JPH02245696A - プラントの運転状態を分析する方法及び装置 - Google Patents

プラントの運転状態を分析する方法及び装置

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JPH02245696A
JPH02245696A JP2002624A JP262490A JPH02245696A JP H02245696 A JPH02245696 A JP H02245696A JP 2002624 A JP2002624 A JP 2002624A JP 262490 A JP262490 A JP 262490A JP H02245696 A JPH02245696 A JP H02245696A
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plant
data
expert system
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operating state
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JP2002624A
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Kenji Takeuchi
ケンジ・タケウチ
Andre F Gagnon
アンドレ・フレデリック・ガグノン
Augustine C Cheung
オーガスチン・チ―ファング・チェウング
Philip E Meyer
フィリップ・ユージン・メイヤー
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Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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Publication date
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    • Y04INFORMATION OR COMMUNICATION TECHNOLOGIES HAVING AN IMPACT ON OTHER TECHNOLOGY AREAS
    • Y04SSYSTEMS INTEGRATING TECHNOLOGIES RELATED TO POWER NETWORK OPERATION, COMMUNICATION OR INFORMATION TECHNOLOGIES FOR IMPROVING THE ELECTRICAL POWER GENERATION, TRANSMISSION, DISTRIBUTION, MANAGEMENT OR USAGE, i.e. SMART GRIDS
    • Y04S10/00Systems supporting electrical power generation, transmission or distribution
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    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
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  • Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
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Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、概して、プラントの運転状態を分析するため
の方法及び装置に関し、特に、原子カプラントの監視、
診断及び予測を行うための専門家システムのルール・ベ
ースに関する。
11汰亙Ω1泗 原子カプラント、他の同様の電気発生プラント、化学処
理プラント、並びに他の複雑な製造設備は、一般に、プ
ラントの運転もしくは動作を監視して制御するよう用い
られる多くのセンサ及び制御手段を有している。通常、
オペレータは、プラン1〜の種々の運転状態の状況を示
すゲージもしくは計器並びに他のデイスプレィを監視し
て、プラントがいかに制御されるべきかに関する適切な
修正動作を決定する。相互関連した多大なプラント制御
における変化に対するオペレータの応答の正当性は、オ
ペレータの経験と共に相当に変わる。
プラント状態の変化に適切、に応答するオペl/ −タ
の能力を改善する努力は、シミュレーションプログラム
や他の形態の通常の訓練を含む。シミュレーション・プ
ログラムの例としては、ニュージャージ、ブーントーン
のMicro−Simulation Tecbn。
1ogyから入手可能のP CT RA、 Nや、14
est、ingh。
use  Transient  Real−t、im
e  Interactive  Engineeri
ng Analysis Tools (TREAT及
びTOMCAT)が含まれる。しかしながら、余有る方
