CN107103404A - 一种核电厂事故处理策略符合性验证方法 - Google Patents

一种核电厂事故处理策略符合性验证方法 Download PDF

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Abstract

本发明属于核事故处理技术领域，涉及一种核电厂事故处理策略符合性验证方法。所述的验证方法包括如下工作：(1)准备工作：包括事故处理初步策略的制定，最佳估算程序核电厂模型的建立以及其他设计资料的准备，所述的其他设计资料包括事故处理策略中涉及到的相关系统和设备的工艺设计参数和仪控设计资料；(2)验证工作：包括需求分析、确定建模范围和边界条件、序列计算、定值分析、策略修改，并在策略修改后，重新开展序列计算和定值分析，循环迭代直至获得一个合理优化的事故处理策略。利用本发明的验证方法，能够有效分析判断所制定的事故处理策略是否与机组设计和运行特性相符合，从何验证事故处理策略的合理性并提出修改方案。

Description

一种核电厂事故处理策略符合性验证方法
技术领域
本发明属于核事故处理技术领域，涉及一种核电厂事故处理策略符合性验证方法。
背景技术
核电站为应对各种事故工况，会建立一整套事故处理策略体系，该体系可能是基于机组征兆或状态导向的，也可能是基于事件导向的，具体的事故处理策略应该是符合核电站设计特点的。通常，在制定核电站事故处理策略时会参照已有的设计相似电厂的处理策略，根据设计差异和运行经验进行分析改进，但是，对于一些采用了全新设计或关键改进的核电站，仅凭系统设计和运行经验无法确保所制定的事故运行策略是正确有效的。
事故处理策略一方面与系统的工艺和仪控设计相关，在制定事故处理策略时应考虑系统和设备的运行特点和响应特性；另一方面与堆芯物理和热工水力响应相关，在制定事故处理策略时必须基于事故发展演变的客观规律。
以往制定核电站事故处理策略通常采用事故分析或运行经验或两者相结合的方法，这样的方法对于成熟设计的堆型是合适的，但是不能很好地应用于采用了全新设计或关键改进的核电站，因为设计的改变导致事故后机组对操纵员动作的响应发生变化，原有的运行经验不一定适用，因此传统的制定事故处理策略的方法不能很好地判断操纵员动作对事故发展的影响。尤其是事故分析的方法，是根据初始事件和机组关键系统自动动作响应，通过热工水力计算分析，获得机组重要参数的变化趋势；再根据核电厂系统设计，以缓解参数恶化为目的，确定事故后需要操作和监视的内容。这种方法没有考虑操纵员执行事故处理动作对于事故发展演变的影响。而且事故处理策略中的关键定值，是无法通过经验判断获得的，而事故分析结果是不考虑人员干预的堆芯物理/热工水力分析的计算结果，只能在参数发展趋势上提供指导。根据事故分析确定的定值往往是过于保守的，不利于优化机组运行。
发明内容
本发明的目的是针对核事故处理的要求，提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，以能够有效分析判断所制定的事故处理策略是否与机组设计和运行特性相符合，从何验证事故处理策略的合理性并提出修改方案。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，所述的验证方法包括如下工作：
(1)准备工作：包括事故处理初步策略的制定，最佳估算程序核电厂模型的建立以及其他设计资料的准备，所述的其他设计资料包括事故处理策略中涉及到的相关系统和设备的工艺设计参数和仪控设计资料；
(2)验证工作：包括需求分析、确定建模范围和边界条件、序列计算、定值分析、策略修改，并在策略修改后，重新开展序列计算和定值分析，循环迭代直至获得一个合理优化的事故处理策略。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(1)中所述的事故处理初步策略的制定是参照设计上较为相似电厂的处理策略，结合运行经验和设计经验，提出的待验证策略。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(1)中所述的事故处理初步策略的制定应与不考虑人员干预的事故分析计算结果相匹配，应给出每一步操作所需要的时间间隔。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(1)中所述的最佳估算程序核电厂模型的建立包括基础模型和事故模型的建立，并为了提高计算效率，根据对所述的事故处理初步策略的分析来确认所述的最佳估算程序核电厂模型的建模范围和边界条件。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(2)中所述的需求分析包括：
1)从运行需求和热工计算可行性等角度，综合分析事故处理初步策略中需要参与符合性验证计算的策略步骤；
2)确定需要验证计算输出结果的参数和输出方式，所述的输出方式包括两种，即参数趋势曲线和时间窗口；
3)根据事故处理初步策略涉及到的功能，确定最佳估算程序核电厂模型的建模范围。
参数趋势曲线是指指定参数随时间的变化趋势，用于分析处理策略中操纵员的干预动作是否取得的预期的效果；时间窗口是指参数数值达到给定定值所需要的时间(从事故发生时刻开始计算)，用于分析处理策略中操作步骤先后顺序是否合理以及预先确定的定值是否合理。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(2)中所述的确定建模范围和边界条件包括：
1)根据需求分析的结果确定需要包含在最佳估算程序核电厂模型中的系统和设备范围，包括需要插入操纵员手动干预部分的模型；
2)根据其他设计资料，将未建立模型的部分以合理的边界条件的形式加入到模型中，如质量或能量的传递等。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(2)中所述的序列计算是通过最佳估算程序模拟相关事故，在事故发展的计算过程中，根据事故处理初步策略中的操作时间间隔和指定参数定值插入人为的干预动作，最终给出需求分析中指定参数的输出结果。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(2)中所述的定值分析是根据序列计算结果，判断预先选取定值的合理性。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(2)中所述的策略修改是根据对序列计算输出结果的分析，判断事故处理初步策略的操作顺序、操作方式是否合理，并提出策略和定值修改的意见。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其中步骤(2)中所述的策略修改的判断准则包括：
1)操作策略的顺序是否会引起机组参数向不利方向发展；
2)操作定值是否无法达到或需要很长时间才能达到。
本发明的有益效果在于，利用本发明的核电厂事故处理策略符合性验证方法，能够有效分析判断所制定的事故处理策略是否与机组设计和运行特性相符合，从何验证事故处理策略的合理性并提出修改方案。本发明提出的事故处理策略符合性验证方法具有如下三方面具体的有益效果：
1、经过验证的事故处理策略与核电厂设计特性和运行特性是相符合的，从而确保了事故处理策略的合理性和可行性；
2、经过验证的事故处理策略中的定值是合理且优化的，避免了过于保守的定值选取带来的操作不确定性；
3、通过需求分析简化了核电厂模型，提高了验证计算的效率。
附图说明
图1为示例性的本发明的核电厂事故处理策略符合性验证方法的流程框图。
具体实施方式
以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
示例性的本发明的核电厂事故处理策略符合性验证方法的流程如图1所示，按照该流程进行核电厂一回路失水事故处理策略的符合性验证，实施方式如下：
1、根据以往工程经验，确定事故处理初步策略包括如下步骤：
1)检查主泵运行条件；
2)检查蒸发器水位；
3)判断是否可以终止安注；
4)判断是否可以终止安喷；
5)判断低压安注泵是否应停运；
6)检查一回路压力和蒸发器压力；
7)评价电厂状态；
8)判断一回路是否需要冷却和降压；
9)检查是否应隔离安注箱；
10)判断是否将蒸发器压力降至一回路压力；
11)判断是否需要将安注切换到冷热段同时注入；
12)评价电厂长期冷却状态。
2、通过符合性验证需求分析，确定上述策略中第7)、11)、12)步不需要参与到本次符合性验证计算。输出结果和方式需求包括：
●第2)步要求输出蒸发器水位趋势曲线和给水流量趋势曲线；
●第3)步要求输出堆芯出口过冷度趋势曲线和到达27℃的时间窗口、稳压器水位曲线和到达30％定值的时间窗口、一回路压力趋势曲线等；
●第4)步要求输出安全壳压力和温度的趋势曲线；
●第5)步要求输出一回路压力到达2.3MPa的时间窗口；
●第6)步要求输出蒸发器压力趋势曲线。
3、通过需求分析确定，最佳估算程序核电厂模型除基础模型外，还应包含一回路破口模型、专设安全设施模型等。
4、其他设计资料包括事故处理初步策略中所涉及系统的流程图、工艺参数、逻辑图等。
5、开展序列计算。
6、根据对序列计算结果的分析，该初步策略能够有效地缓解一回路失水事故的后果，操作先后顺序与程序计算响应能够匹配，处理策略是合理的。
7、通过定值分析，判断终止安注的定值还有优化空间。结合系统设计资料和迭代计算的结果，认为将堆芯出口过冷度定值改为20℃可以更好地缓解事故后果。
至此，已通过符合性验证方法确认了事故处理策略的合理性并获得了优化后的定值。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (10)

