] ‑图1是根据本发明实施例的用于估计工业系统的物理量的未来值的装置的示意图； [0079] ‑图2是轴向不平衡DPAX随时间变化的示意图； [0080] ‑图3是功率随时间变化的示意图； [0081] ‑图4是温度随时间变化的示意图； [0082] ‑图5是硼浓度随时间变化的示意图； [0083] ‑图6是轴向功率不平衡随时间变化的示意图； [0084] ‑图7和图8是中子吸收装置随时间的位置的示意图； [0085] ‑图9是稳定性参数随时间变化的示意图； [0086] ‑图10是反应堆随时间变化的示意图。 具体实施方式[0087] 参考图1，描述了用于估计工业系统1的物理量的未来值的方法和装置。 [0088] 在该方法的第一步骤中，对于系统的多个变量中的每个变量，获得变量的连续测量序列。 [0089] 所使用的变量可以用来表示Pj，索引j从1到p变化。 [0090] 这些变量可以由系统1的传感器2测量，以便生成测量序列。传感器2经由连接4连接至估计装置20的处理单元6。连接4使得测量序列能够被传输至处理单元6。 [0092] 一些变量可以通过系统1的控制中心3来控制。然后，控制的连续值的序列本身可以构成受控变量的测量序列。控制中心可以经由连接5连接到处理单元6，以便将受控值序列传输到处理单元6。 [0093] 多个变量中的变量根据其与系统1的稳定性的相关性来选择。 [0094] 一个量所取的连续值的序列也可以由表达式“时间序列”来指定。这样的序列给出了量随时间的演变。序列的每个测量都带有时间戳，换句话说，它与测量的时间或测量时间相关联。因此，可以根据连续值的序列绘制作为时间函数的量的演变图。分隔两个连续值的时间步优选地在序列内是恒定的。可以测量两个不同的变量，使得它们的时间步长相同或不同。 [0095] 在第一步骤期间，处理单元6对每个连续测量序列执行归一化。 [0096] 每个变量与被定义为变量与参考值(例如变量在系统的标称操作点处所取的值)的比率的归一化变量相关联。该参考值是在实施该方法之前预先定义的。在每个变量的归一化过程中，生成归一化变量的连续测量序列。 [0097] 在第二步骤期间，处理单元6确定系统的稳定性参数，以便获得稳定性参数的连续值序列。 [0098] 稳定性参数是由归一化变量的变化率的预定系数加权的和。 [0099] 稳定性参数也可通过表达式“复合稳定性标准”(缩写为CSC)指定，可写成以下形式： [0100] [0101] 参数CSC在此处显示为p个变化率的总和ΔPj/Δt，每个变化率由系数或相对权重αj加权。 [0102] 换句话说，稳定性参数可以通过将归一化变量Pj的变化率ΔPj/Δt的每个测量值乘以预定系数αj来获得。 [0103] 变量Pj被归一化，系数αj是无量纲的，使得CSC与时间成反比是齐次的。CSC可以表示为与时间成反比的“dP”齐次。名为“dP”的单位被命名为“de Penguern”，以向EDF物理学家Lionel de Penguern致敬，他的部分工作涉及核反应堆的稳定性。这些数量级意味着CSC‑3通常以毫dP表示，即10 或mdP。 [0104] 变量Pj随时间间隔Δt内的量ΔPj而变化。这些变化是从变量Pj的连续测量序列中推导出来的。 [0105] 两个不同变量的变化率不一定在同一时间间隔内确定。特别是如果两个变量不是用相同的时间步长测量的，则可能会出现这种情况。但如果第一变量的特征变化时间与第二变量的特征变化时间非常不同，情况也可能是这样。 [0106] 可以强制系数之和等于1： [0107] [0108] 这些系数是根据初步数据分析阶段的数据历史预先确定的。 [0109] 更准确地说，存在工业系统操作的历史数据库，其行为足够接近需要模拟的系统。该数据库特别包括来自这些其他工业系统的变量Pj测量的带时间戳的记录。在该数据库中，可以为每个工业系统定义稳定运行的范围和不稳定运行的范围。然后寻找系数αj来验证 以及阈值“s”，使得： [0110] [0111] 对于所有稳定的工作范围；和 [0112] [0113] 适用于所有不稳定的工作范围。 [0114] 因此，在初步数据分析阶段结束时，存在阈值s(下文中称为“预定阈值”)和作为预定系数的系数αj。 [0115] 在第三步骤期间，处理单元6确定最近的稳定性时间间隔，其中对于所述间隔的每个点，所述稳定性参数在大于或等于预定持续时间的持续时间内小于或等于预定阈值，[0116] 在第二步骤结束时，稳定性参数的连续值序列可用。将这些值与预定阈值s进行比较。第一时间范围是根据稳定性参数的连续值序列定义的，其中CSC≤s，第二时间范围中CSC>s。 [0117] 对于CSC≤s的第一时间范围的每个时刻，确定持续时间，从中检查不等式CSC≤s，并将该持续时间与预定持续时间进行比较。 [0118] 这使得可以在其中CSC≤s的第一时间范围内识别稳定性时间间隔，其中对于所述间隔的每个点，所述稳定性参数在大于或等于预定持续时间的持续时间内小于或等于预定阈值。 [0119] 然后识别这些稳定时间间隔中最近的一个。 [0120] 预定持续时间可以根据初步数据分析阶段期间的数据历史来建立。预定持续时间尤其可以由影响工业系统的不稳定现象(例如最大或最慢的不稳定现象)的特征时间的一部分给出。 [0121] 在第四步骤期间，估计装置20的估计器7用于对特定变量的连续测量序列的一部分的多个变量中的特定变量进行估计，从而获得特定变量的连续估计序列。 [0122] 特定变量可以被选择为多个变量中与系统1的稳定性最相关的变量。估计器7可以可选地产生多个变量中的所有变量的估计。 [0123] 这里，估计器估计系统1的历史，换句话说，系统1在已经发生的时间范围内的演变，因为系统1在该时间范围内的测量是可用的。估计器7提供特定变量的连续估计序列，因此可以将其与该特定变量的测量结果进行比较。 [0124] 作为该估计的主题的时间范围对应于最近的稳定时间间隔，并且更精确地，连续测量的估计序列的开始时间是包括在最近的稳定时间间隔中的时间。 [0125] 因此，估计器7仅估计特定变量的连续测量序列的一部分。 [0126] 这种情况假设从处理单元6到估计器7的通信信道9。估计所需的数据，例如特别是最近的稳定时间间隔，从处理单元6传输到估计器7。 [0127] 估计器7是系统1的模拟工具，其可以提供尽可能接近现实的预测。然而，这样的估计器7必然具有限制。例如，它无法考虑控制历史，而模拟代码的开发人员不一定知道控制历史。此外，估计器7还有限制，因为在系统1中产生的某些现象没有在模拟代码中考虑。对于未建模的现象就是这种情况，要么是因为它们在计算方面太复杂或太繁重(代码必须足够快才能用于工业应用)，要么是因为它们与实验测量中的缺陷(偏差、噪声、不确定性)有关。 [0128] 在第五步骤期间，处理单元6执行由估计器7产生的连续估计序列与连续测量序列的部分的比较。 [0129] 这种情况假设从估计器7到处理单元6的通信信道8。从估计器7向处理单元6发送比较所需的数据，例如，特别是连续估计序列。 [0130] 处理单元6确定所执行的估计和所记录的特定变量的测量之间的变化。处理单元6被配置为基于该比较并且例如根据变化来确定调整参数的值。调整参数被配置为由估计器7使用，以便改进已经执行的估计，并且更一般地，改进针对相应时间段执行的估计。 [0131] 由处理单元6执行的比较给出了关于估计器7的模拟极限的信息，特别是估计器未考虑的信息，例如控制历史或未建模的现象。 [0132] 调整参数可以是不同类型的，但是它涉及估计器7为了产生其估计而使用的参数，并且因此该值可以被调整。 [0133] 在第六步骤期间，估计器7使用调整参数的值产生系统的物理量的未来值的估计。 [0134] 为此目的，调整参数从处理单元6传输到估计器7。在估计器7的代码中重新调整调整参数的值。以这种方式，由估计器7产生的估计被改进，因为经由调节参数至少部分地考虑了估计器7未考虑的信息，例如控制历史或未建模的现象。 [0135] 该方法基于稳定性参数的使用，该参数使得可以识别系统稳定运行的最近时间范围。相对于该稳定范围，通过与真实测量进行比较来评估估计器产生的估计的精度。在此基础上，确定调整参数，该调整参数一旦被传送到估计器，就可以校正估计器随后可以产生的估计。特别地，如果未来值对应于系统的不稳定时期，则可以改进对系统的量的未来值产生的估计。 [0136] 这使得更好地预测复杂工业系统的演变成为可能，特别是核反应堆的演变。 [0137] 可选地，该方法包括随时间记录变量的连续测量值以便获得测量序列的步骤。该步骤在上述第一步骤之前或与上述第一步骤同时进行。 [0138] 我们目前关注的是工业系统是核反应堆的情况。 [0139] 核反应堆是主要由铀235原子核通过中子进行裂变链式反应的场所。裂变过程中发射的中子能量太大，无法产生其他裂变，因此有必要减慢中子的速度，以达到较低的能级，此时产生裂变的可能性更高。核堆芯中循环的水可以减慢中子速度(充当慢化剂)，并传输裂变过程中产生的热量(充当传热流体)。 [0140] 吸收剂是一种由堆芯反应自愿引入或产生的化合物，它捕获中子，防止中子产生裂变。 [0141] 它可能涉及： [0142] ‑硼(以稀释方式引入慢化剂中，以限制链式反应)；操作员可以对慢化剂中的硼浓度进行操作； [0143] ‑吸收棒：这是一种引入组件中的装置，用于吸收中子并减少链式反应；操作员可以作用于吸收棒；例如，在1300MWe级上，用于控制的组R旨在控制堆芯的温度，而功率补偿器组(PCG)本身由多个不同吸收棒的子组组成，能够调制堆芯中产生的功率； [0144] ‑氙135：堆芯运行过程中产生的中子的非常有效的吸收剂；反应堆的功率变化实现了复杂的物理原理，导致氙浓度的空间和时间振荡；操作员不能直接作用于氙，而必须在控制反应堆时实施控制氙的手段； [0145] ‑钐149：也是一种中子吸收剂，但效率低于氙：钐会累积，与氙不同，氙的衰变时间约为9小时； [0146] ‑堆芯运行过程中产生的各种裂变产物，其影响不如氙气或钐显著；操作员无法对这些元素进行操作。 [0147] 因此，可以使用吸收剂和硼的棒或簇来控制链式反应。通过控制这些参数，可以在堆芯中建立所需的条件，以产生所需的功率。 [0148] 然而，操作员执行的操作绝不能导致(即使是暂时的)进入可能导致堆芯完整性丧失的状态。为此，已经预先定义了操作范围。该范围是与该国安全部门协商后确定的。 [0149] 操作范围由一组操作点形成，这些点代表与反应堆正常操作相关的物理量。核反应堆操作员的目标是维持核单元的状态，使得所有预定义的操作点保持在所述操作范围内。 [0150] 这样可以通过监测轴向功率不平衡(上述量AO、DI或DPAX)来保证燃料完整性的合规性。 [0151] 当电网请求功率瞬变(即调制发电量的请求)时，相关核机组可以进行操作以满足请求，或者如果其状态不符合安全标准，则出于安全原因拒绝这样做。 [0152] 该方法使得可以根据反应堆的当前状态来模拟要产生的功率瞬变，以便查看是否符合安全标准。这是为了避免在条件允许时错误地拒绝机动。该方法还可以细化控制策略，以便利用知识优化阶段操作。 [0153] 在工业系统是核反应堆的情况下，并且关于第一步骤，多个物理变量可以特别包括以下变量： [0154] ‑反应堆的功率， [0155] ‑反应堆容器的平均温度， [0156] ‑先前已经介绍过的轴向功率不平衡DPAX。 [0157] 第四变量是传热流体中的化学物质的浓度，该化学物质被配置为吸收反应堆中的中子。例如，该化学物质是硼。 [0158] 第五变量是被配置为吸收反应堆中的中子的装置的位置。更准确地说，它涉及该装置的轴向位置，该位置可以保持在中子循环的区域上方，甚至下降到该区域中。装置在结构中的位置越低，它捕获的中子就越多。这使得调节反应堆的功率和温度成为可能。 [0159] 这种装置可以分为不同的单元，这些单元可以被激活，换句话说，可以被降低到中子循环的区域，彼此独立。 [0160] 第一单元可以是形成功率补偿组(其可以由缩写PCG表示)的一组棒。PCG旨在补偿功率缺陷，即功率变化引起的抗反应性。PCG本身可以由不同吸收棒的多个子单元组成。PCG由插入堆芯的多个吸收棒组成。它们并非同时全部引入堆芯中，以保持吸收作用的渐进性。它们分为几个子组(G1、G2、N1和N2)，每个子组都有几个吸收棒簇，这些吸收棒具有不同的吸收水平，并且均匀分布在堆芯中，以免中子通量径向不平衡。 [0161] 第二单元可以是吸收棒的控制组(可以用缩写R组来表示)。R组是用于控制堆芯温度的组。 [0162] 更一般地，在工业系统是核反应堆的情况下，多个变量还可以包括以下变量：反应堆堆芯的平均温度、热支路的温度、冷支路的温度，堆芯中水的密度、燃料的有效温度和相关的多普勒效应、堆芯中水的温度和相关的真空效应、堆芯中硼的分布、堆芯内氙135的分布、堆芯内钐149的分布、机械测量、沿堆芯径向尺寸的方位角功率不平衡(也称为“倾斜”)。 [0163] 上面提到的多普勒效应对应于与核反应堆温度升高相关的反反应。