法の中で、リアル・タイムのプラント状態で変化が発生
したときには必ず専門家システムによる応答を提供する
ようなものは無い。
■j目Σ1ス 本発明の目的は、オペレータに、プラント状態データの
専門家システムによる分析を提供することである。
ここには、概して、原子炉のような複雑な工業プラント
の運転を援助するためにプランI・状態データを動的に
診断するための専門家システムのルール・ベースが記載
される。該専門家システムのルール・ベースは、現在の
プラント成層データに基づいて未来の事象の可能性を予
測する盟のものであり、また、ここに記載される専門家
システムは、専門家システムのルール・ベースを用いて
、先に記憶されたプラント・データもしくは模擬された
プラント・データを分析することにより、プラントのオ
ペレータを訓練するための援助を提供する。
本発明は、その広範な形態において、1ラントの運転状
態を示すプラント状態データを得る段階を含んで、プラ
ントの運転状態を分析する方法において、動的な専門家
システムのルール・ベースを用いて、得られたプラント
状態データを評価し、プラント運転に影響し得る事象を
発生し得る異常環境の存在の可能性(もしくは確率)を
決定する段階と、改善及び修正動作を開始するために、
プラント状態データに依存i−で異常環境(もしくは異
常状況)の影響を予測する段階と、を含んだことを特徴
とするプランI・の運転状態を分析する方法及び装置を
提供する。プラント状態データは、以下の方法の1つに
より得られ得るニブランI・の運転ユニットを監視して
現在の実際のプラント・データ(実プラント・データ)
を得ることにより;あらかじめ記録された実際のプラン
ト・データ(実プラン・データ)を入力することにより
;そして模擬されたプラント・データを受けることによ
り;得られ得る。動的な専門家システムのルールベース
は、プラント状態データを得るためにこれら3つの方法
の最初のものが用いられるとき、プラント状態データを
周期的に更新するよう設計されているのが好ましい。
専門家システムにより行われる評価は、好ましくは以下
の3つの牛用に分けられる:運転に影響を与える事象が
発生したということをプラント状態データが示すか否か
を判定すること;所定lの時間内に運転に影響を与える
事象を発生しそうもない異常環境(状況)に対してプラ
ン1〜状態データを評価すること;そして運転に影響す
る事象が検出された後に、運転に影響する事象を発生し
得る異常環境に対してプランV状態データを評価するこ
と。
本発明は、実施例としてのみ与えられる、添付図面と共
に為される、以下の好適な実施例の説明から一層完全に
理解されるであろう。
f−のゴU 本発明は、電力発電プラント、石油化学処理プラント、
薬物プラント及び他の多くのプラントを含む、異なった
多数の型のプラントからのプラント状態データの評価に
適用され得る。第1図に示された実施例は一般的なもの
であるが、電力発電に用いられる原子炉に対して本発明
を特定的に適用したものを参照して該実施例を説明する
。かかる適用において、プラント動作(運転)データは
、加圧器圧力及び水レベル、原子炉冷却系(RCS)圧
力、体積制御タンク内の水レベル、充填流量、格納容器
放射線レベル、等を含み得る。このデータは、運転ユニ
ット12a−12nと呼ばれるものから得られ、代表的
な運転ユニットが第11ffに12iで示されている。
原子炉の場合、動作ユニットすなわち運転ユニットは、
加圧器、体積制御タンク、RCS等を含んでいる。プラ
ント成層データの例によって示されたように、1項目以
上のプラント・データが単一の動作(運転)ユニツI・
によって生成され得る。
運転ユニット12a−,12n内に、上にまたは近くに
装着されたセンサによって発生される実際のプラント・
データは、データ収集システム14によって監視される
。データ収集システムは、プラント全体に配分された複
数個のセンサがら、もしくは運転データが評価されるべ
き設備の単一の片から、データを収集するための通常の
どのようなシステムであっても良い。多くのデータ収集
システムは、(米国特許第4.770.842号明細書
) EPC公開広報第0268492号に述べられてい
る最小数の伝送線を要求するものを含め、商業的に入手
可能である。データ収集システム14によって得られた
実際のプラント・データは、データ記憶装置16(デー
タ・ストレージ)内に記憶されるか、もしくは以後より
詳細に説明される専門家システム20に収集インタフェ
ース118を介して供給され得る。先に記録された実プ
ラント・データは、ストレージ・インタフェース22を
介してデータ・ストレージ16から専門家システムに供
給され得る。専門家システム20による評価のためのプ
ラント状態データを得る代替的な方法は、TREATま
たはTOMCATのような模擬システム24によって発
生される模擬されたプラント・データを用いることであ
る。模擬されたプラント・データは、シミュレーション
・インタフェース26を介して専門家システムに供給・
される。
“人工知能”を用いた専門家または知識システムの大多
数の形態が既知であり、専門家システム20での使用の
ために商業的に入手可能である。
専門家システム20はルール・ベース記憶装置28内に
格納されたルールを用いた、テキサス・インス゛ツルメ
ン゛ンからのPER30NAL C0N5UL丁^NT