1.一种核电厂事故处理策略符合性验证方法，其特征在于，所述的验证方法包括如下工作：
(1)准备工作：包括事故处理初步策略的制定，最佳估算程序核电厂模型的建立以及其他设计资料的准备，所述的其他设计资料包括事故处理策略中涉及到的相关系统和设备的工艺设计参数和仪控设计资料；
(2)验证工作：包括需求分析、确定建模范围和边界条件、序列计算、定值分析、策略修改，并在策略修改后，重新开展序列计算和定值分析，循环迭代直至获得一个合理优化的事故处理策略。
2.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(1)中所述的事故处理初步策略的制定是参照设计上较为相似电厂的处理策略，结合运行经验和设计经验，提出的待验证策略。
3.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(1)中所述的事故处理初步策略的制定应与不考虑人员干预的事故分析计算结果相匹配，应给出每一步操作所需要的时间间隔。
4.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(1)中所述的最佳估算程序核电厂模型的建立包括基础模型和事故模型的建立。
5.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(2)中所述的需求分析包括：
1)从运行需求和热工计算可行性等角度，综合分析事故处理初步策略中需要参与符合性验证计算的策略步骤；
2)确定需要验证计算输出结果的参数和输出方式，所述的输出方式包括两种，即参数趋势曲线和时间窗口；
3)根据事故处理初步策略涉及到的功能，确定最佳估算程序核电厂模型的建模范围。
6.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(2)中所述的确定建模范围和边界条件包括：
1)根据需求分析的结果确定需要包含在最佳估算程序核电厂模型中的系统和设备范围，包括需要插入操纵员手动干预部分的模型；
2)根据其他设计资料，将未建立模型的部分以合理的边界条件的形式加入到模型中。
7.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(2)中所述的序列计算是通过最佳估算程序模拟相关事故，在事故发展的计算过程中，根据事故处理初步策略中的操作时间间隔和指定参数定值插入人为的干预动作，最终给出需求分析中指定参数的输出结果。
8.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(2)中所述的定值分析是根据序列计算结果，判断预先选取定值的合理性。
9.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(2)中所述的策略修改是根据对序列计算输出结果的分析，判断事故处理初步策略的操作顺序、操作方式是否合理，并提出策略和定值修改的意见。
10.根据权利要求1所述的验证方法，其特征在于：步骤(2)中所述的策略修改的判断准则包括：
1)操作策略的顺序是否会引起机组参数向不利方向发展；
2)操作定值是否无法达到或需要很长时间才能达到。
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