在核反应堆中，铀238是这种效应的主要来源。事实上，铀238的中子吸收的有效截面在中子能谱的超热范围内变化很大，这是许多共振的所在地，其振幅随燃料的温度而变化。当燃料温度升高时，共振变宽，因此对不产生裂变的中子的捕获立即增加，导致中子通量下降，从而导致裂变次数减少，从而导致产生的功率减少。多普勒效应是功率瞬变情况下的自稳定效应之一，因此压水堆的温度瞬变(如慢化效应，见下文)。这是核反应堆本质安全所寻求的有益效应。这种效应具有快速的时间动力学；当电源瞬变出现时，这是首先起作用的效应之一。 [0164] 上面提到的真空系数表征了传热流体(在本例中为水)密度降低的情况下反应堆反应性的演变。在反应堆物理学的背景下，反应性衡量反应堆增加其功率(超临界状态)、降低其功率(亚临界状态)或维持稳定状态(临界状态)的趋势。真空系数参与核反应堆堆芯反应性的组成。压水反应堆的设计使水既是传热流体又是中子慢化剂(换句话说，减慢中子速度)，从而使反应堆具有负真空系数，这是人们所寻求的。事实上，负真空系数对应于核反应的自稳定效应：如果中子功率增加，水的密度下降，这具有降低慢化剂密度的效果(水既是传热流体又是慢化剂)，从而降低中子通过扩散反应撞击水分子的概率，从而降低中子减速，从而减少裂变次数，从而减少功率。 [0165] 使用五个变量，即反应堆容器的平均温度、功率DPAX的轴向不平衡、被配置成吸收反应堆中的中子的化学物质在传热流体中的浓度以及被配置成吸收反应堆中的中子的装置的位置，使得能够描述反应堆的一般稳定性。除了这五个变量之外或替代这五个变量，使用上述其他变量能够描述反应堆的其他元件的稳定性，例如反应堆的活性堆芯、蒸汽发生器、初级回路或次级回路等。 [0166] 在活性堆芯的例子中，稳定感兴趣的量是中子反反应公共参数的三维场，即作用于反应堆物理计算(除其他外，堆芯中三维功率的计算)的有效微观横截面的物理量。应该记得，有效横截面是一个量，单位是测量一个原子核(微观横截面)或一组原子核(显微横截面；微观横截面和所考虑的同一元素的原子核密度的乘积)与中子相互作用的能力或反应‑24 2速率的仓(10 cm)，所述相互作用是吸收、裂变和扩散。对于给定的相互作用，核横截面的影响越大，与中子的反应速率就越大。所讨论的参数是以下三维场：堆芯中水的密度、燃料温度的影响、堆芯中水的温度、堆芯中硼的分布、堆芯中氙135的分布和堆芯中钐149的分布。这些量相对于典型的数量级被归一化，使得3D场的均匀参考增量产生CSC的典型值(例如轴向偏移上的30millidP)。用于对反应堆堆芯运行数据库的分析进行加权的相关权重使得能够以与CSC相同的方式来计算复合标准，CSC先前结合反应堆的总体稳定性和五个变量进行了描述。 [0167] 结合活性堆芯使用稳定性参数使得能够以非穷举的方式： [0168] ‑以高度直观的方式向操作员表明观察到的组件是“稳定的”；特别是，当操作员什么都不改变，特征量在几个小时甚至几天内保持不变时，堆芯是稳定的；换句话说，当没有正在进行的瞬态，特别是没有功率瞬态或氙振荡时； [0169] ‑使用稳定性参数的数值以便加速计算，例如通过基于稳定性准则增加堆芯代码的时间步长；为了避免重新计算有效截面，这是整个堆芯计算中非常重要的计算项目；避免基于稳定性标准的不必要的或者甚至在计算时间方面昂贵的打印； [0170] ‑帮助制定与整个核机组相对应的稳定性参数；和 [0171] ‑指出多部件组件中哪个部件不稳定，等等。 [0172] 在工业系统是核反应堆的情况下，关于第二步骤，稳定性参数或复合稳定性标准被写成五个变量的五个变化率之和的形式。 [0173] 在工业系统是核反应堆的情况下，关于第三步骤，可以基于氙振荡不稳定性现象给出参与该方法应用的预定持续时间。特征振荡时间在15至35小时之间，可以选择3至15小时之间的预定持续时间。 [0174] 在工业系统是核反应堆的情况下，并且关于第四步骤，估计器7包括中子计算代码以便模拟核堆芯的行为。 [0175] 该代码结合了核物理方程和数值求解器的实现来求解它们。该代码使用反应堆的3D建模来执行计算。这种3D方面同样可以很好地对应于计算代码中堆芯三维的显式建模，就像这里提出的方法中的情况一样，以及二维建模(作为一般规则，堆芯被简化为径向平面)，然后在轴向上部署结果(因此存在2D x 1D方法)。 [0176] 引入的物理参数是通过中子计算代码计算的，更准确地说，中子计算代码是核反应堆物理代码，现在公开其主要原理。 [0178] 为此，软件必须能够在三维几何结构中计算反应堆堆芯中传热流体的温度分布。传热流体是去除核裂变产生的热量的流体。该计算尤其可以通过称为“热液压模块”的代码模块来执行。 [0179] 该软件还必须能够计算核燃料的温度分布。如果还处理机械方面(例如丸粒‑套筒相互作用)，则该计算特别可以通过称为“热力学模块”或“热机械模块”的模块来执行。 [0180] 该软件还必须能够计算产生功率的中子通量分布。该计算尤其可以通过称为“中子学模块”的模块来执行。 [0181] 正是上述三个模块的耦合相互作用才能够计算出反应堆堆芯的3D功率。 [0182] 中子学改变传热流体的温度，并且传热流体的温度改变燃料的温度。慢化剂和燃料的温度改变中子学。事实上，裂变(核物理)是由重核与中子(由中子学模块管理)的相互作用引起的，裂变产生的热量传播到物质中(由热力学模块管理)，物质将其热量传递给水，即传热流体，水通过提高其温度(由热工水力学模块管理)来传输它，从而改变燃料的温度。 [0183] 因此，观察到反反应现象。水传热流体也是中子减速以促进裂变的慢化剂，其温度变化将改变密度，从而改变中子减速，从而影响未来的裂变。同时，燃料温度的改变会增加中子吸收反应，特别是在铀238中，它会改变中子学。 [0184] 因此，上述核反应堆内产生的物理现象具有很高的复杂性，需要使用代码对堆芯进行物理计算。例如，可以使用包括以下的计算代码： [0185] ‑包含水传热流体的通道中的1D轴向热工水力模块， [0186] ‑圆柱形燃料棒中的1D径向热力学模块，以及 [0187] ‑中子扩散的理论3D中子学模块。 [0188] 中子扩散是一个理论模型，用于处理玻尔兹曼方程的简化形式，该方程控制物质中的中子的行为。理论模型的描述见法语参考文献“La Physiques des réacteurs nuclearéaires，第3版”(作者Serge Marguet，ISBN 978‑2‑7430‑105‑5，Lavoisier出版)和英语参考文献“The physics of nuclear reactors”(作者Serge Marguet，ISBN 78‑3‑319‑59558‑7，Springer出版)。其他较老的参考著作描述了核反应堆物理学的基本原理，如Jean Bussac和Paul Reuss的“Traitéde Neutronic”，由HERMANN ISBN 2‑705‑6011‑9出版，1985年第二版。 [0189] 为了获得令人满意的变量估计，进行多次迭代以评估平衡状态下的组件可能很有用。一旦获得收敛，反应堆的物理代码就可以产生反应堆运行和安全所需的结果，为核反应堆堆芯的控制提供相当大的帮助，特别是对于热点的位置和值、“智能”功率分布、堆芯各种仪器的计算响应、反应堆随时间变化的控制和稳定性、核燃料的辐照(燃耗评估)以及氙135的三维分布。 [0190] 在工业系统是核反应堆的情况下，并且关于第四步骤，选择来实施该方法的特定变量是轴向功率不平衡，这对于估计反应堆的稳定性特别相关。 [0191] 当工业系统为核反应堆时，对于第五步骤，调整参数可以选择为在反应堆内沿反应堆纵轴z的上限和下限的快中子扩散系数定义中涉及的参数δ0。快中子对应于反应堆中产生的最高能的中子群。 [0192] 关于这些系数，扩散系数被定义在反应堆的上限，D1,sup ref，由估计器在第一次估计期间提供，扩散系数被定义在反应堆的下限，D1,inf ref，在第一次估计期间由估计器提供，扩散系数被定义在反应堆的上下限，D1,sup D1,inf，通过使用调整参数δ0校正。 [0193] 校正基于以下关系： [0194] D1,sup＝(2‑δ0‑βp(P‑Pnom))D1,sup ref [0195] D1,inf＝(δ0+βp(P‑Pnom))D1,inf ref [0196] P表示反应堆的功率，Pnom表示反应堆的标称功率，参数βp是不依赖于功率P的预定校正系数。 [0197] 通过比较估计的轴向不平衡和测量的轴向不平衡，可以找到参数δ0的值，这使得可以通过根据前述关系校正扩散系数来重新校准估计器。如此预先校准的估计器然后提供与测量结果更好对应的轴向不平衡的估计。 [0198] 中子在上限和下限的反射是反应堆中中子扩散建模极限的一部分。 [0199] 所犯的误差越大，反应堆的标称功率就越大。估计中由于与标称功率的偏差而产生的误差部分由术语βp(P‑Pnom)考虑，当标称功率的偏差为零时，βp(P‑Pnom)项被取消。 [0200] 所犯误差的其余部分由δ0项考虑，该项与控制历史更为相关，而建模中其他地方未考虑到该控制历史。 [0201] 图2显示了该方法对所提供估计精度的影响。图2示出了轴向不平衡DPAX随时间变化的三个曲线21、22和23。曲线21示出了测量的轴向不平衡DPAX。曲线22和23示出了由估计器在t＝0时执行的估计轴向不平衡DPAX。 [0202] 对于曲线22，估计是由估计器使用调整参数的值来执行的，该调整参数是通过将轴向不平衡的估计序列和连续测量值与对应于不包括在稳定时间间隔中的时刻的连续测量序列的开始时间相比较来估计的。 [0203] 对于曲线23，该估计对应于上述方法。这是由估计器使用调整参数的值来执行的，所述调整参数是通过将轴向不平衡的估计序列和连续测量值与连续测量值序列的开始时间进行比较来估计的，该连续测量值的开始时间对应于包括在稳定时间间隔中的时刻，即最近的稳定时间间隔。 [0204] 估计曲线23比估计曲线21更接近测量曲线21。实际上，当曲线21没有提供足够的精度时，曲线23提供了足够精确的估计以使操作员能够平静地理解要采取的动作。 [0205] 因此，使用基于最近稳定时间间隔确定的调整参数提供了更好的估计精度。这被称为“绿色”调整参数。 [0206] 该方法应用于核反应堆的情况可以实现： [0207] ‑对网络请求的更好的响应率(更高的计算精度使得可以不排除由于遵守安全裕度的不确定性而产生的功率瞬变)， [0208] ‑更好地优化控制策略(计算精度更高，可以更准确地预测未来情况，并制定更相关的最佳策略，以更好地响应经济和环境需求)，以及 [0209] ‑必要时(测试)，与更早获得堆芯稳定性相关的经济收益。 [0210] 总体能源环境导致对核机组机动性的需求增加。更具体地说，可再生能源的装机容量正在增加。这些本质上是间歇性的，核机组将越来越多地被要求调整其生产。 [0211] 图3至图9显示了大约15小时时间范围内稳定性参数的计算结果。每幅图都表示一个变量在该时间范围内的变化，时间由以小时为单位的轴上的横坐标表示。 [0212] 图3示出了归一化功率曲线24，纵轴以标称功率的百分比为刻度。 [0213] 图4示出了温度曲线25，纵轴以摄氏度为刻度。 [0214] 图5示出了硼浓度曲线26，纵轴的刻度单位为ppm。 [0215] 图6示出了轴向功率不平衡的曲线27，纵轴以百分比为刻度(DPAX被计算为功率比，因此没有单位。以百分比表示)。 [0216] 图7示出了第一装置的位置曲线28，其是PCG中子吸收组的第一单元“G1”，垂直轴以对应于长度的阶梯分级：一个阶梯是1.5厘米。棒的插入和抽出是谨慎地进行的，使得棒只能占据一系列离散的轴向位置。棒的每次插入(或分别拔出)都是通过向下(或分别向上)移动1.5厘米的固定长度来完成的，这定义了一个阶梯。 [0217] 图8示出了第二中子吸收装置、对照组R的位置的曲线29，垂直轴是分级的。这里步骤的定义方式与之前相同。 [0218] 图9示出了表示作为时间的函数的稳定性参数的点云30。稳定性参数由前面的变量确定；垂直轴的刻度单位为dP。直线31示出了此处等于30mdP的预定阈值。 [0219] 图9显示了操作员执行操作时稳定性参数数值的高波动性(例如，前面曲线上6小时后吸收器簇的移动)。这是稳定性参数设计的目的。相反，在给定的选定持续时间内低于给定的阈值能够保证反应堆的稳定性。 [0220] 在这些图中呈现的情况下，不存在稳定时间间隔，也就是说，不存在稳定性参数保持低于预定阈值持续长于预定持续时间的时间阶段。换句话说，不存在足以确定调节参数的稳定性。如果希望实现该方法，则用于估计的调整参数因此必须来自先前的稳定阶段。如果尚未进入稳定阶段，例如在堆芯调试的情况下，则可以使用相当于不进行调整的默认参数，从而实现正确的预测。更具体地说，调整模型的主要目标是补偿历史影响，事实上，当反应堆运行时间很短时，历史影响是有限的。执行定期测试需要“强制”稳定性阶段。然后，调整参数将具有待确定的最小适当范围。 [0221] 可以将稳定性参数提供给操作员，以便向他发出反应堆当前稳定性水平或过去稳定性水平的信号。参见图1，人机交互装置10可以显示处理单元6计算出的稳定性参数。人机交互设备10和处理单元6之间的连接11使得能够传送该信息。 [0222] 图10说明了大约16小时时间范围内稳定性参数的计算结果。时间显示在以小时为单位的轴的横坐标上。曲线34示出了功率，曲线37示出了轴向功率不平衡，曲线38示出了第一中子吸收装置的位置，曲线39示出了第二中子吸收装置(对照组R)的位置。最后，条带40示出了稳定性参数。条带40的灰度级通过以下方式确定： [0223] ‑灰度级41对应于稳定时间间隔，其中稳定性参数小于阈值的持续时间大于或等于预定持续时间l；灰度级41对应于反应堆的稳定状态； [0224] ‑灰度级42对应于稳定性参数小于阈值但持续时间小于预定持续时间的区间；灰度级42对应于稳定过程中反应堆的状态；和 [0225] ‑灰度级43对应稳定性参数大于阈值的区间；灰度级43对应于反应堆的不稳定状态。 [0226] 在人机交互10上的稳定性参数的这种显示使得操作员能够根据灰度级或根据具有绿色(稳定)/橙色(在稳定过程中)/红色(不稳定)的颜色代码来立即了解机组的状态。例如，当开始某些需要足够稳定的起点的测试时，这可能会有所帮助。 [0227] 在该示例中，在对应于安全参数的曲线左侧的第一部分中执行反应堆的操纵，最常指示反应堆的不稳定状态(具有灰度级42的区域)。一旦实现操纵，第二部分允许在反应堆稳定期间(灰色区域级别42)可视化状态，然后是反应堆的稳定状态。当反应堆处于稳定状态时，这种可视化使操作员能够确保开始设想的测试或新的操作。 [0228] 对系统的物理量的未来值的估计还可以考虑与操作员可控制的至少一个变量的序列相对应的反应堆的控制场景。 [0229] 可控变量可以是功率设定点、被配置为吸收反应堆中的中子的装置的位置、传热流体的流速或者甚至传热流体中化学物质的浓度。功率设定点或负载程序是反应堆的电功率作为时间的函数的演变。该演变尤其可以以要观察的功率的连续值序列的形式给出，已经结束，作为时间的函数的功率设定点值。因此，在此，功率设定点被理解为意指与功率同质的物理量，并且该功率是要观测的功率。 [0230] 操作员可以定义控制场景，即设想执行的各种操作。这些与可控变量有关，例如控制棒的位置或硼浓度。操作员为至少一个可控变量选择该变量在接下来的几个小时内所取的连续值序列。 [0232] 例如，操作员可以在没有指定场景的情况下依赖于轴向功率不平衡的演变的第一估计，并且基于该模拟，确定场景并重新启动轴向功率不平衡演变的第二估计，该第二估计这次考虑了所确定的场景。第一和第二估计值通过连接13从估计器7传输到人机接口设备10，如图1所示。 [0233] 如已经提出的，该方法还可以包括估计系统的多个变量的变量的未来值的步骤，以及根据系统的多个变量中的变量的未来值确定稳定性参数的未来值的步骤。 [0234] 为此，多个变量中的每个变量都是该方法估计未来值的物理量。 [0235] 如此修改的方法的第一个优点是确定反应堆未来可能的稳定性范围。当估计的稳定性参数在预定持续时间内小于或等于预定阈值时，稳定性时间间隔开始。只要估计的稳定性参数保持小于或等于预定阈值，它就会持续。 [0236] 该方法的第二个优点是解决了估计的第一值与相应的测量值不同的问题。 [0237] 如前所述，当对应于产生估计的时间的时间t＝0不是稳定性时间间隔的一部分时，存在估计的第一值与第一测量值显著不同的风险。为了保证估计的第一值与第一测量值基本相同，可以以以下方式修改该方法。 [0238] 用于估计第一值的调整参数是局部调整参数，也就是说，与估计时间t＝0相关联。通过将轴向不平衡的估计和连续测量序列与对应于刚好在时间t＝0之前的时间的连续测量序列的开始时间进行比较来确定局部调节参数。 [0239] 为了估计后续值，局部调整参数被保持为估计的稳定性参数并保持显著恒定。用于此目的的稳定性参数是根据多个变量中的变量的估计值来估计的。 [0240] 如果稳定性参数变化，则用混合调整参数代替局部调整参数，该混合调整参数是通过考虑局部调整参数和“绿色”调整参数来计算的。