PLUSのような商業用専門家システム体系であるのが
好ましい。しかしながら、他の専門家システム体系また
は注文製の専門システムが代わりに用いられ得る。
評価されるデータの孟及び用いられる設f1の能力に依
存して、データ記憶装置16及びルール・ベース記憶装
置28は同じ物理的記憶装置であって良く、データ収集
システム14、専門家システム20及び模擬システム2
4の機能を行うためのソフトウェア及びハードウェアを
含んだ単一のデータ処理システム内に含まれ得る。原子
炉内の数10または数100の運転ユニツ)・を監視す
るために用いられるもののような大規模システムは、ミ
ニコンピユータまたはマイクロコンピュータへの通常の
収集インタフェース18ど一緒に、純2進データ(スタ
ンドアロン)のデータ収集システム14を用いるものと
思われる。模擬システム及び専門家システムの双方のた
めのソフトウェアを実行するためには、ミニコンピユー
タもしくはマイクロコンピュータが、用いられるようで
あるが、専門家システム20を同時に実行するための能
力を有さないデータ処理システムで現存の模擬システム
24が実行される場合には、専門家システム20を実行
するために別・のコシピユータが用いられても良いし、
または専門家システム20が引き続きもしくは時分割の
態様で模擬システム24と同じコンピュータで実行され
得るように、模擬システムにより出力されたデータが点
線30によって示されるように、データ記憶装置16内
に記憶されても良い。
単一のコンピュータで実行される別々のソフトウェア・
ユニット間でソフトウェアだけで履行される場合でも、
または別のハードウェア・ユニットをも含んでいる場合
でも、収集インタフェース18、記憶インタフェース2
2及び模擬インタフェース26は、専門家システム20
によって評価されるべき、プラント内の運転状態を示す
プラント状態データを得るためのデータ入力手段を設け
ている。
本発明の好適な実施例による方法が、第2区にフローチ
ャートの形態で示されている。方法の実行は、入力方法
を選択することを含んだ初期設定2(ステップ32)で
始まる。好適な実施例においては、専門家システム20
は、過去あるいは現在の実プラント・データまたは模擬
されたブラントデータを評価するために用いられ得る。
本発明が、これらのデータの型の1つまたは2つを評価
するためだけに用いられるべきであるならば、入力方法
の選択くステップ32)は変更されるかまたは除去され
るであろう。
専門家システム20の初期設定(ステップ32)は、プ
ラントの設計及びプラントを運転する際の経験に基づい
た例えば、公称値、技術的仕様値及びスレショールド値
のためのパラメータを読込むことを含んでいる。さらに
、パラメータは限定され、専門家システム20の実行中
、1度だけ真に設定されるであろう。原子炉の場合には
、これらパラメータは、プラント異常状態の発見時刻、
自動原子炉スクラム、手動原子炉スクラム、安全注入活
性、等のような応答並びに応答に引き続く作用を必要と
する状態の存在を示す。これらのパラメータを根フレー
ム(root frane)に限定することによって、
そ1.て先行ルール(順連鎖論理−forward c
haining logic)を用いて発見の主状態(
finding major conditions)
を記録することによって、これらの状態の存在は一度だ
け決定される。
好適な実施例において、初期設定が完了されて入力方法
が選択された後、初期設定(ステップ32)中に選択さ
れた入力方法に依存して、3つの入力方法のうちの1つ
が用いられろくステップ34)、、現在の実プラント・
データが評価されるべきであるならば、プランI・にお
ける運転状態を示すプラント状りデータを得るために、
運転ユニツ)12a−12nが監視される(ステップ3
6)。
同様に、先に記録された実プラント・データが、プラン
ト状態データとして入力されるように選択されろならば
(ステップ32)、データ記憶16内に記憶されたプラ
ント・データがインタフェース22を介して読み取られ
る(ステップ38)。
他方、模擬されたプラント・データが、プラント状態デ
ータとして入力されるように)貿択されたならば、模擬
されたプラント・データが、インタフェース26を介し
て模擬システム24から受信される(ステップ40)。
「原子炉状態(REAcTOR−STΔTll5) 、
と呼ばれる根フレームの、「監視(StlRVEILL
ANCE) Jと呼ばれる、子フレーム(child 
frame)は、プラント状態データを評価するために
実行される。異常状懲が存在するということを先に限定
されないパラメータ(RX−STAT )が示すならば
、取られるべき作用を記述した根フレーム内のルールに
より「監視< 5URVEILLANCE ) J 7
レームの実行がトリガされる。好適な実施例におけるほ
とんどのルールと同様、このルールは、逆連鎖論理(b
ackward cbain−ng logic)を用
いる。専門家システム体系は、パラメータRX−STA
Tに対する値を決定するルールを探索する。このパラメ
ータは、「監視(Sυ訃VErLLANCE) Jフレ
ーム内に定義されていると仮定されるが、最初に、いく
つかの他のルールの評価を要求する。専門家システム体
系の外部でプロブラシを実行してインタフェース18.
22または 26の選バされた1つを介してデータを読
込む、使用者により限定された作用が、該他のルールに
含まれる。例えば、下記は、先に記録された実(または
模擬)プラント・データのファイルにアクセスするパー
ソナル・コンサルタント・プラス(PERSONAL 
C0N5IJLTANT PLtlS)構文クシンタッ
クス)におけるルールである。
ザ1Lユ1ユ 5UBJECT:: 5URVEILLANCE−RI
JLES[監視ルール]IF:: (INPIJT−C
ODE−EXE AND 5IJRV−FILE !s
 KNOWN)[INPIJT−CODE−EXE ト
5IJRV−FILEが既知ならば] THEN::  (DOS−CALL C:\PROF
\INPUT、EXE  ANDo−FILE  = 
5URV−FILE)[DOS−CALL C:\PR
OF\INPUT、EXEを実行並びに0−FILE・
監視ファイル] ルールの正確な形態は、監視されているプラント・デー
タの型に依存する。プラントの型にかかわらず、第1の
判定くステップ41)は、異常状態の形跡があるかどう
かである。かがる形跡がないならば、データの新しい組
が読取られる。異常状態の形跡があるならば、その重大
性を決定するために、第2の判定(ステップ42)が為
される。
原子炉の場合には、臨界運転に影響を与える事象は、原
子炉が部分的にまたは完全に運転停止される原子炉スク
ラムと、原子炉スクラムを生じさせない事故とを含んで
いる。プラントの池の型は、他の臨界運転に影響する事
象を有し得、いくつかのプラントは、1つ以上の型の運
転に影響を与える事象を有する。
好適な実施例を原子炉に適用した場合には、運転に影響
する事象である原子炉スクラムの形跡があるかどうかに
関して判定が為される(ステップ42)。「原子炉状態
」根フレームのもう1つの子フレームは、診断を行うた
めのルールを収集するために用いられ得る。好適な実施
例において、かかるフレームは[診断(DI八へNO3
TICS) Jと呼ばレル。r l視(SUI’1VE
ILl、ANCE ) J * タハ’ 診FJ(DI
ΔCN0STIC3) Jのいずれか、もしくはその双
方のフレームは、原子炉スクラムの形跡の判定(ステッ
プ42)を含、み得る。
さらに、「診断」フレームは、異なった診断の型を行う
それ自身の数個の子フレームを有し得る。
診断のいくつかの型の例は、前スクラム診断(ステップ
44)及び後スクラム診断(ステップ46)である。ス
クラム信号の発生及びスクラムの完了間の期間のような
原子炉内の他の可能な過渡状態の段、スクラムのない予
想されたトリップ(^揮S)及びA T W S J、
J、後に行われる手動スクラムは、前スクラム診断また
は別々のフレーム内に含まれ得る。
原子炉プラントからのプラント状蕩データを評価するた
めに用いられる専門家シ・ステムのための診断ルールは
、既知の異常環境の型を検出するよう設計されるべきで
ある。前スクラム診断(ステップ44)の場合には、異
常の発見と原子炉スクラムとの間で比較的長い時間期間
を有する事故、及び原子炉スクラムを要求しないより小
さい事故ですら、ルール内に含まれるべきである。前ス
クラム診断(ステップ44)で検出され得る情況の例と
しては、不必要な原子炉スクラムと、不必要な安全注入
活性化と、小さい破裂の冷却材損失事故と、蒸気発生器
管破裂と、供給管破損及び漏れ等である。冷却材損失事
故及び蒸気発生器管の破裂の場合には、破損の大きさの
見櫃もりが為されるべきである。ルール(2)は、蒸気
発生器管破裂を示し得る状態の検出のバーンナル・コン
サルタント・プラス(PERSONAL C0N5IJ
LTANT PLUS)構文(シンタックス)における
ルールの例である。
四重り工拉 SII[3JECT::  PRSCRAM−SGTR
−RULES〔前スクラム5GTRルール] rF::  (1)−PRZR−DLDT<TI−PR
ZR−DLDT)[D−PRZR−DLDT< TH−
PRZR−DLDTならば]TIIEN::  (PR
ZR−LEV−DEC)[加圧器レベル減少コ ルール(2)において、パラメータD−PR2:R−D
LI)Tは、加圧器内のレベルにおける変化を示し、T
H−PRZR−DLDTは、加圧器内のレベル変化に対
するスレショールドを示し、そしてPRZR−LEV−
DECは、加圧器レベルが減少しているということを示
す。従って、加圧器レベル内の小さい揺れは検出されな
い\ ままであるが、充分なレベル変化が検出されたならば、
バラス−9PRZR−LEV−DECLt、加圧器レベ
ルが減少しつつあることを示すために真(TR1lE)
に設定される。加圧器レベルの減少の1つの起こり得る
原因は、蒸気発生器管破裂である。池のルールにおいて
、パラメータPRZR−LEV−DECは、加圧器レベ
ルの降下が蒸気発生器管破裂によって引き起こされたか
どうかを判定するためにプラント状態の他の表示と結合
され得る。
後スクラム診断(ステップ46)は、代表的には、原子
力規制委員会(、NRC)によって要求される指針によ
って決定されるゆ緊急応答指針(ERG )は、代表的
には、原子炉スクラムの原因を判定する際にどの型の異
常状態が考慮されることが必要であるかを決定するだけ
ではなく、状況に対する検査の程度さえも決定する1行
われる他のどの診断とも一緒に前スクラム(ステップ4
4)または後スクラム(ステップ46)診断の結果は、
専門家システム20によって出力される分析48の部分
として与えられる。第1図において、分析48は、レポ
ート形態で与えられるように示されている。しかしなが
ら、情報はまたオペレータのスクリーン上に表示され得
るか、または後で人による評価のために記録され得る。
本発明の好適な実施例において、プラント状態のありそ
うな原因を診断することに加えて、専門家システム20