换句话说，局部调整参数基于轴向不平衡的估计和连续测量序列与对应于刚好在时间t＝0之前的时间的连续测量序列的开始时间的比较，以及基于轴向不平衡的估计和连续测量序列与对应于包括在最近的稳定性时间间隔中的时刻的连续测量序列的开始时间的比较。 [0241] 因此，当稳定性参数变化时，在局部调整参数到“绿色”调整参数的转变的估计中逐渐进行迭代。更具体地，当该不稳定性水平变化时，调整到具有一定不稳定性水平的反应堆的情况的局部调整参数不再有效，因此有必要恢复绿色调整参数。这种“不稳定性水平”当然可以通过计算CSC来获得。 [0242] 通过这种修改，该方法可以确保前瞻性模拟： [0243] ·其开始与实验测量一致 [0244] ·通过“绿色”调整参数，其进展仍然是可预测的，最好使用CSC来确定。 [0245] 该方法还可以包括确定控制场景的得分的步骤。该得分可以是选自产生的污水的体积、与参考轴向不平衡的平均偏差以及到反应堆的操作范围的极限的平均距离的量的值。 [0246] 操作员依靠该控制图来表示轴向不平衡与总瞬时功率的函数关系。该图特别示出了反应堆的安全区或操作域，其是参考直线周围的区域。参考轴向不平衡对应于该参考直线。反应堆必须在靠近参考直线的区域运行。 [0247] 反应堆的操作域以及因此该域的限制同样相对于控制图来定义。该操作域是位于参考直线周围的安全区域。例如，它可以通过图中的轴向不平衡极限直线来定义。到极限的平均距离可以被评估为到这些轴向极限不平衡的直线之一的距离。 [0248] 情景的评分可以向操作员提供对关于污水产生标准估计的情景的评估，该污水产生标准将需要特定的处理或反应堆稳定性标准。 [0249] 可以实现对两种场景的估计，然后操作员根据它们各自的分数进行比较。 [0250] 在这种情况下： [0251] ‑先前提到的控制场景是第一控制场景， [0252] ‑获得第二场景并将其作为该方法的输入进行传输，该第二场景对应于至少一个可由操作员控制的变量的序列，与对应于第一场景的序列不同，以及 [0253] ‑通过用第二场景替换第一场景来第二次执行估计系统的物理量的未来值的步骤。 [0254] 有利地，该方法包括比较第一场景和第二场景的得分的步骤。 [0255] 需要说明的是，不同估计场景对应的不同曲线可以显示在同一张图表上，以便操作员能够直观地进行比较。 [0256] 当该方法包括比较第一场景和第二场景的得分的步骤时，该方法还可以针对所选择的标准，或者如果已经计算了多个标准，则针对这些标准中的每一个以升序提供场景的分类。 [0257] 参考图1，用于辅助决策的装置20可以提供由估计器7执行估计的场景的这种分类。 [0258] 一旦操作员选择了场景，则可以例如经由人机接口装置10和控制中心3之间的连接14向系统1的控制中心3发送相应的指令，如图1所示。 [0259] 本发明的一个目的是一种计算机程序，其包括当所述程序在计算机上执行时适合于实现如上所述的方法的至少一个步骤的指令。 [0260] 参照图1，本发明的一个目的是一种用于估计工业系统1的物理量的未来值的装置20，该装置20被配置为实现如上所述的方法，装置20包括处理单元6，其被配置为： [0261] ‑对于所述系统的多个变量中的每个变量，获得所述系统变量的测量时间序列、所述变量的连续测量序列，每个变量与被定义为所述变量与参考值的比率的归一化变量相关联，以及对连续测量序列进行归一化，以获得归一化变量的连续测量序列， [0262] ‑确定所述系统的稳定性参数，以获得所述稳定性参数的连续值序列，所述稳定参数是由所述归一化变量的变化率的预定系数加权的和， [0263] ‑识别最近的稳定性时间间隔，其中对于所述间隔的每个点，所述稳定性参数在大于或等于预定持续时间的持续时间内小于或等于预定阈值， [0264] 所述装置还包括估计器7，其被配置对于所述多个变量中的特定变量，估计所述特定变量的连续测量序列的一部分，以获得所述特定参数的连续估计序列，所述连续测量序列对应于所述时间间隔中的时刻的开始时间，所述估计由估计器执行， [0265] 所述处理单元6被配置为将所述连续估计序列与所述连续测量序列的所述部分进行比较，以确定调整参数的值，所述调整参数被配置为由所述估计器使用以改进所述估计，以及 [0266] 所述估计器7被配置为基于所述调整参数的值来估计所述物理量的未来值。 |
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