(第1図)はまた、プラント状態データを用いて診断さ
れた異常状況の未来の影響をも予測する(ステップ50
)。未来の影響の予測は、前スクラム(ステップ44)
または後スクラム(ステップ46)診断のいずれかの結
果に与えられ得る。ルールのすべては、例えばパーソナ
ル・コンサルタント・プラス(PER50NAL C0
N5IJL−TANT PLUS)によって用いられる
構文(シンタックス)のような、または例えば、ルール
(1)によるプラント状態データのアクセスと同様の態
様で専門家システム20内のルールによってアクセスさ
れるFORTRANプログラムのような、専門家システ
ム体系の構文くシンタックス)内に書き込よ/ れる。
第2図に示されるように、すべての可能な推論が1組の
プラント状態データから引き出された後、専門家システ
ム20は、もう1つの組のプラント状態データにアクセ
スするために自動的にループが戻される。このことは、
根フレーム「原子炉状態(REACTOR−STATU
S ) 」に属するパ子フレームの局部パラメータを用
いることによって自動的に行われ得る。このように、以
下のルール(3)のようなルールが根フレーム内に含ま
れ、かつRX−STATが「監視(SURVEILLA
NCE) J 7レームテ限TXすhる場合には、RX
−STATが[診断(DIAGNOSE) 」の値を有
t ルマ”C5「監視(SLIRVEILLANCE)
 J 7 レームが反復的に実行される。
圓旦り工U SUB、TECT:+ RX−STATtlS−RIJ
LES[r(×−5TATUSルール]IFF:  (
RX−STAT  =  DIAGNOSE)[RX−
STAT・診断ならば] THEN::  (SLIRVEILt、ANCE−R
ES[jLTSDIAにN0SE  AND  PRI
NT  ”ReactorOperation  5t
at、us  is  round  t、。
he  ABNORMAL、”) [監視結果・診断及び「原子炉運転状 悪が異常であることが発見された」を プリントコ この態様で動作しない専門家システム体系では、すなわ
ち−度に1つのレコードを読込む外部プログラムの繰返
される実行を生ずる代雷的方法どして、以下のルール(
4)が含まれ得る;四重しぶり 5IJIIJECT::  ACCESS  PI、^
NT  DATΔ[アクセス・プラント・データ〕 IFF: (RX−MODE Is NORMAL八〇
TO−へX−SCRAM−CONDITIQNDOES
 NOT EXIST。
[RX−Mol)Eは正常 自動RXスクラム状態は存在せず、 ] ここに、^CCESS−PERIODは、例えば2分で
ある。
第2図は、診断(ステップ44.46)及び予測(ステ
ップ50)が毎回性われるということを示すが、どのプ
ランI・状態も正常範囲の外側にあるかどうかに関して
最初の検査が行われ得、−正常範囲の外側にある場合に
のみ診断(ステップ44.46〉及び予測(ステップ5
0)が行われる。例えば、7L/−ムr診断(DtAG
NOSTICS ) Jが行われるべきであるか否かに
関する指示を「監視(SURVEILLANCE) J
フレームが与える場合には、ルール(5)が用いられ得
る。
LEAK  [)OES  NOT  EXIST  
ANDPRESS[lRE  I)ROP  I’を八
TE  Is  HOI’1M^L[漏れは存在せず、
及び圧力降下速度は正常ならばコ) THEN:: (DOS−CALL C:\PROF\
INPUT、EXEEVERY ACCESS−PER
[OD)[^CCESS−PERIOD毎に00S−C
ALL C:\PROF\INPUT、EXEヲ実行] U旦り工壮 5UBJECT::  RX−STATUS−RuLE
S[RX−STAT[ISルール] IFF: 、(Sl]RVEILLANCE4EStl
LTDIA(:lすOSE  AND  DIAC−R
ES[ILT  IS  KNOWN)[監視結果・診
断並びにr)JAG−RES[ILTが既知ならばコ TIIEN::  (PRINT  ”The res
ult or diagnosticsis:”  D
IAC−RESIJLT)[診断の結果はD IAC−
RESIJLTであるとプリント] 同様に、成る異常状況が診断される場合にのみ、予測(
ステップ50)が行われ得る。
現在の実プラント・データを得るために、先に記憶され
た実プラント・データの読取り(ステ・ンプ38)が、
ディスク・ファイル及び専門家システム20間の単純な
インタフェースを要求するが、データ収集システム14
は、専門家システム20によって行われる評価と同時に
運転ユニット12a−12nを監視しなければならない
。好適な実施例において、専門家システム20は、上述
のルール(1)及び(4)に示した態様でプログラムを
実行して、インタフェース18を介してデータ収集シス
テム14から最も最近に収集されたデータを得、プラン
ト状態データを更新する。入力ステップ36.38、4
0のいずれも、オペレータにデータを手動で入力させる
プロンプトを用いることもできる。かかるデータは、ゲ
ージから読取られるか(ステップ36)または、先に書
込まれるかプリントされたプラント・データ(ステップ
38)もしくは模擬されたプラント・データ(ステップ
40)から読取られ得る。
本発明の多くの特徴並びに長所が、−例として好適な実
施例を記載した詳細説明から明瞭どなった。本発明の本
当の精神並びJこ範囲内にあるシステムのかかる特徴及
び長所のすべてを包含するよう、特許請求の範囲では意
図されている。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明の好適な実施例によるプラント運転状
態分析装置を示すブロック図、第20は、本発明の好適
な実施例による方法を示すフローチャートである。 図において、12a〜12nは運転ユニット、14はデ
ータ収集システム、16はデータ記憶装置、20は専門
家システム、24は模擬システム、28はルール・ベー
ス記憶装置、 である。

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)プラントの運転状態を示すプラント状態データを
    得る段階を含んで、プラントの運転状態を分析する方法
    において、 専門家システムのルール・ベースを用いて、得られたプ
    ラント状態データを評価し、プラント運転に影響し得る
    事象を発生し得る異常環境の存在の可能性を決定する段
    階と、 改善及び修正動作を開始するために、プラント状態デー
    タに依存して異常環境の影響を予測する段階と、 を含んだことを特徴とするプラントの運転状態を分析す
    る方法。
  2. (2)プラントの運転状態を分析する方法であって、 プラントの運転状態を示すプラント状態データを得るた
    めに、プラントの運転ユニットを監視して現在の実際の
    プラント・データをプラント状態データとして得る副段
    階1、あらかじめ記録された実際のプラント・データを
    プラント状態データとして入力する副段階2、そして模
    擬されたプラント・データをプラント状態データとして
    受ける副段階3、を含む別の方法を提供する段階と、前
    記監視する副段階1、前記入力する副段階2及び前記受
    ける副段階3の内の1つを選択して前記プラント状態デ
    ータを得る段階と、 異常環境の存在の可能性を決定するよう専門家システム
    のルール・ベースを用いて前記監視する副段階1と同時
    に前記プラント状態データを評価する段階と、 を含んだプラントの運転状態を分析する方法。
  3. (3)プラント状態データとして現在の実際のプラント
    ・データを得るようプラントの運転ユニットを連続的に
    監視することによりプラントの運転状態を示すプラント
    状態データを得るためのデータ入力手段(12a〜12
    n)(14)と、専門家システムのルール・ベースを格
    納するための記憶手段(28)と、 を備えたプラント運転状態分析装置において、前記専門
    家システムのルール・ベースを用いて前記データ入力手
    段により行われる前記監視と同時に前記プラント状態デ
    ータを評価する評価手段(48)を含み、該評価手段は
    、プラント運転に影響し得る事象を発生し得る異常状態
    の存在の可能性を決定する手段を含んだことを特徴とす
    るプラント運転状態分析装置。
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Families Citing this family (61)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4008560C2 (de) * 1989-03-17 1995-11-02 Hitachi Ltd Verfahren und Vorrichtung zum Bestimmen einer Restlebensdauer eines Aggregats
JPH0760195B2 (ja) * 1989-08-25 1995-06-28 株式会社日立製作所 原子力発電プラントの運転制御システム
US5116567A (en) * 1990-07-10 1992-05-26 General Electric Company Nuclear reactor with bi-level core
US5481647A (en) * 1991-03-22 1996-01-02 Raff Enterprises, Inc. User adaptable expert system
CZ293613B6 (cs) * 1992-01-17 2004-06-16 Westinghouse Electric Corporation Způsob monitorování chodu zařízení pomocí CPU
US5223207A (en) * 1992-01-29 1993-06-29 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Expert system for online surveillance of nuclear reactor coolant pumps
US5459675A (en) * 1992-01-29 1995-10-17 Arch Development Corporation System for monitoring an industrial process and determining sensor status
US5410492A (en) * 1992-01-29 1995-04-25 Arch Development Corporation Processing data base information having nonwhite noise
EP0570887A1 (de) * 1992-05-20 1993-11-24 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zum automatischen Schutz einer Anlage, insbesondere eines Kernkraftwerks
FR2692037B1 (fr) * 1992-06-03 1997-08-08 Thomson Csf Procede de diagnostic d'un processus evolutif.
US5309485A (en) * 1992-07-06 1994-05-03 General Electric Company Core automated monitoring system
US5311562A (en) * 1992-12-01 1994-05-10 Westinghouse Electric Corp. Plant maintenance with predictive diagnostics
TW227064B (ja) * 1992-12-02 1994-07-21 Combustion Eng
JP3169036B2 (ja) * 1993-06-04 2001-05-21 株式会社日立製作所 プラント監視診断システム、プラント監視診断方法および非破壊検査診断方法
US5526268A (en) * 1994-05-11 1996-06-11 Westinghouse Electric Corporation Dynamic language changing process graphics
US5528639A (en) * 1994-08-01 1996-06-18 General Electric Company Enhanced transient overpower protection system
US5657245A (en) * 1994-11-09 1997-08-12 Westinghouse Electric Corporation Component maintenance system
US5600726A (en) * 1995-04-07 1997-02-04 Gemini Systems, L.L.C. Method for creating specific purpose rule-based n-bit virtual machines
US5761090A (en) * 1995-10-10 1998-06-02 The University Of Chicago Expert system for testing industrial processes and determining sensor status
US5764509A (en) * 1996-06-19 1998-06-09 The University Of Chicago Industrial process surveillance system
FR2769402B1 (fr) * 1997-10-07 1999-12-17 Framatome Sa Technique de pilotage de reacteur nucleaire
US6363330B1 (en) 1998-04-10 2002-03-26 Satnam Singh Sampuran Alag Thermocouple failure detection in power generation turbines
JP3924932B2 (ja) * 1998-07-02 2007-06-06 株式会社日立製作所 原子力プラントの制御システム
US6230062B1 (en) * 1999-01-08 2001-05-08 Voyan Technology Adaptation to unmeasured variables
US6876991B1 (en) 1999-11-08 2005-04-05 Collaborative Decision Platforms, Llc. System, method and computer program product for a collaborative decision platform
US6748348B1 (en) 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
US6957172B2 (en) * 2000-03-09 2005-10-18 Smartsignal Corporation Complex signal decomposition and modeling
US6917839B2 (en) * 2000-06-09 2005-07-12 Intellectual Assets Llc Surveillance system and method having an operating mode partitioned fault classification model
US6609036B1 (en) 2000-06-09 2003-08-19 Randall L. Bickford Surveillance system and method having parameter estimation and operating mode partitioning
FI20011742A (fi) 2001-08-31 2003-03-01 Metso Field Systems Oy Menetelmä ja järjestelmä teollisuusprosessin säätöpiirin suorituskyvun analysoimiseksi
US20030086520A1 (en) * 2001-11-07 2003-05-08 Russell William Earl System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor
JP2003256034A (ja) * 2002-03-01 2003-09-10 Hitachi Ltd 発電プラントのデータ管理方法
US7020580B2 (en) * 2002-07-12 2006-03-28 Ford Motor Company Method and system to facilitate reporting results of a defect inspection
US7487133B2 (en) * 2002-09-19 2009-02-03 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for adaptively determining weight factors within the context of an objective function
US7693249B2 (en) * 2003-01-31 2010-04-06 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of improving nuclear reactor performance
US6924628B2 (en) * 2003-02-24 2005-08-02 Siemens Westinghouse Power Corporation Method and system for operating a generator using a dynamic capability curve
US7050875B2 (en) * 2003-07-01 2006-05-23 General Electric Company System and method for detecting an anomalous condition
US20050004684A1 (en) * 2003-07-01 2005-01-06 General Electric Company System and method for adjusting a control model
US6980874B2 (en) * 2003-07-01 2005-12-27 General Electric Company System and method for detecting an anomalous condition in a multi-step process
US20050096759A1 (en) * 2003-10-31 2005-05-05 General Electric Company Distributed power generation plant automated event assessment and mitigation plan determination process
JP4078671B2 (ja) * 2003-12-17 2008-04-23 株式会社日立製作所 プラント保全管理方法
US7451003B2 (en) * 2004-03-04 2008-11-11 Falconeer Technologies Llc Method and system of monitoring, sensor validation and predictive fault analysis
US8041548B2 (en) 2004-12-30 2011-10-18 Global Nuclear Fuels-Americas, LLC Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem for a nuclear reactor involving channel deformation
US7577548B1 (en) * 2006-03-04 2009-08-18 Hrl Laboratories Integrated framework for diagnosis and prognosis of components
US8275577B2 (en) 2006-09-19 2012-09-25 Smartsignal Corporation Kernel-based method for detecting boiler tube leaks
US8311774B2 (en) * 2006-12-15 2012-11-13 Smartsignal Corporation Robust distance measures for on-line monitoring
US8145334B2 (en) * 2008-07-10 2012-03-27 Palo Alto Research Center Incorporated Methods and systems for active diagnosis through logic-based planning
US8266092B2 (en) 2008-07-10 2012-09-11 Palo Alto Research Center Incorporated Methods and systems for target value path identification
US8165705B2 (en) * 2008-07-10 2012-04-24 Palo Alto Research Center Incorporated Methods and systems for continuously estimating persistent and intermittent failure probabilities for production resources
KR100981145B1 (ko) 2008-10-07 2010-09-10 한국수력원자력 주식회사 열수력 분석을 위한 자발적 분산 처리 시스템 및 그 방법
US8359110B2 (en) * 2009-03-23 2013-01-22 Kuhn Lukas D Methods and systems for fault diagnosis in observation rich systems
CN102117527A (zh) * 2009-12-30 2011-07-06 捷达世软件(深圳)有限公司 异常监控报警***及方法
US8620591B2 (en) * 2010-01-14 2013-12-31 Venture Gain LLC Multivariate residual-based health index for human health monitoring
CN103548093B (zh) * 2010-11-23 2016-08-10 西屋电气有限责任公司 全谱的loca评价模型及分析方法
US8660980B2 (en) 2011-07-19 2014-02-25 Smartsignal Corporation Monitoring system using kernel regression modeling with pattern sequences
US9250625B2 (en) 2011-07-19 2016-02-02 Ge Intelligent Platforms, Inc. System of sequential kernel regression modeling for forecasting and prognostics
US9256224B2 (en) 2011-07-19 2016-02-09 GE Intelligent Platforms, Inc Method of sequential kernel regression modeling for forecasting and prognostics
US8620853B2 (en) 2011-07-19 2013-12-31 Smartsignal Corporation Monitoring method using kernel regression modeling with pattern sequences
CN106338973A (zh) * 2016-08-11 2017-01-18 塞壬智能科技(北京)有限公司 专家诊断服务***
DE202016105686U1 (de) 2016-10-11 2016-10-28 Dürr Systems Ag Industrielle Anlage
WO2021195077A1 (en) * 2020-03-27 2021-09-30 BlueOwl, LLC Systems and methods for determining historical amount of carbon emissions produced by vehicles

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6031176A (ja) * 1983-08-01 1985-02-16 株式会社東芝 プラント模擬装置
JPS62285172A (ja) * 1986-06-04 1987-12-11 Hitachi Ltd オンライン高速推論方法
JPS63167955A (ja) * 1986-12-29 1988-07-12 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 診断支援システム

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4770843A (en) * 1987-04-08 1988-09-13 Westinghouse Electric Corp. Controlling fuel assembly stability in a boiling water reactor
DE3856379T2 (de) * 1987-09-30 2000-06-29 Du Pont Expertensystem mit verfahrenssteuerung
US4803040A (en) * 1988-01-21 1989-02-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Expert system for surveillance and diagnosis of breach fuel elements
US4853175A (en) * 1988-03-10 1989-08-01 The Babcock & Wilcox Company Power plant interactive display

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6031176A (ja) * 1983-08-01 1985-02-16 株式会社東芝 プラント模擬装置
JPS62285172A (ja) * 1986-06-04 1987-12-11 Hitachi Ltd オンライン高速推論方法
JPS63167955A (ja) * 1986-12-29 1988-07-12 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 診断支援システム

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EP0378377A2 (en) 1990-07-18
US5009833A (en) 1991-04-23
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